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柏崎刈羽原子力発電所6号及び7号炉審査資料
資料番号
KK67-0072 改41
提出年月日
平成29年1月27日

柏崎刈羽原子力発電所 6号及び7号炉重大事故等対処設備について

平成29年1月
東京電力ホールディングス株式会社

目次
1. 重大事故等対処設備
1.1 重大事故等対処設備の設備分類
2. 基本設計の方針
2.1 耐震性・耐津波性
2.1.1 発電用原子炉施設の位置
2.1.2 耐震設計の基本方針
2.1.3 耐津波設計の基本方針
2.2 火災による損傷の防止
2.3 重大事故等対処設備の基本設計方針
2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等
2.3.2 容量等
2.3.3 環境条件等
2.3.4 操作性及び試験・検査性
3. 個別設備の設計方針
3.1 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備
3.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
3.3 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備
3.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
3.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
3.6 原子炉格納容器内の冷却等のための設備
3.7 原子炉格納容器内の過圧破損を防止するための設備
3.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備
3.9 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備
3.10 水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備
3.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備
3.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための設備
3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
3.14 電源設備
3.15 計装設備
3.16 原子炉制御室
3.17 監視測定設備
3.18 緊急時対策所
3.19 通信連絡を行うために必要な設備
3.20 原子炉本体
3.21 原子炉格納施設
3.22 燃料貯蔵施設
3.23 非常用取水設備

目次-1

別添資料－1
別添資料－2
別添資料－3

原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備（格納容器圧力逃がし装置について）
復水補給水系を用いた代替循環冷却の成立性について
水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備について
下線部：今回ご提出資料

目次-2

1.

重大事故等対処設備
重大事故に至るおそれがある事故が発生した場合において，炉心，使用済燃料プー
ル内の燃料体等及び運転停止中における原子炉の燃料体の著しい損傷を防止するために，また，重大事故が発生した場合においても，原子炉格納容器の破損及び発電所
外への放射性物質の異常な放出を防止するために，「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）第三章（重大事故等対処施設）にて定められる重大事故等対処設備として以下の設備を設ける。
・第 43 条 アクセスルートを確保するための設備
・第 44 条 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備
・第 45 条・第 48 条・第 49 条・第 50 条・第 51 条・第 52 条原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備
原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
原子炉格納容器内の冷却等のための設備
原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備
原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備
水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備

・第 53 条・第 54 条・第 55 条・第 56 条・第 57 条・第 58 条・第 59 条・第 60 条・第 61 条水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備
使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備
工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための設備
重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
電源設備
計装設備
原子炉制御室監視測定設備緊急時対策所・第 46 条・第 47 条・第 62 条 通信連絡を行うために必要な設備
これらの設備については，新たに重大事故等に対処する機能を付加させた設備に加え，当該設備が機能を発揮するために必要な系統（水源から注入先まで，流路を含む）
までを含むものとする。
また，設計基準対象施設のうち，想定される重大事故等時にその機能を期待する場
合において，上記設備に該当しないものは，重大事故等時に設計基準対象施設としての機能を期待する重大事故等対処設備（以下，重大事故等対処設備（設計基準拡張）という）と位置付け，第 44 条～第 62 条のいずれかに適合するための設備の一部として取り扱うこととする。

1-1

1.1 重大事故等対処設備の設備分類
重大事故等対処設備は，常設のものと可搬型のものがあり，それぞれ設置許可基準
規則に示される名称を踏まえて以下のとおり分類する。
(1) 常設重大事故等対処設備
重大事故等対処設備のうち常設のもの
a. 常設重大事故防止設備
重大事故に至るおそれがある事故が発生した場合であって，設計基準事故対処
設備の安全機能又は使用済燃料プールの冷却機能若しくは注水機能が喪失した
場合において，その喪失した機能（重大事故に至るおそれがある事故に対処するために必要な機能に限る。）を代替することにより重大事故の発生を防止する機能を有する設備（重大事故防止設備）のうち，常設のもの。
b. 常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故防止設備であって，耐震重要施設（耐震 S クラス施設）に属する
設計基準事故対処設備が有する機能を代替するもの。
c. 常設重大事故緩和設備
重大事故等対処設備のうち，重大事故が発生した場合において，当該重大事故の拡大を防止し，又はその影響を緩和するための機能を有する設備（重大事故緩和設備）のうち，常設のもの。
d. 常設重大事故防止設備（設計基準拡張）
設計基準対象施設のうち，重大事故等時に機能を期待する設備であって，重大事故の発生を防止する機能を有する上記 a.以外の常設のもの
e. 常設重大事故緩和設備（設計基準拡張）
設計基準対象施設のうち，重大事故等時に機能を期待する設備であって，重大事故の拡大を防止し，又はその影響を緩和するための機能を有する上記 c.以外の常設のもの。（ただし，柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉においては，本分類に該当する設備はなし。）
f. 常設重大事故等対処設備のうち防止でも緩和でもない設備
常設重大事故等対処設備のうち，上記 a.，c.，d.，e.以外の常設設備で，防止又は緩和の機能がないもの。
(2) 可搬型重大事故等対処設備
重大事故等対処設備のうち可搬型のもの。
g. 可搬型重大事故防止設備
重大事故防止設備のうち可搬型のもの。
h. 可搬型重大事故緩和設備
重大事故緩和設備のうち可搬型のもの。
i. 可搬型重大事故防止設備（設計基準拡張）
設計基準対象施設のうち，重大事故等時に機能を期待する設備であって，重大事故の発生を防止する機能を有する上記 g.以外の可搬型のもの。
（ただし，柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉においては，本分類に該当する設備はなし。）
j. 可搬型重大事故緩和設備（設計基準拡張）
1-2

設計基準対象施設のうち，重大事故等時に機能を期待する設備であって，重大事故の拡大を防止し，又はその影響を緩和するための機能を有する上記 h.以外の可搬型のもの。（ただし，柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉においては，
本分類に該当する設備はなし。）
k. 可搬型重大事故等対処設備のうち防止でも緩和でもない設備
可搬型重大事故等対処設備のうち，上記 g.，h.，i.，j.以外の可搬型設備で，防止又は緩和の機能がないもの。

1-3

2.3

重大事故等対処設備の基本設計方針

2.3.1 多様性、位置的分散、悪影響防止等【43 条 1‐五、43 条 2‐二,三、43 条 3‐三,五,
七】【設置許可基準規則】（重大事故等対処設備）
第四十三条 重大事故等対処設備は、次に掲げるものでなければならない
五 工場等内の他の設備に対して悪影響を及ぼさないもの であること。
２ 重大事故等対処設備のうち常設のもの（重大事故等対処設備のうち可搬型のもの（以下「可搬型重大事故等対処設備」という。）と接続するものにあっては、当該可搬型
重大事故等対処設備と接続するために必要な発電用原子炉施設内の常設の配管、弁、ケーブルその他の機器を含む。以下「常設重大事故等対処設備」という。）は、前項に定めるもののほか、次に掲げるものでなければならない。
二 二以上の発電用原子炉施設において共用するものでないこと。ただし、二以上の発電用原子炉施設と共用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であって、同一の工場等内の他の発電用原子炉施設に対して悪影響を及ぼさない場合は、この限りでない。
三 常設重大事故防止設備は、共通要因によって設計基準事 故対処設備の安全機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう、適切な措置を講じたものであること。
３ 可搬型重大事故等対処設備に関しては、第一項に定めるもののほか、次に掲げるもの
でなければならない。
三 常設設備と接続するものにあっては、共通要因によって接続することができなくなることを防止するため、可搬型重大事故等対処設備（原子炉建屋の外から水又は電力を供給するものに限る。）の接続口をそれぞれ互いに異なる複数の場所に設けるものであること。
五 地震、津波その他の自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズム
による影響、設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備の配置その他の条件を考慮した上で常設重大事故等対処設備と異なる保管場所に保管すること。
七 重大事故防止設備のうち可搬型のものは、共通要因によって、設計基準事故対処設
備の安全機能、使用済燃料貯蔵槽の冷却機能若しくは注水機能又は常設重大事故防止設備の重大事故に至るおそれがある事故に対処するために必要な機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう、適切な措置を講じたものであること。
(解釈)
１ 第１項から第３項までに規定する「想定される重大事故等」とは、本規程第３７条
において想定する事故シーケンスグループ（炉心の著しい損傷後の原子炉格納容器の機能に期待できるものにあっては、計画された対策が想定するもの。）、想定する格納容器破損モード、使用済燃料貯蔵槽内における想定事故及び想定する運転停止
中事故シーケンスグループをいう。
３ 第１項第５号に規定する「他の設備」とは、設計基準対象施設だけでなく、当該重大事故等対処設備以外の重大事故等対処設備も含む。
2.3-1

４ 第２項第３号及び第３項第７号に規定する「適切な措置を講じたもの」とは、可能な限り多様性を考慮したものをいう。
６ 第３項第３号について、複数の機能で一つの接続口を使用する場合は、それぞれの機能に必要な容量（同時に使用する可能性がある場合は、合計の容量）を確保することができるように接続口を設けること。
７ 第３項第５号について、可搬型重大事故等対処設備の保管場所は、故意による大型航空機の衝突も考慮すること。例えば原子炉建屋から 100m 以上離隔をとり、原子炉建屋と同時に影響を受けないこと。又は、故意による大型航空機の衝突に対して頑健性を有すること。
(1) 多様性，位置的分散
共通要因としては，環境条件，自然現象，発電用原子炉施設の安全性を損なわせる
原因となるおそれがある事象であって人為によるもの（以下「外部人為事象」という。），
溢水，火災及びサポート系の故障を考慮する。
発電所敷地で想定される自然現象（地震及び津波を除く。）については，網羅的に抽出するために，発電所敷地及びその周辺での発生実績の有無に関わらず，国内外の基準や文献等に基づき収集した洪水，風（台風），竜巻，凍結，降水，積雪，落雷，地滑り，火山の影響，生物学的事象，森林火災等の事象を考慮する。これらの事象のうち，発電所敷地及びその周辺での発生の可能性，重大事故等対処設備への影響度，事象進
展速度や事象進展に対する時間余裕の観点から，重大事故等対処設備に影響を与える
おそれがある事象として，風（台風），竜巻，低温（凍結），降水，積雪，落雷，地滑り，火山の影響及び生物学的事象を考慮する。また，設計基準事故対処設備と重大事
故等対処設備に対する共通要因としては，地震，津波，風（台風），竜巻，低温（凍結），
降水，積雪，落雷，地滑り，火山の影響及び生物学的事象を考慮する。
自然現象の組合せについては，地震，積雪及び火山の影響を考慮する。
発電所敷地又はその周辺において想定される外部人為事象については，網羅的に抽出するために，発電所敷地及びその周辺での発生実績の有無に関わらず，国内外の基準や文献等に基づき収集した飛来物（航空機落下等），ダムの崩壊，爆発，近隣工場等の火災，有毒ガス，船舶の衝突，電磁的障害，故意による大型航空機衝突その他のテ
ロリズム等の事象を考慮する。これらの事象のうち，発電所敷地及びその周辺での発生可能性，重大事故等対処設備への影響度，事象進展速度や事象進展に対する時間余裕の観点から，重大事故等対処設備に影響を与えるおそれがある事象として，飛来物（航空機落下等），火災・爆発（森林火災，近隣工場等の火災・爆発，航空機落下火災），
有毒ガス，船舶の衝突，電磁的障害及び故意による大型航空機衝突のその他のテロリズムを考慮する。また，設計基準事故対処設備と重大事故等対処設備に対する共通要因としては，火災・爆発（森林火災，近隣工場等の火災・爆発，航空機落下火災），有
毒ガス，船舶の衝突，電磁的障害及び故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムを考慮する。
故意による大型航空機衝突その他のテロリズムについては，可搬型重大事故等対処
設備による対策を講じることとする。
2.3-2

建屋については，地震，津波，火災及び外部からの衝撃による損傷を防止できる設計とする。
重大事故等対処設備についても，可能な限り多様性を考慮する。
a.

常設重大事故等対処設備（第四十三条 第２項 第三号）
常設重大事故防止設備は，設計基準事故対処設備及び使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能を有する設備（以下「設計基準事故対処設備等」という。）の安全機能と共通要因によって同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，可能な限り多様性，独立性，位置的分散を考慮して適切な措置を講じた設計とする。ただし，常設重大事
故防止設備のうち，計装設備について，重要代替監視パラメータ（当該パラメータの他チャンネルの計器を除く。）による推定は，重要監視パラメータと異なる物理量（水位，注水量等）又は測定原理とする等，重要監視パラメータに対して可能な限り多様性を持った方法により計測できる設計とする。重要代替監視パラメータは重要監視パ
ラメータと可能な限り位置的分散を図る設計とする。
環境条件に対しては，想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重及びその他の使用条件において，常設重大事故防止設備がその機能を確実に発揮できる設計とする。重大事故等時の環境条件における健全性については「2.3.3 環境
条件等」に記載する。風（台風），低温(凍結)，降水，積雪及び電磁的障害に対して常設重大事故防止設備は，環境条件にて考慮し，機能が損なわれない設計とする。
常設重大事故防止設備は，「2.1.1 発電用原子炉施設の位置」に基づく地盤上に設置するとともに，地震，津波及び火災に対しては，「2.1.2 耐震設計の基本方針」，「2.1.3
耐津波設計の基本方針」及び「2.2 火災による損傷の防止」に基づく設計とする。地
震，津波，溢水及び火災に対して常設重大事故防止設備は，設計基準事故対処設備等と同時に機能を損なうおそれがないように，可能な限り設計基準事故対処設備等と位置的分散を図る。また，常設重大事故防止設備は，地震による使用済燃料プールからの溢水に対して機能を損なわない設計とする。
風（台風），竜巻，低温（凍結），降水，積雪，落雷，地滑り，火山の影響，生物学的事象，火災・爆発（森林火災，近隣工場等の火災・爆発，航空機落下火災），有毒ガス，
船舶の衝突及び電磁的障害に対して，常設重大事故防止設備は，外部からの衝撃による損傷の防止が図られた建屋内に設置するか，又は設計基準事故対処設備等と同時にその機能が損なわれないように，設計基準事故対処設備等と位置的分散を図り，屋外に設置する。
落雷に対して常設代替交流電源設備は，避雷設備等により防護する設計とする。
生物学的事象のうちネズミ等の小動物に対して屋外の常設重大事故防止設備は，侵入防止対策により安全機能が損なわれるおそれのない設計とする。
サポート系の故障に対しては，系統又は機器に供給される電力，空気，油，冷却水を考慮し，常設重大事故防止設備は設計基準事故対処設備等と異なる駆動源，冷却源を用いる設計又は駆動源，冷却源が同じ場合は別の手段が可能な設計とする。また，
常設重大事故防止設備は設計基準事故対処設備等と可能な限り異なる水源をもつ設計
とする。
2.3-3

なお，常設重大事故緩和設備並びに常設重大事故防止設備及び常設重大事故緩和設
備に該当しない常設重大事故等対処設備は，共通要因に対して，同一の機能を有する設備と同時に機能を損なうおそれがないように，同一の機能を有する設備と可能な限り多様性，位置的分散を図る設計とするか，又は修復性等を考慮し，可能な限りの頑健性を有する設計とする。
さらに，重大事故等対処設備は，共通要因により，重大事故等対処設備の有する発電用原子炉の未臨界移行機能，燃料冷却機能，格納容器除熱機能及び使用済燃料プー
ル注水の各機能を損なわないよう，同一の機能を有する重大事故等対処設備と可能な限り多様性，位置的分散を図る設計とする。
b.

可搬型重大事故等対処設備（第四十三条 第３項 第五号及び第七号）
可搬型重大事故防止設備は，設計基準事故対処設備等又は常設重大事故防止設備と共通要因によって同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，可能な限り多様性，独立性，位置的分散を考慮して適切な措置を講じた設計とする。
また，可搬型重大事故等対処設備は，地震，津波，風（台風），竜巻，低温（凍結），
降水，積雪，落雷，地滑り，火山の影響，生物学的事象，飛来物（航空機落下等），火災・爆発（森林火災，近隣工場等の火災・爆発，航空機落下火災），有毒ガス，船舶の衝突，電磁的障害，故意による大型航空機衝突その他のテロリズム，設計基準事故対
処設備等及び重大事故等対処設備の配置その他の条件を考慮した上で常設重大事故等対処設備と異なる保管場所に保管する。
環境条件については，想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重及びその他の使用条件において，可搬型重大事故等対処設備がその機能を確実に発揮できる設計とする。重大事故等時の環境条件における健全性については「2.3.3 環
境条件等」に記載する。風（台風），低温（凍結），降水，積雪及び電磁的障害に対して
可搬型重大事故等対処設備は，環境条件にて考慮し，機能が損なわれない設計とする。
地震に対して可搬型重大事故等対処設備は，原子炉建屋等の頑健な建屋内に保管する，又は屋外に保管する場合は，共通要因によりすべての設備が同時に機能を喪失しないよう転倒しないことを確認する，又は必要により固縛等の処置をするとともに，地震により生ずる敷地下斜面のすべり，液状化及び揺すり込みによる不等沈下，地盤
支持力の不足，地中埋設構造物の損壊等の影響により必要な機能を喪失しないよう複数の位置に分散して保管する。
地震及び津波に対して可搬型重大事故等対処設備は，「2.1.2 耐震設計の基本方針」，「2.1.3 津波による損傷の防止」にて考慮された設計とする。
火災に対して，可搬型重大事故等対処設備は「2.2 火災による損傷の防止」に基づく火災防護を行う。
地震，津波，溢水及び火災に対して可搬型重大事故防止設備は，設計基準事故対処
設備等及び常設重大事故防止設備と同時に機能を損なうおそれがないように，設計基準事故対処設備等の配置も含めて常設重大事故防止設備と位置的分散を図り複数箇所に保管する。
風（台風），竜巻，低温（凍結），降水，積雪，落雷，地滑り，火山の影響，生物学的
2.3-4

事象，火災・爆発（森林火災，近隣工場等の火災・爆発，航空機墜落火災），有毒ガス，
船舶の衝突及び電磁的障害に対して，可搬型重大事故防止設備は，外部からの衝撃による損傷の防止が図られた屋内に保管するか，又は設計基準事故対処設備等及び常設
重大事故防止設備と同時に必要な機能を損なうおそれがないように，設計基準事故対
処設備等の配置も含めて常設重大事故防止設備と位置的分散を図り，防火帯の内側の複数箇所に分散して保管する。クラゲ等の海生生物の影響により可搬型重大事故等対処設備の取水ラインが閉塞する場合には，他の可搬型重大事故等対処設備によって取水を継続し，閉塞箇所の清掃を行うことで対応できるよう，クラゲ等の海生生物から影響を受けるおそれのある屋外の可搬型重大事故等対処設備は，複数有する設計とする。
飛来物（航空機落下等）及び故意による大型航空機の衝突その他テロリズムに対して，屋内の可搬型重大事故防止設備は，可能な限り設計基準事故対処設備等の配置も含めて常設重大事故防止設備と位置的分散を図り複数箇所に分散して保管する。屋外に保管する可搬型重大事故等対処設備は，原子炉建屋，タービン建屋及び廃棄物処理
建屋から 100m 以上の離隔距離を確保するとともに，当該可搬型重大事故等対処設備がその機能を代替する屋外の設計基準対象施設及び常設重大事故等対処設備から 100m以上の離隔距離を確保した上で，複数箇所に分散して保管する。
サポート系の故障に対しては，系統又は機器に供給される電力，空気，油，冷却水を考慮し，可搬型重大事故防止設備は，設計基準事故対処設備等又は常設重大事故防止設備と異なる駆動源，冷却源を用いる設計とするか，駆動源，冷却源が同じ場合は別の手段が可能な設計とする。また，水源についても可能な限り，異なる水源を用いる設計とする。
なお，可搬型重大事故緩和設備並びに可搬型事故防止設備及び可搬型重大事故緩和設備に該当しない可搬型重大事故等対処設備は，共通要因により同一の機能を有する設備と同時にその機能を損なうおそれがないように，同一の機能を有する設備と可能
な限り多様性，位置的分散を図る設計とするか，又は可能な限りの頑健性を有する設計とする。
さらに，重大事故等対処設備は，共通要因により重大事故等対処設備の有する発電用原子炉の未臨界移行機能，燃料冷却機能，格納容器除熱機能及び使用済燃料プール
注水の各機能を同時に損なうおそれがないように，同一の機能を有する重大事故等対処設備と可能な限りの多様性，位置的分散を図る設計とする。

c.

可搬型重大事故等対処設備と常設重大事故等対処設備の接続口（第四十三条 第３項 第三号）
原子炉建屋，タービン建屋及び廃棄物処理建屋の外から水又は電力を供給する可搬型重大事故等対処設備と常設設備との接続口は，共通要因によって接続することができなくなることを防止するため，建屋の異なる面の隣接しない位置又は屋内に適切な離隔距離をもって複数箇所設置する。
環境条件については，想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，2.3-5

荷重及びその他の使用条件において，その機能を確実に発揮できる設計とするとともに，屋内又は建屋の異なる面の隣接しない位置に複数箇所設置する。重大事故等時の環境条件における健全性については「2.3.3 環境条件等」に記載する。風（台風），低温（凍結），降水，積雪，及び電磁的障害に対しては，環境条件にて考慮し，機能が損なわれない設計とする。
地震に対して接続口は，「2.1.1 発電用原子炉施設の位置」に基づく地盤上の屋内又は建屋面に複数箇所設置する。
地震，津波及び火災に対しては，「2.1.2 耐震設計の基本方針」「2.1.3 耐津波設計の基本方針」及び「2.2 火災による損傷の防止」に基づく設計とする。溢水に対しては，想定される溢水水位に対して機能を喪失しない位置に設置する。
風（台風），竜巻，落雷，地滑り，火山の影響，生物学的事象，火災・爆発（森林火災，近隣工場等の火災・爆発，航空機墜落火災），有毒ガス，船舶の衝突及び故意による大型航空機の衝突その他テロリズムに対して接続口は，屋内及び建屋面又は建屋面の隣接しない位置に複数箇所設置する。
生物学的事象のうちネズミ等の小動物に対して屋外に設置する場合は，開口部の閉止により安全機能が損なわれるおそれのない設計とする。
また，電源車の接続については，一つの接続口で可搬型代替交流電源設備と可搬型
代替直流電源設備の二つの機能を兼用して使用することから，それぞれの機能に必要な容量が確保できる接続口を設ける設計とする。

2.3-6

(2)

悪影響防止（第四十三条 第１項 第五号）
重大事故等対処設備は発電用原子炉施設（他号炉を含む。）内の他の設備（設計基準
対象施設及び当該重大事故等対処設備以外の重大事故等対処設備）に対して悪影響を及ぼさない設計とする。
他の設備への悪影響としては，重大事故等対処設備使用時及び待機時の系統的な影響（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し，他の設備の機能に影響を及ぼさない設計とする。
系統的な影響に対しては，重大事故等対処設備は，弁等の操作によって設計基準対象施設として使用する系統構成から重大事故等対処設備としての系統構成とすること，
重大事故等発生前（通常時）の隔離若しくは分離された状態から弁等の操作や接続により重大事故等対処設備としての系統構成とすること，他の設備から独立して単独で使用可能なこと，又は設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事
故等対処設備として使用することにより，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
また，放水砲については，建屋への放水により，当該設備の使用を想定する重大事
故発生時において必要となる屋外の他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
内部発生飛散物による影響に対しては，内部発生エネルギーの高い流体を内蔵する
弁及び配管の破断，高速回転機器の破損，ガス爆発並びに重量機器の落下を考慮し，重大事故等対処設備がタービンミサイル等の発生源となることを防ぐことで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

2.3-7

(3)

共用の禁止（第四十三条 第２項 第二号）
常設重大事故等対処設備の各機器については，2 以上の発電用原子炉施設において共用しない設計とする。ただし，共用対象の施設ごとに要求される技術的要件（重大事故等に対処するための必要な機能）を満たしつつ，2 以上の発電用原子炉施設と共用することにより安全性が向上し，かつ，同一の発電所内の他の発電用原子炉施設に対して悪影響を及ぼさない場合は，共用できる設計とする。
共用する設備は，防火水槽に移送するための海水取水箇所（海水貯留堰，スクリー
ン室，取水路），ガスタービン発電機，ガスタービン発電機用燃料移送ポンプ，緊急用
高圧母線，緊急用断路器，ガスタービン発電機用燃料タンク，軽油タンク，号炉間電力融通ケーブル，中央制御室遮蔽，中央制御室待避室遮蔽，中央制御室待避室空気ボンベ陽圧化装置，モニタリング・ポスト用発電機，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所関連設備（5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所遮蔽，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所二酸
化炭素吸収装置，負荷変圧器，交流分電盤），免震重要棟内緊急時対策所関連設備（免震重要棟内緊急時対策所遮蔽，免震重要棟内緊急時対策所（待避室）遮蔽，地震観測装置，免震重要棟内緊急時対策所用ガスタービン発電機，免震重要棟内緊急時対策所
用ガスタービン発電機用地下貯油タンク，免震重要棟内緊急時対策所用ガスタービン
発電機用燃料移送ポンプ，免震重要棟内緊急時対策所用ガスタービン発電機用受電盤，免震重要棟内緊急時対策所用ガスタービン発電機－電源車切替断路器），通信連絡設備
である。
防火水槽に移送するための海水取水箇所は，6 号及び 7 号炉に必要な取水容量を十分に有しており，共用により自号炉だけでなく他号炉の海水取水箇所も使用すること
で，安全性の向上を図れることから，6 号及び 7 号炉で共用する設計とする。なお，設計基準対象施設の海水を使用する設備が機能を喪失したプラントの海水取水箇所のみを使用することから，悪影響は及ぼさない。
ガスタービン発電機，ガスタービン発電機用燃料移送ポンプは，6 号及び 7 号炉の必要負荷を同時に運転したとしても余裕を持った設計としており，共用により自号炉だけでなく他号炉を含めた容量で使用可能とし，かつ操作に必要な時間・要員を減少させることで，安全性の向上を図れることから，6 号及び 7 号炉で共用する設計とする。なお，他の施設とは独立した屋外設備であることから，悪影響は及ぼさない。
緊急用高圧母線，緊急用断路器は，6 号及び 7 号炉の必要負荷を同時に運転したとしても，余裕を持った設計としており，共用により 6 号及び 7 号炉相互間での電力融通を可能とし，かつ操作に必要な時間・要員を減少させることで，安全性の向上を図れることから，6 号及び 7 号炉で共用する設計とする。通常時は遮断器を開放することにより，6 号炉非常用所内電源系及び 7 号炉非常用所内電源系の分離を行い，悪影
響を及ぼさない設計とする。
ガスタービン発電機用燃料タンクは 6 号及び 7 号炉の必要負荷に電力を供給するガ
スタービン発電機が定格出力にて運転したとしても余裕のある容量としており，共用により自号炉だけでなく他号炉を含めた容量で使用可能とし，かつガスタービン発電
機の長時間運転時において，タンクの給油に必要な時間・要員を減少させることで，安全性の向上を図れることから，6 号及び 7 号炉で共用する設計とする。なお，ガスタ
2.3-8

ービン発電機用燃料タンクはガスタービン発電機以外とは独立した設備であり，ガスタービン発電機使用時には当該設備のみに燃料供給を行うこととし，当該設備不使用
時に他設備への燃料供給に使用することから，悪影響は及ぼさない。
軽油タンクは，6 号及び 7 号炉の燃料供給を要する負荷を必要数同時に運転したとしても余裕のある容量としており，共用により自号炉だけでなく他号炉を含めた容量で使用可能とし，かつ周辺状況に応じた使用タンクの選択を可能にすることで，安全性の向上を図れることから，6 号及び 7 号炉で共用する設計とする。なお，軽油タンク
は設計基準対象施設である非常用 D/G への燃料供給に用いる設備であるが，重大事故等対処設備への燃料供給は非常用 D/G への燃料供給として用いていないタンクを選択して実施することから，悪影響は及ぼさない。
号炉間電力融通ケーブルは，共用により 6 号及び 7 号炉相互間での電力融通を可能にすることで，安全性の向上を図れることから，6 号及び 7 号炉で共用する設計とする。通常時は物理的に遮断することにより，悪影響を及ぼさない設計とする。
中央制御室遮蔽，中央制御室待避室遮蔽，中央制御室待避室空気ボンベ陽圧化装置
は，重大事故時のプラント状況に応じた運転員の融通，ボンベ操作作業の低減により安全性の向上を図れることから，6 号及び 7 号炉で共用する設計とする。また，これらの設備は，6 号及び 7 号炉の重大事故時における中央制御室の居住性を考慮した設計とする。
モニタリング・ポスト用発電機は，号炉に関わらず発電所周辺の放射線等を監視するために設置し，監視に必要な仕様としている 1～7 号炉共用の設計基準対象施設であるモニタリング・ポストに給電するための発電機であり，モニタリング・ポストと同様に号炉に関わらず配備することで，操作に必要な時間・要員を減少させて安全性の向上を図れることから，6 号及び 7 号炉で共用する設計とする。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所関連設備及び免震重要棟内緊急時対策所関連設備
は，6 号及び 7 号炉で共用することで，必要な情報（相互のプラント状況，緊急時対策
要員の対応状況等）を共有・考慮しながら，総合的な管理（事故処置を含む。）を行う
ことで，安全性の向上を図ることができることから，6 号及び 7 号炉で共用する設計とする。なお，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所は，5 号炉の原子炉容器に燃料が装荷されていないことを前提として 5 号炉原子炉建屋内に設置し，プラント監視や操作は
中央制御室の盤面器具で維持することから，5 号炉の運転管理に悪影響を及ぼすことはない。5 号炉の使用済燃料プール内に保管する燃料については，5 号炉の運転員が適宜中央制御室にて水位等の監視を行い，必要に応じて注水等の対応を行うことが可能である。また，免震重要棟内緊急時対策所は，他の安全施設を設置する原子炉建屋等とは独立した建屋内に設置することから，悪影響を及ぼすことはない。
通信連絡設備は，必要な情報（相互のプラント状況、運転員の対応状況等）を共有・考慮しながら，総合的な管理（事故処置を含む。）を行うことができ，安全性の向上を図ることができることから，6 号及び 7 号炉で共有する設計とする。また，共用により悪影響を及ぼさないよう，6 号及び 7 号炉の重大事故等の対処に必要な容量を確保するとともに，号炉の区分けなく通信連絡できる設計とする。
2.3-9

2.3.2 容量等【43 条 2‐一，43 条 3‐一】
【設置許可基準規則】（重大事故等対処設備）
第四十三条
２ 重大事故等対処設備のうち常設のもの（重大事故等対処設備のうち可搬型のもの（以下「可搬型重大事故等対処設備」という。）と接続するものにあっては、当該可搬型
重大事故等対処設備と接続するために必要な発電用原子炉施設内の常設の配管、弁、ケーブルその他の機器を含む。以下「常設重大事故等対処設備」という。）は、前項に定めるもののほか、次に掲げるものでなければならない。
一 想定される重大事故等の収束に必要な容量を有するものであること。
３ 可搬型重大事故等対処設備に関しては、第一項に定めるもののほか、次に掲げるもの
でなければならない。
一 想定される重大事故等の収束に必要な容量に加え、十分に余裕のある容量を有する
ものであること。
（解釈）
１ 第１項から第３項までに規定する「想定される重大事故等」とは、本規程第３７条において想定する事故シーケンスグループ（炉心の著しい損傷後の原子炉格納容器の機能に期待できるものにあっては、計画された対策が想定するもの。）、想定する格納容
器破損モード、使用済燃料貯蔵槽内における想定事故及び想定する運転停止中事故シーケンスグループをいう。
５ 第３項第１号について、可搬型重大事故等対処設備の容量は、次によること。
（a）可搬型重大事故等対処設備のうち、可搬型代替電源設備及び可搬型注水設備（原子炉建屋の外から水又は電力を供給するものに限る。）にあっては、必要な容量を賄うことができる可搬型重大事故等対処設備を１基あたり２セット以上を持つこと。
これに加え、故障時のバックアップ及び保守点検による待機除外時のバックアップ
を工場等全体で確保すること。
（b）可搬型重大事故等対処設備のうち、可搬型直流電源設備等であって負荷に直接接続するものにあっては、１負荷当たり１セットに、工場等全体で故障時のバックアップ及び保守点検による待機除外時のバックアップを加えた容量を持つこと。
（c）「必要な容量」とは、当該原子炉において想定する重大事故等において、炉心損傷防止及び格納容器破損防止等のために有効に必要な機能を果たすことができる容量をいう。
（１）常設重大事故等対処設備（第四十三条 第２項 第一号）
常設重大事故等対処設備は，想定される重大事故等の収束において，想定する事象
及びその事象の進展等を考慮し，重大事故等時に必要な目的を果たすために，事故対応手段としての系統設計を行う。重大事故等の収束は，これらの系統の組み合わせにより達成する。
常設重大事故等対処設備のうち重大事故等への対処を本来の目的として設置する系
2.3-10

統及び機器を使用するものについては，系統の目的に応じて必要な容量等を有する設計とする。
常設重大事故等対処設備のうち設計基準対象施設の系統及び機器を使用するものについては，設計基準対象施設の容量等の仕様が，系統の目的に応じて必要となる容量等に対して十分であることを確認した上で，設計基準対象施設としての容量等と同仕様の設計とする。
常設重大事故等対処設備のうち設計基準対象施設の系統及び機器を使用するもので，重大事故時に設計基準対象施設の容量等を補う必要があるものについては，その後の事故対応手段と合わせて，系統の目的に応じて必要となる容量等を有する設計とする。
なお，「容量等」とは，ポンプ流量，タンク容量，伝熱容量，弁吹出量，発電機容量及び蓄電池容量並びに計装設備の計測範囲及び作動信号の設定値とする。

（２）可搬型重大事故等対処設備（第四十三条 第３項 第一号）
可搬型重大事故等対処設備は，想定される重大事故等の収束において，想定する事
象及びその事象の進展を考慮し，事故対応手段としての系統設計を行う。重大事故等の収束は，これらの系統の組み合わせにより達成する。
可搬型重大事故等対処設備は，系統の目的に応じて必要な容量等を有する設計とす
るとともに，設備の機能，信頼度等を考慮し，予備を含めた保有数を確保する，又は同等以上の機能を有する設備を確保することにより，必要な容量等に加え，十分に余裕のある容量等を有する設計とする。
なお，「容量等」とは，必要となるポンプ流量，タンク容量，発電機容量，蓄電池容
量及びボンベ容量並びに計測器の計測範囲とする。
可搬型重大事故等対処設備のうち複数の機能を兼用することで，設置の効率化，被ばく低減が図れるものは，同時に要求される可能性がある複数の機能に必要な容量等を合わせた容量等とし，兼用できる設計とする。
可搬型重大事故等対処設備のうち，原子炉建屋の外から水又は電力を供給する注水設備及び電源設備は，必要となる容量等を有する設備を 1 基あたり 2 セットに加えて，
故障時のバックアップ及び保守点検による待機除外時のバックアップとして，発電所全体で予備を確保する，又は同等以上の機能を有する設備を確保する。
また，可搬型重大事故等対処設備のうち，負荷に直接接続する可搬型蓄電池，可搬型ボンベ等は，必要となる容量等を有する設備を 1 基あたり 1 セットに加えて，故障時のバックアップ及び保守点検による待機除外時のバックアップとして，発電所全体
で予備を確保する。
上記以外の可搬型重大事故等対処設備は，必要となる容量等を有する設備を 1 基あたり 1 セットに加えて，設備の信頼度等を考慮し，予備を確保する。
詳細な設備仕様については，「3. 個別機能の設計方針」のうち各設備の「容量等」に示す。

2.3-11

2.3.3 環境条件等【43 条 1‐一，六， 43 条 3‐四】【設置許可基準規則】（重大事故等対処設備）
第四十三条
重大事故等対処設備は、次に掲げるものでなければならない。
一 想定される重大事故等が発生した場合における温度、放射線、荷重その他の使用条件において、重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮するものであること。
六 想定される重大事故等が発生した場合において重大事故等対処設備の操作及び復旧作業を行うことができるよう、放射線量が高くなるおそれが少ない設置場所の選定、設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。
３ 可搬型重大事故等対処設備に関しては、第一項に定めるもののほか、次に掲げるもの
でなければならない。
四 想定される重大事故等が発生した場合において可搬型重大事故等対処設備を設置
場所に据え付け、及び常設設備と接続することができるよう、放射線量が高くなる
おそれが少ない設置場所の選定、設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。
（解釈）
１ 第１項から第３項までに規定する「想定される重大事故等」とは、本規程第３７条において想定する事故シーケンスグループ（炉心の著しい損傷後の原子炉格納容器の機能に期待できるものにあっては、計画された対策が想定するもの。）、想定する格納容
器破損モード、使用済燃料貯蔵槽内における想定事故及び想定する運転停止中事故シーケンスグループをいう。
（1）環境条件（第四十三条 第１項 第一号）
重大事故等対処設備は，想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重及びその他の使用条件において，その機能が有効に発揮できるよう，その設
置（使用），保管場所に応じた耐環境性を有する設計とするとともに，操作が可能な設計とする。
重大事故等時の環境条件については，重大事故等時における温度（環境温度，使用温度）, 放射線，荷重に加えて，その他の使用条件として環境圧力，湿度による影響，
屋外の天候による影響，重大事故等時に海水を通水する系統への影響，電磁波による影響及び周辺機器等からの悪影響を考慮する。荷重としては重大事故等が発生した場
合における機械的荷重に加えて，環境圧力，温度及び自然現象（地震，風（台風），降
水，積雪の影響）による荷重を考慮する。なお，自然現象の選定に当たっては，網羅的に抽出するために，発電所敷地及びその周辺での発生実績の有無に関わらず，国内外の基準や文献等に基づき事象を収集した洪水，風（台風），竜巻，凍結，降水，積雪，
落雷，地滑り，火山の影響，生物学的事象，森林火災等の事象を考慮する。これらの事象のうち，重大事故等時における発電所敷地及びその周辺での発生の可能性，重大事故等対処設備への影響度，事象進展速度や事象進展に対する時間余裕の観点から，
2.3-12

重大事故等時に重大事故等対処設備に影響を与えるおそれがある事象として，地震，風（台風），低温，降水及び積雪を考慮する。
自然現象による荷重の組合せについては，地震，風（台風），降水及び積雪の影響を考慮する。
これらの環境条件のうち，重大事故等時における環境温度，環境圧力，湿度による影響，屋外の天候による影響，重大事故等時の放射線による影響及び荷重に対しては，重大事故等対処設備を設置（使用）・保管する場所に応じて，以下の設備分類ごとに必要な機能を有効に発揮できる設計とする。
原子炉格納容器内の重大事故等対処設備は，重大事故等時における原子炉格納容器内の環境条件を考慮した設計とする。操作は中央制御室から可能な設計とする。また,地震による荷重を考慮して，機能を損なわない設計とする。
原子炉建屋二次格納施設外及びその他の建屋内の重大事故等対処設備は，重大事故等時におけるそれぞれの場所の環境条件を考慮した設計とする。また,地震による荷重を考慮して，機能を損なわない設計とするとともに,可搬型重大事故等対処設備は，必要により当該設備の落下防止，転倒防止，固縛の措置をとる。操作は中央制御室, 異なる区画（フロア）若しくは離れた場所又は設置場所で可能な設計とする。
屋外及び建屋屋上の重大事故等対処設備は，重大事故等時における屋外の環境条件を考慮した設計とする。操作は，離れた場所又は設置場所で可能な設計とする。
また，地震，風（台風），降水及び積雪の影響による荷重を考慮し，機能を損なわない設計とするとともに，可搬型重大事故等対処設備については，必要により当該設備の転倒防止，固縛の措置をとる。
海水を通水する系統への影響に対しては，常時海水を通水する，海に設置する又は海で使用する重大事故等対処設備は耐腐食性材料を使用する。常時海水を通水するコ
ンクリート構造物については，腐食を考慮した設計とする。使用時に海水を通水する
重大事故等対処設備は，海水の影響を考慮した設計とする。原則，淡水を通水するが，海水も通水する可能性のある重大事故等対処設備は，可能な限り淡水を優先し，海水通水を短期間とすることで，設備への海水影響を考慮する。また，海から直接取水する際の異物の流入防止を考慮した設計とする。
電磁波による影響に対しては，重大事故等対処設備は，重大事故等が発生した場合においても電磁波により，その機能が損なわない設計とする。周辺機器からの悪影響としては，地震，火災，溢水による波及的に影響を考慮する。
重大事故等対処設備は，事故対応のために配置・配備している自主対策設備を含む
周辺機器等からの悪影響によりその機能を損なわない設計とする。周辺機器等からの悪影響としては，地震，火災，溢水による波及的影響を考慮する。
溢水に対しては，重大事故等対処設備は，想定される溢水によりその機能を喪失しないように，重大事故等対処設備の設置区画（フロア）の止水対策等を実施する。
地震による荷重を含む耐震設計については，「2.1.2 耐震設計の基本方針」に，火災防護については，「2.2 火災による損傷の防止」に示す。

2.3-13

（２）重大事故等対処設備の設置場所（第四十三条 第１項 第六号）
重大事故等対処設備は，想定される重大事故等が発生した場合においても操作及び復旧作業に支障がないように，放射線量の高くなるおそれの少ない設置場所の選定，
当該設備の設置場所への遮蔽の設置等により当該設備の設置場所で操作可能な設計，放射線の影響を受けない異なる区画（フロア）若しくは離れた場所から遠隔で操作可能な設計，又は中央制御室遮蔽区域内である中央制御室から操作可能な設計とする。

（３）可搬型重大事故等対処設備の設置場所（第四十三条 第３項 第四号）
可搬型重大事故等対処設備は，想定される重大事故等が発生した場合においても設
置及び常設設備との接続に支障がないように，放射線量の高くなるおそれの少ない設
置場所の選定，当該設備の設置場所への遮蔽の設置等により，当該設備の設置及び常設設備との接続が可能な設計とする。

2.3-14

2.3.4 操作性及び試験・検査性【43 条 1‐二,三,四，43 条 3‐二,六】【設置許可基準規則】（重大事故等対処設備）
第四十三条
重大事故等対処設備は、次に掲げるものでなければならない。
二 想定される重大事故等が発生した場合において確実に操作できるものであること。
三 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試験又は検査ができるものであること。
四 本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設備にあっては、通常時に使用する系統から速やかに切り替えられる機能を備えるものであること。
３ 可搬型重大事故等対処設備に関しては、第一項に定めるもののほか、次に掲げるもの
でなければならない。
二 常設設備（発電用原子炉施設と接続されている設備又は短時間に発電用原子炉施設と接続することができる常設の設備をいう。以下同じ。）と接続するものにあっては、当該常設設備と容易かつ確実に接続することができ、かつ、二以上の系統又は発電用原子炉施設が相互に使用することができるよう、接続部の規格の統一その他の適切な措置を講じたものであること。
六 想定される重大事故等が発生した場合において、可搬型重大事故等対処設備を運搬し、又は他の設備の被害状況を把握するため、工場等内の道路及び通路が確保できるよう、適切な措置を講じたものであること。
（解釈）
１ 第１項から第３項までに規定する「想定される重大事故等」とは、本規程第３７条において想定する事故シーケンスグループ（炉心の著しい損傷後の原子炉格納容器の機能に期待できるものにあっては、計画された対策が想定するもの。）、想定する格納容
器破損モード、使用済燃料貯蔵槽内における想定事故及び想定する運転停止中事故シーケンスグループをいう。
２ 第１項第３号の適用に当たっては、第１２条第４項の解釈に準ずるものとする。
（１）操作性の確保
ａ．操作性の確実性（第四十三条 第１項 第二号）
重大事故等対処設備は，想定される重大事故等が発生した場合においても操作を確
実なものとするため，重大事故等時の環境条件を考慮し，操作が可能な設計とする。
（「2.3.3 環境条件等」）操作する全ての設備に対し，十分な操作空間を確保するとともに，確実な操作ができるよう，必要に応じて操作足場を設置する。また，防護具，可搬照明等は重大事故等時に迅速に使用できる場所に配備する。
現場操作において工具を必要とする場合，一般的に用いられる工具又は専用の工具を用いて，確実に作業ができる設計とする。工具は，作業場所の近傍又はアクセスル
ートの近傍に保管できる設計とする。可搬型重大事故等対処設備は運搬・設置が確実に行えるように，人力又は車両等による運搬，移動ができるとともに，設置場所にて
2.3-15

アウトリガの張り出し又は固縛等が可能な設計とする。
現場の操作スイッチは運転員等の操作性を考慮した設計とする。また，電源操作が必要な設備は，感電防止のため露出した充電部への近接防止を考慮した設計とする。
現場において人力で操作を行う弁は，手動操作が可能な設計とする。現場での接続操
作は，ボルト・ネジ接続，フランジ接続又はより簡便な接続方式等，接続方式を統一することにより，確実に接続が可能な設計とする。また，重大事故等に対処するために迅速な操作を必要とする機器は，必要な時間内に操作できるように中央制御室での操作が可能な設計とする。制御盤の操作器は運転員の操作性を考慮した設計とする。
想定される重大事故等において操作する重大事故等対処設備のうち動的機器については，その作動状態の確認が可能な設計とする。

ｂ．系統の切替性（第四十三条 第１項 第四号）
重大事故等対処設備のうち，本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設備は，通常時に使用する系統から速やかに切替操作が可能なように，系統に必要な弁等を設ける設計とする。

ｃ．可搬型重大事故等対処設備の常設設備との接続性（第四十三条 第３項 第二号）
可搬型重大事故等対処設備を常設設備と接続するものについては，容易かつ確実に接続できるように，ケーブルはボルト・ネジ接続又はより簡便な接続方式等を用い，配管は配管径や内部流体の圧力によって，大口径配管又は高圧環境においてはフランジを用い，小口径配管かつ低圧環境においてはより簡便な接続方式等を用いる設計とする。高圧窒素ガスボンベ，タンクローリー等については，各々専用の接続方式を用いる。また，発電用原子炉施設間で相互に使用することができるように，6 号及び 7 号
炉とも同一形状とするとともに，同一ポンプを接続する配管は口径を統一する等，複数の系統での接続方式の統一も考慮する。

ｄ．発電所内の屋外道路及び屋内通路の確保（第四十三条 第３項 第六号）
想定される重大事故等が発生した場合において，可搬型重大事故等対処設備を運搬し，又は他の設備の被害状況を把握するため，発電所内の道路及び通路が確保できるよう，以下の設計とする。
屋外及び屋内において，想定される重大事故等の対処に必要な可搬型重大事故等対処設備の保管場所から設置場所及び接続場所まで運搬するための経路，又は他の設備の被害状況を把握するための経路（以下「アクセスルート」という。）は，自然現象，
外部人為事象，溢水及び火災を想定しても，運搬，移動に支障をきたすことのないよう，迂回路も考慮して複数のアクセスルートを確保する。
屋外及び屋内アクセスルートに対して，自然現象として，地震，津波，風（台風），
竜巻，低温（凍結），降水，積雪，落雷，地滑り，火山の影響，生物学的事象を考慮し，
2.3-16

外部人為事象として，飛来物（航空機落下等），火災・爆発（森林火災，近隣工場等の火災・爆発，航空機落下火災），有毒ガス及び故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムを考慮する。
屋外アクセスルートに対する地震による影響（周辺構造物等の損壊，周辺斜面の崩壊及び道路面のすべり），その他自然現象による影響（台風及び竜巻による飛来物，積
雪，火山）を想定し，複数のアクセスルートの中から状況を確認し，早期に復旧可能なアクセスルートを確保するため，障害物を除去可能なホイールローダを 2 台（予備2 台）保管，使用する。また，地震による屋外タンクからの溢水及び降水に対しては，道路上への自然流下も考慮した上で，通行への影響を受けない箇所にアクセスルートを確保する設計とする。
津波の影響については，基準津波による遡上域最大水位よりも高い位置にアクセス
ルートを確保する設計とする。
火災・爆発（森林火災，近隣工場等の火災・爆発，航空機落下火災），有毒ガスに対して，迂回路も考慮した複数のアクセスルートを確保する設計とする。
落雷に対しては道路面が直接影響を受けることはなく，生物学的事象に対しては容易に排除可能なため，アクセスルートへの影響はない。
屋外のアクセスルートは，地震の影響による周辺斜面の崩壊及び道路面のすべりで崩壊土砂が広範囲に到達することを想定した上で，ホイールローダによる崩壊箇所の仮復旧を行うことで，通行性を確保できる設計とする。また，不等沈下及び地中構造物の損壊に伴う段差の発生が想定される箇所において，想定を上回る段差が発生した
場合は，迂回する又は砕石による段差解消対策により対処する設計とする。
屋外アクセスルートは，考慮すべき自然現象のうち，凍結及び積雪に対して，道路については融雪剤を配備し，車両については走行可能なタイヤを装着することにより通行性を確保できる設計とする。なお，融雪剤の配備等については，『「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な処置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」に係る適合状況説明資料（以下「技術的能力説明資料」という）1.0 重大事故等対策における共通事項』に示す。
なお，屋外アクセスルートに加えて，更なるアクセス性の向上を図るため，自主対策設備として緊急時対策所から保管場所，原子炉建屋へ移動可能な複数のルートを確保する。
大規模な自然災害又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムによる大規模損壊発生時の消火活動等については，「技術的能力説明資料 2.0 大規模な自然災害又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムへの対応」に示す。
屋外アクセスルートの地震発生時における，火災の発生防止策（可燃物収納容器の固縛による転倒防止）及び火災の拡大防止策（大量の可燃物を内包する変圧器の防油堤の設置）については，「火災防護計画」に定める。
屋内アクセスルートは，自然現象として考慮する津波，風（台風），竜巻，低温（凍結），降水，積雪，落雷，地滑り，火山の影響，生物学的事象による影響及び外部人為事象として考慮する火災・爆発（森林火災，近隣工場等の火災・爆発，航空機落下火災），有毒ガスに対して，外部からの衝撃による損傷の防止が図られた建屋内に確保す
2.3-17

る設計とする。
屋内アクセスルートにおいては，溢水等に対して，アクセスルートでの被ばくを考慮した放射線防護具を着用する。また，地震時に通行が阻害されないように，アクセ
スルート上の資機材の固縛，転倒防止対策及び火災の発生防止対策を実施する。万一通行が阻害される場合は迂回する又は乗り越える。
屋外及び屋内アクセスルートにおいては，被ばくを考慮した放射線防護具の配備を行い,移動時及び作業時の状況に応じて着用する。また，夜間及び停電時の確実な運搬や移動のため可搬型照明装置を配備する。これらの運用については，「技術的能力説明
資料 1.0 重大事故等対策における共通事項」に示す。

（２）試験・検査性（第四十三条 第１項 第三号）
重大事故等対処設備は，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，試験又は検査（ 「発電用原子力設備における破壊を引き起こすき裂その他の欠陥の解釈について」に準じた検査を含む。）を実施できる
よう，機能・性能の確認，漏えいの有無の確認，分解点検等ができる構造とする。また，接近性を考慮して必要な空間等を備え，構造上接近又は検査が困難である箇所を極力少なくする。
試験及び検査は，使用前検査，施設定期検査，定期安全管理検査及び溶接安全管理
検査の法定検査に加え，保全プログラムに基づく点検が実施可能な設計とする。
発電用原子炉の運転中に待機状態にある重大事故等対処設備は，発電用原子炉の運転に大きな影響を及ぼす場合を除き，運転中に定期的な試験又は検査が実施可能な設計とする。また，多様性又は多重性を備えた系統及び機器にあっては，各々が独立して試験又は検査ができる設計とする。
代替電源設備は，電気系統の重要な部分として，適切な定期試験及び検査が可能な設計とする。
構造・強度の確認又は内部構成部品の確認が必要な設備は，原則として分解・開放（非破壊検査を含む。）が可能な設計とし，機能・性能確認，各部の経年劣化対策及び日常点検を考慮することにより，分解・開放が不要なものについては外観の確認が可能な設計とする。

2.3-18

3.1 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備【44 条】【設置許可基準規則】（緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備）
第四十四条 発電用原子炉施設には，運転時の異常な過渡変化時において発電用原子炉の運転を緊急に停止することができない事象が発生するおそれがある場合又は当該事象が発生した場合においても炉心の著しい損傷を防止するため，原子炉冷却材圧力バウンダリ及び原子炉格納容器の健全性を維持するとともに，発電用原子炉を未臨界に移行するために必要な設備を設けなければならない。
（解釈）
１ 第４４条に規定する「発電用原子炉の運転を緊急に停止することができない事象が発生するおそれがある場合」とは，発電用原子炉が緊急停止していなければならない状況にもかかわらず，原子炉出力又は原子炉圧力等のパラメータの変化から緊急停止していないことが推定される場合のことをいう。
２ 第４４条に規定する「発電用原子炉を未臨界に移行するために必要な設備」とは，以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。
（１）ＢＷＲａ）センサー出力から最終的な作動装置の入力までの原子炉スクラム系統から独立した代替反応度制御棒挿入回路（ＡＲＩ）を整備すること。
ｂ）上記１の「発電用原子炉の運転を緊急に停止することができない事象が発生するおそれがある場合」に，原子炉出力を制御するため，原子炉冷却材
再循環ポンプを自動で停止させる装置を整備すること。
ｃ）十分な反応度制御能力を有するほう酸水注入設備（ＳＬＣＳ）を整備する
こと。
（２）ＰＷＲａ）上記１の「発電用原子炉の運転を緊急に停止することができない事象が発生するおそれがある場合」に，原子炉出力を抑制するため，補助給水系ポンプを自動的に起動させる設備及び蒸気タービンを自動で停止させる設備を整備すること。
ｂ）上記１の「発電用原子炉の運転を緊急に停止することができない事象が発生するおそれがある場合」には，化学体積制御設備又は非常用炉心冷却設
備による十分な量のほう酸水注入を実施する設備を整備すること。

3.1-1

3.1 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備
3.1.1 設置許可基準規則第 44 条への適合方針
運転時の異常な過渡変化時において原子炉の運転を緊急に停止することができない事象が発生するおそれがある場合，又は，当該事象が発生した場合においても，原子炉を未臨界にするための設備として，ATWS 緩和設備（代替制御棒挿入機能）（ARI），ATWS 緩和設備（代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能），及び，ほう酸
水注入系（SLC）を設ける。

(1)

ATWS 緩和設備（代替制御棒挿入機能）(設置許可基準規則解釈の第 2 項(1)a))
原子炉緊急停止系から独立した ATWS 緩和設備（代替制御棒挿入機能）を設
け，原子炉圧力高又は原子炉水位低（レベル 2）の信号により全制御棒を挿入させることができる設計とする。なお，スクラム失敗時は手動により ATWS 緩
和設備（代替制御棒挿入機能）を動作させることができる設計とする。
また，ATWS 緩和設備（代替制御棒挿入機能）により作動する制御棒，制御棒
駆動機構（水圧駆動）及び制御棒駆動系水圧制御ユニットについて，原子炉を未臨界にする設計とする。

(2)

ATWS 緩和設備（代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能）(設置許可基準規則解釈の第 2 項(1)b))
原子炉緊急停止系から独立した ATWS 緩和設備（代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能）を設けることにより，原子炉圧力高又は原子炉水位低（レベル3）の信号により，原子炉冷却材再循環ポンプ 4 台を自動トリップできる設計とし，原子炉水位低（レベル 2）の信号により，原子炉冷却材再循環ポンプ 6台を自動トリップできる設計する。なお，スクラム失敗時は手動により原子炉
冷却材再循環ポンプをトリップさせることができる設計とする。

(3)

ほう酸水注入系(設置許可基準規則解釈の第 2 項(1)c))
ほう酸水注入系は，原子炉を十分未臨界にするための反応度制御能力を有する設計とする。

また，重大事故等時において原子炉スクラム失敗時に自動減圧系が自動起動すると，高圧炉心注水系及び低圧注水系から大量の冷水が注水され，出力の急激な上昇に繋がるため，自動減圧系及び代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能）の自動起動阻止回路を用いて，自動起動を阻止する設計とする。
（これについては「3.3 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備（設置許可基準規則第 46 条に対する設計方針を示す章）」で示す。）
なお，緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための自主対策設備として，以下を整備する。

3.1-2

(4)

手動スクラムボタン
手動スクラムボタンを操作することで，制御棒のスクラム動作が可能である
ことから，手動スクラムボタンを整備している。

(5)

原子炉モードスイッチ「停止」
原子炉モードスイッチを「停止」位置に切り替えることで，制御棒のスクラ
ム動作が可能であることから，原子炉モードスイッチを整備している。

(6)

スクラムテストスイッチ
スクラムテストスイッチを操作することで，制御棒のスクラム動作が可能であることから，スクラムテストスイッチを整備している。

(7)

スクラムソレノイドヒューズ
現場に設置してあるスクラムソレノイドヒューズを引き抜くことでスクラ
ムパイロット弁電磁コイルの電源を遮断し，制御棒のスクラム動作が可能であることから，スクラムソレノイドヒューズを整備している。

(8)

制御棒操作監視系，制御棒駆動機構（電動駆動）
スクラムテストスイッチ又はスクラムソレノイドヒューズの操作完了までの間，もしくはこれらの操作が実施できない場合に，制御棒を自動若しくは手動にて電動駆動で挿入する手段として有効であることから，制御棒操作監視系，
制御棒駆動機構（電動駆動）を整備している。

(9)

給水制御系，給水系（電動駆動原子炉給水ポンプ），原子炉隔離時冷却系，
高圧炉心注水系
給水系（電動駆動原子炉給水ポンプ），原子炉隔離時冷却系，高圧炉心注水系による原子炉への給水量の調整により，原子炉水位を低下でき，原子炉の出力抑制を行えることから，給水制御系，給水系（電動駆動原子炉給水ポンプ），
原子炉隔離時冷却系，高圧炉心注水系を整備している。

3.1-3

3.1.2
3.1.2.1

重大事故等対処設備
ATWS 緩和設備（代替制御棒挿入機能）

3.1.2.1.1
設備概要
ATWS 緩和設備（代替制御棒挿入機能）は，原子炉が運転を緊急に停止していなけ
ればならない状況にもかかわらず，原子炉出力，原子炉圧力等のパラメータの変化
から緊急停止していないことが推定される場合に，原子炉を未臨界にするため代替
制御棒挿入を行うための回路である。
本系統は，検出器（原子炉圧力及び原子炉水位），論理回路，代替制御棒挿入機
能用電磁弁で構成し，原子炉圧力高又は原子炉水位低（レベル 2）の場合に，代替
制御棒挿入信号を発信する回路で構成する。原子炉圧力高及び原子炉水位低（レベル 2）の検出器を多重化し，原子炉圧力高は 2 out of 3 論理にて，原子炉水位低（レベル 2）は 2 out of 4 論理にて，作動回路が自動的に信号を発信するよう，信頼性向上を図る設計とする。
また，中央制御室の手動スイッチにより，代替制御棒挿入信号を発信する回路を作動することが可能な設計とする。
なお，ATWS緩和設備（代替制御棒挿入機能）により作動する制御棒，制御棒駆動
機構（水圧駆動）及び制御棒駆動系水圧制御ユニットについても，重大事故等対処
設備として整備する。重大事故等対処設備一覧を表3.1-1に示す。

3.1-4

表 3.1-1 ATWS 緩和設備（代替制御棒挿入機能）に関する重大事故等対処設備一覧
設備区分
設備名
主要設備
ATWS 緩和設備（代替制御棒挿入機能）【常設】上記 ATWS 緩和設備（代替制御棒挿入機能）にて作動する設備として，以下の設備を整備する。
制御棒【常設】
制御棒駆動機構（水圧駆動）【常設】
制御棒駆動系水圧制御ユニット【常設】
附属設備
－
水源
－
流路
制御棒駆動系配管【常設】
注水先
－
※1
電源設備
非常用交流電源設備
非常用ディーゼル発電機（設計基準拡張）【常設】※2計装設備
平均出力領域モニタ【常設】起動領域モニタ【常設】※1：単線結線図を補足説明資料 44-2 に示す。
電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
※2：主要設備を用いた炉心損傷防止及び原子炉格納容器破損防止対策を成功させるために把握することが必要な原子炉施設の状態
計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
なお，ATWS 緩和設備（代替制御棒挿入機能）は，以降，代替制御棒挿入機能とい
う。

3.1-5

3.1-6

計装用圧縮
空気系より

排気

ND

バックアップ
スクラム弁

後備緊急停止系作動回路

原子炉水位低（Ｄ）（レベル２）

原子炉水位低（Ｃ）（レベル２）

原子炉水位低（Ｂ）（レベル２）

原子炉水位低（Ａ）（レベル２）

原子炉圧力高（Ｃ ）原子炉圧力高（Ｂ ）

原子炉圧力高（Ａ）

排気

ND
F043

ND

ARI信号

ARI信号

図 3.1-1

2/4

2/3

排気
Ａ系ＡＲＩ用電磁弁励磁信号Ｂ系ＡＲＩ用電磁弁励磁信号

F048B

ND

F048A

ND

ND

ND

F049B

F049A

Ｂ系ＡＲＩ用電磁弁励磁信号代替制御棒挿入機能説明図

F047

ND

F044

ND

手動ARI信号

手動ARI信号Ａ系ＡＲＩ用電磁弁励磁信号

排気

排気

ND

NE

他の水圧制御ユニットへ

他の水圧制御ユニットへ

排気

原子炉緊急停止系作動回路

スクラム
パイロット弁

NE

NE

制御棒挿入

常時無励磁

常時励磁

代替制御棒挿入機能

OR 論理

2 out of 4 論理

2 out of 3 論理

・電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準
規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
・計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準
規則第 58 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

アキュムレータ

スクラム弁

制御棒挿入

2/4

2/3

ARI

凡例

3.1.2.1.2
主要設備の仕様
図 3.1-1 に代替制御棒挿入機能の作動回路の説明図を示す。

主要機器の仕様を以下に示す。
(1)制御棒種類：十字形
中性子吸収材 ：ボロンカーバイド粉末
有効長さ：約 3.6ｍ
個数
：205
取付箇所
：原子炉格納容器内(原子炉圧力容器内)(2) 制御棒駆動機構（水圧駆動）
最高使用圧力 ：8.62MPa
最高使用温度 ：302℃
個数
：205
取付箇所
：原子炉格納容器内(3) 制御棒駆動系水圧制御ユニット（アキュムレータ）
種類：たて置円筒形
容量：66L/個最高使用圧力 ：18.6MPa
最高使用温度 ：66℃
個数
：103
取付箇所
：原子炉建屋地下 3 階

3.1-7

3.1.2.1.3
3.1.2.1.3.1

設置許可基準規制第 43 条への適合方針
設置許可基準規則第 43 条第 1 項への適合方針(1) 環境条件及び荷重条件（設置許可基準規則第 43 条第 1 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重その他の使用条件において，重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮するものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.3

環境条件等」に示す。

代替制御棒挿入機能は，中央制御室及び二次格納施設内に設置する設備であることから，その機能を期待される重大事故等が発生した場合における，中央制御室及び二次格納施設内の環境条件を考慮し，その機能を有効に発揮することができるよう，以下の表 3.1-2 に示すような設計とする。
また，制御棒，制御棒駆動機構（水圧駆動）及び制御棒駆動系水圧制御ユニットは，原子炉格納容器内及び二次格納施設内に設置される設備であることから，その機能を期待される重大事故等時の原子炉格納容器内及び二次格納施設
内の環境条件及び荷重条件を考慮し，その機能を有効に発揮することができる
よう，表 3.1-2 に示す設計とする。
（44-3-2,3,8～10,15,16）
表 3.1-2
環境条件等
温度・圧力・湿度・放射線
屋外の天候による影響
海水を通水する系統への影響
地震

風（台風）・積雪
電磁的障害

想定する環境条件及び荷重条件
対応
原子炉格納容器内，中央制御室及び二次格納施設内で想定される温度，圧力，湿度及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない。
海水を通水することはない。
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方
針」に示す）。
原子炉格納容器内，中央制御室及び二次格納施設内に設置するため，風（台風）及び積雪の影響は受けない。
重大事故等が発生した場合においても，電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

3.1-8

(2) 操作性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項二）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において確実に操作できるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
代替制御棒挿入機能は，検出器を多重化し作動回路が2 out of 4論理もしく
は2 out of 3論理にて自動的に信号を発信するよう，信頼性向上を図る設計とする。
なお，中央制御室にて，制御棒挿入状態の確認によりスクラムが失敗していることが確認された場合は，中央制御室の制御盤にて手動による代替制御棒挿入機能の操作が可能な設計とする。
中央制御室の操作スイッチを操作するにあたり，運転員の操作性を考慮して十分な操作空間を確保する。また，操作対象については銘板をつけることで識別可能とし，運転員の操作及び監視性を考慮して確実に操作できる設計とする。
以下の表 3.1-3 に操作対象機器を示す。
また，想定される重大事故等が発生した場合において，制御棒，制御棒駆動
機構（水圧駆動）及び制御棒駆動系水圧制御ユニットは，操作不要な設計とする。
（44-3-16）
表 3.1-3 操作対象機器
機器名称
状態の変化
操作場所
代替制御棒挿入機能用電磁弁 無励磁→励磁
中央制御室

操作方法
スイッチ操作(3) 試験及び検査（設置許可基準規則第 43 条第 1 項三）(ⅰ) 要求事項
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試験又は検査ができるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
代替制御棒挿入機能は，制御棒挿入機能の作動信号を発信する設備であり，運転中に試験又は検査を実施する場合には，過大な出力変動等によりプラントに外乱を与える可能性があり，かつ，試験中又は検査中は代替制御棒挿入機能自体が維持できない状態となる為，発電用原子炉の停止中に機能・性能の確認が可能な設計とする。
機能試験では，模擬入力による論理回路の動作確認が可能な設計とする。また，性能試験では，模擬入力による校正及び設定値確認が可能な設計とする。
（44-5-2,4,5）

3.1-9

表 3.1-4 代替制御棒挿入機能の試験及び検査
発電用原子炉の
項目
内容
状態
停止中
機能・性能試験
論理回路の動作確認
設定値確認
弁動作試験
弁開閉動作の確認
制御棒，制御棒駆動機構（水圧駆動）及び制御棒駆動系水圧制御ユニットは，
表 3.1-5 に示すように発電用原子炉の停止中に機能・性能試験，分解検査及び外観検査を実施することで，機能・性能の確認が可能な設計とする。
制御棒駆動機構（水圧駆動）及び制御棒駆動系水圧制御ユニットは，機能・性能試験として，制御棒を全引抜き位置からスクラムスイッチによりスクラム
させ，スクラム時間について性能の確認を行うことが可能な設計とする。
また，分解検査として，浸透探傷試験により性能に影響を及ぼす指示模様がないこと，目視により性能に影響を及ぼす恐れのある傷，割れ等がないことについて，制御棒駆動機構（水圧駆動），制御棒駆動系水圧制御ユニット部品の表面状態の確認を行うことが可能な設計とする。
制御棒は，外観検査として，目視により性能に影響を及ぼす恐れのある傷，
割れ等がないことについて，表面状態の確認を行うことが可能な設計とする。
（44-5-6,8～10,13,15～18,20,22,24～26,29,31～33,35）
表 3.1-5 制御棒，制御棒駆動機構（水圧駆動）及び制御棒駆動系水圧制御ユニットの試験及び検査
発電用原子炉の
項目
内容
状態
停止中
機能・性能試験
スクラム性能の確認
制御棒駆動機構（水圧駆動），制御棒
分解検査
駆動系水圧制御ユニット部品の表面状態を，試験及び目視により確認
外観検査
制御棒外観の確認(4) 切り替えの容易性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項四）(ⅰ) 要求事項
本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設備にあっては，通常時に使用する系統から速やかに切り替えられる機能を備えるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
3.1-10代替制御棒挿入機能は，本来の用途以外の用途には使用しない設計とする。
また，制御棒，制御棒駆動機構（水圧駆動）及び制御棒駆動系水圧制御ユニ
ットは，本来の用途以外の用途として使用するための切り替えが不要であり，制御棒，制御棒駆動機構（水圧駆動）及び制御棒駆動系水圧制御ユニットの使用にあたり切り替えせずに使用できる設計とする。
（44-4-2）(5) 悪影響の防止（設置許可基準規則第 43 条第 1 項五）(ⅰ) 要求事項
工場等内の他の設備に対して悪影響を及ぼさないものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
代替制御棒挿入機能は，他の設備に悪影響を及ぼさないよう以下の措置を講じる設計とする。
代替制御棒挿入機能は，検出器から代替制御棒挿入機能用電磁弁まで設計基準事故対処設備である多重化された原子炉緊急停止系とは独立した構成となっており，原子炉緊急停止系に悪影響を与えない設計とする。
原子炉緊急停止系と代替制御棒挿入機能の電源は，遮断器又はヒューズによる電気的な分離をすることで原子炉緊急停止系に悪影響を与えない設計とする。
また，制御棒，制御棒駆動機構（水圧駆動）及び制御棒駆動系水圧制御ユニ
ットは，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で使用可能とする。
（44-4-2,44-8-2～9）(6) 設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 1 項六）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において重大事故等対処設備の操作及び復旧作業を行うことができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設
置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。

(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
代替制御棒挿入機能の手動回路について，操作が必要な機器の設置場所，操作場所を表 3.1-6 に示す。代替制御棒挿入機能用電磁弁は，中央制御室で操作を行う設計としており，操作場所の放射線量が高くなるおそれが少ないため操3.1-11

作が可能である。
なお，制御棒，制御棒駆動機構（水圧駆動）及び制御棒駆動系水圧制御ユニットは，原子炉格納容器内及び二次格納施設内に設置されている設備であるが，代替制御棒挿入機能による信号にて動作可能であり，制御棒，制御棒駆動機構（水圧駆動）及び制御棒駆動系水圧制御ユニットについては操作不要な設計とする。
（44-3-8,15,16）
表 3.1-6

操作対象機器設置場所
機器名称
設置場所
操作場所
代替制御棒挿入機能用電磁弁 原子炉建屋地下 3 階
中央制御室

3.1.2.1.3.2

設置許可基準規則第 43 条第 2 項への適合方針(1) 容量（設置許可基準規則第 43 条第 2 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等の収束に必要な容量を有するものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
代替制御棒挿入機能は，原子炉圧力上昇及び原子炉水位低下に至る ATWS 事
象の発生時に，炉心の著しい損傷を防止するため，原子炉冷却材圧力バウンダ
リ及び原子炉格納容器の健全性を維持するとともに，発電用原子炉を未臨界にするためのシステムである。このため，スクラム不作動時に作動するシステム
であることを考慮し，「原子炉圧力高」信号の計器誤差を考慮して確実に作動する設計とする。また，原子炉水位低（レベル 3）スクラム発生時の制御棒挿入失敗時に作動するシステムであることを考慮し，「原子炉水位低（レベル 2）」
信号の計器誤差を考慮して確実に作動する設計とする。
制御棒，制御棒駆動機構（水圧駆動）及び制御棒駆動系水圧制御ユニットは，原子炉を未臨界にすることが可能な能力を有する設計とする。また，アキュム
レータの容量にて全ての制御棒を全挿入することが可能な駆動水を有する容量とし，設計基準対象施設の容量等の仕様が，系統の目的に応じて必要となる
容量等の仕様に対して十分であることを確認した上で，設計基準対象施設の容量等と同仕様の設計とする。
（44-6-2,3,7,8）(2) 共用の禁止（設置許可基準規則第 43 条第 2 項二）(ⅰ) 要求事項
二以上の発電用原子炉施設において共用するものでないこと。ただし，二以上の発電用原子炉施設と共用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であって，同一の工場等内の他の発電用原子炉施設
3.1-12に対して悪影響を及ぼさない場合は，この限りでない。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
代替制御棒挿入機能は，二以上の発電用原子炉施設において共用しない設計とする。
また，制御棒，制御棒駆動機構（水圧駆動）及び制御棒駆動系水圧制御ユニ
ットは，二以上の発電用原子炉施設において共用しない設計とする。
(3) 設計基準事故対処設備との多様性（設置許可基準規則第 43 条第 2 項三）(ⅰ) 要求事項
常設重大事故防止設備は，共通要因によって設計基準事故対処設備の安全機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
代替制御棒挿入機能は，検出器から代替制御棒挿入機能用電磁弁まで原子炉
緊急停止系とは独立した構成となっており，地震，火災，溢水等の主要な共通要因故障によって同時に機能を損なわれない設計とする。
代替制御棒挿入機能の論理回路はアナログ回路であるが，原子炉緊急停止系の論理回路はディジタル回路で構築されており，多様性を有する設計とする。
原子炉緊急停止系と代替制御棒挿入機能の電源は，遮断器又はヒューズによる電気的な分離をすることで原子炉緊急停止系と同時に機能が損なわれない設計とする。
（44-8-2～9）

3.1-13

3.1.2.2

ATWS 緩和設備（代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能）

3.1.2.2.1
設備概要
ATWS 緩和設備（代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能）は，原子炉が運転を緊急に停止していなければならない状況にもかかわらず，原子炉出力，原子炉圧力等のパラメータの変化から緊急停止していないことが推定される場合に，原子炉出力を制御するため，原子炉冷却材再循環ポンプを停止させることを目的とした回路である。
本系統は，検出器（原子炉圧力及び原子炉水位），論理回路，原子炉冷却材再循
環ポンプ可変周波数電源装置（停止に必要な部位）で構成する。本系統の目的は，原子炉冷却材再循環ポンプを停止させることであるが，ABWR の原子炉冷却材再循
環ポンプは慣性が小さく，10 台全台を停止させると冷却能力の低下を招くことから，原子炉圧力高又は原子炉水位低（レベル 3）の信号により，原子炉冷却材再循環ポンプ 4 台を自動停止し，原子炉水位低（レベル 2）の信号により，原子炉冷却材再循環ポンプ 6 台を自動停止する設計とする。原子炉圧力高及び原子炉水位低（レベル 2）の検出器を多重化し，原子炉圧力高及び原子炉水位低（レベル 3）は2 out of 3 論理にて，原子炉水位低（レベル 2）は 2 out of 4 論理にて，作動回路が自動的に信号を発信するよう，信頼性向上を図る設計とする。
また，中央制御室の手動スイッチにより，原子炉冷却材再循環ポンプをトリップすることが可能な設計とする。
表 3.1-7

ATWS 緩和設備（代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能）に関する重大事故等対処設備一覧
設備区分
設備名
主要設備
ATWS 緩和設備（代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能）【常
設】
附属設備
－
水源
－
流路
－
注水先
－
※1
電源設備
非常用交流電源設備
非常用ディーゼル発電機（設計基準拡張）【常設】※2計装設備
平均出力領域モニタ【常設】起動領域モニタ【常設】※1：単線結線図を補足説明資料 44-2 に示す。
電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
※2：主要設備を用いた炉心損傷防止及び原子炉格納容器破損防止対策を成功させるために把握することが必要な原子炉施設の状態
計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
なお，ATWS 緩和設備（代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能）は，以降，代替
冷却材再循環ポンプ・トリップ機能という。
3.1-14

3.1-15

原子炉水位低（Ｄ）（レベル２）

原子炉水位低（Ｃ）（レベル２）

原子炉水位低（Ｂ）（レベル２）

原子炉水位低（Ａ）（レベル２）

原子炉圧力高（Ｃ ）原子炉圧力高（Ｂ ）

原子炉圧力高（Ａ）

原子炉水位低（Ｃ）（レベル３）

原子炉水位低（Ｂ）（レベル３）

原子炉水位低（Ａ）（レベル３）

ＲＩＰ－ＡＳＤ（Ａ～Ｈ，Ｊ，Ｋ）
停止操作（手動操作）

2/4

図 3.1-2

TD

TD

TD

TD

ATWS-RPT信号

2/4

ATWS-RPT信号

2/3

ATWS-RPT信号

2/3

※

RIP
(B)

RIP
(A)

※

※

RIP
(E)

RIP
(H)

RIP
(C)

RIP
(G)

G

※

M

※

6.9kV M/C B-2

RIP
(J)

G

※

RIP
(D)

※

M

※

6.9kV M/C A-2

RIP
(F)

※

6.9kV M/C B-1

代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能説明図※※

6.9kV M/C A-1

・電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準
規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
・計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準
規則第 58 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

RIP
(K)

タイマー（6秒）

自動又は手動の信号にて，原子炉冷却材再循環
ポンプ可変周波数電源装置の内，停止に必要な部位を動作させることで原子炉冷却材再循環ポンプを停止させる。

TD

2 out of 4 論理

2/4

OR 論理

2 out of 3 論理

原子炉冷却材再循環ポンプ
可変周波数電源装置

原子炉冷却材再循環ポンプ
ＭＧセット

遮断器

原子炉冷却材再循環ポンプ

2/3

G

M

RIP

凡例

3.1.2.2.2 主要設備の仕様
図 3.1-2 に代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能の作動回路の説明図を示す。

3.1.2.2.3

設置許可基準規則第 43 条への適合方針

3.1.2.2.3.1 設置許可基準規則第 43 条第 1 項への適合方針(1) 環境条件及び荷重条件（設置許可基準規則第 43 条第 1 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重その他の使用条件において，重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮するものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.3

環境条件等」に示す。

代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能は，中央制御室及び二次格納施設内に設置する設備であることから，その機能を期待される重大事故等が発生した場合における，中央制御室及び二次格納施設内の環境条件を考慮し，以下の表
3.1-8 に示すような設計とする。
（44-3-2,4,9,11,16）
表 3.1-8
環境条件等
温度・圧力・湿度・放射線
屋外の天候による影響
海水を通水する系統への影響
地震

風（台風）・積雪
電磁的障害

想定する環境条件及び荷重条件
対応
中央制御室及び二次格納施設内で想定される温度，
圧力，湿度及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない。
海水を通水することはない。
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方針」に示す）。
中央制御室及び二次格納施設内に設置するため，風（台風）及び積雪の影響は受けない。
重大事故等が発生した場合においても，電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

(2) 操作性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項二）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において確実に操作できるものであること。

3.1-16

(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能は，検出器を多重化し，作動回路が2 out of 4 論理もしくは 2 out of 3 論理にて自動的に信号を発信するよう，信頼性向上を図る設計とする。
なお，中央制御室の制御盤にて手動による原子炉冷却材再循環ポンプを手動停止させることが可能な設計とする。
中央制御室の操作スイッチを操作するにあたり，運転員の操作性を考慮して十分な操作空間を確保する。また，操作対象については銘板をつけることで識別可能とし，運転員の操作及び監視性を考慮して確実に操作できる設計とする。
以下の表3.1-9に操作対象機器を示す。
（44-3-16）
表 3.1-9 操作対象機器
機器名称
状態の変化
操作場所
操作方法
原子炉冷却材再循環ポンプ可 起動→停止
中央制御室
スイッチ操作
変周波数電源装置(3) 試験及び検査（設置許可基準規則第 43 条第 1 項三）(ⅰ) 要求事項
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試験又は検査ができるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能は，原子炉冷却材再循環ポンプ・ト
リップ機能の作動信号を発信する設備であり，運転中に試験又は検査を実施する場合には，過大な出力変動等によりプラントに外乱を与える可能性があり，かつ，試験中又は検査中は機能自体が維持できない状態となる為，発電用原子炉の停止中に機能・性能の確認が可能な設計とする。
機能試験では，模擬入力による論理回路の動作確認が可能な設計とする。また，性能試験では，模擬入力による校正及び設定値確認が可能な設計とする。
（44-5-3,4,5）
表 3.1-10 代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能の試験及び検査
発電用原子炉の
項目
内容
状態
停止中
機能・性能試験
論理回路の動作確認
設定値確認

3.1-17

(4) 切り替えの容易性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項四）(ⅰ) 要求事項
本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設備にあっては，通常時に使用する系統から速やかに切り替えられる機能を備えるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能は，本来の用途以外の用途には使用しない設計とする。
（44-4-3）(5) 悪影響の防止（設置許可基準規則第 43 条第 1 項五）(ⅰ) 要求事項
工場等内の他の設備に対して悪影響を及ぼさないものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能は，他の設備に悪影響を及ぼさない
よう以下の措置を講じる設計とする。
代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能は，検出器から原子炉冷却材再循環
ポンプ可変周波数電源装置（停止に必要な部位）まで設計基準事故対処設備である多重化された原子炉緊急停止系とは独立した構成となっており，原子炉緊急停止系に悪影響を与えない設計とする。
原子炉緊急停止系と代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能の電源は，遮断器又はヒューズによる電気的な分離をすることで原子炉緊急停止系に悪影響を与えない設計とする。
（44-8-2～9）(6) 設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 1 項六）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において重大事故等対処設備の操作及び復旧作業を行うことができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設
置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能は，現場における操作が不要な設計
3.1-18とする。
なお，中央制御室の制御盤にて手動による原子炉冷却材再循環ポンプを手動停止させる場合について，操作が必要な機器の設置場所，操作場所を表 3.1-11に示す。操作スイッチは，中央制御室で操作を行う設計としており，操作場所の放射線量が高くなるおそれが少ないため操作が可能である。
（44-3-16）
表 3.1-11

操作対象機器設置場所
機器名称
設置場所
操作場所
原子炉冷却材再循環ポンプ可 原子炉建屋地下 1 階
中央制御室
変周波数電源装置

3.1.2.3.2.2
設置許可基準規則第 43 条第 2 項への適合方針(1) 容量（設置許可基準規則第 43 条第 2 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等の収束に必要な容量を有するものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能は，原子炉圧力上昇及び原子炉水位低下に至る ATWS 事象の発生時に，炉心の著しい損傷を防止し，原子炉冷却材
圧力バウンダリ及び原子炉格納容器の健全性を維持するため，「原子炉水位低（レベル 2，レベル 3）」及び「原子炉圧力高」信号の計器誤差を考慮して確実に作動する設計とする。
なお，ABWR の原子炉冷却材再循環ポンプは慣性が小さく，10 台全台停止させると冷却能力の低下を招くことから，原子炉圧力高又は原子炉水位低（レベル 3）の信号により，原子炉冷却材再循環ポンプ 4 台を自動停止し，原子炉水位低（レベル 2）の信号により，原子炉冷却材再循環ポンプ 6 台を自動停止す
る設計とする。
（44-6-4～6）(2) 共用の禁止（設置許可基準規則第 43 条第 2 項二）(ⅰ) 要求事項
二以上の発電用原子炉施設において共用するものでないこと。ただし，二以上の発電用原子炉施設と共用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であって，同一の工場等内の他の発電用原子炉施設に対して悪影響を及ぼさない場合は，この限りでない。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

3.1-19

代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能は，二以上の発電用原子炉施設において共用しない設計とする。
(3) 設計基準事故対処設備との多様性（設置許可基準規則第 43 条第 2 項三）(ⅰ) 要求事項
常設重大事故防止設備は，共通要因によって設計基準事故対処設備の安全機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能は，検出器から原子炉冷却材再循環
ポンプ可変周波数電源装置（停止に必要な部位）まで原子炉緊急停止系とは独立した構成となっており，地震，火災，溢水等の主要な共通要因故障によって同時に機能を損なわれない設計とする。
代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能の論理回路はアナログ回路であるが，原子炉緊急停止系の論理回路はディジタル回路で構築されており，多様性を有する設計とする。
原子炉緊急停止系と代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能の電源は，遮断器又はヒューズによる電気的な分離をすることで原子炉緊急停止系と同時に機能を損なわれない設計とする。
（44-8-2～9）

3.1-203.1.2.3

ほう酸水注入系

3.1.2.3.1
設備概要
原子炉保護系，制御棒及び制御棒駆動系水圧制御ユニットの機能が喪失した場合においても，原子炉を未臨界にすることを目的として，十分な反応度制御能力を有するほう酸水注入系を設置しているものである。
本系統は，ほう酸水である五ほう酸ナトリウム溶液を貯蔵するためのほう酸水注
入系貯蔵タンク，ほう酸水注入系貯蔵タンクから原子炉にほう酸水を注入するためのほう酸水注入系ポンプ等で構成され，高圧炉心注水スパージャから原子炉へほう酸水を注入することで，原子炉を未臨界にするものである。
本系統は，中央制御室からの手動操作により，ほう酸水注入系起動用キー・スイ
ッチを「ポンプ A（又は B）」位置にすることで，ほう酸水注入系ポンプ吸込弁及びほう酸水注入系注入弁が「全閉」から「全開」となり，ほう酸水注入系ポンプが起動し，原子炉へほう酸水を注入する。
本系統全体の系統概要図を図 3.1-3 に，本系統に関する重大事故等対処設備一覧を表 3.1-12 に示す。
・電源設備については「3.14電源設備（設置許可基準
規則第57条に対する設計方針を示す章）」で示す。
・計装設備については「3.15計測設備（設置許可基準
規則第58条に対する設計方針を示す章）」で示す。

ＮO
スパージャ

高圧炉心注水系
純水補給水系
原子炉
圧力容器

テスト
タンク

原子炉
格納容器

MO

MO
ほう酸水注入系ポンプ

MO

MO

区分Ⅰより電源供給
ほう酸水注入系ポンプ

区分Ⅱより電源供給
重大事故等対処設備

図 3.1-3

ほう酸水注入系

3.1-21

系統概要図

ほう酸水注入系
貯蔵タンク

表 3.1-12
設備区分
主要設備

ほう酸水注入系に関する重大事故等対処設備一覧
設備名
ほう酸水注入系ポンプ【常設】
ほう酸水注入系貯蔵タンク【常設】
附属設備
－
水源
－
流路
ほう酸水注入系 配管・弁【常設】高圧炉心注水系 配管・弁・スパージャ【常設】注入先
原子炉圧力容器【常設】※1
電源設備
非常用交流電源設備
非常用ディーゼル発電機（設計基準拡張）【常設】※2計装設備
平均出力領域モニタ【常設】起動領域モニタ【常設】※1：単線結線図を補足説明資料 44-2 に示す。
電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
※2：主要設備を用いた炉心損傷防止及び原子炉格納容器破損防止対策を成功させるために把握することが必要な原子炉施設の状態
計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
3.1.2.3.2

主要設備の仕様(1)ほう酸水注入系ポンプ
種類
：往復形
容量
：約 11m３/h/台
全揚程：約 860m
最高使用圧力 ：吸込側 1.37MPa／吐出側 10.8MPa
最高使用温度 ：66℃
個数
：1（予備 1）
取付箇所
：原子炉建屋地上 3 階
原動機の出力 ：45kW(2)ほう酸水注入系貯蔵タンク
種類：たて置円筒形
容量：約 30m３
最高使用圧力 ：静水頭
最高使用温度 ：66℃
個数
：１
取付箇所
：原子炉建屋地上 3 階

3.1-22

3.1.2.3.3
3.1.2.3.3.1

設置許可基準規則第 43 条への適合方針
設置許可基準規則第 43 条第 1 項への適合方針(1) 環境条件及び荷重条件（設置許可基準規則第 43 条第 1 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重その他の使用条件において，重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮するものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.3

環境条件等」に示す。

ほう酸水注入系のほう酸水注入系ポンプ及びほう酸水注入系貯蔵タンクは，二次格納施設内に設置される設備であることから，その機能を期待される重大事故等時における二次格納施設内の環境条件及び荷重条件を考慮し，その機能を有効に発揮することができるよう，表 3.1-13 に示す設計とする。
ほう酸水注入系ポンプの操作は，中央制御室の起動用キー・スイッチから遠隔操作可能な設計とする。
（44-3-5,6,12,13）
表 3.1-13
環境条件等
温度・圧力・湿度・放射線
屋外の天候による影響
海水を通水する系統への影響
地震

風（台風）・積雪
電磁的障害

想定する環境条件及び荷重条件
対応
二次格納施設内で想定される温度，圧力，湿度及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない。
海水を通水することはない。
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方
針」に示す）。
二次格納施設内に設置するため，風（台風）及び積雪の影
響は受けない。
重大事故等が発生した場合においても，電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

3.1-23

(2) 操作性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項二）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において確実に操作できるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
ほう酸水注入系ポンプの操作は，ATWS 事象発生時において，中央制御室内の環境条件（被ばく影響等）を考慮の上，中央制御室における操作盤上での起動用キー・スイッチにより操作可能な設計とする。
ほう酸水注入系ポンプの起動操作は，原子炉出力抑制により原子炉出力を抑制した後，中央制御室からの手動操作により，ほう酸水注入系起動用キー・ス
イッチを「ポンプ A（又は B）」位置にすることで，ほう酸水注入系ポンプ吸込
弁及びほう酸水注入系注入弁が「全閉」から「全開」となり，ほう酸水注入系
ポンプが起動し，原子炉へほう酸水を注入する。
表 3.1-14 に操作対象機器を示す。
表 3.1-14 操作対象機器
状態の変化
操作場所
停止→起動
中央制御室

機器名称
ほう酸水注入系ポンプ（A 又は B）
ほう酸水注入系ポンプ吸込弁（A 又は B）
ほう酸水注入系注入弁（A 又は B）

操作方法
キー・スイッチ操作

弁閉→弁開

中央制御室

キー・スイッチ操作

弁閉→弁開

中央制御室

キー・スイッチ操作

中央制御室の起動用キー・スイッチを操作するにあたり，運転員の操作性を考慮して十分な操作空間を確保する。また，操作対象については銘板をつける
ことで識別可能とし，運転員の操作及び監視性を考慮して確実に操作できる設計とする。
（44-3-6,13）
また，ほう酸水注入系ポンプは並列に 2 台設置され，1 台を予備とすること
で多重性を備えた設計とし，必要なときに確実にほう酸水を注入できるよう，ポンプの吐出側に並列に 2 個のほう酸水注入弁を設けることで，確実に原子炉
へほう酸水を注入することが可能な設計とする。
なお，ほう酸水注入系貯蔵タンクについては，操作不要な設計とする。
（44-4-4,5）

3.1-24

(3) 試験及び検査（設置許可基準規則第 43 条第 1 項三）(ⅰ) 要求事項
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試験又は検査ができるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
ほう酸水注入系のほう酸水注入系ポンプ及びほう酸水注入系貯蔵タンクは，
表 3.1-15 に示すように発電用原子炉の停止中に機能・性能試験，分解検査及び外観検査，発電用原子炉の運転中に機能・性能試験を実施することで，機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
なお，操作対象弁であるほう酸水注入系ポンプ吸込弁及びほう酸水注入系注入弁についても，発電用原子炉の運転中及び停止中に弁の機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
表 3.1-15 ほう酸水注入系の試験及び検査
発電用原子炉の
項目
内容
状態
停止中
機能・性能試験
運転性能の確認
漏えいの確認
ほう酸質量の確認
弁動作試験
弁開閉動作の確認
分解検査
ポンプ部品の表面状態を，試験及び目視により確認
外観検査
タンク外観の確認
運転中

機能・性能試験

弁動作試験

運転性能の確認
漏えいの確認
ほう酸質量の確認
弁開閉動作の確認

ほう酸水注入系ポンプは，機能・性能試験として，脱塩水（純水）をテスト
タンクから循環させ，吐出圧力，系統（ポンプ廻り）の振動，異音，異臭及び漏えいについて運転性能の確認を行うことが可能な設計とする。
また，分解検査として，浸透探傷検査により性能に影響を及ぼす指示模様がないこと，目視により性能に影響を及ぼす恐れのある傷，割れ等がないことについて，ポンプ部品表面状態の確認を行うことが可能な設計とする。
操作対象弁であるほう酸水注入系ポンプ吸込弁及びほう酸水注入系注入弁
は，機能・性能試験として，これら操作対象弁が全開することについて弁動作の確認を行うことが可能な設計とする。

3.1-25

ほう酸水注入系貯蔵タンクは，機能・性能試験として，中性子吸収材である
五ほう酸ナトリウムの質量が原子炉を十分未臨界にするための反応度制御能力を有する量を満足することとし，ほう酸水注入系貯蔵タンクのほう酸濃度及びタンク水位の確認を行うことにより，ほう酸質量の確認が可能な設計とする。
また，外観検査として，タンク本体外観に傷や漏えい痕がないことについて
ほう酸水注入系貯蔵タンク外表面状態の確認を行うことが可能な設計とする。
なお，ほう酸水注入系は，多重性を備えた系統及び機器であるが，各々が独立して他の系統へ悪影響を及ぼさず検査が可能な設計とし，ほう酸水注入系ポンプ，ほう酸水注入系貯蔵タンク及び操作対象弁であるほう酸水注入系ポンプ
吸込弁及びほう酸水注入系注入弁は，プラント運転中又は停止中における検査を行う際の接近性を考慮した必要な作業空間を備え，構造上接近又は検査が困難とならない設計とする。
（44-5-7,11,12,14,16,19,21,23,27,28,30,31,34,36）(4) 切り替えの容易性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項四）(ⅰ) 要求事項
本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設備にあっては，通常時に使用する系統から速やかに切り替えられる機能を備えるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
ほう酸水注入系は，本来の用途である原子炉へのほう酸水注入以外の用途として使用することはない。なお，当該系統の使用にあたり切り替え操作が必要となることから，速やかに切り替え操作が可能なように，系統に必要な弁等を設ける。
原子炉へのほう酸水注入の際に操作が必要となるほう酸水注入系ポンプ，ほう酸水注入系ポンプ吸込弁及びほう酸水注入系注入弁は，中央制御室内における操作盤上の起動用キー・スイッチにより，速やかに操作が可能な設計とし，操作の成立性として，中央制御室でのほう酸水注入開始操作における所要時間は想定として 1 分以内となる。
（44-4-4,5）
また，ほう酸水注入系によるほう酸水の注入は，原子炉自動スクラム又は手動スクラムを実施しても，原子炉スクラムが成功しない場合に実施される操作
であり，図 3.1-4 で示すタイムチャートの通り速やかに切り替え操作を実施することが可能である。
切り替え操作対象機器については，表 3.1-14 に示した通りとなる。

3.1-26

経過時間（分）
1

手順の項目

要員（数）

5

2

10

15

20

25

備考

原子炉制御「スクラム」より導入
ＲＰＴしゃ断自動減圧系，代替自動減圧系起動阻止
ＳＬＣ起動（全制御棒全挿入もしくは１６ステップ 以下又はほう酸水全量注水完了まで運転継続）

中央制御室運転員Ａ

1

手動スクラ ム
手動ＡＲＩ
制御棒電動挿入（全制御棒全挿入もしくは１６ステップ 以下まで継続）

ＥＯＰ 原子炉制御「反応度制御」原子炉水位調整（出力３％以下を 維持する 。維持できない場合は，原子炉水位L-1.5以上に維持）

ＲＨＲ系サプ レッショ ン プ ール冷却モード投入

中央制御室運転員Ｂ

1

現場運転員

2

スクラ ムテストスイ ッチによ る ペアロ ッドスクラ ム

移動

図 3.1-4

スクラ ムソレノイ ドヒューズ引抜き

原子炉の緊急停止対応タイムチャート※※：「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」への適合状況についての 1．1 で示すタイムチャート(5) 悪影響の防止（設置許可基準規則第 43 条第 1 項五）(ⅰ) 要求事項
工場等内の他の設備に対して悪影響を及ぼさないものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

ほう酸水注入系のほう酸水注入系ポンプ，ほう酸水注入系貯蔵タンクは，設計基準対象施設として原子炉へのほう酸水注入時に使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用することにより，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
なお，本系統は使用時以外，中央制御室内における操作盤上の起動用キー・スイッチを「切」位置にし，ほう酸水注入系注入弁を「全閉」とした系統隔離構成としており，取合系統である高圧炉心注水系に対して悪影響を及ぼさない設計とする。
（44-3-6,13，44-4-4,5）
高圧炉心注水系との隔離弁については，表 3.1-16 に示す通りである。

取合系統
高圧炉心注水系

表 3.1-16 他系統との隔離弁
系統隔離弁
駆動方式
ほう酸水注入系注入弁（A） 電動駆動

動作
通常時閉
電源喪失時※閉
ほう酸水注入系注入弁（B） 電動駆動
通常時閉
電源喪失時※閉※ 電源喪失時は，原子炉保護系安全保護回路の電源が喪失することにより制御棒が挿入されることから，ATWS 事象発生時において，電源喪失は想定しない。
3.1-27

(6) 設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 1 項六）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において重大事故等対処設備の操作及び復旧作業を行うことができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設
置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.3

環境条件等」に示す。

ほう酸水注入系の系統構成に操作が必要な機器の設置場所，操作場所を表
3.1-17 に示す。
ほう酸水注入系ポンプ，ほう酸水注入系ポンプ吸込弁及びほう酸水注入系注入弁は，二次格納施設内に設置されている設備であるが，中央制御室から操作可能な設計とする。
なお，ほう酸水注入系貯蔵タンクについては，操作不要な設計とする。
（44-3-5～7,12～14）
表 3.1-17

操作対象機器設置場所
機器名称
設置場所
ほう酸水注入系ポンプ（A）
原子炉建屋地上 3 階
ほう酸水注入系ポンプ（B）
原子炉建屋地上 3 階
ほう酸水注入系ポンプ吸込弁（A） 原子炉建屋地上 3 階
ほう酸水注入系ポンプ吸込弁（B） 原子炉建屋地上 3 階
ほう酸水注入系注入弁（A）
原子炉建屋地上 3 階
ほう酸水注入系注入弁（B）
原子炉建屋地上 3 階

3.1.2.3.3.2

操作場所
中央制御室
中央制御室
中央制御室
中央制御室
中央制御室
中央制御室

設置許可基準規則第 43 条第 2 項への適合方針(1) 容量（設置許可基準規則第 43 条第 2 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等の収束に必要な容量を有するものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.2

容量等」に示す。

ほう酸水注入系のほう酸水注入系ポンプ及びほう酸水注入系貯蔵タンクは，十分な反応度制御能力を有する容量とした設計とし，設計基準対象施設の容量等の仕様が，原子炉を未臨界にするために必要となる容量等の仕様に対して十分であることを確認した上で，設計基準対象施設の容量と同仕様の設計とする。

3.1-28

ポンプ1台あたりの容量は，十分な反応度制御能力を満足するための設計上の許容注入時間（設計ほう酸水濃度を設計ほう酸水注入速度で注入する時間）で注入可能な流量を確保する設計とする。
タンク容量は，原子炉を未臨界にするために必要なほう酸水濃度の設計値を確保するために必要なほう酸水溶液の有効容量にタンク無効容量を考慮した容量を確保できる設計とする。
（44-6-9～13）(2) 共用の禁止（設置許可基準規則第 43 条第 2 項二）(ⅰ) 要求事項
二以上の発電用原子炉施設において共用するものでないこと。ただし，二以上の発電用原子炉施設と共用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であって，同一の工場等内の他の発電用原子炉施設に対して悪影響を及ぼさない場合は，この限りでない。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

ほう酸水注入系のほう酸水注入系ポンプ及びほう酸水注入系貯蔵タンクは，二以上の発電用原子炉施設において共用しない設計とする。
(3) 設計基準事故対処設備との多様性（設置許可基準規則第 43 条第 2 項三）(ⅰ) 要求事項
常設重大事故防止設備は，共通要因によって設計基準事故対処設備の安全機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

ほう酸水注入系のほう酸水注入系ポンプ及びほう酸水注入系貯蔵タンクは，
設計基準事故対処設備である制御棒，制御棒駆動系水圧制御ユニットと同時にその機能が損なわれることはない。
ほう酸水注入系ポンプ及びほう酸水注入系貯蔵タンクは，制御棒，制御棒駆動系水圧制御ユニットと異なる駆動源を用い，二次格納施設内で位置的分散が図られた設計とする。

3.1-29

ほう酸水注入系の設計基準事故対処設備との多様性及び位置的分散について，
表 3.1-18 に示す。
（44-3-5,8,12,15）
表 3.1-18

多様性又は多重性，位置的分散

設計基準事故対処設備

重大事故等対処設備

制御棒
制御棒駆動系水圧制御ユニット

ほう酸水注入系

アキュムレータ

ほう酸水注入系ポンプ

原子炉建屋地下 3 階

原子炉建屋地上 3 階

不要

ほう酸水注入系貯蔵タンク－

原子炉建屋地上 3 階

不要

非常用ディーゼル発電機―

原子炉建屋地上 1 階

項目

機器

水源

駆動電源

3.1-303.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備【45 条】【設置許可基準規則】（原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備）
第四十五条 発電用原子炉施設には，原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態であって，設計基準事故対処設備が有する発電用原子炉の冷却機能が喪失した
場合においても炉心の著しい損傷を防止するため，発電用原子炉を冷却するために必要な設備を設けなければならない。
（解釈）
１ 第４５条に規定する「発電用原子炉を冷却するために必要な設備」とは，以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。
（１）全交流動力電源喪失・常設直流電源系統喪失を想定し，原子炉隔離時冷却系（RCIC）若しくは非常用復水器（BWR の場合）又はタービン動補助給水ポン
プ（PWR の場合）（以下「RCIC 等」という。）により発電用原子炉を冷却するため，以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備を整備すること。
ａ）可搬型重大事故防止設備
ⅰ）現場での可搬型重大事故防止設備（可搬型バッテリ又は窒素ボンベ等）
を用いた弁の操作により，RCIC 等の起動及び十分な期間※の運転継続を行う可搬型重大事故防止設備等を整備すること。ただし，下記（１）ｂ）
ⅰ）の人力による措置が容易に行える場合を除く。
ｂ）現場操作ⅰ）現場での人力による弁の操作により，RCIC 等の起動及び十分な期間※の運転継続を行うために必要な設備を整備すること。
※：原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧対策及び原子炉冷却材圧力バウンダ
リ低圧時の冷却対策の準備が整うまでの期間のこと。

3.2-1

3.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
3.2.1
設置許可基準規則第 45 条への適合方針
原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態であって，設計基準事故対処設備が有する機能が喪失した場合においても，炉心の著しい損傷を防止するため，以下の対策及び設備を設ける。
(1)

高圧代替注水系の設置（設置許可基準規則解釈の第 1 項(1））
設計基準事故対処設備である高圧炉心注水系及び原子炉隔離時冷却系が有する発電用原子炉の冷却機能が喪失した場合においても，炉心の著しい損傷を防止するために，重大事故防止設備として高圧代替注水系を設置する。
高圧代替注水系は，原子炉隔離時冷却系が機能喪失した場合でも，原子炉隔離時冷却系ポンプよりも高所に配置された高圧代替注水系ポンプを用い，復水貯蔵槽を水源として高圧状態の原子炉圧力容器に注水し原子炉水位が維持できる設計とする。また，高圧代替注水系ポンプは，原子炉蒸気で駆動可能なタービン駆動ポンプとし，原子炉蒸気を弁操作で高圧代替注
水系ポンプ駆動用タービンに供給することで起動可能な設計とする。
また，高圧代替注水系は，全交流動力電源喪失及び設計基準事故対処設備である常設直流電源が喪失した場合でも，常設代替直流電源設備からの給電により，起動及び高圧注水が必要な期間にわたって運転継続ができる設計とする。
これにより，高圧代替注水系は，原子炉隔離時冷却系の現場での可搬型
重大事故防止設備（可搬型バッテリ又は窒素ボンベ等）を用いた弁の操作による起動及び十分な期間の運転継続を行うための措置や，原子炉隔離時
冷却系の現場での人力による弁の操作による起動及び十分な期間の運転継続を行うための措置に対し，同等以上の効果を有する設計とする。

(2)

高圧代替注水系の現場操作による運転（設置許可基準規則解釈の第 1 項(1)b））
高圧代替注水系は，全交流動力電源喪失及び常設直流電源系統喪失した
場合でも，現場で系統構成に必要な弁を人力で操作することにより，起動及び高圧注水が必要な期間にわたって運転継続ができる設計とする。なお，
人力による措置が容易に行えるよう，高圧代替注水系は機械式ガバナでタービン給気蒸気量を制御する方式とし，弁操作のみで起動停止運転継続が可能な設計とする。本操作弁については専用の工具を用いて手動で操作できる設計とし，共通要因によって常設直流電源を用いた弁と同時に機能を損なわないよう，ハンドルを設け，手動操作可能とすることで多様性を持

3.2-2

つ設計とする。
なお，人力による措置が容易に行えるため，「現場での可搬型重大事故防止設備（可搬型バッテリ又は窒素ボンベ等）を用いた弁の操作により，高圧代替注水系の起動及び十分な期間の運転継続を行う可搬型重大事故防止
設備等の整備」（設置許可基準規則解釈の第 1 項(1)a））は不要とするが，設置許可基準規則第 57 条への適合方針として，可搬型直流電源設備による給電も可能な設計とする。
(3)

原子炉隔離時冷却系の現場操作による運転（設置許可基準規則解釈の第1 項(1)b））
設計基準事故対処設備である原子炉隔離時冷却系は，全交流動力電源喪失及び常設直流電源系統喪失した場合でも，現場で系統構成に必要な弁を人力で操作することにより，起動及び運転継続ができる設計とする。なお，
人力による措置が容易に行えるよう，本操作弁については専用の工具を用いて手動で操作できる設計とし，共通要因によって常設直流電源を用いた弁と同時に機能を損なわないよう，ハンドルを設け，手動操作可能とする
ことで多様性を持つ設計とする。また，原子炉隔離時冷却系は直流電源喪
失時にタービングランド部より蒸気が漏えいするが，蒸気漏えいによる劣悪な作業環境状態を回避するために，原子炉隔離時冷却系ポンプ室に現場運転員が入室するのはポンプ起動時のみとし，ポンプ起動後については原子炉隔離時冷却系ポンプ室から退室し，原子炉建屋地下 1 階に設置した原
子炉隔離時冷却系過酷事故蒸気止め弁の開度調整により制御可能な運用とする。なお，ポンプ起動時は原子炉隔離時冷却系ポンプ室内に入室するが，その後速やかに退室するため蒸気漏えいによる環境温度の急激な上昇はな
いものと考えており，保護具（酸素呼吸器及び耐熱服）を確実に装着することにより本操作が可能な運用とする。
高圧代替注水系の人力による現場操作に加え，高圧代替注水系とは別系
統の原子炉隔離時冷却系についても人力による現場操作をできるように整備しておくことで，人力による措置の容易性が拡充されるため，「現場での可搬型重大事故防止設備（可搬型バッテリ又は窒素ボンベ等）を用いた弁の操作により，原子炉隔離時冷却系の起動及び十分な期間の運転継続を行う可搬型重大事故防止設備等の整備」（設置許可基準規則解釈の第 1 項(1)a））は不要とする。

その他，設計基準対象施設であるが，想定される重大事故時等においてその機能を期待するため，以下の設備を重大事故等対処設備（設計基準拡張）と位
置付ける。

3.2-3

(4)

原子炉隔離時冷却系
原子炉隔離時冷却系は，冷却材喪失事故時において，低圧注水系，高圧
炉心注水系及び自動減圧系と連携して，炉心を冷却する機能を有する。
本系統は，原子炉水位低又はドライウェル圧力高の信号で作動を開始し，復水貯蔵槽の水又はサプレッション・チェンバのプール水を給水系等を経由して原子炉圧力容器へ注水する。

(5)

高圧炉心注水系
高圧炉心注水系は，冷却材喪失事故時において，低圧注水系，原子炉隔離時冷却系及び自動減圧系と連携して，炉心を冷却する機能を有する。
本系統は，原子炉水位低又はドライウェル圧力高の信号で作動を開始し，復水貯蔵槽の水又はサプレッション・チェンバのプール水を炉心上部に取り付けられたスパージャから燃料集合体上に注水することによって炉心を冷却する。また，原子炉水位高信号で注水を自動的に停止する。

また，技術的能力審査基準への適合のため，原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に原子炉を冷却するために必要な監視及び制御の手順等として，以下を整
備する。
(6)

監視及び制御に用いる設備「高圧代替注水系による原子炉の冷却」及び「全交流動力電源喪失及び常設直流電源系統喪失時の原子炉の冷却」により原子炉圧力容器を冷却する場合に監視及び制御に使用する重大事故等対処設備（監視及び制御）として，原子炉水位，原子炉圧力，高圧代替注水系系統流量，復水貯蔵槽水位を使用する。
原子炉水位は原子炉を冷却するための原子炉水位を監視又は推定でき，
原子炉圧力，高圧代替注水系系統流量，復水貯蔵槽水位は原子炉圧力容器へ注水するための高圧代替注水系及び原子炉隔離時冷却系の作動状況を確認できる設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。
・原子炉水位（広帯域，燃料域，SA） （3.15 計装設備【58 条】）
・原子炉圧力（3.15 計装設備【58 条】）
・原子炉圧力（SA）（3.15 計装設備【58 条】）
・高圧代替注水系系統流量（3.15 計装設備【58 条】）
・復水貯蔵槽水位（SA）（3.15 計装設備【58 条】）

3.2-4

また，技術的能力審査基準への適合のため，復旧手段として，以下を整備する。
(7)

復旧手段の整備
全交流動力電源が喪失し，原子炉隔離時冷却系の起動又は運転継続に必
要な直流電源を所内蓄電式直流電源設備により給電している場合は，所内蓄電式直流電源設備の蓄電池が枯渇する前に代替交流電源設備（常設又は可搬型）及び可搬型直流電源設備，また，自主対策設備として直流給電車
により原子炉隔離時冷却系の運転継続に必要な直流電源を確保する手段を整備する。なお，電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則
第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

また，技術的能力審査基準への適合のため，原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に重大事故等の進展抑制をするための手段として，以下を整備する。
(8)

ほう酸水注入系による進展抑制
高圧炉心注水系，原子炉隔離時冷却系及び高圧代替注水系による原子炉
圧力容器への高圧注水により原子炉水位が維持できない場合に，ほう酸水
注入系を重大事故等の進展抑制のために使用し，ほう酸水注入系貯蔵タンクを水源として，常設代替直流電源設備からの給電により，ほう酸水注入
系ポンプを用いて原子炉圧力容器への注水を実施する。なお，ほう酸水注
入系については「3.1 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備（設置許可基準規則第 44 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
常設代替交流電源設備については，「3.14 電源設備（設置許可基準規則第57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

なお，原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に重大事故等の進展抑制をするた
めの自主対策設備として，以下を整備する。
(9)

ほう酸水注入系による進展抑制（原子炉へ注水を継続させる場合）
高圧炉心注水系，原子炉隔離時冷却系及び高圧代替注水系による原子炉
圧力容器への注水機能が喪失した場合，「(8)ほう酸水注入系による進展抑制」に加えて，原子炉圧力容器への注水を継続するために，復水補給水系
等を水源としてほう酸水注入系貯蔵タンク又はほう酸水注入系テストタン
クに補給する手順を整備する。これらの整備により，重大事故等の進展抑制のために，「(8)ほう酸水注入系による進展抑制」に加えて，原子炉圧力容器への注水を継続する。

3.2-5

(10) 制御棒駆動系による進展抑制
高圧炉心注水系，原子炉隔離時冷却系及び高圧代替注水系による原子炉
圧力容器への注水機能が喪失した場合，重大事故等の進展抑制のために，
原子炉補機冷却系により冷却水を確保し，復水貯蔵槽を水源として制御棒
駆動水ポンプを用いて原子炉圧力容器への注水を実施する。
(11) 高圧炉心注水系緊急注水の整備
全交流動力電源喪失時，原子炉隔離時冷却系及び高圧代替注水系が機能喪失した場合，重大事故等の進展抑制のために，常設代替交流電源設備により高圧炉心注水系の電源を復旧し，高圧炉心注水系ポンプを無冷却水の状態で短時間起動し，原子炉圧力容器へ注水を実施する。

また，複数の代替淡水源（防火水槽，淡水貯水池）の淡水が枯渇した場合の海水の利用手段として，以下を整備する。
(12) 高圧代替注水系の海水の利用
高圧代替注水系の水源である復水貯蔵槽の淡水が枯渇した場合において，防潮堤の内側に設置している海水取水箇所（取水路）より，大容量送水車（海水取水用）を用いて復水貯蔵槽への供給を行う設計とする。なお，海水の利用については「3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第 56 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

3.2-6

3.2.2
3.2.2.1

重大事故等対処設備
高圧代替注水系の設置

3.2.2.1.1 設備概要
高圧代替注水系は，設計基準事故対処設備である高圧炉心注水系及び原子炉
隔離時冷却系の有する発電用原子炉の冷却機能が喪失した場合に，この機能を代替し，炉心の著しい損傷を防止するため，原子炉圧力容器を冷却すること及び，原子炉水位を維持することを目的として設置するものである。
本系統は，蒸気タービン駆動ポンプである高圧代替注水系ポンプ 1 台，電源設備（常設代替直流電源設備），計測制御装置及び，水源である復水貯蔵槽，注水流路である高圧代替注水系（注水系），復水補給水系，高圧炉心注水系（7 号炉は残留熱除去系を含む），給水系の配管，弁及びスパージャ，蒸気流路である
高圧代替注水系（蒸気系），主蒸気系，原子炉隔離時冷却系の配管及び弁，注水先である原子炉圧力容器から構成される。
高圧代替注水系の系統概要図を図 3.2-1 に，重大事故等対処設備一覧を表
3.2-1 に示す。
本系統は，全交流動力電源喪失，設計基準事故対処設備である常設直流電源
喪失した場合でも，常設代替直流電源設備からの給電により中央制御室から遠隔手動操作によって，復水貯蔵槽を水源に，給水系等を経由して原子炉圧力容器へ注水する。仮に，常設代替直流電源設備が機能しない場合でも，現場での手動操作により，高圧注水が必要な期間にわたって，運転を継続する機能を有する。
高圧代替注水系蒸気供給ラインは，原子炉隔離時冷却系蒸気供給ラインから分岐し，高圧代替注水系タービン止め弁の開閉操作により高圧代替注水系ポン
プ駆動用タービンに蒸気を導く。高圧代替注水系排気ラインは，原子炉隔離時
冷却系排気ラインに合流し，サプレッション・チェンバへ放出する。高圧代替
注水系ポンプ吸込ラインは，高圧炉心注水系ポンプ吸込ラインから分岐し，復水貯蔵槽の水が供給される。高圧代替注水系ポンプ吐出ラインは，給水系等を経由して原子炉へつながる。なお，高圧代替注水系ポンプ吐出ラインにはサプ
レッション・チェンバにつながるテストラインも設ける。
水源である復水貯蔵槽は，枯渇しそうな場合においても，複数の代替淡水源（防火水槽，淡水貯水池）の淡水を，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）を用いて，廃棄物処理建屋外壁に設置した外部接続口から復水貯蔵槽へ補給できる設計とする。
本系統の操作にあたっては，中央制御室又は現場で高圧代替注水系タービン
止め弁及び高圧代替注水系注入弁の開操作をすることで本系統を起動させ，運
転を行う。

3.2-7

図 3.2-1

高圧代替注水系

3.2-8

系統概要図

・水源については「3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第 56 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
・電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
・計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

※
当該弁の詳細は補足説明資料 45-8 に示す。

油圧作動弁をさす。

※：Hydraulic Operated の略。

表 3.2-1

高圧代替注水系に関する重大事故等対処設備一覧

設備区分

設備名

主要設備

高圧代替注水系ポンプ【常設】

附属設備

－

水源

※1

復水貯蔵槽【常設】流路

蒸気系
高圧代替注水系（蒸気系） 配管・弁【常設】主蒸気系 配管・弁【常設】原子炉隔離時冷却系 配管・弁【常設】注水系
高圧代替注水系（注水系） 配管・弁【常設】復水補給水系 配管・弁【常設】高圧炉心注水系 配管・弁【常設】残留熱除去系（7 号炉のみ） 配管・弁【常設】給水系 配管・弁・スパージャ【常設】注水先

原子炉圧力容器【常設】電源設備 ※2

常設代替直流電源設備
AM 用直流 125V 蓄電池【常設】AM 用直流 125V 充電器【常設】上記常設代替直流電源設備への給電のための設備として以下の設備を使用する。
常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
可搬型直流電源設備
電源車【可搬】
AM 用直流 125V 充電器【常設】計装設備 ※3

高圧代替注水系系統流量【常設】原子炉水位【常設】原子炉水位（SA）【常設】原子炉圧力【常設】原子炉圧力（SA）【常設】
復水貯蔵槽水位（SA）【常設】※1：水源については「3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第 56 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
※2：単線結線図を補足説明資料 45-2 に示す。
電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

3.2-9

※3：主要設備を用いた炉心損傷防止及び原子炉格納容器破損防止対策を成功させるために把握することが必要な原子炉施設の状態
計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

3.2-103.2.2.1.2 主要設備の仕様
主要機器の仕様を以下に示す。
(1) 高圧代替注水系ポンプ
種類
：ターボ形
容量
：182m 3 /h/台
全揚程
：958m
最高使用圧力：吸込側 1.37MPa/吐出側 11.8MPa
最高使用温度：77℃
個数
：1
取付箇所
：原子炉建屋地下 2 階
なお，水源については「3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第 56 条に対する設計方針を示す章）」，電源設備については「3.14
電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」，計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

3.2-11

3.2.2.1.3 設置許可基準規則第 43 条への適合方針
3.2.2.1.3.1 設置許可基準規則第 43 条第 1 項への適合方針(1) 環境条件及び荷重条件（設置許可基準規則第 43 条第 1 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重その他の使用条件において，重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮するものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.3

環境条件等」に示す。

高圧代替注水系の高圧代替注水系ポンプは，二次格納施設内に設置される設備であることから，想定される重大事故等時における二次格納施設内の環境条件及び荷重条件を考慮し，その機能を有効に発揮することができるよう，表 3.2-2 に示す設計とする。
(45-3-2,4,7)
表 3.2-2 想定する環境条件及び荷重条件
環境条件等

対応

温度・圧力・湿度・放 二次格納施設内で想定される温度，圧力，湿度及び放射射線
線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外の天候による影響

屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない。

海水を通水する系統への影響

淡水だけでなく海水も使用する（常時海水を通水しない）。原子炉圧力容器への注水は，可能な限り淡水源を優先し，海水通水は短期間とすることで，設備への影響を考慮する。

地震

適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方針」に示す）。

風（台風）・積雪

二次格納施設内に設置するため，風（台風）及び積雪の影響は受けない。

電磁的障害

重大事故等が発生した場合においても，電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

また，高圧代替注水系ポンプは，表 3.2-3 に示す操作対象弁を操作することで起動・停止し，中央制御室の操作スイッチから遠隔操作可能な設計とする。

3.2-12

(2) 操作性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項二）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において確実に操作できるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性」に示す。

高圧代替注水系を運転する場合は，原子炉隔離時冷却系側に蒸気が流入していないことを確認した後，高圧代替注水系注入弁及び高圧代替注水系
タービン止め弁を開操作することで原子炉圧力容器へ注水を行う。なお，
原子炉隔離時冷却系タービン止め弁が開状態から動作不能になった場合や，配管機能が喪失した場合で高圧代替注水系側へ蒸気供給ができない状況においては，原子炉隔離時冷却系過酷事故時蒸気止め弁を閉操作することで，高圧代替注水系側へ蒸気供給を行うことができる。
高圧代替注水系ポンプは，高圧代替注水系注入弁を開操作することで起動することから，ポンプ自体の起動操作は不要である。以上のことから，
高圧代替注水系の操作に必要な機器を表 3.2-3 に示す。
表に示すとおり，高圧代替注水系注入弁及び高圧代替注水系タービン止め弁の操作は，いずれも中央制御室における操作盤上での操作スイッチにより操作可能な設計とする。
中央制御室の操作スイッチを操作するにあたり，運転員の操作性を考慮して十分な操作空間を確保する。また，操作対象については銘板をつける
ことで識別可能とし，運転員の操作及び監視性を考慮して確実に操作できる設計とする。
ただし，仮に，電源設備が全て喪失し，中央制御室からの遠隔操作ができない場合であっても，高圧代替注水系注入弁と高圧代替注水系タービン
止め弁を現場で人力により手動操作することで，操作可能な設計とする。
いずれの操作弁も手動ハンドルが設置されており，現場での手動操作は，想定される重大事故等が発生した場合において，設置場所である二次格納施設内の環境条件（被ばく影響等）を考慮の上，十分な操作空間を確保し，確実に手動操作可能な設計とする。
(45-3-2～9,45-4-2)

3.2-13表 3.2-3
機器名称

状態の変化

高圧代替注水系
注入弁

弁閉→弁開

高圧代替注水系
タービン止め弁
原子炉隔離時冷
却系過酷事故時
蒸気止め弁 ※

操作対象機器
操作場所

操作方法

中央制御室

スイッチ操作

原子炉建屋地下 1 階

手動操作

弁閉→弁開
弁開→弁閉

中央制御室

スイッチ操作弁開→弁閉

原子炉建屋地下 1 階

原子炉建屋地下 1 階（6 号炉） 手動操作
原子炉建屋地上 1 階（7 号炉）
手動操作※:原子炉隔離時冷却系を運転中に原子炉隔離時冷却系タービン止め弁が開状態から動作不能となった場合や原子炉隔離時冷却系配管が機能喪失した場合に操作を行う。

(3) 試験及び検査（設置許可基準規則第 43 条第 1 項三）(ⅰ) 要求事項
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試験又は検査ができるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性」に示す。

高圧代替注水系は表 3.2-4 に示すように，発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能試験が可能な設計とする。また，停止中にポンプ分解検
査及び外観検査が可能な設計とする。
高圧代替注水系には，高圧代替注水系ポンプ吐出ラインからサプレッション・チェンバにつながるテストラインを設置し，発電用原子炉の運転中に原子炉蒸気を用いて高圧代替注水系ポンプ駆動用タービンを駆動させ，復水貯蔵槽の水をサプレッション・チェンバへ送水する機能・性能試験が可能な設計とする。また，発電用原子炉の停止中においても所内蒸気による機能・性能試験も可能となるよう，高圧代替注水系蒸気供給ラインに所
内蒸気供給ラインを設け，高圧代替注水系ポンプ駆動用タービンに所内蒸気を供給可能な設計とする。
高圧代替注水系を運転するために必要な操作対象弁（高圧代替注水系注入弁，高圧代替注水系タービン止め弁）は，発電用原子炉の運転中又は停止中に開閉動作確認可能な構成とすることで，弁動作試験が可能な設計とする。

3.2-14

一方で，原子炉隔離時冷却系過酷事故時蒸気止め弁については，発電用原子炉の運転中に開閉試験を行った場合に，閉状態で動作不能になるリスクを踏まえて，停止中にのみ弁動作試験を実施する。
また，高圧代替注水系ポンプは，ケーシングカバー及びタービンカバーの取り外しが可能な構造とし，停止中にポンプ及びタービンの部品（主軸，
軸受，羽根車及びタービン等）の分解検査による内部確認が可能な設計とする。
(45-5-2～5)

表 3.2-4
発電用原子炉の状態
運転中
停止中

高圧代替注水系の試験及び検査項目

内容

機能・性能試験

運転性能の確認，漏えいの確認

弁動作試験

弁開閉動作の確認

機能・性能試験

運転性能の確認，漏えいの確認

弁動作試験

弁開閉動作の確認

分解検査

ポンプ及びタービン部品の表面状態を，試験及び目視により確認

外観検査

ポンプ及びタービンの外観確認(4) 切り替えの容易性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項四）(ⅰ) 要求事項
本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設備にあっては，通常時に使用する系統から速やかに切り替えられる機能を備えるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性」に示す。

高圧代替注水系は，原子炉隔離時冷却系と共用する高圧代替注水系蒸気供給ライン，高圧炉心注水系と共用する高圧代替注水系ポンプ吸込ライン，
給水系（7 号炉は残留熱除去系を含む）と共用する高圧代替注水系ポンプ
吐出ライン以外については，重大事故防止設備の目的のみに使用されるため，本来の用途以外の用途には使用しない。
本来の用途以外の用途として高圧代替注水系に使用する原子炉隔離時冷3.2-15

却系，高圧炉心注水系及び給水系（7 号炉は残留熱除去系を含む）の配管
ラインについては，通常時から高圧代替注水系に切り替えるために表
3.2-3 で示す弁操作を行う。原子炉隔離時冷却系と共用する高圧代替注水
系蒸気供給ラインについては，高圧代替注水系タービン止め弁を開操作することで，原子炉隔離時冷却系から高圧代替注水系側への蒸気供給に切り替えることができる。また，給水系（7 号炉は残留熱除去系を含む）と共用する高圧代替注水系ポンプ吐出ラインについては，高圧代替注水系注入弁を開操作することで，高圧代替注水系の流路に切り替えることができる。
これらの切り替え操作については，中央制御室から遠隔操作可能な設計とし，操作弁も 2 弁と最小限の弁操作とする系統構成とすることで，図 3.2-2で示すタイムチャートのとおり速やかに切り替え可能な設計とする。
なお，高圧炉心注水系のポンプ吸込ラインについては，弁操作で切り替
えなくとも復水貯蔵槽の水を吸込可能な系統設計とする。原子炉隔離時冷却系タービン止め弁が開状態から動作不能になった場合や，配管機能が喪失した場合で高圧代替注水系側へ蒸気供給ができない状況においては，原子炉隔離時冷却系過酷事故時蒸気止め弁を閉操作することで，高圧代替注
水系側へ蒸気供給を行うことが可能な設計とする。
また，仮に，電源設備が全て喪失し，中央制御室からの遠隔操作ができない場合であっても，高圧代替注水系注入弁及び高圧代替注水系タービン
止め弁を現場で手動弁操作することにより，図 3.2-3 で示すタイムチャー
トのとおり速やかに切り替え可能とする。
(45-3-2～9,45-4-2)

経過時間（分）
10

手順の項目

20

30

40

50

60

70

備考

15分 中央制御室からの高圧代替注水系起動による原子炉注水開始

要員（数）

電源確認

中央制御室からの高圧代替注水系起動

図 3.2-2

中央制御室運転員 Ａ、Ｂ

2

系統構成、起動、注水開始

中央制御室からの高圧代替注水系起動のタイムチャート ＊＊：「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」への適合状況についての
1.2 で示すタイムチャート

3.2-16

経過時間（分）
20

手順の項目

40

80

100

120

140

備考

40分 高圧代替注水系現場起動による原子炉注水開始

要員（数）中央制御室運転員 Ａ

60

1

通信手段確保
原子炉水位監視
移動、系統構成

現場手動操作による高圧代替注水系起動

現場運転員 Ｃ、Ｄ

2

現場運転員 Ｅ、Ｆ

2

起動、注水開始

移動、原子炉水位計接続

図 3.2-3

原子炉水位監視（可搬式原子炉水位計）及び原子炉水位制御

現場手動操作による高圧代替注水系起動のタイムチャート ＊＊：「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」への適合状況についての
1.2 で示すタイムチャート(5) 悪影響の防止（設置許可基準規則第 43 条第 1 項五）(ⅰ) 要求事項
工場等内の他の設備に対して悪影響を及ぼさないものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1示す。

多様性，位置的分散，悪影響防止等」に

高圧代替注水系は，通常時は高圧代替注水系タービン止め弁を閉運用とすることで原子炉隔離時冷却系の蒸気供給ラインから隔離し，高圧代替注
水系注入弁を閉運用することで 6 号炉においては給水系の注水ライン，7号炉においては残留熱除去系の注水ラインから隔離する構成としており，
原子炉隔離時冷却系に対して悪影響を及ぼさない設計とする。また，高圧
代替注水系は，高圧炉心注水系(B)及び(C)に対して独立した注水ラインを有する設計とすることで，相互に悪影響を及ぼさない設計とする。
また，高圧代替注水系は，原子炉隔離時冷却系運転時に系統隔離弁が自動開することによる原子炉隔離時冷却系機能への悪影響を防止するために，
高圧代替注水系タービン止め弁及び高圧代替注水系注入弁に自動開閉イン
ターロックを設けない設計とし，高圧代替注水系を用いる場合は，弁操作によって，通常時の系統構成から重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
他系統との隔離弁を表 3.2-5 に示す。
なお，高圧代替注水系と原子炉隔離時冷却系，高圧炉心注水系は，相互に悪影響を及ぼすことのないように，同時に使用しない運用とする。

3.2-17

また，高圧代替注水系の蒸気系配管及び弁は，高圧の原子炉蒸気が供給されるラインであることから十分な強度をもたせた設計とする。
また，高圧代替注水系ポンプ駆動用タービンは，単段式のタービンであり，タービン翼は一体鍛造品の円板から放電加工により翼型を削り出す方
法で製造されているものを適用することで，タービンが破損により飛散す
ることがない設計とする。
(45-4-2，45-7-4)

表 3.2-5
取合系統

他系統との隔離弁

系統隔離弁

駆動方式

動作

給水系（6 号炉）
高圧代替注水系注入弁
残留熱除去系（7 号炉）

電動駆動

通常時閉
電源喪失時閉

原子炉隔離時冷却系

電動駆動

通常時閉
電源喪失時閉高圧代替注水系タービン
止め弁(6) 設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 1 項六）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において重大事故等対処設備の操作及び復旧作業を行うことができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.3

環境条件等」に示す。

高圧代替注水系の系統構成に操作が必要な弁の設置場所，操作場所を表
3.2-6 に示す。このうち，高圧代替注水系注入弁，高圧代替注水系タービ
ン止め弁は，中央制御室で操作するため，操作位置の放射線量が高くなる
おそれが少ないため操作が可能である。
また，仮に，電源設備が全て喪失し，中央制御室からの遠隔操作ができない場合については，高圧代替注水系注入弁及び高圧代替注水系タービン
止め弁を原子炉建屋内の現場で人力により手動操作を行うが，高圧代替注
水系は事象初期に操作するものであり，操作位置の放射線量が高くなる前に操作する運用とする。
(45-3-2～9,45-4-2)

3.2-18

表 3.2-6
機器名称

操作対象機器設置場所

設置場所

操作場所

高圧代替注水系
注入弁

原子炉建屋地下 1 階

中央制御室

高圧代替注水系
タービン止め弁

原子炉建屋地下 1 階（6 号炉） 中央制御室
原子炉建屋地上 1 階（7 号炉） 原子炉建屋地下 1 階（6 号炉）

原子炉建屋地下 1 階

原子炉建屋地上 1 階（7 号炉）
原子炉隔離時冷
却系過酷事故時
蒸気止め弁 ※※

原子炉建屋地下 1 階

原子炉建屋地下 1 階

原子炉隔離時冷却系を運転中に原子炉隔離時冷却系タービン止め弁が開状態から動作不能となった場合や原子炉隔離時冷却系配管が機能喪失した
場合に操作を行う。

3.2-193.2.2.1.3.2 設置許可基準規則第 43 条第 2 項への適合方針(1) 容量（設置許可基準規則第 43 条第 2 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等の収束に必要な容量を有するものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.2

容量等」に示す。

高圧代替注水系は，原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態であって，設計基準事故対処設備が有する機能が喪失した場合においても，炉心の著しい損傷を防止するため，十分な期間，原子炉水位を維持できる容量を有する設計とする。高圧代替注水系ポンプの容量は，原子炉停止 30 分後に注水を確立した場合に炉心損傷を防止するために必要な流量 114m3/h 以上とし，設計基準事故対処設備の原子炉隔離時冷却系注水流量 182m3/h に合わ
せて 182m3/h を公称値とする。なお，安全解析において，高圧代替注水系
注水流量が 182m3 /h の 20%減である約 146m3/h とした場合でも炉心損傷を防止することを確認しているため，注水流量の最小値は約 146m3 /h とする。
また，原子炉圧力容器に注水する場合の高圧代替注水系ポンプの全揚程
は，原子炉圧力容器に注水する場合の水源（復水貯蔵槽）と注水先（原子炉圧力容器）の圧力差，静水頭，機器圧損，配管及び弁類圧損を考慮し，
高圧代替注水系ポンプ 1 台運転で注水流量 182m 3/h 達成可能な設計とする。
(45-6-2,3)(2) 共用の禁止（設置許可基準規則第 43 条第 2 項二）(ⅰ) 要求事項
二以上の発電用原子炉施設において共用するものでないこと。ただし，二以上の発電用原子炉施設と共用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であって，同一の工場等内の他の発電用原子炉施設に対して悪影響を及ぼさない場合は，この限りでない。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1示す。

多様性，位置的分散，悪影響防止等」に

高圧代替注水系の高圧代替注水系ポンプは，二以上の発電用原子炉施設
において共用しない設計とする。

3.2-20(3) 設計基準事故対処設備との多様性（設置許可基準規則第 43 条第 2 項三）(ⅰ) 要求事項
常設重大事故防止設備は，共通要因によって設計基準事故対処設備の安全機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1示す。

多様性，位置的分散，悪影響防止等」に

高圧代替注水系は高圧注水機能を持つ設計基準事故対処設備である高圧
炉心注水系，原子炉隔離時冷却系に対し，表 3.2-7 に示すとおり多様性，
位置的分散を図った設計とする。ポンプについては，地震，津波，溢水及び火災に対して，高圧炉心注水系ポンプ(B)及び(C)，原子炉隔離時冷却系
ポンプと同時に機能を損なうおそれがないように，異なる階に位置的分散された原子炉建屋地下 2 階に配置する設計とする。
高圧代替注水系のサポート系として，冷却水は自己冷却とすることで高圧炉心注水系ポンプ(B)及び(C)，原子炉隔離時冷却系ポンプの冷却水と同時に機能喪失しない設計とする。ポンプ駆動源についてはタービン駆動とすることで電動ポンプを使用する高圧炉心注水系に対して多様性を確保す
る設計とする。
なお，タービンを駆動させるための蒸気を供給する電動弁については，
設計基準事故対処設備である高圧炉心注水系ポンプ(B)及び(C)，原子炉隔離時冷却系ポンプと異なる常設代替直流電源設備により電源供給する設計とし，同時に機能喪失しない設計とする。
また，仮に，電源設備が全て喪失し，中央制御室からの遠隔操作ができない場合であっても，高圧代替注水系注入弁と高圧代替注水系タービン止め弁はハンドルを設けており手動操作可能であるため，現場で人力により手動操作することで，ポンプ起動可能であり，高圧炉心注水系と原子炉隔離時冷却系の電源と同時に機能喪失しない設計とする。
上記のとおり，高圧代替注水系は高圧注水機能を持つ設計基準事故対処設備である高圧炉心注水系，原子炉隔離時冷却系と位置的分散され，可能な限り多様性を図った設計とする。

3.2-21

表 3.2-7

多様性又は多重性，位置的分散
重大事故等
対処設備

設計基準事故対処設備

項目

高圧炉心注水系

原子炉隔離時冷却系

高圧代替注水系

高圧炉心注水系ポンプ(B)(C)

原子炉隔離時冷却系
ポンプ

高圧代替注水系ポンプ

原子炉建屋地下 3 階

原子炉建屋地下 3 階

原子炉建屋地下 2 階

水源

復水貯蔵槽
サプレッション・チ
ェンバ

復水貯蔵槽
サプレッション・チェ 復水貯蔵槽
ンバ

駆動用
空気

不要

不要

不要

潤滑油

不要（内包油）

自己潤滑不要（水潤滑）冷却水

RCW 及び RSW

自己冷却

自己冷却

電源

非常用ディーゼル発電機

常設直流電源常設代替直流電源設備
又は手動操作ポンプ

3.2-22

3.2.3 高圧代替注水系の現場操作の整備
全交流動力電源喪失，直流電源喪失を想定し，高圧代替注水系について，現場での人力による弁の操作で系統の起動及び十分な期間の運転継続を行うために必要な設備を整備する。
なお，操作手順等の詳細については，「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉
設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」への適合状況について（個別手順）の 1.2 に示す。
(1) 操作概要
全交流動力電源喪失，常設直流電源系統喪失により中央制御室からの遠隔操作ができない場合に，現場での手動操作により高圧代替注水系を起動し，原子炉圧力容器への注水を実施する。
また，高圧代替注水系の現場起動操作において現場での原子炉水位監視のため可搬式原子炉水位計の接続を行う。
(2) 操作場所（7 号炉の例）
・原子炉建屋 地上 1 階，地下 1 階，地下 2 階（管理区域）(3) 必要要員数及び操作時間
高圧代替注水系現場起動に必要な要員数（5 名），所要時間（40 分）のうち，高圧代替注水系系統構成及びタービン起動操作に必要な要員数，所要時間は以下のとおり。
・必要要員数 ：2 名（現場運転員 2 名）
・所要時間目安：40 分（実績時間：35 分）（実績時間は，原子炉建屋地下 3 階の可搬式原子炉水位計使用時の実績時間である。原子炉建屋地上 1 階の可搬式原子炉水位計は設置工事中のため実績時間なし。）
また，高圧代替注水系現場起動に必要な要員数（5 名），所要時間（40 分）のうち，可搬式原子炉水位計の接続に必要な要員数，所要時間は以下のとおり。
・必要要員数 ：2 名（現場運転員 2 名）
・所要時間目安：40 分（実績時間：37 分）（実績時間は，原子炉建屋地下 3 階の可搬式原子炉水位計使用時の実績時間である。原子炉建屋地上 1 階及び地下 1 階の可搬式原子炉水位計は設置工事中のため実績時間なし。）

3.2-23

高圧代替注水系現場起動のタイムチャートを図 3.2-4 に示す。本操作は，放射線量が上昇する前に実施する。
経過時間（分）
20

手順の項目

40

80

100

120

140

備考

40分 高圧代替注水系現場起動による原子炉注水開始

要員（数）中央制御室運転員 Ａ

60

1

通信手段確保
原子炉水位監視
移動、系統構成

現場手動操作による高圧代替注水系起動

現場運転員 Ｃ、Ｄ

2

現場運転員 Ｅ、Ｆ

2

起動、注水開始

移動、原子炉水位計接続

図 3.2-4

原子炉水位監視（可搬式原子炉水位計）及び原子炉水位制御

現場手動操作による高圧代替注水系起動のタイムチャート ＊＊：「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」への適合状況についての
1.2 で示すタイムチャート(4) 操作の成立性について
・作業環境：バッテリー内蔵型 LED 照明を操作エリアに配備しており，建
屋内常用照明消灯時における作業性を確保している。また，
ヘッドライト・懐中電灯をバックアップとして携行している。
操作は汚染の可能性を考慮し放射線防護具（全面マスク，個
人線量計，ゴム手袋）を装備して作業を行う。
・移動経路：バッテリー内蔵型 LED 照明をアクセスルート上に配備しており近接可能である。また，ヘッドライト・懐中電灯をバックアップとして携行している。
アクセスルート上に支障となる設備はない。
・操作性 ：通常の弁操作であり，操作性に支障はない。
・連絡手段：通信連絡設備（送受話器，電力保安通信用電話設備，携帯型
音声呼出電話設備）のうち，使用可能な設備により，中央制
御室に連絡する。
(5) 人力操作対象弁について（7 号炉の例）
高圧代替注水系の人力による現場起動にあたっては，プラント通常運転状
態から，図 3.2-5 で示す高圧代替注水系注入弁を開操作した後に，高圧代替
注水系タービン止め弁の開閉操作で起動停止可能な設計であり，これら 2 弁
は手動ハンドルが設置されている。

3.2-24

(6) 運転継続について
高圧代替注水系ポンプを人力操作で起動した後は，可搬式原子炉水位計を監視し，原子炉水位を所定の水位（L-3～L-8）に維持するように，L-8 に到達した場合は高圧代替注水系を停止し，L-3 に到達した場合は高圧代替注水系を起動する操作を行う。また，復水貯蔵槽の補給が必要となった場合は，複数の代替淡水源から外部接続口を通じて補給可能な設計となっている。以
上の運転操作で，原子炉圧力容器が低圧になるまでの間，高圧代替注水系を運転することが可能であり，原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧対策及び原
子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の冷却対策の準備が整うまでの十分な期間の運転継続が可能であると考えている。

図 3.2-5

高圧代替注水系（HPAC）の現場操作（7 号炉の例）について

3.2-25

3.2.4 原子炉隔離時冷却系の現場操作の整備
全交流動力電源喪失，直流電源喪失を想定し，原子炉隔離時冷却系について，現場での人力による弁の操作で系統の起動及び十分な期間の運転継続を行うために必要な設備を整備する。
なお，操作手順等の詳細については，「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉
設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」への適合状況について（個別手順）の 1.2 に示す。
(1) 操作概要
全交流動力電源喪失及び常設直流電源系統喪失により，中央制御室からの操作により高圧代替注水系を起動できない場合，かつ現場での弁の手動操作により高圧代替注水系を起動できない場合は，現場での弁の手動操作により原子炉隔離時冷却系を起動し原子炉注水を実施する。
また，原子炉隔離時冷却系の現場起動操作において現場での原子炉水位監視のため可搬式原子炉水位計の接続を行う。
(2) 操作場所（7 号炉の例）
・原子炉建屋 地上 1 階，地下 1 階，地下 3 階（管理区域）(3) 必要要員数及び操作時間
原子炉隔離時冷却系現場起動に必要な要員数（5 名），所要時間（90 分）の
うち，原子炉隔離時冷却系系統構成及びタービン起動操作に必要な要員数，
所要時間は以下のとおり。
・必要要員数 ：2 名（現場運転員 2 名）
・所要時間目安：90 分（実績時間：80 分）（実績時間は，原子炉建屋地下 3 階の可搬式原子炉水位計使用時の実績時間である。原子炉建屋地上 1 階の可搬式原子炉水位計は設置工事中のため実績時間なし。）
また，原子炉隔離時冷却系現場起動に必要な要員数（5 名），所要時間（90分）のうち，可搬式原子炉水位計の接続に必要な要員数，所要時間は以下のとおり。
・必要要員数 ：2 名（現場運転員 2 名）
・所要時間目安：40 分（実績時間：37 分）（実績時間は，原子炉建屋地下 3 階の可搬式原子炉水位計使用時の実績時間である。原子炉建屋地上 1 階及び地下 1 階の可搬式原子炉水位計は設置工事中のため実績時間なし。）

3.2-26

原子炉隔離時冷却系現場起動のタイムチャートを図 3.2-6 に示す。本操作
は，放射線量が上昇する前に操作を行う。
経過時間（分）

20

手順の項目

40

60

80

100

120

140

原子炉隔離時冷却系現場起動による原子炉注水開始 90分

要員（数）

160

180

備考

サンプ排水開始 180分

通信手段確保

中央制御室運転員 Ａ

1

原子炉水位監視
移動、系統構成
保護具装着

現場手動操作による原子炉隔離時冷却系起動

現場運転員 Ｃ、Ｄ

2

現場運転員 Ｅ、Ｆ

2

起動、注水開始

移動、原子炉水位計接続
保護具装着補助原子炉水位監視（可搬式原子炉水位計）及び原子炉水位制御
移動、資機材搬入
電源ケーブ ル布設・接続

緊急時対策要員

4

ホース布設・接続
発電機・水中ポン プ 起動

図 3.2-6

現場手動操作による原子炉隔離時冷却系起動のタイムチャート ＊＊：「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」への適合状況についての
1.2 で示すタイムチャート(4) 操作の成立性について
・作業環境：バッテリー内蔵型 LED 照明を作業エリアに配備しており，建
屋内常用照明消灯時における作業性を確保している。また，懐中電灯をバックアップとして携行している。
直流電源喪失時に原子炉隔離時冷却系を運転するとタービン
グランド部より蒸気が漏えいすることから，原子炉隔離時冷却系ポンプ室に現場運転員が入室するのは原子炉隔離時冷却系起動時のみとし，その後すみやかに退室する手順とする。
したがって，原子炉隔離時冷却系ポンプ室入室時の蒸気漏えいに伴う環境温度の上昇による運転員への影響はないものと考えており，保護具（酸素呼吸器及び耐熱服）を確実に装着することにより本操作が可能である。
・移動経路：バッテリー内蔵型 LED 照明をアクセスルート上に配備しており近接可能である。また，ヘッドライト・懐中電灯をバックアップとして携行している。
アクセスルート上に支障となる設備はない。
・操作性 ：通常の弁操作であり，操作性に支障はない。
・連絡手段：通信連絡設備（送受話器，電力保安通信用電話設備，携帯型
音声呼出電話設備）のうち，使用可能な設備により，中央制
御室に連絡する。

3.2-27

(5) 人力操作対象弁について（7 号炉の例）
原子炉隔離時冷却系の人力による現場起動にあたっては，プラント通常運
転状態から，図 3.2-7 で示す原子炉隔離時冷却系注入弁の開操作，及びポンプ冷却水の流路確保のため，原子炉隔離時冷却系冷却水ライン止め弁，原子炉隔離時冷却系その他ドレン弁を開操作した後に，原子炉隔離時冷却系ター
ビン止め弁の開閉操作で起動停止可能な設計であり，これら 6 弁は手動ハンドルが設置されている。
(6) 運転継続について
原子炉隔離時冷却系ポンプを人力操作で起動した後は，可搬式原子炉水位計を監視し，原子炉水位を所定の水位（L-3～L-8）に維持するように，原子炉隔離時冷却系過酷事故時蒸気止め弁の開度調整を行う。原子炉隔離時冷却系ポンプ起動後，排水がポンプ室床面に溢水することが想定されるが，ポン
プ本体が水没する前に，排水を移送することで運転継続可能とする。なお，
運転継続に必要な原子炉隔離時冷却系過酷事故時蒸気止め弁の開度調整及び排水処理についてはポンプ室外での運転操作であり，操作時に原子炉隔離時
冷却系タービンからの蒸気漏えいの影響がない場所での操作運用とする。また，復水貯蔵槽の補給が必要となった場合は，代替淡水源から外部接続口を通じて補給可能な設計となっている。以上の運転操作で，原子炉圧力容器が低圧になるまでの間，原子炉隔離時冷却系を運転することが可能であり，原
子炉冷却材圧力バウンダリの減圧対策及び原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧
時の冷却対策の準備が整うまでの十分な期間の運転継続が可能であると考えている。

図 3.2-7

原子炉隔離時冷却系（RCIC）の現場操作（7 号炉の例）について

3.2-28

3.2.5
3.2.5.1

重大事故等対処設備（設計基準拡張）
原子炉隔離時冷却系

3.2.5.1.1 設備概要
原子炉隔離時冷却系は，非常用炉心冷却系の 1 つである。非常用炉心冷却系
は，冷却材喪失事故時に燃料被覆管の重大な損傷を防止し，ジルコニウム－水反応を極力抑え，崩壊熱を長期にわたって除去する機能を持ち，低圧注水系，
高圧炉心注水系，原子炉隔離時冷却系及び自動減圧系で構成する。
原子炉隔離時冷却系は，蒸気駆動タービン 1 台，タービン駆動ポンプ 1 台，
配管，弁類，ストレーナ及び計測制御装置からなり，冷却材喪失事故時には，
低圧注水系，高圧炉心注水系及び自動減圧系と連携して，炉心を冷却する機能を有する。
本系統は，原子炉水位低又はドライウェル圧力高の信号で作動を開始し，復水貯蔵槽の水又はサプレッション・チェンバのプール水を給水系等を経由して原子炉圧力容器へ注水する。水源は，第一次水源として復水貯蔵槽の水を使用するが，復水貯蔵槽の水位が設定値より下がるか，サプレッション・チェンバのプール水位が設定値より上がると第二次水源のサプレッション・チェンバのプール水に自動的に切り替わる。
なお，本系統は，復水・給水系からの給水喪失時に原子炉水位の異常低下を防止し水位を維持する機能も併せ持っている。
本系統の系統概要図を図 3.2-8 に，重大事故等対処設備（設計基準拡張）一
覧を表 3.2-8 に示す。
本系統は設計基準対象施設であるが，想定される重大事故等時においてその機能を期待するため，重大事故等対処設備（設計基準拡張）と位置付ける。

3.2-29

・水源については「3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第 56 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
・電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方
針を示す章）」で示す。
・計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方
針を示す章）」で示す。

図 3.2-8

原子炉隔離時冷却系

3.2-30系統概要図

表 3.2-8

原子炉隔離時冷却系に関する重大事故等対処設備（設計基準拡張）一覧
設備区分

設備名

主要設備

原子炉隔離時冷却系ポンプ【常設】

附属設備

－

水源

※1

復水貯蔵槽【常設】サプレッション・チェンバ【常設】流路

原子炉隔離時冷却系 配管・弁・ストレーナ【常設】主蒸気系 配管・弁【常設】復水補給水系 配管・弁【常設】高圧炉心注水系 配管・弁【常設】給水系 配管・弁・スパージャ【常設】注水先

原子炉圧力容器【常設】電源設備 ※2

所内蓄電式直流電源設備
直流 125V 蓄電池 A【常設】直流 125V 蓄電池 A-2【常設】AM 用直流 125V 蓄電池【常設】直流 125V 充電器 A【常設】直流 125V 充電器 A-2【常設】AM 用直流 125V 充電器【常設】上記所内蓄電式直流電源設備への給電のための設備として以下の設備を使用する。
常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備

計装設備 ※3

原子炉隔離時冷却系系統流量【常設】原子炉水位【常設】原子炉水位（SA）【常設】原子炉圧力【常設】原子炉圧力（SA）【常設】
復水貯蔵槽水位（SA）【常設】※1：水源については「3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第 56 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
※2：電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
※3：主要設備を用いた炉心損傷防止及び原子炉格納容器破損防止対策を成功させるために把握することが必要な原子炉施設の状態
計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

3.2-31

3.2.5.1.2 主要設備の仕様
主要機器の仕様を以下に示す。
(1) 原子炉隔離時冷却系ポンプ
容量：約 190m3/h/台
全揚程：約 190m～約 900m
個数
：1
取付箇所
：原子炉建屋地下 3 階
なお，水源については「3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第 56 条に対する設計方針を示す章）」，電源設備については「3.14
電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」，計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

3.2-32

3.2.5.1.3 設置許可基準規則第 43 条への適合方針
原子炉隔離時冷却系は，想定される重大事故等時に重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用するため，「2.3 重大事故等対処設備に関する基本方
針」のうち，多様性，位置的分散を除く設計方針を適用して設計を行う。
原子炉隔離時冷却系ポンプについては，設計基準対象施設として使用する場
合と同様の系統構成で重大事故等においても使用するため，他の施設に悪影響を及ぼさない設計である。
重大事故等対処設備（設計基準拡張）としての原子炉隔離時冷却系ポンプの多様性又は多重性，位置的分散については，非常用ディーゼル発電機及び常設
直流電源が使用可能な場合において，設計基準対象施設として使用する場合と同様に表 3.2-9 に示す設計である。
原子炉隔離時冷却系は，二以上の発電用原子炉施設において共用しない設計である。
基本方針については，「2.3.1

表 3.2-9多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

重大事故等対処設備(設計基準拡張)の多様性又は多重性，位置的分散
重大事故等対処設備（設計基準拡張）項目
ポンプ

高圧炉心注水系

原子炉隔離時冷却系

高圧炉心注水系ポンプ(B)(C)

原子炉隔離時冷却系ポンプ

原子炉建屋地下 3 階

原子炉建屋地下 3 階

復水貯蔵槽

復水貯蔵槽

サプレッション・チェンバ

サプレッション・チェンバ

駆動用空気

不要

不要

潤滑油

不要（内包油）

自己潤滑

冷却水

RCW 及び RSW

自己冷却

電源

非常用ディーゼル発電機

常設直流電源水源

原子炉隔離時冷却系ポンプについては，設計基準事故時の非常用炉心冷却機能を兼用しており，設計基準事故時に使用する場合の容量が，重大事故等の収束に必要な容量に対して十分である。
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
原子炉隔離時冷却系ポンプについては，二次格納施設内に設置される設備であることから，想定される重大事故等が発生した場合における二次格納施設内の環境条件及び荷重条件を考慮し，その機能を有効に発揮することができるよう，表 3.2-10 に示す設計である。

3.2-33表 3.2-10想定する環境条件及び荷重条件

環境条件等

対応

温度・圧力・湿度・放 二次格納施設内で想定される温度，圧力，湿度及び放射射線
線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外の天候による影響

屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない。

海水を通水する系統への影響

海水を通水しない。

地震

適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方針」に示す）。

風（台風）・積雪

二次格納施設内に設置するため，風（台風）及び積雪の影響は受けない。

電磁的障害

重大事故等が発生した場合においても，電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

また，原子炉隔離時冷却系は中央制御室にて操作可能な設計である。原子炉
隔離時冷却系の系統構成及び運転に必要な操作機器は，中央制御室で操作することから，操作位置の放射線量が高くなるおそれが少ないため操作が可能である。
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
原子炉隔離時冷却系については，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等においても使用する設計である。また，原子炉隔離時
冷却系については，テストラインにより系統の機能・性能試験が可能な設計である。原子炉隔離時冷却系ポンプについては，発電用原子炉の運転中又は停止
中に系統の機能・性能試験が可能な設計であり，発電用原子炉の停止中に分解検査及び外観検査が可能な設計である。
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

3.2-34

3.2.5.2

高圧炉心注水系

3.2.5.2.1 設備概要
高圧炉心注水系は，非常用炉心冷却系の 1 つである。非常用炉心冷却系は，冷却材喪失事故時に燃料被覆管の重大な損傷を防止し，ジルコニウム－水反応を極力抑え，崩壊熱を長期にわたって除去する機能を持ち，低圧注水系，高圧
炉心注水系，原子炉隔離時冷却系及び自動減圧系で構成する。
高圧炉心注水系は，電動機駆動ポンプ 2 台，スパージャ，配管，弁類，ストレーナ及び計測制御装置からなり，冷却材喪失事故時には，低圧注水系，原子炉隔離時冷却系及び自動減圧系と連携して炉心を冷却する機能を有する。
本系統は，原子炉水位低又はドライウェル圧力高の信号で作動を開始し，復水貯蔵槽の水又はサプレッション・チェンバのプール水を炉心上部に取付けられたスパージャから燃料集合体上に注水することによって炉心を冷却する。また，原子炉水位高信号で注水を自動的に停止する。この系は，中央制御室外原
子炉停止装置からの手動操作によっても運転が可能である。水源は，第一次水源として復水貯蔵槽の水を使用するが，復水貯蔵槽の水位が設定値より下がる
か，サプレッション・チェンバのプール水位が設定値より上がると第二次水源のサプレッション・チェンバのプール水に自動的に切り替わるようになっている。
本系統の系統概要図を図 3.2-9 に，重大事故等対処設備（設計基準拡張）一
覧を表 3.2-11 に示す。
本系統は設計基準対象施設であるが，想定される重大事故等時においてその機能を期待するため，重大事故等対処設備（設計基準拡張）と位置付ける。

3.2-35

・水源については「3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第 56 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
・電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方
針を示す章）」で示す。
・計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方
針を示す章）」で示す。

図 3.2-9

高圧炉心注水系

3.2-36

系統概要図

表 3.2-11

高圧炉心注水系に関する重大事故等対処設備（設計基準拡張）一覧

設備区分

設備名

主要設備

高圧炉心注水系ポンプ【常設】

附属設備

－

水源

※1

復水貯蔵槽【常設】サプレッション・チェンバ【常設】流路

高圧炉心注水系 配管・弁・ストレーナ・スパージャ【常設】
復水補給水系 配管・弁【常設】

注水先

原子炉圧力容器【常設】電源設備 ※1

非常用交流電源設備
非常用ディーゼル発電機（設計基準拡張）【常設】計装設備 ※2

高圧炉心注入系系統流量【常設】原子炉水位【常設】原子炉水位（SA）【常設】
復水貯蔵槽水位（SA）【常設】※1：水源については「3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第 56 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
※2：電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
※3：主要設備を用いた炉心損傷防止及び原子炉格納容器破損防止対策を成功させるために把握することが必要な原子炉施設の状態
計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

3.2-37

3.2.5.2.2 主要設備の仕様
主要機器の仕様を以下に示す。
(1) 高圧炉心注水系ポンプ容量：約 180m3/h/台～約 730m3/h/台
全揚程：約 890m～約 190m
個数
：2
取付箇所
：原子炉建屋地下 3 階
なお，水源については「3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第 56 条に対する設計方針を示す章）」，電源設備については「3.14
電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」，計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

3.2-38

3.2.5.2.3 設置許可基準規則第 43 条への適合方針
高圧炉心注水系は，想定される重大事故等時に重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用するため，「2.3 重大事故等対処設備に関する基本方針」のうち，多様性，位置的分散を除く設計方針を適用して設計を行う。
高圧炉心注水系ポンプについては，設計基準対象施設として使用する場合と同様の系統構成で重大事故等においても使用するため，他の施設に悪影響を及ぼさない設計である。
重大事故等対処設備（設計基準拡張）としての高圧炉心注水系ポンプの多様性又は多重性，位置的分散については，非常用ディーゼル発電機及び常設直流電源が使用可能な場合において，設計基準対象施設として使用する場合と同様に表 3.2-9 に示す設計である。
高圧炉心注水系は，二以上の発電用原子炉施設において共用しない設計である。
基本方針については，「2.3.1多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

高圧炉心注水系ポンプについては，設計基準事故時の非常用炉心冷却機能を兼用しており，設計基準事故時に使用する場合の容量が，重大事故等の収束に必要な容量に対して十分である。
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
高圧炉心注水系ポンプについては，二次格納施設内に設置される設備であることから，想定される重大事故等が発生した場合における二次格納施設内の環境条件及び荷重条件を考慮し，その機能を有効に発揮することができるよう，
表 3.2-12 に示す設計である。

3.2-39

表 3.2-12

想定する環境条件及び荷重条件

環境条件等

対応

温度・圧力・湿度・放 二次格納施設内で想定される温度，圧力，湿度及び放射射線
線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外の天候による影響

屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない。

海水を通水する系統への影響

海水を通水しない。

地震

適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方針」に示す）。

風（台風）・積雪

二次格納施設内に設置するため，風（台風）及び積雪の影響は受けない。

電磁的障害

重大事故等が発生した場合においても，電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

また，高圧炉心注水系は中央制御室にて操作可能な設計である。高圧炉心注水系の系統構成及び運転に必要な操作機器は，中央制御室で操作することから，操作位置の放射線量が高くなるおそれが少ないため操作が可能である。
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
高圧炉心注水系については，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等においても使用する設計である。また，高圧炉心注水系については，テストラインにより系統の機能・性能試験が可能な設計である。高圧炉心
注水系ポンプについては，発電用原子炉の運転中又は停止中に系統の機能・性能試験が可能な設計であり，発電用原子炉の停止中に分解検査及び外観検査が可能な設計である。
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

3.2-403.3 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備【46 条】【設置許可基準規則】（原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備）
第四十六条 発電用原子炉施設には，原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態であって，設計基準事故対処設備が有する発電用原子炉の減圧機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するため，原子炉冷却材
圧力バウンダリを減圧するために必要な設備を設けなければならない。
（解釈）
１ 第４６条に規定する「炉心の著しい損傷」を「防止するため，原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するために必要な設備」とは，以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。
（１）ロジックの追加
ａ）原子炉水位低かつ低圧注水系が利用可能な状態で，逃がし安全弁を作動させる減圧自動化ロジックを設けること（BWR の場合）。
（２）可搬型重大事故防止設備ａ）常設直流電源系統喪失時においても，減圧用の弁（逃がし安全弁（BWR の場合）又は主蒸気逃がし弁及び加圧器逃がし弁（PWR の場合））を作動させ原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧操作が行えるよう，手動設備又は可搬型
代替直流電源設備を配備すること。
ｂ）減圧用の弁が空気作動弁である場合，減圧用の弁を作動させ原子炉冷却材
圧力バウンダリの減圧操作が行えるよう，可搬型コンプレッサー又は窒素ボンベを配備すること。
ｃ）減圧用の弁は，想定される重大事故等が発生した場合の環境条件において確実に作動すること。

3.3-1

3.3 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備
3.3.1 設置許可基準規則第 46 条への適合方針
重大事故等が発生し原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態である場合，原子炉の減圧及び低圧状態（動作可能な低圧注水ポンプにて炉心への注水維持可能な状態）を維持するために必要な数量※の逃がし安全弁を駆動させ原子炉冷却材圧力バ
ウンダリを減圧することで，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するために以下の設備を設ける。
※逃がし安全弁は，炉心の崩壊熱量が大きな重大事故等発生直後の事象初期においても，原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧状態から復水移送ポンプ注水
維持可能な低圧状態まで減圧させる場合は 8 個（比較的揚程の高い残留熱除去系ポンプを動作させる場合は 4 個），原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧状態に移行した後においては 2 個を駆動させることで必要な減圧容量を確保可能な設計とする。
また，原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態であって設計基準事故対処設備が有する原子炉の減圧機能が喪失した場合においても，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するため，以下の逃がし安全弁の駆動に必要な措置を講じた設計とする。
(1)

代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能）（設置許可基準規則解釈の第 1 項(1) a））
設計基準事故対処設備が有する原子炉の自動減圧機能が喪失した場合において，原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するため，原子炉水位低（レベル 1）及び残留熱除去系ポンプ運転（低圧注水モード）の場合に，逃がし安全弁（4 個）を駆動させる減圧自動化ロジックを設ける。

(2)

逃がし安全弁機能回復（可搬型代替直流電源供給）（設置許可基準規則解釈の第 1 項(2) a））
逃がし安全弁の駆動に必要な常設直流電源系統が喪失した場合でも，AM 用切替装置(SRV)を切り替えることで，可搬型直流電源設備からの供給により逃がし
安全弁（8 個）の駆動が可能な設計とする。
また，駆動回路に逃がし安全弁用可搬型蓄電池を接続することで，逃がし安全弁（2 個）の駆動が可能な設計とする。

(3)

逃がし安全弁機能回復（代替窒素供給）（設置許可基準規則解釈の第 1 項(2)b））
逃がし安全弁の駆動に必要な逃がし弁機能用アキュムレータ及び自動減圧機
能用アキュムレータの供給圧力が喪失した場合でも，高圧窒素ガス供給系（非常用）の窒素ガスボンベにより全ての逃がし安全弁（18 個）への窒素ガス供給が可能な設計とする。

3.3-2

(4)

逃がし安全弁の背圧対策（設置許可基準規則解釈の第 1 項(2) c））
想定される重大事故等の環境条件を考慮して，原子炉格納容器圧力が仮に設
計圧力の 2 倍の状態（2Pd）となった場合においても確実に逃がし安全弁を作動させることができるように，供給圧力を設定する。

その他，設計基準対象施設であるが，想定される重大事故等時においてその機能を期待するため，以下の設備を重大事故等対処設備（設計基準拡張）と位置付ける。
(5)

インターフェイスシステム LOCA 隔離弁
インターフェイスシステム LOCA 隔離弁である高圧炉心注水系注入隔離弁は，
インターフェイスシステム LOCA 時において，弁の手動操作により原子炉冷却材の漏えい箇所を隔離する機能を有する。

また，技術的能力審査基準への適合のため，復旧手段として，以下を整備する。
(6)

復旧手段の整備
設計基準事故対処設備である逃がし安全弁（自動減圧機能付き）が全交流動
力電源喪失又は常設直流電源喪失により原子炉の減圧ができない場合に，代替電源により逃がし安全弁の駆動に必要な直流電源を確保し，逃がし安全弁を復旧することで原子炉を減圧する。なお，電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

なお，原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための自主対策設備として，以下を整備する。
(7)

手動（タービンバイパス弁，タービン制御系）による減圧
主蒸気隔離弁が全開状態であり，かつ常用所内電源が健全で，復水器の真空が維持できている場合に，タービンバイパス弁を開操作することで原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧する。

(8)直流給電車接続による減圧直流給電車は，可搬型代替交流電源設備（電源車）の交流電源を整流することにより，直流電源を供給することができ，直流 125V 主母線盤に接続することで，逃がし安全弁の機能を回復させて原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧する。

(9)

代替逃がし安全弁駆動装置による減圧
代替逃がし安全弁駆動装置は，高圧窒素ガス供給系（非常用）との独立性，
位置的分散を考慮した系統構成で，高圧窒素ガス供給系（代替逃がし安全弁駆動装置）からの窒素ガスを，手動操作により逃がし安全弁（自動減圧機能なし
10 個の内 4 個）に供給する。
代替逃がし安全弁駆動装置による逃がし安全弁の駆動は，電磁弁操作を必要とせず，排気ポートから直接逃がし安全弁駆動用アクチュエータに高圧窒素ガスを供給することで，逃がし安全弁を開操作することができる。
3.3-3

3.3.2

重大事故等対処設備

3.3.2.1

逃がし安全弁

3.3.2.1.1
設備概要
逃がし安全弁は原子炉冷却材圧力バウンダリの過度の圧力上昇を防止するため原子炉格納容器内の主蒸気系配管に設置された重大事故等対処設備であり，排気は，排気管によりサプレッション・チェンバのプール水面下に導き凝縮するようにする。逃がし安全弁は，バネ式(アクチュエータ付)で，アクチュエータにより逃がし弁として作動させることもできるバネ式安全弁である。
すなわち，逃がし安全弁は，バネ式の安全弁に，外部から強制的に開閉を行う
アクチュエータを取付けたもので，蒸気圧力がスプリングの設定圧力に達すると自動開放するほか，外部信号によってアクチュエータのピストンに，アキュムレータに蓄圧された窒素を供給してアクチュエータを作動させ弁を強制的に開放することができる。アキュムレータは通常運転時に不活性ガス系及び高圧窒素ガ
ス供給系（非常用）より窒素が供給されており，アクチュエータ作動に必要となる圧力を上回る窒素圧力を蓄えることで，確実に逃がし安全弁が作動できる設計とする。なお，不活性ガス系は設計基準対象施設であり，重大事故等が発生した際に使用するものではないため，重大事故等対処設備とは位置付けない。
なお，炉心損傷時に原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧状態である場合において，高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱による原子炉格納容器破損を防止するため，逃がし安全弁を手動開操作して原子炉を減圧することが可能な設計とする。
逃がし安全弁及びアキュムレータ（逃がし弁機能用，自動減圧機能用）に関する系統概要図を図3.3-1に，逃がし安全弁の設備概要図を図3.3-2に，重大事故等対処設備一覧を表3.3-1に示す。
(1)

逃がし弁機能本機能における逃がし安全弁は，原子炉冷却材圧力バウンダリの過度の圧力上昇を抑えるため，原子炉圧力高の信号により，逃がし弁機能用アキュムレータの蓄圧された窒素をアクチュエータのピストンに供給して強制的に開放する。なお，18個の逃がし安全弁は，すべてこの機能を有しており，中央制御室からの遠隔手
動操作による逃がし弁機能用アキュムレータを用い逃がし安全弁（18個）の強制開操作が可能な設計とする。
なお，インターフェイスシステムLOCA発生時において，原子炉冷却材圧力バウ
ンダリの損傷箇所の発見又は隔離ができない場合の重大事故等対処設備として，逃がし安全弁は，逃がし弁機能により，中央制御室からの手動操作によって弁を駆動し，原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧させることで原子炉冷却材の漏えいを抑制できる設計とする。

(2)

安全弁機能
本機能における逃がし安全弁は，原子炉冷却材圧力バウンダリの過度の圧力上昇を抑えるため，逃がし弁機能のバックアップとして，圧力の上昇に伴いス
プリングに打ち勝って自動開放されることにより，原子炉冷却材圧力バウンダ
3.3-4

リの最も過酷な圧力変化の場合にも原子炉圧力が最高使用圧力の 1.1 倍を超えないように設計されている。なお，18 個の逃がし安全弁は，すべてこの機能を有している。
(3)

自動減圧機能自動減圧機能は，非常用炉心冷却系の一部であり，原子炉水位低とドライウ
ェル圧力高の両方の信号により，自動減圧機能用アキュムレータの蓄圧された窒素をアクチュエータのピストンに供給して逃がし安全弁（自動減圧機能付き）
を強制的に開放し，LOCA 時等に原子炉圧力を速やかに低下させて，低圧注水系の早期の注水を促す。なお，18 個の逃がし安全弁のうち，8 個がこの機能を有しており，インターフェイスシステム LOCA 時等において中央制御室からの遠隔手動操作による自動減圧機能用アキュムレータを用いて逃がし安全弁（8 個）の強制開操作が可能な設計とする。

(4)

逃がし弁機能用アキュムレータ
アキュムレータのうち，逃がし弁機能用アキュムレータは，逃がし安全弁が逃がし弁機能により原子炉冷却材圧力バウンダリの過度の圧力上昇を抑えるた
めに必要な，駆動用窒素を供給する。逃がし弁機能用アキュムレータは通常運
転時に不活性ガス系及び高圧窒素ガス供給系（非常用）より窒素供給されており，アクチュエータ作動に必要となる圧力を上回る窒素圧力を予め保有することが可能な設計とする。なお，18 個の逃がし弁機能用アキュムレータは，全てこの機能を有しており，各々のアキュムレータが各逃がし安全弁に窒素供給が可能な設計とする。

(5)

自動減圧機能用アキュムレータ
アキュムレータのうち，自動減圧機能用アキュムレータは，原子炉水位低とドライウェル圧力高の両方の信号により，逃がし安全弁（自動減圧機能付き）
を強制的に開放するために必要な，駆動用窒素を供給する。自動減圧機能用ア
キュムレータは通常運転時に不活性ガス系及び高圧窒素ガス供給系（非常用）より窒素供給されており，アクチュエータ作動に必要となる圧力を上回る窒素
圧力を予め保有することが可能な設計とする。なお，8 個の自動減圧機能用アキュムレータは，全てこの機能を有しており，各々のアキュムレータが各逃がし
安全弁（自動減圧機能付き）に窒素供給が可能な設計とする。

3.3-5

アキュムレータ（逃がし弁機能用）

アキュムレータ（自動減圧機能用）

計装設備：重大事故等対処設備

図 3.3-1

逃がし安全弁及びアキュムレータ（逃がし弁機能用，
自動減圧機能用）に関する系統概要図
3.3-6

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません

図 3.3-2

逃がし安全弁 設備概要図

3.3-7

表 3.3-1
設備区分

逃がし安全弁に関する重大事故等対処設備一覧
設備名
主要設備
逃がし安全弁【常設】※１
逃がし弁機能用アキュムレータ【常設】自動減圧機能用アキュムレータ【常設】
附属設備
－
水源
－
流路
主蒸気系配管・クエンチャ【常設】
注水先
－
※2
電源設備
所内蓄電式直流電源設備
直流 125V 蓄電池 A【常設】直流 125V 蓄電池 A-2【常設】AM 用直流 125V 蓄電池【常設】直流 125V 充電器 A【常設】直流 125V 充電器 A-2【常設】AM 用直流 125V 充電器【常設】可搬型直流電源設備
電源車【可搬】
AM 用直流 125V 充電器【常設】軽油タンク【常設】タンクローリ（4kL）【可搬】
上記所内蓄電式直流電源設備への給電のための設備として以下の設備を使用する。
常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備※3計装設備
原子炉圧力【常設】原子炉圧力（SA）【常設】※1：6 号及び 7 号炉における逃がし安全弁各 18 個の内，自動減圧機能を有する弁は，以下のとおり（6 号炉）B21-NO-F001A,C,F,H,L,N,R,T 計 8 個（7 号炉）B21-NO-F001A,C,F,H,L,N,R,T 計 8 個※2：単線結線図を補足説明資料 46-2 に示す。
電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
※3：主要設備を用いた炉心損傷防止及び原子炉格納容器破損防止対策を成功させる
ために把握することが必要な原子炉施設の状態
計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方針を示す章）
」で示す。

3.3-8

3.3.2.1.2
主要設備の仕様
主要機器の仕様を以下に示す。
(1)逃がし安全弁
型式：バネ式（アクチュエータ付）
個数
：18
取付箇所
：原子炉格納容器内（安全弁機能）
吹出圧力
(MPa)
7.92
7.99
8.06
8.13
8.19

弁個数

吹出圧力
(MPa)
7.51
7.58
7.64
7.71
7.78
7.85

弁個数

2
4
4
4
4

容量／個（吹出圧力×1.03 において）(t/h)
395
399
402
406
409

（逃がし弁機能）

1
1
4
4
4
4

(2) 逃がし弁機能用アキュムレータ
種類：横置円筒形個数：18
容量：約 15L/個
最高使用圧力：1.77MPa
最高使用温度：171℃
取付箇所：原子炉格納容器内(3) 自動減圧機能用アキュムレータ
種類：横置円筒形個数：8
容量：約 200L/個
最高使用圧力：1.77MPa
最高使用温度：171℃
取付箇所：原子炉格納容器内
3.3-9

容量／個（吹出圧力において）
(t/h)
363
367
370
373
377
380

3.3.2.1.3
設置許可基準規則第 43 条への適合方針
3.3.2.1.3.1
設置許可基準規則第 43 条第 1 項への適合方針(1) 環境条件及び荷重条件（設置許可基準規則第 43 条第 1 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重その他の使用条件において，重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮するものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.3

環境条件等」に示す。

逃がし安全弁及びアキュムレータ（逃がし弁機能用，自動減圧機能用）は，
原子炉格納容器内に設置される設備であることから，想定される重大事故等時における原子炉格納容器内の環境条件及び荷重条件を考慮し，その機能を有効に発揮することができるよう，表 3.3-2 に示す設計とする。
想定される重大事故等時の環境条件下のうち，原子炉格納容器圧力が仮に設
計圧力の 2 倍の状態（2Pd）となった場合においても，確実に逃がし安全弁を作動させることができるように，高圧窒素ガス供給系（非常用）の供給圧力を設定する。また，原子炉格納容器スプレイを併用することにより，原子炉格納容器内の雰囲気温度が逃がし安全弁の最高使用温度を超えないようにする。
逃がし安全弁の操作は，中央制御室の操作スイッチから遠隔操作可能な設計とする。
（46-3-8,9,20,21）
表 3.3-2 想定する環境条件及び荷重条件
環境条件等
対応
温度・圧力・湿度・放 原子炉格納容器内で想定される温度※，圧力，湿度及び放射線
射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外の天候による影響 屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない。
海水を通水する系統へ 海水を通水することはない。
の影響
地震
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方
針」に示す）。
風（台風）・積雪
原子炉格納容器内に設置するため，風（台風）及び積雪の影響は受けない。
電磁的障害
重大事故等が発生した場合においても，電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。
※原子炉圧力容器下鏡部温度が 300℃に到達した場合には，逃がし安全弁の環境条件のうち，温度の条件を緩和するため，代替格納容器スプレイを実施する。ただし，仮に代替格納容器スプレイを実施しない場合であっても，評価上，原子炉圧力容器底部が破損に至るまでの間，逃がし安全弁は原子炉の減圧機能を維持可能な設計とする。

（46-3-4,16）
3.3-10(2) 操作性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項二）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において確実に操作できるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
逃がし安全弁の操作は，想定される重大事故等が発生した場合において，中央制御室における操作盤上での操作スイッチにより操作可能な設計とする。
中央制御室の操作スイッチを操作するにあたり，運転員の操作性を考慮して十分な操作空間を確保する。また，操作対象については銘板をつけることで識別可能とし，運転員の操作及び監視性を考慮して確実に操作できる設計とする。
また，アキュムレータ（逃がし弁機能用，自動減圧機能用）については，操作不要な設計とする。
以下の表 3.3-3 に操作対象機器を示す。
（46-3-4,16）

機器名称
逃がし安全弁

表 3.3-3 操作対象機器
状態の変化
操作場所
弁閉→弁開
中央制御室

操作方法
スイッチ操作(3) 試験及び検査（設置許可基準規則第 43 条第 1 項三）(ⅰ) 要求事項
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試験又は検査ができるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
逃がし安全弁は，表 3.3-4 に示すように発電用原子炉の停止中に機能・性能試験及び分解検査，外観検査を行うことが可能な設計とし，機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
機能・性能試験として，安全弁機能検査，安全弁検査，逃がし弁機能検査，
自動減圧機能検査を行うことが可能な設計とする。
安全弁機能検査として，窒素ガスにより検査対象弁の入口側を加圧し，その吹出し圧力を測定し，その吹出し圧力が許容範囲内にあることを確認し，また，窒素ガスにより，弁の入口側を加圧し，規定圧力で保持後，弁座からの漏えい

3.3-11

量を確認することが可能な設計とする。
安全弁検査として，吹下りに影響する調整装置の設定値が規定の位置に設定されていることを確認し，また，吹出し圧力が許容値内であることを確認する
ことが可能な設計とする。
なお，弁座漏えい量が規定値内であることが確認できるとともに，中央制御室からの遠隔操作により弁の開閉を行い，「全開」から「全閉」，並びに「全閉」
から「全開」へ動作することが確認可能な設計とする。
逃がし弁機能検査として，圧力スイッチの動作に必要な圧力を加え，圧力ス
イッチが動作したときの動作値が許容範囲内であることを確認し，逃がし弁動
作信号を模擬的に発信，復旧させることにより，逃がし安全弁が「全開」及び「全閉」することが確認可能な設計とする。
自動減圧機能検査として，自動減圧系を作動させ，逃がし安全弁が全開するまでの時間を測定し，自動減圧機能を有する逃がし安全弁の全数が，許容動作範囲内で「全開」動作することが確認可能な設計とする。
分解検査として，浸透探傷検査により性能に影響を及ぼす指示模様がないこと，目視により性能に影響を及ぼすおそれのある傷，割れ等がないことについて逃がし安全弁部品の表面状態の確認を行うことが可能な設計とする。
なお，逃がし安全弁は，多重性を備えた機器であるが，各々が独立して他の系統へ悪影響を及ぼさず検査が可能な設計とし，発電用原子炉の停止中における検査を行う際，接近性を考慮した必要な空間を備え，構造上接近又は検査が困難とならない設計とする。
（46-5-2～17）

発電用原子炉の状態
停止中

表 3.3-4 逃がし安全弁の試験及び検査項目
内容
機能・性能試験

分解検査
外観検査

吹出し圧力確認
安全弁機能による作動確認
逃がし弁機能による作動確認
自動減圧機能による作動確認
弁本体，弁座からの漏えいの確認
逃がし安全弁の部品の表面状態を，検査及び目視により確認
逃がし安全弁外観の確認

アキュムレータ（逃がし弁機能用，自動減圧機能用）は，表 3.3-5 に示すよ
うに発電用原子炉の停止中に機能・性能試験，外観検査が可能とし，機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
3.3-12

アキュムレータ（逃がし弁機能用，自動減圧機能用）は，機能・性能試験として，高圧窒素ガスボンベから高圧窒素ガスを供給することで，アキュムレー
タ（逃がし弁機能用，自動減圧機能用）の漏えいの有無の確認を行うことが可能な設計とする。
アキュムレータ（逃がし弁機能用，自動減圧機能用）は，外観検査として，目視により性能に影響を及ぼすおそれのある傷，割れ等がないことについて表面状態の確認を行うことが可能な設計とする。

表 3.3-5 アキュムレータ（逃がし弁機能用，自動減圧機能用）の試験及び検査
発電用原子炉
項目
内容
の状態
停止中
機能・性能試験
アキュムレータ（逃がし弁機能用，自動減圧機能用）からの漏えいの確認
外観検査
アキュムレータ（逃がし弁機能用，自動減圧機能用）外観の確認

なお，アキュムレータ（逃がし弁機能用，自動減圧機能用）は，多重性を備えた機器であるが，各々が独立して他の系統へ悪影響を及ぼさず検査が可能な設計とし，発電用原子炉の停止中における検査を行う際，接近性を考慮した必
要な空間を備え，構造上接近又は検査が困難とならない設計とする。

(4) 切り替えの容易性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項四）(ⅰ) 要求事項
本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設備にあっては，通常時に使用する系統から速やかに切り替えられる機能を備えるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
逃がし安全弁及びアキュムレータ（逃がし弁機能用，自動減圧機能用）は，
本来の用途以外の用途として使用しない。また，切り替えが不要であり，使用にあたり切り替えせずに使用できる設計とする。
（46-4-4～6）(5) 悪影響の防止（設置許可基準規則第 43 条第 1 項五）(ⅰ) 要求事項
工場等内の他の設備に対して悪影響を及ぼさないものであること。
3.3-13

(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

逃がし安全弁及びアキュムレータ（逃がし弁機能用，自動減圧機能用）は，
設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用することにより，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
（46-3-8,9,20,21, 46-4-4～6）(6) 設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 1 項六）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において重大事故等対処設備の操作及び復旧作業を行うことができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設
置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.3

環境条件等」に示す。

逃がし安全弁は，表 3.3-6 に示すように原子炉格納容器内に設置されている設備であるが，中央制御室から操作可能な設計とし，操作位置の放射線量が高くなるおそれが少ないため操作が可能である。
アキュムレータ（逃がし弁機能用，自動減圧機能用）については，操作不要な設計とする。また，アキュムレータ（逃がし弁機能用，自動減圧機能用）の供給圧力が喪失した場合でも，高圧窒素ガス供給系（非常用）の窒素ガスボン
ベにより全ての逃がし安全弁（18 個）への窒素ガス供給が可能であり，アキュ
ムレータ（逃がし弁機能用，自動減圧機能用）の復旧作業が不要な設計とする。
（46-3-4,16,46-4-4）
表 3.3-6
機器名称
逃がし安全弁操作対象機器設置場所
設置場所
操作場所
原子炉格納容器内
中央制御室

3.3-14

3.3.2.1.3.2

設置許可基準規則第 43 条第 2 項への適合方針(1) 容量（設置許可基準規則第 43 条第 2 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等の収束に必要な容量を有するものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.2

容量等」に示す。

逃がし安全弁は，十分な吹出能力を有する容量とし，設計基準対象施設の容量等の仕様が，系統の目的に応じて必要となる容量等の仕様に対して十分であることを確認した上で，設計基準対象施設の容量等と同仕様の設計とする。
また，アキュムレータ（逃がし弁機能用，自動減圧機能用）は，逃がし安全
弁の開動作に十分な供給窒素を有する容量とし，設計基準対象施設の容量等の仕様が，系統の目的に応じて必要となる容量等の仕様に対して十分であることを確認した上で，設計基準対象施設の容量等と同仕様の設計とする。
（46-6-2～6）(2) 共用の禁止（設置許可基準規則第 43 条第 2 項二）(ⅰ) 要求事項
二以上の発電用原子炉施設において共用するものでないこと。ただし，二以上の発電用原子炉施設と共用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であって，同一の工場等内の他の発電用原子炉施設に対して悪影響を及ぼさない場合は，この限りでない。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
逃がし安全弁及びアキュムレータ（逃がし弁機能用，自動減圧機能用）は，二以上の発電用原子炉施設において共用しない設計とする。

(3) 設計基準事故対処設備との多様性（設置許可基準規則第 43 条第 2 項三）(ⅰ) 要求事項
常設重大事故防止設備は，共通要因によって設計基準事故対処設備の安全機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
逃がし安全弁及びアキュムレータ（逃がし弁機能用，自動減圧機能用）は，
3.3-15

設計基準事故対処設備と重大事故等対処設備としての安全機能を兼ねる設備であるが，重大事故等により動作が必要な個数に対して十分に余裕を持った個数を設置することにより，多重性を持った設計とする。また，外部からの衝撃による損傷の防止が図られた原子炉格納容器内に設置することにより，外部からの共通要因により同時に安全機能が損なわれるおそれがない設計とする。
また，逃がし安全弁は逃がし弁機能と自動減圧機能の異なる２種類の開操作機能があり，逃がし弁機能と自動減圧機能には独立した複数の駆動用窒素供給
源，駆動電源及び操作系を確保することで，可能な限り多様性を持った設計とする。
逃がし安全弁の多様性又は多重性，位置的分散について，表 3.3-7 に示す。
（46-3-8,9,20,21, 46-4-4～6）

表 3.3-7

項目

駆動用窒
素供給源
駆動電源

操作系

多様性又は多重性，位置的分散

重大事故等対処設備（設計基準事故対処設備としての安全機能を兼ねる）
逃がし安全弁
逃がし弁機能（18 個）※1
自動減圧機能（8 個）※1
逃がし弁機能用アキュムレータ（18 個）
自動減圧機能用アキュムレータ（8 個）原子炉格納容器内
常設直流
電源設備
(蓄電池)

常設代替
直流電源
設備(AM
用蓄電池)

コントロ
ール建屋
インター
ロック又
は手動操
作
中央制御
室

原子炉建
屋
手動操作

中央制御
室

原子炉格納容器内
常設代替
交流電源
設備(ガス
タービン
発電機)
屋外

可搬型代
替交流電
源設備（電
源車）

常設直流
電源設備
(蓄電池)

屋外

手動操作

手動操作

中央制御
室

中央制御
室

コントロ
ール建屋
インター
ロック又
は手動操
作
中央制御
室

常設代替
交流電源
設備(ガス
タービン
発電機)
屋外

可搬型代
替交流電
源設備（電
源車）

逃がし安
全弁用可
搬型直流
蓄電池

屋外

手動操作

手動操作

原子炉建
屋
手動操作

中央制御
室

中央制御
室

原子炉建
屋

※1：6 号及び 7 号炉における逃がし安全弁各 18 個のうち，自動減圧機能を有する
弁は，以下のとおり（6 号炉）B21-NO-F001A,C,F,H,L,N,R,T 計 8 個（7 号炉）B21-NO-F001A,C,F,H,L,N,R,T 計 8 個

3.3-16

3.3.2.2

代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能）

3.3.2.2.1
設備概要
代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能）は，原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態であって設計基準事故対処設備が有する原子炉の自動減圧機能が喪失した場合においても，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するため，
原子炉水位低（レベル 1）及び残留熱除去系ポンプ運転（低圧注水モード）の場合に，逃がし安全弁を作動させることを目的として回路を設けるものである。
本系統は，原子炉水位低（レベル 1）及び残留熱除去系ポンプ運転（低圧注水モード）の場合に，逃がし安全弁（4 個）を作動させる減圧自動化ロジックを設ける構成とする。原子炉水位低（レベル 1）の検出器を多重化し作動回路を 2 out of 3
論理にて自動的に信号を発信し，信頼性向上を図る設計とする。なお，重大事故等時において原子炉スクラム失敗時に自動減圧系が自動起動すると，高圧炉心注水系
及び低圧注水系から大量の冷水が注水され，出力の急激な上昇に繋がるため，自動減圧系及び代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能）の自動起動阻止回路を用いて，自動起動を阻止する設計とする。

表 3.3-8

代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能）に関する重大事故等対処設備一覧
設備区分
設備名
主要設備
代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能）【常設】
自動減圧系の起動阻止スイッチ【常設】
附属設備
－
水源
－
流路
－
注水先
－
※1
電源設備
非常用交流電源設備
非常用ディーゼル発電機（設計基準拡張）【常設】※2計装設備
原子炉圧力【常設】，原子炉圧力（SA）【常設】原子炉水位【常設】，原子炉水位（SA）【常設】※1：単線結線図を補足説明資料 46-2 に示す。
電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
※2：主要設備を用いた炉心損傷防止及び原子炉格納容器破損防止対策を成功させるために把握することが必要な原子炉施設の状態
計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

3.3-17

3.3.2.2.2
主要設備の仕様
主要機器の仕様を図 3.3-3 に以下に示す。
凡例

2/3

2 out of 3 論理

A系ロジック
SA-ADS(A)起動
信号リセットADS(A)/SA-ADS(A)
自動起動阻止
KOS

OR 論理

阻止
通常

AND 論理原子炉水位低(ﾚﾍﾞﾙ1)

区分Ⅰ
区分Ⅱ

2/3

(WO)
(WO)

T.D.

区分Ⅲ

残留熱除去系ポンプ吐出圧力高

A

(WO)

信号阻止

ADS

自動減圧系

SA-ADS

代替自動減圧機能

TD

タイマー （10分）

ND

常時無励磁

B
C

ND

A系と同様

ND

ND

B系ロジックＳＲＶアクチュエータ

SV-C SV-B SV-A

主蒸気逃がし安全弁（ADS機能付き（8弁））
A, C, F, H
L, N, T, R
：代替自動減圧機能（4弁）

主蒸気逃がし安全弁
作動用電磁弁・電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準
規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
・計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準
規則第 58 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

図 3.3-3

代替自動減圧機能説明図

なお，電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」，計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58 条
に対する設計方針を示す章）」で示す。
また，代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能）は，以降，代替自動減圧機能という。

3.3-18

3.3.2.2.3
設置許可基準規則第 43 条への適合方針
3.3.2.2.3.1
設置許可基準規則第 43 条第 1 項への適合方針(1) 環境条件及び荷重条件（設置許可基準規則第 43 条第 1 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重その他の使用条件において，重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮するものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
代替自動減圧機能は，中央制御室内及び二次格納施設内に設置される設備であることから，想定される重大事故等時における，中央制御室及び二次格納施
設内の環境条件及び荷重条件を考慮し，その機能を有効に発揮することができるよう，表 3.3-9 に示す設計とする。
自動減圧系の起動阻止スイッチは，中央制御室から遠隔操作可能な設計とする。
（46-3-2,3,14,15,26）
表 3.3-9
環境条件等
温度・圧力・湿度・放射線
屋外の天候による影響
海水を通水する系統への影響
地震

風（台風）・積雪
電磁的障害

想定する環境条件及び荷重条件
対応
中央制御室内及び二次格納施設内で想定される温度，圧力，湿度及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない。
海水を通水することはない。
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方
針」に示す）。
中央制御室内及び二次格納施設内に設置するため，風（台風）及び積雪の影響は受けない。
重大事故等が発生した場合においても，電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

(2) 操作性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項二）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において確実に操作できるものであること。
3.3-19(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
代替自動減圧機能は，原子炉水位低（レベル 1）及び残留熱除去系ポンプ運転（低圧注水モード）の場合に，逃がし安全弁（4 個）を作動させる減圧自動化ロジックを設ける設計とする。原子炉水位低（レベル 1）の検出器を多重化し作動回路を 2 out of 3 論理にて自動的に信号を発信し，信頼性向上を図る
設計とする。
自動減圧系回路と代替自動減圧機能回路の自動起動阻止回路は，中央制御室の制御盤の阻止スイッチ（ハードスイッチ）にて手動による操作が可能な設計とする。中央制御室の阻止スイッチを操作するにあたり，操作性を考慮して十分な操作空間を確保する。また，誤操作防止のために銘板をつけることで識別可能とし，運転員の操作及び監視性を考慮して確実に操作できる設計とする。

(3) 試験及び検査（設置許可基準規則第 43 条第 1 項三）(ⅰ) 要求事項
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試験又は検査ができるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
代替自動減圧機能は，逃がし安全弁の作動信号を発信する設備であり，発電用原子炉の運転中に試験又は検査を実施する場合には，過大な出力変動等により発電用原子炉に外乱を与える可能性があり，かつ，試験中又は検査中は機能自体が維持できない状態となる為，表 3.3-10 に示すように発電用原子炉の停止中に機能・性能の確認が可能な設計とする。模擬入力による機能確認としてロジック回路動作確認（阻止スイッチの機能確認を含む）が可能な設計とする。
また，性能の確認が可能なように，模擬入力による校正及び設定値，タイマーの確認ができる設計とする。
（46-5-18～20）
表 3.3-10
発電用原子炉の状態
停止中

代替自動減圧機能の試験及び検査項目
内容

機能・性能試験

設定値確認
タイマーの確認
ロジック確認（阻止スイッチの機能確認を含む）

3.3-20(4) 切り替えの容易性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項四）(ⅰ) 要求事項
本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設備にあっては，通常時に使用する系統から速やかに切り替えられる機能を備えるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
代替自動減圧機能は，本来の用途以外の用途には使用しない設計とする。

(5) 悪影響の防止（設置許可基準規則第 43 条第 1 項五）(ⅰ) 要求事項
工場等内の他の設備に対して悪影響を及ぼさないものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
代替自動減圧機能は，他の設備に悪影響を及ぼさないよう以下の措置を講じる設計とする。
代替自動減圧機能の論理回路は，多重化された自動減圧系とは別の制御盤に収納することで悪影響を与えない設計とする。
検出器（原子炉水位低（レベル 1），残留熱除去系ポンプ吐出圧力高）からの入力信号については共有しているが，自動減圧系と電気的な隔離装置（リレー）を用いて信号を分離し，自動減圧系への悪影響を与えない設計とする。また，ロジック回路からの作動用電磁弁制御信号についても共用しているが，自動減圧系と電気的な隔離装置（リレー）を用いて信号を分離しており，自動減圧系への悪影響を与えない設計とする。
自動減圧系と代替自動減圧機能のロジック回路の電源は,遮断器又はヒューズによる電気的な分離をすることで自動減圧系に悪影響を与えない設計とする。
（46-11-2～6）(6) 設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 1 項六）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において重大事故等対処設備の操作及び復旧作業を行うことができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設
置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
3.3-21

代替自動減圧機能は，現場における操作が不要な設計とする。
また，自動減圧系の起動阻止スイッチは，中央制御室から操作可能な設計とし，操作位置の放射線量が高くなるおそれが少ないため操作が可能である。

3.3-22

3.3.2.2.3.2

設置許可基準規則第 43 条第 2 項への適合方針(1) 容量（設置許可基準規則第 43 条第 2 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等の収束に必要な容量を有するものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
代替自動減圧機能は，炉心の著しい損傷を防止するためのシステムであることを考慮し，炉心が露出しないように有効燃料棒上端より高い設定として，「原
子炉水位低（レベル 1）」信号の計器誤差を考慮して確実に作動する設計とする。
なお，逃がし安全弁の作動は冷却材の放出となり，その補給に残留熱除去系による注水が必要であることから，原子炉水位低（レベル 1）及び残留熱除去系
ポンプ運転（低圧注水モード）の場合に，逃がし安全弁（4 個）を作動させる
減圧自動化ロジックを設ける設計とする。
（46-6-7）(2) 共用の禁止（設置許可基準規則第 43 条第 2 項二）(ⅰ) 要求事項
二以上の発電用原子炉施設において共用するものでないこと。ただし，二以上の発電用原子炉施設と共用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であって，同一の工場等内の他の発電用原子炉施設に対して悪影響を及ぼさない場合は，この限りでない。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
代替自動減圧機能は，二以上の発電用原子炉施設において共用しない設計とする。

(3) 設計基準事故対処設備との多様性（設置許可基準規則第 43 条第 2 項三）(ⅰ) 要求事項
常設重大事故防止設備は，共通要因によって設計基準事故対処設備の安全機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
代替自動減圧機能のロジック回路は，多重化された自動減圧系の制御盤と位置的分散を図ることで，地震，火災，溢水等の主要な共通要因故障によって同
3.3-23

時に機能を損なわれない設計とする。
また，代替自動減圧機能のロジック回路は，アナログ回路であるが，自動減圧系機能のロジック回路はディジタル回路で構築されており，多様性を有する設計とする。
自動減圧系と代替自動減圧機能のロジック回路の電源は,遮断器又はヒューズによる電気的な分離をすることで自動減圧系と同時に機能が損なわれない設計とする。
（46-11-2～6）

3.3-24

3.3.2.3

逃がし安全弁機能回復（可搬型代替直流電源供給）

3.3.2.3.1
設備概要
逃がし安全弁の駆動に必要な常設直流電源系統が喪失した場合でも，AM 用切替装置(SRV)を切り替えることで，可搬型直流電源設備からの供給により逃がし安全弁（8 個）の駆動が可能な設計とする。可搬型直流電源設備として，電源車を配備する。
電源車は，代替所内電気設備へ接続することにより，AM 用 MCC を経由し復水移送ポンプ等に電源供給しつつ，AM 用直流 125V 充電器を経由し，24 時間にわたり逃がし安全弁等，重大事故等の対応に必要な直流設備へ電源供給できる設計とする。また，軽油タンクより，タンクローリ（4kL）を用いて燃料を補給できる設計とする。
また，駆動回路に逃がし安全弁用可搬型蓄電池を接続することで，逃がし安全弁（2 個）の駆動が可能な設計とする。逃がし安全弁用可搬型蓄電池は，24 時間にわたり逃がし安全弁（2 個）を連続開可能な容量を有する設計とする。
重大事故等対処設備一覧を表 3.3-11 に示す。

3.3-25

表 3.3-11

逃がし安全弁機能回復（可搬型代替直流電源供給）に関する重大事故等対処設備一覧
設備区分
設備名
※1
主要設備
電源車【可搬】
AM 用直流 125V 充電器【常設】AM 用切替装置（SRV）【常設】
逃がし安全弁用可搬型蓄電池【可搬】
軽油タンク【常設】タンクローリ（4kL）【可搬】
附属設備
常設代替直流電源設備
AM 用直流 125V 蓄電池【常設】燃料流路
軽油タンク予備ノズル・弁【常設】交流電路
電源車～緊急用電源切替箱接続装置電路【可搬】
緊急用電源切替箱接続装置～AM 用直流 125V 充電器電路【常設】電源車～AM 用動力変圧器電路【可搬】
AM 用動力変圧器～AM 用直流 125V 充電器電路【常設】直流電路
AM 用直流 125V 充電器～AM 用切替装置（SRV）電路【常設】
逃がし安全弁用可搬型蓄電池～駆動回路電路【可搬】※1：単線結線図を補足説明資料 46-2 に示す。
主要設備のうち，電源車及び AM 用直流 125V 充電器については「3.14 電源設
備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

3.3-26

3.3.2.3.2
主要設備の仕様
主要機器の仕様を以下に示す。
（1）逃がし安全弁用可搬型蓄電池
型式：リチウムイオン電池
個数：2（1／プラント）（予備 1（6 号及び 7 号炉で共用））
容量：2072Wh
電圧
：135V
使用箇所
：原子炉建屋地下 1 階
保管場所：原子炉建屋地下 1 階（2）可搬型代替交流電源設備（電源車）(6 号及び 7 号炉で共用)
エンジン
個数：4（2／プラント）（予備 5）
使用燃料
：軽油
発電機
個数
：4（2／プラント）（予備 5）
種類：横軸回転界磁 3 相同期発電機
容量：約 500kVA/台
力率
：0.8
電圧
：6.9kV
周波数
：50Hz
取付箇所
：荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所（3）AM 用直流 125V 充電器
個数
：1
電圧
：125V
容量
：約 300A
取付箇所：原子炉建屋地上 4 階（4）AM 用切替装置（SRV）
個数
：一式
取付箇所
：コントロール建屋地上 2 階
なお，上記（2），（3）の電源設備の詳細については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」にて示す。

3.3-27

3.3.2.3.3
3.3.2.3.3.1

設置許可基準規則第 43 条への適合方針
設置許可基準規則第 43 条第 1 項への適合方針(1) 環境条件及び荷重条件（設置許可基準規則第 43 条第 1 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重その他の使用条件において，重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮するものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
逃がし安全弁用可搬型蓄電池は，原子炉建屋の二次格納施設外に設置される設備であることから，想定される重大事故等時における原子炉建屋の二次格納施設外の環境条件及び荷重条件を考慮し，その機能を有効に発揮することができるよう，表 3.3-12 に示す設計とする。
AM 用切替装置（SRV）は，中央制御室内に設置される設備であることから，想定される重大事故等時における中央制御室内の環境条件及び荷重条件を考慮し，その機能を有効に発揮することができるよう，表 3.3-12 に示す設計とする。
また，逃がし安全弁用可搬型蓄電池の接続作業は，逃がし安全弁用可搬型蓄電池の接続場所である原子炉建屋の二次格納施設外にて作業可能な設計とする。
（46-3-10,22,27）

表 3.3-12
環境条件等
温度・圧力・湿度・放射線
屋外の天候による影響
海水を通水する系統への影響
地震

風（台風）・積雪
電磁的障害

想定する環境条件及び荷重条件
対応
原子炉建屋の二次格納施設外及び中央制御室内で想定される温度，圧力，湿度及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない。
海水を通水することはない。
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方
針」に示す）。
原子炉建屋の二次格納施設外及び中央制御室内に設置するため，風（台風）及び積雪の影響は受けない。
重大事故等が発生した場合においても，電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

3.3-28

(2) 操作性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項二）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において確実に操作できるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
逃がし安全弁用可搬型蓄電池の接続作業は，想定される重大事故等が発生した場合において，原子炉建屋の二次格納施設外の環境条件（被ばく影響等）を考慮の上，原子炉建屋の二次格納施設外にて作業可能な設計とする。
作業場所である原子炉建屋の二次格納施設外は，運転員のアクセス性，操作性を考慮して十分な作業空間を確保する。
逃がし安全弁用可搬型蓄電池の接続作業は，一般的に用いられる工具（ドライバー等）を用いて，確実に作業ができる設計とし，作業用工具は，作業場所
である原子炉建屋の二次格納施設外近傍，アクセスルートの近傍又は中央制御室内に保管する。
逃がし安全弁用可搬型蓄電池は，車輪の設置により運搬，移動ができるとともに，設置場所である原子炉建屋の二次格納施設外にてボルト固定により転倒防止対策が可能な設計とする。
AM 用切替装置（SRV）は，中央制御室の制御盤内の切替装置にて手動による操作が可能な設計とする。中央制御室の切替装置を操作するにあたり，運転員の操作性を考慮して十分な操作空間を確保する。また，切替装置は誤操作防止のために銘板をつけることで識別可能とし，運転員の操作及び監視性を考慮して確実に操作できる設計とする。
（46-3-10,22,27, 46-4-3）

機器名称
逃がし安全弁用
可搬型蓄電池AM 用切替装置（SRV）

表 3.3-13 操作対象機器
状態の変化
操作場所
接続箇所端子リフト
原子炉建屋の二次格
逃がし安全弁用可搬型
納施設外
蓄電池接続
スイッチ操作 OFF→ON（逃がし安全弁閉→開）
切→入
中央制御室
（AM 用直流 125V 充電器側）

3.3-29

操作方法
接続操作

スイッチ操作
切替装置操作(3) 試験及び検査（設置許可基準規則第 43 条第 1 項三）(ⅰ) 要求事項
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試験又は検査ができるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
逃がし安全弁用可搬型蓄電池は，表 3.3-14 に示すように発電用原子炉の運転中又は停止中に外観検査，機能・性能試験が可能な設計とする。
逃がし安全弁用可搬型蓄電池は，外観検査として，目視により性能に影響を及ぼすおそれのある傷，割れ等がないことについて表面状態の確認を行えるとともに，電圧の確認を行うことが可能な設計とする。
（46-5-23）
表 3.3-14 逃がし安全弁用可搬型蓄電池の試験及び検査
発電用原子炉の項目
内容
状態
運転中又は停止 外観検査
逃がし安全弁用可搬型蓄電池外観
中の確認
機能・性能試験
電圧の確認

AM 用切替装置（SRV）は，表 3.3-15 に示すように発電用原子炉の停止中に外観検査，機能・性能検査が可能な設計とする。
性能の確認として，電気回路の絶縁抵抗に異常がないことを確認する。外観検査として，目視により性能に影響を及ぼすおそれのある傷，割れ等がないことについて表面状態の確認を行うことが可能な設計とする。
（46-5-21,22）
表 3.3-15
AM 用切替装置（SRV）の試験及び検査
発電用原子炉の
項目
内容
状態
停止中
外観検査
AM 用切替装置（SRV）外観の確認
機能・性能試験AM 用切替装置（SRV）の性能（電気回路の絶縁抵抗）確認(4) 切り替えの容易性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項四）(ⅰ) 要求事項
本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設備に
3.3-30あっては，通常時に使用する系統から速やかに切り替えられる機能を備えるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
逃がし安全弁用可搬型蓄電池及び AM 用切替装置（SRV）は，本来の用途以外の用途には使用しない設計とする。逃がし安全弁用可搬型蓄電池の接続は，接続規格を統一することにより，速やかに接続操作可能な設計とする。
図 3.3-4 に原子炉建屋の二次格納施設外での逃がし安全弁用可搬型蓄電池の接続による逃がし安全弁(自動減圧機能付き)開放のタイムチャートを示す。
図 3.3-5 に可搬型直流電源設備からの供給による逃がし安全弁解放のタイム
チャートを示す。
（46-4-3, 46-7-2,3）
経過時間（分）
10

手順の項目

20

30

50

40

逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁開放

要員（数）

備考

70

60

55分

電源確認，通信手段確保

中央制御室運転員 Ａ，Ｂ

2

原子炉の減圧確認については、中央制御室又は原
子炉建屋地下１階
計装ラック室（管理区域）にて確認が可能であるため、いずれかの計器で
原子炉減圧を確認する。

可搬計測器接続
減圧確認

逃がし安全弁用可搬型蓄電池
による逃がし安全弁開放

現場運転員 Ｃ，Ｄ

移動、系統構成2

減圧確認
移動、系統構成

現場運転員 Ｅ，Ｆ

図 3.3-4

可搬型蓄電池，ケーブ ル接続

2

減圧操作開始逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁(自動減圧機能付き)開放のタイムチャート
経過時間（時間）
10分

手順の項目

20分

30分

40分

50分

1

2

4

常設代替直流電源設備による逃がし安全弁開放
35分

要員（数）

通信手段確保

中央制御室運転員 Ａ，Ｂ

32

通信手段確保

5

6

7

8

9

10

可搬型直流電源設備による逃がし安全弁開放※ 8時間35分
AM用MCC7B受電

電源切替
減圧確認

現場運転員 Ｃ，Ｄ

移動・回路構成

2

電源ケーブ ル接続前準備
AM直流125V充電器盤受電及び換気設備運転

減圧確認
移動，系統構成

現場運転員 Ｅ，Ｆ

2

緊急時対策要員

6

備考

12

可搬計測器接続

移動，系統構成

可搬型直流電源設備による逃がし安全弁開放11

原子炉の減圧確認については、中央制御室又は原子炉建屋地下１階
計装ラック室（管理区域）にて確認が可能であるため、いずれかの計器で原子炉減圧を確認する。

電源車からの送電電源ケーブ ル接続

※ガスタービン発電機及び電源車によるAM用MCC 7B受電の内、最長時間である6時間15分及びAM用充電器受電時間を2時間20分とし,8時間35分で継続供給可能である。

図 3.3-5

可搬型直流電源設備による逃がし安全弁解放のタイムチャート＊：「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」への適合状況についての 1.3 で示すタイムチャート

3.3-31

(5) 悪影響の防止（設置許可基準規則第 43 条第 1 項五）(ⅰ) 要求事項
工場等内の他の設備に対して悪影響を及ぼさないものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
逃がし安全弁用可搬型蓄電池及び AM 用切替装置（SRV）は，通常時に接続先の系統と分離された状態で保管する。逃がし安全弁用可搬型蓄電池及び AM 用切替装置（SRV）を用いる場合は，通常時の系統構成から重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
（46-4-3）(6) 設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 1 項六）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において重大事故等対処設備の操作及び復旧作業を行うことができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設
置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
逃がし安全弁用可搬型蓄電池及び AM 用切替装置（SRV）は，線源からの離隔距離により放射線量が高くなるおそれの少ない設置場所である，原子炉建屋の二次格納施設外及び中央制御室に設置し，設置場所で操作可能である。
（46-3-10,22,27）

機器名称
逃がし安全弁用
可搬型蓄電池AM 用切替装置（SRV）

表 3.3-16 操作対象機器設置場所
設置場所
操作場所
原子炉建屋地下 1 階
原子炉建屋地下 1 階（原子炉建屋の二次格納施設外） （原子炉建屋の二次格納施設外）
中央制御室
中央制御室

3.3-32

3.3.2.3.3.2

設置許可基準規則第 43 条第 2 項への適合方針(1) 容量（設置許可基準規則第 43 条第 2 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等の収束に必要な容量を有するものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.2

容量等」に示す。

AM 用切替装置(SRV)を切り替えることで，可搬型直流電源設備からの供給により，24 時間にわたり逃がし安全弁（8 個）の駆動が可能な設計とする。

(2) 共用の禁止（設置許可基準規則第 43 条第 2 項二）(ⅰ) 要求事項
二以上の発電用原子炉施設において共用するものでないこと。ただし，二以上の発電用原子炉施設と共用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であって，同一の工場等内の他の発電用原子炉施設に対して悪影響を及ぼさない場合は，この限りでない。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
AM 用切替装置（SRV）は，二以上の発電用原子炉施設において共用しない設計とする。

(3) 設計基準事故対処設備との多様性（設置許可基準規則第 43 条第 2 項三）(ⅰ) 要求事項
常設重大事故防止設備は，共通要因によって設計基準事故対処設備の安全機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
AM 用切替装置(SRV)を切り替えることで，可搬型直流電源設備からの電源供給による逃がし安全弁の駆動は，直流 125V 蓄電池 A，直流 125V 蓄電池 A-2 及
び直流 125V 蓄電池 B からの電源供給による逃がし安全弁の駆動と異なる電源及び電路で構成されており，多様性を有する設計とする。
（46-4-3）

3.3-333.3.2.3.3.3

設置許可基準規則第 43 条第 3 項への適合方針(1) 容量（設置許可基準規則第 43 条第 3 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等の収束に必要な容量に加え，十分に余裕のある容量を有するものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
逃がし安全弁用可搬型蓄電池は，24 時間にわたり逃がし安全弁（2 個）を連続開可能な容量を有するものを，6 号炉，7 号炉それぞれ 1 セット 1 個使用する。保有数は 1 セット 1 個に，故障時及び保守点検による待機徐外時のバックアップ用として 1 個（6 号及び 7 号炉共用）を分散して保管する。
（46-6-8）(2) 確実な接続（設置許可基準規則第 43 条第 3 項二）(ⅰ) 要求事項
常設設備（発電用原子炉施設と接続されている設備又は短時間に発電用原子炉施設と接続することができる常設の設備をいう。以下同じ。）と接続するものにあっては，当該常設設備と容易かつ確実に接続することができ，かつ，二以上の系統又は発電用原子炉施設が相互に使用することができるよう，接続部の規格の統一その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
逃がし安全弁用可搬型蓄電池の接続は，接続規格を統一することにより，一般的に使用される工具（ドライバー等）を用いて容易かつ確実に接続操作可能な設計とする。
（46-4-3, 46-7-2,3）(3) 複数の接続口（設置許可基準規則第 43 条第 3 項三）(ⅰ) 要求事項
常設設備と接続するものにあっては，共通要因によって接続することができなくなることを防止するため，可搬型重大事故等対処設備（原子炉建屋の外か
ら水又は電力を供給するものに限る。）の接続口をそれぞれ互いに異なる複数の場所に設けるものであること。

(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
3.3-34

逃がし安全弁用可搬型蓄電池は，原子炉建屋の外から水又は電力を供給する
設備ではなく，原子炉建屋の二次格納施設外から接続可能な設計とする。

(4) 設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 3 項四）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において可搬型重大事故等対処設備を設置場所に据え付け，及び常設設備と接続することができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
逃がし安全弁用可搬型蓄電池の接続は，線源からの離隔距離により放射線量が高くなるおそれの少ない設置場所である，原子炉建屋の二次格納施設外で確実に速やかに接続が可能である。
（46-3-10,22）(5) 保管場所（設置許可基準規則第 43 条第 3 項五）(ⅰ) 要求事項
地震，津波その他の自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロ
リズムによる影響，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備の配置その他の条件を考慮した上で常設重大事故等対処設備と異なる保管場所に保管すること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
逃がし安全弁用可搬型蓄電池は，津波，その他自然現象による影響（風（台風），竜巻，積雪，低温，落雷，火山の影響，森林火災，降水，生物学的事象）
及び外部人為事象（近隣工場等の火災又は爆発，有毒ガス）に対して，外部からの衝撃による損傷の防止が図られた原子炉建屋の二次格納施設外に保管する。
また，直流125V蓄電池A，直流125V蓄電池A-2，直流125V蓄電池B及びAM用直流125V蓄電池と位置的分散を図り保管及び設置する。
（46-3-10～13,22～25,46-8-3,5）(6) アクセスルートの確保（設置許可基準規則第 43 条第 3 項六）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において，可搬型重大事故等対処設備
3.3-35を運搬し，又は他の設備の被害状況を把握するため，工場等内の道路及び通路が確保できるよう，適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
逃がし安全弁用可搬型蓄電池の運搬経路は，津波，その他自然現象による影響（風（台風），竜巻，積雪，低温，落雷，火山の影響，森林火災，降水，生物学的事象）及び外部人為事象（近隣工場等の火災又は爆発，有毒ガス）に対して，外部からの衝撃による損傷の防止が図られた原子炉建屋の二次格納施設
外に確保し，地震時の迂回路も考慮して複数の屋内アクセスルートを確保する。
（『可搬型重大事故等対処設備保管場所及びアクセスルートについて』参照）
なお，溢水等に対しては，アクセスルートでの被ばくを考慮した放射線防護具を着用することとし，運用については，「技術的能力説明資料 1.0 重大事故等対策における共通事項」に，火災防護については，「2.2 火災による損傷の防止（設置許可基準規則第 41 条に対する設計方針を示す章）」に示す。
（46-9-6,7）(7) 設計基準事故対処設備及び常設重大事故防止設備との多様性（設置許可基準規則第 43 条第 3 項七）(ⅰ) 要求事項
重大事故防止設備のうち可搬型のものは，共通要因によって，設計基準事故
対処設備の安全機能，使用済燃料貯蔵槽の冷却機能若しくは注水機能又は常設
重大事故防止設備の重大事故に至るおそれがある事故に対処するために必要な機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
逃がし安全弁用可搬型蓄電池は，外部からの衝撃による損傷の防止が図られた原子炉建屋の二次格納施設外に設置し，直流 125V 蓄電池 A，直流 125V 蓄電
池 A-2，直流 125V 蓄電池 B 及び AM 用直流 125V 蓄電池と位置的分散を図る設計とする。
また，逃がし安全弁用可搬型蓄電池はリチウムイオン蓄電池であるが，直流125V 蓄電池 A，直流 125V 蓄電池 A-2，直流 125V 蓄電池 B 及び AM 用直流 125V
蓄電池は鉛蓄電池であり，多様性を有する設計とする。
（46-3-10～13,22～25, 46-4-3, 46-8-4,7）

3.3-36

3.3.2.4

逃がし安全弁機能回復（代替窒素供給）

3.3.2.4.1
設備概要
逃がし安全弁の駆動に必要な逃がし弁機能用アキュムレータ及び自動減圧機能用
アキュムレータの供給圧力が喪失した場合に備え，高圧窒素ガス供給系（非常用）を設ける。
本系統は，逃がし安全弁に対して窒素ガスを供給するものであり，高圧窒素ガスボ
ンベ及び高圧窒素ガス供給系（非常用）配管・弁等で構成する。
高圧窒素ガス供給系（非常用）は，独立した2系列で位置的分散を図る系統構成であり，中央制御室又は現場での弁操作により高圧窒素ガスボンベの高圧窒素ガスを，逃がし安全弁及び逃がし安全弁（自動減圧機能付き）のアクチュエータのピストンへ供給する。なお，高圧窒素ガス供給系（非常用）の各系列には使用側及び待機側の２系列の高圧窒素ガスボンベが設置されており，ボンベ圧力が低下した場合においても，現場操作により高圧窒素ガスボンベの切り替え又は交換が可能な設計とする。
高圧窒素ガス供給系（非常用）の系統圧力は，逃がし安全弁（自動減圧機能付き）の作動環境条件を考慮して格納容器圧力が設計圧力の2倍の状態（2Pd）においても全開可能な圧力に設定する。
高圧窒素ガス供給系（非常用）の系統概要図を図3.3-6に，重大事故等対処設備一
覧を表3.3-17に示す。

3.3-37

アキュムレータ（逃がし弁機能用）

アキュムレータ（自動減圧機能用）

図 3.3-6

高圧窒素ガス供給系（非常用）3.3-38系統概略図

表3.3-17
設備区分
主要設備
付属設備
水源
流路

注水先
電源設備
計装設備

逃がし安全弁機能回復（代替窒素供給）に関する重大事故等対処設備一覧
設備名
高圧窒素ガスボンベ【可搬】－－
高圧窒素ガス供給系 配管・弁【常設】自動減圧機能用アキュムレータ【常設】
逃がし弁機能用アキュムレータ【常設】－－－3.3.2.4.2
主要設備の仕様
主要機器の仕様を以下に示す。
(1)高圧窒素ガスボンベ
個数：5（予備 20）
容量
：約 47L/本
充填圧力：約 15MPa
使用箇所：原子炉建屋地上 4 階
保管場所：原子炉建屋地上 4 階

3.3-39

3.3.2.4.3
設置許可基準規則第 43 条への適合方針
3.3.2.4.3.1
設置許可基準規則第 43 条第 1 項への適合方針(1) 環境条件及び荷重条件（設置許可基準規則第 43 条第 1 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重その他の使用条件において，重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮するものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
高圧窒素ガスボンベは，原子炉建屋の二次格納施設外に設置される設備であることから，想定される重大事故等時における原子炉建屋の二次格納施設外の環境条件及び荷重条件を考慮し，その機能を有効に発揮することができるよう，
表 3.3-18 に示す設計とする。
また，高圧窒素ガスボンベの切り替え及び交換作業は，高圧窒素ガスボンベ
設置場所である原子炉建屋の二次格納施設外にて作業可能な設計とする。
（46-3-5,6,17,18）
表 3.3-18
環境条件等
温度・圧力・湿度・放射線
屋外の天候による影響
海水を通水する系統への影響
地震

風（台風）・積雪
電磁的障害

想定する環境条件及び荷重条件
対応
原子炉建屋の二次格納施設外で想定される温度，圧力，湿度及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない。
海水を通水することはない。
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方
針」に示す）。
原子炉建屋の二次格納施設外に設置するため，風（台風）及び積雪の影響は受けない。
重大事故等が発生した場合においても，電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

(2) 操作性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項二）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において確実に操作できるものであること。

3.3-40(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
高圧窒素ガスボンベの切り替え及び交換作業は，想定される重大事故等が発生した場合において，原子炉建屋の二次格納施設外の環境条件（被ばく影響等）を考慮の上，原子炉建屋の二次格納施設外にて作業可能な設計とする。
作業場所である原子炉建屋の二次格納施設外は，運転員のアクセス性，操作性を考慮して十分な作業空間を確保する。
高圧窒素ガスボンベの切り替え及び交換作業は，一般的に用いられる工具（スパナ等）及び専用工具（ボンベ開閉ハンドル（ボンベコック操作用））を用いて，確実に作業ができる設計とし，作業用工具は，作業場所である原子炉
建屋の二次格納施設外近傍，アクセスルートの近傍又は中央制御室内に保管する。
また，高圧窒素ガスボンベの接続は，袋ナットによる専用の接続方式により，確実に接続が可能な設計とする。
なお，高圧窒素ガスボンベの切り替え及び交換を行うために必要な操作対象
弁（6 号炉において HPIN 窒素ガスボンベラック元弁 P54-F017A～D，HPIN 窒素
ガスボンベ付属止め弁 P54-F016A～V（I,O 除く）及び HPIN 窒素ガスボンベ元弁，7 号炉において HPIN 窒素ガスボンベ出口元弁 P54-F002A～D，HPIN 窒素ガ
スボンベ出口弁 P54-F001A～V（I,O 除く）及び HPIN 窒素ガスボンベ元弁）は，
一般的に用いられる工具（スパナ等）及び専用工具（ボンベ開閉ハンドル（ボンベコック操作用））を用いて操作が可能な設計とする。
高圧窒素ガスボンベは，人力又はボンベ運搬台車による運搬，移動ができるとともに，必要により設置場所である原子炉建屋の二次格納施設外にてボンベ
ラックによる固縛等により転倒防止対策が可能な設計とする。
高圧窒素ガス供給を行うために必要な操作対象弁（6 号炉において HPIN 非常
用窒素ガス供給元弁 P54-MO-F018A,B 及び HPIN 常用非常用窒素ガス連絡弁
P54-MO-F027A,B，7 号炉において HPIN 非常用窒素ガス供給弁 P54-MO-F003A,B
及び HPIN 常用・非常用窒素ガス連絡弁 P54-MO-F012A,B）は，原子炉建屋の二次格納施設外に設置し，ハンドルによる手動操作が可能な設計とする。
（46-3-5,7,17,19, 46-4-4～6）

3.3-41

※１

表 3.3-19 操作対象機器
状態の変化
操作場所
全閉→全開
原子炉建屋の二次格納施設外

機器名称
操作方法
HPIN 非常用窒素
手動操作
ガス供給弁
HPIN 常用・非常用 全開→全閉
原子炉建屋の二次格納施設外
手動操作
窒素ガス連絡弁
高圧窒素ガスボ
予備品と交換 原子炉建屋の二次格納施設外
切替作業
ンベ
交換作業
※1：機器名称は 7 号炉を代表として記載※2：高圧窒素ガスボンベの切り替え及び交換を行う際に操作する弁について，補足
説明資料 46-4-5,6 に示す(3) 試験及び検査（設置許可基準規則第 43 条第 1 項三）(ⅰ) 要求事項
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試験又は検査ができるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
高圧窒素ガス供給系（非常用）は，表 3.3-20 に示すように発電用原子炉の停止中に機能・性能試験が可能な設計とし，運転中に高圧窒素ガスボンベの外観検査が可能な設計とする。
表 3.3-20 高圧窒素ガス供給系（非常用）の試験及び検査
発電用原子炉
項目
内容
の状態
停止中
機能・性能試験
供給圧力の確認，漏えいの確認
運転中

外観検査

高圧窒素ガスボンベ外観の確認
規定圧力の確認

高圧窒素ガス供給系（非常用）は，機能・性能試験として，高圧窒素ガスボ
ンベから高圧窒素ガスを供給することで，高圧窒素ガス供給系（非常用）の供
給圧力の確認及び系統全体の漏えいの確認を行うことが可能な設計とする。
高圧窒素ガスボンベは，外観検査として，目視により性能に影響を及ぼすおそれのある傷，割れ等がないことについて表面状態の確認を行えるとともに，規定圧力の確認を行うことが可能な設計とする。
（46-5-24,25）

3.3-42

(4) 切り替えの容易性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項四）(ⅰ) 要求事項
本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設備にあっては，通常時に使用する系統から速やかに切り替えられる機能を備えるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性」に示す。

高圧窒素ガス供給系（非常用）は，本来の用途以外の用途には使用しない。
なお，切り替えを行うため，系統に必要な弁等を設ける設計としており，高圧窒素ガス供給を行うために必要な操作対象弁（6 号炉は HPIN 非常用窒素ガス
供給元弁 P54-MO-F018A,B 及び HPIN 常用非常用窒素ガス連絡弁 P54-MO-F027A,B，
7 号炉は HPIN 非常用窒素ガス供給弁 P54-MO-F003A,B 及び HPIN 常用・非常用窒素ガス連絡弁 P54-MO-F012A,B）は，原子炉建屋の二次格納施設外に設置し，ハ
ンドル操作にて速やかに切り替えが可能な設計とする。
系統構成を行うための弁操作に要する時間は 15 分程度を想定する。
逃がし安全弁への窒素供給に伴う作業について，「1.3 原子炉冷却材圧力バ
ウンダリを減圧するための手順等（技術的能力審査基準 1.3 原子炉冷却材圧
力バウンダリを減圧するための手順等に対する技術的能力を示す章）」に示す。
高圧窒素ガスボンベの切り替え及び交換を行うために必要な操作対象弁（6号炉において HPIN 窒素ガスボンベラック元弁 P54-F017A～D，HPIN 窒素ガスボ
ンベ付属止め弁 P54-F016A～V（I,O 除く）及び HPIN 窒素ガスボンベ元弁，7号炉において HPIN 窒素ガスボンベ出口元弁 P54-F002A～D，HPIN 窒素ガスボン
ベ出口弁 P54-F001A～V（I,O 除く）及び HPIN 窒素ガスボンベ元弁）は，原子炉建屋の二次格納施設外に設置し，一般的に用いられる工具（スパナ等）及び専用工具（ボンベ開閉ハンドル（ボンベコック操作用））を用いて速やかに切り替えが可能な設計とする。
高圧窒素ガスボンベの切り替え及び交換を行うために要する作業時間は，1時間程度を想定する。
高圧窒素ガスボンベによる駆動源確保について，「1.3 原子炉冷却材圧力バ
ウンダリを減圧するための手順等（技術的能力審査基準 1.3 原子炉冷却材圧
力バウンダリを減圧するための手順等に対する技術的能力を示す章）」に示す。
（46-3-6,7,18,19, 46-7-4,5）
経過時間（分）
10

手順の項目

20

30

50

60

ドライウェル入口圧力低警報 発生
20分
高圧窒素ガスボンベによる逃がし安全弁駆動源確保

要員（数）

通信手段確保

高圧窒素ガスボンベによる逃がし安全弁駆動源確保

40

中央制御室運転員 Ａ，Ｂ

2

現場運転員 Ｃ，Ｄ

2

窒素ガス供給確認

移動、ラ イ ン 切替

3.3-4370

備考経過時間（分）
10

手順の項目

要員（数）

20

30

窒素ガスボンベ出口圧力低警報 発生

0

40

50

60

70

備考

高圧窒素ガスボンベによる逃がし安全弁駆動源確保
60分

移動、ボン ベ切替

高圧窒素ガスボンベによる逃がし安全弁駆動源確保

図 3.3-7

現場運転員 Ｃ，Ｄ

2

現場運転員 Ｅ，Ｆ

2

ボン ベ交換リークチ ェ ック

移動、ボン ベ切替
ボン ベ交換

高圧窒素ガスボンベによる逃がし安全弁駆動源確保のタイムチャート＊：「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」への適合状況についての１．３で示すタイムチャート(5) 悪影響の防止（設置許可基準規則第 43 条第 1 項五）(ⅰ) 要求事項
工場等内の他の設備に対して悪影響を及ぼさないものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
高圧窒素ガス供給系（非常用）は，弁（6 号炉は HPIN 常用非常用窒素ガス連
絡 弁 P54-MO-F027A,B ， 7 号 炉 は HPIN 常 用 ・ 非 常 用 窒 素 ガ ス 連 絡 弁
P54-MO-F012A,B）の閉操作及び弁（6 号炉は HPIN 非常用窒素ガス供給元弁
P54-MO-F018A,B，7 号炉は HPIN 非常用窒素ガス供給弁 P54-MO-F003A,B）の開操作によって，通常時の系統構成から重大事故等対処設備としての系統構成及び系統隔離とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
（46-4-4～6）(6) 設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 1 項六）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において重大事故等対処設備の操作及び復旧作業を行うことができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設
置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.3

環境条件等」に示す。

高圧窒素ガスボンベ及び操作対象弁（6 号炉は HPIN 非常用窒素ガス供給元弁
P54-MO-F018A,B 及び HPIN 常用非常用窒素ガス連絡弁 P54-MO-F027A,B，7 号炉
3.3-44

は HPIN 非常用窒素ガス供給弁 P54-MO-F003A,B 及び HPIN 常用・非常用窒素ガス連絡弁 P54-MO-F012A,B）は，線源からの離隔距離により放射線量が高くなる
おそれの少ない設置場所である，原子炉建屋の二次格納施設外に設置し，設置場所で操作可能である。
また，高圧窒素ガスボンベの切り替え及び交換を行うために必要な操作対象
弁（6 号炉において HPIN 窒素ガスボンベラック元弁 P54-F017A～D，HPIN 窒素
ガスボンベ付属止め弁 P54-F016A～V（I,O 除く）及び HPIN 窒素ガスボンベ元弁，7 号炉において HPIN 窒素ガスボンベ出口元弁 P54-F002A～D，HPIN 窒素ガ
スボンベ出口弁 P54-F001A～V（I,O 除く）及び HPIN 窒素ガスボンベ元弁）は，
線源からの離隔距離により放射線量が高くなるおそれの少ない設置場所である，原子炉建屋の二次格納施設外に設置し，設置場所で操作可能である。
（46-3-6,7,18,19）※１

表 3.3-21 操作対象機器設置場所
設置場所
操作場所
原子炉建屋の二次格納施設外
原子炉建屋の二次格納施設外

機器名称
HPIN 非常用窒素
ガス供給弁
HPIN 常用・非常用 原子炉建屋の二次格納施設外
原子炉建屋の二次格納施設外
窒素ガス連絡弁
高圧窒素ガスボ
原子炉建屋の二次格納施設外
原子炉建屋の二次格納施設外
ンベ※1：機器名称は 7 号炉を代表として記載※2：高圧窒素ガスボンベの切り替え及び交換を行う際に操作する弁について，補足
説明資料 46-4-5,6 に示す

3.3-45

3.3.2.4.3.2

設置許可基準規則第 43 条第 3 項への適合方針(1) 容量（設置許可基準規則第 43 条第 3 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等の収束に必要な容量に加え，十分に余裕のある容量を有するものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
高圧窒素ガスボンベは，原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態であって，設計基準事故対処設備であるアキュムレータが有する発電用原子炉の減圧機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するため，逃がし安全弁（自動減圧機能付き）を作動させ，原子炉冷却材
圧力バウンダリを減圧することができる窒素ガス供給量を有する設計とする。
負荷に直接接続する可搬型設備である高圧窒素ガスボンベの本数は，必要となる容量等を有するものを，6 号及び 7 号炉それぞれ 1 セット 5 本使用する。
保有数は 1 セット 5 本に，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として 6 号及び 7 号炉それぞれ 20 本を保管する。
（46-6-9～13）(2) 確実な接続（設置許可基準規則第 43 条第 3 項二）(ⅰ) 要求事項
常設設備（発電用原子炉施設と接続されている設備又は短時間に発電用原子炉施設と接続することができる常設の設備をいう。以下同じ。）と接続するものにあっては，当該常設設備と容易かつ確実に接続することができ，かつ，二以上の系統又は発電用原子炉施設が相互に使用することができるよう，接続部の規格の統一その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性」に示す。

高圧窒素ガスボンベは，専用の接続方式として袋ナットを用い，容易かつ確実に接続できる設計とする。
高圧窒素ガスボンベの接続にあたっては，一般的に用いられる工具（スパナ等）及び専用工具（ボンベ開閉ハンドル（ボンベコック操作用））を用いて，確実に作業ができる設計とし，作業用工具は，作業場所である原子炉建屋の二次格納施設外近傍，アクセスルートの近傍又は中央制御室内に保管する。
また，接続口について，6 号及び 7 号炉とも同一形状，同口径とし，複数の系統での接続方式の統一を図った設計とする。
（46-4-4～6, 46-7-4,5）

3.3-46

(3) 複数の接続口（設置許可基準規則第 43 条第 3 項三）(ⅰ) 要求事項
常設設備と接続するものにあっては，共通要因によって接続することができなくなることを防止するため，可搬型重大事故等対処設備（原子炉建屋の外か
ら水又は電力を供給するものに限る。）の接続口をそれぞれ互いに異なる複数の場所に設けるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等に」に示す。
高圧窒素ガスボンベは，原子炉建屋の外から水又は電力を供給するものではないことから本条文の直接的な要求は受けないが，高圧窒素ガス供給系（非常用）が A 系，B 系独立した 2 系を有する系統であることから，それぞれの接続
口を，原子炉建屋の二次格納施設外の異なる複数の場所に設け，信頼性向上を図る設計とする。
（46-3-5,17）(4) 設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 3 項四）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において可搬型重大事故等対処設備を設置場所に据え付け，及び常設設備と接続することができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
高圧窒素ガスボンベは，線源からの離隔距離により放射線量が高くなるおそれの少ない設置場所である，原子炉建屋の二次格納施設外に設置し，想定される重大事故等が発生した場合においても，高圧窒素ガスボンベの予備品との交換，及び常設接続口との接続が可能である。
（46-3-5,17）(5) 保管場所（設置許可基準規則第 43 条第 3 項五）(ⅰ) 要求事項
地震，津波その他の自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロ
リズムによる影響，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備の配置その他の条件を考慮した上で常設重大事故等対処設備と異なる保管場所に保管すること。

3.3-47

(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
高圧窒素ガスボンベは，津波，その他自然現象による影響（風（台風），竜
巻，積雪，低温，落雷，火山の影響，森林火災，降水，生物学的事象）及び外部人為事象（近隣工場等の火災又は爆発，有毒ガス）に対して，外部からの衝撃による損傷の防止が図られた原子炉建屋の二次格納施設外に保管する。
また，設計基準事故対処設備である多重化されたアキュムレータ（逃がし弁機能用，自動減圧機能用）と原子炉格納容器内外で位置的分散を図るとともに，複数箇所に保管及び設置する。
（46-3-5,17,46-8-2,5）(6) アクセスルートの確保（設置許可基準規則第 43 条第 3 項六）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において，可搬型重大事故等対処設備を運搬し，又は他の設備の被害状況を把握するため，工場等内の道路及び通路が確保できるよう，適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
高圧窒素ガスボンベの運搬経路は，津波，その他自然現象による影響（風（台風），竜巻，積雪，低温，落雷，火山の影響，森林火災，降水，生物学的事象）
及び外部人為事象（近隣工場等の火災又は爆発，有毒ガス）に対して，外部からの衝撃による損傷の防止が図られた原子炉建屋の二次格納施設外に確保し，地震時の迂回路も考慮して複数の屋内アクセスルートを確保する。（『可搬型重大事故等対処設備保管場所及びアクセスルートについて』参照）
なお，溢水等に対しては，アクセスルートでの被ばくを考慮した放射線防護具を着用することとし，運用については，「技術的能力説明資料 1.0 重大事故等対策における共通事項」に，火災防護については，「2.2 火災による損傷の防止（設置許可基準規則第 41 条に対する設計方針を示す章）」に示す。
（46-9-2～6）(7) 設計基準事故対処設備及び常設重大事故防止設備との多様性（設置許可基準規則第 43 条第 3 項七）(ⅰ) 要求事項
重大事故防止設備のうち可搬型のものは，共通要因によって，設計基準事故
対処設備の安全機能，使用済燃料貯蔵槽の冷却機能若しくは注水機能又は常設
重大事故防止設備の重大事故に至るおそれがある事故に対処するために必要な機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じた
3.3-48

ものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
高圧窒素ガスボンベは，外部からの衝撃による損傷の防止が図られた原子炉建屋の二次格納施設外に設置し，設計基準事故対処設備である多重化されたア
キュムレータ（逃がし弁機能用，自動減圧機能用）と同時に機能を損なうおそれがないように，可能な限り設計基準事故対処設備であるアキュムレータ（逃がし弁機能用，自動減圧機能用）と多様性又は多重性，位置的分散を図る設計とする。
高圧窒素ガスボンベの多様性又は多重性，位置的分散について，表 3.3-22に示す。
（46-3-5,9,17,21, 46-4-4～6, 46-8-2,4）

項目
減圧用の弁

駆動用窒素

表 3.3-22 多様性又は多重性，位置的分散
設計基準事故対処設備
重大事故等対処設備
アキュムレータ
高圧窒素ガスボンベ
逃がし安全弁
逃がし安全弁
18 個
原子炉格納容器内
自動減圧機能用
アキュムレータ
8個
逃がし弁機能用
アキュムレータ
18 個
原子炉格納容器内

18 個
高圧窒素ガスボンベ
5 本（予備 20 本）－－
原子炉建屋の二次格納施設外

3.3-49

3.3.33.3.3.1

重大事故等対処設備（設計基準拡張）
インターフェイスシステム LOCA 隔離弁

3.3.3.1.1 設備概要
インターフェイスシステム LOCA 隔離弁である高圧炉心注水系注入隔離弁は，インターフェイス LOCA 発生個所の隔離によって，原子炉格納容器外への原子炉冷却材流出を防止する目的として設置するものである。
本設備は，原子炉冷却材圧力バウンダリと接続された系統であり，プラント運転中に接続箇所の電動弁の開閉試験を実施する高圧炉心注水系 B 及び C の２つの独立した注水ラインに，それぞれ 1 台の構成とする。
インターフェイス LOCA は，隔離弁の隔離失敗により低圧設計部分が異常に過圧されることで発生するが，逃がし安全弁による原子炉減圧により原子炉冷却材漏えいの抑制を継続し，現場操作による隔離弁の全閉操作を実施することで，破断が発生した系統を隔離する設計とする。
なお，逃がし安全弁による原子炉の減圧は隔離弁の隔離操作が完了するまで継続する。
本設備の系統概要図を図 3.3-8 に，重大事故等対処設備（設計基準拡張）一覧を
表 3.3-23 に示す。
本系統は設計基準対象施設であるが，想定される重大事故等時においてその機能を期待するため，重大事故等対処設備（設計基準拡張）と位置付ける。

3.3-50図 3.3-8

インターフェイスシステム LOCA 隔離弁系統概要図

3.3-51

表 3.3-23

インターフェイスシステム LOCA 隔離弁に関する重大事故等対処設備（設計基準拡張）一覧
設備区分
設備名
主要設備
高圧炉心注水系注入隔離弁【常設】
附属設備
－
電源設備
－
計装設備
－
3.3.3.1.2 主要設備の仕様
主要機器の仕様を以下に示す。
（１）高圧炉心注水系注入隔離弁
最高使用圧力：11.77MPa
最高使用温度：302℃
個数
：2
取付箇所
：原子炉建屋 1 階
3.3.3.1.3 設置許可基準規則第 43 条への適合方針
インターフェイスシステム LOCA 隔離弁は，想定される重大事故等時に重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用するため，「2.3 重大事故等対処設備に関する基本方針」のうち，多様性，位置的分散を除く設計方針を適用して設計を行う。
インターフェイスシステム LOCA 隔離弁については，設計基準対象施設として使用する場合と同様の系統構成で重大事故等においても使用するため，他の施設に悪影響を及ぼさない設計である。
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
インターフェイスシステム LOCA 隔離弁については，二次格納施設内に設置される設備であることから，想定される重大事故等が発生した場合における二次格納施設内の環境条件及び荷重条件を考慮し，その機能を有効に発揮することができるよう，表3.3-24 に示す設計である。

3.3-52

表 3.3-24
環境条件等
温度・圧力・湿度・放射線
屋外の天候による影響
海水を通水する系統への影響
地震

風（台風）・積雪
電磁的障害

想定する環境条件及び荷重条件
対応
二次格納施設内で想定される温度，圧力，湿度及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない。
海水を通水しない。
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方
針」に示す）。
二次格納施設内に設置するため，風（台風）及び積雪の影
響は受けない。
重大事故等が発生した場合においても，電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

また，インターフェイスシステム LOCA 隔離弁は設置場所である二次格納施設内にて手動操作可能な設計であり，操作位置の放射線量が高くなるおそれが少ないため操作が可能である。
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
インターフェイスシステム LOCA 隔離弁は，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等においても使用する設計である。また，インターフェイ
スシステム LOCA 隔離弁は，発電用原子炉の運転中に機能・性能試験を，また停止中に分解検査を実施可能な設計である。
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

3.3-53

3.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備【47 条】【設置許可基準規則】（原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備）
第四十七条 発電用原子炉施設には，原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の状態であって，設計基準事故対処設備が有する発電用原子炉の冷却機能が喪失した
場合においても炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するため，発電用原子炉を冷却するために必要な設備を設けなければならない。
（解釈）
１ 第４７条に規定する「炉心の著しい損傷」を「防止するため，発電用原子炉を冷却するために必要な設備」とは，以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。
（１）重大事故防止設備ａ）可搬型重大事故防止設備を配備すること。
ｂ）炉心の著しい損傷に至るまでの時間的余裕のない場合に対応するため，常設重大事故防止設備を設置すること。
ｃ）上記ａ）及びｂ）の重大事故防止設備は，設計基準事故対処設備に対して，多様性及び独立性を有し，位置的分散を図ること。

3.4-1

3.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
3.4.1
設置許可基準規則第 47 条への適合方針
原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の状態であって，設計基準事故対処設備である残留熱除去系の機能が喪失した場合においても，炉心の著しい損傷及び原子炉格
納容器の破損を防止する設備として，低圧代替注水系（可搬型）及び低圧代替注水系（常設）を設ける。
(1)

低圧代替注水系（可搬型）の設置（設置許可基準規則解釈の第 1 項(1)a)）
設計基準事故対処設備である残留熱除去系（低圧注水モード）ポンプが有する発電用原子炉の冷却機能が喪失した場合においても，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するため，可搬型重大事故等対処設備として低圧
代替注水系（可搬型）を設ける。
低圧代替注水系（可搬型）は，津波の影響を受けない高台に配備した可搬型
代替注水ポンプ（A-2 級）を用い，残留熱除去系（低圧注水モード）とは異なる
複数の代替淡水源（防火水槽又は淡水貯水池）を水源として原子炉圧力容器へ注水する設計とする。

(2)

低圧代替注水系（常設）の設置（設置許可基準規則解釈の第 1 項(1)b)）
設計基準事故対処設備である残留熱除去系（低圧注水モード）ポンプが有する発電用原子炉の冷却機能が喪失した場合においても，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するため，常設重大事故等対処設備として低圧代
替注水系（常設）を設ける。
低圧代替注水系（常設）は，廃棄物処理建屋に配置された復水移送ポンプを用い，残留熱除去系（低圧注水モード）とは異なる復水貯蔵槽を水源として原子炉圧力容器へ注水する設計とする。

(3)

設計基準事故対処設備に対する多様性，独立性，位置的分散の確保（設置許可基準規則解釈の第 1 項(1)c)）
上記(1)及び(2)の重大事故等対処設備である低圧代替注水系（常設），低圧代
替注水系（可搬型）は，設計基準事故対処設備である残留熱除去系（低圧注水モード）に対して，異なるポンプ（復水移送ポンプ又は可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）），駆動源（常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備），冷却源（自滑水冷却）を用いることで多様性及び独立性を有する設計とする。
また，原子炉建屋内に設置されている残留熱除去系（低圧注水モード）に対して，常設設備である復水移送ポンプは廃棄物処理建屋内に設置しており，常設代替交流電源設備は屋外に設置することで位置的分散を図った設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級），可搬型代替交流電源設備については，屋外に保管し，屋外から異なる複数の接続口に接続可能とし，残留熱除去系（低圧注水モード）に対して位置的分散を図る設計とする。
なお，多様性及び独立性，位置的分散については 3.4.2.1.3 項及び 3.4.2.2.3
項に詳細を示す。

その他，設計基準対象施設であるが，想定される重大事故等時においてその機能を期待するため，以下の設備を重大事故等対処設備（設計基準拡張）と位置付ける。
3.4-2

(4)

残留熱除去系（低圧注水モード）
残留熱除去系（低圧注水モード）は，冷却材喪失事故時において，高圧炉心注水系，原子炉隔離時冷却系及び自動減圧系と連携して炉心を冷却する機能を有する。
本系統は，原子炉水位低又はドライウェル圧力高の信号で作動を開始し，サプレッション・チェンバのプール水を給水系等を経由して原子炉圧力容器へ注
水する。

(5)

残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）
残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）は，原子炉停止後，炉心の崩壊熱，原子炉圧力容器，配管，冷却材中の保有熱（残留熱）を除去して，原子炉を冷却する機能を有する。また，動的機器の単一故障を仮定した場合でも原子炉冷却材を低温まで冷却可能な設計である。冷却材は原子炉圧力容器から残留熱除去系のポンプ及び熱交換器，給水系等を経由して原子炉圧力容器に戻される。

(6)

原子炉補機冷却系
原子炉補機冷却系は，原子炉設備の非常用機器及び常用機器で発生する熱を冷却除去する機能を有する。本系統は，想定される重大事故等時においても，
非常用機器，残留熱除去系の機器等の冷却を行うための機能を有する。
原子炉補機冷却系については，「3.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備（設置許可基準規則第 48 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

なお，原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に原子炉圧力容器に注水するための自主対策設備として，以下を整備する。
(7)

他系の残留熱除去系配管又は高圧炉心注水系配管を用いた低圧注水の実施
設計基準事故対処設備である残留熱除去系（低圧注水モード）ポンプが喪失し，残留熱除去系(A)注入ライン又は残留熱除去系(B)注入ラインの機能が喪失した場合においても低圧注水を可能とするために，自主対策設備として復水移送ポンプ又は可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）を用いて残留熱除去系洗浄水弁(C)を経由する残留熱除去系(C)注入ライン等の他系の残留熱除去系配管，又は高圧
炉心注水系洗浄用補給水止め弁を経由する高圧炉心注水系配管を用いた原子炉
注水手段を整備している。

(8)

消火系を用いた低圧注水の実施
設計基準事故対処設備である残留熱除去系（低圧注水モード）ポンプ，復水移送ポンプ，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）が喪失した場合，炉心の著しい損
傷及び原子炉格納容器の破損を防止するため，自主対策設備として消火系を用いた原子炉注水手段を整備している。
消火系を用いた原子炉注水手段については，ディーゼル駆動消火ポンプを用
い，残留熱除去系（低圧注水モード），低圧代替注水系（常設），低圧代替注水系（可搬型）に用いる水源とは異なるろ過水タンクを水源として消火系，復水
補給水系，残留熱除去系，高圧炉心注水系，給水系を経由して原子炉圧力容器へ注水する。
3.4-3

また，技術的能力審査基準への適合のため，復旧手段として，以下を整備する。
(9)

復旧手段の整備
設計基準事故対処設備である残留熱除去系（低圧注水モード及び原子炉停止
時冷却モード）が全交流動力電源喪失により起動できない場合には，常設代替
交流電源設備を用いて非常用所内電気設備へ電源を供給することで残留熱除去
系（低圧注水モード及び原子炉停止時冷却モード）を復旧する手段を整備する。
なお，電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

また，技術的能力審査基準への適合のため，溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合の対応設備として，以下を整備する。
(10) 低圧代替注水系（常設）による残存溶融炉心の冷却
炉心の著しい損傷，溶融が発生した場合において，原子炉圧力容器内に溶融炉心が残存する場合には，復水移送ポンプで原子炉圧力容器に注水する低圧代
替注水系（常設）により残存溶融炉心を冷却する。
(11) 低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉心の冷却
炉心の著しい損傷，溶融が発生した場合において，原子炉圧力容器内に溶融炉心が残存する場合には，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）で原子炉圧力容器に注水する低圧代替注水系（可搬型）により残存溶融炉心を冷却する。
なお，溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合の自主対策設備として，以下を整備する。
(12) 消火系による残存溶融炉心の冷却
炉心の著しい損傷，溶融が発生した場合において，原子炉圧力容器内に溶融炉心が残存する場合には，ディーゼル駆動消火ポンプで原子炉圧力容器に注水する消火系により残存溶融炉心を冷却する。
また，複数の代替淡水源（防火水槽，淡水貯水池）の淡水が枯渇した場合の海水の利用手段として，以下を整備する。
(13) 低圧代替注水系の海水の利用
低圧代替注水系（常設）の水源である復水貯蔵槽並びに低圧代替注水系（可搬型）の水源である複数の代替淡水源（防火水槽，淡水貯水池）の淡水が枯渇した場合において，防潮堤の内側に設置している海水取水箇所（取水路）より，大容量送水車（海水取水用）を用いて復水貯蔵槽への供給及び防火水槽への供給又は低圧代替注水系（可搬型）で用いる可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）に海水を直接送水を行う設計とする。なお，海水の利用については「3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第 56 条に対する設計方
針を示す章）」で示す。

3.4-4

3.4.2
重大事故等対処設備
3.4.2.1
低圧代替注水系（常設）
3.4.2.1.1 設備概要
低圧代替注水系（常設）は，設計基準事故対処設備である残留熱除去系（低圧注水モード）の有する発電用原子炉の冷却機能が喪失した場合に，この機能を代替し，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するため，原子炉を冷却することを目的として設置するものである。
本系統は，復水移送ポンプ，電源設備（非常用交流電源設備，常設代替交流電源
設備，可搬型代替交流電源設備），計測制御装置及び，水源である復水貯蔵槽，流路である復水補給水系，残留熱除去系，給水系，高圧炉心注水系の配管，弁，スパー
ジャ，注水先である原子炉圧力容器等から構成される。
重大事故等時においては，復水貯蔵槽を水源として復水移送ポンプで注水することにより炉心を冷却する機能を有する。
本系統全体の概要図を図 3.4-1，本系統に関する重大事故等対処設備を表 3.4-1に示す。
本系統は，復水移送ポンプ 3 台のうち 2 台により，復水貯蔵槽の水を残留熱除去系配管等を経由して原子炉圧力容器へ注水することで炉心を冷却する。
復水移送ポンプの電源について，復水移送ポンプ(B)及び(C)は，常設代替交流電源設備である第一ガスタービン発電機及び第二ガスタービン発電機並びに可搬型代
替交流電源設備である電源車から，代替所内電気設備である AM 用動力変圧器及びAM 用 MCC を介して供給できる設計とする。復水移送ポンプ(A)は，通常時は非常用
所内電気設備である非常用 MCC C 系から供給しているが，重大事故等時に復水移送ポンプ(A)の動力ケーブルの接続操作を行うことにより，代替所内電気設備である
AM 用 MCC から供給できる設計とする。
水源である復水貯蔵槽は，枯渇しそうな場合においても，複数の代替淡水源（防火水槽，淡水貯水池）の淡水を，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）を用いて，廃棄物処理建屋外壁に設置した外部接続口から復水貯蔵槽へ供給できる設計とする。
本系統の操作にあたっては，中央制御室及び現場での弁操作（AM 用切替盤の切り替え操作を含む）により系統構成を行った後，中央制御室の操作スイッチにより復水移送ポンプを起動し運転を行う。

3.4-5

図 3.4-1

低圧代替注水系（常設）系統概要図

3.4-6

・水源については「3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第 56 条に対する設計方針を示す章）で示す。
・電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
・計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

表 3.4-1
設備区分
主要設備
附属設備
水源※1
流路

低圧代替注水系（常設）に関する重大事故等対処設備一覧
設備名
復水移送ポンプ【常設】－復水貯蔵槽【常設】復水補給水系 配管・弁【常設】残留熱除去系 配管・弁・スパージャ【常設】給水系 配管・弁・スパージャ【常設】高圧炉心注水系 配管・弁【常設】
注水先
原子炉圧力容器【常設】※2
電源設備
非常用交流電源設備
非常用ディーゼル発電機（設計基準拡張）【常設】
常設代替交流電源設備
第一ガスタービン発電機【常設】及び第二ガスタービン発電機【常設】
軽油タンク【常設】タンクローリ（16kL）【可搬】
第一ガスタービン発電機用燃料タンク【常設】及び第二ガスタ
ービン発電機用燃料タンク【常設】第一ガスタービン発電機用燃料移送ポンプ【常設】及び第二ガ
スタービン発電機用燃料移送ポンプ【常設】可搬型代替交流電源設備
電源車【可搬】
軽油タンク【常設】タンクローリ（4kL）【可搬】
代替所内電気設備
緊急用高圧母線【常設】緊急用断路器【常設】緊急用電源切替箱断路器【常設】緊急用電源切替箱接続装置【常設】AM 用動力変圧器【常設】AM 用 MCC【常設】AM 用切替盤【常設】AM 用操作盤【常設】非常用高圧母線 C 系【常設】非常用高圧母線 D 系【常設】※3
原子炉水位（SA）【常設】
計装設備
復水補給水系流量（原子炉圧力容器）【常設】
復水移送ポンプ吐出圧力【常設】※1：水源については「3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第 56 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
※2：単線結線図を補足説明資料 47-2 に示す。
電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）
」で示す。
3.4-7

※3：主要設備を用いた炉心損傷防止及び原子炉格納容器破損防止対策を成功させる
ために把握することが必要な原子炉施設の状態
計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方針を示す章）
」で示す。

3.4-8

3.4.2.1.2 主要設備の仕様
主要機器の仕様を以下に示す。
(1) 復水移送ポンプ
種類
容量
全揚程
最高使用圧力最高使用温度
個数
取付箇所
原動機出力

：うず巻形
：125m3/h/台：85m：1.37MPa：66℃：2（予備 1）
：廃棄物処理建屋地下 3 階：55kW

なお，水源については「3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第 56 条に対する設計方針を示す章）」,電源設備については，「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」，計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

3.4-9

3.4.2.1.3 低圧代替注水系（常設）の多様性，独立性，位置的分散
低圧代替注水系（常設）は，設計基準事故対処設備である残留熱除去系と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，表 3.4-2 で示すとおり多様性，位置的分散を図った設計とする。ポンプについては，残留熱除去系ポンプ(A)，(B)及び(C)と位置的分散された廃棄物処理建屋地下 3 階の復水移送ポンプを使用する設計とする。復水移送ポンプのサポート系として，ポンプ冷却水は自滑水とすることで，残留熱除去系ポンプの冷却水と同時に機能喪失しない設計とし，電源については，常設代替交流電源設備（第一ガスタービン発電機及び第二ガスタービン発電機），可搬型代替交流電源設備（電源車）から代替所内電気設備を経由した給電が可能な設計とすることで，残留熱除去系ポンプの電源である非常用交流電源設備（非常用ディーゼル発電機）と同時に機能喪失しない設計とする。水源については，残留熱除去
系の水源であるサプレッション・チェンバと異なる復水貯蔵槽を使用する設計とする。操作に必要な電動弁については，ハンドルを設けて手動操作も可能とすること
により，電源設備の故障による共通要因によって機能を喪失しないよう多様性を持った駆動源により駆動できる設計とする。
残留熱除去系と低圧代替注水系（常設）の独立性については，表 3.4-3 で示すと
おり地震，津波，火災，溢水により同時に故障することを防止するために独立性を確保する設計とする。
なお，配管，スパージャ等の流路を構成する静的機器については，残留熱除去系
注水ライン（残留熱除去系洗浄水弁より原子炉圧力容器につながる配管との合流部
から原子炉圧力容器まで）を除く範囲で，可能な限り分離した設計とする。
ただし，残留熱除去系注入弁(A)又は(B)が故障した場合でも，自主対策設備として他系の残留熱除去系又は高圧炉心注水系の配管を用いた低圧注水を整備している。
なお，電源設備及び電路については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）で示す。

3.4-10

項目
ポンプ

水源

駆動用
空気
潤滑油
冷却水
駆動電源

項目
共 地震
通
要
因
故 津波
障
火災

溢水

表 3.4-2 多様性，位置的分散
設計基準事故対処設備
重大事故等対処設備
残留熱除去系
低圧代替注水系（常設）（低圧注水モード）
残留熱除去系ポンプ
復水移送ポンプ
原子炉建屋
廃棄物処理建屋
地下 3 階
地下 3 階サプレッション・チェンバ
復水貯蔵槽
原子炉建屋
廃棄物処理建屋
地下 3 階
地下 2 階
不要

不要

不要
（内包油）
原子炉補機冷却系
及び原子炉補機冷却海水系

不要

不要
（自滑水）
常設代替交流電源設
可搬型代替交非常用交流電源設備
備（第一ガスタービン
流電源設備（非常用ディーゼル発電機） 発電機及び第二ガス（電源車）
タービン発電機）
原子炉建屋
屋外（7 号炉タービン建屋南側及び荒地上 1 階
浜側常設代替交流電源設備設置場所）
表 3.4-3 設計基準事故対処設備との独立性
設計基準事故対処設備
重大事故等対処設備
残留熱除去系(A)(B)(C)
低圧代替注水系（常設）（低圧注水モード）
設計基準事故対処設備の残留熱除去系は耐震 S クラス設計とし，重大事故等対処設備である低圧代替注水系（常設）は基準地震動
Ss で機能維持できる設計とすることで，基準地震動 Ss が共通要因となり故障することのない設計とする。
6 号及び 7 号炉の原子炉建屋は，基準津波が到達しない位置に設置する設計とすることで，津波が共通要因となり故障することのない設計とする。
設計基準事故対処設備の残留熱除去系と，重大事故等対処設備である低圧代替注水系（常設）は，火災が共通要因となり故障する
ことのない設計とする（「共-7 重大事故等対処設備の内部火災に対する防護方針について」に示す）。
設計基準事故対処設備の残留熱除去系と，重大事故等対処設備である低圧代替注水系（常設）は，溢水が共通要因となり故障する
ことのない設計とする（「共-8 重大事故等対処設備の内部溢水に対する防護方針について」に示す）。

3.4-11

3.4.2.1.4 設置許可基準規則第 43 条への適合方針
3.4.2.1.4.1 設置許可基準規則第 43 条第 1 項への適合方針(1) 環境条件及び荷重条件（設置許可基準規則第 43 条第 1 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重その他の使用条件において，重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮するものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
低圧代替注水系（常設）の復水移送ポンプは，廃棄物処理建屋内に設置している設備であることから，想定される重大事故等時における，廃棄物処理建屋
内の環境条件及び荷重条件を考慮し，その機能を有効に発揮することができる
よう，以下の表 3.4-4 に示す設計とする。
復水移送ポンプの操作は，中央制御室の操作スイッチから遠隔操作可能な設計とする。
（47-3-1,2～4,47-4-1,2,5,6,47-8-2）

表 3.4-4想定する環境条件及び荷重条件
環境条件等
対応
温度・圧力・湿度・ 廃棄物処理建屋内で想定される温度，圧力，湿度及び放放射線
射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外の天候による影 屋外に設置するものではないため，天候による影響は受響けない。
海水を通水する系統 淡水だけでなく海水も使用する（常時海水を通水しなへの影響い）。原子炉圧力容器への注水は，可能な限り淡水源を優先し，海水通水は短期間とすることで，設備への影響を考慮する。
地震
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方
針」に示す）。
風（台風）・積雪
廃棄物処理建屋内に設置するため，風（台風）及び積雪の影響は受けない。
電磁的障害

重大事故等が発生した場合においても，電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

3.4-12

(2) 操作性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項二）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において確実に操作できるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性」に示す。

低圧代替注水系（常設）を運転する場合は，復水補給水系バイパス流防止としてタービン建屋負荷遮断弁の全閉操作を実施し，復水移送ポンプを起動する。
その後，低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水の系統構成として，残留熱除去系注入弁(A)（又は(B)）の全開操作を実施し，残留熱除去系
洗浄水弁(A)（又は(B)）を全開とすることで原子炉圧力容器への注水を行う。
また，復水移送ポンプの水源確保として復水補給水系常／非常用連絡管 1 次止め弁と復水補給水系常／非常用連絡管 2 次止め弁の開操作を実施する。以上のことから，低圧代替注水系（常設）の操作に必要なポンプ及び操作に必要な弁を表 3.4-5 に示す。
このうちタービン建屋負荷遮断弁，残留熱除去系洗浄水弁(A)及び(B)については，中央制御室の格納容器補助盤からの遠隔操作で弁を開閉することが可能な設計とし，残留熱除去系注入弁(A)及び(B)は原子炉建屋地上 3 階（原子炉建屋の二次格納施設外）に設置している AM 用切替盤より，配線用しゃ断器の「入」「切」操作にて電源を切り替えた後，近傍に設置している AM 用操作盤のスイッチ操作により，遠隔で弁を開閉することが可能な設計とする。復水補給水系
常／非常用連絡 1 次止め弁，復水補給水系常／非常用連絡 2 次止め弁について
は，廃棄物処理建屋地下 3 階（原子炉建屋の二次格納施設外）に設置されており，現場の手動操作で開閉することが可能な設計とする。
また，復水移送ポンプについては，中央制御室にある復水移送ポンプ操作ス
イッチからのスイッチ操作でポンプ 3 台のうち 2 台を起動する設計とする。
中央制御室の操作スイッチ，原子炉建屋地上 3 階（原子炉建屋の二次格納施設外）AM 用操作盤の操作スイッチ及び廃棄物処理建屋地下 3 階の弁を操作するにあたり，運転員のアクセス性，操作性を考慮して十分な操作空間を確保する。
また，それぞれの操作対象については銘板をつけることで識別可能とし，運転員の操作・監視性を考慮して確実に操作できる設計とする。
（47-3-1,2,5～9,47-4-1,2,5,6）

3.4-13表 3.4-5

操作対象機器

機器名称
復水移送ポンプ(A)
復水移送ポンプ(B)
復水移送ポンプ(C)

状態の変化
起動・停止
起動・停止
起動・停止

操作方法
スイッチ操作
スイッチ操作
スイッチ操作

弁閉→弁開
弁閉→弁開
弁開→弁閉

操作場所
中央制御室
中央制御室
中央制御室
原子炉建屋地上 3 階（二次格納施設外）
原子炉建屋地上 3 階（二次格納施設外）
中央制御室
中央制御室
中央制御室

残留熱除去系注入弁(A)弁閉→弁開

残留熱除去系注入弁(B)

弁閉→弁開

残留熱除去系洗浄水弁(A)
残留熱除去系洗浄水弁(B)
タービン建屋負荷遮断弁
復水補給水系常／非常用連
絡 1 次止め弁
復水補給水系常／非常用連
絡 2 次止め弁

弁閉→弁開

廃棄物処理建屋地下 3 階

手動操作

弁閉→弁開

廃棄物処理建屋地下 3 階

手動操作

スイッチ操作
スイッチ操作
スイッチ操作
スイッチ操作
スイッチ操作(3) 試験及び検査（設置許可基準規則第 43 条第 1 項三）(ⅰ) 要求事項
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試験又は検査ができるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性」に示す。

低圧代替注水系（常設）の復水移送ポンプは，表 3.4-6 に示すように発電用
原子炉の運転中に機能・性能試験，弁動作試験を，また，停止中に機能・性能試験，弁動作試験と分解検査，外観検査が可能な設計とする。
低圧代替注水系（常設）の復水移送ポンプは，発電用原子炉の停止中にケー
シングカバーを取り外して，ポンプ部品（主軸，軸受，羽根車）の状態を確認する分解検査が可能な設計とする。
また，発電用原子炉の運転中又は停止中に，復水貯蔵槽を水源とし，復水移送ポンプを起動させ，サプレッション・チェンバへ送水する試験を行うテスト
ラインを設けることで，低圧代替注水系（常設）の機能・性能及び漏えいの有
無の確認が可能な設計とする。なお，残留熱除去系洗浄水弁から原子炉圧力容器までのラインについては，上記の試験に加えて，発電用原子炉の運転中及び停止中に残留熱除去系注入弁の弁動作試験を実施することで弁開閉動作の確
認可能な設計とする。

3.4-14

表 3.4-6 低圧代替注水系（常設）の試験及び検査
発電用原子炉項目
内容の状態
機能・性能試験
運転性能，漏えいの確認
運転中
弁動作試験
弁開閉動作の確認
機能・性能試験
運転性能，漏えいの確認
弁動作試験
弁開閉動作の確認
停止中
ポンプ部品の表面状態を，試験及び目分解検査
視により確認
外観検査
ポンプ外観の確認
運転性能の確認として，復水移送ポンプの吐出圧力，系統（ポンプ廻り）の振動，異音，異臭及び漏えいの確認が可能な設計とする。
復水移送ポンプ部品表面状態の確認として，浸透探傷試験により性能に影響を及ぼす指示模様がないこと，目視により性能に影響を及ぼすおそれのある傷，
割れなどがないことの確認が可能な設計とする。
復水移送ポンプの外観検査として，傷や漏えい跡の確認が可能な設計とする。
（47-5-1,3～6）

3.4-15

(4) 切り替えの容易性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項四）(ⅰ) 要求事項
本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設備にあっては，通常時に使用する系統から速やかに切り替えられる機能を備えるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性」に示す。

低圧代替注水系（常設）は，復水移送ポンプを通常時に使用する系統である
復水補給水系から重大事故等時に対処するために系統構成を切り替える必要がある。切り替え操作としては，復水移送ポンプの起動操作，復水補給水系バ
イパス流防止としてタービン建屋負荷遮断弁の全閉操作，原子炉圧力容器へ注水するためにの残留熱除去系注入弁(A)（又は(B)）全開操作，残留熱除去系洗浄水弁(A)（又は(B)）の全開操作をすることになる。
なお，復水貯蔵槽から復水移送ポンプに供給するライン（復水移送ポンプ吸込ライン）は，復水貯蔵槽の中部（常用ライン），下部（非常用ライン）の 2
通りがある。通常運転時は中部（常用ライン）を使用しているため，長期運転を見込み，復水貯蔵槽を水源として確保するため，復水補給水系常／非常用連
絡 1 次止め弁，復水補給水系常／非常用連絡 2 次止め弁の開操作を行い，復水移送ポンプ吸込ラインを下部（非常用ライン）に切り替える。ただし，復水移送ポンプ起動当初は復水貯蔵槽水位は確保されているため，本切り替え操作は低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水が開始された後に実施する。
低圧代替注水系（常設）である復水移送ポンプの起動及び系統の切り替えに必要な弁については，中央制御室及び原子炉建屋地上 3 階（原子炉建屋の二次格納施設外）から遠隔操作する設計とすることで，図 3.4-2 で示すタイムチャートのとおり速やかに切り替えることが可能である。
系統の切り替えに必要な弁のうちタービン建屋負荷遮断弁，残留熱除去系洗浄水弁(A)及び(B)については，中央制御室から遠隔で弁を開閉することが可能である。
系統の切り替えに必要な弁のうち，残留熱除去系注入弁(A)及び(B)について
は，原子炉建屋地上 3 階（原子炉建屋の二次格納施設外）に設置している AM
用切替盤より，配線用しゃ断器の「入」「切」操作にて電源を切り替えた後，近傍に設置している AM 用操作盤のスイッチ操作により，遠隔で弁を開閉することが可能である。
また，復水補給水系常／非常用連絡 1 次止め弁，復水補給水系常／非常用連
絡 2 次止め弁は手動弁として廃棄物処理建屋地下 3 階に設置されており，現場の手動操作で開操作を行う。この操作は，長期運転を見込んだ復水貯蔵槽水源確保のために実施する操作であり，原子炉圧力容器への注水開始後に実施することで，図 3.4-2 で示すタイムチャートのとおり速やかに切り替え可能である。
また，低圧代替注水のバイパス流を防止するため，低圧代替注水系の主流路
からの分岐部については，主流路から最も近い弁（第一止め弁）で閉止する運3.4-16

用とする。事故時の対応に支障を来たす等の理由から第一止め弁が閉止できないライン（非常用炉心冷却系ポンプ封水ライン等）についても，低圧代替注水のバイパス流を防止するため，第一止め弁以降の弁で閉止されたバウンダリ構
成とし，このバウンダリ範囲においては，適切な地震荷重との組合せを考慮した上でバウンダリ機能が喪失しない設計とする。
（47-4-1,2,5,6）
経過時間（分）
10

5

手順の項目

15

20

25

備考

12分 低圧代替注水系（常設）による原子炉注水要員（数）通信手段確保，電源確認
バイパス流防止処置，ポンプ起動

低圧代替注水系（常設）による
原子炉注水（残留熱除去系（B）
注入配管使用）系統構成

中央制御室運転員 Ａ，Ｂ

2

現場運転員 Ｃ，Ｄ

2

注水開始，注水状況確認

移動，ＣＳＰ水源確保

図 3.4-2
低圧代替注水系（常設）による原子炉注水（残留熱除去系(B)注入配管使用の場合）のタイムチャート＊＊：「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」への適合状況についての 1.4 で示すタイムチャート(5) 悪影響の防止（設置許可基準規則第 43 条第 1 項五）(ⅰ) 要求事項
工場等内の他の設備に対して悪影響を及ぼさないものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
低圧代替注水系（常設）は，通常時は残留熱除去系洗浄水弁(A)及び(B)を閉止することで隔離する系統構成としており，残留熱除去系に対して悪影響を及ぼさない設計とする。隔離弁については表 3.4-7 に示す。また，低圧代替注水系（常設）を用いる場合は，弁操作によって，通常時の系統構成から重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
（47-3-1,6,7,47-4-1,2,5,6）

取合系統
残留熱除去系

表 3.4-7 他系統との隔離弁
系統隔離弁
駆動方式
残留熱除去系洗浄水弁(A)
電動駆動
残留熱除去系洗浄水弁(B)3.4-17

電動駆動

動作
通常時閉
電源喪失時閉通常時閉
電源喪失時閉(6) 設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 1 項六）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において重大事故等対処設備の操作及び復旧作業を行うことができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設
置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
低圧代替注水系（常設）の系統構成に操作が必要な機器の設置場所，操作場
所を表 3.4-8 に示す。このうち，中央制御室で操作する復水移送ポンプ，残留熱除去系洗浄水弁(A)（又は(B)），タービン建屋負荷遮断弁は，操作位置の放射線量が高くなるおそれが少ないため操作が可能である。原子炉建屋地上 3 階で操作する残留熱除去系注入弁(A)（又は(B)）は，原子炉建屋の二次格納施設
外に AM 用切替盤，AM 用操作盤が設置されており，操作位置の放射線量が高くなるおそれが少ないため操作が可能である。復水補給水系常／非常用連絡 1 次
止め弁，復水補給水系常／非常用連絡 2 次止め弁は，廃棄物処理建屋地下 3 階での操作となり，原子炉建屋外であるため，操作位置の放射線量が高くなるおそれが少ないため操作が可能である。これらの操作が可能な配置設計とする。
（47-3-1,2,5～9）

表 3.4-8
機器名称
復水移送ポンプ(A)
復水移送ポンプ(B)
復水移送ポンプ(C)

操作対象機器設置場所
設置場所
廃棄物処理建屋地下 3 階
廃棄物処理建屋地下 3 階
廃棄物処理建屋地下 3 階

残留熱除去系注入弁(A)原子炉建屋地上 1 階

残留熱除去系注入弁(B)

原子炉建屋地上 1 階

操作場所
中央制御室
中央制御室
中央制御室
原子炉建屋地上 3 階（二次格納施設外）
原子炉建屋地上 3 階（二次格納施設外）
中央制御室
中央制御室

残留熱除去系洗浄水弁(A) 原子炉建屋地上 1 階
残留熱除去系洗浄水弁(B) 原子炉建屋地上 1 階
タービン建屋地下中 2 階（6 号炉）
タービン建屋負荷遮断弁
中央制御室
廃棄物処理建屋地下 3 階(7 号炉)
復水補給水系常／非常用
廃棄物処理建屋
廃棄物処理建屋地下 3 階
連絡 1 次止め弁
地下 3 階復水補給水系常／非常用
廃棄物処理建屋
廃棄物処理建屋地下 3 階
連絡 2 次止め弁
地下 3 階3.4-18

3.4.2.1.5 設置許可基準規則第 43 条第 2 項への適合方針(1) 容量（設置許可基準規則第 43 条第 2 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等の収束に必要な容量を有するものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
低圧代替注水系（常設）である復水移送ポンプは，原子炉冷却材圧力バウン
ダリが低圧の状態であって，設計基準事故対処設備が有する原子炉の冷却機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するために必要な注水流量を有する設計とする。注水流量としては，炉心の著しい損傷の防止の重要事故シーケンスのうち，高圧・低圧注水機能喪失，全交流動力電源喪失，崩壊熱除去機能喪失，LOCA 時注水機能喪失に係る有効性評
価解析（原子炉設置変更許可申請書添付書類十）において，有効性が確認されている原子炉圧力容器への注水流量が最大 300m3/h の範囲であることから，復水移送ポンプ 1 台あたり 150m3/h 以上を注水可能な設計とし，2 台使用する設計とする。原子炉圧力容器に注水する場合の復水移送ポンプの揚程は，原子炉圧力容器に注水する場合の水源（復水貯蔵槽）と注水先（原子炉圧力容器）の圧力差，静水頭，機器圧損，配管及び弁類圧損を考慮し，復水移送ポンプ 2 台
運転で注水流量 300m3/h 達成可能な設計とする。
（47-6-1～5）(2) 共用の禁止（設置許可基準規則第 43 条第 2 項二）(ⅰ) 要求事項
二以上の発電用原子炉施設において共用するものでないこと。ただし，二以上の発電用原子炉施設と共用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であって，同一の工場等内の他の発電用原子炉施設に対して悪影響を及ぼさない場合は，この限りでない。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
低圧代替注水系（常設）である復水移送ポンプは，二以上の発電用原子炉施設において共用しない設計とする。

(3) 設計基準事故対処設備との多様性（設置許可基準規則第 43 条第 2 項三）(ⅰ) 要求事項
常設重大事故防止設備は，共通要因によって設計基準事故対処設備の安全機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。

3.4-19(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
低圧代替注水系（常設）は，設計基準事故対処設備の残留熱除去系に対し，多様性，位置的分散 を図る設計としている。これらの詳細については，
3.4.2.1.3 項に記載のとおりである。

3.4-203.4.2.2 低圧代替注水系（可搬型）
3.4.2.2.1 設備概要
低圧代替注水系（可搬型）は，設計基準事故対処設備である残留熱除去系（低圧注水モード）の有する発電用原子炉の冷却機能が喪失した場合に，この機能を代替し，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するため，原子炉を冷却することを目的として設置するものである。
本系統は，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級），電源設備（非常用交流電源設備，常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備等）及び，水源である複数の代替淡
水源（防火水槽及び淡水貯水池），燃料補給設備である軽油タンク，タンクローリ（4kL），流路である復水補給水系，残留熱除去系，給水系の配管，弁，スパージャ，
注水先である原子炉圧力容器から構成される。
重大事故等時においては，原子炉隔離時冷却系，高圧代替注水系及び手動による原子炉減圧操作と連携し，複数の代替淡水源（防火水槽及び淡水貯水池）を水源として，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）で注水することにより炉心を冷却する機能を有する。
本系統に関する重大事故等対処設備を表 3.4-9 に，本系統全体の概要図を図 3.4-3に示す。
本系統は，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）により，複数の代替淡水源（防火水槽及び淡水貯水池）の水を残留熱除去系配管等を経由して原子炉圧力容器へ注水することで炉心を冷却する。
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，ディーゼルエンジンにて駆動できる設計とし，燃料は軽油タンクよりタンクローリ（4kL）を用いて給油できる設計とする。
本系統の操作にあたっては，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）に付属する操作ス
イッチにより，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）を起動し運転を行う。
なお，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）を使用する際に接続する外部接続口は，共通の要因によって接続することができなくなることを防止するために，位置的分
散された複数の異なる面に設置する。
本系統の流路のうち，低圧代替注水系（常設）の主流路への合流以降は，低圧代替注水系（常設）と同様の流路で構成し，復水補給水系，残留熱除去系，給水系の配管，弁，スパージャを経由して原子炉圧力容器へ注水する。低圧代替注水系（常設）の主流路への合流以降については，「3.4.2.1 低圧代替注水系（常設）」で示す。

3.4-21図 3.4-3

低圧代替注水系（可搬型）系統概要図

3.4-22

・水源については「3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第 56 条に対する設計方針を示す章）で示す。
・電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

表 3.4-9
設備区分
主要設備
附属設備
水源※1

低圧代替注水系（可搬型）に関する重大事故等対処設備一覧
設備名
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）【可搬】―
防火水槽【常設】
淡水貯水池【常設】流路
復水補給水系 配管・弁【常設】残留熱除去系 配管・弁【常設】給水系 配管・弁・スパージャ【常設】ホース・接続口【可搬】
注水先
原子炉圧力容器【常設】非常用交流電源設備
非常用ディーゼル発電機（設計基準拡張）【常設】
常設代替交流電源設備
第一ガスタービン発電機【常設】及び第二ガスタービン発電機【常設】
軽油タンク【常設】タンクローリ（16kL）【可搬】
第一ガスタービン発電機用燃料タンク【常設】及び第二ガスタ
ービン発電機用燃料タンク【常設】第一ガスタービン発電機用燃料移送ポンプ【常設】及び第二ガ
スタービン発電機用燃料移送ポンプ【常設】可搬型代替交流電源設備
電源車【可搬】※2
電源設備
軽油タンク【常設】(燃料補給設備
タンクローリ（4kL）【可搬】
を含む)
代替所内電気設備
緊急用高圧母線【常設】緊急用断路器【常設】緊急用電源切替箱断路器【常設】緊急用電源切替箱接続装置【常設】AM 用動力変圧器【常設】AM 用 MCC【常設】AM 用切替盤【常設】AM 用操作盤【常設】非常用高圧母線 C 系【常設】非常用高圧母線 D 系【常設】燃料補給設備軽油タンク【常設】タンクローリ（4kL）【可搬】
計装設備―※1：水源については「3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第 56 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
3.4-23

※2：単線結線図を補足説明資料 47-2 に示す。
電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

3.4-24

3.4.2.2.2 主要設備の仕様
主要機器の仕様を以下に示す。
(1) 可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）（6 号及び 7 号炉共用）
種類
：ターボ形
容量
：120m3/h/台
吐出圧力：0.85MPa
最高使用圧力：1.76MPa
最高使用温度：40℃
個数：12（6/プラント）（予備 1）
設置場所
：屋外
保管場所
：荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所
原動機出力：110kW
なお，水源については「3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第 56 条に対する設計方針を示す章）」，電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

3.4.2.2.3 低圧代替注水系（可搬型）の多様性，独立性，位置的分散
低圧代替注水系（可搬型）である可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，共通要因
によって，設計基準事故対処設備の安全機能，使用済燃料貯蔵槽の冷却機能若しく
は注水機能又は常設重大事故等対処設備の重大事故に至るおそれがある事故に対処するために必要な機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，表 3.4-10で示すとおり，残留熱除去系ポンプ及び低圧代替注水系（常設）である復水移送ポ
ンプと位置的分散を図り，水源及び駆動源についても，多様性を備えた設計とする。
また，残留熱除去系と低圧代替注水系（可搬型）の独立性については，表 3.4-11で示すとおり地震，津波，火災，溢水により同時に故障することを防止するために独立性を確保する設計とする。
さらに，故障の影響を考慮し，低圧代替注水系（可搬型）の可搬型代替注水ポン
プ（A-2 級）は，予備を有する設計とする。

3.4-25

表 3.4-10

多様性，位置的分散

設計基準事故対処設備項目

重大事故等対処設備

残留熱除去系（低圧注水モード）

低圧代替注水系（常設）

低圧代替注水系（可搬型）

残留熱除去系ポンプ

復水移送ポンプ

可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)

原子炉建屋
地下 3 階

廃棄物処理建屋
地下 3 階

屋外

サプレッション・チェンバ

復水貯蔵槽

複数の代替淡水源（防火水槽及び淡水貯水池）

不要

不要

不要

潤滑油

不要（内包油）

不要

不要

冷却水

原子炉補機冷却系(及び原子炉補機冷却海水系)

不要(自滑水)不要

駆動電源

常設代替交流電源設
可搬型代替交非常用交流電源設備
備（第一ガスタービ
流電源設備（非常用ディーゼル発電機） ン発電機及び第二ガ（電源車）
スタービン発電機）
原子炉建屋
屋外(7 号炉タービン建屋南側及び荒地上 1 階
浜側常設代替交流電源設備設置場所)

ポンプ

水源

駆動用空気

項目

―

表 3.4-11 設計基準事故対処設備との独立性
設計基準事故対処設備
重大事故等対処設備
残留熱除去系(A)(B)(C)
低圧代替注水系（可搬型）（低圧注水モード）

共 地震
通
要
因
故
津波
障

設計基準事故対処設備の残留熱除去系は耐震 S クラス設計とし，重大事故等対処設備である低圧代替注水系（可搬型）は基準地震動 Ss
で機能維持できる設計とすることで，基準地震動 Ss が共通要因となり故障することのない設計とする。

火災

設計基準事故対処設備の残留熱除去系と，重大事故等対処設備である低圧代替注水系（可搬型）は，火災が共通要因となり同時に故障することのない設計とする（「共-7 重大事故等対処設備の内部火災に対する防護方針について」に示す）。
設計基準事故対処設備の残留熱除去系と，重大事故等対処設備である低圧代替注水系（可搬型）は，溢水が共通要因となり同時に故障することのない設計とする（「共-8 重大事故等対処設備の内部溢水に対する防護方針について」に示す）。

溢水

6 号及び 7 号炉の原子炉建屋は，基準津波が到達しない位置に設置する設計とすることで，津波が共通要因となり故障することのない設計とする。

3.4-26

3.4.2.2.4 設置許可基準規則第 43 条への適合方針
3.4.2.2.4.1 設置許可基準規則第 43 条第 1 項への適合方針(1) 環境条件及び荷重条件（設置許可基準規則第 43 条第 1 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重その他の使用条件において，重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮するものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.3

環境条件等」に示す。

低圧代替注水系（可搬型）の可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，屋外の荒浜
側高台保管場所及び大湊側高台保管場所に保管し，重大事故等時に原子炉建屋の接続口付近の屋外に設置する設備であることから，想定される重大事故等時における，屋外の環境条件及び荷重条件を考慮し，その機能を有効に発揮することができるよう，以下の表 3.4-12 に示す設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）の操作は，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）に付属する操作スイッチにより，想定される重大事故等時において設置場所から操作可能な設計とする。風（台風）による荷重については，転倒しないことの確認を行っているが，詳細評価により転倒する結果となった場合は，転倒防止措置を講じる。積雪の影響については，適切に除雪する運用とする。
また，降水及び凍結により機能を損なうことのないよう，防水対策が取られた可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）を使用し，凍結のおそれがある場合は暖気運
転を行い凍結対策とする。
（47-4-3,4,7,8,47-8-2）

表 3.4-12 想定する環境条件及び荷重条件
環境条件等
対応
温度・圧力・湿度・ 屋外で想定される温度，圧力，湿度及び放射線条件下に耐放射線えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外の天候による影 降水及び凍結により機能を損なうことのないよう防水対策
響及び凍結対策を行える設計とする。
海水を通水する系統 淡水だけでなく海水も使用する（常時海水を通水しない）。
への影響
原子炉圧力容器への注水は，可能な限り淡水源を優先し，海水通水は短期間とすることで，設備への影響を考慮する。
地震
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認し，治具や輪留め等により転倒防止対策を行う。
風（台風）・積雪
屋外で風荷重，積雪荷重を考慮しても機器が損傷しないことを評価により確認する。
電磁的障害
重大事故等が発生した場合においても，電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。
3.4-27

(2) 操作性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項二）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において確実に操作できるものである
こと。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性」に示す。

低圧代替注水系（可搬型）を運転する場合は，復水補給水系バイパス流防止としてタービン建屋負荷遮断弁の全閉操作を実施し，残留熱除去系注入弁(A)（又は(B)）の全開操作，残留熱除去系洗浄水弁(A)（又は(B)）の全開操作を実施した後，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）の配備及びホース接続を行い，送水準備が完了した後，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）を起動することで原子炉圧力容器への注水を行う。以上のことから，低圧代替注水系（可搬型）の操作に必要なポンプ及び操作に必要な弁，ホースを表 3.4-13 に示す。
このうち MUWC 接続口外側隔離弁 1(A)，2(A)及び MUWC 接続口外側隔離弁 1(B)，
2(B)，MUWC 可搬式接続口隔離弁 1 については，接続口が設置されている屋外の場所から手動操作で弁を開閉することが可能な設計とし，MUWC 可搬式接続口隔
離弁 2 及び MUWC 可搬式接続口隔離弁 3 については，原子炉建屋内の接続口が設置されている場所で手動操作で弁を開閉することが可能な設計とする。MUWC 接
続口内側隔離弁(B)については，弁は原子炉建屋の二次格納施設外に設置されているが，遠隔手動弁操作設備により屋外から手動操作で開閉することが可能な設計とする。MUWC 接続口内側隔離弁(A)については，弁は二次格納施設外に設置されているが，遠隔手動弁操作設備により原子炉建屋の二次格納施設外から手動操作で開閉することが可能な設計とする。
また，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）については，可搬型代替注水ポンプ（A-2級）操作盤の操作スイッチからのスイッチ操作で起動する設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）操作盤の操作スイッチ及び操作に必要な弁を操作するにあたり，運転員のアクセス性，操作性を考慮して十分な操作空間を確保する。また，それぞれの操作対象については銘板をつけることで識別可能とし，運転員の操作・監視性を考慮して確実に操作できる設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，接続口まで屋外のアクセスルートを通行してアクセス可能な設計とするとともに，設置場所にて輪留めによる固定等が可能な設計とする。
ホースの接続作業にあたっては，特殊は工具，及び技量は必要とせず，簡便な結合金具による接続並びに一般的な工具を使用することにより，確実に接続が可能な設計とする。
（47-7-1～5,47-4-3,4,7,8）

3.4-28

機器名称
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）MUWC 接続口外側隔離弁 1(A)MUWC 接続口外側隔離弁 2(A)MUWC 接続口外側隔離弁 1(B)
MUWC 接続口外側隔離弁 2(B)
MUWC 可搬式接続口隔離弁 1
MUWC 可搬式接続口隔離弁 2
MUWC 可搬式接続口隔離弁 3
MUWC 接続口内側隔離弁(B)
MUWC 接続口内側隔離弁(A)ホース

表 3.4-13 操作対象機器
状態の変化
操作場所

操作方法

起動・停止 屋外設置位置

スイッチ操作

弁閉→弁開
弁閉→弁開
弁閉→弁開
弁閉→弁開
弁閉→弁開
弁閉→弁開
弁閉→弁開
弁閉→弁開
弁閉→弁開
ホース接続

手動操作
手動操作
手動操作
手動操作
手動操作
手動操作
手動操作
手動操作
手動操作
人力接続

屋外接続口位置
屋外接続口位置
屋外接続口位置
屋外接続口位置
屋外接続口位置
屋内接続口位置
屋内接続口位置
屋外接続口位置
原子炉建屋地上 2 階
屋外又は原子炉建屋内(3) 試験及び検査（設置許可基準規則第 43 条第 1 項三）(ⅰ) 要求事項
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試験又は検査ができるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性」に示す。

低圧代替注水系（可搬型）の可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，表 3.4-14に示すように発電用原子炉の運転中に機能・性能試験，弁動作試験，また停止
中に機能・性能試験，弁動作試験と分解検査，外観検査が可能な設計とする。
低圧代替注水系（可搬型）の可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，発電用原子炉の運転中又は停止中に分解又は取替，車両としての運転状態の確認が可能な設計とする。
また，発電用原子炉の運転中又は停止中に，淡水貯水池を水源とし，可搬型
代替注水ポンプ（A-2 級），仮設流量計，ホースの系統構成で淡水貯水池へ送水する試験を行うテストラインを設けることで，他系統と独立した試験系統で低圧代替注水系（可搬型）の機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な系統設計とする。なお，接続口から復水補給水系主配管までのラインについては，上記の試験に加えて，発電用原子炉の運転中又は停止中に各接続口の弁動作試験を実施することで弁開閉動作の確認が可能な設計とする。

3.4-29

表 3.4-14 低圧代替注水系（可搬型）の試験及び検査
発電用原子炉の状態
項目
内容
運転中又は停止中
機能・性能試験 可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）の運転性能（吐出圧力，流量）の確認，漏えいの確認
弁動作試験
弁開閉動作の確認
分解検査

外観検査
車両検査

ポンプを分解し，部品の表面状態を，試験及び目視により確認
又は必要に応じて取替
ポンプ及びホース外観の確認
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）の車両としての運転状態の確認

運転性能の確認として，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）の吐出圧力，流量の確認を行うことが可能な設計とする。
ホースの外観検査として，機能・性能に影響を及ぼすおそれのある亀裂，腐食などがないことの確認を行うことが可能な設計とする。
（47-5-2,7,8）(4) 切り替えの容易性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項四）(ⅰ) 要求事項
本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設備にあっては，通常時に使用する系統から速やかに切り替えられる機能を備えるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性」に示す。

低圧代替注水系（可搬型）の可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，本来の用途以外の用途には使用しない。
なお，通常時に使用する系統である復水補給水系から重大事故等時に対処するために低圧代替注水系（可搬型）に系統構成を切り替える場合，切り替え操作としては，各接続口の弁開閉操作，ホース敷設作業，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）の移動，設置，起動操作を行うことになる。
低圧代替注水系（可搬型）である可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）の移動，設置，起動操作，及び系統の切り替えに必要な弁操作については，図 3.4-4 で示
すタイムチャートのとおり速やかに切り替えることが可能である。
（47-4-3,4,7,8）

3.4-30経過時間（分）

10
手順の項目

20

30

40

50

60

70

80

90

低圧代替注入系（可搬型）による原子炉注水

要員（数）

100

備考

110

95分

通信手段確保、電源確認
バイパス流防止措置，系統構成
中央制御室運転員 Ａ、Ｂ

2
注水確認

移動、ユニハンドラーリンク機構取り外し
低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水（残留熱除去系（Ｂ）
注入配管使用）現場運転員 Ｃ、Ｄ

2

緊急時対策所～大湊高台移動 ※[防火水槽を水源とした場合]

可搬型代替注水ポンプ（A-2級）3台の健全性確認
可搬型代替注水ポンプ（A-2級）3台移動～配置
緊急時対策要員

3
送水準備(淡水または海水）
送水，注水開始

※ 荒浜側
高台保管
場所への
移動は，
10分と想
定する

図 3.4-4 低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水（残留熱除去系(B)注入配管使用）のタイムチャート(1/2)＊

経過時間（分）

10
手順の項目

20

30

40

50

60

70

80

90

100

110

低圧代替注入系（可搬型）による原子炉注水

要員（数）

120

130

140

備考

120分

通信手段確保、電源確認
バイパス流防止措置，系統構成
中央制御室運転員 Ａ、Ｂ

2
注水確認

移動、ユニハンドラーリンク機構取り外し
現場運転員 Ｃ、Ｄ

2

緊急時対策所～淡水貯水池移動
低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水（残留熱除去系（Ｂ）
注入配管使用）貯水池出口弁「開」
淡水貯水池～大湊高台移動移動
緊急時対策要員2
可搬型代替注水ポンプ（A-2級）1台移動～配置，送水ライン水張り及び健全性確認[淡水貯水池を水源とした場合]

送水ホース及び消防ホース接続継手接続
淡水貯水池を水源とした可搬型代替注水ポンプへの送水開始
緊急時対策所～大湊高台移動 ※可搬型代替注水ポンプ（A-2級）3台の健全性確認
可搬型代替注水ポンプ（A-2級）2台移動～配置
緊急時対策要員

2
送水準備
送水，注水開始

※ 荒浜側
高台保管
場所への
移動は，
10分と想
定する

図 3.4-4 低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水（残留熱除去系(B)注入配管使用）のタイムチャート(2/2)＊＊：「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」への適合状況についての 1.4 で示すタイムチャート(5) 悪影響の防止（設置許可基準規則第 43 条第 1 項五）(ⅰ) 要求事項
工場等内の他の設備に対して悪影響を及ぼさないものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

低圧代替注水系（可搬型）の可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，通常時は接続先の系統と分離された状態で保管することで，他の設備に悪影響を及ぼさない運用とする。放射性物質を含む系統と含まない系統を区分するため，接続口
3.4-31

は，全閉隔離する設計とする。
また，低圧代替注水系（可搬型）を用いる場合は，弁操作によって，通常時の系統構成から重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
（47-4-3,4,7,8）(6) 設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 1 項六）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において重大事故等対処設備の操作及び復旧作業を行うことができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設置
場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.3

環境条件等」に示す。

低圧代替注水系（可搬型）の系統構成に操作が必要な機器の設置場所，操作
場所を表 3.4-15 に示す。このうち，屋外で操作する可搬型代替注水ポンプ（A-2級），MUWC 接続口外側隔離弁 1(A)，2(A)及び MUWC 接続口外側隔離弁 1(B)，2(B)，
MUWC 可搬式接続口隔離弁 1，MUWC 接続口内側隔離弁(B)，ホースは，屋外にあるため操作位置及び作業位置の放射線量が高くなるおそれが少ないため操作が可能である。MUWC 接続口内側隔離弁(A)については，原子炉建屋地上 2 階（原子炉
建屋の二次格納施設外）に設置されていることから，操作位置の放射線量が高くなるおそれが少ないため操作が可能である。
なお，原子炉建屋内にホースを設置する場合は，放射線量を確認して，適切な放射線対策に基づき作業安全確保を確認した上で作業を実施する。
（47-7-1～5）

表 3.4-15

操作対象機器設置場所
機器名称
設置場所
操作場所
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級） 屋外設置位置
屋外設置位置MUWC 接続口外側隔離弁 1(A)
屋外接続口位置
屋外接続口位置MUWC 接続口外側隔離弁 2(A)
屋外接続口位置
屋外接続口位置MUWC 接続口外側隔離弁 1(B)
屋外接続口位置
屋外接続口位置MUWC 接続口外側隔離弁 2(B)
屋外接続口位置
屋外接続口位置MUWC 可搬式接続口隔離弁 1
屋外接続口位置
屋外接続口位置MUWC 可搬式接続口隔離弁 2
屋内接続口位置
屋内接続口位置MUWC 可搬式接続口隔離弁 3
屋内接続口位置
屋内接続口位置MUWC 接続口内側隔離弁(B)
屋外接続口位置
屋外接続口位置MUWC 接続口内側隔離弁(A)原子炉建屋地上 2 階
原子炉建屋地上 2 階
ホース
屋外又は原子炉建屋内 屋外又は原子炉建屋内

3.4-32

3.4.2.2.4.2 設置許可基準規則第 43 条第 3 項への適合方針(1) 容量（設置許可基準規則第 43 条第 3 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等の収束に必要な容量に加え，十分に余裕のある容量を有するものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.2

容量等」に示す。

低圧代替注水系（可搬型）である可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，原子炉
冷却材圧力バウンダリが低圧の状態であって，設計基準事故対処設備が有する原子炉の冷却機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するために必要な注水流量を有する設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）の容量については，原子炉停止後 8 時間後の崩壊熱除去に必要な注水流量として 45m3/h 以上とする。原子炉圧力容器に注水する場合の可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）の揚程は，原子炉圧力容器に注水する場合の水源（防火水槽）と注水先（原子炉圧力容器）の圧力差，静水頭，機器圧損，配管，ホース及び弁類圧損を考慮し，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）
を直列 2 台運転で注水流量 45m3/h 達成可能な設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，重大事故等時において，原子炉圧力容器への注水として原子炉冷却に必要な流量を確保できる容量を有するものを 1 セ
ット 3 台使用する。保有数は 1 プラントあたり 2 セット 6 台で 6 号及び 7 号炉
共用で 4 セット 12 台と，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ
用として 1 台（共用）の合計 13 台を分散して保管する。
（47-6-6～12）(2) 確実な接続（設置許可基準規則第 43 条第 3 項二）(ⅰ) 要求事項
常設設備（発電用原子炉施設と接続されている設備又は短時間に発電用原子炉施設と接続することができる常設の設備をいう。以下同じ。）と接続するものにあっては，当該常設設備と容易かつ確実に接続することができ，かつ，二以上の系統又は発電用原子炉施設が相互に使用することができるよう，接続部の規格の統一その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性」に示す。

低圧代替注水系（可搬型）である可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）の接続箇所
は，格納容器下部注水系（可搬型），復水貯蔵槽への供給にも使用することができるよう，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）から来るホースと接続口について，簡便な接続方式である結合金具にすることに加え，接続口の口径を 75A 又は 65Aに統一し，75A/65A のレデューサを配備しておくことで確実に接続ができる設計
3.4-33とする。また，6 号及び 7 号炉が相互に使用することができるよう，可搬型代替
注水ポンプ（A-2 級）から来るホースと接続口について，ホースと接続口を簡便な接続方式である結合金具にすることに加え，接続口の口径を 75A 又は 65A に統一し，75A/65A のレデューサを配備しておくことで確実に接続ができる設計とする。
（47-7-1～5）(3) 複数の接続口（設置許可基準規則第 43 条第 3 項三）(ⅰ) 要求事項
常設設備と接続するものにあっては，共通要因によって接続することができなくなることを防止するため，可搬型重大事故等対処設備（原子炉建屋の外か
ら水又は電力を供給するものに限る。）の接続口をそれぞれ互いに異なる複数の場所に設けるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

低圧代替注水系（可搬型）である可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）の接続箇所である接続口は，重大事故等時の環境条件，自然現象，外部人為事象，溢水及び火災の影響により接続できなくなることを防止するため，接続口をそれぞれ
互いに異なる複数の場所に設ける設計とする。
6 号炉については，接続口から復水補給水系配管まで鋼製配管でつながる「接続口（屋内本設）」を原子炉建屋南側に 1 箇所，原子炉建屋東側に 1 箇所設置し，接続口から復水補給水系配管まで建屋内にホースを敷設してつながる「接続口（屋内ホース）」を原子炉建屋内東側に 1 箇所設置し,合計 3 箇所設置すること
で共通要因によって接続できなくなることを防止する設計とする。
7 号炉については，接続口から復水補給水系配管まで鋼製配管でつながる「接続口（屋内本設）」を原子炉建屋南側に 1 箇所，原子炉建屋北側に 1 箇所設置し，接続口から復水補給水系配管まで建屋内にホースを敷設してつながる「接続口（屋内ホース）」を原子炉建屋内東側に 1 箇所設置し,合計 3 箇所設置すること
で共通要因によって接続できなくなることを防止する設計とする。
（47-7-1～5）(4) 設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 3 項四）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において可搬型重大事故等対処設備を設置場所に据え付け，及び常設設備と接続することができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.3

環境条件等」に示す。
3.4-34低圧代替注水系（可搬型）である可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，炉心損
傷後の格納容器ベントを実施していない状況で屋外で使用する設備であり，想定される重大事故等が発生した場合における放射線を考慮しても作業への影響はないと想定しているが，仮に線量が高い場合は線源からの離隔距離をとること，線量を測定し線量が低い位置に配置することにより，これら設備の設置及び常設設備との接続が可能である。また，現場での接続作業にあたっては，簡便な結合金具による接続方式により，確実に速やかに接続が可能である。
（47-7-1）(5) 保管場所（設置許可基準規則第 43 条第 3 項五）(ⅰ) 要求事項
地震，津波その他の自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロ
リズムによる影響，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備の配置その他の条件を考慮した上で常設重大事故等対処設備と異なる保管場所に保管すること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

低圧代替注水系（可搬型）である可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，地震，
津波その他の自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムによる影響，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備の配置その他の条件を考慮し，残留熱除去系ポンプ，低圧代替注水系（常設）である復水移送ポン
プと位置的分散を図り，発電所敷地内の高台の荒浜側高台保管場所及び大湊側
高台保管場所に分散して保管する。
（47-8-1,2）(6) アクセスルートの確保（許可基準規則第 43 条第 3 項六）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において，可搬型重大事故等対処設備を運搬し，又は他の設備の被害状況を把握するため，工場等内の道路及び通路が確保できるよう，適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性」に示す。

低圧代替注水系（可搬型）である可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，通常時は高台に保管しており，想定される重大事故等が発生した場合においても，保管場所から接続場所までの運搬経路について，設備の運搬及び移動に支障をきたすことのないよう，迂回路も考慮して複数のアクセスルートを確保する。
（『可搬型重大事故等対処設備保管場所及びアクセスルートについて』参照）（47-9-1～4）
3.4-35

(7) 設計基準事故対処設備及び常設重大事故防止設備との多様性（設置許可基準規則第 43 条第 3 項七）(ⅰ) 要求事項
重大事故防止設備のうち可搬型のものは，共通要因によって，設計基準事故
対処設備の安全機能，使用済燃料貯蔵槽の冷却機能若しくは注水機能又は常設
重大事故防止設備の重大事故に至るおそれがある事故に対処するために必要な機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

低圧代替注水系（可搬型）は，設計基準事故対処設備の残留熱除去系と常設
重大事故等対処設備の低圧代替注水系（常設）に対し，多様性，位置的分散を図る設計としている。これらの詳細については，3.4.2.2.3 項に記載のとおりである。

3.4-36

3.4.3

重大事故等対処設備（設計基準拡張）

3.4.3.1

残留熱除去系（低圧注水モード）

3.4.3.1.1 設備概要
残留熱除去系（低圧注水モード）は，非常用炉心冷却系の 1 つである。非常用炉
心冷却系は，冷却材喪失事故時に燃料被覆管の重大な損傷を防止し，ジルコニウム－水反応を極力抑え，崩壊熱を長期にわたって除去する機能を持ち，低圧注水系，
高圧炉心注水系，原子炉隔離時冷却系及び自動減圧系で構成する。
残留熱除去系（低圧注水モード）は，電動ポンプ 3 台，配管，弁類，ストレーナ，
スパージャ及び計測制御装置からなり，冷却材喪失事故時には，高圧炉心注水系，原子炉隔離時冷却系及び自動減圧系と連携して，炉心を冷却する機能を有する。
本系統は，3 台の残留熱除去系（低圧注水モード）ポンプごとに別々のループとなっており，原子炉水位低又はドライウェル圧力高の信号で作動を開始し，サプレ
ッション・チェンバのプール水を原子炉圧力容器内（炉心シュラウド外）に注水し，炉心を冷却する。
本系統の系統概要図を図 3.4-5 に，重大事故等対処設備（設計基準拡張）一覧を
表 3.4-16 に示す。
本系統は設計基準対象施設であるが，想定される重大事故等時においてその機能を期待するため，重大事故等対処設備（設計基準拡張）と位置付ける。
また，残留熱除去系（低圧注水モード）は，非常用交流電源設備（非常用ディー
ゼル発電機）からの給電に加えて，代替交流電源設備からの給電により復旧し，重大事故等時に使用できる設計とする。

3.4-37

・水源については「3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第 56 条に対する設計方
針を示す章）で示す。
・電源設備については「3.14 電源設備
（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
・計装設備については「3.15 計装設備
（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

図 3.4-5

残留熱除去系（低圧注水モード）

3.4-38系統概要図

表 3.4-16

残留熱除去系（低圧注水モード）に関する重大事故等対処設備（設計基準拡張）一覧
設備区分
設備名
主要設備
残留熱除去系（低圧注水モード）ポンプ【常設】
附属設備
－
※1
水源
サプレッション・チェンバ【常設】流路※2

残留熱除去系 配管・弁・ストレーナ・スパージャ【常設】給水系 配管・弁・スパージャ【常設】注水先

原子炉圧力容器【常設】電源設備※3

非常用交流電源設備
非常用ディーゼル発電機（設計基準拡張）【常設】計装設備※4

原子炉水位（SA）【常設】
残留熱除去系系統流量【常設】※1：水源については「3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第 56 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
※2：残留熱除去系（低圧注水モード）は熱交換機能に期待しておらず，熱交換器
は流路としてのみ用いるため，配管に含む。
※3：電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
※4：主要設備を用いた炉心損傷防止及び原子炉格納容器破損防止対策を成功させるために把握することが必要な原子炉施設の状態
計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

3.4-39

3.4.3.1.2 主要設備の仕様
主要機器の仕様を以下に示す。
(1) 残留熱除去系（低圧注水モード）ポンプ
容量：約 950m3/h/台
全揚程：約 130m個数：3取付箇所：原子炉建屋地下 3 階
なお，水源については「3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第 56 条に対する設計方針を示す章）」，電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」，計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

3.4-403.4.3.1.3 設置許可基準規則第 43 条への適合方針
残留熱除去系（低圧注水モード）は，想定される重大事故等時に重大事故等対処
設備（設計基準拡張）として使用するため，「2.3 重大事故等対処設備に関する基本方針」のうち，多様性，位置的分散を除く設計方針を適用して設計を行う。
ただし，代替交流電源設備からの給電により残留熱除去系(低圧注水モード)を復旧させる場合については，残留熱除去系（低圧注水モード）は，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備（非常用ディーゼル発電機）からの給電により起動
する残留熱除去系（低圧注水モード）に対して，駆動電源の多様性を有する設計とする。常設代替交流電源設備の多様性，位置的分散については，「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」に示す。
残留熱除去系（低圧注水モード）については，設計基準対象施設として使用する
場合と同様の系統構成で重大事故等においても使用するため，他の施設に悪影響を及ぼさない設計である。
残留熱除去系（低圧注水モード）は，二以上の発電用原子炉施設において共用しない設計である。
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
残留熱除去系（低圧注水モード）ポンプについては，設計基準事故時の非常用炉
心冷却機能を兼用しており，設計基準事故時に使用する場合の容量が，重大事故等の収束に必要な容量に対して十分である。
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
残留熱除去系（低圧注水モード）ポンプについては，二次格納施設内に設置される設備であることから，想定される重大事故等が発生した場合における二次格納施
設内の環境条件及び荷重条件を考慮し，その機能を有効に発揮することができるよう，表 3.4-17 に示す設計である。
表 3.4-17
環境条件等
温度・圧力・湿度・放射線
屋外の天候による影響
海水を通水する系統への影響
地震

風（台風）・積雪
電磁的障害

想定する環境条件及び荷重条件
対応
二次格納施設内で想定される温度，圧力，湿度及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない。
海水を通水しない。
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方
針」に示す）。
二次格納施設内に設置するため，風（台風）及び積雪の影
響は受けない。
重大事故等が発生した場合においても，電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。
3.4-41

また，残留熱除去系（低圧注水モード）は中央制御室にて操作可能な設計とする。
残留熱除去系（低圧注水モード）の系統構成及び運転に必要な操作機器は，中央制御室で操作することから，操作位置の放射線量が高くなるおそれが少ないため操作が可能である。
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
残留熱除去系（低圧注水モード）については，設計基準対象施設として使用する
場合と同じ系統構成で重大事故等においても使用する設計である。また，残留熱除去系（低圧注水モード）については，テストラインにより系統の機能・性能試験が可能な設計である。残留熱除去系（低圧注水モード）ポンプについては，発電用原子炉の運転中に系統の機能・性能試験が可能な設計であり，発電用原子炉の停止中に分解検査及び外観検査が可能な設計である。
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

3.4-42

3.4.3.2

残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）

3.4.3.2.1 設備概要
残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）は，3 ループから構成され，熱交換器
3 基，電動ポンプ 3 台，配管，弁類，スパージャ及び計測制御装置からなり，原子炉停止後，炉心崩壊熱及び原子炉圧力容器，配管，冷却材中の残留熱を除去して，原子炉を冷却するためのものである。
炉心崩壊熱及び残留熱は，原子炉停止後には復水器等により冷却され，冷却材温
度が十分下がった後は，残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）によって冷却される。
本系統の系統概要図を図 3.4-6 に，重大事故等対処設備（設計基準拡張）一覧を
表 3.4-18 に示す。
本系統は設計基準対象施設であるとともに，想定される重大事故等時においてその機能を期待するため，重大事故等対処設備（設計基準拡張）と位置付ける。
また，残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）は，非常用交流電源設備（非常用ディーゼル発電機）からの給電に加えて，代替交流電源設備からの給電により復旧し，重大事故等時に使用できる設計とする。

3.4-43

・水源については「3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第 56 条に対する設計方
針を示す章）で示す。
・電源設備については「3.14 電源設備
（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
・計装設備については「3.15 計装設備
（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

図 3.4-6

残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）

3.4-44

系統概要図

表 3.4-18

残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）に関する重大事故等対処設備（設計基準拡張）一覧
設備区分
設備名
主要設備
残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）ポンプ【常設】残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）熱交換器【常設】
附属設備

－

水源※1

原子炉圧力容器【常設】流路

残留熱除去系 配管・弁・ストレーナ・スパージャ【常設】給水系 配管・弁・スパージャ【常設】注水先

原子炉圧力容器【常設】電源設備※2非常用交流電源設備
非常用ディーゼル発電機（設計基準拡張）【常設】計装設備※3

残留熱除去系系統流量【常設】残留熱除去系熱交換器入口温度【常設】残留熱除去系熱交換器出口温度【常設】※1：水源については「3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第 56 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
※2：電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
※3：主要設備を用いた炉心損傷防止及び原子炉格納容器破損防止対策を成功させるために把握することが必要な原子炉施設の状態
計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

3.4-45

3.4.3.2.2 主要設備の仕様
主要機器の仕様を以下に示す。
(1) 残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）ポンプ
容量：約 950m3/h/台
全揚程：約 130m台数：3
取付箇所：原子炉建屋地下 3 階(2) 残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）熱交換器
基数
：3
伝熱容量
：約 8.1 MW/基（海水温度 30℃において）

なお，水源については「3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第 56 条に対する設計方針を示す章）」，電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」，計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

3.4-46

3.4.3.2.3 設置許可基準規則第 43 条への適合方針
残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）は，想定される重大事故等時に重大事
故等対処設備（設計基準拡張）として使用するため，「2.3 重大事故等対処設備に関する基本方針」のうち，多様性，位置的分散を除く設計方針を適用して設計を行う。
ただし，代替交流電源設備からの給電により残留熱除去系(原子炉停止時冷却モード)を復旧させる場合については，残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）は，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備（非常用ディーゼル発電機）からの給電により起動する残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）に対して，駆動電源の多様性を有する設計とする。常設代替交流電源設備の多様性，位置的分散については，「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」に示す。
残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）については，設計基準対象施設として使用する場合と同様の系統構成で重大事故等においても使用するため，他の施設に悪影響を及ぼさない設計である。
残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）は，二以上の発電用原子炉施設において共用しない設計である。
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）ポンプ及び残留熱除去系（原子炉停止
時冷却モード）熱交換器については，設計基準事故時に使用する場合の容量が，重大事故等の収束に必要な容量に対して十分である。
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）ポンプ及び残留熱除去系（原子炉停止
時冷却モード）熱交換器については，二次格納施設内に設置される設備であることから，想定される重大事故等が発生した場合における二次格納施設内の環境条件及び荷重条件を考慮し，その機能を有効に発揮することができるよう，表 3.4-19 に示す設計である。

3.4-47

表 3.4-19
環境条件等
温度・圧力・湿度・放射線
屋外の天候による影響
海水を通水する系統への影響
地震

風（台風）・積雪
電磁的障害

想定する環境条件及び荷重条件
対応
二次格納施設内で想定される温度，圧力，湿度及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない。
海水を通水しない。
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方
針」に示す）。
二次格納施設内に設置するため，風（台風）及び積雪の影
響は受けない。
重大事故等が発生した場合においても，電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

また，残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）は中央制御室にて操作可能な設計である。残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）の系統構成及び運転に必要な操作機器は，中央制御室で操作することから，操作位置の放射線量が高くなるおそれが少ないため操作が可能である。
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）については，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等においても使用する設計である。また，残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）については，テストラインにより系統の機能・性能試験が可能な設計である。残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）ポ
ンプ及び残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）熱交換器については，発電用原子炉の運転中に系統の機能・性能試験が可能な設計であり，発電用原子炉の停止中に分解検査及び外観検査が可能な設計である。
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

3.4-48

3.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備【48 条】【設置許可基準規則】（最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備）
第四十八条 発電用原子炉施設には，設計基準事故対処設備が有する最終ヒートシン
クへ熱を輸送する機能が喪失した場合において炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損（炉心の著しい損傷が発生する前に生ずるものに限る。）を防止するため，最終ヒートシンクへ熱を輸送するために必要な設備を設けなければならない。
（解釈）
１ 第４８条に規定する「最終ヒートシンクへ熱を輸送するために必要な設備」とは，以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。
ａ）炉心の著しい損傷等を防止するため，重大事故防止設備を整備すること。
ｂ）重大事故防止設備は，設計基準事故対処設備に対して，多重性又は多様性及び独立性を有し，位置的分散を図ること。
ｃ）取水機能の喪失により最終ヒートシンクが喪失することを想定した上で，BWR に
おいては，サプレッションプールへの熱の蓄積により，原子炉冷却機能が確保できる一定の期間内に，十分な余裕を持って所内車載代替の最終ヒートシンクシス
テム（UHSS）の繋ぎ込み及び最終的な熱の逃がし場への熱の輸送ができること。
加えて，残留熱除去系（RHR）の使用が不可能な場合について考慮すること。
また，PWR においては，タービン動補助給水ポンプ及び主蒸気逃がし弁による２次冷却系からの除熱により，最終的な熱の逃がし場への熱の輸送ができること。
ｄ）格納容器圧力逃がし装置を整備する場合は，本規程第５０条１ｂに準ずること。
また，その使用に際しては，敷地境界での線量評価を行うこと。

3.5-1

3.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
3.5.1 設置許可基準規則第 48 条への適合方針
設計基準事故対処設備が有する最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失した場合においても，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するための重大事故防止設備として，代替原子炉補機冷却系，格納容器圧力逃がし装置，代替
格納容器圧力逃がし装置，及び耐圧強化ベント系を設ける。
(1) 代替原子炉補機冷却系の設置（設置許可基準規則解釈の第 1 項 a),b),c)）
設計基準事故対処設備が有する最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失した場合においても，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するため，代替原子炉補機冷却系を設ける。
代替原子炉補機冷却系は，津波の影響を受けない高台に配備した可搬型の熱交換器ユニット，大容量送水車(熱交換器ユニット用)等で構成する。
また，サプレッション・チェンバへの熱の蓄積により，原子炉冷却機能が確保できる一定の期間内に系統へ繋ぎ込み，最終的な熱の逃がし場へ熱の輸送ができる設計とする。
代替原子炉補機冷却系の設計基準事故対処設備に対する多重性又は多様性
及び独立性，位置的分散については 3.5.2.1.3 項に詳細を示す。
(2) 格納容器圧力逃がし装置及び代替格納容器圧力逃がし装置の設置(設置許可基
準規則解釈の第 1 項 a),b),c),d))
設計基準事故対処設備が有する最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失した場合においても，炉心の著しい損傷等を防止するため，格納容器圧力逃がし装置及び代替格納容器圧力逃がし装置を設置する。
当該設備は，設計基準事故対処設備である残留熱除去系（格納容器スプレイ
冷却モード）に対する多重性又は多様性及び独立性，位置的分散を図った設計とする。（格納容器圧力逃がし装置の多重性又は多様性及び独立性，位置的分散については 3.5.2.2.2 項に詳細を示し，代替格納容器圧力逃がし装置の多重性又は多様性及び独立性，位置的分散については 3.5.2.3.2 項に詳細を示す。）
当該設備は残留熱除去系が機能喪失した場合に使用する設計とする。
また，当該設備は設置許可基準規則解釈の第 50 条第 1 項 b)の要求を満たすものとする。
（設置許可基準規則第 50 条に対する適合方針に関しては，「3.7 原
子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備（設置許可基準規則第 50 条に対する設計方針を示す章）」に示す。）
当該設備を使用してベントを実施した場合に放出される想定放射性物質の放出量に対して，あらかじめ敷地境界での線量評価を行うこととする。また，敷地境界を含む原子力発電所周辺の放射性物質の濃度及び放射線量を監視，測定する設備を設けるものとする。（発電所敷地境界での線量監視設備に関しては，「3.17 監視測定設備（設置許可基準規則第 60 条に対する設計方針を示す章）」に示す。）
なお，代替原子炉補機冷却系に加えて，格納容器圧力逃がし装置又は耐圧強化ベント系を設置することにより，設置許可基準規則第 48 条に対する要求事項に適合させるものとするが，更なる安全性向上の観点から代替格納容器圧力逃がし装置を追って設置することにより，格納容器圧力逃がし装置に対する多3.5-2

重化を図るものとする。
(3) 耐圧強化ベント系の設置（設置許可基準規則解釈の第 1 項 a),b),c),d) ）設計基準事故対処設備が有する最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失した場合においても，炉心の著しい損傷等を防止するため，耐圧強化ベント系を設置する。
当該設備は，設計基準事故対処設備である残留熱除去系（格納容器スプレイ
冷却モード）に対する多重性又は多様性及び独立性，位置的分散を図った設計とする。（耐圧強化ベント系の設計基準事故対処設備に対する多重性又は多様性及び独立性，位置的分散については3.5.2.4.2項に詳細を示す。）
当該設備は残留熱除去系が機能喪失した場合に使用する設計とする。
当該設備を使用してベントを実施した場合に放出される想定放射性物質の放出量に対して，あらかじめ敷地境界での線量評価を行うこととする。また，
実際に重大事故等が発生した場合に，敷地境界を含む原子力発電所周辺の放射性物質の濃度及び放射線量を監視，測定する設備を設けるものとする。（発電所敷地境界での線量監視設備に関しては，「3.17 監視測定設備（設置許可基準規則第 60 条に対する設計方針を示す章）」に示す。）
また，炉心損傷後に代替循環冷却系を長期使用した場合に，原子炉格納容器内で発生する水素及び酸素によって原子炉格納容器が水素爆発することを防止するため，適切なタイミングにて原子炉格納容器内の雰囲気ガスを排気するためにも使用する。（本運用については，「3.9 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備（設置許可基準規則第 52 条に対する設計方針を示す章）」に示す。）
また，当該設備については以下の通り，設置許可基準規則解釈の第 50 条第1 項 b)に準ずる設計とする。
ⅰ) 当該設備は炉心損傷前に使用するものであるため，ベントガスに含まれる放射性物質量は微量である。また，当該設備を使用してベントを実施した場
合に放出される想定放射性物質の放出量に対して敷地境界での線量評価を行った結果，敷地境界での線量は「実用発電用原子炉に係る炉心損傷防止対策
及び格納容器破損防止対策の有効性評価に関する審査ガイド」に記載の基準を満たしている。なお，炉心損傷後に代替循環冷却系を長期使用した場合に，原子炉格納容器内の雰囲気ガスを排気するために使用する際には，原則としてサプレッション・チェンバ内でのスクラビング効果が期待できるウェット
ウェルベントとすることにより，排気中に含まれる放射性物質を低減することとする。
ⅱ) 当該設備は炉心損傷前に使用するものであり，ベントガスに含まれる可燃性ガスは微量であることからベント中に可燃限界濃度に達することはない。
ただし，炉心損傷後に代替循環冷却系を長期使用した場合に，原子炉格納容器内の雰囲気ガスを排気するために使用する際には，ベントガスには可燃性ガスが含まれることから，系統待機中に原子炉格納容器から耐圧強化ベン
ト弁までの配管については，系統内を窒素置換しておく運用とする。また，系統内で可燃性ガスが蓄積する可能性のある箇所については，可燃性ガスを
3.5-3

連続して排出するバイパスラインを設置し，可燃性ガスが局所的に滞留しない設計とする。
ⅲ) 当該設備を使用する際に流路となる不活性ガス系，耐圧強化ベント系，及び非常用ガス処理系の配管等は，他号炉とは共用しない。また，当該系統と他の系統・機器は通常時閉の弁にて確実に隔離することにより，他の系統・機器に悪影響を及ぼさない設計とする。
ⅳ) 重大事故等対策の有効性評価において，耐圧強化ベント系を使用しても原子炉格納容器が負圧にならないことを確認している。仮に格納容器スプレイを行う場合においても，原子炉格納容器内圧力を確認し，規定の圧力まで減圧した場合は格納容器スプレイを停止する運用とする。
ⅴ) 当該設備を使用する際に操作が必要な隔離弁については，遠隔手動弁操作
設備により人力で容易かつ確実に開閉操作可能な設計とする。
ⅵ) 当該設備を使用する際に操作が必要な隔離弁の遠隔手動弁操作設備を介した操作エリアは原子炉建屋の二次格納施設外に設置するものとし，操作時の被ばく線量評価を行った上で，必要に応じて遮蔽材を設置することで，作業員の放射線防護を考慮する設計とする。
ⅶ) 当該設備を使用する際に流路となる配管については，ラプチャーディスクを設置しない設計とする。
ⅷ) 当該設備と原子炉格納容器との接続位置は，サプレッション・チェンバ及びドライウェルに設けるものとし，いずれからも排気操作を実施することができるよう設計する。
サプレッション・チェンバからの排気では，サプレッション・チェンバの水面からの高さを確保すること，また，ドライウェルからの排気では，ダイ
ヤフラムフロア面からの高さを確保すること，及び有効炉心頂部よりも高い
位置に接続箇所を設けることにより，長期的にも溶融炉心及び水没の悪影響を受けない設計とする。
ⅸ) 当該設備を使用する際に流路となる配管については，フィルタ装置等を設
置しない設計とする。

その他，設計基準対処施設であるが，想定される重大事故等時においてその機能を期待するため，以下の設備を重大事故等対処設備（設計基準拡張）と位置付ける。
(4) 残留熱除去系
残留熱除去系は，通常の原子炉停止時及び原子炉隔離時の崩壊熱及び残留熱の除去，原子炉冷却材喪失時の炉心冷却等を目的とし設置される設備であり，想定される重大事故等時においては，弁の切り替え操作によって以下の 3 モー
3.5-4

ドを使用する。
a. 原子炉停止時冷却モード
b. 格納容器スプレイ冷却モード
c. サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード
原子炉停止時冷却モードについては，「3.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備（設置許可基準規則第 47 条に対する設計方針を示す章）」，格納容器スプレイ冷却モード及びサプレッション・チ
ェンバ・プール水冷却モードについては，「3.6 原子炉格納容器内の冷却等のための設備（設置許可基準規則第 49 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
(5) 原子炉補機冷却系
原子炉補機冷却系は，原子炉設備の非常用機器及び常用機器で発生する熱を冷却除去するために設けるものである。本系統は，想定される重大事故等時においても，非常用機器，残留熱除去機器等の冷却を行うための機能を期待する。
なお，設計基準事故対処設備が有する最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失した場合において炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するための自主対策設備として，以下を整備する。
(6) 大容量送水車（熱交換器ユニット用）又は代替原子炉補機冷却海水ポンプによる残留熱除去系除熱手段の整備
大容量送水車（熱交換器ユニット用）又は代替原子炉補機冷却海水ポンプによる残留熱除去系除熱手段は，代替原子炉補機冷却系熱交換器ユニットが機能喪失した際に，大容量送水車（熱交換器ユニット用）又は代替原子炉補機冷却海水ポンプにより，外部接続口を通じて海水を原子炉補機冷却系に注水し，残留熱除去
系熱交換器の冷却を行うものであり，残留熱除去系を海水で直接冷却して除熱する手段を確保する。
(7) 格納容器圧力逃がし装置，耐圧強化ベント系の空気駆動弁駆動用ボンベの整備
格納容器圧力逃がし装置並びに耐圧強化ベント系に設置される空気駆動弁（一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側，ドライウェル側），フィルタ装置入口
弁，耐圧強化ベント弁）については，遠隔手動弁操作設備を設置し，人力による駆動が可能な設計としているが，駆動源の多様化により操作の信頼性を向上させる目的で，これらの空気駆動弁を駆動させるための高圧窒素ガスを供給する空気駆動弁駆動用ボンベを設置する。

3.5-5

3.5.2 重大事故等対処設備
3.5.2.1 代替原子炉補機冷却系
3.5.2.1.1 設備概要
代替原子炉補機冷却系は，原子炉補機冷却系の有する最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失した場合に，この機能を代替するため，原子炉圧力容器及び原子炉格
納容器からの除熱を行うことを目的として設置するものである。
本系統は，可搬型の熱交換器ユニットを用いて原子炉圧力容器及び原子炉格納容器からの除熱を行うものであり，除熱を行うための熱交換器及び代替原子炉補機冷却水ポンプを搭載した可搬型の「熱交換器ユニット」，海水を取水するための「大容量送水車（熱交換器ユニット用）」で構成する。
熱交換器ユニットは，海水を冷却源としたプレート式熱交換器 2 基と代替原子炉補機冷却水ポンプで構成され，移動可能とするために熱交換器及び代替原子炉補機冷却水ポンプは車両に搭載する設計とする。
大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，海水を水源とし，熱交換器ユニットの熱交換器に送水し，冷却後の排水は海に戻す構成とする。また，大容量送水車（熱交換器ユニット用）の異物混入による機能低下を防ぐために，代替原子炉補機冷却海水ス
トレーナを設置する。
熱交換器ユニットと大容量送水車（熱交換器ユニット用）を含む海水側配管は，ホースを接続することで流路を構成できる設計とする。また，熱交換器ユニットの淡水側配管については，ホースを熱交換器ユニットと建屋の接続口に接続することで流路を構成できる設計とする。
代替原子炉補機冷却系の全体構成としては，熱交換器ユニットの代替原子炉補機冷却水ポンプにより，大容量送水車（熱交換器ユニット用）を用いて除熱された水を接続口を介して原子炉補機冷却系に送水し，残留熱除去系熱交換器で熱交換を行う系統設計とする。熱交換した後の水は，原子炉補機冷却系から接続口及びホースを介し，熱交換器ユニットに戻る構成とし，熱交換器で除熱した水は再び原子炉補機冷却系を通じて残留熱除去系熱交換器に送水される。代替原子炉補機冷却系は，上記を繰り返し循環することで除熱する系統構成とする。
本系統に関する系統概要図を図 3.5-1，本系統に関する重大事故等対処設備一覧を
表 3.5-1 に示す。
本系統は，現場での弁操作により系統構成を行った後，熱交換器ユニットに搭載された代替原子炉補機冷却水ポンプの操作スイッチ及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）の車両に搭載された操作スイッチにより，現場での手動操作によって運転を行うものである。

3.5-6

図 3.5-1

3.5-7

FT

ＲＨＲポンプ（Ａ）室空調機

ＲＨＲ熱交換器（Ａ）

FI （中央制御室）

ＲＨＲポンプ（Ａ）軸受
冷却器

ＣＡＭＳ（Ａ）サンプルクーラ

ＲＳＷポンプモータ軸受
冷却器（Ａ），（Ｄ）

ＲＣＩＣポンプ室空調機

ＳＰＣＵポンプ室空調機

ＨＥＣＷ冷凍機（Ａ），（Ｃ）

ＦＰＣ熱交換器（Ａ）

MO

ＡO

MO

FT

MO

MO

RSWﾎﾟﾝﾌﾟ(D)RCW熱交換器(D)RSWﾎﾟﾝﾌﾟ(A)RCW熱交換器(A)ＤＷＣ冷却器（Ｂ）（ＨＶＨ）

ＤＷＣ冷却器（Ａ）（ＨＶＨ）

Ｄ／Ｗ ＬＣＷサンプ冷却器

ＲＩＰモータ熱交換器
Ａ，Ｂ，Ｅ，Ｆ，Ｈ

代替原子炉補機冷却系 系統概要図（A 号機の例（B 号機も同様））
Y/D

MO

RCWﾎﾟﾝﾌﾟ(D)

電源車※熱交換器ユニットは，代替原子炉補機冷却海水ストレーナを搭載している。

大容量送水車（熱交換器ユニット用）

RCW
ｻｰｼﾞﾀﾝｸ(Ａ)代替原子炉補機冷却系（重大事故等対処設備）

熱交換器ユニット

接続口

ＳＡ空気圧縮機 冷却器

ＩＡ空気圧縮機 冷却器

Ｒ／Ｂ ＬＣＷサンプ冷却器

ＲＩＰ ＭＧセット（Ａ）

ＣＵＷポンプ（Ａ）熱交換器

ＣＲＤポンプ（Ａ）油冷却器

ＣＵＷ非再生熱交換器（Ａ）

ＨＷＨ温水熱交換器（Ａ）

RCWﾎﾟﾝﾌﾟ(A)

接続口

MO

FI （中央制御室）

RCCV

MO

ＳＧＴＳ（Ａ）室空調機

ＦＰＣポンプ（Ａ）室空調機

ＦＣＳ（Ａ）室空調機

非常用Ｄ／Ｇ（Ａ）

MO

海水・ 電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
・ 計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

MO

表 3.5-1
設備区分
主要設備
附属設備
水源

代替原子炉補機冷却系に関する重大事故等対処設備一覧
設備名
熱交換器ユニット【可搬】
大容量送水車（熱交換器ユニット用）【可搬】
代替原子炉補機冷却海水ストレーナ【可搬】－

流路

原子炉補機冷却系 配管・弁・サージタンク【常設】残留熱除去系 熱交換器【常設】ホース【可搬】
海水貯留堰
スクリーン室
取水路
注水先
－
※1
電源設備
可搬型代替交流電源設備（燃料補給設備
電源車【可搬】を含む）
軽油タンク【常設】タンクローリ（4kL）【可搬】
燃料補給設備軽油タンク【常設】タンクローリ（4kL）【可搬】※2
計装設備
ドライウェル雰囲気温度【常設】サプレッション・チェンバ気体温度【常設】格納容器内圧力（D/W）【常設】
格納容器内圧力（S/C）【常設】※1：単線結線図を補足説明資料 48-2 に示す。
電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
※2：主要設備を用いた炉心損傷防止及び原子炉格納容器破損防止対策を成功させるために把握することが必要な原子炉施設の状態
計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

3.5-8

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

3.5.2.1.2 主要設備の仕様
主要機器の仕様を以下に示す。
(1) 熱交換器ユニット（6 号及び 7 号炉共用）
容量：約 23MW/式（海水温度 30℃において）
伝熱面積
：約
m2/式
：約
m2/式
最高使用圧力：淡水側 1.37MPa[gage]／海水側 1.4MPa[gage]
最高使用温度：淡水側 70 又は 90℃／海水側 80 又は 50℃
淡水側 70 又は 90℃／海水側 80 又は 40℃
使用箇所
：屋外
保管場所
：荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所
個数
：3※1
1※1
※1 6 号及び 7 号炉の必要数はそれぞれ 2 とする。
代替原子炉補機冷却水ポンプ
種類
：うず巻形
容量
：300 m3/h/台
600 m3/h/台
揚程：75m
最高使用圧力：1.37MPa[gage]
最高使用温度：70℃
原動機出力：110kW
200kW
個数
：2
1
(2) 大容量送水車（熱交換器ユニット用）（6 号及び 7 号炉共用）
種類
：うず巻形
容量
：900m3/h/台
吐出圧力：1.25MPa[gage]
最高使用圧力：1.3MPa[gage]
最高使用温度
：60℃
原動機出力
：
kW
※1
個数
：4
使用箇所
：屋外
保管場所
：荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所※1 6 号及び 7 号炉の必要数はそれぞれ 2 とする。

3.5-9

なお，電源設備については，「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」，計測制御設備については「3.15 計装設備（設置許可基準
規則第 58 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

3.5-103.5.2.1.3 多重性又は多様性，独立性，及び位置的分散の確保
代替原子炉補機冷却系は，設計基準事故対処設備である原子炉補機冷却系と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，表 3.5-2 で示す通り多様性，位置的分散を図った設計とする。ポンプについては，大容量送水車（熱交換器ユニット用）と熱交換器ユニットの代替原子炉補機冷却水ポンプを原子炉補機冷却系海水ポンプ，原子炉補機冷却系中間ループ循環ポンプと位置的分散された荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所に保管し，設置位置についても原子炉補機冷
却系海水ポンプ，原子炉補機冷却系中間ループ循環ポンプと位置的分散された屋外に配置する設計とする。電源については，熱交換器ユニットは，可搬型代替交
流電源設備(電源車)からの給電により駆動する設計とすることにより，また，大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，外部電源が不要なディーゼルエンジンにより駆動する設計とすることにより，原子炉補機冷却海水ポンプ，原子炉補機冷
却系中間ループ循環ポンプの電源（非常用交流電源設備(非常用ディーゼル発電機)）と同時に機能喪失しない設計とする。
原子炉補機冷却系と代替原子炉補機冷却系の独立性については，表 3.5-3 で示
す通り地震，津波，火災，溢水により同時に故障することを防止するために独立性を確保する設計とする。
なお，静的機器の故障が系統機能喪失確率に与える影響は軽微であることから，静的機器である原子炉補機冷却系の配管については，設計基準事故対処設備と重大事故等対処設備とで兼用している。また，動的機器である弁については，設計基準事故対処設備と重大事故等対処設備とで兼用しているが，定期的な点検等により健全性を確認するとともに，異なる電源を供給する設計とすること，また，必要に応じて現場での手動操作も可能な設計とすることで駆動源の多様化を図っている。
表 3.5-2
項目
ポンプ

水源
駆動用空気
潤滑油
冷却水
駆動電源

多様性又は多重性，位置的分散

設計基準事故対処設備
重大事故防止設備
原子炉補機冷却系
代替原子炉補機冷却系
原子炉補機冷却系中間ループ 大容量送水車（熱交換器ユニット用）
循環ポンプ
熱交換器ユニット(代替原子炉補機冷却水ポ
原子炉補機冷却系海水ポンプ ンプ)
タービン建屋地下 1 階
使用箇所：屋外
保管場所：荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所
海水
海水（左記と取水位置が異なる）
不要
不要
不要(内包油)不要
不要
不要
非常用交流電源設備－（大容量送水車（熱交換器ユニット用））(非常用ディーゼル発電機)
可搬型代替交流電源設備(電源車)（熱交換器ユニット(代替原子炉補機冷却水ポンプ)）

原子炉建屋地上 1 階

屋外

3.5-11

項目
共 地震
通
要
因
故 津波
障

火災

溢水

表 3.5-3 設計基準事故対処設備との独立性
設計基準事故対処設備
重大事故防止設備
原子炉補機冷却系
代替原子炉補機冷却系
設計基準事故対処設備の原子炉補機冷却系は耐震 S クラス設計とし，重大事故防止設備である代替原子炉補機冷却系は基準地震
動 Ss で機能維持できる設計とすることで，基準地震動 Ss が共通要因となり故障することのない設計とする。
設計基準事故対処設備を設置する 6 号及び 7 号炉のタービン建屋と，重大事故防止設備を保管する高台は，共に基準津波が到達しない位置とすることで，津波が共通要因となり故障することのな
い設計とする。
設計基準事故対処設備の原子炉補機冷却系と，重大事故防止設備である代替原子炉補機冷却系は，火災が共通要因となり故障する
ことのない設計とする（「共-7 重大事故等対処設備の内部火災に対する防護方針について」に示す）。
設計基準事故対処設備の原子炉補機冷却系と，重大事故防止設備である代替原子炉補機冷却系は，溢水が共通要因となり故障する
ことのない設計とする（「共-8 重大事故等対処設備の内部溢水に対する防護方針について」に示す）。

3.5-12

3.5.2.1.4 設置許可基準規則第 43 条への適合方針
3.5.2.1.4.1 設置許可基準規則第 43 条第 1 項への適合方針(1) 環境条件及び荷重条件（設置許可基準規則第 43 条第 1 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重その他の使用条件において，重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮するものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.3

環境条件等」に示す。

代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，屋外の荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所に保管し，重大事故等時にタービン建屋の接続口付近の屋外に設置する設備であることか
ら，想定される重大事故等時における屋外の環境条件及び荷重条件を考慮し，その機能が有効に発揮することできるよう，以下の表 3.5-4 のとおりの設計とする。
熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）の操作は，熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）に付属する操作スイッ
チにより，想定される重大事故等時において，設置場所から操作可能な設計とする。風（台風）による荷重については，転倒しないことの確認を行っているが，詳細評価により転倒する結果となった場合は，転倒防止措置を講じる。積雪の影響については，適切に除雪する運用とする。また，降水及び凍結により機能を損なわないよう防水対策を行うと共に，凍結対策を行う。更に，使用時に海水を通水する熱交換器ユニット内の一部及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，海水の影響を考慮した設計とし，ストレーナを設置することで異物の流入を防止する設計とする。
（48-8-2）
表 3.5-4
環境条件等
温度・圧力・湿度・放射線
屋外の天候による影響
海水を通水する系統への影響
地震

風（台風）・積雪想定する環境条件及び荷重条件
対応
屋外で想定される温度，圧力，湿度及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
降水及び凍結により機能を損なうことのないよう防水対策及び凍結対策を行える設計とする。
使用時に海水を通水する機器については海水の影響を考慮した設計とする。
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認し，治具や輪留め等により転倒防止対策を行う。
屋外で風荷重，積雪荷重を考慮しても機器が損傷しないことを評価により確認する。
（次頁へ続く）3.5-13

環境条件等
電磁的障害対応
重大事故等が発生した場合においても，電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

(2) 操作性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項二）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において確実に操作できるものであること。

(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
代替原子炉補機冷系の熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，タービン建屋外部に設置している接続口まで車両による運搬が可能な設計とする。また，設置場所であるタービン建屋脇にて輪留めによる固定等が可能な設計とする。ホースの接続作業にあたっては，特殊な工具，及び技量は必要とせず，簡便な結合金具による接続方式及びフランジ接続方式並びに一般的な工具を使用することにより，確実に接続が可能な設計とする。
また，付属の操作盤により設置場所であるタービン建屋脇において熱交換器
ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）の操作を行う。操作盤の操作スイッチを操作するにあたり，運転員のアクセス性，操作性を考慮して十分な操作空間を確保する。また，操作対象については銘板をつけることで識別可
能とし，運転員の操作及び監視性を考慮して確実に操作できる設計とする。
その他操作が必要な電動弁である残留熱除去系熱交換器（A 又は B）冷却水
出口弁，常用冷却水供給側分離弁（A 又は B），常用冷却水戻り側分離弁（A 又は B）については，中央制御室でのスイッチ操作より，遠隔で弁を開閉することが可能な設計とする。中央制御室の操作スイッチを操作するにあたり，運転員のアクセス性，操作性を考慮して十分な操作空間を確保する。また，操作対象については銘板をつけることで識別可能とし，運転員の操作及び監視性を考慮して確実に操作できる設計とする。
表 3.5-5 に操作対象機器の操作場所を示す。
（48-4-2～22,48-8-2）
表 3.5-5

操作対象機器

機器名称
熱交換器ユニット

状態の変化
起動・停止

操作場所
タービン建屋脇

操作方法
スイッチ操作

代替原子炉補機冷却水ポンプ
大容量送水車（熱交換器ユニット用）
代替冷却水供給止め弁(A)代替冷却水戻り止め弁(A)
熱交換器ユニット流量調整弁
残留熱除去系熱交換器(A)
冷却水出口弁

起動・停止
起動・停止

タービン建屋脇
タービン建屋脇スイッチ操作
スイッチ操作

弁閉→弁開
弁閉→弁開
弁閉→弁開
弁閉→弁開

タービン建屋地上 1 階
タービン建屋地上 1 階
熱交換器ユニット内
中央制御室

手動操作
手動操作
手動操作
スイッチ操作（次頁へ続く）3.5-14

機器名称
常用冷却水供給側分離弁(A)

状態の変化
弁開→弁閉

操作場所
中央制御室

操作方法
スイッチ操作常用冷却水戻り側分離弁(A)

弁開→弁閉

中央制御室

スイッチ操作

原子炉建屋地上 1 階

手動操作
手動操作

弁開→弁調整開

原子炉建屋地上中 3 階（6 号炉）
原子炉建屋地上中 4 階（7 号炉）
原子炉建屋地上中 3 階

弁開→弁調整開

原子炉建屋地上 2 階

手動操作

弁開→弁調整開

原子炉建屋地上 2 階

手動操作

弁開→弁調整開

原子炉建屋地上 2 階

手動操作

弁開→弁閉

原子炉建屋地上 3 階

手動操作

弁開→弁調整開

原子炉建屋地下 3 階

手動操作

弁開→弁調整開

原子炉建屋地下 3 階

手動操作

弁開→弁調整開

原子炉建屋地下 3 階

手動操作

弁開→弁閉

原子炉建屋地下 3 階

手動操作

弁開→弁閉

原子炉建屋地下 3 階

手動操作

弁開→弁閉

原子炉建屋地下 3 階

手動操作

弁開→弁閉

タービン建屋地下 1 階

手動操作

弁開→弁閉

タービン建屋地下 1 階

手動操作

弁開→弁閉

手動操作

弁開→弁閉

コントロール建屋
地下 2 階コントロール建屋
地下 2 階
タービン建屋地下 1 階

弁開→弁閉

タービン建屋地下 1 階

手動操作

可燃性ガス濃度制御系室空調機 弁開→弁閉(A)出口弁
格納容器雰囲気モニタラック(A) 弁開→弁調整開出口弁

格納容器内雰囲気モニタ系(A)室
空調機冷却水出口弁（6 号炉のみ）
燃料プール冷却浄化系ポンプ室
空調機(A)出口弁
燃料プール冷却浄化系熱交換器(A)出口弁
燃料プール冷却浄化系ポンプ(A)軸受冷却器冷却水出口弁（6 号炉のみ）
非常用ガス処理系室空調機(A)出口弁
残留熱除去系ポンプ室空調機(A)
出口弁
残留熱除去系ポンプ(A)冷却水出口弁
残留熱除去系ポンプ(A)メカニカ
ルシール冷却器冷却水出口弁（6 号炉のみ）
サプレッションプール浄化系ポンプ室空調機出口弁
サプレッションプール浄化系ポンプ軸受冷却器冷却水出口弁（6 号炉のみ）
原子炉隔離時冷却系ポンプ室空調機出口弁
原子炉補機冷却水系ポンプ(A)
吸込弁
原子炉補機冷却水系ポンプ(D)
吸込弁
換気空調補機非常用冷却水系冷凍機(A)冷却水温度調節弁後弁
換気空調補機非常用冷却水系冷凍機(C)冷却水温度調節弁後弁
原子炉補機冷却海水ポンプ(A)
電動機軸受出口弁（7 号炉のみ）
原子炉補機冷却海水ポンプ(D)
電動機軸受出口弁（7 号炉のみ）

弁開→弁閉

手動操作

手動操作
手動操作

（次頁へ続く）3.5-15

機器名称
サージタンク(A)換気空調補機
非常用冷却水系側出口弁
代替冷却水供給第二止め弁(B)

状態の変化
弁開→弁閉
弁閉→弁開

操作場所
操作方法
原子炉建屋地上 4 階（6 号炉） 手動操作
原子炉建屋地上 2 階（7 号炉）
タービン建屋地上 1 階
手動操作

代替冷却水戻り第二止め弁(B)弁閉→弁開タービン建屋地上 1 階

手動操作

残留熱除去系熱交換器(B)冷却水
出口弁
常用冷却水供給側分離弁(B)

弁閉→弁開

中央制御室

スイッチ操作

弁開→弁閉

中央制御室

スイッチ操作常用冷却水戻り側分離弁(B)

弁開→弁閉

中央制御室

スイッチ操作

可燃性ガス濃度制御系室空調機(B)出口弁

弁開→弁閉

原子炉建屋地下 1 階（6 号炉） 手動操作
原子炉建屋地上 1 階（7 号炉）
原子炉建屋地上 3 階（6 号炉）
原子炉建屋地上中 4 階
手動操作（7 号炉）

格納容器内雰囲気モニタ系
ラック(B)出口弁
燃料プール冷却浄化系ポンプ室
空調機(B)出口弁
燃料プール冷却浄化系熱交換器(B)出口弁
燃料プール冷却浄化系ポンプ(B)軸受冷却器冷却水出口弁（6 号炉のみ）
非常用ガス処理系室空調機(B)
出口弁
残留熱除去系ポンプ室空調機(B)
出口弁
高圧炉心注水系ポンプ(B)冷却器
冷却水出口弁
高圧炉心注水系ポンプ室空調機(B)出口弁
原子炉補機冷却水系ポンプ(B)
吸込弁
原子炉補機冷却水系ポンプ(E)
吸込弁
原子炉補機冷却海水ポンプ(B)
電動機軸受出口弁（7 号炉のみ）
原子炉補機冷却海水ポンプ(E)
電動機軸受出口弁（7 号炉のみ）
換気空調補機非常用冷却水系
冷凍機(B)冷却水温度調節弁後弁
換気空調補機非常用冷却水系
冷凍機(D)冷却水温度調節弁後弁
格納容器内雰囲気モニタ系(B)室
空調機冷却水出口弁（6 号炉のみ）

弁開→弁調整開
弁開→弁調整開

原子炉建屋地上 2 階

手動操作

弁開→弁調整開

原子炉建屋地上 2 階

手動操作

弁開→弁調整開

原子炉建屋地上 2 階

手動操作

弁開→弁閉

原子炉建屋地上 3 階

手動操作

弁開→弁調整開

原子炉建屋地下 3 階

手動操作

弁開→弁閉

原子炉建屋地下 3 階

手動操作

弁開→弁閉

原子炉建屋地下 3 階

手動操作

弁開→弁閉

タービン建屋地下 1 階

手動操作

弁開→弁閉

タービン建屋地下 1 階

手動操作

弁開→弁閉

タービン建屋地下 1 階

手動操作

弁開→弁閉

タービン建屋地下 1 階

手動操作

弁開→弁閉
弁開→弁閉
弁開→弁調整開

コントロール建屋
地下 2 階コントロール建屋
地下 2 階
原子炉建屋地上 3 階

手動操作
手動操作
手動操作

（次頁へ続く）3.5-16

機器名称
残留熱除去系ポンプ(B)
モータ軸受冷却器冷却水出口弁（6 号炉のみ）
残留熱除去系ポンプ(B)冷却水出口弁
高圧炉心注水系ポンプ(B)
メカニカルシール冷却器
冷却水出口弁（6 号炉のみ）

状態の変化

操作場所

操作方法

弁開→弁調整開

原子炉建屋地下 3 階

手動操作

弁開→弁調整開

原子炉建屋地下 3 階

手動操作

弁開→弁閉

原子炉建屋地下 3 階

手動操作

サージタンク(B)換気空調補機非
常用冷却水系側出口弁

弁開→弁閉

ホース

ホース接続

原子炉建屋地上 4 階（6 号炉）
原子炉建屋地上 2 階（7 号炉）
屋外

手動操作
人力接続

(3) 試験及び検査（設置許可基準規則第 43 条第 1 項三）(ⅰ) 要求事項
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試験又は検査ができるものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性」に示す。

代替原子炉補機冷系は，表 3.5-6 に示すように発電用原子炉の停止中に，各機器の機能・性能試験，分解検査及び外観検査が可能であり，発電用原子炉の運転中には弁の動作確認が可能な設計とする。
発電用原子炉の運転中又は停止中に車両としての運転状態の確認が可能な設計とする。
発電用原子炉の停止中の試験・検査として，熱交換器ユニットのうち，熱交換器はフレームを取り外すことでプレート式熱交換器の状態を試験及び目視により確認する分解検査又は取替が可能な設計とする。代替原子炉補機冷却水
ポンプは，ケーシングカバーを取り外して，ポンプ部品（主軸，軸受，羽根車
等）の状態を試験及び目視により確認する分解検査又は取替が可能な設計とする。大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，ケーシングを取り外すことでポンプ部品（主軸，軸受，羽根車等）の状態を試験及び目視により確認する分解検査又は取替が可能な設計とする。
運転性能の確認として，熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）の流量，系統（ポンプ廻り）の振動，異音，異臭及び漏えいの確認を行うことが可能な設計とする。
発電用原子炉の運転中の試験・検査として，系統を構成する弁は，単体で動作確認可能な設計とする。
ホースの外観検査として，機能・性能に影響を及ぼすおそれのある亀裂，腐食等がないことの確認を行うことが可能な設計とする。
（48-6-2～10）
3.5-17

表 3.5-6 代替原子炉補機冷却系の試験・検査
発電用原子炉
項目
内容
の状態
運転中
弁動作試験
弁開閉動作の確認

停止中

車両検査

車両としての運転状態の確認

機能・性能試験

運転性能，漏えいの確認

弁動作試験

弁開閉動作の確認

分解検査

熱交換器及びポンプ部品の表面状態を，試験及び目視により確認
又は取替
熱交換器，ポンプ及びホースの外観の確認車両としての運転状態の確認

外観検査
車両検査

(4) 切り替えの容易性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項四）(ⅰ) 要求事項
本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設備にあっては，通常時に使用する系統から速やかに切り替えられる機能を備えるものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性」に示す。

代替原子炉補機冷系の熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，本来の用途以外の用途には使用しない。なお，原子炉補機冷却系から代替原子炉補機冷却系に切り替えるために必要な操作弁については，原子炉
補機冷却系ポンプ吸込弁を閉操作，代替原子炉補機冷却系熱交換器ユニットの接続ラインの代替冷却水供給止め弁及び代替冷却水戻り止め弁，熱交換器ユニット流量調整弁を開操作し，残留熱除去系熱交換器冷却水出口弁を開操作する
ことで速やかに切り替えられる設計とする。なお，これら弁については中央制
御室での操作スイッチによる操作と共に，現場での手動ハンドル操作も可能な設計とし，容易に操作可能とする。
これにより図 3.5-2 で示すタイムチャートの通り速やかに切り替えが可能である。
（48-4-2～22,48-8-2,48-5-2～9）

3.5-18

経過時間（時間）
1

手順の項目

2

3

4

5

6

7

8

9

10

備考

代替原子炉補機冷却系による補機冷却水確保 9時間要員（数）通信手段確保，系統構成

中央制御室運転員Ａ，Ｂ

2

現場運転員Ｃ，Ｄ

2

緊急時対策要員

13

移動，電源確保

代替原子炉補機冷却系による補機冷却水確保

系統構成

大容量送水車（熱交換器ユニット用），熱交換器ユニット他移動

図 3.5-2

主配管（可搬型）等の接続
補機冷却水の供給，流量調整

代替原子炉補機冷却系のタイムチャート*＊：「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」への適合状況についての 1．5 で示すタイムチャート(5) 悪影響の防止（設置許可基準規則第 43 条第 1 項五）(ⅰ) 要求事項
工場等内の他の設備に対して悪影響を及ぼさないものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニットと大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，通常時は代替冷却水供給止め弁及び代替冷却水戻り止め弁を表 3.5-7
で示す通り閉運用しておくことで，接続先の系統と分離された状態で保管する。
代替原子炉補機冷却系を用いる場合は，弁操作によって，通常時の系統構成
から重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
また，系統運転時には原子炉補機冷却系と代替原子炉補機冷却系と同時に使用しない運用とすることで，相互の機能に影響を及ぼさない構成とする。
（48-5-2～9）
表 3.5-7
取合系統
原子炉補機冷却系

他系統との隔離弁

系統隔離弁
代替冷却水供給止め弁
代替冷却水戻り止め弁

駆動方式
手動
手動

動作
通常時閉
通常時閉

(6) 設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 1 項六）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において重大事故等対処設備の操作及び復旧作業を行うことができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設
置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。
3.5-19(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.3

環境条件等」に示す。

代替原子炉補機冷却系の系統構成に必要な機器の設置場所を表 3.5-8 に示す。これらは全て炉心損傷前の操作となり，想定される事故時における放射線量は高くなる恐れが少ないため操作が可能である。
なお、屋外にホースを設置する場合は，放射線量を確認して，適切な放射線対策に基づき作業安全を確保した上で作業を実施する。
（48-4-2～22,48-8-2,48-5-2～9）
表 3.5-8

操作対象機器設置場所

機器名称
熱交換器ユニット
代替原子炉補機冷却水ポンプ
大容量送水車（熱交換器ユニット用）
代替冷却水供給止め弁(A)代替冷却水戻り止め弁(A)
熱交換器ユニット流量調整弁
残留熱除去系熱交換器(A)
冷却水出口弁設置場所
タービン建屋脇
タービン建屋脇
タービン建屋脇

操作場所
タービン建屋脇
タービン建屋脇
タービン建屋脇

タービン建屋地上 1 階
タービン建屋地上 1 階
熱交換器ユニット内
原子炉建屋地下 2 階

タービン建屋地上 1 階
タービン建屋地上 1 階
熱交換器ユニット内
中央制御室

常用冷却水供給側分離弁(A)
常用冷却水戻り側分離弁(A)
可燃性ガス濃度制御系室空調機(A)出口弁
格納容器雰囲気モニタラック(A)出口弁

原子炉建屋地下 2 階
原子炉建屋地下 2 階
原子炉建屋地上 1 階

中央制御室
中央制御室
原子炉建屋地上 1 階

原子炉建屋地上中 3 階（6 号炉）
原子炉建屋地上中 4 階（7 号炉）
原子炉建屋地上中 3 階

原子炉建屋地上中 3 階（6 号炉）
原子炉建屋地上中 4 階（7 号炉）
原子炉建屋地上中 3 階

格納容器内雰囲気モニタ系(A)室
空調機冷却水出口弁（6 号炉のみ）
燃料プール冷却浄化系ポンプ室空 原子炉建屋地上 2 階
調機(A)出口弁
燃料プール冷却浄化系熱交換器
原子炉建屋地上 2 階(A)出口弁
燃料プール冷却浄化系ポンプ (A) 原子炉建屋地上 2 階
軸受冷却器冷却水出口弁（6 号炉のみ）
非常用ガス処理系室空調機(A)出
原子炉建屋地上 3 階
口弁
残留熱除去系ポンプ室空調機(A)
原子炉建屋地下 3 階
出口弁
残留熱除去系ポンプ(A)冷却水
原子炉建屋地下 3 階
出口弁
残留熱除去系ポンプ(A)メカニカ
原子炉建屋地下 3 階
ルシール冷却器冷却水出口弁（6 号炉のみ）

原子炉建屋地上 2 階
原子炉建屋地上 2 階
原子炉建屋地上 2 階

原子炉建屋地上 3 階
原子炉建屋地下 3 階
原子炉建屋地下 3 階
原子炉建屋地下 3 階（次頁へ続く）3.5-20機器名称
サプレッションプール浄化系
ポンプ室空調機出口弁
サプレッションプール浄化系
ポンプ軸受冷却器冷却水出口弁（6 号炉のみ）
原子炉隔離時冷却系ポンプ室
空調機出口弁
原子炉補機冷却水系ポンプ(A)
吸込弁
原子炉補機冷却水系ポンプ(D)
吸込弁
換気空調補機非常用冷却水系
冷凍機(A)冷却水温度調節弁後弁
換気空調補機非常用冷却水系
冷凍機(C)冷却水温度調節弁後弁
原子炉補機冷却海水ポンプ(A)
電動機軸受出口弁（7 号炉のみ）
原子炉補機冷却海水ポンプ(D)
電動機軸受出口弁（7 号炉のみ）
サージタンク(A)換気空調補機
非常用冷却水系側出口弁
代替冷却水供給第二止め弁(B)

設置場所
原子炉建屋地下 3 階

操作場所
原子炉建屋地下 3 階

原子炉建屋地下 3 階

原子炉建屋地下 3 階

原子炉建屋地下 3 階

原子炉建屋地下 3 階

タービン建屋地下 1 階

タービン建屋地下 1 階

タービン建屋地下 1 階

タービン建屋地下 1 階

コントロール建屋
地下 2 階コントロール建屋
地下 2 階
タービン建屋地下 1 階

コントロール建屋
地下 2 階コントロール建屋
地下 2 階
タービン建屋地下 1 階

タービン建屋地下 1 階

タービン建屋地下 1 階

代替冷却水戻り第二止め弁(B)

タービン建屋地上 1 階

タービン建屋地上 1 階

残留熱除去系熱交換器(B)
冷却水出口弁
常用冷却水供給側分離弁(B)
常用冷却水戻り側分離弁(B)
可燃性ガス濃度制御系室空調機(B)出口弁
格納容器内雰囲気モニタ系ラック(B)出口弁

原子炉建屋地下 2 階

中央制御室

燃料プール冷却浄化系ポンプ室
空調機(B)出口弁
燃料プール冷却浄化系熱交換器(B)出口弁
燃料プール冷却浄化系ポンプ (B)
軸受冷却器冷却水出口弁（6 号炉のみ）
非常用ガス処理系室空調機(B)
出口弁
残留熱除去系ポンプ室空調機(B)
出口弁
高圧炉心注水系ポンプ(B)冷却器
冷却水出口弁

原子炉建屋地上 4 階（6 号炉） 原子炉建屋地上 4 階（6 号炉）
原子炉建屋地上 2 階（7 号炉） 原子炉建屋地上 2 階（7 号炉）
タービン建屋地上 1 階
タービン建屋地上 1 階

原子炉建屋地下 2 階
中央制御室
原子炉建屋地下 2 階
中央制御室
原子炉建屋地下 1 階（6 号炉） 原子炉建屋地下 1 階（6 号炉）
原子炉建屋地上 1 階（7 号炉） 原子炉建屋地上 1 階（7 号炉）
原子炉建屋地上 3 階（6 号炉） 原子炉建屋地上 3 階（6 号炉）
原子炉建屋地上中 4 階
原子炉建屋地上中 4 階（7 号炉）（7 号炉）
原子炉建屋地上 2 階
原子炉建屋地上 2 階
原子炉建屋地上 2 階

原子炉建屋地上 2 階

原子炉建屋地上 2 階

原子炉建屋地上 2 階

原子炉建屋地上 3 階

原子炉建屋地上 3 階

原子炉建屋地下 3 階

原子炉建屋地下 3 階

原子炉建屋地下 3 階

原子炉建屋地下 3 階（次頁へ続く）3.5-21

機器名称
高圧炉心注水系ポンプ室空調機(B)出口弁
原子炉補機冷却水系ポンプ(B)
吸込弁
原子炉補機冷却水系ポンプ(E)
吸込弁
原子炉補機冷却海水ポンプ(B)
電動機軸受出口弁（7 号炉のみ）
原子炉補機冷却海水ポンプ(E)
電動機軸受出口弁（7 号炉のみ）
換気空調補機非常用冷却水系
冷凍機(B)冷却水温度調節弁後弁
換気空調補機非常用冷却水系
冷凍機(D)冷却水温度調節弁後弁
格納容器内雰囲気モニタ系(B)室
空調機冷却水出口弁（6 号炉のみ）
残留熱除去系ポンプ(B)モータ
軸受冷却器冷却水出口弁（6 号炉のみ）
残留熱除去系ポンプ(B)冷却水出口弁
高圧炉心注水系ポンプ(B)メカニ
カルシール冷却器冷却水出口弁（6 号炉のみ）
サージタンク(B)換気空調補機
非常用冷却水系側出口弁
ホース

設置場所
原子炉建屋地下 3 階

操作場所
原子炉建屋地下 3 階

タービン建屋地下 1 階

タービン建屋地下 1 階

タービン建屋地下 1 階

タービン建屋地下 1 階

タービン建屋地下 1 階

タービン建屋地下 1 階

タービン建屋地下 1 階

タービン建屋地下 1 階

コントロール建屋
地下 2 階コントロール建屋
地下 2 階
原子炉建屋地上 3 階

コントロール建屋
地下 2 階コントロール建屋
地下 2 階
原子炉建屋地上 3 階

原子炉建屋地下 3 階

原子炉建屋地下 3 階

原子炉建屋地下 3 階

原子炉建屋地下 3 階

原子炉建屋地下 3 階

原子炉建屋地下 3 階

原子炉建屋地上 4 階（6 号炉） 原子炉建屋地上 4 階（6 号炉）
原子炉建屋地上 2 階（7 号炉） 原子炉建屋地上 2 階（7 号炉）
屋外
屋外

3.5-22

3.5.2.1.4.2

設置許可基準規則第 43 条第 3 項への適合方針(1) 容量（設置許可基準規則第 43 条第 3 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等の収束に必要な容量に加え，十分に余裕のある容量を有するものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.2

容量等」に示す。

代替原子炉補機冷系の可搬設備である熱交換器ユニットと大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，最終ヒートシンクへの熱を輸送する機能が喪失した場合であって，残留熱除去系ポンプが起動可能な状況において，残留熱除去系熱交換器の冷却を行うために必要な除熱量とポンプ流量を有する設計とする。
熱交換器ユニットの容量は，熱交換容量約 23MW として設計し，代替原子炉
補機冷却系を使用する有効性評価「崩壊熱除去機能喪失（取水機能喪失）」のシナリオで，事故発生 20 時間後に代替原子炉補機冷却系を用いた残留熱除去
系によるサプレッション・チェンバ・プール水冷却モード運転で冷却効果を確保可能な設計とする。
大容量送水車（熱交換器ユニット用）の容量は，流量 900m3/h として設計し，代替原子炉補機冷却系を使用する有効性評価「崩壊熱除去機能喪失（取水機能喪失）」のシナリオで，事故発生 20 時間後に代替原子炉補機冷却系を用いた残留熱除去系によるサプレッション・チェンバ・プール水冷却モード
運転で冷却効果を確保可能な設計とする。
また，熱交換器ユニットは 1 セット 1 式使用する。保有数は 1 プラントあたり 2 セット 2 式で 6 号及び 7 号炉共用で 4 セット 4 式確保する。
大容量送水車（熱交換器ユニット用）は 1 セット 1 台として使用する。保
有数は 1 プラントあたり 1 セット 1 台で 6 号及び 7 号炉共用で 4 セット 4 台確保する。
更に熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）の故障時のバックアップ及び保守点検による待機除外時のバックアップとして，同様の機能を有する格納容器圧力逃がし装置と多様性を持つ設計とする。
（48-7-2～16）(2) 確実な接続（設置許可基準規則第 43 条第 3 項二）(ⅰ) 要求事項
常設設備（発電用原子炉施設と接続されている設備又は短時間に発電用原子炉施設と接続することができる常設の設備をいう。以下同じ。）と接続するものにあっては，当該常設設備と容易かつ確実に接続することができ，かつ，二以上の系統又は発電用原子炉施設が相互に使用することができるよう，接続部の規格の統一その他の適切な措置を講じたものであること。

3.5-23

(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性」に示す。

代替原子炉補機冷系の熱交換器ユニットを接続するためのホースは，タービ
ン建屋側の接続口と口径を統一しかつフランジ構造とすることで，常設設備と確実に接続ができる設計とする。また，6 号及び 7 号炉が相互に使用することができるよう，それぞれの熱交換器ユニット及びホースは，6 号及び 7 号炉に接続可能な設計とする。
また，代替原子炉補機冷系の大容量送水車（熱交換器ユニット用）を接続するためのホースは，熱交換器ユニットの接続口と口径を統一しかつ簡便な接続方式である結合金具による接続とすることで，確実に接続ができる設計とする。
また，6 号及び 7 号炉が相互に使用することができるよう，それぞれの大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，6 号及び 7 号炉の熱交換器ユニットに接続可能な設計とする。
（48-8-2）(3) 複数の接続口（設置許可基準規則第 43 条第 3 項三）(ⅰ) 要求事項
常設設備と接続するものにあっては，共通要因によって接続することができなくなることを防止するため，可搬型重大事故等対処設備（原子炉建屋の外か
ら水又は電力を供給するものに限る。）の接続口をそれぞれ互いに異なる複数の場所に設けるものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニットの接続箇所である接続口は重大事故等時の環境条件，自然現象，外部人為事象，溢水及び火災の影響により接続できなくなることを防止するため，接続口をそれぞれ互いに異なる位置的分
散された複数の場所に設ける設計とする。具体的には原子炉補機冷却系 A 系に接続する接続口と，原子炉補機冷却系 B 系に接続する接続口をそれぞれ設けることとし，6 号炉についてはタービン建屋北側屋外に 1 箇所，タービン建屋西側屋外に 1 箇所，7 号炉については，タービン建屋西側屋外に 1 箇所，タービ
ン建屋南側屋外に 1 箇所設置し，位置的分散を図っている。また，残留熱除去系 A 系及び B 系いずれもサプレッション・チェンバの除熱が可能であるため，原子炉補機冷却系 A 系及び B 系でそれぞれ接続口を設けることが可能な設計とする。
なお，第 50 条の「原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備」として代替循環冷却系を設置し，代替原子炉補機冷却系熱交換器ユニットを使用するが，この場合は原子炉補機冷却系 B 系の接続口のみが使用可能であるため本章における接続口の位置的分散の考えと異なる。代替循環冷却系の接続口の位
置的分散については「3.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備（設置許可基準規則第 50 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
（48-4-22）
3.5-24

(4) 設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 3 項四）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において可搬型重大事故等対処設備を設置場所に据え付け，及び常設設備と接続することができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.3

環境条件等」に示す。

代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，炉心損傷前の状況で屋外に設置する設備であり，想定される重大事故等が発生した場合における放射線を考慮しても，線源からの離隔距離をとることにより，これら設備の設置及び常設設備との接続が可能とする。また，現場での接続作業にあたって，簡便な結合金具による接続方式及びフランジ接続方式により，確実に速やかに接続が可能な設計とする。
（48-8-2）(5) 保管場所（設置許可基準規則第 43 条第 3 項五）(ⅰ) 要求事項
地震，津波その他の自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロ
リズムによる影響，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備の配置その他の条件を考慮した上で常設重大事故等対処設備と異なる保管場所に保管すること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，地震，津波その他の自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムによる影響，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備の配置その他の条件を考慮し，原子炉補機冷却系中間ループ循環ポンプ及び格
納容器圧力逃がし装置及び耐圧強化ベント系と位置的分散を図り，発電所敷地内の高台にある荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所の複数箇所に分散して保管する。
（48-9-2）(6) アクセスルートの確保（許可基準規則第 43 条第 3 項六）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において，可搬型重大事故等対処設備を運搬し，又は他の設備の被害状況を把握するため，工場等内の道路及び通路が確保できるよう，適切な措置を講じたものであること。

3.5-25

(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性」に示す。

代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，通常時は高台に保管しており，想定される重大事故等が発生した
場合においても，可搬型重大事故等対処設備の運搬，移動に支障をきたすことのないよう，迂回路も考慮して複数のアクセスルートを確保する。
（『可搬型重大事故等対処設備保管場所及びアクセスルートについて』参照）（48-10-2,3）(7) 設計基準事故対処設備及び常設重大事故防止設備との多様性（設置許可基準
規則第 43 条第 3 項七）(ⅰ) 要求事項
重大事故防止設備のうち可搬型のものは，共通要因によって，設計基準事故
対処設備の安全機能，使用済燃料貯蔵槽の冷却機能若しくは注水機能又は常設
重大事故防止設備の重大事故等時に至るおそれがある事故に対処するために必要な機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，共通要因によって設計基準事故対処設備の安全機能，使用済燃料
貯蔵槽の冷却機能若しくは注水機能又は常設重大事故防止設備の重大事故に至るおそれがある事故に対処するために必要な機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，設計基準事故対処設備である原子炉補機冷却系中間ループ循環ポンプ及び重大事故防止設備である格納容器圧力逃がし装置，代替
格納容器圧力逃がし装置及び耐圧強化ベント系と表 3.5-9 で示す通り多様性，
位置的分散を図る。また，最終ヒートシンクについても，原子炉補機冷却系及
び代替原子炉補機冷却系が海水であることに対し，格納容器圧力逃がし装置及び耐圧強化ベント系は大気とし，多様性を有する設計とする。

3.5-26

表 3.5-9

代替原子炉補機冷却系の多様性又は独立性，位置的分散

設計基準事故対処設備
項目
原子炉補機冷却系
ポンプ
（淡水）

ポンプ
（海水）
熱交換器

最終ヒートシンク
駆動方式

原子炉補機冷却系
中間ループ循環ポンプ＜タービン建屋＞
原子炉補機冷却系
海水ポンプ＜タービン建屋＞
原子炉補機冷却系
熱交換器＜タービン建屋＞
海水
非常用交流電源設
備(非常用ディーゼ
ル発電機)＜原子炉建屋＞

重大事故等対処設備
格納容器圧力逃がし装置及び代替格納容器圧力逃がし装置
―

―

―

―

―

―

大気

大気

不要

不要

耐圧強化ベント系

代替原子炉補機冷却系
熱交換器ユニット（代替原子炉補機冷却水
ポンプ）
＜屋外＞
大容量送水車（熱交換器ユ
ニット用）
＜屋外＞
熱交換器ユニット（熱交換器）＜屋外＞
海水
可搬型代替交流電源設備
(電源車)
＜屋外＞

＜＞内は設置場所を示す。

3.5-27

3.5.2.2 格納容器圧力逃がし装置
3.5.2.2.1 設備概要
格納容器圧力逃がし装置は，設計基準事故対処設備の有する最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失した場合に，炉心の著しい損傷等を防止するため，大気を最終ヒートシンクとして原子炉格納容器から熱を輸送することを目的として設置するものであり，フィルタ装置，よう素フィルタ及びラプチャーディスク等で構成する。
本系統に関する系統概要図を図 3.5-3，本系統に関する重大事故等対処設備一覧を表 3.5-10 に示す。
格納容器圧力逃がし装置の詳細は，「3.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備（設置許可基準規則第 50 条に対する設計方針を示す章）」で記述している。

3.5-28図 3.5-3

コンプレッサー

可搬式窒素供給装置車等

3.5-29

格納容器圧力逃がし装置

FE

系統概要図

FE

LT

ドレンポンプ
流量

RE

RE

フィルタ
装置

よう素
フィルタ

フィルタ装置
水素濃度

H2E

フィルタ装置
入口圧力PT

フィルタ装置
水素濃度

フィルタ装置スクラバ水pHpH

原子炉建屋（二次格納施設外）

ドレンタンク水位

LＳ

ドレン
タンク

フィルタ装置
出口放射線モニタ

7号炉

フィルタ装置出口配管圧力

PI

オリフィス
Ｎ2ベントライン

H2E

配管遮蔽
AO

二次格納施設

〔ＦＣ〕

AO

・

PT

PT

MO

MO

〔ＦＣ〕

AO

・

格納容器圧力(D/W)

AO

格納容器圧力(S/C)
サプレッション・
チェンバ

原
子
炉
圧
力
容
器

ドライウェル

原子炉区域よりパージ用排風機

AO

〔ＦＯ〕

〔ＦＯ〕

MO

原子炉区域運転階より非常用ガス処理系
排風機へ

MO

原子炉区域・
タービン区域換気空調系排風機へ〔ＦＣ〕

MO

〔ＦＯ〕

可燃性ガス濃度制御系
気水分離器より

非常用ガス処理系
排風機より

〔ＦＣ〕

AO

〔ＦＣ〕

AO

・

MO

MO

MO
〔ＦＣ〕

AO

・

ボンベ

ボンベ

遠隔手動弁操作設備

Ｎ2供給ライン

大物搬入口

可搬型窒素供給装置

原子炉建屋(二次格納施設外）

タービン建屋

Ｎ2供給ライン

遠隔手動弁操作設備

遠隔手動弁操作設備

遠隔手動弁操作設備

遠隔手動弁操作設備

ボンベ

遠隔手動弁操作設備

ボンベ

主排気筒

MO

ドレン
移送ポンプ

フィルタ装置水位

DP

Ｎ2ベントライン

オリフィス

ラプチャーディスク

Ｎ2供給ラインフィルタ装置出口圧力

PT

給水ライン

補給薬液

水中ポンプ等

フィルタ装置フィルタベント遮蔽壁

フィルタ装置金属フィルタ差圧

発電機

スクラバ水pH制御設備

可搬型代替注水ポンプ(A-2級）

6号炉
フィルタ装置
出口放射線モニタ
ラプチャーディスク

重大事故等対処設備（附属設備等）

重大事故等対処設備（主要設備）

・ 水源については「3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第 56 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
・ 電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
・ 計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方針を示す章）
」で示す。

AO

MO

表 3.5-10
設備区分
主要設備

附属設備

水源※1

流路

注水先
電源設備※2

格納容器圧力逃がし装置に関する重大事故等対処設備一覧
設備名
フィルタ装置【常設】よう素フィルタ【常設】ラプチャーディスク【常設】ドレン移送ポンプ【常設】ドレンタンク【常設】遠隔手動弁操作設備【常設】可搬型窒素供給装置【可搬】
スクラバ水 pH 制御設備【可搬】
フィルタベント遮蔽壁【常設】
配管遮蔽【常設】
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）【可搬】
防火水槽【常設】
淡水貯水池【常設】不活性ガス系 配管・弁【常設】耐圧強化ベント系 配管・弁【常設】
格納容器圧力逃がし装置 配管・弁【常設】原子炉格納容器【常設】真空破壊弁（S/C→D/W）【常設】
ホース・接続口【可搬】－
常設代替交流電源設備
第一ガスタービン発電機【常設】及び第二ガスタービン
発電機【常設】
軽油タンク【常設】タンクローリ（16kL）【可搬】
第一ガスタービン発電機用燃料タンク【常設】及び第二ガスタービン発電機用燃料タンク【常設】第一ガスタービン発電機用燃料移送ポンプ【常設】及び第二ガスタービン発電機用燃料移送ポンプ【常設】可搬型代替交流電源設備
電源車【可搬】
軽油タンク【常設】タンクローリ（4kL）【可搬】（次頁へ続く）3.5-30設備区分

設備名

代替所内電気設備
緊急用高圧母線【常設】緊急用断路器【常設】緊急用電源切替箱断路器【常設】緊急用電源切替箱接続装置【常設】AM 用動力変圧器【常設】AM 用 MCC【常設】AM 用切替盤【常設】AM 用操作盤【常設】非常用高圧母線 C 系【常設】非常用高圧母線 D 系【常設】常設代替直流電源設備
AM 用直流 125V 蓄電池【常設】AM 用直流 125V 充電器【常設】可搬型直流電源設備
電源車【可搬】
AM 用直流 125V 充電器【常設】軽油タンク【常設】タンクローリ（4kL）【可搬】
上記常設代替直流電源設備への給電のための設備として以下の設備を使用する。
常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備※3計装設備
フィルタ装置水位【常設】フィルタ装置入口圧力【常設】フィルタ装置出口放射線モニタ【常設】フィルタ装置水素濃度【常設】フィルタ装置金属フィルタ差圧【常設】フィルタ装置スクラバ水 pH【常設】ドライウェル雰囲気温度【常設】サプレッション・チェンバ気体温度【常設】格納容器内圧力（D/W）【常設】
格納容器内圧力（S/C）【常設】※1：水源については「3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備」で示す。
※2：単線結線図を補足説明資料 50-2 に示す。
電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
※3：主要設備を用いた炉心損傷防止及び原子炉格納容器破損防止対策を成功させる
ために把握することが必要な原子炉施設の状態
計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

3.5-31

なお，水源については「3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第 56 条に対する設計方針を示す章）」,電源設備については「3.14 電源設
備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」，計装設備については「3.15計装設備（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

3.5-32

3.5.2.2.2 多重性又は多様性，独立性，及び位置的分散の確保
格納容器圧力逃がし装置，代替格納容器圧力逃がし装置及び耐圧強化ベント系
は，設計基準事故対処設備である残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）と同時にその機能が損なわれる恐れがないよう，表 3.5-11 に示すとおり多様性又は多重性，及び位置的分散を図った設計とする。
残留熱除去系との独立性については，表 3.5-12 で示すとおり地震，津波，火災，
溢水により同時に故障することを防止するために独立性を確保する設計とする。
また，隔離弁の電源については，常設代替交流電源より供給する設計とすることとしているが，遠隔手動弁操作設備等を用いて必要に応じて現場での手動操作も可能な設計とすることで駆動源の多様化を図っている。
また，格納容器圧力逃がし装置，代替格納容器圧力逃がし装置及び耐圧強化ベント系については，残留熱除去系と異なり，ポンプや水源等を必要としないが，これらの系統を構成する主要設備については，残留熱除去系に対して位置的分散を図った設計とする。
なお，格納容器圧力逃がし装置，代替格納容器圧力逃がし装置及び耐圧強化ベント系の配管及び弁の一部については，残留熱除去系の配管及び弁と同一階に設置されているが，残留熱除去系の配管及び弁とは区画された部屋に設置することより，
位置的分散が図られた設計とする。
表 3.5-11

多様性又は多重性，位置的分散

設計基準事故対処設備

ポンプ
水源
駆動用空気
潤滑油
冷却水
駆動電源

残留熱除去系（格納容器スプレイ
冷却モード）
残留熱除去系ポンプ（原子炉建屋地下 3 階）
サプレッション・チェンバ
原子炉建屋地下 3 階

重大事故防止設備
格納容器圧力逃がし装置

代替格納容器
圧力逃がし装置

耐圧強化
ベント系

不要※1

不要※2

不要※3

不要
不要
（内包油）
原子炉補機冷却系（海水）
非常用ディーゼル発電機
原子炉建屋地上１階※1

格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置及びよう素フィルタについては，屋外原
子炉建屋東側（6 号炉），屋外原子炉建屋南東側（7 号炉）に設置する※2 代替格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置及びよう素フィルタについては，原子炉建屋東側（6 号炉），原子炉建屋北東側側（7 号炉）の地下ピット内に設置する※3 耐圧強化ベント系の配管及び弁は，残留熱除去系と区画され分離されている
3.5-33表 3.5-12
項目
共
通
要
因
故
障

地震

津波

火災

溢水

設計基準事故対処設備との独立性

設計基準事故対処設備
重大事故防止設備
残留熱除去系
格納容器圧力逃がし装置（格納容器スプレイ冷却モード） 代替格納容器圧力逃がし装置
耐圧強化ベント系
設計基準事故対処設備の残留熱除去系は耐震 S クラス設計とし，重大事故防止設備である格納容器圧力逃がし装置，代替格納容器圧力逃がし装置及び耐圧強化ベント系は基準地震動 Ss で機能維持できる設計とすること
で，基準地震動 Ss が共通要因となり故障することのない設計とする。
6 号炉及び 7 号炉の原子炉建屋は，基準津波が到達しない位置に設置することで，津波が共通要因となり故障することのない設計とする。また，6号炉及び 7 号炉のフィルタベント遮蔽壁及びフィルタベント地下ピットについては，水密構造とすることで，基準津波が内部へ到達しない構造とすることで，津波が共通要因となり故障することのない設計とする。
設計基準事故対処設備の残留熱除去系と，重大事故防止設備である格納容器圧力逃がし装置，代替格納容器圧力逃がし装置及び耐圧強化ベント系
は，火災が共通要因となり同時に故障することのない設計とする（「共-7
重大事故等対処設備の内部火災に対する防護方針について」に示す）。
設計基準事故対処設備の残留熱除去系と，重大事故防止設備である格納容器圧力逃がし装置，代替格納容器圧力逃がし装置及び耐圧強化ベント系
は，溢水が共通要因となり同時に故障することのない設計とする（「共-8
重大事故等対処設備の内部溢水に対する防護方針について」に示す）。

3.5-34

3.5.2.3 代替格納容器圧力逃がし装置
3.5.2.3.1 設備概要
代替格納容器圧力逃がし装置は，設計基準事故対処設備の有する最終ヒートシン
クへ熱を輸送する機能が喪失した場合に，炉心の著しい損傷等を防止するため，大気を最終ヒートシンクとして原子炉格納容器から熱を輸送することを目的として設置するものであり，フィルタ装置，よう素フィルタ及びラプチャーディスク等で構成する。
本系統に関する系統概要図を図 3.5-4，本系統に関する重大事故等対処設備一覧を表 3.5-13 に示す。
代替格納容器圧力逃がし装置の詳細は，「3.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備（設置許可基準規則第 50 条に対する設計方針を示す章）」で記述している。

・ 水源については「3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第 56 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
・ 電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
・ 計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

：重大事故等対処設備（主要設備）：重大事故等対処設備（附属設備等）

二次格納施設

原子炉建屋(二次格納施設外）
MO

格納容器圧力逃がし装置へ
AO

非常用ガス処理系へ

ラプチャーディスクPI

補給水ライン
遠隔手動弁操作設備
ドライウェルMOMO

可搬型窒素供給装置
フィルタ装置入口圧力PT

フィルタ装置出口圧力 PT

薬液タンク

遠隔手動弁操作設備

H2E

ラプチャーディスク
オリフィス
Ｎ2ベントライン

よう素
フィルタ

フィルタ装置水素濃度
MO

MO

H2E

フィルタ装置水素濃度
MO

MO

※

ド
レ
ン
タ
ン
ク

フィルタ
装置
※

ＤP

AO

原
子
炉
圧
力
容
器

AO

格納容器圧力(D/W)
PT

格納容器圧力(S/C)
サプレッション・
チェンバ

フィルタ装置金属フィルタ差圧

PT

AO

AO

LＳ

ドレンタンク水位

LT フィルタ装置水位

※
pH

※

MO

MO

フィルタ装置スクラバ水pHMO ※代替格納容器圧力容器
逃がし装置室空調※

FE

ドレン移送ポンプ

ドレンポンプ流量

電動弁を並列に二台設置することにより，信頼性の向上を図る

図 3.5-4

代替格納容器圧力逃がし装置

3.5-35AO

主排気筒へフィルタ装置出口配管圧力Ｎ2供給ライン

AO

RE

AO

MO

Ｎ2ベントライン

可搬型代替注水ポンプ(A-2級）

パージ用排風機

原子炉建屋区域・タービン区域
換気空調系へ

フィルタ装置
出口放射線モニタ系統概要図

表 3.5-13 代替格納容器圧力逃がし装置に関する重大事故等対処設備一覧
設備区分
設備名
主要設備
フィルタ装置【常設】よう素フィルタ【常設】ラプチャーディスク【常設】附属設備
代替格納容器圧力逃がし装置室空調【常設】ドレン移送ポンプ【常設】ドレンタンク【常設】遠隔手動弁操作設備【常設】薬液タンク【常設】
可搬型窒素供給装置【可搬】
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）【可搬】※1
水源
防火水槽【常設】
淡水貯水池【常設】流路
代替格納容器圧力逃がし装置 配管・弁【常設】原子炉格納容器【常設】真空破壊弁(S/C→D/W)【常設】
ホース・接続口【可搬】
注水先
－
※2
電源設備
常設代替交流電源設備
第一ガスタービン発電機【常設】及び第二ガスタービン発
電機【常設】
軽油タンク【常設】タンクローリ（16kL）【可搬】
第一ガスタービン発電機用燃料タンク【常設】及び第二ガ
スタービン発電機用燃料タンク【常設】第一ガスタービン発電機用燃料移送ポンプ【常設】及び第二ガスタービン発電機用燃料移送ポンプ【常設】可搬型代替交流電源設備
電源車【可搬】
軽油タンク【常設】タンクローリ（4kL）【可搬】
代替所内電気設備
緊急用高圧母線【常設】緊急用断路器【常設】緊急用電源切替箱断路器【常設】緊急用電源切替箱接続装置【常設】（次頁へ続く）3.5-36

AM 用動力変圧器【常設】AM 用 MCC【常設】AM 用切替盤【常設】AM 用操作盤【常設】非常用高圧母線 C 系【常設】非常用高圧母線 D 系【常設】常設代替直流電源設備
AM 用直流 125V 蓄電池【常設】AM 用直流 125V 充電器【常設】可搬型直流電源設備
電源車【可搬】
AM 用直流 125V 充電器【常設】軽油タンク【常設】タンクローリ（4kL）【可搬】
上記常設代替直流電源設備への給電のための設備として以下の設備を使用する。
常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備※3計装設備
フィルタ装置水位【常設】フィルタ装置入口圧力【常設】フィルタ装置出口放射線モニタ【常設】フィルタ装置水素濃度【常設】フィルタ装置金属フィルタ差圧【常設】フィルタ装置スクラバ水 pH【常設】ドライウェル雰囲気温度【常設】サプレッション・チェンバ気体温度【常設】格納容器内圧力（D/W）【常設】
格納容器内圧力（S/C）【常設】※1：水源については「3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備」で示す。
※2：単線結線図を補足説明資料 50-2 に示す。
電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
※3：主要設備を用いた炉心損傷防止及び原子炉格納容器破損防止対策を成功させる
ために把握することが必要な原子炉施設の状態
計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
3.5.2.3.2 多重性又は多様性，独立性，及び位置的分散の確保
代替格納容器圧力逃がし装置の多重性又は多様性及び独立性，及び位置的分散の確保については「3.5.2.2.2 多重性又は多様性，独立性，及び位置的分散の確保」
で示す。

3.5-37

3.5.2.4 耐圧強化ベント系
3.5.2.4.1 設備概要
耐圧強化ベント系は，設計基準事故対処設備の有する最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失した場合に，炉心の著しい損傷等を防止するため，大気を最終ヒートシンクとして原子炉格納容器から熱を輸送することを目的として設置するものである。
本系統を使用する際には，サプレッション・チェンバ内でのスクラビング効果が期待できるウェットウェルベントを優先とするが，サプレッション・チェンバ側のベントラインが水没した場合，若しくは何らかの原因によりサプレッション・チェ
ンバ側からのベントが実施できない場合は，ドライウェル側からベントを行う。ドライウェルベントを行った際には，サプレッション・チェンバ内の雰囲気ガスは真空破壊弁を経由してドライウェルへ排出される。
本系統は配管及び弁等で構成し，原子炉格納容器内の雰囲気ガスを不活性ガス系
及び本系統を経由して非常用ガス処理系へ導き，原子炉建屋屋上に設置している主排気筒（内筒）を通して大気へ放出する。
本系統に関する系統概要図を図 3.5-5，本系統に関する重大事故等対処設備一覧を表 3.5-14 に示す。
本系統は，中央制御室での弁操作によって原子炉格納容器からの排気ラインの流路構成を行うことにより，ベントを実施可能である。また，全電源喪失により中央制御室からの弁操作が不可能となった場合においても，現場での弁操作によりベントを実施することが可能である。

3.5-38

・ 電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
・ 計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

：重大事故等対処設備（主要設備）：重大事故等対処設備（附属設備等）

主排気筒※６号炉については原子炉建屋内の二次格納施設外に設置

格納容器圧力逃がし装置へ

AO

原子炉区域・
タービン区域〔ＦＣ〕
換気空調系排風機へ耐圧強化ベント系
放射線モニタ※

原子炉区域よりRE

パージ用排風機
MO

AO
MO

ボンベ
〔ＦＣ〕

非常用ガス処理系
排風機へ

HCWサンプへMO

遠隔手動弁操作設備

AO

ボンベ

AO
〔ＦＯ〕

AO

〔ＦＣ〕

原子炉区域運転階より

〔ＦＯ〕

〔ＦＯ〕

ドライウェル

・

・

AO

AO

H2E

・

MO

遠隔手動弁操作設備
遠隔手動弁操作設備

〔ＦＣ〕

ボンベ
MO

格納容器圧力(D/W)
PT

格納容器圧力(S/C)
サプレッション・
チェンバ

フィルタ装置水素濃度

遠隔手動弁操作設備

AO

原
子
炉
圧
力
容
器

遠隔手動弁操作設備

〔ＦＣ〕

・

PT

遠隔手動弁操作設備

AO

ボンベ

〔ＦＣ〕

MO

MO

非常用ガス処理系
排風機より

原子炉建屋
(二次格納施設外）

MO

タービン建屋

大物搬入口

二次格納施設Ｎ2供給ライン

図 3.5-5

耐圧強化ベント系

3.5-39系統概要図

表 3.5-14
設備区分
主要設備
附属設備
水源

耐圧強化ベント系に関する重大事故等対処設備一覧
設備名－
遠隔手動弁操作設備【常設】－流路

不活性ガス系 配管・弁【常設】耐圧強化ベント系(W/W) 配管・弁【常設】耐圧強化ベント系(D/W) 配管・弁【常設】非常用ガス処理系 配管・弁【常設】主排気筒(内筒)【常設】
原子炉格納容器【常設】真空破壊弁（S/C→D/W）【常設】－
常設代替交流電源設備
第一ガスタービン発電機【常設】及び第二ガスタービン発
電機【常設】
軽油タンク【常設】タンクローリ（16kL）【可搬】
第一ガスタービン発電機用燃料タンク【常設】及び第二ガ
スタービン発電機用燃料タンク【常設】第一ガスタービン発電機用燃料移送ポンプ【常設】及び第二ガスタービン発電機用燃料移送ポンプ【常設】可搬型代替交流電源設備
電源車【可搬】
軽油タンク【常設】タンクローリ（4kL）【可搬】
代替所内電気設備
緊急用高圧母線【常設】緊急用断路器【常設】緊急用電源切替箱断路器【常設】緊急用電源切替箱接続装置【常設】AM 用動力変圧器【常設】AM 用 MCC【常設】AM 用切替盤【常設】AM 用操作盤【常設】非常用高圧母線 C 系【常設】非常用高圧母線 D 系【常設】常設代替直流電源設備
AM 用直流 125V 蓄電池【常設】AM 用直流 125V 充電器【常設】注水先
電源設備※1

可搬型直流電源設備（次頁へ続く）3.5-40

設備区分

計装設備※2

設備名
電源車【可搬】
AM 用直流 125V 充電器【常設】軽油タンク【常設】タンクローリ（4kL）【可搬】
上記常設代替直流電源設備への給電のための設備として以下の設備を使用する。
常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
ドライウェル雰囲気温度【常設】サプレッション・チェンバ気体温度【常設】格納容器内圧力（D/W）【常設】
格納容器内圧力（S/C）【常設】
耐圧強化ベント系放射線モニタ【常設】フィルタ装置水素濃度【常設】※3※1：単線結線図を補足説明資料 48-2 に示す。
電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
※2：主要設備を用いた炉心損傷防止及び原子炉格納容器破損防止対策を成功させる
ために把握することが必要な原子炉施設の状態
計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
※3：フィルタ装置水素濃度については，設置許可基準規則第 52 条において原子炉格納容器内の水素ガスを排出する際に要求されるものである。格納容器圧力逃がし装置の水素濃度計と兼用であり，サンプリングラインを切り替えることによって，耐圧強化ベント系も計測可能である。

3.5-41

3.5.2.4.2 主要設備の仕様
主要機器の仕様を以下に示す。
(1) 耐圧強化ベント系（配管及び弁）最高使用圧力最高使用温度容量
取付箇所：620kPa[gage]：171℃：約 15.8kg/s：原子炉建屋内

なお，電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」，計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則
第 58 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
3.5.2.4.3 多重性又は多様性，独立性，及び位置的分散の確保
耐圧強化ベント系の多重性又は多様性，独立性，及び位置的分散の確保については「3.5.2.2.2 多重性又は多様性，独立性，及び位置的分散の確保」で示す。

3.5-42

3.5.2.4.4 設置許可基準規則第 43 条への適合方針
3.5.2.4.4.1 設置許可基準規則第 43 条第 1 項への適合方針(1) 環境条件及び荷重条件（設置許可基準規則第 43 条第 1 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重その他の使用条件において，重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮するものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.3

環境条件等」に示す。

耐圧強化ベント系を構成する機器は，二次格納施設内に設置されている設備
であることから，想定される重大事故等時における二次格納施設内の環境条件
及び荷重条件を考慮し，その機能を有効に発揮することができるよう，以下の表 3.5-15 に示す設計とする。
（48-4-23～31）
表 3.5-15 想定する環境条件及び荷重条件
環境条件等
対応
温度・圧力・湿度・放 二次格納施設内で想定される温度，圧力，湿度及び放射線
射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外の天候による影
屋外に設置するものではないため，天候による影響は受け響ない。
海水を通水する系統
海水を通水することはない。
への影響
地震
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方
針」に示す）。
風（台風）・積雪
二次格納施設内に設置するため，風（台風）及び積雪の影
響は受けない。
電磁的障害
重大事故等が発生した場合においても，電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。
耐圧強化ベント系の操作は，重大事故等が発生した場合の二次格納施設内の環境を考慮し，中央制御室の操作スイッチから遠隔操作可能な設計とする。また，電源喪失時においても，操作可能なように，原子炉建屋の二次格納施設外より遠隔手動弁操作設備を介しての人力操作が可能な設計とする。
(2) 操作性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項二）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において確実に操作できるものであること。

3.5-43

(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性」に示す。

耐圧強化ベント系を使用する際に操作が必要な隔離弁（一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側又はドライウェル側），二次隔離弁，フィルタ装置入口
弁，耐圧強化ベント弁）については，遠隔手動弁操作設備にて原子炉建屋の二次格納施設外より人力にて開操作することにより，重大事故等の環境下においても確実に操作が可能となる設計とする。また，二次隔離弁については電源が復旧することにより，中央制御室でも遠隔操作可能である。二次隔離弁が使用できない場合には二次隔離弁バイパス弁を原子炉建屋の二次格納施設外より人力にて操作することも可能である。表 3.5-16 に操作対象機器を示す。
これら操作機器については，運転員のアクセス性，操作性を考慮して十分な操作空間を確保する。また，それぞれの操作対象については銘板をつけることで識別可能とし，運転員の操作及び監視性を考慮して確実に操作できる設計とする。
（48-4-23～31,48-5-10～11）
表 3.5-16

操作対象機器

機器名称
一次隔離弁（サプレッション・
チェンバ側）
一次隔離弁（ドライウェル側）

状態の変化
弁閉→弁開

操作場所
原子炉建屋地下 1 階（二次格納施設外）

弁閉→弁開

原子炉建屋地上 2 階（二次格納施設外）

二次隔離弁

弁閉→弁開

中央制御室
原子炉建屋地上 3 階（二次格納施設外）

二次隔離弁
バイパス弁

弁閉→弁開

原子炉建屋地上 3 階（二次格納施設外）

フィルタ装置
入口弁

弁開→弁閉

原子炉建屋地上 3 階（二次格納施設外）

耐圧強化ベント弁

弁閉→弁開

原子炉建屋地上 3 階（二次格納施設外）

非常用ガス処理系
フィルタ装置出口
隔離弁 A

弁閉確認

中央制御室

非常用ガス処理系

弁閉確認

操作方法
手動操作
（遠隔手動弁操作設
備）
手動操作（遠隔手動弁操作設
備）
スイッチ操作手動操作（遠隔手動弁操作設
備）
手動操作（遠隔手動弁操作設
備）
手動操作（遠隔手動弁操作設
備）
手動操作（遠隔手動弁操作設
備）
スイッチ操作※

原子炉建屋地上 3 階（二次格納施設内）

手動操作

中央制御室

スイッチ操作※（次頁へ続く）3.5-44

機器名称
フィルタ装置出口
隔離弁 B

状態の変化

操作場所
原子炉建屋地上 3 階（二次格納施設内）

操作方法
手動操作

非常用ガス処理系
U シール隔離弁

弁閉確認

中央制御室

スイッチ操作※

6 号炉：原子炉建屋地上 3 階（二次格納施設内）
7 号炉：原子炉建屋地上 4 階（二次格納施設内）

手動操作※ 中央制御室にてランプ確認を行う。全閉でないことが確認された場合はスイッチ操作にて閉操作を行う。

(3) 試験及び検査（設置許可基準規則第 43 条第 1 項三）(ⅰ) 要求事項
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試験又は検査ができるものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性」に示す。

耐圧強化ベント系において原子炉格納容器から主排気筒（内筒）までのラインを構成する電動駆動弁及び空気駆動弁については，発電用原子炉の停止中に弁を開閉する弁動作試験を実施することで弁動作の確認が可能な設計とする。
発電用原子炉の運転中については，弁の開閉試験により系統内に封入されている窒素が外部に放出されることを防止するため，開閉試験は実施しない。
（48-6-11～13）
表 3.5-17 耐圧強化ベント系の試験及び検査項目
内容

発電用原子炉の状態
停止中
機能・性能試験
弁動作試験

漏えい確認
弁開閉動作の確認(4) 切り替えの容易性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項四）(ⅰ) 要求事項
本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設備にあっては，通常時に使用する系統から速やかに切り替えられる機能を備えるものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性」に示す。

耐圧強化ベント系については本来の用途以外の用途には使用しない。
3.5-45

本系統を使用する際には，流路に接続される弁（一次隔離弁（サプレッショ
ン・チェンバ側又はドライウェル側），二次隔離弁，フィルタ装置入口弁，耐圧強化ベント弁）を電源喪失時においても遠隔手動弁操作設備にて原子炉建屋の二次格納施設外より人力にて開操作することにより，ベントガスを非常用ガ
ス処理系配管を経由して主排気筒（内筒）へ導くことが可能である。また，二次隔離弁については電源が復旧することにより，中央制御室でも遠隔操作可能である。二次隔離弁が使用できない場合には二次隔離弁バイパス弁を原子炉建屋の二次格納施設外より人力にて操作することも可能である。
これにより，図 3.5-6 及び図 3.5-7 で示すタイムチャートの通り速やかに切り替え操作が可能である。
（48-4-23～31,48-5-10～11）

経過時間（分）
10

手順の項目

20

40

30

50

55

175

190

180

200

備考

180分 減圧及び除熱開始

要員（数）通信手段確保，電源確認

中央制御室運転員Ａ，Ｂ

2

現場運転員Ｃ，Ｄ

2

系統構成
原子炉格納容器ベン ト開始

耐圧強化ベント系による原子炉
格納容器内の減圧及び除熱（W/Wベント）

電源を復旧しながら系統構成を行う

移動・電源確保

※空気駆動弁の駆動源が確保できた場
合，本操作は不要。

系統構成
系統構成 ※※空気駆動弁の駆動源が確保でき中央制御室から遠隔操作した場合は，約 60 分で可能である。
経過時間（分）
10

手順の項目

20

30

35

130

135

140

150

135分 減圧及び除熱開始

要員（数）通信手段確保・計器電源確認

耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱(現場操作)（W/Wベント）

中央制御室運転員Ａ，Ｂ

2

現場運転員Ｃ，Ｄ

2

現場運転員Ｅ，Ｆ2

図 3.5-6

耐圧強化ベント系による除熱（W/W ベント）のタイムチャート＊移動・系統構成
原子炉格納容器ベン ト開始

移動・系統構成

3.5-46

備考経過時間（分）
10

手順の項目

20

40

30

50

55

175

190

180

備考

200

180分 減圧及び除熱開始

要員（数）通信手段確保，電源確認

中央制御室運転員Ａ，Ｂ

系統構成

2

原子炉格納容器ベン ト開始

耐圧強化ベント系による原子炉
格納容器内の減圧及び除熱（D/Wベント）

電源を復旧しながら系統構成を行う

移動・電源確保

現場運転員Ｃ，Ｄ※空気駆動弁の駆動源が確保できた場
合，本操作は不要。

系統構成

2

系統構成 ※※空気駆動弁の駆動源が確保でき中央制御室から遠隔操作した場合は，約 60 分で可能である。
経過時間（分）
10

手順の項目

20

30

35

130

135

140

150

備考

135分 減圧及び除熱開始

要員（数）通信手段確保・計器電源確認

耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱(現場操作)（D/Wベント）

中央制御室運転員Ａ，Ｂ

2

現場運転員Ｃ，Ｄ

2

現場運転員Ｅ，Ｆ2

図 3.5-7

耐圧強化ベント系による除熱（D/W ベント）のタイムチャート＊移動・系統構成
原子炉格納容器ベン ト開始

移動・系統構成＊：「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」への適合状況についての 1.5 で示すタイムチャート(5) 悪影響の防止（設置許可基準規則第 43 条第 1 項五）(ⅰ) 要求事項
工場等内の他の設備に対して悪影響を及ぼさないものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

耐圧強化ベント系は，不活性ガス系，非常用ガス処理系及び格納容器圧力逃がし装置が接続されている。
通常時に使用する系統としては表 3.5-18 の通り，不活性ガス系及び非常用
ガス処理系があるが，二次隔離弁，二次隔離弁バイパス弁及び耐圧強化ベント
弁を閉状態とすることでこれらの系統とは隔離され，悪影響を防止する。格納容器圧力逃がし装置については，通常時は使用しない系統であるため，系統隔離弁であるフィルタ装置入口弁については通常時開としても悪影響を及ぼすことはない。また，耐圧強化ベント系を用いる場合は，弁操作によって，通常時の系統構成から重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
一方で，重大事故等時において耐圧強化ベント系を使用する際に，排気経路を構成するための隔離境界箇所は，表 3.5-19 の通りである。
非常用ガス処理系（非常用ガス処理系排風機入口側），及び換気空調系との接続箇所は，一次隔離弁と二次隔離弁の間となっており，それぞれの系統を隔
3.5-47

離する弁は直列に各 2 弁ずつ設置してある。これらの弁は通常時閉，電源喪失時にはフェイルクローズとなる空気駆動弁と通常時閉の手動弁であり，万が一，弁座からシートパスがあったとしても，ベントガスが他系統へ回り込むことを防止し，悪影響を及ぼさない設計とする。また，格納容器圧力逃がし装置，非常用ガス処理系（非常用ガス処理系フィルタ装置出口側），及び原子炉建屋との隔離弁については二次隔離弁より下流側に接続される。格納容器圧力逃がし装置との隔離弁は通常時開，電源喪失時にはフェイルオープンとなる空気駆動弁であるため，耐圧強化ベント系使用時には閉操作が必要である。非常用ガス処理系フィルタ装置との隔離弁は，通常時閉の電動駆動弁であるが，非常用ガス処理系自動起動信号により自動開となるため，電源喪失時にはアズイズとなることを考慮すると，中央制御室での閉確認が必要である。また，排気筒で発生するドレンをサンプへ導くラインに接続する弁については通常時開の弁であり，耐圧強化ベント系使用前に中央制御室からの閉操作が必要である。
これらの弁によって他系統と隔離する弁は直列に 2 弁ずつ設置されているものではないが，炉心損傷後に耐圧強化ベント系を使用した際には，二次隔離弁の開度を調整開とする手順とすることで，当該弁の弁座シート部にかかる系統
内圧力を低減させ，水素ガスが他系統へ回り込むことを防止し，悪影響を及ぼさない設計とする。
（48-5-10～11）
表 3.5-18 他系統との隔離弁（通常時）
取合系統
不活性ガス系
非常用ガス処理系

系統隔離弁
二次隔離弁
二次隔離弁バイパス弁
耐圧強化ベント弁

駆動方式
電動駆動
手動
空気駆動

格納容器圧力逃がし装置※

フィルタ装置入口弁

空気駆動※

格納容器圧力逃がし装置は，重大事故等対処設備であり，通常時は使用しない系統である。

表 3.5-19
取合系統
非常用ガス処理系（非常用ガス処理系
排風機入口側）換気空調系

非常用ガス処理系（非常用ガス処理系フィルタ装置出口側）
格納容器圧力逃がし装置
原子炉建屋内

※

動作
通常時閉
通常時閉
通常時閉
電源喪失時閉通常時開電源喪失時開他系統との隔離弁（重大事故等時）

系統隔離弁
第一隔離弁

駆動方式
空気駆動

第二隔離弁
第一隔離弁

手動
空気駆動

第二隔離弁
第一隔離弁
（フィルタ装置
出口隔離弁 A/B）
第一隔離弁
（フィルタ装置入口弁※）
第一隔離弁（非常用ガス処理系
U シール隔離弁）

手動
電動駆動

空気駆動
電動駆動

動作
通常時閉
電源喪失時閉
通常時閉
通常時閉
電源喪失時閉
通常時閉
通常時閉（自動起動インター
ロック有）
通常時開
電源喪失時開通常時開耐圧強化ベント使用時に切り替え操作が必要（中央制御室若しくは現場にて容易に切り替え可能）

3.5-48

(6) 設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 1 項六）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において重大事故等対処設備の操作及び復旧作業を行うことができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設
置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.3

環境条件等」に示す。

耐圧強化ベント系の系統構成に必要な機器の設置場所，操作場所を表 3.5-20に示す。
耐圧強化ベント系を使用する際に操作が必要な隔離弁について，炉心損傷前に耐圧強化ベント系を使用する場合においては，想定される重大事故等時における放射線量は高くないことから，操作が可能である。一方，炉心損傷後に耐圧強化ベントを実施する場合においては，ベントガスに含まれる放射性物質により，当該弁に直接近接して行うことは困難である。電源喪失時でなければ中央制御室にて当該弁の操作を行うこととするが，電源喪失時においては遠隔手
動弁操作設備を経由して二次格納施設外にて操作を行うことが可能な設計とする。また，二次格納施設内に設置されている高線量配管に対して二次格納施設壁厚さが足りないため，遮蔽効果が不十分である場合は，現場での被ばく線量率を評価した上で，追加で遮蔽体を設置する。
（48-4-23～31,48-5-10～11）
表 3.5-20

操作対象機器設置場所

機器名称
一次隔離弁
（サプレッション・チェンバ側）

設置場所
原子炉建屋地下 1 階（二次格納施設内）

操作場所
原子炉建屋地下 1 階（二次格納施設外）

一次隔離弁（ドライウェル側）

原子炉建屋地上 2 階（二次格納施設内）

原子炉建屋地上 2 階（二次格納施設外）

二次隔離弁

原子炉建屋地上 3 階（二次格納施設内）

二次隔離弁バイパス弁

原子炉建屋地上 3 階（二次格納施設内）
原子炉格納容器内

中央制御室
原子炉建屋地上 3 階（二次格納施設外）
原子炉建屋地上 3 階（二次格納施設外）－

真空破壊弁
非常用ガス処理系
フィルタ装置出口隔離弁 A
非常用ガス処理系
フィルタ装置出口隔離弁 B
非常用ガス処理系
U シール隔離弁

原子炉建屋地上 3 階（二次格納施設内）
原子炉建屋地上 3 階（二次格納施設内）
6 号炉：原子炉建屋地上 3 階（二次格納施設内）
7 号炉：原子炉建屋地上 4 階（二次格納施設内）

3.5-49

中央制御室
中央制御室
中央制御室

3.5.2.4.4.1 設置許可基準規則第 43 条第 2 項への適合方針(1) 容量（設置許可基準規則第 43 条第 2 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等の収束に必要な容量を有するものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.2

容量等」に示す。

耐圧強化ベント系は，設計基準事故対処設備の有する最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失した場合に，大気を最終ヒートシンクとして原子炉格納容器から除熱をするため，原子炉定格熱出力の 1%に相当する 15.8kg/s の蒸気
流量を排気することができる設計とする。
原子炉定格熱出力の 1%とは，原子炉停止から 2～3 時間後に相当する出力である。一方，有効性評価シナリオにおいて，炉心損傷前のベント開始は，原子炉停止後約 16 時間後となっている。そのため，ベント開始時における原子炉
格納容器の蒸気発生量は，耐圧強化ベント系の設計流量である 15.8kg/s よりも小さいことから，耐圧強化ベント系を用いて，原子炉格納容器から除熱することは可能である。
また，耐圧強化ベント系を炉心損傷前に使用する場合は，原子炉格納容器の最高使用圧力にてベント判断をするものとし，ベント判断からベント開始までの原子炉格納容器の圧力上昇を考慮し，耐圧強化ベント系の最高使用圧力は，原子炉格納容器の最高使用圧力の 2 倍の 620kPa[gage]とする。
また，耐圧強化ベント系の最高使用温度は，原子炉格納容器の最高使用温度の 171℃とする。
（48-7-17～18）(2) 共用の禁止（設置許可基準規則第 43 条第 2 項二）(ⅰ) 要求事項
二以上の発電用原子炉施設において共用するものでないこと。ただし，二以上の発電用原子炉施設と共用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であって，同一の工場等内の他の発電用原子炉施設に対して悪影響を及ぼさない場合は，この限りでない。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

耐圧強化ベント系は，二以上の発電用原子炉施設において共用しない設計とする。

3.5-50(3) 設計基準事故対象設備との多様性（設置許可基準規則第 43 条第 2 項三）(ⅰ) 要求事項
常設重大事故防止設備は，共通要因によって設計基準事故対処設備の安全機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

耐圧強化ベント系は，設計基準事故対処設備である残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）とは構成機器を共用していないため，残留熱除去系と共通要因によって同時に機能が失われることはない。また，耐圧強化ベン
ト系は原子炉建屋内の残留熱除去系ポンプ及び熱交換器と異なる区画に設置することで、残留熱除去系ポンプ及び熱交換器並びにタービン建屋内の原子炉補機冷却系中間ループ循環ポンプ、海水ポンプ及び熱交換器と共通要因によって同時に機能を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。
（表 3.5-11,12）

3.5-51

3.5.3
重大事故等対処設備（設計基準拡張）
3.5.3.1 原子炉補機冷却系
3.5.3.1.1 設備概要
原子炉補機冷却系は，原子炉設備の非常用機器及び常用機器で発生する熱を冷却除去するために設けるものである。本系統は，非常用機器，残留熱除去機器の冷却と原子炉常用補機，廃棄物処理系機器及びタービン建屋内の放射性流体を取り扱う
補機の冷却を行う。
本系統は，非常用炉心冷却系の区分Ⅰ，区分Ⅱ及び区分Ⅲに対応した 3 系統としており，その系統は中間ループ及び海水系で構成し，中間ループ循環ポンプ，熱交換器，海水ポンプ，配管及び弁類等で構成する。中間ループ循環ポンプ，熱交換器及び海水ポンプは，各区分において通常運転時は 1 台運転としており，1 台予備とする。
本系統に関する系統概要図を図 3.5-8，本系統に関する重大事故等対処設備（設計基準拡張）一覧を表 3.5-21 に示す。
本系統は設計基準対象施設であるとともに，想定される重大事故等が発生した場合においてその機能を期待するため，重大事故等対処設備（設計基準拡張）と位置付ける。

3.5-52図 3.5-8

原子炉補機冷却系

3.5-53

系統概要図

FC
AO
MO

(D)

(D)

区分Ⅱ電源供給

原子炉補機冷却海水ポンプ

原子炉補機
冷却水系
熱交換器

区分Ⅰ電源供給

(A)

(A)

(B)

(B)

(E)

(E)

(E)

MO

ｻｰｼﾞ
ﾀﾝｸ

区分Ⅲ電源供給

原子炉補機冷却海水ポンプ

原子炉補機
冷却水系
熱交換器

原子炉補機冷却水系
中間ループ循環ポンプ (B)(D)

原子炉補機冷却水系
中間ループ循環ポンプ (A)

残留熱除去系，高圧
炉心注水系機器等

MO

非常用ディーゼル
発電設備

MO

(B)

残留熱除去系熱交換器

MO

MO

区分Ⅱ

MO

ｻｰｼﾞ
ﾀﾝｸ

原子炉建屋内補機等

残留熱除去系機器等

非常用ディーゼル
発電設備(A)

残留熱除去系熱交換器

原子炉建屋内補機等

FC
AO MO

区分Ⅰ

原子炉建屋内補機等
廃棄物処理系機器等

残留熱除去系，高圧
炉心注水系機器等

非常用ディーゼル
発電設備

(C)

MO

MO

残留熱除去系熱交換器

(F)

(F)

(F)

MO

ｻｰｼﾞ
ﾀﾝｸ

原子炉補機冷却海水ポンプ

原子炉補機
冷却水系
熱交換器

タイライン

(C)

(C)

原子炉補機冷却水系
中間ループ循環ポンプ (C)

FC
AO MO

区分Ⅲ

・ 電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則
第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
・ 計測制御設備については「3.15 計装設備（設置許可基準
規則第 58 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

表 3.5-21 原子炉補機冷却系に関する重大事故等対処設備（設計基準拡張）一覧
設備区分
設備名
主要設備
原子炉補機冷却系 中間ループ循環ポンプ【常設】原子炉補機冷却系 海水ポンプ【常設】原子炉補機冷却系 熱交換器【常設】
附属設備
－
流路
原子炉補機冷却系 配管・弁・海水ストレーナ[流路]原子炉補機冷却系 サージタンク[流路]※1
電源設備
非常用交流電源設備
非常用ディーゼル発電機（設計基準拡張）【常設】※2計装設備
原子炉補機冷却水系系統流量【常設】残留熱除去系熱交換器入口冷却水流量【常設】※1：電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
※2：主要設備を用いた炉心損傷防止及び原子炉格納容器破損防止対策を成功させるために把握することが必要な原子炉施設の状態
計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

3.5-54

3.5.3.1.2 主要設備の仕様
主要機器の仕様を以下に示す。
(1) 原子炉補機冷却系

中間ループ循環ポンプ

容量（区分Ⅰ及びⅡ）
容量（区分Ⅲ）個数
取付箇所(2) 原子炉補機冷却系

海水ポンプ：1800m3/h/台：1/区分（予備 1/区分）／通常運転時：2/区分／通常運転時以外：タービン建屋地下 1 階

容量
個数
取付箇所
(3) 原子炉補機冷却系

熱交換器

容量（区分Ⅰ及びⅡ）
容量（区分Ⅲ）個数
取付箇所：1300m3/h/台：1100m3/h/台（6 号炉）
800m3/h/台（7 号炉）：1/区分（予備 1/区分）／通常運転時：2/区分／通常運転時以外：タービン建屋地下 1 階：約 17MW/基（海水温度 30℃において）：約 16MW/基（海水温度 30℃において）：1/区分（予備 1/区分）／通常運転時：2/区分／通常運転時以外：タービン建屋地下 1 階

なお，電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」，計測制御設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

3.5-55

3.5.3.2.3

設置許可基準規則第 43 条への適合方針

原子炉補機冷却系は，想定される重大事故等時に重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用するため，「2.3 重大事故等対処設備に関する基本方針」のうち，多様性，位置的分散を除く設計方針を適用して設計を行う。
原子炉補機冷却系中間ループ循環ポンプ，海水ポンプ，及び熱交換器については，
設計基準対象施設として使用する場合と同様の系統構成で重大事故等においても使用するため，他の施設に悪影響を及ぼさない設計である。
原子炉補機冷却系は，二以上の発電用原子炉施設において共用しない設計である。
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
原子炉補機冷却系中間ループ循環ポンプ，海水ポンプ，及び熱交換器については，
設計基準事故時の最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能を兼用しており，設計基準事故時に使用する場合の容量が，重大事故等の収束に必要な容量に対して十分である。
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
原子炉補機冷却系中間ループ循環ポンプ，海水ポンプ，及び熱交換器については，
タービン建屋内に設置される設備であることから，想定される重大事故等が発生した場合におけるタービン建屋内の環境条件及び荷重条件を考慮し，その機能を有効に発揮することができるよう，表 3.5-22 に示す設計とする。
表 3.5-22
環境条件等
温度・圧力・湿度・放射線
屋外の天候による影響
海水を通水する系統への影響
地震

風（台風）・積雪
電磁的障害

想定する環境条件及び荷重条件
対応
タービン建屋内で想定される温度，圧力，湿度及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない。
海水を通水する機器については海水の影響を考慮した設計とする。
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方
針」に示す）。
タービン建屋内に設置するため，風（台風）及び積雪の影
響は受けない。
重大事故等が発生した場合においても電磁波によりその機能が損なわれない設計とする

また，原子炉補機冷却系は中央制御室にて操作可能な設計である。原子炉補機冷却系の系統構成及び運転に必要な操作機器は，中央制御室で操作することから，操作位置の放射線量が高くなるおそれが少ないため操作が可能である。
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。

3.5-56

原子炉補機冷却系については，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構
成で重大事故等においても使用する設計である。また，原子炉補機冷却系中間ループ
循環ポンプ，海水ポンプ，及び熱交換器については，発電用原子炉の運転中又は停止
中に系統の機能・性能試験が可能な設計であり，発電用原子炉の停止中に分解検査及び外観検査が可能な設計である。
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

3.5-57

3.6 原子炉格納容器内の冷却等のための設備【49 条】【設置許可基準規則】（原子炉格納容器内の冷却等のための設備）
第四十九条 発電用原子炉施設には，設計基準事故対処設備が有する原子炉格納容器内の冷却機能が喪失した場合において炉心の著しい損傷を防止するため，原子炉格
納容器内の圧力及び温度を低下させるために必要な設備を設けなければならない。
２ 発電用原子炉施設には，炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の破損を防止するため，原子炉格納容器内の圧力及び温度並びに放射性物質の濃度を低下させるために必要な設備を設けなければならない。
（解釈）
１ 第１項に規定する「原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために必要な設備」及び第２項に規定する「原子炉格納容器内の圧力及び温度並びに放射性物質の濃度を低下させるために必要な設備」とは，以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。
（１）重大事故等対処設備ａ）設計基準事故対処設備の格納容器スプレイ注水設備（ポンプ又は水源）が機能喪失しているものとして，格納容器スプレイ代替注水設備を配備すること。
ｂ）上記ａ）の格納容器スプレイ代替注水設備は，設計基準事故対処設備に対して，多様性及び独立性を有し，位置的分散を図ること。
（２）兼用ａ）第１項の炉心損傷防止目的の設備と第２項の格納容器破損防止目的の設備は，同一設備であってもよい。

3.6-1

3.6 原子炉格納容器内の冷却等のための設備
3.6.1
設置許可基準規則第 49 条への適合方針
設計基準事故対処設備が有する原子炉格納容器内の冷却機能が喪失した場合において炉心の著しい損傷を防止するため，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために必要な設備として，代替格納容器スプレイ冷却系を設ける。
また，炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の破損を防止するため，原子炉格納容器内の圧力及び温度並びに放射性物質の濃度を低下させるために必要な設備として，代替格納容器スプレイ冷却系を設ける。
(1) 代替格納容器スプレイ冷却系の設置（設置許可基準規則解釈の第 1 項(1)a））
代替格納容器スプレイ冷却系は，設計基準事故対処設備である残留熱除去系
ポンプ（格納容器スプレイ冷却モード）の機能喪失又はサプレッション・チェ
ンバのプール水を水源として使用できない場合に，廃棄物処理建屋内に設置された復水移送ポンプを用い，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）とは異なる復水貯蔵槽を水源として，ドライウェル及びサプレッション・チェン
バ内にスプレイすることで原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させることが出来る設計とする。また，代替格納容器スプレイ冷却系は，スプレイ水の放射性物質叩き落としの効果により原子炉格納容器内に浮遊する放射性物質の濃度を低下させることが出来る設計とする。
(2) 設計基準事故対処設備に対する多様性，独立性，位置的分散の確保（設置許可基準規則解釈の第 1 項(1)ｂ））
上記(1)の重大事故等対処設備である代替格納容器スプレイ冷却系は，設計基準事故対処設備である残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）に対して，異なるポンプ（復水移送ポンプ），駆動源（常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備），冷却源（自滑水冷却）を用いることで多様性及び独立性を有する設計とする。また，原子炉建屋内に設置されている残留熱除去系（格
納容器スプレイ冷却モード）に対して，常設設備である復水移送ポンプは廃棄物処理建屋内に設置されており，常設代替交流電源設備は屋外に設置すること
で位置的分散を図った設計とする。
なお，多様性及び独立性，位置的分散については，3.6.2.1.3 項に詳細に示す。
(3) 兼用について（設置許可基準規則解釈の第 1 項(2)a））
本項における炉心損傷防止目的の設備と格納容器破損防止目的の設備は同一設備とする。

その他，設計基準対象施設であるが，想定される重大事故等時においてその機能を期待するため，以下の設備を重大事故等対処設備（設計基準拡張）と位置付ける。
(4) 残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）は，サプレッション・チェン
3.6-2

バのプール水をドライウェル内及びサプレッション・チェンバ内にスプレイする。
ドライウェル内にスプレイされた水は，ベント管を通って，サプレッショ
ン・チェンバ内に戻り，サプレッション・チェンバ内にスプレイされた水とともに残留熱除去系の熱交換器で冷却された後，再びスプレイされる。
(5) 残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード）
残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード）は，サプ
レッション・チェンバのプール水温を所定の温度以下に冷却できる機能を有する。
本系統は，サプレッション・チェンバのプール水を残留熱除去系のポンプ及び熱交換器を経由してサプレッション・チェンバに戻す。
(6) 原子炉補機冷却系
原子炉補機冷却系は，原子炉設備の非常用機器及び常用機器で発生する熱を冷却除去するために設けるものである。本系統は，想定される重大事故等時においても，非常用機器，残留熱除去機器等の冷却を行うための機能を期待する。
原子炉補機冷却系については，「3.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備（設置許可基準規則第 48 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

なお，原子炉格納容器内を冷却するための自主対策設備として，以下を整備する。
(7) 消火系を用いた代替格納容器スプレイ冷却の実施
設計基準事故対処設備である残留熱除去系ポンプ（格納容器スプレイ冷却モード），復水移送ポンプが機能喪失した場合，炉心の著しい損傷及び原子炉格
納容器の破損を防止するため，自主対策設備として消火系を用いた格納容器ス
プレイ手段を整備している。
消火系を用いた格納容器スプレイ手段については，ディーゼル駆動消火ポン
プを用い，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード），代替格納容器スプ
レイ冷却系の水源とは異なるろ過水タンクを水源として消火系，復水補給水系，
残留熱除去系を通じて格納容器スプレイを行う手順を整備している。
(8) 可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）による代替格納容器スプレイ冷却の実施
設計基準事故対処設備である残留熱除去系ポンプ（格納容器スプレイ冷却モード），復水移送ポンプが機能喪失した場合，炉心の著しい損傷及び原子炉格
納容器の破損を防止するため，自主対策設備として可搬型代替注水ポンプ（A-2級）を用いた格納容器スプレイ手段を整備している。
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）を用いた格納容器スプレイ手段については，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）を用い，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷
却モード），代替格納容器スプレイ冷却系の水源とは異なる防火水槽又は淡水
貯水池を水源として復水補給水系，残留熱除去系を通じて格納容器スプレイを行う手順を整備している。

3.6-3

(9) ドライウェル冷却系による格納容器除熱
代替格納容器スプレイ及び残留熱除去系ポンプの復旧ができず，格納容器除熱手段がない場合に，常設代替交流電源により原子炉補機冷却水ポンプ及び原
子炉補機冷却海水ポンプの電源を復旧し，原子炉格納容器内へ冷却水を供給後，ドライウェル冷却系送風機を起動して原子炉格納容器を除熱する。
ドライウェル冷却系送風機を停止状態としても，原子炉格納容器内への冷却水の供給を継続することで，ドライウェル冷却系冷却器コイル表面で，原子炉格納容器内部の蒸気を凝縮し，原子炉格納容器の圧力上昇を緩和することが可能である。

また，技術的能力審査基準への適合のため，復旧手段として，以下を整備する。
(10) 復旧手段の整備
設計基準事故対処設備である残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード及びサプレッション・チェンバ・プール水冷却モード）が全交流動力電源喪失により起動できない場合には，常設代替交流電源設備を用いて非常用所内電源設
備へ電源を供給することで残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード及びサプレッション・チェンバ・プール水冷却モード）を復旧する手段を整備する。
なお，電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

また，複数の代替淡水源（防火水槽，淡水貯水池）の淡水が枯渇した場合の海水の利用手段として，以下を整備する。
(11) 代替格納容器スプレイ冷却系の海水の利用
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の水源である復水貯蔵槽並びに（可搬型）の水源である複数の代替淡水源（防火水槽，淡水貯水池）の淡水が枯渇した場合において，防潮堤の内側に設置している海水取水箇所（取水路）より，大容量送水車（海水取水用）を用いて復水貯蔵槽への補給及び防火水槽への供給を行う設計とする。なお，海水の利用については「3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第 56 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

3.6-4

3.6.2
重大事故等対処設備
3.6.2.1
代替格納容器スプレイ冷却系
3.6.2.1.1
設備概要
代替格納容器スプレイ冷却系は，設計基準事故対処設備である残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）の有する発電用原子炉の冷却機能が喪失した場合に，この機能を代替し，炉心の著しい損傷を防止するため，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させることを目的として設置するものである。また，代替格納容器スプレイ冷
却系は，炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の破損を防止するため，原子炉格納容器内の圧力及び温度並びに放射性物質の濃度を低下させること及び逃がし安全弁の環境条件を緩和するため，原子炉格納容器内の温度を低下させることを目的として設置するものである。
本系統は，復水移送ポンプ，電源設備（非常用交流電源設備，常設代替交流電源設
備，可搬型代替交流電源設備等），計測制御装置及び水源である復水貯蔵槽，流路である復水補給水系，残留熱除去系，高圧炉心注水系の配管，弁，スプレイヘッダ，ス
プレイ先である原子炉格納容器等から構成される。
重大事故等時においては，復水貯蔵槽を水源として復水移送ポンプでスプレイすることにより原子炉格納容器内を冷却する機能を有する。
代替格納容器スプレイ冷却系の系統概要図を図 3.6-1 に，重大事故等対処設備一覧を表 3.6-1 に示す。
本系統は，復水移送ポンプ 3 台のうち 2 台により，復水貯蔵槽の水を残留熱除去系
配管等を経由して原子炉格納容器へスプレイすることで原子炉格納容器内を冷却する。
復水移送ポンプの電源について，復水移送ポンプ(B)及び(C)は，常設代替交流電源設備である第一ガスタービン発電機及び第二ガスタービン発電機並びに可搬型代替
交流電源設備である電源車から，代替所内電気設備である AM 用動力変圧器及び AM 用
MCC を介して供給できる設計とする。復水移送ポンプ(A)は，通常時は非常用所内電源設備である非常用 MCC C 系から供給しているが，重大事故等時に復水移送ポンプ(A)の動力ケーブルの接続操作を行うことにより，代替所内電源設備である AM 用 MCC から供給できる設計とする。
水源である復水貯蔵槽は，枯渇しそうな場合においても，複数の代替淡水源（防火水槽，淡水貯水池）の淡水を，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）を用いて，廃棄物処
理建屋外壁に設置した外部接続口から復水貯蔵槽へ供給できる設計とする。
本系統の操作にあたっては，中央制御室及び現場での弁操作（AM 用切替盤の切り替
え操作を含む）により系統構成を行った後，中央制御室の操作スイッチにより復水移送ポンプを起動し運転を行う。

3.6-5

図 3.6-1 代替格納容器スプレイ冷却系

3.6-6

系統概要図

・水源については「3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第 56 条に対する設計方針を示す章）で示す。
・電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
・計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第58 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

表 3.6-1 代替格納容器スプレイ冷却系に関する重大事故等対処設備一覧
設備区分
設備名
主要設備
復水移送ポンプ【常設】
附属設備
―
※1
水源
復水貯蔵槽【常設】流路
復水補給水系 配管・弁【常設】残留熱除去系 配管・弁・スプレイヘッダ【常設】高圧炉心注水系 配管・弁【常設】
注水先

原子炉格納容器【常設】
※2

電源設備

非常用交流電源設備
非常用ディーゼル発電機（設計基準拡張）【常設】
常設代替交流電源設備
第一ガスタービン発電機【常設】及び第二ガスタービン発電機【常設】
軽油タンク【常設】タンクローリ（16kL）【可搬】
第一ガスタービン発電機用燃料タンク【常設】及び第二ガスタ
ービン発電機用燃料タンク【常設】第一ガスタービン発電機用燃料移送ポンプ【常設】及び第二ガ
スタービン発電機用燃料移送ポンプ【常設】可搬型代替交流電源設備
電源車【可搬】
軽油タンク【常設】タンクローリ（4kL）【可搬】
代替所内電気設備
緊急用高圧母線【常設】緊急用断路器【常設】緊急用電源切替箱断路器【常設】緊急用電源切替箱接続装置【常設】AM 用動力変圧器【常設】AM 用 MCC【常設】AM 用切替盤【常設】AM 用操作盤【常設】非常用高圧母線 C 系【常設】非常用高圧母線 D 系【常設】※3計装設備
復水補給水系流量（原子炉格納容器）【常設】
復水移送ポンプ吐出圧力【常設】ドライウェル雰囲気温度【常設】サプレッション・チェンバ気体温度【常設】格納容器内圧力（D/W）【常設】
格納容器内圧力（S/C）【常設】
サプレッション・チェンバ・プール水位【常設】※1：水源については「3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第 56 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
※2：単線結線図を補足資料 49-2 に示す。

3.6-7

電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方
針を示す章）」で示す。
※3：主要設備を用いた炉心損傷防止及び原子炉格納容器破損防止対策を成功させるために把握することが必要な原子炉施設の状態
計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方
針を示す章）
」で示す。

3.6-8

3.6.2.1.2
主要設備の仕様
主要機器の仕様を以下に示す。
(1)復水移送ポンプ
種類
：うず巻形
容量
：125m3/h/台
全揚程：85m
最高使用圧力 ：1.37MPa
最高使用温度 ：66℃
個数：2（予備 1）
取付箇所
：廃棄物処理建屋地下 3 階
原動機出力
：55kW
なお，水源については「3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第 56 条に対する設計方針を示す章）」,電源設備については，「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」，計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
3.6.2.1.3
代替格納容器スプレイ冷却系の多様性，独立性，位置的分散
代替格納容器スプレイ冷却系は，設計基準事故対処設備である残留熱除去系と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，表 3.6-2 で示すとおり多様性，位置的分散を図った設計とする。ポンプについては，残留熱除去系ポンプ(B)，(C)と位置的分散された廃棄物処理建屋地下 3 階の復水移送ポンプを使用する設計とする。復水移送
ポンプのサポート系として，ポンプ冷却水は自滑水とすることで，残留熱除去系ポン
プの冷却水と同時に機能喪失しない設計とし，電源については，常設代替交流電源設
備（第一ガスタービン発電機及び第二ガスタービン発電機），可搬型代替交流電源設
備（電源車）から代替所内電気設備を経由した給電が可能な設計とすることで，残留熱除去系ポンプの電源である非常用交流電源設備（非常用ディーゼル発電機）と同時に機能喪失しない設計とする。水源については，残留熱除去系の水源であるサプレッ
ション・チェンバと異なる復水貯蔵槽を使用する設計とする。操作に必要な電動弁については，ハンドルを設けて手動操作も可能とすることにより，電源設備の故障による共通要因によって機能を喪失しないよう多様性を持った駆動源により駆動できる設計とする。
残留熱除去系と代替格納容器スプレイ冷却系の独立性については，表 3.6-3 で示すとおり地震，津波，火災，溢水により同時に故障することを防止するために独立性を確保する設計とする。
なお，ドライウェルスプレイラインにおける配管，スプレイヘッダ等の流路を構成する静的機器については，残留熱除去系(B)ドライウェルスプレイライン（残留熱除去系洗浄水弁(B)よりドライウェルスプレイヘッダにつながる配管との合流部からドライウェルスプレイヘッダまで）を除く範囲で，可能な限り分離した設計とする。また，残留熱除去系格納容器冷却ライン隔離弁(B)及び残留熱除去系格納容器冷却流量調節弁(B)の動的機能については，残留熱除去系とは異なる電源を供給する設計とする。
サプレッション・チェンバ・プールスプレイラインにおける配管，スプレイヘッ
3.6-9

ダ等の流路を構成する静的機器については，残留熱除去系(B)サプレッション・チェ
ンバ・プールスプレイライン（残留熱除去系洗浄水弁(B)よりサプレッション・チェ
ンバ・プールスプレイヘッダにつながる配管との合流部からサプレッション・チェ
ンバ・プールスプレイヘッダまで）を除く範囲で，可能な限り分離した設計とする。
また，サプレッション・チェンバ・プールスプレイ注入隔離弁(B) の動的機能については，残留熱除去系とは異なる電源を供給する設計とする。
ただし，残留熱除去系格納容器冷却ライン隔離弁(B)及び残留熱除去系格納容器冷却流量調節弁(B)が故障した場合でも，自主的対策設備として残留熱除去系(C)配管を用いた格納容器スプレイを整備している。
なお，電源設備及び電路については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）で示す。
表 3.6-2

代替格納容器スプレイ冷却系の多様性，位置的分散

設計基準事故対処設備項目

重大事故等対処設備

残留熱除去系

代替格納容器スプレイ冷却系（格納容器スプレイ冷却モード）
ポンプ

残留熱除去系ポンプ

復水移送ポンプ

原子炉建屋地下 3 階

廃棄物処理建屋地下 3 階

水源

サプレッション・チェンバ

復水貯蔵槽

原子炉建屋地下 3 階

廃棄物処理建屋地下 2 階

不要

不要

駆動用空気

潤滑油

不要

不要

（内包油）
冷却水
駆動電源

原子炉補機冷却系

不要

及び原子炉補機冷却海水系（自滑水）

非常用交流電源設備（非常用ディーゼル
発電機）
原子炉建屋地上 1 階

常設代替交流電源設備（第一ガスタービン発電

可搬型代替交流電源設備

機及び第二ガスタービン

（電源車）

発電機）
屋外（7 号炉タービン建屋南側及び荒浜側常設代替交流
電源設備設置場所）

3.6-10表 3.6-3 残留熱除去系と代替格納容器スプレイ冷却系の独立性項目
設計基準事故対処設備
重大事故等対処設備
残留熱除去系(B)(C)
代替格納容器スプレイ冷却系（格納容器スプレイ冷却モード）
共 地震 設計基準事故対処設備の残留熱除去系は耐震 S クラス設計とし，重大事
通故等対処設備である代替格納容器スプレイ冷却系は基準地震動 Ss で機要能維持できる設計とすることで，基準地震動 Ss が共通要因となり故障因することのない設計とする。
故 津波 6 号及び 7 号炉の原子炉建屋は，基準津波が到達しない位置に設置する
障設計とすることで，津波が共通要因となり故障することのない設計とする。
火災 設計基準事故対処設備の残留熱除去系と，重大事故等対処設備である代
替格納容器スプレイ冷却系は，火災が共通要因となり故障することのな
い設計とする（「共-7 重大事故等対処設備の内部火災に対する防護方
針について」に示す）。
溢水 設計基準事故対処設備の残留熱除去系と，重大事故等対処設備である代
替格納容器スプレイ冷却系は，溢水が共通要因となり故障することのな
い設計とする（「共-8 重大事故等対処設備の内部溢水に対する防護方
針について」に示す）。

3.6-11

3.6.3
設置許可基準規則第 43 条への適合方針
3.6.3.1
設置許可基準規則第 43 条第 1 項への適合方針(1) 環境条件及び荷重条件（設置許可基準規則第 43 条第 1 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重その他の使用条件において，重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮するものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
代替格納容器スプレイ冷却系の復水移送ポンプは，廃棄物処理建屋内に設置
している設備であることから，想定される重大事故等時における，廃棄物処理
建屋内の環境条件及び荷重条件を考慮し，その機能を有効に発揮することができるよう，以下の表 3.6-4 に示す設計とする。
復水移送ポンプの操作は，中央制御室の操作スイッチから遠隔操作可能な設計とする。
（49-3-1,2,49-4-1,2）
表 3.6-4想定する環境条件及び荷重条件
環境条件等
対応
温度・圧力・湿度・放 廃棄物処理建屋内で想定される温度，圧力，湿度及び放射線
射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外の天候による影響 屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない。
海水を通水する系統へ 淡水だけでなく海水も使用する（常時海水を通水しなの影響い）。原子炉格納容器へのスプレイは，可能な限り淡水源を優先し，海水通水は短期間とすることで，設備への影響を考慮する。
地震
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方
針」に示す）。
風（台風）・積雪
廃棄物処理建屋内に設置するため，風（台風）及び積雪の影響は受けない。
電磁的障害
重大事故等が発生した場合においても，電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

3.6-12

(2) 操作性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項二）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において確実に操作できるものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
代替格納容器スプレイ冷却系によるドライウェルスプレイを運転する場合
は，復水補給水系のバイパス流防止としてタービン建屋負荷遮断弁の全閉操作を実施し，復水移送ポンプを起動する。その後，系統構成として，残留熱除去
系格納容器冷却流量調節弁(B)，残留熱除去系格納容器冷却ライン隔離弁(B)，
残留熱除去系洗浄水弁(B)を開操作することでドライウェルへのスプレイを行う。
また，代替格納容器スプレイ冷却系によるサプレッション・チェンバ・プー
ルスプレイを運転する場合は，復水補給水系バイパス流防止としてタービン建屋負荷遮断弁の全閉操作を実施し，復水移送ポンプを起動する。その後，系統構成として，残留熱除去系サプレッション・チェンバ・プールスプレイ注入隔
離弁(B)，残留熱除去系洗浄水弁(B)を開操作することでサプレッション・チェ
ンバ・プールへのスプレイを行う。また，復水移送ポンプの水源確保として復水補給水系常／非常用連絡管 1 次止め弁と復水補給水系常／非常用連絡管 2 次
止め弁の開操作を実施する。
以上のことから，代替格納容器スプレイ冷却系の操作に必要なポンプ及び弁を表 3.6-5 に示す。
このうちタービン建屋負荷遮断弁，残留熱除去系洗浄水弁(B)については，
中央制御室の格納容器補助盤からの遠隔操作で弁を開閉することが可能な設計とし，残留熱除去系格納容器冷却ライン隔離弁(B)，残留熱除去系格納容器
冷却流量調節弁(B)，残留熱除去系サプレッション・チェンバ・プールスプレ
イ注入隔離弁(B)は原子炉建屋地上 3 階（原子炉建屋の二次格納施設外）に設置している AM 用切替盤より，配線用しゃ断器の「入」「切」操作にて電源を切り替えた後，近傍に設置している現場操作盤（AM 用操作盤）のスイッチ操作により，遠隔で弁を開閉することが可能な設計とする。復水補給水系常／非常用
連絡 1 次止め弁，復水補給水系常／非常用連絡 2 次止め弁については，廃棄物処理建屋地下 3 階（原子炉建屋の二次格納施設外）に設置されており，現場の手動操作で開閉することが可能な設計とする。
また，復水移送ポンプについては，中央制御室にある復水移送ポンプ操作ス
イッチからのスイッチ操作でポンプ 3 台のうち 2 台を起動する設計とする。
中央制御室の操作スイッチ，原子炉建屋地上 3 階（原子炉建屋の二次格納施設外）AM 用操作盤の操作スイッチ及び廃棄物処理建屋地下 3 階の弁を操作するにあたり，運転員等のアクセス性，操作性を考慮して十分な操作空間を確保する。また，それぞれの操作対象については銘板をつけることで識別可能とし，運転員の操作及び監視性を考慮して確実に操作できる設計とする。
（49-3-1～11）

3.6-13表 3.6-5
機器名称
復水移送ポンプ(A)
復水移送ポンプ(B)
復水移送ポンプ(C)
残留熱除去系格納容器冷却ラ
イン隔離弁(B)
残留熱除去系格納容器冷却流量調節弁(B)
残留熱除去系サプレッショ
ン・チェンバ・プールスプレイ
注入隔離弁(B)
残留熱除去系洗浄水弁(B)
タービン建屋負荷遮断弁
復水補給水系常／非常用連絡 1
次止め弁
復水補給水系常／非常用連絡 2
次止め弁

操作対象機器

状態の変化
起動・停止
起動・停止
起動・停止
弁閉→弁開
弁閉→弁開

操作場所
中央制御室
中央制御室
中央制御室
原子炉建屋地上 3 階（二次格納施設外）
原子炉建屋地上 3 階（二次格納施設外）

操作方法
スイッチ操作
スイッチ操作
スイッチ操作
スイッチ操作
スイッチ操作弁閉→弁開

原子炉建屋地上 3 階（二次格納施設外）

スイッチ操作

弁閉→弁開
弁開→弁閉

中央制御室
中央制御室

スイッチ操作
スイッチ操作弁閉→弁開

廃棄物処理建屋地下 3 階

手動操作

弁閉→弁開

廃棄物処理建屋地下 3 階

手動操作(3) 試験及び検査（設置許可基準規則第 43 条第 1 項三）(ⅰ) 要求事項
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試験又は検査ができるものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性」に示す。

代替格納容器スプレイ冷却系の復水移送ポンプは，表 3.6-6 に示すように発電用原子炉の運転中に機能・性能試験，弁動作試験を，また，停止中に機能・性能試験，弁動作試験，分解検査及び外観検査が可能な設計とする。
代替格納容器スプレイ冷却系の復水移送ポンプは，発電用原子炉の停止中に
ケーシングカバーを取り外して，ポンプ部品（主軸，軸受，羽根車）の状態を確認する分解検査が可能な設計とする。
また，発電用原子炉の運転中又は停止中に，復水貯蔵槽を水源とし，復水移送ポンプを起動させ，サプレッション・チェンバへ送水する試験を行うテスト
ラインを設けることで，代替格納容器スプレイ冷却系の機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。なお，残留熱除去系洗浄水弁(B)から原子
炉格納容器までのラインについては，上記の試験に加えて，発電用原子炉の運転中又は停止中に残留熱除去系格納容器冷却ライン隔離弁(B)，残留熱除去系
格納容器冷却流量調節弁(B)の弁動作試験を実施することで弁開閉動作の確認
可能な設計とする。

3.6-14

表 3.6-6 代替格納容器スプレイ冷却系の試験及び検査
発電用原子炉項目
内容の状態
機能・性能試験
運転性能，漏えいの確認
運転中
弁動作試験
弁開閉動作の確認
機能・性能試験
運転性能，漏えいの確認
弁動作試験
停止中

分解検査
外観検査

弁開閉動作の確認
ポンプ部品の表面状態を，試験及び目視により確認
ポンプ外観の確認

運転性能の確認として，復水移送ポンプの吐出圧力，系統（ポンプ廻り）の振動，異音，異臭及び漏えいの確認が可能な設計とする。
復水移送ポンプを構成する部品の表面状態の確認として，浸透探傷試験により性能に影響を及ぼす指示模様がないこと，目視により性能に影響を及ぼすおそれのある傷，割れ等がないことの確認が可能な設計とする。
復水移送ポンプの外観検査として，傷や漏えい跡の確認が可能な設計とする。
（49-5-1～3）(4) 切り替えの容易性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項四）(ⅰ) 要求事項
本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設備にあっては，通常時に使用する系統から速やかに切り替えられる機能を備えるものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性」に示す。

代替格納容器スプレイ冷却系は，復水移送ポンプを通常時に使用する系統である復水補給水系から重大事故等時に対処するために系統構成を切り替える必要がある。
ドライウェルスプレイの切り替え操作としては，復水移送ポンプの起動操作を実施し，復水補給水系のバイパス流防止としてタービン建屋負荷遮断弁の全閉操作を行い，ドライウェルへスプレイするために残留熱除去系洗浄水弁(B)の全開操作，残留熱除去系格納容器冷却ライン隔離弁(B)の全開操作，残留熱除去系格納容器冷却流量調節弁(B)の全開操作を行う。
サプレッション・チェンバ・プールスプレイの切り替え操作としては，復水移送ポンプの起動操作を実施し，復水補給水系バイパス流防止としてタービン
建屋負荷遮断弁の全閉操作を行い，サプレッション・チェンバ・プールへスプレイするために残留熱除去系洗浄水弁(B)の全開操作，残留熱除去系サプレッ
ション・チェンバ・プールスプレイ注入隔離弁(B) の全開操作を行う。
3.6-15

切り替え操作対象機器については，表 3.6-5 に示す。
なお，復水貯蔵槽から復水移送ポンプに移送するライン（復水移送ポンプ吸込ライン）は，復水貯蔵槽の上部（常用ライン），下部（非常用ライン）の 2
通りがある。通常運転時は上部（常用ライン）を使用しているため，長期運転を見込み、復水貯蔵槽を水源として確保するため復水補給水系常／非常用連絡1 次止め弁，復水補給水系常／非常用連絡 2 次止め弁の開操作を行い，復水移送ポンプ吸込ラインを下部（非常用ライン）に切り替える。
代替格納容器スプレイ冷却系である復水移送ポンプの起動及び系統の切り替えに必要な弁については，中央制御室及び原子炉建屋地上 3 階（原子炉建屋の二次格納施設外）から遠隔操作可能な設計とすることで，図 3.6-2 で示すタ
イムチャートのとおり速やかに切り替えることが可能である。
系統の切り替えに必要な弁のうちタービン建屋負荷遮断弁，残留熱除去系洗浄水弁(B)については，中央制御室から遠隔で弁を開閉することが可能な設計とする。
系統の切り替えに必要な弁のうち，残留熱除去系格納容器冷却ライン隔離弁(B)については，原子炉建屋地上 3 階（原子炉建屋の二次格納施設外）に設置している AM 用切替盤より，配線用しゃ断器の「入」「切」操作にて電源を切り替えた後，近傍に設置している AM 用操作盤のスイッチ操作により，遠隔で弁を開閉することが可能な設計とする。
また，復水補給水系常／非常用連絡１次止め弁，復水補給水系常／非常用連絡２次止め弁は手動弁として廃棄物処理建屋地下 3 階に設置されており，現場の手動操作で開操作を行う。これらの操作については，図 3.6-2 で示すタイム
チャートのとおり速やかに切り替えることが可能である。
また，代替格納容器スプレイ冷却のバイパス流を防止するため，代替格納容器スプレイ冷却系の主流路からの分岐部については，主流路から最も近い弁（第一止め弁）で閉止する運用とする。事故時の対応に支障を来たす等の理由から第一止め弁が閉止できないライン（非常用炉心冷却系ポンプ封水ライン
等）についても，代替格納容器スプレイ冷却のバイパス流を防止するため，第一止め弁以降の弁で閉止されたバウンダリ構成とし，このバウンダリ範囲においては，適切な地震荷重との組合せを考慮した上でバウンダリ機能が喪失しない設計とする。
（49-4-1,2）

3.6-16

経過時間（分）
10

手順の項目

20

30

40

50

60

70

80

備考

25分 代替格納容器スプレイ冷却系による格納容器スプレイ

要員（数）

通信手段確保、電源確認
バイ パス流防止処置、ポン プ 起動

代替格納容器スプレイ冷却系による格納容器スプレイ

中央制御室運転員 A，B

系統構成
スプ レイ 開始

現場運転員 C，D

図 3.6-2

2

移動・ＣＳＰ水源確保

2

代替格納容器スプレイ冷却系による格納容器スプレイ タイムチャート＊＊：「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」への適合状況についての 1.6 で示すタイムチャート(5) 悪影響の防止（設置許可基準規則第 43 条第 1 項五）(ⅰ) 要求事項
工場等内の他の設備に対して悪影響を及ぼさないものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

代替格納容器スプレイ冷却系は，通常時は残留熱除去系洗浄水弁(B)を閉止することで隔離する系統構成としており，取合系統である残留熱除去系に対して悪影響を及ぼさない設計とする。隔離弁については表 3.6-7 に示す。また，代替格納容器スプレイ冷却系を用いる場合は，弁操作によって，通常時の系統構成から重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
代替格納容器スプレイ冷却系は，格納容器下部注水系と同時に使用する可能性があるため，各々の必要流量が確保可能な設計とする。各々の必要流量とは，格納容器下部注水を行う場合において，原子炉圧力容器の破損前は格納容器下部注水系 90m3/h，代替格納容器スプレイ冷却系 70m3/h であり，原子炉圧力容器の破損後は，格納容器下部注水系は崩壊熱相当の注水量（最大 50m3/h），代替格納容器スプレイ冷却系 130m3/h であり，これらの必要流量を確保可能な設計とする。
（49-3-8,9,49-4-1,2）

取合系統
残留熱除去系

表 3.6-7 他系統との隔離弁
系統隔離弁
駆動方式
残留熱除去系洗浄水弁(B) 電動駆動

3.6-17動作
通常時閉
電源喪失時閉(6) 設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 1 項六）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において重大事故等対処設備の操作及び復旧作業を行うことができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設
置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
代替格納容器スプレイ冷却系の系統構成に操作が必要な機器の設置場所，操作場所を表 3.6-8 に示す。このうち，中央制御室で操作する復水移送ポンプ，
残留熱除去系洗浄水弁(B)，タービン建屋負荷遮断弁は，操作位置の放射線量が高くなるおそれが少ないため操作が可能である。原子炉建屋地上 3 階で操作する残留熱除去系格納容器冷却ライン隔離弁(B)，残留熱除去系格納容器冷却流量調節弁(B)，残留熱除去系サプレッション・チェンバ・プールスプレイ注
入隔離弁(B)は，原子炉建屋の二次格納施設外に AM 用切替盤，AM 用操作盤が設置されており，操作位置の放射線量が高くなるおそれが少ないため操作が可能である。復水補給水系常／非常用連絡 1 次止め弁，復水補給水系常／非常用連
絡 2 次止め弁は，廃棄物処理建屋地下 3 階での操作となり，原子炉建屋外であるため，操作位置の放射線量が高くなるおそれが少ないため操作が可能である。
操作対象機器の設置場所について，上記に示す設計とすることで，操作が可能な設計とする。
（49-3-1～11）
表 3.6-8
機器名称
復水移送ポンプ(A)
復水移送ポンプ(B)
復水移送ポンプ(C)
残留熱除去系格納容器冷却ライン隔離弁(B)
残留熱除去系格納容器冷却流量調節弁(B)
残留熱除去系サプレッション・チェンバ・プールス
プレイ注入隔離弁(B)
残留熱除去系洗浄水弁(B)
タービン建屋負荷遮断弁
復水補給水系常／非常用
連絡 1 次止め弁
復水補給水系常／非常用
連絡 2 次止め弁操作対象機器設置場所

設置場所
廃棄物処理建屋地下 3 階
廃棄物処理建屋地下 3 階
廃棄物処理建屋地下 3 階
原子炉建屋地上 3 階
原子炉建屋地上 3 階
原子炉建屋地下 1 階

操作場所
中央制御室
中央制御室
中央制御室
原子炉建屋地上 3 階（二次格納施設外）
原子炉建屋地上 3 階（二次格納施設外）
原子炉建屋地上 3 階（二次格納施設外）

原子炉建屋地上 1 階
中央制御室
タービン建屋地下中 2 階（6 号炉）
中央制御室
廃棄物処理建屋地下 3 階(7 号炉)
廃棄物処理建屋
廃棄物処理建屋地下 3 階
地下 3 階
廃棄物処理建屋
廃棄物処理建屋地下 3 階
地下 3 階3.6-18

3.6.3.2

設置許可基準規則第 43 条第 2 項への適合方針(1) 容量（設置許可基準規則第 43 条第 2 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等の収束に必要な容量を有するものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.2

容量等」に示す。

代替格納容器スプレイ冷却系である復水移送ポンプは，設計基準事故対処設
備が有する発電用原子炉の冷却機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷を防止するため，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために必
要なスプレイ流量を有する設計とする。また，炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の破損を防止するため，原子炉格納容器内の圧力及び温度並びに放射性物質の濃度を低下させるために必要なスプレイ流量を有する設計とする。スプレイ流量としては，炉心の著しい損傷の防止の事故シー
ケンスのうち，高圧・低圧注水機能喪失，崩壊熱除去機能喪失（取水機能喪失，
RHR 機能喪失），中小 LOCA+ECCS 機能喪失及び格納容器破損防止の事故シーケン
スのうち，過温・過圧破損，水素燃焼において，有効性が確認されている 140m3/h（復水移送ポンプ 2 台）でスプレイ可能な設計とする。以上のことから，ポン
プ 1 台あたり 70m3/h 達成可能な設計とする。
（49-6-1～4）(2) 共用の禁止（設置許可基準規則第 43 条第 2 項二）(ⅰ) 要求事項
二以上の発電用原子炉施設において共用するものでないこと。ただし，二以上の発電用原子炉施設と共用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であって，同一の工場等内の他の発電用原子炉施設に対して悪影響を及ぼさない場合は，この限りでない。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

代替格納容器スプレイ冷却系である復水移送ポンプは，二以上の発電用原子炉施設において共用しない設計とする。

(3) 設計基準事故対処設備との多様性（設置許可基準規則第 43 条第 2 項三）(ⅰ) 要求事項
常設重大事故防止設備は，共通要因によって設計基準事故対処設備の安全機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。

3.6-19(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1多様性，位置的分散，悪影響防止」に示す。

代替格納容器スプレイ冷却系は，設計基準事故対処設備である残留熱除去
系に対し，多様性，位置的分散を図る設計としている。これらの詳細については，3.6.2.1.3 項に記載のとおりである。

3.6-203.6.4
3.6.4.1

重大事故等対処設備（設計基準拡張）
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）

3.6.4.1.1 設備概要
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）は，熱交換器２基，電動ポンプ２台，スプレイヘッダ，配管，弁類，ストレーナ，スプレイヘッダ及び計測制御装置からなり，冷却材喪失事故後に，サプレッション・チェンバのプール水をドライウ
ェル内及びサプレッション・チェンバ内にスプレイする。
ドライウェル内にスプレイされた水は，ベント管を通って，サプレッション・チ
ェンバ内に戻り，サプレッション・チェンバ内にスプレイされた水とともに残留熱除去系の熱交換器で冷却された後，再びスプレイされる。
本系統は，独立した２系統で構成し，低圧注水系と連携して，１系統で給水配管破断による冷却材流出のエネルギ，崩壊熱及び燃料の過熱にともなう燃料被覆管の重大な損傷を防止し，ジルコニウム－水との反応による発生熱を除去し，原子炉格
納容器内圧力及び温度が異常上昇することを緩和する。
冷却材喪失事故時には，残留熱除去系は低圧注水モードとして自動起動し，次に遠隔手動操作により，電動弁を切り替えることによって格納容器スプレイ冷却モー
ドとして機能するような設計としている。
本系統の系統概要図を図 3.6-3 に，重大事故等対処設備（設計基準拡張）一覧を
表 3.6-9 に示す。
本系統は設計基準対象施設であるが，想定される重大事故等時においてその機能を期待するため，重大事故等対処設備（設計基準拡張）と位置付ける。
また，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）は，非常用交流電源設備からの給電に加えて，代替交流電源設備からの給電により復旧し，重大事故等時に使用できる設計とする。

3.6-21図 3.6-3

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）

3.6-22

系統概要図

表 3.6-9

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）に関する重大事故等対処
設備（設計基準拡張）一覧
設備区分
設備名
主要設備
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）ポンプ【常設】
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）熱交換器
【常設】
附属設備
－
※1
水源
サプレッション・チェンバ【常設】流路
残留熱除去系 配管・弁・ストレーナ・スプレイヘッダ【常設】
注水先
原子炉格納容器【常設】※2
電源設備
非常用交流電源設備
非常用ディーゼル発電機（設計基準拡張）【常設】※3計装設備
残留熱除去系系統流量【常設】残留熱除去系熱交換器入口温度【常設】残留熱除去系熱交換器出口温度【常設】ドライウェル雰囲気温度【常設】サプレッション・チェンバ気体温度【常設】格納容器内圧力（Ｄ／Ｗ）【常設】
格納容器内圧力（Ｓ／Ｃ）【常設】※1：水源については「3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第 56 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
※2：電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
※3：主要設備を用いた炉心損傷防止及び原子炉格納容器破損防止対策を成功させるために把握することが必要な原子炉施設の状態
計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

3.6-233.6.4.1.2 主要設備の仕様
主要機器の仕様を以下に示す。
（１）残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）ポンプ
容量：約 950m3/h/台
全揚程：約 130m個数：2取付箇所：原子炉建屋地下 3 階（２）残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）熱交換器
個数
：2
伝熱容量
：約 8.1MW/基（海水温度 30℃において）

なお，水源については「3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第 56 条に対する設計方針を示す章）」，電源設備については「3.14 電源
設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」，計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

3.6-24

3.6.4.1.3 設置許可基準規則第 43 条への適合方針
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）は，想定される重大事故等時に重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用するため，「2.3 重大事故等対処設備に関する基本方針」のうち，多様性，位置的分散を除く設計方針を適用して設計を行う。
ただし，代替交流電源設備からの給電により残留熱除去系(格納容器スプレイ冷却モード)を復旧させる場合については，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）
は，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備からの給電により起動する残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）に対して，駆動電源の多様性を有する設計とする。常設代替交流電源設備の多様性，位置的分散については，「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」に示す。
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）については，設計基準対象施設として使用する場合と同様の系統構成で重大事故等においても使用するため，他の施設に悪影響を及ぼさない設計である。
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）は，二以上の発電用原子炉施設において共用しない設計である。
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）ポンプ及び残留熱除去系（格納容器
スプレイ冷却モード）熱交換器については，設計基準事故時に使用する場合の容量が，重大事故等の収束に必要な容量に対して十分である。基本方針については，「2.3.2
容量等」に示す。
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）ポンプ及び残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）熱交換器については，二次格納施設内に設置される設備であることから，想定される重大事故等が発生した場合における二次格納施設内の環境条件及び荷重条件を考慮し，その機能を有効に発揮することができるよう，表3.6-10 に示す設計である。

3.6-25

表 3.6-10
環境条件等
温度・圧力・湿度・放射線
屋外の天候による影響
海水を通水する系統への影響
地震

風（台風）・積雪
電磁的障害

想定する環境条件及び荷重条件
対応
二次格納施設内で想定される温度，圧力，湿度及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない。
海水を通水しない。
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方
針」に示す）。
二次格納施設内に設置するため，風（台風）及び積雪の影
響は受けない。
重大事故等が発生した場合においても，電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

また，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）は中央制御室にて操作可能な設計である。残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）の系統構成及び運転に必要な操作機器は，中央制御室で操作することから，操作位置の放射線量が高くなるおそれが少ないため操作が可能である。
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）については，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等においても使用する設計である。また，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）については，テストラインにより系統の機能・性能試験が可能な設計である。残留熱除去系（格納容器スプレイ冷
却モード）ポンプについては，発電用原子炉の運転中又は停止中に系統の機能・性能試験が可能な設計であり，発電用原子炉の停止中に分解検査及び外観検査が可能な設計である。
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

3.6-26

3.6.4.2

残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード）

3.6.4.2.1 設備概要
残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード）は，3 ループから構成され，熱交換器 3 基，電動ポンプ 3 台，配管，弁類，ストレーナ及び計測制御装置からなり，サプレッション・チェンバ・プールへ放出された熱を除去して，サプレッション・チェンバのプール水を冷却するためのものである。
サプレッション・チェンバ・プールへ放出された熱は，残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード）によって冷却される。
本系統の系統概要図を図 3.6-4 に，重大事故等対処設備（設計基準拡張）一覧を
表 3.6-11 に示す。
本系統は設計基準対象施設であるとともに，想定される重大事故等時においてその機能を期待するため，重大事故等対処設備（設計基準拡張）と位置付ける。
また，残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード）は，非常用交流電源設備からの給電に加えて，代替交流電源設備からの給電により復旧し，重大事故等時に使用できる設計とする。

3.6-27

図 3.6-4

残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード）
系統概要図

3.6-28

表 3.6-11

残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード）に関する重大事故等対処設備（設計基準拡張）一覧
設備区分
設備名
主要設備
残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷
却モード）ポンプ【常設】残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷
却モード）熱交換器【常設】
附属設備
－
※1
水源
サプレッション・チェンバ【常設】流路
残留熱除去系 配管・弁・ストレーナ【常設】注水先
原子炉格納容器【常設】※2
電源設備
非常用交流電源設備
非常用ディーゼル発電機（設計基準拡張）【常設】※3計装設備
残留熱除去系系統流量【常設】残留熱除去系熱交換器入口温度【常設】残留熱除去系熱交換器出口温度【常設】ドライウェル雰囲気温度【常設】サプレッション・チェンバ気体温度【常設】サプレッション・チェンバ・プール水温度【常設】格納容器内圧力（D/W）【常設】
格納容器内圧力（S/C）【常設】※1：水源については「3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第 56 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
※2：電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
※3：主要設備を用いた炉心損傷防止及び原子炉格納容器破損防止対策を成功させるために把握することが必要な原子炉施設の状態
計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

3.6-29

3.6.4.2.2 主要設備の仕様
主要機器の仕様を以下に示す。
（1）残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード）ポンプ
容量：約 950m3/h/台
全揚程：約 130m個数：3取付箇所：原子炉建屋地下 3 階（2）残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード）熱交換器
個数
：3
伝熱容量
：約 8.1MW/基（海水温度 30℃において）

なお，水源については「3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第 56 条に対する設計方針を示す章）」，電源設備については「3.14 電源
設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」，計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

3.6-303.6.4.2.3 設置許可基準規則第 43 条への適合状況
残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード）は，想定される重大事故等時に重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用するため，「2.3 重
大事故等対処設備に関する基本方針」のうち，多様性，位置的分散を除く設計方針を適用して設計を行う。
ただし，代替交流電源設備からの給電により残留熱除去系（サプレッション・チェ
ンバ・プール水冷却モード）を復旧させる場合については，残留熱除去系（格納容器
スプレイ冷却モード）は，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備からの給電により起動する残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード）に対して，駆動電源の多様性を有する設計とする。常設代替交流電源設備の多様性，
位置的分散については，「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針
を示す章）
」に示す。
残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード）については，設計基準対象施設として使用する場合と同様の系統構成で重大事故等においても使用するため，他の施設に悪影響を及ぼさない設計である。
残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード）は，二以上の発電用原子炉施設において共用しない設計である。
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード）ポンプ及び残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード）熱交換器については，
設計基準事故時に使用する場合の容量が，重大事故等の収束に必要な容量に対して十分である。基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード）ポンプ及び残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード）熱交換器については，二次格納施設内に設置される設備であることから，想定される重大事故等が発生した場合における二次格納施設内の環境条件及び荷重条件を考慮し，その機能を有効に発揮することができるよう，表 3.6-12 に示す設計である。

3.6-31

表 3.6-12
環境条件等
温度・圧力・湿度・放射線
屋外の天候による影響
海水を通水する系統への影響
地震

風（台風）・積雪
電磁的障害

想定する環境条件及び荷重条件
対応
設置場所である二次格納施設内で想定される温度，圧力，
湿度及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない。
海水を通水しない。
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方
針」に示す）。
二次格納施設内に設置するため，風（台風）及び積雪の影
響は受けない。
重大事故等が発生した場合においても，電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

また，残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード）は中央制御室にて操作可能な設計である。残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール
水冷却モード）の系統構成及び運転に必要な操作機器は，中央制御室で操作することから，操作位置の放射線量が高くなるおそれが少ないため操作が可能である。
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード）については，
設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等においても使用する設計である。また，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）については，
テストラインにより系統の機能・性能試験が可能な設計である。残留熱除去系（格
納容器スプレイ冷却モード）ポンプについては，発電用原子炉の運転中又は停止中に系統の機能・性能試験が可能な設計であり，発電用原子炉の停止中に分解検査及び外観検査が可能な設計である。
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

3.6-32

3.7

原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備【50 条】【設置許可基準規則】（原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備）
第五十条 発電用原子炉施設には，炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉
格納容器の破損を防止するため，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために必要な設備を設けなければならない。
（解釈）
１ 第５０条に規定する「原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために必要な設備」とは，以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。
a) 格納容器圧力逃がし装置又は格納容器再循環ユニットを設置すること。
b) 上記ａ）の格納容器圧力逃がし装置とは，以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。
ⅰ）格納容器圧力逃がし装置は，排気中に含まれる放射性物質を低減するものであること。
ⅱ）格納容器圧力逃がし装置は，可燃性ガスの爆発防止等の対策が講じられていること。
ⅲ）格納容器圧力逃がし装置の配管等は，他の系統・機器（例えば SGTS）や他号機の格納容器圧力逃がし装置等と共用しないこと。ただし，他への悪影響がない場合を除く。
ⅳ）また，格納容器圧力逃がし装置の使用に際しては，必要に応じて，原子炉格納容器の負圧破損を防止する設備を整備すること。
ⅴ）格納容器圧力逃がし装置の隔離弁は，人力により容易かつ確実に開閉操作ができること。
ⅵ）炉心の著しい損傷時においても，現場において，人力で格納容器圧力逃がし装置の隔離弁の操作ができるよう，遮蔽又は離隔等の放射線防護対策がなされていること。
ⅶ）ラプチャーディスクを使用する場合は，バイパス弁を併置すること。ただし，格納容器圧力逃がし装置の使用の妨げにならないよう，十分に低い圧力に設定されたラプチャーディスク（原子炉格納容器の隔離機能を目的としたものではなく，例えば，配管の窒素充填を目的としたもの）を使用する場合又はラプチャーディスクを強制的に手動で破壊する装置を設置する場合を除く。
ⅷ）格納容器圧力逃がし装置は，長期的にも溶融炉心及び水没の悪影響を受けない
場所に接続されていること。
ⅸ）使用後に高線量となるフィルター等からの被ばくを低減するための遮蔽等の放射線防護対策がなされていること。

3.7-1

3.7

原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

3.7.1
設置許可基準規則第 50 条への適合方針
炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の破損を防止するため，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために必要な設備を設置する。
(1) 格納容器圧力逃がし装置及び代替格納容器圧力逃がし装置の設置（設置許可基準
規則解釈の第 1 項 a),b)）
炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の破損を防止するため，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために格納容器圧力逃がし装置及び代替格納容器圧力逃がし装置を設ける。
なお，格納容器圧力逃がし装置及び代替循環冷却系を設置することで設置許可基準規則第 50 条に対する要求事項に適合させるものとするが，更なる安全性向上の観点から代替格納容器圧力逃がし装置を追って設置することにより，格
納容器圧力逃がし装置に対する多重化を図るものとする。
これらの設備は，重大事故緩和設備として整備し，以下のとおり設置許可基
準規則解釈の第 1 項 b)に対する要求事項を満たすものとする。
ⅰ) 当該設備は排気中に含まれる放射性物質を低減するため，フィルタ装置及びよう素フィルタを設置する設計とする。
フィルタ装置にて，粒子状放射性物質の 99.9%以上，ガス状の無機よう素に対して 99.9%以上を除去可能である。また，よう素フィルタにて，有機よう素に対して 98%以上を除去可能である。
ⅱ) 可燃性ガスの爆発防止等の対策として，当該系統内を可搬型窒素供給装置
にて不活性ガス（窒素ガス）にて置換した状態で待機し，使用後には同様に可搬型窒素供給装置を用いて，系統内を不活性ガスにてパージする。これにより，排気中に含まれる可燃性ガス及び使用後に水の放射線分解により発生
する可燃性ガスによる爆発を防ぐことが可能な設計とする。
ベント初期に含まれるガスのモル組成は，ドライ条件で評価した場合でも酸素濃度が 5vol%を下回っており，系統内で可燃域に達することはない。
また，ベント実施後に原子炉格納容器及びスクラバ水内に貯留された FP による水の放射線分解によって発生する水素・酸素の量は微量であり，また，
連続して系外に排出されていることから，系統内で可燃域に達することはない。系統内で可燃性ガスが蓄積する可能性のある箇所については，可燃性ガ
スを連続して排出するバイパスラインを設置し，可燃性ガスが局所的に滞留しない設計とする。
ⅲ) 格納容器圧力逃がし装置を使用する際に流路となる不活性ガス系，耐圧強化ベント系，及び格納容器圧力逃がし装置の配管等は，他号炉とは共用しない。また，格納容器圧力逃がし装置と他の系統・機器を隔離する弁は直列で二重に設置し，格納容器圧力逃がし装置と他の系統・機器を確実に隔離することで，悪影響を及ぼさない設計とする。
3.7-2

代替格納容器圧力逃がし装置は，他の号機，系統，機器とは共用しない設計とする。
ⅳ) 重大事故等対策の有効性評価において，格納容器圧力逃がし装置及び代替
格納容器圧力逃がし装置を使用しても原子炉格納容器が負圧にならないことを確認している。また，ベント停止後に再度格納容器スプレイを行う場合においても，原子炉格納容器内圧力を確認し，規定の圧力まで減圧した場合は格納容器スプレイを停止する運用とする。
ⅴ) 格納容器圧力逃がし装置及び代替格納容器圧力逃がし装置を使用する際に操作が必要な隔離弁については，遠隔手動弁操作設備により人力で容易かつ確実に開閉操作ができる設計とする。
ⅵ) 格納容器圧力逃がし装置及び代替格納容器圧力逃がし装置を使用する際に操作が必要な隔離弁の遠隔手動弁操作設備を介した操作エリアは原子炉建屋の二次格納施設外に設置するものとし，操作時の被ばく線量評価を行った上で，必要に応じて遮蔽材を設置することで，作業員の放射線防護を考慮する設計とする。
ⅶ) ラプチャーディスクについては，待機時に系統内を不活性ガス（窒素ガス）にて置換する際の大気との障壁，並びにフィルタ装置とよう素フィルタとの隔壁として設置する。また，バイパス弁は併置しないものの，ラプチャーデ
ィスクは原子炉格納容器からの排気圧力（620kPa[gage]）と比較して十分に低い圧力である約 100kPa[gage]にて破裂する設計であり，排気の妨げにならない設計とする。
ⅷ) 原子炉格納容器との接続位置は，サプレッション・チェンバ及びドライウ
ェルに設けるものとし，いずれからも格納容器圧力逃がし装置及び代替格納
容器圧力逃がし装置を用いた排気操作を実施することができるよう設計する。
サプレッション・チェンバからの排気では，サプレッション・チェンバの水面からの高さを確保すること，また，ドライウェルからの排気では，ダイ
ヤフラムフロア面からの高さを確保すること，及び有効燃料棒頂部よりも高い位置に接続箇所を設けることにより，長期的にも溶融炉心及び水没の悪影
響を受けない設計とする。
ⅸ) 格納容器圧力逃がし装置について，フィルタ装置，よう素フィルタ及び使用時に高線量となる配管，機器等の周囲には遮蔽体を設置し，作業員の放射線防護を考慮した設計とする（詳細は 3.7.2.1.3.1(6)参照）。
代替格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置及びよう素フィルタは地下ピット内に格納し，十分な厚さのコンクリート蓋により地上面の放射線量は十分に低減されている。また，フィルタ装置に接続する配管等については原子
炉建屋の二次格納施設内に設置されるが，重大事故等時のアクセスルートや作業エリアの放射線量率に影響する箇所については，遮蔽体を設置することにより，原子炉建屋内での作業における被ばく低減を行うこととしている。
3.7-3

(2) 代替循環冷却系の設置（設置許可基準規則第１項）
炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の破損を防止するため，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために代替循環冷却系を設ける。
代替循環冷却系は，サプレッション・チェンバを水源とし，代替原子炉補機
冷却系による除熱と復水移送ポンプによる原子炉注水及び格納容器スプレイ
又は，格納容器下部注水及び格納容器スプレイが可能な設計とする。

なお，格納容器圧力逃がし装置の排気中に含まれる放射性物質を低減するための自主対策設備として，以下を整備する。
(3) 格納容器 pH 制御設備
設置許可基準規則解釈第 1 項 b)ⅰ)に関連する自主対策設備として，格納容器圧力逃がし装置及び代替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，サプレッションプール水中によう素を捕捉することでよう素の放出量を低減するために，格納容器 pH 制御設備を設ける。
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混入させ，上部
ドライウェルスプレイ配管，サプレッション・チェンバスプレイ配管，下部ドライウェル注水配管から原子炉格納容器内に薬液を注入する構成とする。
また，原子炉格納容器の負圧破損を防止するための自主対策設備として，以下を整備する。
(4) 可搬型格納容器窒素供給設備
設置許可基準規則解釈第 1 項 b)ⅳ)に関連する自主対策設備として，中長期的に原子炉格納容器内の水蒸気凝縮による負圧破損を防止するとともに，原子炉格
納容器内の可燃性ガス濃度を低減するために可搬型格納容器窒素供給設備を設ける。本系統は，可燃性ガス濃度制御系配管に接続治具を用いてホースを接続し，可搬型窒素ガス発生装置にて発生した窒素ガスをドライウェル及びサプレッション・チェンバに供給可能な設計とする。

3.7-4

3.7.2
重大事故等対処設備
3.7.2.1 格納容器圧力逃がし装置
3.7.2.1.1 設備概要
格納容器圧力逃がし装置は，炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるとともに，原子炉格納容器内に滞留する水素ガス
を環境へ放出するために重大事故緩和設備として設けるものである。
本系統の主要設備は，フィルタ装置，よう素フィルタ及びラプチャーディスクで構成し，排気圧力によりラプチャーディスクが破裂することから，原子炉格納容器内雰
囲気ガスを不活性ガス系及び耐圧強化ベント系を経由しフィルタ装置，よう素フィル
タへ導き，放射性物質を低減させた後に原子炉建屋屋上に設ける排気口を通して放出する。
本系統を使用する際には，サプレッション・チェンバ内でのスクラビング効果が期待できるウェットウェルベントを優先とするが，サプレッション・チェンバ側のベン
トラインが水没した場合，若しくは何らかの原因によりサプレッション・チェンバ側
からのベントが実施できない場合は，ドライウェル側からベント（ドライウェルベント）を行う。ドライウェルベントを行った際には，サプレッション・チェンバ内のガスは真空破壊弁を経由してドライウェルへ排出する。
本系統を使用した際に原子炉格納容器からのガスが流れる配管には，系統構成上必要な隔離弁，ラプチャーディスクが設置される。操作を行う必要がある隔離弁については，遠隔手動弁操作設備を用いて全ての電源喪失時においても原子炉建屋の二次格
納施設外から人力にて操作を行うことが可能な設計としている。また，大気放出する
配管内で発生する蒸気凝縮ドレンを貯留するドレンタンクが設置され，フィルタ装置，及びドレンタンクに貯留した蒸気凝縮ドレンをサプレッション・チェンバに排出するドレン移送ポンプが設置される。蒸気凝縮ドレンを排出した際には，フィルタ装置内のスクラバ水に添加されている薬液が薄まることにより，除去効率に影響を及ぼすた
め，可搬型のスクラバ水 pH 制御設備を用いて薬液濃度を調整する。一方で，本系統を使用した際には，原子炉格納容器内に含まれる非凝縮性ガスが本系統を経由して大気へ放出されるため，系統内での水素爆発を防ぐために，可搬型窒素供給装置を用いて本系統内を不活性化しておく。本系統を使用した際には，フィルタ装置及び入口側の配管の放射線量が高くなることから，遮蔽壁を設置し，周辺での作業における被ばくを低減することとする。
本系統に関する系統概要図を図 3.7-1 に，本系統に関する重大事故等対処設備一覧を表 3.7-1 に示す。
本系統は，中央制御室での弁操作によって原子炉格納容器からの排気ラインの流路構成を行うことにより，ベントを実施可能である。また，全電源喪失により中央制御室からの弁操作が不可能となった場合においても，現場での弁操作によりベントを実施することが可能である。

3.7-5

図 3.7-1

3.7-6

フィルタ装置出口圧力PT

格納容器圧力逃がし装置

FE

系統概要図

FE

LT

ドレンポンプ
流量

PI

RE

フィルタ
装置

よう素
フィルタ

H2E

フィルタ装置
水素濃度

H2E

フィルタ装置
入口圧力PT

フィルタ装置
水素濃度

フィルタ装置スクラバ水pHpH

原子炉建屋（二次格納施設外）

ドレンタンク水位

LＳ

ドレン
タンク

フィルタ装置
出口放射線モニタ

7号炉

フィルタ装置出口配管圧力Ｎ2ベントライン

オリフィス

ラプチャーディスク

配管遮蔽
AO

二次格納施設

〔ＦＣ〕

AO

・

PT

PT

MO

MO

〔ＦＣ〕

AO

・

格納容器圧力(D/W)

AO

格納容器圧力(S/C)
サプレッション・
チェンバ

原
子
炉
圧
力
容
器

ドライウェル

原子炉区域よりパージ用排風機

AO

〔ＦＯ〕

〔ＦＯ〕

MO

原子炉区域運転階より非常用ガス処理系
排風機へ

MO

原子炉区域・
タービン区域換気空調系排風機へ〔ＦＣ〕

MO

〔ＦＯ〕

可燃性ガス濃度制御系
気水分離器より

非常用ガス処理系
排風機より

〔ＦＣ〕

AO

〔ＦＣ〕

AO

・

MO

MO

MO
〔ＦＣ〕

AO

・

ボンベ

ボンベ

遠隔手動弁操作設備

Ｎ2供給ライン

大物搬入口

可搬型窒素供給装置

原子炉建屋(二次格納施設外）

タービン建屋

Ｎ2供給ライン

遠隔手動弁操作設備

遠隔手動弁操作設備

遠隔手動弁操作設備

遠隔手動弁操作設備

ボンベ

遠隔手動弁操作設備

ボンベ

主排気筒

MO

ドレン
移送ポンプ

フィルタ装置水位

DP

Ｎ2ベントライン

オリフィス

ラプチャーディスク

Ｎ2供給ラインフィルタベント遮蔽壁

フィルタ装置金属フィルタ差圧

スクラバ水pH制御設備

可搬型代替注水ポンプ(A-2級）

RE

フィルタ装置
出口放射線モニタ6号炉

重大事故等対処設備（附属設備等）

重大事故等対処設備（主要設備）

・ 水源については「3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第 56 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
・ 電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
・ 計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方針を示す章）
」で示す。

AO

MO

表 3.7-1
設備区分
主要設備

附属設備

水源※1
流路

注水先
電源設備※2

格納容器圧力逃がし装置に関する重大事故等対処設備一覧
設備名
フィルタ装置【常設】よう素フィルタ【常設】ラプチャーディスク【常設】ドレン移送ポンプ【常設】ドレンタンク【常設】遠隔手動弁操作設備【常設】可搬型窒素供給装置【可搬】
スクラバ水 pH 制御設備【可搬】
フィルタベント遮蔽壁【常設】
配管遮蔽【常設】
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）【可搬】
防火水槽【常設】
淡水貯水池【常設】不活性ガス系 配管・弁【常設】耐圧強化ベント系 配管・弁【常設】
格納容器圧力逃がし装置 配管・弁【常設】原子炉格納容器【常設】真空破壊弁（S/C→D/W）【常設】
ホース・接続口【可搬】－
常設代替交流電源設備
第一ガスタービン発電機【常設】及び第二ガスタービン発
電機【常設】
軽油タンク【常設】タンクローリ（16kL）【可搬】
第一ガスタービン発電機用燃料タンク【常設】及び第二ガ
スタービン発電機用燃料タンク【常設】第一ガスタービン発電機用燃料移送ポンプ【常設】及び第二ガスタービン発電機用燃料移送ポンプ【常設】可搬型代替交流電源設備
電源車【可搬】
軽油タンク【常設】タンクローリ（4kL）【可搬】（次頁へ続く）

3.7-7

設備区分

設備名

代替所内電気設備
緊急用高圧母線【常設】緊急用断路器【常設】緊急用電源切替箱断路器【常設】緊急用電源切替箱接続装置【常設】AM 用動力変圧器【常設】AM 用 MCC【常設】AM 用切替盤【常設】AM 用操作盤【常設】非常用高圧母線 C 系【常設】非常用高圧母線 D 系【常設】常設代替直流電源設備
AM 用直流 125V 蓄電池【常設】AM 用直流 125V 充電器【常設】可搬型直流電源設備
電源車【可搬】
AM 用直流 125V 充電器【常設】軽油タンク【常設】タンクローリ（4kL）【可搬】
上記常設代替直流電源設備への給電のための設備として以下の設備を使用する。
常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備※3計装設備
フィルタ装置水位【常設】フィルタ装置入口圧力【常設】フィルタ装置出口放射線モニタ【常設】フィルタ装置水素濃度【常設】フィルタ装置金属フィルタ差圧【常設】フィルタ装置スクラバ水 pH【常設】ドライウェル雰囲気温度【常設】サプレッション・チェンバ気体温度【常設】格納容器内圧力（D/W）【常設】
格納容器内圧力（S/C）【常設】※1：水源については「3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備」で示す。
※2：単線結線図を補足説明資料 50-2 に示す。
電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方
針を示す章）」で示す。
※3：主要設備を用いた炉心損傷防止及び原子炉格納容器破損防止対策を成功させる
ために把握することが必要な原子炉施設の状態
計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方
針を示す章）」で示す。

3.7-8

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

3.7.2.1.2 主要設備の仕様
主要機器の仕様を以下に示す。
(1) フィルタ装置
材料：スクラバ水：水酸化ナトリウム水溶液
以上）：金属フィルタ：SUS316L
放射性物質除去効率 ：99.9%以上（粒子状放射性物質並びに無機よう素に対して）最高使用圧力：620kPa[gage]
最高使用温度：200℃
系統設計流量：約 31.6kg/s
個数
：1
取付箇所
：フィルタベント遮蔽壁内(2) よう素フィルタ
材料
放射性物質除去効率
最高使用圧力最高使用温度系統設計流量個数
取付箇所：銀ゼオライト：98%以上（有機よう素に対して）：250kPa[gage]：200℃：約 15.8kg/s/基：2：フィルタベント遮蔽壁内(3) ラプチャーディスク
設定破裂圧力個数
取付箇所：約 100kPa[gage]：2：フィルタベント遮蔽壁内及び原子炉建屋屋上

なお，水源については「3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第 56 条に対する設計方針を示す章）」,電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」，計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

3.7-9

3.7.2.1.3 設置許可基準規則第 43 条への適合方針
3.7.2.1.3.1 設置許可基準規則第 43 条第 1 項への適合方針(1) 環境条件及び荷重条件（設置許可基準規則第 43 条第 1 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重その他の使用条件において，重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮するものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置，よう素フィルタ及びラプチャー
ディスク（よう素フィルタ上流側）は，屋外（フィルタベント遮蔽壁内）に設置されている設備であることから，想定される重大事故等時おける屋外（フィルタベント遮蔽壁内）の環境条件及び荷重条件を考慮し，その機能を有効に発揮することができるよう，以下の表 3.7-2 に示す設計とする。
格納容器圧力逃がし装置のラプチャーディスク（よう素フィルタ下流側）
は，原子炉建屋屋上に設置される設備であることから，想定される重大事故等時における原子炉建屋屋上の環境条件及び荷重条件を考慮し，その機能を有効に発揮することができるよう，以下の表 3.7-3 に示す設計とする。
また，降水及び凍結により機能を損なわないよう，放出口が屋外に開放される配管については雨水が蓄積しない構造とするとともに，フィルタ装置外面にはヒーター及び保温材を設置することによる凍結防止対策を行う。なお，
ヒーターが使用できない場合においても 24 時間以上はスクラバ水が凍結しないことを確認している。
（50-4-2～50-4-15）

3.7-10表 3.7-2 想定する環境条件及び荷重条件（屋外（フィルタベント遮蔽壁内））環境条件等
対応
温度・圧力・湿度・放射 屋外（フィルタベント遮蔽壁内）で想定される温度，圧線
力，湿度及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した
機器を使用する。
屋外の天候による影響
降水及び凍結により機能を損なうことのないよう防水対策及び凍結対策を行える設計とする。
海 水 を通 水する 系 統 へ 海水を通水することはない。
の影響
地震
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方
針」に示す）。
風（台風）・積雪
屋外（フィルタベント遮蔽壁内）で風荷重，積雪荷重を考慮しても機器が損傷しないことを評価により確認する。
電磁的障害
重大事故等が発生した場合においても，電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。
表 3.7-3 想定する環境条件及び荷重条件（原子炉建屋屋上）
環境条件等
対応
温度・圧力・湿度・放射 原子炉建屋屋上で想定される温度，圧力，湿度及び放射線
線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外の天候による影響
降水及び凍結により機能を損なうことのないよう防水対策及び凍結対策を行える設計とする。
海水を通水する系統
海水を通水することはない。
への影響
地震
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方
針」に示す）。
風（台風）・積雪
原子炉建屋屋上で風荷重，積雪荷重を考慮しても機器が損傷しないことを評価により確認する。
電磁的障害
重大事故等が発生した場合においても，電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。
格納容器圧力逃がし装置の操作は，重大事故等が発生した場合の二次格納施設内の環境を考慮し，また，電源喪失時においても操作可能なように，原子炉建屋の二次格納施設外より遠隔手動弁操作設備を介しての人力操作が可能な設計とする。

3.7-11

(2) 操作性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項二）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において確実に操作できるものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性」に示す。

格納容器圧力逃がし装置の流路に接続される弁（一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側又はドライウェル側）並びに二次隔離弁）を遠隔手動弁操作設備により原子炉建屋の二次格納施設外より人力にて操作することにより，原子炉格納容器内のガスをフィルタ装置及びよう素フィルタに導き，排気口
より環境へ放出することで，格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器
減圧が可能である。また，二次隔離弁については電源が復旧することにより，
中央制御室でも遠隔操作可能である。二次隔離弁が使用できない場合には二次隔離弁バイパス弁を原子炉建屋の二次格納施設外より人力にて操作することも可能である。また，流路に設けるラプチャーディスクは，格納容器圧力逃がし装置の使用の妨げにならないよう，原子炉格納容器からの排気圧力と比較して十分に低い圧力で破裂する設計とする。そのため，想定される重大事故等時の環境下においても，確実に操作をすることが可能である。
格納容器圧力逃がし装置使用時に，格納容器圧力逃がし装置に接続される系統との隔離のための弁（換気空調系一次隔離弁，非常用ガス処理系一次隔離弁，非常用ガス処理系フィルタ装置出口隔離弁 A 及び B，非常用ガス処理系
U シール隔離弁）については，中央制御室により閉操作，若しくは閉確認をすることができる。なお，換気空調系，非常用ガス処理系には，格納容器圧力逃がし装置との隔離を確実にするため，手動駆動の二次隔離弁をそれぞれ設置しているが，これらの弁については通常時閉とし，さらに運転操作上，弁を開とする必要が生じた場合には運転員を近傍に配置し，緊急時には即座に弁の閉操作を可能とすることで，格納容器圧力逃がし装置使用時には，これらの弁が確実に閉となるような運用とする。
これら操作機器については，運転員のアクセス性，操作性を考慮して十分な操作空間を確保する。また，それぞれの操作対象については銘板をつける
ことで識別可能とし，運転員の操作及び監視性を考慮して確実に操作できる設計とする。
（50-4-8～50-4-15）

3.7-12

表 3.7-4

操作対象機器

機器名称
フィルタ装置

状態の変化
－

操作場所

操作方法

－

－

よう素フィルタ－－－

ラプチャーディスク

閉止→破裂

－

－

一次隔離弁
（サプレッション・チェンバ側）
一次隔離弁（ドライウェル側）

弁閉→弁開

原子炉建屋地下 1 階（二次格納施設外）

弁閉→弁開

原子炉建屋地上 2 階（二次格納施設外）

二次隔離弁

弁閉→弁開

中央制御室

手動操作
（遠隔手動弁操作設
備）
手動操作（遠隔手動弁操作設
備）
スイッチ操作弁閉→弁開

原子炉建屋地上 3 階（二次格納施設外）

二次隔離弁バイパス弁

弁閉→弁開

原子炉建屋地上 3 階（二次格納施設外）

フィルタ装置入口弁

弁開確認

中央制御室

耐圧強化ベント弁

弁閉確認

中央制御室

手動操作
（遠隔手動弁操作設
備）
手動操作（遠隔手動弁操作設
備）
手動操作※1（遠隔手動弁操作設
備）
手動操作※1（遠隔手動弁操作設
備）
スイッチ操作※2

換気空調系
弁閉確認
中央制御室
一次隔離弁
換気空調系
弁閉確認
中央制御室
手動操作※3
二次隔離弁
非常用ガス処理系
弁閉確認
中央制御室
スイッチ操作※2
一次隔離弁
非常用ガス処理系
弁閉確認
中央制御室
手動操作※3
二次隔離弁
非常用ガス処理系
弁閉確認
中央制御室
スイッチ操作※2
フィルタ装置出口隔離弁 A
非常用ガス処理系
弁閉確認
中央制御室
スイッチ操作※2
フィルタ装置出口隔離弁 B
非常用ガス処理系 U シール隔 弁開→弁閉
中央制御室
スイッチ操作※2
離弁※1 中央制御室にてランプ確認を行う。
全閉もしくは全開でないことが確認された場合は，二次格納施設外より遠隔手動弁操作設備を用いて操作を行う。
※2 中央制御室にてランプ確認を行う。
全閉でないことが確認された場合はスイッチ操作にて閉操作を行う。
※3 中央制御室にてランプ確認を行う。
これらの弁は，運転操作上，弁を開とする必要が生じた場合には運転員を近傍に配置し，
緊急時には即座に弁の閉操作を可能とすることで，格納容器圧力逃がし装置使用時には，これらの弁が確実に閉となるような運用とする。

3.7-13

(3) 試験及び検査（設置許可基準規則第 43 条第 1 項三）(ⅰ) 要求事項
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試験又は検査ができるものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性」に示す。

格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置は，表 3.7-5 に示すように発電用
原子炉の停止中にマンホールを開放して内部構造物の外観検査が可能な設計とする。
よう素フィルタについては，マンホールを開放して内部構造物の外観検査が可能であることに加え，内部に設置されている吸着材試験片（銀ゼオライト）を用いてよう素除去性能試験を実施可能な設計とする。
ラプチャーディスクについては，ホルダーから取外して定期的に取替可能な設計とする。
また，発電用原子炉の停止中に，一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側並びにドライウェル側），二次隔離弁，二次隔離弁バイパス弁並びにフィル
タ装置入口弁については弁開閉試験を実施し，さらに格納容器圧力逃がし装置の主配管は漏えいの有無の確認を実施することで，機能・性能試験が可能な設計とする。
（50-6-2～50-6-8）
表 3.7-5 格納容器圧力逃がし装置の試験及び検査
発電用原子炉
項目
内容
の状態
停止中
機能・性能試験
漏えいの確認
銀ゼオライトよう素除去性能確認
弁動作試験
弁開閉動作の確認
外観検査
フィルタ装置，よう素フィルタの容器
外面並びに内部構造物の外観の確認
分解検査
ラプチャーディスクの取替

3.7-14

(4) 切り替えの容易性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項四）(ⅰ) 要求事項
本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設備にあっては，通常時に使用する系統から速やかに切り替えられる機能を備えるものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性」に示す。

格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置，よう素フィルタ及びラプチャー
ディスクについては本来の用途以外の用途には使用しない。
本系統を使用する際には，流路に接続される弁（一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側又はドライウェル側）並びに二次隔離弁）を電源喪失時においても遠隔手動弁操作設備にて原子炉建屋の二次格納施設外より人力にて開操作することにより，排気ガスをフィルタ装置及びよう素フィルタに導くことが可能である。また，二次隔離弁については電源が復旧することにより，中央制御室でも遠隔操作可能である。二次隔離弁が使用できない場合には二次隔離弁バイパス弁を原子炉建屋の二次格納施設外より人力にて操作することも可能である。
これにより，図 3.7-2 及び図 3.7-3 で示すタイムチャートの通り速やかに切り替え操作が可能である。
（50-4-8～50-4-13）
経過時間（分）
10

手順の項目

20

30

40

60

50

70

80

備考

減圧及び除熱開始 70分

要員（数）通信手段確保、電源確認

中央制御室運転員Ａ，Ｂ

2

現場運転員Ｃ，Ｄ

2

系統構成

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱（W/Wベント）

電源を 復旧しながら系統構成を 行う。

移動、電源確保
Ｗ／Ｗベン ト弁 遠隔手動弁操作設備によ る 開操作

経過時間（分）
10

手順の項目

20

30

40

0

10

35分 系統構成完了

要員（数）

20

30

40

減圧及び除熱開始 55分
通信手段確保，弁状態及び監視計器指示の確認

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱(現場操作)（W/Wベント）

中央制御室運転員Ａ，Ｂ

2

現場運転員Ｃ，Ｄ

2

移動・系統構成

W/Wベン ト弁 遠隔手動弁操作設備によ る 開操作
移動・系統構成

現場運転員Ｅ，Ｆ

図 3.7-2

2

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱（W/W ベント）タイムチャート＊

3.7-1550

60

備考

経過時間（分）
10

手順の項目

20

30

40

60

50

70

備考

80

減圧及び除熱開始 70分

要員（数）通信手段確保、電源確認

中央制御室運転員Ａ，Ｂ

2

現場運転員Ｃ，Ｄ

2

系統構成

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱（D/Wベント）

電源を 復旧しながら系統構成を 行う。

移動、電源確保
Ｄ／Ｗベン ト弁 遠隔手動弁操作設備によ る 開操作

経過時間（分）
10

手順の項目

20

30

40

0

10

35分 系統構成完了

要員（数）

20

30

40

50

60

減圧及び除熱開始 55分
通信手段確保，弁状態及び監視計器指示の確認

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱(現場操作)（D/Wベント）

図 3.7-3

中央制御室運転員Ａ，Ｂ

2

現場運転員Ｃ，Ｄ

2

現場運転員Ｅ，Ｆ

2

移動・系統構成

D/Wベン ト弁 遠隔手動弁操作設備によ る 開操作
移動・系統構成

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱（D/W ベント）タイムチャート＊＊：「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」への適合状況についての 1．7 示すタイムチャー
ト

3.7-16

備考(5) 悪影響の防止（設置許可基準規則第 43 条第 1 項五）(ⅰ) 要求事項
工場等内の他の設備に対して悪影響を及ぼさないものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1
す。

多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示

格納容器圧力逃がし装置には，排気経路に非常用ガス処理系，換気空調系並
びに耐圧強化ベント系が接続されている。
非常用ガス処理系と換気空調系との接続箇所は，一次隔離弁と二次隔離弁の間となっている。それぞれの系統を隔離する弁は各 2 弁ずつ設置する。これらのうち格納容器圧力逃がし装置から 1 つ目の弁（一次隔離弁）は通常時閉，電源喪失時にはフェイルクローズにより閉となる空気駆動弁である。また，2 つ目の弁（二次隔離弁）は通常時閉の手動弁である。これら手動弁については運
転操作上，弁を開とする必要が生じた場合には，速やかに弁の操作を実施できるよう運転員を近傍に配置し，緊急時には即座に弁の閉操作を可能とすること
で，格納容器圧力逃がし装置使用時には，これらの弁が確実に閉となるような運用とする。
また，耐圧強化ベント系は二次隔離弁とフィルタ装置入口弁との間に接続され，系統を隔離する弁は各 2 弁ずつ設置してある。格納容器圧力逃がし装置から 1 つ目の弁は通常時閉，電源喪失時にはフェイルクローズにより閉となる空気駆動弁である。2 つ目の弁について，非常用ガス処理系フィルタ装置に接続する弁は通常時閉の電動駆動弁であり，電源喪失時にはアズイズとなるため，
中央制御室での閉確認が必要である。また，排気筒で発生するドレンをサンプへ導くラインに接続する弁については通常時開の弁であり，U シールドレンを介して原子炉建屋内に接続されている。通常時は U シール部は水シールされており，原子炉建屋内に開放されていないが，念のためにベント実施前に中央制御室で当該弁の閉操作を行う運用とする。
以上のことから，格納容器圧力逃がし装置と他の系統及び機器を隔離する弁は表 3.7-6 に示すように直列で二重に設置し，格納容器圧力逃がし装置と他の系統・機器を確実に隔離することで，悪影響を及ぼさない。
（50-5-2～50-5-3）

3.7-17

表 3.7-6
取合系統
非常用ガス処理系

換気空調系

他系統との隔離弁

系統隔離弁
非常用ガス処理系
一次隔離弁
非常用ガス処理系
二次隔離弁
換気空調系一次隔離弁

駆動方式
空気駆動
手動
空気駆動

動作
通常時閉
電源喪失時閉
通常時閉
通常時閉
電源喪失時閉
通常時閉
通常時閉
電源喪失時閉
通常時閉（自動起動
インターロック有）
通常時開換気空調系二次隔離弁
手動
一次隔離弁
空気駆動
※
（耐圧強化ベント弁 ）
二次隔離弁
電動駆動
（フィルタ装置
出口隔離弁 A/B）
二次隔離弁
電動駆動
（非常用ガス処理系
U シール隔離弁）※ 耐圧強化ベント使用時に切り替え操作が必要（中央制御室若しくは現場にて容易に切り替え可能）
耐圧強化ベント系(6) 設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 1 項六）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において重大事故等対処設備の操作及び復旧作業を行うことができるよう，放射線量が高くなるおそれが少な
い設置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.3

環境条件等」に示す。

格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置及びよう素フィルタについては，
当該系統を使用した際に放射線量が高くなることから，約 1.3m 厚さのコン
クリート製のフィルタベント遮蔽壁の中に設置することにより，重大事故等対処設備の操作及び復旧作業に影響を及ぼさないものとする。また，フィル
タ装置へ接続する屋外配管についても，同様に高放射線量となることから，機器の周囲に鉄板遮蔽を設置している。
また，当該系統を使用する際に操作が必要な機器の設置場所，操作場所を
表 3.7-7 に示す。このうち，中央制御室で操作をする機器は，操作位置の放射線量が高くなる恐れが少ないため，操作可能である。一方，現場にて操作を実施する機器のうち，原子炉建屋内に設置の機器については，操作場所を放射線量が高くなる恐れが少ない二次格納施設外としているため，操作可能である（二次格納施設外であっても，二次格納施設内の高線量配管の影響により放射線量が高くなる恐れのある場所においては，現場での被ばく線量率を評価した上で，追加で遮蔽体を設置する等の対策を行う）。また，現場にて操作を実施する機器のうち，屋外に設置の機器については，格納容器圧力3.7-18

逃がし装置使用時に高線量となるフィルタ装置，よう素フィルタ，配管，機器の周囲には遮蔽体を設置し，現場の放射線量を低減させるため，操作可能である。
（50-4-8～50-4-13）
表 3.7-7

操作対象機器設置場所

機器名称
フィルタ装置

設置場所
フィルタベント遮蔽壁内－

よう素フィルタ

フィルタベント遮蔽壁内－フィルタベント遮蔽壁内
原子炉建屋屋上
一次隔離弁
原子炉建屋地下 1 階（サプレッション・チェンバ側） （二次格納施設内）

－

一次隔離弁
（ドライウェル側）
二次隔離弁

原子炉建屋地上 2 階（二次格納施設内）
原子炉建屋地上 3 階（二次格納施設内）

二次隔離弁バイパス弁

原子炉建屋地上 3 階（二次格納施設内）
原子炉建屋地上 3 階（二次格納施設内）
原子炉建屋地上 3 階（二次格納施設内）
原子炉建屋地上 3 階（二次格納施設内）
原子炉建屋地上 3 階（二次格納施設内）
原子炉建屋地上 3 階（二次格納施設内）
原子炉建屋地上 3 階（二次格納施設内）
原子炉格納容器内

原子炉建屋地上 2 階（二次格納施設外）
中央制御室
原子炉建屋地上 3 階（二次格納施設外）
原子炉建屋地上 3 階（二次格納施設外）
原子炉建屋地上 3 階（二次格納施設外）
原子炉建屋地上 3 階（二次格納施設外）
中央制御室

ラプチャーディスクフィルタ装置入口弁
耐圧強化ベント弁
換気空調系
一次隔離弁
換気空調系
二次隔離弁
非常用ガス処理系
一次隔離弁
非常用ガス処理系
二次隔離弁
真空破壊弁

操作場所

原子炉建屋地下 1 階（二次格納施設外）

原子炉建屋地上 3 階※1（二次格納施設内）
中央制御室
原子炉建屋地上 3 階※1（二次格納施設内）－

非常用ガス処理系
原子炉建屋地上 3 階
中央制御室
フィルタ装置出口隔離弁 A（二次格納施設内）
非常用ガス処理系
原子炉建屋地上 3 階
中央制御室
フィルタ装置出口隔離弁 B（二次格納施設内）
非常用ガス処理系
原子炉建屋地上 4 階
中央制御室
U シール隔離弁（二次格納施設内）※1 これらの弁は，運転操作上，弁を開とする必要が生じた場合には運転員を近傍に配置し，緊
急時には即座に弁の閉操作を可能とすることで，格納容器圧力逃がし装置使用時には，これらの弁が確実に閉となるような運用とする。

3.7-19

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

3.7.2.1.3.2

設置許可基準規則第 43 条第 2 項への適合方針(1) 容量（設置許可基準規則第 43 条第 2 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等の収束に必要な容量を有するものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.2

容量等」に示す。

格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置及びよう素フィルタの設計流量については，重大事故等時に原子炉格納容器内で発生する蒸気量よりも，排出可能な蒸気量を大きくすることで，原子炉格納容器を減圧するために十分な容量を有する設計とする。
スクラバ水位については，想定される重大事故シナリオにおいて，フィル
タ装置のエアロゾルに対する除去効率が金属フィルタと組み合わせて 99.9%以上確保可能な水位とする。また，当該系統を使用した際に，系統内で蒸気凝縮によってスクラバ水位が機能喪失となるまで上昇しないよう，ドレン移送ポンプを用いて間欠的にスクラバ水をサプレッション・チェンバへ移送することで，フィルタ装置を長期間使用可能な設計とする。
スクラバ水待機時薬液添加濃度については，想定されるスクラバ水 pH 低下
要因に対しても，無機よう素に対する除去効率を 99.9%以上確保可能な以上を保持可能な添加濃度とする。
金属フィルタ許容エアロゾル量については，想定される重大事故シナリオにおいて当該系統を使用した際に，金属フィルタへ流入するエアロゾル量を算定し，金属フィルタの閉塞が生じないだけの十分な容量を有する設計とする。
よう素フィルタの銀ゼオライト吸着層は十分は有効面積と層厚さを有し，吸着層と排気ガスとの接触時間を十分に確保することにより，有機よう素に対する除去効率が 98%以上となる設計とする。
ラプチャーディスクの破裂圧力は，格納容器圧力逃がし装置の使用の妨げにならないよう，原子炉格納容器からの排気圧力と比較して十分に低い圧力として約 100kPa[gage]で破裂する設計とする。
（50-7-2～50-7-14）(2) 共用の禁止（設置許可基準規則第 43 条第 2 項二）(ⅰ) 要求事項
二以上の発電用原子炉施設において共用するものでないこと。ただし，二以上の発電用原子炉施設と共用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であって，同一の工場等内の他の発電用原子炉施設に対して悪影響を及ぼさない場合は，この限りでない。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1
す。

多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示

3.7-20格納容器圧力逃がし装置は，二以上の発電用原子炉施設において共用しない設計とする。
（50-5-2～50-5-3）(3) 設計基準事故対処設備との多様性（設置許可基準規則第 43 条第 2 項三）(ⅰ) 要求事項
常設重大事故防止設備は，共通要因によって設計基準事故対処設備の安全機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1
す。

多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示

格納容器圧力逃がし装置は，設置許可基準規則第 50 条においては重大事故緩和設備であり，代替する設計基準事故対処設備はないものと整理するが，代替機能を持つ重大事故等対処設備である代替格納容器圧力逃がし装置に対して多重性，独立性及び位置的分散を図ったものとする。また，代替循環冷
却系に対しても多重性，独立性及び位置的分散を図るとともに，駆動方式，
ヒートシンクについて多様性を有した設計とする。
一方で，格納容器圧力逃がし装置は，設置許可基準規則第 48 条においては，
常設耐震重要重大事故防止設備兼常設重大事故緩和設備と整理し，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）の安全機能を代替する。残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）については，サプレッション・チェンバ内のプール水をドライウェル及びサプレッション・チェンバの気層部にスプレ
イし，崩壊熱及び燃料の過熱に伴う燃料被覆管（ジルカロイ）と水の反応による発生熱を除去するものである。ドライウェルにスプレイされた水は，ベント管を通ってサプレッション・チェンバ内に戻り，サプレッション・チェ
ンバ内にスプレイされた水とともに残留熱除去系ポンプにより，熱交換器によって冷却された後，再びスプレイされる。
したがって，当該系統については目的を果たすための原理及び構成機器を共有するものではなく，更には設置エリアは近接していないため，共通要因
によって同時に機能喪失となることはない。

3.7-21

3.7.2.2

代替格納容器圧力逃がし装置

3.7.2.2.1 設備概要
代替格納容器圧力逃がし装置は，格納容器圧力逃がし装置が機能喪失した場合においても，炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるとともに，原子炉格納容器内に滞留する水素ガスを環境へ放出するために重大事故緩和設備として設けるものである。
本系統の主要設備は，フィルタ装置，よう素フィルタ及びラプチャーディスクで構成し，排気圧力によりラプチャーディスクが破裂することにより，原子炉格納容器内
雰囲気ガスをフィルタ装置，よう素フィルタへ導き，放射性物質を低減させた後に原子炉建屋屋上に設ける排気口を通して放出する。
本系統を使用する際には，サプレッション・チェンバ内でのスクラビング効果が期待できるウェットウェルベントを優先とするが，サプレッション・チェンバ側のベン
トラインが水没した場合，若しくは何らかの原因によりサプレッション・チェンバ側
からのベントが実施できない場合は，ドライウェル側からベント（ドライウェルベント）を行う。ドライウェルベントを行った際には，サプレッション・チェンバ内のガスは真空破壊弁を経由してドライウェルへ排出する。
本系統を使用した際に原子炉格納容器からのガスが流れる配管には，系統構成上必要な隔離弁，ラプチャーディスクが設置される。操作を行う必要がある隔離弁については，遠隔手動弁操作設備を用いて全ての電源喪失時においても原子炉建屋の二次格
納施設外から人力にて操作を行うことが可能としている。また，大気放出する配管内で発生する蒸気凝縮ドレンを貯留するドレンタンクが設置され，フィルタ装置，及びドレンタンクに貯留した蒸気凝縮ドレンをサプレッション・チェンバに排出するドレ
ンポンプが設置される。蒸気凝縮ドレンを排出した際には，フィルタ装置内のスクラ
バ水に添加されている薬液が薄まることにより，除去効率に影響を及ぼすため，地下ピット内に常設している薬液タンクを用いて薬液濃度を調整する。一方で，本系統を使用した際には，原子炉格納容器内に含まれる非凝縮性ガスが本系統を経由して大気へ放出されるため，系統内での水素爆発を防ぐために，可搬型窒素供給装置を用いて本系統内を不活性化しておく。
本系統に関する系統概要図を図 3.7-4，本系統に関する重大事故対処設備一覧を表
3.7-8 に示す。
本系統は，中央制御室での弁操作によって原子炉格納容器からの排気ラインの流路構成を行うことにより，ベントを実施可能である。また，全電源喪失により中央制御室からの弁操作が不可能となった場合においても，現場での弁操作によりベントを実施することが可能である。

3.7-22図 3.7-4

3.7-23

代替格納容器圧力逃がし装置

MO

MO

系統概要図

※

※

※

フィルタ
装置

よう素
フィルタ

※

LＳ

ドレンタンク水位

ドレン移送ポンプ

MO ※

MO

ド
レ
ン
タ
ン
ク

RE

遠隔手動弁操作設備

フィルタ装置出口配管圧力H2E

フィルタ装置金属フィルタ差圧

pH

フィルタ装置スクラバ水pH

ドレンポンプ流量FE

遠隔手動弁操作設備

フィルタ装置水素濃度

PT

フィルタ装置入口圧力PI

二次格納施設フィルタ装置
出口放射線モニタ

ラプチャーディスク

MO

LT フィルタ装置水位ＤP

フィルタ装置水素濃度

H2E

Ｎ2供給ライン

補給水ライン

電動弁を並列に二台設置することにより，信頼性の向上を図る

代替格納容器圧力容器
逃がし装置室空調

薬液
タンク

ラプチャーディスク
オリフィス
Ｎ2ベントライン

フィルタ装置出口圧力 PT

可搬型窒素供給装置

可搬型代替注水ポンプ(A-2級）

Ｎ2ベントライン

原子炉建屋(二次格納施設外）

重大事故等対処設備（附属設備等）

重大事故等対処設備（主要設備）

MO

MO

※

MO

MO

AO

AO

AO

PT

PT

AO

AO

格納容器圧力(D/W)

格納容器圧力(S/C)
サプレッション・
チェンバ

原
子
炉
圧
力
容
器

ドライウェル

非常用ガス処理系へ

原子炉建屋区域・タービン区域
換気空調系へ

パージ用排風機
AO

MO

AO

主排気筒へ

格納容器圧力逃がし装置へ

・ 水源については「3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第 56 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
・ 電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
・ 計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方針を示す章）
」で示す。

AO

MO

表 3.7-8
設備区分
主要設備

附属設備

水源※1
流路

注水先
電源設備※2

代替格納容器圧力逃がし装置に関する重大事故等設備一覧
設備名
フィルタ装置【常設】よう素フィルタ【常設】ラプチャーディスク【常設】代替格納容器圧力逃がし装置室空調【常設】ドレン移送ポンプ【常設】ドレンタンク【常設】遠隔手動弁操作設備【常設】薬液タンク【常設】
可搬型窒素供給装置【可搬】
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）【可搬】
防火水槽【常設】
淡水貯水池【常設】代替格納容器圧力逃がし装置 配管・弁【常設】原子炉格納容器【常設】真空破壊弁(S/C→D/W)【常設】
ホース・接続口【可搬】－
常設代替交流電源設備
第一ガスタービン発電機【常設】及び第二ガスタービン発
電機【常設】
軽油タンク【常設】タンクローリ（16kL）【可搬】
第一ガスタービン発電機用燃料タンク【常設】及び第二ガ
スタービン発電機用燃料タンク【常設】第一ガスタービン発電機用燃料移送ポンプ【常設】及び第二ガスタービン発電機用燃料移送ポンプ【常設】可搬型代替交流電源設備
電源車【可搬】
軽油タンク【常設】タンクローリ（4kL）【可搬】（次頁へ続く）3.7-24

設備区分

設備名

代替所内電気設備
緊急用高圧母線【常設】緊急用断路器【常設】緊急用電源切替箱断路器【常設】緊急用電源切替箱接続装置【常設】AM 用動力変圧器【常設】AM 用 MCC【常設】AM 用切替盤【常設】AM 用操作盤【常設】非常用高圧母線 C 系【常設】非常用高圧母線 D 系【常設】常設代替直流電源設備
AM 用直流 125V 蓄電池【常設】AM 用直流 125V 充電器【常設】可搬型直流電源設備
電源車【可搬】
AM 用直流 125V 充電器【常設】軽油タンク【常設】タンクローリ（4kL）【可搬】
上記常設代替直流電源設備への給電のための設備として以下の設備を使用する。
常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備※3計装設備
フィルタ装置水位【常設】フィルタ装置入口圧力【常設】フィルタ装置出口放射線モニタ【常設】フィルタ装置水素濃度【常設】フィルタ装置金属フィルタ差圧【常設】フィルタ装置スクラバ水 pH【常設】ドライウェル雰囲気温度【常設】サプレッション・チェンバ気体温度【常設】格納容器内圧力（D/W）【常設】
格納容器内圧力（S/C）【常設】※1：水源については「3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備」で示す。
※2：単線結線図を補足説明資料 50-2 に示す。
電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方
針を示す章）」で示す。
※3：主要設備を用いた炉心損傷防止及び原子炉格納容器破損防止対策を成功させる
ために把握することが必要な原子炉施設の状態
計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方
針を示す章）」で示す。
3.7-25

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

3.7.2.2.2 主要設備の仕様
主要機器の仕様を以下に示す。
(1)

フィルタ装置材料
放射性物質除去効率
最高使用圧力最高使用温度系統設計流量
個数
取付箇所

(2)

よう素フィルタ
材料
放射性物質除去効率
最高使用圧力最高使用温度系統設計流量
個数
取付箇所

(3)

：スクラバ水：水酸化ナトリウム水溶液
以上：金属フィルタ：SUS316L：99.9%以上（粒子状放射性物質並びに無機よう素に対して）：620kPa [gage]：200℃：約 31.6kg/s：1：フィルタベント地下ピット：銀ゼオライト：98%以上（有機よう素に対して）：250kPa [gage]：200℃：約 15.8kg/s/基：2：フィルタベント地下ピット

ラプチャーディスク
設定破裂圧力個数
取付箇所：約 100kPa[gage]：2：フィルタベント地下ピット及び原子炉建屋の二次格納施設外

水源については「3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第 56 条に対する設計方針を示す章）」,電源設備については「3.14 電源設備
（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」，計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

3.7-26

3.7.2.2.3 設置許可基準規則第 43 条への適合方針
3.7.2.2.3.1 設置許可基準規則第 43 条第 1 項への適合方針(1)
環境条件及び荷重条件（設置許可基準規則第 43 条第 1 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重その他の使用条件において，重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮するものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
代替格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置，よう素フィルタ及びラプチャーディスク（よう素フィルタ上流側）は，常設で地下ピット内に設置する設備であることから，想定される重大事故等時における，地下ピット内の環境条件及び荷重条件を考慮し，その機能を有効に発揮することができるよう，
以下の表 3.7-9 に示すような設計とする。
代替格納容器圧力逃がし装置のラプチャーディスク（よう素フィルタ下流側）は，原子炉建屋の二次格納施設外に設置される設備であることから，想定される重大事故等時における原子炉建屋の二次格納施設外の環境条件及び荷重条件を考慮し，その機能を有効に発揮することができるよう，以下の表
3.7-10 に示す設計とする。
表 3.7-9 環境条件及び荷重条件（フィルタベント地下ピット内）
環境条件等
対応
温度・圧力・湿度・ フィルタベント地下ピット内で想定される温度，圧力，
放射線
湿度及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外の天候による 屋外に設置するものではないため，天候による影響は受影響けない。
海水を通水する系 海水を通水することはない。
統への影響
地震
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方針」に示す）。
風（台風）・積雪
フィルターベント地下ピット内に設置するため，風（台風）及び積雪の影響は受けない。
電磁的障害
重大事故等が発生した場合においても，電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

3.7-27

表 3.7-10 想定する環境条件及び荷重条件（原子炉建屋の二次格納施設外）
環境条件等
対応
温度・圧力・湿度・ 原子炉建屋の二次格納施設外で想定される温度，圧力，
放射線
湿度及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外の天候による 屋外に設置するものではないため，天候による影響は受影響けない。
海水を通水する系 海水を通水することはない。
統への影響
地震
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する。
（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方針」に示す）。
風（台風）・積雪
原子炉建屋の二次格納施設外に設置するため，風（台風）及び積雪の影響は受けない。
電磁的障害
重大事故等が発生した場合においても，電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。
代替格納容器圧力逃がし装置の操作は，重大事故等が発生した場合の二次格納施設内の環境を考慮し，また，電源喪失時においても操作可能なように，
原子炉建屋の二次格納施設外より遠隔手動弁操作設備を介して人力操作が可能な設計とする。

(2) 操作性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項二）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において確実に操作できるものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性」に示す。

代替格納容器圧力逃がし装置の流路に接続される弁（一次隔離弁並びに二次隔離弁（サプレッション・チェンバ側又はドライウェル側））を中央制御室
より開操作することにより，原子炉格納容器内のガスをフィルタ装置及びよう素フィルタに導き，排気口より環境へ放出することで，代替格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器減圧が可能である。これらの弁は，電源喪失時においては遠隔手動弁操作設備により原子炉建屋の二次格納施設外より人力にて操作することが可能である。また，流路に設けるラプチャーディス
クは，代替格納容器圧力逃がし装置の使用の妨げにならないよう，原子炉格
納容器からの排気圧力と比較して十分に低い圧力で破裂する設計とする。そのため，想定される重大事故等時の環境下においても，確実に操作することが可能である。操作対象機器を表 3.7-11 に示す。
3.7-28

これら操作機器については，運転員のアクセス性，操作性を考慮して十分な操作空間を確保する。また，それぞれの操作対象については銘板をつける
ことで識別可能とし，運転員の操作及び監視性を考慮して確実に操作できる設計とする。
表 3.7-11
機器名称
フィルタ装置よう素フィルタ
ラプチャーディスク
一次隔離弁（サプレッション・
チェンバ側）

操作対象機器

状態の変化

操作場所

操作方法

－
－
閉止→破裂
弁閉→弁開

－
－
－
中央制御室

－
－
－
スイッチ操作

弁閉→弁開

原子炉建屋
（二次格納施設外）

一次隔離弁（ドライウェル側）

弁閉→弁開

中央制御室

手動操作
（遠隔手動弁操作設
備）
スイッチ操作

弁閉→弁開

原子炉建屋
（二次格納施設外）

二次隔離弁（サプレッション・
チェンバ側）

弁閉→弁開
弁閉→弁開

中央制御室
原子炉建屋
（二次格納施設外）

二次隔離弁（ドライウェル側）

弁閉→弁開
弁閉→弁開

中央制御室
原子炉建屋
（二次格納施設外）

手動操作（遠隔手動弁操作設
備）
スイッチ操作手動操作（遠隔手動弁操作設
備）
スイッチ操作手動操作（遠隔手動弁操作設
備）(3) 試験及び検査（設置許可基準規則第 43 条第 1 項三）(ⅰ) 要求事項
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試験又は検査ができるものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性」に示す。

代替格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置は，表 3.7-12 に示すように，発電用原子炉の停止中にマンホールを開放して内部構造物の外観検査が可能な設計とする。
よう素フィルタについては，マンホールを開放して内部構造物の外観検査が可能であることに加え，内部に設置されている吸着材試験片（銀ゼオライト）を用いてよう素除去性能試験を実施可能な設計とする。
ラプチャーディスクについては，ホルダーから取外して定期的に取替可能な設計とする。
また，発電用原子炉の停止中に，一次隔離弁（サプレッション・チェンバ3.7-29

側並びにドライウェル側），二次隔離弁（サプレッション・チェンバ側並びにドライウェル側）については弁開閉試験を実施し，さらに代替格納容器圧力逃がし装置の主配管は漏えいの有無の確認を実施することで，機能・性能試
験が可能な設計とする。
（50-6-2～50-6-8）
表 3.7-12 代替格納容器圧力逃がし装置の試験及び検査
発電用原子炉
項目
内容
の状態
停止中
機能・性能試験
漏えいの確認
銀ゼオライトよう素除去性能確認
弁動作試験
弁開閉動作の確認
外観検査
フィルタ装置，よう素フィルタの容器
外面並びに内部構造物の外観の確認
分解検査
ラプチャーディスクの取替(4) 切り替えの容易性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項四）(ⅰ) 要求事項
本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設備にあっては，通常時に使用する系統から速やかに切り替えられる機能を備えるものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性」に示す。

代替格納容器圧力逃がし装置については他系統とは独立した系統構成であることから，切り替え操作は不要である。
（50-5-4～50-5-5）(5) 悪影響の防止（設置許可基準規則第 43 条第 1 項五）(ⅰ) 要求事項
工場等内の他の設備に対して悪影響を及ぼさないものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1
す。

多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示

代替格納容器圧力逃がし装置は，他の系統及び機器とは共用しない。
（50-5-4～50-5-5）

3.7-30(6) 設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 1 項六）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において重大事故等対処設備の操作及び復旧作業を行うことができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない
設置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.3

環境条件等」に示す。

代替格納容器圧力逃がし装置を使用する際に操作が必要な隔離弁は表3.7-13 に示す通りであるが，電源喪失時においてこれらの弁を操作する際の現場での操作位置は，重大事故等時に放射線量が高くなる恐れの少ない原子
炉建屋の二次格納施設外に設置する。また，二次格納施設内の高線量配管に対して二次格納施設壁厚さが足りないため，遮蔽効果が不十分である場合は，現場での被ばく線量率を評価した上で，追加で遮蔽体を設置する等の対策を行う。
表 3.7-13
機器名称
フィルタ装置よう素フィルタ
ラプチャーディスク
一次隔離弁（サプレッション・
チェンバ側）

操作対象機器設置場所

設置場所
フィルタベント地下ピット
フィルタベント地下ピット
フィルタベント地下ピット
原子炉建屋（二次格納施設外）
原子炉建屋（二次格納施設内）

一次隔離弁（ドライウェル側）

原子炉建屋（二次格納施設内）

二次隔離弁（サプレッション・
チェンバ側）
二次隔離弁（ドライウェル側）

原子炉建屋（二次格納施設内）

真空破壊弁

原子炉格納容器内

原子炉建屋（二次格納施設内）

3.7-31

操作場所
－
－
－
中央制御室
原子炉建屋
（二次格納施設外）
中央制御室
原子炉建屋
（二次格納施設外）
中央制御室
原子炉建屋
（二次格納施設外）
中央制御室
原子炉建屋
（二次格納施設外）－

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

3.7.2.2.3.2

設置許可基準規則第 43 条第 2 項への適合方針(1) 容量（設置許可基準規則第 43 条第 2 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等の収束に必要な容量を有するものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.2

容量等」に示す。

代替格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置及びよう素フィルタの設計流量については，重大事故等時に原子炉格納容器内で発生する蒸気量よりも，排出可能な蒸気量を大きくすることで，原子炉格納容器を減圧するために十分な容量を有する設計とする。
スクラバ水位については，想定される重大事故シナリオにおいて，フィル
タ装置のエアロゾルに対する除去効率が金属フィルタと組み合わせて 99.9%以上確保可能な水位とする。また，当該系統を使用した際に，系統内で蒸気凝縮によってスクラバ水位が機能喪失となるまで上昇しないよう，ドレン移送ポンプを用いて間欠的にスクラバ水をサプレッション・チェンバへ移送することで，フィルタ装置を長期間使用可能な設計とする。
スクラバ水待機時薬液添加濃度については，想定されるスクラバ水 pH 低下
要因に対しても，無機よう素に対する除去効率を 99.9%以上確保可能な以上を保持可能な添加濃度とする。
金属フィルタ許容エアロゾル量については，想定される重大事故シナリオにおいて当該系統を使用した際に，金属フィルタへ流入するエアロゾル量を算定し，金属フィルタの閉塞が生じないだけの十分な容量を有する設計とする。
よう素フィルタの銀ゼオライト吸着層は十分は有効面積と層厚さを有し，吸着層と排気ガスとの接触時間を十分に確保することにより，有機よう素に対する除去効率が 98%以上となる設計とする。
ラプチャーディスクの破裂圧力は，代替格納容器圧力逃がし装置の使用の妨げにならないよう，原子炉格納容器からの排気圧力と比較して十分に低い
圧力として約 100kPa[gage]で破裂する設計とする。
（50-7-2～50-7-14）(2) 共用の禁止（設置許可基準規則第 43 条第 2 項二）(ⅰ) 要求事項
二以上の発電用原子炉施設において共用するものでないこと。ただし，二以上の発電用原子炉施設と共用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であって，同一の工場等内の他の発電用原子炉施設に対して悪影響を及ぼさない場合は，この限りでない。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1
す。

多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示

3.7-32

代替格納容器圧力逃がし装置は，二以上の発電用原子炉施設において共用しない設計とする。
（50-5-4～50-5-5）(3) 設計基準事故対処設備との多様性（設置許可基準規則第 43 条第 2 項三）(ⅰ) 要求事項
常設重大事故防止設備は，共通要因によって設計基準事故対処設備の安全機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1
す。

多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示

代替格納容器圧力逃がし装置は，設置許可基準規則第 50 条においては重大事故緩和設備であり，代替する設計基準事故対処設備はないものと整理する
が，代替機能を持つ重大事故等対処設備である格納容器圧力逃がし装置に対して多重性，独立性及び位置的分散を図ったものとする。また，代替循環冷
却系に対しても多重性，独立性及び位置的分散を図るとともに，駆動方式，
ヒートシンクについて多様性を有した設計とする。
一方で，代替格納容器圧力逃がし装置は，設置許可基準規則第 48 条においては，常設耐震重要重大事故防止設備兼常設重大事故緩和設備と整理し，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）の安全機能を代替する。残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）については，サプレッション・チェ
ンバ内のプール水をドライウェル及びサプレッション・チェンバの気層部にスプレイし，崩壊熱及び燃料の過熱に伴う燃料被覆管（ジルカロイ）と水の反応による発生熱を除去するものである。ドライウェルにスプレイされた水は，ベント管を通ってサプレッション・チェンバ内に戻り，サプレッション・
チェンバ内にスプレイされた水とともに残留熱除去系ポンプにより，熱交換器によって冷却された後，再びスプレイされる。
したがって，当該系統については目的を果たすための原理及び構成機器を共有するものではなく，更には設置エリアは近接していないため，共通要因
によって同時に機能喪失となることはない。

3.7-33

3.7.2.3

代替循環冷却系

3.7.2.3.1 設備概要
代替循環冷却系は，サプレッション・チェンバを水源とし，復水移送ポンプにより
原子炉圧力容器への注水及び格納容器スプレイを行うとともに，代替原子炉補機冷却系である可搬型の熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）を用いて除熱することで，原子炉の循環冷却を行うことを目的に設ける系統である。
本系統は，原子炉圧力容器及び原子炉格納容器を直接冷却する冷却水が流れる一次側の代替循環冷却系，及び一次側で除熱した熱を残留熱除去系熱交換器を介して最終
ヒートシンクである海水へ移送する二次側の代替原子炉補機冷却系で構成される。
一次側の系統構成としては，サプレッション・チェンバから，残留熱除去系の配管及び熱交換器を通り，高圧炉心注水系の配管を経て，復水移送ポンプに供給される。
復水移送ポンプにより昇圧された系統水は，復水補給水系配管，残留熱除去系配管を通り，原子炉圧力容器への注水及び格納容器スプレイに使用される。また，原子炉圧
力容器への注水ができず，原子炉圧力容器の破損を判断した場合は，原子炉格納容器
下部への注水及び格納容器スプレイを行うことも可能とする。
原子炉圧力容器及び原子炉格納容器内に注水された系統水は，原子炉圧力容器や原
子炉格納容器内配管の破断口等からダイヤフラムフロア，ペデスタルを経て，ベント管に設けられている連通孔からサプレッション・チェンバに流出することにより，循
環冷却ラインを形成する。
なお，重大事故等における想定として，非常用炉心冷却系等の設計基準事故対処設
備に属する動的機器は，機能を喪失していることが前提条件となっていることから，本系統は，全交流動力電源喪失した場合でも，発電所構内の高台に設置した常設代替
交流電源設備からの給電により駆動が可能となる設計としている。
前述の通り，本系統はサプレッション・チェンバを水源として，原子炉圧力容器へ
注水及び格納容器スプレイ，又は原子炉格納容器下部への注水及び格納容器スプレイとして使用する系統であるが，重大事故等時におけるサプレッション・チェンバの水
温は 100℃を超える状況が想定され，高温水を用いて原子炉圧力容器又は原子炉格納容器へ注水を行った場合，原子炉格納容器に対して更なる過圧の要因となり得る。このため，代替循環冷却系を行うには，代替原子炉補機冷却系からの冷却水の供給により，残留熱除去系熱交換器を介した冷却機能を確保する。
代替原子炉補機冷却系の系統構成について，熱交換器ユニットの淡水側は，代替原子炉補機冷却水ポンプにより，大容量送水車（熱交換器ユニット用）を用いて除熱された水をタービン建屋に設置された接続口を介して原子炉補機冷却系に送水し，残留熱除去系熱交換器で熱交換を行う系統設計とする。熱交換した後の水は，原子炉補機
冷却系から接続口及びホースを介し，熱交換器ユニットに戻る構成とし，熱交換器で除熱した水は再び原子炉補機冷却系を通じて残留熱除去系熱交換器に送水される。
一方で，熱交換器ユニットの海水側としては，熱交換器ユニットと大容量送水車（熱交換器ユニット用）を含む海水側配管は，ホースを接続することで流路を構成できる設計とする。また，熱交換器ユニットの淡水側配管については，ホースを熱交換器ユニットと建屋の接続口に接続することで流路を構成できる設計とする。
なお，代替循環冷却系の機能を確保する際に使用する系統からの核分裂生成物の放出を防止するため，代替循環冷却系による循環ラインは閉ループにて構成する。

3.7-34

本系統に関する系統概要図を図 3.7-5，本系統に関する重大事故対処設備一覧を表
3.7-14 に示す。

3.7-35

MOMO

図 3.7-5

3.7-36F

AO

代替循環冷却系
ＭＵＷＣ
(C)

SPCU

MO

MO

MO

MO

MO

系統概要図

HPCF
（B）

MO

MO

MO

S/Cへ

SPHタイライン

原子炉へ

MO

MO

①へ

代替循環冷却系（既設流用部）
代替循環冷却系（新規設置部）
代替原子炉補機冷却系

ＨＰＣＦ（Ｂ）
テストライン

S/Cクーリングライン

Hｘ
（B）

（略語）
RHR ： 残留熱除去系
HPCF ： 高圧炉心注水系
SPCU ： サプレッションプール水浄化系
MUWC ： 復水補給水系
S/C： サプレッション・チェンバ
SPH： サプレッションプール水排水系
MO： 電動駆動弁
AO： 空気駆動弁
Hx： 熱交換器
F
： 流量計

MO

ＲＨＲ
（B）

MO

代替Hx

MO

廃棄物処理建屋

ＭＵＷＣ
(B)

格納容器
下部注水

炉注水

格納容器スプレイ

原子炉格納容器

MO

ＭＵＷＣ
(A)

MO

MO

MO MO

AO

MO

・ 電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
・ 計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方針を示す章）
」で示す。

MO

復水貯蔵槽

タービン建屋へ

F

MO

MO

外部接続口

RHR洗浄水ライン

F

RHR(B)系

RHR(A)系

①より

MO

MO
MO

MO

MO

表 3.7-14 代替循環冷却系に関する重大事故等対処設備一覧
設備区分
設備名
主要設備
復水移送ポンプ【常設】残留熱除去系 熱交換器【常設】熱交換器ユニット【可搬】
大容量送水車（熱交換器ユニット用）【可搬】
附属設備
代替原子炉補機冷却海水ストレーナ【可搬】
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）【可搬】※1
水源
サプレッション・チェンバ【常設】防火水槽【常設】
淡水貯水池【常設】流路
原子炉補機冷却系 配管・弁・サージタンク【常設】代替循環冷却系 配管・弁【常設】残留熱除去系 配管・弁・ストレーナ・スプレイヘッダ【常設】
高圧炉心注水系 配管・弁【常設】復水補給水系 配管・弁【常設】給水系 配管・弁・スパージャ【常設】格納容器下部注水系 配管・弁【常設】ホース【可搬】
海水貯留堰
スクリーン室取水路
注水先
原子炉圧力容器【常設】原子炉格納容器【常設】※2電源設備
常設代替交流電源設備（燃料補給設備を含
第一ガスタービン発電機【常設】及び第二ガスタービン発
む）
電機【常設】
軽油タンク【常設】タンクローリ（16kL）【可搬】
第一ガスタービン発電機用燃料タンク【常設】及び第二ガ
スタービン発電機用燃料タンク【常設】第一ガスタービン発電機用燃料移送ポンプ【常設】及び第二ガスタービン発電機用燃料移送ポンプ【常設】可搬型代替交流電源設備
電源車【可搬】
軽油タンク【常設】タンクローリ（4kL）【可搬】
代替所内電気設備
緊急用高圧母線【常設】緊急用断路器【常設】緊急用電源切替箱断路器【常設】緊急用電源切替箱接続装置【常設】（次頁へ続く）3.7-37

設備区分

計装設備※3

設備名
AM 用動力変圧器【常設】AM 用 MCC【常設】AM 用切替盤【常設】AM 用操作盤【常設】非常用高圧母線 C 系【常設】非常用高圧母線 D 系【常設】燃料補給設備軽油タンク【常設】タンクローリ（4kL）【可搬】
復水補給水系流量（原子炉圧力容器）【常設】
復水補給水系流量（原子炉格納容器）【常設】
復水移送ポンプ吐出圧力【常設】復水補給水系温度（代替循環冷却）【常設】
サプレッション・チェンバ・プール水温度【常設】格納容器下部水位【常設】ドライウェル雰囲気温度【常設】※1： 水源については「3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備」で示す。
※2： 単線結線図を補足説明資料 50-2 に示す。
電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
※3： 主要設備を用いた炉心損傷防止及び原子炉格納容器破損防止対策を成功させる
ために把握することが必要な原子炉施設の状態
計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

3.7-38

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

3.7.2.3.2 主要設備の仕様
主要機器の仕様を以下に示す。
(1)

復水移送ポンプ
種類
容量
揚程
最高使用圧力最高使用温度
個数
取付箇所

：うず巻形
：125m3/h/台：85m：1.37MPa[gage]
1.7MPa（重大事故等時における使用時の値）：66℃
85℃（重大事故等時における使用時の値）：2（予備 1）
：廃棄物処理建屋地下 3 階(2)

残留熱除去系
容量
伝熱面積
個数

熱交換器
：約 8MW
：約
m2
：1

(3)

熱交換器ユニット（6 号及び 7 号炉共用）
容量：約 23 MW/式
（海水温度 30℃において）
伝熱面積
：約
m2/式
約
m2/式
最高使用圧力：淡水側 1.37MPa[gage]／海水側 1.4MPa[gage]
最高使用温度：淡水側 70 又は 90℃／海水側 80 又は 50℃
淡水側 70 又は 90℃／海水側 80 又は 40℃
使用箇所
：屋外
保管場所
：荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所
個数
：3※1
1※1
※1 6 号及び 7 号炉の必要数はそれぞれ 2 とする。
代替原子炉補機冷却水ポンプ
種類
：うず巻形
容量
：300 m3/h/台
600 m3/h/台
揚程：75m
最高使用圧力：1.37MPa[gage]
最高使用温度：70℃
原動機出力：110kW
200kW
個数
：2
1
3.7-39

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

(4)

大容量送水車（熱交換器ユニット用）（6 号及び 7 号炉共用）
種類
：うず巻形
容量
：900m3/h/台
吐出圧力：1.25MPa
最高使用圧力：1.3MPa[gage]
最高使用温度
：60℃
原動機出力
：
kW
※1
個数
：4
使用箇所
：屋外
保管場所
：荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所※1 6 号及び 7 号炉の必要数はそれぞれ 2 とする。

なお，水源については「3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第 56 条に対する設計方針を示す章）」,電源設備については，「3.14
電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」，計測制御設備
については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

3.7-403.7.2.3.3 設置許可基準規則第 43 条への適合方針
3.7.2.3.3.1 設置許可基準規則第 43 条第 1 項への適合方針(1) 環境条件及び荷重条件（設置許可基準規則第 43 条第 1 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重その他の使用条件において，重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮するものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
代替循環冷却系の復水移送ポンプは，廃棄物処理建屋内に設置している設備であり，残留熱除去系熱交換器は，二次格納施設内に設置している設備であることから，想定される重大事故等時における，廃棄物処理建屋内又は二次格納施設内の環境条件及び荷重条件を考慮し，その機能を有効に発揮することができるよう，以下の表 3.7-15 に示す設計とする。
復水移送ポンプの操作は，中央制御室の操作スイッチから遠隔操作可能な設計とする。
代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，屋外の荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所に保管し，重大事故等時にタービン建屋の接続口付近の屋外に設置する設備であることから，想定される重大事故等時における，屋外の環境条件及び荷重条件を考慮し，その機能を有効に発揮することができるよう，以下の表 3.7-16 に示す設計とする。
熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）の操作は，熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）に付属する操作ス
イッチにより，想定される重大事故等時において，設置場所から操作可能な設計とする。風（台風）による荷重については，転倒しないことの確認を行っているが，詳細評価により転倒する結果となった場合は，転倒防止措置を講じる。積雪の影響については，適切に除雪する運用とする。また，降水及び凍結により機能を損なわないよう防水対策を行うと共に，凍結対策を行う。
更に，使用時に海水を通水する熱交換器ユニット内の一部，及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，海水の影響を考慮した設計とし，ストレーナを設置することで異物の流入を防止する設計とする。
（50-4-16～50-4-37，50-5-6～50-5-9，50-8-3）

3.7-41

表 3.7-15 想定する環境条件及び荷重条件（復水移送ポンプ，残留熱除去系熱交換器）
環境条件等
対応
温度・圧力・湿度・ 廃棄物処理建屋内又は二次格納施設内で想定される温放射線度，圧力，湿度及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外の天候による影 屋外に設置するものではないため，天候による影響は受響けない。
海水を通水する系統 海水を通水することはない。
への影響
地震
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方針」に示す）。
風（台風）・積雪
廃棄物処理建屋内又は二次格納施設内に設置するため，
風（台風）及び積雪の影響は受けない。
電磁的障害
重大事故等が発生した場合においても，電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

表 3.7-16 想定する環境条件及び荷重条件（熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）
環境条件等
対応
温度・圧力・湿度・ 屋外で想定される温度，圧力，湿度及び放射線条件に耐放射線えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外の天候による影 降水及び凍結により機能を損なうことのないよう防水響対策及び凍結対策を行える設計とする。
海水を通水する系統 使用時に海水を通水する機器については，海水の影響をへの影響考慮した設計とする。
地震
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認し，治具や輪留め等により転倒防止対策を行う。
風（台風）・積雪
屋外で風荷重，積雪荷重を考慮しても機器が損傷しないことを評価により確認する。
電磁的障害
重大事故等が発生した場合においても，電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

(2) 操作性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項二）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において確実に操作できるものであること。

3.7-42

(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性」に示す。

代替循環冷却系の復水移送ポンプの起動及び系統構成に必要な弁は，中央制御室及び廃棄物処理建屋内で操作する。
復水移送ポンプの起動は，中央制御室において，操作盤上での操作が可能な設計とする。また，系統構成に必要な弁操作は，中央制御室又は現場での手動操作が可能な設計とする。中央制御室の操作スイッチを操作するにあたり，運転員のアクセス性，操作性を考慮して十分な操作空間を確保する。また，操作対象については銘板をつけることで識別可能とし，運転員の操作及び監視性を考慮して確実に操作できる設計とする。想定される重大事故等時の環境条件（被ばく影響）を考慮し，確実に操作できる設計とする。
代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，タービン建屋外部に設置している接続口まで車両による運搬が可能な設計とする。また設置場所であるタービン建屋脇にて輪留めによる固定等が可能な設計とする。ホースの接続作業にあたっては，特殊な工具，及び技量は必要とせず，簡便な結合金具による接続方式及びフランジ接続方式並びに一般的な工具を使用することにより，確実に接続が可能な設計とする。また，付属の操作盤により設置場所であるタービン建屋脇において熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）の操作を行う。操作
盤の操作スイッチを操作するにあたり，運転員のアクセス性，操作性を考慮して十分な操作空間を確保する。また，操作対象については銘板をつけることで識別可能とし，運転員の操作及び監視性を考慮して確実に操作できる設計とする。
その他操作が必要な電動弁については，原子炉建屋地上 3 階（原子炉建屋の二次格納施設外）に設置している AM 用切替盤より，配線用しゃ断器の「入」「切」操作にて電源を切り替えた後，近傍に設置している AM 用操作盤のスイッチ操作より，遠隔で弁を開閉することが可能な設計とする。操作盤の操作
スイッチを操作するにあたり，運転員のアクセス性，操作性を考慮して十分な操作空間を確保する。また，操作対象については銘板をつけることで識別可能とし，運転員の操作及び監視性を考慮して確実に操作できる設計とする。
また，代替循環冷却系運転中に残留熱除去系吸込ストレーナが閉塞した状況を想定し，残留熱除去系吸込ストレーナを逆洗操作することが可能な設計とする。具体的な操作としては，残留熱除去系ポンプ炉水吸込弁及び復水補給水系からの洗浄水弁を開き，復水補給水系に可搬型代替注水ポンプ（A-2級）から外部水源を供給することにより，逆洗操作を実施する。
表 3.7-17 に操作対象機器の操作場所を示す。
（50-4-16～50-4-37，50-5-6～50-5-13, 50-11-12）

3.7-43表 3.7-17

操作対象機器

機器名称
復水移送ポンプ(A)

状態の変化
起動・停止

中央制御室

操作方法
スイッチ操作復水移送ポンプ(B)

起動・停止

中央制御室

スイッチ操作復水移送ポンプ(C)

起動・停止

中央制御室

スイッチ操作残留熱除去系注入弁(A)弁閉→弁開スイッチ操作残留熱除去系洗浄水弁(A)弁閉→弁開

原子炉建屋地上 3 階(二次格納施設外)
中央制御室

残留熱除去系洗浄水弁(B)

弁閉→弁開

中央制御室

スイッチ操作残留熱除去系格納容器冷却流量調節弁(B)
残留熱除去系格納容器冷却
ライン隔離弁(B)
タービン建屋負荷遮断弁

弁閉→弁開

原子炉建屋地上 3 階(二次格納施設外)
原子炉建屋地上 3 階(二次格納施設外)
中央制御室

スイッチ操作残留熱除去系高圧炉心注水
系第一止め弁残留熱除去系高圧炉心注水
系第二止め弁残留熱除去系最小流量バイ
パス弁(B)
残留熱除去系熱交換器出口
弁(A)
残留熱除去系熱交換器出口
弁(B)
残留熱除去系圧力抑制室プール水排水系第一止め弁(B)（6 号炉のみ）
サプレッションプール浄化
系復水貯蔵槽側吸込弁
復水補給水系下部ドライウ
ェル注水流量調節弁
復水補給水系下部ドライウ
ェル注水ライン隔離弁

弁閉→弁開

原子炉建屋地上 3 階(二次格納施設外)
原子炉建屋地上 3 階(二次格納施設外)
原子炉建屋地上 3 階(二次格納施設外)
原子炉建屋地上 3 階(二次格納施設外)
原子炉建屋地上 3 階(二次格納施設外)
原子炉建屋地上 3 階(二次格納施設外)

スイッチ操作

原子炉建屋地上 3 階(二次格納施設外)
中央制御室

スイッチ操作

復水補給水系常／非常用連
絡 1 次止め弁
復水補給水系常／非常用連
絡 2 次止め弁
高圧炉心注水系復水貯蔵槽
出口第一元弁
高圧炉心注水系復水貯蔵槽
出口第二元弁
高圧炉心注水系復水貯蔵槽
出口第三元弁
復水移送ポンプ(A)ミニマム
フロー逆止弁後弁

弁閉→弁開

原子炉建屋地上 3 階(二次格納施 スイッチ操作
設外)（6 号炉）
中央制御室（7 号炉）
廃棄物処理建屋地下 3 階
手動操作

弁閉→弁開

廃棄物処理建屋地下 3 階

手動操作

弁開→弁閉

廃棄物処理建屋地下 3 階

手動操作

弁開→弁閉

廃棄物処理建屋地下 3 階

手動操作

弁開→弁閉

廃棄物処理建屋地下 3 階

手動操作

弁開→弁閉

廃棄物処理建屋地下 3 階

手動操作

弁閉→弁開
弁開→弁閉

弁閉→弁開
弁開→弁閉
弁開→弁閉
弁開→弁閉
弁閉→弁開

弁開→弁閉
弁閉→弁開
弁閉→弁開

操作場所

3.7-44スイッチ操作

スイッチ操作
スイッチ操作

スイッチ操作
スイッチ操作
スイッチ操作
スイッチ操作
スイッチ操作

スイッチ操作（次頁へ続く）

機器名称
状態の変化
復水移送ポンプ(B)ミニマム
弁開→弁閉
フロー逆止弁後弁
復水移送ポンプ(C)ミニマム
弁開→弁閉
フロー逆止弁後弁
復水補給水系復水貯蔵槽出弁開→弁閉
口弁
復水補給水系制御棒駆動系
弁開→弁閉
駆動水供給元弁廃棄物処理建屋復水積算流
弁開→弁閉
量計バイパス弁（6 号炉のみ）
熱交換器ユニット
起動・停止

操作場所
廃棄物処理建屋地下 3 階

操作方法
手動操作

廃棄物処理建屋地下 3 階

手動操作

代替原子炉補機冷却水ポンプ
代替原子炉補機冷却海水ポンプ
熱交換器ユニット流量調整
弁
代替冷却水供給第二止め弁(B)
代替冷却水戻り第二止め弁(B)
残留熱除去系熱交換器(B)冷
却水出口弁

廃棄物処理建屋地下 2 階（6 号炉） 手動操作
廃棄物処理建屋地下 3 階（7 号炉）
廃棄物処理建屋地下 3 階
手動操作
廃棄物処理建屋地下 3 階

手動操作

タービン建屋脇スイッチ操作

起動・停止

タービン建屋脇スイッチ操作

起動・停止

タービン建屋脇スイッチ操作弁閉→弁開

熱交換器ユニット内

手動操作

弁閉→弁開

タービン建屋地上 1 階

手動操作

弁閉→弁開

タービン建屋地上 1 階

手動操作

弁閉→弁開

原子炉建屋地上 3 階(二次格納施設外)

スイッチ操作常用冷却水供給側分離弁(B)

弁開→弁閉

中央制御室

スイッチ操作常用冷却水戻り側分離弁(B)
原子炉補機冷却水系ポンプ(B)吸込弁
原子炉補機冷却水系ポンプ(E)吸込弁
原子炉補機冷却海水ポンプ(B)電動機軸受出口弁
原子炉補機冷却海水ポンプ(E)電動機軸受出口弁
換気空調補機非常用冷却水
系冷凍機(B)冷却水温度調節
弁後弁
換気空調補機非常用冷却水
系冷凍機(D)冷却水温度調節
弁後弁
ホース

弁開→弁閉
弁開→弁閉

中央制御室
タービン建屋地下 1 階

スイッチ操作
手動操作

弁開→弁閉

タービン建屋地下 1 階

手動操作

弁開→弁閉

タービン建屋地下 1 階

手動操作

弁開→弁閉

タービン建屋地下 1 階

手動操作

弁開→弁閉

コントロール建屋地下 2 階

手動操作

弁開→弁閉

コントロール建屋地下 2 階

手動操作

ホース接続

屋外

人力接続

3.7-45

(3) 試験及び検査（設置許可基準規則第 43 条第 1 項三）(ⅰ) 要求事項
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試験又は検査ができるものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性」に示す。

代替循環冷却系である復水移送ポンプ及び残留熱除去系熱交換器は，表3.7-18 及び表 3.7-19 に示すように発電用原子炉の運転中に機能・性能試験，
弁動作試験が可能な設計とする。また，発電用原子炉の停止中に機能・性能試験，弁動作試験と分解検査，外観検査が可能な設計とする。
復水移送ポンプは，発電用原子炉の停止中にケーシングカバーを取り外して，ポンプ部品（主軸，軸受，羽根車等）の状態を確認する分解検査が可能な設計とする。
残留熱除去系熱交換器は，発電用原子炉の停止中に鏡板を取外して，熱交換器部品（伝熱管等）の状態を確認する分解検査が可能な設計とする。
また，発電用原子炉の運転中及び停止中に，復水貯蔵槽を水源とし，復水移送ポンプを起動させサプレッション・チェンバへ送水する試験を行うテス
トラインを設けることで，機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な系統設計とする。なお，残留熱除去系洗浄水弁（A）から原子炉圧力容器までのライン，残留熱除去系洗浄水弁（B）から原子炉格納容器までのライン，格納容器下部注水ラインについては，上記の試験に加えて，発電用原子炉の運転中
及び停止中に残留熱除去系格納容器冷却ライン隔離弁（B），残留熱除去系格
納容器冷却流量調節弁（B），復水補給水系下部ドライウェル注水ライン隔離
弁，復水補給水系下部ドライウェル注水流量調節弁の弁開閉試験を実施する
ことで機能・性能が確認可能な設計とする。
また，代替循環冷却系の流路を確保するための残留熱除去系高圧炉心注水
系第一止め弁及び残留熱除去系高圧炉心注水系第二止め弁についても，発電用原子炉の運転中及び停止中に弁開閉試験を実施することで機能・性能が確保可能な設計とする。これらの試験を組み合わせることにより，代替循環冷
却系の機能を確認できる設計とする。

3.7-46

表 3.7-18
発電用原子炉の状態

復水移送ポンプの試験及び検査項目

内容

機能・性能試験

運転性能，漏えいの確認

弁動作試験

弁開閉動作の確認

機能・性能試験

運転性能，漏えいの確認

弁動作試験

弁開閉動作の確認

分解検査

ポンプ部品の表面状態を，試験及び目視により確認

外観検査

ポンプ外観の確認

運転中

停止中

表 3.7-19 残留熱除去系熱交換器の試験及び検査
発電用原子炉
項目
内容
の状態
運転中

停止中

機能・性能試験

運転性能，漏えいの確認

機能・性能試験

運転性能，漏えいの確認

分解検査

熱交換器部品の表面状態を，試験及び目視により確認

外観検査

熱交換器外観の確認

代替原子炉補機冷却系である熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，表 3.7-20 に示すように発電用原子炉の停止中に，各機器の機能・性能試験，分解検査及び外観検査が可能であり，発電用原子炉の運転中には弁の動作確認が可能な設計とする。
発電用原子炉の運転中又は停止中に車両としての運転状態の確認が可能な設計とする。
発電用原子炉の停止中の試験・検査として，熱交換器ユニットのうち，熱交換器はフレームを取り外すことでプレート式熱交換器の状態を試験及び目視により確認する分解検査又は取替が可能な設計とする。代替原子炉補機冷却水ポンプは，ケーシングカバーを取り外して，ポンプ部品（主軸，軸受，
羽根車等）の状態を試験及び目視により確認する分解検査又は取替が可能である。大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，ケーシングを取り外すこと
でポンプ部品（主軸，軸受，羽根車等）の状態を試験及び目視により確認す
る分解検査又は取替が可能な設計とする。
3.7-47

運転性能の確認として，熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）流量，系統（ポンプ廻り）の振動，異音，異臭及び漏えいの確認を行うことが可能な設計とする。
発電用原子炉の運転中の試験・検査として，系統を構成する弁は，単体で動作確認可能な設計とする。
ホースの外観検査として，機能・性能に影響を及ぼすおそれのある亀裂，
腐食等がないことの確認を行うことが可能な設計とする。

表 3.7-20 代替原子炉補機冷却系の試験及び検査
発電用原子炉
項目
内容
の状態
弁動作試験
弁開閉動作の確認
運転中
車両検査
車両としての運転状態の確認

停止中

機能・性能試験

運転性能，漏えいの確認

弁動作試験

弁開閉動作の確認
熱交換器及びポンプ部品の表面状態を，試験及び目視により確認
又は必要に応じて取替
熱交換器，ポンプ及びホースの外観の
確認

分解検査
外観検査
車両検査

車両としての運転状態の確認（50-6-9～50-6-19）(4) 切り替えの容易性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項四）(ⅰ) 要求事項
本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設備にあっては，通常時に使用する系統から速やかに切り替えられる機能を備えるものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性」に示す。

代替循環冷却系である復水移送ポンプは，本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設備であることから，通常時に使用する系統から速やかに切替操作が可能なように，弁を中央制御室から遠隔操作可能とする設計とするか，又は，弁を現場で速やかに操作できる配置上の考慮がなされた設計とする。残留熱除去系熱交換器は，本来の用途以外の用途に
3.7-48

は使用しない。
また，代替循環冷却系のバイパス流を防止するため，代替循環冷却系の主ラインからの分岐部については，主ラインから最も近い弁（第一止め弁）で閉止する運用とする。事故時の対応に支障を来たす等の理由から第一止め弁が閉止できないライン（非常用炉心冷却系ポンプ封水ライン等）についても，
代替循環冷却系のバイパス流を防止するため，第一止め弁以降の弁で閉止されたバウンダリ構成とし，このバウンダリ範囲においては，適切な地震荷重との組合せを考慮した上でバウンダリ機能が喪失しない設計とする。
代替原子炉補機冷却系である熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，本来の用途以外の用途には使用しない。なお，原子炉補機冷却系から代替原子炉補機冷却系に切替えるために必要な操作弁について
は，原子炉補機冷却系ポンプ吸込弁２弁を閉操作し，熱交換器ユニットの接続ラインの２弁を開操作し，残留熱除去系熱交換器冷却水出口弁を開操作することで速やかに切り替えられる設計とする。なお，これら弁については中央制御室での操作スイッチによる操作と共に，現場での手動ハンドル操作も可能な設計とし，容易に操作可能とする。
これにより図 3.7-6 で示すタイムチャートの通り速やかに切り替えが可能である。
経過時間（分）
10

20

30

40

50

60

70

80

90

100

備考

代替循環冷却系運転開始 90分
手順の項目

要員（数）

65分

復水移送ポンプ停止

通信手段確保，系統構成(1)ポン プ停止，系統構成(2)中央制御室運転員Ａ，Ｂ

2
ポン プ 起動，注水開始

移動，系統構成(1)

代替循環冷却系による原子炉格納容
器内の減圧及び除熱

現場運転員Ｃ，Ｄ

2

現場運転員Ｅ，Ｆ

2

系統構成(2)

移動，電源確保（MCC C,D系⇒AM用MCC）
系統構成(1)

系統構成(2)

経過時間（時間）
1

手順の項目

2

3

4

5

6

7

8

9

10

備考

代替循環冷却系使用時における代替原子炉補機冷却系による補機冷却水供給 9時間要員（数）通信手段確保，系統構成

中央制御室運転員Ａ，Ｂ

2

現場運転員Ｃ，Ｄ

2

緊急時対策要員

13

移動，電源確保(15分)

代替循環冷却系使用時における代替原子炉補機冷却系による補機冷却水確保

系統構成(30分)

大容量送水車（熱交換器ユニット用），熱交換器ユニ ット他移動

図 3.7-6

主配管（可搬型）等の接続
補機冷却水の供給，流量調整

代替循環冷却系のタイムチャート＊＊：「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」への適合状況についての 1.7 で示すタイムチャート（50-4-16～37，50-5-6～13）
3.7-49(5) 悪影響の防止（設置許可基準規則第 43 条第 1 項五）(ⅰ) 要求事項
工場等内の他の設備に対して悪影響を及ぼさないものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
代替循環冷却系は重大事故等時に残留熱除去系と高圧炉心注水系を繋ぐことで系統を構成するが，通常運転時に残留熱除去系と高圧炉心注水系に相互に悪影響を及ぼすことを防止するために，残留熱除去系高圧炉心注水系第一止め弁及び残留熱除去系高圧炉心注水系第二止め弁を常時閉とすることで悪影響を及ぼさない設計とする。
また,復水移送ポンプは，通常時は残留熱除去系洗浄水弁（A 及び B）を閉止することで隔離する系統構成としており，残留熱除去系に対して悪影響を及ぼさない設計とする。他系統との隔離弁を表 3.7-21 に示す。
代替循環冷却系を用いる場合は，弁操作によって，通常時の系統構成から重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニットと大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，通常時は接続先の系統と分離された状態で保管する。
また，代替循環冷却系の運転時には原子炉補機冷却系と代替原子炉補機冷却系を同時に使用しない運用とすることで，相互の機能に悪影響を及ぼさない構成とする。
代替原子炉補機冷却系を用いる場合は，弁操作によって，通常時の系統構
成から重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
表 3.7-21
取合系統
残留熱除去系
高圧炉心注水系

残留熱除去系

他系統との隔離弁

系統隔離弁
残留熱除去系高圧炉心注水系
第一止め弁
残留熱除去系高圧炉心注水系
第二止め弁
残留熱除去系洗浄水弁(A)

駆動方式
電動駆動

残留熱除去系洗浄水弁(B)

電動駆動

電動駆動
電動駆動

動作
通常時閉
電源喪失時閉通常時閉
電源喪失時閉通常時閉
電源喪失時閉通常時閉
電源喪失時閉（50-4-17～37，50-5-6～13）(6) 設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 1 項六）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において重大事故等対処設備の操作
3.7-50

及び復旧作業を行うことができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない
設置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.3

環境条件等」に示す。

代替循環冷却系及び代替原子炉補機冷却系の系統構成に必要な機器の設置
場所，操作場所を表 3.7-22 に示す。このうち，復水移送ポンプ，タービン建屋負荷遮断弁，原子炉建屋内に設置されている弁のうち残留熱除去系洗浄水
弁(A)及び(B)，復水補給水系下部ドライウェル注水流量調節弁，復水補給水系下部ドライウェル注水ライン隔離弁（7 号炉のみ），常用冷却水供給側分離
弁(B)，常用冷却水戻り側分離弁(B)については中央制御室から操作を可能とし，それ以外の原子炉建屋内に設置されている弁については放射線の影響を考慮し，原子炉建屋の二次格納施設外に AM 用切替盤，AM 用操作盤を設置し，遠隔操作が可能な設計とする。その他，廃棄物処置建屋，タービン建屋，コ
ントロール建屋で手動弁の操作が必要であるが，操作は代替循環冷却系起動
前の状況のため，アクセス及び操作への放射線による大きな影響はない。
なお、屋外又はタービン建屋内にホースを設置する場合は，放射線量を確認して，適切な放射線対策に基づき作業安全を確保した上で作業を実施する。
また，代替循環冷却系を運転すると，系統配管廻りが高線量になる可能性があり，操作に必要な機器に近づけないおそれがあるため，運転開始後に操作が必要な弁，ポンプについては遠隔操作可能な設計とする。
代替循環冷却系の運転開始後において系統の配管周辺が高線量になる範囲
を最小限にするため，主ラインからの分岐部については，主ラインから最も近い弁（第一止め弁）で閉止する運用とする。事故時の対応に支障を来たす等の理由から第一止め弁が閉止できないライン（非常用炉心冷却系ポンプ封水ライン等）についても，高線量となる範囲が限定的となるよう，第一止め弁以降の弁で閉止されたバウンダリ構成とし，このバウンダリ範囲においては，適切な地震荷重との組合せを考慮した上でバウンダリ機能が喪失しない設計とする。
また，代替循環冷却系が機能喪失した場合に必要な操作及び監視，代替循
環冷却系の運転と同時に必要な操作，代替循環冷却系運転時に必要な復旧作業（残留熱除去系の復旧作業）において，放射線によるアクセス性への影響を低減するため，高線量が想定される箇所については遮蔽体を配備する等の適切な放射線防護対策を行う。
なお，代替循環冷却系運転後長期における系統廻りの線量低減対策として，
系統水を入れ替えるためにフラッシング可能な設計としている。具体的な操作としては，残留熱除去系ポンプのサプレッション・プール吸込弁を閉じ，復水補給水系からの洗浄水弁を開き，復水補給水系に可搬型代替注水ポンプから外部水源を供給することにより，系統のフラッシングを実施する。

3.7-51

表 3.7-22
機器名称

操作対象機器設置場所
設置場所

操作場所

復水移送ポンプ(A)

廃棄物処理建屋地下 3 階

中央制御室

復水移送ポンプ(B)

廃棄物処理建屋地下 3 階

中央制御室

復水移送ポンプ(C)

廃棄物処理建屋地下 3 階

中央制御室

残留熱除去系注入弁(A)原子炉建屋地上 1 階

残留熱除去系洗浄水弁(A)

原子炉建屋地上 1 階

原子炉建屋地上 3 階(二次格納施設外)
中央制御室

残留熱除去系洗浄水弁(B)

原子炉建屋地上 1 階

中央制御室

残留熱除去系格納容器冷却流量調節弁(B)
残留熱除去系格納容器冷却ライン
隔離弁(B)
タービン建屋負荷遮断弁

原子炉建屋地上 1 階

原子炉建屋地上 3 階(二次格納施設外)
原子炉建屋地上 3 階(二次格納施設外)
中央制御室

残留熱除去系高圧炉心注水系第一止め弁
残留熱除去系高圧炉心注水系第二止め弁
残留熱除去系最小流量バイパス弁(B)
残留熱除去系熱交換器出口弁(A)
残留熱除去系熱交換器出口弁(B)

原子炉建屋地上 1 階
タービン建屋アクセス通路
地下 2 階（6 号炉）
廃棄物処理建屋地下 3 階(7 号炉)
原子炉建屋地下 3 階
原子炉建屋地下 3 階
原子炉建屋地下 2 階
原子炉建屋地下 3 階
原子炉建屋地下 3 階

残留熱除去系圧力抑制室プール水
原子炉建屋地下 3 階
排水系第一止め弁(B)（6 号炉のみ）
サプレッションプール浄化系復水
原子炉建屋地下 3 階
貯蔵槽側吸込弁
復水補給水系下部ドライウェル注
原子炉建屋地下 1 階(6 号炉)
水流量調節弁
原子炉建屋地下 2 階(7 号炉)
復水補給水系下部ドライウェル注
原子炉建屋地下 1 階(6 号炉)
水ライン隔離弁
原子炉建屋地下 2 階(7 号炉)
復水補給水系常／非常用連絡 1 次
止め弁
復水補給水系常／非常用連絡 2 次
止め弁
高圧炉心注水系復水貯蔵槽出口第一元弁
高圧炉心注水系復水貯蔵槽出口第二元弁
高圧炉心注水系復水貯蔵槽出口第三元弁

原子炉建屋地上 3 階(二次格納施設外)
原子炉建屋地上 3 階(二次格納施設外)
原子炉建屋地上 3 階(二次格納施設外)
原子炉建屋地上 3 階(二次格納施設外)
原子炉建屋地上 3 階(二次格納施設外)
原子炉建屋地上 3 階(二次格納施設外)
原子炉建屋地上 3 階(二次格納施設外)
中央制御室

廃棄物処理建屋地下 3 階

原子炉建屋地上 3 階(二次格
納施設外)（6 号炉）
中央制御室（7 号炉）
廃棄物処理建屋地下 3 階

廃棄物処理建屋地下 3 階

廃棄物処理建屋地下 3 階

廃棄物処理建屋地下 3 階

廃棄物処理建屋地下 3 階

廃棄物処理建屋地下 3 階

廃棄物処理建屋地下 3 階

廃棄物処理建屋地下 3 階

廃棄物処理建屋地下 3 階（次頁へ続く）3.7-52

機器名称
復水移送ポンプ(A)ミニマムフロー
逆止弁後弁
復水移送ポンプ(B)ミニマムフロー
逆止弁後弁
復水移送ポンプ(C)ミニマムフロー
逆止弁後弁
復水補給水系復水貯蔵槽出口弁

設置場所

操作場所

廃棄物処理建屋地下 3 階

廃棄物処理建屋地下 3 階

廃棄物処理建屋地下 3 階

廃棄物処理建屋地下 3 階

廃棄物処理建屋地下 3 階

廃棄物処理建屋地下 3 階

廃棄物処理建屋地下 2 階（6 号炉）
廃棄物処理建屋地下 3 階（7 号炉）
廃棄物処理建屋地下 3 階

廃棄物処理建屋地下 2 階（6 号炉）
廃棄物処理建屋地下 3 階（7 号炉）
廃棄物処理建屋地下 3 階

廃棄物処理建屋地下 3 階

廃棄物処理建屋地下 3 階

タービン建屋脇
タービン建屋脇
タービン建屋脇
熱交換器ユニット内

タービン建屋脇
タービン建屋脇
タービン建屋脇
熱交換器ユニット内

代替冷却水供給第二止め弁(B)

タービン建屋地上 1 階

タービン建屋地上 1 階

代替冷却水戻り第二止め弁(B)

タービン建屋地上 1 階

タービン建屋地上 1 階

残留熱除去系熱交換器(B)冷却水出
口弁
常用冷却水供給側分離弁(B)

原子炉建屋地下 2 階
原子炉建屋地下 2 階

原子炉建屋地上 3 階(二次格納施設外)
中央制御室

常用冷却水戻り側分離弁(B)

原子炉建屋地下 2 階

中央制御室

原子炉補機冷却水系ポンプ(B)吸込弁
原子炉補機冷却水系ポンプ(E)吸込弁
原子炉補機冷却海水ポンプ(B)電動機軸受出口弁（7 号炉のみ）
原子炉補機冷却海水ポンプ(E)電動機軸受出口弁（7 号炉のみ）
換気空調補機非常用冷却水系冷凍
機(B)冷却水温度調節弁後弁
換気空調補機非常用冷却水系冷凍
機(D)冷却水温度調節弁後弁
ホース

タービン建屋地下 1 階

タービン建屋地下 1 階

タービン建屋地下 1 階

タービン建屋地下 1 階

タービン建屋地下 1 階

タービン建屋地下 1 階

タービン建屋地下 1 階

タービン建屋地下 1 階

コントロール建屋地下 2 階

コントロール建屋地下 2 階

コントロール建屋地下 2 階

コントロール建屋地下 2 階

復水補給水系制御棒駆動系駆動水供給元弁
廃棄物処理建屋復水積算流量計バ
イパス弁（6 号炉のみ）
熱交換器ユニット
代替原子炉補機冷却水ポンプ
代替原子炉補機冷却海水ポンプ
熱交換器ユニット流量調整弁

屋外又はタービン建屋

屋外又はタービン建屋（50-4-16～37，50-8-3）

3.7-53

3.7.2.3.3.2

設置許可基準規則第 43 条第 2 項への適合方針(1) 容量（設置許可基準規則第 43 条第 2 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等の収束に必要な容量を有するものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.2

容量等」に示す。

代替循環冷却系は，設計基準事故対処設備が有する発電用原子炉の冷却機能が喪失した場合においても原子炉格納容器の破損を防止するとともに，原
子炉格納容器の除熱をする設計とする。代替循環冷却系として使用する復水移送ポンプの容量は，炉心損傷後の原子炉格納容器破損防止の重要事故シー
ケンスのうち，「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）」に係る有効性評価解析（原子炉設置変更許可申請書添付書類十）において有効性が確認されている循環流量が 190 m3/h（原子炉圧力容器への注入流量が90 m3/h，原子炉格納容器へのスプレイ流量が 100 m3/h ）(復水移送ポンプ 2台)又は，「高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」に係る有効性評価解
析（原子炉設置変更許可申請書添付書類十）において有効性が確認されている循環流量が 190 m3/h（原子炉格納容器下部への注入流量が 50 m3/h，原子炉
格納容器へのスプレイ流量が 140 m3/h）(復水移送ポンプ 2 台)であることから，1 台あたりの 95 m3/h 流量を確保可能な設計とする。その際のポンプの揚程は，水源と移送先の圧力差，静水頭，機器圧損，配管，及び弁配管圧損を考慮して循環流量が 190m3/h 達成可能な設計とする。
また，残留熱除去系熱交換器の容量については，代替循環冷却系として使用する場合における熱交換量がサプレッション・チェンバ・プール水温が約160℃の場合において約 17MW であるが，重大事故等対処設備として想定する条件での必要伝熱面積に対して，設計基準事故対処設備として想定する条件
での必要伝熱面積が大きいことから，設計基準事故対処設備として，海水温
度が 30℃，サプレッション・チェンバ・プール水温が 52℃の場合の熱交換量である約 8MW とする。
（50-7-15～20）(2) 共用の禁止（設置許可基準規則第 43 条第 2 項二）(ⅰ) 要求事項
二以上の発電用原子炉施設において共用するものでないこと。ただし，二以上の発電用原子炉施設と共用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であって，同一の工場等内の他の発電用原子炉施設に対して悪影響を及ぼさない場合は，この限りでない。

3.7-54

(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1
す。

多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示

代替循環冷却系の復水移送ポンプ及び残留熱除去系熱交換器は，二以上の発電用原子炉施設において共用しない設計とする。
（50-5-6～13）(3) 設計基準事故対処設備との多様性（設置許可基準規則第 43 条第 2 項三）(ⅰ) 要求事項
常設重大事故防止設備は，共通要因によって設計基準事故対処設備の安全機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1
す。

多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示

代替循環冷却系は重大事故緩和設備であり，原子炉格納容器の過圧破損防止の同一目的である格納容器圧力逃がし装置，及び代替格納容器圧力逃がし装置に対し駆動方式，ヒートシンクについて多様性を有した設計とする。
また，復水移送ポンプは，設計基準事故対処設備である残留熱除去系ポン
プに対し，位置的分散されている。また，電源，冷却水を含むサポート系は独立性を有した設計としており，それぞれ異なる電源から供給することで多様性を有した設計とする。
代替原子炉補機冷却系の常設部である熱交換器ユニット接続口から原子炉
補機冷却系に繋がるまでの弁及び配管は，共通要因によって設計基準事故対
処設備である原子炉補機冷却系と同時に機能が損なわれることを防止するために，可搬型重大事故等設備として熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）を設置する。
「(7) 設計基準事故対処設備及び常設重大事
故防止設備との多様性（設置許可基準規則第 43 条第 3 項七）」の適合性で示す。
（50-4-17～37，50-5-6～9）

3.7-55

3.7.2.3.3.3

設置許可基準規則第 43 条第 3 項への適合方針(1) 容量（設置許可基準規則第 43 条第 3 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等の収束に必要な容量に加え，十分に余裕のある容量を有するものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.2

容量等」に示す。

代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニットと大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，最終ヒートシンクへの熱を輸送する機能が喪失した場合であって，復水移送ポンプが起動可能な状況において，残留熱除去系熱交換器の冷却水として，原子炉格納容器の破損を防止するために必要な除熱量とポンプ流量を有する設計とする。
熱交換器ユニットの容量は，熱交換容量約 23MW として設計し，代替循環冷却系を使用する有効性評価「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）」で，事故発生 22.5 時間後に代替循環冷却系による原子炉圧
力容器への注水及び格納容器スプレイの同時運転で冷却効果を確保可能な設計とし，有効性評価「高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」で，事故発生 20.5 時間後に代替循環冷却系による原子炉格納容器下部への注水及び格納容器スプレイの同時運転で冷却効果を確保可能な設計とする。
大容量送水車（熱交換器ユニット用）の容量は，流量 900m3/h として設計
し，代替循環冷却系を使用する有効性評価「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）」で，事故発生 22.5 時間後に代替循環冷却系
による原子炉圧力容器への注水及び格納容器スプレイの同時運転で冷却効果を確保可能な設計とし，有効性評価「高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」で，事故発生 20.5 時間後に代替循環冷却系による原子炉格納容器下部への注水及び格納容器スプレイの同時運転で冷却効果を確保可能な設計とする。
また，熱交換器ユニットは，1 セット 1 式使用する。保有数は 1 プラントあたり 2 セット 2 式で 6 号及び 7 号炉共用で 4 セット 4 式確保する。
大容量送水車（熱交換器ユニット用）は 1 セット 1 台として使用する。保
有数は 1 プラントあたり 1 セット 1 台で 6 号及び 7 号炉共用で 4 セット 4 台確保する。更に熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）
は故障時のバックアップ及び保守点検による待機除外時のバックアップとして，同様の機能を有する格納容器圧力逃がし装置と多様性を持つ設計とする。
（50-7-21～39）(2) 確実な接続（設置許可基準規則第 43 条第 3 項二）(ⅰ) 要求事項
常設設備（発電用原子炉施設と接続されている設備又は短時間に発電用原子炉施設と接続することができる常設の設備をいう。以下同じ。）と接続する
3.7-56

ものにあっては，当該常設設備と容易かつ確実に接続することができ，かつ，二以上の系統又は発電用原子炉施設が相互に使用することができるよう，接続部の規格の統一その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性」に示す。

代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニットを接続するためのホースは，タービン建屋側の接続口と口径を統一しかつフランジ構造とすることで，常設設備と確実に接続ができる設計とする。また，6 号及び 7 号炉が相互に使用することができるよう，それぞれの熱交換器ユニット及びホースは，6 号及び 7号炉に接続可能な設計とする。
また，代替原子炉補機冷却系の大容量送水車（熱交換器ユニット用）を接続するためのホースは，熱交換器ユニットの接続口と口径を統一しかつ簡便な接続方式である結合金具による接続とすることで，確実に接続ができる設計とする。また，6 号及び 7 号が相互に使用することができるよう，それぞれの大容量送水車（熱交換器用）は，6 号及び 7 号炉の熱交換器ユニットに接続可能な設計とする。
（50-4-31，50-8-3）(3) 複数の接続口（設置許可基準規則第 43 条第 3 項三）(ⅰ) 要求事項
常設設備と接続するものにあっては，共通要因によって接続することができなくなることを防止するため，可搬型重大事故等対処設備（原子炉建屋の外から水又は電力を供給するものに限る。）の接続口をそれぞれ互いに異なる複数の場所に設けるものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1
す。

多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示

代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニットの接続箇所である接続口は，重大事故等時の環境条件，自然現象，外部人為事象，溢水及び火災の影響により接続できなくなることを防止するため，接続口をフィルタ装置との離隔を考慮し，6 号炉についてはタービン建屋西側から建屋外と建屋内に接続できる箇所を 1 個ずつ計 2 個設け，7 号炉についてはタービン建屋南側及び西側から接続できる箇所を 1 個ずつ計 2 個設けることで，互いに異なる複数の場所に接続口を設ける設計とする。なお，代替循環冷却系は残留熱除去系 B 系の熱交換器を使用するため，残留熱除去系 A 系側の接続口（熱交換器ユニットとの接続口）については使用しない。
（50-4-31，50-8-3）

3.7-57

(4) 設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 3 項四）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において可搬型重大事故等対処設備を設置場所に据え付け，及び常設設備と接続することができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.3

環境条件等」に示す。

代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，原子炉格納容器ベントを実施していない状況で屋外に設置する設備であり，想定される重大事故等が発生した場合における放射線を考慮しても，線源からの離隔距離をとることにより，これら設備の設置及び常設設備との接続が可能とする。また，現場での接続作業にあたって，簡便な結合金具による接続方式及びフランジ接続方式により，確実に速やかに接続が可能な設計とする。
（50-8-3）(5) 保管場所（設置許可基準規則第 43 条第 3 項五）(ⅰ) 要求事項
地震，津波その他の自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムによる影響，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備の配置
その他の条件を考慮した上で常設重大事故等対処設備と異なる保管場所に保管すること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1
す。

多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示

代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，地震，津波その他の自然現象又は故意による大型航空機の衝
突その他のテロリズムによる影響，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備の配置その他の条件を考慮し，原子炉補機冷却系中間ループ循環ポン
プ，格納容器圧力逃がし装置及び代替格納容器圧力逃がし装置と位置的分散を図り，発電所敷地内の高台にある荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所の複数箇所に分散して保管する。
（50-9-2）(6) アクセスルートの確保（許可基準規則第 43 条第 3 項六）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において，可搬型重大事故等対処設備を運搬し，又は他の設備の被害状況を把握するため，工場等内の道路及び3.7-58

通路が確保できるよう，適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性」に示す。

代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，通常時は高台に保管しており，想定される重大事故等が発生した場合においても，可搬型重大事故等対処設備の運搬，移動に支障をきた
すことのないよう，迂回路も考慮して複数のアクセスルートを確保する。
（『可搬型重大事故等対処設備保管場所及びアクセスルートについて』参照）（50-10-2,3）(7)

設計基準事故対処設備及び常設重大事故防止設備との多様性（設置許可基準
規則第 43 条第 3 項七）(ⅰ) 要求事項
重大事故防止設備のうち可搬型のものは，共通要因によって，設計基準事
故対処設備の安全機能，使用済燃料貯蔵槽の冷却機能若しくは注水機能又は常設重大事故防止設備の重大事故等に至るおそれがある事故に対処するために必要な機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1
す。

多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示

代替原子炉補機冷却系は，設置許可基準規則第 50 条においては重大事故緩和設備であり，熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）
は，共通要因によって，設計基準事故対処設備の安全機能，使用済燃料貯蔵
槽の冷却機能若しくは注水機能又は常設重大事故防止設備の重大事故等に至るおそれがある事故に対処するために必要な機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，設計基準事故対処設備である原子炉補機冷却系中間ループ循環ポンプ及び原子炉補機冷却系海水ポンプ，原子炉格納容器の過圧破損防止の同一目的である格納容器圧力逃がし装置及び代替格納容器圧力逃がし装置と表 3.7-23 で示す通り多様性，位置的分散を図る。また，最終ヒー
トシンクについても，原子炉補機冷却系及び代替原子炉補機冷却系が海水であることに対し，格納容器圧力逃がし装置及び代替格納容器圧力逃がし装置
は大気とし，多様性を有する設計とする。

3.7-59

表 3.7-23

代替循環冷却系の多様性，位置的分散

設計基準事故対処設備
項目

原子炉補機冷却系

ポンプ（淡水）

原子炉補機冷却系中間ループ循環ポンプ＜タービン建屋＞

ポンプ（海水）

原子炉補機冷却系海水ポ
ンプ＜タービン建屋＞
原子炉補機冷却系熱交換
器＜タービン建屋＞
海水
非常用交流電源設備（非常用ディーゼル発電機）＜原子炉建屋＞

熱交換器

最終ヒートシンク駆動方式

重大事故等対処設備
格納容器圧力逃がし装置及び代替格納容器圧力逃がし装置
―

―

―

大気
不要

代替循環冷却系
熱交換器ユニット（代替原子炉補機冷却水ポ
ンプ）＜屋外＞
大容量送水車（熱交換器ユ
ニット用）
＜屋外＞
熱交換器ユニット（熱交換器）＜屋外＞
海水
可搬型代替交流電源設備
(電源車)
＜屋外＞
＜＞内は設置場所を示す。

3.7-603.7.3その他設備

3.7.3.1 格納容器 pH 制御設備
3.7.3.1.1 設備概要
格納容器圧力逃がし装置及び代替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，サプレッション・チェンバのプール水中によう素を捕捉することでよう素の放出量を低減するために，格納容器 pH 制御設備を設ける。なお，本設備は事業者の自主的な取り組みで設置するものである。
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・
チェンバ・プールへ流入し溶解する。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 制御として水酸化ナトリウムをサプレッション・チェンバ・プールに注入する。よう素の溶解量と pH の関係については、米国の論文＊１にまとめられており、サプレッション・チェンバ・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，上部ドライウェルスプレイ配管，サプレッション・チェンバスプレイ配管，下部ドライウェル注
水配管から原子炉格納容器内に薬液を注入する構成とする。
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）を中央制御室からの遠隔操作，若しく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い込み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て，pH 制御の効果を達成するための考え方が整理されている。これらの論文での評価内容を参照し，柏崎刈羽 6 号及び 7 号炉の状況を踏まえ，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している。

3.7.3.1.2 他設備への悪影響について
格納容器 pH 制御設備を使用することで，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注入する。この際，悪影響として懸念されるのは，・アルカリとの反応で原子炉格納容器が腐食することによる，格納容器バウンダリのシール性への影響
・アルカリとの反応で水素が発生することによる格納容器の圧力上昇，及び水素燃焼である。このうち，原子炉格納容器の腐食については，pH 制御したサプレッション・
チェンバ・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無い。同
3.7-61

様に，原子炉格納容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 を使用していることから，原子炉格納容器バウンダリのシール性に対する悪影響は無い。
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で水素が発生する。しかし，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素が発生すると仮定しても，水－ジルコニウム反応で発生する水素量に比べて十分少ないため，原子炉格納容器の異常な圧力上昇は生じない。更に，原子炉格納容器内は窒素ガス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，水素の燃焼も発生しない。

3.7-62

3.7.3.2 可搬型格納容器窒素供給設備
3.7.3.2.1 設備概要
中長期的に原子炉格納容器内の水蒸気凝縮による負圧破損を防止するとともに原子炉格納容器内の可燃性ガス濃度を低減するために可搬型格納容器窒素供給設備を設ける。なお，本設備は事業者の自主的な取り組みで設置するものである。
重大事故等時に放射線分解により可燃性ガスが発生した場合，発電用原子炉運転中
は常時原子炉格納容器内を窒素ガスで置換しているため，事故発生直後に可燃性ガス
濃度が可燃限界に至ることはないが，中長期的には，可燃性ガス濃度を可燃限界以下に抑制する必要がある。また，崩壊熱の減少により原子炉格納容器内の水蒸気発生量が減少することにより原子炉格納容器内が負圧に至る可能性があることから，可燃性ガス濃度を可燃限界以下に抑制し，原子炉格納容器の負圧破損を防止するため，可搬型格納容器窒素供給設備による窒素供給を行う。
本系統は，可燃性ガス濃度制御系配管に接続治具を用いてホースを接続し，可搬型
窒素ガス発生装置を現場にて操作することで，発生した窒素ガスをドライウェル及びサプレッション・チェンバに供給可能な設計とする。

3.7-63

3.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備【51 条】【設置許可基準規則】（原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備）
第五十一条 発電用原子炉施設には，炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の破損を防止するため，溶融し，原子炉格納容器の下部に落下した炉心を冷却するために必要な設備を設けなければならない。
（解釈）
１ 第 51 条に規定する「溶融し，原子炉格納容器の下部に落下した炉心を冷却するために必要な設備」とは，以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。なお，原子炉格納容器下部に落下した溶融炉心の冷却は，溶融炉心・コンクリート相互作用(MCCI)を抑制すること及び溶融炉心が拡がり原子炉
格納容器バウンダリに接触することを防止するために行われるものである。
ａ）原子炉格納容器下部注水設備を設置すること。原子炉格納容器下部注水設備とは，以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。
ⅰ）原子炉格納容器下部注水設備（ポンプ車及び耐圧ホース等）を整備すること。
（可搬型の原子炉格納容器下部注水設備の場合は，接続する建屋内の流路をあらかじめ敷設すること。）
ⅱ）原子炉格納容器下部注水設備は，多重性又は多様性及び独立性を有し，位置的分散を図ること。（ただし，建屋内の構造上の流路及び配管を除く。）
ｂ）これらの設備は，交流又は直流電源が必要な場合は代替電源設備からの給電を可能とすること。

3.8-1

3.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備
3.8.1
設置許可基準規則第 51 条への適合方針
炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の破損を防止するため，溶融し，原子炉格納容器の下部に落下した炉心を冷却するために必要な重大事
故等対処設備として，原子炉格納容器下部注水設備を設ける。原子炉格納容器下部に落下した溶融炉心を冷却することで，溶融炉心・コンクリート相互作用（MCCI）を抑制し，溶融炉心が拡がり原子炉格納容器バウンダリに接触することを防止する設計とする。
(1) 格納容器下部注水系の設置（設置許可基準規則解釈の第 1 項 a）ⅰ)，ⅱ)）
格納容器下部注水系（常設）を設けることで，炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の破損を防止する設計とする。格納容器下部注水系（常設）は，廃棄物処理建屋に配置された復水移送ポンプを用い，復水貯蔵槽を水源として原子炉格納容器下部へ注水出来る設計とする。
また，溶融炉心が落下するまでに原子炉格納容器下部にあらかじめ十分な水位を確保するとともに，落下した溶融炉心を冷却できる設計とする。
なお，炉心損傷後に原子炉圧力容器底部が破損し，溶融炉心が原子炉圧力容器から原子炉格納容器下部へと落下する場合に，ドライウェル高電導度廃液サンプ
及びドライウェル低電導度廃液サンプへの溶融炉心の流入を防ぎ，かつ原子炉格
納容器下部注水系と合わせて，サンプ底面のコンクリートの浸食を抑制し，溶融
炉心が原子炉格納容器バウンダリに接触することを防止するために，原子炉格納容器下部にコリウムシールドを設置する。
(2) 格納容器下部注水系の多様性及び独立性，位置的分散の確保（設置許可基準規則
解釈の第 1 項 a）ⅰ)，ⅱ)）
格納容器下部注水系（可搬型）を設けることで，炉心の著しい損傷が発生した
場合において原子炉格納容器の破損を防止する設計とする。格納容器下部注水系（可搬型）は，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）を用い，格納容器下部注水系（常設）とは異なる代替淡水源（防火水槽又は淡水貯水池）又は海水を水源として，原子炉格納容器下部へ注水出来る設計とし，多様性及び独立性を有する。また，格納容器下部注水系（常設）と位置的分散を図るべく，津波の影響を受けない高台に配備する設計とする。
なお，多重性又は多様性及び独立性，位置的分散については，3.8.2.1.3 項に詳細を示す。
(3) 格納容器下部注水系の電源対策（設置許可基準規則解釈の第 1 項 b））
格納容器下部注水系（常設）に用いる復水移送ポンプは，常設代替交流電源設
備（第一ガスタービン発電機及び第二ガスタービン発電機）並びに可搬型代替交
流電源設備（電源車）から，代替所内電気設備である緊急用高圧母線，AM 用動力
変圧器及び AM 用 MCC を介して給電出来る設計とする。

3.8-2

なお，炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の破損を防止するため，溶融し，原子炉格納容器の下部に落下した炉心を冷却するための自主対策設備として，以下を整備する。
(4) 消火系による原子炉格納容器下部注水
消火系による原子炉格納容器下部への注水は，炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の破損を防止するため，ディーゼル駆動消火ポンプ等を用い，全交流動力電源が喪失した場合でも，高台に配備した代替交流電源設備
からの給電により，中央制御室から遠隔で弁操作し，ろ過水タンクを水源として，消火系配管を経由して原子炉格納容器下部へ注水し，溶融炉心を冷却する機能を有する。

また，技術的能力審査基準への適合のため，溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下遅延及び防止するための設備として，以下を整備する。
(5) 高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水
炉心の著しい損傷が発生した場合において，溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下遅延及び防止するために，重大事故等対処設備として高圧代替注水系を整備し，原子炉圧力容器への注水を実施する。なお，この場合は，ほう酸水注入系
による原子炉圧力容器へのほう酸水注入と並行して行う。
（高圧代替注水系については「3.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備（設置許可基準規則第45条に対する設計方針を示す章）」で示す。）(6) 低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水
炉心の著しい損傷が発生した場合において，溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下遅延及び防止するために，重大事故等対処設備として低圧代替注水系（常設）を整備し原子炉圧力容器への注水を実施する。なお，この場合は，ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入と並行して行う。
（低圧代替注水系（常設）については「3.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧
時に発電用原子炉を冷却するための設備（設置許可基準規則第47条に対する設計方針を示す章）」で示す。）(7) 低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水
炉心の著しい損傷が発生した場合において，溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下遅延及び防止するために，重大事故等対処設備として低圧代替注水系（可搬型）を整備し原子炉圧力容器への注水を実施する。なお，この場合は，ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入と並行して行う。
（低圧代替注水系（可搬型）については「3.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備（設置許可基準規則第47条に対する設計方針を示す章）」で示す。）

3.8-3

(8) ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入
損傷炉心への注水を行う場合，溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下遅延及び防止するために，重大事故等対処設備としてほう酸水注入系を整備し，低圧代
替注水系（常設），低圧代替注水系（可搬型）及び高圧代替注水系のいずれかによる原子炉圧力容器への注水と並行して実施する。
（ほう酸水注入系については「3.1 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備（設置許可基準規則第44条に対する設計方針を示す章）」電源設
備については，「3.14 電源設備（設置許可基準規則第57条に対する設計方針を示す章）」で示す。）

なお，溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下遅延及び防止するための自主対策設備として，以下を整備する。
(9) 制御棒駆動水系による原子炉圧力容器への注水
原子炉隔離時冷却系，高圧炉心注水系及び高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水機能が喪失した場合，溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下遅延及び防止するために，原子炉補機冷却系により冷却水を確保し，復水貯蔵槽を水源として制御棒駆動水系ポンプを用いて原子炉圧力容器への注水を実施する。
（制御棒駆動系については「3.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用
原子炉を冷却するための設備（設置許可基準規則第45条に対する設計方針を示す章）」で示す。）(10) 高圧炉心注水系緊急注水の整備
全交流動力電源喪失時，原子炉隔離時冷却系及び高圧代替注水系が機能喪失した場合，溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下遅延及び防止するために，常設
代替交流電源設備により高圧炉心注水系の電源を復旧し，高圧炉心注水系ポンプ
を無冷却水の状態で短時間起動し，原子炉圧力容器へ注水を実施する。
（高圧炉心注水系については「3.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備（設置許可基準規則第45条に対する設計方針を示す章）」で示す。）(11) 消火系による原子炉圧力容器への注水
炉心の著しい損傷が発生した場合において，溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下遅延及び防止するために，消火系のディーゼル駆動消火ポンプで原子炉圧力容器への注水を実施する。

3.8-4

また，複数の代替淡水源（防火水槽，淡水貯水池）の淡水が枯渇した場合の海水の利用手段として，以下を整備する。
(12) 格納容器下部注水系の海水の利用
格納容器下部注水系（常設）の水源である復水貯蔵槽並びに格納容器下部注
水系（可搬型）の水源である複数の代替淡水源（防火水槽，淡水貯水池）の淡水が枯渇した場合において，防潮堤の内側に設置している海水取水箇所（取水路）より，大容量送水車（海水取水用）を用いて復水貯蔵槽への供給及び格納容器下部注水系（可搬型）で用いる防火水槽への供給又は可搬型代替注水ポン
プ（A-2 級）に海水を直接供給を行う設計とする。なお，海水の利用について
は「3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第56 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

3.8-5

3.8.2
重大事故等対処設備
3.8.2.1
格納容器下部注水系（常設）
3.8.2.1.1 設備概要
格納容器下部注水系（常設）は，炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉
格納容器の破損を防止するため，溶融し，原子炉格納容器の下部に落下した炉心を冷却することを目的として設置するものである。
本系統は，復水移送ポンプ，電源設備（常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備等），計測制御装置及び，水源である復水貯蔵槽等，流路である復水補給水系
及び高圧炉心注水系の配管，弁類，注水先である原子炉格納容器から構成される。
重大事故時においては，復水貯蔵槽を水源として復水移送ポンプで送水することにより原子炉格納容器下部へ注水する機能を有する。
なお，炉心損傷後に原子炉圧力容器底部が破損し，溶融炉心が原子炉圧力容器から
原子炉格納容器下部へと落下する場合に，ドライウェル高電導度廃液サンプ及びドラ
イウェル低電導度廃液サンプへの溶融炉心の流入を防ぎ，かつ原子炉格納容器下部注
水系と合わせて，サンプ底面のコンクリートの浸食を抑制し，溶融炉心が原子炉格納容器バウンダリに接触することを防止するために，原子炉格納容器下部にコリウムシールドを設置する。
本系統全体の概要図を図 3.8-1 に，本系統に属する重大事故等対処設備を表 3.8-1に示す。
本系統は，復水移送ポンプ 3 台のうち 1 台により，復水貯蔵槽の水を復水補給水系
配管を経由して原子炉格納容器の下部へ注水することで落下した溶融炉心を冷却する。
復水移送ポンプの電源について，復水移送ポンプ(B)及び(C)は，常設代替交流電源設備である第一ガスタービン発電機及び第二ガスタービン発電機，並びに可搬型代替
交流電源設備である電源車から，代替所内電気設備である AM 用動力変圧器及び AM 用
MCC を介して給電できる設計とする。復水移送ポンプ(A)は，通常時は非常用所内電気設備である非常用 MCC C 系から給電しているが，重大事故等時に復水移送ポンプ(A)の動力ケーブルの接続操作を行うことにより，代替所内電気設備である AM 用 MCC から給電できる設計とする。
本系統の運転にあたっては，現場及び中央制御室での弁操作により系統構成を行った後，中央制御室の操作スイッチによる復水移送ポンプの起動により行う。
水源である復水貯蔵槽は，枯渇しそうな場合においても，複数の代替淡水源（防火水槽，淡水貯水池）の淡水を，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）を用いて，廃棄物処
理建屋外壁に設置した外部接続口から復水貯蔵槽へ供給出来る設計とする。

3.8-6

図 3.8-1

格納容器下部注水系（常設）系統概要図

3.8-7

・水源については「3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第 56 条に対する設計方針を示す章）で示す。
・電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
・計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

表 3.8-1

格納容器下部注水系（常設）に関する重大事故等対処設備一覧

設備区分
主要設備
附属設備
水源※1
流路
注水先
電源設備※2計装設備※3

設備名
復水移送ポンプ【常設】コリウムシールド【常設】－復水貯蔵槽【常設】復水補給水系 配管・弁【常設】高圧炉心注水系 配管・弁【常設】原子炉格納容器【常設】常設代替交流電源設備
第一ガスタービン発電機【常設】及び第二ガスタービン発電機【常設】
軽油タンク【常設】タンクローリ（16kL）【可搬】
第一ガスタービン発電機用燃料タンク【常設】及び第二ガスタービ
ン発電機用燃料タンク【常設】第一ガスタービン発電機用燃料移送ポンプ【常設】及び第二ガスタ
ービン発電機用燃料移送ポンプ【常設】可搬型代替交流電源設備
電源車【可搬】
軽油タンク【常設】タンクローリ（4kL）【可搬】
代替所内電気設備
緊急用高圧母線【常設】緊急用断路器【常設】緊急用電源切替箱断路器【常設】緊急用電源切替箱接続装置【常設】AM 用動力変圧器【常設】AM 用 MCC【常設】AM 用切替盤【常設】AM 用操作盤【常設】非常用高圧母線 C 系【常設】非常用高圧母線 D 系【常設】復水補給水系流量（原子炉格納容器）【常設】
復水移送ポンプ吐出圧力【常設】格納容器下部水位【常設】ドライウェル雰囲気温度【常設】※1：水源については「3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第 56 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
※2：単線結線図を補足説明資料 51-2 に示す。
電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
※3：主要設備を用いた炉心損傷防止及び原子炉格納容器破損防止対策を成功させるために把握することが必要な原子炉施設の状態
計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
3.8-8

3.8.2.1.2
主要設備の仕様
主要機器の仕様を以下に示す。
(1)復水移送ポンプ
種類
：うず巻形
容量
：125m3/h
全揚程：85m
最高使用圧力 ：1.37MPa
最高使用温度 ：66℃
個数
：1（予備 2）
取付箇所
：廃棄物処理建屋地下 3 階
原動機出力
：55kW
（2）コリウムシールド
材質：ジルコニア（ZrO2）
高さ：約 0.85m（6 号炉）
約 0.65m（7 号炉）
厚さ：約 0.13m（6 号及び 7 号炉）
個数
：1
取付箇所
：原子炉格納容器下部
なお，水源については「3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第 56 条に対する設計方針を示す章）」,電源設備については，「3.14 電源
設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」，計測制御設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方針を示す章）」で示
す。

3.8-9

3.8.2.1.3
多重性又は多様性及び独立性，位置的分散の確保
格納容器下部注水系（常設）と格納容器下部注水系（可搬型）が同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，表 3.8-2 に示す通り，それぞれに対し多様性及び位置的分散を図る設計としている。
ポンプについては，廃棄物処理建屋に設置された常設の復水移送ポンプに対し，可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)を用いることで，多様性及び位置的分散を図った設計としている。
水源については，可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)を使用する際は，淡水貯水池，防火水槽又は海水を用いる事で，常設の復水移送ポンプを使用する場合の水源である，
復水貯蔵槽との多様性，位置的分散を図った設計としている。
駆動電源については，常設の復水移送ポンプを使用する際は代替交流電源設備から代替所内電気設備を経由した給電が可能な設計とすることに対し，可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)を用いる場合は，電源を必要としない駆動方式であること及び，分散配置を実施していることから，多様性及び位置的分散を図った設計としている。
なお，下部ドライウェル注水流量調節弁と下部ドライウェル注水ライン隔離弁については，多重性及び位置的分散を図った非常用所内電気設備又は代替所内電気設備を経由し代替交流電源設備から給電可能な設計としている。
常設と可搬型の独立性については，表 3.8-3 に示す通り，地震，津波，火災及び溢水により同時に故障することを防止するために独立性を確保する設計とする。
表 3.8-2 格納容器下部注水系の多様性及び位置的分散
格納容器下部注水系
格納容器下部注水系
項目
（常設）
（可搬型）
ポンプ
復水移送ポンプ
可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)廃棄物処理建屋地下 3 階
屋外
水源
復水貯蔵槽
淡水貯水池，防火水槽
廃棄物処理建屋地下 2 階
屋外
駆動用空気
不要
不要
潤滑油
不要
不要
冷却水
不要（自滑水）不要
駆動電源
常設代替交流電源設備（第一ガ 不要
スタービン発電機及び第二ガ
スタービン発電機），
可搬型代替交流電源設備(電源車)
屋外（7 号炉タービン建屋南側 ―及び荒浜側常設代替交流電源設備設置場所）

3.8-10

項目
地震

津波
共
通
要
因 火災
故
障
溢水

表 3.8-3 格納容器下部注水系の独立性
格納容器下部注水系
格納容器下部注水系
（常設）
（可搬型）
格納容器下部注水系（常設）及び，格納容器下部注水系（可搬型）を構成する機器類は基準地震動 Ss に対し機能を維持出来る設計とすることで，地震が共通要因となり故障することのない設計とする。
常設の格納容器下部注水系を設置する 6 号及び 7 号炉の廃棄物処
理建屋と，可搬型の格納容器下部注水系を設置，保管する高台は，共に基準津波が到達しないことから，津波が共通要因となり故障することのない設計とする。
格納容器下部注水系（常設）及び，格納容器下部注水系（可搬型）を構成する機器類は，火災が共通要因となり故障することのない設計とする（「共-7 重大事故等対処設備の内部火災に対する防護方針について」に示す）。
常設の格納容器下部注水系及び，可搬型の格納容器下部注水系を構成する機器類は，溢水が共通要因となり故障することのない設計とする（「共-8 重大事故等対処設備の内部溢水に対する防護方針について」に示す）。

3.8-11

3.8.2.1.4
設置許可基準規則第 43 条への適合方針
3.8.2.1.4.1
設置許可基準規則第 43 条第 1 項への適合方針(1) 環境条件及び荷重条件（設置許可基準規則第 43 条第 1 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重その他の使用条件において，重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮するものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
格納容器下部注水系（常設）の復水移送ポンプは，廃棄物処理建屋内に設置している設備であることから，想定される重大事故等時における，廃棄物処理建屋
内の環境条件及び荷重条件を考慮し，その機能を有効に発揮することができるよう，以下の表 3.8-4 に示す設計とする。
なお，格納容器下部注水系（常設）のコリウムシールドは，格納容器下部に設置している設備であることから，想定される重大事故時における，格納容器下部の環境条件及び荷重条件を考慮し，その機能を有効に発揮することができる設計とする。
復水移送ポンプの操作は，中央制御室の操作スイッチから遠隔操作可能な設計とする。
（51-3-1,2,51-4-1,3）
表 3.8-4 想定する環境条件及び荷重条件
環境条件等
対応
温度・圧力・湿度・ 廃棄物処理建屋内で想定される温度，圧力，湿度及び放放射線
射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外の天候による影 屋外に設置するものではないため，天候による影響は受響けない。
海水を通水する系統 淡水だけでなく海水も使用する（常時海水を通水しなへの影響い）。原子炉格納容器下部への注水は，可能な限り淡水源を優先し，海水通水は短期間とすることで，設備への影響を考慮する。
地震
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方
針」に示す）。
風（台風）・積雪
廃棄物処理建屋内に設置するため，風（台風）及び積雪の影響は受けない。
電磁的障害
重大事故等が発生した場合においても，電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

3.8-12

(2) 操作性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項二）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において確実に操作できるものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性」に示す。

格納容器下部注水系（常設）を運転する場合は，復水補給水系のバイパス流防止としてタービン建屋負荷遮断弁の全閉操作を実施し，復水移送ポンプを起動する。その後，格納容器下部注水系（常設）による格納容器下部注水の系統構成として，下部ドライウェル注水流量調節弁と下部ドライウェル注水ライン
隔離弁の開操作を実施し，注水を行う。また，復水移送ポンプの水源確保として復水補給水系常／非常用連絡管 1 次止め弁と復水補給水系常／非常用連絡管
2 次止め弁の開操作を実施する。格納容器下部注水系（常設）の操作に必要なポンプ及び弁を表 3.8-5 に示す。
このうちタービン建屋負荷遮断弁，下部ドライウェル注水流量調節弁と下部ドライウェル注水ライン隔離弁（7 号炉のみ）については，中央制御室からの遠隔操作で弁を開閉することが可能な設計とする。6 号炉の下部ドライウェル
注水ライン隔離弁については，原子炉建屋地上 3 階（原子炉建屋の二次格納施
設外）に設置している AM 用切替盤より，配線用しゃ断器の「入」「切」操作にて電源を切り替えた後，近傍に設置している AM 用操作盤のスイッチ操作により，遠隔で弁を開閉することが可能な設計とする。復水補給水系常／非常用連
絡 1 次止め弁，復水補給水系常／非常用連絡 2 次止め弁については，廃棄物処
理建屋地下 3 階（原子炉建屋の二次格納施設外）に設置されており，現場の手動操作で開閉することが可能な設計とする。
また，復水移送ポンプについては，中央制御室にある復水移送ポンプ操作ス
イッチからのスイッチ操作で起動する設計とする。
中央制御室の操作スイッチ，原子炉建屋地上 3 階（原子炉建屋の二次格納施設外）AM 用操作盤の操作スイッチ（6 号炉のみ）及び廃棄物処理建屋地下 3 階の弁を操作するにあたり，運転員のアクセス性，操作性を考慮して十分な操作空間を確保する。また，それぞれの操作対象については銘板をつけることで識別可能とし，運転員の操作及び監視性を考慮して確実に操作できる設計とする。
（51-3-1～6,51-4-1,2）

3.8-13

機器名称
復水移送ポンプ（Ａ）
復水移送ポンプ（Ｂ）
復水移送ポンプ（Ｃ）
復水補給水系下部ドライ
ウェル注水流量調節弁
復水補給水系下部ドライ
ウェル注水ライン隔離弁

表 3.8-5 操作対象機器
状態の変化
操作場所
起動・停止
中央制御室
起動・停止
中央制御室
起動・停止
中央制御室
弁閉→弁開
中央制御室

操作方法
スイッチ操作
スイッチ操作
スイッチ操作
スイッチ操作弁閉→弁開スイッチ操作

タービン建屋負荷遮断弁 弁開→弁閉
復水補給水系常／非常用 弁閉→弁開連絡管 1 次止め弁
復水補給水系常／非常用 弁閉→弁開連絡管 2 次止め弁

原子炉建屋地上 3階(二次格納施設外)（6 号炉）
中央制御室（7 号炉）
中央制御室
廃棄物処理建屋地
下3階
廃棄物処理建屋地
下3階

スイッチ操作手動操作
手動操作(3) 試験及び検査（設置許可基準規則第 43 条第 1 項三）(ⅰ) 要求事項
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試験又は検査ができるものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性」に示す。

格納容器下部注水系（常設）の復水移送ポンプは，表 3.8-6 に示すように発電用原子炉の運転中に機能・性能試験及び弁動作試験を，また，停止中に機能・性能試験及び弁動作試験と分解検査，外観検査が可能な設計とする。
格納容器下部注水系（常設）の復水移送ポンプは，発電用原子炉の停止中に
ケーシングカバーを取り外して，ポンプ部品（主軸，軸受，羽根車等）の状態を確認する分解検査が可能な設計とする。
また，発電用原子炉の運転中又は停止中に，復水貯蔵槽を水源とし，復水移送ポンプを起動させサプレッション・チェンバへ送水する試験を行うテストラ
インを設けることで，格納容器下部注水系（常設）の機能，性能及び漏えいの有無の確認が可能な系統設計とする。なお，このテストラインに含まれない下部ドライウェル注水流量調節弁と下部ドライウェル注水ライン隔離弁については，開閉動作を確認可能な構成とすることで弁動作試験が確認可能な設計とする。

3.8-14

表 3.8-6 格納容器下部注水系（常設）の試験及び検査
発電用原子炉項目
内容の状態
機能・性能試験
運転性能，漏えいの確認
運転中
弁動作試験
弁開閉動作の確認
機能・性能試験
運転性能，漏えいの確認
弁動作試験
弁開閉動作の確認
停止中
ポンプ部品の表面状態を，試験及び目分解検査
視により確認
外観検査
ポンプ外観の確認

なお，格納容器下部注水系（常設）のコリウムシールドは表 3.8-7 に示すよ
うに発電用原子炉停止中に外観検査が可能な設計とする。
表 3.8-7 格納容器下部注水系（常設）の試験及び検査
発電用原子炉
項目
内容
の状態
停止中
外観検査
コリウムシールド外観の確認
運転性能の確認として，復水移送ポンプの吐出圧力，系統（ポンプ廻り）の振動，異音，異臭及び漏えいの確認を行う。
復水移送ポンプ部品表面状態の確認として，浸透探傷試験により性能に影響を及ぼす指示模様がないこと，目視により性能に影響を及ぼす恐れのある傷，
割れ等がないことの確認を行う。
復水移送ポンプの外観検査として，傷や漏えい跡の確認を行う。
コリウムシールドの外観検査として，著しい損傷の有無の確認を行う。
（51-5-1～9）

3.8-15

(4) 切り替えの容易性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項四）(ⅰ) 要求事項
本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設備にあっては，通常時に使用する系統から速やかに切り替えられる機能を備えるものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性」に示す。

格納容器下部注水系（常設）は，復水移送ポンプを通常時に使用する系統である復水補給水系から重大事故等に対処するために系統構成を切り替える必要がある。切り替え操作としては，復水補給水系のバイパス流防止としてター
ビン建屋負荷遮断弁の全閉操作を行い，復水移送ポンプの起動操作を実施し，格納容器下部へ注水するために下部ドライウェル注水流量調節弁と下部ドラ
イウェル注水ライン隔離弁の開操作を実施する。
なお，復水貯蔵槽から復水移送ポンプに移送するライン（復水移送ポンプ吸込ライン）は，復水貯蔵槽の中部（常用ライン），下部（非常用ライン）の２通りがあるが，通常運転時は中部（常用ライン）を使用しているため，長期運転を見込み，復水貯蔵槽を水源として確保するため，復水補給水系常／非常用
連絡管 1 次止め弁，及び復水補給水系常／非常用連絡管 2 次止め弁の開操作を行い，復水移送ポンプ吸込ラインを下部（非常用ライン）に切り替える。ただし，復水移送ポンプ起動当初は復水貯蔵槽水位は確保されているため，本切り替え操作は格納容器下部注水系（常設）による格納容器下部注水が開始された後に実施することとする。
また，格納容器下部注水のバイパス流を防止するため，格納容器下部注水系（常設）の主流路からの分岐部については，主流路から最も近い弁（第一止め弁）で閉止する運用とする。事故時の対応に支障を来たす等の理由から第一止め弁が閉止できないライン（非常用炉心冷却系ポンプ封水ライン等）について
も，格納容器下部注水のバイパス流を防止するため，第一止め弁以降の弁で閉止されたバウンダリ構成とし，このバウンダリ範囲においては，適切な地震荷重との組合せを考慮した上でバウンダリ機能が喪失しない設計とする。
格納容器下部注水系（常設）である復水移送ポンプの起動及び系統の切り替えに必要な弁については，中央制御室及び原子炉建屋 3 階（原子炉建屋の二次格納施設外）に設置している AM 用切替盤から遠隔操作する設計とすることで，
図 3.8-2 で示すタイムチャートの通り速やかに切り替えることが可能である。
また，復水補給水系常／非常用連絡 1 次止め弁，復水補給水系常／非常用連
絡 2 次止め弁は，手動弁として廃棄物処理建屋地下 3 階に設置されており，現場の手動操作で開操作を行う。この操作は，長期運転を見込み，復水貯蔵槽を水源として確保するために実施する操作であり，格納容器下部注水開始後に実施することとし，図 3.8-2 で示すタイムチャートの通り速やかに切り替え可能である。
（51-3-1～6,51-4-1,3）

3.8-16

経過時間（分）
10

手順の項目

20

30

40

格納容器下部注水系（常設）によるデブリ冷却（必要注水量到達後注入停止）
35分

要員（数）

50

155

RPV破損確認010

格納容器下部注水系（常設）によるデブリ冷却（注水継続）

5分※1 RPV破損が確認されてから注水開始までの時間。
※2 90ｍ3/hにて120分注水

通信手段確保,電源確認
バイ パス流防止処置、ポン プ 起動

中央制御室運転員 Ａ，Ｂ

系統構成

2

備考

20

※２ 必要注水量到達後注水停止※1 RPV破損後の注水(注水継続)

格納容器下部注水系（常設）によるデブリ冷却
現場運転員 Ｃ，Ｄ

2

現場運転員 Ｅ，Ｆ2

図 3.8-2

移動,ＣＳＰ水源確保

移動,電源確保

格納容器下部注水系（常設）によるタイムチャート＊＊：「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」への適合状況についての 1．8 で示すタイムチャート(5) 悪影響の防止（設置許可基準規則第 43 条第 1 項五）(ⅰ) 要求事項
工場等内の他の設備に対して悪影響を及ぼさないものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
格納容器下部注水系（常設）は，通常時は下部ドライウェル注水流量調節弁と下部ドライウェル注水ライン隔離弁を閉止することで隔離する系統構成としており，原子炉格納容器に対して悪影響を及ぼさない設計とする。また，格納容器下部注水系（常設）を用いる場合は，弁操作等によって，通常時の系統構成から重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。隔離弁については表 3.8-8 に示す。また，格納容器下部注水系（常設）を用いる場合は，弁操作によって，通常時の系統構成から重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
格納容器下部注水系（常設）は，代替格納容器スプレイ系と同時に使用する可能性があるため，各々の必要流量が確保可能な設計とする。各々の必要流量とは，格納容器下部注水を行う場合において，原子炉圧力容器の破損前は格納容器下部注水系 90m3/h，代替格納容器スプレイ冷却系 70m3/h であり，原子炉
圧力容器の破損後は，格納容器下部注水系は崩壊熱相当の注水量（最大 50m3/h），
代替格納容器スプレイ冷却系 130m3/h であり，これらの必要流量を確保可能な設計とする。
なお，格納容器下部注水系（常設）のコリウムシールドは，コリウムシール
ド下部に漏えい検出用のスリットを設ける設計とすることで，原子炉格納容器
下部に設置されているドライウェル高電導度廃液サンプの漏えい検出機能に対して悪影響を及ぼさない設計とする。
（51-4-1,3，51-6-1～5,13～15）

3.8-17

取合系統
原子炉格納容器

表 3.8-8 他系統との隔離弁
系統隔離弁
駆動方式
下部ドライウェル注水流量 電動駆動
調節弁
下部ドライウェル注水ライ 電動駆動
ン隔離弁

動作
通常時閉
電源喪失時閉通常時閉
電源喪失時閉(6) 設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 1 項六）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において重大事故等対処設備の操作及び復旧作業を行うことができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設
置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
格納容器下部注水系（常設）の系統構成に操作が必要な機器の設置場所，操作場所を表 3.8-9 に示す。このうち，中央制御室で操作する復水移送ポンプ，
下部ドライウェル注水流量調節弁と下部ドライウェル注水ライン隔離弁，ター
ビン建屋負荷遮断弁は，操作位置の放射線量が高くなるおそれが少ないため操作が可能である。復水補給水系常／非常用連絡管 1 次止め弁，復水補給水系常／非常用連絡管 2 次止め弁は，廃棄物処理建屋地下 3 階での操作となり，原子炉建屋外であるため，操作位置の放射線量が高くなるおそれが少なく操作が可能である。
（51-3-1～5）

3.8-18

表 3.8-9
機器名称
復水移送ポンプ(A)
復水移送ポンプ(B)
復水移送ポンプ(C)下部ドライウェル注水
流量調節弁
下部ドライウェル注水
ライン隔離弁タービン建屋負荷遮断弁
復水補給水系常／非常用連絡管 1 次止め弁
復水補給水系常／非常用連絡管 2 次止め弁操作対象機器設置場所
設置場所
廃棄物処理建屋地下 3 階
廃棄物処理建屋地下 3 階
廃棄物処理建屋地下 3 階
原子炉建屋地下 1 階(6 号炉)
原子炉建屋地下 2 階(7 号炉)
原子炉建屋地下 1 階(6 号炉)
原子炉建屋地下 2 階(7 号炉)

タービン建屋中 2 階（6 号炉）
廃棄物処理建屋地下 3 階(7 号炉)
廃棄物処理建屋地下 3 階
廃棄物処理建屋地下 3 階

3.8-19

操作場所
中央制御室
中央制御室
中央制御室
中央制御室
原子炉建屋地上 3 階(二次格納施設外)（6 号炉）
中央制御室（7 号炉）
中央制御室

廃棄物処理建屋
地下 3 階
廃棄物処理建屋
地下 3 階3.8.2.1.4.2
設置許可基準規則第 43 条第 2 項への適合方針(1) 容量（設置許可基準規則第 43 条第 2 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等の収束に必要な容量を有するものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
格納容器下部注水系（常設）である復水移送ポンプの容量は，運転中の原子炉における重大事故シーケンスのうち，溶融炉心・コンクリート相互作用に係る有効性評価解析（原子炉設置変更許可申請書添付書類十）において，有効性が確認されている原子炉格納容器下部への注水流量が約 2 時間で 180m3 である
ことから， 90m3/h 必要とする。したがって，設計基準対象施設で使用する復水移送ポンプの公称値 125m3/h の内数であることから同ポンプで注水可能な設計とする。
また，原子炉格納容器下部注水する場合の復水移送ポンプの揚程は，水源と移送先の圧力差（大気開放である復水貯蔵槽と原子炉格納容器の圧力差），静水頭，機器圧損，配管及び弁類の圧損を基に設定する。
なお，格納容器下部注水系（常設）のコリウムシールドは，全溶融炉心が原
子炉格納容器下部に落下したとしても，コリウムシールドが機能を喪失することが無く，かつコリウムシールドを乗り越えて溶融炉心がドライウェル高電導度廃液サンプ及びドライウェル低電導度廃液サンプへ流入することがない厚さ及び高さを有する設計とする。
（51-6-1～5）(2) 共用の禁止（設置許可基準規則第 43 条第 2 項二）(ⅰ) 要求事項
二以上の発電用原子炉施設において共用するものでないこと。ただし，二以上の発電用原子炉施設と共用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であって，同一の工場等内の他の発電用原子炉施設に対して悪影響を及ぼさない場合は，この限りでない。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
格納容器下部注水系（常設）である復水移送ポンプは，二以上の発電用原子炉施設において共用しない設計とする。
格納容器下部注水系（常設）であるコリウムシールドは，二以上の発電用原子炉施設において共用しない設計とする。
(3) 設計基準事故対処設備との多様性（設置許可基準規則第 43 条第 2 項三）(ⅰ) 要求事項
常設重大事故防止設備は，共通要因によって設計基準事故対処設備の安全機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたもの
3.8-20であること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

格納容器下部注水系（常設）は常設重大事故緩和設備であり，可搬型重大事
故緩和設備の格納容器下部注水系（可搬型）に対し多重性又は多様性，独立性，
位置的分散を図る設計としている。これらの詳細については，3.8.2.1.3 の項に記載の通りである。

3.8-21

3.8.2.2
格納容器下部注水系（可搬型）
3.8.2.2.1 設備概要
格納容器下部注水系（可搬型）は，炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の破損を防止するため，溶融し，原子炉格納容器の下部に落下した炉心を冷却することを目的として設置するものである。
本系統は，可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)，電源設備（常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備等）水源である複数の代替淡水源（淡水貯水池や防火水槽，海水等），燃料補給設備である軽油タンク，タンクローリ（4kL），流路である復水補給
水系の配管，弁類，注水先である原子炉格納容器から構成される。
重大事故時においては，複数の代替淡水源（防火水槽，淡水貯水池），又は海水を水源として，可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)で送水することにより原子炉格納容器下部へ注水する機能を有する。
なお，炉心損傷後に原子炉圧力容器底部が破損し，溶融炉心が原子炉圧力容器から
原子炉格納容器下部へと落下する場合に，ドライウェル高電導度廃液サンプ及びドラ
イウェル低電導度廃液サンプへの溶融炉心の流入を防ぎ，かつ原子炉格納容器下部注
水系と合わせて，サンプ底面のコンクリートの浸食を抑制し，溶融炉心が原子炉格納容器バウンダリに接触することを防止するために，原子炉格納容器下部にコリウムシールドを設置する。コリウムシールドの設置許可基準規則第 43 条への適合状況については 3.8.2.1.4 の項で示す。
本系統に属する重大事故等対処設備を表 3.8-10 に，本系統全体の概要図を図 3.8-3に示す。
本系統は，可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)3 台により，複数の代替淡水源（防火水槽及び淡水貯水池）の水を復水補給水系配管を経由して原子炉格納容器下部へ注水する。
本系統の操作にあたっては，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）に付属する操作スイッチにより，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）を起動し運転を行う。
可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)は，ディーゼルエンジンにて駆動できる設計とし，燃料は軽油タンクよりタンクローリ（4kL）を用いて給油できる設計とする。
水源である防火水槽は，淡水貯水池から防火水槽への移送ホースを経由して補給できる設計とする。
なお，可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)を使用する際に接続する外部接続口は，共通の要因によって接続することができなくなることを防止するために，位置的分散された複数の異なる面に設置する。
本系統の流路のうち，格納容器下部注水系（常設）の主流路への合流以降は，格納容器下部注水系（常設）と同様の流路で構成し，復水補給水系の配管，弁を経由して原子炉格納容器下部へ注水する。格納容器下部注水系（常設）の主流路への合
流以降については，「3.8.2.1 格納容器下部注水系（常設）」で示す。

3.8-22図 3.8-3

格納容器下部注水系（可搬型）系統概要図

3.8-23

・水源については「3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第 56 条に対する設計方針を示す章）で示す。
・電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
・計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

表 3.8-10

格納容器下部注水系（可搬型）に関する重大事故等対処設備

設備区分
主要設備
附属設備
水源※2
流路
注水先
電源設備※3(燃料補給設
備を含む)

計装設備

設備名
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）【可搬】
コリウムシールド【常設】※1－
防火水槽【常設】
淡水貯水池【常設】復水補給水系 配管・弁【常設】ホース・接続口【可搬】
原子炉格納容器【常設】常設代替交流電源設備
第一ガスタービン発電機【常設】及び第二ガスタービン発電機【常設】
軽油タンク【常設】タンクローリ（16kL）【可搬】
第一ガスタービン発電機用燃料タンク【常設】及び第二ガスタ
ービン発電機用燃料タンク【常設】第一ガスタービン発電機用燃料移送ポンプ【常設】及び第二ガ
スタービン発電機用燃料移送ポンプ【常設】可搬型代替交流電源設備
電源車【可搬】
軽油タンク【常設】タンクローリ（4kL）【可搬】
代替所内電気設備
緊急用高圧母線【常設】緊急用断路器【常設】緊急用電源切替箱断路器【常設】緊急用電源切替箱接続装置【常設】AM 用動力変圧器【常設】AM 用 MCC【常設】AM 用切替盤【常設】AM 用操作盤【常設】非常用高圧母線 C 系【常設】非常用高圧母線 D 系【常設】燃料補給設備軽油タンク【常設】タンクローリ（4kL）【可搬】－※1：コリウムシールドについては 3.8.2.1
格納容器下部注水系（常設）で示す。
※2：水源については「3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第 56 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
3.8-24※3：単線結線図を補足説明資料 51-2 に示す。
電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

3.8.2.2.2
主要設備の仕様
主要機器の仕様を以下に示す。
(1)可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）（6 号及び 7 号炉共用）
種類
：ターボ型
容量
：120 m3/h
吐出圧力：0.85MPa
最高使用圧力 ：1.76MPa
最高使用温度 ：40℃
個数：12（6／プラント）（予備 1）
設置場所
：屋外
保管場所
：荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所
原動機出力：110kW
なお，水源については「3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第 56 条に対する設計方針を示す章）」，電源設備については「3.14 電源設
備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で，コリウムシールドについては 3.8.2.1
格納容器下部注水系（常設）で示す。
3.8.2.2.3
多重性又は多様性及び独立性，位置的分散
原子炉格納容器下部注水設備は，常設及び可搬型を設置することにより，それぞれに対し多重性又は多様性，独立性，位置的分散を図る設計としている。
これらの詳細については，3.8.2.1.3 の項に記載の通りである。

3.8-25

3.8.2.2.4
設置許可基準規則第 43 条への適合方針
3.8.2.2.4.1
設置許可基準規則第 43 条第 1 項への適合方針(1) 環境条件及び荷重条件（設置許可基準規則第 43 条第 1 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重その他の使用条件において，重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮するものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
格納容器下部注水系（可搬型）の可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，屋外の荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所に保管し，重大事故等時に原子炉建屋の接続口付近の屋外に設置する設備であることから，想定される重大事故等時における，屋外の環境条件及び荷重条件を考慮し，その機能を有効に発揮することができるよう，以下の表 3.8-11 に示す設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）の操作は，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）に付属する操作スイッチにより，想定される重大事故等時において設置場所から操作可能な設計とする。風（台風）による荷重については，転倒しないことの確認を行っているが，詳細評価により転倒する結果となった場合は，転倒防止措置を講じる。積雪の影響については，適切に除雪する運用とする。
また，降水及び凍結により機能を損なうことのないよう，防水対策が取られた
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）を使用し，凍結のおそれがある場合は暖気運転を行い凍結対策とする。
（51-4-2,4,51-7-1～5，51-8-1,2）
表 3.8-11 想定する環境条件及び荷重条件
環境条件等
対応
温度・圧力・湿度・ 屋外で想定される温度，圧力，湿度及び放射線条件下に放射線耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外の天候による影 降水及び凍結により機能を損なうことのないよう防水対響策及び凍結対策を行える設計とする。
海水を通水する系統 淡水だけでなく海水も使用する（常時海水を通水しなへの影響い）。原子炉格納容器下部への注水は，可能な限り淡水源を優先し，海水通水は短期間とすることで，設備への影響を考慮する。
地震
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認し，治具や輪留め等により転倒防止対策を行う。
風（台風）・積雪
屋外で風荷重，積雪荷重を考慮しても機器が損傷しないことを評価により確認する。
電磁的障害
重大事故等が発生した場合においても，電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

3.8-26

(2) 操作性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項二）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において確実に操作できるものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性」に示す。

格納容器下部注水系（可搬型）を運転する場合は，復水補給水系のバイパス流防止としてタービン建屋負荷遮断弁の全閉操作を実施し，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）の配備及びホース接続が完了し送水準備が完了した後，可搬型
代替注水ポンプ（A-2 級）を起動し，下部ドライウェル注水流量調節弁と下部ドライウェル注水ライン隔離弁の開操作を実施し原子炉格納容器下部への注水を行う。格納容器下部注水系（可搬型）の操作に必要なポンプ及び操作に必要な弁，ホースを表 3.8-12 に示す。
このうち MUWC 接続口外側隔離弁 1(A)，2(A)及び MUWC 接続口外側隔離弁 1(B)，
2(B)，MUWC 可搬式接続口隔離弁 1 については，接続口が設置されている屋外の場所から手動操作で弁を開閉することが可能な設計とし，MUWC 可搬式接続口隔
離弁 2 及び MUWC 可搬式接続口隔離弁 3 については，原子炉建屋内の接続口が設置されている場所で手動操作で弁を開閉することが可能な設計とする。MUWC
接続口内側隔離弁(B)については，弁は原子炉建屋の二次格納施設内に設置されているが，遠隔手動弁操作設備により屋外から手動操作で開閉することが可能な設計とする。MUWC 接続口内側隔離弁(A)については，弁は原子炉建屋の二次格納施設内に設置されているが，遠隔手動弁操作設備により原子炉建屋の二次格納施設外から手動操作で開閉することが可能な設計とする。
また，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）については，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）操作盤の操作スイッチからのスイッチ操作で起動する設計とする。
可搬型代替注水ポンプ操作盤の操作スイッチ，各接続口付属の弁を操作するにあたり，運転員のアクセス性，操作性を考慮して十分な操作空間を確保する。
また，それぞれの操作対象については銘板をつけることで識別可能とし，運転員の操作及び監視性を考慮して確実に操作できる設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，接続口まで屋外のアクセスルートを通行してアクセス可能な設計とするとともに，設置場所にて輪留めによる固定等が可能な設計とする。ホースの接続作業にあたっては，特殊な工具，および技量は必要とせず，簡便な結合金具による接続方式並びに一般的な工具を使用することにより，確実に接続が可能な設計とする。
（51-4-2,4,51-7-1～5）

3.8-27

表 3.8-12 操作対象機器
状態の変化
操作場所
起動・停止 屋外設置位置

機器名称
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）MUWC 接続口外側隔離弁 1(A)MUWC 接続口外側隔離弁 2(A)MUWC 接続口外側隔離弁 1(B)
MUWC 接続口外側隔離弁 2(B)
MUWC 可搬式接続口隔離弁 1
MUWC 可搬式接続口隔離弁 2
MUWC 可搬式接続口隔離弁 3
MUWC 接続口外側隔離弁 1(A)MUWC 接続口内側隔離弁(B)
MUWC 接続口内側隔離弁(A)
ホース

弁閉→弁開
弁閉→弁開
弁閉→弁開
弁閉→弁開
弁閉→弁開
弁閉→弁開
弁閉→弁開
弁閉→弁開
弁閉→弁開
弁閉→弁開

屋外接続口位置
屋外接続口位置
屋外接続口位置
屋外接続口位置
屋外接続口位置
屋内接続口位置
屋内接続口位置
屋外接続口位置
屋外接続口位置
原子炉建屋地上 2 階（二次格納施設外）
ホース接続 屋外又は原子炉建屋
内

3.8-28

操作方法
スイッチ
操作
手動操作
手動操作
手動操作
手動操作
手動操作
手動操作
手動操作
手動操作
手動操作
手動操作
人力接続

(3) 試験及び検査（設置許可基準規則第 43 条第 1 項三）(ⅰ) 要求事項
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試験又は検査ができるものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性」に示す。

格納容器下部注水系（可搬型）は，表 3.8-13 に示すように発電用原子炉の運転中に機能・性能試験及び弁動作試験を，また，発電用原子炉の停止中に機能・性能試験及び弁動作試験と分解検査，外観検査が可能な設計とする。
格納容器下部注水系（可搬型）である可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，発電用原子炉の運転中又は停止中に分解又は取替，車両としての運転状態の確認が可能な設計とする。
また，発電用原子炉の運転中又は停止中に，淡水貯水池を水源とし，可搬型
代替注水ポンプ（A-2 級），仮設流量計，ホースの系統構成で淡水貯水池へ送水する試験を行うテストラインを設けることで，他系統と独立したテストライン
で格納容器下部注水系（可搬型）の機能，機能，性能試験が可能な系統設計とする。なお，接続口から復水補給水系主配管までのラインについては，上記の試験に加えて，発電用原子炉の運転中又は停止中に各接続口付属の弁が，開閉動作確認可能な構成とすることで弁動作試験が可能な設計とする。
表 3.8-13 格納容器下部注水系（可搬）の試験及び検査
発電用原子炉の
項目
内容
状態
運転中又は
機能・性能試験
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）の運転
停止中性能（吐出圧力，流量）及び漏えいの確認
弁動作試験
弁開閉動作の確認
分解検査
ポンプを分解し，部品の表面状態を，試験及び目視により確認
又は必要に応じて取替
外観検査
ポンプ及びホース外観の確認
車両検査

可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）の車両としての運転状態の確認

運転性能の確認として，可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)の吐出圧力，流量の確認を行うことが可能な設計とする。
ホースの外観検査として，機能及び性能に影響を及ぼすおそれのある亀裂，
腐食等がないことの確認を行うことが可能な設計とする。
（51-5-8～10）

3.8-29(4) 切り替えの容易性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項四）(ⅰ) 要求事項
本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設備にあっては，通常時に使用する系統から速やかに切り替えられる機能を備えるものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性」に示す。

格納容器下部注水系（可搬型）の可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，本来の用途以外の用途には使用しない。
なお，通常時に使用する系統である復水補給水系から重大事故等に対処するために格納容器下部注水系（可搬型）に系統構成を切り替える場合に必要な，切り替え操作は，各接続口付属の弁開閉操作，ホース敷設作業，可搬型代替注
水ポンプ（A-2 級）の移動，設置，起動操作である。
格納容器下部注水系（可搬型）である可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）の移動，設置，起動操作，及び系統の切り替えに必要な弁操作については，図 3.8-4で示すタイムチャートの通り速やかに切り替えることが可能である。

経過時間（分）
10

手順の項目

20

30

40

50

60

70

80

90

215

格納容器下部注水系（可搬型）によるデブリ冷却 95分（必要注水量到達後注入停止）

要員（数）RPV破損確認
0

10

20

備考

5分 格納容器下部注水系（可搬型）によるデブリ冷却（注水継続）

通信手段確保，電源確保
バイ パス流防止措置，系統構成

中央制御室運転員 Ａ，Ｂ

2

注水確認
注水確認

格納容器下部注水系（可搬型）によるデブリ冷却

現場運転員 Ｃ，Ｄ

2

現場運転員 Ｅ，Ｆ

2

移動，ユニハン ドラ ーリン ク機構取り外し

移動、電源確保

TSC～大湊高台移動 ※２
消防車健全性確認
消防車配置

緊急時対策要員

3

送水準備
送水開始

※3 必要注水量到達後注水停止
送水 ※１ ＲＰＶ破損後の注水開始（注水継続）

図 3.8-4※1 ＲＰＶ破損が確認されてから注水開始までの時間。
※2 荒浜側高台保管
場所への移動は，10分と想定する。
※3 90ｍ3 /hにて120分注水

格納容器下部注水系（可搬型）によるタイムチャート＊＊：「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」への適合状況についての 1．8 で示すタイムチャート

3.8-30(5) 悪影響の防止（設置許可基準規則第 43 条第 1 項五）(ⅰ) 要求事項
工場等内の他の設備に対して悪影響を及ぼさないものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
格納容器下部注水系（可搬型）の可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，通常
時は接続先の系統と分離された状態で保管することで，他の設備に悪影響を及ぼさない運用とする。放射性物質を含む系統と含まない系統を区分するため，接続口は，全閉隔離する設計とする。
また，格納容器下部注水系（可搬型）を用いる場合は，弁操作等によって，通常時の系統構成から重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
（51-4-2,4）(6) 設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 1 項六）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において重大事故等対処設備の操作及び復旧作業を行うことができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設
置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
格納容器下部注水系（可搬型）の系統構成に操作が必要な機器の設置場所，
操作場所を表 3.8-14 に示す。このうち，屋外で操作する可搬型代替注水ポン
プ（A-2 級），各接続口付属の弁（屋外），各接続口遠隔手動弁操作設備付操作
弁（屋外），ホースは，屋外にあり操作位置及び作業位置の放射線量が高くなるおそれが少ないため操作が可能である。各接続口遠隔手動弁操作設備付操作
弁（屋内）については，原子炉建屋地上 2 階（原子炉建屋の二次格納施設外）に設置されていることから，操作位置の放射線量が高くなるおそれが少ないため操作が可能である。
なお，原子炉建屋内にホースを設置する場合は，放射線量を確認して，適切な放射線防護対策で作業安全確保を確認した上で作業を実施する。
（51-7-1～5）

3.8-31

表 3.8-14

操作対象機器設置場所
機器名称
設置場所
操作場所
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級） 屋外設置位置
屋外設置位置
各接続口付属の弁（屋外）
屋外接続口位置
屋外接続口位置
各接続口付属の弁（屋内）
屋内接続口位置
屋内接続口位置
各接続口遠隔手動弁操作設備
屋外接続口位置
屋外接続口位置付操作弁（屋外）
原子炉建屋地上 2 階 原子炉建屋地上 2 階
各接続口遠隔手動弁操作設備（原子炉建屋の二次 （原子炉建屋の二次格納付操作弁（屋内）
格納施設外）
施設外）
屋外又は原子炉建屋
ホース
屋外又は原子炉建屋内
内

3.8-32

3.8.2.2.4.2 設置許可基準規則第 43 条第 3 項への適合方針(1) 容量（設置許可基準規則第 43 条第 3 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等の収束に必要な容量に加え，十分に余裕のある容量を有するものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
格納容器下部注水系（可搬型）である可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）の容量は，運転中の原子炉における重大事故シーケンスのうち，溶融炉心・コンク
リート相互作用に係る有効性評価解析（原子炉設置変更許可申請書添付書類
十）において，有効性が確認されている原子炉格納容器下部への注水流量が約2 時間で 180m3 であることから，90m3/h 必要とする。可搬型代替注水ポンプ(A-2級)は，消防法に基づく技術上の規格を満足するものを採用しており，その規格上要求される性能は 120m3/h であることから，注水流量 90m3/h 達成可能な揚程を確保可能である。
また，原子炉格納容器下部注水する場合の可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）の揚程は，水源と移送先の圧力差（大気開放である防火水槽等と原子炉格納容器の圧力差），静水頭，ホース圧損，配管及び弁類の圧損を基に設定する。
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，重大事故時において，格納容器下部注
水に必要な流量を確保できる容量を有するものを１セット 3 台使用する。保有数は 1 プラントあたり 2 セット 6 台，6 号及び 7 号炉共用で 4 セット 12 台と，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として 1 台（共用）の合計 13 台を分散して保管する。
（51-6-6～12）(2) 確実な接続（設置許可基準規則第 43 条第 3 項二）(ⅰ) 要求事項
常設設備（発電用原子炉施設と接続されている設備又は短時間に発電用原子炉施設と接続することができる常設の設備をいう。以下同じ。）と接続するものにあっては，当該常設設備と容易かつ確実に接続することができ，かつ，二以上の系統又は発電用原子炉施設が相互に使用することができるよう，接続部の規格の統一その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
格納容器下部注水系（可搬型）である可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）の接続箇所は，低圧代替注水系，復水貯蔵槽への補給にも使用することができるよう，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）から来るホースと接続口について，簡便な接続方式である結合金具にすることに加え，接続口の口径を 75A 又は 65A に統一し，75A／65A のレデューサを配備しておくことで常設設備と確実に接続ができる設計とする。また，6 号及び 7 号炉が相互に使用することができるよう，3.8-33

可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）から来るホースと接続口について，ホースと接続口を簡便な接続方式である結合金具にすることに加え，接続口の口径を75A 又は 65A に統一し，75A／65A のレデューサを配備しておくことで確実に接続ができる設計とする。
（51-7-1～5）(3) 複数の接続口（設置許可基準規則第 43 条第 3 項三）(ⅰ) 要求事項
常設設備と接続するものにあっては，共通要因によって接続することができなくなることを防止するため，可搬型重大事故等対処設備（原子炉建屋の外か
ら水又は電力を供給するものに限る。）の接続口をそれぞれ互いに異なる複数の場所に設けるものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
格納容器下部注水系（可搬型）である可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）の接続箇所である接続口は，重大事故等時の環境条件，自然現象，外部人為事象，
溢水及び火災の影響により接続できなくなることを防止するため，接続口をそれぞれ互いに異なる複数の場所に設ける設計とする。
6 号炉については，接続口から復水補給水系配管まで鋼製配管でつながる「接続口（屋内本設）」を原子炉建屋南側に１箇所，原子炉建屋東側に１箇所設置
し，接続口から復水補給水系配管まで建屋内にホースを敷設してつながる「接続口（屋内ホース）」を原子炉建屋内東側に１箇所設置し,合計 3 箇所設置することで共通要因によって接続できなくなることを防止する設計とする。
7 号炉については，接続口から復水補給水系配管まで鋼製配管でつながる「接続口（屋内本設）」を原子炉建屋南側に１箇所，原子炉建屋北側に１箇所設置
し，接続口から復水補給水系配管まで建屋内にホースを敷設してつながる「接続口（屋内ホース）」を原子炉建屋内東側に１箇所設置し,合計 3 箇所設置することで共通要因によって接続できなくなることを防止する設計とする。
（51-7-1～5）(4) 設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 3 項四）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において可搬型重大事故等対処設備を設置場所に据え付け，及び常設設備と接続することができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。

(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
3.8-34

格納容器下部注水系（可搬型）である可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，
炉心損傷後の格納容器ベントを実施していない状況で屋外で使用する設備であり，想定される重大事故等が発生した場合における放射線を考慮しても作業への影響はないと想定しているが，仮に線量が高い場合は線源からの離隔距離をとること，線量を測定し線量が低い位置に配置することにより，これら設備の設置及び常設設備との接続が可能とする。また，現場での接続作業にあたっては，簡便な接続方式による結合金具により，確実に速やかに接続が可能な設計とする。
（51-7-1～5）(5) 保管場所（設置許可基準規則第 43 条第 3 項五）(ⅰ) 要求事項
地震，津波その他の自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロ
リズムによる影響，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備の配置その他の条件を考慮した上で常設重大事故等対処設備と異なる保管場所に保管する。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
格納容器下部注水系（可搬型）である可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，
地震，津波その他の自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリ
ズムによる影響，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備の配置その他の条件を考慮し，格納容器下部注水系（常設）である復水移送ポンプと位置的分散を図り，発電所敷地内の高台の大湊側高台保管場所及び荒浜側高台保管場
所に分散して保管する。
（51-8-1,2）(6) アクセスルートの確保（許可基準規則第 43 条第 3 項六）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において，可搬型重大事故等対処設備を運搬し，又は他の設備の被害状況を把握するため，工場等内の道路及び通路が確保できるよう，適切な措置を講じたものであること。

(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性」に示す。

格納容器下部注水系（可搬型）である可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，
通常時は高台に保管しており，想定される重大事故等が発生した場合においても，保管場所から接続場所までの運搬経路について，設備の運搬及び移動に支障をきたすことのないよう，迂回路も考慮して複数のアクセスルートを確保する。
（『可搬型重大事故等対処設備保管場所及びアクセスルートについて』参照）（51-9-1,2）
3.8-35

(7)設計基準事故対処設備及び常設重大事故防止設備との多様性（設置許可基準規則
第 43 条第 3 項七）(ⅰ) 要求事項
重大事故防止設備のうち可搬型のものは，共通要因によって，設計基準事故
対処設備の安全機能，使用済燃料貯蔵槽の冷却機能若しくは注水機能又は常設
重大事故防止設備の重大事故に至るおそれがある事故に対処するために必要な機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

格納容器下部注水系（可搬型）は可搬型重大事故緩和設備であり，常設重大事故緩和設備の格納容器下部注水系（常設）に対し多重性又は多様性，独立性，
位置的分散を図る設計としている。これらの詳細については，3.8.2.1.3 の項に記載の通りである。

3.8.3 その他設備
3.8.3.1 消火系による原子炉格納容器下部注水設備
3.8.3.1.1 設備概要
消火系による原子炉格納容器下部への注水設備は，炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の破損を防止するために原子炉格納容器下部への注水を実施するものである。なお，本設備は事業者の自主的な取り組みで設置するものである。
本系統は，ディーゼル駆動消火ポンプを用い，ろ過水タンクを水源とした消火系配管保有水を消火系配管，弁類及び復水補給水系配管を経由して，原子炉格納容器下部への注水が可能な設備構成としている。消火系の電動弁については，全交流動力電源が喪失した場合であっても，プラント近傍又は高台に配備した代替交流電源設備からの給電により，中央制御室から遠隔で操作が可能である。
（51-10-2）

3.8-36

3.9

水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備【52 条】【設置許可基準規則】（水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備）
第五十二条 発電用原子炉施設には，炉心の著しい損傷が発生した場合において原
子炉格納容器内における水素による爆発（以下「水素爆発」という。）による破損を防止する必要がある場合には，水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するために必要な設備を設けなければならない。
（解釈）
１ 第５２条に規定する「水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するために必要な設備」とは，以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。
＜BWR＞ａ）原子炉格納容器内を不活性化すること。
＜PWR のうち必要な原子炉＞ｂ）水素濃度制御設備を設置すること。
＜BWR 及びPWR 共通＞
ｃ）水素ガスを原子炉格納容器外に排出する場合には，排出経路での水素爆発を防止すること，放射性物質の低減設備，水素及び放射性物質濃度測定装置を設けること。
ｄ）炉心の著しい損傷時に水素濃度が変動する可能性のある範囲で測定できる監視設備を設置すること。
ｅ）これらの設備は，交流又は直流電源が必要な場合は代替電源設備からの給電を可能とすること。

3.9-1

3.9

水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備

3.9.1 設置許可基準規則第 52 条への適合方針
炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器内における水素爆発
による破損を防止する必要がある場合には，水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するために必要な設備を設ける。
(1) 原子炉格納容器内の不活性化（設置許可基準規則解釈の第 1 項 a））
炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器内におけるジル
コニウム－水反応により発生する水素ガスにより，原子炉格納容器内で水素爆発が発生することを防止するため，原子炉運転中は原子炉格納容器内を不活性ガス系により常時不活性化する。なお，不活性ガス系は設計基準対象施設であり，炉心の著しい損傷が発生した場合に使用するものではないため，重大事故等対処設備とは位置付けない。
(2) 格納容器圧力逃がし装置及び代替格納容器圧力逃がし装置の設置
炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器内における水素爆発による破損を防止するための設備として，格納容器圧力逃がし装置及び代替格納容器圧力逃がし装置を設置する。運用にあたっては，炉心損傷後に原子炉格納容器の圧力が限界圧力である最高使用圧力の 2 倍（2Pd）に到達する前に原子炉格納容器の過圧破損防止対策を目的とするもの，及び代替循環冷却系を使用した際に原子炉格納容器内で発生する水素ガス及び酸素ガスにより原子炉格納容器内で水素爆発することを防止するために可燃性ガスを排出することを目的とする。また，上記設備の設置においては以下の条件を満たす設計とする。なお，原子炉格納容器の不活性化及び水素濃度監視設備の設置に加えて，格納容器圧力逃がし装置及び耐圧強化ベント系を設置することにより，設置許可基準規則第 52 条に対する要求事項に適合させるものとするが，更なる安全性向上の観点から代替格納容器圧力逃がし装置を追って設置することにより，格納容器圧力逃がし装置に対する多重化を図るものとする。
ⅰ)

排出経路での水素爆発を防止するため，系統待機中に系統内を窒素置換しておくことで，ベント実施時に排出ガスに含まれる水素ガスと酸素ガスにより系統内が可燃域となることを防止する設計とする。また，ベント停止後にフィルタ装置内に蓄積した放射性物質による水の放射線分解で発生する水素ガス及び酸素ガスによって，系統内が可燃域に達することを防止するため，
外部より不活性ガスを供給することにより系統内をパージすることが可能な設計とする。
また，排気経路にフィルタ装置及びよう素フィルタを設置することにより，排出ガスに含まれる放射性物質を低減することが可能な設計とする。
また，フィルタ装置出口側配管にフィルタ装置出口放射線モニタを設置することにより，放出された放射性物質濃度を測定することが可能な設計とする。さらに，排出経路配管の頂部となる箇所にフィルタ装置水素濃度を設置することにより，系統内の水素濃度を測定可能な設計とする。
（設置許可基準規則解釈の第 1 項 c)）
3.9-2

ⅱ)

格納容器圧力逃がし装置及び代替格納容器圧力逃がし装置の電源については，重大事故等対処設備である常設代替直流電源設備及び常設代替交流
電源設備により受電可能とし，多様性を備えた設計とする。
（設置許可基準規則解釈の第1項e)）(3) 耐圧強化ベント系の設置
耐圧強化ベント系については，「3.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備（設置許可基準規則第 48 条に対する設計方針を示す章）」にて説明しているように，炉心損傷前において原子炉格納容器から大気を最終ヒートシンク
として熱を輸送する設備として設置するものであるが，炉心損傷後において代替循環冷却系を長期使用した際に，原子炉格納容器内で発生する水素ガス及び酸素ガスを排出することにより原子炉格納容器内における水素爆発による破損を防止するための設備としても使用する。
また，炉心損傷後に耐圧強化ベント系を使用するため，以下の条件を満たすものとする。
ⅰ)

排出経路での水素爆発を防止するため，耐圧強化ベント系を使用する前に
外部より排出経路の配管へ不活性ガスを供給することで，ベント実施時に排出ガスに含まれる水素ガスと酸素ガスにより系統内が可燃域に達することを防止する設計とする。
本系統を使用する際には，サプレッション・チェンバ内でのスクラビング効果が期待できるウェットウェルベントとすることにより，放出される放射性物質の低減を図るものとする。
また，排出経路の配管に耐圧強化ベント系放射線モニタを設置することにより，放出された放射性物質濃度を測定することが可能な設計とする。さらに，排出経路の配管頂部となる箇所にフィルタ装置水素濃度を設置すること
により，系統内の水素濃度を測定可能な設計とする。
（設置許可基準規則解釈の第 1 項 c)）ⅱ) 耐圧強化ベント系の電源については，重大事故等対処設備である常設代替
直流電源設備及び常設代替交流電源設備により受電可能とし，多様性を備えた設計とする。
（設置許可基準規則解釈の第 1 項 e))(4) 水素濃度監視設備の設置（設置許可基準規則解釈の第 1 項 d)）ⅰ) 炉心の著しい損傷が発生した場合に水素濃度が変動する可能性のある範囲
で水素濃度を監視するため，原子炉格納容器内に格納容器内水素濃度（SA）を設置する。また，炉心損傷後に代替循環冷却系を長期使用した場合，原子炉格納容器内で発生する水素ガス及び酸素ガスによって原子炉格納容器内が水素爆発することを防止するため，原子炉格納容器内の雰囲気ガスを排気する必要がある。このため，格納容器内雰囲気計装にて，原子炉格納容器内の水素濃度に加え原子炉格納容器内の酸素濃度の監視が可能な設計とする。
（設置許可基準規則解釈の第 1 項 d)）

3.9-3

ⅱ)

格納容器内水素濃度（SA）は常設代替直流電源設備又は可搬型直流電源設
備からの給電により中央制御室において原子炉格納容器内水素濃度の監視が可能な設計とする。
また，格納容器内水素濃度及び格納容器内酸素濃度は全交流動力電源喪失が発生した場合でも，常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備
からの給電及びサンプリングガスを代替原子炉補機冷却系により冷却して，中央制御室において原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の監視が可能な設計とする。
（設置許可基準規則解釈の第 1 項 e)）

なお，水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための自主対策設備として，以下を整備する。
(5) 可燃性ガス濃度制御系
炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器内で発生する水素ガス及び酸素ガスを再結合することにより水素濃度の抑制を行い，水素爆発による破損を防止する。
なお，可燃性ガス濃度制御系については設計基準事故対処設備として設置するものであることから，炉心の著しい損傷が発生した場合において可燃性ガス
濃度制御系を使用して原子炉格納容器内の水素濃度を制御する運用について
は自主的な運用とする。
(6) 可搬型格納容器窒素供給設備
中長期的に原子炉格納容器内の水蒸気凝縮による負圧破損を防止するとともに，原子炉格納容器内の可燃性ガス濃度を低減するために可搬型格納容器窒素供給設備を設ける。本系統は，可燃性ガス濃度制御系配管に接続治具を用いてホースを接続し，可搬型窒素ガス発生装置にて発生した窒素ガスをドライウェル及びサプレッション・チェンバに供給可能な設計とする。
なお，可搬型格納容器窒素供給設備については，「3.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備（設置許可基準規則第 50 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

3.9-4

3.9.2 重大事故等対処設備
3.9.2.1 格納容器圧力逃がし装置
3.9.2.1.1 設備概要
格納容器圧力逃がし装置は，設計基準事故対処設備が有する最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失した場合であり，かつ残留熱除去系の使用が不可能な場合に，炉心の著しい損傷又は原子炉格納容器の破損を防止するため，大気を最終ヒートシン
クとして熱を輸送するために重大事故防止設備として設けるものであり，フィルタ装
置，よう素フィルタ及びラプチャーディスク等で構成する。
本系統に関する系統概要図を図 3.9-1，本系統に関する重大事故等対処設備一覧を
表 3.9-1 に示す。
格納容器圧力逃がし装置の詳細は，「3.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備（設置許可基準規則第 50 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

3.9-5

図 3.9-1

格納容器圧力逃がし装置

3.9-6

フィルタ装置出口圧力

PT

FE

系統概要図

FE

LT

ドレンポンプ
流量

PI

RE

フィルタ
装置

よう素
フィルタ

H2E

フィルタ装置
水素濃度

H2E

フィルタ装置
入口圧力PT

フィルタ装置
水素濃度

フィルタ装置スクラバ水pHpH

原子炉建屋（二次格納施設外）

ドレンタンク水位

LＳ

ドレン
タンク

フィルタ装置
出口放射線モニタ

7号炉

フィルタ装置出口配管圧力Ｎ2ベントライン

オリフィス

ラプチャーディスク

配管遮蔽
AO

二次格納施設

〔ＦＣ〕

AO

・

PT

PT

MO

MO

〔ＦＣ〕

AO

・

格納容器圧力(D/W)

AO

格納容器圧力(S/C)
サプレッション・
チェンバ

原
子
炉
圧
力
容
器

ドライウェル

原子炉区域よりパージ用排風機

AO

〔ＦＯ〕

〔ＦＯ〕

MO

原子炉区域運転階より非常用ガス処理系
排風機へ

MO

原子炉区域・
タービン区域〔ＦＣ〕
換気空調系排風機へ

MO

〔ＦＯ〕

可燃性ガス濃度制御系
気水分離器より

非常用ガス処理系
排風機より

〔ＦＣ〕

AO

〔ＦＣ〕

AO

・

MO

MO

MO
〔ＦＣ〕

AO

・

ボンベ

ボンベ

遠隔手動弁操作設備

Ｎ2供給ライン

大物搬入口

可搬型窒素供給装置

原子炉建屋(二次格納施設外）

タービン建屋

Ｎ2供給ライン

遠隔手動弁操作設備

遠隔手動弁操作設備

遠隔手動弁操作設備

遠隔手動弁操作設備

ボンベ

遠隔手動弁操作設備

ボンベ

主排気筒

MO

ドレン
移送ポンプ

フィルタ装置水位

DP

Ｎ2ベントライン

オリフィス

ラプチャーディスク

Ｎ2供給ラインフィルタベント遮蔽壁

フィルタ装置金属フィルタ差圧

スクラバ水pH制御設備

可搬型代替注水ポンプ(A-2級）

RE

フィルタ装置
出口放射線モニタ6号炉

重大事故等対処設備（附属設備等）

重大事故等対処設備（主要設備）

・ 水源については「3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第 56 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
・ 電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
・ 計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

AO

MO

表 3.9-1 格納容器圧力逃がし装置に関する重大事故等対処設備一覧
設備区分
設備名
主要設備
フィルタ装置【常設】よう素フィルタ【常設】ラプチャーディスク【常設】附属設備
ドレン移送ポンプ【常設】ドレンタンク【常設】遠隔手動弁操作設備【常設】可搬型窒素供給装置【可搬】
スクラバ水 pH 制御設備【可搬】
フィルタベント遮蔽壁【常設】
配管遮蔽【常設】
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）【可搬】※1
水源
防火水槽【常設】
淡水貯水池【常設】流路

注水先
電源設備※2

不活性ガス系 配管・弁【常設】耐圧強化ベント系 配管・弁【常設】
格納容器圧力逃がし装置 配管・弁【常設】原子炉格納容器【常設】真空破壊弁（S/C→D/W）【常設】
ホース・接続口【可搬】－
常設代替交流電源設備
第一ガスタービン発電機【常設】及び第二ガスタービン発電機【常設】
軽油タンク【常設】タンクローリ（16kL）【可搬】
第一ガスタービン発電機用燃料タンク【常設】及び第二ガスター
ビン発電機用燃料タンク【常設】第一ガスタービン発電機用燃料移送ポンプ【常設】及び第二ガスタービン発電機用燃料移送ポンプ【常設】可搬型代替交流電源設備
電源車【可搬】
軽油タンク【常設】タンクローリ（4kL）【可搬】
代替所内電気設備
緊急用高圧母線【常設】緊急用断路器【常設】緊急用電源切替箱断路器【常設】緊急用電源切替箱接続装置【常設】AM 用動力変圧器【常設】AM 用 MCC【常設】（次頁へ続く）
3.9-7

設備区分

設備名

AM 用切替盤【常設】AM 用操作盤【常設】非常用高圧母線 C 系【常設】非常用高圧母線 D 系【常設】常設代替直流電源設備
AM 用直流 125V 蓄電池【常設】AM 用直流 125V 充電器【常設】可搬型直流電源設備
電源車【可搬】
AM 用直流 125V 充電器【常設】軽油タンク【常設】タンクローリ（4kL）【可搬】
上記常設代替直流電源設備への給電のための設備として以下の設備を使用する。
常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備※3計装設備
フィルタ装置水位【常設】フィルタ装置入口圧力【常設】フィルタ装置出口放射線モニタ【常設】フィルタ装置水素濃度【常設】フィルタ装置金属フィルタ差圧【常設】フィルタ装置スクラバ水 pH【常設】ドライウェル雰囲気温度【常設】サプレッション・チェンバ気体温度【常設】格納容器内圧力（D/W）【常設】
格納容器内圧力（S/C）【常設】※1：水源については「3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第 56 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
※2：単線結線図を補足説明資料 50-2 に示す。
電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
※3：主要設備を用いた炉心損傷防止及び原子炉格納容器破損防止対策を成功させるために把握することが必要な原子炉施設の状態
計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

3.9-8

3.9.2.2 代替格納容器圧力逃がし装置
3.9.2.2.1 設備概要
代替格納容器圧力逃がし装置は，格納容器圧力逃がし装置が機能喪失した場合においても，炉心の著しい損傷又は原子炉格納容器の破損を防止するため，大気を最終ヒートシンクとして熱を輸送するために重大事故防止設備として設けるものであり，フ
ィルタ装置，よう素フィルタ及びラプチャーディスク等で構成する。
本系統に関する系統概要図を図 3.9-2，本系統に関する重大事故等対処設備一覧を
表 3.9-2 に示す。
代替格納容器圧力逃がし装置の詳細は，「3.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備（設置許可基準規則第 50 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

・ 水源については「3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第 56 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
・ 電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
・ 計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

：重大事故等対処設備（主要設備）：重大事故等対処設備（附属設備等）

二次格納施設

原子炉建屋(二次格納施設外）
MO

格納容器圧力逃がし装置へ
AO

非常用ガス処理系へ

ラプチャーディスクPI

補給水ライン
遠隔手動弁操作設備
ドライウェルMO

MO

フィルタ装置入口圧力PT

フィルタ装置出口圧力 PT

よう素
フィルタ

フィルタ装置水素濃度
MO

MO

H2E

フィルタ装置水素濃度
※

薬液
タンク

遠隔手動弁操作設備

H2E

ラプチャーディスク
オリフィス
Ｎ2ベントライン
MO

MO

フィルタ
装置
※

AO

格納容器圧力(D/W)
PT

格納容器圧力(S/C)
サプレッション・
チェンバ

フィルタ装置ＤP
金属フィルタ差圧

ド
レ
ン
タ
ン
ク

AO

原
子
炉
圧
力
容
器

可搬型窒素供給装置

PT

AO

AO

LＳ

ドレンタンク水位
※

pH

※

MO

MO

LT フィルタ装置水位フィルタ装置スクラバ水pHMO ※代替格納容器圧力容器
逃がし装置室空調※

FE

ドレン移送ポンプ

ドレンポンプ流量

電動弁を並列に二台設置することにより，信頼性の向上を図る

図 3.9-2

代替格納容器圧力逃がし装置

3.9-9

AO

主排気筒へ

フィルタ装置出口配管圧力Ｎ2供給ライン

AO

RE

AO

MO

Ｎ2ベントライン

可搬型代替注水ポンプ(A-2級）

パージ用排風機
原子炉建屋区域・タービン区域
換気空調系へ

フィルタ装置
出口放射線モニタ系統概要図

表 3.9-2
設備区分
主要設備

附属設備

水源※1
流路

注水先
電源設備※2

代替格納容器圧力逃がし装置に関する重大事故等対処設備一覧
設備名
フィルタ装置【常設】よう素フィルタ【常設】ラプチャーディスク【常設】代替格納容器圧力逃がし装置室空調【常設】ドレン移送ポンプ【常設】ドレンタンク【常設】遠隔手動弁操作設備【常設】薬液タンク【常設】
可搬型素供給装置【可搬】
可搬型代替注水ポンプ(A-2 級）【可搬】
防火水槽【常設】
淡水貯水池【常設】代替格納容器圧力逃がし装置 配管・弁【常設】原子炉格納容器【常設】真空破壊弁（S/C→D/W）【常設】
ホース・接続口【可搬】－
常設代替交流電源設備
第一ガスタービン発電機【常設】及び第二ガスタービン発電機【常設】
軽油タンク【常設】タンクローリ（16kL）【可搬】
第一ガスタービン発電機用燃料タンク【常設】及び第二ガスター
ビン発電機用燃料タンク【常設】第一ガスタービン発電機用燃料移送ポンプ【常設】及び第二ガスタービン発電機用燃料移送ポンプ【常設】可搬型代替交流電源設備
電源車【可搬】
軽油タンク【常設】タンクローリ（4kL）【可搬】
代替所内電気設備
緊急用高圧母線【常設】緊急用断路器【常設】緊急用電源切替箱断路器【常設】緊急用電源切替箱接続装置【常設】AM 用動力変圧器【常設】AM 用 MCC【常設】AM 用切替盤【常設】AM 用操作盤【常設】非常用高圧母線 C 系【常設】非常用高圧母線 D 系【常設】（次頁へ続く）3.9-10設備区分

設備名

常設代替直流電源設備
AM 用直流 125V 蓄電池【常設】AM 用直流 125V 充電器【常設】可搬型直流電源設備
電源車【可搬】
AM 用直流 125V 充電器【常設】軽油タンク【常設】タンクローリ（4kL）【可搬】
上記常設代替直流電源設備への給電のための設備として以下の設備を使用する。
常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備※3計装設備
フィルタ装置水位【常設】フィルタ装置入口圧力【常設】フィルタ装置出口放射線モニタ【常設】フィルタ装置水素濃度【常設】フィルタ装置金属フィルタ差圧【常設】フィルタ装置スクラバ水 pH【常設】ドライウェル雰囲気温度【常設】サプレッション・チェンバ気体温度【常設】格納容器内圧力（D/W）【常設】
格納容器内圧力（S/C）【常設】※1：水源については「3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第 56 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
※2：単線結線図を補足説明資料 50-2 に示す。
電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
※3：主要設備を用いた炉心損傷防止及び原子炉格納容器破損防止対策を成功させるために把握することが必要な原子炉施設の状態
計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

3.9-11

3.9.2.3 耐圧強化ベント系
3.9.2.3.1 設備概要
耐圧強化ベント系は，設計基準事故対処設備の有する最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失した場合であり，かつ残留熱除去系が使用できない場合に，原子炉格納容器の破損（炉心の著しい損傷が発生する前に生ずるものに限る。）を防止するため，大気を最終ヒートシンクとして熱を輸送するために重大事故防止設備として設けるものである。
本系統を使用する際には，サプレッション・チェンバ内でのスクラビング効果が期待できるウェットウェルベントを優先とするが，サプレッション・チェンバ側のベントラインが水没した場合，若しくは何らかの原因によりサプレッション・チェ
ンバ側からのベントが実施できない場合は，ドライウェル側からベントを行う。ドライウェルベントを行った際には，サプレッション・チェンバ内の雰囲気ガスは真空破壊弁を経由してドライウェルへ排出される。
本系統は配管及び弁等で構成し，原子炉格納容器内の雰囲気ガスを不活性ガス系
及び本系統を経由して非常用ガス処理系へ導き，原子炉建屋屋上に設置している主排気筒（内筒）を通して大気へ放出する。
本系統は，炉心損傷後に代替循環冷却系を長期使用した場合，原子炉格納容器内で発生する水素ガス及び酸素ガスによって原子炉格納容器が水素爆発することを防止するため，適切なタイミングにて原子炉格納容器内の雰囲気ガスを排気する目的としても使用する。炉心損傷後に耐圧強化ベント系を使用する場合には，ウェット
ウェルベントのみ使用するものとする。排出経路の配管の一部が大気開放されており，排気中に含まれる水素ガスによる水素爆発を防止するために，可搬型窒素供給装置を用いて不活性ガスにて大気開放ラインのパージを行う。また，排出経路配管に耐圧強化ベント系放射線モニタを設置することにより，放出された放射性物質濃度を測定することが可能な設計とする。さらに，排出経路配管の頂部となる箇所にフィルタ装置水素濃度を設置することにより，系統内に蓄積した水素濃度を測定可能な設計とする。
本系統に関する系統概要図を図 3.9-3，本系統に関する重大事故等対処設備一覧を表 3.9-3 に示す。
本系統は，中央制御室での弁操作によって原子炉格納容器からの排気ラインの流路構成を行うことにより，ベントを実施可能である。また，全電源喪失により中央制御室からの弁操作が不可能となった場合においても，現場での弁操作によりベントを実施することが可能である。

3.9-12

・電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
・計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

：重大事故等対処設備（主要設備）：重大事故等対処設備（附属設備等）

主排気筒※６号炉については原子炉建屋の二次格納施設外に設置

格納容器圧力逃がし装置へ
原子炉区域より

AO

原子炉区域・
タービン区域〔ＦＣ〕
換気空調系排風機へ耐圧強化ベント系
放射線モニタ※RE

パージ用排風機
MO

AO
MO

ボンベ
〔ＦＣ〕

非常用ガス処理系
排風機へ

HCWサンプへMO

遠隔手動弁操作設備

AO

ボンベ

AO
〔ＦＯ〕

AO

〔ＦＣ〕

原子炉区域運転階より

・

・

AO

〔ＦＯ〕

ドライウェル

〔ＦＯ〕

H2E

・

MO

遠隔手動弁操作設備
遠隔手動弁操作設備

〔ＦＣ〕

ボンベ

格納容器圧力(D/W)

MO

PT

格納容器圧力(S/C)
サプレッション・
チェンバ

PT

フィルタ装置水素濃度

遠隔手動弁操作設備

AO

原
子
炉
圧
力
容
器

遠隔手動弁操作設備

〔ＦＣ〕

AO

・
遠隔手動弁操作設備

AO

ボンベ

〔ＦＣ〕

MO

MO

原子炉建屋
(二次格納施設外）

タービン建屋

非常用ガス処理系
排風機より
MO

二次格納施設Ｎ2供給ライン可搬型窒素供給装置

図 3.9-3

耐圧強化ベント系

3.9-13

系統概要図

大物搬入口

表 3.9-3 耐圧強化ベント系に関する重大事故等対処設備一覧
設備区分
設備名
主要設備
可搬型窒素供給装置【可搬】
附属設備
遠隔手動弁操作設備【常設】水源－流路
不活性ガス系 配管・弁【常設】耐圧強化ベント系（W/W） 配管・弁【常設】非常用ガス処理系 配管・弁【常設】主排気筒（内筒）【常設】原子炉格納容器【常設】真空破壊弁(S/C→D/W）【常設】
ホース・接続口【可搬】
注水先
－
※1
電源設備
常設代替交流電源設備（燃料補給
第一ガスタービン発電機【常設】及び第二ガスタービン発電機【常設】設備を含む）
軽油タンク【常設】タンクローリ（16kL）【可搬】
第一ガスタービン発電機用燃料タンク【常設】及び第二ガスタービ
ン発電機用燃料タンク【常設】第一ガスタービン発電機用燃料移送ポンプ【常設】及び第二ガスター
ビン発電機用燃料移送ポンプ【常設】可搬型代替交流電源設備
電源車【可搬】
軽油タンク【常設】タンクローリ（4kL）【可搬】
代替所内電気設備
緊急用高圧母線【常設】緊急用断路器【常設】緊急用電源切替箱断路器【常設】緊急用電源切替箱接続装置【常設】AM 用動力変圧器【常設】AM 用 MCC【常設】AM 用切替盤【常設】AM 用操作盤【常設】非常用高圧母線 C 系【常設】非常用高圧母線 D 系【常設】常設代替直流電源設備
AM 用直流 125V 蓄電池【常設】AM 用直流 125V 充電器【常設】可搬型直流電源設備
電源車【可搬】
AM 用直流 125V 充電器【常設】（次頁へ続く）3.9-14

設備区分

設備名

軽油タンク【常設】タンクローリ（4kL）【可搬】
上記常設代替直流電源設備への給電のための設備として以下の設備を使用する。
常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
燃料補給設備軽油タンク【常設】タンクローリ（4kL)【可搬】※2
計装設備
ドライウェル雰囲気温度【常設】サプレッション・チェンバ気体温度【常設】格納容器内圧力（D/W）【常設】
格納容器内圧力（S/C）【常設】
耐圧強化ベント系放射線モニタ【常設】フィルタ装置水素濃度【常設】※3※1：単線結線図を補足説明資料 48-2 に示す。
電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
※2：主要設備を用いた炉心損傷防止及び原子炉格納容器破損防止対策を成功させるために把握することが必要な原子炉施設の状態
計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
※3：フィルタ装置水素濃度については，設置許可基準規則第 52 条において原子炉格納容器内の水素ガスを排出する際に要求されるものである。格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置水素濃度と兼用であり，サンプリングラインを切り替えることによって，耐圧強化ベント系も計測可能である。

3.9-15

3.9.2.3.2
主要設備の仕様
主要機器の仕様を以下に示す。
(1)可搬型窒素供給装置（6 号及び 7 号炉共用）
種類：圧力スイング吸着式（PSA）
容量：約 70Nm3/h/台
個数：2（1/プラント）（予備 1）
設置場所
：屋外
保管場所
：荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所
3.9.2.3.3
設置許可基準規則第 43 条への適合方針
3.9.2.3.3.1 設置許可基準規則第 43 条第 1 項への適合方針(1) 環境条件及び荷重条件（設置許可基準規則第 43 条第 1 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重その他の使用条件において，重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮するものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
耐圧強化ベント系として使用する可搬型窒素供給装置は，6 号炉，7 号炉ともに屋外の荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所に保管し，重大事故等時にタービン建屋西側大物搬入口前の屋外に設置する設備であることから，想定される重大事故等時における，屋外の環境条件及び荷重条件を考慮し，その機能を有効に発揮することができるよう，以下の表 3.9-4 に示す設計とする。
可搬型窒素供給装置の操作は，可搬型窒素供給装置に付属する操作スイッチにより，想定される重大事故等時において設置場所から操作可能な設計とする。風（台風）による荷重については，転倒しないことの確認を行っているが，詳細評
価により転倒する結果となった場合は，転倒防止措置を講じる。積雪の影響については，適切に除雪する運用とする。また，降水及び凍結により機能を損なわないよう防水対策及び凍結対策を行う。
（52-9-2, 52-10-2）

3.9-16

表 3.9-4想定する環境条件及び荷重条件
環境条件等
対応
温度・圧力・湿度・ 屋外で想定される温度，圧力，湿度及び放射線条件下に耐放射線えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外の天候による影 降水及び凍結により機能を損なうことのないよう防水対策
響及び凍結対策を行える設計とする。
海水を通水する系統 海水を通水することはない。
への影響
地震
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認し，治具や輪留め等により転倒防止対策を行う。
風（台風）・積雪
屋外で風荷重，積雪荷重を考慮しても機器が損傷しないことを評価により確認する。
電磁的障害
重大事故等が発生した場合においても，電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。
(2) 操作性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項二）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において確実に操作できるものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性」に示す。

耐圧強化ベント系として使用する可搬型窒素供給装置を運転する場合は，可搬型窒素供給装置の配備及びホースの接続を行い，操作が必要な弁の開操作を実施して，窒素供給準備が完了した後，可搬型窒素供給装置を起動することで，耐圧強化ベント系大気放出ラインの窒素パージを行う。
可搬型窒素供給装置については，可搬型窒素供給装置操作盤の操作スイッチ
からのスイッチ操作で起動する設計とする。
可搬型窒素供給装置操作盤の操作スイッチを操作するにあたり，運転員のア
クセス性，操作性を考慮して十分な操作空間を確保する。また，それぞれの操作対象については銘板をつけることで識別可能とし，運転員の操作・監視性を考慮して確実に操作できる設計とする。
可搬型窒素供給装置は，接続口まで屋外のアクセスルートを通行してアクセス可能な設計とするとともに，設置場所にて輪留めによる固定等が可能な設計とする。
ホースの接続作業にあたっては，特殊は工具，及び技量は必要とせず，簡便な結合金具による接続方式並びに一般的な工具を使用することにより，確実に接続が可能な設計とする。
操作が必要な弁については，二次格納施設外にあるため，操作位置及び作業
位置の放射線量が高くなるおそれが少ないため操作が可能である。
（52-3-2～3,52-9-2）
3.9-17

表 3.9-5 操作対象機器
状態の変化
操作場所
起動・停止
屋外設置位置機器名称
可搬型窒素供給装置
耐圧強化ベント系 N2 パー
ジ用元弁（二次格納施設 弁閉→弁開側）
耐圧強化ベント系 N2 パー
ジ用元弁（タービン建屋 弁閉→弁開
側）
ホース

ホース接続

操作方法
スイッチ操作原子炉建屋（二次格納施設外）

手動操作

原子炉建屋
（二次格納施設外）

手動操作

屋外
タービン建屋人力接続(3) 試験及び検査（設置許可基準規則第 43 条第 1 項三）(ⅰ) 要求事項
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試験又は検査ができるものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性」に示す。

耐圧強化ベント系として使用する可搬型窒素供給装置は，表 3.9-6 に示すよ
うに発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能試験，弁動作試験，分解検
査及び外観検査が可能な設計とする。
可搬型窒素供給装置は，発電用原子炉の運転中又は停止中に分解又は取替，車両としての運転状態の確認が可能な設計とする。
また，上記の試験に加えて，発電用原子炉の運転中又は停止中に各接続口の弁開閉試験の実施，並びに可搬型窒素供給装置の流量の確認を行うことで機能・性能が確認可能な設計とする。
ホースの外観検査として，機能・性能に影響を及ぼすおそれのある亀裂，腐食などがないことの確認を行うことが可能な設計とする。
（52-5-2）
表 3.9-6 可搬型窒素供給装置の試験及び検査
発電用原子炉の状態
項目
内容
運転中又は停止中
機能・性能試験 可搬型窒素供給装置の運転性能の確認，漏えいの確認
弁動作試験
弁開閉動作の確認
可搬型窒素供給装置を分解し，部品の分解検査
表面状態を，試験及び目視により確認
又は必要に応じて取替
可搬型窒素供給装置及びホースの外観
外観検査の確認
可搬型窒素供給装置の車両としての運
車両検査
転状態の確認3.9-18

(4) 切り替えの容易性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項四）(ⅰ) 要求事項
本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設備にあっては，通常時に使用する系統から速やかに切り替えられる機能を備えるものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性」に示す。

耐圧強化ベント系として使用する可搬型窒素供給装置は，本来の用途以外の用途には使用しない。
(5) 悪影響の防止（設置許可基準規則第 43 条第 1 項五）(ⅰ) 要求事項
工場等内の他の設備に対して悪影響を及ぼさないものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
耐圧強化ベント系として使用する可搬型窒素供給装置は，通常時は接続先の系統と分離された状態で保管することで，他の設備に悪影響を及ぼさない運用とする。放射性物質を含む系統と含まない系統を区分するため，接続口は，全閉隔離する設計とする。
また，可搬型窒素供給装置を用いる場合は，弁操作によって，通常運転時の系統構成から重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に影響を及ぼさない設計とする。
(6) 設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 1 項六）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において重大事故等対処設備の操作及び復旧作業を行うことができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設
置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
耐圧強化ベント系として使用する可搬型窒素供給装置の操作が必要な機器の設置場所，操作場所を表 3.9-7 に示す。可搬型窒素供給装置，ホースは屋外にあることから，操作位置及び作業位置の放射線量が高くなる恐れが少ないため操作が可能である。また，操作が必要な弁については，二次格納施設外にあるため，操作位置及び作業位置の放射線量が高くなる恐れが少ないため操作が可能である。

3.9-19

機器名称
可搬型窒素供給装置
耐圧強化ベント系 N2 パージ
用元弁（二次格納施設側）
耐圧強化ベント系 N2 パージ
用元弁（タービン建屋側）
ホース

表 3.9-7 操作対象機器設置場所
設置場所
操作場所
屋外設置位置屋外設置位置原子炉建屋
原子炉建屋（二次格納施設外）（二次格納施設外）
原子炉建屋
原子炉建屋
（二次格納施設外）（二次格納施設外）
屋外
屋外
タービン建屋
タービン建屋

3.4.2.2.4.2 設置許可基準規則第 43 条第 3 項への適合方針(1) 容量（設置許可基準規則第 43 条第 3 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等の収束に必要な容量に加え，十分に余裕のある容量を有するものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
耐圧強化ベント系として使用する可搬型窒素供給装置は，炉心損傷後に代替
循環冷却系を長期使用した場合に，原子炉格納容器で発生する水素ガス及び酸素ガスによって原子炉格納容器が水素爆発することを防止するため，適切なタイミングにて耐圧強化ベント系を用いて原子炉格納容器内の雰囲気ガスを排気する前に，十分短時間で耐圧強化ベント系大気放出ラインを窒素ガスにてパージするだけの流量を有する設計とする。
可搬型窒素供給装置は，耐圧強化ベント系大気放出ラインを窒素ガスにてパージするだけの流量を確保できる容量を有するものを 1 セット 1 台使用する。
保有数は 1 基あたり 1 セットで 6 号及び 7 号炉共用で 2 セット 2 台と，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として 1 セット 1 台(共用)の合計 3 台を分散して保管する。
（52-6-2）(2) 確実な接続（設置許可基準規則第 43 条第 3 項二）(ⅰ) 要求事項
常設設備（発電用原子炉施設と接続されている設備又は短時間に発電用原子炉施設と接続することができる常設の設備をいう。以下同じ。）と接続するものにあっては，当該常設設備と容易かつ確実に接続することができ，かつ，二以上の系統又は発電用原子炉施設が相互に使用することができるよう，接続部の規格の統一その他の適切な措置を講じたものであること。

3.9-20(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
耐圧強化ベント系として使用する可搬型窒素供給装置の接続箇所は，格納容器圧力逃がし装置，代替格納容器圧力逃がし装置への窒素ガスの供給にも使用することができるよう，可搬型窒素供給装置に接続してあるホースとホースの接続口について，簡便な接続方式である結合金具にすることに加え，接続口の口径を 25A に統一することで，確実に接続ができる設計とする。また，6 号及び 7 号炉が相互に使用することができるよう，可搬型窒素供給装置に接続してあるホースとホースの接続口について，ホースと接続口を簡便な接続方式である結合金具にすることに加え，接続口の口径を 25A に統一することで，確実に接続ができる設計とする。
（52-9-2）(3) 複数の接続口（設置許可基準規則第 43 条第 3 項三)(ⅰ) 要求事項
常設設備と接続するものにあっては，共通要因によって接続することができなくなることを防止するため，可搬型重大事故等対処設備（原子炉建屋の外か
ら水又は電力を供給するものに限る。）の接続口をそれぞれ互いに異なる複数の場所に設けるものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
耐圧強化ベント系として使用する可搬型窒素供給装置は，原子炉建屋の外か
ら水又は電力を供給するものではない。
(4) 設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 3 項四）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において可搬型重大事故等対処設備を設置場所に据え付け，及び常設設備と接続することができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
可搬型窒素供給装置，ホースは屋外にあり操作位置及び作業位置の放射線量が高くなるおそれが少ないため操作が可能である。また，現場での接続作業にあたっては，簡便な接続方式である結合金具により，確実に速やかに接続が可能な設計とする。
操作が必要な弁については，二次格納施設外にあるため，操作位置及び作業
位置の放射線量が高くなるおそれが少ないため操作が可能である。
（52-9-2）
3.9-21

(5) 保管場所（設置許可基準規則第 43 条第 3 項五）(ⅰ) 要求事項
地震，津波その他の自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロ
リズムによる影響，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備の配置その他の条件を考慮した上で常設重大事故等対処設備と異なる保管場所に保管すること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
耐圧強化ベント系として使用する可搬型窒素供給装置は，地震，津波その他の自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムによる影響，
設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備の配置その他の条件を考慮し，格納容器圧力逃がし装置（常設）並びに代替格納容器圧力逃がし装置（常設）との位置的分散を図り，発電所敷地内の高台の荒浜側高台保管場所及び大湊側
高台保管場所に分散して保管する。
（52-10-2)(6) アクセスルートの確保（許可基準規則第 43 条第 3 項六）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において，可搬型重大事故等対処設備を運搬し，又は他の設備の被害状況を把握するため，工場等内の道路及び通路が確保できるよう，適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性」に示す。

耐圧強化ベント系として使用する可搬型窒素供給装置は，通常時は高台に保管しており，想定される重大事故等が発生した場合においても，保管場所から接続場所までの運搬経路について，設備の運搬及び移動に支障をきたすことのないよう，迂回路も考慮して複数のアクセスルートを確保する。
（『可搬型重大事故等対処設備保管場所及びアクセスルートについて』参照）（52-11-2～3）(7) 設計基準事故対処設備及び常設重大事故防止設備との多様性（設置許可基準規則
第 43 条第 3 項七）(ⅰ) 要求事項
重大事故防止設備のうち可搬型のものは，共通要因によって，設計基準事故
対処設備の安全機能，使用済燃料貯蔵槽の冷却機能若しくは注水機能又は常設
重大事故防止設備の重大事故に至るおそれがある事故に対処するために必要な機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。

3.9-22

(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

耐圧強化ベント系として使用する可搬型窒素供給装置は，重大事故緩和設備として配備するものであるが，設計基準事故対処設備である可燃性ガス濃度制
御系と同時にその機能が損なわれないよう，安全機能等を有する設備が設置されている原子炉建屋と位置的分散を図り，発電所敷地内高台の荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所に分散して配置する設計とする。

3.9-23

3.9.2.4 水素濃度及び酸素濃度監視設備
3.9.2.4.1
設備概要
格納容器内水素濃度（SA）は，炉心の著しい損傷が発生した場合に水素濃度が変動する可能性のある範囲で水素濃度を監視することを目的として原子炉格納容器内に検出器を設置し，水素濃度を測定する。また，格納容器内水素濃度（SA）は常設直流電源が喪失した場合においても常設代替直流電源設備又は可搬型直流電源
設備からの給電により中央制御室において原子炉格納容器内の水素濃度の監視が可能である。
格納容器内水素濃度及び格納容器内酸素濃度は，炉心損傷後に代替循環冷却系を長期使用した場合，原子炉格納容器内で発生する水素ガス及び酸素ガスによって原
子炉格納容器が水素爆発することを防止するため，原子炉格納容器内の雰囲気ガスを排気する必要があることから，原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の監視を目的として二次格納施設内に検出器を設置し，原子炉格納容器内のガスをサンプリングすることで原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度を測定する。
格納容器内水素濃度及び格納容器内酸素濃度のサンプリング設備は，原子炉格納容器内のガスをサンプリングポンプにより吸い込み，冷却器及び除湿器でガスを処理した後，水素濃度検出器及び酸素濃度検出器により原子炉格納容器内の水素濃度
及び酸素濃度を測定する。
全交流動力電源喪失が発生した場合は常設代替交流電源設備又は可搬型代替交
流電源設備からの給電が可能であり，また，サンプリングガスを冷却するための原子炉補機冷却系による冷却機能が喪失した場合においても，代替原子炉補機冷却系
による冷却により中央制御室において原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の監視が可能である。
格納容器内水素濃度（SA），格納容器内水素濃度及び格納容器内酸素濃度に関する系統概要図を図 3.9-4，格納容器内水素濃度及び格納容器内酸素濃度に関する重大事故等対処設備一覧を表 3.9-9 に示す。

3.9-24

凡例

電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）
」で示す。

信号系
冷却系
サンプリング配管

H2E

水素検出器

O2E

酸素検出器

原子炉建屋
中央制御室

格納容器内

指示計

サンプリング
ポンプ
除湿器 冷却器
格納容器内水素濃度

H2E

O2E

H2E

格納容器内酸素濃度（代替）
原子炉補機冷却系

格納容器内
水素濃度（ＳＡ）

H2E

図 3.9-4

水素濃度及び酸素濃度監視設備に関する系統概要図

3.9-25指示計表 3.9-9 水素濃度及び酸素濃度監視設備に関する重大事故等対処設備一覧
設備区分
設備名
主要設備
格納容器内水素濃度（SA）【常設】
格納容器内水素濃度【常設】格納容器内酸素濃度【常設】
附属設備
－
水源
－
流路
注水先
電源設備※1－－
常設代替交流電源設備
第一ガスタービン発電機【常設】及び第二ガスタービン発電機【常設】
軽油タンク【常設】タンクローリ（16kL）【可搬】
第一ガスタービン発電機用燃料タンク【常設】及び第二ガスター
ビン発電機用燃料タンク【常設】第一ガスタービン発電機用燃料移送ポンプ【常設】及び第二ガスタービン発電機用燃料移送ポンプ【常設】可搬型代替交流電源設備
電源車【可搬】
軽油タンク【常設】タンクローリ（4kL）【可搬】
常設代替直流電源設備
AM 用直流 125V 蓄電池【常設】AM 用直流 125V 充電器【常設】可搬型直流電源設備
電源車【可搬】
AM 用直流 125V 充電器【常設】軽油タンク【常設】タンクローリ（4kL）【可搬】
上記常設代替直流電源設備への給電のための設備として以下の設備を使用する。
常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
計装設備－※1：単線結線図を補足説明資料 52-2 に示す。
電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

3.9-26

3.9.2.4.2
主要設備の仕様
主要機器の仕様を表 3.9-10 に示す。
表 3.9-10

主要設備の仕様名称
格納容器内水素濃度（SA）

検出器の種類
水素吸蔵材料式

計測範囲
0～100vol%

個数
2

取付箇所
原子炉格納容器

格納容器内水素濃度

熱伝導式

0～30vol%（6 号炉）
0～20vol%/0～100vol%
（7号炉）

2

格納容器内酸素濃度

熱磁気風式

0～30vol%(6号炉)
0～10vol%/0～30vol%
(7号炉)

2

原子炉建屋地上3，中3階（6号炉）
原子炉建屋地上中3階（7号炉）
原子炉建屋地上3，中3階（6号炉）
原子炉建屋地上中3階（7号炉）

なお，電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

3.9.2.4.3
設置許可基準規則第 43 条への適合方針
3.9.2.4.3.1
設置許可基準規則第 43 条第 1 項への適合方針(1) 環境条件及び荷重条件（設置許可基準規則第 43 条第 1 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重その他の使用条件において，重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮するものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
格納容器内水素濃度（SA）は，原子炉格納容器内に設置する設備であることから，想定される重大事故等時における，原子炉格納容器内の環境条件及び荷重条件を考慮し，その機能を有効に発揮することができるよう，以下の表 3.9-11 に示す設計とする。
格納容器内水素濃度及び格納容器内酸素濃度は，二次格納施設内に設置する設備であることから，想定される重大事故等時における，二次格納施設内の環境条件及び荷重条件を考慮し，その機能を有効に発揮することができる
よう，以下の表 3.9-11 に示す設計とする。

3.9-27

表 3.9-11

想定する環境条件及び荷重条件
環境条件等
対応
温度・圧力・湿度・放 原子炉格納容器内又は二次格納施設内で想定される温射線
度，圧力，湿度及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外の天候による影響 屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない。
海水を通水する系統へ 海水を通水することはない。
の影響
地震
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する（詳細は「2.1.3 耐震設計の基本方
針」に示す）。
風（台風）・積雪
原子炉格納容器内又は二次格納施設内に設置するため，
風（台風）及び積雪の影響は受けない。
電磁的障害
重大事故等が発生した場合においても，電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。
（52-3-2～7）(2) 操作性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項二）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において確実に操作できるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性」に示す。

格納容器内水素濃度（SA）は，重大事故等時において中央制御室にて監視できる設計であり現場又は中央制御室による操作は発生しない。
格納容器内水素濃度及び格納容器内酸素濃度は，通常時からサンプリング
方式による計測を実施しており，中央制御室にて監視を行っている。サンプ
リング装置は，中央制御室の格納容器内雰囲気モニタ盤から操作が可能な設計とする。
中央制御室の操作スイッチを操作するにあたり，運転員のアクセス性，操作性を考慮して十分な操作空間を確保する。また，操作対象については銘板をつけることで識別可能とし，運転員の操作及び監視性を考慮して確実に操作できる設計とする。
（52-3-8）
表 3.9-12
機器名称
格納容器内水素濃度
格納容器内酸素濃度（サンプリング装置）

操作対象機器

状態の変化

操作場所

操作方法

停止・起動
系統選択（D/W⇔S/C）

中央制御室

スイッチ操作

3.9-28

(3) 試験及び検査（設置許可基準規則第 43 条第 1 項三）(ⅰ) 要求事項
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試験又は検査ができるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性」に示す。

格納容器内水素濃度（SA），格納容器内水素濃度及び格納容器内酸素濃度
は，発電用原子炉の停止中に機能・性能の確認が可能な設計とする。検出器の機能・性能確認として，模擬入力（基準ガス）により検出器の校正及び中央制御室までのループ試験を行う。
表 3.9-13 水素濃度及び酸素濃度監視設備の試験及び検査
発電用原子炉の状態
項目
内容
停止中
機能・性能試験
サンプルガス校正（52-5-2）(4) 切り替えの容易性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項四）(ⅰ) 要求事項
本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設備にあっては，通常時に使用する系統から速やかに切り替えられる機能を備えるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
格納容器内水素濃度（SA），格納容器内水素濃度及び格納容器内酸素濃度は，本来の用途以外の用途には使用しない設計とする。
（52-4-2）(5) 悪影響の防止（設置許可基準規則第 43 条第 1 項五）(ⅰ) 要求事項
工場等内の他の設備に対して悪影響を及ぼさないものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1多様性，位置的分散，悪影響防止」に示す。

格納容器内水素濃度（SA），格納容器内水素濃度及び格納容器内酸素濃度は，他の設備と遮断器又はヒューズによる電気的な分離を行うことで，他の設備に電気的な悪影響を及ぼさない設計とする。

3.9-29(6) 設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 1 項六）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において重大事故等対処設備の操作及び復旧作業を行うことができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない
設置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.3

環境条件等」に示す。

格納容器内水素濃度（SA）は，重大事故等において中央制御室にて監視できる設計であり現場における操作は発生しない。
格納容器内水素濃度及び格納容器内酸素濃度の設置場所，操作場所を表
3.9-14 に示す。格納容器内水素濃度及び格納容器内酸素濃度は，通常時から
サンプリング方式による計測を実施しており，中央制御室にて監視を行っている。サンプリング装置は，中央制御室にて操作を実施するため，操作位置の放射線量が高くなるおそれが少ないため操作が可能である。
表 3.9-14
機器名称
格納容器内水素濃度
格納容器内酸素濃度（サンプリング装置）

操作対象機器設置場所
設置場所

原子炉建屋地上 3，中 3 階（6 号炉）
原子炉建屋地上中 3 階（7 号炉）

操作場所
中央制御室

（52-3-8）
3.9.2.4.3.2
設置許可基準規則第 43 条第 2 項への適合方針(1) 容量（設置許可基準規則第 43 条第 2 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等の収束に必要な容量を有するものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.2

容量等」に示す。

格納容器内水素濃度（SA）は，重大事故等時に原子炉格納容器内の水素濃度が変動する可能性のある範囲を連続的に監視できることが主な役割であることから， 0～100vol%を計測可能な設計とする。
格納容器内水素濃度及び格納容器内酸素濃度は，重大事故等が発生した場合において，原子炉格納容器内の水素燃焼の可能性（水素濃度4vol%，酸素濃度：5vol%）を把握することが可能な設計とする。
（52-6-2～5）

3.9-30(2) 共用の禁止（設置許可基準規則第 43 条第 2 項二）(ⅰ) 要求事項
二以上の発電用原子炉施設において共用するものでないこと。ただし，二以上の発電用原子炉施設と共用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であって，同一の工場等内の他の発電用原子炉施設に対して悪影響を及ぼさない場合は，この限りでない。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1多様性，位置的分散，悪影響防止」に示す。

格納容器内水素濃度（SA），格納容器内水素濃度及び格納容器内酸素濃度は，二以上の発電用原子炉施設において共用しない設計とする。
(3) 設計基準事故対処設備との多様性（設置許可基準規則第 43 条第 2 項三）(ⅰ) 要求事項
常設重大事故防止設備は，共通要因によって設計基準事故対処設備の安全機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1多様性，位置的分散，悪影響防止」に示す。

格納容器内水素濃度（SA）は，格納容器内水素濃度（サンプリングによる計測方式）とは多様性を持った計測方式とし，検出器も位置的分散を図る設
計とすることで，地震，火災，溢水等の主要な共通要因故障によって同時に機能を損なわれない設計とする。また，格納容器内水素濃度（SA）の電源については常設代替直流電源設備又は可搬型直流電源設備からの供給を可能としており，多様性を考慮した設計とする。
格納容器内水素濃度及び格納容器内酸素濃度は，設計基準事故対処設備を使用するものであり，電源については常設代替交流電源設備又は可搬型代替
交流電源設備から供給可能であり，また，サンプリングガスの冷却について
は代替原子炉補機冷却系から冷却水を供給可能なことから，多様性を考慮した設計とする。

3.9-31

3.9.3 その他設備
3.9.3.1 可燃性ガス濃度制御系
3.9.3.1.1 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内で発生する水素ガス
及び酸素ガスを再結合することにより水素濃度の抑制を行い，水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止する。
なお，可燃性ガス濃度制御系については設計基準事故対処設備として設置するものであることから，炉心の著しい損傷が発生した場合に可燃性ガス濃度制御系を使用して原子炉格納容器内の水素濃度を制御する運用については自主的な運用とする。

3.9-32

3.10 水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備【53 条】【設置許可基準規則】（水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備）
第五十三条
発電用原子炉施設には，炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉建屋その他の原子炉格納容器から漏えいする気体状の放射性物質を格納するための施設（以下「原子炉建屋等」という。）の水素爆発による損傷を防止する必要がある場合には，水素爆発による当該原子炉建屋等の損傷を防止するために必要な設備を設けなければならない。
（解釈）
1 第53条に規定する「水素爆発による当該原子炉建屋等の損傷を防止するために必要な設備」とは，以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。
a） 水素濃度制御設備（制御により原子炉建屋等で水素爆発のおそれがないことを示すこと。）又は水素排出設備（動的機器等に水素爆発を防止する機能を付けること。放射性物質低減機能を付けること。）を設置すること。
b） 想定される事故時に水素濃度が変動する可能性のある範囲で推定できる監視設備を設置すること。
c） これらの設備は，交流又は直流電源が必要な場合は代替電源設備からの給電を可能とすること。

3.10-1

3.10 水素爆発による原子炉建屋の損傷を防止するための設備
3.10.1 設置許可基準規則第 53 条への適合方針
炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉建屋等の水素爆発による損傷を防止するために，水素濃度制御設備及び水素濃度の監視設備として以下の設備を
設ける。
(1)

静的触媒式水素再結合器(設置許可基準規則解釈の第 1 項(1) a), c))
水素濃度制御設備として，原子炉建屋オペレーティングフロアに静的触媒式水素再結合器を設置し，炉心の著しい損傷が発生して原子炉格納容器から原子炉建
屋内に水素ガスが漏えいした場合において，原子炉建屋内の水素濃度上昇を抑制
し，水素濃度を可燃限界未満に制御することで，原子炉建屋の水素爆発を防止す
る設計とする。また，静的触媒式水素再結合器は運転員による起動操作を行うことなく，水素ガスと酸素ガスを触媒反応によって再結合できる装置を適用し，起動操作に電源が不要な設計とする。
また，静的触媒式水素再結合器の動作確認を行うために静的触媒式水素再結合器の動作監視装置として，静的触媒式水素再結合器の入口側及び出口側に温度計を設置し，中央制御室で監視可能な設計とする。静的触媒式水素再結合器動作監
視装置は代替電源設備からの給電により中央制御室において静的触媒式水素再結合器の動作確認が可能な設計とする。

(2)

水素濃度の監視設備(設置許可基準規則解釈の第 1 項(1) b), c))
原子炉建屋水素濃度は，炉心の著しい損傷が発生した場合に水素濃度が変動する可能性のある範囲で水素濃度を監視することを目的として原子炉建屋内に検出器を設置し，水素濃度を測定する。また，原子炉建屋水素濃度は代替電源設備
からの給電により中央制御室において原子炉建屋内水素濃度の監視が可能な設計とする。

また，重大事故等時において原子炉建屋等の水素爆発による損傷を防止するための自主対策設備として，以下を整備する。

(3)

格納容器頂部注水系の設置
原子炉格納容器トップヘッドフランジのシール材の熱劣化を緩和し，原子炉格
納容器から原子炉建屋への水素漏えいを抑制するために，原子炉ウェルに注水することで原子炉格納容器トップヘッドフランジを冷却する格納容器頂部注水系を設置する。

3.10-2

格納容器頂部注水系は，重大事故等時に原子炉建屋外から代替淡水源（防火水槽又は淡水貯水池）の水，若しくは海水を，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）により原子炉ウェルに注水することで原子炉格納容器頂部を冷却できる設計とする。

(4)

サプレッションプール浄化系による原子炉ウェル注水手段の整備
サプレッションプール浄化系により復水貯蔵槽の水を原子炉ウェルに注水することで原子炉格納容器トップヘッドフランジを冷却し，原子炉格納容器から原子炉建屋への水素漏えいを抑制する。

(5)

原子炉建屋トップベント設備の設置
原子炉建屋トップベント設備を設置し，仮に原子炉建屋内の水素濃度が上昇した場合においても，原子炉建屋オペレーティングフロア天井部の水素ガスを外部へ排出することで，水素ガスの建屋内滞留を防止する設計とする。

3.10-33.10.2 重大事故等対処設備
3.10.2.1 静的触媒式水素再結合器
3.10.2.1.1
設備概要
静的触媒式水素再結合器は，炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉建屋内の水素濃度上昇を抑制し，水素爆発を防止する機能を有する。この設備
は，触媒カートリッジ，ハウジング等の静的機器で構成し，運転員による起動操
作を行うことなく，原子炉格納容器から原子炉建屋に漏えいした水素ガスと酸素ガスを触媒反応によって再結合させることができる。
静的触媒式水素再結合器の動作監視装置として，静的触媒式水素再結合器の入口側及び出口側に温度計を設置し，中央制御室から監視可能な設計とする。また，静的触媒式水素再結合器動作監視装置は代替電源設備から給電が可能な設計とする。
静的触媒式水素再結合器及び静的触媒式水素再結合器動作監視装置に関する重大事故等対処設備一覧を表 3.10-1 に，概要図を図 3.10-1～2 に示す。

触媒カートリッジ

図 3.10-1

静的触媒式水素再結合器

静的触媒式水素再結合器概要

3.10-4

凡例
信号系

静的触媒式水素再結合器
動作監視装置

TE

TE

温度検出器

原子炉建屋

中央制御室へ

TE
静的触媒式水素再結合器

TE

ドライウェル

TE

原
子
炉
圧
力
容
器

中央制御室

指示計

サプレッション・
チェンバ

電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」
で示す。

図3.10-2

静的触媒式水素再結合器動作監視装置の概要

3.10-5

表 3.10-1

静的触媒式水素再結合器及び静的触媒式水素再結合器動作監視装置
に関する重大事故等対処設備一覧

設備区分

設備名

主要設備

静的触媒式水素再結合器【常設】静的触媒式水素再結合器動作監視装置【常設】

附属設備

－

水源

－

流路

－

注水先

－

電源設備※1

常設代替直流電源設備
AM 用直流 125V 蓄電池【常設】AM 用直流 125V 充電器【常設】可搬型直流電源設備
電源車【可搬】
AM 用直流 125V 充電器【常設】軽油タンク【常設】タンクローリ（4kL）【可搬】
上記常設代替直流電源設備への給電のための設備として以下の設備を使用する。
常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備

計装設備

－

※1：単線結線図を補足説明資料 53-2 に示す。
電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

3.10-6

3.10.2.1.2
主要設備の仕様
主要機器の仕様を以下に示す。
(1) 静的触媒式水素再結合器
種類：触媒反応式
水素処理容量 ：約0.25kg/h/個(水素濃度4.0vol％，100℃，大気圧において)最高使用温度 ：300℃
個数
：56
本体材料
：ステンレス鋼
取付箇所：原子炉建屋地上4階(2) 静的触媒式水素再結合器動作監視装置
主要機器の仕様を表 3.10-2 に示す。
表3.10-2

静的触媒式水素再結合器動作監視装置の主要仕様

名称

検出器の種類

計測範囲

個数

取付箇所

熱電対

0～300℃

4※

原子炉建屋地上4階

静的触媒式水素再結合器
動作監視装置※ 2個の静的触媒式水素再結合器に対して，出入口に1個設置

なお，電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

3.10-7

3.10.2.1.3

設置許可基準規則第 43 条への適合方針

3.10.2.1.3.1
設置許可基準規則第 43 条第 1 項への適合方針(1) 環境条件及び荷重条件（設置許可基準規則第 43 条第 1 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重その他の使用条件において，重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮するものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
静的触媒式水素再結合器及び動作監視装置は，二次格納施設内に設置する設備であることから，その機能を期待される重大事故等が発生した場合における，二次格納施設内の環境条件及び荷重条件を考慮し，その機能を有効に発揮できるよう，以下の表 3.10-3 に示す設計とする。なお，静的触媒式水素再結合器
は，触媒が湿度及び蒸気による性能低下を防止するために，触媒粒に疎水コー
ティングを施す設計とする。
（53-3-2,6）
表 3.10-3想定する環境条件及び荷重条件

環境条件等

対応

温度・圧力・湿度・放射線

二次格納施設内で想定される温度，圧力，湿度及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。

屋外の天候による影響

屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない。

海水を通水する系統への影響

海水を通水することはない。

地震

適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方
針」に示す）。

風（台風）・積雪

二次格納施設内に設置するため，風（台風）及び積雪の影響は受けない。

電磁的障害

重大事故等が発生した場合においても，電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

3.10-8

(2) 操作性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項二）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において確実に操作できるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
静的触媒式水素再結合器は，水素ガスと酸素ガスが流入すると触媒反応によって受動的に起動する設備とし，操作不要な設計とする。
静的触媒式水素再結合器動作監視装置は，重大事故等時において中央制御室
にて監視できる設計であり現場又は中央制御室による操作は発生しない。
(3) 試験及び検査（設置許可基準規則第 43 条第 1 項三）(ⅰ) 要求事項
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試験又は検査ができるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
静的触媒式水素再結合器は，表3.10-4に示すように，発電用原子炉の停止
中に機能・性能試験及び外観検査が可能とするため，触媒カートリッジが取り出しできる設計とする。
静的触媒式水素再結合器には，専用の検査装置を用意し，静的触媒式水素再結合器内の触媒カートリッジを抜き取り，検査装置にセット後，水素ガスを含む試験ガスを通気することで水素処理性能の確認が可能な設計とする。
また，発電用原子炉の停止中に，触媒カートリッジに異物の付着がないこと，ハウジングが設計通りの形状を保持していることを外観検査にて確認可
能な設計とする。
（53-5-2,別添資料－3 45～46）

3.10-9

表 3.10-4
発電用原子炉の状態
停止中

静的触媒式水素再結合器の試験及び検査
項目

内容

外観検査

触媒カートリッジの外観確認
ハウジングの外観確認

機能・性能試験

触媒カートリッジの水素処理性能確認

静的触媒式水素再結合器動作監視装置は，模擬入力による機能・性能の確認（特性の確認）及び校正が可能な設計とする。
表 3.10-5静的触媒式水素再結合器動作監視装置の試験及び検査

発電用原子炉
の状態
停止中

項目

内容

機能・性能試験

絶縁抵抗測定温度確認（53-5-3）(4) 切り替えの容易性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項四）(ⅰ) 要求事項
本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設備にあっては，通常時に使用する系統から速やかに切り替えられる機能を備えるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
静的触媒式水素再結合器は重大事故時における原子炉建屋の水素濃度上昇
抑制機能としてのみ使用することとし，本来の用途以外の用途に使用しない設計とする。また，静的触媒式水素再結合器動作監視装置は，重大事故時における静的触媒式水素再結合器の動作確認に使用するものであり，本来の用途以外の用途には使用しない設計とする。そのため，静的触媒式水素再結合器，静的
触媒式水素再結合器動作監視装置について，切り替え操作は発生しない。
(5) 悪影響の防止（設置許可基準規則第 43 条第 1 項五）(ⅰ) 要求事項
工場等内の他の設備に対して悪影響を及ぼさないものであること。

3.10-10

(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
静的触媒式水素再結合器は，他の設備と独立して原子炉建屋オペレーティン
グフロア壁面近傍に機器単独で設置することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。また，静的触媒式水素再結合器は，水素ガスが存在しないと再結合反応を起こすことはなく，プラント運転中に他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。炉心の著しい損傷が発生し，原子炉建屋オペレーティングフロ
アに水素ガスが漏えいした場合は，静的触媒式水素再結合器が再結合反応により温度上昇するが，重大事故時に使用する設備の機能に影響を与えるような温度範囲の位置に配置しないことで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
（53-3-2,6）静的触媒式水素再結合器動作監視装置は，他の設備と遮断器又はヒューズによる電気的な分離を行うことで，他の設備に電気的な悪影響を及ぼさない設計とする。また，静的触媒式水素再結合器動作監視装置は，静的触媒式水素再結合器内への水素ガス流入流路を妨げない配置及び寸法とすることで，静的触媒
式水素再結合器の水素処理性能に影響を及ぼさない設計とする。
（別添資料-3 114）
(6) 設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 1 項六）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において重大事故等対処設備の操作及び復旧作業を行うことができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設
置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
静的触媒式水素再結合器は，触媒反応によって受動的に運転される設備とし，現場における作業は発生しない。
静的触媒式水素再結合器動作監視装置は，重大事故等時において中央制御室
にて監視できる設計であり現場における作業は発生しない。

3.10-11

3.10.2.1.3.2
設置許可基準規則第 43 条第 2 項への適合方針(1) 容量（設置許可基準規則第 43 条第 2 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等の収束に必要な容量を有するものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
静的触媒式水素再結合器は，炉心の著しい損傷が発生し，原子炉格納容器から原子炉建屋内に水素ガスが漏えいした場合において，原子炉建屋の水素爆発を防止するために，原子炉建屋オペレーティングフロアの水素，酸素濃度を可燃限界未満に制御するために必要な水素処理容量を有する設計とする。また，静的触媒式水素再結合器は，原子炉建屋オペレーティングフロア
内の水素ガスの効率的な除去を考慮して，原子炉建屋オペレーティングフロ
ア内に分散させた配置とする。
静的触媒式水素再結合器は，炉心の著しい損傷が発生した場合に原子炉格
納容器内に存在するガス状よう素による性能低下を考慮し，必要な水素処理
容量に裕度をもたせた容量を有する個数を配備する。個数の設定にあたって
は，燃料有効部の被覆管全て（AFC100%）に相当する水素発生量とし，1600kgとする。これらの水素ガスが原子炉格納容器から原子炉建屋に漏えいする格
納容器漏えい率は，原子炉格納容器圧力2Pd（設計圧力の2倍）における格納容器漏えい率である約1.0%/日に余裕を考慮し10%/日とする。これらを踏まえて，静的触媒式水素再結合器の個数は，反応阻害物質ファクター0.5を考慮し，上記で示す水素漏えい量において原子炉建屋オペレーティングフロアを
可燃限界未満に処理することができる個数「54個以上」とし，6号及び7号炉
は，この個数に余裕を見込み56個／プラントとする。
静的触媒式水素再結合器動作監視装置は，静的触媒式水素再結合器作動時に想定される温度範囲を監視可能とし，位置的分散を考慮して，原子炉建屋
オペレーティングフロアの両壁面に分散配置したそれぞれ1個の静的触媒式水素再結合器に設置する設計とする。
（53-3-2,6）（53-6-5,6）(2) 共用の禁止（設置許可基準規則第 43 条第 2 項二）(ⅰ) 要求事項
二以上の発電用原子炉施設において共用するものでないこと。ただし，二以上の発電用原子炉施設と共用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であって，同一の工場等内の他の発電用原子炉施設に対して悪影響を及ぼさない場合は，この限りでない。

3.10-12(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
静的触媒式水素再結合器及び動作監視装置は，二以上の発電用原子炉施設において共用しない設計とする。

(3) 設計基準事故対処設備との多様性（設置許可基準規則第 43 条第 2 項三）(ⅰ) 要求事項
常設重大事故防止設備は，共通要因によって設計基準事故対処設備の安全機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
静的触媒式水素再結合器は重大事故緩和設備であり，同一目的の重大事故等
対処設備はない。
静的触媒式水素再結合器動作監視装置は，同一目的の水素爆発による原子炉建屋の損傷を防止するための監視設備である原子炉建屋水素濃度とは多様性を有した計測方式とし，検出器も位置的分散を図る設計とすることで，地震，
火災，溢水等の主要な共通要因故障によって同時に機能を損なわれない設計とする。また，静的触媒式水素再結合器動作監視装置の電源については，非常用ディーゼル発電機に対して多様性を有する代替電源設備からの給電が可能であり，多様性を考慮した設計とする。
（53-2-2,3）（53-3-2,6）

3.10-13

3.10.2.2

原子炉建屋水素濃度

3.10.2.2.1
主要設備
原子炉建屋水素濃度は重大事故等が発生し，ジルコニウム－水反応等で短期的に発生する水素ガス及び水の放射線分解等で長期的に緩やかに発生し続ける水素ガ
スが原子炉格納容器から原子炉建屋へ漏えいした場合に，原子炉建屋において，水素濃度が変動する可能性のある範囲で測定を行い，中央制御室において連続監視できる設計とする。また，原子炉建屋水素濃度は代替電源設備から給電が可能な設計とする。
原子炉建屋水素濃度に関する重大事故等対処設備一覧を表 3.10-6 に，系統概要
図を図 3.10-3 に示す。
凡例
信号系

H2E

水素検出器

原子炉建屋水素濃度

H2E

中央制御室へ

原子炉建屋

H2E

ドライウェル

中央制御室へ
H2E(上部ドライウェル
所員用エアロック)

原
子
炉
圧
力
容
器

中央制御室

H2E

指示計

(上部ドライウェル
機器搬入用ハッチ)

H2E
中央制御室へ
H2E

サプレッション・
チェンバ(サプレッション・
チェンバ出入口)

H2E(下部ドライウェル
所員用エアロック)(下部ドライウェル
機器搬入用ハッチ)

図 3.10-3

電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」
で示す。

原子炉建屋水素濃度の概略構成図

3.10-14

表 3.10-6

原子炉建屋水素濃度に関する重大事故等対処設備一覧

設備区分

設備名

主要設備

原子炉建屋水素濃度【常設】

附属設備

－

水源

－

流路

－

注水先

－

電源設備※1

常設代替直流電源設備
AM 用直流 125V 蓄電池【常設】AM 用直流 125V 充電器【常設】可搬型直流電源設備
電源車【可搬】
AM 用直流 125V 充電器【常設】軽油タンク【常設】タンクローリ（4kL）【可搬】
上記常設代替直流電源設備への給電のための設備として以下の設備を使用する。
常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備

計装設備

－

※1：単線結線図を補足説明資料 53-2 に示す。
電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

3.10-15

3.10.2.2.2
主要設備の仕様
主要設備の仕様を表 3.10-7 に示す。
表 3.10-7
名称

検出器の種類

主要設備の仕様

計測範囲

個数

取付箇所
原子炉建屋地上4階:2個
原子炉建屋地上2階:2個

原子炉建屋水素濃度

熱伝導度方式

0～20vol%

7

原子炉建屋地下1階:1個
原子炉建屋地下中2階：1個
原子炉建屋地下2階:1個

なお，電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

3.10-16

3.10.2.2.3

設置許可基準規則第 43 条への適合方針

3.10.2.2.3.1
設置許可基準規則第 43 条第 1 項への適合方針(1) 環境条件及び荷重条件（設置許可基準規則第 43 条第 1 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重その他の使用条件において，重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮するものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
原子炉建屋水素濃度は，二次格納施設内に設置する設備であることから，その機能を期待される重大事故等が発生した場合における，原子炉格納容器内の環境条件及び荷重条件を，その機能を有効に発揮することができるよう，以下の表 3.10-8 に示す設計とする。
（53-3-2～9）

表 3.10-8

想定する環境条件及び荷重条件

環境条件等

対応

温度・圧力・湿度・放射線

二次格納施設内で想定される温度，圧力，湿度及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。

屋外の天候による影響

屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない。

海水を通水する系統への影響

海水を通水することはない。

地震

適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方
針」に示す）。

風（台風）・積雪

二次格納施設内に設置するため，風（台風）及び積雪の影響は受けない。

電磁的障害

重大事故等が発生した場合においても，電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

3.10-17

(2) 操作性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項二）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において確実に操作できるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
原子炉建屋水素濃度は，重大事故等時において中央制御室にて監視できる設計であり現場又は中央制御室による操作は発生しない。
(3) 試験及び検査（設置許可基準規則第 43 条第 1 項三）(ⅰ) 要求事項
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試験又は検査ができるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
原子炉建屋水素濃度は，発電用原子炉の停止中に機能・性能の確認が可能な設計とする。検出器の機能・性能確認として，模擬入力（基準ガス）により検出器の校正及び中央制御室までのループ試験を行う。
表 3.10-9

原子炉建屋水素濃度の試験及び検査性

発電用原子炉の状態
停止中

項目
機能・性能試験内容
サンプルガス校正（53-5-4）(4) 切り替えの容易性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項四）(ⅰ) 要求事項
本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設備にあっては，通常時に使用する系統から速やかに切り替えられる機能を備えるものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
原子炉建屋水素濃度は，本来の用途以外の用途には使用しない設計とする。

3.10-18

(5) 悪影響の防止（設置許可基準規則第 43 条第 1 項五）(ⅰ) 要求事項
工場等内の他の設備に対して悪影響を及ぼさないものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
原子炉建屋水素濃度は，他の設備と遮断器又はヒューズによる電気的な分離を行うことで，他の設備に電気的な悪影響を及ぼさない設計とする。
(6) 設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 1 項六）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において重大事故等対処設備の操作及び復旧作業を行うことができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設
置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
原子炉建屋水素濃度は，重大事故等時において中央制御室にて監視できる設計であり現場における操作は発生しない。

3.10.2.2.3.2
設置許可基準規則第 43 条第 2 項への適合方針(1) 容量（設置許可基準規則第 43 条第 2 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等の収束に必要な容量を有するものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
原子炉建屋水素濃度は，炉心損傷時に原子炉格納容器内に発生する水素ガ
スが原子炉建屋に漏えいした場合に，静的触媒式水素再結合器による水素濃度低減（可燃限界である4vol%未満）をトレンドとして連続的に監視できることが主な役割であることから，0～20vol%を計測可能な設計とする。なお，原子炉建屋水素濃度は，水素ガスが最終的に滞留する原子炉建屋オペレーティ
ングフロアの天井付近に位置的分散して配置するとともに，格納容器内で発3.10-19

生した水素ガスが漏えいするポテンシャルのある原子炉建屋オペレーティン
グフロア以外のエリアにも設置し，水素ガスの早期検知及び滞留状況を把握する事が可能な設計とする。
（53-3-2～9）（53-6-7,8）(2) 共用の禁止（設置許可基準規則第 43 条第 2 項二）(ⅰ) 要求事項
二以上の発電用原子炉施設において共用するものでないこと。ただし，二以上の発電用原子炉施設と共用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であって，同一の工場等内の他の発電用原子炉施設に対して悪影響を及ぼさない場合は，この限りでない。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
原子炉建屋水素濃度は，二以上の発電用原子炉施設において共用しない設計とする。
(3) 設計基準事故対処設備との多様性（設置許可基準規則第 43 条第 2 項三）(ⅰ) 要求事項
常設重大事故防止設備は，共通要因によって設計基準事故対処設備の安全機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
原子炉建屋水素濃度は，原子炉建屋内に設置されており，環境条件，自然現
象，外部人為事象，溢水，火災に対して，可能な限り頑健性をもたせた設計とする。
原子炉建屋水素濃度は，同一目的の水素爆発による原子炉建屋の損傷を防止するための監視設備である静的触媒式水素再結合器動作監視装置とは多様性を有した計測方式とし，検出器も位置的分散を図る設計とすることで，地震，
火災，溢水等の主要な共通要因故障によって同時に機能を損なわれない設計とする。また，原子炉建屋水素濃度の電源については，非常用ディーゼル発電機に対して多様性を有する代替電源設備からの給電を可能としており，多様性を考慮した設計とする。
（53-2-2,3）（53-3-2～9）

3.10-20

3.10.3

その他設備

3.10.3.1 格納容器頂部注水系
3.10.3.1.1 設備概要
重大事故等時において，原子炉格納容器頂部を冷却することで原子炉格納容器
外への水素漏えいを抑制し，原子炉建屋の水素爆発を防止するため，格納容器頂部注水系を設ける。なお，本設備は事業者の自主的な取り組みで設置するものである。
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。格納容器頂部注水系は，可搬型代替注水ポンプ，接続口等で構成しており，重大事故等時において，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。
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
水量は冠水分と余裕分も見込み約 70m3 以上とする。これを注水開始から約 1 時間
30 分で達成できることを設計方針としており，格納容器頂部注水系の系統流量は
50m3/h 以上とする。これを達成するために，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-2 級）を採用する。また，可搬型代替注水ポンプを接続する
接続口は，位置的に分散して複数箇所に設置する。
3.10.3.1.2 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。この際，悪影響として懸念されるのは，以下の通りである。
・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に注水することから，原子炉格納容器トップヘッドフランジを急冷することによる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
・原子炉格納容器トップヘッドフランジ部を冷却することにより，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から，静的触媒式水素再結合器が設置されている原子炉建屋オペレーティングフロアに，原子炉格納容器内の水素ガスが直接漏えいしない傾向になることによる，原子炉建屋水素爆発防止機
能への影響
・原子炉格納容器トップヘッドフランジ部を冷却することにより，原子炉ウェルに溜まった水が蒸発することから，原子炉建屋に水蒸気が発生することによる，原子炉建屋水素爆発防止機能への影響

3.10-21

・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部を冷却するため、原子炉格納容器を除熱することによる原子炉格納容器負圧破損への影響
このうち，原子炉格納容器トップヘッドフランジ部急冷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，原子炉格納容器トップヘッドフランジ締付ボ
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はない。
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，原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建屋内の水素挙動を評価し，可燃限界に至ることはないことが確認できているため，原子炉建屋水素爆発防止機能に悪影響を与えない。
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容器トップヘッドフランジを冷却することによる原子炉格納容器除熱効
果は小さく、崩壊熱に対して十分低いため、原子炉格納容器を負圧にするような悪影響はない。
（別添資料 3 81～82，138～141）

3.10-22

3.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備【54 条】【設置許可基準規則】（使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備）
第五十四条 発電用原子炉施設には，使用済燃料貯蔵槽の冷却機能又は注水機能が喪失し，又は使用済燃料貯蔵槽からの水の漏えいその他の要因により当該使用済燃料貯蔵槽の水位が低下した場合において貯蔵槽内燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止するために必要な設備を設けなければならない。
２ 発電用原子力施設には，使用済燃料貯蔵槽からの大量の水の漏えいその他の要因により当該使用済燃料貯蔵槽の水位が異常に低下した場合において貯蔵槽内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設備を設けなければならない。
（解釈）
１ 第１項に規定する「使用済燃料貯蔵槽の冷却機能又は注水機能が喪失し，又は使用済燃料貯蔵槽からの水の漏えいその他の要因により当該使用済燃料貯蔵槽の水位が低下した場合」とは，本規程第３７条３－１(a)及び(b)で定義する想定事故１及び想定事故２において想定する使用済燃料貯蔵槽の水位の低下をいう。
２ 第１項に規定する「貯蔵槽内燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止するために必要な設備」とは，以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。
ａ）代替注水設備として，可搬型代替注水設備（注水ライン及びポンプ車等）を配備すること。
ｂ）代替注水設備は，設計基準対象施設の冷却設備及び注水設備が機能喪失し，又は小規模な漏えいがあった場合でも，使用済燃料貯蔵槽の水位を維持できるものであること。
３ 第２項に規定する「貯蔵槽内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設備」とは，以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。
ａ）スプレイ設備として，可搬型スプレイ設備（スプレイヘッダ，スプレイライ
ン及びポンプ車等）を配備すること。
ｂ）スプレイ設備は，代替注水設備によって使用済燃料貯蔵槽の水位が維持できない場合でも，燃料損傷を緩和できるものであること。
ｃ）燃料損傷時に，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設備を整備すること。
４ 第１項及び第２項の設備として，使用済燃料貯蔵槽の監視は，以下によること。
ａ）使用済燃料貯蔵槽の水位，水温及び上部の空間線量率について，燃料貯蔵設
備に係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であること。
ｂ）これらの計測設備は，交流又は直流電源が必要な場合には，代替電源設備からの給電を可能とすること。
ｃ）使用済燃料貯蔵槽の状態をカメラにより監視できること。

3.11-1

3.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備
3.11.1 設置許可基準規則第 54 条への適合方針
想定事故1及び想定事故2において想定する使用済燃料プールの水位の低下があった場合において，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，以下の設備を設ける（以下，「第54条第1項対応」という）。
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当該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，以下の設備を設ける（以下，「第54条第2項対応」という）。ただし，臨界の防止については，以下の設備により設計基準対象施設である使用済燃料貯蔵ラック及び燃料体の形状を保持することで未臨界性を維持する。（54-13-2～5）(1) 燃料プール代替注水系（可搬型スプレイヘッダ）の設置（設置許可基準規則
解釈の第 1 項～第 3 項）
燃料プール代替注水系（可搬型スプレイヘッダ）は，第 54 条第 1 項対応の場合，可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）又は（A-2 級）により防火水槽の水をホース及び可搬型スプレイヘッダを経由して使用済燃料プールへ注水すること
で使用済燃料プールの水位を維持可能な設計とする。
燃料プール代替注水系（可搬型スプレイヘッダ）は，第 54 条第 2 項対応の場合，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）により防火水槽から水を汲み上げ，可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）又は（A-2 級）によりホース及び可搬型スプレ
イヘッダを経由して使用済燃料に直接スプレイすることで，燃料損傷を緩和す
るとともに，スプレイ水の放射性物質叩き落としの効果により，環境への放射性物質放出を可能な限り低減可能な設計とする。
ここで，水源である防火水槽は，淡水貯水池又は海から水を補給できる設計
とする。
(2)

燃料プール代替注水系（常設スプレイヘッダ）の設置（設置許可基準規則解
釈の第 1 項～第 3 項）
燃料プール代替注水系（常設スプレイヘッダ）は，第 54 条第 1 項対応の場
合，可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）又は（A-2 級）により防火水槽の水をホース及び常設スプレイヘッダを経由して使用済燃料プールへ注水することで使用済燃料プールの水位を維持可能な設計とする。
燃料プール代替注水系（常設スプレイヘッダ）は，第 54 条第 2 項対応の場
合，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）により防火水槽の水を汲み上げ，可搬型
代替注水ポンプ（A-1 級）により燃料プール代替注水系配管及び常設スプレイ
ヘッダを経由して使用済燃料に直接スプレイすることで，使用済燃料プール近傍へアクセスすることなく屋外からの現場操作により，燃料損傷を緩和するとともに，スプレイ水の放射性物質叩き落としの効果により，環境への放射性物
質放出を可能な限り低減可能な設計とする。
ここで，水源である防火水槽は，淡水貯水池又は海から水を補給できる設計
3.11-2

とする。
（3）大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）及び関連設備（大気への拡散抑制）（設置許可基準規則解釈の第 3 項 c)）
炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損又は使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷に至った場合において大気への放射性物質の拡散を抑制可能な設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。
・大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）（6 号及び 7 号炉共用）・放水砲（6 号及び 7 号炉共用）
なお，本設備の詳細については「3.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための設備（設置許可基準規則第 55 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
(4)

使用済燃料プールの監視設備の設置（設置許可基準規則解釈の第 4 項）
使用済燃料プールの水位，水温及びプール上部の空間線量率について，使用済燃料プールに係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監視するため，使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域），使用済燃料貯蔵プ
ール水位・温度（SA）及び使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）を設置する。
また，使用済燃料プールの状態を監視するため，使用済燃料貯蔵プール監視
カメラを設置する。
上記の計測設備は，代替電源設備からの給電が可能な設計とし，中央制御室で監視可能な設計とする。

なお,サイフォン現象により，使用済燃料プールディフューザ配管からプール水が漏えいした場合に備え，使用済燃料プールディフューザ配管上部にサイフォ
ンブレーク孔を整備し，サイフォンブレーク孔まで水位が低下した時点で，受動的にサイフォン現象の継続を停止させる設計とする。
万が一，サイフォンブレーク孔の機能が喪失した場合においても，現場での手動弁操作により破断箇所を隔離することで，プール水の流出を停止させることが可能な設計とする。
（54-12-2～3）

また，重大事故等時に設計基準事故対処設備である原子炉補機冷却系の復旧ができず，使用済燃料プールの冷却機能が喪失した場合においても，代替原子炉補機冷却系を用いて，燃料プール冷却浄化系ポンプ及び熱交換器により，使用済燃料プール内に貯蔵する使用済燃料から発生する崩壊熱を冷却可能な設計とする。

3.11-3

なお，第 54 条第 1 項対応において，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の自主対策設備として以下を整備する。
(5)

消火系による使用済燃料プール注水の整備
消火系による使用済燃料プールへの注水は，ディーゼル駆動消火ポンプを用
い，全交流電源が喪失した場合でも，高台に配備した代替交流電源設備からの給電により，中央制御室から遠隔で弁操作し，ろ過水タンクを水源として，消火系配管，復水補給水系配管，残留熱除去系配管及び燃料プール冷却浄化系配管を経由して使用済燃料プールへ注水する。

なお，第 54 条第 2 項対応において，使用済燃料プール内の燃料体等の損傷を緩和し，臨界を防止するための自主対策設備として以下を整備する。
(6)

ステンレス鋼板等による漏えい緩和の整備
使用済燃料プールの水位が著しく低下した場合に，ステンレス鋼板を用いて使用済燃料プール水の漏えいを緩和するとともに使用済燃料プールの水位低下を緩和する。
ただし，この手段では漏えいを緩和できない場合があること，重いステンレ
ス鋼板を使用するため作業効率が悪いことから，今後得られた知見を参考に，
より効果的な漏えい緩和策を取り入れていく。

また，複数の代替淡水源（防火水槽，淡水貯水池）の淡水が枯渇した場合の海水の利用手段として，以下を整備する。
（7）

燃料プール代替注水系の海水の利用
燃料プール代替注水系（可搬型スプレイヘッダ）並びに燃料プール代替注
水系（常設スプレイヘッダ）の水源である複数の代替淡水源（防火水槽，淡水貯水池）の淡水が枯渇した場合において，防潮堤の内側に設置している海水取水箇所（取水路）より，大容量送水車（海水取水用）を用いて防火水槽への供給又は可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）又は（A-2 級）に海水を直接送水を行う設計とする。なお，海水の利用については「3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第 56 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

3.11-4

3.11.2 重大事故等対処設備
3.11.2.1

燃料プール代替注水系（可搬型スプレイヘッダ）

3.11.2.1.1
設備概要
燃料プール代替注水系（可搬型スプレイヘッダ）は，設計基準対象施設である残留熱除去系（使用済燃料プール水の冷却及び注水機能）及び燃料プール冷却浄化系（使用済燃料プール水の冷却機能）の有する使用済燃料プールの冷却及び注水機能が喪失した場合に，この機能を代替し，使用済燃料プール内燃料体等の著しい損傷，臨界の防止及び放射線の遮蔽を目的として設置するものである。
また，大量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緩和，及び臨界の防止を目的として設置するものである。
本系統は，可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）及び（A-2 級），計測制御装置，及び水源である複数の代替淡水源（防火水槽及び淡水貯水池），流路であるホース，可搬型スプレイヘッダ，注入先である使用済燃料プール，燃料補給設備である軽油タン
ク，タンクローリ（4kL）等から構成される。
本系統に関する重大事故等対処設備を表 3.11-1 に，本系統全体の概要図を図3.11-1 及び図 3.11-2 に示す。
燃料プール代替注水系（可搬型スプレイヘッダ）は，第 54 条第 1 項対応の場合，可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）又は（A-2 級）により防火水槽の水をホース及び可搬型スプレイヘッダを経由して使用済燃料プールへ注水することで使用済燃料
プールの水位を維持可能な設計とする。
燃料プール代替注水系（可搬型スプレイヘッダ）は，第 54 条第 2 項対応の場合，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）により防火水槽の水を汲み上げ，可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）又は（A-2 級）によりホース及び可搬型スプレイヘッダを経由して使用済燃料に直接スプレイすることで，燃料損傷を緩和するとともに，スプレイ
水の放射性物質叩き落としの効果により，環境への放射性物質放出を可能な限り低減可能な設計とする。
本系統の操作にあたっては，ホース及び可搬型スプレイヘッダの敷設により系統構成を行った後，屋外で可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）及び（A-2 級）の操作スイッチにより可搬型代替注水ポンプを起動し運転を行う。
可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）及び（A-2 級）は，駆動源である軽油を，軽油タ
ンクからタンクローリ（4kL）を介し給油できる設計とする。
水源である防火水槽は，淡水貯水池からホースを経由して補給できる設計とする。

3.11-5

表 3.11-1 燃料プール代替注水系(可搬型スプレイヘッダ)に関する重大事故等対処設備一覧
設備区分
主要設備

附属設備
水源※1
流路
注水先
電源設備
(燃料補給
設備を含
む)
計装設備※2設備名
可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）【可搬型】
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）【可搬型】
可搬型スプレイヘッダ【可搬型】－
防火水槽【常設】
淡水貯水池【常設】ホース・接続口【可搬型】
燃料プール代替注水系 配管・弁【常設】使用済燃料プール【常設】燃料補給設備軽油タンク【常設】タンクローリ（4kL）【可搬】

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域）【常設】
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA）【常設】
使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）【常設】
使用済燃料貯蔵プール監視カメラ【常設】（使用済燃料貯蔵プール監視カメラ用空冷装置【常設】を含む）※1：水源については「3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第 56 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
※2：主要設備を用いた使用済燃料プール内燃料体等の著しい損傷緩和，臨界防止及び放射線の遮蔽対策を成功させるために把握することが必要な原子炉施設の状態計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

3.11-6

3.11.2.1.2
主要設備の仕様
主要設備の仕様を以下に示す。
（1）可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）（6 号及び 7 号炉共用）
種類
：ターボ形
容量
：168ｍ3/ｈ/台
吐出圧力：0.85MPa
最高使用圧力：2.0MPa
最高使用温度：40℃
個数：1（予備 1）
設置場所
：屋外
保管場所
：荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所
原動機出力 ：160kW（2）可搬型代替注水ポンプ（A-2級）（6号及び7号炉共用）
種類
：ターボ形
容量
：120ｍ3/ｈ/台
吐出圧力：0.85MPa
最高使用圧力：2.0MPa
最高使用温度：40℃
個数：4（2／プラント）（予備 5）
設置場所
：屋外
保管場所
：荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所
原動機出力 ：110kW（3）可搬型スプレイヘッダ
最高使用温度：100℃
数量：1（予備 1）
設置場所
：二次格納施設内
保管場所：二次格納施設内

地上4階
地上3階及び4階

なお，水源については「3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第 56 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

3.11-7

図 3.11-1 燃料プール代替注水系（可搬型スプレイヘッダ）
使用済燃料プールへ注水する場合の系統概要図

3.11-8

MO

MO

MO

MO MO

スキマ
サージ
タンク

・電源設備については「3.14電源設備（設置許可基準規則第57条に対する設計方針を示す章」で示す。
・計装設備については「3.15計装設備（設置許可基準規則第58条に対する設計方針を示す章」で示す。

燃料プール冷却浄化系
ポンプ(B)

燃料プール冷却浄化系
ポンプ(A)

残留熱除去系へ

復水貯蔵槽から

復水貯蔵槽から残留熱除去系からMO

使用済燃料プール

常設スプレイヘッダ

重大事故等対処設備

ろ過脱塩器
(B)

ろ過脱塩器
(A)

スキマせき

原子炉補機冷却系(B)

燃料プール冷却浄化系
熱交換器(B)

原子炉補機冷却系(A)

燃料プール冷却浄化系
熱交換器(A)

ディフューザサイフォンブレーク孔

可搬型スプレイヘッダ

屋外

（南）

屋外

可搬型代替
注水ポンプ
（A-2級）

可搬型代替
注水ポンプ（A-2級）

可搬型代替
注水ポンプ（A-1級又はA-2級）

可搬型代替
注水ポンプ
（A-2級）

可搬型代替
注水ポンプ（A-1級又はA-2級）

屋外接続口

可搬型代替
注水ポンプ
（A-1級）

可搬型代替
注水ポンプ（A-1級又はA-2級）

扉

屋外

（東）

（北）

海

大容量送水車（海水取水ポンプ）

防火水槽
または
淡水貯水池

防火水槽
または
淡水貯水池

防火水槽
または
淡水貯水池

防火水槽
または
淡水貯水池

図 3.11-2 燃料プール代替注水系（可搬型スプレイヘッダ）
使用済燃料プールへスプレイする場合の系統概要図

3.11-9

MO

MO

MO

MO MO

スキマ
サージ
タンク

・電源設備については「3.14電源設備（設置許可基準規則第57条に対する設計方針を示す章」で示す。
・計装設備については「3.15計装設備（設置許可基準規則第58条に対する設計方針を示す章」で示す。

燃料プール冷却浄化系
ポンプ(B)

燃料プール冷却浄化系
ポンプ(A)

残留熱除去系へ

復水貯蔵槽から

復水貯蔵槽から残留熱除去系からMO

使用済燃料プール

常設スプレイヘッダ

重大事故等対処設備

ろ過脱塩器
(B)

ろ過脱塩器
(A)

スキマせき

原子炉補機冷却系(B)

燃料プール冷却浄化系
熱交換器(B)

原子炉補機冷却系(A)

燃料プール冷却浄化系
熱交換器(A)

ディフューザサイフォンブレーク孔

可搬型スプレイヘッダ

屋外

（南）

屋外

可搬型代替
注水ポンプ
（A-2級）

可搬型代替
注水ポンプ（A-2級）

可搬型代替
注水ポンプ（A-1級又はA-2級）

可搬型代替
注水ポンプ
（A-2級）

可搬型代替
注水ポンプ（A-1級又はA-2級）

屋外接続口

可搬型代替
注水ポンプ
（A-1級）

可搬型代替
注水ポンプ（A-1級又はA-2級）

扉

屋外

（東）

（北）

海

大容量送水車（海水取水ポンプ）

防火水槽
または
淡水貯水池

防火水槽
または
淡水貯水池

防火水槽
または
淡水貯水池

防火水槽
または
淡水貯水池

3.11.2.1.3 設置許可基準規則第 43 条への適合方針
3.11.2.1.3.1

設置許可基準規則第 43 条第 1 項への適合方針(1) 環境条件及び荷重条件（設置許可基準規則第 43 条第 1 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重その他の使用条件において，重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮するものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
燃料プール代替注水系（可搬型スプレイヘッダ）の可搬型代替注水ポンプ（A1 級）及び（A-2 級）は，屋外に設置している設備であることから，想定される重大事故等時における屋外の環境条件及び荷重条件を考慮し，その機能が有効に発揮することができるよう，以下の表 3.11-2 に示す設計とする。
燃料プール代替注水系（可搬型スプレイヘッダ）の可搬型スプレイヘッダは二次格納施設内に設置する設備であることから，想定される重大事故等時における二次格納施設内の環境条件及び荷重条件を考慮し，その機能が有効に発揮することができるよう，以下の表 3.11-3 に示す設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）及び（A-2 級）は，屋外で可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）及び（A-2 級）の操作スイッチで操作可能な設計とする。また，
風（台風）による荷重については，転倒しないことの確認を行っているが，詳細評価により転倒する結果となった場合は，転倒防止措置を講じる。積雪の影
響については，適切に除雪する運用とする。降水及び凍結により機能を損なわないよう防水対策及び凍結対策を行う。
（54-3-2～10）

3.11-10

表 3.11-2

可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）及び（A-2 級）に想定する環境条件及び荷重条件
環境条件等
対応
温度・圧力・湿度・放 屋外で想定される温度，圧力，湿度及び放射線条件下に射線耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外の天候による影響 降水及び凍結により機能を損なうことのないよう防水対策及び凍結対策を行える設計とする。
海水を通水する系統へ 淡水だけでなく海水も使用する（常時海水を通水しなの影響い）。使用済燃料プールへの注水は，可能な限り淡水源を優先し，海水通水時間を短時間とすることで，設備への影響を考慮する。
地震
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認し，治具や輪留め等を用いた転倒防止対策を行う。
風（台風）・積雪
屋外で風荷重，積雪荷重を考慮しても機器が損傷しないことを評価により確認する。
電磁的障害
重大事故等が発生した場合においても，電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

表 3.11-3 可搬型スプレイヘッダに想定する環境条件及び荷重条件
環境条件等
対応
温度・圧力・湿度・放 二次格納施設内で想定される温度，圧力，湿度及び放射射線
線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外の天候による影響 屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない。
海水を通水する系統へ 淡水だけでなく海水も使用する（常時海水を通水しなの影響い）。使用済燃料プールへの注水は，可能な限り淡水源を優先し，海水通水時間を短時間とすることで，設備への影響を考慮する。
地震
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方
針」に示す）。
風（台風）・積雪
二次格納施設内に設置するため，風（台風）及び積雪の影響は受けない。
電磁的障害
重大事故等が発生した場合においても，電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

3.11-11(2) 操作性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項二）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において確実に操作できるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
燃料プール代替注水系（可搬型スプレイヘッダ）を運転する場合は，可搬型
代替注水ポンプ（A-1 級）及び（A-2 級）の移動,ホース及び可搬型スプレイヘ
ッダの敷設により系統構成を行った後，屋外で可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）
及び（A-2 級）の操作スイッチにより可搬型代替注水ポンプを起動し,使用済燃料プールへの注水を行う。
以上のことから，燃料プール代替注水系（可搬型スプレイヘッダ）の操作に必要な機器を表 3.11-4 に示す。
可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）及び（A-2 級）については，可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）及び（A-2 級）操作盤の操作スイッチからのスイッチ操作で起動する設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）及び（A-2 級）操作盤の操作スイッチを操作するにあたり，運転員のアクセス性及び操作性を考慮して十分な操作空間を確保することで基準に適合させる。また，それぞれの操作対象については銘板をつけることで識別可能とし，運転員の操作及び監視性を考慮して確実に操作できる設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）及び（A-2 級）は，接続口まで移動可能な車両設計とするとともに，設置場所にて輪留めによる固定等が可能な設計とする。
建屋貫通接続口を通じてホースを敷設する場合の操作対象弁は屋外及び二次格納施設内に設置し，ハンドルによる手動操作が可能な設計とする。
ホース及び可搬型スプレイヘッダの接続作業にあたっては，特殊な工具，及び技量は必要とせず，簡便な結合金具による接続方式により，確実に接続が可能な設計とする。
（54-3-2～10）
表 3.11-4 操作対象機器
機器名称
可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）
SFP 接続口建屋内元弁

状態の変化
起動・停止
起動・停止
弁閉→弁開

SFP 接続口建屋外元弁
ホース及び可搬型スプレイヘッダ

弁閉→弁開
ホース接続

3.11-12

操作場所
屋外設置位置屋外設置位置
原子炉建屋
地上１階
屋外
屋外及び
原子炉建屋内操作方法
スイッチ操作
スイッチ操作
人力操作
人力操作
人力接続

(3) 試験及び検査（設置許可基準規則第 43 条第 1 項三）(ⅰ) 要求事項
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試験又は検査ができるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
燃料プール代替注水系（可搬型スプレイヘッダ）は，表 3.11-5 に示すように発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能確認，弁動作試験，分解検査，
外観検査が可能な設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）及び（A-2 級）は，発電用原子炉の運転中又は停止中に分解又は取替，車両としての運転状態の確認が可能な設計とする。
また，発電用原子炉の運転中又は停止中に，淡水貯水池を水源とし，可搬型代
替注水ポンプ（A-1 級）又は（A-2 級），仮設流量計，ホースの系統構成で淡水貯水池へ送水する試験を行うテストラインを設けることで，燃料プール代替注
水系（可搬型スプレイヘッダ）の機能・性能（吐出圧力，流量）及び漏えいの有無の確認が可能な系統設計とする。なお，接続口から可搬型スプレイヘッダ
までのラインについては，上記の試験に加えて，発電用原子炉の運転中及び停止中に接続口の弁開閉試験を実施することで機能・性能が確認可能な設計とする。
ホース及び可搬型スプレイヘッダは，外観検査により機能・性能に影響を及
ぼすおそれのある亀裂，腐食等がないことの確認が可能な設計とする。
可搬型スプレイヘッダは，通気により，つまり等がないことの確認が可能な設計とする。
（54-5-2,3）
表 3.11-5 燃料プール代替注水系（可搬型スプレイヘッダ）の試験及び検査
発電用原子炉の項目
内容
状態
可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）及び（A-2級）の運転性能（吐出圧力，流量）の確認，
機能・性能漏えいの確認試験
可搬型スプレイヘッダへの通気による機能・性能の確認
弁動作試験 弁開閉動作の確認
運転中又は可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）及び（A-2
停止中級）を分解し，部品の表面状態を，試験及び分解検査
目視により確認
又は必要に応じて取替
外観検査

ホース及び可搬型スプレイヘッダ外観の確認

車両検査

可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）及び（A-2級）の車両としての運転状態の確認
3.11-13

(4) 切り替えの容易性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項四）(ⅰ) 要求事項
本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設備にあっては，通常時に使用する系統から速やかに切り替えられる機能を備えるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
燃料プール代替注水系（可搬型スプレイヘッダ）は，重大事故等への対処以外に通常時に使用する設備でないことから，図 3.11-3 で示すタイムチャートのとおり系統の切り替えは発生しない。
＜使用済燃料プールへ注水する場合＞
経過時間（分）
10

手順の項目

30

20

40

50

60

70

90

80

100

備考

燃料プール代替注水系（可搬型）による使用済燃料プール注水 80分

要員（数）燃料プール代替注水系（可搬型）による使用済燃料プール
注水(可搬型スプレイヘッダ)(SFP接続口(原子炉建屋南側)
使用)

中央制御室運転員 Ａ

1

現場運転員 Ｃ，Ｄ

2[防火水槽を水源とした場合]

緊急時対策要員

通信手段確保，使用済燃料プ ール監視カ メラ 状態確認
送水確認
移動，ホース展開，ノズル設置

緊急時対策所～大湊高台移動 ※可搬型代替注水ポン プ （A-1級又はA-2級）1台の健全性確認

2※ 荒浜側高台保管
場所への移動は、10分と想定する。

可搬型代替注水ポン プ （A-1級又はA-2級）1台移動～配置
送水準備(淡水又は海水)
送水

経過時間（分）
10

手順の項目

30

20

40

[防火水槽を水源とした場合]

60

70

100

90

80

110

備考

燃料プール代替注水系（可搬型）による使用済燃料プール注水90分

要員（数）燃料プール代替注水系（可搬型）による使用済燃料プール
注水(可搬型スプレイヘッダ)(原子炉建屋大物搬入口から
の接続)

50

中央制御室運転員 Ａ

1

現場運転員 Ｃ，Ｄ

2

通信手段確保，使用済燃料プ ール監視カ メラ 状態確認
送水確認
移動，ホース展開，ノズル設置
原子炉建屋内側よ り扉開放
緊急時対策所～大湊高台移動 ※可搬型代替注水ポン プ （A-1級又はA-2級）1台の健全性確認

緊急時対策要員※ 荒浜側高台保管
場所への移動は、10分と想定する。

可搬型代替注水ポン プ （A-1級又はA-2級）1台移動～配置

2

原子炉建屋外側よ り防潮扉開放
送水準備（淡水又は海水）
送水

経過時間（分）
10

手順の項目

30

20

40

50

60

70

100

90

80

110

120

備考

燃料プール代替注水系（可搬型）による使用済燃料プール注水 110分

要員（数）中央制御室運転員 Ａ

1

現場運転員 Ｃ，Ｄ

2

緊急時対策要員

2

通信手段確保，使用済燃料プ ール監視カ メラ 状態確認
送水確認

燃料プール代替注水系（可搬型）による使用済燃料プール
注水(可搬型スプレイヘッダ)(SFP接続口(原子炉建屋南側)
使用)

移動，ホース展開，ノズル設置

緊急時対策所～淡水貯水池移動
貯水池出口弁「開」
送水ラ イ ン 水張り，健全性確認，送水ホース及び消防ホース接続継手接続
送水
緊急時対策所～大湊高台移動 ※[淡水貯水池を水源とした場合]

可搬型代替注水ポン プ （A-1級又はA-2級）1台の健全性確認

緊急時対策要員※ 荒浜側高台保管
場所への移動は、10分と想定する。

可搬型代替注水ポン プ （A-1級又はA-2級）1台移動～配置

2

送水準備
送水

経過時間（分）
10

手順の項目

20

30

40

50

60

70

80

90

100

120

110

備考

燃料プール代替注水系（可搬型）による使用済燃料プール注水110分

要員（数）中央制御室運転員 Ａ

1

現場運転員 Ｃ，Ｄ

2

通信手段確保，使用済燃料プ ール監視カ メラ 状態確認
送水確認

燃料プール代替注水系（可搬型）による使用済燃料プール
注水(可搬型スプレイヘッダ)(原子炉建屋大物搬入口からの接続)

移動，ホース展開，ノズル設置
原子炉建屋内側よ り扉開放
緊急時対策所～淡水貯水池移動緊急時対策要員2

貯水池出口弁「開」
送水ラ イ ン 水張り，健全性確認，送水ホース及び消防ホース接続継手接続
送水 淡水貯水池を 水源とした可搬型代替注水ポン プ への送水開始
緊急時対策所～大湊高台移動 ※[淡水貯水池を水源とした場合]

可搬型代替注水ポン プ （A-1級又はA-2級）1台の健全性確認

緊急時対策要員2※ 荒浜側高台保管
場所への移動は、10分と想定する。

可搬型代替注水ポン プ （A-1級又はA-2級）1台移動～配置
原子炉建屋外側よ り防潮扉開放
送水準備
送水

図 3.11-3

燃料プール代替注水系（可搬型スプレイヘッダ）のタイムチャート(1/2)＊
3.11-14

＜使用済燃料プールへスプレイする場合＞
経過時間（分）
10

手順の項目

30

20

40

60

70

中央制御室運転員 Ａ

1

現場運転員 Ｃ，Ｄ

2

備考

100

90

80

燃料プール代替注水系（可搬型）による使用済燃料プールスプレイ

要員（数）燃料プール代替注水系（可搬型）による使用済燃料プール
スプレイ(可搬型スプレイヘッダ)(SFP接続口(原子炉建屋南側)
使用)

50

95分

通信手段確保，使用済燃料プ ール監視カ メラ 状態確認
送水確認
移動，ホース展開，ノズル設置

緊急時対策所～大湊高台移動 ※可搬型代替注水ポン プ （A-1級及びA-2級）2台の健全性確認

緊急時対策要員3※ 荒浜側高台保管
場所への移動は、10分と想定する。

可搬型代替注水ポン プ （A-1級及びA-2級）2台移動～配置[防火水槽を水源とした場合]

送水準備(淡水又は海水)
送水

経過時間（分）
10

手順の項目

30

20

40

50

60

70

100

90

80

燃料プール代替注水系（可搬型）による使用済燃料プールスプレイ

要員（数）中央制御室運転員 Ａ

1

現場運転員 Ｃ，Ｄ

2

110

備考

105分

通信手段確保，使用済燃料プ ール監視カ メラ 状態確認
送水確認

燃料プール代替注水系（可搬型）による使用済燃料プール
スプレイ(可搬型スプレイヘッダ)(原子炉建屋大物搬入口からの接続)

移動，ホース展開，ノズル設置
原子炉建屋内側よ り扉開放
緊急時対策所～大湊高台移動 ※可搬型代替注水ポン プ （A-1級及びA-2級）2台の健全性確認

緊急時対策要員※ 荒浜側高台保管
場所への移動は、10分と想定する。

可搬型代替注水ポン プ （A-1級及びA-2級）2台移動～配置

3

原子炉建屋外側よ り防潮扉開放[防火水槽を水源とした場合]

送水準備（淡水又は海水）
送水

経過時間（分）
10

手順の項目

30

20

40

50

60

70

100

90

80

110

備考

120

燃料プール代替注水系（可搬型）による使用済燃料プールスプレイ 120分

要員（数）中央制御室運転員 Ａ

1

現場運転員 Ｃ，Ｄ

2

緊急時対策要員

2

通信手段確保，使用済燃料プ ール監視カ メラ 状態確認
送水確認

燃料プール代替注水系（可搬型）による使用済燃料プール
スプレイ(可搬型スプレイヘッダ)(SFP接続口(原子炉建屋南側)
使用)

移動，ホース展開，ノズル設置

緊急時対策所～淡水貯水池移動
貯水池出口弁「開」
送水ラ イ ン 水張り，健全性確認，送水ホース及び消防ホース接続継手接続
送水
緊急時対策所～大湊高台移動 ※可搬型代替注水ポン プ （A-1級及びA-2級）2台の健全性確認[淡水貯水池を水源とした場合]
緊急時対策要員※ 荒浜側高台保管
場所への移動は、10分と想定する。

可搬型代替注水ポン プ （A-1級及びA-2級）2台移動～配置

2

送水準備

送水
経過時間（分）
10

手順の項目

20

30

40

50

60

70

80

90

100

110

120

130

備考

燃料プール代替注水系（可搬型）による使用済燃料プールスプレイ 125分

要員（数）中央制御室運転員 Ａ

1

現場運転員 Ｃ，Ｄ

2

通信手段確保，使用済燃料プ ール監視カ メラ 状態確認
送水確認
移動，ホース展開，ノズル設置
原子炉建屋内側よ り扉開放

燃料プール代替注水系（可搬型）による使用済燃料プール
スプレイ(可搬型スプレイヘッダ)(原子炉建屋大物搬入口からの接続)

緊急時対策所～淡水貯水池移動緊急時対策要員2

貯水池出口弁「開」
送水ラ イ ン 水張り，健全性確認，送水ホース及び消防ホース接続継手接続
送水 淡水貯水池を 水源とした可搬型代替注水ポン プ への送水開始
緊急時対策所～大湊高台移動 ※可搬型代替注水ポン プ （A-1級及びA-2級）2台の健全性確認[淡水貯水池を水源とした場合]
緊急時対策要員2※ 荒浜側高台保管
場所への移動は、10分と想定する。

可搬型代替注水ポン プ （A-1級及びA-2級）2台移動～配置
原子炉建屋外側よ り防潮扉開放
送水準備

送水

図 3.11-3

燃料プール代替注水系（可搬型スプレイヘッダ）のタイムチャート(2/2)＊＊：「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技
術的能力に係る審査基準」への適合状況についての 1．11 で示すタイムチャート

3.11-15

(5) 悪影響の防止（設置許可基準規則第 43 条第 1 項五）(ⅰ) 要求事項
工場等内の他の設備に対して悪影響を及ぼさないものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

燃料プール代替注水系（可搬型スプレイヘッダ）である可搬型代替注水ポン
プ（A-1 級）及び（A-2 級）は，通常時，接続先の系統と分離された状態で保管することとしており，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。また，輪留めによる固定等をするか又は設置場所において転倒しないことを確認することで他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
（54-3-2）
燃料プール代替注水系（可搬型スプレイヘッダ）である可搬型スプレイヘッ
ダは，通常時，他設備と独立した状態で設置又は保管し，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
（54-8-3～6）(6) 設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 1 項六）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において重大事故等対処設備の操作及び復旧作業を行うことができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設
置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
燃料プール代替注水系（可搬型スプレイヘッダ）の系統構成において操作が必要な機器の設置場所，操作場所を表 3.11-6 に示す。
燃料プール代替注水系（可搬型スプレイヘッダ）である可搬型代替注水ポン
プ（A-1 級）及び（A-2 級）の起動及び接続口との接続作業並びに屋外の操作
対象弁の開操作は，線源からの離隔により，放射線量が高くなるおそれの少ない場所である屋外で実施可能な設計とする。なお，原子炉建屋内に設置する操作対象弁の操作が困難な環境時に備え，燃料プール代替注水系（可搬型スプレ
イヘッダ）を設ける。
燃料プール代替注水系（可搬型スプレイヘッダ）である可搬型スプレイヘッ
ダは現場へ据え付け後，現場での操作が不要な設計とする。
（54-3-2～10）

3.11-16

表 3.11-6

燃料プール代替注水系（可搬型スプレイヘッダ）操作対象機器設置場所
機器名称
設置場所
操作場所
可搬型代替注水ポンプ（A-1 級） 屋外設置位置
屋外設置位置可搬型代替注水ポンプ（A-2 級） 屋外設置位置
屋外設置位置SFP 接続口建屋内元弁
原子炉建屋
原子炉建屋
地上 1 階
地上 1 階SFP 接続口建屋外元弁
屋外
屋外
ホース及び可搬型スプレイヘッダ 屋外及び屋外及び原子炉建屋内
原子炉建屋内

3.11-17

3.11.2.1.4

設置許可基準規則第 43 条第 3 項への適合方針(1) 容量（設置許可基準規則第 43 条第 3 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等の収束に必要な容量に加え，十分に余裕のある容量を有するものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
燃料プール代替注水系（可搬型スプレイヘッダ）である可搬型代替注水ポンプ（A-1級）及び（A-2級）は，第54条第1項及び第2項対応の場合に，必要な注水量又はスプレイ量を有する設計とする。
また,可搬型スプレイヘッダは1台で使用済燃料プール内燃料体にスプレイ可能な設計とする。
（54-6-2～30）(2) 確実な接続（設置許可基準規則第 43 条第 3 項二）(ⅰ) 要求事項
常設設備（発電用原子炉施設と接続されている設備又は短時間に発電用原子炉施設と接続することができる常設の設備をいう。以下同じ。）と接続するものにあっては，当該常設設備と容易かつ確実に接続することができ，かつ，二以上の系統又は発電用原子炉施設が相互に使用することができるよう，接続部の規格の統一その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
燃料プール代替注水系（可搬型スプレイヘッダ）である可搬型代替注水ポン
プ（A-1 級）及び（A-2 級），並びに可搬型スプレイヘッダの接続箇所は，簡便な接続方式である結合金具による接続にすることに加え,接続口の口径を 65Aに統一し,75A/65A のレデューサを配備しておくことで確実に接続ができる設計とする。また，6 号及び７号炉が相互に使用することができるよう,可搬型代
替注水ポンプ（A-1 級）及び（A-2 級）からくるホースと接続口について,ホースと接続口を簡便な接続方式である結合金具による接続にすることに加え,接続口の口径を 65A に統一し, 75A/65A のレデューサを配備しておくことで確実に接続ができる設計とする。
（54-7-2,3）(3) 複数の接続口（設置許可基準規則第 43 条第 3 項三）(ⅰ) 要求事項
常設設備と接続するものにあっては，共通要因によって接続することができなくなることを防止するため，可搬型重大事故等対処設備（原子炉建屋の外か
3.11-18

ら水又は電力を供給するものに限る。）の接続口をそれぞれ互いに異なる複数の場所に設けるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

燃料プール代替注水系（可搬型スプレイヘッダ）及び燃料プール代替注水系（常設スプレイヘッダ）である可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）及び（A-2 級）の接続箇所は，重大事故等時の環境条件，自然現象，外部人為事象，溢水及び火災の影響により接続できなくなることを防止するため，接続口をそれぞれ互いに異なる複数の場所に設ける設計とする。
6 号及び 7 号炉ともに，接続口から可搬型スプレイヘッダまで建屋内にホースを敷設してつながる「SFP 接続口」を原子炉建屋南側に 1 箇所設置し，接続口から常設スプレイヘッダまで鋼製配管でつながる「SFP 接続口」を原子炉建屋東側に 1 箇所，原子炉建屋北側に 1 箇所設置し，合計 3 箇所設置することで共通要因によって接続できなくなることを防止する設計とする。
（54-7-2～5）(4) 設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 3 項四）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において可搬型重大事故等対処設備を設置場所に据え付け，及び常設設備と接続することができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
燃料プール代替注水系（可搬型スプレイヘッダ）である可搬型代替注水ポン
プ（A-1 級）及び（A-2 級）の起動及びホースの接続作業は，仮に線量が高い場
合は線源からの離隔距離をとること，線量を測定し線量が低い位置に配置する
ことにより，これら設備の設置及び常設設備との接続が可能である。また，現場での接続作業にあたっては，簡便な結合金具による接続方式により，確実に速やかに接続が可能である。
燃料プール代替注水系（可搬型スプレイヘッダ）である可搬型スプレイヘッ
ダは，現場での据え付け後は，現場での操作が不要な設計とする。
また，可搬型スプレイヘッダの設置場所への据え付けが困難な環境時に備え，
常設スプレイヘッダを設ける。
（54-7-2～5）(5) 保管場所（設置許可基準規則第 43 条第 3 項五）(ⅰ) 要求事項
地震，津波その他の自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロ
3.11-19

リズムによる影響，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備の配置その他の条件を考慮した上で常設重大事故等対処設備と異なる保管場所に保管すること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

燃料プール代替注水系（可搬型スプレイヘッダ）である可搬型代替注水ポン
プ（A-1 級）及び（A-2 級）は，地震，津波その他の自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムによる影響，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備の配置その他の条件を考慮し，燃料プール冷却浄化系ポンプ，
残留熱除去系ポンプと位置的分散を図り，発電所敷地内の高台（大湊側高台保管場所及び荒浜側高台保管場所）に複数箇所に分散して保管する。
燃料プール代替注水系（可搬型スプレイヘッダ）である可搬型スプレイヘッ
ダは，常設スプレイヘッダと二次格納施設内の異なる場所に保管する。
（54-8-2～6）(6) アクセスルートの確保（設置許可基準規則第 43 条第 3 項六）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において，可搬型重大事故等対処設備を運搬し，又は他の設備の被害状況を把握するため，工場等内の道路及び通路が確保できるよう，適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
燃料プール代替注水系（可搬型スプレイヘッダ）である可搬型代替注水ポン
プ（A-1 級）及び（A-2 級）は，通常時は高台に保管しており，想定される重大事故等が発生した場合においても，可搬型重大事故等対処設備の運搬及び移動に支障をきたすことのないよう，迂回路も考慮して複数のアクセスルートを確保する設計とする。
（『可搬型重大事故等対処設備保管場所及びアクセスルートについて』参照）
燃料プール代替注水系（可搬型スプレイヘッダ）である可搬型スプレイヘッ
ダは，通常時は原子炉建屋内に保管しており，その機能に期待できる環境時において，保管場所から接続場所までの運搬経路について，設備の運搬及び移動に支障をきたすことのないよう，迂回路も考慮して複数のアクセスルートを確保する設計とする。
（『可搬型重大事故等対処設備保管場所及びアクセスルートについて』参照）
また，可搬型スプレイヘッダの保管場所，接続場所へのアクセスが困難な環境時に備え，常設スプレイヘッダを設ける。
（54-9-2～8）

3.11-20

(7) 設計基準事故対処設備及び常設重大事故等防止設備との多様性（設置許可基準
規則第 43 条第 3 項七）(ⅰ) 要求事項
重大事故防止設備のうち可搬型のものは，共通要因によって，設計基準事故
対処設備の安全機能，使用済燃料貯蔵槽の冷却機能若しくは注水機能又は常設
重大事故防止設備の重大事故に至るおそれがある事故に対処するために必要な機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

燃料プール代替注水系（可搬型スプレイヘッダ）である可搬型代替注水ポン
プ（A-1 級）及び（A-2 級）は，共通要因によって，設計基準事故対処設備の安全機能，使用済燃料貯蔵槽の冷却機能若しくは注水機能又は常設重大事故防止
設備の重大事故に至るおそれがある事故に対処するために必要な機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，燃料プール冷却浄化系ポンプ，残留熱除去系ポンプと表 3.11-7 で示すとおり位置的分散を図るとともに，可能な限りの多様性を備えた設計とする。
（54-3-2）

3.11-21

3.11-22

駆動電源

水源

冷却水

地上 4 階

原子炉建屋の二次格納施設外

地上 1 階

非常用交流電源設備(非常用ディーゼル発電機)

原子炉建屋

使用済燃料プール

6 号炉は原子炉補機冷却系（7 号炉は不要）

原子炉
補機冷却系

原子炉建屋 地下 3 階

原子炉建屋

地上 2 階

残留熱除去系
ポンプ

不要（内包油）潤滑油

不要

燃料プール冷却浄化系
ポンプ

計装用圧縮空気系

ポンプ

残留熱除去系（燃料プール冷却モード）

使用済燃料プールディフューザ

燃料プール冷却浄化系

駆動用空気

注水端

項目

設計基準対象施設

屋外

エンジン

屋外

代替淡水源又は海水不要（自滑水）屋外

可搬型代替注水ポンプ(A-1 級)及び(A-2 級)

不要

不要

可搬型スプレイヘッダ

常設スプレイヘッダ

重大事故等対処設備
燃料プール代替注水系

表 3.11-7 多様性又は多重性，位置的分散

3.11.2.2

燃料プール代替注水系（常設スプレイヘッダ）

3.11.2.2.1
設備概要
燃料プール代替注水系（常設スプレイヘッダ）は，設計基準対象施設である残留熱除去系（使用済燃料プール水の冷却及び注水機能）及び燃料プール冷却浄化系（使用済燃料プール水の冷却機能）の有する使用済燃料プールの冷却及び注水機能が喪失した場合に，この機能を代替し，使用済燃料プール内燃料体等の著しい損傷，臨界の防止及び放射線の遮蔽を目的として設置するものである。
また，大量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緩和，及び臨界の防止を目的として設置するものである。
本系統は，可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）及び（A-2 級），計測制御装置，及び水源である複数の代替淡水源（防火水槽及び淡水貯水池），流路である燃料プール
代替注水系配管，常設スプレイヘッダ，注入先である使用済燃料プール，燃料補給設備である軽油タンク，タンクローリ（4kL）等から構成される。
本系統に関する重大事故等対処設備を表 3.11-8 に，本系統全体の概要図を図3.11-4 及び図 3.11-5 に示す。
本系統は第 54 条第 1 項対応（使用済燃料プールへ注水する）の場合，可搬型代
替注水ポンプ（A-1 級）又は（A-2 級）により，防火水槽からホース，及び燃料プール代替注水系配管，常設スプレイヘッダを経由して使用済燃料プールへ注水可能な設計とする。
また，本系統は第 54 条第 2 項対応の場合，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）により防火水槽及び淡水貯水池の水，若しくは海水を汲み上げ，可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）により燃料プール代替注水系配管及び常設スプレイヘッダを経由して使用済燃料プールへスプレイ可能な設計とする。
本系統の操作にあたっては，現場屋外での弁の操作，ホースの敷設により系統構成を行った後，屋外で可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）及び（A-2 級）の操作スイッ
チにより可搬型代替注水ポンプを起動し運転を行う。
可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）及び（A-2 級）は，駆動源である軽油を，軽油タ
ンクからタンクローリ（4kL）を介し給油できる設計とする。
水源である防火水槽は，淡水貯水池からホースを経由して補給できる設計とする。

3.11-23

表 3.11-8 燃料プール代替注水系(常設スプレイヘッダ)に関する重大事故等対処設備一覧
設備区分
設備名
主要設備
可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）【可搬型】
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）【可搬型】
常設スプレイヘッダ【常設】
附属設備
－
※1
水源
防火水槽【常設】
淡水貯水池【常設】流路
ホース・接続口【可搬型】
燃料プール代替注水系 配管・弁【常設】注水先
使用済燃料プール【常設】電源設備
燃料補給設備(燃料補給
軽油タンク【常設】設備を含タンクローリ（4kL）【可搬】
む)
計装設備※2 使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域）【常設】
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA）【常設】
使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）【常設】
使用済燃料貯蔵プール監視カメラ【常設】（使用済燃料貯蔵プール監視カメラ用空冷装置【常設】を含む）※1：水源については「3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第 56 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
※2：主要設備を用いた使用済燃料プール内燃料体等の著しい損傷緩和，臨界防止及び放射線の遮蔽対策を成功させるために把握することが必要な原子炉施設の状態計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

3.11-24

3.11.2.2.2
主要設備の仕様
主要設備の仕様を以下に示す。
（1）可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）（6 号及び 7 号炉共用）
種類
：ターボ形
容量
：168ｍ3/ｈ/台
吐出圧力：0.85MPa
最高使用圧力：2.0MPa
最高使用温度：40℃
個数：1（予備1）
設置場所
：屋外
保管場所
：荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所
原動機出力 ：160kW（2）可搬型代替注水ポンプ（A-2級）（6号及び7号炉共用）
種類
：ターボ形
容量
：120ｍ3/ｈ/台
吐出圧力：0.85MPa
最高使用圧力：2.0MPa
最高使用温度：40℃
個数：4（2/プラント）（予備 5）
設置場所
：屋外
保管場所
：荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所
原動機出力 ：110kW（3）常設スプレイヘッダ
最高使用温度：66℃
数量
：1
取付箇所
：原子炉建屋 地上4階
なお，水源については「3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第 56 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

3.11-25

図 3.11-4 燃料プール代替注水系（常設スプレイヘッダ）
使用済燃料プールへ注水する場合の系統概要図

3.11-26

MO

MO

MO

MO MO

スキマ
サージ
タンク

・電源設備については「3.14電源設備（設置許可基準規則第57条に対する設計方針を示す章」で示す。
・計装設備については「3.15計装設備（設置許可基準規則第58条に対する設計方針を示す章」で示す。

燃料プール冷却浄化系
ポンプ(B)

燃料プール冷却浄化系
ポンプ(A)

残留熱除去系へ

復水貯蔵槽から

復水貯蔵槽から残留熱除去系からMO

使用済燃料プール

常設スプレイヘッダ

重大事故等対処設備

ろ過脱塩器
(B)

ろ過脱塩器
(A)

スキマせき

原子炉補機冷却系(B)

燃料プール冷却浄化系
熱交換器(B)

原子炉補機冷却系(A)

燃料プール冷却浄化系
熱交換器(A)

ディフューザサイフォンブレーク孔

可搬型スプレイヘッダ

屋外

（南）

屋外

可搬型代替
注水ポンプ
（A-2級）

可搬型代替
注水ポンプ（A-2級）

可搬型代替
注水ポンプ（A-1級又はA-2級）

可搬型代替
注水ポンプ
（A-2級）

可搬型代替
注水ポンプ（A-1級又はA-2級）

屋外接続口

可搬型代替
注水ポンプ
（A-1級）

可搬型代替
注水ポンプ（A-1級又はA-2級）

扉

屋外

（東）

（北）

海

大容量送水車（海水取水ポンプ）

防火水槽
または
淡水貯水池

防火水槽
または
淡水貯水池

防火水槽
または
淡水貯水池

防火水槽
または
淡水貯水池

図 3.11-5 燃料プール代替注水系（常設スプレイヘッダ）
使用済燃料プールへスプレイする場合の系統概要図

3.11-27

MO

MO

MO

MO MO

スキマ
サージ
タンク

・電源設備については「3.14電源設備（設置許可基準規則第57条に対する設計方針を示す章」で示す。
・計装設備については「3.15計装設備（設置許可基準規則第58条に対する設計方針を示す章」で示す。

燃料プール冷却浄化系
ポンプ(B)

燃料プール冷却浄化系
ポンプ(A)

残留熱除去系へ

復水貯蔵槽から

復水貯蔵槽から残留熱除去系からMO

使用済燃料プール

常設スプレイヘッダ

重大事故等対処設備

ろ過脱塩器
(B)

ろ過脱塩器
(A)

スキマせき

原子炉補機冷却系(B)

燃料プール冷却浄化系
熱交換器(B)

原子炉補機冷却系(A)

燃料プール冷却浄化系
熱交換器(A)

ディフューザサイフォンブレーク孔

可搬型スプレイヘッダ

屋外

（南）

屋外

可搬型代替
注水ポンプ
（A-2級）

可搬型代替
注水ポンプ（A-2級）

可搬型代替
注水ポンプ（A-1級又はA-2級）

可搬型代替
注水ポンプ
（A-2級）

可搬型代替
注水ポンプ（A-1級又はA-2級）

屋外接続口

可搬型代替
注水ポンプ
（A-1級）

可搬型代替
注水ポンプ（A-1級又はA-2級）

扉

屋外

（東）

（北）

海

大容量送水車（海水取水ポンプ）

防火水槽
または
淡水貯水池

防火水槽
または
淡水貯水池

防火水槽
または
淡水貯水池

防火水槽
または
淡水貯水池

3.11.2.2.3

設置許可基準規則第 43 条への適合方針

3.11.2.2.3.1

設置許可基準規則第 43 条第 1 項への適合方針(1) 環境条件及び荷重条件（設置許可基準規則第 43 条第 1 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重その他の使用条件において，重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮するものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
燃料プール代替注水系（常設スプレイヘッダ）の可搬型代替注水ポンプ（A1 級）及び（A-2 級）は，屋外に設置している設備であることから，想定される重大事故等時における屋外の環境条件及び荷重条件を考慮し，その機能が有効に発揮することができるよう，以下の表 3.11-9 に示す設計とする。
燃料プール代替注水系（常設スプレイヘッダ）の常設スプレイヘッダは二次格納施設内に設置している設備であることから想定される重大事故等時における二次格納施設内の環境条件を考慮し，その機能が有効に発揮することができるよう，以下の表 3.11-10 に示す設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）及び（A-2 級）は，屋外で可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）及び（A-2 級）の操作スイッチで操作可能な設計とする。また，
風（台風）による荷重については，転倒しないことの確認を行っているが，詳細評価により転倒する結果となった場合は，転倒防止措置を講じる。積雪の影
響については，適切に除雪する運用とする。降水及び凍結により機能を損なわないよう防水対策及び凍結対策を行う。
（54-3-2,11～14）

3.11-28

表 3.11-9

可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）及び（A-2 級）に想定する環境条件及び荷重条件
環境条件等
対応
温度・圧力・湿度・放 屋外で想定される温度，圧力，湿度及び放射線条件下に射線耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外の天候による影響 降水及び凍結により機能を損なうことのないよう防水対策及び凍結対策を行える設計とする。
海水を通水する系統へ 淡水だけでなく海水も使用する（常時海水を通水しなの影響い）。使用済燃料プールへの注水は，可能な限り淡水源を優先し，海水通水時間を短時間とすることで，設備への影響を考慮する。
地震
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認し，治具や輪留め等を用いた転倒防止対策を行う。
風（台風）・積雪
屋外で風荷重，積雪荷重を考慮しても機器が損傷しないことを評価により確認する。
電磁的障害
重大事故等が発生した場合においても，電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

表 3.11-10 常設スプレイヘッダに想定する環境条件及び荷重条件
環境条件等
対応
温度・圧力・湿度・放 二次格納施設内で想定される温度，圧力，湿度及び放射射線
線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外の天候による影響 屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない。
海水を通水する系統へ 淡水だけでなく海水も使用する（常時海水を通水しなの影響い）。使用済燃料プールへの注水は，可能な限り淡水源を優先し，海水通水時間を短時間とすることで，設備への影響を考慮する。
地震
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方
針」に示す）。
風（台風）・積雪
二次格納施設内に設置するため，風（台風）及び積雪の影響は受けない。
電磁的障害
重大事故等が発生した場合においても，電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

3.11-29

(2) 操作性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項二）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において確実に操作できるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
燃料プール代替注水系（常設スプレイヘッダ）を運転する場合は，可搬型代
替注水ポンプ（A-1 級）及び（A-2 級）の移動及びホース敷設により系統構成を行った後，屋外で可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）及び（A-2 級）の操作スイッチにより可搬型代替注水ポンプを起動し，使用済燃料プール外部注水原子炉
建屋北側注水ライン元弁又は使用済燃料プール外部注水 R/B 東側注水ライン
元弁の開操作を実施し使用済燃料プールへの注水を行う。
以上のことから，燃料プール代替注水系（常設スプレイヘッダ）の操作に必要な機器を表 3.11-11 に示す。
可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）及び（A-2 級）については，可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）及び（A-2 級）操作盤の操作スイッチからのスイッチ操作で起動する設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）及び（A-2 級）操作盤の操作スイッチを操作するにあたり，運転員のアクセス性，操作性を考慮して十分な操作空間を確保することで基準に適合させる。また，それぞれの操作対象については銘板をつけることで識別可能とし，運転員の操作及び監視性を考慮して確実に操作できる設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）及び（A-2 級）は，接続口まで移動可能な車両設計とするとともに，設置場所にて輪留めによる固定等が可能な設計とする。
操作対象弁については，接続口が設置されている屋外の場所から手動操作で弁を開閉することが可能な設計とする。
ホースの接続作業にあたっては，特殊な工具，及び技量は必要とせず，簡便な接続金具による接続方式により，確実に接続が可能な設計とする。
（54-3-13,14,54-7-4,5）
表 3.11-11 操作対象機器
機器名称
状態の変化
操作場所
可搬型代替注水ポンプ（A-1 級） 起動・停止 屋外設置位置
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級） 起動・停止 屋外設置位置
使用済燃料プール外部注水 R/B 北 弁閉→弁開 屋外接続口位置
側注水ライン元弁（原子炉建屋北側）
使用済燃料プール外部注水 R/B 東 弁閉→弁開 屋外接続口位置
側注水ライン元弁（原子炉建屋東側）
ホース
ホース接続 屋外

3.11-30

操作方法
スイッチ操作
スイッチ操作
手動操作
手動操作
人力接続

(3) 試験及び検査（設置許可基準規則第 43 条第 1 項三）(ⅰ) 要求事項
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試験又は検査ができるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
燃料プール代替注水系（常設スプレイヘッダ）は，表 3.11-12 に示すように発電用原子炉の運転中又は停止中に，機能・性能確認，弁動作試験，分解検査，
外観検査が可能な設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）及び（A-2 級）は，発電用原子炉の運転中又は停止中に分解又は取替，車両としての運転状態確認が可能な設計とする。また，発電用原子炉の運転又は停止中に，淡水貯水池を水源とし，可搬型代替注
水ポンプ（A-1 級）又は（A-2 級），仮設流量計，ホースの系統構成で淡水貯水池へ送水する試験を行うテストラインを設けることで，燃料プール代替注水系（可搬型スプレイヘッダ）の機能・性能（吐出圧力，流量）及び漏えいの有無の確認が可能な系統設計とする。なお，接続口から常設スプレイヘッダまでのラインについては，上記の試験に加えて，発電用原子炉の運転中及び停止中に接続口の弁開閉試験を実施することで機能・性能が確認可能な設計とする。
ホース及び常設スプレイヘッダは，外観検査により機能・性能に影響を及ぼすおそれのある亀裂，腐食等がないことの確認が可能な設計とする。
常設スプレイヘッダは，通気により，つまり等がないこと，及び閉止栓を取り付けての通水により漏えいの確認が可能な設計とする。
（54-5-2,3）
表 3.11-12 燃料プール代替注水系（常設スプレイヘッダ）の試験及び検査
発電用原子炉の項目
内容
状態
機能・性能 可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）及び（A-2
試験級）の運転性能（吐出圧力，流量）の確認，
漏えいの確認
常設スプレイヘッダへの通気及び通水による機能・性能の確認
弁動作試験 弁開閉動作の確認
運転中又は可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）及び（A-2
停止中級）を分解し，部品の表面状態を，試験及び分解検査
目視により確認
又は必要に応じて取替
外観検査

ホース及び常設スプレイヘッダ外観の確認

車両検査

可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）及び（A-2級）の車両としての運転状態の確認
3.11-31(4) 切り替えの容易性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項四）(ⅰ) 要求事項
本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設備にあっては，通常時に使用する系統から速やかに切り替えられる機能を備えるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
燃料プール代替注水系（常設スプレイヘッダ）は，重大事故等への対処以外に通常時に使用する設備でないことから図 3.11-6 で示すタイムチャートのとおり系統の切り替えは発生しない。
＜使用済燃料プールへ注水する場合＞
経過時間（分）
10

手順の項目

30

20

60

50

70

90

80

100

備考

燃料プール代替注水系（可搬型）による使用済燃料プール注水 80分

要員（数）中央制御室運転員 Ａ

40

使用済燃料プ ール監視カ メラ 状態確認

1

送水確認

燃料プール代替注水系（可搬型）による使用済燃料プール
注水（常設スプレイヘッダ）

緊急時対策所～大湊高台移動 ※可搬型代替注水ポン プ （A-1級又はA-2級）1台の健全性確認

緊急時対策要員※ 荒浜側高台保管
場所への移動は、10分と想定する。

可搬型代替注水ポン プ （A-1級又はA-2級）1台移動～配置

2

送水準備(淡水又は海水)[防火水槽を水源とした場合]

送水

経過時間（分）
10

手順の項目

30

20

40

50

70

90

80

110

100

備考

120

燃料プール代替注水系（可搬型）による使用済燃料プール注水 110分

要員（数）中央制御室運転員 Ａ

60

1

使用済燃料プ ール監視カ メラ 状態確認
送水確認
緊急時対策所～淡水貯水池移動緊急時対策要員

燃料プール代替注水系（可搬型）による使用済燃料プール
注水（常設スプレイヘッダ）

貯水池出口弁「開」

2

送水ラ イ ン 水張り，健全性確認，送水ホース及び消防ホース接続継手接続
送水
緊急時対策所～大湊高台移動 ※可搬型代替注水ポン プ （A-1級又はA-2級）1台の健全性確認[淡水貯水池を水源とした場合]
緊急時対策要員※ 荒浜側高台保管
場所への移動は、10分と想定する。

可搬型代替注水ポン プ （A-1級又はA-2級）1台移動～配置

2

送水準備
送水

＜使用済燃料プールへスプレイする場合＞
経過時間（分）
10

手順の項目

30

20

40

80

70

100

90

備考

燃料プール代替注水系（可搬型）による使用済燃料プールスプレイ 95分

要員（数）中央制御室運転員 Ａ

6050

使用済燃料プ ール監視カ メラ 状態確認

1

送水確認

燃料プール代替注水系（可搬型）による使用済燃料プール
スプレイ（常設スプレイヘッダ）

緊急時対策所～大湊高台移動 ※可搬型代替注水ポン プ （A-1級及びA-2級）3台の健全性確認

緊急時対策要員※ 荒浜側高台保管
場所への移動は、10分と想定する。

可搬型代替注水ポン プ （A-1級及びA-2級）3台移動～配置

3

送水準備(淡水又は海水)[防火水槽を水源とした場合]

送水

経過時間（分）
10

手順の項目

30

20

40

50

60

80

90

100

110

備考

120

燃料プール代替注水系（可搬型）による使用済燃料プールスプレイ 120分

要員（数）中央制御室運転員 Ａ

70

1

使用済燃料プ ール監視カ メラ 状態確認
送水確認
緊急時対策所～淡水貯水池移動
貯水池出口弁「開」

燃料プール代替注水系（可搬型）による使用済燃料プール
スプレイ（常設スプレイヘッダ）

緊急時対策要員

2

淡水貯水池～大湊高台移動移動
可搬型代替注水ポン プ （A-2級）1台配置，送水ラ イ ン 水張り及び健全性確認

送水
緊急時対策所～大湊高台移動 ※[淡水貯水池を水源とした場合]

可搬型代替注水ポン プ （A-1級及びA-2級）3台の健全性確認

緊急時対策要員2※ 荒浜側高台保管
場所への移動は、10分と想定する。

可搬型代替注水ポン プ （A-1級及びA-2級）2台移動～配置
送水準備
送水

図 3.11-6

燃料プール代替注水系（常設スプレイヘッダ）によるタイムチャート＊＊：「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」への適合状況についての 1．11 で示すタイムチャート

3.11-32(5) 悪影響の防止（設置許可基準規則第 43 条第 1 項五）(ⅰ) 要求事項
工場等内の他の設備に対して悪影響を及ぼさないものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

燃料プール代替注水系（常設スプレイヘッダ）である可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）及び（A-2 級）は，通常時，接続先の系統と分離された状態で保管することとしており，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。また，輪留めによる固定等をするか又は設置場所において転倒しないことを確認すること
で他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
燃料プール代替注水系（常設スプレイヘッダ）である常設スプレイヘッダは，
通常時，他設備と独立した状態で設置又は保管し，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
（54-3-2,13,14）(6) 設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 1 項六）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において重大事故等対処設備の操作及び復旧作業を行うことができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設
置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
燃料プール代替注水系（常設スプレイヘッダ）の系統構成において操作が必
要な機器の設置場所，操作場所を表 3.11-13 に示す。
燃料プール代替注水系（常設スプレイヘッダ）である可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）及び（A-2 級）の起動及び接続口との接続作業，並びに操作対象弁の開操作は，線源からの離隔により，放射線量が高くなるおそれの少ない場所
である屋外で実施可能な設計とする。
燃料プール代替注水系（常設スプレイヘッダ）である常設スプレイヘッダは現場での操作が不要な設計とする。
（54-3-13,14）

3.11-33

表 3.11-13
機器名称
可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）
使用済燃料プール外部注水
R/B 北側注水ライン元弁
使用済燃料プール外部注水
R/B 東側注水ライン元弁
ホース

操作対象機器設置場所
設置場所
操作場所
屋外設置位置屋外設置位置屋外設置位置屋外設置位置屋外接続口位置（原子炉建屋北側）
屋外接続口位置（原子炉建屋東側）
屋外

屋外接続口位置（原子炉建屋北側）
屋外接続口位置（原子炉建屋東側）
屋外

3.11-34

3.11.2.2.4
設置許可基準規則第 43 条第 2 項への適合方針(1) 共用の禁止（設置許可基準規則第 43 条第 2 項二）(ⅰ) 要求事項
二以上の発電用原子炉施設において共用するものでないこと。ただし，二以上の発電用原子炉施設と共用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であって，同一の工場等内の他の発電用原子炉施設に対して悪影響を及ぼさない場合は，この限りでない。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

燃料プール代替注水系（常設スプレイヘッダ）である常設スプレイヘッダは，二以上の発電用原子炉施設において共用しない設計とする。
（54-3-13,14）
3.11.2.2.5
設置許可基準規則第 43 条第 3 項への適合方針(1) 容量（設置許可基準規則第 43 条第 3 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等の収束に必要な容量に加え，十分に余裕のある容量を有するものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
燃料プール代替注水系（常設スプレイヘッダ）である可搬型代替注水ポン
プ（A-1級）は，第54条第1項及び第2項対応の場合に，必要な注水量又はスプレイ量を有する設計とする。
燃料プール代替注水系（常設スプレイヘッダ）である可搬型代替注水ポン
プ（A-2級）は，第54条第1項対応の場合に，必要な注水量を有する設計とする。
（54-6-2～30）(2) 確実な接続（設置許可基準規則第 43 条第 3 項二）(ⅰ) 要求事項
常設設備（発電用原子炉施設と接続されている設備又は短時間に発電用原子炉施設と接続することができる常設の設備をいう。以下同じ。）と接続するものにあっては，当該常設設備と容易かつ確実に接続することができ，かつ，二以上の系統又は発電用原子炉施設が相互に使用することができるよう，接続部の規格の統一その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

3.11-35

燃料プール代替注水系（常設スプレイヘッダ）である可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）及び（A-2 級）の接続箇所は，簡便な接続方式である結合金具による接続にすることに加え,接続口の口径を 65A に統一し,75A/65A のレデューサを配備しておくことで確実に接続ができる設計とする。また，6 号及び７号炉が相互に使用することができるよう,可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）及び（A2 級）からくるホースと接続口について,ホースと接続口を簡便な接続方式である結合金具による接続にすることに加え,接続口の口径を 65A に統一し,75A
又は 65A に統一し,75A/65A のレデューサを配備しておくことで確実に接続ができる設計とする。
（54-7-4,5）(3) 複数の接続口（設置許可基準規則第 43 条第 3 項三）(ⅰ) 要求事項
常設設備と接続するものにあっては，共通要因によって接続することができなくなることを防止するため，可搬型重大事故等対処設備（原子炉建屋の外か
ら水又は電力を供給するものに限る。）の接続口をそれぞれ互いに異なる複数の場所に設けるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

燃料プール代替注水系（常設スプレイヘッダ）の接続が困難な場合に備え，燃料プール代替注水系（可搬型スプレイヘッダ）を設ける。
燃料プール代替注水系（常設スプレイヘッダ）及び燃料プール代替注水系（可搬型スプレイヘッダ）である可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）及び（A-2 級）の接続箇所は，重大事故等時の環境条件，自然現象，外部人為事象，溢水及び火災の影響により接続できなくなることを防止するため，接続口をそれぞれ互いに異なる複数の場所に設ける設計とする。
6 号及び 7 号炉ともに，接続口から可搬型スプレイヘッダまで建屋内にホースを敷設してつながる「SFP 接続口」を原子炉建屋南側に 1 箇所設置し，接続口から常設スプレイヘッダまで鋼製配管でつながる「SFP 接続口」を原子炉建屋東側に 1 箇所，原子炉建屋北側に 1 箇所設置し，合計 3 箇所設置することで共通要因によって接続できなくなることを防止する設計とする。
（54-3-7,10,54-7-4,5）(4) 設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 3 項四）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において可搬型重大事故等対処設備を設置場所に据え付け，及び常設設備と接続することができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。

3.11-36

(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
燃料プール代替注水系（常設スプレイヘッダ）である可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）及び（A-2 級）の起動及びホースの接続作業は，仮に線量が高い場
合は線源からの離隔距離をとること，線量を測定し線量が低い位置に配置する
ことにより，これら設備の設置及び常設設備との接続が可能である。また，現場での接続作業にあたっては，簡便な結合金具による接続方式により，確実に速やかに接続が可能である。
（54-3-2,11～14）(5) 保管場所（設置許可基準規則第 43 条第 3 項五）(ⅰ) 要求事項
地震，津波その他の自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロ
リズムによる影響，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備の配置その他の条件を考慮した上で常設重大事故等対処設備と異なる保管場所に保管すること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

燃料プール代替注水系（常設スプレイヘッダ）である可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）及び（A-2 級）は，地震，津波その他の自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムによる影響，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備の配置その他の条件を考慮し，燃料プール冷却浄化系ポンプ，
残留熱除去系ポンプと位置的分散を図り，発電所敷地内の高台（大湊側高台保管場所及び荒浜側高台保管場所）に複数箇所に分散して保管する。
（54-8-2）(6) アクセスルートの確保（設置許可基準規則第 43 条第 3 項六）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において，可搬型重大事故等対処設備を運搬し，又は他の設備の被害状況を把握するため，工場等内の道路及び通路が確保できるよう，適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
燃料プール代替注水系（常設スプレイヘッダ）である可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）及び（A-2 級）は，通常時は高台に保管しており，想定される重大事
故等が発生した場合においても，可搬型重大事故等対処設備の運搬及び移動に支障をきたすことのないよう，迂回路も考慮して複数のアクセスルートを確保する設計とする。
（『可搬型重大事故等対処設備保管場所及びアクセスルートについて』参照）（54-9-2,3）
3.11-37

(7) 設計基準事故対処設備及び常設重大事故等防止設備との多様性（設置許可基準
規則第 43 条第 3 項七）(ⅰ) 要求事項
重大事故防止設備のうち可搬型のものは，共通要因によって，設計基準事故
対処設備の安全機能，使用済燃料貯蔵槽の冷却機能若しくは注水機能又は常設
重大事故防止設備の重大事故に至るおそれがある事故に対処するために必要な機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

燃料プール代替注水系（可搬型スプレイヘッダ）である可搬型代替注水ポン
プ（A-1 級）及び（A-2 級）は，共通要因によって，設計基準事故対処設備の安全機能，使用済燃料貯蔵槽の冷却機能若しくは注水機能又は常設重大事故防止
設備の重大事故に至るおそれがある事故に対処するために必要な機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，燃料プール冷却浄化系ポンプ，残留熱除去系ポンプと表 3.11-14 で示すとおり位置的分散を図るとともに，可能な限りの多様性を備えた設計とする。
（54-3-2）

3.11-38

3.11-39

駆動電源

水源

冷却水

原子炉建屋の二次格納施設外

地上 1 階

屋外エンジン

非常用交流電源設備（非常用ディーゼル発電機）

代替淡水源又は海水不要（自滑水）屋外

原子炉補機冷却系

原子炉建屋
地上 4 階

使用済燃料
プール

6 号炉は原子炉補機冷却系（7 号炉は不要）

屋外

原子炉建屋 地下 3 階

原子炉建屋

地上 2 階

可搬型代替注水ポンプ(A-1 級)及び(A-2 級)

残留熱除去系
ポンプ

燃料プール冷却浄化系ポ
ンプ

ポンプ

不要

不要（内包油）

不要

潤滑油

不要

計装用圧縮空気系

可搬型スプレイヘッダ

残留熱除去系
燃料プール代替注水系（燃料プール冷却モード）

使用済燃料プールディフューザ

燃料プール冷却浄化系

常設スプレイヘッダ

重大事故等対処設備

駆動用空気

注水端

項目

設計基準対象施設

表 3.11-14 多様性又は多重性，位置的分散

3.11.2.3

燃料プール冷却浄化系

3.11.2.3.1
設備概要
燃料プール冷却浄化系は，重大事故等時に設計基準事故対処設備である原子炉補機冷却系の復旧ができず，使用済燃料プールの冷却機能が喪失した場合においても，代替原子炉補機冷却系を用いて，使用済燃料プール内に貯蔵する使用済燃料から発生する崩壊熱を除熱することを目的として設ける系統である。
本系統は，使用済燃料を直接冷却する冷却水が流れる一次系，一次系の冷却
水と熱交換後の熱を最終ヒートシンクとなる海水へ移送する代替原子炉補機冷却系から構成される。
本系統の一次系は，電動ポンプ及び熱交換器等から構成され，使用済燃料プールからスキマせきを越えてスキマサージタンクに流出する冷却水を，電動ポンプにより熱交換器へ送水することで冷却し，再び使用済燃料プールへ戻す循
環冷却ラインを形成する。
代替原子炉補機冷却系は，熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）等から構成され，熱交換器ユニットの淡水側において，一次系と熱交換を行った系統水を熱交換器ユニットにより冷却及び送水し，再び一次系との熱交換を行う循環冷却ラインを形成し，熱交換器ユニットの海水側において，大容量送水車（熱交換器ユニット用）により海水を取水し，熱交換器ユニットに送水することで淡水側との熱交換を行い，熱交換後の系統水を海へ排水する。ここで，熱交換器ユニットの淡水側は，ホースを熱交換器ユニットとタービン建屋の接続口に接続することで流路を構成し，熱交換器ユニットの海水側は，熱交換器ユニット，大容量送水車（熱交換器ユニット用）等をホースで接続することで流路を構成する設計とする。
なお，重大事故等時においては，設計基準事故対処設備に属する動的機器が機能喪失していることを前提条件とすることから，全交流動力電源喪失時においても，発電所構内の高台に設置した常設代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。
本系統の一次系となる燃料プール冷却浄化系の系統概要図を図3.11-7に，二次系となる代替原子炉補機冷却系の系統概要図を図3.11-8に，本系統に属する
重大事故等対処設備一覧を表3.11-15に示す。
（54-14-2～6）

3.11-40

残留熱除去系から
復水貯蔵槽から

スキマせき
MO

スキマ
サージ
タンク

復水貯蔵槽から

サイフォンブレーク孔

使用済燃料プール
残留熱除去系へ

ディフューザ

燃料プール冷却浄化系
ポンプ(A)

燃料プール冷却浄化系
熱交換器(A)
MO

MO MO

MO

ろ過脱塩器
(A)

MO

ろ過脱塩器
(B)

代替原子炉補機冷却系(A)
燃料プール冷却浄化系
熱交換器(B)

燃料プール冷却浄化系
ポンプ(B)

・電源設備については「3.14電源設備（設置許可基準規則第57条に対する設計方針を示す章）」で示す。
・計装設備については「3.15計装設備（設置許可基準規則第58条に対する設計方針を示す章）」で示す。

代替原子炉補機冷却系(B)

重大事故等対処設備

図 3.11-7

燃料プール冷却浄化系

3.11-41

系統概要図

図 3.11-8

3.11-42

代替原子炉補機冷却系

FT

系統概要図

ＲＨＲポンプ（Ａ）室空調機

ＲＨＲ熱交換器（Ａ）

FI （中央制御室）

ＲＨＲポンプ（Ａ）軸受
冷却器

ＣＡＭＳ（Ａ）サンプルクーラ

ＲＳＷポンプモータ軸受
冷却器（Ａ），（Ｄ）

ＲＣＩＣポンプ室空調機

ＳＰＣＵポンプ室空調機

ＨＥＣＷ冷凍機（Ａ），（Ｃ）

ＦＰＣ熱交換器（Ａ）

MO

ＡO

MO

FT

MO

MO

T/B

RSWﾎﾟﾝﾌﾟ(D)RCW熱交換器(D)RSWﾎﾟﾝﾌﾟ(A)RCW熱交換器(A)ＤＷＣ冷却器（Ｂ）（ＨＶＨ）

ＤＷＣ冷却器（Ａ）（ＨＶＨ）

Ｄ／Ｗ ＬＣＷサンプ冷却器

ＲＩＰモータ熱交換器
Ａ，Ｂ，Ｅ，Ｆ，Ｈ

Y/D

MO

RCWﾎﾟﾝﾌﾟ(D)

接続口

ＳＡ空気圧縮機 冷却器

ＩＡ空気圧縮機 冷却器

Ｒ／Ｂ ＬＣＷサンプ冷却器

ＲＩＰ ＭＧセット（Ａ）

ＣＵＷポンプ（Ａ）熱交換器

ＣＲＤポンプ（Ａ）油冷却器

ＣＵＷ非再生熱交換器（Ａ）

ＨＷＨ温水熱交換器（Ａ）

RCWﾎﾟﾝﾌﾟ(A)

接続口

MO

FI （中央制御室）

RCCV

MO

ＳＧＴＳ（Ａ）室空調機

ＦＰＣポンプ（Ａ）室空調機

ＦＣＳ（Ａ）室空調機

非常用Ｄ／Ｇ（Ａ）

MO

熱交換器ユニット

大容量送水車（熱交換器ユニット用）

電源車

RCW
ｻｰｼﾞﾀﾝｸ(Ａ)

重大事故等対処設備

・電源設備については「3.14電源設備（設置許可基準
規則第57条に対する設計方針を示す章）」で示す。
・計装設備については「3.15計装設備（設置許可基準
規則第58条に対する設計方針を示す章）」で示す。

MO
海水

表 3.11-15

燃料プール冷却浄化系に関する重大事故等対処設備一覧

設備区分
主要設備

附属設備
水源※1
流路

注水先
電源設備※2（燃料補給設備を含む。
）

計装設備※3

設備名
燃料プール冷却浄化系ポンプ【常設】燃料プール冷却浄化系 熱交換器【常設】熱交換器ユニット【可搬】
大容量送水車（熱交換器ユニット用）【可搬】
代替原子炉補機冷却海水ストレーナ【可搬】
使用済燃料プール【常設】原子炉補機冷却系 配管・弁・サージタンク【常設】燃料プール冷却浄化系 配管・弁【常設】燃料プール冷却浄化系 スキマサージタンク【常設】燃料プール冷却浄化系 ディフューザ【常設】ホース【可搬】
海水貯留堰
スクリーン室取水路
使用済燃料プール【常設】常設代替交流電源設備
第一ガスタービン発電機【常設】及び第二ガスタービン
発電機【常設】
軽油タンク【常設】タンクローリ（16kL）【可搬】
第一ガスタービン発電機用燃料タンク【常設】及び第二ガスタービン発電機用燃料タンク【常設】第一ガスタービン発電機用燃料移送ポンプ【常設】及び第二ガスタービン発電機用燃料移送ポンプ【常設】可搬型代替交流電源設備
電源車【可搬】
軽油タンク【常設】タンクローリ（4kL）【可搬】
燃料補給設備軽油タンク【常設】タンクローリ（4kL）【可搬】
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域）【常設】
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA）【常設】※1：水源については「3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第 56 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
※2：単線結線図を補足説明資料 54-2 に示す。
電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
※3：主要設備を用いた使用済燃料プール内燃料体等の著しい損傷緩和，臨界防止及び放射線の遮蔽対策を成功させるために把握することが必要な原子炉施設の状態計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
3.11-43

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

3.11.2.3.2
主要設備の仕様
主要機器の仕様を以下に示す。
（1）燃料プール冷却浄化系ポンプ
種類：うず巻形（6 号炉），ターボ形（7 号炉）
容量：250m3/h/台
全揚程：80m
最高使用圧力 ：1.56MPa[gage]
最高使用温度 ：66℃
個数
：1 （予備 1）
取付箇所：原子炉建屋 地上 2 階
原動機出力：90kW（6 号炉），110kW（7 号炉）（2）燃料プール冷却浄化系 熱交換器
個数
：2
伝熱容量
：約 1.9MW/基（海水温度 30℃において）(3) 熱交換器ユニット（6 号及び 7 号炉共用）
容量：約 23 MW/式
（海水温度 30℃において）
伝熱面積
：約
m2/式
：約
m2/式
最高使用圧力：淡水側 1.37MPa[gage]／海水側 1.4MPa[gage]
最高使用温度：淡水側 70 又は 90℃／海水側 80 又は 50℃
淡水側 70 又は 90℃／海水側 80 又は 40℃
設置場所
：屋外
保管場所
：荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所
個数：3※1
1※1 （予備 1）※1 6 号及び 7 号炉の必要数はそれぞれ 2 とする。
代替原子炉補機冷却水ポンプ
種類
：うず巻形
容量
：300 m3/h/台
600 m3/h/台
揚程：75m
最高使用圧力：1.37MPa[gage]
最高使用温度：70℃
原動機出力：110kW
200kW
個数
：2
1
3.11-44

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

(4) 大容量送水車（熱交換器ユニット用）（6 号及び 7 号炉共用）
種類
：うず巻形
容量
：900m3/h/台
吐出圧力：1.25MPa[gage]
最高使用圧力：1.3MPa[gage]
最高使用温度：60℃
個数：4※1（予備 1）
設置場所
：屋外
保管場所
：荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所
原動機の出力：kW※1 6 号及び 7 号炉の必要数はそれぞれ 2 とする。
なお，電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」，計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58 条
に対する設計方針を示す章）」で示す。

3.11-45

3.11.2.3.3
設置許可基準規則第 43 条への適合方針
3.11.2.3.3.1
設置許可基準規則第 43 条第 1 項への適合方針(1) 環境条件及び荷重条件（設置許可基準規則第 43 条第 1 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重その他の使用条件において，重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮するものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
燃料プール冷却浄化系ポンプ及び熱交換器は，二次格納施設内に設置される設備であることから，想定される重大事故等時における，二次格納施設内の環境条件及び荷重条件を考慮し，その機能を有効に発揮することができるよう，
表 3.11-16 に示す設計とする。
燃料プール冷却浄化系ポンプの操作は，中央制御室の操作スイッチから遠隔操作可能な設計とする。
代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，屋外の荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所に保管し，重大事故等時にタービン建屋の接続口付近の屋外に設置する設備であることか
ら，想定される重大事故等時における，屋外の環境条件及び荷重条件を考慮し，その機能が有効に発揮することできるよう，以下の表 3.11-17 の設計とする。
熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）の操作は，熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）に付属する操作スイッ
チにより，想定される重大事故等時において，設置場所から操作可能な設計とする。風（台風）による荷重については，転倒しないことの確認を行っているが，詳細評価により転倒する結果となった場合は，転倒防止措置を講じる。積雪の影響については，適切に除雪する運用とする。また，降水及び凍結により機能を損なわないよう防水対策を行うとともに，凍結対策を行う。更に，使用時に海水を通水する熱交換器ユニット内の一部，及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，海水の影響を考慮した設計とし，ストレーナを設置すること
で異物の流入を防止する設計とする。
（54-3-17～36）

3.11-46

表 3.11-16

燃料プール冷却浄化系ポンプ及び熱交換器において想定する環
境条件及び荷重条件
環境条件等
対応
温度・圧力・湿度・放 二次格納施設内で想定される温度，圧力，湿度及び放射射線
線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外の天候による影響 屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない。
海水を通水する系統へ 海水を通水することはない。
の影響
地震

適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方
針」に示す）。

風（台風）・積雪

二次格納施設内に設置するため，風（台風）及び積雪の影響は受けない。
重大事故等が発生した場合においても，電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

電磁的障害表 3.11-17

熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）において想定する環境条件及び荷重条件
環境条件等
対応
温度・圧力・湿度・放射 屋外で想定される温度，圧力，湿度及び放射線条件に耐え線られる性能を確認した機器を使用する。
屋外の天候による影響 降水及び凍結により機能を損なうことのないよう防水対策及び凍結対策を行える設計とする。
海水を通水する系統へ 使用時に海水を通水する機器については海水の影響を考の影響慮した設計とする。
地震
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認し，治具や輪留め等を用いた転倒防止対策を行う。
風（台風）・積雪
屋外で風荷重，積雪荷重を考慮しても機器が損傷しないことを評価により確認する。
電磁的障害
重大事故等が発生した場合においても，電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

3.11-47

(2) 操作性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項二）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において確実に操作できるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
燃料プール冷却浄化系ポンプの起動は，中央制御室において，操作盤上での操作が可能な設計とする。また，系統構成に必要な弁操作は，中央制御室での操作が可能な設計とする。中央制御室の操作スイッチを操作するにあたり，運転員のアクセス性，操作性を考慮して十分な操作空間を確保する。また，操作対象については銘板をつけることで識別可能とし，運転員の操作及び監視性を考慮して確実に操作できる設計とする。
燃料プール冷却浄化系ポンプの操作は，中央制御室の操作スイッチから遠隔操作可能な設計とする。
代替原子炉補機冷系の熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，タービン建屋外部に設置している接続口まで車両による運搬が可能な設計とする。また，設置場所であるタービン建屋脇にて輪留めによる固定等が可能な設計とする。ホースの接続作業にあたっては，特殊な工具，及び技量は必要とせず，簡便な結合金具による接続方式及びフランジ接続方式並びに一般的な工具を使用することにより，確実に接続が可能な設計とする。
また，付属の操作盤により設置場所であるタービン建屋脇において熱交換器
ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）の操作を行う。操作盤の操作スイッチを操作するにあたり，運転員のアクセス性，操作性を考慮して十分な操作空間を確保する。また，操作対象については銘板をつけることで識別可
能とし，運転員の操作及び監視性を考慮して確実に操作できる設計とする。
その他操作が必要な電動弁である燃料プール冷却浄化系ろ過脱塩器第一入口弁，燃料プール冷却浄化系ろ過脱塩器第二入口弁，燃料プール冷却浄化系ろ過脱塩器出口弁，燃料プール冷却浄化系ろ過脱塩器バイパス弁(A 又は B)，残留熱除去系熱交換器（A 又は B）冷却水出口弁，常用冷却水供給側分離弁（A 又は B），常用冷却水戻り側分離弁（A 又は B）については，中央制御室でのスイッチ操作より，遠隔で弁を開閉することが可能な設計とする。中央制御室の操作スイッチを操作するにあたり，運転員のアクセス性，操作性を考慮して十分な操作空間を確保する。また，操作対象については銘板をつけることで識別可
能とし，運転員の操作及び監視性を考慮して確実に操作できる設計とする。
表 3.11-18 に操作対象機器の操作場所を示す。
（54-3-17～36）

3.11-48

表 3.11-18

操作対象機器

機器名称
燃料プール冷却浄化系ポンプ(A)
燃料プール冷却浄化系ポンプ(B)
燃料プール冷却浄化系ろ過脱塩器
第一入口弁
燃料プール冷却浄化系ろ過脱塩器
第二入口弁
燃料プール冷却浄化系ろ過脱塩器
出口弁
燃料プール冷却浄化系ろ過脱塩器
バイパス弁(A)
燃料プール冷却浄化系ろ過脱塩器
バイパス弁(B)
燃料プール冷却浄化系熱交換器(A)出口弁
燃料プール冷却浄化系熱交換器(B)出口弁熱交換器ユニット

状態の変化
起動・停止
起動・停止
弁開→弁閉

操作場所
中央制御室
中央制御室
中央制御室

操作方法
スイッチ操作
スイッチ操作
スイッチ操作

弁開→弁閉

中央制御室

スイッチ操作

弁開→弁閉

中央制御室

スイッチ操作

弁閉→弁開

中央制御室

スイッチ操作

弁閉→弁開

中央制御室

スイッチ操作弁開→弁閉

原子炉建屋地上 2 階

手動操作

弁開→弁閉

原子炉建屋地上 2 階

手動操作

起動・停止

タービン建屋脇スイッチ操作

代替原子炉補機冷却水ポンプ
大容量送水車（熱交換器ユニット用）
熱交換器ユニット流量調整弁

起動・停止
起動・停止

タービン建屋脇
タービン建屋脇スイッチ操作
スイッチ操作弁閉→弁開

熱交換器ユニット内

手動操作

代替冷却水供給止め弁(A)弁閉→弁開タービン建屋地上 1 階

手動操作

代替冷却水戻り止め弁(A)弁閉→弁開タービン建屋地上 1 階

手動操作

残留熱除去系熱交換器(A)
冷却水出口弁
常用冷却水供給側分離弁(A)

弁閉→弁開

中央制御室

スイッチ操作

弁開→弁閉

中央制御室

スイッチ操作常用冷却水戻り側分離弁(A)

弁開→弁閉

中央制御室

スイッチ操作

可燃性ガス濃度制御系室空調機(A)出口弁
格納容器雰囲気モニタラック(A)
出口弁

弁開→弁閉

原子炉建屋地上 1 階

手動操作

弁開→弁調整開

手動操作

格納容器内雰囲気モニタ系(A)室
空調機冷却水出口弁（6 号炉のみ）
燃料プール冷却浄化系ポンプ室空調機(A)出口弁
燃料プール冷却浄化系熱交換器(A)出口弁弁開→弁調整開

原子炉建屋地上中 3 階（6 号炉）
原子炉建屋地上中 4 階（7 号炉）
原子炉建屋地上中 3 階

弁開→弁調整開

原子炉建屋地上 2 階

手動操作

弁開→弁調整開

原子炉建屋地上 2 階

手動操作

手動操作

（次頁に続く）3.11-49

機器名称
燃料プール冷却浄化系ポンプ (A)
軸受冷却器冷却水出口弁（6 号炉のみ）
非常用ガス処理系室空調機(A)出口弁
残留熱除去系ポンプ室空調機(A)
出口弁
残留熱除去系ポンプ(A)冷却水出口弁
残留熱除去系ポンプ(A)メカニカ
ルシール冷却器冷却水出口弁（6 号炉のみ）
サプレッションプール浄化系ポン
プ室空調機出口弁
サプレッションプール浄化系ポン
プ軸受冷却器冷却水出口弁（6 号炉のみ）
原子炉隔離時冷却系ポンプ室空調機出口弁
原子炉補機冷却水系ポンプ(A)
吸込弁
原子炉補機冷却水系ポンプ(D)
吸込弁
換気空調補機非常用冷却水系冷凍
機(A)冷却水温度調節弁後弁
換気空調補機非常用冷却水系冷凍
機(C)冷却水温度調節弁後弁
原子炉補機冷却海水ポンプ(A)
電動機軸受出口弁（7 号炉のみ）
原子炉補機冷却海水ポンプ(D)
電動機軸受出口弁（7 号炉のみ）
サージタンク(A)換気空調補機
非常用冷却水系側出口弁

状態の変化
弁開→弁調整開

操作場所
原子炉建屋地上 2 階

操作方法
手動操作

弁開→弁閉

原子炉建屋地上 3 階

手動操作

弁開→弁調整開

原子炉建屋地下 3 階

手動操作

弁開→弁調整開

原子炉建屋地下 3 階

手動操作

弁開→弁調整開

原子炉建屋地下 3 階

手動操作

弁開→弁閉

原子炉建屋地下 3 階

手動操作

弁開→弁閉

原子炉建屋地下 3 階

手動操作

弁開→弁閉

原子炉建屋地下 3 階

手動操作

弁開→弁閉

タービン建屋地下 1 階

手動操作

弁開→弁閉

タービン建屋地下 1 階

手動操作

弁開→弁閉

手動操作

弁開→弁閉

コントロール建屋
地下 2 階コントロール建屋
地下 2 階
タービン建屋地下 1 階

弁開→弁閉

タービン建屋地下 1 階

手動操作

弁開→弁閉

手動操作

代替冷却水供給第二止め弁(B)

弁閉→弁開

代替冷却水戻り第二止め弁(B)

弁閉→弁開

残留熱除去系熱交換器(B)冷却水
出口弁

弁閉→弁開

原子炉建屋地上 4 階（6 号炉）
原子炉建屋地上 2 階（7 号炉）
タービン建屋地上 1 階
タービン建屋地上 1 階
中央制御室

常用冷却水供給側分離弁(B)
常用冷却水戻り側分離弁(B)

弁開→弁閉
弁開→弁閉

中央制御室
中央制御室

スイッチ操作
スイッチ操作

弁開→弁閉

手動操作
手動操作

手動操作
手動操作
スイッチ操作（次頁に続く）3.11-50

機器名称
可燃性ガス濃度制御系室空調機(B)出口弁

状態の変化
弁開→弁閉

操作場所
操作方法
原子炉建屋地下 1 階
手動操作（6 号炉）
原子炉建屋地上 1 階（7 号炉）
原子炉建屋地上 3 階（6号炉）
手動操作
原子炉建屋地上中 4 階（7 号炉）

格納容器内雰囲気モニタ系
ラック(B)出口弁

弁開→弁調整開

燃料プール冷却浄化系ポンプ室
空調機(B)出口弁

弁開→弁調整開

原子炉建屋地上 2 階

手動操作

燃料プール冷却浄化系熱交換器(B)出口弁弁開→弁調整開

原子炉建屋地上 2 階

手動操作

燃料プール冷却浄化系ポンプ (B)
軸受冷却器冷却水出口弁
弁開→弁調整開（6 号炉のみ）

原子炉建屋地上 2 階

手動操作

非常用ガス処理系室空調機(B)
出口弁

弁開→弁閉

原子炉建屋地上 3 階

手動操作

弁開→弁調整開

原子炉建屋地下 3 階

手動操作

弁開→弁閉

原子炉建屋地下 3 階

手動操作

弁開→弁閉

原子炉建屋地下 3 階

手動操作

弁開→弁閉

タービン建屋地下 1 階
タービン建屋地下 1 階
タービン建屋地下 1 階
タービン建屋地下 1 階コントロール建屋
地下 2 階コントロール建屋
地下 2 階手動操作

弁開→弁調整開

原子炉建屋地上 3 階

手動操作

弁開→弁調整開

原子炉建屋地下 3 階

手動操作

弁開→弁調整開

原子炉建屋地下 3 階

残留熱除去系ポンプ室空調機(B)
出口弁
高圧炉心注水系ポンプ(B)冷却器
冷却水出口弁
高圧炉心注水系ポンプ室空調機(B)
出口弁
原子炉補機冷却水系ポンプ(B)吸込弁
原子炉補機冷却水系ポンプ(E)吸込弁
原子炉補機冷却海水ポンプ(B)電動機軸受出口弁
原子炉補機冷却海水ポンプ(E)電動機軸受出口弁
換気空調補機非常用冷却水系冷凍
機(B)冷却水温度調節弁後弁
換気空調補機非常用冷却水系冷凍
機(D)冷却水温度調節弁後弁
格納容器内雰囲気モニタ系(B)室
空調機冷却水出口弁（6 号炉のみ）
残留熱除去系ポンプ(B)
モータ軸受冷却器冷却水出口弁（6 号炉のみ）
残留熱除去系ポンプ(B)冷却水出
口弁

弁開→弁閉
弁開→弁閉
弁開→弁閉
弁開→弁閉
弁開→弁閉

手動操作
手動操作
手動操作
手動操作
手動操作

手動操作

（次頁に続く）3.11-51

機器名称
高圧炉心注水系ポンプ(B)
メカニカルシール冷却器
冷却水出口弁（6 号炉のみ）

状態の変化
弁開→弁閉

サージタンク(B)換気空調補機非
常用冷却水系側出口弁

弁開→弁閉

ホース

ホース接続

操作場所
原子炉建屋地下 3 階
原子炉建屋地上 4 階（6 号炉）
原子炉建屋地上 2 階（7 号炉）
屋外

操作方法
手動操作

手動操作
人力接続

(3) 試験及び検査（設置許可基準規則第 43 条第 1 項三）(ⅰ) 要求事項
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試験又は検査ができるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
燃料プール冷却浄化系は，表 3.11-19 に示すように発電用原子炉の運転中に機能・性能試験と弁動作試験を，発電用原子炉の停止中に機能・性能試験と分解検査，外観検査が可能な設計とする。
燃料プール冷却浄化系ポンプは，発電用原子炉の停止中にケーシングカバーを取り外して，ポンプ部品（主軸，軸受，羽根車等）の状態を確認する分解検査が可能な設計とする。
燃料プール冷却浄化系熱交換器は，発電用原子炉の停止中の試験・検査として，鏡板を取り外すことで内部構成部品の状態を試験及び目視により確認する
分解検査が可能な設計とする。
また，発電用原子炉の運転中及び停止中に，使用済燃料プールを水源とし，燃料プール冷却浄化系ポンプを起動させ，燃料プール冷却浄化系ろ過脱塩器第一入口弁，燃料プール冷却浄化系ろ過脱塩器第二入口弁，燃料プール冷却浄化
系ろ過脱塩器出口弁，燃料プール冷却浄化系ろ過脱塩器バイパス弁(A)又は燃料プール冷却浄化系ろ過脱塩器バイパス弁(B)を操作することで，燃料プール
冷却浄化系ろ過脱塩器をバイパスした状態で，重大事故等対処設備として燃料
プール冷却浄化系の機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
（54-5-6～9）
表 3.11-19 燃料プール冷却浄化系の試験及び検査
発電用原子炉項目
内容の状態
機能・性能試験 運転性能，漏えいの確認
運転中
弁動作試験
弁開閉動作の確認
機能・性能試験 運転性能，漏えいの確認
停止中

分解検査
外観検査

ポンプ及び熱交換器内部構成部品部品の表面状態を，試験及び目視により確認
ポンプ及び熱交換器外観の確認
3.11-52代替原子炉補機冷却系は，表 3.11-20 に示すように発電用原子炉の停止中に，各機器の機能・性能検査，弁動作試験，分解検査及び外観検査が可能であり，発電用原子炉の運転中には弁動作試験が可能な設計とする。
発電用原子炉の運転中又は停止中に車両としての運転状態の確認が可能な設計とする。
発電用原子炉の停止中の試験・検査として，熱交換器ユニットのうち，熱交換器はフレームを取り外すことでプレート式熱交換器の状態を試験及び目視により確認する分解検査又は取替が可能な設計とする。代替原子炉補機冷却水
ポンプは，ケーシングカバーを取り外して，ポンプ部品（主軸，軸受，羽根車
等）の状態を試験及び目視により確認する分解検査又は取替が可能な設計とする。大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，ケーシングを取り外すことでポンプ部品（主軸，軸受，羽根車等）の状態を試験及び目視により確認する分解検査又は取替が可能な設計とする。
運転性能の確認として，熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）の流量，系統（ポンプ廻り）の振動，異音，異臭及び漏えいの確認を行うことが可能な設計とする。
発電用原子炉の運転中の試験・検査として，系統を構成する弁は，単体で機能性能試験が可能な設計とする。
ホースの外観検査として，機能・性能に影響を及ぼすおそれのある亀裂，腐食等がないことの確認を行うことが可能な設計とする。
（54-5-11～14）
表 3.11-20 代替原子炉補機冷却系の試験及び検査
発電用原子炉
項目
内容
の状態
弁動作試験
弁開閉動作の確認
運転中
車両検査
車両としての運転状態の確認

停止中

機能・性能試験

運転性能，漏えいの確認

弁動作試験

弁開閉動作の確認
熱交換器及びポンプ部品の表面状態を，試験及び目視により確認
又は取替
熱交換器，ポンプ及びホース外観の確
認

分解検査
外観検査
車両検査

車両としての運転状態の確認(4) 切り替えの容易性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項四）(ⅰ) 要求事項
本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設備にあっては，通常時に使用する系統から速やかに切り替えられる機能を備えるものであること。

3.11-53

(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
燃料プール冷却浄化系ポンプ及び熱交換器は，本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用しない。
ただし，重大事故等時においては，燃料プール冷却浄化系ろ過脱塩器に通水しないことから，中央制御室のスイッチ操作により，燃料プール冷却浄化
系ろ過脱塩器第一入口弁及び燃料プール冷却浄化系ろ過脱塩器第二入口弁，
燃料プール冷却浄化系ろ過脱塩器出口弁を閉操作し，燃料プール冷却浄化系
ろ過脱塩器バイパス弁(A)又は燃料プール冷却浄化系ろ過脱塩器バイパス弁(B)を開操作することで，速やかに燃料プール冷却浄化系ろ過脱塩器のバイパ
スラインに切り替えられる設計とする。
代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，本来の用途以外の用途には使用しない。なお，原子炉補機冷却系から代替原子炉補機冷却系に切り替えるために必要な操作弁については，
原子炉補機冷却系ポンプ吸込弁を閉操作し，代替原子炉補機冷却系熱交換器
ユニットの接続ラインの代替冷却水供給止め弁及び代替冷却水戻り止め弁，
熱交換器ユニット流量調整弁を開操作することで速やかに切り替えられる設計とする。なお，これら弁については中央制御室での操作スイッチによる操作とともに，現場での手動ハンドル操作も可能な設計とし，容易に操作可能とする。
これにより図 3.11-9 で示すタイムチャートのとおり速やかに切り替えが可能である。
経過時間（分）
10

手順の項目

30

20

40

使用済燃料プール除熱開始

要員（数）

60

50

70

80

備考

45分

通信手段確保・電源確認

中央制御室運転員A，B

2

現場運転員 C，D

2

現場運転員 Ｅ，Ｆ

2

系統構成
除熱開始

燃料プール冷却浄化系復旧による使用済燃料プール除熱

移動・系統構成

移動・電源確保

経過時間（時間）
1

手順の項目

2

3

4

5

6

7

8

9

10

備考

代替原子炉補機冷却系による補機冷却水確保 9時間要員（数）通信手段確保，系統構成

中央制御室運転員Ａ，Ｂ

2

現場運転員Ｃ，Ｄ

2

緊急時対策要員

13

移動，電源確保

代替原子炉補機冷却系による補機冷却水確保

系統構成

大容量送水車（熱交換器ユニット用），熱交換器ユニット他移動

図 3.11-9

主配管（可搬型）等の接続
補機冷却水の供給，流量調整

燃料プール冷却浄化系のタイムチャート※＊：「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技
術的能力に係る審査基準」への適合状況についての 1．11 で示すタイムチャート（代替原子炉補機冷却系については代替
循環冷却系使用時における原子炉補機冷却系による補機冷却水供給と同様の手順となることから 1.5 で示すタイムチャー
トを示す）

3.11-54

(5) 悪影響の防止（設置許可基準規則第 43 条第 1 項五）(ⅰ) 要求事項
工場等内の他の設備に対して悪影響を及ぼさないものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

燃料プール冷却浄化系ポンプ及び熱交換器は，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で使用可能な設計とする。
代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニットと大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，通常時は代替冷却水供給止め弁及び代替冷却水戻り止め弁を表 3.1121 で示す通り閉運用しておくことで，接続先の系統と分離された状態で保管する。
代替原子炉補機冷却系を用いる場合は，弁操作によって，通常時の系統構成
から重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
また，系統運転時には原子炉補機冷却系と代替原子炉補機冷却系を同時に使用しない運用とすることで，相互の機能に悪影響を及ぼさない構成とする。
（54-4-6,7）
表 3.11-21
取合系統
原子炉補機冷却系

他系統との隔離弁

系統隔離弁
代替冷却水供給止め弁
代替冷却水戻り止め弁

駆動方式
手動
手動

動作
通常時閉
通常時閉

(6) 設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 1 項六）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において重大事故等対処設備の操作及び復旧作業を行うことができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設
置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
燃料プール冷却浄化系及び代替原子炉補機冷却系の系統構成に必要な機器の設置場所を表 3.11-22 に示す。これらは全て炉心損傷前の操作となり，想定される事故時における放射線量は高くなる恐れが少ないため操作が可能である。なお、屋外にホースを設置する場合は，放射線量を確認して，適切な放射線対策に基づき作業安全を確保した上で作業を実施する。
また，燃料プール冷却浄化系ポンプ及び熱交換器は，原子炉建屋内に設置されている設備であるが，中央制御室から操作可能な設計とすることにより，放射線による影響はない。
（54-3-15～36）
3.11-55

表 3.11-22

操作対象機器設置場所

機器名称
燃料プール冷却浄化系ポンプ(A)
燃料プール冷却浄化系ポンプ(B)
燃料プール冷却浄化系ろ過脱塩器
第一入口弁
燃料プール冷却浄化系ろ過脱塩器
第二入口弁
燃料プール冷却浄化系ろ過脱塩器
出口弁
燃料プール冷却浄化系ろ過脱塩器
バイパス弁(A)
燃料プール冷却浄化系ろ過脱塩器
バイパス弁(B)
燃料プール冷却浄化系熱交換器(A)
出口弁
燃料プール冷却浄化系熱交換器(B)
出口弁
熱交換器ユニット
代替原子炉補機冷却水ポンプ
大容量送水車（熱交換器ユニット用）
熱交換器ユニット流量調整弁

設置場所
原子炉建屋地上 2 階
原子炉建屋地上 2 階
原子炉建屋地上 2 階

操作場所
中央制御室
中央制御室
中央制御室

原子炉建屋地上 2 階

中央制御室

原子炉建屋地上 2 階

中央制御室

原子炉建屋地上 2 階

中央制御室

原子炉建屋地上 2 階

中央制御室

原子炉建屋地上 2 階

原子炉建屋地上 2 階

原子炉建屋地上 2 階

原子炉建屋地上 2 階

タービン建屋脇
タービン建屋脇
タービン建屋脇

タービン建屋脇
タービン建屋脇
タービン建屋脇

熱交換器ユニット内

熱交換器ユニット内

代替冷却水供給止め弁(A)タービン建屋地上 1 階

タービン建屋地上 1 階

代替冷却水戻り止め弁(A)タービン建屋地上 1 階

タービン建屋地上 1 階

残留熱除去系熱交換器(A)
冷却水出口弁
常用冷却水供給側分離弁(A)原子炉建屋地下 2 階

中央制御室

原子炉建屋地下 2 階

中央制御室

常用冷却水戻り側分離弁(A)原子炉建屋地下 2 階

中央制御室

可燃性ガス濃度制御系室空調機(A)
出口弁
格納容器雰囲気モニタラック(A)出口弁

原子炉建屋地上 1 階

原子炉建屋地上 1 階

原子炉建屋地上中 3 階（6 号炉）
原子炉建屋地上中 4 階（7 号炉）
原子炉建屋地上中 3 階

原子炉建屋地上中 3 階（6 号炉）
原子炉建屋地上中 4 階（7 号炉）
原子炉建屋地上中 3 階

格納容器内雰囲気モニタ系(A)室
空調機冷却水出口弁（6 号炉のみ）
燃料プール冷却浄化系ポンプ室空原子炉建屋地上 2 階
調機(A)出口弁
燃料プール冷却浄化系熱交換器(A) 原子炉建屋地上 2 階
出口弁
燃料プール冷却浄化系ポンプ (A)
軸受冷却器冷却水出口弁（6 号炉のみ）

原子炉建屋地上 2 階

原子炉建屋地上 2 階
原子炉建屋地上 2 階
原子炉建屋地上 2 階（次頁へ続く）3.11-56

機器名称
非常用ガス処理系室空調機(A)出口弁
残留熱除去系ポンプ室空調機(A)
出口弁
残留熱除去系ポンプ(A)冷却水
出口弁
残留熱除去系ポンプ(A)メカニカル
シール冷却器冷却水出口弁（6 号炉のみ）
サプレッションプール浄化系
ポンプ室空調機出口弁

設置場所
原子炉建屋地上 3 階

操作場所
原子炉建屋地上 3 階

原子炉建屋地下 3 階

原子炉建屋地下 3 階

原子炉建屋地下 3 階

原子炉建屋地下 3 階

原子炉建屋地下 3 階

原子炉建屋地下 3 階

原子炉建屋地下 3 階

原子炉建屋地下 3 階

サプレッションプール浄化系
ポンプ軸受冷却器冷却水出口弁（6 号炉のみ）
原子炉隔離時冷却系ポンプ室
空調機出口弁
原子炉補機冷却水系ポンプ(A)
吸込弁
原子炉補機冷却水系ポンプ(D)
吸込弁
換気空調補機非常用冷却水系
冷凍機(A)冷却水温度調節弁後弁
換気空調補機非常用冷却水系
冷凍機(C)冷却水温度調節弁後弁
原子炉補機冷却海水ポンプ(A)
電動機軸受出口弁（7 号炉のみ）
原子炉補機冷却海水ポンプ(D)
電動機軸受出口弁（7 号炉のみ）
サージタンク(A)換気空調補機
非常用冷却水系側出口弁

原子炉建屋地下 3 階

原子炉建屋地下 3 階

原子炉建屋地下 3 階

原子炉建屋地下 3 階

タービン建屋地下 1 階

タービン建屋地下 1 階

タービン建屋地下 1 階

タービン建屋地下 1 階

コントロール建屋
地下 2 階コントロール建屋
地下 2 階
タービン建屋地下 1 階

コントロール建屋
地下 2 階コントロール建屋
地下 2 階
タービン建屋地下 1 階

タービン建屋地下 1 階

タービン建屋地下 1 階

代替冷却水供給第二止め弁(B)

原子炉建屋地上 4 階（6号炉）
原子炉建屋地上 2 階（7号炉）
タービン建屋地上 1 階

原子炉建屋地上 4 階（6 号炉）
原子炉建屋地上 2 階（7 号炉）
タービン建屋地上 1 階

代替冷却水戻り第二止め弁(B)

タービン建屋地上 1 階

タービン建屋地上 1 階

残留熱除去系熱交換器(B)冷却水出
口弁
常用冷却水供給側分離弁(B)
常用冷却水戻り側分離弁(B)
可燃性ガス濃度制御系室空調機(B)
出口弁

原子炉建屋地下 2 階

中央制御室

原子炉建屋地下 2 階
原子炉建屋地下 2 階
原子炉建屋地下 1 階（6号炉）
原子炉建屋地上 1 階（7
号炉）

中央制御室
中央制御室
原子炉建屋地下 1 階（6 号炉）
原子炉建屋地上 1 階（7 号炉）（次頁へ続く）3.11-57

機器名称
格納容器内雰囲気モニタ系ラック(B)出口弁

燃料プール冷却浄化系ポンプ室
空調機(B)出口弁
燃料プール冷却浄化系熱交換器(B)
出口弁
燃料プール冷却浄化系ポンプ (B)
軸受冷却器冷却水出口弁（6 号炉のみ）
非常用ガス処理系室空調機(B)
出口弁
残留熱除去系ポンプ室空調機(B)
出口弁
高圧炉心注水系ポンプ(B)冷却器
冷却水出口弁
高圧炉心注水系ポンプ室空調機(B)
出口弁
原子炉補機冷却水系ポンプ(B)吸込弁
原子炉補機冷却水系ポンプ(E)吸込弁
原子炉補機冷却海水ポンプ(B)電動機軸受出口弁（7 号炉のみ）
原子炉補機冷却海水ポンプ(E)電動機軸受出口弁（7 号炉のみ）
換気空調補機非常用冷却水系冷凍
機(B)冷却水温度調節弁後弁
換気空調補機非常用冷却水系冷凍
機(D)冷却水温度調節弁後弁
格納容器内雰囲気モニタ系(B)室
空調機冷却水出口弁（6 号炉のみ）
残留熱除去系ポンプ(B)モータ
軸受冷却器冷却水出口弁（6 号炉のみ）
残留熱除去系ポンプ(B)冷却水出口弁
高圧炉心注水系ポンプ(B)メカニカ
ルシール冷却器冷却水出口弁（6 号炉のみ）
サージタンク(B)換気空調補機
非常用冷却水系側出口弁

ホース

設置場所
原子炉建屋地上 3 階（6号炉）
原子炉建屋地上中 4 階（7 号炉）
原子炉建屋地上 2 階

操作場所
原子炉建屋地上 3 階（6 号炉）
原子炉建屋地上中 4 階（7 号炉）
原子炉建屋地上 2 階

原子炉建屋地上 2 階

原子炉建屋地上 2 階

原子炉建屋地上 2 階

原子炉建屋地上 2 階

原子炉建屋地上 3 階

原子炉建屋地上 3 階

原子炉建屋地下 3 階

原子炉建屋地下 3 階

原子炉建屋地下 3 階

原子炉建屋地下 3 階

原子炉建屋地下 3 階

原子炉建屋地下 3 階

タービン建屋地下 1 階

タービン建屋地下 1 階

タービン建屋地下 1 階

タービン建屋地下 1 階

タービン建屋地下 1 階

タービン建屋地下 1 階

タービン建屋地下 1 階

タービン建屋地下 1 階

コントロール建屋地下 コントロール建屋地下 2 階
2階
コントロール建屋地下 コントロール建屋地下 2 階
2階
原子炉建屋地上 3 階
原子炉建屋地上 3 階
原子炉建屋地下 3 階

原子炉建屋地下 3 階

原子炉建屋地下 3 階

原子炉建屋地下 3 階

原子炉建屋地下 3 階

原子炉建屋地下 3 階

原子炉建屋地上 4 階（6号炉）
原子炉建屋地上 2 階（7号炉）
屋外

原子炉建屋地上 4 階（6 号炉）
原子炉建屋地上 2 階（7 号炉）
屋外

3.11-58

3.11.2.3.3.2

設置許可基準規則第 43 条第 2 項への適合方針(1) 容量（設置許可基準規則第 43 条第 2 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等の収束に必要な容量を有するものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
燃料プール冷却浄化系熱交換器は，設計基準対象施設が有する使用済燃料
プールの除熱機能が喪失した場合においても，代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニットから供給される冷却水を通水することにより，使用済燃料プールに保管されている燃料の崩壊熱を除去できる設計とする。この場合，燃料プール浄化系はポンプ1台で運転し，熱交換器１基に冷却水を通水することで除熱を行う設計とする。設計熱交換量は使用済燃料プール水温が52℃の場合において約1.9MWであるが，重大事故等対処設備として使用する場合における熱交換量は，使用済燃料プール水温が約77℃の場合において約2.6MWである。
使用済燃料プールに保管されている燃料が有する崩壊熱量は，有効性評価のシナリオにおいて想定しているものと同様に，保管期間が最も短いもので原子炉からの取り出し後70日が経過した燃料が存在する場合の崩壊熱量である約2.6MWとする。
崩壊熱量は，時間の経過により漸減していくことから，燃料プール冷却浄化系熱交換器は，重大事故時において使用済燃料プールに保管されている燃料の崩壊熱を除去できる容量を有している。
(54-6-31～37)(2) 共用の禁止（設置許可基準規則第 43 条第 2 項二）(ⅰ) 要求事項
二以上の発電用原子炉施設において共用するものでないこと。ただし，二以上の発電用原子炉施設と共用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であって，同一の工場等内の他の発電用原子炉施設に対して悪影響を及ぼさない場合は，この限りでない。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

燃料プール冷却浄化系ポンプ及び熱交換器は，二以上の発電用原子炉施設において共用しない設計とする。
(54-6-15～16)(3) 設計基準事故対処設備との多様性（設置許可基準規則第 43 条第 2 項三）(ⅰ) 要求事項
常設重大事故防止設備は，共通要因によって設計基準事故対処設備の安全機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたもの
3.11-59

であること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

燃料プール冷却浄化系のポンプ及び熱交換器は，設計基準事故対処設備である残留熱除去系（最大熱負荷運転モード）のポンプ及び熱交換器に対して多重性又は多様性，位置的分散を図る設計としている。
燃料プール冷却浄化系ポンプ及び熱交換器の多様性又は多重性，位置的分散について，表 3.11-23 に示す。
表 3.11-23
項目
ポンプ
設置場所
熱交換器
設置場所
駆動方式

燃料プール冷却浄化系ポンプ及び熱交換器の多様性又は多重性，位置的分散設計基準事故対処設備
重大事故対処設備
残留熱除去系ポンプ
燃料プール冷却浄化系ポンプ(A)(B)(C)(A)(B)
原子炉建屋地下 3 階
原子炉建屋 2 階
残留熱除去系熱交換器
燃料プール冷却浄化系熱交換器(A)(B)(C)(A)(B)
原子炉建屋地下 3 階
原子炉建屋 2 階
非常用交流電源設備
常設代替交流電源設備（非常用ディーゼル発電機）（第一ガスタービン発電機及び第二ガスタービン発電機）

代替原子炉補機冷却系の常設部である熱交換器ユニット接続口から原子炉補機冷却系に繋がるまでの弁及び配管は，共通要因によって設計基準事故対処設備である原子炉補機冷却系と同時に機能が損なわれることを防止するために，可搬型重大事故等対処設備として熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）を設置し，その多重性又は多様性，位置的分散については「(7)設計基準事故対処設備及び常設重大事故防止設備との多様性（設置許可基準規則第 43 条第 3 項七）」の適合性で示す。

3.11-60

3.11.2.3.3.3

設置許可基準規則第 43 条第 3 項への適合方針(1) 容量（設置許可基準規則第 43 条第 3 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等の収束に必要な容量に加え，十分に余裕のある容量を有するものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
代替原子炉補機冷系の可搬設備である熱交換器ユニットと大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，原子炉補機冷却系の復旧ができず，使用済燃料
プールの冷却機能が喪失した場合にあって，燃料プール冷却浄化系ポンプが起動可能な状況において，燃料プール冷却浄化系熱交換器の冷却水として，使用済燃料プール内に貯蔵する使用済燃料から発生する崩壊熱を除去するために必要な除熱量とポンプ流量を有する設計とする。
熱交換器ユニットの容量は，熱交換容量約 23MW として設計し，代替原子炉
補機冷却系を使用する有効性評価「崩壊熱除去機能喪失（取水機能喪失）」のシナリオで事故発生 20 時間後に代替原子炉補機冷却系を用いた燃料プール
冷却浄化系の運転により冷却効果を確保可能な設計とする。
大容量送水車（熱交換器ユニット用）の容量は，流量 900m3/h として設計し，代替原子炉補機冷却系を使用する有効性評価「崩壊熱除去機能喪失（取水機能喪失）」のシナリオで，事故発生 20 時間後に代替原子炉補機冷却系を用いた燃料プール冷却浄化系の運転により冷却効果を確保可能な設計とする。
また，熱交換器ユニットは 1 セット 1 式使用する。保有数は 1 プラントあたり 2 セット 2 式で 6 号及び 7 号炉共用で 4 セット 4 式と，故障時のバックアップ及び保守点検による待機除外時のバックアップとして１式（共用）の合計 5 式を分散して保管する。
大容量送水車（熱交換器ユニット用）は 1 セット 1 台として使用する。保
有数は 1 プラントあたり 1 セット 1 台で 6 号及び 7 号炉共用で 4 セット 4 台と，故障時のバックアップ及び保守点検による待機除外時のバックアップとして１台（共用）の合計 5 台を分散して保管する。
(54-6-31～45, 54-8-7)(2) 確実な接続（設置許可基準規則第 43 条第 3 項二）(ⅰ) 要求事項
常設設備（発電用原子炉施設と接続されている設備又は短時間に発電用原子炉施設と接続することができる常設の設備をいう。以下同じ。）と接続するものにあっては，当該常設設備と容易かつ確実に接続することができ，かつ，二以上の系統又は発電用原子炉施設が相互に使用することができるよう，接続部の規格の統一その他の適切な措置を講じたものであること。

3.11-61

(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニットを接続するためのホースは，タービン建屋側の接続口と口径を統一し，かつフランジ構造とすることで，常設設備と確実に接続ができる設計とする。また，6 号及び 7 号炉が相互に使用することができるよう，それぞれの熱交換器ユニット及びホースは，6 号及び7 号炉に接続可能な設計とする。
また，代替原子炉補機冷系の大容量送水車（熱交換器ユニット用）を接続するためのホースは，熱交換器ユニットの接続口と口径を統一しかつ簡便な接続方式である結合金具による接続とすることで，確実に接続ができる設計とする。また，6 号及び 7 号炉が相互に使用することができるよう，それぞれの大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，6 号及び 7 号炉の熱交換器ユニットに接続可能な設計とする。
(54-7-6)(3) 複数の接続口（設置許可基準規則第 43 条第 3 項三）(ⅰ) 要求事項
常設設備と接続するものにあっては，共通要因によって接続することができなくなることを防止するため，可搬型重大事故等対処設備（原子炉建屋の外から水又は電力を供給するものに限る。）の接続口をそれぞれ互いに異なる複数の場所に設けるものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1
す。

多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示

代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニットの接続箇所である接続口は，重大事故等時の環境条件，自然現象，外部人為事象，溢水及び火災の影響により接続できなくなることを防止するため，接続口をそれぞれ互いに異なる位
置的分散された複数の場所に設ける設計とする。具体的には原子炉補機冷却系 A 系に接続する接続口と，原子炉補機冷却系 B 系に接続する接続口をそれぞれ設けることとし，6 号炉についてはタービン建屋北側屋外に 1 箇所，ター
ビン建屋西側屋外に 1 箇所，7 号炉については，タービン建屋西側屋外に 1 箇所，タービン建屋南側屋外に 1 箇所設置し，位置的分散を図っている。
(54-7-6)(4) 設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 3 項四）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において可搬型重大事故等対処設備を設置場所に据え付け，及び常設設備と接続することができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。

3.11-62

(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，炉心損傷前の状況で屋外に設置する設備であり，想定される重大事故等が発生した場合における放射線を考慮しても，線源からの離隔距
離をとることにより，これら設備の設置及び常設設備との接続が可能な設計とする。また，現場での接続作業にあたって，簡便な結合金具による接続方式及びフランジ接続方式により，確実に速やかに接続が可能な設計とする。
(54-7-6)(5) 保管場所（設置許可基準規則第 43 条第 3 項五）(ⅰ) 要求事項
地震，津波その他の自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムによる影響，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備の配置
その他の条件を考慮した上で常設重大事故等対処設備と異なる保管場所に保管すること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1
す。

多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示

代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，地震，津波その他の自然現象又は故意による大型航空機の衝
突その他のテロリズムによる影響，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備の配置その他の条件を考慮し，原子炉補機冷却系中間ループ循環ポン
プ及び格納容器圧力逃がし装置及び耐圧強化ベント系と位置的分散を図り，発電所敷地内の高台にある荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所の複数箇所に分散して保管する。
(54-8-7)(6) アクセスルートの確保（許可基準規則第 43 条第 3 項六）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において，可搬型重大事故等対処設備を運搬し，又は他の設備の被害状況を把握するため，工場等内の道路及び通路が確保できるよう，適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性」に示す。

代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，通常時は高台に保管しており，想定される重大事故等が発生した場合においても，可搬型重大事故等対処設備の運搬，移動に支障をきた
すことのないよう，迂回路も考慮して複数のアクセスルートを確保する。
（『可
3.11-63

搬型重大事故等対処設備保管場所及びアクセスルートについて』参照）(54-9-2)(7) 設計基準事故対処設備及び常設重大事故防止設備との多様性（設置許可基準規則第 43 条第 3 項七）(ⅰ) 要求事項
重大事故防止設備のうち可搬型のものは，共通要因によって，設計基準事故
対処設備の安全機能，使用済燃料貯蔵槽の冷却機能若しくは注水機能又は常設
重大事故防止設備の重大事故に至るおそれがある事故に対処するために必要な機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，共通要因によって設計基準事故対処設備としての使用済燃料貯蔵
槽の冷却機能又は常設重大事故防止設備の重大事故に至るおそれがある事故に対処するために必要な機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，設計基準事故対処設備である原子炉補機冷却系ポンプと表 3.11-24 で示すとおり多様性，位置的分散を図る設計とする。
表 3.11-24
項目
ポンプ
（淡水）
設置場所
ポンプ
（海水）
設置場所
熱交換器
設置場所
最終ヒート
シンク
駆動方式
設置場所

代替原子炉補機冷却系の多様性又は独立性，位置的分散
設計基準事故重大事故等対処設備
対処設備
原子炉補機冷却系
代替原子炉補機冷却系
原子炉補機冷却系
熱交換器ユニット
中間ループ循環ポンプ（代替原子炉補機冷却水ポンプ）
タービン建屋屋外
原子炉補機冷却系海水ポンプ 大容量送水車（熱交換器ユニット用）
タービン建屋屋外
原子炉補機冷却系熱交換器
熱交換器ユニット（熱交換器）
タービン建屋
屋外
海水
海水
非常用交流電源設備(非常用ディーゼル発電機)
原子炉建屋

3.11-64

可搬型代替交流電源設備
（電源車）
屋外

3.11.2.4
使用済燃料プールの監視設備
3.11.2.4.1
設備概要
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域），使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA）及び使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）は，重大事
故等時に変動する可能性のある範囲にわたり監視することを目的として設置する。
また，使用済燃料貯蔵プール監視カメラは，重大事故等時の使用済燃料プールの状態を監視するために設置する。なお，代替電源設備からの給電を可能とし，中央制御室で監視可能な設計とする。
使用済燃料プール監視設備に関する重大事故等対処設備一覧を表 3.11-25 に，系
統概要図を図 3.11-10,11 に示す。
表 3.11-25
設備区分
主要設備

附属設備
水源
流路
注水先
電源設備※1

使用済燃料プール監視設備に関する重大事故等対処設備一覧
設備名
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域）【常設】
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA）【常設】
使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）【常設】
使用済燃料貯蔵プール監視カメラ【常設】（使用済燃料貯蔵プール監視カメラ用空冷装置【常設】を含む）－－－－
常設代替交流電源設備
第一ガスタービン発電機【常設】及び第二ガスタービン発電機【常設】
軽油タンク【常設】タンクローリ（16kL）【可搬】
第一ガスタービン発電機用燃料タンク【常設】及び第二ガスター
ビン発電機用燃料タンク【常設】第一ガスタービン発電機用燃料移送ポンプ【常設】及び第二ガスタ
ービン発電機用燃料移送ポンプ【常設】可搬型代替交流電源設備
電源車【可搬】
軽油タンク【常設】タンクローリ（4kL）【可搬】
所内蓄電式直流電源設備
直流 125V 蓄電池 A【常設】直流 125V 蓄電池 A-2【常設】AM 用直流 125V 蓄電池【常設】直流 125V 充電器 A【常設】直流 125V 充電器 A-2【常設】AM 用直流 125V 充電器【常設】3.11-65

設備区分

設備名

可搬型直流電源設備
電源車【可搬】
軽油タンク【常設】タンクローリ（4kL）【可搬】
AM 用直流 125V 充電器【常設】上記所内蓄電式直流電源設備への給電のための設備として以下の設備を使用する。
常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
計装設備－※1：単線結線図を補足説明資料 54-2 に示す。
電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

3.11-66

凡例
信号系
冷却空気

原子炉建屋

中央制御室

使用済燃料貯蔵プール
監視カメラ
表示

使用済燃料貯蔵プール監視
カメラ用空冷装置

指示計

使用済燃料貯蔵プール
コ
ン
プ
レ
ッ
サ
ー

放射線モニタ
冷
却
器

高
レ
ン
ジ

指示計

低
レ
ン
ジ

指示計

使用済燃料貯蔵プール
水位・温度（SA広域）

使用済燃料貯蔵プール
水位・温度（SA)・電源設備については「3.14 電源設備
(設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

使用済燃料ラック

使用済燃料プール

図 3.11-10

6 号炉

使用済燃料プール監視設備の全体系統図
凡例
信号系
冷却空気

原子炉建屋

中央制御室

使用済燃料貯蔵プール
監視カメラ
表示

使用済燃料貯蔵プール監視
カメラ用空冷装置
コ
ン
プ
レ
ッ
サ
ー

指示計
使用済燃料貯蔵プール
高
レ
ン
ジ

冷
却
器

指示計

低 放射線モニタ
レ
ン
ジ

指示計

使用済燃料貯蔵プール
水位・温度（SA)・電源設備については「3.14 電源設備
(設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

使用済燃料貯蔵プール
水位・温度（SA広域）

使用済燃料ラック

使用済燃料プール

図 3.11-11

7 号炉

使用済燃料プール監視設備の全体系統図

3.11-67

3.11.2.4.2
主要設備の仕様
設備の主要機器仕様を表 3.11-26 に示す。
表 3.11-26
名称

使用済燃料貯蔵プール
水位・温度(SA 広域)種

熱電対

使用済燃料プール監視設備の主要機器仕様
類計
測範
6 号炉：T.M.S.L. 20180～
31170mm
7 号炉： T.M.S.L.20180～
31123mm
6 号炉：0～150℃
7 号炉：0～150℃
6 号炉： T.M.S.L.23420～
30420mm
7 号炉： T.M.S.L.23373～
30373mm
6 号炉：0～150℃
7 号炉：0～150℃

囲

個

数

取 付 個 所

6 号炉：1（検出点 14 箇所）
7 号炉：1（検出点 14 箇所）

原子炉建屋
地上 4 階

6 号炉：1（検出点 8 箇所）
7 号炉：1（検出点 8 箇所）

原子炉建屋
地上 4 階使用済燃料貯蔵プール
水位・温度(SA)

熱電対

使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ）

電離箱

6 号炉：101～108mSv/h
7 号炉：101～108mSv/h

6 号炉：17 号炉：1

原子炉建屋
地上 4 階使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（低レンジ）

電離箱

6 号炉：10-2～105mSv/h
7 号炉：10-3～104mSv/h

6 号炉：17 号炉：1

原子炉建屋
地上 4 階使用済燃料貯蔵プール
監視カメラ
赤外線
6 号炉：1(使用済燃料貯蔵プール監視カメラ
7 号炉：1
カメラ用空冷装置を含む)※使用済燃料ラック上端（6 号炉：T.M.S.L. 24420mm，7 号炉：T.M.S.L. 24373mm）
使用済燃料ラック底部（6 号炉：T.M.S.L. 19880mm，7 号炉：T.M.S.L. 19880mm）

原子炉建屋
地上 4 階なお，電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
3.11.2.4.3
設置許可基準規則第 43 条第 1 項への適合方針(1) 環境条件及び荷重条件（設置許可基準規則第 43 条第 1 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重その他の使用条件において，重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮するものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域），使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA），使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）及び使用済燃料貯蔵プール監視カメラは，二次格納施設内に設置している設備であることから，想定される重大事故等時における二次格納施設内の環境条件を考慮
し，以下の表 3.11-27 に示す。
使用済燃料貯蔵プール監視カメラ用空冷装置は，6 号炉，7 号炉ともに原子炉
建屋の二次格納施設外に設置している設備であることから，想定される重大事
3.11-68

故等時における原子炉建屋の二次格納施設外の環境条件を考慮し，以下の表
3.11-27 に示す。
表 3.11-27 想定する環境条件及び荷重条件
環境条件等
対応
温度・圧力・湿度・放 二次格納施設内又は原子炉建屋の二次格納施設外で想定さ射線れる温度，圧力，湿度及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外の天候による影響 屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない。
海水を通水する系統へ 海水を通水することはない。
の影響
地震
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方
針」に示す）。
風（台風）・積雪
二次格納施設内又は原子炉建屋の二次格納施設外に設置するため，風（台風）及び積雪の影響は受けない。
電磁的障害
重大事故等が発生した場合においても，電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。
（54-3-37,38）(2) 操作性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項二）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において確実に操作できるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域），使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA），使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）及び使用済燃料貯蔵プール監視カメラは，想定される重大事故等が発生した場合において中央制御室にて監視できる設計であり現場・中央制御室における操作は発生しない。
使用済燃料貯蔵プール監視カメラは，想定される重大事故等が発生した場合において中央制御室にて監視できる設計であるため現場及び中央制御室における操作の必要性はない。
使用済燃料貯蔵プール監視カメラ用空冷装置は，原子炉建屋の二次格納施設
外にて空冷装置の弁操作及び起動操作が可能であり，想定される重大事故時等の環境下においても，確実に操作できる設計とする。空冷装置の操作器，表示器及び銘板は，操作者の操作及び監視性を考慮しており，確実に操作できる設計とする。操作対象機器を表 3.11-28 に示す。
3.11-69

機器名称
使用済燃料貯蔵プール
監視カメラ用空冷装置
使用済燃料貯蔵プール
監視カメラ用空冷装置
空気供給弁

表 3.11-28 操作対象機器
状態の変化
操作場所
操作方法
停止→起動
原子炉建屋 地上 4 階
スイッチ(原子炉建屋の二次格納施設外) 操作
全閉→全開
原子炉建屋 地上 4 階
手動操作(原子炉建屋の二次格納施設外)（54-3-37,38）（54-9-9～22）(3) 試験及び検査（設置許可基準規則第 43 条第 1 項三）(ⅰ) 要求事項
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試験又は検査ができるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性」に示す。

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域及び SA）は，発電用原子炉の運転中又は停止中（計器を除外可能な期間）に機能・性能検査，絶縁抵抗測定，計器校正が可能な設計とする。なお，使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域及び SA）の試験として，温度の 1 点確認及び絶縁抵抗を測定し健全性の確認を行う。
使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）は，発電用原子炉の運転中又は停止中（計器を除外可能な期間）に特性検査，線源校正，
計器校正が可能なように，模擬入力による校正又は線源校正ができる設計とする。なお，放射線モニタは，線源校正を実施し基準線量当量率に対する検出器の特性の確認を行う。
使用済燃料貯蔵プール監視カメラは，発電用原子炉の運転中又は停止中（計器を除外可能な期間）に表示確認，外観検査が可能な設計とする。
使用済燃料貯蔵プール監視カメラ用空冷装置は，発電用原子炉の運転中又は停止中（計器を除外可能な期間）に動作確認，外観検査が可能な設計とする。
なお，これらの計器の点検については，使用済燃料プール監視設備が少な
くとも 1 つ以上機能維持した状態で行う。
表 3.11-29 に使用済燃料プール監視設備の試験及び検査を示す。

3.11-70

表 3.11-29
計器名称

使用済燃料プール監視設備の試験及び検査
発電用原子炉項目
内容の状態
使用済燃料貯蔵プール水 運転中又は絶縁抵抗測定機能・性能試験
位・温度（SA 広域，SA） 停止中
温度 1 点確認
使用済燃料貯蔵プール放運転中又は射線モニタ（高レンジ・機能・性能試験 線源校正
停止中
低レンジ）
使用済燃料貯蔵プール監 運転中又は機能・性能試験 表示確認視カメラ
停止中
使用済燃料貯蔵プール監 運転中又は機能・性能試験 動作確認
視カメラ用空冷装置
停止中（54-5-19～21）(4) 切り替えの容易性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項四）(ⅰ) 要求事項
本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設備にあっては，通常時に使用する系統からすみやかに切り替えられる機能を備えるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域），使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA），使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）及び使用済燃料貯蔵プール監視カメラは，本来の用途以外の用途には使用しない設計とする。
なお，使用済燃料貯蔵プール監視カメラ用空冷装置の弁操作及び起動操作は，すみやかに実施可能な設計とする。使用済燃料貯蔵プール監視カメラ用空冷装
置の弁操作及び起動操作に要する時間を，図 3.11-12 に示す。
（54-4-8,9）

経過時間（分）
10

手順の項目

30

40

50

60

70

80

備考

20分 使用済燃料貯蔵プール監視カメラ用空冷装置起動要員（数）中央制御室運転員 Ａ

1

現場運転員 Ｃ，Ｄ

2

使用済燃料貯蔵プール
監視カメラ用空冷装置起動

図 3.11-1220

通信手段確保，電源確認

カ メラ 状態確認

移動，空冷装置起動

使用済燃料貯蔵プール監視カメラ用空冷装置のタイムチャート＊＊：「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技
術的能力に係る審査基準」への適合状況についての 1．11 で示すタイムチャート

3.11-71(5) 悪影響の防止（設置許可基準規則第 43 条第 1 項五）(ⅰ) 要求事項
工場等内の他の設備に対して悪影響を及ぼさないものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域），使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域），使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ），
使用済燃料貯蔵プール監視カメラ及び使用済燃料貯蔵プール監視カメラ用空冷装置は，他の設備と遮断器又はヒューズによる電気的な分離を行うことで，他の設備に電気的な悪影響を及ぼさない設計とする。
(6) 設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 1 項六）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において重大事故等対処設備の操作及び復旧作業を行うことができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設
置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域），使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA），使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）及び使用済燃料貯蔵プール監視カメラは，重大事故時において中央制御室にて監視できる設計であり現場における操作は発生しない。
使用済燃料貯蔵プール監視カメラ用空冷装置は，原子炉建屋の二次格納施設
外地上 4 階に設置されており，操作位置の放射線量が高くなるおそれが少ない
ため操作が可能である。

表 3.11-30
機器名称
使用済燃料貯蔵
プール監視カメラ
用空冷装置
使用済燃料貯蔵プ
ール監視カメラ用
空冷装置空気供給
弁

操作対象機器設置場所

設置場所
原子炉建屋地上 4 階（6 号炉）(原子炉建屋の二次格納施設外)
原子炉建屋地上 4 階（7 号炉）(原子炉建屋の二次格納施設外)
原子炉建屋地上 4 階（6 号炉）(原子炉建屋の二次格納施設外)
原子炉建屋地上 4 階（7 号炉）(原子炉建屋の二次格納施設外)

操作場所
原子炉建屋地上 4 階（6 号炉）(原子炉建屋の二次格納施設外)
原子炉建屋地上 4 階（7 号炉）(原子炉建屋の二次格納施設外)
原子炉建屋地上 4 階（6 号炉）(原子炉建屋の二次格納施設外)
原子炉建屋地上 4 階（7 号炉）(原子炉建屋の二次格納施設外)（54-3-37,38）
3.11-72

3.11.2.4.4
設置許可基準規則第 43 条第 2 項への適合方針(1) 容量（設置許可基準規則第 43 条第 2 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等の収束に必要な容量を有するものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域）は，重大事故等時において変動する可能性のある使用済燃料プール上部から底部近傍までの範囲にわたり測定できる設計とする。
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA）は，重大事故等時において変動する
可能性のある使用済燃料プール上部から使用済燃料上端近傍までの範囲にわたり測定できる設計とする。
使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）は，重大事故等時において変動する可能性のある範囲にわたり測定できる設計とする。
使用済み燃料貯蔵プール監視カメラ（使用済燃料貯蔵プール監視カメラ用空冷装置を含む）は，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
及びその周辺の状況が把握できる設計とする。
（54-6-46～51）(2) 共用の禁止（設置許可基準規則第 43 条第 2 項二）(ⅰ) 要求事項
二以上の発電用原子炉施設において共用するものでないこと。ただし，二以上の発電用原子炉施設と共用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であって，同一の工場等内の他の発電用原子炉施設に対して悪影響を及ぼさない場合は，この限りでない。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域），使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA），使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ），使用済燃料貯蔵プール監視カメラ及び使用済燃料貯蔵プール監視カメラ用空冷装
置は，二以上の発電用原子炉施設において共用しない設計とする。
(3) 設計基準事故対処設備との多様性（設置許可基準規則第 43 条第 2 項三）(ⅰ) 要求事項
常設重大事故防止設備は，共通要因によって設計基準事故対処設備の安全機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。

3.11-73

(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域），使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA）及び使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）は，
共通要因によって設計基準対処設備である使用済燃料貯蔵プール水位，燃料プ
ール冷却浄化系ポンプ入口温度，使用済燃料貯蔵プール温度，燃料貯蔵プール
エリア放射線モニタ，燃料取替エリア排気放射線モニタ及び原子炉区域換気空調系排気放射線モニタと同時に機能が損なわれることを防止するために，可能な限り位置的分散を図る設計とすることで，地震，火災，溢水等の主要な共通要因故障によって同時に機能を損なわれない設計とする（なお，使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域）と使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA）についても，可能な限り位置的分散を図る設計とする）。
使用済燃料貯蔵プール監視カメラは，同一目的の使用済燃料プール監視設備
である使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域），使用済燃料貯蔵プール水
位・温度（SA）及び使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）と多様性を考慮した設計とする。
なお，使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域），使用済燃料貯蔵プール
水位・温度（SA），使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
及び使用済燃料貯蔵プール監視カメラの電源については，代替電源設備からの供給を可能としており，多様性を考慮した設計とする。
（54-2-2,3）（54-11-20～22）

3.11-74

3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備【56 条】【設置許可基準規則】（重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）
第五十六条 設計基準事故の収束に必要な水源とは別に，重大事故等の収束に必要となる十分な量の水を有する水源を確保することに加えて，発電用原子炉施設には，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備に対して重大事故等の収束に必要となる十分な量の水を供給するために必要な設備を設けなければならない。
（解釈）
１ 第５６条に規定する「設計基準事故の収束に必要な水源とは別に，重大事故等の収束に必要となる十分な量の水を有する水源を確保することに加えて，発電用原子炉施設には，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備に対して重大事故等の収束に必要となる十分な量の水を供給するために必要な設備」とは，以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。
ａ）想定される重大事故等の収束までの間，十分な量の水を供給できること。
ｂ）複数の代替淡水源（貯水槽，ダム又は貯水池等）が確保されていること。
ｃ）海を水源として利用できること。
ｄ）各水源からの移送ルートが確保されていること。
ｅ）代替水源からの移送ホース及びポンプを準備しておくこと。
ｆ）原子炉格納容器を水源とする再循環設備は，代替再循環設備等により，多重性
又は多様性を確保すること。（PWR）

3.13-1

3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
3.13.1
設置許可基準規則第 56 条への適合方針
設計基準事故の収束に必要な水源とは別に，重大事故等の収束に必要となる十分な量の水を有する水源を確保することに加えて，発電用原子炉施設には，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備に対して重大事故等の収束に必要となる十分な量の水を供給するために必要な重大事故等対処設備を設置及び保管する。
(1) 重大事故等の収束に必要となる水源の確保 （設置許可基準規則の解釈のａ），
b)，ｃ））
設計基準事故対処設備以外の水源の設備として，復水貯蔵槽，サプレッション・
チェンバ及びほう酸水注入系貯蔵タンクを設置することで，重大事故等の収束に必要となる水を供給できる設計とする。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，複数の代替淡水源として防火水槽及び淡水貯水池を設置する。
また，重大事故等対処設備（設計基準拡張）である原子炉隔離時冷却系と高圧
炉心注水系は，水源として復水貯蔵槽とサプレッション・チェンバを使用し，残留熱除去系（低圧注水モード）と残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）
及び残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード）は，水源としてサプレッション・チェンバを使用する。
更に，海水取水路から大容量送水車(海水取水用)を用いて海水を取水することにより，海水を水源として利用できる設計とする。
(2) 水の移送設備の整備 （設置許可基準規則の解釈の a),c),d),e)）
重大事故等の収束に必要となる水源である復水貯蔵槽，及び複数の代替淡水源である防火水槽及び淡水貯水池並びに海水について，可搬型ポンプやホース等を用いることにより移送手段及び移送ルートを確保し，いずれの水源からでも水を供給することが出来る設計とする。復水貯蔵槽への供給については，廃棄物処理
建屋外壁の復水貯蔵槽への接続口から供給出来る設計とする。

なお，重大事故等の収束に必要となる水を供給するための自主対策設備として，以下を整備する。
(3) 淡水タンク（純水タンク，ろ過水タンク）を利用した水の供給設備の整備
復水貯蔵槽を水源とした各種注水時において，純水タンクが健全であり外部電源や仮設発電機により交流電源が確保できた場合には，純水タンクから純水移送ポンプを使用して復水貯蔵槽へ水を供給できる設計とする。
防火水槽を水源とした各種注水時において，淡水タンク（純水タンク，又はろ過水タンク）が健全な場合には，淡水タンクから防火水槽へホース等を使用して水を供給できる設計とする。
また，これら淡水タンクを水源として水を供給する場合には，淡水貯水池から淡水タンクへ水を供給できる設計とする。

3.13-2

(4) 複数の海水取水手段の整備
水源として海水を供給する場合，取水場所を海水取水路からだけではなく護岸から，また，取水設備を大容量送水車（海水取水用）だけではなく可搬型代替注
水ポンプ（A-2 級），又は代替原子炉補機冷却海水ポンプを用いることで，多様性を持った設計とする。

3.13-33.13.2 重大事故等対処設備
3.13.2.1 重大事故等の収束に必要となる水源
3.13.2.1.1 設備概要
重大事故等の収束に必要となる水源は，重大事故等が発生した場合において炉心の著しい損傷，原子炉格納容器の破損及び使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷及び運転停止中の原子炉内に装荷された燃料体の著しい損傷を防止することを目的として設置するものである。
重大事故等の収束に必要となる水源として，復水貯蔵槽，サプレッション・チェン
バ及びほう酸水注入系貯蔵タンクを設置する。
復水貯蔵槽は，高圧代替注水系の高圧代替注水系ポンプ，及び低圧代替注水系（常設），代替格納容器スプレイ冷却系，格納容器下部注水系（常設）の復水移送ポンプの水源として使用する。サプレッション・チェンバのプール水は，代替循環冷却の復水移送ポンプの水源として使用する。
ほう酸水注入系貯蔵タンクは，ほう酸水注入系のほう酸水注入系ポンプの水源として使用する。
防火水槽及び淡水貯水池は，復水貯蔵槽へ水を供給するための水源であると共に，
低圧代替注水系（可搬型），格納容器下部注水系（可搬型），燃料プール代替注水系（可搬型）及び格納容器圧力逃がし装置への供給の可搬型代替注水ポンプ（A-1 級若しくは A-2 級）の水源として使用する。
また，重大事故等対処設備（設計基準拡張）である原子炉隔離時冷却系と高圧炉心注水系は，水源として復水貯蔵槽とサプレッション・チェンバを使用し，残留熱除去
系（低圧注水モード）と残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）及び残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード）は，水源としてサプレッション・チェンバを使用する。
更に，上記淡水源以外の水源として海水がある。
海水は，代替原子炉補機冷却系の大容量送水車（熱交換器ユニット用），及び工場
等外への放射性物質の拡散を抑制するための設備である大容量送水車（原子炉建屋
放水設備用）の水源として使用する。これら重大事故等の収束に必要となる水源に関する重大事故等対処設備等を表 3.13-1 に示す。また，本系統に係る系統概要図を
図 3.13-1～9 に示す。

3.13-4

計測制御設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則
第 58 条に対する設計方針を示す章）
」で示す

復水
貯蔵槽

図 3.13-1

系統概要図(復水貯蔵槽を水源とした代替高圧注水系)

計測制御設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則
第 58 条に対する設計方針を示す章）
」で示す

R/B

代替格納容器
スプレイ冷却系
MO

MO

RCCV

AO

MO

MO

RPV
MO

NO

MO

MO

MO

T/B
各負荷

復水
ＣＳＰ
貯蔵槽

低圧代替注水系

S/C
MO

MO

図 3.13-2

格納容器下部注水系

復水移送ﾎﾟﾝﾌﾟ

系統概要図(復水貯蔵槽を水源とした低圧代替注水系（常設），代替
格納容器スプレイ冷却系及び格納容器下部注水系（常設）)

3.13-5

7号炉
タービン建屋

ＣＳＰ可搬式ＣＳＰ補給用接続口（西） ＣＳＰ大容量 接続口（西）接続口（西）

淡水貯水池（約18,000m3）

CSP屋内
接続口

K7
復水貯蔵槽
3
（約1,700m ）
廃棄物
処理建屋
ホース

SFP 可搬式用接続口（南）

7 号炉
原子炉建屋

ＣＳＰ大容量接続口（東）

ＣＳＰ可搬式接続口（東）MUWC 接続口（南）MUWC 接続口（北）No.14 防火水槽
（約 100m 3 ）MUWC 可搬式用
接続口（東）

No.15 防火水槽
（約 100m3）
No.5 防槽（約100m3 ）SFP 接続口（北）SFP 接続口（東）スクラバ接続口

可搬型代替注水ポンプ（A-1 級又は A-2 級）

図 3.13-3

大容量送水車（海水取水用）海水系統概要図(代替淡水源を水源とし防火水槽を経由する場合)
ＣＳＰ可搬式
接続口（西）

ＣＳＰ大容量接続口（西）
ＣＳＰ補給用接続口（西）

7 号炉
タービン建屋淡水貯水池（約18,000m3）

CSP屋内
接続口

K7
復水貯蔵槽
3
（約1,700m ）廃棄物
処理建屋
SFP 可搬式接続口（南）

7 号炉
原子炉建屋

ＣＳＰ大容量接続口（東）

ホース

ＣＳＰ可搬式接続口（東）MUWC 接続口（南）MUWC 接続口（北）MUWC 可搬式用
接続口（東）

No.14 防火水槽
3（約100m ）SFP 接続口（北）No.15 防火水槽
（約100m3）

SFP 接続口（東）スクラバ接続口

可搬型代替注水ポンプ（A-1 級又は A-2 級）

図 3.13-4

大容量送水車（海水取水用）系統概要図(代替淡水源を水源とし防火水槽を経由しない場合)

3.13-6

海水

サプレッション・チェンバ

計測制御設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則
第 58 条に対する設計方針を示す章）」で示す

図 3.13-5

系統概要図(サプレッション・チェンバのプール水を水源とした代替循環
冷却)
ＡO

MO

MO

ＨＷＨ温水熱交換器（Ｂ）

P21-F014B,E P21-F016B
P21-F023B

非常用Ｄ／Ｇ（Ｂ）

P21-F058B

P21-F017B

RCCV

P21-F209B

P21-F060B

ＳＧＴＳ（Ｂ）室空調機

P21-F033
C,D,G,J,K

P21-F062B

P21-F061B

ＲＩＰモータ熱交換器
Ｃ，Ｄ，Ｇ，Ｊ，Ｋ

P21-F120B～F123B

P21-F034
C,D,G,J,K

P21-F137

P21-F051B

P21-F206B

ＨＥＣＷ冷凍機（Ｂ）（Ｄ）

ＤＷＣ冷却器（Ｃ）（ＨＶＨ）
P21-F031B

P21-F055B,D

P21-F132B

RCW熱交換器(Ｂ)RCWﾎﾟﾝﾌﾟ(B)FI （中央制御室）

P21-F001B

P21-F202B
RSWﾎﾟﾝﾌﾟ(B)

MO

FT

電源車2台

P21-F003B

P21-F007B

P21-F147

ＲＨＲポンプ（Ｂ）軸受
冷却器

RCW熱交換器(Ｅ)MO

P21-F003E

P21-F007E

ＲＨＲ熱交換器（Ｂ）

P21-F140

MO

ＣＡＭＳ（Ｂ）サンプルクーラ
P21-F131B

原子炉水ＰＨ計
サンプルクーラ

P21-F067B

MO

P21-F222B
F222E

P21-F139

P21-134

P21-F037B

ＲＳＷポンプモータ軸受
冷却器（Ｂ），（Ｅ）

P21-F133

MO

P21-F036B

P21-F047B

P21-F136

ＲＨＲ熱交換器出口
サンプルクーラ

P21-F032B

ＨＰＣＦポンプ（Ｂ）室空調機

P21-F201B

P21-F138

ＬＤＳサンプルクーラ
P21-F135

P21-F046B

RCW
ｻｰｼﾞﾀﾝｸ(Ｂ)P21-F124B～F129B

P21-F066B

ＨＰＣＦポンプ（Ｂ）
軸受冷却器

P21-F052B,D

P21-F221B
F221E

P21-F210B

ＲＩＰ ＭＧセット（Ｂ）
原子炉水サンプルクーラ

ＦＰＣ熱交換器（Ｂ）
P21-F050B

P21-F205B

P21-F025B

ＣＵＷポンプ（Ｂ）熱交換器

ＦＰＣポンプ（Ｂ）室空調機
P21-F059B

ＣＵＷ非再生熱交換器（Ｂ）

MO

ＦＣＳ（Ｂ）室空調機
P21-F057B

P21-F024B

MO

P21-F029B

P21-F048B,E

RCWﾎﾟﾝﾌﾟ(E)P21-F001E

P21-F042B

P21-F041B

F
T

ＲＨＲポンプ（Ｂ）室空調機
P21-F044B

図 3.13-6

P21-F045B

FI （中央制御室）

P27-F102

RSWﾎﾟﾝﾌﾟ(E)P21-F148

Y/D

系統概要図（海水を水源とした代替原子炉補機冷却系）
3.13-7海水・電源設備については「3.14電源設備（設置許可基準
規則第57条に対する設計方針を示す章）」で示す。
・計装設備については「3.15計測設備（設置許可基準
規則第58条に対する設計方針を示す章）」で示す。

ＮO
スパージャ

高圧炉心注水系

純水補給水系

テスト
タンク

原子炉
格納容器

原子炉
圧力容器

MO

MO
ほう酸水注入系ポンプ

MOMO

ほう酸水注入系
貯蔵タンク

区分Ⅰより電源供給
ほう酸水注入系ポンプ

区分Ⅱより電源供給
重大事故等対処設備

図 3.13-7

系統概要図（ほう酸水注入系貯蔵タンクを水源としたほう酸水注入系）

図 3.13-8

系統概要図（海水を水源とした大気への拡散抑制）

3.13-8図 3.13-9

系統概要図（海水を水源とした航空機燃料火災への泡消火）

表 3.13-1 重大事故等収束のための水源に関する重大事故等対処設備一覧
設備区分
設備名
主要設備
主要水源
復水貯蔵槽【常設】サプレッション・チェンバ【常設】
ほう酸水注入系貯蔵タンク【常設】
代替淡水源
防火水槽【常設】
淡水貯水池【常設】
代替水源
海
附属設備
―
水源
―
流路
―
注水先
―
電源設備
―
※1
計装設備
復水貯蔵槽水位（ＳＡ）【常設】
サプレッション・チェンバ・プール水位【常設】※1：主要設備を用いた炉心損傷防止及び原子炉格納容器破損防止対策を成功させる
ために把握することが必要な原子炉施設の状態
計装設備については「3.15 計測設備（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方
針を示す章）」で示す。

3.13-93.13.2.1.2
主要設備の仕様
主要設備の仕様を以下に示す。
(1)復水貯蔵槽
個数： 1
容量： 約 2,100m3
種類： ライニング槽
取付箇所 ： 廃棄物処理建屋地下 2 階(2)サプレッション・チェンバ
個数
： 1
容量
： 約 3,600 m3
取付箇所 ： 原子炉格納容器内
なお，ほう酸水注入系貯蔵タンクについては「3.1 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備（設置許可基準規則第 44 条に対する設計方針を示す章）」，
計測制御設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方
針を示す章）」で示す。
3.13.2.1.3
代替淡水源の仕様
複数の代替淡水源の仕様を以下に示す。
(1)淡水貯水池 (6 号及び 7 号炉共用)
個数
： 1
容量
： 約 18,000 m3
取付箇所 ： 屋外(2)防火水槽個数
容量
取付箇所(6 号及び 7 号炉共用)： 2(予備 1)： 約 100 m3： 屋外

3.13-10

3.13.2.1.4
設置許可基準規則第 43 条への適合方針
3.13.2.1.4.1 設置許可基準規則第 43 条第 1 項への適合方針(1) 環境条件及び荷重条件（設置許可基準規則第 43 条第 1 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重その他の使用条件において，重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮するものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
復水貯蔵槽は廃棄物処理建屋内に設置している設備であることから，想定される重大事故等時における，廃棄物処理建屋内の環境条件及び荷重条件を考慮し，その機能を有効に発揮することができるよう，以下の表 3.13-2 に示す設計とする。
サプレッション・チェンバは原子炉格納容器内の設備であることから，想定される重大事故等時における，原子炉格納容器内の環境条件及び荷重条件を考慮し，その機能を有効に発揮することができるよう，以下の表 3.13-2 に示す設計とする。
（56-2-1～3）
表 3.13-2 想定する環境条件及び荷重条件
環境条件等
対応
温度・圧力・湿廃棄物処理建屋内又は原子炉格納容器内で想定される
度・放射線
温度，圧力，湿度及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外の天候による
屋外に設置するものではないため，天候による影響は影響受けない。
海水を通水する系
淡水だけでなく海水も使用する（常時海水を通水しな
統への影響い）。可能な限り淡水源を優先し，海水通水は短期間とすることで，設備への影響を考慮する。
地震
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方針」に示す）。
風（台風）・積雪
廃棄物処理建屋内及び原子炉格納容器内に設置するため，風（台風）及び積雪の影響は受けない。
電磁的障害
重大事故等が発生した場合においても，電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

3.13-11(2) 操作性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項二）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において確実に操作できるものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性」に示す。

重大事故等の収束に必要な水源である復水貯蔵槽の保有水を十分に確保するため，復水補給水系常／非常用連絡管１次止め弁及び，復水補給水系常／非常用連絡管 2 次止め弁を現場にて操作する設計であるが，原子炉格納容器ベントを実施する前に行う作業であるため，想定される重大事故時等の環境下においても，確実に操作，作業をすることが可能である。
表 3.13-3 に操作対象機器を示す。
この操作にあたり，運転員のアクセス性，操作性を考慮して十分な操作空間を確保する。また操作対象については銘板をつけることで識別可能とし，運転員の操作及び監視性を考慮して確実に操作できる設計とする。
サプレッション・チェンバのプール水を確保するための操作は不要な設計とする。
（56-2-4,56-3-4,5）
表 3.13-3 操作対象機器
機器名称
状態の変化
操作場所
操作方法
復水補給水系常／非常用 弁閉→弁開 廃棄物処理建屋地下 3 手動操作
連絡管 1 次止め弁階
復水補給水系常／非常用 弁閉→弁開連絡管 2 次止め弁

廃棄物処理建屋地下 3 手動操作
階(3) 試験及び検査（設置許可基準規則第 43 条第 1 項三）(ⅰ) 要求事項
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試験又は検査ができるものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性」に示す。

復水貯蔵槽は，表 3.13-4 に示すように発電用原子炉の停止中に外観点検が可能である。上部に設置しているハッチを開放し，異常の有無を水中カメラにて確認を行うことが可能な設計とする。また発電用原子炉の運転中には漏えい
目視箱により漏えいのないことを確認を行うことができる設計とする。
サプレッション・チェンバは，表 3.13-5 に示すように発電用原子炉の停止
3.13-12

中に目視点検にて異常の有無を確認を行うことができる設計とする。また発電用原子炉の運転中には中央制御室にて 24 時間に 1 回の頻度で水位の確認により異常のないことの確認を行える設計とする。
（56-4-1～6）
表 3.13-4 復水貯蔵槽の試験及び検査
発電用原子炉の
項目
内容
状態
停止中
外観検査
水中カメラにより異常の有無を確認
運転中
異常監視
漏えい目視箱により漏えいのないことを確認
表 3.13-5
発電用原子炉の
状態
停止中

外観検査

運転中

機能・性能
試験
異常監視

サプレッション・チェンバの試験及び検査項目

内容
サプレッション・チェンバの内面については目視により異常の有無を確認
原子炉格納容器全体漏えい率試験により漏えいのないことを確認
水位の監視により異常のないことの確認(4) 切り替えの容易性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項四）(ⅰ) 要求事項
本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設備にあっては，通常時に使用する系統から速やかに切り替えられる機能を備えるものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性」に示す。

復水貯蔵槽を水源として利用する際には，復水貯蔵槽の中部（常用ライン）と下部（非常用ライン）の 2 通りのラインがあるが，通常運転時は中部（常用ライン）を使用しているため，長期的な確保として復水補給水系常／非常用連絡管 1 次止め弁及び，復水補給水系常／非常用連絡管 2 次止め弁の開操作を行い，下部（非常用ライン）に切り替える。
ただし，復水貯蔵槽を水源として利用する復水移送ポンプの起動当初は復水貯蔵槽水位は確保されているため，本切り替え操作は原子炉格納容器や原子炉
圧力容器への注水が開始された後に実施することとする。
サプレッション・チェンバのプール水を水源とする際には切り替え操作は不要である。
（56-3-4,5）

3.13-13(5) 悪影響の防止（設置許可基準規則第 43 条第 1 項五）(ⅰ) 要求事項
工場等内の他の設備に対して悪影響を及ぼさないものであること。

(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

復水貯蔵槽及びサプレッション・チェンバのプール水は，設計基準対処施設として使用する場合と同じ系統構成で，想定される重大事故等時に水源として使用することにより，他の設備に対して悪影響を及ぼさない設計とする。
(6) 設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 1 項六）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において重大事故等対処設備の操作及び復旧作業を行うことができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設
置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
表 3.13-6 の操作対象機器に示すとおり，復水補給水系常／非常用連絡管 1
次止め弁及び，復水補給水系常／非常用連絡管 2 次止め弁は，廃棄物処理建屋
地下 3 階での操作となり，原子炉建屋外であるため，操作位置の放射線量が高くなるおそれが少ないため操作が可能である。
サプレッション・チェンバのプール水を水源とするための操作は不要である。
（56-2-4,56-3-4,5）
表 3.13-6
機器名称
復水補給水系常／非常用連絡管 1 次止め弁
復水補給水系常／非常用連絡管 2 次止め弁操作対象機器設置場所
設置場所
操作場所
廃棄物処理建屋地下 3 階
廃棄物処理建屋地下 3 階
廃棄物処理建屋地下 3 階

3.13-14

廃棄物処理建屋地下 3 階

3.13.2.1.4.2

設置許可基準規則第 43 条第 2 項への適合方針(1) 容量（設置許可基準規則第 43 条第 2 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等の収束に必要な容量を有するものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
重大事故等対策の有効性評価で想定する各事故シーケンスのうち，復水貯蔵槽の水量が最も少なくなる事故シーケンスは，高圧溶融物放出／格納容器雰囲
気直接加熱（DCH），原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用（FCI）及び溶融炉心・コンクリート相互作用（MCCI）である。これらは，過渡事象を起因事象とし，かつ，原子炉への全ての注水機能が確保できないとして，炉心損傷を進展させた場合について評価する事故シーケンスである。当該事故シーケンスにおいて，淡水の使用量は号炉あたり 7 日間で約 2,600m3 であり，復水貯蔵槽の貯水量約 1,700m3/号炉が枯渇するのは事象発生から約 14 時間後程度であり，事象発生 12 時間後に代替淡水源又は，海水を供給することで，十分な容量を有する設計とする。
サプレッション・チェンバのプール水を水源として利用する代替循環冷却においては，サプレッション・チェンバのプール水を復水移送ポンプを利用し循環させる系統構成である。そのため，サプレッション・チェンバのプール水は，
復水移送ポンプの NPSH 評価を満足するために必要な水位（T.M.S.L-1200)に対して十分な容量を有する設計とする。
（56-5-1,2,12）(2) 共用の禁止（設置許可基準規則第 43 条第 2 項二）(ⅰ) 要求事項
二以上の発電用原子炉施設において共用するものでないこと。ただし，二以上の発電用原子炉施設と共用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であって，同一の工場等内の他の発電用原子炉施設に対して悪影響を及ぼさない場合は，この限りでない。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

復水貯蔵槽及びサプレッション・チェンバは，二以上の発電用原子炉施設において共用しない設計とする。

3.13-15

(3) 設計基準対処設備との多様性（設置許可基準規則第 43 条第 2 項三）(ⅰ) 要求事項
常設重大事故防止設備は，共通要因によって設計基準事故対処設備の安全機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

重大事故等対処設備の低圧代替注水系等の水源である復水貯蔵槽は廃棄物処理建屋にあり，原子炉建屋にある設計基準事故対処設備の水源であるサプレッション・チェンバと位置的分散を図ることで同時に機能が損なわれない設計とする。
重大事故等対処設備の代替循環冷却の水源であるサプレッション・チェンバは，格納容器圧力逃がし装置の水源として使用する淡水貯水池・防火水槽と位置的分散を図ることで同時に機能が損なわれない設計とする。

3.13-16

3.13.2.2 水の供給設備
3.13.2.2.1 設備概要
水の供給設備は，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である復水貯蔵槽及びサプレッション・チェンバ，また，複数の代替淡水源である防火水槽及び淡水貯水池並びに海水について，移送手段及び移送ルートを確保し，いずれの水源からでも水を供給することを目的として設置するものである。この水の移送設備は，代替淡水源や海水から水源への水の供給設備と，水源から注水先（原子炉圧力容器や原子炉格納容器，及び使用済燃料プール）への注水設備がある。
水源への水の供給設備は，津波の影響を受けない高台に保管している可搬型代替
注水ポンプ（A-2 級），大容量送水車(海水取水用)，ホースで構成する。復水貯蔵
槽へは，複数の代替淡水源（防火水槽，淡水貯水池）より可搬型代替注水ポンプ（A2 級）とホース及び建屋外壁の接続口を用いて供給する。
また，防火水槽への水の供給については，淡水貯水池よりホースを用いて供給する。なお，防火水槽への海水の供給，及び代替原子炉補機冷却系への海水の供給については，取水路（海水貯留堰，スクリーン室）より大容量送水車(海水取水用)及
びホースを用いて供給する。
なお，水源への水の供給設備で使用する可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，低圧代替注水系（可搬型），格納容器圧力逃がし装置への供給，格納容器下部注水系（可搬型）及び燃料プール代替注水系と兼用する。
また，注水先への注水設備としても同様に，津波の影響を受けない高台に保管している可搬型代替注水ポンプ（A-1 級，及び A-2 級）とホースで構成する。

これら水の供給設備に関する重大事故等対処設備を表 3.13-7 に示す。また．本系統に係る系統概要図を図 3.13-3,4,6,9,10 に示す。

3.13-17

（中央制御室）

ＣＳＰ大容量ＣＳＰ大容量接続口（西）

LI

淡水貯水池（約18,000m3）

LI（中央制御室）

LT

K7
復水貯蔵槽
（約 1,700m 3）

K6
復水貯蔵槽
（約 1,700m 3）

LT
ホース

廃棄物
処理建屋

ＣＳＰ大容量接続口（東）

ＣＳＰ大容量接続口（東）

No.14防火水槽
3（約100m ）No.15防火水槽
3（約100m ）No.15防火水槽（約100m3）

可搬型代替注水ポンプ（A-1 級又は A-2 級）

図 3.13-9

大容量送水車（海水取水用）海水系統概要図（防火水槽経由の場合の水源への水の移送設備）

・電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
・計測制御設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
（中央制御室）ＣＳＰ大容量ＣＳＰ大容量接続口（西）

LI

淡水貯水池（約18,000m3）

LI（中央制御室）

LT

K7
復水貯蔵槽
（約 1,700m 3）

K6
復水貯蔵槽
（約 1,700m 3）

LT
消防ホース
海水ホース

廃棄物
処理建屋

ＣＳＰ大容量接続口（東）

ＣＳＰ大容量接続口（東）

No.14防火水槽
3（約100m ）可搬型代替注水ポンプ（A-1 級又は A-2 級）

図 3.13-10

大容量送水車（海水取水用）No.15防火水槽（約100m3）

海水系統概要図（直接送水の場合の水源への水の移送設備）

3.13-18

表 3.13-7

水の移送設備に関する重大事故等対処設備一覧

設備区分
主要設備
附属設備
水源
流路

注水先
電源設備（燃料補給設備を含む）※1
計装設備※2設備名
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）【可搬】
大容量送水車(海水取水用)【可搬】－－
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）
ホース・接続口【可搬】
CSP 外部補給配管・弁【常設】
大容量送水車(海水取水用)
ホース【可搬】
海水貯留堰【常設】スクリーン室【常設】取水路[海水取水箇所]【常設】－燃料補給設備軽油タンク【常設】タンクローリ（4kL）【可搬】
復水貯蔵槽水位（ＳＡ）【常設】※1：単線結線図を補足説明資料 56-2 に示す。
電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
※2：主要設備を用いた炉心損傷防止及び原子炉格納容器破損防止対策を成功させるために把握することが必要な原子炉施設の状態
計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

3.13-19

3.13.2.2.2
主要設備の仕様
主要設備の仕様を以下に示す。
(1)可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）（6 号及び 7 号炉共用）
種類： ターボ形容量： 120m3/h/台
吐出圧力： 0.85MPa
最高使用圧力： 1.76MPa
最高使用温度： 40℃
個数： 12（6／プラント）（予備 1）
設置場所
： 屋外
保管場所
： 荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所
原動機出力： 約 110kW(2)大容量送水車(海水取水用)（6 号及び 7 号炉共用）
種類： うず巻形
容量： 900m3/h/台
吐出圧力： 1.25MPa
最高使用圧力： 1.30MPa
最高使用温度： 60℃
個数： 1（予備 1）
設置場所
： 屋外
保管場所
： 荒浜側高台保管場所又は大湊側高台保管場所
原動機出力： 709kW
なお，注水先への注水設備については， 3.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備（設置許可基準規則第 47 条に対する設計方針を示す章），3.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備（設置許可基準規則第48 条に対する設計方針を示す章），3.6 原子炉格納容器内の冷却等のための設備（設置許可基準規則第 49 条に対する設計方針を示す章），3.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備（設置許可基準規則第 50 条に対する設計方針を示す章），3.8
原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備（設置許可基準規則第 51 条に対する設計方針を示す章），3.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備（設置許可基準規則第 54 条に対する設計方針を示す章）」，電源設備については，「3.14 電源
設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」，計測制御設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

3.13-20

3.13.2.2.3
設置許可基準規則第 43 条への適合方針
3.13.2.2.3.1 設置許可基準規則第 43 条第 1 項への適合方針(1) 環境条件及び荷重条件（設置許可基準規則第 43 条第 1 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重その他の使用条件において，重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮するものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級），大容量送水車(海水取水用)は，屋外の荒浜側
高台保管場所及び大湊側高台保管場所に保管し，重大事故時に各水源付近の屋外に設置する設備であることから，その機能を期待される重大事故等時における，
屋外の環境条件及び荷重条件を考慮し，その機能を有効に発揮することができる
よう，以下の表 3.13-8 に示す設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）及び大容量送水車（海水取水用）の操作は，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）及び大容量送水車（海水取水用）に付属する操作スイッチにより，想定される重大事故等時において，設置場所から操作可能な設計とする。風（台風）による荷重については，転倒しないことの確認を行っているが，詳細評価により転倒する結果となった場合は，転倒防止措置を講じる。
積雪の影響については，適切に除雪する運用とする。
また，降水及び凍結により機能を損なうことのないよう，防水対策が取られた機器を使用し，凍結のおそれがある場合は暖気運転を行い凍結対策とする。常時海水を通水する大容量送水車(海水取水用)は海水の影響を考慮した設計とし，大容量送水車(海水取水用)にストレーナを設置することで異物の流入を防止する設計とする。
（56-6-2,3）

3.13-21

表 3.13-8

想定する環境条件及び荷重条件
環境条件等
対応
温度・圧力・湿度・放射 屋外で想定される温度，圧力，湿度及び放射線条件下に耐線えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外の天候による影響 降水及び凍結により機能を損なうことのないよう防水対策及び凍結対策を行える設計とする。
海水を通水する系統へ 可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，淡水だけでなく海水の影響も使用する（常時海水を通水しない）。可能な限り淡水源を優先し，海水通水は短期間とすることで，設備への影響を考慮する。
大容量送水車(海水取水用)は，使用時に海水を通水するため，海水の影響を考慮した設計とする。
地震
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認し，治具や輪留め等により転倒防止対策を行う。
風（台風）・積雪
屋外で風荷重，積雪荷重を考慮しても機器が損傷しないことを評価により確認する。
電磁的障害
重大事故等が発生した場合においても，電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

3.13-22

(2) 操作性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項二）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において確実に操作できるものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性」に示す。

可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）及び大容量送水車(海水取水用)については，操作盤の操作スイッチからのスイッチ操作で起動する設計とする。水の供給に必要な弁操作は，屋外での操作が可能な設計とする。可搬型代替注水ポンプ（A2 級）及び大容量送水車（海水取水用）操作盤の操作スイッチを操作及び弁の手動操作するにあたり，運転員のアクセス性，操作性を考慮して十分な操作空間を確保する。また，それぞれの操作対象については銘板をつけることで識別可能とし，運転員の操作及び監視性を考慮して確実に操作できる設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）及び大容量送水車(海水取水用)は，接続口まで屋外のアクセスルートを通行して移動可能な設計とするとともに，設置場所にて輪留めによる固定等が可能な設計とする。
ホースの接続作業にあたっては，特殊な工具，及び技量は必要とせず，簡便な結合金具による接続方式並びに一般的な工具を使用することにより，確実に接続が可能な設計とする。
操作に必要なポンプ及び操作に必要な弁を表 3.13-9 に示す。
（56-6-1～3）

3.13-23

表 3.13-9 操作対象機器
機器名称
状態の変化
操作場所
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）
停止→起動 各設置場所(6/7号炉建屋周り)大容量送水車(海水取水用)
停止→起動 取水路[海水取
水箇所]CSP 外部注水ライン東側注入弁(A) 弁閉→弁開 屋外(廃棄物処理建屋東側)
CSP 外部注水ライン東側注入弁(B) 弁閉→弁開 屋外(廃棄物処理建屋東側)
CSP 外部注水ライン西側注入弁(A) 弁閉→弁開 屋外(廃棄物処理建屋西側)
CSP 外部注水ライン西側注入弁(B) 弁閉→弁開 屋外(廃棄物処理建屋西側)
淡水貯水池大湊側第一送水ﾗｲﾝ出口 弁閉→弁開 屋外(淡水貯水弁池脇)
淡水貯水池大湊側第二送水ﾗｲﾝ出口 弁閉→弁開 屋外(淡水貯水弁池脇)
淡 水 貯 水 池 大 湊 側 第 一 送 水 ﾗ ｲ ﾝ 弁閉→弁開 屋外(No.15 防火No.15 防火水槽供給弁
水槽脇)
淡 水 貯 水 池 大 湊 側 第 一 送 水 ﾗ ｲ ﾝ 弁閉→弁開 屋外(No.14 防火No.14 防火水槽供給弁
水槽脇)
淡 水 貯 水 池 大 湊 側 第 二 送 水 ﾗ ｲ ﾝ 弁閉→弁開 屋外(No.14 防火No.14 防火水槽供給弁
水槽脇)
ホース
ホース接続 各設置場所(6/7号炉建屋周り)3.13-24

操作方法
スイッチ操作
スイッチ操作
手動操作
手動操作
手動操作
手動操作
手動操作
手動操作
手動操作
手動操作
手動操作
人力接続

(3) 試験及び検査（設置許可基準規則第 43 条第 1 項三）(ⅰ) 要求事項
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試験又は検査ができるものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性」に示す。

可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，表 3.13-10 に示すように発電用原子炉の運転中又は停止中に分解又は取替，車両としての運転状態の確認が可能な設計とする。また，発電用原子炉の運転中又は停止中に，淡水貯水池を水源とし，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級），仮設流量計，ホースの系統構成で淡水貯水池へ送水する試験を行うテストラインを設けることで機能，性能及び漏えいの有
無の確認が可能な系統設計とする。
大容量送水車(海水取水用)は，表 3.13-11 に示すように発電用原子炉の運転中又は停止中に分解又は取替，車両としての運転状態の確認が可能な設計とする。また，発電用原子炉の運転中又は停止中に，淡水貯水池を水源とし，大容量送水車，仮設流量計，ホースの系統構成で淡水貯水池へ送水する試験を行うテストラインを設けることで機能，性能及び漏えいの有無の確認が可能な系統設計とする。
なお，接続口から復水補給水系主配管までのラインについて，上記の試験に加えて，発電用原子炉の運転中及び停止中に各接続口付属の弁が，開閉動作可能な構成とすることで弁動作試験が可能な設計とする。
各種ホースの外観点検として，機能，性能に影響を及ぼすおそれのある亀裂，
腐食等がないことの確認を行うことが可能な設計とする。
（56-4-7～10）

3.13-25

表 3.13-10
発電用原子炉の状態

可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）の試験及び検査項目
内容
機能・性能試
験
弁動作試験

運転中又は
停止中

分解検査

可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）の運転性能（吐出圧力，流量）及び漏えいの有無の確認
弁開閉動作の確認
ポンプを分解し，部品の表面状態を，試験及び目視により確認
又は，必要に応じ取替

外観検査

ポンプ及びホースの外観確認

車両検査

可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）の車両としての運転状態の確認

表 3.13-11 大容量送水車（海水取水用）の試験及び検査
発電用原子炉の項目
内容
状態
機能・性能試
大容量送水車（海水取水用）の運転性能
験（吐出圧力，流量）及び漏えいの有無の確認
弁動作試験
弁開閉動作の確認
ポンプを分解し，部品の表面状態を，試
運転中又は
分解検査
験及び目視により確認
停止中
又は，必要に応じ取替
外観検査

ポンプ及びホースの外観確認

車両検査

大容量送水車（海水取水用）の車両としての運転状態の確認

3.13-26

(4) 切り替えの容易性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項四）(ⅰ) 要求事項
本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設備にあっては，通常時に使用する系統から速やかに切り替えられる機能を備えるものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性」に示す。

可搬型代替注水ポンプ（A-2 級），大容量送水車(海水取水用)は，本来の用途以外の用途には使用しない。
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）による復水貯蔵槽への供給，淡水貯水池から防火水槽又は可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）への送水，大容量送水車(海水取水用)による防火水槽への供給に必要な資機材の移動，設置，起動操作については図 3.13-10～12 で示すタイムチャートの通り速やかに切り替えることが可能である。
経過時間（分）

10
手順の項目

20

30

40

50

60

70

80

90

100

110

120

130

140

備考

淡水貯水池を水源とした可搬型代替注水ポンプ（A-2級）による復水貯蔵槽への補給開始 135分

要員（数）復水貯蔵槽水位確認
中央制御室運転員

1
緊急時対策所～淡水貯水池移動
貯水池出口弁「開」
淡水貯水池～大湊高台移動移動

2
淡水貯水池を水源とした可搬型代替注水ポンプ（A-2級）による復水貯蔵への補給

可搬型代替注水ポンプ（A-2級）1台移動～配置，送水ライン水張り及び健全性確認
送水ホース及び消防ホース接続継手接続
送水 淡水貯水池から可搬型代替注水ポンプ（A-2級）への送水開始

緊急時対策要員
緊急時対策所～大湊高台移動 ※1
可搬型代替注水ポンプ（A-1級又はA-2級）2台の健全性確認
可搬型代替注水ポンプ（A-2級）2台移動～配置

2
送水準備
送水

図 3.13-11

可搬型代替注水ポンプ（A-2級）送水開始

※1 荒浜
側高台保
管場所へ
の移動
は，10分と想定する

可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）による復水貯蔵槽への供給のタイムチ
ャート（1/2）*
経過時間（分）

10
手順の項目

20

30

40

50

60

70

80

90

100

110

120

130

140

備考

防火水槽を水源とした可搬型代替注水ポンプ（A-2級）による復水貯蔵槽への補給開始 135分

要員（数）復水貯蔵槽水位確認
中央制御室運転員

1
緊急時対策所～大湊高台移動 ※1

防火水槽を水源とした可搬型代替注水ポンプ（A2級）による復水貯蔵への補給

可搬型代替注水ポンプ（A-1級又はA-2級）3台の健全性確認
可搬型代替注水ポンプ（A-2級）3台移動～配置
緊急時対策要員

3
送水準備
送水

図 3.13-12

可搬型代替注水ポンプ（A-2級）送水開始

※1 荒浜
側高台保
管場所へ
の移動
は，10分と想定する

可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）による復水貯蔵槽への供給のタイムチ
ャート（2/2）*

3.13-27

経過時間（時間）

1
手順の項目

2

3

4

5

6

備考

7

大容量送水車（海水取水用）による防火水槽への海水補給
5時間

要員（数）

緊急時対策所～大湊高台移動
大容量送水車（海水取水用）による防火水槽へ 緊急時対策要員の海水補給

大容量送水車他移動
8※ 荒浜側高台保管場所への移動は，10分と想定するホース（可搬型）敷設
大容量送水車起動・海水供給

図 3.13-13 大容量送水車（海水取水用）による防火水槽への供給のタイムチャート＊
経過時間（分）

10
手順の項目

20

30

40

50

60

70

80

備考

淡水貯水池から防火水槽への補給 80分

要員（数）緊急時対策所～淡水貯水池移動
貯水池出口弁「開」
淡水貯水池から防火水槽への補給

緊急時対策要員

2

送水ライン水張り，健全性確認，送水ホース接続
送水

図 3.13-14

淡水貯水池から防火水槽への供給のタイムチャート＊＊：「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」への適合状況について の 1．13 で示すタイムチャート

3.13-28

(5) 悪影響の防止（設置許可基準規則第 43 条第 1 項五）(ⅰ) 要求事項
工場等内の他の設備に対して悪影響を及ぼさないものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

可搬型代替注水ポンプ（A-2 級），大容量送水車(海水取水用)は，通常時は接続先の系統と分離された状態で保管し，他の設備に悪影響を及ぼさない運用とする。
水源への供給を行う場合は，弁操作によって，通常時の系統構成から重大事
故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
放射性物質を含む系統と含まない系統を区分するため，接続口は，全閉隔離する設計とする。
(56-3-1～3)(6) 設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 1 項六）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において重大事故等対処設備の操作及び復旧作業を行うことができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設
置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
水を供給するための操作が必要な機器は表 3.13-12 に示すとおり全て屋外に設置されており，これらは原子炉格納容器ベントを実施していない状況で屋外で使用する設備で，想定される重大事故等が発生した場合における放射線量が高くなるおそれが少ないため，操作を行うことが可能である。
（56-3-1～3，56-6-1～3）

3.13-29

表 3.13-12

操作対象機器設置場所
機器名称
設置場所
操作場所
可搬型代替注水ポンプ（A- 各設置場所(6/7 号炉建屋 各設置場所(6/7 号炉建屋
2 級）
周り)
周り)
大 容 量送水車( 海水取水 取水路[海水取水箇所]
取水路[海水取水箇所]
用)
CSP 外部注水ライン東側 屋外(廃棄物処理建屋東
屋外(廃棄物処理建屋東注入弁(A)側)
側)
CSP 外部注水ライン東側 屋外(廃棄物処理建屋東
屋外(廃棄物処理建屋東注入弁(B)側)
側)
CSP 外部注水ライン西側 屋外(廃棄物処理建屋西
屋外(廃棄物処理建屋西
注入弁(A)側)
側)
CSP 外部注水ライン西側 屋外(廃棄物処理建屋西
屋外(廃棄物処理建屋西
注入弁(B)
側)
側)
淡水貯水池大湊側第一送 屋外(淡水貯水池脇)
屋外(淡水貯水池脇)
水ﾗｲﾝ出口弁
淡水貯水池大湊側第二送 屋外(淡水貯水池脇)
屋外(淡水貯水池脇)
水ﾗｲﾝ出口弁
淡水貯水池大湊側第一送 屋外(No.15 防火水槽脇)
屋外(No.15 防火水槽脇)
水ﾗｲﾝ No.15 防火水槽供給
弁
淡水貯水池大湊側第一送 屋外(No.14 防火水槽脇)
屋外(No.14 防火水槽脇)
水ﾗｲﾝ No.14 防火水槽供給
弁
淡水貯水池大湊側第二送 屋外(No.14 防火水槽脇)
屋外(No.14 防火水槽脇)
水ﾗｲﾝ No.14 防火水槽供給
弁
ホース
各設置場所(6/7 号炉建屋 各設置場所(6/7 号炉建屋
周り)
周り)

3.13-30

3.13.2.2.3.2 設置許可基準規則第 43 条第 3 項への適合方針(1) 容量（設置許可基準規則第 43 条第 3 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等の収束に必要な容量に加え，十分に余裕のある容量を有するものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
復水貯蔵槽への供給として使用する場合の可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）の容量は，運転中の原子炉における重大事故シーケンスのうち，水使用の観点から厳しい有効性シナリオとなる格納容器過圧・過温破損シナリオ（代替循環冷却を使用しない場合）に係る有効性評価解析（原子炉設置変更許可申請書添付書類十）において，有効性が確認されている復水貯蔵槽への供給流量 130m3/hを満足する設計とする。
大容量送水車(海水取水用)の容量は，運転中の原子炉における重大事故シーケンスのうち，水使用の観点から厳しい有効性シナリオとなる格納容器過圧・過温破損シナリオ（代替循環冷却を使用しない場合）に係る有効性評価解析（原子炉設置変更許可申請書添付書類十）において，有効性が確認されている可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）を用いた復水貯蔵槽への供給流量 130m3/h を満足する設計とする。
また，復水貯蔵槽へ供給する場合の可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）の揚程
は，水源と供給先の圧力差（大気開放である防火水槽又は淡水貯水池と復水貯
蔵槽の圧力差），静水頭，配管やホース及び弁類の圧損を基に設定する。
大容量送水車（海水取水用）の揚程は，水源と供給先の圧力差（海と防火水槽又は可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）吸込口の圧力差），静水頭，配管やホース及び弁類の圧損を基に設定する。
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，重大事故時において，復水貯蔵槽への供給に必要な流量を確保できる容量を有するものを 1 セット 3 台使用する。保
有数は 1 プラントあたり 2 セット 6 台で，6 号及び 7 号炉共用で 4 セット 12 台と，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として 1 台（共用）の合計 13 台を分散して保管する。
大容量送水車(海水取水用)は，重大事故時において，防火水槽及び淡水貯水池への供給に必要な流量を確保できる容量を有するものを 6 号及び 7 号炉共用
で 1 セット 1 台使用する。保有数は 6 号及び 7 号炉共用で 1 セット 1 台と，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として 1 台（共用）の合
計 2 台を分散して保管する。
（56-5-3～11）(2) 確実な接続（設置許可基準規則第 43 条第 3 項二）(ⅰ) 要求事項
常設設備（発電用原子炉施設と接続されている設備又は短時間に発電用原子炉施設と接続することができる常設の設備をいう。以下同じ。）と接続するものにあっては，当該常設設備と容易かつ確実に接続することができ，かつ，二
3.13-31以上の系統又は発電用原子炉施設が相互に使用することができるよう，接続部の規格の統一その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
復水貯蔵槽への供給に用いる可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）の接続箇所は，低圧代替注水系(可搬型)，格納容器下部注水系(可搬型)にも使用することができるよう, 可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）から来るホースと接続口について，簡便な接続方式である結合金具にすることに加え，接続口の口径を 75A 又は65A に統一し，75A/65A のレデューサを配備しておくことで確実に接続ができる設計とする。また，6 号及び 7 号炉が相互に使用することができるよう，ホースと接続口を簡便な接続方式である結合金具にすることに加え，接続口の口径を 75A 又は 65A に統一し，75A/65A のレデューサを配備しておくことで確実に接続ができる設計とする。
なお、可搬設備どうしの接続である防火水槽への海水の供給に用いる大容量送水車(海水取水用)の接続箇所は，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）から来るホースの接続口と口径を統一しかつ簡便な接続方式とすることで，確実に接続ができる設計とする。また淡水貯水池の接続口についても，防火水槽から来るホースの接続口と口径を統一しかつ簡便な接続方式とすることで，確実に接続ができる設計とする。
なお，ホースについては車両にて設置場所まで輸送し，容易に敷設できる設計とする。
（56-6-1～3）(3) 複数の接続口（設置許可基準規則第 43 条第 3 項三）(ⅰ) 要求事項
常設設備と接続するものにあっては，共通要因によって接続することができなくなることを防止するため，可搬型重大事故等対処設備（原子炉建屋の外か
ら水又は電力を供給するものに限る。）の接続口をそれぞれ互いに異なる複数の場所に設けるものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

復水貯蔵槽への供給で用いる可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）の接続箇所である接続口は，重大事故等時の環境条件，自然現象，外部人為事象，溢水及び火災の影響により接続できなくなることを防止するため，接続口をそれぞれ互いに異なる複数の場所に設ける設計とする。
6 号及び 7 号炉については，復水補給水系配管まで鋼製配管でつながる接続
口を廃棄物処理建屋東側に１箇所，廃棄物処理建屋西側に１箇所設置すること
で共通要因によって接続することができなくなることを防止する設計とする。
（56-6-1～3）

3.13-32(4) 設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 3 項四）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において可搬型重大事故等対処設備を設置場所に据え付け，及び常設設備と接続することができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級），大容量送水車(海水取水用)は，炉心損傷後の原子炉格納容器ベントを実施していない状況で屋外で使用する設備であり，想定される重大事故等が発生した場合における放射線を考慮しても作業への影響はないと想定しているが，仮に線量が高い場合は線源からの離隔距離をとること，線量を測定し線量が低い位置に配置することにより，これら設備の設
置及び常設設備との接続が可能である。また，現場でのホース接続作業にあたっては，簡便な接続金具による接続方式により，確実に速やかに接続が可能な設計とする。
（56-6-1～3）

3.13-33

(5) 保管場所（設置許可基準規則第 43 条第 3 項五）(ⅰ) 要求事項
地震，津波その他の自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロ
リズムによる影響，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備の配置その他の条件を考慮した上で常設重大事故等対処設備と異なる保管場所に保管すること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

可搬型代替注水ポンプ（A-2 級），大容量送水車(海水取水用)は，地震，津波
その他の自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムによる影響，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備の配置その他の条件を考慮し，原子炉格納容器内にあるサプレッション・チェンバと位置的分散を図り，発電所敷地内の高台の大湊側高台保管場所及び荒浜側高台保管場所に分散して保管する。
（56-7-1,2）(6) アクセスルートの確保（許可基準規則第 43 条第 3 項六）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において，可搬型重大事故等対処設備を運搬し，又は他の設備の被害状況を把握するため，工場等内の道路及び通路が確保できるよう，適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性」に示す。

可搬型代替注水ポンプ（A-2 級），大容量送水車(海水取水用)は，通常時は高台に保管しており，想定される重大事故等が発生した場合においても，保管場所から接続場所までの運搬経路について，設備の運搬及び移動に支障をきたす
ことのないよう，迂回路も考慮して複数のアクセスルートを確保する。
（『可搬型重大事故等対処設備保管場所及びアクセスルートについて』参照）（56-8-1,2）

3.13-34

(7)設計基準事故対処設備及び常設重大事故防止設備との多様性（設置許可基準規則
第 43 条第 3 項七）(ⅰ) 要求事項
重大事故防止設備のうち可搬型のものは，共通要因によって，設計基準事故
対処設備の安全機能，使用済燃料貯蔵槽の冷却機能若しくは注水機能又は常設
重大事故防止設備の重大事故に至るおそれがある事故に対処するために必要な機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

可搬型代替注水ポンプ（A-2 級），大容量送水車(海水取水用)は，共通要因
によって，原子炉格納容器内にある常設重大事故緩和設備であるサプレッション・チェンバと同時に機能が損なわれるおそれがないよう，原子炉格納容器と位置的分散を図り，発電所敷地内の高台の大湊側高台保管場所及び荒浜側高台保管場所に分散して配置する設計とする。また，水を供給する必要のない設計基準事故対処設備の水源であるサプレッション・チェンバと多様性を持った設計とする。

3.13-35

3.13.3 その他設備
3.13.3.1 淡水タンク（ろ過水タンク，純水タンク）を利用した水の供給設備
3.13.3.1.1 設備概要
淡水タンクを利用した水の供給設備は，ろ過水タンク又は純水タンクが健全な場合に，これらタンクから復水貯蔵槽と防火水槽へ水を供給する設備である。なお，本設備は事業者の自主的な取り組みで設置するものである。
復水貯蔵槽を水源とした各種注水時において，純水タンクが健全であり外部電源や仮設発電機により交流電源が確保できた場合には，純水タンクから純水移送ポンプを使用して復水貯蔵槽へ水を供給できる設計とする。
防火水槽を水源とした各種注水時において，淡水タンク（ろ過水タンク，もしくは純水タンク）が健全な場合には，淡水タンクから防火水槽へ水を供給できる設計とする。
また，これら淡水タンクを水源として水を供給する場合には，淡水貯水池から淡水タンクへ水を供給できる設計とする。
（56-9-3）

3.13.3.2 複数の海水取水手段の整備
3.13.3.2.1 設備概要
海水を水源とし水を供給する場合，取水場所を海水取水路からだけではなく護岸から，また，取水設備を大容量送水車(海水取水用)だけではなく可搬型代替注水ポンプ（A-2 級），又は代替原子炉補機冷却海水ポンプを用いることで，多様性を持った設計とする。なお，本設備は事業者の自主的な取り組みで設置するものである。
（56-9-4）

3.13-36

3.13.4 水源を利用する重大事故等対処設備について
3.13.4.1 主要水源を利用する重大事故等対処設備
主要水源を利用する重大事故等対処設備について，表 3.13-13 に示す。

水源

表 3.13-13
関係条文

主要水源を利用する重大事故等対処設備
主要水源を利用する
重大事故等対処設備＊

注水先

原子炉
圧力容器
原 子 炉隔 離 時冷 却 原子炉隔離時冷却系ポ 原子炉
45 条
系
ンプ
圧力容器
原子炉
高圧炉心注水系
高圧炉心注水系ポンプ
圧力容器
復水貯蔵槽
低圧代替注水系（常原子炉
47 条
復水移送ポンプ
設）
圧力容器
代 替 格納 容 器ス プ
原子炉
49 条
復水移送ポンプ
レイ冷却系
格納容器
格 納 容器 下 部注 水
原子炉
51 条
復水移送ポンプ系（常設）格納容器
原 子 炉隔 離 時冷 却 原子炉隔離時冷却系ポ 原子炉
系
ンプ
圧力容器
45 条
高圧炉心注水系ポンプ
原子炉
高圧炉心注水系
圧力容器
サプレッショ
残留熱除去系（低圧 残留熱除去系（低圧注水 原子炉
47 条
ン・チェンバ
注水モード）
モード）ポンプ
圧力容器
原子炉
圧力容器
50 条 代替循環冷却系
復水移送ポンプ
原子炉
格納容器
原子炉
44 条 ほう酸水注入系
ほう酸水注入系ポンプ
圧力容器
ほう酸水注入系貯蔵タンク
原子炉45 条 高圧代替注水系
ほう酸水注入系ポンプ
圧力容器＊上記重大事故等対処設備の詳細については，各重大事故等対処設備を主要設備と位置付ける項にて示す。
高圧代替注水系

3.13-37

高圧代替注水ポンプ

3.13.4.2 代替淡水源を利用する重大事故等対処設備
代替淡水原を利用する重大事故等対処設備について，表 3.13-14 に示す。
表 3.13-14
関係条文

代替淡水源を利用する重大事故等対処設備
代替淡水源を利用する
水源
注水先
重大事故等対処設備＊
低 圧 代 替 注 水 系 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ 原子炉
47 条
（可搬型）
（A-2 級）
圧力容器
格 納 容 器 圧 力 逃 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ フィルタ
48 条
がし装置
（A-2 級）装置
格 納 容 器 圧 力 逃 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ フィルタ
50 条
がし装置
（A-2 級）装置
格 納 容 器 下 部 注 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ 原子炉
51 条
水系（可搬型）（A-2 級）
格納容器
防火水槽
格 納 容 器 圧 力 逃 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ フィルタ
52 条
がし装置
（A-2 級）装置
燃 料 プ ー ル 代 替 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ 使用済燃
注水系
（A-1 級）料プール
54 条
燃 料 プ ー ル 代 替 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ 使用済燃
注水系
（A-2 級）料プール
可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ 復水
56 条 水の移送設備（A-2 級）
貯蔵槽
低 圧 代 替 注 水 系 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ 原子炉
47 条
（可搬型）
（A-2 級）
圧力容器
格 納 容 器 圧 力 逃 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ フィルタ
48 条
がし装置
（A-2 級）装置
格 納 容 器 圧 力 逃 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ フィルタ
50 条
がし装置
（A-2 級）装置
格 納 容 器 下 部 注 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ 原子炉
51 条
水系（可搬型）（A-2 級）
格納容器
淡水貯水池
格 納 容 器 圧 力 逃 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ フィルタ
52 条
がし装置
（A-2 級）装置
燃 料 プ ー ル 代 替 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ 使用済燃
注水系
（A-1 級）料プール
54 条
燃 料 プ ー ル 代 替 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ 使用済燃
注水系
（A-2 級）料プール
可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ 復水
56 条 水の移送設備（A-2 級）
貯蔵槽＊上記重大事故等対処設備の詳細については，各重大事故等対処設備を主要設備と位置付ける項にて示す。

3.13-38

3.13.4.3 海を利用する重大事故等対処設備
海を利用する重大事故等対処設備について，表 3.13-15 に示す。

水源

表 3.13-15
関係
条文
55 条

海を利用する重大事故等対処設備
海を利用する
重大事故等対処設備＊
大容量送水車(原子炉建屋放
拡散抑制
水設備用)

注水先
－

防火水槽
海
/可搬型
56 条 水の移送設備 大容量送水車(海水取水用)
代替注水ポンプ(A-2 級)＊上記重大事故等対処設備の詳細については，各重大事故等対処設備を主要設備と位置付ける項にて示す。

3.13-39

3.13.4.4 水の循環又は除熱を目的とする重大事故等対処設備
水の循環又は除熱を目的とする重大事故等対処設備について，表 3.13-16 に示す。
表 3.13-16
関係
条文

水の循環又は除熱を目的とする重大事故等対処設備

水の循環又は除熱を目的とする重大事故等対処設備＊

残留熱除去系（原子炉停止時冷却モー
残留熱除去系（原子炉停止時冷却
ド）ポンプ
47 条
モード）
残留熱除去系 熱交換器
熱交換器ユニット
代替原子炉補機冷却系
大容量送水車(熱交換器ユニット用)
原子炉補機冷却系 中間ループ循環ポ
48 条
ンプ
原子炉補機冷却系
原子炉補機冷却系 海水ポンプ
原子炉補機冷却系 熱交換器
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却
残留熱除去系（格納容器スプレイモード）ポンプ
冷却モード）
残留熱除去系 熱交換器
49 条
残留熱除去系（サプレッション・チェ
残留熱除去系（サプレッション・
ンバ・プール水冷却モード）ポンプ
チェンバ・プール水冷却モード）
残留熱除去系 熱交換器
復水移送ポンプ
50 条 代替循環冷却系
残留熱除去系 熱交換器
燃料プール冷却浄化系ポンプ
54 条 燃料プール冷却浄化系
燃料プール冷却浄化系 熱交換器
＊上記重大事故等対処設備の詳細については，各重大事故等対処設備を主要設備と位置付ける項にて示す。

3.13-40

3.14 電源設備【57 条】（電源設備）
第五十七条 発電用原子炉施設には，設計基準事故対処設備の電源が喪失したことにより重大事故等が発生した場合において炉心の著しい損傷，原子炉格納容器の破損，貯蔵槽内燃料体等の著しい損傷及び運転停止中原子炉内燃料体の著しい損傷を防止するために必要な電力を確保するために必要な設備を設けなければならない。
2 発電用原子炉施設には，第三十三条第二項の規定により設置される非常用電源設備
及び前項の規定により設置される電源設備のほか，設計基準事故対処設備の電源が喪失したことにより重大事故等が発生した場合において炉心の著しい損傷，原子炉
格納容器の破損，貯蔵槽内燃料体等の著しい損傷及び運転停止中原子炉内燃料体の著しい損傷を防止するための常設の直流電源設備を設けなければならない。
（解釈）
1 第1項に規定する「必要な電力を確保するために必要な設備」とは，以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。
ａ）代替電源設備を設けること。
ⅰ）可搬型代替電源設備（電源車及びバッテリ等）を配備すること。
ⅱ）常設代替電源設備として交流電源設備を設置すること。
ⅲ）設計基準事故対処設備に対して，独立性を有し，位置的分散を図ること。
ｂ）所内常設蓄電式直流電源設備は，負荷切り離しを行わずに8時間，電気の供給が可能であること。ただし，「負荷切り離しを行わずに」には，原子炉制御室又は隣接する電気室等において簡易な操作で負荷の切り離しを行う場合を含まない。その後，必要な負荷以外を切り離して残り16時間の合計24時間にわたり，電気の供給を行うことが可能であること。
ｃ）24時間にわたり，重大事故等の対応に必要な設備に電気（直流）の供給を行うことが可能である可搬型直流電源設備を整備すること。
ｄ）複数号機設置されている工場等では，号機間の電力融通を行えるようにあらか
じめケーブル等を敷設し，手動で接続できること。
ｅ）所内電気設備（モーターコントロールセンター(MCC)，パワーセンター(P/C)及び金属閉鎖配電盤(メタクラ)(MC)等）は，代替所内電気設備を設けることなどにより共通要因で機能を失うことなく，少なくとも一系統は機能の維持及び人の接近性の確保を図ること。
2 第 2 項に規定する「常設の直流電源設備」とは，以下に掲げる措置又はこれと同等以上の効果を有する措置を行うための設備とする。
ａ）更なる信頼性を向上するため，負荷切り離し（原子炉制御室又は隣接する電気室等において簡易な操作で負荷の切り離しを行う場合を含まない。）を行わずに 8
時間，その後，必要な負荷以外を切り離して残り 16 時間の合計 24 時間にわたり，重大事故等の対応に必要な設備に電気の供給を行うことが可能であるもう 1 系統の特に高い信頼性を有する所内常設直流電源設備（3 系統目）を整備すること。

3.14-1

3.14 電源設備
3.14.1 設置許可基準規則第 57 条への適合方針
設計基準事故対処設備の電源が喪失したことにより重大事故等が発生した場合において炉心の著しい損傷，原子炉格納容器の破損，使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷及び運転停止中原子炉内燃料体の著しい損傷を防止するために必要な電力を確保するために可搬型代替交流電源設備，常設代替交流電源設備，所内蓄電式直流電源設備（常設代替直流電源設備を含む），可搬型直流電源設備，号炉間
電力融通電気設備，代替所内電気設備を設ける設計とする。
(1)

可搬型代替交流電源設備（設置許可基準解釈の第 1 項 a）ⅰ））
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，非常用所内電気設備又は代替所内電気設備に電源を供給することにより，重大事故等が発生した場合において炉心の著しい損傷，原子炉格納容器の破損，使用済燃料プー
ル内の燃料体等の著しい損傷及び運転停止中原子炉内燃料体の著しい損傷を防止することを目的として，可搬型代替交流電源設備を設ける設計とする。
可搬型代替交流電源設備は，電源車を運転することで，非常用所内電気設備又は代替所内電気設備への電源供給が可能な設計とする。また，軽油タンクからタンク
ローリ（4kL）を用いて燃料を運搬し，電源車に燃料補給する設計とする。
可搬型代替交流電源設備は，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備，及びその燃料補給系統に対し，独立性を有し，位置的分散を図る設計とする。

(2)

常設代替交流電源設備（設置許可基準解釈の第 1 項 a）ⅱ））
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，非常用所内電気設備又は代替所内電気設備に電源を供給することにより，重大事故等が発生した場合において炉心の著しい損傷，原子炉格納容器の破損，使用済燃料プー
ル内の燃料体等の著しい損傷及び運転停止中原子炉内燃料体の著しい損傷を防止することを目的として，常設代替交流電源設備を設ける設計とする。
常設代替交流電源設備は，第一ガスタービン発電機又は第二ガスタービン発電機を運転し，代替所内電気設備の緊急用断路器又は緊急用高圧母線，及び緊急用電源
切替箱断路器を操作することで，非常用所内電気設備又は代替所内電気設備に電源供給する設計とする。また，軽油タンクからタンクローリ（16kL）を用いて燃料を運搬し，第一ガスタービン発電機用燃料タンク又は第二ガスタービン発電機用燃料タンクに燃料補給する設計とし，第一ガスタービン発電機用燃料タンクから第一ガ
スタービン発電機用燃料移送ポンプを用いて第一ガスタービン発電機に，第二ガスタービン発電機用燃料タンクから第二ガスタービン発電機用燃料移送ポンプを用いて第二ガスタービン発電機にそれぞれ燃料移送する設計とする。
常設代替交流電源設備は，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備，及びその燃料補給系統に対し，独立性を有し，位置的分散を図る設計とする。

3.14-2

(3) 所内蓄電式直流電源設備（常設代替直流電源設備を含む）（設置許可基準解釈の第 1 項 b））
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，直流電源が必要な設備に電源を供給することにより，重大事故等が発生した場合において炉心の著しい損傷，原子炉格納容器の破損，使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷及び運転停止中原子炉内燃料体の著しい損傷を防止することを目的として，所内蓄電式直流電源設備（常設代替直流電源設備を含む）を設ける設計とする。
所内蓄電式直流電源設備は，全交流動力電源喪失直後に直流 125V 蓄電池 A から
設計基準事故対処設備（重大事故等対処設備を含む），AM 用直流 125V 蓄電池から重大事故等対処設備に電源供給を行い，直流 125V 蓄電池 A-2 は待機状態にある。全交流動力電源喪失から 8 時間を経過した時点で，直流 125V 蓄電池 A の一部負荷の電源を直流 125V 蓄電池 A-2 に切り替えるとともに，不要な負荷の切り離しを行う。
さらに，全交流動力電源喪失から 19 時間を経過した時点で，直流 125V 蓄電池 A-2の負荷の電源を AM 用直流 125V 蓄電池に切り替えを行う設計とする。その後，運転継続することにより全交流動力電源喪失から 24 時間必要な負荷に電源供給することを可能な設計とする。
なお，常設代替直流電源設備は，全交流動力電源喪失から 24 時間，AM 用直流 125V蓄電池から重大事故等対処設備に電源供給を行う設計とする。
所内蓄電式直流電源設備は，設計基準事故対処設備である非常用直流電源設備 B
系，C 系及び D 系に対し，独立性を有し，位置的分散を図る設計とする。なお，常設代替直流電源設備は，設計基準事故対処設備である非常用直流電源設備 A 系，B系，C 系及び D 系に対し，独立性を有し，位置的分散を図る設計とする。
(4)

可搬型直流電源設備（設置許可基準解釈の第 1 項 c））
設計基準事故対処設備の交流電源及び直流電源が喪失した場合，直流電源が必要な設備に電源を供給することにより，重大事故等が発生した場合において炉心の著
しい損傷，原子炉格納容器の破損，使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷及び運転停止中原子炉内燃料体の著しい損傷を防止することを目的として，可搬型直
流電源設備を設ける設計とする。
可搬型直流電源設備は，可搬型代替交流電源設備から代替所内電気設備を介して，
AM 用直流 125V 充電器を充電することにより，必要な設備に 24 時間以上電源供給する。
可搬型直流電源設備は，設計基準事故対処設備である非常用直流電源設備 A 系，
B 系，C 系及び D 系，及び充電器に電源を供給する非常用ディーゼル発電機とその燃料補給系統に対し，独立性を有し，位置的分散を図る設計とする。

3.14-3(5)号炉間電力融通電気設備（設置許可基準解釈の第 1 項 d））
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，他号炉から号炉間電力融通ケーブルに電源を供給することにより，重大事故等が発生した場合において炉心の著しい損傷，原子炉格納容器の破損，使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷及び運転停止中原子炉内燃料体の著しい損傷を防止することを目的として，号炉間電力融通電気設備を設ける設計とする。
号炉間電力融通電気設備は，号炉間電力融通ケーブルを 6 号及び 7 号炉の緊急用
電源切替箱断路器に手動で接続することで，非常用所内電気設備に電源供給を行う。

(6)

代替所内電気設備（設置許可基準解釈の第 1 項 e））
設計基準事故対処設備の非常用所内電気設備が喪失した場合，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必要な設備に電源を供給するための電気設
備及び電路を設置することにより，重大事故等が発生した場合において炉心の著しい損傷，原子炉格納容器の破損，使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷及び運転停止中原子炉内燃料体の著しい損傷を防止することを目的として，代替所内電気設備を設ける設計とする。
代替所内電気設備は，緊急用断路器，緊急用高圧母線，緊急用電源切替箱断路器，緊急用電源切替箱接続装置，AM 用動力変圧器，AM 用 MCC，AM 用切替盤により，設計基準事故対処設備である非常用所内電気設備と，重大事故等が発生した場合において，共通要因である地震，津波，火災及び溢水により，同時に機能喪失しないとともに，非常用所内電気設備を含めて少なくとも 1 系統は人の接近性を確保する設計とする。

3.14-4

その他，設計基準対象施設であるが，想定される重大事故時等においてその機能を考慮するため，以下の設備を重大事故等対処設備（設計基準拡張）と位置づける。
(7)

非常用交流電源設備
外部電源が喪失した場合，非常用所内電気設備に電源を供給することにより，重大事故等が発生した場合において炉心の著しい損傷，原子炉格納容器の破損，使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷及び運転停止中原子炉内燃料体の著しい損傷を防止することを目的として，非常用交流電源設備を設ける設計とする。

(8)

非常用直流電源設備
全交流動力電源が喪失した場合，直流電源が必要な設備に電源を供給することにより，重大事故等が発生した場合において炉心の著しい損傷，原子炉格納容器の破損，使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷及び運転停止中原子炉内燃料体の著しい損傷を防止することを目的として，非常用直流電源設備を設ける設計とする。

なお，重大事故等発生時に重大事故等対処設備の補機駆動用の軽油を補給するために，以下を整備する。
(9)

燃料補給設備
重大事故等発生時に重大事故等対処設備の補機駆動用の軽油を補給するために，
燃料補給設備を設ける設計とする。

3.14-5

なお，電源設備の自主対策設備として，以下を整備する。
(10)

直流給電車
可搬型直流電源設備に関連する自主対策設備として，設計基準事故対処設備の電源喪失（全交流電源及び全直流電源），及び重大事故等対処設備の電源喪失（常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備及び常設代替直流電源設備）により，重大事故に至る恐れがある事故が発生した場合において，炉心の著しい損傷を防止するために，原子炉隔離時冷却系，逃がし安全弁及び当該機器の計測制御設備に必要な電力を供給するために，直流給電車を設ける設計とする。

(11)号炉間連絡ケーブル
号炉間電力融通電気設備に関連する自主対策設備として，外部電源及び非常用直流電源喪失後，他号炉の非常用モータ・コントロール・センタから自号炉の非常用
モータ・コントロール・センタに電源供給することで，非常用ディーゼル発電機の起動に必要な制御電源を確保できるように，号炉間連絡ケーブルを設ける設計する。

(12)

大湊側緊急用高圧母線
代替所内電気設備に関連する自主対策設備として，第二ガスタービン発電機から
非常用高圧母線への電源供給ラインの多重化を図るため，大湊側緊急用高圧母線を設ける設計とする。第二ガスタービン発電機から大湊側緊急用高圧母線を経由し，緊急用電源切替箱接続装置に至る屋外電路は，ケーブルトラフ及び多孔管を用いた布設としており，洞道を経由する電路と位置的分散を図る設計とする。

3.14-6

3.14.2
3.14.2.1

重大事故等対処設備
可搬型代替交流電源設備

3.14.2.1.1 設備概要
可搬型代替交流電源設備は，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，非常用所内電気設備又は代替所内電気設備に電源を供給することにより，重大事故等が発生した場合において炉心の著しい損傷，原子炉格納容器の破損，使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷及び運転停止中原子炉内
燃料体の著しい損傷を防止することを目的として設置するものである。
可搬型代替交流電源設備の電気系統は，ディーゼルエンジン及び発電機を搭載した「電源車」，代替所内電気設備として電路を構成する「緊急用電源切替箱断路器」，「緊急用電源切替箱接続装置」及び「AM 用動力変圧器」，電源供給先である「非常用高圧母線 C 系」，「非常用高圧母線 D 系」及び「AM 用 MCC」で構成する。可搬型代
替交流電源設備の燃料系統は，燃料を保管する「軽油タンク」，軽油タンクから電源車まで燃料を運搬する「タンクローリ（4kL）」で構成する。
本系統全体の概要図を図 3.14-1～6 に，本系統に属する重大事故等対処設備を表3.14-1 に示す。
本系統は，電源車を所定の接続先（動力変圧器 C 系，AM 用動力変圧器又は緊急用電源切替箱接続装置）に接続し，緊急用電源切替箱断路器の系統構成を行った後，電源車の操作ボタンにより起動し，運転を行うものである。また，電源車の運転中
は，軽油タンクからタンクローリ（4kL）により燃料を電源車に補給することで電源車の運転を継続する。また，タンクローリ（4kL）は電源車だけでなく，可搬型代替
注水ポンプ（A-2 級），モニタリング・ポスト用発電機，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備に対しても燃料補給を行う。
可搬型代替交流電源設備の設計基準事故対処設備に対する独立性及び位置的分散については 3.14.2.1.3 項に詳細を示す。
なお，代替原子炉補機冷却系については，「3.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備」，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）については，「3.17 監視測定装置（設置許可基準規則 60 条に対する方針を示す章）」，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備については「3.18 緊急時対策所（設置許可基準規則 61 条
に対する方針を示す章）」で示す。

3.14-7

図 3.14-1 可搬型代替交流電源設備系統図（電源車～非常用高圧母線 C 系及び D 系第一電路）
3.14-8図 3.14-2 可搬型代替交流電源設備系統図（電源車～非常用高圧母線 C 系及び D 系第二電路）
3.14-9図 3.14-3

可搬型代替交流電源設備系統図（電源車～AM 用 MCC 第一電路）
3.14-10

図 3.14-4

可搬型代替交流電源設備系統図（電源車～AM 用 MCC 第二電路）
3.14-11

【凡例】

：断路器
電源
車

電源
車

：配線用遮断器
：変圧器

代替原子炉
補機冷却系

冷代
却替
水原
ポ子
ン炉
プ補
機

図 3.14-5

冷代
却替
水原
ポ子
ン炉
プ補
機

制
御
電
源

可搬型代替交流電源設備系統図（代替原子炉補機冷却系に接続）

3.14-12図 3.14-6

可搬型代替交流電源設備系統図（燃料系統）

3.14-13

表 3.14-1 可搬型代替交流電源設備に関する重大事故等対処設備一覧
設備区分 設備名
主要設備 電源車【可搬】
軽油タンク【常設】タンクローリ（4kL）【可搬】
附属設備 －
燃料流路 軽油タンク予備ノズル・弁【常設】交流電路 電源車～非常用高圧母線 C 系及び D 系第一電路（電源車～緊急用電源切替箱接続装置電路【可搬】）（緊急用電源切替箱接続装置～非常用高圧母線 C 系及び D 系電路【常設】）電源車～非常用高圧母線 C 系及び D 系第二電路（電源車～動力変圧器 C 系電路【可搬】）（動力変圧器 C 系～非常用高圧母線 C 系及び D 系電路【常設】）電源車～AM 用 MCC 第一電路
（電源車～緊急用電源切替箱接続装置電路【可搬】）（緊急用電源切替箱接続装置～AM 用 MCC 電路【常設】）電源車～AM 用 MCC 第二電路
（電源車～AM 用動力変圧器電路【可搬】）（AM 用動力変圧器～AM 用 MCC 電路【常設】）電源車～代替原子炉補機冷却系電路【可搬】
直流電路 －

3.14-14

3.14.2.1.2 主要設備の仕様
主要設備の仕様を以下に示す。
(1)電源車（6 号及び 7 号炉共用）
エンジン
個数：8（予備 1：免震重要棟内緊急時対策所の代替電源設備と共用）
使用燃料 ：軽油発電機
個数：8（予備 1：免震重要棟内緊急時対策所の代替電源設備と共用）
種類：横軸回転界磁 3 相同期発電機
容量：約 500kVA/台
力率
：0.8
電圧
：6.9kV
周波数：50Hz
使用場所 ：原子炉建屋電源車第一設置場所及び第二設置場所，
タービン建屋電源車第一設置場所及び第二設置場所
保管場所 ：荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所(2)軽油タンク(6 号及び 7 号炉共用)
容量：約 560kL/基個数：1（予備 3）
取付箇所 ：原子炉建屋東側の屋外(3)タンクローリ（4kL）(6 号及び 7 号炉共用)
容量：約 4.0kL/台
個数：3（予備 1）
使用場所 ：原子炉建屋電源車第一設置場所及び第二設置場所，
タービン建屋電源車第一設置場所及び第二設置場所，
原子炉建屋東側の屋外保管場所 ：荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所

3.14-15

3.14.2.1.3

独立性及び位置的分散の確保

可搬型代替交流電源設備は，表 3.14-2 で示す通り地震，津波，火災及び溢水により同時に故障することを防止するため，非常用交流電源設備との独立性を確保する設計とする。
可搬型代替交流電源設備は，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備と同時にその機能が損なわれることがないよう，表 3.14-3 で示す通り位置的分散を図った設計とする。電源については，電源車を非常用ディーゼル発電機と位置的分散された屋外（荒浜側高台保管場所，大湊側高台保管場所）に保管し，使用場所についても非常用ディーゼル発電機と位置的分散された屋外（原子炉建屋電源車第一設置場
所，原子炉建屋電源車第二設置場所）に配置する設計とする。電路については，可搬型代替交流電源設備から非常用高圧母線 C 系及び非常用高圧母線 D 系を受電する電路を，非常用交流電源設備から同母線を受電する電路に対して，独立した電路で系統構成することにより，共通要因によって同時に機能を損なわれないよう独立した設計とする。電源の冷却方式は非常用ディーゼル発電機の水冷式に対し，電源車は空冷式と多様性を確保する設計とする。燃料源については，非常用ディーゼル発電機は燃料ディタンクからの供給であるのに対し，電源車は車載燃料と位置的分散された配置設計とする。
可搬型代替交流電源設備のうち，電源車から代替原子炉補機冷却系に電源供給する場合は，可搬型設備による単独系統を構成するため，非常用交流電源設備と独立な構成とする設計とする。
（57-2-2～10,30～31,36～37,42～45, 57-3-2～5,12, 57-8, 57-11）

3.14-16

項目
共通 地
要因 震
故障
津
波

火
災

溢
水

表 3.14-2 設計基準事故対処設備との独立性
設計基準事故対処設備
重大事故防止設備
非常用交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
設計基準事故対処設備の非常用交流電源設備は耐震 S クラス設計とし，重大事故防止設備である可搬型代替交流電源設備は基準地震動 Ss で機能維持できる設計とすることで，基準地震動 Ss が共通要因となり故障することのない設計とする。
設計基準事故対処設備を設置する屋外，原子炉建屋と，重大事故防止設
備を保管する荒浜側高台保管場所，大湊側高台保管場所は，ともに津波が到達しない位置とすることで，津波が共通要因となり故障することのない設計とする。
設計基準事故対処設備の非常用交流電源設備と，重大事故防止設備である可搬型代替交流電源設備は，火災が共通要因となり故障することのない設計とする（「共-7 重大事故等対処設備の内部火災に対する防護方針について」に示す）。
設計基準事故対処設備の非常用交流電源設備と，重大事故防止設備である可搬型代替交流電源設備は，溢水が共通要因となり故障することのない設計とする（「共-8 重大事故等対処設備の内部溢水に対する防護方針について」に示す）。

3.14-17

表 3.14-3 位置的分散
設計基準事故対処設備
重大事故防止設備
非常用交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
電源
非常用ディーゼル発電機
電源車＜原子炉建屋の二次格納施 ＜荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管
設外 1 階＞
場所＞
電路
非常用ディーゼル発電機 A 電源車～非常用高圧母線 C 系
系
及び D 系第一電路～非常用高圧母線 C 系及 電源車～非常用高圧母線 C 系
び非常用高圧母線 D 系電路
及び D 系第二電路
電源車～AM 用 MCC 第一電路
電源車～AM 用 MCC 第二電路
電源車～代替原子炉補機冷却系電路
電源供 非常用高圧母線 C 系
非常用高圧母線 C 系
給先
非常用高圧母線 D 系
非常用高圧母線 D 系＜いずれも原子炉建屋の二 ＜いずれも原子炉建屋の二次格納施設外地
次格納施設外地下 1 階＞
下 1 階＞AM 用 MCC＜原子炉建屋の二次格納施設外地上 4 階＞
代替原子炉補機冷却系＜タービン建屋脇＞
電源の 水冷式
空冷式
冷却方
式
燃料源 軽油タンク
軽油タンク＜原子炉建屋東側の屋外＞ ＜原子炉建屋東側の屋外＞
燃料ディタンク
電源車（車載燃料）＜原子炉建屋の二次格納施 ＜荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管
設外地上 3 階＞
場所＞
燃料流 燃料移送ポンプ
タンクローリ（4kL）
路＜原子炉建屋東側の屋外＞ ＜荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管
場所＞

3.14-18

3.14.2.1.4

設置許可基準規則第 43 条第 1 項への適合状況(1) 環境条件及び荷重条件（設置許可基準規則第 43 条第 1 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重その他の使用条件において，重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮するものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
ａ）電源車（6 号及び 7 号炉共用）
可搬型代替交流電源設備の電源車は，可搬型で屋外に設置する設備であることから，その機能を期待される重大事故等が発生した場合における，屋外の環境条件を考慮し，以下の表 3.14-4 に示す設計とする。
（57-2-3～4,8）
表 3.14-4想定する環境条件及び荷重条件（電源車）
環境条件等
対応
温度・圧力・湿度・ 屋外で想定される温度，圧力，湿度及び放射線条件下に耐え放射線られる性能を確認した機器を使用する。
屋 外 の天 候によ る 降水及び凍結により機能を損なうことのないよう防水対策及影響
び凍結対策を行える設計とする。
海 水 を通 水する 系 海水を通水することはない。
統への影響
地震
設置場所で想定される地震動に対し，治具により転倒防止を図る。
風（台風）・積雪
屋外で風荷重，積雪荷重を考慮しても機器が損傷しないこと
を応力評価により確認する。
電磁的障害
重大事故等が発生した場合においても電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

3.14-19ｂ）軽油タンク(6 号及び 7 号炉共用)
可搬型代替交流電源設備の軽油タンクは，常設で屋外に設置する設備であることから，その機能を期待される重大事故等が発生した場合における，屋外の環境条件を考慮し，以下の表 3.14-5 に示す設計とする。
（57-2-9）
表 3.14-5

想定する環境条件及び荷重条件（軽油タンク）
環境条件等
対応
温度・圧力・湿度・ 屋外で想定される温度，圧力，湿度及び放射線条件下に耐えら放射線れる性能を確認した機器を使用する。
屋外の天候による 降水及び凍結により機能を損なうことのないよう防水対策及影響
び凍結対策を行える設計とする。
海水を通水する系 海水を通水することはない。
統への影響
地震
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する。
（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方針」に示す）
風（台風）・積雪
屋外で風荷重，積雪荷重を考慮しても機器が損傷しないこと
を応力評価により確認する。
電磁的障害
重大事故等が発生した場合においても電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

3.14-20ｃ）タンクローリ（4kL）(6 号及び 7 号炉共用)
可搬型代替交流電源設備のタンクローリ（4kL）は，可搬型で屋外に設置する設備であることから，その機能を期待される重大事故等が発生した場合における，屋外の環境条件を考慮し，以下の表 3.14-6 に示す設計とする。
（57-2-10）
表 3.14-6 想定する環境条件及び荷重条件（タンクローリ（4kL））
環境条件等
対応
温度・圧力・湿度・ 屋外で想定される温度，圧力，湿度及び放射線条件下に耐え放射線られる性能を確認した機器を使用する。
屋 外 の天 候によ る 降水及び凍結により機能を損なうことのないよう防水対策及影響
び凍結対策を行える設計とする。
海 水 を通 水する 系 海水を通水することはない。
統への影響
地震
設置場所で想定される地震動に対し，治具により転倒防止を図る。
風（台風）・積雪
屋外で風荷重，積雪荷重を考慮しても機器が損傷しないこと
を応力評価により確認する。
電磁的障害
重大事故等が発生した場合においても電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

3.14-21

(2) 操作性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項二）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において確実に操作できるものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。
可搬型代替交流電源設備のうち，電源車から非常用高圧母線 C 系及び D 系，
又は AM 用 MCC を受電する系統で，操作が必要な軽油タンク出口弁，タンクローリ（4kL）付ポンプ，電源車，代替所内電気設備及び非常用所内電気設備の各遮断器，断路器については，現場で容易に操作可能な設計とする。表 3.14-7～
11 に操作対象機器の操作場所を示す。
（57-2-2～10,30～31,36～37,42,45, 57-3-2～5,12, 57-8, 57-11）
表 3.14-7 操作対象機器（軽油タンク～電源車流路）
機器名称
状態の変化
操作場所
軽油タンク出口弁
弁閉→弁開
原子炉建屋東側の屋外
タンクローリ（4kL） 停止→運転
原子炉建屋東側の屋外付ポンプタンクローリ（4kL） 停止→運転
原子炉建屋電源車第一設置場所
付ポンプ
タンクローリ（4kL） 停止→運転
原子炉建屋電源車第二設置場所
付ポンプ
タンクローリ（4kL） 停止→運転
タービン建屋電源車第一設置場
付ポンプ所及び第二設置場所
表 3.14-8
機器名称
電源車

操作方法
手動操作
スイッチ操作
スイッチ操作
スイッチ操作
スイッチ操作

操作対象機器（電源車～非常用高圧母線 C 系及び D 系第一電路）
状態の変化
操作場所
操作方法
発電機
停止→運転
原子炉建屋電源車
ボタン操作
第一設置場所
遮断器
切→入緊急用電源切替箱断路器
入→切コントロール建屋
断路器操作（非常用所内電気設備側）
地上 2 階
非常用高圧母線 C 系遮断器
切→入原 子 炉 建 屋 の 二 次 スイッチ操作（緊急用電源切替箱接続装置側）
格納施設外地下 1 階
非常用高圧母線 D 系遮断器
切→入原 子 炉 建 屋 の 二 次 スイッチ操作（緊急用電源切替箱接続装置側）
格納施設外地下 1 階

3.14-22

表 3.14-9 操作対象機器（電源車～非常用高圧母線 C 系及び D 系第二電路）
機器名称
状態の変化
操作場所
操作方法
電源車
発電機
停止→運転
原子炉建屋電源車
ボタン操作
第二設置場所
遮断器
切→入緊急用電源切替箱断路器
入→切コントロール建屋
断路器操作（非常用所内電気設備側）
地上 2 階
非常用高圧母線 C 系遮断器
切→入
原子炉建屋の二次格 スイッチ操作（緊急用電源切替箱接続装
納施設外地下 1 階
置側）
非常用高圧母線 D 系遮断器
切→入
原子炉建屋の二次格 スイッチ操作（緊急用電源切替箱接続装
納施設外地下 1 階
置側）
表 3.14-10 操作対象機器（電源車～AM 用 MCC 第一電路）
機器名称
状態の変化 操作場所
操作方法
電源車
発電機
停止→運転 原子炉建屋電源車 ボタン操作
第一設置場所
遮断器
切→入緊急用電源切替箱断路器 入→切コントロール建屋 断路器操作（緊急用断路器側）
地上 2 階緊急用電源切替箱断路器 切→入コントロール建屋 断路器操作（代替所内電気設備側）
地上 2 階表 3.14-11 操作対象機器（電源車～AM 用 MCC 第二電路）
機器名称
状態の変化 操作場所
操作方法
電源車 発電機 停止→運転 原子炉建屋電源車 ボタン操作
第二設置場所
遮断器 切→入3.14-23

可搬型代替交流電源設備のうち電源車から代替原子炉補機冷却系へ電源供給する系統で，操作が必要な軽油タンク出口弁，タンクローリ（4kL）付ポン
プ，電源車については，現場で容易に操作可能な設計とする。表 3.14-12～13に操作対象機器の操作場所を示す。
（57-2-2～3,9～12, 57-3-12,27, 57-11）
表 3.14-12 操作対象機器（軽油タンク～電源車流路）
機器名称
状態の変化 操作場所
操作方法
軽油タンク出口弁
弁閉→弁開 原子炉建屋東側の屋外
手動操作
タンクローリ（4kL） 停止→運転 原子炉建屋東側の屋外
スイッチ操作付ポンプ
タンクローリ（4kL） 停止→運転 タービン建屋電源車第一設置 スイッチ操作
付ポンプ
場所及び第二設置場所
表 3.14-13
機器名称
電源車

発電機
遮断器

操作対象機器（電源車～代替原子炉補機冷却系電路）
状態の変化 操作場所
操作方法
停止→運転 タービン建屋電源車第一設 ボタン操作
置場所及び第二設置場所
切→入

3.14-24以下に，可搬型代替交流電源設備を構成する主要設備の操作性を示す。
ａ）電源車（6 号及び 7 号炉共用）
可搬型代替交流電源設備の電源車は，原子炉建屋に設置している接続口まで移動可能な車両設計とするとともに，設置場所にて固定可能な設計とする。また，電源車の現場操作パネルは，誤操作防止のために名称を明記することで操
作者の操作，監視性を考慮しており，かつ十分な操作空間を確保し，容易に操作可能とする。電源車のケーブル布設は高所にある建屋貫通部にて行う必要があるが，予めはしごを設けることで容易に昇降可能とする。また，電源車は 2台同期運転が可能な設計とする。
（57-2-3～4,8）ｂ）軽油タンク(6 号及び 7 号炉共用)
可搬型代替交流電源設備の軽油タンク出口弁は手動弁とすることで，確実に操作可能な設計とする。
（57-2-9）ｃ）タンクローリ（4kL）(6 号及び 7 号炉共用)
可搬型代替交流電源設備のタンクローリ（4kL）は，車両として移動可能な設計とするとともに，設置場所にて固定可能な設計とする。軽油タンクからタン
クローリ（4kL）への燃料補給にはタンクローリ（4kL）付ポンプを操作する必要があるが，ポンプ操作は車外の操作ハンドルにて容易に操作可能な設計とする。タンクローリ（4kL）の操作ハンドルは，誤操作防止のために名称を明記することで操作者の操作，監視性を考慮しており，かつ十分な操作空間を確保し，容易に操作可能とする。また，タンクローリ（4kL）から燃料補給先への接続は，タンクローリ（4kL）のピストルノズルで実施するため，特別な技量を要するものではなく確実に操作可能な設計とする。
（57-2-10）

3.14-25

(3) 試験及び検査（設置許可基準規則第 43 条第 1 項三）(ⅰ) 要求事項
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試験又は検査ができるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。
ａ）電源車（6 号及び 7 号炉共用）
可搬型代替交流電源設備の電源車は，表 3.14-14 に示すように運転中又は停止中に機能・性能試験，分解検査及び外観検査が可能な設計とする。
可搬型代替交流電源設備の電源車は，運転性能の確認として，電源車の運転状態として発電機電圧，電流，周波数を確認可能な設計とし，模擬負荷を接続することにより出力性能の確認を行う。また，電源車の部品状態の確認として，非破壊検査や目視により性能に影響を及ぼす恐れのある傷，割れ等がないことの確認を行う。また，電源車ケーブルの絶縁抵抗測定が可能な設計とする。
（57-2～4）

プラント状態
運転中

停止中

表 3.14-14
項目

電源車の試験及び検査
内容
模擬負荷による電源車の出力性能（発電機電圧，電流，周波数）の確認
機能・性能試験
電源車の運転状態の確認
電源車の絶縁抵抗の確認
電源車の部品の状態を，試験及び目視
分解検査
により確認
外観検査
電源車の目視点検模擬負荷による電源車の出力性能（発電機電圧，電流，周波数）の確認
機能・性能試験
電源車の運転状態の確認
電源車の絶縁抵抗の確認
ケーブルの絶縁抵抗の確認
電源車の部品の状態を，試験及び目視
分解検査
により確認
外観検査
電源車の目視点検3.14-26ｂ）軽油タンク(6 号及び 7 号炉共用)
可搬型代替交流電源設備の軽油タンクは，表 3.14-15 に示すように運転中又は停止中に外観検査が可能な設計とする。
軽油タンク内面の確認として，目視により性能に影響を及ぼす恐れのある傷，
割れ等がないことが確認可能な設計とする。具体的にはタンク上部のマンホー
ルが開放可能であり，内面の点検が可能な設計とする。
軽油タンクの漏洩検査が実施可能な設計とする。具体的には漏洩検査が可能な隔離弁を設ける設計とする。
軽油タンクの定例試験として油面レベルの確認が可能な計器を設ける設計とする。
（57-4-5～9）

プラント状態
運転中
停止中

表 3.14-15 軽油タンクの試験及び検査
項目
内容
外観検査
軽油タンクの油面レベルの確認
外観検査
軽油タンクの外観，寸法の確認
軽油タンク内面の状態を試験及び目視により確認
漏洩の有無の確認

ｃ）タンクローリ（4kL）(6 号及び 7 号炉共用)
可搬型代替交流電源設備のタンクローリ（4kL）は，表 3.14-16 に示すように運転中又は停止中に外観検査が可能な設計とする。
タンクローリ（4kL）は油量，漏洩の確認が可能なように油面計又は検尺口を設け，かつ，内部の確認が可能なようにマンホールを設ける設計とする。
さらに，タンクローリ（4kL）は車両として運転状態の確認が可能な設計とし，外観の確認が可能な設計とする。タンクローリ（4kL）付ポンプは，通常系統にて機能・性能確認が出来る設計とし，分解が可能な設計とする。
（57-4-10）
表 3.14-16 タンクローリ（4kL）の試験及び検査
プラント状態項目内容
運転中
タンク内面の状態を目視により確認
又は外観検査
漏洩の有無を確認
停止中

3.14-27

(4) 切り替えの容易性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項四）(ⅰ) 要求事項
本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設備にあっては，通常時に使用する系統から速やかに切り替えられる機能を備えるものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。
可搬型代替交流電源設備は，本来の用途以外の用途には使用しない。なお，必要な可搬型代替交流電源設備の操作の対象機器は(2)操作性の表 3.14-7～13と同様である。
可搬型代替交流電源設備のうち，電源車から非常用高圧母線 C 系及び D 系，
又は AM 用 MCC を電源供給する系統，及び軽油タンクから電源車まで燃料移送する系統において，非常用交流電源設備から可搬型代替交流電源設備へ切り替えるために必要な電源系統の操作は，非常用交流電源設備の隔離，及び可搬型
代替交流電源設備の接続として，非常用高圧母線 C 系及び非常用高圧母線 D 系の遮断器を設けることにより速やかな切り替えが可能な設計とする。また，必要な燃料系統の操作は，軽油タンク出口弁を設けることにより速やかな切り替
えが可能な設計とする。
これにより図 3.14-7～9 で示すタイムチャートの通り速やかに切り替えが可能である。
（57-3-2～5,12）
1

手順の項目

2

3

電源ケーブ ル布設，接続，電源車起動

要員（数）

経過時間（時）42

現場運転員Ｃ，Ｄ

2

緊急時対策要員

6

電源車によるＰ／Ｃ C系
及びＰ／Ｃ D系受電

7

備考

8

4時間00分 4時間20分 電源車によ る Ｐ／Ｃ Ｄ系受電
4時間40分 電源車によ る Ｐ／Ｃ Ｃ系受電

電源接続前準備中央制御室運転員Ａ，Ｂ

65M/C D系・P/C D系受電確認

M/C C系・Ｐ/C C系受電

移動、電源接続前準備
M/C D系受電操作,P/C D系確認
移動・M/C C系受電操作,P/C C系確認

(緊急用電源切替箱接続装置に接続）の場合
電源車移動 ※１
※１：荒浜側高台保管の電源

ケーブ ル準備

車を 使用する 場合は、20分とケーブ ル接続想定する 。
電源車運転・給電

図 3.14-7

図 3.14-8

電源車による P/C 7C-1 及び P/C 7D-1 受電のタイムチャート

非常用ディーゼル発電機軽油タンクからタンクローリへの燃料補給のタ
イムチャート3.14-28図 3.14-9

タンクローリ（4kL）から各機器等への燃料補給のタイムチャート＊：「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」への適合状況についての 1.14 で示すタイムチャート
可搬型代替交流電源設備のうち，電源車から代替原子炉補機冷却系への電源供給は，切り替え操作が不要である。

3.14-29

(5) 悪影響の防止（設置許可基準規則第 43 条第 1 項五）(ⅰ) 要求事項
工場等内の他の設備に対して悪影響を及ぼさないものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。
可搬型代替交流電源設備は，表 3.14-17 に示すように，通常時は電源となる電源車を代替所内電気設備又は非常用所内電気設備と切り離し，及びタンクローリ（4kL）を軽油タンク及び燃料移送ポンプと切り離して保管することで隔離する系統構成としており，非常用所内電気設備，代替所内電気設備及び非常用交流電源設備に対して悪影響を及ぼさない設計とする。
（57-3-2～5,12,27, 57-7-2～3, 57-9）
表 3.14-17
取合系統
非常用所内
電気設備
代替所内
電気設備
代替所内
電気設備
非常用交流
電源設備

他系統との隔離駆動方式 動作
手動
通常時切り離し系統隔離
動力変圧器 C 系
（電源車の接続口）
緊急用電源切替箱接続装置
手動（電源車の接続口）
AM 用動力変圧器
手動（電源車の接続口）
軽油タンク
手動（タンクローリ（4kL）の接続口）

3.14-30

通常時切り離し通常時切り離し通常時切り離し(6) 設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 1 項六）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において重大事故等対処設備の復旧作業を行うことができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
可搬型代替交流電源設備のうち，電源車から非常用高圧母線 C 系及び D 系，
又は AM 用 MCC を電源供給する系統，及び軽油タンクから電源車まで燃料移送する系統は，系統構成に操作が必要な機器の設置場所，操作場所を表 3.14-18に示す。これらの操作場所は，想定される事故時における放射線量が高くなる
おそれが少ないため，設置場所で操作可能な設計とする。
（57-2-2～10,30～31,36～37,42,45, 57-8, 57-11）
表 3.14-18 操作対象機器設置場所
機器名称
設置場所
操作場所
電源車
原子炉建屋電源車
原子炉建屋電源車第一設置場所，
第一設置場所
原子炉建屋の二次格納施設外
地下 1 階（6 号炉），
原子炉建屋の二次格納施設外
地下 1 階及び地上 2 階（7 号炉）
原子炉建屋電源車
原子炉建屋電源車第二設置場所，
第二設置場所
原子炉建屋の二次格納施設外
地下 1 階及び地上 4 階（6 号炉），
原子炉建屋の二次格納施設外
地下 1 階及び地上 3 階（7 号炉）
軽油タンク
原子炉建屋東側の屋外
原子炉建屋東側の屋外
タンクローリ
原子炉建屋電源車
原子炉建屋電源車第一設置場所（4kL）
第一設置場所
原子炉建屋電源車
原子炉建屋電源車第二設置場所
第二設置場所
原子炉建屋東側の屋外
原子炉建屋東側の屋外
緊 急 用 電 源 切 コントロール建屋地上 2 階 コントロール建屋地上 2 階替
箱断路器
非 常 用 高 圧 母 原子炉建屋の二次格納原子炉建屋の二次格納施設外線
施設外地下 1 階
地下 1 階C系
非 常 用 高 圧 母 原子炉建屋の二次格納原子炉建屋の二次格納施設外線
施設外地下 1 階
地下 1 階D系

3.14-31また，可搬型代替交流電源設備のうち，電源車から代替原子炉補機冷却系を電源供給する場合，系統構成に操作が必要な機器の設置場所，操作場所を表
3.14-19 に示す。これらの操作場所は，想定される事故時における放射線量が高くなるおそれが少ないため，設置場所で操作可能な設計とする。
（57-2-2～3,9～12）
表 3.14-19 操作対象機器設置場所
機器名称
設置場所
操作場所
電源車
タービン建屋電源車第一設 タービン建屋電源車第一設
置場所及び第二設置場所
置場所及び第二設置場所
軽油タンク
原子炉建屋東側の屋外
原子炉建屋東側の屋外
タンクローリ（4kL）
タービン建屋電源車第一設 タービン建屋電源車第一設
置場所及び第二設置場所， 置場所及び第二設置場所，
原子炉建屋東側の屋外
原子炉建屋東側の屋外

3.14-32

3.14.2.1.5

設置許可基準規則第 43 条第 2 項への適合状況(1) 容量（設置許可基準規則第 43 条第 2 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等の収束に必要な容量を有するものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
ｂ）軽油タンク(6 号及び 7 号炉共用)
可搬型代替交流電源設備の軽油タンクは，重大事故等対策の有効性評価上，重大事故等対処設備の燃料消費が最大となる事故シナリオ（取水機能喪失等）
において，その機能を発揮することを要求される重大事故等対処設備が 7 日間連続運転する場合に必要となる燃料量約 470kL を上回る，容量約 560kL を有す
る設計とする。
（57-5-3～4）(2) 共用の禁止（設置許可基準規則第 43 条第 2 項二）(ⅰ) 要求事項
二以上の発電用原子炉施設において共用するものでないこと。ただし，二以上の発電用原子炉施設と共用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であって，同一の工場等内の他の発電用原子炉施設に対して悪影響を及ぼさない場合は，この限りでない。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。
ｂ）軽油タンク(6 号及び 7 号炉共用)
可搬型代替交流電源設備の軽油タンクは，6 号及び 7 号炉の燃料補給を要す
る負荷を必要数同時に運転したとしても余裕のある容量としており，共用により自号炉だけでなく他号炉を含めた容量で使用可能とし，かつ周辺状況に応じた使用タンクの選択を可能にすることで，安全性の向上を図れることから，6号及び 7 号炉で共用する設計とする。なお，軽油タンクは設計基準対象施設である非常用ディーゼル発電機への燃料補給に用いる設備であるが，重大事故等対処設備への燃料補給は非常用ディーゼル発電機への燃料補給として用いていないタンクを選択して実施することから，悪影響は及ぼさない。

3.14-33

(3) 設計基準事故対処設備との多様性（設置許可基準規則第 43 条第 2 項三）(ⅰ) 要求事項
常設重大事故防止設備は，共通要因によって設計基準事故対処設備の安全機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。
可搬型代替交流電源設備のうち電源車接続先から非常用高圧母線 C 系及び D
系又は AM 用 MCC までの常設の電路は代替所内電気設備を経由する。
代替所内電気設備は，共通要因によって，設計基準事故対処設備の安全機能と同時に機能が損なわれる恐れがないよう，設計基準事故対処設備である非常用所内電気設備の各機器と表 3.14-20 の通り多様性，位置的分散を図る設計とする。
電路については，代替所内電気設備を非常用所内電気設備に対して，独立した電路で系統構成することにより，共通要因によって同時に機能を損なわれな
いよう独立した設計とする。
（57-2-5～7,16～17,30～31,36～37,42～46, 57-3-24～26, 57-9）

3.14-34

表 3.14-20 多重性又は多様性，位置的分散（57-9 参照）
設計基準事故対処設備
重大事故防止設備
非常用交流電源設備
可搬型代替交流電源設備（非常用所内電気設備を経由） （代替所内電気設備を経由）
電源
非常用高圧母線
緊急用断路器
非常用動力変圧器＜7 号炉タービン建屋南側の屋外＞
非常用低圧母線
緊急用高圧母線
非常用 MCC＜荒浜側常設代替交流電源設備設置場＜いずれも原子炉建屋の二次格 所地上 1 階＞
納施設外地下 1 階＞
緊急用電源切替箱断路器＜コントロール建屋地上 2 階＞
緊急用電源切替箱接続装置＜原子炉建屋の二次格納施設外地下 1階（6 号炉）＞＜原子炉建屋の二次格納施設外地下 1階及び地上 2 階（7 号炉）＞
AM 用動力変圧器＜原子炉建屋の二次格納施設外地上 4階（6 号炉）＞＜原子炉建屋の二次格納施設外地上 3階（7 号炉）＞AM 用 MCC＜原子炉建屋の二次格納施設外地上 4
階＞
電路
非常用ディーゼル発電機
電源車～非常用高圧母線 C 系，
～非常用高圧母線 C 系
非常用高圧母線 D 系及び及び非常用高圧母線 D 系電路
非常用高圧母線 E 系電路
電源車～AM 用 MCC 電路
第一ガスタービン発電機
及び第二ガスタービン発電機～非常用高圧母線 C 系
及び非常用高圧母線 D 系電路
第一ガスタービン発電機
及び第二ガスタービン発電機～AM 用 MCC 電路
電 源 供 非常用高圧母線 C 系
非常用高圧母線 C 系
給先
非常用高圧母線 D 系
非常用高圧母線 D 系
非常用高圧母線 E 系＜いずれも原子炉建屋の二次格納施設＜いずれも原子炉建屋の二次格 外地下 1 階＞
納施設外地下 1 階＞
AM 用 MCC＜原子炉建屋の二次格納施設外地上 4階＞
3.14-35

3.14.2.1.6

設置許可基準規則第 43 条第 3 項への適合状況(1) 容量（設置許可基準規則第 43 条第 3 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等の収束に必要な容量を有するものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
ａ）電源車（6 号及び 7 号炉共用）
可搬型代替交流電源設備の電源車は，常設代替交流電源設備が使用できる場
合，残留熱除去系の除熱のため代替原子炉補機冷却系に電源供給する。電源車から代替原子炉補機冷却系を受電する場合は，電源車から負荷に直接接続する設備であることから，必要台数 1 セットに加えて予備を配備する。代替原子炉
補機冷却系 1 基に対し，必要となる負荷は，最大負荷 327.7kW(6 号炉)，
322.4kW(7 号炉)及び連続最大負荷約 221kW(6 号炉)，151kW(7 号炉)のため，力率を考慮して，500kVA/台の電源車が 1 台必要となる。なお，燃料補給時には 2台を同時に使用し交互に燃料補給を行うことで停電を伴う必要が無く，電源供給を継続することが可能な設計とする。
電源車は，常設代替交流電源設備が使用できない場合，低圧代替注水系に関連する設備に電源供給する。電源車から非常用所内電気設備又は代替所内電気設備を受電する場合は，原子炉建屋外から電力を供給する可搬型代替交流電源設備に該当するため，必要設備を 2 セットに加えて予備を配備する。必要となる負荷は，最大負荷 710kW(6 号炉)，725kW(7 号炉)及び連続最大負荷約 619kW(6号炉)，643kW(7 号炉)である。6 号及び 7 号炉の各号炉とも 500kVA/台の電源車
が 2 台必要である。なお，燃料補給時には連続運転の必要がない負荷を一時的に切り離し，電源車を交互に停止して燃料補給を行うことで停電を伴う必要が無く，電源供給を継続することが可能な設計とする。
電源車を代替原子炉補機冷却系に接続する場合と，電源車を非常用所内電気
設備又は代替所内電気設備に接続する場合は，同時に使用することがないため，「共-4 可搬型重大事故等対処設備の必要数，予備数及び保有数について」に基づき，電源車は，重大事故等対処時に必要な台数 8 台，及び容量約 500kVA/
台を有する設計とする。加えて予備 1 台（免震重要棟内緊急時対策所の代替電源設備と共用）を有する設計とする。
(57-5-2)ｃ）タンクローリ（4kL）(6 号及び 7 号炉共用)
可搬型代替交流電源設備のタンクローリ（4kL）は重大事故等対策の有効性
評価上，重大事故等対処設備の燃料消費が最大となる事故シナリオ（取水機能喪失等）において，その機能を発揮することを要求される電源車，可搬型代替
注水ポンプ（A-2 級），モニタリング・ポスト用発電機，及び 5 号炉原子炉建屋
内緊急時対策所用可搬型電源設備に対し，台数 3 台，容量約 4.0kL/台を設ける
ことで 2 時間に 1 回の燃料補給が可能になることから，台数 3 台，容量約 4.0kL/
台を設ける設計とする。加えて予備 1 台を有する設計とする。
（57-5-5～7）
3.14-36(2) 確実な接続（設置許可基準規則第 43 条第 3 項二）(ⅰ) 要求事項
常設設備（発電用原子炉施設と接続されている設備又は短時間に発電用原子炉施設と接続することができる常設の設備をいう。以下同じ。）と接続するものにあっては，当該常設設備と容易かつ確実に接続することができ，かつ，二以上の系統又は発電用原子炉施設が相互に使用することができるよう，接続部の規格の統一その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。
可搬型代替交流電源設備のうち，電源車から非常用高圧母線 C 系及び D 系，
又は AM 用 MCC を電源供給する系統，及び軽油タンクから電源車まで燃料移送する系統は，接続が必要なタンクローリ（4kL）ホース，電源車ケーブルについては，現場で容易に接続可能な設計とする。表 3.14-21～25 に対象機器の接続場所を示す。
（57-2-2～10,42,45, 57-3-2～5,12, 57-8, 57-11）
表 3.14-21
接続元機器名称

接続対象機器設置場所（軽油タンク～電源車流路）
接 続 先 機 器 接続場所
接続方法
名称
タンクローリ（4kL） 軽油タンク
原子炉建屋東側の フランジ接続
屋外
タンクローリ（4kL） 電源車
原子炉建屋電源車 ノズル接続
第一設置場所及び原子炉建屋電源車
第二設置場所
表 3.14-22

接続対象機器設置場所（電源車～非常用高圧母線 C 系及び非常用高圧母線 D 系第一電路）
接続元機器名称 接続先機器名称
接続場所
接続方法
電源車
緊急用電源切替箱 原子炉建屋の二次 ボルト・ネジ接続
接続装置
格納施設外地下 1階（6 号炉）
原子炉建屋の二次格納施設外地上 2階（7 号炉）
原子炉建屋の二次 スリップオン接続
格納施設外地上 1階

3.14-37

表 3.14-23

接続対象機器設置場所（電源車～非常用高圧母線 C 系及び非常用高圧母線 D 系第二電路）
接続元機器名称 接続先機器名称
接続場所
接続方法
電源車
動力変圧器 C 系
原子炉建屋の二次 ボルト・ネジ接続
格納施設外地下 1階
原子炉建屋の二次 スリップオン接続
格納施設外地上 1階
表 3.14-24 接続対象機器設置場所（電源車～AM 用 MCC 第一電路）
接続元機器名称 接続先機器名称
接続場所
接続方法
電源車
緊急用電源切替箱 原子炉建屋の二次 ボルト・ネジ接続
接続装置
格納施設外地下 1階（6 号炉）
原子炉建屋の二次格納施設外地上 2階（7 号炉）
原子炉建屋の二次 スリップオン接続
格納施設外地上 1階
表 3.14-25 接続対象機器設置場所（電源車～AM 用 MCC 第二電路）
接続元機器名称 接続先機器名称
接続場所
接続方法
電源車
AM 用動力変圧器
原子炉建屋の二次 ボルト・ネジ接続
格納施設外地上 3階（7 号炉）
原子炉建屋の二次格納施設外地上 4階（6 号炉）
原子炉建屋の二次 スリップオン接続
格納施設外地上 1階

3.14-38可搬型代替交流電源設備のうち，電源車から代替原子炉補機冷却系を電源供給する系統は，接続が必要なタンクローリ（4kL）ホース，電源車ケーブルについては，現場で容易に接続可能な設計とする。表 3.14-26～27 に対象機器の接続場所を示す。
（57-2-2～3,9～12, 57-3-12,27）
表 3.14-26
接続元機器名称

接続対象機器設置場所（軽油タンク～電源車流路）
接 続 先 機 器 接続場所
接続方法
名称
タンクローリ（4kL） 軽油タンク
原子炉建屋東側の フランジ接続
屋外
タンクローリ（4kL） 電源車
タービン建屋電源 ノズル接続
車第一設置場所及び第二設置場所
表 3.14-27 接続対象機器設置場所（電源車～代替原子炉補機冷却系電路）
接続元機器名称
接 続 先 機 器 接続場所
接続方法
名称
電源車
代 替 原 子 炉 タービン建屋
スリップオン接続
補機冷却系
北側及び西側代替
熱交換器設置場所（6 号炉）
西側及び南側代替
熱交換器設置場所（7 号炉）

3.14-39以下に，可搬型代替交流電源設備を構成する可搬型主要設備の確実な接続性を示す。
ａ）電源車（6 号及び 7 号炉共用）
可搬型代替交流電源設備の電源車は，建屋貫通の接続口にてケーブルを通線した後スリップオン接続又はボルト・ネジ接続すること，及び接続状態を目視で確認できることから，確実な接続が可能な設計とする。6 号炉及び 7 号炉において相互に使用することができるよう 6 号炉及び 7 号炉同一形状のスリップ
オン又は端子により接続を行う設計とする。電源車ケーブルは充電部が露出する場合に養生することにより 3 相間の絶縁を確保する設計とする。
（57-2-3～8）
なお，可搬型代替交流電源設備の電源車の接続方法として，荒浜側常設代替
交流電源設備設置場所にある緊急用高圧母線にボルト・ネジ接続し，緊急用高圧母線から各号炉の緊急用電源切替箱断路器を経由して非常用高圧母線 C 系
及び D 系，又は AM 用 MCC を受電することが可能な設計とする。本接続方法は事業者の自主的な取り組みで運用するものである。
ｃ）タンクローリ（4kL）(6 号及び 7 号炉共用)
可搬型代替交流電源設備のタンクローリ（4kL）と軽油タンクの接続については，燃料ホースを接続するために，軽油タンクの予備ノズルにフランジ及び専用金具を接続する必要があるが，その接続に特別な工具を要するものではないことから，容易に接続できる設計とする。また，燃料ホースの接続箇所については，6 号及び 7 号炉で相互に使用することができるよう，それぞれ同一の接続方式及び口径で接続可能な設計とする。
（57-2-10）

3.14-40

(3) 複数の接続口（設置許可基準規則第 43 条第 3 項三）(ⅰ) 要求事項
常設設備と接続するものにあっては，共通要因によって接続することができなくなることを防止するため，可搬型重大事故等対処設備（原子炉建屋の外か
ら水又は電力を供給するものに限る。）の接続口をそれぞれ互いに異なる複数の場所に設けるものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。
ａ）電源車（6 号及び 7 号炉共用）
可搬型代替交流電源設備の電源車は，非常用高圧母線 C 系及び非常用高圧母線 D 系に電源供給する場合，及び AM 用 MCC に電源供給する場合それぞれにおいて，原子炉建屋の異なる面に二箇所の接続口を設置していることから，共通要因により接続不可とならない設計とする。
（57-2-3～8）ｃ）タンクローリ（4kL）(6 号及び 7 号炉共用)
可搬型代替交流電源設備のタンクローリ（4kL）を接続する軽油タンクは 6 号
炉及び 7 号炉で計 4 基あり，6 号炉の軽油タンク 7 号炉の軽油タンクは 100m 以
上離隔を確保しているため，各々の接続箇所が共通要因により接続不可とならない設計とする。
（57-2-10）(4) 設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 3 項四）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において可搬型重大事故等対処設備を設置に据え付け，及び常設と接続することができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
可搬型代替交流電源設備の系統構成に操作が必要な可搬型設備の接続場所
は，(2)確実な接続の表 3.14-21～25 と同様である。これらの操作場所は，想定される事故時における放射線量が高くなるおそれが少ないため，設置場所で操作可能な設計とする。
（57-2-2～12,42,45, 57-8, 57-11）

3.14-41

(5) 保管場所（設置許可基準規則第 43 条第 3 項五）(ⅰ) 要求事項
地震，津波その他の自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロ
リズムによる影響，設計基準事故設備の配置その他の条件を考慮した上で常設
重大事故等対処設備と異なる保管場所に保管すること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。
可搬型代替交流電源設備の可搬型設備である電源車及びタンクローリ（4kL）
は，地震，津波その他自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロ
リズムによる影響，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備の配置その他の条件を考慮し，非常用交流電源設備，常設代替交流電源設備（第一ガスタ
ービン発電機及び第二ガスタービン発電機）と 100m 以上の離隔で位置的分散を図り，発電所敷地内の高台にある荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場
所の複数箇所に分散して配置する設計とする。
（57-2-2～3,10）(6) アクセスルートの確保（設置許可基準規則第 43 条第 3 項六）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において，可搬型重大事故等対処設備を運搬し，又は他の設備の被害状況を把握するため，工場等内の道路及び通路が確保できるよう，適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。
可搬型代替交流電源設備は，想定される重大事故等が発生した場合においても，可搬型重大事故等対処設備の運搬，移動に支障をきたすことのないよう，
迂回路も考慮して複数のアクセスルートを確保する設計とする。
（「可搬型重大事故等対処設備保管場所及びアクセスルート」参照）（57-6-2～7）

3.14-42(7) 設計基準事故対処設備及び常設重大事故等防止設備との多様性（設置許可基準
規則第 43 条第 3 項七）(ⅰ) 要求事項
重大事故防止設備のうち可搬型のものは，共通要因によって，設計基準事故
対処設備の安全機能，使用済燃料貯蔵槽の冷却機能若しくは注水機能又は常設
重大事故防止設備の重大事故に至るおそれがある事故に対処するために必要な機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。
可搬型代替交流電源設備のうち，電源車から非常用高圧母線 C 系及び D 系，
又は AM 用 MCC を電源供給する系統，及び軽油タンクから電源車まで燃料移送する系統は，共通要因によって，設計基準事故対処設備の安全機能と同時に機能が損なわれる恐れがないよう，設計基準事故対処設備である非常用交流電源
設備の各機器と表 3.14-28 の通り多様性及び位置的分散を図る設計とする。
（57-2-2～10,30～31,36～37,42～45, 57-3-2～5,12, 57-8, 57-11）

3.14-43

電源

電路

電源
供給先

電源の
冷却方式
燃料源

燃料流路

表 3.14-28 多重性又は多様性，位置的分散
設 計 基 準 事 故 対 常設重大事故防止設備
可搬型 重大事故 防止設
処設備
備
非 常 用 交 流 電 源 常設代替交流電源設備
可搬型代 替交流 電源設
設備備
非 常 用 デ ィ ー ゼ 第一ガスタービン発電機及 電源車
ル発電機
び第二ガスタービン発電機 ＜荒浜側 高台保管場所＜ 原 子 炉 建 屋 の ＜7 号炉タービン建屋南側
及び大湊側高台保管
二次格納施設の屋外及び荒浜側常設代
場所＞
外地上 1 階＞
替交流電源設備設置場所の屋外＞
非 常 用 デ ィ ー ゼ 第一ガスタービン発電機及 電源車～ 非常用 高圧母
ル発電機
び第二ガスタービン発電機 線 C 系及び D 系第一電路～ 非 常 用 高 圧 母 ～非常用高圧母線 C 系及び 電源車～ 非常用 高圧母線 C 系及び非常用 D 系電路
線 C 系及び D 系第二電路
高圧母線 D 系電路 第一ガスタービン発電機及 電源車～AM 用 MCC 第一
び第二ガスタービン発電機 電路～AM 用 MCC 電路
電源車～AM 用 MCC 第二電路
非常用高圧母線 C 非常用高圧母線 C 系
非常用高圧母線 C 系
系
非常用高圧母線 D 系
非常用高圧母線 D 系
非常用高圧母線 D ＜いずれも原子炉建屋の二 ＜いずれ も原子 炉建屋
系
次格納施設外地下 1 階＞の二次格納施設外地＜ い ず れ も 原 子 AM 用 MCC
下 1 階＞
炉 建 屋 の 二 次 ＜原子炉建屋の二次格納施 AM 用 MCC
格納施設外地
設外地上 4 階＞＜原子炉 建屋の二次格
下 1 階＞
納施設外地上 4 階＞
水冷式
空冷式
空冷式
軽油タンク
＜原子炉建屋東側の屋外＞
燃料ディタンク＜原子炉建屋の二次格納施設外地上 3 階＞

軽油タンク
＜原子炉建屋東側の屋外＞
第一ガスタービン発電機用
燃料タンク及び第二ガスタ
ービン発電機用燃料タンク＜7 号炉タービン建屋南側の屋外及び荒浜側常設代
替交流電源設備設置場所の屋外＞
燃料移送ポンプ
タンクローリ（16kL）＜ 原 子 炉 建 屋 東 ＜荒浜側高台保管場所＞
側の屋外＞

3.14-44

軽油タンク＜原子炉 建屋東側の屋
外＞
電源車（車載燃料）＜荒浜側 高台保管場所
及び大湊側高台保管場所＞

タンクローリ（4kL）＜荒浜側 高台保 管場所
及び大湊側高台保管
場所＞

また，可搬型代替交流電源設備のうち，電源車から代替原子炉補機冷却系を電源供給する系統は，共通要因によって，設計基準事故対処設備の安全機能と同時に機能が損なわれる恐れがないよう，設計基準事故対処設備である非常用
交流電源設備の各機器と表 3.14-29 の通り多様性，位置的分散を図る設計とする。
（57-2-2～3,9～12, 57-3-12,27, 57-11）

電源

電路

電源
供給先

表 3.14-29 多重性又は多様性，位置的分散
設計基準事故対処設備
常 設 重 大 事 可搬型重大事故防止設備
故防止設備
非常用交流電源設備（ 対 象 設 備 可搬型代替交流電源設備なし）
非常用ディーゼル発電機－
電源車＜原子炉建屋の二次格納施設＜荒浜側高台保管場所及び外地上 1 階＞
大湊側高台保管場所＞
非常用ディーゼル発電機－
電源車～非常用高圧母線 C 系及び～代替原子炉補機冷却系
非常用高圧母線 D 系電路
電路
非常用高圧母線 C 系－
代替原子炉補機冷却系
非常用高圧母線 D 系＜荒浜側高台保管場所及び＜原子炉建屋の二次格納施設
大湊側高台保管場所＞
外地下 1 階＞
水冷式
－
空冷式

電源の
冷却方
式
燃料源
軽油タンク
－
＜原子炉建屋東側の屋外＞
燃料ディタンク＜原子炉建屋の二次格納施設
外地上 3 階＞
燃 料 流 燃料移送ポンプ－路＜原子炉建屋東側の屋外＞

3.14-45

軽油タンク＜原子炉建屋東側の屋外＞
電源車（車載燃料）＜荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所＞
タンクローリ（4kL）＜荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所＞

3.14.2.2

常設代替交流電源設備

3.14.2.2.1 設備概要
常設代替交流電源設備は，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，非常用所内電気設備又は代替所内電気設備に電源を供給することにより，重大事故等が発生した場合において炉心の著しい損傷，
原子炉格納容器の破損，使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷及び運転
停止中原子炉内燃料体の著しい損傷を防止することを目的として設置するものである。
本系統はガスタービン機関及び発電機を搭載した「第一ガスタービン発電機」
及び「第二ガスタービン発電機」，第一ガスタービン発電機及び第二ガスター
ビン発電機の燃料を保管する「軽油タンク」，軽油タンクから第一ガスタービ
ン発電機用燃料タンク及び第二ガスタービン発電機用燃料タンクまで燃料を運搬する「タンクローリ（16kL）」，第一ガスタービン発電機及び第二ガスター
ビン発電機の近傍でそれぞれ燃料を保管する「第一ガスタービン発電機用燃料タンク」及び「第二ガスタービン発電機用燃料タンク」，第一ガスタービン発電
機用燃料タンク及び第二ガスタービン発電機用燃料タンクから第一ガスター
ビン発電機及び第二ガスタービン発電機に燃料を補給する「第一ガスタービン
発電機用燃料移送ポンプ」及び「第二ガスタービン発電機用燃料移送ポンプ」，
第一ガスタービン発電機又は第二ガスタービン発電機から非常用所内電気設
備又は代替所内電気設備に電源供給する電路である「緊急用断路器」，「緊急用
高圧母線」，「緊急用電源切替箱断路器」，「緊急用電源切替箱接続装置」，「非常用高圧母線 C 系」，「非常用高圧母線 D 系」，さらに緊急用高圧母線～非常用所
内電気設備の建屋外の電路及び緊急用高圧母線～代替所内電気設備の建屋外の電路の支持構造物である「洞道」で構成する。なお，第一ガスタービン発電機及び第二ガスタービン発電機は，それぞれガスタービン発電機車とガスター
ビン発電機車を制御する制御車により構成されるが，以下，ガスタービン発電
機車と制御車を合わせて第一ガスタービン発電機及び第二ガスタービン発電機と称す。本系統全体の概要図を図 3.14-10～15 に，本系統に属する重大事故等対処設備を表 3.14-30 に示す。
第一ガスタービン発電機と第二ガスタービン発電機は想定する共通要因故
障に対する頑健性が異なっている。第一ガスタービン発電機は電路を電線管で設置しているが，原子炉建屋から 100m 離れていないため，航空機衝突時に機能を維持できない可能性がある。第二ガスタービン発電機は洞道電路で，洞道の設置地盤に将来活動する可能性のある断層等が確認されていることから，地震時に対する独立性について基準適合しない。そのため，重大事故等の状況に応じて使用できる第一ガスタービン発電機又は第二ガスタービン発電機を用いることとする。
なお，第一ガスタービン発電機及び第二ガスタービン発電機のいずれも使用できる場合は，第一ガスタービン発電機を優先的に使用することとする。
本系統は，第一ガスタービン発電機及び第二ガスタービン発電機の操作ボタンにより起動し，運転を行うものである。
第一ガスタービン発電機の運転中は，それぞれ第一ガスタービン発電機用燃料タンクから第一ガスタービン発電機用燃料移送ポンプを用いて自動で燃料
3.14-46

補給を行う。同様に，第二ガスタービン発電機の運転中は，それぞれ第二ガスタービン発電機用燃料タンクから第二ガスタービン発電機用燃料移送ポンプを用いて自動で燃料補給を行う。なお，第一ガスタービン発電機の起動に際しては，第一ガスタービン発電機車載燃料を用いて起動し，その後は第一ガスタ
ービン発電機自身が発電した電力にて第一ガスタービン発電機用燃料移送ポンプを運転し，継続的に燃料を補給する。同様に，第二ガスタービン発電機の起動に際しては，第二ガスタービン発電機車載燃料を用いて起動し，その後は
第二ガスタービン発電機自身が発電した電力にて第二ガスタービン発電機用
燃料移送ポンプを運転し，継続的に燃料を補給する。また，軽油タンクからタ
ンクローリ（16kL）により燃料を第一ガスタービン発電機用燃料タンク又は第二ガスタービン発電機用燃料タンクに補給することで第一ガスタービン発電機又は第二ガスタービン発電機のそれぞれの運転を継続する。
常設代替交流電源設備の設計基準事故対処設備に対する独立性，位置的分散については 3.14.2.2.3 項に詳細を示す。
なお，モニタリング・ポスト用発電機については，「3.17 監視測定装置（設置許可基準規則 60 条に対する方針を示す章）」，免震重要棟ガスタービン発電機，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備については「3.18 緊
急時対策所（設置許可基準規則 61 条に対する方針を示す章）」で示す。

3.14-47

図 3.14-10 常設代替交流電源設備系統図（第一ガスタービン発電機～非常用所内電気設備）
3.14-48

図 3.14-11 常設代替交流電源設備系統図（第一ガスタービン発電機～代替所内電気設備）
3.14-49

図 3.14-12 常設代替交流電源設備系統図（第二ガスタービン発電機～非常用所内電気設備）
3.14-50

図 3.14-13 常設代替交流電源設備系統図（第二ガスタービン発電機～代替所内電気設備）
3.14-51

図 3.14-14※第二ガスタービン発電機も同様

常設代替交流電源設備系統図（第一ガスタービン発電機燃料移送系）

3.14-52

発電機※本単線結線図は，今後の検討結果により変更となる可能性がある

発電機

第一ガスタービン発電機

第二ガスタービン発電機【凡例】

3.14-53

図 3.14-15 第一ガスタービン発電機用燃料移送ポンプ及び第二ガスタービン発電機用燃料移送ポンプ電源系統図

：遮断器
：断路器
：配線用遮断器：切替装置
大湊側緊急用高圧母線

緊急用断路器

6号炉
緊急用
電源
切替箱
断路器

7号炉
緊急用
電源
切替箱
断路器

電動
機 第一ガスタービン発電機用燃料移送ポンプ

緊急用高圧母線

6号炉
緊急用
電源
切替箱
断路器

7号炉
緊急用
電源
切替箱
断路器

電動 第二ガスタービン発電機用燃料移送ポンプ機

表 3.14-30 常設代替交流電源設備に関する重大事故等対処設備一覧
設備区分 設備名
主要設備 第一ガスタービン発電機【常設】及び第二ガスタービン発電機【常設】軽油タンク【常設】タンクローリ（16kL）【可搬】
第一ガスタービン発電機用燃料タンク【常設】及び第二ガスタービン発電機用燃料タンク【常設】第一ガスタービン発電機用燃料移送ポンプ【常設】及び第二ガスタービン発電機用燃料移送ポンプ【常設】附属設備 －
燃料流路 軽油タンク予備ノズル・弁【常設】第一ガスタービン発電機用燃料移送系配管・弁【常設】及び第二ガスタービン発電機用燃料移送系配管・弁【常設】交流電路 第一ガスタービン発電機及び第二ガスタービン発電機※1～非常用高圧母線 C 系及び D 系電路【常設】第一ガスタービン発電機及び第二ガスタービン発電機※1～AM 用 MCC 電路【常設】非常用ディーゼル発電機～非常用高圧母線電路（設計基準拡張）【常設】
直流電路 －※1 第二ガスタービン発電機から電源供給する電路は洞道を経由する。

3.14-54

3.14.2.2.2 主要設備の仕様
主要設備の仕様を以下に示す。
(1)第一ガスタービン発電機及び第二ガスタービン発電機(i)第一ガスタービン発電機（6 号及び 7 号炉共用）
ガスタービン
個数：１（予備 1）
使用燃料
：軽油
出力
：約 3,600kW/台
発電機
個数：1（予備 1）種類
：横軸回転界磁 3 相同期発電機
容量：約 4,500kVA/台 （連続定格：約 3,687.5kVA）
力率
：0.8
電圧
：6.9kV
周波数
：50Hz
取付箇所
： 7 号炉タービン建屋南側の屋外（ⅱ）第二ガスタービン発電機（6 号及び 7 号炉共用）
ガスタービン
個数：１（予備 1）
使用燃料
：軽油
出力
：約 3,600kW/台
発電機
個数：1（予備 1）種類
：横軸回転界磁 3 相同期発電機
容量：約 4,500kVA/台 （連続定格：約 3,687.5kVA）
力率
：0.8
電圧
：6.9kV
周波数
：50Hz
取付箇所
：荒浜側常設代替交流電源設備設置場所の屋外(2)軽油タンク（6 号炉及び 7 号炉共用）
容量：約 560kL/基個数：1（予備 3）
取付箇所 ：原子炉建屋東側の屋外(3)タンクローリ（16kL）(6 号及び 7 号炉共用)
容量：約 16kL/台
個数
：1
使用場所
：７号炉タービン建屋南側の屋外及び荒浜側常設代替交流電源設備設置場所の屋外，
原子炉建屋東側の屋外
保管場所：荒浜側高台保管場所
3.14-55

(4)第一ガスタービン発電機用燃料タンク及び第二ガスタービン発電機用燃料タンク（ⅰ）第一ガスタービン発電機用燃料タンク(6 号及び 7 号炉共用)
個数：1（予備 1）
容量
：約 50kL/基取付箇所： 7 号炉タービン建屋南側の屋外（ⅱ）第二ガスタービン発電機用燃料タンク(6 号及び 7 号炉共用)
個数：1（予備 1）
容量
：約 50kL/基
取付箇所：荒浜側常設代替交流電源設備設置場所の屋外(5)第一ガスタービン発電機用燃料移送ポンプ及び第二ガスタービン発電機用燃料移送ポンプ（ⅰ）第一ガスタービン発電機用燃料移送ポンプ(6 号及び 7 号炉共用)
種類：スクリュー型
個数：1（予備 1）
容量
：約 3.0m3/h/台
揚程：約 50m
原動機出力：約 1.5kW/台
取付箇所：7 号炉タービン建屋南側の屋外（ⅱ）第二ガスタービン発電機用燃料移送ポンプ(6 号及び 7 号炉共用)
種類：スクリュー型
個数：1（予備 1）
容量
：約 3.0m3/h/台
揚程：約 50m
原動機出力：約 1.5kW/台
取付箇所：荒浜側常設代替交流電源設備設置場所の屋外

3.14-56

3.14.2.2.3

独立性及び位置的分散の確保

常設代替交流電源設備は，表 3.14-31 で示す通り地震，津波，火災，溢水により同時に故障することを防止するため，非常用交流電源設備との独立性を確保する設計とする。
常設代替交流電源設備は，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備と同時にその機能が損なわれることがないよう，表 3.14-32 で示す通り，位置的分散を図った設計とする。電源については，第一ガスタービン発電機及び第二ガスタービン
発電機を非常用ディーゼル発電機と位置的分散された屋外（7 号炉タービン建屋南側，荒浜側常設代替交流電源設備設置場所）に設置する設計とする。電路については，
常設代替交流電源設備から非常用高圧母線 C 系及び非常用高圧母線 D 系を受電する
電路を，非常用交流電源設備から同母線を受電する電路に対して，独立した電路で系統構成することにより，共通要因によって同時に機能を損なわれないよう独立した設計とする。電源の冷却方式は非常用ディーゼル発電機の水冷式に対し，第一ガスタ
ービン発電機及び第二ガスタービン発電機は空冷式と多様性を確保する設計とする。
燃料源については，非常用ディーゼル発電機は燃料ディタンクからの供給であるのに対し，第一ガスタービン発電機及び第二ガスタービン発電機は，第一ガスタービン
発電機用燃料タンク及び第二ガスタービン発電機用燃料タンクと位置的分散された配置設計とする。
（57-2-2,5～7,9,13～21,30～31,36～46, 57-3-6～11）

3.14-57

項目

共
通
要
因
故
障

地
震

津
波

火
災

溢
水

表 3.14-31 設計基準事故対処設備との独立性
設計基準事故対処設備
重大事故防止設備
非常用交流電源設備
常設代替交流電源設備
第一ガスタービン
第二ガスタービン
発電機
発電機
設計基準事故対処設備の非常用交流電源設備 電路を設ける洞道の設は耐震 S クラス設計とし，重大事故防止設備で 置地盤に将来活動するある常設代替交流電源設備は基準地震動 Ss で 可能性がある断層等が機能維持できる設計とすることで，基準地震動 確認されているため，
Ss が共通要因となり故障することのない設計 基準適合しない。
とする。
設計基準事故対処設備を設置する原子炉建屋と，重大事故防止設備を設置する屋外，コントロール建屋，原子炉建屋の各設置場所は，ともに津波が到達しない位置とすることで，津波が共通要因となり故障することのない設計とする。
設計基準事故対処設備の非常用交流電源設備と，重大事故防止設備である常設代替交流電源設備は，火災が共通要因となり故障することのない設計とする（「共-7 重大事故等対処設備の内部火災に対する防護方針について」に示す）。
設計基準事故対処設備の非常用交流電源設備と，重大事故防止設備である常設代替交流電源設備は，溢水が共通要因となり故障することのない設計とする（「共-8 重大事故等対処設備の内部溢水に対する防護方針について」に示す）。

3.14-58

表 3.14-32 位置的分散
設計基準事故対処設備
重大事故防止設備
非常用交流電源設備
常設代替交流電源設備
電源
非常用ディーゼル発電機
第一ガスタービン発電機＜原子炉建屋の二次格納施設外＜7 号炉タービン建屋南側の屋外＞
地上 1 階＞
第二ガスタービン発電機＜荒浜側常設代替交流電源設備設置
場所の屋外＞
電路
非常用ディーゼル発電機
第一ガスタービン発電機及び第二ガ～非常用高圧母線 C 系及び非常 スタービン発電機
用高圧母線 D 系電路～非常用高圧母線 C 系及び D 系電路
第一ガスタービン発電機及び第二ガ
スタービン発電機～AM 用 MCC 電路
電源供給 非常用高圧母線 C 系
非常用高圧母線 C 系
先非常用高圧母線 D 系
非常用高圧母線 D 系＜いずれも原子炉建屋の二次格 ＜いずれも原子炉建屋の二次格納施
納施設外地下 1 階＞
設外地下 1 階＞
AM 用 MCC＜原子炉建屋の二次格納施設外地上
4 階＞
電源の
水冷式
空冷式
冷却方式
燃料源
軽油タンク
軽油タンク
＜原子炉建屋東側の屋外＞＜原子炉建屋東側の屋外＞
燃料ディタンク＜原子炉建屋の二次格納施設外
地上 3 階＞

燃料流路 燃料移送ポンプ＜原子炉建屋東側の屋外＞

3.14-59

第一ガスタービン発電機用燃料タン
ク＜7 号炉タービン建屋南側の屋外＞
第二ガスタービン発電機用燃料タンク＜荒浜側常設代替交流電源設備設置
場所の屋外＞
タンクローリ（16kL）＜荒浜側高台保管場所＞

3.14.2.2.4 設置許可基準規則第 43 条第 1 項への適合状況(1) 環境条件及び荷重条件（設置許可基準規則第 43 条第 1 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重その他の使用条件において，重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮するものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
a)第一ガスタービン発電機及び第二ガスタービン発電機(6 号及び 7 号炉共用)
常設代替交流電源設備の第一ガスタービン発電機及び第二ガスタービン発
電機は，屋外に設置する機器であることから，その機能を期待される重大事故等が発生した場合における，屋外の環境条件(温度，放射線及び地震，風（台風），積雪の影響による荷重)を考慮し，その機能を有効に発揮することができるよう，以下の表 3.14-33 に示す設計とする。
なお，第二ガスタービン発電機の電路となる洞道は設置地盤面に将来活動する可能性のある断層等が確認されていることから，第二ガスタービン発電機を緊急用高圧母線に接続する場合は地震に対して基準適合しないが，第一ガスタ
ービン発電機を緊急用断路器に接続する場合は地震に対して頑健性を有する設計とする。
（57-2-14～15）
表 3.14-33

想定する環境条件及び荷重条件（第一ガスタービン発電機及び第二ガスタービン発電機）
環境条件等
対応
温度・圧力・湿度・ 屋外で想定される温度，圧力，湿度及び放射線条件下に耐えら放射線れる性能を確認した機器を使用する。
屋外の天候による 降水及び凍結により機能を損なうことのないよう防水対策及影響
び凍結対策を行える設計とする。
海水を通水する系 海水を通水することはない。
統への影響
地震
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する。
（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方針」に示す）
風（台風）・積雪
屋外で風荷重，積雪荷重を考慮しても機器が損傷しないこと
を応力評価により確認する。
電磁的障害
重大事故等が発生した場合においても電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

3.14-60ｂ）軽油タンク（6 号及び 7 号炉共用）
常設代替交流電源設備の軽油タンクは，常設で屋外に設置する設備であることから，その機能を期待される重大事故等が発生した場合における，屋外の環境条件を考慮し，以下の表 3.14-34 に示す設計とする。
（57-2-9）
表 3.14-34

想定する環境条件及び荷重条件（軽油タンク）
環境条件等
対応
温度・圧力・湿度・ 屋外で想定される温度，圧力，湿度及び放射線条件下に耐えら放射線れる性能を確認した機器を使用する。
屋外の天候による 降水及び凍結により機能を損なうことのないよう防水対策及影響
び凍結対策を行える設計とする。
海水を通水する系 海水を通水することはない。
統への影響
地震
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する。
（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方針」に示す）
風（台風）・積雪
屋外で風荷重，積雪荷重を考慮しても機器が損傷しないこと
を応力評価により確認する。
電磁的障害
重大事故等が発生した場合においても電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

3.14-61ｃ）タンクローリ（16kL）(6 号及び 7 号炉共用)
常設代替交流電源設備のタンクローリ（16kL）は，屋外に設置する機器であることから，その機能を期待される重大事故等が発生した場合における，屋外の環境条件を考慮し，以下の表 3.14-35 に示す設計とする。
（57-2-13）
表 3.14-35 想定する環境条件及び荷重条件（タンクローリ（16kL））
環境条件等
対応
温度・圧力・湿度・ 屋外で想定される温度，圧力，湿度及び放射線条件下に耐え放射線られる性能を確認した機器を使用する。
屋 外 の天 候によ る 降水及び凍結により機能を損なうことのないよう防水対策及影響
び凍結対策を行える設計とする。
海 水 を通 水する 系 海水を通水することはない。
統への影響
地震
設置場所で想定される地震動に対し，治具により転倒防止を図る。
風（台風）・積雪
屋外で風荷重，積雪荷重を考慮しても機器が損傷しないこと
を応力評価により確認する。
電磁的障害
重大事故等が発生した場合においても電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

3.14-62ｄ）第一ガスタービン発電機用燃料タンク及び第二ガスタービン発電機用燃料タンク（6 号炉及び 7 号炉共用）
常設代替交流電源設備の第一ガスタービン発電機用燃料タンク及び第二ガ
スタービン発電機用燃料タンクは，屋外地下に設置する機器であることから，その機能を期待される重大事故等が発生した場合における，屋外の環境条件を考慮し，以下の表 3.14-36 に示す設計とする。
（57-2-18～19）
表 3.14-36

想定する環境条件及び荷重条件（第一ガスタービン発電機用燃料タンク
及び第二ガスタービン発電機用燃料タンク）
環境条件等
対応
温度・圧力・湿度・ 屋外で想定される温度，圧力，湿度及び放射線条件下に耐えら放射線れる性能を確認した機器を使用する。
屋外の天候による 降水及び凍結により機能を損なうことのないよう防水対策及影響
び凍結対策を行える設計とする。
海水を通水する系 海水を通水することはない。
統への影響
地震
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する。
（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方針」に示す）
風（台風）・積雪
屋外で風荷重，積雪荷重を考慮しても機器が損傷しないこと
を応力評価により確認する。
電磁的障害
重大事故等が発生した場合においても電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

3.14-63ｅ）第一ガスタービン発電機用燃料移送ポンプ及び第二ガスタービン発電機用燃料移送ポンプ（6 号及び 7 号炉共用）
常設代替交流電源設備の第一ガスタービン発電機用燃料移送ポンプ及び第二ガスタービン発電機用燃料移送ポンプは，屋外に設置する機器であることから，その機能を期待される重大事故等が発生した場合における，屋外の環境条
件を考慮し，以下の表 3.14-37 に示す設計とする。
（57-2-20～21）
表 3.14-37

想定する環境条件及び荷重条件（第一ガスタービン発電機用燃料移送ポンプ及び第二ガスタービン発電機用燃料移送ポンプ）
環境条件等
対応
温度・圧力・湿度・ 屋外で想定される温度，圧力，湿度及び放射線条件下に耐えら放射線れる性能を確認した機器を使用する。
屋外の天候による 降水及び凍結により機能を損なうことのないよう防水対策及影響
び凍結対策を行える設計とする。
海水を通水する系 海水を通水することはない。
統への影響
地震
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する。
（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方針」に示す）
風（台風）・積雪
屋外で風荷重，積雪荷重を考慮しても機器が損傷しないこと
を応力評価により確認する。
電磁的障害
重大事故等が発生した場合においても電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

3.14-64(2) 操作性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項二）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において確実に操作できるものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。
常設代替交流電源設備で，操作が必要な第一ガスタービン発電機用燃料タン
ク燃料補給元弁又は第二ガスタービン発電機用燃料タンク燃料補給元弁，軽油タンク出口弁，タンクローリ（16kL）付ポンプ，第一ガスタービン発電機又は第二ガスタービン発電機，代替所内電気設備及び非常用所内電気設備の各遮断器，断路器については，現場で容易に操作可能な設計とする。表 3.14-38～44に操作対象機器の操作場所を示す。
（57-2-2,5～7,9,13～21,30～31,36～37,42～46, 57-3-6～12, 57-11）
表 3.14-38 操作対象機器（軽油タンク～タンクローリ（16kL）流路）
機器名称
状態の変化 操作場所
操作方法
軽油タンク出口弁
弁閉→弁開 原子炉建屋東側の屋外 手動操作
タンクローリ（16kL）付ポンプ 停止→運転 原子炉建屋東側の屋外 ス イ ッ チ
操作
表 3.14-39

操作対象機器（タンクローリ（16kL）～第一ガスタービン発電機用燃料
タンク流路）
機器名称
状態の変化 操作場所
操作方法
タンクローリ（16kL）付ポンプ 停止→運転 7 号炉タービン建屋南 ス イ ッ チ
側の屋外
操作
第一ガスタービン発電機用燃 弁閉→弁開 7 号炉タービン建屋南 手動操作
料タンク燃料補給元弁
側の屋外

表 3.14-40

操作対象機器（タンクローリ（16kL）～第二ガスタービン発電機用燃料
タンク流路）
機器名称
状態の変化 操作場所
操作方法
タンクローリ（16kL）付ポンプ 停止→運転 荒浜側常設代替交流電 ス イ ッ チ
源設備設置場所の屋外 操作
第二ガスタービン発電機用燃 弁閉→弁開 荒浜側常設代替交流電 手動操作
料タンク燃料補給元弁源設備設置場所の屋外

3.14-65

表 3.14-41

操作対象機器（第一ガスタービン発電機～非常用高圧母線 C 系及び D 系
電路）
機器名称
状 態 の 操作場所
操作方法
変化
第一ガスタービン発電機
停 止 → 7 号炉タービン建屋南 ボタン操作
運転側の屋外
非常用高圧母線 C 系遮断器
切→入
原子炉建屋の二次格納 スイッチ操（緊急用電源切替箱接続装置側）
施設外の地下１階
作
非常用高圧母線 D 系遮断器
切→入
原子炉建屋の二次格納 スイッチ操（緊急用電源切替箱接続装置側）
施設外の地下１階
作

表 3.14-42

操作対象機器（第二ガスタービン発電機～非常用高圧母線 C 系及び D 系
電路）
機器名称
状 態 の 操作場所
操作方法
変化
第二ガスタービン発電機
停 止 → 荒浜側常設代替交流電源 ボ タ ン 操
運転設備設置場所の屋外
作
緊急用高圧母線
切→入
荒浜側常設代替交流電源 ス イ ッ チ（第二ガスタービン発電機側）
設備設置場所地上 1 階
操作
緊急用高圧母線
切→入
荒浜側常設代替交流電源 ス イ ッ チ（緊急用電源切替箱断路器側）
設備設置場所地上 1 階
操作
非常用高圧母線 C 系遮断器
切→入
原子炉建屋の二次格納施 ス イ ッ チ（緊急用電源切替箱接続装置側）
設外の地下１階
操作
非常用高圧母線 D 系遮断器
切→入
原子炉建屋の二次格納施 ス イ ッ チ（緊急用電源切替箱接続装置側）
設外の地下１階
操作

表 3.14-43
機器名称

操作対象機器（第一ガスタービン発電機～AM 用 MCC 電路）
状 態 の 変 操作場所
化
第一ガスタービン発電機
停 止 → 運 7 号炉タービン建屋南側の屋
転外
緊急用電源切替箱断路器
入→切コントロール建屋内地上２階（非常用所内電気設備側）
緊急用電源切替箱断路器
切→入コントロール建屋内地上２階（代替所内電気設備側）

3.14-66

操作方法
ボタン操
作
断路器操
作
断路器操
作

表 3.14-44
機器名称

操作対象機器（第二ガスタービン発電機～AM 用 MCC 電路）
状 態 の 変 操作場所
操作方法
化
第二ガスタービン発電機
停 止 → 運 荒浜側常設代替電源設備 ボ タ ン 操
転設置場所の屋外
作
緊急用高圧母線
切→入
荒浜側常設代替電源設備 ス イ ッ チ（第二ガスタービン発電機
設置場所地上 1 階
操作側）
緊急用高圧母線
切→入
荒浜側常設代替電源設備 ス イ ッ チ（緊急用電源切替箱接続装置
設置場所地上 1 階
操作側）
緊急用電源切替箱断路器
入→切コントロール建屋地上 2 階 断 路 器 操（非常用所内電気設備側）
作
緊急用電源切替箱断路器
切→入コントロール建屋地上 2 階 断 路 器 操（代替所内電気設備側）
作

3.14-67以下に，常設代替交流電源設備を構成する主要設備の操作性を示す。
ａ）第一ガスタービン発電機及び第二ガスタービン発電機（6 号及び 7 号炉共用）
常設代替交流電源設備の第一ガスタービン発電機及び第二ガスタービン発
電機は，屋外に設置し現場操作パネルでのボタン操作であること，及び第一ガ
スタービン発電機及び第二ガスタービン発電機の運転状態を操作パネルの表
示灯及び計器で確認できることから，確実な操作が可能な設計とする。なお，
第一ガスタービン発電機近傍には，7 号炉代替原子炉補機冷却系の接続口が存在するが，周辺に十分な操作空間を確保し，容易に操作可能とする。
現場操作パネルは，誤操作防止のために名称を明記することで操作者の操作，監視性を考慮しており，かつ十分な操作空間を確保し，容易に操作可能とする。
（57-2-14～15）ｂ）軽油タンク（6 号及び 7 号炉共用）
常設代替交流電源設備の軽油タンク出口弁は手動弁とすることで，確実に操作可能な設計とする。
（57-2-9）ｃ）タンクローリ（16kL）（6 号及び 7 号炉共用）
常設代替交流電源設備のタンクローリ（16kL）は，車両として移動可能な設計とするとともに，設置場所にて固定可能な設計とする。軽油タンクから
タンクローリ（16kL）への燃料補給にはタンクローリ（16kL）付ポンプを操作する必要があるが，ポンプ操作は車外の操作ハンドルにて容易に操作可能な設計とする。タンクローリ（16kL）の操作ハンドルは，誤操作防止のために名称を明記することで操作者の操作，監視性を考慮しており，かつ十分な操作空間を確保し，容易に操作可能とする。また，タンクローリ（16kL）から第一ガスタービン発電機用燃料タンク及び第二ガスタービン発電機用燃料タンクへの燃料補給についてはカプラ，車載ホースにて実施するが，特別な技量を要するものではなく確実に操作可能な設計とする。
（57-2-13）ｄ）第一ガスタービン発電機用燃料タンク及び第二ガスタービン発電機用燃料タンク（6 号及び 7 号炉共用）
常設代替交流電源設備の第一ガスタービン発電機用燃料タンクは，第一ガスタービン発電機用燃料移送ポンプを用いて，自動で第一ガスタービン発電
機へ燃料を補給できる設計とする。同様に第二ガスタービン発電機用燃料タ
ンクは，第二ガスタービン発電機用燃料移送ポンプを用いて，自動で第二ガスタービン発電機へ燃料を補給できる設計とする。また，第一ガスタービン
発電機用燃料タンク燃料補給元弁及び第二ガスタービン発電機用燃料タンク
燃料補給元弁は手動弁とすることで，確実に操作可能な設計とする。
（57-2-18～19）

3.14-68ｅ）第一ガスタービン発電機用燃料移送ポンプ及び第二ガスタービン発電機
用燃料移送ポンプ（6 号及び 7 号炉共用）
常設代替交流電源設備の第一ガスタービン発電機用燃料移送ポンプは，自動で第一ガスタービン発電機用燃料タンクから第一ガスタービン発電機へ燃料を補給できる設計とする。同様に，第二ガスタービン発電機用燃料移送ポ
ンプは，自動で第二ガスタービン発電機用燃料タンクから第二ガスタービン
発電機へ燃料を補給できる設計とする。
（57-2-20～21）

3.14-69

(3) 試験及び検査（設置許可基準規則第 43 条第 1 項三）(ⅰ) 要求事項
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試験又は検査ができるものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。

3.14-70

ａ）第一ガスタービン発電機及び第二ガスタービン発電機（6 号及び 7 号炉共用）
常設代替交流電源設備の第一ガスタービン発電機及び第二ガスタービン発
電機は，表 3.14-45 に示すように，発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能試験，分解検査及び外観検査が可能な設計とする。
第一ガスタービン発電機及び第二ガスタービン発電機の運転性能の確認として，発電機の運転状態として発電機電圧，電流，周波数を確認可能な設計とし，模擬負荷を接続することにより出力性能の確認を行う。また，発電機の部
品状態の確認として，非破壊検査や目視により性能に影響を及ぼす恐れのある
傷，割れ等がないことの確認を行う。また，第一ガスタービン発電機及び第二ガスタービン発電機のケーブルについて，絶縁抵抗測定が可能な設計とする。
（57-4-11～16）
表 3.14-45 第一ガスタービン発電機及び第二ガスタービン発電機の試験及び検査
プラント
項目
内容
状態
運転中
模擬負荷による第一ガスタービン発電機及び第二ガスタービン発電機の出力性能（発電機電圧，電流，周波数）の確認
機能・性能
第一ガスタービン発電機及び第二ガスタービン発試験
電機の運転状態の確認
第一ガスタービン発電機及び第二ガスタービン発電機の絶縁抵抗の確認
第一ガスタービン発電機及び第二ガスタービン発
分解検査
電機の部品の状態を，試験及び目視により確認
第一ガスタービン発電機及び第二ガスタービン発
外観検査
電機の目視点検
停止中
模擬負荷による第一ガスタービン発電機及び第二ガスタービン発電機の出力性能（発電機電圧，電流，周波数）の確認
機能・性能 第一ガスタービン発電機及び第二ガスタービン発試験
電機の運転状態の確認
第一ガスタービン発電機及び第二ガスタービン発電機の絶縁抵抗の確認
ケーブルの絶縁抵抗の確認
第一ガスタービン発電機及び第二ガスタービン発
分解検査
電機の部品の状態を，試験及び目視により確認
第一ガスタービン発電機及び第二ガスタービン発
外観検査
電機の目視点検3.14-71ｂ）軽油タンク （6 号及び 7 号炉共用）
常設代替交流電源設備の軽油タンクは，表 3.14-46 に示すように発電用原子炉の運転中又は停止中に外観検査が可能な設計とする。
軽油タンク内面の確認として，目視により性能に影響を及ぼす恐れのある傷，
割れ等がないことが確認可能な設計とする。具体的にはタンク上部のマンホー
ルが開放可能であり，内面の点検が可能な設計とする。
軽油タンクの漏洩検査が実施可能な設計とする。具体的には漏洩検査が可能な隔離弁を設ける設計とする。
軽油タンクの定例試験として油面レベルの確認が可能な計器を設ける設計とする。
（57-4-5～9）

プラント状態
運転中
停止中

表 3.14-46 軽油タンクの試験及び検査
項目
内容
外観検査
軽油タンクの油面レベルの確認
外観検査
軽油タンクの外観，寸法の確認
軽油タンク内面の状態を試験及び目視により確認
漏洩の有無の確認

3.14-72ｃ）タンクローリ（16kL）（6 号及び 7 号炉共用）
常設代替交流電源設備のタンクローリ（16kL）は，表 3.14-47 に示すように，発電用原子炉の運転中又は停止中に外観検査が可能な設計とする。
内面の確認として，目視により性能に影響を及ぼす恐れのある傷，割れ等がないことが確認可能な設計とする。具体的にはタンクローリ（16kL）上部のマンホールが開放可能であり，内面の点検が可能な設計とする。
タンクローリ（16kL）の漏洩検査が実施可能な設計とする。具体的には漏洩検査が可能な油面計又は検尺口を設ける設計とする。
さらに，タンクローリ（16kL）は車両として運転状態の確認が可能な設計とし，外観の確認が可能な設計とする。タンクローリ（16kL）付ポンプは，通常系統にて機能・性能確認が出来る設計とし，分解が可能な設計とする。
（57-4-17）
表 3.14-47 タンクローリ（16kL）の試験及び検査
プラント状態項目内容
運転中
タンク内面の状態を目視により確認
又は外観検査
漏洩の有無を確認
停止中

3.14-73ｄ）第一ガスタービン発電機用燃料タンク及び第二ガスタービン発電機用燃料タンク（6 号及び 7 号炉共用）
常設代替交流電源設備の第一ガスタービン発電機用燃料タンク及び第二ガ
スタービン発電機用燃料タンクは，表 3.14-48 に示すように，発電用原子炉の運転中又は停止中に外観検査が可能な設計とする。
内面の確認として，目視により性能に影響を及ぼす恐れのある傷，割れ等がないことが確認可能な設計とする。具体的にはタンク上部のマンホールが開放可能であり，内面の点検が可能な設計とする。
第一ガスタービン発電機用燃料タンク及び第二ガスタービン発電機用燃料タンクの漏洩検査が実施可能な設計とする。具体的には漏洩検査が可能な隔離弁を設ける設計とする。
第一ガスタービン発電機用燃料タンク及び第二ガスタービン発電機用燃料タンクの定例試験として油面レベルの確認が可能な計器を設ける設計とする。
（57-4-18）
表 3.14-48

第一ガスタービン発電機用燃料タンク及び第二ガスタービン発電機用燃料タンクの試験及び検査
プラント状態項目内容
運転中
第一ガスタービン発電機用燃料タンク
及び第二ガスタービン発電機用燃料タ
ンクの油面レベルの確認
外観検査
第一ガスタービン発電機用燃料タンク
及び第二ガスタービン発電機用燃料タ
ンク内面の状態を目視により確認
漏洩の有無を確認
停止中
第一ガスタービン発電機用燃料タンク
及び第二ガスタービン発電機用燃料タ
外観検査
ンク内面の状態を目視により確認
漏洩の有無を確認

3.14-74ｅ）第一ガスタービン発電機用燃料移送ポンプ及び第二ガスタービン発電機用
燃料移送ポンプ（6 号及び 7 号炉共用）
常設代替交流電源設備の第一ガスタービン発電機用燃料移送ポンプ及び第二ガスタービン発電機用燃料移送ポンプは，表 3.14-49 に示すように，発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能試験及び分解検査が可能な設計とする。
運転性能の確認として，第一ガスタービン発電機用燃料移送ポンプ及び第二ガスタービン発電機用燃料移送ポンプの吐出圧力，系統（ポンプ廻り）の振動，異音，異臭及び漏洩が確認可能な設計とする。具体的には，試験用の系統を構成することにより機能・性能検査可能な設計とする。
第一ガスタービン発電機用燃料移送ポンプ及び第二ガスタービン発電機用
燃料移送ポンプの部品表面状態の確認として，浸透探傷試験により性能に影響を及ぼす恐れのある傷，割れ等がないことが確認可能な設計とする。具体的には，ポンプケーシング等が分解可能であり，主要部品の点検が可能な設計とする。
（57-4-19～20）
表 3.14-49

第一ガスタービン発電機用燃料移送ポンプ及び第二ガスタービン発電機
用燃料移送ポンプの試験及び検査
プラント状態項目内容
運転中
機能・性能試験
運転性能の確認
又はポンプ部品の表面状態を，試験及び目分解検査
停止中視により確認3.14-75

(4) 切り替えの容易性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項四）(ⅰ) 要求事項
本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設備にあっては，通常時に使用する系統から速やかに切り替えられる機能を備えるものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。
常設代替交流電源設備は，本来の用途以外の用途には使用しない。なお，必要な常設代替交流電源設備の操作の対象機器は(2)操作性の表 3.14-38～44 と同様である。
常設代替交流電源設備において，非常用交流電源設備から常設代替交流電源設備へ切り替えるために必要な電源系統の操作は，非常用交流電源設備の隔離，及び常設代替交流電源設備の接続として，非常用高圧母線 C 系及び非常用高圧
母線 D 系の遮断器を設けることにより速やかな切り替えが可能な設計とする。
また，必要な燃料系統の操作は，軽油タンク出口弁を設けることにより速やかな切り替えが可能な設計とする。
これにより図 3.14-16～19 で示すタイムチャートの通り速やかに切り替えが可能である。
（57-3-6～11）
10

手順の項目

20

30

経過時間（分）

40

50

60

70

第一ガスタービ ン 発電機によ るＭ／Ｃ Ｄ系受電 45分

要員（数）

80

90

備考

75分 第一ガスタービ ン 発電機によるＭ／Ｃ Ｃ系受電

通信手段確保，M/C C系D系受電前準備

中央制御室運転員Ａ，Ｂ

第一ガスタービン発電機,
第二ガスタービン発電機
又は電源車によるM/C
C系及びM/C D系受電

M/C D系受電確認

2

M/C C系受電確認

移動，M/C D系受電前準備
M/C D系受電操作

現場運転員Ｃ，Ｄ

2

M/C

C系受電前準備
M/C C系受電操作（第一ガスタービン発電機使用の場合）
移動

現場運転員Ｅ，Ｆ

第一ＧＴＧ起動前点検

2

第一ＧＴＧ起動準備
第一ＧＴＧ起動，給電

10

手順の項目

20

30

40

第一ガスタービ ン 発電機によ るＭ／Ｃ Ｄ系受電 45分

要員（数）経過時間（分）

50

60

70

80

90

備考

50分 第一ガスタービ ン 発電機によるＭ／Ｃ Ｃ系受電

通信手段確保，M/C C系D系受電前準備

中央制御室運転員ａ，ｂ

M/C D系受電確認

2

M/C C系受電確認

第一ガスタービン発電機,
第二ガスタービン発電機
又は電源車によるM/C
C系及びM/C D系受電

移動，M/C D系受電前準備
M/C D系受電操作

現場運転員ｃ，ｄ2

現場運転員ｅ，ｆ

2（第一ガスタービン発電機使用の場合）
移動，M/C C系受電前準備※

M/C C系受電操作

現場運転員による M/C C 系及び M/C D 系の受電前準備作業を 4 名で対応した場合

図 3.14-16

第一ガスタービン発電機による M/C7C･7D 受電のタイムチャート

3.14-76

10

手順の項目

20

30

経過時間（分）4050

第二ガスタービン発電機による Ｍ／Ｃ７Ｄ 受電

要員（数）

60

50分

70

90

80

備考

80 分 第二ガスタービン発電機
によるＭ／Ｃ７Ｃ受電

通信手段確保，M/C（7C）(7D)受電前準備

中央制御室運転員Ａ，Ｂ

M/C（7D）受電操作

2

M/C（7C）受電操作

移動，M/C（7D）受電前準備

ガスタービン発電機及び電源車によるM/C 7C･7D受電

移動・電路構成
移動

現場運転員Ｃ，Ｄ

2

M/C（7D）受電確認
M/C（7C）受電前準備（第二ガスタービン発電機（緊急用M/C経由）使用の場合）

M/C（7C）受電確認

移動
ＧＴＧ起動前点検

緊急時対策要員

6

ＧＴＧ起動準備
ＧＴＧ起動
給電

図 3.14-17

図 3.14-18

第二ガスタービン発電機による M/C7C･7D 受電のタイムチャート(緊急用高圧母線経由の場合)

非常用ディーゼル発電機軽油タンクからタンクローリ（16kL）への燃料補給のタイムチャート

図 3.14-19 タンクローリ（16kL）から第二ガスタービン発電機用燃料タンクへの燃料補給のタイムチャート＊：「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」への適合状況についての 1.14 で示すタイムチャート

3.14-77

(5) 悪影響の防止（設置許可基準規則第 43 条第 1 項五）(ⅰ) 要求事項
工場等内の他の設備に対して悪影響を及ぼさないものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。
常設代替交流電源設備は，表 3.14-50 に示すように，タンクローリ（16kL）
を軽油タンク及び燃料移送ポンプと切り離して保管するとともに，非常用高圧
母線 C 系の遮断器（緊急用電源切替箱接続装置側）及び非常用高圧母線 D 系の遮断器（緊急用電源切替箱接続装置側）を切，軽油タンク出口弁を閉とすることで隔離する系統構成としており，非常用交流電源設備及び非常用所内電気設
備に対して悪影響を及ぼさない設計とする。また，第一ガスタービン発電機及び第二ガスタービン発電機のタービン翼は植え込み型であるが，第一ガスター
ビン発電機及び第二ガスタービン発電機の運転中にタービン翼が破損したとしても，タービン翼がケーシング内に留まり，飛散しない設計とする。
（57-3-6～11, 57-7-2～3, 57-9）
表 3.14-50 他系統との隔離
取合系統
系統隔離
非常用所内電気設備 非常用高圧母線 C 系遮断器
（緊急用電源切替箱接続装置側）
非常用所内電気設備 非常用高圧母線 D 系遮断器
（緊急用電源切替箱接続装置側）
非常用交流電源設備 軽油タンク出口弁

3.14-78

駆動方式 動作
手動
通常時切
手動

通常時切

手動

通常時閉

(6) 設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 1 項六）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において重大事故等対処設備の復旧作業を行うことができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
常設代替交流電源設備の系統構成に操作が必要な機器の設置場所，操作場所
を表 3.14-51 に示す。これらの操作場所は，想定される事故時における放射線量が高くなるおそれが少ないため，設置場所で操作可能な設計とする。
（57-2-2,5～7,9,13～21,30～31,36～37,42～46, 57-11）

3.14-79

表 3.14-51 操作対象機器設置場所
機器名称
設置場所
操作場所
第一ガスタービン発電 7 号炉タービン建屋南側の 7 号炉タービン建屋南側の機
屋外
屋外
第二ガスタービン発電 荒浜側常設代替交流電源設 荒浜側常設代替交流電源設
機
備設置場所の屋外備設置場所の屋外
軽油タンク
原子炉建屋東側の屋外
原子炉建屋東側の屋外
タンクローリ（16kL） 原子炉建屋東側の屋外
原子炉建屋東側の屋外
7 号炉タービン建屋南側の 7 号炉タービン建屋南側の
屋外
屋外
荒浜側常設代替交流電源設 荒浜側常設代替交流電源設
備設置場所の屋外備設置場所の屋外
緊急用高圧母線
荒浜側常設代替交流電源設 荒浜側常設代替交流電源設
備設置場所地上 1 階
備設置場所地上 1 階
緊急用電源切替箱断路 コントロール建屋地上 2 階 コントロール建屋地上 2 階器
非常用高圧母線 C 系
原子炉建屋の二次格納施設 原子炉建屋の二次格納施設
外地下 1 階
外地下 1 階
非常用高圧母線 D 系
原子炉建屋の二次格納施設 原子炉建屋の二次格納施設
外地下 1 階
外地下 1 階AM 用 MCC
原子炉建屋の二次格納施設 原子炉建屋の二次格納施設
外地上 4 階
外地上 4 階
第一ガスタービン発電 7 号炉タービン建屋南側の 7 号炉タービン建屋南側の機用燃料タンク
屋外地下
屋外地下
第二ガスタービン発電 荒浜側常設代替交流電源設 荒浜側常設代替交流電源設
機用燃料タンク
備設置場所の屋外備設置場所の屋外
第一ガスタービン発電 7 号炉タービン建屋南側の 7 号炉タービン建屋南側の機用燃料移送ポンプ
屋外
屋外
第二ガスタービン発電 荒浜側常設代替交流電源設 荒浜側常設代替交流電源設
機用燃料移送ポンプ
備設置場所の屋外備設置場所の屋外

3.14-80

3.14.2.2.4 設置許可基準規則第 43 条第 2 項への適合状況(1) 容量(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等の収束に必要な容量を有するものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
ａ）第一ガスタービン発電機及び第二ガスタービン発電機（6 号及び 7 号炉共用）
常設代替交流電源設備の第一ガスタービン発電機及び第二ガスタービン発
電機は，6 号炉・7 号炉合計し必要となる最大負荷 2,636kW 及び連続最大負荷
2,342kW よりも十分な余裕を有する最大容量 3,600kW・連続定格：2,950kW（力率 0.8 において 4,500kVA・連続定格 3,687.5kVA）を有する設計とする。
（57-5-8～9）ｂ）軽油タンク（6号及び7号炉共用）
常設代替交流電源設備の軽油タンクは，重大事故等対策の有効性評価上，重大事故等対処設備の燃料消費が最大となる事故シナリオ（取水機能喪失等）において，その機能を発揮することを要求される重大事故等対処設備が 7 日間連続運転する場合に必要となる燃料量約 470kL を上回る，容量約 560kL を有する設計とする。
（57-5-3～4）ｄ）第一ガスタービン発電機用燃料タンク及び第二ガスタービン発電機用燃料タンク（6号及び7号炉共用）
常設代替交流電源設備の第一ガスタービン発電機用燃料タンクは，タンクローリ（16kL）にて燃料補給を実施するプラント被災後 12 時間までの間，第一ガスタービン発電機に燃料補給可能な容量 21kL/基に余裕を持った，容量約50kL/基を有する設計とする。同様に，第二ガスタービン発電機用燃料タンク
は，タンクローリ（16kL）にて燃料補給を実施するプラント被災後 12 時間までの間，第二ガスタービン発電機に燃料補給可能な容量 21kL/基に余裕を持った，容量約 50kL/基を有する設計とする。
（57-5-11）ｅ）第一ガスタービン発電機燃料移送ポンプ及び第二ガスタービン発電機燃料移送ポンプ（6号及び7号炉共用）
常設代替交流電源設備の第一ガスタービン発電用燃料移送ポンプは，第一ガスタービン発電機の燃料消費量を上回る，容量約 3.0m3/h，揚程約 50m，原動機
出力約 1.5kW/個を有する設計とする。同様に，第二ガスタービン発電用燃料移送ポンプは，第二ガスタービン発電機の燃料消費量を上回る，容量約 3.0m3/h，
揚程約 50m，原動機出力約 1.5kW/個を有する設計とする。
（57-5-12～13）

3.14-81(2) 共用の禁止（設置許可基準規則第 43 条第 2 項二）(ⅰ) 要求事項
二以上の発電用原子炉施設において共用するものでないこと。ただし，二以上の発電用原子炉施設と共用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であって，同一の工場等内の他の発電用原子炉施設に対して悪影響を及ぼさない場合は，この限りでない。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。
ａ）第一ガスタービン発電機及び第二ガスタービン発電機（6 号及び 7 号炉共用）
常設代替交流電源設備の第一ガスタービン発電機及び第二ガスタービン
発電機は，6 号及び 7 号炉の必要負荷を同時に運転したとしても余裕を持った設計としており，共用により自号炉だけでなく他号炉を含めた容量で使用可能とし，かつ操作に必要な時間及び要員を減少させることで，安全性の向上を図れることから，6 号及び 7 号炉で共用する設計とする。なお，第一ガスタービン発電機及び第二ガスタービン発電機は他の施設とは独立した屋
外設備であることから，悪影響は及ぼさない。
なお，点検等を考慮した予備機も設置しており，構成上は 2 基の第一ガスタービン発電機又は第二ガスタービン発電機から 2 基の発電用原子炉施設にそれぞれ給電することも可能であるが，過剰な供給力となり，消費する燃料の増加も見込まれることから，1 基の第一ガスタービン発電機又は第二ガ
スタービン発電機から 2 基の発電用原子炉施設に給電する構成とすること
で，安全に資する設計とする。
ｂ）軽油タンク（6号及び7号炉共用）
常設代替交流電源設備の軽油タンクは，6 号及び 7 号炉の燃料補給を要する
負荷を必要数同時に運転したとしても余裕のある容量としており，共用により自号炉だけでなく他号炉を含めた容量で使用可能とし，かつ周辺状況に応じた使用タンクの選択を可能にすることで，安全性の向上を図れることから，6 号
及び 7 号炉で共用する設計とする。なお，軽油タンクは設計基準対象施設である非常用ディーゼル発電機への燃料補給に用いる設備であるが，重大事故等対処設備への燃料補給は非常用ディーゼル発電機への燃料補給として用いていないタンクを選択して実施することから，悪影響は及ぼさない。

3.14-82ｄ）第一ガスタービン発電機用燃料タンク及び第二ガスタービン発電機用燃料タンク（6号及び7号炉共用）
常設代替交流電源設備の第一ガスタービン発電機用燃料タンク及び第二ガスタービン発電機用燃料タンクは 6 号及び 7 号炉の必要負荷に電力を供給する第一ガスタービン発電機及び第二ガスタービン発電機が定格出力にて運転したとしても余裕のある容量としており，共用により自号炉だけでなく他号炉を含めた容量で使用可能とし，かつ第一ガスタービン発電機及び第二ガスタービン発電機の長時間運転時において，タンクの燃料補給に必要な時
間及び要員を減少させることで，安全性の向上を図れることから，6 号及び7 号炉で共用する設計とする。なお，第一ガスタービン発電機用燃料タンク
及び二一ガスタービン発電機用燃料タンクは，第一ガスタービン発電機及び第二ガスタービン発電機以外とはそれぞれ独立した設備であり，第一ガスタ
ービン発電機及び第二ガスタービン発電機使用時には当該設備のみに燃料補給を行うこととし，当該設備不使用時に他設備への燃料補給に使用することから，悪影響は及ぼさない。

ｅ）第一ガスタービン発電機燃料移送ポンプ及び第二ガスタービン発電機燃料移送ポンプ（6号及び7号炉共用）
常設代替交流電源設備の第一ガスタービン発電機燃料移送ポンプ及び第二ガスタービン発電機燃料移送ポンプは，6 号及び 7 号炉の必要負荷を同時に運転したとしても余裕を持った設計としており，共用により自号炉だけでなく他号炉を含めた容量で使用可能とし，かつ操作に必要な時間及び要員を減少させることで，安全性の向上を図れることから，6 号及び 7 号炉で共用する設計とする。なお，第一ガスタービン発電機燃料移送ポンプ及び第二ガ
スタービン発電機燃料移送ポンプは他の施設とは独立した屋外設備であることから，悪影響は及ぼさない。

3.14-83(3) 設計基準事故対処設備との多様性（設置許可基準規則第 43 条第 2 項三）(ⅰ) 要求事項
常設重大事故防止設備は，共通要因によって設計基準事故対処設備の安全機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。
常設代替交流電源設備は，共通要因によって，設計基準事故対処設備の安全機能と同時に機能が損なわれる恐れがないよう，設計基準事故対処設備である
非常用交流電源設備の各機器と表 3.14-52 の通り多様性，位置的分散を図る設計とする。
（57-2-2,5～7,9,13～21,30～31,36～46, 57-3-6～11）

3.14-84

表 3.14-52 多重性又は多様性，位置的分散
設計基準事故対処設備
重大事故防止設備
非常用交流電源設備
常設代替交流電源設備
電源
非常用ディーゼル発電機
第一ガスタービン発電機＜原子炉建屋の二次格納施設外＜7 号炉タービン建屋南側の屋外＞
地上 1 階＞
第二ガスタービン発電機＜荒浜側常設代替交流電源設備の
屋外＞
電路
非常用ディーゼル発電機
第一ガスタービン発電機及び第二～非常用高圧母線 C 系電路及び ガスタービン発電機～非常用高圧母線 D 系電路～非常用高圧母線 C 系及び D 系
電路
第一ガスタービン発電機及び第二ガスタービン発電機～AM 用 MCC 電路
電源供給 非常用高圧母線 C 系
非常用高圧母線 C 系
先非常用高圧母線 D 系
非常用高圧母線 D 系＜いずれも原子炉建屋の二次格納 ＜いずれも原子炉建屋の二次格納施設外地下 1 階＞
施設外地下 1 階＞
AM 用 MCC＜原子炉建屋の二次格納施設外地
上 4 階＞
電源の
水冷式
空冷式
冷却方式
燃料源
軽油タンク
軽油タンク
＜原子炉建屋東側の屋外＞＜原子炉建屋東側の屋外＞
燃料ディタンク＜原子炉建屋の二次格納施設外
地上 3 階＞

燃料流路 燃料移送ポンプ＜原子炉建屋東側の屋外＞

3.14-85

第一ガスタービン発電機用燃料タ
ンク＜7 号炉タービン建屋南側の屋外＞
第二ガスタービン発電機用燃料タンク＜荒浜側常設代替交流電源設備設
置場所の屋外＞
タンクローリ（16kL）＜荒浜側高台保管場所＞

3.14.2.2.5 設置許可基準規則第 43 条第 3 項への適合状況(1) 容量（設置許可基準規則第 43 条第 3 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等の収束に必要な容量を有するものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
ｃ）タンクローリ（16kL）（6 号及び 7 号炉共用）
常設代替交流電源設備のタンクローリ（16kL）は，重大事故等対策の有効性
評価上，重大事故等対処設備の燃料消費が最大となる事故シナリオ（取水機能喪失等）において，その機能を発揮することを要求される第一ガスタービン発電機及び第二ガスタービン発電機の連続運転が可能な燃料を，それぞれ第一ガ
スタービン発電機用燃料タンク及び第二ガスタービン発電機用燃料タンクに，免震重要棟内緊急時対策所用ガスタービン発電機の連続運転が可能な燃料を免震重要棟内緊急時対策所用地下貯油タンクに供給できる台数 1 台，容量約16kL/台，を有する設計とする。
（57-5-14～15）

3.14-86

(2) 確実な接続（設置許可基準規則第 43 条第 3 項二）(ⅰ) 要求事項
常設設備（発電用原子炉施設と接続されている設備又は短時間に発電用原子炉施設と接続することができる常設の設備をいう。以下同じ。）と接続するものにあっては，当該常設設備と容易かつ確実に接続することができ，かつ，二以上の系統又は発電用原子炉施設が相互に使用することができるよう，接続部の規格の統一その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。
常設代替交流電源設備のうち，軽油タンクから第一ガスタービン発電機用燃料タンク及び第二ガスタービン発電機用燃料タンクまで燃料移送する系統は，接続が必要なタンクローリ（16kL）ホースについては，現場で容易に接続可能な設計とする。表 3.14-53 に対象機器の接続場所を示す。
（57-2-2,9,13～15,18～19, 57-3-11, 57-11）
表 3.14-53

接続対象機器設置場所（軽油タンク～第一ガスタービン発電機及び第二ガスタービン発電機流路）
接続元機器名称
接 続 先 機 器 接続場所
接続方法
名称
タンクローリ（16kL） 軽油タンク
原子炉建屋東側の フランジ接続
屋外
タンクローリ（16kL） 第 一 ガ ス タ 7 号炉タービン建 ノズル接続
ー ビ ン 発 電 屋南側の屋外
機用燃料タンク
タンクローリ（16kL） 第 二 ガ ス タ 荒浜側常設代替交 ノズル接続
ー ビ ン 発 電 流電源設備設置場
機 用 燃 料 タ 所の屋外
ンク

3.14-87以下に，常設代替交流電源設備を構成する可搬型主要設備の確実な接続性を示す。
ｃ）タンクローリ（16kL）（6 号及び 7 号炉共用）
常設代替交流電源設備のタンクローリ（16kL）と軽油タンクの接続について
は，燃料ホースを接続するために，軽油タンクの予備ノズルにフランジ及び専用金具を接続する必要があるが，その接続に特別な工具を要するものではない
ことから，容易に接続できる設計とする。また，タンクローリ（16kL）と軽油タンク，及びタンクローリ（16kL）と第一ガスタービン発電機用燃料タンク及び第二ガスタービン発電機用燃料タンクの燃料ホース接続箇所については，6号及び 7 号炉で相互に使用することができるよう，それぞれ同一の接続方式及び口径で接続可能な設計とする。表 3.14-53 にタンクローリ（16kL）の接続場所を示す。
（57-2-13）

3.14-88

(3) 複数の接続口（設置許可基準規則第 43 条第 3 項三）(ⅰ) 要求事項
常設設備と接続するものにあっては，共通要因によって接続することができなくなることを防止するため，可搬型重大事故等対処設備（原子炉建屋の外か
ら水又は電力を供給するものに限る。）の接続口をそれぞれ互いに異なる複数の場所に設けるものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。
ｃ）タンクローリ（16kL）（6 号及び 7 号炉共用）
常設代替交流電源設備のタンクローリ（16kL）を接続する軽油タンクは 6 号
炉及び 7 号炉で計 4 基あり，6 号炉の軽油タンクと 7 号炉の軽油タンクは 100m
以上離隔を確保しているため，各々の接続箇所が共通要因により接続不可とならない設計とする。
（57-2-13）(4) 設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 3 項四）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において可搬型重大事故等対処設備を設置に据え付け，及び常設と接続することができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
常設代替交流電源設備の系統構成に操作が必要なタンクローリ（16kL）の接続場所は，(2)確実な接続の表 3.14-53 と同様である。これらの操作場所は，想定される事故時における放射線量が高くなるおそれが少ないため，設置場所で操作可能な設計とする。
（57-2-2,9,13～15,18～19, 57-11）

3.14-89

(5) 保管場所（設置許可基準規則第 43 条第 3 項五）(ⅰ) 要求事項
地震，津波その他の自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロ
リズムによる影響，設計基準事故対処設備の配置その他の条件を考慮した上で常設重大事故等対処設備と異なる保管場所に保管すること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。
常設代替交流電源設備の可搬型設備であるタンクローリ（16kL）は，地震，
津波その他自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムによる影響，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備の配置その他の条件を考慮し，非常用交流電源設備と 100m 以上の離隔で位置的分散を図り，発電所敷地内の高台にある荒浜側高台保管場所に配置する設計とする。
（57-2-2,9,13～15,18～19）(6) アクセスルートの確保（設置許可基準規則第 43 条第 3 項六）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において，可搬型重大事故等対処設備を運搬し，又は他の設備の被害状況を把握するため，工場等内の道路及び通路が確保できるよう，適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。
常設代替交流電源設備は，想定される重大事故等が発生した場合においても，可搬型重大事故等対処設備の運搬，移動に支障をきたすことのないよう，迂回路も考慮して複数のアクセスルートを確保する設計とする。
（「可搬型重大事故等対処設備保管場所及びアクセスルート」参照）（57-6-2）

3.14-90

(7) 設計基準事故対処設備及び常設重大事故等防止設備との多様性（設置許可基準
規則第 43 条第 3 項七）(ⅰ) 要求事項
重大事故防止設備のうち可搬型のものは，共通要因によって，設計基準事故
対処設備の安全機能，使用済燃料貯蔵槽の冷却機能若しくは注水機能又は常設
重大事故防止設備の重大事故に至るおそれがある事故に対処するために必要な機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。
常設代替交流電源設備のうち，軽油タンクから第一ガスタービン発電機及び第二ガスタービン発電機まで燃料移送する系統は，共通要因によって，設計基準事故対処設備の安全機能と同時に機能が損なわれる恐れがないよう，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備の各機器と表 3.14-54 の通り多様性，位置的分散を図る設計とする。
（57-2-2,9,13～15,18～19, 57-3-11, 57-11）
表 3.14-54 多重性又は多様性，位置的分散
設 計 基 準事 故対 処 設 常設重大事故防止設 可搬型重大事故防止設備
備
備
非常用交流電源設備
常設代替交流電源設 可搬型代替交流電源設備
備
燃料 軽油タンク
軽油タンク
軽油タンク
源
＜ 原 子 炉建 屋東 側 の ＜原子炉建屋東側の ＜原子炉建屋東側の屋外＞
屋外＞
屋外＞
電源車（車載燃料）＜荒浜側高台保管場所及び大燃料ディタンク
第一ガスタービン発 湊側高台保管場所＞＜ 原 子 炉 建 屋 の 二 次 電機用燃料タンク
格納施設外地上 3 階＞ ＜7 号炉タービン建
屋南側の屋外＞
第二ガスタービン発
電機用燃料タンク＜荒浜側常設代替交
流電源設備設置場所の屋外＞
燃料 燃料移送ポンプ
タンクローリ（16kL） タンクローリ（4kL）
流路 ＜ 原 子 炉建 屋東 側 の ＜荒浜側高台保管場 ＜荒浜側高台保管場所及び大
屋外＞
所＞
湊側高台保管場所＞

3.14-913.14.2.3

所内蓄電式直流電源設備（常設代替直流電源設備を含む）

3.14.2.3.1 設備概要
所内蓄電式直流電源設備は，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，直流電源が必要な設備に電源を供給することにより，重大事故等が発生した場合において炉心の著しい損傷，原子炉格納容器の破損，使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷及び運転停止中原子炉内燃
料体の著しい損傷を防止することを目的として設置するものである。
所内蓄電式直流電源設備は全交流動力電源喪失時に直流設備に電源供給する「直流 125V 蓄電池 A」，「直流 125V 蓄電池 A-2」及び「AM 用直流 125V 蓄電
池」，交流電源復旧後に直流設備に電源供給する「直流 125V 充電器 A」，「直流125V 充電器 A-2」及び「AM 用直流 125V 充電器」で構成する。本系統全体の概要図を図 3.14-20～25 に，本系統に属する重大事故等対処設備を表 3.14-55 に示す。
所内蓄電式直流電源設備は，全交流動力電源喪失直後に直流 125V 蓄電池 A
から設計基準事故対処設備（重大事故等対処設備を含む），AM 用直流 125V 蓄電池から重大事故等対処設備に電源供給を行い，直流 125V 蓄電池 A-2 は待機状態にある。全交流動力電源喪失から 8 時間を経過した時点で，直流 125V 蓄電
池 A の一部負荷の電源を直流 125V 蓄電池 A-2 に切り替えるとともに，不要な負荷の切り離しを行う。さらに，全交流動力電源喪失から 19 時間を経過した時点で，直流 125V 蓄電池 A-2 の負荷の電源を AM 用直流 125V 蓄電池に切り替えを行う。その後，運転継続することにより全交流動力電源喪失から 24 時間
必要な負荷に電源供給することが可能である。なお，所内蓄電式直流電源設備の蓄電池が枯渇する前に常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備，可搬型直流電源設備及び直流給電車により必要な直流電源を確保できる設計とする。
なお，所内蓄電式直流電源設備のうち，「AM 用直流 125V 蓄電池」及び「AM 用
直流 125V 充電器」で構成する系統を「常設代替直流電源設備」と定義する。
常設代替直流電源設備に属する重大事故等対処設備を表 3.14-56 に示す。
常設代替直流電源設備は，全交流動力電源喪失から 24 時間，AM 用直流 125V蓄電池から重大事故等対処設備に電源供給を行う設計とする。なお，常設代替
直流電源設備の蓄電池が枯渇する前に常設代替交流電源設備，可搬型代替交流
電源設備及び可搬型直流電源設備により，代替所内電気設備を経由して必要な直流電源を確保できる設計とする。

3.14-92

非常用の常設直流電源設備（ 蓄電池）区分Ⅰ

常設代替直流電源設備（ 蓄電池）
AM用MCC（区分Ⅰ）
480V母線（区分Ⅰ）
480V母線（区分Ⅰ）
480V母線（区分Ⅱ）
480V母線（区分Ⅰ）
480V母線

直流125V
蓄電池A-2AM用直流
125V蓄電池
充
電
器

（区分Ⅱ）
480V母線（区分Ⅱ）
480V母線

充
電
器

（区分Ⅰ）
480V母線

充
電
器

（区分Ⅱ）
480V母線（区分Ⅱ）
480V母線（区分Ⅰ）
480V母線

直流125V
蓄電池A-2（区分Ⅱ）
480V母線

充
電
器

高
圧
代
替
注
水
系

原
子
炉
隔
離
時
冷
却
系

計
装
設
備

逃
が
し
安
全
弁

非
常
用
照
明

遮
断
器
操
作
回
路

残
留
熱
除
去
系
Ａ

MCCB切

高
圧
代
替
注
水
系

格
納
容
器
圧
力
逃
が
し
装
置

代
替
格
納
容
器
圧
力
逃
が
し
装
置

原
子
炉
隔
離
時
冷
却
系

原
子
炉
隔
離
時
冷
却
系

計
装
設
備

（区分Ⅰ）

（凡例）

125V DC分電盤

逃
が
し
安
全
弁

逃
が
し
安
全
弁

非
常
用
照
明

バ
イ
タ
ル
交
流
電
源
Ａ

Ｄ
／
Ｇ
系
Ａ

遮
断
器
操
作
回
路

自
動
減
圧
機
能
付
き

蓄電池

非
常
用
ガ
ス
処
理
系
Ａ

残
留
熱
除
去
系
Ａ

MCCB

格
納
容
器
圧
力
逃
が
し
装
置

代
替
格
納
容
器
圧
力
逃
が
し
装
置

原
子
炉
隔
離
時
冷
却
系

原
子
炉
隔
離
時
冷
却
系

計
装
設
備

電
動
機

図 3.14-20 所内蓄電式直流電源設
備系統図（6 号炉）（全交流動力電源喪失直後～8 時間後）（常設代替直流電源設備を含む）

重大事故等
対処設備

逃
が
し
安
全
弁

逃
が
し
安
全
弁

非
常
用
照
明

バ
イ
タ
ル
交
流
電
源
Ａ

Ｄ
／
Ｇ
系
Ａ

遮
断
器
操
作
回
路

自
動
減
圧
機
能
付
き

蓄電池

非
常
用
ガ
ス
処
理
系
Ａ

残
留
熱
除
去
系
Ａ

）

対処設備

ＭＣＣＢ
125V DC分電盤

125V DC分電盤
高
圧
代
替
注
水
系

）

区分Ⅰ
重大事故等
対処設備

（区分Ⅱ）
（区分Ⅰ）

直流125V主母線盤A

直流母線（分電盤側）

直流母線（MCC側）

）

）

）

電
動
機

設計基準事故対処設備と重大事故等対処設備を設計基準事故 兼用している設備

充
電
器

※

（

自
動
減
圧
機
能
付
き

充
電
器

※

ＭＣＣＢ

125V DC分電盤
蓄電池

非
常
用
ガ
ス
処
理
系
Ａ

（区分Ⅱ）
480V母線（凡例）（）

3.14-93

電
動
機

逃
が
し
安
全
弁

Ｄ
／
Ｇ
系
Ａ

（区分Ⅰ）
480V母線

直流125V
蓄電池Ａ
充
電
器

（

（

原
子
炉
隔
離
時
冷
却
系

バ
イ
タ
ル
交
流
電
源
Ａ

（区分Ⅰ）
480V母線

直流125V
蓄電池A-2充電器

AM用直流125V主母線盤

直流母線（分電盤側）

直流母線（MCC側）

ＭＣＣＢ

（

代
替
格
納
容
器
圧
力
逃
が
し
装
置

（区分Ⅱ）
480V母線

（区分Ⅱ

125V DC分電盤

（

格
納
容
器
圧
力
逃
が
し
装
置

（区分Ⅰ）
480V母線

充
電
器

（区分Ⅰ）

直流125V主母線盤A（凡例）

125V DC分電盤（区分Ⅰ）
480V母線（区分Ⅱ）
480V母線※

直流母線（分電盤側）

直流母線（MCC側）

AM用MCC（区分Ⅰ）
480V母線

AM用直流
125V蓄電池
充
電
器

※
（区分Ⅰ）

AM用直流125V主母線盤※

非常用の常設直流電源設備（ 蓄電池）区分Ⅰ

常設代替直流電源設備（ 蓄電池）（区分Ⅰ）
480V母線

直流125V
蓄電池Ａ
充
電
器

充
電
器

（区分Ⅱ）

（区分Ⅰ）

直流125V主母線盤A（区分Ⅰ）
480V母線（区分Ⅰ）
480V母線

AM用直流
125V蓄電池

充
電
器

※
（区分Ⅰ）

AM用直流125V主母線盤

AM用MCC

直流125V
蓄電池Ａ
充
電
器

充
電
器

非常用の常設直流電源設備（ 蓄電池）区分Ⅰ

常設代替直流電源設備（ 蓄電池）（区分Ⅰ）
480V母線

区分Ⅰ

区分Ⅰ

設計基準事故対処設備と重大事故等対処設備を設計基準事故 兼用している設備

設計基準事故対処設備と重大事故等対処設備を設計基準事故 兼用している設備

対処設備

図 3.14-21 所内蓄電式直流電源設
備系統図（6 号炉）（全交流動力電源喪失 8 時間後～19 時間後）（常設代替直流電源設備を含む）

重大事故等
対処設備

対処設備

図 3.14-22 所内蓄電式直流電源設
備系統図（6 号炉）（全交流動力電源喪失 19 時間後～24 時間後）（常設代替直流電源設備を含む）

MCCB切

常設代替直流電源設備（ 蓄電池）（区分Ⅰ）
480V母線

AM用MCC（区分Ⅰ）
480V母線

非常用の常設直流電源設備（ 蓄電池）区分Ⅰ（区分Ⅰ）
480V母線（区分Ⅱ）
480V母線

常設代替直流電源設備（ 蓄電池）（区分Ⅰ）
480V母線

直流125V
蓄電池A-2AM用直流
125V蓄電池
充
電
器

（区分Ⅱ）
480V母線（区分Ⅰ）
480V母線（区分Ⅱ）
480V母線（区分Ⅰ）
480V母線

AM用MCC

直流125V
蓄電池Ａ
充
電
器

充
電
器

充
電
器

（区分Ⅰ）
480V母線（区分Ⅱ）
480V母線

充
電
器

（区分Ⅱ）
480V母線（区分Ⅰ）
480V母線

直流125V
蓄電池A-2AM用直流
125V蓄電池

充
電
器

※

（区分Ⅰ）
480V母線

常設代替直流電源設備（ 蓄電池）

非常用の常設直流電源設備（ 蓄電池）区分Ⅰ（区分Ⅰ）
480V母線

（区分
480V

（区分Ⅰ）
480V母線

AM用MCC

直流125V
蓄電池Ａ
充
電
器

充
電
器

充
電
器

（区分

充
電
器

（区分Ⅰ）
480V母線

非常用の常設直流電源設備（ 蓄電池）区分Ⅰ（区分Ⅰ）
480V母線（区分Ⅱ）
480V母線（区分Ⅰ）
480V母線

直流125V
蓄電池A-2AM用直流
125V蓄電池
充
電
器

（区分Ⅱ）
480V母線（区分Ⅰ）
480V母線（区分Ⅱ）
480V母線

直流125V
蓄電池Ａ
充
電
器

充
電
器

充
電
器

※

充
電
器

※

（区分Ⅱ）

※

※
（区分Ⅰ）

（区分Ⅰ）

（区分Ⅰ）

計
装
設
備

逃
が
し
安
全
弁

逃
が
し
安
全
弁

非
常
用
照
明

Ｄ
／
Ｇ
系
Ａ

遮
断
器
操
作
回
路

125V DC分電盤
ＭＣＣＢ

非
常
用
ガ
ス
処
理
系
Ａ

残
留
熱
除
去
系
Ａ

蓄電池

MCCB切

高
圧
代
替
注
水
系

格
納
容
器
圧
力
逃
が
し
装
置

代
替
格
納
容
器
圧
力
逃
が
し
装
置

原
子
炉
隔
離
時
冷
却
系

原
子
炉
隔
離
時
冷
却
系

計
装
設
備

）

）

図 3.14-23 所内蓄電式直流電源設
備系統図（7 号炉）（全交流動力電源喪失直後～8 時間後）（常設代替直流電源設備を含む）

自
動
減
圧
機
能
付
き

非
常
用
ガ
ス
処
理
系
Ａ

残
留
熱
除
去
系
Ａ

高
圧
代
替
注
水
系

格
納
容
器
圧
力
逃
が
し
装
置

代
替
格
納
容
器
圧
力
逃
が
し
装
置

原
子
炉
隔
離
時
冷
却
系

原
子
炉
隔
離
時
冷
却
系

計
装
設
備

電
動
機

区分Ⅰ

設計基準事故対処設備と重大事故等対処設備を設計基準事故兼用している設備

対処設備

非
常
用
照
明

125V DC分電盤
（凡例）

重大事故等
対処設備

125V DC分電盤

逃
が
し
安
全
弁

逃
が
し
安
全
弁

非
常
用
照
明

バ
イ
タ
ル
交
流
電
源
Ａ

Ｄ
／
Ｇ
系
Ａ

遮
断
器
操
作
回
路

自
動
減
圧
機
能
付
き

（凡例）
ＭＣＣＢ
非
常
用
ガ
ス
処
理
系
Ａ

残
留
熱
除
去
系
Ａ

）

重大事故等
対処設備

逃
が
し
安
全
弁

遮
断
器
操
作
回
路

）

区分Ⅰ

逃
が
し
安
全
弁

Ｄ
／
Ｇ
系
Ａ

）

電
動
機

125V DC分電盤
バ
イ
タ
ル
交
流
電
源
Ａ

（

自
動
減
圧
機
能
付
き

（凡例）

（

）

3.14-94

電
動機

直流125V主母線盤A

直流母線

（

原
子
炉
隔
離
時
冷
却
系

バ
イ
タ
ル
交
流
電
源
Ａ

（

（

原
子
炉
隔
離
時
冷
却
系

（区分Ⅰ）

125V DC分電盤

（

代
替
格
納
容
器
圧
力
逃
が
し
装
置

（区分Ⅰ）

直流125V主母線盤A

直流母線
125V DC分電盤
格
納
容
器
圧
力
逃
が
し
装
置

（区分Ⅰ）

直流125V主母線盤A

直流母線

高
圧
代
替
注
水
系

※

設計基準事故対処設備と重大事故等対処設備を設計基準事故兼用している設備

対処設備

図 3.14-24 所内蓄電式直流電源設
備系統図（7 号炉）（全交流動力電源喪失 8 時間後～19 時間後）（常設代替直流電源設備を含む）

区分Ⅰ
重大事故等
対処設備

設計基準事故対処設備と重大事故等対処設備を設計基準事故兼用している設備

対処設備

図 3.14-25 所内蓄電式直流電源設
備系統図（7 号炉）（全交流動力電源喪失 19 時間後～24 時間後）（常設代替直流電源設備を含む）

蓄電池

MCCB切

表 3.14-55 所内蓄電式直流電源設備に関する重大事故等対処設備一覧
設備区分 設備名
主要設備 直流 125V 蓄電池 A【常設】直流 125V 蓄電池 A-2【常設】AM 用直流 125V 蓄電池【常設】直流 125V 充電器 A【常設】直流 125V 充電器 A-2【常設】AM 用直流 125V 充電器【常設】附属設備 －
燃料流路 －
交流電路 －
直流電路 直流 125V 蓄電池 A～直流 125V 主母線盤電路【常設】直流 125V 蓄電池 A-2～直流母線電路【常設】AM 用直流 125V 蓄電池～AM 用直流 125V 主母線盤（6 号炉）電路【常設】AM 用直流 125V 蓄電池～AM 用直流 125V 充電器盤内蔵の母線（7 号炉）
電路【常設】

表 3.14-56 常設代替直流電源設備に関する重大事故等対処設備一覧
設備区分 設備名
主要設備 AM 用直流 125V 蓄電池【常設】AM 用直流 125V 充電器【常設】附属設備 －
燃料流路 －
交流電路 －
直流電路 AM 用直流 125V 蓄電池～AM 用直流 125V 主母線盤（6 号炉）電路【常設】AM 用直流 125V 蓄電池～AM 用直流 125V 充電器盤内蔵の母線（7 号炉）
電路【常設】

3.14-95

3.14.2.3.2 主要設備の仕様
主要設備の仕様を以下に示す。
(1)直流 125V 蓄電池 A
個数
：1
電圧
：125V
容量
：約 6,000Ah
取付箇所 ：コントロール建屋地下中 2 階(2)直流 125V 蓄電池 A-2
個数
：1
電圧
：125V
容量
：約 4,000Ah
取付箇所 ：コントロール建屋地下 1 階(3)AM 用直流 125V 蓄電池
個数
：1
電圧
：125V
容量
：約 3,000Ah
取付箇所 ：原子炉建屋の二次格納施設外地上 4 階(4)直流 125V 充電器 A
個数
：1
電圧
：125V
容量
：約 700A
取付箇所 ：コントロール建屋地下 1 階(5)直流 125V 充電器 A-2
個数
：1
電圧
：125V
容量
：約 400A
取付箇所 ：コントロール建屋地下 1 階(6)AM 用直流 125V 充電器
個数
：1
電圧
：125V
容量
：約 300A
取付箇所 ：原子炉建屋の二次格納施設外地上 4 階

3.14-963.14.2.3.3

独立性及び位置的分散の確保

所内蓄電式直流電源設備は，表 3.14-57 に示すように，共通要因によって，設計基準事故対処設備の安全機能と同時に機能が損なわれる恐れがないよう，
設計基準事故対処設備である非常用直流電源設備 B 系，C 系及び D 系の各機器と表 3.14-58 の通り位置的分散，及び区画された部屋にそれぞれ配置すること
により物理的分離を図る設計とする。
（57-2-22～29, 57-3-13～18）

3.14-97

項目

共通 地
要因 震
故障
津
波

火
災

溢
水

表 3.14-57 設計基準事故対処設備との独立性
設計基準事故対処設備
重大事故防止設備
非常用直流電源設備
所内蓄電式直流電源設備
B 系，C 系及び D 系
設計基準事故対処設備の非常用直流電源設備 B 系，C 系及び D 系は耐震
S クラス設計とし，重大事故防止設備である所内蓄電式直流電源設備は耐震 S クラス設計とすることで，基準地震動 Ss が共通要因となり故障することのない設計とする。
設計基準事故対処設備を設置するコントロール建屋と，重大事故防止設
備を設置するコントロール建屋及び原子炉建屋は，ともに津波が到達しない位置とすることで，津波が共通要因となり故障することのない設計とする。
設計基準事故対処設備の非常用直流電源設備 B 系，C 系及び D 系と，重大事故防止設備である所内蓄電式直流電源設備は，火災が共通要因となり故障することのない設計とする（「共-7 重大事故等対処設備の内部火災に対する防護方針について」に示す）。
設計基準事故対処設備の非常用直流電源設備 B 系，C 系及び D 系と，重大事故防止設備である所内蓄電式直流電源設備は，溢水が共通要因となり故障することのない設計とする（「共-8 重大事故等対処設備の内部
溢水に対する防護方針について」に示す）。

3.14-98

表 3.14-58 位置的分散
設計基準事故対処設備
重大事故防止設備
非常用直流電源設備
所内蓄電式直流電源設備
B 系，C 系，D 系
電源 直流 125V 蓄電池 B
直流 125V 蓄電池 A
直流 125V 蓄電池 C＜コントロール建屋
直流 125V 蓄電池 D
地下中 2 階＞
直流 125V 充電器 B
直流 125V 蓄電池 A-2
直流 125V 充電器 C
直流 125V 充電器 A
直流 125V 充電器 D
直流 125V 充電器 A-2＜いずれも＜いずれもコントロール建屋
コントロール建屋
地下 1 階※＞
地下 1 階※＞AM 用直流 125V 蓄電池
AM 用直流 125V 充電器＜いずれも原子炉建屋の二次格納施設外
地上 4 階＞
電路 直流 125V 蓄電池 B
直流 125V 蓄電池 A～直流 125V 主母線盤 B 電路
～直流 125V 主母線盤（6 号炉）電路
直流 125V 蓄電池 C
直流 125V 蓄電池 A-2～直流 125V 主母線盤 C 電路
～直流母線（6 号炉）電路
直流 125V 蓄電池 D
AM 用直流 125V 蓄電池～直流 125V 主母線盤 D 電路
～AM 用直流 125V 主母線盤（6 号炉）電路
直流 125V 蓄電池 A～直流 125V 主母線盤（7 号炉）電路
直流 125V 蓄電池 A-2～直流母線（7 号炉）電路
AM 用直流 125V 蓄電池～AM 用直流 125V 充電器盤内蔵の母線（7 号炉）電路※区分Ⅰである直流 125V 蓄電池 A，A-2，及び直流 125V 充電器 A，A-2，区
分Ⅱである直流 125V 蓄電池 B 及び直流 125V 充電器 B，区分Ⅲである直流
125V 蓄電池 C 及び直流 125V 充電器 C，及び区分Ⅳである直流 125V 蓄電池
D 及び直流 125V 充電器 D は，区分ごとに区画された部屋にそれぞれ配置することにより，物理的な分離設計とする。

3.14-99

なお，常設代替直流電源設備は，表 3.14-59 に示すように，共通要因によって，設計基準事故対処設備の安全機能と同時に機能が損なわれる恐れがないよう，設計基準事故対処設備である非常用直流電源設備 A 系，B 系，C 系，D 系の各機器と表 3.14-60 の通り位置的分散を図る設計とする。
また，炉心の著しい損傷，原子炉格納用容器の破損，及び貯蔵槽内燃料体等の著しい損傷防止を防止するための設備のうち重大事故防止設備については，
直流 125V 蓄電池 A，A-2，B，C 及び D から設計基準事故対処設備への電路と，AM 用直流 125V 蓄電池から重大事故防止設備への電路を，独立性を有する設計とする。
（57-10）3.14-100

項目

共通 地
要因 震
故障
津
波
火
災

溢
水

表 3.14-59 設計基準事故対処設備との独立性
設計基準事故対処設備
重大事故防止設備
非常用直流電源設備
常設代替直流電源設備
A 系，B 系，C 系，D 系
設計基準事故対処設備の非常用直流電源設備 A 系，B 系，C 系及び D 系
は耐震 S クラス設計とし，重大事故防止設備である常設代替直流電源設
備は耐震 S クラス設計とすることで，基準地震動 Ss が共通要因となり故障することのない設計とする。
設計基準事故対処設備を設置するコントロール建屋と，重大事故防止設
備を保管する原子炉建屋は，ともに津波が到達しない位置とすること
で，津波が共通要因となり故障することのない設計とする。
設計基準事故対処設備の非常用直流電源設備 A 系，B 系，C 系及び D 系と，重大事故防止設備である常設代替直流電源設備は，火災が共通要因となり故障することのない設計とする（「共-7 重大事故等対処設備の内部火災に対する防護方針について」に示す）。
設計基準事故対処設備の非常用直流電源設備 A 系，B 系，C 系及び D 系と，重大事故防止設備である常設代替直流電源設備は，溢水が共通要因となり故障することのない設計とする（「共-8 重大事故等対処設備の内部溢水に対する防護方針について」に示す）。

3.14-101

表 3.14-60 位置的分散
設計基準事故対処設備
重大事故防止設備
非常用直流電源設備
常設代替直流電源設備
A 系，B 系，C 系，D 系
電源 直流 125V 蓄電池 A
AM 用直流 125V 蓄電池＜コントロール建屋AM 用直流 125V 充電器
地下中 2 階＞
＜いずれも原子炉建屋の二次格納施設外
直流 125V 蓄電池 A-2
地上 4 階＞
直流 125V 蓄電池 B
直流 125V 蓄電池 C
直流 125V 蓄電池 D
直流 125V 充電器 A
直流 125V 充電器 A-2
直流 125V 充電器 B
直流 125V 充電器 C
直流 125V 充電器 D＜いずれもコントロール建屋
地下 1 階＞
電路 直流 125V 蓄電池 A
AM 用直流 125V 蓄電池～直流 125V 主母線盤電路～AM 用直流 125V 主母線盤（6 号炉）
直流 125V 蓄電池 A-2
電路～直流母線電路
AM 用直流 125V 蓄電池
直流 125V 蓄電池 B～AM 用直流 125V 充電器盤内蔵の母線～直流 125V 主母線盤電路（7 号炉）電路
直流 125V 蓄電池 C～直流 125V 主母線盤電路
直流 125V 蓄電池 D～直流 125V 主母線盤電路

3.14-102

3.14.2.3.4

設置許可基準規則第 43 条第 1 項への適合状況(1) 環境条件及び荷重条件（設置許可基準規則第 43 条第 1 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重その他の使用条件において，重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮するものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
ａ）直流 125V 蓄電池 A
所内蓄電式直流電源設備の直流 125V 蓄電池 A は，コントロール建屋内に設置する設備であることから，その機能を期待される重大事故等が発生した場合における，コントロール建屋の環境条件を考慮し，以下の表 3.14-61 に示す設計とする。
（57-2-22）
表 3.14-61 想定する環境条件及び荷重条件（直流 125V 蓄電池 A）
環境条件等
対応
温度・圧力・湿 コントロール建屋内で想定される温度，圧力，湿度及び放射線条度・放射線件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外の天候によ 屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない。
る影響
海水を通水する 海水を通水することはない。
系統への影響地震
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する。（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方針」に示す）
風（台風）・積雪 コントロール建屋内に設置するため，風（台風）及び積雪の影響は受けない。
電磁的障害
重大事故等が発生した場合においても電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

3.14-103ｂ）直流 125V 蓄電池 A-2
所内蓄電式直流電源設備の直流 125V 蓄電池 A-2 は，コントロール建屋内に設置する設備であることから，その機能を期待される重大事故等が発生した場
合における，コントロール建屋の環境条件を考慮し，以下の表 3.14-62 に示す設計とする。
（57-2-24）
表 3.14-62 想定する環境条件及び荷重条件（直流 125V 蓄電池 A-2）
環境条件等
対応
温度・圧力・湿 コントロール建屋内で想定される温度，圧力，湿度及び放射線条度・放射線件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外の天候によ 屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない。
る影響
海水を通水する 海水を通水することはない。
系統への影響地震
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する。（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方針」に示す）
風（台風）・積雪 コントロール建屋内に設置するため，風（台風）及び積雪の影響は受けない。
電磁的障害
重大事故等が発生した場合においても電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

3.14-104ｃ）AM 用直流 125V 蓄電池
所内蓄電式直流電源設備（常設代替直流電源設備を含む）の AM 用直流 125V
蓄電池は，原子炉建屋の二次格納施設外の建屋内に設置する設備であることから，その機能を期待される重大事故等が発生した場合における，原子炉建屋の二次格納施設外の建屋内の環境条件を考慮し，以下の表 3.14-63 に示す設計とする。
（57-2-25）
表 3.14-63 想定する環境条件及び荷重条件（AM 用直流 125V 蓄電池）
環境条件等
対応
温度・圧力・湿 原子炉建屋の二次格納施設外の建屋内で想定される温度，圧力，
度・放射線
湿度及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外の天候によ 屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない。
る影響
海水を通水する 海水を通水することはない。
系統への影響地震
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する。（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方針」に示す）
風（台風）・積雪 原子炉建屋の二次格納施設外の建屋内に設置するため，風（台風）及び積雪の影響は受けない。
電磁的障害
重大事故等が発生した場合においても電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

3.14-105ｄ）直流 125V 充電器 A
所内蓄電式直流電源設備の直流 125V 充電器 A は，コントロール建屋内に設置する設備であることから，その機能を期待される重大事故等が発生した場合における，コントロール建屋の環境条件を考慮し，以下の表 3.14-64 に示す設計とする。
（57-2-23）
表 3.14-64 想定する環境条件及び荷重条件（直流 125V 充電器 A）
環境条件等
対応
温度・圧力・湿 コントロール建屋内で想定される温度，圧力，湿度及び放射線条度・放射線件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外の天候によ 屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない。
る影響
海水を通水する 海水を通水することはない。
系統への影響地震
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する。（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方針」に示す）
風（台風）・積雪 コントロール建屋内に設置するため，風（台風）及び積雪の影響は受けない。
電磁的障害
重大事故等が発生した場合においても電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

3.14-106ｅ）直流 125V 充電器 A-2
所内蓄電式直流電源設備の直流 125V 充電器 A-2 は，コントロール建屋内に設置する設備であることから，その機能を期待される重大事故等が発生した場
合における，コントロール建屋の環境条件を考慮し，以下の表 3.14-65 に示す設計とする。
（57-2-24）
表 3.14-65 想定する環境条件及び荷重条件（直流 125V 充電器 A-2）
環境条件等
対応
温度・圧力・湿 コントロール建屋内で想定される温度，圧力，湿度及び放射線条度・放射線件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外の天候によ 屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない。
る影響
海水を通水する 海水を通水することはない。
系統への影響地震
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する。（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方針」に示す）
風（台風）・積雪 コントロール建屋内に設置するため，風（台風）及び積雪の影響は受けない。
電磁的障害
重大事故等が発生した場合においても電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

3.14-107

ｆ）AM 用直流 125V 充電器
所内蓄電式直流電源設備（常設代替直流電源設備を含む）の AM 用直流 125V
充電器は，原子炉建屋の二次格納施設外の建屋内に設置する設備であることから，その機能を期待される重大事故等が発生した場合における，原子炉建屋の二次格納施設外の建屋内の環境条件を考慮し，以下の表 3.14-66 に示す設計とする。
（57-2-28～29）
表 3.14-66 想定する環境条件及び荷重条件（AM 用直流 125V 充電器）
環境条件等
対応
温度・圧力・湿 原子炉建屋の二次格納施設外の建屋内で想定される温度，圧力，
度・放射線
湿度及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外の天候によ 屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない。
る影響
海水を通水する 海水を通水することはない。
系統への影響地震
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する。（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方針」に示す）
風（台風）・積雪 原子炉建屋の二次格納施設外の建屋内に設置するため，風（台風）及び積雪の影響は受けない。
電磁的障害
重大事故等が発生した場合においても電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

3.14-108

(2) 操作性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項二）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において確実に操作できるものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。
所内蓄電式直流電源設備（常設代替直流電源設備を含む）の直流母線の遮断器を手動操作することにより供給する蓄電池を切り替えること，及び AM 用直流 125V 充電器，直流 125V 充電器 A 及び A-2 の運転状態を表示及び計器で確認できることから，確実な操作が可能な設計とする。
なお全交流動力電源喪失直後から 8 時間経過するまでの期間については操作不要である。
（57-2-22～29, 57-3-13～18）
所内蓄電式直流電源設備で，操作が必要な各遮断器，断路器については，現場で容易に操作可能な設計とする。表 3.14-67～70 に操作対象機器の操作場所を示す。
表 3.14-67 操作対象機器（全交流動力電源喪失から 8 時間を経過した時点の切り替え操作【6 号炉】）
機器名称
状 態 の 変 操作場所
操作方法
化
直流 125V 主母線盤遮断器
入→切コントロール建屋地下 1 遮断器操作（直流母線（分電盤側）側）
階
直流 125V 主母線盤遮断器
入→切コントロール建屋地下 1 遮断器操作（直流母線（MCC 側）側）
階
直流母線（分電盤側）遮断器 入→切コントロール建屋地下 1 遮断器操作（直流 125V 主母線盤 A 側）
階
直流母線（MCC 側）遮断器
入→切
原子炉建屋の二次格納 遮断器操作（直流 125V 主母線盤 A 側）
施設外地下 1 階
直流 125V 主母線盤遮断器
入→切コントロール建屋地下 1 遮断器操作（不要な負荷）階
125V DC 分電盤
入→切コントロール建屋地下 1 遮断器操作（不要な負荷）階
直流母線（分電盤側）遮断器 切→入コントロール建屋地下 1 遮断器操作（直流 125V 蓄電池 A-2 側）階
直流母線（MCC 側）遮断器
切→入
原子炉建屋の二次格納 遮断器操作（直流 125V 蓄電池 A-2 側）
施設外地下 1 階

3.14-109

表 3.14-68

操作対象機器（全交流動力電源喪失から 19 時間を経過した時点の切り替え操作【6 号炉】）
機器名称
状 態 の 変 操作場所
操作方法
化
直流母線（分電盤側）遮断器 入→切コントロール建屋地下 1 遮断器操作（直流 125V 主母線盤 A-2
階側）
直流母線（MCC 側）遮断器
入→切
原子炉建屋の二次格納 遮断器操作（直流 125V 主母線盤 A-2
施設外地下 1 階側）
直流母線（分電盤側）遮断器 切→入コントロール建屋地下 1 遮断器操作（AM 用直流 125V 蓄電池側）
階
直流母線(MCC 側）遮断器
切→入
原子炉建屋の二次格納 遮断器操作（AM 用直流 125V 蓄電池側）
施設外地下 1 階
AM 用直流 125V 充電器遮断 切→入原子炉建屋の二次格納 遮断器操作器
施設外地下 4 階
（直流母線（分電盤側）側充電器出力）
AM 用直流 125V 充電器遮断 切→入原子炉建屋の二次格納 遮断器操作器
施設外地下 4 階
（直流母線（MCC 側）側充電器出力）

表 3.14-69

操作対象機器（全交流動力電源喪失から 8 時間を経過した時点の切り替え操作【7 号炉】）
機器名称
状 態 の 変 操作場所
操作方法
化
直流 125V 主母線盤遮断器
入→切コントロール建屋地下 1 遮断器操作（直流母線側）階
直流母線遮断器入→切コントロール建屋地下 1 遮断器操作（直流 125V 主母線盤 A 側）階
直流 125V 主母線盤遮断器
入→切コントロール建屋地下 1 遮断器操作（不要な負荷）階
125V DC 分電盤
入→切コントロール建屋地下 1 遮断器操作（不要な負荷）階
直流母線遮断器
切→入コントロール建屋地下 1 遮断器操作（直流 125V 蓄電池 A-2 側）階

3.14-110表 3.14-70

操作対象機器（全交流動力電源喪失から 19 時間を経過した時点の切り替え操作【7 号炉】）
機器名称
状 態 の 変 操作場所
操作方法
化
直流母線遮断器入→切コントロール建屋地下 1 遮断器操作（直流 125V 蓄電池 A-2 側）階
直流母線遮断器
切→入コントロール建屋地下 1 遮断器操作（AM 用直流 125V 蓄電池側）
階
AM 用直流 125V 充電器遮断 切→入原子炉建屋の二次格納 遮断器操作器
施設外地下 4 階
（直流母線側充電器出力）

以下に所内蓄電式直流電源設備を構成する主要設備の操作性を示す。
ａ）直流 125V 蓄電池 A
所内蓄電式直流電源設備の直流 125V 蓄電池 A は操作不要である。
ｂ）直流 125V 蓄電池 A-2
所内蓄電式直流電源設備の直流 125V 蓄電池 A-2 は操作不要である。
ｃ）AM 用直流 125V 蓄電池
所内蓄電式直流電源設備（常設代替直流電源設備を含む）の AM 用直流 125V
蓄電池は操作不要である。
ｄ）直流 125V 充電器 A
所内蓄電式直流電源設備の直流 125V 充電器 A は，系統の運転状態を表示及び計器で確認できることから，確実な操作が可能な設計とする。
（57-2-23）ｅ）直流 125V 充電器 A-2
所内蓄電式直流電源設備の直流 125V 充電器 A-2 は，系統の運転状態を表示
及び計器で確認できることから，確実な操作が可能な設計とする。
（57-2-24）ｆ）AM 用直流 125V 充電器
所内蓄電式直流電源設備（常設代替直流電源設備を含む）の AM 用直流 125V
充電器は，系統の運転状態を表示及び計器で確認できることから，確実な操作が可能な設計とする。
（57-2-28～29）

3.14-111

(3) 試験及び検査（設置許可基準規則第 43 条第 1 項三）(ⅰ) 要求事項
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試験又は検査ができるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。
ａ）直流 125V 蓄電池 A
所内蓄電式直流電源設備の直流 125V 蓄電池 A は，表 3.14-71 に示すように運転中又は停止中に機能・性能試験が可能な設計とする。
性能の確認として，直流 125V 蓄電池 A の単体及び総電圧を確認する。
蓄電池の総電圧の確認を可能とする計器を設けた設計とする。また，蓄電池
単体については，電圧の確認を可能とする構造とする。
（57-4-21～22）
表 3.14-71 直流 125V 蓄電池 A の試験及び検査
プラント状態項目内容
運転中
蓄電池の単体及び総電圧の確認
又は機能・性能試験
停止中ｂ）直流 125V 蓄電池 A-2
所内蓄電式直流電源設備の直流 125V 蓄電池 A-2 は，表 3.14-72 に示すように運転中又は停止中に機能・性能試験が可能な設計とする。
性能の確認として，直流 125V 蓄電池 A-2 の単体及び総電圧並びに単体の比重を確認する。
蓄電池の総電圧の確認を可能とする計器を設けた設計とする。また，蓄電池
単体については，電圧，比重の確認を可能とする構造とする。また，均等充電が可能な設計とする。
（57-4-23～31）
表 3.14-72 直流 125V 蓄電池 A-2 の試験及び検査
プラント状態項目
内容
蓄電池の単体及び総電圧の確認
運転中
機能・性能試験
蓄電池の単体の比重確認
均等充電
蓄電池の単体及び総電圧の確認
停止中
機能・性能試験
蓄電池の単体の比重確認

3.14-112ｃ）AM 用直流 125V 蓄電池
所内蓄電式直流電源設備（常設代替直流電源設備を含む）の AM 用直流 125V
蓄電池は，表 3.14-73 に示すように運転中又は停止中に機能・性能試験が可能な設計とする。
性能の確認として，AM 用直流 125V 蓄電池の単体及び総電圧を確認する。
蓄電池の総電圧の確認を可能とする計器を設けた設計とする。また，蓄電池単体については，電圧の確認を可能とする構造とする。
（57-4-32～33）
表 3.14-73 AM 用直流 125V 蓄電池の試験及び検査
プラント状態項目内容
運転中
蓄電池の単体及び総電圧の確認
又は機能・性能試験
停止中ｄ）直流 125V 充電器 A
所内蓄電式直流電源設備の直流 125V 充電器 A は，表 3.14-74 に示すように
運転中に機能・性能試験，停止中に機能・性能試験及び外観検査が可能な設計とする。
性能の確認として，直流 125V 充電器 A の盤内外部の目視により性能に影響を及ぼす恐れのある異常がないこと，電気回路の絶縁抵抗に異常がないこと，
運転状態により半導体素子の動作に異常がないことを確認する。
直流 125V 充電器 A の出力電圧の確認を可能とする計器を設けた設計とする。
（57-4-34～37）
表 3.14-74 直流 125V 充電器 A の試験及び検査
プラント状態項目内容
運転中
機能・性能試験
充電器の出力電圧の確認
充電器の出力電圧，絶縁抵抗の確機能・性能試験
認
停止中
外観検査
充電器の外観の確認

3.14-113ｅ）直流 125V 充電器 A-2
所内蓄電式直流電源設備の直流 125V 充電器 A-2 は，表 3.14-75 に示すように運転中に機能・性能試験，停止中に機能・性能試験及び外観検査が可能な設計とする。
性能の確認として，直流 125V 充電器 A-2 の盤内外部の目視により性能に影響を及ぼす恐れのある異常がないこと，電気回路の絶縁抵抗に異常がないこと，
運転状態により半導体素子の動作に異常がないことを確認する。
直流 125V 充電器 A-2 の出力電圧の確認を可能とする計器を設けた設計とする。
（57-4-38～41）
表 3.14-75 直流 125V 充電器 A-2 の試験及び検査
プラント状態項目内容
運転中
機能・性能試験
充電器の出力電圧の確認
充電器の出力電圧，絶縁抵抗の確機能・性能試験
認
停止中
外観検査
充電器の外観の確認ｆ）AM 用直流 125V 充電器
所内蓄電式直流電源設備（常設代替直流電源設備を含む）の AM 用直流 125V
充電器は，表 3.14-76 に示すように運転中に機能・性能試験，停止中に機能・性能試験及び外観検査が可能な設計とする。
性能の確認として，AM 用直流 125V 充電器の盤内外部の目視により性能に影響を及ぼす恐れのある異常がないこと，電気回路の絶縁抵抗に異常がないこと，
運転状態により半導体素子の動作に異常がないことを確認する。
AM 用直流 125V 充電器の出力電圧の確認を可能とする計器を設けた設計とする。
（57-4-42～45）
表 3.14-76 AM 用直流 125V 充電器の試験及び検査
プラント状態項目内容
運転中
機能・性能試験
充電器の出力電圧の確認
充電器の出力電圧，絶縁抵抗の確機能・性能試験
認
停止中
外観検査
充電器の外観の確認

3.14-114

(4) 切り替えの容易性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項四）(ⅰ) 要求事項
本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設備にあっては，通常時に使用する系統から速やかに切り替えられる機能を備えるものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。
所内蓄電式直流電源設備（常設代替直流電源設備を含む）の直流 125V 蓄電
池 A，直流 125V 蓄電池 A-2，直流 125V 充電器 A，直流 125V 充電器 A-2 は，通常時において本来の用途である設計基準対象設備への電源供給している。AM 用
直流 125V 蓄電池及び AM 用直流 125V 充電器は本来の用途以外の用途には使用しない。なお，所内蓄電式直流電源設備として設備の電源供給元を切り替える
操作として遮断器操作を行うが，遮断器の速やかな切り替えが可能な設計とする。切り替え操作の対象機器は(2)操作性の表 3.14-67～70 と同様である。
（57-3-13～18）
これにより図 3.14-26～27 で示すタイムチャートの通り速やかに切り替えが可能である。
経過時間（時間）
7

手順の項目

18

9

直流125V蓄電池Ａから蓄電池Ａ－２ への切 替要員（数）中央制御室運転員Ａ，Ｂ

8

20

19

21

24

備考

直流蓄電池Ａ－２からAM用蓄電 池への 切替

8時間

19時間

電源切替前準備（ＲＣＩＣ停止操作）

2

電源切替前準備（ＲＣＩＣ停止操作）
移動・電源切替前準備

所内蓄電池式直流電源設備
による給電

Ａ→Ａ－２ 受電切替

現場運転員Ｃ，Ｄ

不要負荷の切り離し

2

移動・電源切替前準備
Ａ－２→ＡＭ 受電切替

図 3.14-26 所内蓄電式直流電源設備（常設代替直流電源設備を含む）による電源供給（蓄電池 A，A-2，AM 用蓄電池切り替え）のタイムチャート（6 号炉の例）
経過時間（時間）
7

手順の項目

18

9

直流125V蓄電池Ａから蓄電池Ａ－２ への切 替要員（数）中央制御室運転員Ａ，Ｂ

8

8時間

2

20

19

21

24

備考

直流蓄電池Ａ－２からAM用蓄電 池への 切替
19時間

電源切替前準備（ＲＣＩＣ停止操作）
電源切替前準備（ＲＣＩＣ停止操作）
移動・電源切替前準備

所内蓄電池式直流電源設備
による給電

Ａ→Ａ－２ 受電切替

現場運転員Ｃ，Ｄ

2

不要負荷の切り離し
移動・電源切替前準備
Ａ－２→ＡＭ 受電切替

図 3.14-27
所内蓄電式直流電源設備（常設代替直流電源設備を含む）による電源供給（蓄電池 A，A-2，AM 用蓄電池切り替え）のタイムチャート（7 号炉の例）＊：「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」への適合状況についての 1.14 で示すタイムチャート

3.14-115

(5) 悪影響の防止（設置許可基準規則第 43 条第 1 項五）(ⅰ) 要求事項
工場等内の他の設備に対して悪影響を及ぼさないものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。
所内蓄電式直流電源設備の直流 125V 蓄電池 A 及び A-2 は，表 3.14-77 に示
すように，通常時は設計基準事故対処設備として，重大事故等対処設備である
AM 用直流 125V 蓄電池と切り離された状態とし，重大事故等時に重大事故等対処設備として系統構成することで，他の設備に影響を与えない設計とする。
（57-3-13～18，57-7-4～5, 57-10）
表 3.14-77 他系統との隔離
取合系統
系統隔離
駆動方式 動作AM 用直流 125V 蓄電池 直流母線
手動
通常時切（AM 用直流 125V 蓄電池側）

3.14-116

(6) 設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 1 項六）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において重大事故等対処設備の復旧作業を行うことができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
所内蓄電式直流電源設備（常設代替直流電源設備を含む）の系統構成に操作が必要な機器の設置場所，操作場所を表 3.14-78 に示す。これらの操作場所は，想定される事故時における放射線量が高くなるおそれが少ないため，設置場所で操作可能な設計とする。
（57-2-22～29）
表 3.14-78 操作対象機器設置場所
機器名称
設置場所
操作場所
AM 用直流 125V 主母線盤 原子炉建屋の二次原子炉建屋の二次（6 号炉）
格納施設外地上 4 階 格納施設外地上 4 階
AM 用直流 125V 充電器
原子炉建屋の二次原子炉建屋の二次（7 号炉）
格納施設外地上 4 階 格納施設外地上 4 階
直流母線
コントロール建屋
コントロール建屋（分電盤側）（6 号炉） 地下 1 階
地下 1 階
直流母線
原子炉建屋の二次原子炉建屋の二次（MCC 側）（6 号炉）
格納施設外地下 1 階 格納施設外地下 1 階
直流母線
コントロール建屋
コントロール建屋（7 号炉）
地下 1 階
地下 1 階直流 125V 主母線盤
コントロール建屋
コントロール建屋
地下 1 階
地下 1 階125V DC 分電盤
コントロール建屋
コントロール建屋
地下 1 階
地下 1 階3.14-117

3.14.2.3.5

設置許可基準規則第 43 条第 2 項への適合状況(1) 容量（設置許可基準規則第 43 条第 2 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等の収束に必要な容量を有するものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
所内蓄電式直流電源設備（常設代替直流電源設備を含む）の直流 125V 蓄電
池 A，直流 125V 蓄電池 A-2，AM 用直流 125V 蓄電池 A を組み合わせ，重大事故等対処時に負荷切り離しを行わず 8 時間，その後必要な負荷以外を切り離して
16 時間の合計 24 時間にわたり必要な設備へ直流電源を供給するために必要な容量として，直流 125V 蓄電池 A を約 6,000Ah，直流 125V 蓄電池 A-2 を約4,000Ah，AM 用直流 125V 蓄電池を約 3,000Ah を有する設計とする。
(57-5-16～20, 57-10)(2) 共用の禁止（設置許可基準規則第 43 条第 2 項二）(ⅰ) 要求事項
二以上の発電用原子炉施設において共用するものでないこと。ただし，二以上の発電用原子炉施設と共用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であって，同一の工場等内の他の発電用原子炉施設に対して悪影響を及ぼさない場合は，この限りでない。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。
所内蓄電式直流電源設備（常設代替直流電源設備を含む）は，二以上の発電用原子炉施設において共用しない設計とする。

3.14-118

(3) 設計基準事故対処設備との多様性（設置許可基準規則第 43 条第 2 項三）(ⅰ) 要求事項
常設重大事故防止設備は，共通要因によって設計基準事故対処設備の安全機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。
所内蓄電式直流電源設備は，共通要因によって，設計基準事故対処設備の安全機能と同時に機能が損なわれる恐れがないよう，設計基準事故対処設備である非常用直流電源設備 B 系，C 系，D 系の各機器と表 3.14-79 の通り位置的分
散，及び区画された部屋にそれぞれ配置することにより物理的分離を図る設計とする。
（57-2-22～29, 57-3-13～18）

3.14-119表 3.14-79 多重性又は多様性，位置的分散
設計基準事故対処設備 重大事故防止設備
非常用直流電源設備
所内蓄電式電源設備
B 系，C 系，D 系
電源 直流 125V 蓄電池 B
直流 125V 蓄電池 A
直流 125V 蓄電池 C＜コントロール建屋
直流 125V 蓄電池 D
地下中 2 階＞
直流 125V 充電器 B
直流 125V 蓄電池 A-2
直流 125V 充電器 C
直流 125V 充電器 A
直流 125V 充電器 D
直流 125V 充電器 A-2＜いずれも＜いずれもコントロール建屋
コントロール建屋
地下 1 階※＞
地下 1 階※＞AM 用直流 125V 蓄電池
AM 用直流 125V 充電器＜いずれも原子炉建屋の二次格納施設外
地上 4 階＞
電路 直流 125V 蓄電池 B
直流 125V 蓄電池 A～直流 125V 主母線盤
～直流 125V 主母線盤（6 号炉）電路
電路
直流 125V 蓄電池 A-2
直流 125V 蓄電池 C～直流母線（6 号炉）電路～直流 125V 主母線盤 AM 用直流 125V 蓄電池
電路～AM 用直流 125V 主母線盤（6 号炉）電路
直流 125V 蓄電池 D
直流 125V 蓄電池 A～直流 125V 主母線盤
～直流 125V 主母線盤（7 号炉）電路
電路
直流 125V 蓄電池 A-2～直流母線（7 号炉）電路
AM 用直流 125V 蓄電池～AM 用直流 125V 充電器盤内蔵の母線（7 号炉）電路※区分Ⅰである直流 125V 蓄電池 A，A-2，及び直流 125V 充電器 A，A-2，区
分Ⅱである直流 125V 蓄電池 B 及び直流 125V 充電器 B，区分Ⅲである直流
125V 蓄電池 C 及び直流 125V 充電器 C，及び区分Ⅳである直流 125V 蓄電池
D 及び直流 125V 充電器 D は，区分ごとに区画された部屋にそれぞれ配置することにより，物理的な分離設計とする。

3.14-120

なお，常設代替直流電源設備は，共通要因によって，設計基準事故対処設備の安全機能と同時に機能が損なわれる恐れがないよう，設計基準事故対処設備である非常用直流電源設備 A 系，B 系，C 系，D 系の各機器と表 3.14-80 の通り
位置的分散を図る設計とする。
また，炉心の著しい損傷，原子炉格納用容器の破損，及び貯蔵槽内燃料体等の著しい損傷防止を防止するための設備のうち重大事故防止設備については，
直流 125V 蓄電池 A，A-2，B，C 及び D から設計基準事故対処設備への電路と，AM 用直流 125V 蓄電池から重大事故防止設備への電路を，独立性を有する設計とする。
（57-10）
表 3.14-80 多重性又は多様性，位置的分散
設計基準事故対処設備
重大事故防止設備
非常用直流電源設備
常設代替直流電源設備
A 系，B 系，C 系，D 系
電源 直流 125V 蓄電池 A
AM 用直流 125V 蓄電池＜コントロール建屋AM 用直流 125V 充電器
地下中 2 階＞
＜いずれも原子炉建屋の二次格納施設外
直流 125V 蓄電池 A-2
地上 4 階＞
直流 125V 蓄電池 B
直流 125V 蓄電池 C
直流 125V 蓄電池 D
直流 125V 充電器 A
直流 125V 充電器 A-2
直流 125V 充電器 B
直流 125V 充電器 C
直流 125V 充電器 D＜いずれもコントロール建屋
地下 1 階＞
電路 直流 125V 蓄電池 A
AM 用直流 125V 蓄電池～直流 125V 主母線盤電路～AM 用直流 125V 主母線盤（6 号炉）
直流 125V 蓄電池 A-2
電路～直流母線電路
AM 用直流 125V 蓄電池
直流 125V 蓄電池 B～AM 用直流 125V 充電器盤内蔵の母線～直流 125V 主母線盤電路（7 号炉）電路
直流 125V 蓄電池 C～直流 125V 主母線盤電路
直流 125V 蓄電池 D～直流 125V 主母線盤電路

3.14-121

3.14.2.4

可搬型直流電源設備

3.14.2.4.1 設備概要
可搬型直流電源設備は，設計基準事故対処設備の交流電源及び直流電源が喪失した場合，直流電源が必要な設備に電源を供給することにより，重大事故等が発生した場合において炉心の著しい損傷，原子炉格納容器の破損，使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷及び運転停止中原子炉内燃料体の著しい損傷を防止することを目的として設置するものである。
本系統は代替所内電気設備から受電した交流電源を直流電源に変換する「AM用直流 125V 充電器」，代替所内電気設備に電源供給を行う可搬型代替交流電源設備である「電源車」，「軽油タンク」及び「タンクローリ（4kL）」，代替所内電気設備として電路を構成する「緊急用電源切替箱断路器」，「緊急用電源切替箱接続装置」，「AM 用動力変圧器」，「AM 用 MCC」及び常設代替直流電源設備である「AM 用直流 125V 蓄電池」で構成する。本系統全体の概要図を図 3.14-28～31に，本系統に属する重大事故等対処設備を表 3.14-81 に示す。
本系統は，電源車を所定の接続先である AM 用動力変圧器又は緊急用電源切
替箱接続装置に接続し，代替所内電気設備の系統構成を行った後，電源車の操作ボタンにより起動する。その後，AM 用直流 125V 充電器から必要な負荷に給電する。また，電源車の運転中は，軽油タンクからタンクローリ（4kL）により燃料を電源車に補給することで電源車の運転を継続する。
なお，逃がし安全弁用可搬型蓄電池については，「3.3 原子炉冷却材圧力バ
ウンダリを減圧するための設備（設置許可基準規則 46 条に対する方針を示す
章）
」で示す。

3.14-122

図 3.14-28

可搬型直流電源設備系統図（交流回路・電源車第一電路）
3.14-123

図 3.14-29

可搬型直流電源設備系統図（交流回路・電源車第二電路）

3.14-124

電源車

非常用の常設直流電源設備（ 蓄電池）区分Ⅰ

常設代替直流電源設備（ 蓄電池）（区分Ⅰ）
AM用MCC 6B 480V母線（区分Ⅰ）
480V母線（区分Ⅰ）
480V母線（区分Ⅱ）
480V母線（区分Ⅰ）
480V母線

直流125V
蓄電池A-2AM用直流
125V蓄電池
充
電
器

（区分Ⅱ）
480V母線（区分Ⅰ）
480V母線（区分Ⅱ）
480V母線

直流125V
蓄電池Ａ
充
電
器

充
電
器

充
電
器

充
電
器

※
（区分Ⅰ）

AM用直流125V主母線盤

（区分Ⅱ）
（区分Ⅰ）

直流125V主母線盤A

※

（凡例）
直流母線
（分電盤側）

直流母線（MCC側）

ＭＣＣＢ
125V DC分電盤

125V DC分電盤
高
圧
代
替
注
水
系

代
替
格
納
容
器
圧
力
逃
が
し
装
置

（

原
子
炉
隔
離
時
冷
却
系

原
子
炉
隔
離
時
冷
却
系

計
装
設
備

）

電
動
機

逃
が
し
安
全
弁

逃
が
し
安
全
弁

非
常
用
照
明

バ
イ
タ
ル
交
流
電
源
Ａ

Ｄ
／
Ｇ
系
Ａ

遮
断
器
操
作
回
路

（

格
納
容
器
圧
力
逃
が
し
装
置

非
常
用
ガ
ス
処
理
系
Ａ

残
留
熱
除
去
系
Ａ

）

自
動
減
圧
機
能
付
き

蓄電池

区分Ⅰ
重大事故等
対処設備
図 3.14-30

設計基準事故対処設備

設計基準事故対処設備と重大事故等対処設備を兼用している設備

可搬型直流電源設備系統図（直流回路・6 号炉）

3.14-125

MCCB切

電源車

常 設代替直流電源設備（ 蓄電池）

AM用MCC 7B（区分Ⅰ）
480V母線（区分Ⅰ）
480V母線

非常用の常設直流電源設備（ 蓄電池）区分Ⅰ（区分Ⅰ）
480V母線（区分Ⅱ）
480V母線（区分Ⅰ）
480V母線

直流125V
蓄電池A-2AM用直流
125V蓄電池
充
電
器

（区分Ⅱ）
480V母線（区分Ⅰ）
480V母線（区分Ⅱ）
480V母線

直流125V
蓄電池Ａ
充
電
器

充
電
器

充
電
器

充
電
器

※

（区分Ⅱ）

※
（区分Ⅰ）

（区分Ⅰ）

直流125V主母線盤A

直流母線

125V DC分電盤
高
圧
代
替
注
水
系

代
替
格
納
容
器
圧
力
逃
が
し
装
置

（

原
子
炉
隔
離
時
冷
却
系

）

電
動
機

原
子
炉
隔
離
時
冷
却
系

計
装
設
備

逃
が
し
安
全
弁

逃
が
し
安
全
弁

非
常
用
照
明

Ｄ
／
Ｇ
系
Ａ

遮
断
器
操
作
回
路

（

格
納
容
器
圧
力
逃
が
し
装
置

125V DC分電盤
バ
イ
タ
ル
交
流
電
源
Ａ

ＭＣＣＢ
非
常
用
ガ
ス
処
理
系
Ａ

残
留
熱
除
去
系
Ａ

）

自
動
減
圧
機
能
付
き

（凡例）

区分Ⅰ
設計基準事故対処設備と重大事故等対処設備を

重大事故等
対処設備
図 3.14-31

設計基準事故 兼用している設備
対処設備

可搬型直流電源設備系統図（直流回路・7 号炉）

3.14-126

蓄電池

MCCB切

表 3.14-81 可搬型直流電源設備に関する重大事故等対処設備一覧
設備区分
設備名
主要設備
電源車【可搬】
AM 用直流 125V 充電器【常設】軽油タンク【常設】タンクローリ（4kL）【可搬】
附属設備
－
燃料流路
軽油タンク予備ノズル・弁【常設】交流電路
電源車～緊急用電源切替箱接続装置電路【可搬】
緊急用電源接続箱接続装置～AM 用直流 125V 充電器電路【常設】電源車～AM 用動力変圧器電路【可搬】
AM 用動力変圧器～AM 用直流 125V 充電器電路【常設】直流電路
AM 用直流 125V 充電器～AM 用直流 125V 主母線盤（6 号炉）電路【常設】AM 用直流 125V 蓄電池～AM 用直流 125V 充電器盤内蔵の母線（7 号炉）電路【常設】3.14-1273.14.2.4.2 主要設備の仕様
主要設備の仕様を以下に示す。
(1)電源車（6 号及び 7 号炉共用）
エンジン
個数：8（予備 1：免震重要棟内緊急時対策所の代替電源設備と共用）
使用燃料 ：軽油発電機
個数：8（予備 1：免震重要棟内緊急時対策所の代替電源設備と共用）
種類：横軸回転界磁 3 相同期発電機
容量：約 500kVA/台
力率
：0.8
電圧
：6.9kV
周波数：50Hz
使用場所 ：原子炉建屋電源車第一設置場所及び第二設置場所，
保管場所 ：荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所(2)AM 用直流 125V 充電器
個数
：1
電圧
：125V
容量
：約 300A
取付箇所 ：原子炉建屋の二次格納施設外地上 4 階(3)軽油タンク(6 号及び 7 号炉共用)
容量：約 560kL/基個数：1（予備 3）
取付箇所 ：原子炉建屋東側の屋外(4)タンクローリ（4kL）(6 号及び 7 号炉共用)
容量：約 4.0kL/台
個数：3（予備 1）
使用場所 ：原子炉建屋東側の屋外，
原子炉建屋電源車第一設置場所及び第二設置場所，
保管場所 ：荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所

3.14-1283.14.2.4.3

独立性及び位置的分散の確保

可搬型直流電源設備は，表 3.14-82 に示すように，共通要因によって，設計基準事故対処設備の安全機能と同時に機能が損なわれる恐れがないよう，設計基準事故対処設備である非常用直流電源設備 A 系，B 系，C 系及び D 系の各機器と表 3.14-83 の通り独立性及び位置的分散を図る設計とする。
（57-2-2～10,28～29,36～39,42～45, 57-3-19～22, 57-8, 57-11）

3.14-129

項目
共通 地
要因 震
故障
津
波
火
災

溢
水

表 3.14-82 設計基準事故対処設備との独立性
設計基準事故対処設備
重大事故防止設備
非常用直流電源設備
可搬型直流電源設備
設計基準事故対処設備の非常用直流電源設備 A 系，B 系，C 系及び D 系
は耐震 S クラス設計とし，重大事故防止設備である可搬型直流電源設
備は基準地震動 Ss で機能維持できる設計とすることで，基準地震動 Ss
が共通要因となり故障することのない設計とする。
非常用直流電源設備を設置するコントロール建屋と，重大事故防止設備の保管又は設置する屋外，原子炉建屋は，共に津波が到達しない位置とすることで，津波が共通要因となり故障することのない設計とする。
設計基準事故対処設備の非常用直流電源設備 A 系，B 系，C 系及び D 系と，重大事故防止設備である可搬型直流電源設備は，火災が共通要因となり故障することのない設計とする（「共-7 重大事故等対処設備の内部火災に対する防護方針について」に示す）。
設計基準事故対処設備の非常用直流電源設備 A 系，B 系，C 系及び D 系と，重大事故防止設備である可搬型直流電源設備は，溢水が共通要因となり故障することのない設計とする（「共-8 重大事故等対処設備の内部溢水に対する防護方針について」に示す）。

3.14-130

表 3.14-83 位置的分散
設計基準事故対処設備
重大事故防止設備
非常用直流電源設備
可搬型直流電源設備
直流設備 非常用直流 125V 充電器
AM 用直流 125V 充電器＜コントロール建屋＜原子炉建屋の二次格納施設外地
地下 1 階＞
上 4 階＞
電源
非常用ディーゼル発電機
電源車＜原子炉建屋内の二次格納施 ＜荒浜側高台保管場所び大湊側高設外地上 1 階＞
台保管場所＞
電路
非常用ディーゼル発電機 A 系 緊急用電源切替箱断路器～直流 125V 充電器 A 電路
～AM 用直流 125V 電路
非常用ディーゼル発電機 A 系 AM 用動力変圧器～直流 125V 充電器 A-2 電路～AM 用直流 125V 電路
非常用ディーゼル発電機 B 系 AM 用直流 125V 充電器～直流 125V 充電器 B 電路
～AM 用直流 125V 主母線盤
非常用ディーゼル発電機 C 系（6 号炉）電路～直流 125V 充電器 C 電路
AM 用直流 125V 蓄電池
非常用ディーゼル発電機 A 系～AM 用直流 125V 充電器盤内蔵～直流 125V 充電器 D 電路の母線（7 号炉）電路
直流 125V 充電器 A～直流 125V 主母線盤 A 電路
直流 125V 充電器 A-2～直流母線電路
直流 125V 充電器 B～直流 125V 主母線盤 B 電路
直流 125V 充電器 C～直流 125V 主母線盤 C 電路
直流 125V 充電器 D～直流 125V 主母線盤 D 電路
電源供給 直流 125V 主母線盤 A，B，C 及 AM 用直流 125V 主母線盤（6 号炉）
先
び D 直流母線
AM 用直流 125V 充電器盤内蔵の母＜いずれもコントロール建屋 線（7 号炉）
地下 1 階＞＜いずれも原子炉建屋の二次格納施設外地上 4 階＞
電源の
水冷式
空冷式
冷却方式

3.14-131

燃料源

燃料流路

設計基準事故対処設備
非常用直流電源設備
軽油タンク＜原子炉建屋東側の屋外＞
燃料ディタンク＜原子炉建屋の二次格納施設
外地上 3 階＞
燃料移送ポンプ＜原子炉建屋東側の屋外＞

3.14-132

重大事故防止設備
可搬型直流電源設備
軽油タンク＜原子炉建屋東側の屋外＞
電源車（車載燃料）＜荒浜側高台保管場所び大湊側高台保管場所＞
タンクローリ（4kL）＜荒浜側高台保管場所び大湊側高台保管場所＞

3.14.2.4.4

設置許可基準規則第 43 条第 1 項への適合状況(1) 環境条件及び荷重条件（設置許可基準規則第 43 条第 1 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重その他の使用条件において，重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮するものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
ａ）電源車（6 号及び 7 号炉共用）
可搬型直流電源設備の電源車は，可搬型で屋外に設置する設備であることから，その機能を期待される重大事故等が発生した場合における，屋外の環境条
件を考慮し，以下の表 3.14-84 に示す設計とする。
（57-2-3～4,8）
表 3.14-84

想定する環境条件及び荷重条件（電源車）
環境条件等
対応
温度・圧力・湿度・ 屋外で想定される温度，圧力，湿度及び放射線条件下に耐え放射線られる性能を確認した機器を使用する。
屋 外 の天 候によ る 降水及び凍結により機能を損なうことのないよう防水対策及影響
び凍結対策を行える設計とする。
海 水 を通 水する 系 海水を通水することはない。
統への影響
地震
設置場所で想定される地震動に対し，治具により転倒防止を図る。
風（台風）・積雪
屋外で風荷重，積雪荷重を考慮しても機器が損傷しないこと
を応力評価により確認する。
電磁的障害
重大事故等が発生した場合においても電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

3.14-133ｂ）AM 用直流 125V 充電器
可搬型直流電源設備の AM 用直流 125V 充電器は，原子炉建屋の二次格納施設
外の建屋内に設置する設備であることから，その機能を期待される重大事故等が発生した場合における，原子炉建屋の二次格納施設外の建屋内の環境条件を考慮し，以下の表 3.14-85 に示す設計とする。
（57-2-28～29）
表 3.14-85 想定する環境条件及び荷重条件（直流 125V 充電器 A）
環境条件等
対応
温度・圧力・湿 原子炉建屋の二次格納施設外の建屋内で想定される温度，圧力，
度・放射線
湿度及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外の天候によ 屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない。
る影響
海水を通水する 海水を通水することはない。
系統への影響地震
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する。（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方針」に示す）
風（台風）・積雪 原子炉建屋の二次格納施設外の建屋内に設置するため，風（台風）及び積雪の影響は受けない。
電磁的障害
重大事故等が発生した場合においても電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

3.14-134ｃ）軽油タンク(6 号及び 7 号炉共用)
可搬型直流電源設備の軽油タンクは，常設で屋外に設置する設備であることから，その機能を期待される重大事故等が発生した場合における，屋外の環境条件を考慮し，以下の表 3.14-86 に示す設計とする。
（57-2-9）
表 3.14-86

想定する環境条件及び荷重条件（軽油タンク）
環境条件等
対応
温度・圧力・湿度・ 屋外で想定される温度，圧力，湿度及び放射線条件下に耐えら放射線れる性能を確認した機器を使用する。
屋外の天候による 降水及び凍結により機能を損なうことのないよう防水対策及影響
び凍結対策を行える設計とする。
海水を通水する系 海水を通水することはない。
統への影響
地震
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する。
（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方針」に示す）
風（台風）・積雪
屋外で風荷重，積雪荷重を考慮しても機器が損傷しないこと
を応力評価により確認する。
電磁的障害
重大事故等が発生した場合においても電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

3.14-135ｄ）タンクローリ（4kL）(6 号及び 7 号炉共用)
可搬型直流電源設備のタンクローリ（4kL）は，可搬型で屋外に設置する設備であることから，その機能を期待される重大事故等が発生した場合における，
屋外の環境条件を考慮し，以下の表 3.14-87 に示す設計とする。
（57-2-10）
表 3.14-87 想定する環境条件及び荷重条件（タンクローリ（4kL））
環境条件等
対応
温度・圧力・湿度・ 屋外で想定される温度，圧力，湿度及び放射線条件下に耐え放射線られる性能を確認した機器を使用する。
屋 外 の天 候によ る 降水及び凍結により機能を損なうことのないよう防水対策及影響
び凍結対策を行える設計とする。
海 水 を通 水する 系 海水を通水することはない。
統への影響
地震
設置場所で想定される地震動に対し，治具により転倒防止を図る。
風（台風）・積雪
屋外で風荷重，積雪荷重を考慮しても機器が損傷しないこと
を応力評価により確認する。
電磁的障害
重大事故等が発生した場合においても電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

3.14-136

(2) 操作性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項二）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において確実に操作できるものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。
可搬型直流電源設備で，操作が必要な軽油タンク出口弁，タンクローリ（4kL）付ポンプ，電源車，代替所内電気設備及び非常用所内電気設備の各遮断器，断路器については，現場で容易に操作可能な設計とする。表 3.14-88～90 に操作
対象機器の操作場所を示す。
（57-2-2～10,28～29,36～37,42～45, 57-3-19～22, 57-8, 57-11）
表 3.14-88 操作対象機器（軽油タンク～電源車流路）
機器名称
状態の変化
操作場所
操作方法
軽油タンク出口弁
弁閉→弁開
原子炉建屋東側の屋外
手動操作
タンクローリ（4kL） 停止→運転
原子炉建屋東側の屋外
スイッチ操作付ポンプ
タンクローリ（4kL） 停止→運転
原子炉建屋電源車第一設置場所
スイッチ操作付ポンプ
タンクローリ（4kL） 停止→運転
原子炉建屋電源車第二設置場所
スイッチ操作付ポンプ3.14-137

表 3.14-89
機器名称
電源車

操作対象機器（電源車～AM 用直流 125V 充電器第一電路）
状態の変化 操作場所
操作方法
停止→運転 原子炉 建屋電源車 第 ボタン操作
一設置場所
緊急用電源切替箱接続装置
入→切
原子炉 建屋の二次 格 ボルト操作（非常用高圧母線 C 系側）
納施設外地下 1 階（6号炉）
原子炉 建屋の二次 格
納施設外地上 2 階（7号炉）
緊急用電源切替箱接続装置
入→切
原子炉 建屋の二次 格 ボルト操作（非常用高圧母線 D 系側）
納施設外地下 1 階（6号炉）
原子炉 建屋の二次 格
納施設外地上 2 階（7号炉）
緊急用電源切替箱断路器
入→切コントロール建屋
断路器操作（緊急用断路器側）
地上 2 階緊急用電源切替箱断路器
切→入コントロール建屋
断路器操作（AM 用動力変圧器側）
地上 2 階AM 用 MCC 遮断器
入→切原子炉 建屋の二次 格 スイッチ操作（非常用 P/C D 側）
納施設外地上 4 階
AM 用 MCC 遮断器
切→入原子炉 建屋の二次 格 スイッチ操作（AM 用動力変圧器側）
納施設外地上 4 階
AM 用直流 125V 充電器遮断器 入→切原子炉 建屋の二次 格 スイッチ操作（非常用 MCC C 側）
納施設外地上 4 階
AM 用直流 125V 充電器遮断器 切→入原子炉 建屋の二次 格 スイッチ操作（AM 用 MCC 側）
納施設外地上 4 階
表 3.14-90
機器名称
電源車

操作対象機器（電源車～AM 用直流 125V 充電器第二電路）
状態の変化 操作場所
操作方法
停止→運転 原子炉 建屋電源車 第 ボタン操作
二設置場所
AM 用 MCC 遮断器
入→切原子炉 建屋の二次 格 スイッチ操作（非常用 P/C D 側）
納施設外地上 4 階
AM 用 MCC 遮断器
切→入原子炉 建屋の二次 格 スイッチ操作（AM 用動力変圧器側）
納施設外地上 4 階
AM 用直流 125V 充電器遮断器 入→切原子炉 建屋の二次 格 スイッチ操作（非常用 MCC C 側）
納施設外地上 4 階
AM 用直流 125V 充電器遮断器 切→入原子炉 建屋の二次 格 スイッチ操作（AM 用 MCC 側）
納施設外地上 4 階

3.14-138以下に，可搬型直流電源設備を構成する主要設備の操作性を示す。
ａ）電源車（6 号及び 7 号炉共用）
可搬型直流電源設備の電源車は，原子炉建屋に設置している接続口まで移動可能な車両設計とするとともに，設置場所にて固定可能な設計とする。また，電源車の現場操作パネルは，誤操作防止のために名称を明記することで操作者の操作，監視性を考慮しており，かつ十分な操作空間を確保し，容易に操作可能とする。電源車のケーブル布設は高所にある建屋貫通部にて行う必要がある
が，予めはしごを設けることで容易に昇降可能とする。また，電源車は 2 台同期運転が可能な設計とする。
（57-2-3～4,8）ｂ）AM 用直流 125V 充電器
可搬型直流電源設備の AM 用直流 125V 充電器は，系統の運転状態を表示及び計器で確認できることから，確実な操作が可能な設計とする。
（57-2-28～29）ｃ）軽油タンク(6 号及び 7 号炉共用)
可搬型直流電源設備の軽油タンク出口弁は手動弁とすることで，確実に操作可能な設計とする。
（57-2-9）ｄ）タンクローリ（4kL）(6 号及び 7 号炉共用)
可搬型直流電源設備のタンクローリ（4kL）は，車両として移動可能な設計とするとともに，設置場所にて固定可能な設計とする。軽油タンクからタンクローリ（4kL）への燃料補給にはタンクローリ（4kL）内蔵のポンプを操作する必要があるが，ポンプ操作は車外の操作ハンドルにて容易に操作可能な設計とする。タンクローリの操作ハンドルは，誤操作防止のために名称を明記すること
で操作者の操作，監視性を考慮しており，かつ十分な操作空間を確保し，容易に操作可能とする。また，タンクローリ（4kL）から燃料補給先への接続は，タンクローリ（4kL）のピストルノズルで実施するため，特別な技量を要するもの
ではなく確実に操作可能な設計とする。
（57-2-10）

3.14-139

(3) 試験及び検査（設置許可基準規則第 43 条第 1 項三）(ⅰ) 要求事項
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試験又は検査ができるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。
ａ）電源車（6 号及び 7 号炉共用）
可搬型直流電源設備の電源車は，表 3.14-91 に示すように運転中又は停止中に機能・性能試験，分解検査及び外観検査が可能な設計とする。
可搬型直流電源設備の電源車は，運転性能の確認として，電源車の運転状態として発電機電圧，電流，周波数を確認可能な設計とし，模擬負荷を接続する
ことにより出力性能の確認を行う。また，電源車の部品状態の確認として，非破壊検査や目視により性能に影響を及ぼす恐れのある傷，割れ等がないことの確認を行う。また，電源車ケーブルの絶縁抵抗測定が可能な設計とする。
（57-4-2～4）

プラント状態
運転中

停止中

表 3.14-91
項目

電源車の試験及び検査
内容
模擬負荷による電源車の出力性能（発電機電圧，電流，周波数）の確認
機能・性能試験
電源車の運転状態の確認
電源車の絶縁抵抗の確認
電源車の部品の状態を，試験及び目視
分解検査
により確認
外観検査
電源車の目視点検模擬負荷による電源車の出力性能（発電機電圧，電流，周波数）の確認
機能・性能試験
電源車の運転状態の確認
電源車の絶縁抵抗の確認
ケーブルの絶縁抵抗の確認
電源車の部品の状態を，試験及び目視
分解検査
により確認
外観検査
電源車の目視点検3.14-140ｂ）AM 用直流 125V 充電器
可搬型直流電源設備の AM 用直流 125V 充電器は，表 3.14-92 に示すように運転中に機能・性能試験，停止中に機能・性能試験及び外観検査が可能な設計とする。
性能の確認として，AM 用直流 125V 充電器の盤内外部の目視により性能に影響を及ぼす恐れのある異常がないこと，電気回路の絶縁抵抗に異常がないこと，
運転状態により半導体素子の動作に異常がないことを確認する。
AM 用直流 125V 充電器の出力電圧の確認を可能とする計器を設けた設計とする。
（57-4-42～45）
表 3.14-92 AM 用直流 125V 充電器の試験及び検査
プラント状態項目内容
運転中
機能・性能試験
充電器の出力電圧の確認
充電器の出力電圧，絶縁抵抗の確機能・性能試験
認
停止中
外観検査
充電器の外観の確認
ｃ）軽油タンク(6 号及び 7 号炉共用)
可搬型直流電源設備の軽油タンクは，表 3.14-93 に示すように運転中又は停止中に外観検査が可能な設計とする。
軽油タンク内面の確認として，目視により性能に影響を及ぼす恐れのある傷，
割れ等がないことが確認可能な設計とする。具体的にはタンク上部のマンホー
ルが開放可能であり，内面の点検が可能な設計とする。
軽油タンクの漏洩検査が実施可能な設計とする。具体的には漏洩検査が可能な隔離弁を設ける設計とする。
軽油タンクの定例試験として油面レベルの確認が可能な計器を設ける設計とする。
（57-4-5～9）

プラント状態
運転中
停止中

表 3.14-93 軽油タンクの試験及び検査
項目
内容
外観検査
軽油タンクの油面レベルの確認
外観検査
軽油タンクの外観，寸法の確認
軽油タンク内面の状態を試験及び目視により確認
漏洩の有無の確認

3.14-141ｄ）タンクローリ（4kL）(6 号及び 7 号炉共用)
可搬型直流電源設備のタンクローリ（4kL）は，表 3.14-94 に示すように運転中又は停止中に外観検査が可能な設計とする。
タンクローリ（4kL）は油量，漏洩の確認が可能なように油面計又は検尺口を設け，かつ，内部の確認が可能なようにマンホールを設ける設計とする。
さらに，タンクローリ（4kL）は車両として運転状態の確認が可能な設計とし，外観の確認が可能な設計とする。タンクローリ（4kL）付ポンプは，通常系統にて機能・性能確認が出来る設計とし，分解が可能な設計とする。
（57-4-10）
表 3.14-94 タンクローリ（4kL）の試験及び検査
プラント状態項目内容
運転中
タンク内面の状態を目視により確認
又は外観検査
漏洩の有無を確認
停止中

3.14-142

(4) 切り替えの容易性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項四）(ⅰ) 要求事項
本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設備にあっては，通常時に使用する系統から速やかに切り替えられる機能を備えるものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。
可搬型直流電源設備は，可搬型代替交流電源設備と代替所内電気設備と常設
代替直流電源設備を組み合わせた系統であるため，本来の用途以外の用途には使用しない。なお，代替所内電気設備は遮断器・断路器を設けることにより速やかな切り替えが可能な設計とする。また，必要な燃料系統の操作は，軽油タ
ンク出口弁を設けることにより速やかな切り替えが可能な設計とする。切り替
え操作の対象機器は(2)操作性の表 3.14-88～90 と同様である。
（57-3-19～22）
これにより図 3.14-32～34 で示すタイムチャートの通り速やかに切り替えが可能である。
経過時間（時間）
7

手順の項目

18

9

直流125V蓄電池Ａから蓄電池Ａ－２への切 替要員（数）中央制御室運転員Ａ，Ｂ

8

8時間

2

20

19

21

24

備考

直流蓄電池Ａ－２からAM用蓄電 池への 切替
19時間

電源切替前準備（ＲＣＩＣ停止操作）
電源切替前準備（ＲＣＩＣ停止操作）
移動・電源切替前準備

所内蓄電池式直流電源設備
による給電

Ａ→Ａ－２ 受電切替

現場運転員Ｃ，Ｄ

2

不要負荷の切り離し
移動・電源切替前準備
Ａ－２→ＡＭ 受電切替

図 3.14-32

図 3.14-33

可搬型直流電源設備による電源供給のタイムチャート

非常用ディーゼル発電機軽油タンクからタンクローリへの燃料補給のタ
イムチャート3.14-143

図 3.14-34

タンクローリ（4kL）から各機器等への燃料補給のタイムチャート＊：「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」への適合状況についての 1.14 で示すタイムチャート

3.14-144

(5) 悪影響の防止（設置許可基準規則第 43 条第 1 項五）(ⅰ) 要求事項
工場等内の他の設備に対して悪影響を及ぼさないものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。
可搬型直流電源設備は，表 3.14-95 に示すように，設計基準事故対処設備である非常用直流電源設備と切り離された状態とし，電源となる電源車を代替所
内電気設備と切り離し，及びタンクローリ（4kL）を軽油タンクと切り離して保管することで隔離する系統構成としており，非常用直流電源設備，代替所内電気設備及び非常用交流電源設備に対して悪影響を及ぼさない設計とする。
また，可搬型直流電源設備の AM 用直流 125V 充電器の受電元は，設計基準事
故対処設備である MCC C と重大事故等対処設備である AM 用 MCC から，切替装置により同時に配線用遮断器を投入できない設計とし，他の設備に影響を与えない設計とする。
（57-3-19～22, 57-7-2～5，57-9, 57-10）取合系統
非常用直流電源設備
代替所内電気設
備
代替所内電気設
備
非常用交流電源設備

表 3.14-95 他系統との隔離
系統隔離
駆動方式
AM 用直流 125V 充電器遮断器
手動(直流母線側充電器出力)
緊急用電源切替箱接続装置
手動（電源車の接続口）
AM 用動力変圧器
手動（電源車の接続口）
軽油タンク
手動（タンクローリ（4kL）の接続口）

3.14-145

動作
切
通常時切
り離し
通常時切
り離し
通常時切
り離し

(6) 設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 1 項六）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において重大事故等対処設備の復旧作業を行うことができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
可搬型直流電源設備のうち，電源車から AM 用 MCC 経由で AM 用直流 125V 充
電器を電源供給する系統，及び軽油タンクから電源車まで燃料移送する系統は，系統構成に操作が必要な機器の設置場所，操作場所を表 3.14-96 に示す。これ
らの操作場所は，想定される事故時における放射線量が高くなるおそれが少な
いため，設置場所で操作可能な設計とする。
（57-2-2～10,28～29,36～37,42～45, 57-8, 57-11）

機器名称
電源車

軽油タンク
タンクローリ（4kL）

緊急用電源切替箱断路器
AM 用 MCC

表 3.14-96 操作対象機器設置場所
設置場所
操作場所
原子炉建屋電源車
原子炉建屋電源車第一設置場所，
第一設置場所
原子炉建屋の二次格納施設外
地下 1 階（6 号炉），
原子炉建屋の二次格納施設外
地上 2 階（7 号炉）
原子炉建屋電源車
原子炉建屋電源車第二設置場所，
第二設置場所
原子炉建屋の二次格納施設外
地下 1 階及び地上 4 階（6 号炉），
原子炉建屋の二次格納施設外
地下 1 階及び地上 3 階（7 号炉）
原子炉建屋東側の屋外
原子炉建屋東側の屋外
原子炉建屋電源車
原子炉建屋電源車第一設置場所
第一設置場所
原子炉建屋電源車
原子炉建屋電源車第二設置場所
第二設置場所
原子炉建屋東側の屋外
原子炉建屋東側の屋外
コントロール建屋地上 2 階 コントロール建屋地上 2 階

原子炉建屋の二次格納施設外地上 4 階
AM 用直流 125V 原子炉建屋の二次格納充電器
施設外地上 4 階

原子炉建屋の二次格納施設外地上 4 階
原子炉建屋の二次格納施設外地上 4 階

3.14-146

3.14.2.4.5

設置許可基準規則第 43 条第 2 項への適合状況(1) 容量（設置許可基準規則第 43 条第 2 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等の収束に必要な容量を有するものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
ｂ）AM 用直流 125V 充電器
可搬型直流電源設備の AM 用直流 125V 充電器は，設計基準事故対処設備の電源が喪失（全交流動力電源喪失及び蓄電池が枯渇）した場合，電源車を代替所
内電気設備へ接続することにより，24 時間にわたり必要な設備へ直流電源を供給するために必要な容量として約 300A を有する設計とする。
ｃ）軽油タンク(6 号及び 7 号炉共用)
可搬型直流電源設備の軽油タンクは，重大事故等対策の有効性評価上，重大事故等対処設備の燃料消費が最大となる事故シナリオ（取水機能喪失等）において，その機能を発揮することを要求される重大事故等対処設備が 7 日間連続運転する場合に必要となる燃料量約 470kL を上回る，容量約 560kL を有する設計とする。
（57-5-3～4）(2) 共用の禁止（設置許可基準規則第 43 条第 2 項二）(ⅰ) 要求事項
二以上の発電用原子炉施設において共用するものでないこと。ただし，二以上の発電用原子炉施設と共用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であって，同一の工場等内の他の発電用原子炉施設に対して悪影響を及ぼさない場合は，この限りでない。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。
ｂ）AM 用直流 125V 充電器
可搬型直流電源設備の AM 用直流 125V 充電器は，二以上の発電用原子炉施設
において共用しない設計とする。

3.14-147

ｃ）軽油タンク(6 号及び 7 号炉共用)
可搬型直流電源設備の軽油タンクは，6 号及び 7 号炉の燃料補給を要する負荷を必要数同時に運転したとしても余裕のある容量としており，共用により自号炉だけでなく他号炉を含めた容量で使用可能とし，かつ周辺状況に応じた使用タンクの選択を可能にすることで，安全性の向上を図れることから，6 号及び 7 号炉で共用する設計とする。なお，軽油タンクは設計基準対象施設である
非常用ディーゼル発電機への燃料補給に用いる設備であるが，重大事故等対処
設備への燃料補給は非常用ディーゼル発電機への燃料補給として用いていないタンクを選択して実施することから，悪影響は及ぼさない。

(3) 設計基準事故対処設備との多様性（設置許可基準規則第 43 条第 2 項三）(ⅰ) 要求事項
常設重大事故防止設備は，共通要因によって設計基準事故対処設備の安全機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。
可搬型直流電源設備のうち，電源車接続先から AM 用直流 125V 充電器までの常設の電路は代替所内電気設備を経由する。
代替所内電気設備は，共通要因によって，設計基準事故対処設備の安全機能と同時に機能が損なわれる恐れがないよう，設計基準事故対処設備である非常用所内電気設備の各機器と表 3.14-97 の通り多様性，位置的分散を図る設計とする。
電路については，代替所内電気設備を非常用所内電気設備に対して，独立した電路で系統構成することにより，共通要因によって同時に機能を損なわれな
いよう独立した設計とする。
（57-2-5～7,16～17,30～31,36～37,42～46, 57-3-24～26, 57-9）

3.14-148

表 3.14-97 多重性又は多様性，位置的分散（57-9 参照）
設計基準事故対処設備
重大事故防止設備
非常用所内電気設備
代替所内電気設備
電源
非常用高圧母線
緊急用断路器
非常用動力変圧器＜7 号炉タービン建屋南側の屋外＞
非常用低圧母線
緊急用高圧母線
非常用 MCC＜荒浜側常設代替電源設備設置場所地＜いずれも原子炉建屋の二次格 上 1 階＞
納施設外地下 1 階＞
緊急用電源切替箱断路器＜コントロール建屋地上 2 階＞
緊急用電源切替箱接続装置＜原子炉建屋の二次格納施設外地下 1階（6 号炉）＞＜原子炉建屋の二次格納施設外地下 1階及び地上 2 階（7 号炉）＞
AM 用動力変圧器＜原子炉建屋の二次格納施設外地上 4階（6 号炉）＞＜原子炉建屋の二次格納施設外地上 3階（7 号炉）＞AM 用 MCC＜原子炉建屋の二次格納施設外地上 4
階＞
電路
非常用ディーゼル発電機
電源車～非常用高圧母線 C 系，
～非常用高圧母線 C 系及び D 系電路
非常用高圧母線 D 系及び電源車
非常用高圧母線 E 系電路～AM 用 MCC 電路
第一ガスタービン発電機
及び第二ガスタービン発電機～非常用高圧母線 C 系及び D 系電路
第一ガスタービン発電機
及び第二ガスタービン発電機～AM 用 MCC 電路
電 源 供 非常用高圧母線 C 系
非常用高圧母線 C 系
給先
非常用高圧母線 D 系
非常用高圧母線 D 系
非常用高圧母線 E 系＜いずれも原子炉建屋の二次格納施設＜いずれも原子炉建屋の二次格 外地下 1 階＞
納施設外地下 1 階＞
AM 用 MCC＜原子炉建屋の二次格納施設外地上 4階＞

3.14-149

3.14.2.4.6

設置許可基準規則第 43 条第 3 項への適合状況(1) 容量（設置許可基準規則第 43 条第 3 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等の収束に必要な容量を有するものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
ａ）電源車（6 号及び 7 号炉共用）
可搬型直流電源設備の電源車は，常設代替交流電源設備が使用できる場合，残留熱除去系の除熱のため代替原子炉補機冷却系に電源供給する。電源車から代替原子炉補機冷却系を受電する場合は，電源車から負荷に直接接続する設備
であることから，必要台数 1 セットに加えて予備を配備する。代替原子炉補機
冷却系 1 基に対し，必要となる負荷は，最大負荷 327.7kW(6 号炉)，322.4kW(7号炉)及び連続最大負荷約 221kW(6 号炉)，151kW(7 号炉)のため，力率を考慮して，500kVA/台の電源車を 1 台必要となる。なお，燃料補給時には 2 台を同時に使用し交互に燃料補給を行うことで停電を伴う必要が無く，電源供給を継続することが可能な設計とする。
電源車は，常設代替交流電源設備が使用できない場合，低圧代替注水系に関連する設備に電源供給する。電源車から非常用所内電気設備又は代替所内電気設備を受電する場合は，原子炉建屋外から電力を供給する可搬型代替交流電源設備に該当するため，必要設備を 2 セットに加えて予備を配備する。必要となる負荷は，最大負荷 710kW(6 号炉)，725kW(7 号炉)及び連続最大負荷約 619kW(6号炉)，643kW(7 号炉)である。6 号及び 7 号炉の各号炉とも 500kVA/台の電源車
を 2 台必要である。なお，燃料補給時には連続運転の必要がない負荷を一時的に切り離し，電源車を交互に停止して燃料補給を行うことで停電を伴う必要が無く，電源供給を継続することが可能な設計とする。
電源車を代替原子炉補機冷却系に接続する場合と，電源車を非常用所内電気
設備又は代替所内電気設備に接続する場合は，同時に使用することがないため，「共-4 可搬型重大事故等対処設備の必要数，予備数及び保有数について」に基づき，電源車は，重大事故等対処時に必要な台数 8 台，及び容量約 500kVA/
台を有する設計とする。加えて予備 1 台（免震重要棟内緊急時対策所の代替電源設備と共用）を有する設計とする。
(57-5-2)ｄ）タンクローリ（4kL）(6 号及び 7 号炉共用)
可搬型直流電源設備のタンクローリ（4kL）は重大事故等対策の有効性評価
上，重大事故等対処設備の燃料消費が最大となる事故シナリオ（取水機能喪失等）において，その機能を発揮することを要求される電源車，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級），モニタリング・ポスト用発電機，及び 5 号炉原子炉建屋内緊
急時対策所用可搬型電源設備に対し，台数 3 台，容量約 4.0kL/台を設けること
で 2 時間に 1 回の燃料補給が可能になることから，台数 3 台，容量約 4.0kL/台を設ける設計とする。加えて予備 1 台を有する設計とする。
（57-5-5～7）
3.14-150

(2) 確実な接続（設置許可基準規則第 43 条第 3 項二）(ⅰ) 要求事項
常設設備（発電用原子炉施設と接続されている設備又は短時間に発電用原子炉施設と接続することができる常設の設備をいう。以下同じ。）と接続するものにあっては，当該常設設備と容易かつ確実に接続することができ，かつ，二以上の系統又は発電用原子炉施設が相互に使用することができるよう，接続部の規格の統一その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。
可搬型直流電源設備のうち，AM 用 MCC を電源供給する系統及び軽油タンク
から電源車まで燃料移送する系統は，接続が必要なタンクローリ（4kL）ホース，電源車ケーブルについては，現場で容易に接続可能な設計とする。表 3.1498～100 に対象機器の接続場所を示す。
表 3.14-98
接続元機器名称

接続対象機器設置場所（軽油タンク～電源車流路）
接続先機器 接続場所
接続方法
名称
タンクローリ（4kL） 軽油タンク 原子炉建屋東側の屋外
フランジ接続
タンクローリ（4kL） 電源車

原子炉建 屋電源 車第 一 ノズル接続
設置場所 及び第 二設 置
場所

表 3.14-99 接続対象機器設置場所（電源車～AM 用 MCC 第一電路）
接続元機器名称 接続先機器名称
接続場所
接続方法
電源車
緊 急 用 電 源 切 替 原子炉建 屋の二 次格 納 ボルト・ネジ接箱
施設外地下 1 階（6 号炉） 続
接続装置
原子炉建 屋の二 次格 納施設外地上 2 階（7 号炉）
地上 1 階スリップオン接続
表 3.14-100 接続対象機器設置場所（電源車～AM 用 MCC 第二電路）
接続元機器名称 接続先機器名称
接続場所
接続方法
電源車
AM 用動力変圧器 原子炉建 屋の二 次格 納 ボルト・ネジ接施設外地上 3 階（7 号炉） 続
原子炉建 屋の二 次格 納施設外地上 4 階（6 号炉）
地上 1 階スリップオン
接続

3.14-151

以下に，可搬型直流電源設備を構成する可搬型主要設備の確実な接続先をしめす。
ａ）電源車（6 号及び 7 号炉共用）
可搬型直流電源設備の電源車は，建屋貫通の接続口にてケーブルを通線した
後スリップオン接続又はボルト・ネジ接続すること，及び接続状態を目視で確認できることから，確実な接続が可能な設計とする。6 号炉及び 7 号炉において相互に使用することができるよう 6 号炉及び 7 号炉同一形状のスリップオン
又は端子により接続を行う設計とする。電源車ケーブルは充電部が露出する場
合に養生することにより 3 相間の絶縁を確保する設計とする。
（57-2-3～8）
なお，可搬型直流電源設備の電源車の接続方法として，荒浜側常設代替交流
電源設備設置場所にある緊急用高圧母線にボルト・ネジ接続し，緊急用高圧母線から各号炉の緊急用電源切替箱断路器を経由して非常用高圧母線 C 系及び D
系，又は AM 用 MCC を受電することが可能な設計とする。本接続方法は事業者の自主的な取り組みで運用するものである。
ｄ）タンクローリ（4kL）(6 号及び 7 号炉共用)
可搬型直流電源設備のタンクローリ（4kL）と軽油タンクの接続については，
燃料ホースを接続するために，軽油タンクの予備ノズルにフランジ及び専用金具を接続する必要があるが，その接続に特別な工具を要するものではないことから，容易に接続できる設計とする。また，燃料ホースの接続箇所については，
6 号及び 7 号炉で相互に使用することができるよう，それぞれ同一の接続方式
及び口径で接続可能な設計とする。
（57-2-10）

3.14-152

(3) 複数の接続口（設置許可基準規則第 43 条第 3 項三）(ⅰ) 要求事項
常設設備と接続するものにあっては，共通要因によって接続することができなくなることを防止するため，可搬型重大事故等対処設備（原子炉建屋の外か
ら水又は電力を供給するものに限る。）の接続口をそれぞれ互いに異なる複数の場所に設けるものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。
ａ）電源車（6 号及び 7 号炉共用）
可搬型直流電源設備の電源車は，AM 用 MCC に電源供給する場合において，原子炉建屋の異なる面に二箇所の接続口を設置していることから，共通要因により接続不可とならない設計とする。
（57-2-3～8）ｄ）タンクローリ（4kL）(6 号及び 7 号炉共用)
可搬型直流電源設備のタンクローリ（4kL）を接続する軽油タンクは 6 号炉
及び 7 号炉で計 4 基あり，6 号炉の軽油タンク 7 号炉の軽油タンクは 100m 以
上離隔を確保しているため，各々の接続箇所が共通要因により接続不可とならない設計とする。
（57-2-10）

3.14-153

(4) 設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 3 項四）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において可搬型重大事故等対処設備を設置に据え付け，及び常設と接続することができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
可搬型直流電源設備の系統構成に操作が必要な可搬型設備の接続場所は，(2)確実な接続の表 3.14-97～99 と同様である。これらの操作場所は，想定される事故時における放射線量が高くなるおそれが少ないため，設置場所で操作可能な設計とする。
（57-2-2～12,42,45,57-8,57-11）(5) 保管場所（設置許可基準規則第 43 条第 3 項五）(ⅰ) 要求事項
地震，津波その他の自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロ
リズムによる影響，設計基準事故対処設備の配置その他の条件を考慮した上で常設重大事故等対処設備と異なる保管場所に保管すること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。
可搬型直流電源設備の可搬型設備である電源車及びタンクローリ（4kL）は，
地震，津波その他自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズ
ムによる影響，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備の配置その他の条件を考慮し，非常用交流電源設備，常設代替交流電源設備（第一ガスタービ
ン発電機及び第二ガスタービン発電機）と 100m 以上の離隔で位置的分散を図り，発電所敷地内の高台にある荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所の複数箇所に分散して配置する設計とする。
（57-2-2～3,10）

3.14-154

(6) アクセスルートの確保（設置許可基準規則第 43 条第 3 項六）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において，可搬型重大事故等対処設備を運搬し，又は他の設備の被害状況を把握するため，工場等内の道路及び通路が確保できるよう，適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。
可搬型直流電源設備は，想定される重大事故等が発生した場合においても，可搬型重大事故等対処設備の運搬，移動に支障をきたすことのないよう，迂回路も考慮して複数のアクセスルートを確保する設計とする。
（「可搬型重大事故等対処設備保管場所及びアクセスルート」参照）（57-6-2～7）

3.14-155

(7) 設計基準事故対処設備及び常設重大事故等防止設備との多様性（設置許可基準
規則第 43 条第 3 項七）(ⅰ) 要求事項
重大事故防止設備のうち可搬型のものは，共通要因によって，設計基準事故
対処設備の安全機能，使用済燃料貯蔵槽の冷却機能若しくは注水機能又は常設
重大事故防止設備の重大事故に至るおそれがある事故に対処するために必要な機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。
可搬型直流電源設備は，共通要因によって，設計基準事故対処設備の安全機能と同時に機能が損なわれる恐れがないよう，設計基準事故対処設備である非常用直流電源設備の各機器と表 3.14-101 の通り多様性，位置的分散を図る設計とする。
（57-2-2～10,28～29,36～39,42～45, 57-3-19～22, 57-8, 57-11）

3.14-156

表 3.14-101 多重性又は多様性，位置的分散
設計基準事故対処設備
重大事故防止設備 重大事故防止設備
非常用直流電源設備
常設代替直流電源 可搬型直流電源設
設備
備
直流設備 非常用直流 125V 充電器
AM 用直流 125V 充電 AM 用直流 125V 充電＜コントロール建屋
器
器
地下 1 階＞＜原子炉建屋の二 ＜原子炉建屋の二次格納施設外地上 次格納施設外地上
4 階＞
4 階＞
電源
非常用ディーゼル発電機
AM 用直流 125V 蓄電 電源車＜原子炉建屋の二次格納施 池＜荒浜側高台保管設外地上 1 階＞＜原子炉建屋の二 場所及び大湊側高次格納施設外地上 台保管場所＞
4 階＞
電路
非常用ディーゼル発電機 A 系 AM 用直流 125V 蓄電 緊急用電源切替箱～直流 125V 充電器 A 電路
池
断路器
非常用ディーゼル発電機 A 系 ～AM 用直流母線電 ～AM 用直流 125V 電～直流 125V 充電器 A-2 電路 路
路
非常用ディーゼル発電機 B 系
AM 用動力変圧器～直流 125V 充電器 B 電路
～AM 用直流 125V 電
非常用ディーゼル発電機 C 系
路～直流 125V 充電器 C 電路
AM 用直流 125V 充電
非常用ディーゼル発電機 A 系
器～直流 125V 充電器 D 電路
～AM 用直流 125V 主直流 125V 充電器 A
母線盤（6 号炉）電～直流 125V 主母線盤 A 電路路
直流 125V 充電器 A-2
AM 用直流 125V 蓄電～直流母線電路
池
直流 125V 充電器 B～AM 用直流 125V 充～直流 125V 主母線盤 B 電路
電器盤内蔵の母線
直流 125V 充電器 C（7 号炉）電路～直流 125V 主母線盤 C 電路
直流 125V 充電器 D～直流 125V 主母線盤 D 電路
電源供給 直流 125V 主母線盤 A，B，C 及 AM 用直流 125V 主母 AM 用直流 125V 主母
先びD
線盤（6 号炉）
線盤（6 号炉）
直流母線
AM 用直流 125V 充電 AM 用直流 125V 充電＜いずれもコントロール建 器盤内蔵の母線（7 器盤内蔵の母線（7屋地下 1 階＞
号炉）
号炉）
＜いずれも原子炉 ＜いずれも原子炉
建屋の二次格納施 建屋の二次格納施
設外地上 4 階＞
設外地上 4 階＞

3.14-157

設計基準事故対処設備
非常用直流電源設備

重大事故防止設備
常設代替直流電源
設備
－

電源の
冷却方式
燃料源

水冷式

燃料流路

燃料移送ポンプ＜原子炉建屋東側の屋外＞

軽油タンク－＜原子炉建屋東側の屋外＞
燃料ディタンク＜原子炉建屋の二次格納施
設外地上 3 階＞－

3.14-158

重大事故防止設備
可搬型直流電源設
備
空冷式
軽油タンク
＜原子炉建屋東側の屋外＞
電源車（車載燃料）＜荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所＞
タンクローリ（4kL）＜荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所＞

3.14.2.4.6 その他設備
3.14.2.4.6.1 直流給電車
3.14.2.4.6.1.1 設備概要
設計基準事故対処設備の電源喪失（全交流電源及び全直流電源），及び重大事故等対処設備の電源喪失（代替交流電源及び常設代替直流電源）により，重大事故に至る恐れがある事故が発生した場合において，炉心の著しい損傷を防止するために，原子炉隔離時冷却系，逃がし安全弁及び当該機器の計測制御設備に必要な電力を供給するために設置する。なお，本設備は事業者の自主的な取り組みで設置するものである。

3.14-159

3.14.2.5

号炉間電力融通電気設備

3.14.2.5.1 設備概要
号炉間電力融通電気設備は，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，号炉間電力融通ケーブルを用いて他号炉の緊急用
電源切替箱断路器から自号炉の非常用高圧母線 C 系又は D 系までの電路を構築
し，他号炉から電源を供給することにより，重大事故等が発生した場合において炉心の著しい損傷，原子炉格納容器の破損，使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷及び運転停止中原子炉内燃料体の著しい損傷を防止することを目的として設置するものである。
本系統は他号炉と自号炉を接続する電路を構成する「号炉間電力融通ケーブ
ル」，号炉間電力融通ケーブル以外に電路の構成要素となる代替所内電気設備の「緊急用電源切替箱断路器」，「緊急用電源切替箱接続装置」，「非常用高圧母線 C 系」及び「非常用高圧母線 D 系」で構成する。本系統全体の概要図を図3.14-35 に，本系統に属する重大事故等対処設備を表 3.14-102 に示す。
本系統は，号炉間電力融通ケーブルを他号炉の緊急用電源切替箱断路器及び自号炉の緊急用電源切替箱断路器に手動接続し，他号炉から交流電源の供給を行うことにより，自号炉の非常用高圧母線 C 系又は非常用高圧母線 D 系を受電する。
号炉間電力融通ケーブルは，常設の号炉間電力融通ケーブルを 1 式，可搬型の号炉間電力融通ケーブルを 1 式配備している。常設と可搬型のどちらか一方を特定せずに，使用できる号炉間融通ケーブルを示す場合には「号炉間電力融通ケーブル」と表記する。常設と可搬型を区別する必要がある場合は，それぞれ「号炉間電力融通ケーブル【常設】」，「号炉間電力融通ケーブル【可搬】」と表記する。

3.14-160

図 3.14-35

号炉間電力融通ケーブル系統図
3.14-161

表 3.14-102 号炉間電力融通電気設備に関する重大事故等対処設備一覧
設備区分 設備名
主要設備 号炉間電力融通ケーブル【常設】号炉間電力融通ケーブル【可搬】
附属設備 －
燃料流路 －
交流電路 号炉間電力融通ケーブル～非常用高圧母線 C 系
及び非常用高圧母線 D 系電路【常設】
直流電路 －

3.14-162

3.14.2.5.2 主要設備の仕様
主要設備の仕様を以下に示す。
(1)号炉間電力融通ケーブル（6 号及び 7 号炉共用）
個数：1 式（予備 1 式）
種類
：6,600V 架橋ポリエチレン絶縁耐熱難燃性ビニルシースケーブル
サイズ ：150mm2
全長：約 20m
取付箇所：号炉間電力融通ケーブル【常設】：コントロール建屋 2 階（1 式）号炉間電力融通ケーブル【可搬】：荒浜側常設代替交流電源設備設置場所地上 1 階（1 式）

3.14-163

3.14.2.5.3

設置許可基準規則第 43 条第 1 項への適合状況(1) 環境条件及び荷重条件（設置許可基準規則第 43 条第 1 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重その他の使用条件において，重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮するものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
ａ）号炉間電力融通ケーブル（6 号及び 7 号炉共用）
号炉間電力融通電気設備の号炉間電力融通ケーブルは，コントロール建屋内
及び荒浜側常設代替交流電源設備設置場所の建屋内に設置する設備であることから，その機能を期待される重大事故等が発生した場合における，コントロ
ール建屋内及び荒浜側常設代替交流電源設備設置場所の建屋内の環境条件を考慮し，以下の表 3.14-103 に示す設計とする。
（57-2-32～35）
表 3.14-103 想定する環境条件及び荷重条件（号炉間電力融通ケーブル）
環境条件等
対応
温度・圧力・湿 コントロール建屋内及び荒浜側常設代替交流電源設備設置場所の度・放射線建屋内で想定される温度，圧力，湿度及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外の天候に 屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない。
よる影響
海水を通水す 海水を通水することはない。
る系統への影響地震
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する。（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方針」に示す）
風（台風）・積 コントロール建屋内及び荒浜側常設代替交流電源設備設置場所の雪
建屋内に設置するため，風（台風）及び積雪の影響は受けない。
電磁的障害
重大事故等が発生した場合においても電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

3.14-164

(2) 操作性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項二）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において確実に操作できるものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。
号炉間電力融通電気設備で，操作が必要な号炉間電力融通ケーブル及び代替
所内電気設備の断路器については，現場で容易に操作可能な設計とする。表3.14-104～105 に操作対象機器の操作場所を示す。
（57-2-2,5～7,30～37, 57-3-23）
表 3.14-104 操作対象機器（他号炉号炉間電力融通ケーブル）
機器名称
状態の変化 操作場所
操作方法
号炉間電力融通ケーブル 断路→接続 コントロール建屋 ボルト・ネジ【常設】
地上 2 階
接続操作（他号炉の緊急用電源
荒浜側常設代替交
切替箱断路器側）
流電源設備設置場
所地上１階
表 3.14-105

操作対象機器（自号炉号炉間電力融通ケーブル～非常用高圧母線 C 系
及び非常用高圧母線 D 系電路）
機器名称
状態の変化 操作場所
操作方法
号炉間電力融通ケーブル【常設】 断路→接続 コントロール建屋 ボルト・ネジ（自号炉の緊急用電源
地上 2 階
接続操作
切替箱断路器側）
荒浜側常設代替交
流電源設備設置場
所地上１階
非常用高圧母線 C 系遮断器又は切→入
原子炉建屋の二次 ス イ ッ チ 操
非常用高圧母線 D 系遮断器
格納容器施設外地 作（緊急用電源切替箱接続装置側）
下１階

3.14-165以下に，号炉間電力融通設備を構成する主要機器の操作性を示す。
ａ）号炉間電力融通ケーブル【常設】（6 号及び 7 号炉共用）
号炉間電力融通電気設備の号炉間電力融通ケーブル【常設】は，緊急用電
源切替箱断路器でのボルト・ネジによる手動接続操作であること，及び号炉
間電力融通ケーブルにて電力を融通する号炉の接続状態を緊急用電源切替
箱断路器の断路器の目視確認にて確認できることから，確実な操作が可能な設計とする。また，号炉間電力融通ケーブルは 6 号及び 7 号炉において同一形状の端子により接続操作を行う設計とし，かつ十分な操作空間を確保し，容易に操作可能な設計とする。
（57-2-32～37）ｂ）号炉間電力融通ケーブル【可搬】（6 号及び 7 号炉共用）
号炉間電力融通電気設備の号炉間電力融通ケーブル【可搬】は，人力で運搬可能な設計とする。
（57-2-32～37）

3.14-166

(3) 試験及び検査（設置許可基準規則第 43 条第 1 項三）(ⅰ) 要求事項
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試験又は検査ができるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。
ａ）号炉間電力融通ケーブル（6 号及び 7 号炉共用）
号炉間電力融通電気設備の号炉間電力融通ケーブルは，表 3.14-106 に示すように運転中又は停止中に機能・性能試験が可能な設計とする。
号炉間電力融通ケーブルの性能である絶縁抵抗を確認可能な設計とする。
（57-4-46）
表 3.14-106 号炉間電力融通ケーブルの試験及び検査
プラント状態項目内容
運転中
号炉間電力融通ケーブルの絶縁抵抗の又は機能・性能試験確認
停止中

3.14-167

(4) 切り替えの容易性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項四）(ⅰ) 要求事項
本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設備にあっては，通常時に使用する系統から速やかに切り替えられる機能を備えるものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。
号炉間電力融通電気設備は，本来の用途以外の用途には使用しない。なお，
非常用交流電源設備から号炉間電力融通電気設備を用いた電源供給へ切り替えるために必要な操作については，代替所内電気設備の断路器を設けることにより速やかな切り替えが可能な設計とする。切り替え操作の対象機器は(2)操作性の表 3.14-104～105 と同様である。
これにより図 3.14-36 で示すタイムチャートの通り速やかに切り替えが可能である。
（57-3-23）
30

手順の項目

60

負荷切替，非常用ディーゼル発電機)によ る M/C C系D系送電準備

要員（数）

90
1時間15分120

経過時間（分）
150

180

電力融通
（屋外ケーブル使用時）

240

210

備考

3時間35分M/C C系D系受電前準備

７号炉中央制御室運転員Ａ，Ｂ

2６号炉中央制御室運転員Ａ，Ｂ

2

M/C D系受電確認

M/C C系D系受電前準備

負荷停止･負荷切替

６号炉現場運転員Ｃ，Ｄ

移動・電路構成2

M/C D系受電操作

負荷停止･負荷切替号炉間電力融通ケーブル
による電力融通
６号炉現場運転員Ｅ，Ｆ

2７号炉現場運転員Ｃ，Ｄ

2

緊急時対策要員

6

受電前準備

移動、ケーブ ル接続前準備 ※※ ｺﾝﾄﾛｰﾙ建屋内保管の電源ケーブ ル敷設
電源ケーブ ル接続

号炉間電力融通ｹｰﾌﾞﾙを使用する 場合は、30分と想定する 。

図 3.14-36号炉間電力融通ケーブルによる電力融通のタイムチャート＊：「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」への適合状況についての 1.14 で示すタイムチャート

3.14-168

(5) 悪影響の防止（設置許可基準規則第 43 条第 1 項五）(ⅰ) 要求事項
工場等内の他の設備に対して悪影響を及ぼさないものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。
号炉間電力融通電気設備は，表 3.14-107 に示すように，通常時は号炉間電力融通ケーブルと自号炉及び他号炉の緊急用電源切替箱断路器を断路状態にするとともに，非常用高圧母線 C 系の遮断器（緊急用電源切替箱接続装置側）
及び非常用高圧母線 D 系の遮断器（緊急用電源切替箱接続装置側）を切とすることで隔離する系統構成としており，非常用所内電気設備に対して悪影響を及ぼさない設計とする。
（57-3-23, 57-7-2, 57-9）
表 3.14-107 他系統との隔離
取合系統
系統隔離
駆動方式 動作
非常用所内電気設備 非常用高圧母線 C 系遮断器
手動
通常時切（緊急用電源切替箱接続装置側）
非常用所内電気設備 非常用高圧母線 D 系遮断器
手動
通常時切（緊急用電源切替箱接続装置側）

3.14-169

(6) 設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 1 項六）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において重大事故等対処設備の復旧作業を行うことができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
号炉間電力融通電気設備の系統構成に操作が必要な機器の設置場所，操作場
所を表 3.14-108 に示す。これらの操作場所は，想定される事故時における放射線量が高くなるおそれが少ないため，設置場所で操作可能な設計とする。
（57-2-2,5～7,30～37）
表 3.14-108 操作対象機器設置場所
機器名称
設置場所
操作場所
号炉間電力融通ケーブル コントロール建屋
コントロール建屋
地上 2 階
地上 2 階緊急用電源切替箱断路器 コントロール建屋
コントロール建屋
地上 2 階
地上 2 階
非常用高圧母線 C 系
原子炉建屋の二次格納 原子炉建屋の二次格納施設外地下 1 階
施設外地下 1 階
非常用高圧母線 D 系
原子炉建屋の二次格納 原子炉建屋の二次格納施設外地下 1 階
施設外地下 1 階

3.14-170

3.14.2.5.4

設置許可基準規則第 43 条第 2 項への適合状況(1) 容量（設置許可基準規則第 43 条第 2 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等の収束に必要な容量を有するものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
ａ）号炉間電力融通ケーブル【常設】（6 号及び 7 号炉共用）
号炉間電力融通電気設備の号炉間電力融通ケーブル【常設】は，重大事故等対処時に必要な電力を融通可能なケーブルサイズ 150mm2 を有する設計とする。
(57-5-21)(2) 共用の禁止（設置許可基準規則第 43 条第 2 項二）(ⅰ) 要求事項
二以上の発電用原子炉施設において共用するものでないこと。ただし，二以上の発電用原子炉施設と共用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であって，同一の工場等内の他の発電用原子炉施設に対して悪影響を及ぼさない場合は，この限りでない。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。
ａ）号炉間電力融通ケーブル【常設】（6 号及び 7 号炉共用）
号炉間電力融通電気設備の号炉間電力融通ケーブルは，6 号及び 7 号炉の共用設備であるが，共用により 6 号及び 7 号炉相互間での電力融通を可能とし，安全性の向上を図れることから，6 号及び 7 号炉で共用する設計とする。
通常時は号炉間電力融通ケーブルを断路状態とすることにより，6 号炉非常用所内電気設備及び 7 号炉非常用所内電気設備の分離を行い，悪影響を及ぼさない設計とする。

3.14-171(3) 設計基準事故対処設備との多様性（設置許可基準規則第 43 条第 2 項三）(ⅰ) 要求事項
常設重大事故防止設備は，共通要因によって設計基準事故対処設備の安全機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。
号炉間電力融通電気設備のうち，号炉間電力融通ケーブル【常設】を用いる
電力融通については，共通要因によって，設計基準事故対処設備の安全機能と同時に機能が損なわれる恐れがないよう，設計基準事故対処設備である非常用
交流電源設備の各機器と表 3.14-109 の通り位置的分散を図る設計とする。
（57-2-2,5～7,30～37, 57-3-23）
表 3.14-109 多重性又は多様性，位置的分散
設計基準事故対処設備
重大事故防止設備
非常用交流電源設備
号炉間電力融通電気設備
電源
非常用ディーゼル発電機
他号炉の電源設備＜原子炉建屋の二次格納施設外地
上 1 階＞
電路
非常用ディーゼル発電機
号炉間電力融通ケーブル【常設】～非常用高圧母線 C 系～非常用高圧母線 C 系
及び非常用高圧母線 D 系
及び非常用高圧母線 D 系
電路
電路
電 源 供 非常用高圧母線 C 系
非常用高圧母線 C 系
給先
非常用高圧母線 D 系
非常用高圧母線 D 系＜いずれも原子炉建屋の二次格納 ＜いずれも原子炉建屋の二次格納施設外地下 1 階＞
施設外地下 1 階＞

3.14-1723.14.2.5.5

設置許可基準規則第 43 条第 3 項への適合状況(1) 容量（設置許可基準規則第 43 条第 3 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等の収束に必要な容量を有するものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
ａ）号炉間電力融通ケーブル【可搬】（6 号及び 7 号炉共用）
号炉間電力融通電気設備の号炉間電力融通ケーブル【可搬】は，重大事故等対処時に必要な電力を融通可能なケーブルサイズ 150mm2 を有する設計とする。
(57-5-21)

3.14-173

(2) 確実な接続（設置許可基準規則第 43 条第 3 項二）(ⅰ) 要求事項
常設設備（発電用原子炉施設と接続されている設備又は短時間に発電用原子炉施設と接続することができる常設の設備をいう。以下同じ。）と接続するものにあっては，当該常設設備と容易かつ確実に接続することができ，かつ，二以上の系統又は発電用原子炉施設が相互に使用することができるよう，接続部の規格の統一その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。
号炉間電力融通電気設備は，接続が必要な号炉間電力融通ケーブル【可搬】
については，現場で容易に接続可能な設計とする。表 3.14-110 に対象機器の接続場所を示す。
（57-2-2,30～37, 57-3-23）
表 3.14-110 接続対象機器設置場所
接続元機器名称
接 続 先 機 器 接続場所
接続方法
名称
号炉間電力融通ケーブル 緊 急 用 電 源 コントロール建屋 ボルト・ネジ接続
切替箱断路 2 階
器
以下に，号炉間電力融通電気設備を構成する可搬型主要設備の確実な接続性を示す。
ａ）号炉間電力融通ケーブル【可搬】（6 号及び 7 号炉共用）
号炉間電力融通電気設備の号炉間電力融通ケーブル【可搬】は，緊急用電
源切替箱断路器でのボルト・ネジによる手動接続であること，及び号炉間電力融通ケーブルにて電力を融通する号炉の接続状態を緊急用電源切替箱断路器の断路器の目視確認にて確認できることから，確実な接続が可能な設計とする。また，号炉間電力融通ケーブルは 6 号及び 7 号炉において同一形状の端子により接続を行う設計とし，かつ十分な操作空間を確保し，容易に接続可能な設計とする。
（57-2-32～35）

3.14-174(3) 複数の接続口（設置許可基準規則第 43 条第 3 項三）(ⅰ) 要求事項
常設設備と接続するものにあっては，共通要因によって接続することができなくなることを防止するため，可搬型重大事故等対処設備（原子炉建屋の外か
ら水又は電力を供給するものに限る。）の接続口をそれぞれ互いに異なる複数の場所に設けるものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。
ａ）号炉間電力融通ケーブル【可搬】（6 号及び 7 号炉共用）
号炉間電力融通電気設備の号炉間電力融通ケーブル【可搬】は原子炉建屋の外から水又は電力を供給するものに該当しないことから，対象外である。
（57-2-32～35）(4) 設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 3 項四）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において可搬型重大事故等対処設備を設置に据え付け，及び常設と接続することができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
号炉間電力融通電気設備の系統構成に操作が必要な可搬型機器の接続場所
を表 3.14-111 に示す。これらの操作場所は，想定される事故時における放射線量が高くなるおそれが少ないため，設置場所で操作可能な設計とする。
（57-2-2,30～37）
表 3.14-111 操作対象機器設置場所
機器名称
接続先の機器名称
接続場所
号炉間融通電力ケーブル 緊急用電源切替箱断路器 コントロール建屋
【可搬】
（他号炉）
地上 2 階緊急用電源切替箱断路器 コントロール建屋（自号炉）
地上 2 階3.14-175

(5) 保管場所（設置許可基準規則第 43 条第 3 項五）(ⅰ) 要求事項
地震，津波その他の自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロ
リズムによる影響，設計基準事故対処設備の配置その他の条件を考慮した上で常設重大事故等対処設備と異なる保管場所に保管すること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。
表 3.14-112 の通り，号炉間電力融通電気設備の系統構成に操作が必要な可搬型機器は，複数の箇所に分散して保管する設計とする。
（57-2-2,30～37）
表 3.14-112 操作対象機器保管場所
機器名称
保管場所
号炉間電力融通ケーブル 荒浜側常設代替交流電源設備設置場所地上 1 階【可搬】(6) アクセスルートの確保（設置許可基準規則第 43 条第 3 項六）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において，可搬型重大事故等対処設備を運搬し，又は他の設備の被害状況を把握するため，工場等内の道路及び通路が確保できるよう，適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。
想定される重大事故等が発生した場合においても，可搬型重大事故等対処設
備の運搬，移動に支障をきたすことのないよう，迂回路も考慮して複数のアクセスルートを確保する設計とする。
（「可搬型重大事故等対処設備保管場所及びアクセスルート」参照）（57-6-2～7）

3.14-176

(7) 設計基準事故対処設備及び常設重大事故等防止設備との多様性（設置許可基準
規則第 43 条第 3 項七）(ⅰ) 要求事項
重大事故防止設備のうち可搬型のものは，共通要因によって，設計基準事故
対処設備の安全機能，使用済燃料貯蔵槽の冷却機能若しくは注水機能又は常設
重大事故防止設備の重大事故に至るおそれがある事故に対処するために必要な機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。
号炉間電力融通電気設備のうち，号炉間電力融通ケーブル【可搬】を用いる
電力融通については，共通要因によって，設計基準事故対処設備の安全機能と同時に機能が損なわれる恐れがないよう，設計基準事故対処設備である非常用
交流電源設備の各機器と表 3.14-113 の通り多様性，位置的分散を図る設計とする。
（57-2-2,5～7,30～37, 57-3-23）
表 3.14-113 多重性及び多様性，位置的分散
設計基準事故対処設備 常設重大事故防止設備
可搬型重大事故防止設
備
非常用交流電源設備
号炉間電力融通電気設 号炉間電力融通電気設
備
備
電源
非常用ディーゼル発電 他号炉の電源設備
他号炉の電源設備機＜原子炉建屋の二次格
納施設外地上 1 階＞
電路
非常用ディーゼル発電 号炉間電力融通ケーブ 号炉間電力融通ケーブ
機
ル【常設】
ル【可搬】
～非常用高圧母線 C 系 ～非常用高圧母線 C 系～非常用高圧母線 C 系
及び非常用高圧母線 D 及び非常用高圧母線 D 及び非常用高圧母線 D
系
系
系
電 源 非常用高圧母線 C 系
非常用高圧母線 C 系
非常用高圧母線 C 系
供 給 非常用高圧母線 D 系
非常用高圧母線 D 系
非常用高圧母線 D 系
先＜いずれも原子炉建屋 ＜いずれも原子炉建屋 ＜いずれも原子炉建屋の二次格納施設外地下 の二次格納施設外地下 1 の二次格納施設外地下 1
1 階＞
階＞
階＞

3.14-177

3.14.2.5.6 その他設備
3.14.2.5.6.1 号炉間連絡ケーブル
3.14.2.5.6.1.1 設備概要
外部電源及び非常用直流電源喪失後，他号炉の非常用モータ・コントロール・センタから自号炉の非常用モータ・コントロール・センタに電源供給することで，非常用ディーゼル発電機の起動に必要な制御電源を確保できるように，号炉間連絡ケーブルを設ける。なお，本設備は事業者の自主的な取り組みで設置するものである。

3.14-178

3.14.2.6

代替所内電気設備

3.14.2.6.1
設備概要
代替所内電気設備は，設計基準事故対処設備の非常用所内電気設備が喪失した場合，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必要な設備に電源を供給するための電路を確保することにより，重大事故等が発生した場合において炉心の著しい損傷，原子炉格納容器の破損，使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷及び運転停止中原子炉内燃料体の著しい損傷を防止することを目的として設置するものである。
本系統は電路を構成する「緊急用高圧母線」，「緊急用断路器」，「緊急用電源切替箱断路器」，「緊急用切替箱接続装置」，「AM 用動力変圧器」，「非常用高圧母線 C 系」，「非常用高圧母線 D 系」，「AM 用 MCC」及び「AM 用切替盤」，代替所内
電気設備から電源供給時に設備の遠隔操作を行う「AM 用操作盤」で構成する。
本系統全体の概要図を図 3.14-37～39 に，本系統に属する重大事故等対処設備
を表 3.14-114 に示す。
本系統は，緊急用高圧母線，緊急用断路器，緊急用電源切替箱断路器，緊急用切替箱接続装置，非常用高圧母線 C 系，非常用高圧母線 D 系，AM 用 MCC， AM用切替盤を操作して系統構成することにより，常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備の電路として使用する。
代替所内電気設備の設計基準事故対処設備に対する独立性及び位置的分散については 3.14.2.6.3 項に詳細を示す。所内電気設備への接近性の確保については 3.14.2.6.4 項に詳細を示す。
なお，AM 用切替装置（SRV）については，「3.3 原子炉冷却材圧力バウンダ
リを減圧するための設備（設置許可基準規則 46 条に対する方針を示す章）」で示す。

3.14-179

図 3.14-37

代替所内電気設備系統図
3.14-180

MCC

AM用MCCC又はD

図 3.14-38

中央制御室外原子炉停止装置の操作盤

AM用操作盤【凡例】
中央制御室の操作盤

制御ケーブル3.14-181

代替所内電気設備制御回路系統図（MCC C 又は D から電源供給時）

AM用切替盤

動力ケーブル
配線用遮断器

電動
弁

MCC C又はD(非常用所内電気設備)とAM用MCCで配線用遮断器を同時に投入できない設計とする。

MCC：モータ・コントロール・センタ

MCC C又はD

AM用MCC図 3.14-39

中央制御室外原子炉停止装置の操作盤

AM用操作盤

3.14-182

代替所内電気設備制御回路系統図（AM 用 MCC から電源供給時）【凡例】

中央制御室の操作盤

制御ケーブル

AM用切替盤

動力ケーブル
配線用遮断器

電動
弁

MCC C又はD(非常用所内電気設備)とAM用MCCで配線用遮断器を同時に投入できない設計とする。

MCC：モータ・コントロール・センタ

表 3.14-114 代替所内電気設備に関する重大事故等対処設備一覧
設備区分 設備名
主要設備 緊急用高圧母線【常設】緊急用断路器【常設】緊急用電源切替箱断路器【常設】緊急用電源切替箱接続装置【常設】AM 用動力変圧器【常設】AM 用 MCC【常設】AM 用切替盤【常設】AM 用操作盤【常設】非常用高圧母線 C 系【常設】非常用高圧母線 D 系【常設】附属設備 －
燃料流路 －
交流電路 電源車～非常用高圧母線 C 系及び D 系第一電路（電源車～緊急用電源切替箱接続装置電路【可搬】）（緊急用電源切替箱接続装置～非常用高圧母線 C 系及び D 系電路【常設】）電源車～非常用高圧母線 C 系及び D 系第二電路（電源車～動力変圧器 C 系電路【可搬】）（動力変圧器 C 系～非常用高圧母線 C 系及び D 系電路【常設】）電源車～AM 用 MCC 第一電路
（電源車～緊急用電源切替箱接続装置電路【可搬】）（緊急用電源切替箱接続装置～AM 用 MCC 電路【常設】）電源車～AM 用 MCC 第二電路
（電源車～AM 用動力変圧器電路【可搬】）（AM 用動力変圧器～AM 用 MCC 電路【常設】）第一ガスタービン発電機及び第二ガスタービン発電機～非常用高圧母線 C 系及び D 系電路※1
第一ガスタービン発電機及び第二ガスタービン発電機～AM 用 MCC 電路※1
直流電路 －※1 第二ガスタービン発電機から電路は洞道を経由する。

3.14-183

3.14.2.6.2 主要設備の仕様
主要設備の仕様を以下に示す。
(1) 緊急用高圧母線（6 号及び 7 号炉共用）
電圧：6.9kV
定格電流：約 1,200A
取付箇所：荒浜側常設代替交流電源設備設置場所地上 1 階(2) 緊急用断路器（6 号及び 7 号炉共用）
電圧：6.9kV
定格電流：約 1,200A
取付箇所：7 号炉タービン建屋南側の屋外(3) 緊急用電源切替箱断路器
電圧：6.9kV
定格電流：約 600A
取付箇所：コントロール建屋地上 2 階(4) 緊急用電源切替箱接続装置
個数：一式
取付箇所：原子炉建屋の二次格納施設外地下 1 階（6 号炉）
原子炉建屋の二次格納施設外地下 1 階及び地上 2 階（7 号炉）(5) 非常用高圧母線 C 系
電圧：6.9kV
定格電流：約 1,200A
取付箇所：原子炉建屋の二次格納施設外地下 1 階(6) 非常用高圧母線 D 系
電圧：6.9kV
定格電流：約 1,200A
取付箇所：原子炉建屋の二次格納施設外地下 1 階

3.14-184

(7) AM 用動力変圧器
個数
：1
冷却
：自冷
容量
：約 750kVA（6 号炉）
約 800kVA（7 号炉）
電圧：1 次側・・・6.9kV
2 次側・・・480V
取付箇所：原子炉建屋の二次格納施設外地上 4 階（6 号炉）
原子炉建屋の二次格納施設外地上 3 階（7 号炉）(8) AM 用 MCC
個数
電圧
母線定格電流
取付箇所

：一式
：480V
：約 800A：原子炉建屋の二次格納施設外地上 4 階(9) AM 用切替盤
個数
取付箇所

：一式
：原子炉建屋の二次格納施設外地上 3 階(10)AM 用操作盤
個数
取付箇所

：一式
：原子炉建屋の二次格納施設外地上 3 階

3.14-185

3.14.2.6.3

独立性及び位置的分散の確保

代替所内電気設備は，表 3.14-115 で示す通り地震，津波，火災，溢水により同時に故障することを防止するため，非常用所内電気設備と独立性を確保する設計とする。
代替所内電気設備は，設計基準事故対処設備である非常用所内電気設備と同時にその機能が損なわれることがないよう，表 3.14-116 で示す通り，位置的分散を図った設計とする。緊急用高圧母線，緊急用断路器，緊急用電源切替箱断路器，緊急用切替箱接続装置，AM 用動力変圧器及び AM 用 MCC は，設計基準事故対処設備である非常用高圧母線，非常用動力変圧器，非常用 MCC と位置的分散された荒浜側常設代替交
流電源設備設置場所，コントロール建屋，原子炉建屋内にそれぞれ配置し，同時に機能が喪失しない設計とする。電路については，代替所内電気設備を非常用所内電気設
備に対して，独立した電路で系統構成することにより，共通要因によって同時に機能を損なわれないよう独立した設計とする。
（57-2-5～7,16～17,30～31,36～37,42～46, 57-3-24～26, 57-9）

3.14-186

項目
共通 地
要因 震
故障

津
波

火
災

溢
水

表 3.14-115 設計基準事故対処設備との独立性
設計基準事故対処設備
重大事故防止設備
非常用所内電気設備
代替所内電気設備
設計基準事故対処設備の非常用所内電気設備は耐震 S クラス設計とし，重大事故防止設備である代替所内電気設備は基準地震動 Ss で機能維持できる設計とすることで，基準地震動 Ss が共通要因となり故障することのない設計とする。なお，第二ガスタービン発電機の電路は設置地盤に将来活動する可能性のある断層等が確認されているが，第一ガスター
ビン発電機の電路は将来活動する可能性のある断層等がないことを確認した地盤に設置する設計とする。
設計基準事故対処設備を設置する原子炉建屋と，重大事故防止設備を設置する屋外及び重大事故防止設備を保管する荒浜側高台保管場所，大湊側高台保管場所は，コントロール建屋，原子炉建屋の各設置場所は，ともに津波が到達しない位置とすることで，津波が共通要因となり故障することのない設計とする。
設計基準事故対処設備の非常用交流電源設備と，重大事故防止設備である代替所内電気設備は，火災が共通要因となり故障することのない設計とする（「共-7 重大事故等対処設備の内部火災に対する防護方針について」に示す）。
設計基準事故対処設備の非常用所内電気設備と，重大事故防止設備である代替所内電気設備は，溢水が共通要因となり故障することのない設計とする（「共-8 重大事故等対処設備の内部溢水に対する防護方針について」に示す）。

3.14-187

表 3.14-116 位置的分散
設計基準事故対処設備
重大事故防止設備
非常用所内電気設備
代替所内電気設備
電源盤 非常用高圧母線
緊急用断路器
非常用動力変圧器＜7 号炉タービン建屋南側の屋外＞
非常用低圧母線
緊急用高圧母線
非常用 MCC＜荒浜側常設代替交流電源設備設置場＜いずれも原子炉建屋の二次格 所地上 1 階＞
納施設外地下 1 階＞
緊急用電源切替箱断路器＜コントロール建屋地上 2 階＞
緊急用電源切替箱接続装置＜原子炉建屋の二次格納施設外地下 1階（6 号炉）＞＜原子炉建屋の二次格納施設外地下 1階及び地上 2 階（7 号炉）＞
AM 用動力変圧器＜原子炉建屋の二次格納施設外地上 4階（6 号炉）＞＜原子炉建屋の二次格納施設外地上 3階（7 号炉）＞AM 用 MCC＜原子炉建屋の二次格納施設外地上 4
階＞
電路
非常用ディーゼル発電機
電源車～非常用高圧母線 C 系～非常用高圧母線 C 系，
及び非常用高圧母線 D 系電路
非常用高圧母線 D 系及び電源車～AM 用 MCC 電路
非常用高圧母線 E 系電路
第一ガスタービン発電機
及び第二ガスタービン発電機～非常用高圧母線 C 系
及び非常用高圧母線 D 系電路
第一ガスタービン発電機
及び第二ガスタービン発電機～AM 用 MCC 電路
電 源 供 非常用高圧母線 C 系
非常用高圧母線 C 系
給先
非常用高圧母線 D 系
非常用高圧母線 D 系
非常用高圧母線 E 系＜いずれも原子炉建屋の二次格納施設＜いずれも原子炉建屋の二次格 外地下 1 階＞
納施設外地下 1 階＞
AM 用 MCC＜原子炉建屋の二次格納施設外地上 4階＞
操作盤 中央制御室及びAM 用操作盤
中央制御室外原子炉停止装置の操作盤
3.14-188

3.14.2.6.4

所内電気設備への接近性の確保

基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。
設計基準事故対処設備の電源が喪失したことにより重大事故等が発生した場合において，代替交流電源からの電力を確保するために，以下のとおり，原子炉
建屋の二次格納施設外地下 1 階に設置している非常用所内電気設備へアクセス可能な設計とし，接近性を確保する設計とする。
（57-6-2～7）
屋内のアクセスルートに影響を与える恐れがある以下の事象について評価した結果問題なし。
ａ．地震時の影響・・・プラントウォークダウンにて確認した結果問題なし。
ｂ．地震随伴火災の影響・・・アクセスルート近傍に地震随伴火災の火災源となる機器が設置されてないことから問題なし。
ｃ．地震随伴溢水の影響・・・原子炉建屋の二次格納施設外に溢水源となる耐震 B，C クラスの機器が，基準地震力に対して耐震性が確保されていることから問題なし。
詳細は，「1.0 重大事故等対処における共通事項
故等対処設備②アクセスルートの確保」参照

1.0.2 共通事項(1)重大事

なお，万が一，原子炉建屋の二次格納施設外地下 1 階への接近性が失われることを考慮して，同地下 1 階を経由せず，地上 1 階から接近可能な代替所内電気設備を原子炉建屋の二次格納施設外地上 3 階もしくは 4 階に設置することにより，接近性の向上を図る設計とする。

3.14-189

3.14.2.6.5

設置許可基準規則第 43 条第 1 項への適合状況(1) 環境条件及び荷重条件（設置許可基準規則第 43 条第 1 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重その他の使用条件において，重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮するものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
ａ）緊急用断路器（6 号及び 7 号炉共用）
代替所内電気設備の緊急用断路器は，屋外の 7 号炉タービン建屋南側に設置する設備であることから，その機能を期待される重大事故等が発生した場合における，屋外の環境条件を考慮し，以下の表 3.14-117 に示す設計とする。
（57-2-16）
表 3.14-117 想定する環境条件及び荷重条件（緊急用断路器）
環境条件等
対応
温度・圧力・湿度・ 屋外で想定される温度，圧力，湿度及び放射線条件下に耐えら放射線れる性能を確認した機器を使用する。
屋外の天候による 降水及び凍結により機能を損なうことのないよう防水対策及影響
び凍結対策を行える設計とする。
海水を通水する系 海水を通水することはない。
統への影響
地震
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する。
（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方針」に示す）
風（台風）・積雪
屋外で風荷重，積雪荷重を考慮しても機器が損傷しないこと
を応力評価により確認する。
電磁的障害
重大事故等が発生した場合においても電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

3.14-190

ｂ）緊急用高圧母線（6 号及び 7 号炉共用）
代替所内電気設備の緊急用高圧母線は，荒浜側常設代替交流電源設備設置場
所に設置する設備であることから，その機能を期待される重大事故等が発生した場合における，荒浜側常設代替交流電源設備設置場所の環境条件を考慮し，以下の表 3.14-118 に示す設計とする。
（57-2-17）
表 3.14-118 想定する環境条件及び荷重条件（緊急用高圧母線）
環境条件等
対応
温度・圧力・湿 荒浜側常設代替交流電源設備設置場所で想定される温度，圧力，
度・放射線
湿度及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外の天候によ 屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない。
る影響
海水を通水する 海水を通水することはない。
系統への影響地震
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方針」に示す。
風（台風）・積雪 屋外の建屋内に設置するため，風（台風）及び積雪の影響は受け
ない。
電磁的障害
重大事故等が発生した場合においても電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

3.14-191

ｃ）緊急用電源切替箱断路器
代替所内電気設備の緊急用電源切替箱断路器は，コントロール建屋内に設置する設備であることから，その機能を期待される重大事故等が発生した場合における，コントロール建屋内の環境条件を考慮し，以下の表 3.14-119 に示す設計とする。
（57-2-36～37）
表 3.14-119 想定する環境条件及び荷重条件（緊急用電源切替箱断路器）
環境条件等
対応
温度・圧力・湿 コントロール建屋内で想定される温度，圧力，湿度及び放射線条度・放射線件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外の天候によ 屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない。
る影響
海水を通水する 海水を通水することはない。
系統への影響地震
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する。（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方針」に示す）
風（台風）・積雪 コントロール建屋内に設置するため，風（台風）及び積雪の影響は受けない。
電磁的障害
重大事故等が発生した場合においても電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

3.14-192ｄ）緊急用電源切替箱接続装置
代替所内電気設備の緊急用電源切替箱接続装置は，コントロール建屋内に設置する設備であることから，その機能を期待される重大事故等が発生した場合における，コントロール建屋内の環境条件を考慮し，以下の表 3.14-120 に示す設計とする。
（57-2-5～7）
表 3.14-120 想定する環境条件及び荷重条件（緊急用電源切替箱接続装置）
環境条件等
対応
温度・圧力・湿 コントロール建屋内で想定される温度，圧力，湿度及び放射線条度・放射線件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外の天候によ 屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない。
る影響
海水を通水する 海水を通水することはない。
系統への影響地震
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する。
（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方針」に示す）
風（台風）・積雪 原子炉建屋の二次格納施設外の建屋内に設置するため，風（台風）及び積雪の影響は受けない。
電磁的障害
重大事故等が発生した場合においても電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

3.14-193ｅ）非常用高圧母線 C 系
代替所内電気設備の非常用高圧母線 C 系は，原子炉建屋の二次格納施設外の建屋内に設置する設備であることから，その機能を期待される重大事故等が発生した場合における，原子炉建屋の二次格納施設外の建屋内の環境条件を考慮
し，以下の表 3.14-121 に示す設計とする。
（57-2-30～31）
表 3.14-121 想定する環境条件及び荷重条件（非常用高圧母線 C 系）
環境条件等
対応
温度・圧力・湿 原子炉建屋の二次格納施設外の建屋内で想定される温度，圧力，
度・放射線
湿度及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外の天候によ 屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない。
る影響
海水を通水する 海水を通水することはない。
系統への影響地震
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する。
（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方針」に示す）
風（台風）・積雪 原子炉建屋の二次格納施設外の建屋内に設置するため，風（台風）及び積雪の影響は受けない。
電磁的障害
重大事故等が発生した場合においても電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

3.14-194

ｆ）非常用高圧母線 D 系
代替所内電気設備の非常用高圧母線 D 系は，原子炉建屋の二次格納施設外の建屋内に設置する設備であることから，その機能を期待される重大事故等が発生した場合における，原子炉建屋の二次格納施設外の建屋内の環境条件を考慮
し，以下の表 3.14-122 に示す設計とする。
（57-2-30～31）
表 3.14-122 想定する環境条件及び荷重条件（非常用高圧母線 D 系）
環境条件等
対応
温度・圧力・湿 原子炉建屋の二次格納施設外の建屋内で想定される温度，圧力，
度・放射線
湿度及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外の天候によ 屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない。
る影響
海水を通水する 海水を通水することはない。
系統への影響地震
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する。
（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方針」に示す）
風（台風）・積雪 原子炉建屋の二次格納施設外の建屋内に設置するため，風（台風）及び積雪の影響は受けない。
電磁的障害
重大事故等が発生した場合においても電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

3.14-195

ｇ）AM 用動力変圧器
代替所内電気設備の AM 用動力変圧器は，原子炉建屋の二次格納施設外の建屋内に設置する設備であることから，その機能を期待される重大事故等が発生した場合における，原子炉建屋の二次格納施設外の建屋内の環境条件を考慮し，以下の表 3.14-123 に示す設計とする。
（57-2-42,45）
表 3.14-123 想定する環境条件及び荷重条件（AM 用動力変圧器）
環境条件等
対応
温度・圧力・湿 原子炉建屋の二次格納施設外の建屋内で想定される温度，圧力，
度・放射線
湿度及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外の天候によ 屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない。
る影響
海水を通水する 海水を通水することはない。
系統への影響地震
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する。
（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方針」に示す）
風（台風）・積雪 原子炉建屋の二次格納施設外の建屋内に設置するため，風（台風）及び積雪の影響は受けない。
電磁的障害
重大事故等が発生した場合においても電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

3.14-196ｈ）AM 用 MCC
代替所内電気設備の AM 用 MCC は，原子炉建屋の二次格納施設外の建屋内に設置する設備であることから，その機能を期待される重大事故等が発生した場
合における，原子炉建屋の二次格納施設外の建屋内の環境条件を考慮し，以下の表 3.14-124 に示す設計とする。
（57-2-42,44）
表 3.14-124

想定する環境条件及び荷重条件（AM 用 MCC）
環境条件等
対応
温度・圧力・湿 原子炉建屋の二次格納施設外の建屋内で想定される温度，圧力，
度・放射線
湿度及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外の天候によ 屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない。
る影響
海水を通水する 海水を通水することはない。
系統への影響地震
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する。
（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方針」に示す）
風（台風）・積雪 原子炉建屋の二次格納施設外の建屋内に設置するため，風（台風）及び積雪の影響は受けない。
電磁的障害
重大事故等が発生した場合においても電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

3.14-197

ｉ）AM 用切替盤
代替所内電気設備の AM 用切替盤は，原子炉建屋の二次格納施設外の建屋内に設置する設備であることから，その機能を期待される重大事故等が発生した場合における，原子炉建屋の二次格納施設外の建屋内の環境条件を考慮し，以下の表 3.14-125 に示す設計とする。
（57-2-43,45）
表 3.14-125 想定する環境条件及び荷重条件（AM 用切替盤）
環境条件等
対応
温度・圧力・湿 原子炉建屋の二次格納施設外の建屋内で想定される温度，圧力，
度・放射線
湿度及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外の天候によ 屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない。
る影響
海水を通水する 海水を通水することはない。
系統への影響地震
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する。
（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方針」に示す）
風（台風）・積雪 原子炉建屋の二次格納施設外の建屋内に設置するため，風（台風）及び積雪の影響は受けない。
電磁的障害
重大事故等が発生した場合においても電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

3.14-198

ｊ）AM 用操作盤
代替所内電気設備の AM 用操作盤は，原子炉建屋の二次格納施設外の建屋内に設置する設備であることから，その機能を期待される重大事故等が発生した場合における，原子炉建屋の二次格納施設外の建屋内の環境条件を考慮し，以下の表 3.14-126 に示す設計とする。
（57-2-43,45）
表 3.14-126 想定する環境条件及び荷重条件（AM 用操作盤）
環境条件等
対応
温度・圧力・湿 原子炉建屋の二次格納施設外の建屋内で想定される温度，圧力，
度・放射線
湿度及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外の天候によ 屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない。
る影響
海水を通水する 海水を通水することはない。
系統への影響地震
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する。
（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方針」に示す）
風（台風）・積雪 原子炉建屋の二次格納施設外の建屋内に設置するため，風（台風）及び積雪の影響は受けない。
電磁的障害
重大事故等が発生した場合においても電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

3.14-199

(2) 操作性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項二）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において確実に操作できるものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。
代替所内電気設備で，操作が必要な緊急用高圧母線，緊急用電源切替箱断路器，AM 用 MCC，AM 用切替盤，AM 用操作盤，非常用高圧母線Ｃ系，非常用高圧
母線Ｄ系については，現場で容易に操作可能な設計とする。表 3.14-127～130に操作対象機器の操作場所を示す。
（57-2-5～7,16～17,30～31,36～37,42～46, 57-3-24～26）
表 3.14-127

操作対象機器（緊急用断路器～AM 用 MCC 電路）
機器名称
状態の変化 操作場所
操作方法
緊急用電源切替箱断路器
入→切コントロール建屋
断路器操作（非常用所内電気設備側）
地上 2 階緊急用電源切替箱断路器
切→入コントロール建屋
断路器操作（代替所内電気設備側）
地上 2 階AM 用 MCC 遮断器
切→入原子炉建屋内遮断器操作（AM 用動力変圧器側）
地上 4 階AM 用 MCC 遮断器
入→切原子炉建屋内遮断器操作（非常用 P/C D 側）
地上 4 階3.14-200

表 3.14-128

操作対象機器（緊急用高圧母線～AM 用 MCC 電路）
機器名称
状 態 の 変 操作場所
操作方法
化
緊急用高圧母線
切→入
荒浜側常設代替電源設備設 スイッチ操作（ 第 二ガ スター ビ ン発電
置場所地上 1 階機側）
緊急用高圧母線
切→入
荒浜側常設代替電源設備設 スイッチ操作（ 緊 急用 電源切 替 箱断路
置場所地上 1 階器側）
緊急用電源切替箱断路器
入→切コントロール建屋
断路器操作（非常用所内電気設備側）
地上 2 階緊急用電源切替箱断路器
入→切コントロール建屋
断路器操作（緊急用断路器側）
地上 2 階緊急用電源切替箱断路器
切→入コントロール建屋
断路器操作（代替所内電気設備側）
地上 2 階緊急用電源切替箱断路器
切→入コントロール建屋
断路器操作（緊急用高圧母線側）
地上 2 階AM 用 MCC 遮断器
切→入原子炉建屋の二次格納施設 遮断器操作（AM 用動力変圧器側）
外地上 4 階AM 用 MCC 遮断器
入→切原子炉建屋の二次格納施設 遮断器操作（非常用 P/C D 側）
外地上 4 階表 3.14-129

操作対象機器（電源車～AM 用 MCC 第一電路）
機器名称
状態の変化 操作場所
操作方法
緊急用電源切替箱断路器
入→切コントロール建屋
断路器操作（緊急用断路器側）
地上 2 階緊急用電源切替箱断路器
切→入コントロール建屋
断路器操作（AM 用動力変圧器側）
地上 2 階AM 用 MCC 遮断器
入→切原子炉建屋の二次格納施設 スイッチ操作（非常用 P/C D 側）
外地上 4 階AM 用 MCC 遮断器
切→入原子炉建屋の二次格納施設 スイッチ操作（AM 用動力変圧器側）
外地上 4 階表 3.14-130
機器名称
AM 用 MCC 遮断器（非常用 P/C D 側）
AM 用 MCC 遮断器（AM 用動力変圧器側）

操作対象機器（電源車～AM 用 MCC 第二電路）
状態の変化 操作場所
操作方法
入→切
原子炉建屋の二次格納施設 スイッチ操作
外地上 4 階
切→入
原子炉建屋の二次格納施設 スイッチ操作
外地上 4 階3.14-201

以下に，代替所内電気設備を構成する主要設備の操作性を示す。
ａ）緊急用断路器
代替所内電気設備の緊急用断路器は，現場盤での操作棒による手動操作であること，及び緊急用断路器の状態を断路器の目視確認にて確認できることから，確実な操作が可能な設計とする。また，断路器の操作に操作棒を用いることで，露出した充電部への近接による感電を防止する設計とする。
（57-2-16）ｂ）緊急用高圧母線
代替所内電気設備の緊急用高圧母線は，現場盤での操作スイッチによる手動操作であること，及び緊急用高圧母線の運転状態を遮断器開閉表示及び計器により確認できることから，確実な操作が可能な設計とする。
（57-2-17）ｃ）緊急用電源切替箱断路器
代替所内電気設備の緊急用電源切替箱断路器は，現場盤での操作棒による手動操作であること，及び緊急用電源切替箱断路器の状態を断路器の目視確認にて確認できることから，確実な操作が可能な設計とする。また，断路器の操作に操作棒を用いることで，露出した充電部への近接による感電を防止する設計とする。
（57-2-36～37）ｄ）緊急用電源切替箱接続装置
代替所内電気設備の緊急用電源切替箱接続装置は，現場盤での断路装置による手動操作であること，及び緊急用電源切替箱接続装置の状態を断路装置の目視確認にて確認できることから，確実な操作が可能な設計とする。
（57-2-5～7）ｅ）非常用高圧母線 C 系
代替所内電気設備の非常用高圧母線 C 系は，現場盤での操作スイッチによる手動操作であること，及び非常用高圧母線 C 系の運転状態を現場の遮断器開閉表示及び計器により確認できることから，確実な操作が可能な設計とする。
（57-2-30～31）ｆ）非常用高圧母線 D 系
代替所内電気設備の非常用高圧母線 C 系は，現場盤での操作スイッチによる手動操作であること，及び非常用高圧母線 C 系の運転状態を現場の遮断器開閉表示及び計器により確認できることから，確実な操作が可能な設計とする。
（57-2-30～31）

3.14-202

ｇ）AM 用動力変圧器
代替所内電気設備の AM 用動力変圧器は，操作不要である。
ｈ）AM 用 MCC
代替所内電気設備の AM 用 MCC は，現場盤での配線用遮断器の手動操作であること，及び AM 用 MCC の運転状態を配線用遮断器の開閉状態及び表示灯にて確認できることから，確実な操作が可能な設計とする。
（57-2-42～45）ｉ）AM 用切替盤
代替所内電気設備の AM 用切替盤は，現場盤での配線用遮断器の手動操作であること，及び AM 用切替盤の運転状態を配線用遮断器の開閉状態にて確認できることから，確実な操作が可能な設計とする。
（57-2-42～45）ｊ）AM 用操作盤
代替所内電気設備の AM 用操作盤は，現場盤での操作スイッチによる手動操作であること，及び AM 用操作盤にて操作されたことを表示灯にて確認できることから，確実な操作が可能な設計とする。
（57-2-42～45）

3.14-203

(3) 試験及び検査（設置許可基準規則第 43 条第 1 項三）(ⅰ) 要求事項
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試験又は検査ができるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。
ａ）緊急用断路器（6 号及び 7 号炉共用）
代替所内電気設備の緊急用断路器は，表 3.14-131 に示すように，発電用原子炉停止中に機能・性能試験及び外観検査が可能な設計とする。
緊急用断路器の機能確認として断路器の動作の確認を行う。また，性能確認としての回路の絶縁抵抗の確認が可能な設計とする。
(57-4-47～48)

プラント状態
停止中

表 3.14-131
項目

緊急用断路器の試験及び検査内容
緊急用断路器の動作確認
機能・性能試験
緊急用断路器の絶縁抵抗の確認
緊急用断路器の外観，寸法の確認
外観検査
緊急用断路器の盤内部の目視点検ｂ）緊急用高圧母線（6 号及び 7 号炉共用）
代替所内電気設備の緊急用高圧母線は，表 3.14-132 に示すように，発電用原子炉運転中又は停止中において機能・性能試験及び外観検査が可能な設計とする。
緊急用高圧母線の外観検査として，目視により性能に影響を及ぼす恐れのある異常がないこと，及び性能確認として絶縁抵抗の確認を行う。
また，定例試験として，受電された状態で母線電圧を確認する。
(57-4-49～50)

プラント状態
運転中
又は停止中

表 3.14-132 緊急用高圧母線の試験及び検査項目
内容
緊急用高圧母線の母線電圧の確認
機能・性能試験
緊急用高圧母線の絶縁抵抗の確認
外観検査
緊急用高圧母線の外観寸法の確認

3.14-204ｃ）緊急用電源切替箱断路器
代替所内電気設備の緊急用電源切替箱断路器は，
表 3.14-133 に示すように，発電用原子炉停止中に機能・性能試験及び外観検査が可能な設計とする。
緊急用電源切替箱断路器の機能確認として断路器の動作の確認を行う。また，性能確認としての回路の絶縁抵抗の確認が可能な設計とする。
(57-4-51)
表 3.14-133 緊急用電源切替箱断路器の試験及び検査
プラント状態項目内容
緊急用電源切替箱断路器の動作確認
機能・性能試験
緊急用電源切替箱断路器の絶縁抵抗の確認
停止中
緊急用電源切替箱断路器の外観，寸法の確認
外観検査
緊急用電源切替箱断路器の盤内部の目
視点検ｄ）緊急用電源切替箱接続装置
代替所内電気設備の緊急用電源切替箱接続装置は，表 3.14-134 に示すように，発電用原子炉停止中に機能・性能試験及び外観検査が可能な設計とする。
緊急用電源切替箱接続装置の機能確認として断路装置の動作の確認を行う。また，性能確認としての回路の絶縁抵抗の確認が可能な設計とする。
(57-4-52～53)
表 3.14-134 緊急用電源切替箱接続装置器の試験及び検査
プラント状態項目内容
緊急用電源切替箱接続装置の動作確認
機能・性能試験
緊急用電源切替箱接続装置の絶縁抵抗の確認
停止中
緊急用電源切替箱接続装置の外観寸法の確認
外観検査
緊急用電源切替箱接続装置の盤内部の目視点検

3.14-205ｅ）非常用高圧母線 C 系
代替所内電気設備の非常用高圧母線 C 系は，表 3.14-135 に示すように，発電用原子炉運転中に機能・性能試験，発電用原子炉停止中において機能・性能試験及び外観検査が可能な設計とする。
非常用高圧母線 C 系の外観検査として，目視により性能に影響を及ぼす恐れのある異常がないこと，及び性能確認として絶縁抵抗の確認を行う。
また，定例試験として，受電された状態で母線電圧を確認する。
(57-4-54)
表 3.14-135 非常用高圧母線 C 系の試験及び検査
プラント状態項目内容
運転中
機能・性能試験
非常用高圧母線 C 系の母線電圧の確認
機能・性能試験
非常用高圧母線 C 系の絶縁抵抗の確認
停止中
外観検査
非常用高圧母線 C 系の外観の確認

ｆ）非常用高圧母線 D 系
代替所内電気設備の非常用高圧母線 D 系は，表 3.14-136 に示すように，発電用原子炉運転中に機能・性能試験，発電用原子炉停止中において機能・性能試験及び外観検査が可能な設計とする。
非常用高圧母線 D 系の外観検査として，目視により性能に影響を及ぼす恐れのある異常がないこと，及び性能確認として絶縁抵抗の確認を行う。
また，定例試験として，受電された状態で母線電圧を確認する。
(57-4-54)
表 3.14-136 非常用高圧母線 D 系の試験及び検査
プラント状態項目内容
運転中
機能・性能試験
非常用高圧母線 D 系の母線電圧の確認
機能・性能試験
非常用高圧母線 D 系の絶縁抵抗の確認
停止中
外観検査
非常用高圧母線 D 系の外観の確認

3.14-206

ｇ）AM 用動力変圧器
代替所内電気設備の AM 用動力変圧器は，表 3.14-137 に示すように，発電用原子炉停止中に機能・性能試験及び外観検査が可能な設計とする。
AM 用動力変圧器の性能確認として回路の絶縁抵抗の確認が可能な設計とする。
また，AM 用動力変圧器の受電状態における異常の確認が可能な温度計を設けた設計とする。
(57-4-55)
表 3.14-137 AM 用動力変圧器の試験及び検査
プラント状態
項目
内容
AM 用動力変圧器の絶縁抵抗，受電状態
機能・性能試験の確認
停止中
AM 用動力変圧器の外観，寸法の確認
外観検査
AM 用動力変圧器の盤内部の目視点検ｈ）AM 用 MCC
代替所内電気設備の AM 用 MCC は，表 3.14-138 に示すように，発電用原子炉
停止中に機能・性能試験及び外観検査が可能な設計とする。
AM 用 MCC の外観検査として，目視により性能に影響を及ぼす恐れのある異常がないこと，及び性能確認として絶縁抵抗の確認を行う。
(57-4-56)

プラント状態
停止中

表 3.14-138 AM 用 MCC の試験及び検査項目
内容
機能・性能試験AM 用 MCC の絶縁抵抗の確認
外観検査
AM 用 MCC の外観，寸法の確認

3.14-207

ｉ）AM 用切替盤
代替所内電気設備の AM 用切替盤は，表 3.14-139 に示すように，発電用原子炉停止中に機能・性能試験及び外観検査が可能な設計とする。
AM 用切替盤の機能確認として電動弁の操作が可能であることの確認を行う。
また，性能確認としての回路の絶縁抵抗の確認が可能な設計とする。
また，定例試験として，AM 用切替盤での電源元の切り替えの確認が可能なランプを設けた設計とする(57-4-57～58)
表 3.14-139 AM 用切替盤の試験及び検査
プラント状態
項目
内容
AM 用切替盤での電源元切り替えにより機能・性能試験
電動弁の動作確認
AM 用切替盤の絶縁抵抗の確認
停止中
AM 用切替盤の外観，寸法の確認
外観検査
AM 用切替盤の盤内部の目視点検ｊ）AM 用操作盤
代替所内電気設備の AM 用操作盤は，表 3.14-140 に示すように，発電用原子炉停止中に機能・性能試験及び外観検査が可能な設計とする。
AM 用操作盤の機能確認として電動弁の操作が可能であることの確認を行う。また，性能確認としての回路の絶縁抵抗の確認が可能な設計とする。
また，定例試験として，AM 用操作盤からの操作への切り替えの確認が可能
なランプを設けた設計とする。

プラント状態

停止中

表 3.14-140
項目

AM 用操作盤の試験及び検査
内容
AM 用操作盤からの操作による電動弁の機能・性能試験
動作確認
AM 用操作盤の絶縁抵抗の確認
AM 用操作盤の外観，寸法の確認
外観検査
AM 用操作盤の盤内部の目視点検

3.14-208

(4) 切り替えの容易性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項四）(ⅰ) 要求事項
本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設備にあっては，通常時に使用する系統から速やかに切り替えられる機能を備えるものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。
代替所内電気設備は，本来の用途以外の用途には使用しない。なお，代替所
内電気設備は遮断器・断路器を設けることにより速やかな切り替えが可能な設計とする。切り替え操作の対象機器は(2)操作性の表 3.14-127～130 と同様である。
（57-3-24～26）
これにより図 3.14-40～41 で示すタイムチャートの通り速やかに切り替えが可能である。
1

手順の項目

2

3

経過時間（時）

4

要員（数）

7

6

5

5時間45分 6時間15分

電源ケーブル布設，接続，電源車起動

8

備考

電源車によるAM用MCC受電（AM用動力変圧器経由）

通信手段確保、受電前操作（ＭＵＷＣ切保持）

中央制御室運転員Ａ，Ｂ

2

現場運転員Ｃ，Ｄ

2AM用MCC 受電

移動・電路構成

第一ガスタービン発電機,第二ガスタービン発電機又は電源車によるAM用MCC受電

移動AM用電動弁電源切替(電源車（AM用動力変圧器経由）
使用の場合)※１：荒浜側高台保管

電源車移動 ※１の電源車を 使用する
場合は、20分と想定する。
※２：原子炉建屋北側
よ り電源車を 接続する
場合は、60分と想定する。

ケーブ ル準備 ※２

緊急時対策要員

6

ケーブ ル接続
電源接続

図 3.14-40

電源車による AM 用 MCC7B 受電のタイムチャート（AM 動力変圧器の場合）
1

手順の項目

経過時間（時）

2

3

4

7

6

5

電源ケーブル布設，接続，電源 車起動要員（数）5時間45分

6時間15分8

備考

電源車によるAM用MCC受電（緊急用
電源切替箱接続装置経由）

通信手段確保、受電前操作（ＭＵＷＣ切保持）

中央制御室運転員Ａ，Ｂ

2

現場運転員Ｃ，Ｄ

2AM用MCC受電

移動・電路構成

第一ガスタービン発電機,第二ガスタービン発電機又は電源車によるAM用MCC受電

移動AM用電動弁電源切替

電源車移動 ※１

(電源車(緊急用電源切替箱接続
装置経由)使用の場合)※１：荒浜側高台保管の電源車を 使用する
場合は、20分と想定する。

ケーブ ル準備 ※２

緊急時対策要員

図 3.14-41

ケーブ ル接続6

電源接続※２：原子炉建屋北側
よ り電源車を 接続する
場合は、60分と想定する。

電源車による AM 用 MCC7B 受電のタイムチャート（緊急用電源切替箱接続装置の場合）＊：「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」への適合状況についての 1.14 で示すタイムチャート

3.14-209

(5) 悪影響の防止（設置許可基準規則第 43 条第 1 項五）(ⅰ) 要求事項
工場等内の他の設備に対して悪影響を及ぼさないものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。
代替所内電気設備は，表 3.14-141 に示すように，通常時は非常用所内電気
設備と切り離し，非常用高圧母線 C 系の遮断器（緊急用電源切替箱接続装置側）
及び非常用高圧母線 D 系の遮断器（緊急用電源切替箱接続装置側）を切とすることで隔離する系統構成としており，非常用所内電気設備に対して悪影響を及ぼさない設計とする。
また，代替所内電気設備の AM 用 MCC の受電元は，設計基準事故対処設備である P/C D と重大事故等対処設備である AM 用動力変圧器から，切替装置により同時に配線用遮断器を投入できない設計とし，他の設備に影響を与えない設計とする。
代替所内電気設備の AM 用切替盤は，設計基準事故対処設備である MCC C 又は D と重大事故等対処設備である AM 用 MCC から，切替装置により同時に配線用遮断器を投入できない設計ととすることで，他の設備に影響を与えない設計とする。
代替所内電気設備の AM 用操作盤は，通常時に設計基準事故対処設備である
非常用高圧母線の操作盤及び中央制御室外原子炉停止装置の操作盤と切り離された状態とし，重大事故時に重大事故対処設備として系統構成することで，他の設備に影響を与えない設計とする。
（57-3-24～26, 57-7-2, 57-9）

取合系統
非常用所内電気設備
非常用所内電気設備
非常用所内電気設備
非常用所内電気設備

表 3.14-141 他系統との隔離
系統隔離
非常用高圧母線 C 系遮断器
（緊急用電源切替箱接続装置側）
非常用高圧母線 D 系遮断器
（緊急用電源切替箱接続装置側）
AM 用 MCC 遮断器（AM 用動力変圧器側）
AM 用切替盤遮断器（AM 用 MCC 側）

3.14-210

駆動方式 動作
手動
通常時切
手動

通常時切

手動

通常時切

手動

通常時切

(6) 設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 1 項六）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において重大事故等対処設備の復旧作業を行うことができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
代替所内電気設備の系統構成に必要な機器の設置場所，操作場所を表 3.14142 に示す。これらの操作場所は，想定される事故時における放射線量が高くなるおそれが少ないため，設置場所で操作可能な設計とする。
（57-2-5～7,16～17,30～31,36～37,42～46）
表 3.14-142 操作対象機器設置場所
機器名称
設置場所
操作場所
緊 急 用高 圧母 荒浜側常設代替交流電源設備設 荒浜側常設代替交流電源設備設
線
置場所地上 1 階
置場所地上 1 階
緊急用断路器 7 号炉タービン建屋南側の屋外 7 号炉タービン建屋南側の屋外
緊 急 用電 源切 コントロール建屋地上 2 階
コントロール建屋地上 2 階
替箱断路器
緊 急 用電 源切 原子炉建屋の二次格納施設外地 原子炉建屋の二次格納施設外地
替箱接続装置 下 1 階（6 号炉）
下 1 階（6 号炉）
原子炉建屋の二次格納施設外地 原子炉建屋の二次格納施設外地
下 1 階及び地上 2 階（7 号炉） 下 1 階及び地上 2 階（7 号炉）
AM 用動力変圧 原子炉建屋の二次格納施設外地 －器
上 4 階（6 号炉）
原子炉建屋の二次格納施設外地
上 3 階（7 号炉）
AM 用 MCC
原子炉建屋の原子炉建屋の二次格納施設外地上 4 階
二次格納施設外地上 4 階
AM 用切替盤
原子炉建屋の原子炉建屋の二次格納施設外地上 3 階
二次格納施設外地上 3 階
AM 用操作盤
原子炉建屋の原子炉建屋の二次格納施設外地上 3 階
二次格納施設外地上 3 階
非 常 用高 圧母 原子炉建屋の原子炉建屋の線C系
二次格納施設外地下 1 階
二次格納施設外地下 1 階
非 常 用高 圧母 原子炉建屋の原子炉建屋の
線D系二次格納施設外地下 1 階
二次格納施設外地下 1 階

3.14-2113.14.2.6.6

設置許可基準規則第 43 条第 2 項への適合状況(1) 容量（設置許可基準規則第 43 条第 2 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等の収束に必要な容量を有するものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
ａ）緊急用断路器（6 号及び 7 号炉共用）
代替所内電気設備の緊急用断路器は，第一ガスタービン発電機 1 基が接続可能であることから，第一ガスタービン発電機 1 基の定格電流である 377A に対し，十分余裕を有する定格電流である約 1,200A を有する設計とする。
（57-5-23）ｂ）緊急用高圧母線（6 号及び 7 号炉共用）
代替所内電気設備の緊急用高圧母線は，第二ガスタービン発電機 2 基が接続可能であることから，第二ガスタービン発電機 2 基の定格電流である 754A に対し，十分余裕を有する定格電流である約 1,200A を有する設計とする。
（57-5-10）ｃ）緊急用電源切替箱断路器
代替所内電気設備の緊急用電源切替箱断路器は，設計基準事故対処設備の電源（全交流動力電源喪失）が喪失した場合，重大事故等に対処するために必要な 1,183kW を通電する容量 99A に十分な余裕を考慮し，定格電流約 600A を有する設計とする。
（57-5-22）ｄ）緊急用電源切替箱接続装置
代替所内電気設備の緊急用電源切替箱接続装置は，設計基準事故対処設備の電源（全交流動力電源喪失）が喪失した場合，重大事故等に対処するために必要な 1,183kW を通電する容量 99A に十分な余裕を考慮し，定格電流約 600A を有する設計とする。
（57-5-24）ｅ）非常用高圧母線 C 系
代替所内電気設備の非常用高圧母線 C 系は，設計基準事故対処設備の電源（全交流動力電源喪失）が喪失した場合，重大事故等に対処するために必要な
1,183kW を通電する容量 99A に十分な余裕を考慮し，定格電流約 1,200A を有する設計とする。
（57-5-25）

3.14-212

ｆ）非常用高圧母線 D 系
代替所内電気設備の非常用高圧母線 D 系は，設計基準事故対処設備の電源（全交流動力電源喪失）が喪失した場合，重大事故等に対処するために必要な
1,183kW を通電する容量 99A に十分な余裕を考慮し，定格電流約 1,200A を有する設計とする。
（57-5-25）ｇ）AM 用動力変圧器
代替所内電気設備の AM 用動力変圧器は，重大事故等対処時に必要な容量
200kVA に余裕を考慮し約 750kVA（6 号炉），及び約 800kVA（7 号炉）を有する設計とする。
（57-5-26）ｈ）AM 用 MCC
代替所内電気設備の AM 用 MCC は，重大事故等対処時に必要な容量 241A に余裕を考慮した，母線定格電流約 800A を有する設計とする。
（57-5-27）ｉ）AM 用切替盤
対象外である。
ｊ）AM 用操作盤
対象外である。

3.14-213

(2) 共用の禁止（設置許可基準規則第 43 条第 2 項二）(ⅰ) 要求事項
二以上の発電用原子炉施設において共用するものでないこと。ただし，二以上の発電用原子炉施設と共用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であって，同一の工場等内の他の発電用原子炉施設に対して悪影響を及ぼさない場合は，この限りでない。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。
ａ）緊急用断路器（6 号及び 7 号炉共用）
代替所内電気設備の緊急用断路器は，6 号及び 7 号炉の必要負荷を同時に運転したとしても，余裕を持った設計としており，共用により 6 号及び 7 号炉相
互間での電力融通を可能とし，かつ操作に必要な時間及び要員を減少させることで，安全性の向上を図れることから，6 号及び 7 号炉で共用する設計とする。
通常時は遮断器を開放することにより，6 号炉非常用所内電源系及び 7 号炉非常用所内電源系の分離を行い，悪影響を及ぼさない設計とする。
ｂ）緊急用高圧母線（6 号及び 7 号炉共用）
代替所内電気設備の緊急用高圧母線は，6 号及び 7 号炉の必要負荷を同時に運転したとしても，余裕を持った設計としており，共用により 6 号及び 7 号炉
相互間での電力融通を可能とし，かつ操作に必要な時間及び要員を減少させる
ことで，安全性の向上を図れることから，6 号及び 7 号炉で共用する設計とする。通常時は遮断器を開放することにより，6 号炉非常用所内電源系及び 7 号
炉非常用所内電源系の分離を行い，悪影響を及ぼさない設計とする。
ｃ）緊急用電源切替箱断路器
代替所内電気設備の緊急用電源切替箱断路器は，二以上の発電用原子炉施設
において共用しない設計とする。
ｄ）緊急用電源切替箱接続装置
代替所内電気設備の緊急用電源切替箱接続装置は，二以上の発電用原子炉施設において共用しない設計とする。
ｅ）非常用高圧母線 C 系
代替所内電気設備の非常用高圧母線 C 系は，二以上の発電用原子炉施設において共用しない設計とする。
ｆ）非常用高圧母線 D 系
代替所内電気設備の非常用高圧母線 D 系は，二以上の発電用原子炉施設において共用しない設計とする。

3.14-214ｇ）AM 用動力変圧器
代替所内電気設備の AM 用動力変圧器は，二以上の発電用原子炉施設において共用しない設計とする。
ｈ）AM 用 MCC
代替所内電気設備の AM 用 MCC は，二以上の発電用原子炉施設において共用しない設計とする。
ｉ）AM 用切替盤
代替所内電気設備の AM 用切替盤は，二以上の発電用原子炉施設において共用しない設計とする。
ｊ）AM 用操作盤
代替所内電気設備の AM 用操作盤は，二以上の発電用原子炉施設において共用しない設計とする。
なお，緊急用高圧母線から緊急用電源切替箱断路器に至る電路については 6号及び 7 号炉と同じ洞道の中に布設している。万が一，洞道が損傷し，上記電路が機能喪失した場合でも，第一ガスタービン発電機からの電源供給が可能なため重大事故等が発生した場合において，炉心の著しい損傷，原子炉格納容器の破損，使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷，及び運転停止中原子炉
内燃料体の著しい損傷を防止できることから問題ない。

3.14-215

(3) 設計基準事故対処設備との多様性（設置許可基準規則第 43 条第 2 項三）(ⅰ) 要求事項
常設重大事故防止設備は，共通要因によって設計基準事故対処設備の安全機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。
代替所内電気設備は，共通要因によって，設計基準事故対処設備の安全機能と同時に機能が損なわれる恐れがないよう，設計基準事故対処設備である非常用所内電気設備の各機器と表 3.14-143 の通り多様性，位置的分散を図る設計とする。
電路については，代替所内電気設備を非常用所内電気設備に対して，独立した電路で系統構成することにより，共通要因によって同時に機能を損なわれな
いよう独立した設計とする。
（57-2-5～7,16～17,30～31,36～37,42～46, 57-3-24～26, 57-9）

3.14-216

表 3.14-143 多重性又は多様性，位置的分散（57-9 参照）
設計基準事故対処設備
重大事故防止設備
非常用所内電気設備
代替所内電気設備
電源
非常用高圧母線
緊急用断路器
非常用動力変圧器＜7 号炉タービン建屋南側の屋外＞
非常用低圧母線
緊急用高圧母線
非常用 MCC＜荒浜側常設代替交流電源設備設置場＜いずれも原子炉建屋の二次格 所地上 1 階＞
納施設外地下 1 階＞
緊急用電源切替箱断路器＜コントロール建屋地上 2 階＞
緊急用電源切替箱接続装置＜原子炉建屋の二次格納施設外地下 1階（6 号炉）＞＜原子炉建屋の二次格納施設外地下 1階及び地上 2 階（7 号炉）＞
AM 用動力変圧器＜原子炉建屋の二次格納施設外地上 4階（6 号炉）＞＜原子炉建屋の二次格納施設外地上 3階（7 号炉）＞AM 用 MCC＜原子炉建屋の二次格納施設外地上 4
階＞
電路
非常用ディーゼル発電機
電源車～非常用高圧母線 C 系，
～非常用高圧母線 C 系及び D 系電路
非常用高圧母線 D 系及び電源車
非常用高圧母線 E 系電路～AM 用 MCC 電路
第一ガスタービン発電機
及び第二ガスタービン発電機～非常用高圧母線 C 系及び D 系電路
第一ガスタービン発電機
及び第二ガスタービン発電機～AM 用 MCC 電路
電 源 供 非常用高圧母線 C 系
非常用高圧母線 C 系
給先
非常用高圧母線 D 系
非常用高圧母線 D 系
非常用高圧母線 E 系＜いずれも原子炉建屋の二次格納施設＜いずれも原子炉建屋の二次格 外地下 1 階＞
納施設外地下 1 階＞
AM 用 MCC＜原子炉建屋の二次格納施設外地上 4階＞

3.14-2173.14.2.6.7
3.14.2.6.7.1

その他設備
大湊側緊急用高圧母線

3.14.2.6.7.1.1 設備概要
第二ガスタービン発電機から非常用高圧母線への電源供給ラインの多重化を図るため，大湊側緊急用高圧母線を設ける。大湊側緊急用高圧母線は第二ガスタービ
ン発電機から電源供給可能とする。第二ガスタービン発電機から大湊側緊急用高圧
母線を経由し，緊急用電源切替箱接続装置に至る屋外電路は，ケーブルトラフ及び多孔管を用いた布設としており，洞道を経由する電路と位置的分散を図っている。
なお，本設備は事業者の自主的な取り組みで設置するものである。

3.14-2183.14.3
3.14.3.1

重大事故等対処設備（設計基準拡張）
非常用交流電源設備

3.14.3.1.1 設備概要
非常用交流電源設備は，外部電源が喪失した場合，非常用所内電気設備に電源を供給することにより，重大事故等が発生した場合において炉心の著しい損傷，原子炉格納容器の破損，使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷及び運転停止中原
子炉内燃料体の著しい損傷を防止することを目的として設置するものである。
本系統はディーゼルエンジン及び発電機を搭載した「非常用ディーゼル発電機」，
非常用ディーゼル発電機の燃料を保管する「軽油タンク」，非常用ディーゼル発電機近傍で燃料を保管する「燃料ディタンク」，軽油タンクから燃料ディタンクまで燃料を移送する「燃料移送ポンプ」，電源供給先である「非常用高圧母線」で構成する。
非常用ディーゼル発電機は非常用高圧母線の電源喪失を検出し，自動起動することで非常用高圧母線に電源を供給する。非常用ディーゼル発電機の燃料は軽油タン
クから燃料ディタンクに燃料移送ポンプを用いて自動で供給され，燃料ディタンクから自重で非常用ディーゼル発電機に供給される。
本系統全体の概要図を図 3.14-42 に，非常用ディーゼル発電機燃料供給系統の概要図を図 3.14-43 に示す。また，本系統に属する設備の内，重大事故等対処設備（設計基準拡張）一覧を表 3.14-144 に示す。
本系統は設計基準対象施設であるとともに，想定される重大事故時等においてその機能を考慮するため，重大事故等対処設備（設計基準拡張）と位置付ける。

3.14-219非常用高圧母線 6C

非常用高圧母線 6E

非常用高圧母線 6D：重大事故等対処設備（設計基準拡張）

非常用低圧母線
6C-2

D/G

（6A）
非常用低圧母線
6D-1

系

プ
循
環
ポ
ン
プ
6
D

非常用低圧母線
6D-2

原
子
炉
補
機
冷
却
系
海
水
ポ
ン
プ
6
B

原
子
炉
補
機
冷
却
系
海
水
ポ
ン
プ
6
E

原
子
炉
補
機
冷
却
系
中
間
ル

原
子
炉
補
機
冷
却
系
中
間
ル

プ
循
環
ポ
ン
プ
6
B

プ
循
環
ポ
ン
プ
6
E

D/G

（6B）
非常用低圧母線
6E-1

残
留
熱
除
去
系
ポ
ン
プ
6
C

高
圧
炉
心
注
水
系
ポ
ン
プ
6
C

D/G

非常用低圧母線
6E-2

原
子
炉
補
機
冷
却
系
海
水
ポ
ン
プ
6
C

原
子
炉
補
機
冷
却
系
海
水
ポ
ン
プ
6
F

3.14-220

原
子
炉
補
機
冷
却
系
中
間
ル

プ
循
環
ポ
ン
プ
6
C

プ
循
環
ポ
ン
プ
6
F

（凡 例）
断路器
遮断器
動力変圧器

【区分Ⅰ】

【区分Ⅱ】

【区分Ⅲ】
6 号 炉

非常用高圧母線 7D

非常用高圧母線 7C

非常用高圧母線 7E：重大事故等対処設備（設計基準拡張）

非常用低圧母線
7C-2

プ
循
環
ポ
ン
プ
7
D

非常用低圧母線
7D-1

残
留
熱
除
去
系
ポ
ン
プ
7
B

高
圧
炉
心
注
水
系
ポ
ン
プ
7
B

原
子
炉
非常用低圧母線
補
7D-2
機

原
子
炉
補
機
冷
却
系
海
水
ポ
ン
プ
7
B

原
子
炉
補
機
冷
却
系
海
水
ポ
ン
プ
7
E

冷
却
系
中
間
ル

原
子
炉
補
機
冷
却
系
中
間
ル

プ
循
環
ポ
ン
プ
7
B

プ
循
環
ポ
ン
プ
7
E

D/G

（7B）

非常用低圧母線
7E-1

残
留
熱
除
去
系
ポ
ン
プ
7
C

高
圧
炉
心
注
水
系
ポ
ン
プ
7
C

D/G

非常用低圧母線
7E-2

原
子
炉
補
機
冷
却
系
海
水
ポ
ン
プ
7
C

原
子
炉
補
機
冷
却
系
海
水
ポ
ン
プ
7
F

原
子
炉
補
機
冷
却
系
中
間
ル

原
子
炉
補
機
冷
却
系
中
間
ル

プ
循
環
ポ
ン
プ
7
C

プ
循
環
ポ
ン
プ
7
F

（7C）

ー

プ
循
環
ポ
ン
プ
7
A

D/G

（7A）

ー

原
子
炉
補
機
冷
却
系
海
水
ポ
ン
プ
7
D

原
子
炉
補
機
冷
却
系
中
間
ル

ー

原
子
炉
補
機
冷
却
系
海
水
ポ
ン
プ
7
A

原
子
炉
補
機
冷
却
系
中
間
ル

ー

残
留
熱
除
去
系
ポ
ン
プ
7
A

ー

系統概要図

非常用低圧母線
7C-1

ー

非常用交流電源設備

原
子
炉
補
機
冷
却
系
中
間
ル

（6C）

ー

プ
循
環
ポ
ン
プ
6
A

高
圧
炉
心
注
水
系
ポ
ン
プ
6
B

ー

中
間
ル

残
留
熱
除
去
系
ポ
ン
プ
6
B

ー

原
子
炉
補
機
冷
却
系
海
水
ポ
ン
プ
6
D

原
子
炉
補
機
冷
却

ー

図 3.14-42

原
子
炉
補
機
冷
却
系
海
水
ポ
ン
プ
6
A

原
子
炉
補
機
冷
却
系
中
間
ル

ー

残
留
熱
除
去
系
ポ
ン
プ
6
A

ー

非常用低圧母線
6C-1

（凡 例）
断路器
遮断器
動力変圧器

【区分Ⅰ】

【区分Ⅱ】

【区分Ⅲ】
7 号 炉

D/G:非常用ディーゼル発電機

図 3.14-43

非常用ディーゼル発電機燃料供給系統
3.14-221

系統概要図

表 3.14-144

非常用交流電源設備に関する重大事故等対処設備（設計基準拡張）
一覧
設備区分 設備名
主要設備 非常用ディーゼル発電機【常設】燃料移送ポンプ【常設】軽油タンク【常設】燃料ディタンク【常設】附属設備 －
燃料流路 非常用ディーゼル発電機燃料供給系配管・弁【常設】交流電路 非常用ディーゼル発電機～非常用高圧母線電路【常設】
直流電路 －

3.14-222

3.14.3.1.2 主要設備の仕様
主要設備の仕様を以下に示す。
(1)非常用ディーゼル発電機
エンジン
個数
：3
出力
：約 5,000kW/台
起動時間：約 13 秒
使用燃料
：軽油
発電機
個数
：3
種類
：横軸回転界磁 3 相同期発電機
容量：約 6,250kVA/台
力率
：0.8
電圧
：6.9kV
周波数
：50Hz
取付箇所
：原子炉建屋の二次格納施設外地上 1 階(2)燃料移送ポンプ
種類：スクリュー式
容量：約 3.0m3/h
吐出圧：約 0.49MPa
最高使用圧力：約 0.98MPa
最高使用温度：66℃
個数：3（ポンプ 1 台につき 1）
取付箇所：原子炉建屋東側の屋外
出力：約 2.2kW(3)軽油タンク（６号及び７号炉共用）
容量：約 560kL/基個数：1（予備 3）
取付箇所
：原子炉建屋東側の屋外(4)燃料ディタンク
容量
個数
取付箇所

：約 3.0m3/h：3（ディーゼル機関 1 台につき 1）：原子炉建屋の二次格納施設外地上 3 階

3.14-223

3.14.3.1.3

設置許可基準規則第 43 条への適合状況

非常用交流電源設備については，設計基準対象施設として使用する場合と同様の系
統構成で重大事故等においても使用するため，他の施設に悪影響を及ぼさない設計とする。
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。
非常用交流電源設備については，設計基準事故時の交流電源供給機能を兼用しており，設計基準事故時に使用する場合の容量が，重大事故等の収束に必要な容量に対して十分である。
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。

非常用交流電源設備については，想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重その他の使用条件において，重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮するものとする。
(1)非常用ディーゼル発電機
非常用交流電源設備の非常用ディーゼル発電機については，原子炉建屋の二次格納施設外に設置される設備であることから，想定される重大事故等が発生した場合における原子炉建屋の二次格納施設外の環境条件及び荷重条件を考慮し，その機能を有効に発揮することができるよう，表 3.14-145 に示す設計とする。
表 3.14-145 想定する環境条件及び荷重条件（非常用ディーゼル発電機）
環境条件等
対応
温度・圧力・湿度・放 原子炉建屋の二次格納施設外で想定される温度，圧力，
射線
湿度及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外の天候による影響 屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない。
海水を通水する系統へ 海水を通水することはない。
の影響
地震
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する。（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方針」に示す）風（台風）・積雪
原子炉建屋の二次格納施設外に設置するため，風（台風）及び積雪の影響は受けない。
電磁的障害
重大事故等が発生した場合においても電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

3.14-224

(2)燃料移送ポンプ
非常用交流電源設備の燃料移送ポンプについては，常設で屋外に設置する設備であることから，その機能を期待される重大事故等が発生した場合における，屋外の環境条件を考慮し，以下の表 3.14-146 に示す設計とする。
表 3.14-146 想定する環境条件及び荷重条件（燃料移送ポンプ）
環境条件等
対応
温度・圧力・湿度・ 屋外で想定される温度，圧力，湿度及び放射線条件下に耐えら放射線れる性能を確認した機器を使用する。
屋外の天候による 降水及び凍結により機能を損なうことのないよう防水対策及影響
び凍結対策を行える設計とする。
海水を通水する系 海水を通水することはない。
統への影響
地震
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する。
（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方針」に示す）
風（台風）・積雪
屋外で風荷重，積雪荷重を考慮しても機器が損傷しないこと
を応力評価により確認する。
電磁的障害
重大事故等が発生した場合においても電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。
(3)軽油タンク(6 号及び 7 号炉共用)
非常用交流電源設備の軽油タンクについては，常設で屋外に設置する設備であることから，その機能を期待される重大事故等が発生した場合における，屋外の環境条
件を考慮し，以下の表 3.14-147 に示す設計とする。
表 3.14-147 想定する環境条件及び荷重条件（軽油タンク）
環境条件等
対応
温度・圧力・湿度・ 屋外で想定される温度，圧力，湿度及び放射線条件下に耐えら放射線れる性能を確認した機器を使用する。
屋外の天候による 降水及び凍結により機能を損なうことのないよう防水対策及影響
び凍結対策を行える設計とする。
海水を通水する系 海水を通水することはない。
統への影響
地震
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する。
（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方針」に示す）
風（台風）・積雪
屋外で風荷重，積雪荷重を考慮しても機器が損傷しないこと
を応力評価により確認する。
電磁的障害
重大事故等が発生した場合においても電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

3.14-225

(4)燃料ディタンク
非常用交流電源設備の燃料ディタンクについては，原子炉建屋の二次格納施設外に設置される設備であることから，想定される重大事故等が発生した場合における原子炉建屋の二次格納施設外の環境条件及び荷重条件を考慮し，その機能を有効に発揮することができるよう，表 3.14-148 に示す設計とする。
表 3.14-148
環境条件等
温度・圧力・湿度・放射線
屋外の天候による影響
海水を通水する系統への影響
地震

風（台風）・積雪
電磁的障害

想定する環境条件及び荷重条件（燃料ディタンク）対応
原子炉建屋の二次格納施設外で想定される温度，圧力，
湿度及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない。
海水を通水することはない。
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する。（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方針」に示す）原子炉建屋の二次格納施設外に設置するため，風（台風）及び積雪の影響は受けない。
重大事故等が発生した場合においても電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

また，燃料移送ポンプ，軽油タンク及び燃料ディタンクは操作不要，非常用ディー
ゼル発電機は中央制御室にて操作可能な設計とする。
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
非常用交流電源設備については，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等においても使用する設計とする。また，非常用ディーゼル発電機及び燃料移送ポンプについては，発電用原子炉の運転中に定例試験を，また停止中に機能・性能検査及び分解点検を可能な設計とする。
軽油タンク及び燃料ディタンクについては，発電用原子炉の運転中及び停止中に外観検査が可能な設計とする。
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。

3.14-226

3.14.3.2

非常用直流電源設備

3.14.3.2.1 設備概要
非常用直流電源設備は，全交流動力電源が喪失した場合，直流電源が必要な設備に電源を供給することにより，重大事故等が発生した場合において炉心の著しい損
傷，原子炉格納容器の破損，使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷及び運転
停止中原子炉内燃料体の著しい損傷を防止することを目的として設置するものである。
本系統は全交流動力電源喪失時に直流電源が必要な設備に電源供給する「直流125V 蓄電池 A」，「直流 125V 蓄電池 A-2」，「直流 125V 蓄電池 B」，「直流 125V 蓄電池
C」及び「直流 125V 蓄電池 D」，交流電源復旧後に直流設備に電源供給する「直流125V 充電器 A」，「直流 125V 充電器 A-2」，「直流 125V 充電器 B」，「直流 125V 充電器
C」及び「直流 125V 充電器 D」で構成する。
本系統は，全交流動力電源喪失直後に直流 125V 蓄電池 A，B，C 及び D から重大事故等対処設備（設計基準拡張）に電源供給を行い，直流 125V 蓄電池 A-2 は待機状態にある。全交流動力電源喪失から 1 時間を経過した時点で，直流 125V 蓄電池
B，C 及び D の不要な負荷の切り離しを行う。全交流動力電源喪失から 8 時間を経過した時点で，直流 125V 蓄電池 A の一部負荷の電源を直流 125V 蓄電池 A-2 に切り替えるとともに，不要な負荷の切り離しを行う。その後，運転継続することにより全交流動力電源喪失から 12 時間必要な負荷に電源供給することが可能である。
本系統全体の概要図を図 3.14-44～46 に，本系統に属する設備の内，重大事故等対処設備（設計基準拡張）を表 3.14-149 に示す。
本系統は設計基準対象施設であるとともに，想定される重大事故時等においてその機能を期待するため，重大事故等対処設備（設計基準拡張）と位置付ける。

3.14-227

重大事故等対処設備（設計基準拡張）
AM用MCC（区分Ⅰ）
480V母線（区分Ⅰ）
480V母線（区分Ⅰ）
480V母線（区分Ⅱ）
480V母線（区分Ⅰ）
480V母線

直流125V
蓄電池A-2AM用直流
125V蓄電池

図 3.14-44

充
電
器

（区分Ⅱ）
480V母線（区分Ⅰ）
480V母線（区分Ⅱ）
480V母線（区分Ⅱ）
480V母線

直流125V
蓄電池Ａ
充
電
器

充
電
器

（区分Ⅲ）
480V母線

直流125V
蓄電池B
充
電
器

充
電
器

（区分Ⅲ）
480V母線（区分Ⅰ）
480V母線（区分Ⅰ）
480V母線

直流125V
蓄電池C

充電器

直流125V
蓄電池D
充
電
器

充
電
器

充
電
器

※
（区分Ⅰ）

AM用直流125V主母線盤（区分Ⅰ）

直流125V主母線盤A

※
（区分Ⅲ）

直流125V主母線盤B

（

原
子
炉
隔
離
時
冷
却
系

）

電
動
機

原
子
炉
隔
離
時
冷
却
系

計
測
装
置

逃
が
し
安
全
弁

逃
が
し
安
全
弁

Ｄ
／
Ｇ
系
Ａ

遮
断
器
操
作
回
路

直流125V主母線盤D

非
常
用
ガ
ス
処
理
系
Ａ

残
留
熱
除
去
系
Ａ

125V DC分電盤
バ
イ
タ
ル
交
流
電
源
Ｂ

Ｄ
／
Ｇ
系
Ｂ

遮
断
器
操
作
回
路

非
常
用
ガ
ス
処
理
系
Ｂ

残
留
熱
除
去
系
Ｂ

逃
が
し
安
全
弁

逃
が
し
安
全
弁
自
動
減
圧
機
能
付
き

）

）

自
動
減
圧
機
能
付
き

非
常
用
照
明

バ
イ
タ
ル
交
流
電
源
Ａ

（

代
替
格
納
容
器
圧
力
逃
が
し
装
置

（

格
納
容
器
圧
力
逃
が
し
装
置

直流125V主母線盤C

125V DC分電盤

125V DC分電盤
高
圧
代
替
注
水
系

（区分Ⅳ）

直流母線
（分電盤側）

直流母線（MCC側）

125V DC分電盤

非
常
用
照
明

高
圧
炉
心
注
水
系
Ｂ

原
子
炉
緊
急
停
止
系
作
動
回
路

ー

3.14-228（6 号炉）
非常用直流電源設備 系統概要図

（区分Ⅱ）

タ

ビ
ン
制
御
系

バ
イ
タ
ル
交
流
電
源
Ｃ

Ｄ
／
Ｇ
系
Ｃ

遮
断
器
操
作
回
路

残
留
熱
除
去
系
Ｃ

非
常
用
照
明

高
圧
炉
心
注
水
系
Ｃ

原
子
炉
緊
急
停
止
系
作
動
回
路

バ
イ
タ
ル
交
流
電
源
Ｄ

（凡例）
ＭＣＣＢ

蓄電池

重大事故等対処設備（設計基準拡張）（区分Ⅰ）
480V母線

AM用MCC（区分Ⅰ）
480V母線（区分Ⅰ）
480V母線（区分Ⅱ）
480V母線（区分Ⅰ）
480V母線図 3.14-45

直流125V
蓄電池A-2AM用直流
125V蓄電池
充
電
器

（区分Ⅱ）
480V母線（区分Ⅰ）
480V母線（区分Ⅱ）
480V母線（区分Ⅱ）
480V母線

直流125V
蓄電池Ａ
充
電
器

充
電
器

（区分Ⅲ）
480V母線

直流125V
蓄電池B
充
電
器

充
電
器

（区分Ⅲ）
480V母線（区分Ⅰ）
480V母線（区分Ⅰ）
480V母線

直流125V
蓄電池C

充電器

直流125V
蓄電池D
充
電
器

充
電
器

充
電
器

※

（区分Ⅰ）

（区分Ⅰ）

直流125V主母線盤A

直流母線

）

電
動
機

原
子
炉
隔
離
時
冷
却
系

計
測
装
置

逃
が
し
安
全
弁

逃
が
し
安
全
弁

遮
断
器
操
作
回
路

非
常
用
ガ
ス
処
理
系
Ａ

残
留
熱
除
去
系
Ａ

直流125V主母線盤D

125V DC分電盤
バ
イ
タ
ル
交
流
電
源
Ｂ

Ｄ
／
Ｇ
系
Ｂ

遮
断
器
操
作
回
路

非
常
用
ガ
ス
処
理
系
Ｂ

残
留
熱
除
去
系
Ｂ

逃
が
し
安
全
弁
自
動
減
圧
機
能
付
き

）

）

自
動
減
圧
機
能
付
き

非
常
用
照
明

Ｄ
／
Ｇ
系
Ａ

（

原
子
炉
隔
離
時
冷
却
系

バ
イ
タ
ル
交
流
電
源
Ａ

（区分Ⅳ）

直流125V主母線盤C

125V DC分電盤

（

代
替
格
納
容
器
圧
力
逃
が
し
装
置

（

系統概要図

格
納
容
器
圧
力
逃
が
し
装
置

（区分Ⅲ）

直流125V主母線盤B

125V DC分電盤
高
圧
代
替
注
水
系

（区分Ⅱ）

非
常
用
照
明

125V DC分電盤

高
圧
炉
心
注
水
系
Ｂ

原
子
炉
緊
急
停
止
系
作
動
回
路

ー

3.14-229（7 号炉）
非常用直流電源設備

※

タ

ビ
ン
制
御
系

バ
イ
タ
ル
交
流
電
源
Ｃ

Ｄ
／
Ｇ
系
Ｃ

遮
断
器
操
作
回
路

残
留
熱
除
去
系
Ｃ

非
常
用
照
明

高
圧
炉
心
注
水
系
Ｃ

原
子
炉
緊
急
停
止
系
作
動
回
路

バ
イ
タ
ル
交
流
電
源
Ｄ

（凡例）
ＭＣＣＢ

蓄電池

（区分Ⅰ）
125VDC480VMCC

480VMCC（区分Ⅱ）
480VMCC

125VDC480VMCC

図 3.14-46

DC-AC

（区分Ⅲ）

480VMCC

120V

120Vバイ タル母線B

隔
離
弁
制
御
系

480VMCC

プ
ロ
セ
ス
計
装

タ

ビ
ン
制
御
系

プ
ロ
セ
ス
放
射
線
モ
ニ
タ

120V

隔
離
弁
制
御
系

（区分Ⅳ）
480VMCC（区分Ⅰ）

125VDC480VMCC

原
子
炉
緊
急
停
止
系
作
動
回
路
Ⅱ

起
動
領
域
中
性
子
計
装

480VMCC

DC-AC

120Vバイ タル母線C

120V

計測母線B

ー

非常用直流電源設備

3.14-230

プ
ロ
セ
ス
放
射
線
モ
ニ
タ

480VMCC

DC-AC

計測母線A

原
子
炉
緊
急
停
止
系
作
動
回
路
Ⅰ

125VDC

DC-AC

120Vバイ タル母線A

起
動
領
域
中
性
子
計
装

480VMCC

120Vバイ タル母線D

計測母線C

プ
ロ
セ
ス
計
装

起
動
領
域
中
性
子
計
装

系統概要図

（区分Ⅰ）
480VMCC

原
子
炉
緊
急
停
止
系
作
動
回
路
Ⅲ

（区分Ⅲ）
480VMCC

120V/240V
計測母線

プ
ロ
セ
ス
計
装

プ
ロ
セ
ス
放
射
線
モ
ニ
タ

隔
離
弁
制
御
系

プ
ロ
セ
ス
計
装

プ
ロ
セ
ス
放
射
線
モ
ニ
タ

隔
離
弁
制
御
系

原
子
炉
緊
急
停
止
系
作
動
回
路
Ⅳ

起
動
領
域
中
性
子
計
装

表 3.14-149 非常用直流電源設備に関する重大事故等対処設備一覧
設備区分 設備名
主要設備 直流 125V 蓄電池 A【常設】直流 125V 蓄電池 A-2【常設】直流 125V 蓄電池 B【常設】直流 125V 蓄電池 C【常設】直流 125V 蓄電池 D【常設】直流 125V 充電器 A【常設】直流 125V 充電器 A-2【常設】直流 125V 充電器 B【常設】直流 125V 充電器 C【常設】直流 125V 充電器 D【常設】附属設備 －
交流電路 －
直流電路 直流 125V 蓄電池 A～直流 125V 主母線盤 A 電路【常設】直流 125V 蓄電池 A-2～直流 125V 主母線盤 A-2 電路【常設】直流 125V 蓄電池 B～直流 125V 主母線盤 B 電路【常設】直流 125V 蓄電池 C～直流 125V 主母線盤 C 電路【常設】直流 125V 蓄電池 D～直流 125V 主母線盤 D 電路【常設】3.14-2313.14.3.2.2 主要設備の仕様
主要設備の仕様を以下に示す。
(1)直流 125V 蓄電池 A
個数
：1
電圧
：125V
容量
：約 6,000Ah
取付箇所 ：コントロール建屋地下中 2 階(2)直流 125V 蓄電池 A-2
個数
：1
電圧
：125V
容量
：約 4,000Ah
取付箇所 ：コントロール建屋地下 1 階(3)直流 125V 蓄電池 B
個数
：1
電圧
：125V
容量
：約 3,000Ah
取付箇所 ：コントロール建屋地下 1 階(4)直流 125V 蓄電池 C
個数
：1
電圧
：125V
容量
：約 3,000Ah
取付箇所 ：コントロール建屋地下 1 階(5)直流 125V 蓄電池 D
個数
：1
電圧
：125V
容量
：約 2,200Ah
取付箇所 ：コントロール建屋地下 1 階(6)直流 125V 充電器 A
個数
：1
電圧
：125V
容量
：約 700A
取付箇所 ：コントロール建屋地下 1 階(7)直流 125V 充電器 A-2
個数
：1
電圧
：125V
容量
：約 400A
取付箇所 ：コントロール建屋地下 1 階
3.14-232

(8)直流 125V 充電器 B
個数
：1
電圧
：125V
容量
：約 700A
取付箇所 ：コントロール建屋地下 1 階(9)直流 125V 充電器 C
個数
：1
電圧
：125V
容量
：約 700A
取付箇所 ：コントロール建屋地下 1 階(10)直流 125V 充電器 D
個数
：1
電圧
：125V
容量
：約 400A
取付箇所 ：コントロール建屋地下 1 階

3.14-233

3.14.3.2.3

設置許可基準規則第 43 条への適合状況

非常用直流電源設備については，設計基準対象施設として使用する場合と同様の系
統構成で重大事故等においても使用するため，他の施設に悪影響を及ぼさない設計とする。
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。
非常用直流電源設備については，設計基準事故時の直流電源供給機能を兼用しており，設計基準事故時に使用する場合の容量が，重大事故等の収束に必要な容量に対して十分である。
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
非常用直流電源設備については，コントロール建屋に設置される設備であることか
ら，想定される重大事故等が発生した場合におけるコントロール建屋の環境条件及び荷重条件を考慮し，その機能を有効に発揮することができるよう，表 3.14-150 に示す設計とする。
表 3.14-150
環境条件等
温度・圧力・湿度・放射線
屋外の天候による影響
海水を通水する系統への影響
地震

風（台風）・積雪
電磁的障害

想定する環境条件及び荷重条件
対応
コントロール建屋で想定される温度，圧力，湿度及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない。
海水を通水することはない。
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する。（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方針」に示す）コントロール建屋に設置するため，風（台風）及び積雪の影響は受けない。
重大事故等が発生した場合においても電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

また，直流 125V 蓄電池 A,A-2,B，C 及び D は操作不要，直流 125V 充電器 A,A-2,B，
C 及び D はコントロール建屋地下 1 階にて操作可能な設計とする。
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」，「2.3.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。

3.14-234非常用直流電源設備については，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等においても使用する設計とする。また，直流 125V 蓄電池 A,A-2,B，
C 及び D については，発電用原子炉の運転中に定例試験及び簡易点検を，また停止中に機能・性能検査を可能な設計とする。また，直流 125V 充電器 A,A-2,B，C 及び D については，発電用原子炉の運転中に定例試験を，また停止中に外観構造検査及び機能・性能検査を可能な設計とする。
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。

3.14-235

3.14.3.3

燃料補給設備3.14.3.3.1 設備概要
燃料補給設備は，重大事故等発生時に重大事故等対処設備で使用する軽油が，枯渇をすることを防止するため，補機駆動用の軽油を補給することを目的として設置するものである。
本設備はタンクローリ（4kL），タンクローリ（16kL），流路である軽油タンク出口
ノズルから構成される。
重大事故等時においては,軽油タンクから重大事故等対処設備の補機駆動用の軽油をタンクローリ（4kL）及び(16kL)を用いて運搬することにより重大事故等対処
設備に軽油を補給する機能を有する。
本設備に関する重大事故等対処設備を表 3.14-151 に,本設備全体の概要図を図3.14-47 に示す。
タンクローリ（4kL）は可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）及び可搬型代替注水ポン
プ（A-2 級），大容量送水車（熱交換器ユニット用），大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），大容量送水車（海水取水用），モニタリング・ポスト用発電機，5 号炉
原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備，可搬型窒素供給装置に対して軽油を補給できる設計とする。
タンクローリ（16kL）は免震重要棟内緊急時対策所用地下貯油タンクに対して軽油を補給できる設計とする。

3.14-236

図 3.14-47

免震重要棟内緊急時対策所用
地下貯油タンク

軽油タンク

3.14-237
車載ポンプ
タンクローリ(16kL)

重大事故等対処設備への補給

車載ポンプ

タンクローリ（4kL）及び（16kL）への補給

防油堤

燃料補給設備系統概要図

タンクローリ(4kL)及び(16kL)

車載ポンプ
タンクローリ(4kL)表 3.14-151 燃料補給設備に関する重大事故対処設備一覧
設備区分
設備名
主要設備
軽油タンク【常設】タンクローリ（4kL）【可搬】
タンクローリ（16kL）【可搬】
附属設備
－
燃料源
－
燃料流路
軽油タンク出口ノズル・弁【常設】ホース【可搬】
燃料補給先 タンクローリ（4kL）
可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）【可搬】
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）【可搬】
大容量送水車【可搬】
モニタリング・ポスト用発電機【常設】5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備【可搬】
可搬型窒素供給装置【可搬】
タンクローリ（16kL）
免震重要棟内緊急時対策所用地下貯油タンク【常設】
交流電路
－
直流電路
－

3.14-238

3.14.3.3.2 主要設備の仕様
主要設備の仕様を以下に示す。
(1)軽油タンク(6 号及び 7 号炉共用)
種類：たて円筒形円錐屋根式
容量：約 560kL/基
最高使用圧力 ：静水頭
最高使用温度 ：66℃
個数
：1（予備 3）
取付箇所
：屋外（6 号及び 7 号炉原子炉建屋東側）(2)タンクローリ（4kL）(6 号及び 7 号炉共用)
容量：約 4.0kL/台
最高使用圧力 ：24kPa[gage]
最高使用温度 ：40℃
個数
：3（予備 1）
設置場所
：屋外
保管場所
：荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所(3)タンクローリ（16kL）(6 号及び 7 号炉共用)
容量：約 16kL/台
最高使用圧力 ：24kPa[gage]
最高使用温度 ：40℃
個数
：1（予備 1）
設置場所
：屋外
保管場所
：荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所

3.14-239

3.14.3.3.3 燃料補給設備の多様性，独立性，位置的分散
燃料補給設備は，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備と同時にその機能が損なわれることがないよう，表 3.14-152 で示す通り位置的分散を図った設計とする。
燃料補給設備は，表 3.14-153 で示す通り地震，津波，火災及び溢水により同時に故障することを防止するため，非常用交流電源設備との独立性を確保する設計とする。
表 3.14-152 多重性又は多様性，位置的分散
設計基準事故対処設 常設重大事故防止設備
可搬型重大事故防止
備設備
非常用交流電源設備 常設代替交流電源設備
燃料補給設備
燃料 軽油タンク
軽油タンク
軽油タンク
源
＜原子炉建屋東側軽 ＜原子炉建屋東側軽油タンク ＜原子炉建屋東側軽油タンク設置場所＞ 設置場所＞
油タンク設置場所＞
燃料ディタンク＜原子炉建屋の二次格納施設外地上 3 階＞

燃料 燃料移送ポンプ
流路 ＜屋外＞

第一ガスタービン発電機用燃料タンク又は第二ガスタービ
ン発電機用燃料タンク＜屋外（7 号炉タービン建屋南側設置場所又は荒浜側常設代
替交流電源設備設置場所）＞
第一ガスタービン発電機用燃料移送ポンプ又は第二ガスタ
ービン発電機用燃料移送ポンプ＜屋外＞

3.14-240

タンクローリ（4kL）＜屋外＞
タンクローリ（16kL）
＜屋外＞

項目
共
通
要
因
故
障

地
震

津
波

火
災

溢
水

表 3.14-153 設計基準事故対処設備との独立性
設計基準事故対処設備
重大事故等対処設備
非常用交流電源設備
燃料補給設備設計基準事故対処設備の非常用交流電源設備は耐震 S クラス設計とし，重大事故防止設備である燃料補給設備は基準地震動 Ss で機能維持できる設計とすることで，基準地震動 Ss が共通要因となり故障することのない設計とする。
設計基準事故対処設備を設置する各設置場所（燃料ディタンク：原子炉建屋，燃料移送ポンプ：原子炉建屋東側軽油タンクエリアの屋外と，重大事故防止設備を保管する各保管場所（タンクローリ（4kL）及びタンクローリ（16kL）：荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所）は，ともに津波が到達しない位置とすることで，津波が共通要因となり故障することのない設計とする。
設計基準事故対処設備の非常用交流電源設備と，重大事故等対処設備である燃料補給設備は，火災が共通要因となり故障することのない設計とする（「共-7 重大事故等対処設備の内部火災に対する防護方針について」に示す）。
設計基準事故対処設備の非常用交流電源設備と，重大事故等対処設備である燃料補給設備は，溢水が共通要因となり故障することのない設計とする（「共-8 重大事故等対処設備の内部溢水に対する防護方針について」に示す）。

3.14-2413.14.3.3.4
3.14.3.3.4.1

設置許可基準規則第 43 条への適合方針
設置許可基準規則第 43 条第 1 項への適合方針(1) 環境条件及び荷重条件（設置許可基準規則第 43 条第 1 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重その他の使用条件において，重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮するものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
軽油タンクは，常設で屋外に設置する設備であることから，想定される重大事故等時における,その機能を有効に発揮することができるよう,以下の表
3.14-154 に示す設計とする。
タンクローリ（4kL）及びタンクローリ（16kL）は，重大事故等時に屋外に設置する設備であることから，想定される重大事故等時における,その機能を有効に発揮することができるよう,以下の表 3.14-155 に示す設計とする。
タンクローリ（4kL）及びタンクローリ（16kL）の操作は，タンクローリ（4kL）
及びタンクローリ（16kL）に付属する操作ハンドルにより，想定される重大事故
等時において設置場所から操作可能な設計とする。風（台風）による荷重については，転倒しないことの確認を行っているが，詳細評価により転倒する結果となった場合は，転倒防止措置を講じる。積雪の影響については，適切に除雪する運用とする。
また，降水及び凍結により機能を損なうことのないよう，防水対策が取られたタンクローリ（4kL）及びタンクローリ（16kL）を使用し，凍結のおそれがある場合は暖気運転を行い凍結対策とする。
（57-2-9,10,12）

3.14-242

表 3.14-154 想定する環境条件及び荷重条件（軽油タンク）
環境条件等
対応
温度・圧力・湿度・ 屋外で想定される温度，圧力，湿度及び放射線条件下に耐えら放射線れる性能を確認した機器を使用する。
屋 外 の 天 候 に よ 降水及び凍結により機能を損なうことのないよう防水対策及びる影響
凍結対策を行える設計とする。
海 水 を 通 水 す る 海水を通水することはない。
系統への影響地震
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認し，治具や輪留め等により転倒防止対策を行う。
風（台風）・積雪 屋外で風荷重，積雪荷重を考慮しても機器が損傷しないことを応力評価により確認する。
電磁的障害
重大事故等が発生した場合においても，電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。
表 3.14-155

想定する環境条件及び荷重条件（タンクローリ（4kL）及びタンクローリ（16kL））
環境条件等
対応
温度・圧力・湿度・ 屋外で想定される温度，圧力，湿度及び放射線条件に耐えられ
放射線る性能を確認した機器を使用する。
屋 外 の 天 候 に よ 降水及び凍結により機能を損なうことのないよう防水対策及びる影響
凍結対策を行える設計とする。
海 水 を 通 水 す る 海水を通水することはない。
系統への影響地震
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認し，治具や輪留め等により転倒防止対策を行う。
風（台風）・積雪 屋外で風荷重，積雪荷重を考慮しても機器が損傷しないことを応力評価により確認する。
電磁的障害
重大事故等が発生した場合においても，電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

3.14-243

(2) 操作性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項二）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において確実に操作できるものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。

軽油タンクは，出口弁を手動弁とすることで，確実に操作可能な設計とする。
タンクローリ（4kL）は，車両として移動可能な設計とするとともに，設置場所にて固定可能な設計とする。軽油タンクからタンクローリ（4kL）への燃料補
給にはタンクローリ（4kL）内蔵のポンプを操作する必要があるが，ポンプ操作
は車外の操作ハンドルにて容易に操作可能な設計とする。タンクローリ（4kL）の操作ハンドルは，誤操作防止のために名称を明記することで操作者の操作，監視性を考慮しており，かつ十分な操作空間を確保し，容易に操作可能な設計とする。また，タンクローリ（4kL）から電源車及び可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）
及び可搬型代替注水ポンプ（A-2 級），大容量送水車（熱交換器ユニット用），大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），大容量送水車（海水取水用），モニタリン
グ・ポスト用発電機，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備，可搬型窒素供給装置への接続は，タンクローリ（4kL）のピストルノズルで実施する
ため，特別な技量を要するものではなく確実に操作可能な設計とする。
タンクローリ（16kL）は，車両として移動可能な設計とするとともに，設置場所にて固定可能な設計とする。軽油タンクからタンクローリ（16kL）への燃料補
給にはタンクローリ（16kL）内蔵のポンプを操作する必要があるが，ポンプ操作
は車外の操作ハンドルにて容易に操作可能な設計とする。タンクローリ（16kL）の操作ハンドルは，誤操作防止のために名称を明記することで操作者の操作，監視性を考慮しており，かつ十分な操作空間を確保し，容易に操作可能とする。また，タンクローリ（16kL）から免震重要棟内緊急時対策所用地下貯油タンクへの接続にあたっては，特殊な工具，及び技量は必要とせず，簡便な結合金具による接続並びに一般的な工具を使用することにより，確実に接続可能な設計とする。
表 3.14-156～157 に操作対象機器の操作場所を示す。
（57-2-9,10,12）
表 3.14-156
機器名称
タンクローリ（4kL）
軽油タンク出口弁
ホース

操作対象機器（タンクローリ（4kL））状態の変化 操作場所
起動・停止 屋外
弁閉→弁開 屋外
ホース接続 屋外

3.14-244

操作方法
ハンドル操作
手動操作
人力接続

表 3.14-157
機器名称
タンクローリ（16kL）
軽油タンク出口弁
ホース

操作対象機器（タンクローリ（16kL））
状態の変化
操作場所
起動・停止
屋外
弁閉→弁開
屋外
ホース接続
屋外

操作方法
ハンドル操作
手動操作
人力接続(3) 試験及び検査（設置許可基準規則第 43 条第 1 項三）(ⅰ) 要求事項
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試験又は検査ができるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。

軽油タンクは，表 3.14-158 に示すように発電用原子炉の運転中及び停止中に外観検査が可能な設計とする。軽油タンク内面の確認として，目視により性能に影響を及ぼす恐れのある傷，割れ等がないことが確認可能な設計とする。
具体的にはタンク上部のマンホールが開放可能であり，内面の点検が可能な設計とする。軽油タンクの漏えい検査が実施可能な設計とする。具体的には漏えい検査が可能な隔離弁を設ける設計とする。軽油タンクの定例試験として油面レベルの確認が可能な計器を設ける設計とする。
タンクローリ（4kL）は，表 3.14-159 に示すように発電用原子炉の運転中又は停止中に外観検査が可能な設計とする。タンクローリ（4kL）は油量，漏えいの確認が可能なように油面計又は検尺口を設け，かつ，内部の確認が可能なよ
うにマンホールを設ける設計とする。さらに，タンクローリ（4kL）は車両として運転状態の確認が可能な設計とし，外観の確認が可能な設計とする。タンク
ローリ（4kL）付ポンプは，通常系統にて機能・性能確認が出来る設計とし，分解が可能な設計とする。
タンクローリ（16kL）は，表 3.14-160 に示すように発電用原子炉の運転中
又は停止中に外観検査が可能な設計とする。タンクローリ（16kL）は油量，漏えいの確認が可能なように油面計又は検尺口を設け，かつ，内部の確認が可能
なようにマンホールを設ける設計とする。さらに，タンクローリ（16kL）は車両として運転状態の確認が可能な設計とし，外観の確認が可能な設計とする。
タンクローリ（16kL）付ポンプは，通常系統にて機能・性能確認が出来る設計とし，分解が可能な設計とする。
（57-4-5～10,17）

3.14-245

表 3.14-158 軽油タンクの試験及び検査
発電用原子炉の
項目
内容
状態
運転中
外観検査
軽油タンクの油面レベルの確認
停止中
外観検査
軽油タンクの外観，寸法の確認
軽油タンク内面の状態を試験及び目視により確認
漏えいの有無の確認
表 3.14-159 タンクローリ（4kL）の試験及び検査
発電用原子炉の
項目
内容
状態
運転中
タンク内面の状態を目視により確認
外観検査
又は漏えいの有無を確認
停止中
車両検査
タンクローリ（4kL）の車両としての運
転状態の確認表 3.14-160 タンクローリ（16kL）の試験及び検査
発電用原子炉の
項目
内容
状態
運転中
タンク内面の状態を目視により確認
外観検査
又は漏えいの有無を確認
停止中
車両検査
タンクローリ（16kL）の車両としての運
転状態の確認(4) 切り替えの容易性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項四）(ⅰ) 要求事項
本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設備にあっては，通常時に使用する系統から速やかに切り替えられる機能を備えるものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。

燃料補給設備は，本来の用途以外の用途には使用しない。
なお，操作が必要な燃料補給設備の対象機器は(2)操作性の表 3.14-156～157と同様である。
軽油タンクの操作は，軽油タンク出口弁を設けることにより速やかな切り替
えが可能な設計とする。
これにより図 3.14-48～51 で示すタイムチャートのとおり速やかに切り替えが可能である。
（57-3-29）
3.14-246

図 3.14-48

軽油タンクからタンクローリ（4kL）への燃料補給のタイムチャート＊

図 3.14-49

タンクローリ（4kL）から各機器等への燃料補給のタイムチャート＊

図 3.14-50

軽油タンクからタンクローリ（16kL）への燃料補給のタイムチャート＊

図 3.14-51

タンクローリ（16kL）から免震重要棟内緊急時対策所用地下貯油タンク
への燃料補給のタイムチャート＊＊3.14-247

＊：「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」への適合状況についての 1.14 で示すタイムチャート＊＊：「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」への適合状況についての 1.18 で示すタイムチャート

3.14-248

(5) 悪影響の防止（設置許可基準規則第 43 条第 1 項五）(ⅰ) 要求事項
工場等内の他の設備に対して悪影響を及ぼさないものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1に示す。

多様性，位置的分散，悪影響防止等について」

燃料補給設備は，表 3.14-161 に示すように，通常時はタンクローリ（4kL）
及びタンクローリ（16kL）を軽油タンク及び燃料移送ポンプと切り離して保管
し，かつ軽油タンク出口弁閉により隔離する系統構成としており，非常用交流
電源設備に対して悪影響を及ぼさない設計とする。
（57-3-28, 57-7-3, 57-9）

取合系統
非常用所内電気設備

表 3.14-161 他系統との隔離弁
系統隔離弁
駆動方式
軽油タンク出口弁
手動

動作
通常時閉

(6) 設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 1 項六）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において重大事故等対処設備の復旧作業を行うことができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
燃料補給設備の操作が必要な機器は表 3.14-156～157 に示すとおり全て屋外に設置されており,炉心損傷後の原子炉格納容器ベントの実施前には周辺の放射線量が低いこと,また原子炉格納容器ベント実施後は，原子炉格納容器ベン
ト直後の操作が不要となる様に運用することから，操作を行うことが可能である。
（57-11）

3.14-249

3.14.2.1.5

設置許可基準規則第 43 条第 2 項への適合方針(1) 容量（設置許可基準規則第 43 条第 2 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等の収束に必要な容量を有するものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
軽油タンクは，重大事故等対策の有効性評価上，重大事故等対処設備の燃料消費が最大となる事故シナリオ（取水機能喪失等）において，その機能を発揮することを要求される重大事故等対処設備が 7 日間連続運転する場合に必要となる燃料量約 530kL を上回る，容量約 560kL を有する設計とする。
（57-5-3,4）(2) 共用の禁止（設置許可基準規則第 43 条第 2 項二）(ⅰ) 要求事項
二以上の発電用原子炉施設において共用するものでないこと。ただし，二以上の発電用原子炉施設と共用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であって，同一の工場等内の他の発電用原子炉施設に対して悪影響を及ぼさない場合は，この限りでない。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1に示す。

多様性，位置的分散，悪影響防止等について」

軽油タンクは，6 号及び 7 号炉の燃料補給を要する負荷を必要数同時に運転したとしても余裕のある容量としており，共用により自号炉だけでなく他号炉を含めた容量で使用可能とし，かつ周辺状況に応じた使用タンクの選択を可能にすることで，安全性の向上を図れることから，6 号及び 7 号炉で共用する設計とする。なお，軽油タンクは設計基準対象施設である非常用ディーゼル発電機への燃料補給に用いる設備であるが，重大事故等対処設備への燃料補給は非常用ディーゼル発電機への燃料補給として用いていないタンクを選択して実施することから，悪影響は及ぼさない。
(3) 設計基準事故対処設備との多様性（設置許可基準規則第 43 条第 2 項三）(ⅰ) 要求事項
常設重大事故防止設備は，共通要因によって設計基準事故対処設備の安全機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1に示す。

多様性，位置的分散，悪影響防止等について」

3.14-250

補機駆動用の燃料を供給する設計基準事故対処設備は存在しない。
軽油タンクは，設計基準事故対処設備である 6 号炉の軽油タンクと 7 号炉の軽油タンクを位置的分散して設置し，同時に機能を喪失しない設計とする。

3.14-2513.14.2.1.6

設置許可基準規則第 43 条第 3 項への適合方針(1) 容量（設置許可基準規則第 43 条第 3 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等の収束に必要な容量を有するものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
タンクローリ（4kL）は重大事故等対策の有効性評価上，重大事故等対処設備の燃料消費が最大となる事故シナリオ（取水機能喪失等）において，その機能を発揮することを要求される電源車，可搬型代替注水ポンプ（A-1 級），可搬型
代替注水ポンプ（A-2 級），モニタリング・ポスト用発電機，大容量送水車（熱交換器ユニット用），大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），大容量送水車（海水取水用），5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備，可搬型窒素供給装置の連続運転が可能な燃料を，それぞれ電源車，可搬型代替注水ポンプ（A1 級），可搬型代替注水ポンプ（A-2 級），モニタリング・ポスト用発電機，大容量送水車（熱交換器ユニット用），大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），大容量送水車（海水取水用），5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備，可搬型窒素供給装置に供給できる台数 3 台，容量約 4.0kL/台，を有する設計とする。加えて予備 1 台を有する設計とする。
タンクローリ（16kL）は重大事故等対策の有効性評価上，重大事故等対処設
備の燃料消費が最大となる事故シナリオ（取水機能喪失等）において，その機能を発揮することを要求される免震重要棟内緊急時対策所用ガスタービン発
電機の連続運転が可能な燃料を，免震重要棟内緊急時対策所用地下貯油タンクに供給できる台数 1 台，容量約 16kL/台，を有する設計とする。加えて予備 1台を有する設計とする。
（57-5-5～9,16,17）(2) 確実な接続（設置許可基準規則第 43 条第 3 項二）(ⅰ) 要求事項
常設設備（発電用原子炉施設と接続されている設備又は短時間に発電用原子炉施設と接続することができる常設の設備をいう。以下同じ。）と接続するものにあっては，当該常設設備と容易かつ確実に接続することができ，かつ，二以上の系統又は発電用原子炉施設が相互に使用することができるよう，接続部の規格の統一その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。

タンクローリ（4kL）及びタンクローリ（16kL）と軽油タンクの接続について
は，ホースを接続するために，軽油タンクの出口ノズルにフランジ及び専用金具を接続する必要があるが，その接続に特別な工具を要するものではないことから，容易に接続できる設計とする。また，ホースの接続箇所については，6 号
3.14-252及び 7 号炉で相互に使用することができるよう，それぞれ同一の接続方式及び口径で接続可能な設計とする。
（57-2-9）(3) 複数の接続口（設置許可基準規則第 43 条第 3 項三）(ⅰ) 要求事項
常設設備と接続するものにあっては，共通要因によって接続することができなくなることを防止するため，可搬型重大事故等対処設備（原子炉建屋の外か
ら水又は電力を供給するものに限る。）の接続口をそれぞれ互いに異なる複数の場所に設けるものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1に示す。

多様性，位置的分散，悪影響防止等について」

タンクローリ（4kL）及びタンクローリ（16kL）を接続する軽油タンクは 6 号
炉及び 7 号炉で計 4 基あり，6 号炉の軽油タンクと 7 号炉の軽油タンクは 100m
以上離隔を確保しているため，各々の接続箇所が共通要因により接続不可とならない設計とする。
（57-2-9）(4) 設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 3 項四）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において可搬型重大事故等対処設備を設置に据え付け，及び常設と接続することができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
燃料補給設備の操作が必要な機器は表 3.14-151 に示すとおり全て屋外に設置されており,炉心損傷後の原子炉格納容器ベントの実施前には周辺の放射線量が低いこと,また原子炉格納容器ベント実施後は，原子炉格納容器ベント直後の操作が不要となる様に運用することから，操作を行うことが可能である。
（57-11）(5) 保管場所（設置許可基準規則第 43 条第 3 項五）(ⅰ) 要求事項
地震，津波その他の自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロ
リズムによる影響，設計基準事故設備の配置その他の条件を考慮した上で常設
重大事故等対処設備と異なる保管場所に保管すること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1多様性，位置的分散，悪影響防止等について」
3.14-253

に示す。
燃料補給設備の可搬型設備であるタンクローリ（4kL）及びタンクローリ（16kL）は，地震，津波その他自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムによる影響，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備の配置その他の条件を考慮し，非常用交流電源設備，常設代替交流電源設備（第一ガスタービン発電機及び第二ガスタービン発電機）と 100m 以上の離隔で位置的分散を図り，発電所敷地内の高台にある荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所の複数箇所に分散して保管する。
（57-2-2,10,13,18～21）(6) アクセスルートの確保（設置許可基準規則第 43 条第 3 項六）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において，可搬型重大事故等対処設備を運搬し，又は他の設備の被害状況を把握するため，工場等内の道路及び通路が確保できるよう，適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。
燃料補給設備は，想定される重大事故等が発生した場合においても，可搬型重大事故等対処設備の運搬，移動に支障をきたすことのないよう，迂回路も考慮して複数のアクセスルートを確保する設計とする。
（『可搬型重大事故等対処
設備保管場所及びアクセスルートについて』参照）（57-6-2）(7) 設計基準事故対処設備及び常設重大事故等防止設備との多様性（設置許可基準
規則第 43 条第 3 項七）(ⅰ) 要求事項
重大事故防止設備のうち可搬型のものは，共通要因によって，設計基準事故
対処設備の安全機能，使用済燃料貯蔵槽の冷却機能若しくは注水機能又は常設
重大事故防止設備の重大事故に至るおそれがある事故に対処するために必要な機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1に示す。

多様性，位置的分散，悪影響防止等について」

燃料補給設備のうち，軽油タンクから各重大事故等対処設備まで燃料移送する系統は，共通要因によって，設計基準事故対処設備の安全機能と同時に機能が損なわれる恐れがないよう，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設
備に対し,多様性,位置的分散を図る設計としている。これらの詳細については,
3.14.3.3.3 項に記載のとおりである。
（57-2-2,10,13,18～21）
3.14-254