東海第二発電所 工事計画審査資料

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資料番号

工認-561 改 2

提出年月日

2018 年 10 月 2 日

日本原子力発電株式会社
東海第二発電所

工事計画審査資料

原子炉格納施設のうち放射性物質濃度制御設備及び可燃性ガス濃度制御設備
並びに格納容器再循環設備（窒素ガス代替注入系）（添付書類）

Ⅴ-1 説明書
Ⅴ-1-1 各発電用原子炉施設に共通の説明書
Ⅴ-1-1-4 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書
Ｖ-1-1-4-7 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉格納施設）
Ⅴ-1-1-4-7-30 設定根拠に関する説明書（窒素ガス代替注入系 窒素供給装置）
Ⅴ-1-1-4-7-31 設定根拠に関する説明書（窒素ガス代替注入系 主配管（常設））
Ⅴ-1-1-4-7-32 設定根拠に関する説明書（窒素ガス代替注入系 主配管（可搬型））
Ⅴ-6 図面
8

原子炉格納施設
8.3 圧力低減設備その他の安全設備
8.3.5 放射性物質濃度制御設備及び可燃性ガス濃度制御設備並びに格納容器再循環設備
・原子炉格納施設 圧力低減設備その他の安全設備 放射性物質濃度制御設備及び可燃性ガス濃度制御設備並びに格納容器再循環設備に係る機器の配置を明示した図面（1／4）
【第 8-3-5-1 図】
8.3.5.4 窒素ガス代替注入系
・原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の放射性物質濃度制御設備及び可燃性ガス濃度制御設備並びに格納容器再循環設備（窒素ガス代替注入系）に係る主配管の配置を明示した図面（1／26）【第 8-3-5-4-1 図】
・原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の放射性物質濃度制御設備及び可燃性ガス濃度制御設備並びに格納容器再循環設備（窒素ガス代替注入系）に係る主配管の配置を明示した図面（2／26）【第 8-3-5-4-2 図】
・原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の放射性物質濃度制御設備及び可燃性ガス濃度制御設備並びに格納容器再循環設備（窒素ガス代替注入系）に係る主配管の配置を明示した図面（3／26）【第 8-3-5-4-3 図】
・原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の放射性物質濃度制御設備及び可燃性ガス濃度制御設備並びに格納容器再循環設備（窒素ガス代替注入系）に係る主配管の配置を明示した図面（4／26）【第 8-3-5-4-4 図】
・原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の放射性物質濃度制御設備及び可燃性ガス濃度制御設備並びに格納容器再循環設備（窒素ガス代替注入系）に係る主配管の配置を明示した図面（5／26）【第 8-3-5-4-5 図】

1

・原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の放射性物質濃度制御設備及び可燃性ガス濃度制御設備並びに格納容器再循環設備（窒素ガス代替注入系）に係る主配管の配置を明示した図面（6／26）【第 8-3-5-4-6 図】
・原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の放射性物質濃度制御設備及び可燃性ガス濃度制御設備並びに格納容器再循環設備（窒素ガス代替注入系）に係る主配管の配置を明示した図面（7／26）【第 8-3-5-4-7 図】
・原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の放射性物質濃度制御設備及び可燃性ガス濃度制御設備並びに格納容器再循環設備（窒素ガス代替注入系）に係る主配管の配置を明示した図面（8／26）【第 8-3-5-4-8 図】
・原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の放射性物質濃度制御設備及び可燃性ガス濃度制御設備並びに格納容器再循環設備（窒素ガス代替注入系）に係る主配管の配置を明示した図面（9／26）【第 8-3-5-4-9 図】
・原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の放射性物質濃度制御設備及び可燃性ガス濃度制御設備並びに格納容器再循環設備（窒素ガス代替注入系）に係る主配管の配置を明示した図面（10／26）【第 8-3-5-4-10 図】
・原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の放射性物質濃度制御設備及び可燃性ガス濃度制御設備並びに格納容器再循環設備（窒素ガス代替注入系）に係る主配管の配置を明示した図面（11／26）【第 8-3-5-4-11 図】
・原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の放射性物質濃度制御設備及び可燃性ガス濃度制御設備並びに格納容器再循環設備（窒素ガス代替注入系）に係る主配管の配置を明示した図面（12／26）【第 8-3-5-4-12 図】
・原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の放射性物質濃度制御設備及び可燃性ガス濃度制御設備並びに格納容器再循環設備（窒素ガス代替注入系）に係る主配管の配置を明示した図面（13／26）【第 8-3-5-4-13 図】
・原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の放射性物質濃度制御設備及び可燃性ガス濃度制御設備並びに格納容器再循環設備（窒素ガス代替注入系）に係る主配管の配置を明示した図面（14／26）【第 8-3-5-4-14 図】

2

・原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の放射性物質濃度制御設備及び可燃性ガス濃度制御設備並びに格納容器再循環設備（窒素ガス代替注入系）に係る主配管の配置を明示した図面（15／26）【第 8-3-5-4-15 図】
・原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の放射性物質濃度制御設備及び可燃性ガス濃度制御設備並びに格納容器再循環設備（窒素ガス代替注入系）に係る主配管の配置を明示した図面（16／26）【第 8-3-5-4-16 図】
・原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の放射性物質濃度制御設備及び可燃性ガス濃度制御設備並びに格納容器再循環設備（窒素ガス代替注入系）に係る主配管の配置を明示した図面（17／26）【第 8-3-5-4-17 図】
・原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の放射性物質濃度制御設備及び可燃性ガス濃度制御設備並びに格納容器再循環設備（窒素ガス代替注入系）に係る主配管の配置を明示した図面（18／26）【第 8-3-5-4-18 図】
・原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の放射性物質濃度制御設備及び可燃性ガス濃度制御設備並びに格納容器再循環設備（窒素ガス代替注入系）に係る主配管の配置を明示した図面（19／26）【第 8-3-5-4-19 図】
・原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の放射性物質濃度制御設備及び可燃性ガス濃度制御設備並びに格納容器再循環設備（窒素ガス代替注入系）に係る主配管の配置を明示した図面（20／26）【第 8-3-5-4-20 図】
・原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の放射性物質濃度制御設備及び可燃性ガス濃度制御設備並びに格納容器再循環設備（窒素ガス代替注入系）に係る主配管の配置を明示した図面（21／26）【第 8-3-5-4-21 図】
・原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の放射性物質濃度制御設備及び可燃性ガス濃度制御設備並びに格納容器再循環設備（窒素ガス代替注入系）に係る主配管の配置を明示した図面（22／26）【第 8-3-5-4-22 図】
・原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の放射性物質濃度制御設備及び可燃性ガス濃度制御設備並びに格納容器再循環設備（窒素ガス代替注入系）に係る主配管の配置を明示した図面（23／26）【第 8-3-5-4-23 図】

3

・原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の放射性物質濃度制御設備及び可燃性ガス濃度制御設備並びに格納容器再循環設備（窒素ガス代替注入系）に係る主配管の配置を明示した図面（24／26）【第 8-3-5-4-24 図】
・原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の放射性物質濃度制御設備及び可燃性ガス濃度制御設備並びに格納容器再循環設備（窒素ガス代替注入系）に係る主配管の配置を明示した図面（25／26）【第 8-3-5-4-25 図】
・原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の放射性物質濃度制御設備及び可燃性ガス濃度制御設備並びに格納容器再循環設備（窒素ガス代替注入系）に係る主配管の配置を明示した図面（26／26）【第 8-3-5-4-26 図】
・原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の放射性物質濃度制御設備及び可燃性ガス濃度制御設備並びに格納容器再循環設備（窒素ガス代替注入系）の系統図（1／4）（設計基準対象施設）【第 8-3-5-4-27 図】
・原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の放射性物質濃度制御設備及び可燃性ガス濃度制御設備並びに格納容器再循環設備（窒素ガス代替注入系）の系統図（2／4）（重大事故等対処設備）【第 8-3-5-4-28 図】
・原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の放射性物質濃度制御設備及び可燃性ガス濃度制御設備並びに格納容器再循環設備（窒素ガス代替注入系）の系統図（3／4）（設計基準対象施設）【第 8-3-5-4-29 図】
・原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の放射性物質濃度制御設備及び可燃性ガス濃度制御設備並びに格納容器再循環設備（窒素ガス代替注入系）の系統図（4／4）（重大事故等対処設備）【第 8-3-5-4-30 図】
・原子炉格納施設 圧力低減設備その他の安全設備 放射性物質濃度制御設備及び可燃性ガス濃度制御設備並びに格納容器再循環設備（窒素ガス代替注入系）の構造図 窒素供給装置【第 8-3-5-4-31 図】

4

Ⅴ-1-1-4-7-30 設定根拠に関する説明書

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-7-30 R1（窒素ガス代替注入系 窒素供給装置）5名容
吐m3/h/個200 以上（220）[normal][窒素純度 99 ％において]力MPa

0.5 以上（0.5）

数－2（予備 2）

量出個

圧

窒素供給装置称【設定根拠】（概要）
重大事故等時に原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の放射性物質濃度制御設備及び可燃性ガス濃度制御設備並びに格納容器再循環設備（窒素ガス代替注入系）として使用する窒素供給装置は，以下の機能を有する。
窒素供給装置は，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の過圧による破損を防止するため，原子炉格納容器バウンダリを維持しながら原子炉格納容器内の圧力及び温度をNT2 補① Ⅴ-1-1-4-7-30 R1低下させる格納容器圧力逃がし装置を不活性化するために設置する。
系統構成は，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために設置する格納容器圧力逃がし装置のベント停止後において，窒素供給装置と接続口を可搬型ホースで接続し，窒素ガス代替注入系を介して原子炉格納容器及び格納容器圧力逃がし装置の系統内に窒素を注入することにより，原子炉格納容器及び格納容器圧力逃がし装置の系統内を不活性化できる設計とする。また，原子炉格納容器の負圧破損を防止するために，窒素の供給が可能な設計とする。
窒素供給装置は，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，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設置する。
系統構成は，炉心の著しい損傷により原子炉格納容器内で水素が発生した場合又は発生した水素を格納容器圧力逃がし装置により排出した場合において，窒素供給装置と接続口を可搬型ホースで接続し，窒素ガス代替注入系を介して原子炉格納容器又は格納容器圧力逃がし装置の系統内に窒素を注入することにより，原子炉格納容器及び水素の排出経路内を不活性化し，水素爆発を防止できる設計とする。
窒素供給装置は，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格納容器圧力逃がし装置を不活性化するために設置する。
系統構成は，最終ヒートシンクへ熱を輸送するために設置する格納容器圧力逃がし装置のベント停止後において，窒素供給装置と接続口を可搬型ホースで接続し，窒素ガス代替注入系を介して原子炉格納容器及び格納容器圧力逃がし装置の系統内を窒素を注入することにより，原子炉格納容器及び格納容器圧力逃がし装置の系統内を不活性化できる設計とする。また，原子炉格納容
1

器の負圧破損を防止するために，窒素の供給が可能な設計とする。
1.

容量の設定根拠
窒素供給装置を重大事故等時において使用する場合の容量は，重大事故等対策の有効性評価
解析（原子炉設置変更許可申請書添付資料十）のうち水素濃度及び酸素濃度上昇が一番厳しい
雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）において有効性が確認されている窒素注入量が窒素純度 99 ％において 400 m3/h[normal]であることから，200 m3/h/個[normal]以上とし，窒素供給装置 2 個を同時に使用する。
公称値については，設計上の窒素供給装置の定格容量である 220 m3/h/個[normal]とする。
2.

吐出圧力の設定根拠
窒素供給装置の重大事故等時における吐出圧力は，重大事故等対策における有効性評価解析（原子炉設置変更許可申請書添付資料十）のうち窒素供給装置を使用する場合の原子炉格納容

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-7-30 R1E器の最大圧力 0.465 MPa の際にも注入できるように，それを上回る 0.5 MPa 以上とする。
公称値は，要求される吐出圧力と同じ 0.5 MPa とする。
3.

個数の設定根拠
窒素供給装置は，原子炉格納容器内及び格納容器圧力逃がし装置の系統内を不活性化するために必要な個数である 2 個及び故障時又は保守点検による待機除外時のバックアップ用の予備2 個を保管する。

27

Ⅴ-1-1-4-7-31 設定根拠に関する説明書

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-7-31 R2（窒素ガス代替注入系 主配管（常設））8格納容器窒素供給ライン西側接続口及び名格納容器窒素供給ライン東側接続口

称〜東側接続配管合流点（ドライウェル側）
最 高 使 用 圧 力MPa0.62，1.0

最 高 使 用 温 度℃

60

外mm60.5径【設定根拠】（概要）
本配管は，格納容器窒素供給ライン西側接続口及び格納容器窒素供給ライン東側接続口から東側接続配管合流点（ドライウェル側）を接続する配管であり，重大事故等対処設備として炉心の著しい損傷が発生した場合において，水の放射線分解によって発生する水素及び酸素の濃度上昇

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-7-31 R2を抑制するため，格納容器への窒素供給を実施するために設置する。
1.

最高使用圧力の設定根拠
1.1 最高使用圧力0.62 MPa

本配管を重大事故等時において使用する場合の圧力は，重大事故等時における原子炉格納容器の使用圧力と同じ 0.62 MPa とする。
1.2 最高使用圧力 1.0 MPa
本配管を重大事故等時において使用する場合の圧力は，窒素供給装置による窒素供給圧力
が 0.5 MPa であるため，それを上回る 1.0 MPa とする。
2.

最高使用温度の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の温度は，重大事故等時における窒素供給装置の使用温度 40 ℃を上回る 60 ℃とする。

3.

外径の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の外径は，窒素供給装置から窒素ガスを供給するため，エロージョン，圧力損失・施工性等を考慮し，先行プラントの配管実績に基づいた標準流速を目安に選定し，60.5 mm とする。
外径Ａ（㎜）

厚さ
Ｂ（㎜）

呼び径（A）

流路面積
Ｃ（m ）

60.5

3.9

500.00218

60.55.5500.00192

流量Ｄ（m /h）

流速＊Ｅ（m/s）

標準流速（m/s）

19注記 ＊：流速及びその他のパラメータとの関係は以下のとおりとする。
Ｃ p・

１ＥＤ２・

Ａ−２・Ｂ2１０００NT2 補① Ⅴ-1-1-4-7-31 R2３６００・Ｃ210

東側接続配管合流点（ドライウェル側）
名

称〜
原子炉格納容器

最 高 使 用 圧 力

MPa0.62

最 高 使 用 温 度℃

60，200外mm

60.5，89.1

径【設定根拠】（概要）
本配管は，東側接続配管合流点（ドライウェル側）から原子炉格納容器を接続する配管であり，重大事故等対処設備として炉心の著しい損傷が発生した場合において，水の放射線分解によって発生する水素及び酸素の濃度上昇を抑制するため，格納容器への窒素供給を実施するために設置する。

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-7-31 R2

1.

最高使用圧力の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の圧力は，重大事故等時における原子炉格納容器の使用圧力と同じ 0.62 MPa とする。

2.

最高使用温度の設定根拠
2.1 最高使用温度

60 ℃

本配管を重大事故等時において使用する場合の温度は，重大事故等時における窒素供給装置の使用温度 40 ℃を上回る 60 ℃とする。
2.2 最高使用温度

200 ℃

本配管を重大事故等時において使用する場合の温度は，重大事故等時における原子炉格納容器の使用温度と同じ 200 ℃とする。
3.

外径の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の外径は，窒素供給装置から窒素ガスを供給するため，エロージョン，圧力損失・施工性等を考慮し，先行プラントの配管実績に基づいた標準流速を目安に選定し，60.5 mm，89.1 mm とする。
呼び径
流路面積
厚さ
外径
ＣＢ
Ａ
（m ）
（㎜）
（A）
（㎜）
60.5

3.9500.00218

60.55.5

500.00192

89.1

7.6

800.00429

流量Ｄ（m /h）

流速＊Ｅ（m/s）

標準流速（m/s）

311注記 ＊：流速及びその他のパラメータとの関係は以下のとおりとする。
Ｃ p・

１ＥＤ２・

Ａ−２・Ｂ2１０００NT2 補① Ⅴ-1-1-4-7-31 R2

３６００・Ｃ412

格納容器窒素供給ライン西側接続口及び名

格納容器窒素供給ライン東側接続口

称〜
東側接続配管合流点（サプレッション・チェンバ側）
最 高 使 用 圧 力MPa0.62，1.0

最 高 使 用 温 度℃

60

外mm

60.5

径

【設定根拠】（概要）
本配管は，格納容器窒素供給ライン西側接続口及び格納容器窒素供給ライン東側接続口から東側接続配管合流点（サプレッション・チェンバ側）を接続する配管であり，重大事故等対処設備として炉心の著しい損傷が発生した場合において，水の放射線分解によって発生する水素及び酸

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-7-31 R2

素の濃度上昇を抑制するため，格納容器への窒素供給を実施するために設置する。
1.

最高使用圧力の設定根拠
1.1 最高使用圧力

0.62 MPa

本配管を重大事故等時において使用する場合の圧力は，重大事故等時における原子炉格納容器の使用圧力と同じ 0.62 MPa とする。
1.2 最高使用圧力 1.0 MPa
本配管を重大事故等時において使用する場合の圧力は，窒素供給装置による窒素供給圧力が 0.5 MPa であるため，それを上回る 1.0 MPa とする。
2.

最高使用温度の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の温度は，重大事故等時における窒素供給装置の使用温度 40 ℃を上回る 60 ℃とする。

3.

外径の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の外径は，窒素供給装置から窒素ガスを供給するため，エロージョン，圧力損失・施工性等を考慮し，先行プラントの配管実績に基づいた標準流速を目安に選定し，60.5 mm とする。
外径
厚さ
呼び径
流路面積
Ａ
Ｂ
Ｃ（㎜）
（m ）
（㎜）
（A）
60.5

3.9500.00218

60.55.5

500.00192

流量Ｄ（m /h）

流速＊Ｅ（m/s）

標準流速（m/s）

513注記 ＊：流速及びその他のパラメータとの関係は以下のとおりとする。
Ｃ p・

１ＥＤ２・

Ａ−２・Ｂ

2１０００

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-7-31 R2

３６００・Ｃ

614

東側接続配管合流点（サプレッション・チェンバ側）
名称〜
窒素ガス代替注入系配管合流点

最 高 使 用 圧 力

MPa0.62

最 高 使 用 温 度℃

60，200

外mm

60.5

径

【設定根拠】（概要）
本配管は，東側接続配管合流点（サプレッション・チェンバ側）から窒素ガス代替注入系配管合流点を接続する配管であり，重大事故等対処設備として炉心の著しい損傷が発生した場合において，水の放射線分解によって発生する水素及び酸素の濃度上昇を抑制するため，格納容器への窒素供給を実施するために設置する。
1.

最高使用圧力の設定根拠

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-7-31 R2

本配管を重大事故等時において使用する場合の圧力は，重大事故等時における原子炉格納容器の使用圧力と同じ 0.62 MPa とする。
2.

最高使用温度の設定根拠
2.1 最高使用温度

60 ℃

本配管を重大事故等時において使用する場合の温度は，重大事故等時における窒素供給装置の使用温度 40 ℃を上回る 60 ℃とする。
2.2 最高使用温度

200 ℃

本配管を重大事故等時において使用する場合の温度は，重大事故等時における原子炉格納容器の使用温度と同じ 200 ℃とする。
3.

外径の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の外径は，窒素供給装置から窒素ガスを供給するため，エロージョン，圧力損失・施工性等を考慮し，先行プラントの配管実績に基づいた標準流速を目安に選定し，60.5 mm とする。
外径
厚さ
呼び径
流路面積
Ａ
Ｂ
Ｃ（㎜）
（㎜）
（m ）
（A）
60.5

3.9500.00218

60.55.5

500.00192

流量Ｄ（m /h）

流速＊Ｅ（m/s）

標準流速（m/s）

715注記 ＊：流速及びその他のパラメータとの関係は以下のとおりとする。
Ｃ p・

１ＥＤ２・

Ａ−２・Ｂ

2１０００

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-7-31 R2

３６００・Ｃ816

名称

格納容器窒素供給ライン西側接続口連絡配管

最 高 使 用 圧 力MPa1.0

最 高 使 用 温 度℃

60

外mm60.5径【設定根拠】（概要）
本配管は，格納容器窒素供給ライン西側接続口を連絡する配管であり，重大事故等対処設備として炉心の著しい損傷が発生した場合において，水の放射線分解によって発生する水素及び酸素の濃度上昇を抑制するため，格納容器への窒素供給を実施するために設置する。
1.

最高使用圧力の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の圧力は，窒素供給装置による窒素供給圧力

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-7-31 R2

が 0.5 MPa であるため，それを上回る 1.0 MPa とする。
2.

最高使用温度の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の温度は，重大事故等時における窒素供給装置の使用温度 40 ℃を上回る 60 ℃とする。

3.

外径の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の外径は，窒素供給装置から窒素ガスを供給するため，エロージョン，圧力損失・施工性等を考慮し，先行プラントの配管実績に基づいた標準流速を目安に選定し，60.5 mm とする。
厚さ
呼び径
流路面積
外径
ＡＢ
Ｃ（㎜）
（㎜）
（A）
（m ）
60.5

5.5

50

流量
Ｄ（m /h）

流速＊
Ｅ（m/s）

標準流速（m/s）

0.00192

注記 ＊：流速及びその他のパラメータとの関係は以下のとおりとする。
Ｃ p・１Ｅ

Ｄ２・

Ａ−２・Ｂ

2

１０００

３６００・Ｃ917フィルタベント配管窒素供給ライン接続口
名〜称

ドライウェル側窒素ガス代替注入系配管合流点及びサプレッション・チェンバ側窒素ガス代替注入系配管合流点
最 高 使 用 圧 力

MPa0.62，1.0

最 高 使 用 温 度℃

60，200外mm

60.5，94.0

径【設定根拠】（概要）
本配管は，フィルタベント配管窒素供給ライン接続口からドライウェル側窒素ガス代替注入系配管合流点及びサプレッション・チェンバ側窒素ガス代替注入系配管合流点を接続する配管であり，重大事故等対処設備として格納容器圧力逃がし装置内を窒素置換するために設置する。
1.

最高使用圧力の設定根拠

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-7-31 R2

1.1 最高使用圧力

0.62 MPa

本配管を重大事故等時において使用する場合の圧力は，重大事故等時における原子炉格納容器の使用圧力と同じ 0.62 MPa とする。
1.2 最高使用圧力 1.0 MPa
本配管を重大事故等時において使用する場合の圧力は，窒素供給装置による窒素供給圧力が 0.5 MPa であるため，それを上回る 1.0 MPa とする。
2.

最高使用温度の設定根拠
2.1 最高使用温度 60 ℃
本配管を重大事故等時において使用する場合の温度は，重大事故等時における窒素供給装置の使用温度 40 ℃を上回る 60 ℃とする。
2.2 最高使用温度

200 ℃

本配管を重大事故等時において使用する場合の温度は，重大事故等時における原子炉格納容器の使用温度と同じ 200 ℃とする。
3.

外径の設定根拠3.1 配管外径 60.5 mm
本配管を重大事故等時において使用する場合の外径は，窒素供給装置から窒素ガスを供給するため，エロージョン，圧力損失・施工性等を考慮し，先行プラントの配管実績に基づいた標準流速を目安に選定し，60.5 mm とする。

1018

外径Ａ（㎜）

厚さＢ（㎜）

呼び径（A）

流路面積
Ｃ（m ）

60.5

3.9

500.00218

60.5

5.5

500.00192

流量Ｄ（m /h）

流速＊Ｅ（m/s）

標準流速（m/s）

注記 ＊：流速及びその他のパラメータとの関係は以下のとおりとする。
Ｃ p・

１ＥＤ２・

Ａ−２・Ｂ2１０００

３６００・Ｃ3.2 伸縮継手外径94.0 mm

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-7-31 R2E

本伸縮継手を重大事故等時において使用する場合の外径は，50 A の配管と接続するため，施工性及びメーカ仕様に基づいて選定し，94.0 mm とする。

11192021

22

工事計画認可申請

第 8-3-5-1 図

東海第二発電所
原子炉格納施設 圧力低減設備その他の安全設備
放射性物質濃度制御設備及び可燃性ガス濃度制御設備並びに格納容器再循環設備に係る称
機器の配置を明示した図面（1／3）

名日本原子力発電株式会社
8X01

24

25

26

27

28

29

30

31

32

33

34

東海第二発電所

名 称

原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の放射性物質濃度制御設備及び可燃性ガス濃度制御設備並びに格納容器再循環設備（窒素ガス代替注入系）に係る主配管の配置を明示した図面（12／26）

日本原子力発電株式会社
8817

東海第二発電所
名称

原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の放射性物質濃度制御設備及び可燃性ガス濃度制御設備並びに格納容器再循環設備（窒素ガス代替注入系）に係る主配管の配置を明示した図面（13／26）

日本原子力発電株式会社
8817

36

東海第二発電所
名称

原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の放射性物質濃度制御設備及び可燃性ガス濃度制御設備並びに格納容器再循環設備（窒素ガス代替注入系）に係る主配管の配置を明示した図面（14／26）

日本原子力発電株式会社
8817

37

東海第二発電所
名称

原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の放射性物質濃度制御設備及び可燃性ガス濃度制御設備並びに格納容器再循環設備（窒素ガス代替注入系）に係る主配管の配置を明示した図面（15／26）

日本原子力発電株式会社
8817

38

東海第二発電所
名称

原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の放射性物質濃度制御設備及び可燃性ガス濃度制御設備並びに格納容器再循環設備（窒素ガス代替注入系）に係る主配管の配置を明示した図面（16／26）

日本原子力発電株式会社
8817

39

東海第二発電所
名称

原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の放射性物質濃度制御設備及び可燃性ガス濃度制御設備並びに格納容器再循環設備（窒素ガス代替注入系）に係る主配管の配置を明示した図面（17／26）

日本原子力発電株式会社
8817

40

東海第二発電所
名称

原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の放射性物質濃度制御設備及び可燃性ガス濃度制御設備並びに格納容器再循環設備（窒素ガス代替注入系）に係る主配管の配置を明示した図面（18／26）

日本原子力発電株式会社
8817

41

東海第二発電所
名称

原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の放射性物質濃度制御設備及び可燃性ガス濃度制御設備並びに格納容器再循環設備（窒素ガス代替注入系）に係る主配管の配置を明示した図面（19／26）

日本原子力発電株式会社
8817

42

東海第二発電所
名称

原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の放射性物質濃度制御設備及び可燃性ガス濃度制御設備並びに格納容器再循環設備（窒素ガス代替注入系）に係る主配管の配置を明示した図面（20／26）

日本原子力発電株式会社
8817

43

東海第二発電所
名称

原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の放射性物質濃度制御設備及び可燃性ガス濃度制御設備並びに格納容器再循環設備（窒素ガス代替注入系）に係る主配管の配置を明示した図面（21／26）

日本原子力発電株式会社
8817

44

東海第二発電所
名称

原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の放射性物質濃度制御設備及び可燃性ガス濃度制御設備並びに格納容器再循環設備（窒素ガス代替注入系）に係る主配管の配置を明示した図面（22／26）

日本原子力発電株式会社
8817

45

東海第二発電所
名称

原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の放射性物質濃度制御設備及び可燃性ガス濃度制御設備並びに格納容器再循環設備（窒素ガス代替注入系）に係る主配管の配置を明示した図面（23／26）

日本原子力発電株式会社
8817

46

東海第二発電所
名称

原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の放射性物質濃度制御設備及び可燃性ガス濃度制御設備並びに格納容器再循環設備（窒素ガス代替注入系）に係る主配管の配置を明示した図面（24／26）

日本原子力発電株式会社
8817

47

東海第二発電所
名称

原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の放射性物質濃度制御設備及び可燃性ガス濃度制御設備並びに格納容器再循環設備（窒素ガス代替注入系）に係る主配管の配置を明示した図面（25／26）

日本原子力発電株式会社
8817

48

東海第二発電所
名称

原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の放射性物質濃度制御設備及び可燃性ガス濃度制御設備並びに格納容器再循環設備（窒素ガス代替注入系）に係る主配管の配置を明示した図面（26／26）

日本原子力発電株式会社
8817

49

第 8-3-5-4-1 図〜第 8 3-5-4-26 図 原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の放射性物質濃度制御設備及び可燃性ガス濃度制御設備並びに格納容器再循環設備（窒素ガス代替注入系）に係る主配管の配置を明示した図面 別紙
工事計画記載の公称値の許容範囲
管 NO.1＊1
主要寸法（mm）
外径60.5

許容範囲
±1 ％

根

拠

ＪＩＳ Ｇ ３４５６による材料公差【プラス側公差】

厚さ5.5

製造能力，製造実績を考慮したメーカ基準−12.5 ％

【マイナス側公差】

NT2 補② 公差表 R1

ＪＩＳ Ｇ ３４５６による材料公差

管 NO.1＊1- 管継手
主要寸法（mm）
外径60.5

厚さ5.5

許容範囲＋1.6 mm−0.8 mm＋規定しない−12.5 ％

根拠

ＪＩＳ Ｂ ２３１２による材料公差
同上

管 NO.2＊1
主要寸法（mm）
外径60.5

許容範囲
±1 ％

根

拠

ＪＩＳ Ｇ ３４５６による材料公差【プラス側公差】

厚さ5.5

製造能力，製造実績を考慮したメーカ基準−12.5 ％

【マイナス側公差】
ＪＩＳ Ｇ ３４５６による材料公差150

工事計画記載の公称値の許容範囲（続き）
管 NO.2＊1- 管継手
主要寸法
（mm）
外径60.5

厚さ5.5

許容範囲＋1.6 mm−0.8 mm＋規定しない−12.5 ％

根拠

ＪＩＳ Ｂ ２３１２による材料公差
同上

管 NO.3＊1
主要寸法

NT2 補② 公差表 R1（mm）

許容範囲

根

拠

外径60.5製造能力，製造実績を考慮したメーカ基準

厚さ5.5

同上

管 NO.4＊1
主要寸法（mm）
外径60.5

許容範囲
±1 ％

根

拠

ＪＩＳ Ｇ ３４５９による材料公差【プラス側公差】

厚さ3.9

製造能力，製造実績を考慮したメーカ基準−0.5 mm【マイナス側公差】
ＪＩＳ Ｇ ３４５９による材料公差

管 NO.4＊1- 管継手
主要寸法（mm）
外径60.5

厚さ3.9

許容範囲＋1.6 mm−0.8 mm＋規定しない−12.5 ％

根拠

ＪＩＳ Ｂ ２３１２による材料公差同上251

工事計画記載の公称値の許容範囲（続き）
管 NO.5＊1
主要寸法（mm）
外径60.5

許容範囲
±1 ％

根

拠

ＪＩＳ Ｇ ３４５９による材料公差【プラス側公差】

厚さ3.9

製造能力，製造実績を考慮したメーカ基準−0.5 mm【マイナス側公差】
ＪＩＳ Ｇ ３４５９による材料公差

管 NO.5＊1- 管継手
主要寸法

NT2 補② 公差表 R1（mm）
外径60.5

厚さ3.9

許容範囲＋1.6 mm−0.8 mm＋規定しない−12.5 ％

根拠

ＪＩＳ Ｂ ２３１２による材料公差
同上

管 NO.6＊1主要寸法（mm）

許容範囲

根

拠

外径60.5製造能力，製造実績を考慮したメーカ基準

厚さ5.5

同上

管 NO.7＊1
主要寸法（mm）
外径60.5

許容範囲
±1 ％

根

拠

ＪＩＳ Ｇ ３４５６による材料公差【プラス側公差】

厚さ5.5

製造能力，製造実績を考慮したメーカ基準−12.5 ％

【マイナス側公差】
ＪＩＳ Ｇ ３４５６による材料公差352

工事計画記載の公称値の許容範囲（続き）
管 NO.7＊1- 管継手
主要寸法（mm）
外径60.5

厚さ5.5

許容範囲＋1.6 mm−0.8 mm＋規定しない−12.5 ％

根拠

ＪＩＳ Ｂ ２３１２による材料公差
同上

管 NO.8＊1- 管継手
主要寸法

NT2 補② 公差表 R1（mm）
外径89.1

厚さ7.6

許容範囲±1.6 mm＋規定しない−12.5 ％

根拠ＪＩＳ Ｂ ２３１２による材料公差
同上

管 NO.9＊1
主要寸法（mm）

許容範囲

根

拠

外径60.5±1 ％ＪＩＳ Ｇ ３４５６による材料公差

厚さ

3.9±0.5 mm

同上

管 NO.9＊1‐管継手
主要寸法
（mm）
外径60.5

厚さ

3.9

許容範囲
＋1.6 mm−0.8 mm＋規定しない−12.5 ％

根拠

ＪＩＳ Ｂ ２３１２による材料公差
同上

管 NO.10＊1
主要寸法
（mm）

許容範囲

根

拠

外径60.5±1 ％ＪＩＳ Ｇ ３４５６による材料公差

厚さ

3.9±0.5 mm

同上453

工事計画記載の公称値の許容範囲（続き）
管 NO.10＊1‐管継手
主要寸法
（mm）
外径60.5

厚さ

3.9

許容範囲
＋1.6 mm−0.8 mm＋規定しない−12.5 ％

根拠

ＪＩＳ Ｂ ２３１２による材料公差
同上

管 NO.11＊1
主要寸法

NT2 補② 公差表 R1（mm）

許容範囲

根

拠

外径60.5±1 ％ＪＩＳ Ｇ ３４５９による材料公差

厚さ5.5±12.5 ％同上

管 NO.12＊1
主要寸法（mm）

許容範囲

根

拠

外径60.5製造能力，製造実績を考慮したメーカ基準

厚さ5.5

同上

管 NO.13＊1
主要寸法（mm）
外径60.5

許容範囲
±1 ％

根

拠

ＪＩＳ Ｇ ３４５９による材料公差【プラス側公差】

厚さ3.9

製造能力，製造実績を考慮したメーカ基準−0.5 mm【マイナス側公差】
ＪＩＳ Ｇ ３４５９による材料公差554

工事計画記載の公称値の許容範囲（続き）
管 NO.14＊1
主要寸法（mm）
外径60.5

許容範囲
±1 ％

根

拠

ＪＩＳ Ｇ ３４５９による材料公差【プラス側公差】

厚さ3.9

製造能力，製造実績を考慮したメーカ基準−0.5 mm【マイナス側公差】
ＪＩＳ Ｇ ３４５９による材料公差

管 NO.14＊1‐管継手
主要寸法

NT2 補② 公差表 R1（mm）
外径60.5

厚さ

3.9

許容範囲
＋1.6 mm−0.8 mm＋規定しない−12.5 ％

根拠

ＪＩＳ Ｂ ２３１２による材料公差
同上

管 NO.15＊1
主要寸法
（mm）

許容範囲

根

拠

外径60.5製造能力，製造実績を考慮したメーカ基準

厚さ5.5

同上

管 NO.16＊1
主要寸法
（mm）
外径

60.5

許容範囲
±1 ％

根

拠

ＪＩＳ Ｇ ３４５６による材料公差【プラス側公差】

厚さ5.5

製造能力，製造実績を考慮したメーカ基準−12.5 ％

【マイナス側公差】
ＪＩＳ Ｇ ３４５６による材料公差655

工事計画記載の公称値の許容範囲（続き）
管 NO.16＊1‐管継手
主要寸法
（mm）
外径60.5

厚さ5.5

許容範囲＋1.6 mm−0.8 mm＋規定しない−12.5 ％

根拠

ＪＩＳ Ｂ ２３１２による材料公差
同上

伸縮継手 NO.E1＊2
主要寸法

NT2 補② 公差表 R1E（mm）

許容範囲

根

拠

外径94.0

製造能力，製造実績を考慮したメーカ基準

厚さ1.0

同上

伸縮継手 NO.E2＊2
主要寸法
（mm）

許容範囲

根

拠

外径94.0

製造能力，製造実績を考慮したメーカ基準

厚さ0.6

同上

注：主要寸法は，工事計画記載の公称値を示す。

注記 ＊1：管の強度計算書の管 NO.を示す。
＊2：伸縮継手の強度計算書の伸縮継手 NO.を示す。

756

工事計画認可申請

第 8-3-5-4-27 図

東海第二発電所
原子炉格納施設のうち圧力低減設備
その他の安全設備の放射性物質濃度制御設備及び可燃性ガス濃度制御設備並びに格納容器再循環設備（窒素ガス代替注入系）の系統図（1／4）
称（設計基準対象施設）

名

日本原子力発電株式会社
8809

57

工事計画認可申請

第 8-3-5-4-28 図

東海第二発電所
原子炉格納施設のうち圧力低減設備
その他の安全設備の放射性物質濃度制御設備及び可燃性ガス濃度制御設備並びに格納容器再循環設備（窒素ガス代替注入系）の系統図（2／4）
称（重大事故等対処設備）

名

日本原子力発電株式会社
8809

58

工事計画認可申請

第 8-3-5-4-29 図

東海第二発電所
原子炉格納施設のうち圧力低減設備
その他の安全設備の放射性物質濃度制御設備及び可燃性ガス濃度制御設備並びに格納容器再循環設備（窒素ガス代替注入系）の系統図（3／4）
称（設計基準対象施設）

名

日本原子力発電株式会社
8626

59

工事計画認可申請

第 8-3-5-4-30 図

東海第二発電所
原子炉格納施設のうち圧力低減設備
その他の安全設備の放射性物質濃度制御設備及び可燃性ガス濃度制御設備並びに格納容器再循環設備（窒素ガス代替注入系）の系統図（4／4）
称（重大事故等対処設備）

名

日本原子力発電株式会社
8626

60

工事計画認可申請

第 8-3-5-4-31 図

東海第二発電所
名

称

原子炉格納施設
圧力低減設備その他の安全設備
放射性物質濃度制御設備及び可燃性ガス濃度制御設備並びに格納容器再循環設備（窒素ガス代替注入系）の構造図
窒素供給装置日本原子力発電株式会社
8903

61

62