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-038 改 0

提出年月日

平成 30 年 1 月 25 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

原子炉冷却系統施設のうち非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（高圧炉心スプレイ系）（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-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉冷却系統施設）
Ⅴ-1-1-4-3-13

設定根拠に関する説明書（高圧炉心スプレイ系

高圧炉心スプレイ系

ポンプ）
Ⅴ-1-1-4-3-14

設定根拠に関する説明書（高圧炉心スプレイ系

高圧炉心スプレイ系

ストレーナ）
Ⅴ-1-1-4-3-17 設定根拠に関する説明書（高圧炉心スプレイ系 主配管（常設））
Ⅴ-5 図面
4

原子炉冷却系統施設
4.4 非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備
・原子炉冷却系統施設 非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備に係る機器の配置を明示した図面（1/3）
【第 4-4-1-1 図】
・原子炉冷却系統施設 非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備に係る機器の配置を明示した図面（2/3）
【第 4-4-1-2 図】
・原子炉冷却系統施設 非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備に係る機器の配置を明示した図面（3/3）
【第 4-4-1-3 図】
4.4.1 高圧炉心スプレイ系
・原子炉冷却系統施設のうち非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備に係る主配管の配置を明示した図面（高圧炉心スプレイ系）（1／2）
【第 4-4-1-1-1 図】
・原子炉冷却系統施設のうち非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備に係る主配管の配置を明示した図面（高圧炉心スプレイ系）（2／2）
【第 4-4-1-1-2 図】
・原子炉冷却系統施設のうち非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（高圧炉心スプレイ系）の系統図（1／2）(設計基準対象施設)【第 4-4-1-2-1 図】
・原子炉冷却系統施設のうち非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（高圧炉心スプレイ系）の系統図（2／2）(重大事故等対処設備)【第 4-4-1-2-2 図】

・高圧炉心スプレイ系ポンプ構造図【「高圧炉心スプレイ系ポンプ」は，昭和 51 年 5 月 10 日付け建建発第 21 号にて軽微変更を届け出した工事計画書の添付図面「第 9 図 高圧炉心スプレイ系ポンプ組立外形図」及
び「第 10 図 高圧炉心スプレイ系ポンプ組立断面図」による。
】
・高圧炉心スプレイ系ストレーナ構造図【「高圧炉心スプレイ系ストレーナ」は，平成 20 年 4 月 7 日付け平成 20・02・29 原第 41号にて認可された工事計画書の添付図面「第 3-2 図

高圧炉心スプレイ系ストレーナ構造図」による。】
・原子炉冷却系統施設 非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（高圧炉心スプレイ系）の構造図 E22-F014【第 4-4-1-3-1 図】
・原子炉冷却系統施設 非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（高圧炉心スプレイ系）の構造図 E22-F035【第 4-4-1-3-2 図】

Ⅴ-1-1-4-3-13 設定根拠に関する説明書

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-13 R0（高圧炉心スプレイ系 高圧炉心スプレイ系ポンプ）

名称

高圧炉心スプレイ系ポンプ

容量m3/h/個

1576.5 以上（1576.5）

揚程m

196.6 以上（196.6）

最 高 使 用 圧 力

MPa

吸込側 0.76 吐出側 11.07

最 高 使 用 温 度℃

100，148

力

kW/個

2280

数－1原動機出個【設 定 根 拠】（概要）・設計基準対象施設

高圧炉心スプレイ系ポンプは，設計基準対象施設として原子炉冷却材喪失時等に原子炉圧力容器をスプレイ冷却するために設置する。

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-13 R1

・重大事故等対処設備
重大事故等時に原子炉冷却系統施設のうち非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（高圧炉心スプレイ系）として使用する高圧炉心スプレイ系ポンプは，以下の機能を有する。
高圧炉心スプレイ系ポンプは，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設置する。
系統構成は，サプレッション・チェンバを水源とする高圧炉心スプレイ系ポンプにより，高圧炉心スプレイ系配管を介して原子炉圧力容器へ注水することにより，原子炉圧力容器を冷却できる設計とする。
1.

容量の設定根拠
設計基準対象施設として使用する高圧炉心スプレイ系ポンプの容量は，原子炉設置変更許可

申請書添付書類十において原子炉冷却材喪失時に確認されている原子炉注水量m3/h を上回る 1576.5 m3/h/個以上とする。
高圧炉心スプレイ系ポンプを重大事故等時において使用する場合の容量は，設計基準対象施設と同様の使用方法であるため，設計基準対象施設と同仕様で設計し，1576.5 m3/h/個以上とする。
公称値については要求される容量と同じ 1576.5 m3/h/個とする。

1

2.

揚程の設定根拠
設計基準対象施設として使用する高圧炉心スプレイ系ポンプの揚程は，下記を考慮する。
① 原子炉圧力容器とサプレッション・チェンバ内圧の差：②m）MPa（＝静水頭（注入ノズルとサプレッション・プール水位低の標高差）：29.6 m③ 配管・機器圧力損失：m

高圧炉心スプレイ系ポンプの揚程は①～③の合計m を上回る 196.6 m 以上とする。

高圧炉心スプレイ系ポンプを重大事故等時において使用する場合の揚程は，設計基準対象施設と同様の使用方法であるため，設計基準対象施設と同仕様で設計し，196.6 m 以上とする。
公称値については要求される揚程と同じ 196.6 m とする。
3.

最高使用圧力の設定根拠

3.1 吸込側の最高使用圧力
NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-13 R1

設計基準対象施設として使用する高圧炉心スプレイ系ポンプの吸込側の最高使用圧力は，主配管「補給水系配管合流点～高圧炉心スプレイ系ポンプ」の最高使用圧力が 0.70 MPa であることから，それを上回る 0.76 MPa とする。
高圧炉心スプレイ系ポンプを重大事故等時において使用する場合の吸込側の圧力は，重大事故等時における主配管「補給水系配管合流点～高圧炉心スプレイ系ポンプ」の使用圧力が0.70 MPa であることから，それを上回る 0.76 MPa とする。
3.2 吐出側の最高使用圧力
設計基準対象施設として使用する高圧炉心スプレイ系ポンプの最高使用圧力は，下記を考慮して決定する。
① 水源圧力（事故時のサプレッション・チェンバ圧力）：

MPa② 静水頭（サプレッション・プール水位高とポンプ吸込ノズルの標高差）：6.4 m（＝0.063 MPa）
③ 締切揚程：m（＝MPa）

上記より，高圧炉心スプレイ系ポンプの吐出側の最高使用圧力は，①～③の合計MPaを上回る圧力とし，11.07MPa とする。
高圧炉心スプレイ系ポンプを重大事故等時において使用する場合の吐出側の圧力は，下記を考慮して決定する。
① 水源圧力（重大事故等時のサプレッション・チェンバ圧力）：

MPa② 静水頭（サプレッション・プール水位高とポンプ吸込ノズルの標高差）：6.4 m（＝0.063 MPa）
③ 締切揚程：m（＝MPa）

2上記より，高圧炉心スプレイ系ポンプの吐出側の最高使用圧力は，①～③の合計MPaを上回る圧力とし，11.07 MPa とする。
4.

最高使用温度の設定根拠
設計基準対象施設として使用する高圧炉心スプレイ系ポンプの最高使用温度は，主配管「補給水系配管合流点～高圧炉心スプレイ系ポンプ」の最高使用温度に合わせ，100 ℃とする。
高圧炉心スプレイ系ポンプ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主配管「補給水系配管合流点～高圧炉心スプレイ系ポンプ」の使用温度と同じ 148 ℃とする。
5.

原動機出力の設定根拠
設計基準対象施設として使用する高圧炉心スプレイ系ポンプの原動機出力は，定格流量点でNT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-13 R1の軸動力を基に設定する。
Ｐｗ＝10-3 ρ g Ｑ Ｈ

Ｐｗ
η＝100Ｐ（引用文献：日本工業規格

Ｐ＝Ｐ

10 3

ρ g Ｑ
η ／ 100

ＪＩＳ Ｂ ０１３１(2002)「ターボポンプ用語」）

Ｈ：軸動力（kW）

Ｐｗ ：水動力（kW）
ρ：密度（㎏/m3）

＝1000

g

：重力加速度（m/s2）＝9.80665Ｑ

3：容量（m /s）

＝1576.5/3600

Ｈ：揚程（m）＝196.6

η：ポンプ効率（％）（設計計画値） ＝1576.53600／100

10- 3 1000 9.80665
Ｐ＝196.6＝≒

上記より，高圧炉心スプレイ系ポンプの原動機出力は，軸動力kWkWkW を上回る出力とし，2280 kW/個とする。

高圧炉心スプレイ系ポンプを重大事故等時において使用する場合の原動機出力は，設計基準対象施設と同様の使用方法であるため，設計基準対象施設と同仕様で設計し，2280 kW/個とする。

36.

個数の設定根拠
高圧炉心スプレイ系ポンプは，設計基準対象施設として原子炉圧力容器へ注水するために必要な個数である 1 個を設置する。
高圧炉心スプレイ系ポンプは，設計基準対象施設として 1 個設置しているものを重大事故等

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-13 R1E対処設備として使用する。

4

Ⅴ-1-1-4-3-14 設定根拠に関する説明書

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-14 R0（高圧炉心スプレイ系 高圧炉心スプレイ系ストレーナ）

名
容

称量

高圧炉心スプレイ系ストレーナ
m3/h/組最 高 使 用 圧 力

MPa－［0.310，0.493］

最 高 使 用 温 度℃

104.5，148

個―2(1 組)数【設 定 根 拠】（概要）・設計基準対象施設
高圧炉心スプレイ系ストレーナは，設計基準対象施設としてサプレッション・チェンバ内の異物による高圧炉心スプレイ系ポンプや高圧炉心スプレイスパージャ等下流の系統内機器の機能低下を防止する目的で設置する。

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-14 R1

・重大事故等対処設備
重大事故等時に原子炉冷却系統施設のうち非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（高圧炉心スプレイ系）に使用する高圧炉心スプレイ系ストレーナは，以下の機能を有する。
高圧炉心スプレイ系ストレーナは，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設置する。
系統構成は，サプレッション・チェンバを水源として高圧炉心スプレイ系ストレーナで異物等をろ過し，高圧炉心スプレイ系ポンプにより原子炉圧力容器へ注水することにより，炉心の著しい損傷を防止できる設計とする。
重大事故等時に原子炉冷却系統施設のうち非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（高圧代替注水系）に使用する高圧炉心スプレイ系ストレーナは，以下の機能を有する。
高圧炉心スプレイ系ストレーナは，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設置する。
系統構成は，サプレッション・チェンバを水源として高圧炉心スプレイ系ストレーナで異物等をろ過し，高圧炉心スプレイ系配管を経由して常設高圧代替注水系ポンプにより原子炉隔離時冷却系配管を介して原子炉圧力容器へ注水することにより，炉心の著しい損傷を防止できる設計とする。

1

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（高圧代替注水系）として使用する高圧炉心スプレイ系ストレーナは，以下の機能を有する。
高圧炉心スプレイ系ストレーナは，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設置する。
系統構成は，サプレッション・チェンバを水源として高圧炉心スプレイ系ストレーナで異物等をろ過し，高圧炉心スプレイ系配管を経由して常設高圧代替注水系ポンプにより原子炉隔離時冷却系を介して原子炉圧力容器に注水することにより，溶融炉心を冷却し，ペデスタル（ドライウェル部）への落下を遅延又は防止できる設計とする。
1.

容量の設定根拠
設計基準対象施設として使用する高圧炉心スプレイ系ストレーナの容量は，原子炉設置変更

許可申請書添付書類十において原子炉冷却材喪失事故で確認されている原子炉注水量

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-14 R1

m3/h を上回るm3/h/組以上とする。

高圧炉心スプレイ系ストレーナを重大事故等時において使用する場合の容量は，設計基準対象施設と同様の使用方法であるため，設計基準対象施設と同仕様で設計しm3/h/組以上とする。

公称値については要求される容量と同仕様として2.

m3/h/組とする。

最高使用圧力の設定根拠
高圧炉心スプレイ系ストレーナは，その機能及び構造上耐圧機能を必要としないため最高使用圧力は設定されないが，ここではサプレッション・チェンバの最高使用圧力 0.310 MPa を示している。
高圧炉心スプレイ系ストレーナを重大事故等時において使用する場合の圧力についても，設計基準対象施設として使用する場合と同様に設定されないが，ここでは重大事故等時におけるサプレッション・チェンバの使用圧力 0.493 MPa を示している。
3.

最高使用温度の設定根拠
設計基準対象施設として使用する高圧炉心スプレイ系ストレーナの最高使用温度は，サプレッション・チェンバの最高使用温度と同じ 104.5 ℃とする。
高圧炉心スプレイ系ストレーナ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サプレッション・チェンバの使用温度の 148 ℃とする。

24.

個数の設定根拠
高圧炉心スプレイ系ストレーナは，設計基準対象施設としてサプレッション・チェンバ内の異物等をろ過するために必要な個数である 2 個(1 組)設置する。
高圧炉心スプレイ系ストレーナは，設計基準対象施設として 2 個(1 組)設置しているものをNT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-14 R1E

重大事故等対処設備として使用する。

3

Ⅴ-1-1-4-3-17 設定根拠に関する説明書

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-17 R0（高圧炉心スプレイ系 主配管（常設））高圧炉心スプレイ系ストレーナ
名称～
サプレッション・チェンバ

最 高 使 用 圧 力MPa－[0.310，0.493]

最 高 使 用 温 度℃

104.5，148外mm

径【設 定 根 拠】（概要）
本配管は，高圧炉心スプレイ系ストレーナからサプレッション・チェンバまでを接続する配管であり，設計基準対象施設として，サプレッション・チェンバから高圧炉心スプレイ系ポンプへプール水を供給するために設置する。
重大事故対処設備としては，サプレッション・チェンバから高圧炉心スプレイ系ポンプ及び常NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-17 R1

設高圧代替注水系ポンプへプール水を供給するために設置する。
1.

最高使用圧力の設定根拠
本配管は，その機能及び構造上耐圧機能を必要としないため最高使用圧力は設定されないが，ここではサプレッション・チェンバの最高使用圧力 0.310 MPa を示している。

本配管を重大事故等時において使用する場合の圧力についても，設定基準対象施設として使用する場合と同様に設定されないが，ここでは重大事故等時におけるサプレッション・チェンバの使用圧力 0.493 MPa を示している。
2.

最高使用温度の設定根拠
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用温度は，高圧炉心スプレイ系ストレーナの最高使用温度と同じ 104.5 ℃とする。
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高圧炉心スプレイ系ストレーナの使用温度と同じ 148 ℃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，使用するポンプの中で容量が最大となる重大事故等時に使用する高圧炉心スプレイ系ポンプの容量を基に設定しており，重大事故等時に使用する高圧炉心スプレイ系ポンプの容量が設計基準対象施設として使用する場合の容量と同仕様であるため，本配管の外径はメーカー社内基準に基づき定めた標準流速を考慮し選定した設計基準対象施設の外径と同仕様で設計しmm とする。

1

サプレッション・チェンバ
名～称

高圧炉心スプレイ系ポンプ吸込管分岐点
最 高 使 用 圧 力

MPa0.70

最 高 使 用 温 度℃

100，148外mm

457.2，609.6

径【設 定 根 拠】（概要）
本配管は，サプレッション・チェンバから高圧炉心スプレイ系ポンプ吸込管分岐点までを接続する配管であり，設計基準対象施設として，サプレッション・チェンバから高圧炉心スプレイ系ポンプへプール水を供給するために設置する。
重大事故対処設備としては，サプレッション・チェンバから高圧炉心スプレイ系ポンプ及び常設高圧代替注水系ポンプへプール水を供給するために設置する。

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-17 R1

1.

最高使用圧力の設定根拠
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用圧力は，サプレッション・チェンバの最高使用圧力が 0.310 MPa であるため，それを上回る 0.70 MPa とする。
本配管を重大事故等時において使用する場合の圧力は，当該配管を使用する重大事故時におけるサプレッション・チェンバの使用圧力が 0.493 MPa であるため，それを上回る 0.70 MPa とする。
2.

最高使用温度の設定根拠
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用温度は，原子炉設置変更許可申請書添付書

類十において，事故時におけるサプレッション・プール水の最高温度が 88℃であるため，それを上回る 100 ℃とする。
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主配管「高圧炉心スプレイ系ストレーナ～サプレッション・チェンバ」の使用温度と同じ 148 ℃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，使用するポンプの中で容量が最大となる重大事故等時に使用する高圧炉心スプレイ系ポンプの容量を基に設定しており，重大事故等時に使用する高圧炉心スプレイ系ポンプの容量が設計基準対象施設として使用する場合の容量と同仕様であるため，本配管の外径はメーカー社内基準に基づき定めた標準流速を考慮し選定した設計基準対象施設の外径と同仕様で設計し，457.2 mm，609.6 mm とする。

2高圧炉心スプレイ系ポンプ吸込管分岐点
名称～
補給水系配管合流点

最 高 使 用 圧 力MPa0.70

最 高 使 用 温 度℃

100，148

外mm

609.6

径

【設 定 根 拠】（概要）
本配管は，高圧炉心スプレイ系ポンプ吸込管分岐点から補給水系配管合流点までを接続する配管であり，設計基準対象施設及び重大事故等対処設備として，サプレッション・チェンバから高圧炉心スプレイ系ポンプへプール水を供給するために設置する。
1.

最高使用圧力の設定根拠
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用圧力は，主配管「サプレッション・チェン

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-17 R1バ～高圧炉心スプレイ系ポンプ吸込管分岐点」の最高使用圧力と同じ 0.70 MPa とする。

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主配管「サプレッション・チェンバ～高圧炉心スプレイ系ポンプ吸込管分岐点」の使用圧力と同じ 0.70 MPa とする。
2.

最高使用温度の設定根拠
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用温度は，主配管「サプレッション・チェンバ～高圧炉心スプレイ系ポンプ吸込管分岐点」の最高使用温度と同じ 100 ℃とする。
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主配管「サプレッション・チェンバ～高圧炉心スプレイ系ポンプ吸込管分岐点」の使用温度と同じ 148 ℃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，重大事故等時に使用する高圧炉心スプレイ系ポンプの容量を基に設定しており，重大事故等時に使用する高圧炉心スプレイ系ポンプの容量が設計基準対象施設として使用する場合の容量と同仕様であるため，本配管の外径はメーカ
ー社内基準に基づき定めた標準流速を考慮し選定した設計基準対象施設の外径と同仕様で設計し，609.6 mm とする。

3名

補給水系配管合流点

称～
高圧炉心スプレイ系ポンプ
最 高 使 用 圧 力

MPa0.70

最 高 使 用 温 度℃

100，148

外mm

609.6

径

【設 定 根 拠】(概要)
本配管は，補給水系配管合流点から高圧炉心スプレイ系ポンプまでを接続する配管であり，設計基準対象施設及び重大事故等対処設備として，サプレッション・チェンバから高圧炉心スプレイ系ポンプへプール水を供給するために設置する。
1.

最高使用圧力の設定根拠
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用圧力は，主配管「高圧炉心スプレイ系ポンNT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-17 R1

プ吸込管分岐点～補給水系配管合流点」の最高使用圧力と同じ 0.70 MPa とする。

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主配管「高圧炉心スプレイ系ポンプ吸込管分岐点～補給水系配管合流点」の使用圧力と同じ 0.70 MPa とする。
2.

最高使用温度の設定根拠
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用温度は，主配管「高圧炉心スプレイ系ポンプ吸込管分岐点～補給水系配管合流点」の最高使用温度と同じ 100 ℃とする。
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主配管「高圧炉心スプレイ系ポンプ吸込管分岐点～補給水系配管合流点」の使用温度と同じ 148 ℃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，重大事故等時に使用する高圧炉心ス

プレイ系ポンプの容量を基に設定しており，重大事故等時に使用する高圧炉心スプレイ系ポンプの容量が設計基準対象施設として使用する場合の容量と同仕様であるため，本配管の外径はメー
カー社内基準に基づき定めた標準流速を考慮し選定した設計基準対象施設の外径と同仕様で設計し，609.6 mm とする。

4高圧炉心スプレイ系ポンプ
名称～
弁 E22-F004

最 高 使 用 圧 力

MPa10.69

最 高 使 用 温 度℃

100，148外mm

318.5，355.6，406.4

径【設 定 根 拠】（概要）
本配管は，高圧炉心スプレイ系ポンプから弁 E22-F004 までを接続する配管であり，設計基準対象施設及び重大事故等対処設備として，高圧炉心スプレイ系ポンプより原子炉圧力容器へプール水を供給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-1-1-4-3-17 R1

設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用圧力は，下記を考慮して決定する。
①

水源圧力（事故時のサプレッション・チェンバ圧力）：②

静水頭（サプレッション・プール水位高とポンプ吸込ノズルの標高差）：6.4 m（＝0.063 MPa）

③ 締切揚程：m（＝MPaMPa）

上記より，高圧炉心スプレイ系ポンプの吐出側の最高使用圧力は，①～③の合計MPa を上回る圧力とし 10.69 MPa とする。

本配管を重大事故等時において使用する場合の吐出側の圧力は，下記を考慮して決定する。
①

水源圧力（重大事故等時のサプレッション・チェンバ圧力）：MPa②

静水頭（重大事故等時のサプレッション・プール水位とポンプ吸込ノズルの標高差）：6.4 m（＝0.063 MPa）
③ 締切揚程：m（＝MPa）

上記より，高圧炉心スプレイ系ポンプの吐出側の最高使用圧力は，①～③の合計MPa を上回る圧力とし，10.69 MPa とする。

2.

最高使用温度の設定根拠
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用温度は，高圧炉心スプレイ系ポンプの最高使用温度と同じ 100 ℃とする。
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高圧炉心スプレイ系ポンプの使用温度と同じ 148 ℃とする。

5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，重大事故等時に使用する高圧炉心スプレイ系ポンプの容量を基に設定しており，重大事故等時に使用する高圧炉心スプレイ系ポンプの容量が設計基準対象施設として使用する場合の容量と同仕様であるため，本配管の外径はメーカ
ー社内基準に基づき定めた標準流速を考慮し選定した設計基準対象施設の外径と同仕様で設計

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-17 R1

し，318.5 mm，355.6 mm，406.4 mm とする。

6

弁 E22-F004
名称～弁 E22-F005

最 高 使 用 圧 力MPa

8.62

最 高 使 用 温 度℃

302

外mm

318.5

径

【設 定 根 拠】（概要）
本配管は，弁 E22-F004 から弁 E22-F005 までを接続する配管であり，設計基準対象施設及び重大事故等対処設備として，高圧炉心スプレイ系ポンプより原子炉圧力容器へプール水を供給するために設置する。
1.

最高使用圧力の設定根拠
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用圧力は，原子炉圧力容器の最高使用圧力とNT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-17 R1

同じ 8.62 MPa とする。
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圧力容器の使用圧力と同じ 8.62 MPa とする。
2.

最高使用温度の設定根拠
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用温度は，原子炉圧力容器の最高使用温度と同じ 302 ℃とする。
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圧力容器の使用温度と同じ 302 ℃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，重大事故等時に使用する高圧炉心スプレイ系ポンプの容量を基に設定しており，重大事故等時に使用する高圧炉心スプレイ系ポンプの容量が設計基準対象施設として使用する場合の容量と同仕様であるため，本配管の外径はメーカ
ー社内基準に基づき定めた標準流速を考慮し選定した設計基準対象施設の外径と同仕様で設計し，318.5 mm とする。

7弁 E22-F005
名称～
原子炉圧力容器

最 高 使 用 圧 力

MPa

8.62

最 高 使 用 温 度℃

302

外mm

267.4，318.5

径【設 定 根 拠】（概要）
本配管は，弁 E22-F005 から原子炉圧力容器までを接続する配管であり，設計基準対象施設及び重大事故等対処設備として，高圧炉心スプレイ系ポンプより原子炉圧力容器へプール水を供給するために設置する。
1.

最高使用圧力の設定根拠
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用圧力は，原子炉圧力容器の最高使用圧力とNT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-17 R1E同じ 8.62 MPa とする。
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圧力容器の使用圧力と同じ 8.62 MPa とする。
2.

最高使用温度の設定根拠
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用温度は，原子炉圧力容器の最高使用温度と同じ 302 ℃とする。
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圧力容器の使用温度と同じ 302 ℃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，重大事故等時に使用する高圧炉心スプレイ系ポンプの容量を基に設定しており，重大事故等時に使用する高圧炉心スプレイ系ポンプの容量が設計基準対象施設として使用する場合の容量と同仕様であるため，本配管の外径はメーカ
ー社内基準に基づき定めた標準流速を考慮し選定した設計基準対象施設の外径と同仕様で設計し，267.4 mm，318.5 mm とする。

8

工事計画認可申請

第 4-4-1-1 図

東海第二発電所

名 称

原子炉冷却系統施設
非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備に係る機器の配置を明示した図面（1／3）
日本原子力発電株式会社
8113

工事計画認可申請

第 4-4-1-2 図

東海第二発電所
名称

原子炉冷却系統施設
非常用炉心冷却設備
その他原子炉注水設備に係る機器の配置を明示した図面（2／3）
日本原子力発電株式会社
8124

工事計画認可申請

第 4-4-1-3 図

東海第二発電所
名称

原子炉冷却系統施設
非常用炉心冷却設備
その他原子炉注水設備に係る機器の配置を明示した図面（3／3）
日本原子力発電株式会社
8124

工事計画認可申請

第 4-4-1-1-1 図

東海第二発電所
名称

原子炉冷却系統施設のうち非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備に係る主配管の配置を明示した図面（高圧炉心スプレイ系）(1／2)

日本原子力発電株式会社
8124工事計画認可申請

第 4-4-1-1-2 図

東海第二発電所
名称

原子炉冷却系統施設のうち非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備に係る主配管の配置を明示した図面（高圧炉心スプレイ系）(2／2)

日本原子力発電株式会社
8124

工事計画認可申請

第 4-4-1-2-1 図

東海第二発電所
原子炉冷却系統施設のうち
名 非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（高圧炉心スプレイ系）の系統図（1／2）
称（設計基準対象施設）
日本原子力発電株式会社
8124

工事計画認可申請

第 4-4-1-2-2 図

東海第二発電所
原子炉冷却系統施設のうち非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（高圧炉心スプレイ系）の系統図（2／2）
称（重大事故等対処設備）
名

日本原子力発電株式会社
8124
図面枠 R

A3改訂1

第 4-4-1-3-1 図

原子炉冷却系統施設
非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（高圧炉心スプレイ系）の構造図E22-F014

7Y118124

第 4-4-1-3-1 図 原子炉冷却系統施設 非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（高圧炉心スプレイ系）の構造図 E22-F014 別紙
工事計画記載の公称値の許容範囲
主要寸法(mm)

根のど部の径ＪＩＳによる製造公差

弁座口の径

ＪＩＳによる製造公差

注：主要寸法は，工事計画記載の公称値

NT2 補① 公差表 R0E

許容範囲

拠

第 4-4-1-3-2 図

原子炉冷却系統施設
非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（高圧炉心スプレイ系）の構造図
E22-F035

7Y118124

第 4-4-1-3-2 図 原子炉冷却系統施設 非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（高圧炉心スプレイ系）の構造図 E22-F035 別紙
工事計画記載の公称値の許容範囲
主要寸法(mm)

根のど部の径ＪＩＳによる製造公差

弁座口の径

ＪＩＳによる製造公差

注：主要寸法は，工事計画記載の公称値

NT2 補① 公差表 R0E

許容範囲拠