東海第二発電所 審査資料
資料番号
SA 設-C-2 改 29
提出年月日
平成 29 年 8 月 30 日

東海第二発電所

重大事故等対処設備について（補足説明資料）

平成 29 年 8 月
日本原子力発電株式会社
本資料のうち，は商業機密又は核物質防護上の観点から公開できません。

下線部：今回提出資料
目

次

39 条
39-1 重大事故等対処設備の分類
39-2 設計用地震力39-3 重大事故等対処施設の基本構造等に基づく既往の耐震評価手法の適用性と評価方針について
39-4 重大事故等対処施設の耐震設計における重大事故と地震の組合せについて添付資料−１ 重大事故等対処施設の網羅的な整理について

41 条
41-1 重大事故等対処施設における火災防護に係る基準規則等への適合性について41-2 火災による損傷の防止を行う重大事故等対処施設の分類について
41-3 火災による損傷の防止と行う重大事故等対処施設に係る火災区域・火災区画の設定について
41-4 重大事故等対処施設が設置される火災区域・火災区画の火災感知設備について41-5 重大事故等対処施設が設置される火災区域・火災区画の消火設備について
41-6 重大事故等対処施設が設置される火災区域・火災区画の火災防護対策に
ついて

目-1

共通
共-1 重大事故等対処設備の設備分類及び選定について
共-2 類型化区分及び適合内容
共-3 重大事故等対処設備の環境条件について
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
共-5 可搬型重大事故等対処設備の接続口の兼用状況について
共-6 重大事故等対処設備の外部事象に対する防護方針について
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
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

44 条
44-1 SA 設備基準適合性 一覧表
44-2 単線結線図
44-3 配置図
44-4 系統図
44-5 試験及び検査
44-6 容量設定根拠
44-7 その他設備
44-8 ＡＴＷＳ緩和設備について
44-9 ＡＴＷＳ緩和設備に関する健全性について

45 条
45-1 SA 設備基準適合性 一覧表
45-2 単線結線図
45-3 配置図目-2

45-4 系統図
45-5 試験及び検査
45-6 容量設定根拠45-7 その他の原子炉冷却時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について
45-8 原子炉隔離時冷却系蒸気加減弁（HO 弁）に関する説明書

46 条
46-1 SA 設備基準適合性 一覧表
46-2 単線結線図
46-3 配置図
46-4 系統図
46-5 試験及び検査
46-6 容量設定根拠46-7 接続図
46-8 保管場所図46-9 アクセスルート図
46-10 その他設備
46-11 過渡時自動減圧機能について
46-12 過渡時自動減圧機能に関する健全性について

47 条
47-1 SA 設備基準適合性 一覧表
47-2 単線結線図
47-3 配置図目-3

47-4 系統図
47-5 試験及び検査
47-6 容量設定根拠
47-7 接続図
47-8 保管場所図47-9 アクセスルート図
47-10 その他設備
47-11 その他

48 条
48-1 SA 設備基準適合性 一覧表
48-2 単線結線図
48-3 計測制御系統図
48-4 配置図
48-5 系統図
48-6 試験及び検査
48-7 容量設定根拠
48-8 その他の最終ヒートシンクへ熱を輸送する設備について

49 条
49-1

SA 設備基準適合性 一覧表

49-2

単線結線図

49-3

配置図

49-4

系統図

49-5

試験及び検査目-4

49-6

容量設定根拠

49-7

接続図

49-8

保管場所図

49-9

アクセスルート図49-10 その他設備
49-11 その他

50 条
50-1 SA 設備基準適合性 一覧表
50-2 単線結線図
50-3 計装設備系統図
50-4 配置図50-5 系統図
50-6 試験及び検査
50-7 容量設定根拠50-8 接続図
50-9 保管場所図50-10 アクセスルート図
50-11 その他設備

51 条
51-1

SA 設備基準適合性 一覧表

51-2

単線結線図

51-3

配置図

51-4

系統図
目-5

51-5

試験及び検査51-6

容量設定根拠

51-7

接続図

51-8

保管場所図

51-9

アクセスルート図

51-10 ペデスタル（ドライウェル部）底部の構造変更について
51-11 その他設備

52 条
52-1 SA 設備基準適合性 一覧表
52-2 単線結線図
52-3 配置図
52-4 系統図
52-5 試験及び検査
52-6 容量設定根拠52-7 接続図
52-8 計装設備の測定原理
52-9 水素及び酸素発生時の対応について

53 条
53-1 SA 設備基準適合性 一覧表
53-2 単線結線図
53-3 配置図53-4 系統図
53-5 試験及び検査
目-6

53-6 容量設定根拠53-7 その他設備

54 条
54-1

SA 設備基準適合性 一覧表

54-2

単線結線図

54-3

配置図

54-4

系統図

54-5

試験及び検査54-6

容量設定根拠

54-7

接続図

54-8

保管場所図

54-9

アクセスルート図54-10 その他の燃料プール代替注水設備について
54-11 使用済燃料プール監視設備
54-12 使用済燃料プールサイフォンブレーカの健全性について
54-13 使用済燃料プール水沸騰・喪失時の未臨界性評価

55 条
55-1 SA 設備基準適合性 一覧表
55-2 配置図55-3 系統図
55-4 試験及び検査
55-5 容量設定根拠55-6 接続図目-7

55-7 保管場所図55-8 アクセスルート図
55-9 その他設備

56 条
56-1 SA 設備基準適合性 一覧表56-2 配置図56-3 系統図
56-4 試験及び検査
56-5 容量設定根拠56-6 接続図56-7 保管場所図56-8 アクセスルート図
56-9 その他設備

57 条
57-1 SA設備基準適合性一覧表
57-2 配置図
57-3 系統図
57-4 試験及び検査
57-5 容量設定根拠57-6 アクセスルート図
57-7 設計基準事故対処設備と重大事故等対処設備のバウンダリ系統図
57-8 可搬型代替低圧電源車接続に関する説明書
57-9 代替電源設備について
目-8

57-10 全交流動力電源喪失対策設備について
58 条
58-1

SA 設備基準適合性 一覧表

58-2

単線結線図

58-3

配置図

58-4

系統図

58-5

試験及び検査58-6

容量設定根拠58-7

主要パラメータの代替パラメータによる推定方法について

58-8

可搬型計測器について

58-9

主要パラメータの耐環境性について

58-10 パラメータの抽出について

59 条
59-1 SA 設備基準適合性一覧
59-2 単線結線図
59-3 配置図
59-4 系統図
59-5 試験及び検査性59-6 容量設定根拠59-7 保管場所図59-8 アクセスルート図
59-9 原子炉制御室について（被ばく評価除く）
59-10 原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価について

目-9

60 条
60-1 SA 設備基準適合性一覧表
60-2 単線結線図
60-3 配置図60-4 試験及び検査
60-5 容量設定根拠60-6 保管場所図60-7 アクセスルート図60-8 監視測定設備について

61 条
61-1 SA 設備基準適合性 一覧表
61-2 単線結線図
61-3 配置図
61-4 系統図
61-5 試験及び検査性61-6 容量設定根拠
61-7 保管場所図61-8 アクセスルート図
61-9 緊急時対策所について（被ばく評価除く）
61-10 緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価について

62 条
62-1 SA 設備基準適合性 一覧表目-10

62-2 単線結線図
62-3 配置図
62-4 系統図
62-5 試験及び検査
62-6 容量設定根拠
62-7 アクセスルート図
62-8 設備操作及び切替に関する説明書

目-11

44 - 1

Ａ設備基準適合性一覧表

44-1-11

東海第二発電所

ＳＡ設備基準適合性一覧表（常設）第 44 条：緊 急 停 止 失 敗 時 に 発 電 用 原 子 炉 を

ＡＴＷＳ緩和設備

未臨界にするための設備

代替制御棒挿入機能

第１号

環境条件における健全性

環 境 温 度 ･湿 度 ･圧 力 ／ 屋

類型化区分

原子炉建屋原子炉棟内

外の天候／放射線その他建屋内Ｂ，Ｃ

荷重（有効に機能を発揮する）−

海水（海水を通水しない）

対象外

他設備からの影響
電磁波による影響（周辺機器等からの悪影響により機能を失うおそれがない）（電磁波により機能が損なわれない）

関連資料

44-3

関連資料

44-5

Ｊ
試験及び検査第４号

当該設備の使用に当たり系統の切替が不要

悪影響防止

第５号

第４３条

関連資料

44-4

系統設計
その他（飛散物）
関連資料

その他設備

対象外

44-8

ＡＴＷＳ緩和設備について

第６号

関連資料

44-3

配置図

第１号

置するもの
44-6

Ａ

容量設定根拠第２項

第２号（共通要因の考慮対象設備なし）

関連資料

対象外

−

第３号

共通要因故障防止

防 止 設 備 -対 象 （ 代 替 対 象 Ｄ Ｂ 設 備 有 り ） -人 為 事 象 ,溢 水 ,火 災
サポート系故障Ｂ

重大事故等への対処を本来の目的として設関連資料

環 境 条 件 ,自 然 現 象 ,外 部

系統図Ａｅ

中央制御室操作

共用の禁止

Ｂｂ

その他

設置場所

常 用 SA の 容 量

配置図

計測制御設備（ 検 査 性 ，系 統 構 成 ･ 外 部 入 力 ）

切り替え性

Ａ

44-3

試 験 ･検 査−

配置図

中央制御室操作

関連資料

第３号

第１項

第２号

操作性

−

屋内
（サポート系なし）

関連資料

44-8

Ａａ

対象外

ＡＴＷＳ緩和設備について

44-1-22

東海第二発電所

ＳＡ設備基準適合性

第 44 条：緊 急 停 止 失 敗 時 に 発 電 用 原 子 炉 を一覧表（常設）

制御棒

類型化区分

格納容器内

Ａ

荷重

（有効に機能を発揮する）−

海水（海水を通水しない）

対象外

未臨界にするための設備

第１号

環境条件における健全性

環 境 温 度 ･湿 度 ･圧 力 ／ 屋
外の天候／放射線

他設備からの影響
電磁波による影響（周辺機器等からの悪影響により機能を失うおそれがない）（電磁波により機能が損なわれない）

関連資料

44-3

配置図

その他

（ 検 査 性 ，系 統 構 成 ･ 外 部 入 力 ）
関連資料

第４号

切り替え性

Ａ

44-3

試 験 ･検 査Ｍ

44-5

試験及び検査当該設備の使用に当たり系統の切替が不要

悪影響防止

第５号

第４３条

関連資料

44-4

系統設計

−

配置図

中央制御室操作

関連資料

第３号

第１項

第２号

操作性

−

Ｂｂ

系統図

ＤＢと同じ系統構成

Ａｄ

その他（飛散物）

その他設備

対象外

関連資料

44-3

配 置 図 ， 44- 4

第６号

設置場所

中央制御室操作

関連資料

44-3

第１号

常 用 SA の 容 量

第２号

第２項

共通要因故障防止第３号

人 為 事 象 ,溢 水 ,火 災
サポート系故障

配置図

するもの
44-6

Ｂ

容量設定根拠（共用しない設備）関連資料
環 境 条 件 ,自 然 現 象 ,外 部

Ｂ

設計基準対象施設の系統および機器を使用

関連資料
共用の禁止

系統図

対象外

−

（共通要因の考慮対象設備なし）

対象外

対 象 （ サ ポ ー ト 系 有 り ） -別 の 手 段

Ｃｂ

関連資料

44-4

系統図

44-1-33

東海第二発電所

ＳＡ設備基準適合性

第 44 条：緊 急 停 止 失 敗 時 に 発 電 用 原 子 炉 を一覧表（常設）

制御棒駆動機構（水圧駆動）

類型化区分

格納容器内

Ａ

荷重

（有効に機能を発揮する）−

海水（海水を通水しない）

対象外

未臨界にするための設備

第１号

環境条件における健全性

環 境 温 度 ･湿 度 ･圧 力 ／ 屋
外の天候／放射線

他設備からの影響
電磁波による影響（周辺機器等からの悪影響により機能を失うおそれがない）（電磁波により機能が損なわれない）

関連資料

44-3

関連資料

Ｍ

44-5

試験及び検査第４号

当該設備の使用に当たり系統の切替が不要

悪影響防止

第５号

第４３条

関連資料
系統設計

配置図

その他

（ 検 査 性 ，系 統 構 成 ･ 外 部 入 力 ）

切り替え性

Ａ

44-3

試 験 ･検 査−

配置図

中央制御室操作

関連資料

第３号

第１項

第２号

操作性

−

44-4

Ｂｂ

系統図

ＤＢと同じ系統構成

Ａｄ

その他（飛散物）

その他設備

対象外

関連資料

44-3

配 置 図 ， 44- 4

第６号

設置場所

中央制御室操作

関連資料

44-3

第１号

常 用 SA の 容 量

第２号

第２項

共通要因故障防止第３号

人 為 事 象 ,溢 水 ,火 災
サポート系故障

配置図

するもの
44-6

Ｂ

容量設定根拠（共用しない設備）関連資料
環 境 条 件 ,自 然 現 象 ,外 部

Ｂ

設計基準対象施設の系統および機器を使用

関連資料
共用の禁止

系統図

対象外

−

（共通要因の考慮対象設備なし）

対象外

対 象 （ サ ポ ー ト 系 有 り ） -別 の 手 段

Ｃｂ

関連資料

44-4

系統図

44-1-44

東海第二発電所

ＳＡ設備基準適合性

第 44 条：緊 急 停 止 失 敗 時 に 発 電 用 原 子 炉 を一覧表（常設）

制御棒駆動系水圧制御ユニット

類型化区分

原子炉建屋原子炉棟内

Ｂ

荷重（有効に機能を発揮する）−

海水（海水を通水しない）

対象外

未臨界にするための設備

第１号

環境条件における健全性

環 境 温 度 ･湿 度 ･圧 力 ／ 屋
外の天候／放射線

他設備からの影響
電磁波による影響（周辺機器等からの悪影響により機能を失うおそれがない）（電磁波により機能が損なわれない）

関連資料

44-3

関連資料

Ｍ

44-5

試験及び検査第４号

当該設備の使用に当たり系統の切替が不要

悪影響防止

第５号

第４３条

関連資料
系統設計

配置図

その他

（ 検 査 性 ，系 統 構 成 ･ 外 部 入 力 ）

切り替え性

Ａ

44-3

試 験 ･検 査−

配置図

中央制御室操作

関連資料

第３号

第１項

第２号

操作性

−

44-4

Ｂｂ

系統図

ＤＢと同じ系統構成

Ａｄ

その他（飛散物）

その他設備

対象外

関連資料

44-3

配 置 図 ， 44- 4

第６号

設置場所

中央制御室操作

関連資料

44-3

第１号

常 用 SA の 容 量

第２号

第２項

共通要因故障防止第３号

人 為 事 象 ,溢 水 ,火 災
サポート系故障

配置図

するもの
44-6

Ｂ

容量設定根拠（共用しない設備）関連資料
環 境 条 件 ,自 然 現 象 ,外 部

Ｂ

設計基準対象施設の系統および機器を使用

関連資料
共用の禁止

系統図

対象外

−

（共通要因の考慮対象設備なし）

対象外

対 象 （ サ ポ ー ト 系 有 り ） -別 の 手 段

Ｃｂ

関連資料

44-4

系統図

44-1-55

東海第二発電所

ＳＡ設備基準適合性

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
環 境 温 度 ･湿 度 ･圧 力 ／一覧表（常設）ＡＴＷＳ緩和設備
代替原子炉再循環ポンプトリップ機能
原子炉建屋原子炉棟内

第１号

環境条件における健全性

屋外の天候／放射線

その他建屋内

類型化区分

Ｂ，Ｃ

荷重

（有効に機能を発揮する）−

海水（海水を通水しない）

対象外

他設備からの影響

電磁波による影響（周辺機器等からの悪影響により機能を失う
おそれがない）（電磁波により機能が損なわれない）

関連資料

44-3

配置図

計測制御設備（ 検 査 性 ，系 統 構 成 ･ 外 部 入 力 ）
関連資料

第４号

切り替え性

Ａ

44-3

試 験 ･検 査

44-5

Ｊ
試験及び検査当該設備の使用に当たり系統の切替が不要

悪影響防止

第５号

第４３条

関連資料

44-4

系統設計

−

配置図

中央制御室操作

関連資料

第３号

第１項

第２号

操作性

−

Ｂｂ

系統図

その他

Ａｅ

その他（飛散物）

その他設備

対象外

関連資料

44-8

A TWS 緩 和 設 備 に つ い て

第６号

設置場所

中央制御室操作

関連資料

44-3

第１号

常 用 SA の 容 量

配置図

重大事故等への対処を本来の目的として設置
するもの

関連資料

第２項

第２号

共用の禁止

Ｂ

44-6

容量設定根拠（共通要因の考慮対象設備なし）

関連資料

対象外

−

共通要因故障防止第３号

環 境 条 件 ,自 然 現 象 ,外防 止 設 備 -対 象 （ 代 替 対 象 Ｄ Ｂ 設 備 有 り ） -屋

部 人 為 事 象 ,溢 水 ,火 災

内サポート系故障

Ａ（サポート系なし）

関連資料

44-8

Ａａ

対象外

ＡＴＷＳ緩和設備について

44-1-66

東海第二発電所

ＳＡ設備基準適合性

第 44 条：緊 急 停 止 失 敗 時 に 発 電 用 原 子 炉 を一覧表（常設）ほう酸水注入ポンプ

類型化区分

原子炉建屋原子炉棟内

Ｂ

荷重（有効に機能を発揮する）−

海水（海水を通水しない）

対象外

未臨界にするための設備

第１号

環境条件における健全性

環 境 温 度 ･湿 度 ･圧 力 ／ 屋
外の天候／放射線

他設備からの影響
電磁波による影響（周辺機器等からの悪影響により機能を失うおそれがない）（電磁波により機能が損なわれない）

関連資料

44-3

第２号

操作性

第３号

第１項

44-3

試 験 ･検 査

関連資料

第４号

切り替え性

配 置 図 ， 44- 4

44-5

Ａ，Ｂ
試験及び検査

必要

悪影響防止

第５号

第４３条

44-4

対象外

対象外

44-3

配 置 図 ， 44- 4

第６号

設置場所

中央制御室操作

関連資料

44-3

第１号
第２号
第３号

共通要因故障防止第２項

サポート系故障

Ｂ
配置図（ DB 施 設 と 同 仕 様 の 送 水 能 力 で 設 計 ）44-6Ｂ

容量設定根拠（共用しない設備）関連資料

人 為 事 象 ,溢 水 ,火 災

系統図

DB 施 設 の 系 統 及 び 機 器 の 容 量 等 が 十 分

関連資料

環 境 条 件 ,自 然 現 象 ,外 部

系統図
Ａｄ

関連資料

共用の禁止

Ｂａ

DB 施 設 と 同 じ 系 統 構 成

その他（飛散物）

常 用 SA の 容 量

系統図

当該設備の使用に当たり系統の切り替えが

関連資料
系統設計

Ａ

ポ ン プ ,弁（ 検 査 性 ， 系 統 構 成 ･外 部 入 力 ）−

配置図

中央制御室操作

関連資料

−

対象外

−
（共通要因の考慮対象設備なし）

対象外

対 象 （ サ ポ ー ト 系 有 り ） -異 な る 駆 動 源 又 は
冷却源

関連資料

44-3

配 置 図 ， 44- 4

Ｃａ

系統図

44-1-7

7

東海第二発電所

ＳＡ設備基準適合性

第 44 条：緊 急 停 止 失 敗 時 に 発 電 用 原 子 炉 を一覧表（常設）

ほう酸水貯蔵タンク

類型化区分

原子炉建屋原子炉棟内

Ｂ

荷重（有効に機能を発揮する）−

海水（海水を通水しない）

対象外

未臨界にするための設備
環 境 温 度 ･湿 度 ･圧 力 ／ 屋 外第１号

環境条件における健全性の天候／放射線

他設備からの影響

電磁波による影響（周辺機器等からの悪影響により機能を失うおそれがない（電磁波により機能が損なわれない）

関連資料

44-3

第２号

操作性

第３号

第１項

（ 検 査 性 ， 系 統 構 成 ･外 部 入 力 ）対象外−

容器（タンク類）

関連資料

第４号

切り替え性

44-5

第４３条

44-4

悪影響防止

第５号

対象外

対象外

44-3

配 置 図 ， 44- 4

第６号

対象外
−

第１号

DB 施 設 の 系 統 及 び 機 器 の 容 量 等 が 十 分（ DB 施 設 と 同 仕 様 の 送 水 能 力 で 設 計 ）

関連資料

44-6

Ｂ

容量設定根拠第３号

共通要因故障防止

第２項

第２号（共用しない設備）

関連資料

サポート系故障

系統図（操作不要）

関連資料

為 事 象 ,溢 水 ,火 災

系統図
Ａｄ

設置場所

環 境 条 件 ,自 然 現 象 ,外 部 人

Ｂａ

DB 施 設 と 同 じ 系 統 構 成

関連資料

共用の禁止

試験及び検査必要その他（飛散物）

常 用 SA の 容 量Ｃ

当該設備の使用に当たり系統の切り替えが

関連資料
系統設計

−

配置図

（操作不要）

関連資料
試 験 ･検 査

−

対象外

−

（共通要因の考慮対象設備なし）

対象外（サポート系なし）

対象外

関連資料

44-3

配 置 図 ， 44- 4

系統図

44-1-88

東海第二発電所

ＳＡ設備基準適合性

第 44 条：緊 急 停 止 失 敗 時 に 発 電 用 原 子 炉 を一覧表（常設）

自動減圧系の起動阻止スイッチ

類型化区分

その他の建屋内Ｃ

荷重（有効に機能を発揮する）−

海水（海水を通水しない）

対象外

未臨界にするための設備
環 境 温 度 ･湿 度 ･圧 力 ／ 屋 外第１号

環境条件における健全性の天候／放射線

他設備からの影響

電磁波による影響（周辺機器等からの悪影響により機能を失うおそれがない（電磁波により機能が損なわれない）

関連資料

44-3

第２号

操作性

第３号

第１項

関連資料

44-5

Ｊ
試験及び検査第４号

当該設備の使用に当たり系統の切り替えが
不要

第４３条

関連資料

悪影響防止

第５号

系統設計

DB 施 設 と 同 じ 系 統 構 成

Ａｄ

対象外

対象外

関連資料

44-3

配 置 図 ， 44- 4

第６号

設置場所

中央制御室操作

関連資料

44-3

Ｂ
配置図

第１号

（ DB 施 設 と 同 仕 様 の 送 水 能 力 で 設 計 ）

Ｂ

−

第３号

共通要因故障防止

第２項

第２号（共通要因の考慮対象設備なし）

関連資料
環 境 条 件 ,自 然 現 象 ,外 部 人

系統図

DB 施 設 の 系 統 及 び 機 器 の 容 量 等 が 十 分

関連資料
共用の禁止

Ｂｂ

−

その他（飛散物）

常 用 SA の 容 量

配置図

計測制御設備（ 検 査 性 ， 系 統 構 成 ･外 部 入 力 ）

切り替え性

Ａ

44-3

試 験 ･検 査−

配置図

中央制御室操作

関連資料

−

対象外

−
防 止 設 備 − 対 象 −（ 代 替 対 象 Ｄ Ｂ 設 備 有 り ）為 事 象 ,溢 水 ,火 災

−屋内サポート系故障（サポート系なし）

関連資料

44-3

配 置 図 ， 44- 4

Ａａ

対象外

系統図

44-1-99

44 - 2単線結線図

44-2-110

44-2-2

第 44-2-1 図

直流電源単線結線図11

44-2-3

第 44-2-2 図

交流電源単線結線図1244 - 3

配置図

：設計基準対象施設を示す。
：重大事故等対処設備を示す。

44-3-113

第 44-3-1図

ＡＴＷＳ緩和設備（計器）の配置図（原子炉建屋原子炉棟

3階 ）44-3-214

第 44-3-2図ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能用電磁弁）の配置図（原子炉建屋原子炉棟

3階 ）44-3-315

第 44-3-3図

ほ う 酸 水 注 入 系 に 係 る 機 器 （ ポ ン プ ,タ ン ク ） の 配 置 図（原子炉建屋原子炉棟

5階 ）44-3-416

第 44-3-4図

ほう酸水注入系に係る中央制御室操作盤の配置図（原子炉建屋付属棟

3階 ）44-3-517

第 44-3-5図

ほう酸水注入系に係る機器（弁）の配置図（原子炉建屋原子炉棟

5階 ）44-3-618

第 44-3-6 図

ＡＴＷＳ緩和設備（中央制御室）の配置図（原子炉建屋付属棟

3階 ）44-3-719

第 44-3-7図

制御棒，制御棒駆動機構及び制御棒駆動水圧系水圧制御ユニットの配置図（原子炉建屋原子炉棟

3階 ， 格 納 容 器 内 ）44-3-820

第 44-3-8図

自動減圧系の起動阻止スイッチの配置図（原子炉建屋原子炉棟

3階 ）44-3-921

44 - 4系統図

44-4-122

44-4-2

23

44-4-324攪拌用空気脱塩水：区分Ⅰより電源供給：区分Ⅱより電源供給
RO：重大事故等対処設備：切り替え操作対象弁(中央制御室から操作可能)

ほう酸水注入系
テストタンク

P

補助油ポンプ

MO

L

原子炉
圧力容器
格納容器

原子炉建屋
原子炉棟

ほう酸水注水系
貯蔵タンク出口弁(A)

ほう酸水注入系ポンプ(A)

ほう酸水注水系
爆破弁(A)

AO

ほう酸水注入系
貯蔵タンク

T

電気ヒータ
補助油ポンプ

MO

T

電気ヒータ

第 44-4-3図

ほう酸水注入系

第 44-4-1表No.

ほう酸水注水系
貯蔵タンク出口弁(B)

ほう酸水注入系ポンプ(B)

ほう酸水注水系
爆破弁(B)

系統概略図

操作対象機器リスト

機器名称

操作方法

操作箇所

キー・スイッチ操作

中央制御室

A系
1

ほ う 酸 水 注 入 ポ ン プ （ A）

2

ほう酸水貯蔵タンク出口弁（ A）

3

ほ う 酸 水 注 入 系 爆 破 弁 （ A）
B系

4

ほ う 酸 水 注 入 ポ ン プ （ B）

5

ほう酸水貯蔵タンク出口弁（ B）

6

キー・スイッチ操作

中央制御室

ほ う 酸 水 注 入 系 爆 破 弁 （ B）

44-4-425

第 44-4-4 図

自動減圧系，過渡時自動減圧機能作動回路図

44-4-526

44 - 5

試験及び検査ほう酸水注入系の定期事業者検査対象設備については ，検 査 の 実 績 も あ る こ と か ら ，定 期 事 業 者 検 査 要 領書の表紙，点検計画，関連図面の添付としている。

44-5-127

44-5-2

第 44-5-1 図

代替制御棒挿入機能の試験及び検査28

44-5-3

第 44-5-2 図

代替原子炉再循環ポンプトリップ機能の試験及び検査29

44-5-4

第 44-5-3 図

自動減圧系の起動阻止スイッチの試験及び検査

30

ＡＴＷＳ緩和設備の試験に対する考え方について

1.

概要
重大事故等対処設備の試験・検査については，第四十三条（重大事故等

対 処 設 備 ）第 1項 第 三 号 に 要 求 さ れ て お り ，解 釈 に は ，第 十 二 条（ 安 全 施 設 ）第 4項 の 解 釈 に 準 ず る も の と 規 定 さ れ て い る 。
このうち，ＡＴＷＳ緩和設備については，代替制御棒挿入機能や代替原
子炉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，誤操作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ため，停止中（施設定期検査時）に試験又は検査を行う設計とする。

2.

第 十 二 条 第 4項 の 要 求 に 対 す る 適 合 性 の 整 理
第 十 二 条 第 4項 の 要 求「安全施設は，その健全性及び能力を確認するため，その安全機能の重要度に応じ，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なければならない。」

44-5-531

第 44-5-3表
第十二

要求事項

適合性整理

第 4項 に 規 定 す る 「 発 電 用 原 子 炉 の 運 転 中

使用前検査及び停止中（施設定期検査

又は停止中に試験又は検査ができる」と時）は，実系統を用いた試験又は検査

は ，実 系 統 を 用 い た 試 験 又 は 検 査 が 不 適 当を実施する。

条解釈
7

第 十 二 条 第 4項 の 解 釈 の 要 求 事 項

な 場 合 に は ，試 験 用 の バ イ パ ス 系 を 用 い る
こと等を許容することを意味する。
８−一

８−二

発電用原子炉の運転中に待機状態にある

使用前検査及び停止中（施設定期検査

安 全 施 設 は ，運 転 中 に 定 期 的 に 試 験 又 は 検時）は，実系統を用いた試験又は検査査 が で き る こ と 。た だ し ，運 転 中 の 試 験 又を実施する。

は検査によって発電用原子炉の運転に大なお，ＡＴＷＳ緩和設備は，代替制御

きな影響を及ぼす場合は，この限りでな

棒挿入及び代替原子炉再循環ポンプト

い 。ま た ，多 重 性 又 は 多 様 性 を 備 え た 系 統

リップ信号を発信するため，誤操作等

及 び 機 器 に あ っ て は ，各 々 が 独 立 し て 試 験によりプラントに外乱を与える可能性

又は検査ができること。

がある。

運転中における安全保護系の各チャンネ

ＡＴＷＳ緩和設備は，多重性を有してル の 機 能 確 認 試 験 に あ っ て は ，そ の 実 施 中

おり，その試験の実施中においても，に お い て も ，そ の 機 能 自 体 が 維 持 さ れ て い

機能自体は維持される設計とする。

る と 同 時 に ，原 子 炉 停 止 系 及 び 非 常 用 炉 心

但し，誤操作等によりプラントに外乱冷却系等の不必要な動作が発生しないこを与える可能性があり，運転中に試験と。

又は検査を行わないため，原子炉緊急停止系及び非常用炉心冷却系等の不必
要な動作は発生しない。

８−三発電用原子炉の停止中に定期的に行う試

停止中（施設定期検査時）に，定期事

験 又 は 検 査 は ，原 子 炉 等 規 制 法 及 び 技 術 基

業者検査にて試験又は検査を実施す

準規則に規定される試験又は検査を含む。 る。
９

第 ４ 項 に つ い て ，下 表 の 左 欄 に 掲 げ る 施 設

ＡＴＷＳ緩和設備は，重大事故等対処に対しては右欄に示す要求事項を満たさ設備であることから，多重性を有してなければならない。

いない。

「安全保護系」
原 則 と し て 原 子 炉 の 運 転 中 に ，定 期 的 に 試
験 が で き る と と も に ，そ の 健 全 性 及 び 多 重
性 の 維 持 を 確 認 す る た め ，各 チ ャ ン ネ ル が独立に試験できる設計であること。

2.

ＡＴＷＳ緩和設備の試験間隔の検討
ＡＴＷＳ緩和設備は，安全保護系設備による原子炉緊急停止機能が喪失したときに期待される設備である。ＡＴＷＳ緩和設備に関する信頼性評価においては，試験頻度を施設定期検査毎として評価し，ＡＴＷＳが発生し，かつＡＴＷＳ緩和設備の故障により緩和機能が動作しない状態
44-5-632

が 発 生 す る 頻 度 ※は 誤 動 作 確 率度／ 炉 年 又 は ，誤 不 動 作 の 発 生 頻／ 炉 年 と 十 分 に 低 い こ と を 確 認 し て お り ，施 設 定 期 検 査 毎の試験頻度としても信頼性は十分確保できる。
※ 44-9

参考資料参照以上のことから，ＡＴＷＳ緩和設備は，停止中（施設定期検査時）に試験を実施することをもって対応するものとする。

44-5-733

第 44-5-4 表

東海第二発電所

点検計画

44-5-834

44-5-935

44-5-10

36

44-5-1137

44-5-1238

44-5-1339

第 44-5-1 図

制御棒駆動機構

構造図

44-5-1440

第 44-5-1図

ほう酸水注入ポンプ

44-5-1541

第 44-5-5表

東海第二発電所

点検計画

44-5-1642

44-5-1743

第 44-5-2 図

制御棒構造図44-5-1844

第 44-5-3 図

制御棒駆動系水圧制御ユニット

構造図44-5-1945

第 44-5-4 図

ほう酸水貯蔵タンク

44-5-2046

第 44-5-5図

ほう酸水注入系運転性能検査系統図

44-5-2147

44 - 6

容量設定根拠44-6-148

・代替制御棒挿入機能
名称

原子炉圧力高運 転 時 の 異 常 な 過 渡 変 化 時 に お い て ，原 子 炉 を 緊 急 に 停 止

保護目的／機能

す る こ と が で き な い 事 象 が 発 生 し た 場 合 に お い て ，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 格
納容器の健全性を維持するため，制御棒挿入を行う。

設 定 値

7.39MPa[gage]以 下【設定根拠】
設定値は，次の事項を考慮して決定する。
（ 1)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 ス ク ラ ム 設 定 値 （ 7.25MPa[gage]以 下 )よ り 高 い 設 定 と す る 。
（ 2)主 蒸 気 逃 が し 安 全 弁 か ら の 蒸 気 に よ る サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル へ の 負 荷を考慮し，極力低い値で動作させるような設定とする。
＜補足＞
原子炉圧力が上昇し，原子炉圧力高による原子炉スクラムに失敗した場合，代替制御棒挿入機能により原子炉を未臨界に移行させる。

7.39MPa [gage ]計 器 誤 差 0.0 7MPa[ gage]
7.32MPa [gage ]計 器 誤 差 0.0 7MPa[ gage]

原子炉圧力高設定値(Ａ Ｒ Ｉ ）セット値(Ａ Ｒ Ｉ ）7.25MPa [gage ]7.25MPa [gage ]計 器 誤 差 0.0 7MPa[ gage]
7.18MPa [gage ]計 器 誤 差 0.0 7MPa[ gage]

原子炉圧力高設定値(ス ク ラ ム ）セット値(ス ク ラ ム ）7.11MPa [gage ]
ＡＲＩ
セット値
計器誤差

第 44-6-1 図：代替制御棒挿入機能：実機の計装設備にセットする値：検出器などの計器誤差に余裕を加算したもの原子炉圧力高設定値の概要図

44-6-249

名称

原 子 炉 水 位 異 常 低 下 （ レ ベ ル 2）
運 転 時 の 異 常 な 過 渡 変 化 時 に お い て ，原 子 炉 を 緊 急 に 停 止

保護目的／機能

す る こ と が で き な い 事 象 が 発 生 し た 場 合 に お い て ，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 格
納容器の健全性を維持するため，制御棒挿入を行う。

設 定 値

原 子 炉 圧 力 容 器 ゼ ロ レ ベ ル ※ よ り 1,245cm以 上【設定根拠】
設定値は，次の事項を考慮して決定する。
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 お い て ，事 象
緩 和 に 有 効 な 値 と し て 原 子 炉 水 位 異 常 低 下 （ レ ベ ル 2） を 設 定 値 と す る 。
注記※：原子炉圧力容器ゼロレベルは，原子炉圧力容器基準点を示す。
＜補足＞
原 子 炉 水 位 が 低 下 し て ，原 子 炉 水 位 低（ レ ベ ル 3）に よ る 原 子 炉 ス ク ラ ム に 失敗した場合，代替制御棒挿入機能により原子炉を未臨界に移行させる。
1,386cm
計 器 誤 差 8cm
1,378cm
計 器 誤 差 8cm

セット値(ス ク ラ ム ）原 子 炉 水 位 低 （ レ ベ ル 3）
(ス ク ラ ム ）1,370cm
1,253cm
計 器 誤 差 4cm
1,249cm
計 器 誤 差 4cm

セット値(Ａ Ｒ Ｉ ）原 子 炉 水 位 異 常 低 下 （ レ ベ ル 2）
(Ａ Ｒ Ｉ ）1,245cm

ＡＲＩ
セット値
計器誤差

第 44-6-2 図：代替制御棒挿入機能：実機の計装設備にセットする値：検出器などの計器誤差に余裕を加算したもの

原 子 炉 水 位 異 常 低 下 （ レ ベ ル 2） 設 定 値 の 概 要 図

44-6-350

・代替原子炉再循環ポンプトリップ機能

名称

原子炉圧力高運 転 時 の 異 常 な 過 渡 変 化 時 に お い て ，原 子 炉 を 緊 急 に 停 止
す る こ と が で き な い 事 象 が 発 生 し た 場 合 に お い て ，炉 心 の保護目的／機能著 し い 損 傷 を 防 止 し ，原 子 炉 冷 却 材 圧 力 バ ウ ン ダ リ 及 び 格
納 容 器 の 健 全 性 を 維 持 す る た め ，原 子 炉 再 循 環 ポ ン プ ト リップを行う。

設 定 値

7.39MPa[gage]以 下【設定根拠】
設定値は，次の事項を考慮して決定する。
（ 1）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 ス ク ラ ム 設 定 値 （ 7.25MPa[gage]以 下 ） よ り 高 い 設 定 と す る 。
（ 2）主 蒸 気 逃 が し 安 全 弁 か ら の 蒸 気 に よ る サ プ レ ッ シ ョ ン・プ ー ル へ の 負 荷を考慮し，極力低い値で動作させるような設定とする。
＜補足＞
原子炉圧力が上昇し，原子炉圧力高による原子炉スクラムに失敗した場合，
代替原子炉再循環ポンプトリップ機能により原子炉出力を低下させる。

7.39MPa [gage ]計 器 誤 差 0.0 7MPa[ gage]
7.32MPa [gage ]計 器 誤 差 0.0 7MPa[ gage]

原子炉圧力高設定値(Ａ Ｔ Ｗ Ｓ − Ｒ Ｐ Ｔ )セット値(Ａ Ｔ Ｗ Ｓ − Ｒ Ｐ Ｔ )7.25MPa [gage ]7.25MPa [gage ]計 器 誤 差 0.0 7MPa[ gage]
7.18MPa [gage ]計 器 誤 差 0.0 7MPa[ gage]

原子炉圧力高設定値(ス ク ラ ム )セット値(ス ク ラ ム )7.11MPa [gage ]Ａ Ｔ Ｗ Ｓ − Ｒ Ｐ Ｔ：代 替 再 循 環 ポ ン プ ト リ ッ プ 機 能
セット値 ：実機の計装設備にセットする値
計器誤差 ：検出器などの計器誤差に余裕を加算したもの第 44-6-3 図

原子炉圧力高設定値の概要図

44-6-451

名称

原 子 炉 水 位 異 常 低 下 （ レ ベ ル 2）
運 転 時 の 異 常 な 過 渡 変 化 時 に お い て ，原 子 炉 を 緊 急 に 停 止
す る こ と が で き な い 事 象 が 発 生 し た 場 合 に お い て ，炉 心 の保護目的／機能著 し い 損 傷 を 防 止 し ，原 子 炉 冷 却 材 圧 力 バ ウ ン ダ リ 及 び 格
納 容 器 の 健 全 性 を 維 持 す る た め ，原 子 炉 再 循 環 ポ ン プ ト リップを行う。
原 子 炉 圧 力 容 器 ゼ ロ レ ベ ル ※ よ り 1,245cm以 上

設 定 値【設定根拠】

設定値は，次の事項を考慮して決定する。
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 お い て ，事 象
緩 和 に 有 効 な 値 と し て 原 子 炉 水 位 異 常 低 下 （ レ ベ ル 2） を 設 定 値 と す る 。
注記※：原子炉圧力容器ゼロレベルは，原子炉圧力容器基準点を示す。
＜補足＞
原 子 炉 水 位 が 低 下 し て ，原 子 炉 水 位 低（ レ ベ ル 3）に よ る 原 子 炉 ス ク ラ ム に 失敗した場合，代替原子炉再循環ポンプトリップ機能により原子炉出力を低下させる。

1,386cm
計 器 誤 差 8cm
1,378cm
計 器 誤 差 8cm

セット値(ス ク ラ ム )原 子 炉 水 位 低 （ レ ベ ル 3）
(ス ク ラ ム )1,370cm
1,253cm
計 器 誤 差 4cm
1,249cm
計 器 誤 差 4cm

セット値(Ａ Ｔ Ｗ Ｓ − Ｒ Ｐ Ｔ )原 子 炉 水 位 異 常 低 下 （ レ ベ ル 2）
(Ａ Ｔ Ｗ Ｓ − Ｒ Ｐ Ｔ )1,245cm

ＡＴＷＳ−ＲＰＴ ：代替再循環ポンプトリップ機能
セット値 ：実機の計装設備にセットする値
計器誤差 ：検出器などの計器誤差に余裕を加算したもの第 44-6-4 図

原 子 炉 水 位 異 常 低 下 （ レ ベ ル 2） 設 定 値 の 概 要 図

44-6-552

・制御棒駆動系水圧制御ユニット名称

制御棒駆動系水圧制御ユニット

アキュムレータ

容量/個

10（ 注 １ ） ， 18（ 注 ２ ）最高使用圧力MPa[gage]

12.0

最高使用温度℃

66

機器仕様に関する注記

注１：要求値を示す
注２：公称値を示す【設定根拠】
水圧制御ユニットアキュムレータは，制御棒駆動機構のスクラム時の駆動源として，加圧された駆動水を共有するための設備として設置し，容量として，スクラム時，制御棒を炉心内に挿入するために制御棒駆動機構が全ストローク
スクラム可能なアキュムレータ水容量を確保する設計とする。
制 御 棒 駆 動 系 水 圧 制 御 ユ ニ ッ ト は 185個 設 置 す る 。
１．容量
制御棒駆動装置が全ストロークスクラム可能な容量として以下のように算出する。
（ ス ク ラ ム 時 に 必 要 な 水 の 容 量 ） ＝ （ 挿 入 有 効 断 面 積 ） ×（ バ ッ ク シ ー トから全挿入までのストローク）
挿 入 有 効 断 面 積 ： 26.2cm ２
バ ッ ク シ ー ト か ら 全 挿 入 ま で の ス ト ロ ー ク ： 365.8cm
従って，スクラム時に必要な水の容量は,
.

.

9.58

10.0

ス ク ラ ム 時 に 必 要 な 水 の 容 量 約 10 に 余 裕 を と っ て 18 と す る 。
２．最高使用圧力
アキュムレータに駆動水を供給する。制御棒駆動水ポンプの吐出側最高使用
圧 力 に 合 わ せ て 12.0MPa[gage]と す る 。
３．最高使用温度
制御棒駆動系の系統水の供給側（復水給水系及び復水補給水系）の最高使用
温 度 に 合 わ せ て 66℃ と す る 。

44-6-653

・ほう酸水注入ポンプ
名称

ほう酸水注入ポンプ

容量m ３ /h/個

9.78

全揚程

m

約 858（ 注 １ ） ， 870（ 注 ２ ）最高使用圧力MPa[gage]

9.66

最高使用温度

℃

66

原動機出力

kW／ 個

37

機器仕様に関する注記

注１：要求値を示す
注２：公称値を示す【設定根拠】
ほう酸水注入ポンプは，運転時の異常な過渡変化発生後，原子炉停止機能が喪失した場合に，炉心へのほう酸水注入によって原子炉を停止するための設
備として設置する。
ほ う 酸 水 注 入 系 ポ ン プ は 2個 （ 内 1個 予 備 ） 設 置 す る 。
1. 容 量ほ う 酸 水 注 入 ポ ン プ の 容 量 は ，タ ン ク 全 容 量
min（ 設 計 ボ ロ ン 濃 度

m３を 設 計 上 の 許 容 注 入 時 間

ppmを 設 計 ボ ロ ン 注 入 速 度 ppm/minで 注 入 す る 時間）で注入可能な容量とする。
ポ ン プ 容 量 （ 1個 当 り ）＝ タ ン ク 容 量 （ ） ／ 注 入 時 間 （ min）＝／≒

／ min＝m３／ h

以 上 よ り ， ポ ン プ 容 量 は 上 記 を 上 回 る も の と し ， 9.78m ３ /h/個 と す る 。

44-6-754

２．吐出圧力の設定根拠
ほ う 酸 水 注 入 系 ポ ン プ の 吐 出 圧 力 は ，注 入 先 の 圧 力 (原 子 炉 圧 力

MPa[gage] (逃 が し 安 全 弁 安 全 弁 機 能 最 低 設 定 圧 力 ))，静 水 頭 ，配 管 及 び 弁 類 圧 損 を 基 に
設定する。
原子炉圧力

[gage]

静水頭＋配管及び弁類圧損

約

合計

約

[gage]
MPa[gage]（ 約 858m）

以 上 よ り ， ほ う 酸 水 注 入 系 ポ ン プ の 全 揚 程 は こ れ を 上 回 る 圧 力 と し て 約 870mとする。
3.最 高 使 用 圧 力
ほう酸水注入ポンプの吐出側最高使用圧力は，ほう酸水注入ポンプの吐出圧
力 を 上 回 る 圧 力 と し ， 9.66MPa[gage]と す る 。
4.最 高 使 用 温 度
ほう酸水注入ポンプの最高使用温度は，水源であるほう酸水貯蔵タンクの最高 使 用 温 度 に 合 わ せ 66℃ と す る 。
5.原 動 機 出 力
ほ う 酸 水 注 入 ポ ン プ の 原 動 機 出 力 は ， 必 要 軸 動 力 を 上 回 る 出 力 と し て 37kW/個とする。

44-6-855

・ほう酸水注入系貯蔵タンク
名称

ほう酸水貯蔵タンク

容量m ３ /基15.4（ 注 １ ） ， 19.5（ 注 ２ ）最高使用圧力MPa[gage]

静水頭

最高使用温度℃

66

機器仕様に関する注記

注１：要求値を示す

注２：公称値を示す【設定根拠】
ほう酸水貯蔵タンクは，制御棒の挿入不能の場合に原子炉に注入するほう酸
水を貯蔵するために設置する。
ほ う 酸 水 注 入 ポ ン プ は 1基 設 置 す る 。
1.容 量
ほう酸水貯蔵タンクの容量は，以下の通り。
原子炉停止時における通常水位までの水量はkgで あ り ，原 子 炉 を 冷 温停止状態にするための必要注入ボロン量は，
×ppm(設 計 ボ ロ ン 濃 度 )＝必要五ほう酸ナトリウム量は，10B
Na 2 B 1 0 O 1 6 ･10H 2 O＝ 0.1831(各 原 子 量 ： B＝ 10.8， H＝ 1， O＝ 16， Na＝ 23)

であることから，／≒

五 ほ う 酸 ナ ト リ ウ ム の 15℃ に お け る 溶 解 度 は ， 13.4wt％ で ， 溶 液 の 比 重 は 約
1.1で あ る 。し た が っ て ，タ ン ク 内 の 五 ほ う 酸 ナ ト リ ウ ム 量 を

にするため

３

に は ， 15.4m の ほ う 酸 水 を 保 持 す る よ う 管 理 す れ ば よ い 。
よ っ て ， ほ う 酸 水 注 入 系 貯 蔵 タ ン ク の 容 量 は こ れ を 上 回 る 値 と し て ， 19.5 m
３とする。

2.最 高 使 用 圧 力
ほう酸水貯蔵タンクの最高使用圧力は，ほう酸水貯蔵タンクが開放型タンクであることから静水頭とする。

44-6-956

3.最 高 使 用 温 度
ほう酸水貯蔵タンクの最高使用温度は，ほう酸水貯蔵タンクの通常の温度制
御範囲を 上 回 る も の と し て ， 66℃ と す る 。

44-6-1057

44 - 7その他設備

44-7-158

以 下 に ，原 子 炉 を 未 臨 界 に 移 行 す る た め の 自 主 対 策 設 備 の 概 要 を 示 す 。

緊急停止失敗時に原子炉を未臨界にするために寄与する自主対策設備
は以下のとおりである。

（ 1） 手 動 ス ク ラ ム ・ ス イ ッ チ
手動スクラム・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，手動スクラム・スイッチを整備している。

（ 2） 原 子 炉 モ ー ド ・ ス イ ッ チ
原子炉モード・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，原子炉モード・スイッチを整備している。

（ 3） ス ク ラ ム ・ パ イ ロ ッ ト 弁 継 電 器 用 ヒ ュ ー ズ
安全保護系盤に設置してあるスクラム・パイロット弁継電器用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・パイ
ロット弁継電器用ヒューズを整備している。

44-7-259

第 44-7-1図

配置図（自主対策設備）（原子炉建屋付属棟

3階 ）44-7-360

（ 4） 計 器 用 空 気 系 配 管 ・ 弁
全 制 御 棒 全 挿 入 完 了 ま で に は 時 間 を 要 す る も の の ，現 場 に 設 置 し て
あ る 計 器 用 空 気 系 配 管 内 の 計 器 用 空 気 を 排 出 し ，ス ク ラ ム 弁 ダ イ ア フ
ラムの空気圧がなくなりスクラム弁を開とすることが可能であることから，計装用空気配管・弁を整備している。

（ 5） ス ク ラ ム 個 別 ス イ ッ チ
ス ク ラ ム 個 別 ス イ ッ チ は ，現 場 で の 操 作 で あ り ，全 制 御 棒 全 挿 入 完
了 ま で に は 時 間 を 要 す る が ，ス ク ラ ム 個 別 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 り ，制 御 棒 を 挿 入 す る 手 段 と し て 有
効であることからスクラム個別スイッチを整備している。

44-7-461

第 44-7-2図

配置図（自主対策設備）（原子炉建屋原子炉棟

3階 ）44-7-562

（ 6） 制 御 棒 手 動 操 作 系 ， 制 御 棒 駆 動 系 ， 選 択 制 御 棒 挿 入 機 構
制 御 棒 駆 動 系 は ，原 子 炉 圧 力 容 器 下 部 の 制 御 棒 駆 動 機 構 ハ ウ ジ ン
グ 内 に 据 え 付 け ら れ て お り ，手 動 ス ク ラ ム・ス イ ッ チ ，原 子 炉 モ ー
ド・ス イ ッ チ 又 は ス ク ラ ム・パ イ ロ ッ ト 弁 継 電 器 用 ヒ ュ ー ズ の 操 作
完 了 ま で の 間 ，若 し く は こ れ ら の 操 作 が 実 施 で き な い 場 合 に ，制 御棒を挿入する手段として整備している。
制 御 棒 挿 入 及 び 引 き 抜 き の 概 要 に つ い て ， 第 44-7-4図 に 示 す 。
選 択 制 御 棒 挿 入 機 構 は ，低 炉 心 流 量 高 出 力 領 域 に 入 っ た 場 合 に 出
力 を 制 御 し ，安 定 性 の 余 裕 を 確 保 す る た め に ，あ ら か じ め 選 択 さ れた 制 御 棒 を 自 動 的 に 挿 入 す る 機 能 で あ る 。本 機 能 は 手 動 挿 入 操 作 が可能であり，制御棒を挿入する手段として整備している。

44-7-663

第 44-7-3図

制御棒駆動機構

概要図

44-7-764

第 44-7-4図

原子炉緊急停止系及び制御棒駆動系水圧制御ユニット概要図

44-7-865

第 44-7-5図

選択制御棒挿入機構配置図（自主設備）（原子炉建屋付属棟

3階 ）44-7-966

第 44-7-6 図

選択制御棒挿入機構配置図（自主設備）（原子炉建屋原子炉棟

4階 ）44-7-1067

Ａ系手動挿入Ａ１トリップ
論理回路
Ａ２トリップ
論理回路
選択制御棒
挿入
Ｂ系手動挿入
凡例

Ｂ１トリップ
論理回路：ＯＲ回路

Ｂ２トリップ
論理回路：ＡＮＤ回路第 44-7-7 図

選択制御棒挿入機構論理回路図（自主設備）

44-7-1168

（ 7）給水系，原子炉給水制御系
給 水 系 ，給 水 制 御 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，給水系，
原子炉給水制御系を整備している。
タ ー ビ ン 駆 動 原 子 炉 給 水 ポ ン プ の 原 子 炉 へ の 給 水 流 量 制 御 は ，タービン回転数を制御することにより行う。
電 動 駆 動 原 子 炉 給 水 ポ ン プ の 原 子 炉 へ の 給 水 流 量 制 御 は ，ポ ン プ
出口側に設置している流量調節弁の開度を制御することにより行う。

第 44-7-8図

配置図（自主対策設備）（ タ ー ビ ン 建 屋 2階 ）44-7-1269

第 44-7-9図

配置図（自主対策設備）（タービン建屋1階 ）44-7-1370

第 44-7-10図

配置図（自主対策設備）（原子炉建屋付属棟

3階 ）44-7-1471

44-7-1572

44 - 8ＡＴＷＳ緩和設備について

44-8-1731.

概要
本資料は，運転時の異常な過渡変化時における原子炉を緊急に停止することができない事象（ＡＴＷＳ）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，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格納容器の健全性を維持するとともに，原子炉を未臨界に移行するために必要な設備について説明する。

2.

基本方針
ＡＴＷＳ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，自動又は手動により代替制御棒挿入機能にて制御棒を自動挿入させることにより原子炉を未臨界に移行させるとともに，原子炉再循環
ポンプを自動又は手動で停止させる代替原子炉再循環ポンプトリップ機
能にて，原子炉出力を抑制し，原子炉圧力の上昇を緩和することで，原
子炉冷却材圧力バウンダリ及び格納容器の健全性を維持し，炉心の著しい損傷を防止するための設備（以下「ＡＴＷＳ緩和設備」という。）を設置する。
また，ＡＴＷＳ緩和設備のうち，代替制御棒挿入機能による制御棒挿入が失敗した場合には，手動でほう酸水注入系（ＳＬＣ）を起動し，反応度を制御するために十分な量のほう酸水を原子炉に注入することで原子炉を未臨界に移行させる。

3.

ＡＴＷＳ緩和設備の設計方針
ＡＴＷＳ緩和設備の設計方針を以下に示す。

（ 1） 環 境 条 件
ＡＴＷＳ緩和設備は，中央制御室，原子炉建屋付属棟，原子炉建屋
原子炉棟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

44-8-274

重大事故等時の中央制御室，原子炉建屋付属棟，原子炉建屋原子炉棟
内の環境条件（温度・圧力・湿度・放射線，屋外の天候による影響，
海水通水の影響，地震，竜巻，風（台風）・積雪・火山の影響及び電磁的障害）を考慮し，その機能を有効に発揮できる設計とする。

（ 2） 操 作 性ＡＴＷＳ緩和設備は，必要な信号を自動的に発信する設計とし，操作性に関する設計上の考慮は不要である。
なお，ＡＴＷＳ緩和設備ついては，手動によっても操作可能な設計とし，操作スイッチは，中央制御室の制御盤に設置することから重大事故等時においても操作可能である。

（ 3） 悪 影 響 防 止
ＡＴＷＳ緩和設備は，多重化された原子炉緊急停止系とは別の制御盤に収納し，検出器から論理回路まで独立した構成とすることで，原
子炉緊急停止系に悪影響を与えない設計とする。
原子炉緊急停止系とＡＴＷＳ緩和設備の論理回路の電源は，遮断器又はヒューズによる電気的な分離をすることで，原子炉緊急停止系に悪影響を与えない設計とする。

（ 4） 耐 震 性
ＡＴＷＳ緩和設備は，基準地震動Ｓｓによる地震力に対して，必要な機能を維持する設計とする。

（ 5） 多 様 性
ＡＴＷＳ緩和設備は，多重化された原子炉緊急停止系の制御盤とは

44-8-375

位置的分散を図ることで，地震，火災，溢水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と原子炉緊急停止系の論理回路の電源は，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。

4.

ほう酸水注入系【重大事故等対処設備】
ほう酸水注入系より，反応度を制御するために十分な量のほう酸水を原子炉に注入することで原子炉を未臨界にする。
ほ う 酸 水 注 入 系 に は 2台 の ほ う 酸 水 注 入 系 ポ ン プ が 設 置 さ れ ，こ の う ち
1台 の ポ ン プ を 手 動 起 動 す る こ と に よ り ，ほ う 酸 水 注 入 系 貯 蔵 タ ン ク の ほ
う酸水をほう酸水注入ノズルより炉心に注入する。
ほう酸水注入系は，想定する重大事故等（ＡＴＷＳ）が発生した場合における原子炉建屋原子炉棟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。
ほう酸水注入系は，基準地震動Ｓｓによる地震力に対して，必要な機能を維持するものとする。

5.

ＡＴＷＳ緩和設備の不具合による安全保護系への影響防止対策
原 子 炉 緊 急 停 止 系 と 代 替 制 御 棒 挿 入 機 能 の 論 理 回 路 は 第 44-8-1図 の とおり，検出器から論理回路まで，原子炉緊急停止系とＡＴＷＳ緩和設備
は 独 立 し た 構 成 と し ，原 子 炉 緊 急 停 止 系 に 悪 影 響 を 与 え な い 設 計 と す る 。
また，電源についても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。
第 44-8-2図 の と お り 原 子 炉 緊 急 停 止 系 の 作 動 電 磁 弁 と 独 立 し た 構 成 とし，悪影響を与えない設計とする。

44-8-476

原子炉緊急停止系及び代替制御棒挿入機能（ＡＲＩ）用の作動電磁弁
は ， 第 44-8-3図 の と お り 位 置 的 分 散 を 考 慮 し た 構 成 と す る 。

44-8-577

原子炉緊急停止系論理回路
原子炉圧力高Ａ
原子炉水位低（レベル３）Ａ
原子炉圧力高Ｃ
原子炉水位低（レベル３）Ｃ
原子炉スクラム
原子炉圧力高Ｂ
原子炉水位低（レベル３）Ｂ
原子炉圧力高Ｄ
原子炉水位低（レベル３）ＤＡＴＷＳ緩和設備論理回路
原子炉圧力高Ａ
原子炉水位異常低下（レベル２）Ａ
原子炉圧力高Ｃ
原子炉水位異常低下（レベル２）Ｃ

代替制御棒
挿入機能

原子炉圧力高Ｂ
原子炉水位異常低下（レベル２）Ｂ
原子炉圧力高Ｄ
原子炉水位異常低下（レベル２）Ｄ

凡例
代替原子炉再循環
ポンプトリップ機能：ＯＲ回路：ＡＮＤ回路第 44-8-1図原子炉再循環ポンプ及び低速度用電源装置停止操作（手動操作）

原子炉緊急停止系及びＡＴＷＳ緩和設備論理回路図
44-8-678

44-8-7

第 44-8-2 図

代替制御棒挿入機能用電磁弁及びスクラム電磁弁の分離について79

第 44-8-3図

代替制御棒挿入機能用電磁弁及びスクラム電磁弁の設置場所（原子炉建屋原子炉棟

3階 ）44-8-880

6． 共 通 要 因 に よ る 影 響 防 止 対 策
Ａ Ｔ Ｗ Ｓ 緩 和 設 備 の プ ロ セ ス 計 装 盤 は ，共 通 要 因 に よ っ て 安 全 保 護 系 盤と同時に機能が損なわれないよう以下の措置を講じる設計とする。
・ＡＴＷＳ緩和設備論理回路及び原子炉緊急停止系の論理回路は，金属製筐体の異なる制御盤に収納するとともに，位置的分散を図り，火災により同時に機能が損なわれることがない設計とする。
・ＡＴＷＳ緩和設備のプロセス計装盤及び安全保護系の制御盤は，耐震性を有した設計とし，地震により同時に機能が損なわれることがない設計とする。
・ＡＴＷＳ緩和設備論理回路及び原子炉緊急停止系の論理回路は，溢
水源のない中央制御室に設置し，溢水により同時に機能が損なわれることがない設計とする。

44-8-981

第 44-8-4図

プロセス計装盤及び安全保護系盤の設置場所

44-8-1082

44 - 9ＡＴＷＳ緩和設備に関する健全性について

44-9-1

83

1.

設計方針
（ 1） 設 置 目 的
ＡＴＷＳ緩和設備は，ＡＴＷＳ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，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格納容器の健全性を維持するとともに，原子炉を未臨界に移行させることを目的とする。

（ 2） Ａ Ｔ Ｗ Ｓ の 発 生 要 因
ＡＴＷＳの発生要因としては，安全保護系（原子炉緊急停止系）の故障により, 原子炉緊急停止系作動回路によるトリップ信号が発信せず，原子炉スクラムに失敗することを想定する。

（ 3） Ａ Ｔ Ｗ Ｓ 緩 和 設 備 に 要 求 さ れ る 機 能
Ａ Ｔ Ｗ Ｓ 緩 和 設 備 に は ，① 原 子 炉 を 未 臨 界 に 移 行 す る ,② 原 子 炉 の 過圧を防止することが求められており，「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の解釈」の第四十四条 2（ 1） に 従 い ， 以 下 の 機 能 を 設 け る 設 計 と す る 。
a） 代 替 制 御 棒 挿 入 機 能検出器信号から最終的な作動装置の入力までを原子炉緊急停止
系 か ら 独 立 し た 回 路 に て ，制 御 棒 を 挿 入 さ せ る 。本 設 備 に よ り ，原子炉緊急停止系の故障によるＡＴＷＳ事象発生時にも原子炉を未臨界に移行させる。

b） 代 替 原 子 炉 再 循 環 ポ ン プ ト リ ッ プ 機 能
検出器信号から最終的な作動装置の入力までを原子炉緊急停止
系 か ら 独 立 し た 回 路 に て ，原 子 炉 冷 却 材 再 循 環 ポ ン プ を 自 動 で 停 止

44-9-284

さ せ る 。本 設 備 に よ り ，急 速 に 負 の 反 応 度 が 投 入 さ れ る た め ，原 子
炉出力を抑制し，原子炉圧力の上昇を緩和する。

ま た ，Ａ Ｔ Ｗ Ｓ 緩 和 設 備 の う ち ，代 替 制 御 棒 挿 入 機 能 に よ る 制 御 棒
挿 入 が 失 敗 し た 場 合 に ，ほ う 酸 水 を 原 子 炉 に 注 入 す る こ と で 原 子 炉 を
未 臨 界 に 移 行 さ せ る た め の ほ う 酸 水 注 入 系 を 第 四 十 四 条 2（ 1）に 従 い設けている。

c） ほ う 酸 水 注 入 系
代 替 制 御 棒 挿 入 機 能 に よ る 制 御 棒 挿 入 が 失 敗 し た 場 合 に ，手 動 で
ほ う 酸 水 注 入 設 備 を 起 動 し ，反 応 度 を 制 御 す る た め に 十 分 な 量 の ほう酸水を原子炉に注入することで，原子炉を未臨界に移行させる。

（ 4） Ａ Ｔ Ｗ Ｓ 緩 和 設 備 の 作 動 論 理 回 路
主蒸気隔離弁の閉止等により原子炉圧力が上昇すると正の反応度印加により原子炉出力が上昇するため，原子炉スクラムが必要になる。
また，給水喪失等により原子炉水位が低下する場合にも，原子炉水位低下を抑制するために原子炉スクラムが必要になる。
このため，ＡＴＷＳ発生時には原子炉圧力の上昇又は原子炉水位の低下を検知することによりＡＴＷＳ緩和設備を作動させるものとする。
ＡＴＷＳ緩和設備の作動論理回路としては，運転中の検出器故障によ る 不 動 作 を 考 慮 し て 二 重 の 「 1 out of 2」 論 理 回 路 と す る 。
代替制御棒挿入機能については，中央制御室の制御盤で作動させることが可能な設計とする。

44-9-385

（ 5） Ａ Ｔ Ｗ Ｓ 緩 和 設 備 の 不 具 合 に よ る 安 全 保 護 系 へ の 影 響 防 止 対 策
ＡＴＷＳ緩和設備故障による安全保護系の誤動作を防止するため,
以下の対策を考慮した設計とする。
a.

Ａ Ｔ Ｗ Ｓ 緩 和 設 備 の 内 部 構 成 を 多 重 化 し ，単 一 故 障 に よ り 誤 動 作
しない設計とする。

b.

ＡＴＷＳ緩和設備は論理成立時に作動信号を励磁出力する設計と し ，駆 動 源 で あ る 電 源 の 喪 失 が 生 じ た 場 合 に 誤 信 号 を 発 信 し な
い設計とする。また，ＡＴＷＳ緩和設備が電源喪失した場合は，
中 央 制 御 室 に 警 報 を 発 信 さ せ る こ と に よ り ，故 障 を 早 期 に 把 握 し ，復旧対応を行うことが可能な設計とする。

c.

Ａ Ｔ Ｗ Ｓ 緩 和 設 備 は ，安 全 保 護 系 に 対 し て 電 気 的 ，物 理 的 分 離 を図ることにより，不具合の波及を防止する設計とする。

（ 6） Ａ Ｔ Ｗ Ｓ 緩 和 設 備 の 信 頼 性 評 価
ＡＴＷＳ緩和設備の信頼性評価結果として，プラント稼働性に影響を 与 え る よ う な 誤 動 作 率 ， 及 び 不 動 作 と な る 発 生 頻 度 を 第 44-9-1表 に示 す 。 第 44-9-1表 よ り ， 本 設 備 の 誤 動 作 に よ り プ ラ ン ト 外 乱 が 発 生 す
る頻度及び不動作の発生頻度も十分小さいことから，高い信頼性を有している。
なお，誤動作率，不動作の発生頻度の評価の詳細は，参考資料に示す。

44-9-486

第 44-9-1表

ＡＴＷＳ緩和設備の信頼性評価結果
ＡＴＷＳ緩和設備

誤動作率

／炉年

※1

不動作の発生頻度／炉年※2※ 1： 代 替 制 御 棒 挿 入 機 能 ， 代 替 原 子 炉 再 循 環 ポ ン プ ト リ ッ プ 機 能 の い
ずれかが誤動作する頻度※ 2： Ａ Ｔ Ｗ Ｓ が 発 生 し ， か つ Ａ Ｔ Ｗ Ｓ 緩 和 機 能 が 不 動 作 で あ る 事 象 が発生する頻度2.

設備概要（ 1） 機 器 仕 様
ａ．ＡＴＷＳ緩和設備
取 付 箇 所 :中 央 制 御 室
設 備 概 要 :原 子 炉 緊 急 停 止 系 に 対 し ，多 様 性 を 備 え た 設 備 と し て 設 置 す
る も の で あ り ，原 子 炉 緊 急 停 止 機 能 喪 失 時 に 原 子 炉 出 力 を 抑制 す る た め の 設 備 の 作 動 信 号 を 発 信 す る 設 備 で あ る 。Ａ Ｔ Ｗ
Ｓ緩和設備の機能は以下のとおり。
①原子炉圧力高による代替制御棒挿入機能② 原 子 炉 水 位 異 常 低 下 （ レ ベ ル 2） に よ る 代 替 制 御 棒 挿 入 機 能③原子炉圧力高による代替原子炉再循環ポンプトリップ機能④ 原 子 炉 水 位 異 常 低 下 （ レ ベ ル 2） に よ る 代 替 原 子 炉 再 循 環 ポ ン プ
トリップ機能⑤手動操作による代替制御棒挿入機能

44-9-587

ｂ．ＡＴＷＳ緩和設備作動信号作動に要する信号一覧
要素

論理回路

原子炉圧力高二 重 の 1 out of 2
原 子 炉 水 位 異 常 低 下 （ レ ベ ル 2）

設定値一覧
要素

設定値

作動信号

7.39MPa[gage]
原子炉圧力高・代替制御棒挿入信号
以下
・代替原子炉再循環ポンプ

原子炉水位異常低下
1,245cm以 上 ※ 1

トリップ信号（ レ ベ ル 2）
※ 1： 原 子 炉 圧 力 容 器 ゼ ロ レ ベ ル は ， 原 子 炉 圧 力 容 器 基 準 点 を 示 す 。

（ 2） 設 定 根 拠
ＡＴＷＳ緩和設備作動信号の設定値は以下の事項を考慮して決定する。

【代替制御棒挿入機能（ＡＲＩ）】○原子炉圧力高・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 ス ク ラ ム 設 定 値 （ 7.25MPa[gage]以 下 ） よ り 高 い 設 定 とする。
・主 蒸 気 逃 が し 安 全 弁 か ら の 蒸 気 に よ る サ プ レ ッ シ ョ ン・プ ー ル への負荷を考慮し，極力低い値で動作させるような設定とする。

44-9-688

○ 原 子 炉 水 位 異 常 低 下 （ レ ベ ル 2）
・ 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
お い て ，事 象 緩 和 に 有 効 な 値 と し て 原 子 炉 水 位 異 常 低 下（ レ ベ ル2） を 設 定 値 と す る 。

な お ,重 大 事 故 等 時 の 有 効 性 評 価「 原 子 炉 停 止 機 能 喪 失 」に お い て ，
主 蒸 気 隔 離 弁 の 誤 閉 止 +ス ク ラ ム 失 敗 +Ａ Ｒ Ｉ 不 作 動 を 仮 定 し た 評 価を 実 施 し て い る 。Ａ Ｒ Ｉ 機 能 を 仮 定 し た 場 合 ，主 蒸 気 隔 離 弁 の 誤 閉 止に よ り 原 子 炉 圧 力 が 上 昇 す る こ と で ，Ａ Ｒ Ｉ が 作 動 す る た め ，事 象 発
生 後 1分 程 度 で 原 子 炉 を 未 臨 界 へ 移 行 さ せ る ※ 。 （ Ｓ Ｌ Ｃ 注 入 は 事 象
発 生 か ら 約 9分 後 で あ り ， そ れ よ り も 十 分 早 く 未 臨 界 状 態 へ 移 行 さ せる）※ 44-9参 考 資 料 2参 照【代替原子炉再循環ポンプトリップ機能】○原子炉圧力高・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 ス ク ラ ム 設 定 値（ 7.25MPa[gage]以 下 ）よ り 高 い 設 定 と す る 。
・主 蒸 気 逃 が し 安 全 弁 か ら の 蒸 気 に よ る サ プ レ ッ シ ョ ン・プ ー ル へ の負荷を考慮し，極力低い値で動作させるような設定とする。

な お ，重 大 事 故 等 時 の 有 効 性 評 価「 原 子 炉 停 止 機 能 喪 失 」に お い て ，
主 蒸 気 隔 離 弁 の 誤 閉 止 +ス ク ラ ム 失 敗 +Ａ Ｒ Ｉ 不 作 動 を 仮 定 し た 評 価 を
実 施 し て い る 。 本 設 定 値 で 原 子 炉 再 循 環 ポ ン プ 2台 が ト リ ッ プ す れ ば ，原 子 炉 圧 力 の ピ ー ク が 圧 力 容 器 設 計 圧 力 の 1.2倍（ 10.35MPa[gage]）を超えないことを確認している。

44-9-789

○ 原 子 炉 水 位 異 常 低 下 （ レ ベ ル 2）
・ 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 お
い て ， 事 象 緩 和 に 有 効 な 値 と し て 原 子 炉 水 位 異 常 低 下 （ レ ベ ル 2）を設定値とする。

な お ，重 大 事 故 等 時 の 有 効 性 評 価「 原 子 炉 停 止 機 能 喪 失 」に お い て は ，上 記 の 原 子 炉 再 循 環 ポ ン プ ト リ ッ プ の 設 定 値（ 原 子 炉 圧 力 高 又 は 原 子 炉
水 位 異 常 低 下 （ レ ベ ル 2） で 動 作 す る こ と で ， 高 圧 炉 心 ス プ レ イ 系 又 は
原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 を 用 い た 原 子 炉 水 位 の 維 持 ，ほ う 酸 水 注 入 系 を 用 い
た 炉 心 へ の ほ う 酸 水 の 注 入 ，残 留 熱 除 去 系 を 用 い た サ プ レ ッ シ ョ ン・ プ
ー ル 水 の 除 熱 を 実 施 す る こ と に よ り ，炉 心 損 傷 に 至 ら な い こ と を 確 認 している。

44-9-890

（ 3） 設 備 概 要
a. 設 置 場 所

第 44-9-1図ＡＴＷＳ緩和設備（プロセス計装盤）設置場所

44-9-991

b. 回 路 構 成

第 44-9-2図

原子炉緊急停止系及びＡＴＷＳ緩和設備論理回路図

44-9-1092参考資料1ＡＴＷＳ緩和設備の信頼性評価
1.

誤動作率評価プ ラ ン ト 運 転 中 に Ａ Ｔ Ｗ Ｓ 緩 和 設 備 が 誤 動 作 し た 場 合 ，プ ラ ン ト の 出
力 運 転 に 外 乱 を 与 え る こ と と な る 。こ こ で は ，Ａ Ｔ Ｗ Ｓ 緩 和 設 備 の 設 計
情 報 を 基 に ，フ ォ ー ル ト ツ リ ー を 用 い て Ａ Ｔ Ｗ Ｓ 緩 和 設 備 の 誤 動 作 率 を
評 価 す る 。Ａ Ｔ Ｗ Ｓ 緩 和 設 備 の 誤 動 作 率 の 評 価 に 係 る 回 路 の 概 略 図 を 第1図 に 示 す 。 ま た ， フ ォ ー ル ト ツ リ ー の 概 略 図 を 第 2図 に 示 す 。
フ ォ ー ル ト ツ リ ー を 構 築 す る 際 の 考 え 方 は ，基 本 的 に 東 海 第 二 発 電 所に お け る 確 率 論 的 リ ス ク 評 価 と 同 じ 考 え 方 と し た 。評 価 に 関 し て 適 用 した仮定及びデータ等は以下の通り。

・回路の構成部品等，機器の故障率は，日本原子力技術協会「故障件数 の 不 確 実 さ を 考 慮 し た 国 内 一 般 機 器 故 障 率 の 推 定（ 2009年 5月 ）（国
内 一 般 故 障 率 21ヵ 年 デ ー タ ） 時 間 故 障 率 」 に 記 載 の 値 を 参 照 し た 。
パ ラ メ ー タ を 第 1表 に 示 す 。

こ れ ら の 考 え 方 を 元 に 評 価 し た 各 回 路 の 誤 動 作 確 率 を 第 2表 に 示 す 。
ま た ，第 2表 よ り ，Ａ Ｔ Ｗ Ｓ 緩 和 設 備 の 誤 動 作 確 率 は／ h（／炉年）という評価結果となった。

44-9-11

93

第 1表

※1

各構成部品の故障率

構成部品

故 障 率 （ 誤 動 作 率 （ ／ h）） ※ １

検出器（圧力）3.5×10 − ８

検出器（水位）

2.2×10 − ８

リレー

3.0×10 − ９

警報設定器

9.5×10 − ９

圧力スイッチ

2.0×10 − ８

手動スイッチ

1.1×10 − ９

日本原子力技術協会「故障件数の不確実さを考慮した国内一般
機 器 故 障 率 の 推 定（ 2009年 5月 ）（ 国 内 一 般 故 障 率 21ヵ 年 デ ー タ ）時間故障率」に記載の値を参照した。

第 2表

誤動作確率評価結果一覧

評価回路

誤動作確率

代替原子炉再循環ポンプ論理回路誤動作／炉年

代替再循環ポンプトリップ遮断器トリップ回路誤動作／炉年

代替制御棒挿入機能論理回路誤動作／炉年

代替制御棒挿入機能作動回路誤動作／炉年

代替再循環ポンプトリップ誤動作／炉年

代替制御棒挿入誤動作

／炉年

／炉年
h※２
年 間 当 た り の 誤 動 作 確 率 を 8760 時 間 で 割 る こ と に よ り ， 単 位 時 間
当たりの誤動作確率を算出した。

ＡＴＷＳ緩和設備誤動作※244-9-1294

第 1図

誤動作率評価モデル

44-9-1395

第 2図

誤動作率評価フォールトツリー

44-9-1496

2.

不動作の発生頻度
ＡＴＷＳ緩和設備が動作を要求されるプラント状態に至った際に過渡 時 自 動 減 圧 機 能 が 動 作 し な い 確 率（ 誤 不 動 作 確 率 ）を ，フ ォ ー ル ト ツ
リ ー に よ り 評 価 し た 。Ａ Ｔ Ｗ Ｓ 緩 和 設 備 の 誤 不 動 作 確 率 の 評 価 に 係 る 回
路 の 概 略 図 を 第 3図 に 示 す 。ま た ，フ ォ ー ル ト ツ リ ー の 概 要 図 を 第 4図 に示す。
フ ォ ー ル ト ツ リ ー を 構 築 す る 際 の 考 え 方 は ，基 本 的 に 東 海 第 二 発 電 所に お け る 確 率 論 的 リ ス ク 評 価 と 同 じ 考 え 方 と し た 。評 価 に 関 し て 適 用 した仮定及びデータ等は以下のとおり。

・回路の構成部品等，機器の故障率は，日本原子力技術協会「故障件数 の 不 確 実 さ を 考 慮 し た 国 内 一 般 機 器 故 障 率 の 推 定（ 2009年 5月 ）（国
内 一 般 故 障 率 21ヵ 年 デ ー タ ） 時 間 故 障 率 」 に 記 載 の 値 を 参 照 し た 。
パ ラ メ ー タ を 第 3表 に 示 す 。
・共通要因故障（ＣＣＦ）のモデル化にはＭＧＬ法を用いた。
・ 故 障 確 率 P=1/2λ Tで 評 価 し た 。 （ λ ： 故 障 率 ， T： 健 全 性 確 認 間 隔 ）・ 健 全 性 確 認 間 隔 は 8760hと し た 。

各 回 路 の 非 信 頼 度 を 求 め た 結 果 を 第 4表 に 示 す 。ま た ，第 4表 よ り Ａ Ｔ
ＷＳ緩和設備の非信頼度（誤不動作確率）はと評価された。

また，この非信頼度（誤不動作確率）と，内部事象ＰＲＡにおいてＡＴ Ｗ Ｓ 緩 和 設 備 に 期 待 す る 状 況 の 発 生 頻 度（ 2.5×10 − ８ ／ 炉 年 ）※ １ の 積
を と る こ と に よ り ，ス ク ラ ム に 至 る 状 態 で あ っ て ，安 全 保 護 系 に よ る 原子 炉 の 停 止 機 能 が 喪 失 し ，か つ Ａ Ｔ Ｗ Ｓ 緩 和 設 備 の 故 障 に よ り 緩 和 し な
い 機 能 が 動 作 し な い 状 態 の 発 生 頻 度 ，つ ま り Ａ Ｔ Ｗ Ｓ 緩 和 設 備 不 動 作 の頻度を求めた。その結果，ＡＴＷＳ緩和設備の誤不動作の発生頻度は，

44-9-1597

／炉年が求められる。

※1

ＡＴＷＳ緩和設備によって炉心損傷頻度の低下に期待する状況の発
生 頻 度 は ，重 大 事 故 等 対 処 設 備 に は 期 待 し な い 前 提 で の Ｐ Ｒ Ａ モ デ ル
か ら 評 価 し た 。ス ク ラ ム に 至 る 各 起 因 事 象 の 発 生 頻 度 の 和（ 0.23炉 年 ）と 原 子 炉 保 護 系 の 非 信 頼 度 （ 1.1×10 − ７ ） の 積 （ 2.5×10 − ８ ／ 炉 年 ）を当該状況の発生頻度とした。

第 3表

※1

各構成部品の故障率

構成部品

故 障 率 （ 不 動 作 率 （ ／ h）） ※ １

検出器（圧力）2.9×10 − ９

検出器（水位）

1.4×10 − ８

リレー

1.5×10 − ９

警報設定器

2.3×10 − ９

ヒューズ

5.5×10 − ９

電源装置

6.6×10 − ９

圧力スイッチ

5.0×10 − ９

日本原子力技術協会「故障件数の不確実さを考慮した国内一般機
器 故 障 率 の 推 定（ 2009年 5月 ）（ 国 内 一 般 故 障 率 21ヵ 年 デ ー タ ）時
間故障率」に記載の値を参照した。

44-9-1698

第 4表

非信頼度の評価結果一覧

評価回路

非信頼度

代替制御棒挿入機能論理回路不動作
代替制御棒挿入機能作動回路不動作
代替再循環ポンプトリップ論理回路不動作
代替原子炉再循環ポンプトリップ作動回
路不動作
回路電源喪失代替原子炉再循環ポンプトリップ不動作
代替制御棒挿入不動作
ＡＴＷＳ緩和設備不動作※2／炉年 ※２

内部事象ＰＲＡにおいてＡＴＷＳ緩和設備に期待する状況の発生
頻 度 （ 2.5×10 − ８ ／ 炉 年 ） を 乗 じ る こ と に よ り ， Ａ Ｔ Ｗ Ｓ 緩 和 設
備の不作動の発生頻度を算出

44-9-1799

第 3図

非信頼度評価モデル

44-9-18

100

第 4図

非信頼度評価フォールトツリー

44-9-19101

参考資料2
代替制御棒挿入機能（ＡＲＩ）による原子炉停止機能について

1.

代替制御棒挿入機能（ＡＲＩ）の設計の基本的考え方
運転時の異常な過渡変化が発生し，電気的な故障により，通常の原子炉のスクラム機能が喪失した場合に，代替の手段としてＡＲＩを作動させることによって原子炉停止機能を確保する。
ＡＲＩが作動することで，ＳＬＣによる原子炉停止対応が不要となる
よう，ＳＬＣ起動操作前に制御棒挿入を完了させる必要がある。
これを踏まえ，以下の作動信号を設定する。
・原子炉水位異常低下

設定値

1,245cm（原子炉圧力容器基準点より上）（ レ ベ ル 2）

・原子炉圧力高

設定値

7.39MPa[gage]

・手動起動要求
また，制御棒の挿入時間については，以下の時間で設計している。
① Ａ Ｒ Ｉ に よ る 制 御 棒 の 挿 入 は ，原 子 炉 圧 力 が ト リ ッ プ 設 定 点 に 達 して か ら 15秒 以 内 に 開 始②ＡＲＩによる制御棒の挿入は，原子炉圧力がトリップ設定点に達して か ら 25秒 以 内 に 完 了

こ の 設 計 に よ っ て ，Ａ Ｒ Ｉ に よ る 原 子 炉 停 止 機 能 が 確 保 さ れ る こ と を ，評価により確認している。

44-9-20

102

2.

ＡＲＩによる原子炉停止機能の評価について
重大事故等防止対策の有効性評価の原子炉停止機能喪失の評価（以下「有効性評価」という。）を参考に，ＡＲＩによる原子炉停止機能の評価を行った。
評価に際して，以下の解析条件とした。
一起因事象は，原子炉圧力の上昇が大きく反応度の観点で厳しい主蒸気隔離弁の誤閉止とする（有効性評価と同じ）。
− Ａ Ｒ Ｉ は ， 保 守 的 に 上 記 1.② の 条 件 に 基 づ き ， 原 子 炉 圧 力 が ト リ ッ プ
設 定 点 に 達 し て か ら 25秒 以 内 に 制 御 棒 の 全 挿 入 が 完 了 す る も の と す る 。
−代替原子炉再循環ポンプトリップ（以下「ＲＰＴ」という。）の動作
条件の他，使用する解析コードを含むその他の条件は，有効性評価の原子炉停止機能喪失と同じとする。

解 析 結 果 の ま と め を 表 1に ， 燃 料 被 覆 管 の 温 度 変 化 を 図 1に 示 す 。
この評価では，主蒸気隔離弁の全閉により原子炉圧力が上昇することで炉心内のボイドが減少し，正の反応度が投入され中性子束が上昇する。これに伴いＭＣＰＲが低下し，事象発生直後に沸騰遷移が発生し，燃料被覆
管温度が上昇する。その後，原子炉圧力高信号発生に伴うＲＰＴに伴う出力低下によって燃料被覆管はリウェットすることで燃料被覆管の温度は低下する。これら挙動は，有効性評価と全く同じ挙動となり，燃料被覆管の最高温度は有効性評価結果と同じとなる。
そ の 後 ， 原 子 炉 圧 力 が ト リ ッ プ 設 定 点 に 達 し て か ら 25秒 に は ， Ａ Ｒ Ｉ による制御棒挿入が完了することから，出力が低下し，事象は収束する。この た め ，有 効 性 評 価 で 見 ら れ た 給 水 加 熱 喪 失 に 伴 う 出 力 上 昇 は 発 生 し な い 。
なお，この評価では，保守的に原子炉圧力がトリップ設定点に達してから 25秒 後 に Ａ Ｒ Ｉ に よ る 制 御 棒 挿 入 が 完 了 す る と し た が ，約 3秒 後 に は Ａ Ｒ

44-9-21103

Ｉ動作設定圧力（原子炉圧力高）に到達することから，燃料被覆管温度は
本評価より低く抑えられる。
この結果から，ＡＲＩが作動することで，ＳＬＣによる原子炉停止対応が不要となることが確認できる。

第 1表

解析結果（主蒸気隔離弁誤閉止）

解析結果

解析結果

（有効性評価結果）（ＡＲＩ作動）燃料被覆

約 872℃

約 872℃

管温度（ 第 4ス ペ ー サ 位 置 ）（ 第 4ス ペ ー サ 位 置 ）燃料被覆

極めて小さい極めて小さい

管酸化量（ 第 3ス ペ ー サ 位 置 ）（ 第 3ス ペ ー サ 位 置 ）

項目

判断基準
1,200℃ 以 下
15％ 以 下44-9-22

104

第 1図

燃 料 被 覆 管 温 度 変 化 （ 主 蒸 気 隔 離 弁 誤 閉 止 [Ａ Ｒ Ｉ 作 動 ]）44-9-23

105

45-1

SA設備基準適合性一覧表

45-1-1106

東海第二発電所
第45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

号

環境条件における 健全性

第1

SA設備基準適合性一覧表（常設）常設高圧代替注水系ポンプ

類型化区分

環境温度・湿度・圧力／屋外の天候／放射線原子炉建屋原子炉棟内

Ｂ

荷重(有効に機能を発揮する)−

海水(海水を通水しない)

対象外

他設備からの影響(周辺機器等からの悪影響により機能を失うおそれがない)−

電磁波による影響（電磁波により機能が損なわれない）

−

関連資料

−

第

中央制御室操作
現場操作（弁操作）

操作性

号

2

第

関連資料

第

項

1

号

3

45-3 配置図

試験・検査(検査性，系統構成・外部入力)

ポンプ,弁

関連資料

第

切り替え性

第

号

4

Ａ,Ｂｆ

Ａ,Ｂ

45-5 試験及び検査
本来の用途以外の用途として使用するため，切替が
必要

関連資料

Ａ

45-4 系統図

条

43

号

悪影響防止

第
5

系統設計

通常時は隔離又は分離

Ａｂ

その他(飛散物)

十分な強度をもたせ,タービンが破損により飛散し
ない

Ｂａ,Ｂｂ

関連資料

45-3 配置図,45-4 系統図,45-7 その他設備

第現場操作（設置場所）
中央制御室操作

設置場所

号

6

関連資料

第

常設SAの容量

号

1

Ａａ,Ｂ

−
重大事故等への対処を本来の目的として設置するも
の

関連資料

Ａ

45-6 容量設定根拠

第(共用しない設備)

関連資料

−

対象外

号

第

共用の禁止

2

項

2

号

共通要因故障防止

第3

環境条件，自然現象，外部
人為事象，溢水，火災防止設備―対象(代替対象ＤＢ設備有り)―屋内

Ａａ

サポート系故障対象(サポート系有り)-異なる駆動源又は冷却源

Ｃａ

関連資料

45-4 系統図,45-7 その他設備

45-1-2107

東海第二発電所

SA 設備基準適合性

第 45 条:原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電一覧表（常設）ほう酸水注入系ポンプ

類型化区分

原子炉建屋原子炉棟内

Ｂ

荷重(有効に機能を発揮する)−

海水(海水を通水しない)

対象外

用原子炉を冷却するための設備

第１号

環境条件に おける 健全性

環境温度･湿度･圧力／屋外の天候／放射線他設備からの影響
電磁波による影響(周辺機器等からの悪影響により機能を失うおそれがない)（電磁波により機能が損なわれない）

関連資料

45-3

第２号

関連資料

45-3

第３号

第１項

中央制御室操作

関連資料

第４号

切り替え性

45-5

悪影響防止

第５号

第４３条

その他(飛散物)
関連資料

Ａｄ

対象外

対象外

第６号

関連資料

配置図，45-4

45-3

系統図
Ｂ

配置図

第１号

DB 施設の系統及び機器の容量が十分(DB 施設と同仕様の送水能力で設計)

関連資料

45-6

Ｂ

容量設定根拠第２号(共用しない設備)

第２項

関連資料

共通要因故 障防止第３号

サポート系故障

系統図

中央制御室操作

共用の禁止

Ｂａ

DB 施設と同じ系統構成

45-3

設置場所

象,溢水,火災

Ａ，Ｂ

試験及び検査45-4

系統設計

環境条件,自然現象,外部人為事

系統図

当該設備の使用に当たり系統の切り替えが必要

関連資料

常用 SA の容量

配置図，45-4

Ａポンプ,弁(検査性，系統構成･外部入力)

−

配置図

操作性

試験･検査

−

対象外

−
防止設備―対象(代替対象ＤＢ設備有り)―屋内

Ａａ

対象(サポート系有り)-異なる駆動源又は冷却源

Ｃａ

関連資料

45-3

配置図，45-4

系統図

45-1-3108

東海第二発電所

SA 設備基準適合性

第 45 条:原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電一覧表（常設）

ほう酸水貯蔵タンク

類型化区分

原子炉建屋原子炉棟内設備

Ｂ

荷重(有効に機能を発揮する)−

海水(海水を通水しない)

対象外

用原子炉を冷却するための設備
環境温度･湿度･圧力／屋外の天第１号

環境条件における 健全性

候／放射線

他設備からの影響

電磁波による影響(周辺機器等からの悪影響により機能を失うおそれがない（電磁波により機能が損なわれない）

関連資料

45-3

第２号

操作性

第３号

第１項

容器(タンク類)(検査性，系統構成･外部入力)
関連資料

45-5

第４号

第４３条

悪影響防止

第５号

その他(飛散物)
関連資料

Ｂａ

系統図

DB 施設と同じ系統構成

Ａｄ

対象外

対象外

45-3

第６号

設置場所

配置図，45-4

系統図(操作不要)

関連資料

対象外
−

第１号

DB 施設の系統及び機器の容量が十分(DB 施設と同仕様の送水能力で設計)

関連資料

45-6

第２号

共用の禁止

Ｂ

容量設定根拠(共用しない設備)

第２項

関連資料

共通要因故障防止

象,溢水,火災試験及び検査45-4

系統設計

環 境 条 件 ,自 然 現 象 ,外 部 人 為 事

Ｃ

当該設備の使用に当たり系統の切り替えが必要

関連資料

常用 SA の容量

対象外
−

試験･検査

切り替え性

−

配置図

(操作不要)

関連資料

−

対象外

−

第３号

防止設備―対象(代替対象ＤＢ設備有り)―屋内

Ａａ(サポート系なし)

対象外

サポート系故障

関連資料

45-3

配置図，45-4

系統図

45-1-4109

東海第二発電所
第45条:原子炉冷却材圧力バウンダ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

号

環境条件における 健全性

第1

SA設備基準適合性一覧表（常設）原子炉隔離時冷却系ポンプ（設計基準拡張）

類型化区分

環境温度・湿度・圧力／屋外の天候／放射線原子炉建屋原子炉棟内

Ｂ

荷重(有効に機能を発揮する)−

海水(海水を通水しない)

対象外

他設備からの影響(周辺機器等からの悪影響により機能を失うおそれがない)−

電磁波による影響（電磁波により機能が損なわれない）

−

関連資料

−

第

中央制御室操作
現場操作（弁操作）

操作性

号

2

第

関連資料

第

項

1

号

3

−

試験・検査(検査性，系統構成・
外部入力)

ポンプ,弁

関連資料

第

切り替え性

Ａ,Ｂｆ

Ａ,Ｂ
−

本来の用途以外に使用しない

対象外

第

号

4

関連資料

−

条

43

号

悪影響防止

第
5

系統設計

ＤＢ施設と同じ系統構成

Ａｄ

その他(飛散物)

十分な強度をもたせ,タービンが破損により飛散し
ない

Ｂａ,Ｂｂ

関連資料

−

第

現場操作（設置場所）
中央制御室操作

設置場所

号

6

関連資料

第

常設SAの容量

号

1

Ａａ,Ｂ

−
ＤＢ施設の系統及び機器の容量が十分（ＤＢ施設と同仕様の容量で設計）

第

−

共用の禁止

(共用しない設備)

関連資料

−

対象外

2

号

第

関連資料

Ｂ

項

2

号

共通要因故障防止

第3

環境条件，自然現象，外部
人為事象，溢水，火災防止設備―対象(代替対象ＤＢ設備有り)―屋内

Ａａ

サポート系故障対象(サポート系有り)―異なる駆動源又は冷却源

Ｃａ

関連資料

−

45-1-5110

東海第二発電所
第45条:原子炉冷却材圧力バウンダ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

号

環境条件における 健全性

第1

SA設備基準適合性一覧表（常設）

高圧炉心スプレイ系ポンプ（設計基準拡張設備）

類型化区分

環境温度・湿度・圧力／屋外の天候／放射線原子炉建屋原子炉棟内

Ｂ

荷重(有効に機能を発揮する)−

海水(海水を通水しない)

対象外

他設備からの影響(周辺機器等からの悪影響により機能を失うおそれがない)−

電磁波による影響（電磁波により機能が損なわれない）

−

関連資料

−

第

操作性

中央制御室操作

関連資料

−

Ａ

号

2

第
第

項

1

号

3

試験・検査
(検査性，系統構成・外部入力)

ポンプ,弁

関連資料

第

切り替え性

Ａ,Ｂ
−

本来の用途以外に使用しない

対象外

第

号

4

関連資料

−

条

43

号

悪影響防止

第
5

系統設計

ＤＢ施設と同じ系統構成

Ａｄ

その他(飛散物)

対象外

対象外

関連資料

−

第

設置場所

中央制御室操作

関連資料

−

Ｂ

号

6

第

常設SAの容量号

1

ＤＢ施設の系統及び機器の容量が十分（ＤＢ施設と同仕様の容量で設計）

第

−

共用の禁止

(共用しない設備)

関連資料

−

対象外

2

号

第

関連資料

Ｂ

項

2

号

共通要因故障防止

第3

環境条件，自然現象，外部
人為事象，溢水，火災防止設備―対象(代替対象ＤＢ設備有り)―屋内

Ａａ

サポート系故障対象(サポート系有り)―異なる駆動源又は冷却源

Ｃａ

関連資料

−

45-1-6

111

45-2

電源構成図

45-2-1112

第 45-2-1 図

電源構成図（交流電源）(1／3)

45-2-2113

第 45-2-2 図

電源構成図（交流電源）(2／3)

45-2-3114

第 45-2-3 図

電源構成図（直流電源）(3／3)

45-2-4

115

45-3

配置図

45-3-1116

第 45-3-1 図

構内全体配置図

45-3-2117

45-3-3

118

第45-3-2図

高圧代替注水系に係る機器配置図

45-3-4119

45-3-5
第 45-3-3 図

高圧代替注水系に関わる機器の配置を明示した図面（原子炉建屋地下 2 階）120

45-3-6
第 45-3-4 図

高圧代替注水系に係る機器配置図（原子炉建屋地下１階）

121

45-3-7
第 45-3-5 図

高圧代替注水系に係る機器配置図（原子炉建屋４階）

122

45-4

系統図

45-4-1123

注入ライン
格納容器
蒸気（排気含む）ライン

AO

原子炉圧力容器

残 留 熱
除去系より

AO

AO

AO

MO

MO

主蒸気管

タービンへ

MO

ドライウェルMO

サプレッション・プール

MO
MO

MO

復水貯蔵
タンク

サプレッション・
プールへ

MO

高圧炉心
スプレイ系へ

MO

MO

MO

MO

タービン

MO

タービン

MO

ＨO

原子炉隔離時冷却系ポンプ

常設代替高圧注水系ポンプMOMOMO

第 45-4-1 図

高圧代替注水系

系統概要図

45-4-2124

サプレッション・
サプレッション・
プールへ
プールより
復水貯蔵タンク(CST)よりサプレッション・MO

RCICｳｫｰﾀｰ
ﾚｸﾞｼｰﾙﾎﾟﾝﾌﾟ

ﾄﾘｯﾌﾟ/ｽﾛｯﾄﾙ弁C002

HO

MO

ポンプ出口弁
F012

蒸気供給弁F045

MO

注水（原子炉
圧力容器へ）

タービン駆動蒸気（主蒸気系F063,F064より）

MO

原子炉注水弁
F013

プール水供給弁F031

MO

ミニフロー弁
F019

MO

復水貯蔵
タンク水
供給弁
F010

：蒸気系配管
：水系配管：蒸気（リークオフ）：油圧系統※：Hydraulic Operated の略。
タービン直結の主油ポンプからの油圧で動作

HO弁※

タービン

MO

タービン排気弁
F068

ﾄﾞﾚﾝ
ﾎﾟｯﾄ

真空出口弁
F069
MO

サプレッション・
チェンバへ

真空タンク

MO

復水貯蔵タンク（CST）へ

タービン排気（サプレッション・プールへ）

バロメトリック
コンデンサ

MO

テストバイパス
ライン仕切弁
（CST）F059

原子炉隔離時冷却系ポンプMO

テストバイパス
弁（CST）F022

MO

オイルクーラー
冷却水
供給弁F046

真空ポンプ
復水ポンプ

オイルクーラー

第 45-4-2 図

原子炉隔離時冷却系

45-4-3

補機系統概要図

125

凡

例
：爆破弁

MO

AO

：電動弁

攪拌用空気
L

：水位計

T

：温度計

P

：圧力計

RO

：流量制限器純水：空気作動弁

：逆止弁
：安全弁
RO

ほう酸水注入テストタンク
P

MO

L

原子炉
圧力容器
格納容器

原子炉建屋
原子炉棟

ほう酸水注入ポンプ(A)
ほう酸水
貯蔵タンク

AO

T

電気ヒータ

MO

T

電気ヒータ
ほう酸水注入ポンプ(B)

第 45-4-3 図

ほう酸水注入系

45-4-4

系統概要図

126

45-5

試験及び検査45-5-1127

テストライン
格納容器
AO

原子炉圧力容器

残 留 熱
除去系より

AO

AO

AO

MO

MO

主蒸気管

タービンへ

MO

ドライウェルMO

サプレッション・プール

MO

復水貯蔵
タンク

MO

MO

サプレッション・
プールへ

MO

高圧炉心
スプレイ系へ

MO

MO

MO

MO

タービン

MO

タービン

常設代替高圧注水系ポンプMO

原子炉隔離時冷却系ポンプ
ＨO
MO

MO

MO

第 45-5-1 図

高圧代替注水系

運転性能検査系統図45-5-2128

ケーシングカバーを取り外すことで分解可能

タービンカバーを取り外すことで分解可能

第 45-5-2 図

常設高圧代替注水系ポンプ外形図

45-5-3129

45-6

容量設定根拠45-6-1

130

名
容
全

揚

称

常設高圧代替注水系ポンプ

量

m３ ／h

136（注 1），（約 136 以上（注 2））

程m872（注 1），（約 882（注 2））

MPa[gage]

吸込み側 0.70

最高使用圧力吐出側 10.35
最高使用温度℃

120

機器仕様に関する注記

注１：要求値を示す
注２：公称値を示す【設定根拠】
常設高圧代替注水系ポンプは，全交流電源喪失に加え，原子炉隔離時冷却系が機能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，原子炉への注水を行うため設置する。
高圧代替注水系は全交流電源喪失した場合でも，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。
常設高圧代替注水系ポンプは，重大事故等対処設備として１個設置する。

１．容量
常設高圧代替注水系ポンプの容量は，原子炉隔離時冷却系の運転時に，原子炉への注水に必要な容量をもとに，原子炉停止15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136m３ ／hとし，公称値を約136m３ ／h以上とする。

45-6-2131

２．全揚程常設高圧代替注水系ポンプは，原子炉圧力が7.86MPaのときに原子炉圧力容器に136m ３ ／hの注水が可能な設計とする。
①

原子炉とサプレッション・プールの圧力差：801m
7.86MPa[gage]×101.97-0.005MPa[gage]×101.97＝801.48m-0.51m＝800.97m≒801m②

静水頭：45.9m
ポンプ吸込みレベル EL.-2.639m 〜 原子炉への注水ライン最高点
EL.+ 43.1806m
43.1806m-(-2.639m)＝45.8196m≒45.9m③

配管・機器圧力損失：24.5m④①〜③の合計：871.4≒872m

以上より，常設高圧代替注水系ポンプの揚程を872m以上確保することとし，公称値を約882mとする。

３．最高使用圧力(1)ポンプ吸込側
ポンプ吸込側の最高使用圧力は，接続する高圧炉心スプレイポンプ吸込管の最高使用圧力に合わせ，0.70MPa[gage]とする。
(2)ポンプ吐出側
常 設高 圧 代 替注 水 系 ポ ンプ の 吐 出側 の 最 高 使用 圧 力 は， 以 下 を 考慮 する。
② サプレッション・プール：0.100MPa[gage]②静水頭：5.714m×0.00980665＝0.056MPa[gage]

45-6-3132

5.714m：サプレッション・プール HWL EL.3.075m〜常設高圧代替注水系
ポンプ吸込みレベル EL.-2.639m③

締切揚程：1,036m×0.00980665＝10.159MPa[gage]≒10.16MPa[gage]
1,036m：常設高圧代替注水系ポンプの締切揚程④①〜③の合計：10.316MPa[gage]

以上より，常設高圧代替注水ポンプの吐出側の最高使用圧力は，原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出側配管に合わせ10.35MPa[gage]とする。

４．最高使用温度
常設高圧代替注水系ポンプは，サプレッション・プール水温度100℃で停止することを考慮し，120℃とする。

45-6-4133

45-7

その他の原子炉冷却時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について

45-7-1134

設備概要（自主対策設備を含む。）
以下に，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計基準事故対処設備，並びにその機能を代替可能な重大事故等対処設備及び自主対策設備の設備概要を示す。

(1)

高圧代替注水系【重大事故等対処設備】
高圧代替注水系の系統概要を第 45-4-1 図，電源構成図を第 45-2-2〜45-

2-4 図に示す。高圧代替注水系は，設計基準事故対処設備である原子炉隔離
時冷却系及び高圧炉心スプレイ系が機能喪失した場合でも，高圧状態の原子炉に注水できる設計とする。高圧代替注水系は，蒸気駆動タービン，タービ
ン駆動ポンプ，配管・弁等からなり，タービン駆動用の蒸気供給ラインは，
原子炉隔離時冷却系のタービン駆動用蒸気供給ラインから分岐し，排気ラインは，原子炉隔離時冷却系のタービン駆動用蒸気排気ラインに合流する設計とする。
ポンプ吸込みラインは，高圧炉心スプレイ系ポンプの吸込みラインから分岐し，ポンプ吐出ラインは原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出ラインへ合流する
設計とする。
また，高圧代替注水系は原子炉隔離時冷却系と位置的分散を考慮し，異なった区画にポンプ，電源を設置する。
全交流動力電源が喪失し，設計基準事故対処設備である所内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中央制御室から遠隔手動操作によって，サプレッション・プール又は復水貯蔵タンクを水源として，原子炉隔離時冷却系を経由して原子炉へ注水する。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できる設計とする。
45-7-2135

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）」，現場手動操作については，「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の 1.2 に示す。

常設高圧代替注水系ポンプの概略構造を第 45-7-1 図に示す。常設高圧代替
注水系ポンプはタービン及びポンプが１つのケーシングに収まる一体型ケー
シング構造であり，第 45-4-3 図に示すとおり軸封部の無い設計である。よって，原子炉隔離時冷却系と比較しグランドシール装置が不要となり，必要電源容量が少ない。また，常設高圧代替注水系ポンプは機械式ガバナであり，ポンプ吐出のベンチュリの圧力差により圧力ガバナピストンが作動し，リンク機構を通じて蒸気加減弁を調整し，ポンプから吐出する流量を一定に制御する設計となっており，電源を必要としないガバナである。また，軸受は自給水により潤滑する方式であるため，潤滑油装置も不要な設計となっている。以上のことから，常設高圧代替注水系ポンプは系統の弁操作のみで起動停止が可能であり，起動時に高圧代替注水系注入弁を開操作した後は，高圧代替注水系蒸気供給弁の開閉操作でポンプの起動停止操作が可能な設計とする。

45-7-3136

第 45-7-1 図

常設高圧代替注水系ポンプ

構造概要

45-7-4137

＜常設高圧代替注水系ポンプの動翼構造について＞
常設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盤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。第 45-7-2 図にタービン構造を示す。

第 45-7-2 図

常設高圧代替注水系ポンプ駆動用タービンの構造

45-7-5138

第 45-4-3 図

常設代替高圧注水系ポンプ概要図＜通常待機時（ポンプ停止状態）＞
・圧力ガバナのピストン（①）は，ピストンロッドに取り付けられたスプリン
グにより上昇した状態であり，②のリンク機構を介して接続されるトリップ/
スロットル弁（③）は最下方に下降した状態となっている。この状態においては，駆動用高圧蒸気入口ポート（④）が全開状態にある。ここに高圧蒸気が供給されればタービンは起動するが，通常待機状態では高圧代替注水系蒸気供給
弁（⑤）が「全閉」であることから蒸気は供給されずポンプは待機停止状態にある。
＜ポンプ起動〜定格流量＞
・通常待機時の状態で，高圧代替注水系蒸気供給弁（⑤）を「開」（中央制御室スイッチ操作または現場人力操作）とすると，トリップ装置（⑭）のピスト
45-7-6139

ン内を通り高圧蒸気がピストン左側に通気され，蒸気力によりピストンが右方向へ移動し，全開状態の駆動用高圧蒸気入口ポート（④）を通り蒸気がタービンに供給され，タービン駆動のポンプが起動する。
・起動後，タービンは速やかに定格回転数に到達し，ポンプが水を吐き出し始
め，ポンプ吐出部のベンチュリノズルから低圧側ライン（⑥）及び高圧側ライン（⑦）を通じて高/低圧水が圧力ガバナに供給される。
・ポンプ定格流量状態では，低圧側ライン（⑥）圧力，高圧側ライン（⑦）圧力及び圧力ガバナのスプリング力がバランスし，トリップ/スロットル弁のピストン（③）は駆動用高圧蒸気入口ポート（④）の中間位置で定格流量一定制
御状態となる。
＜流量変動時の制御動作＞
・定格流量状態での運転中に流量が上昇すると，ベンチュリ効果により低圧側
ライン（⑥）の圧力と高圧側ライン（⑦）の圧力のバランスが崩れ，圧力ガバ
ナのピストン（①）は下降し，②のリンクを介してトリップ/スロットル弁のピストン（③）を上方に押し上げる。
・これにより駆動用高圧蒸気入口ポート（④）のポートが閉じ始め，タービンへの駆動蒸気量が減少することでタービン回転数が低下しポンプ吐出量を減少させる。
・定格流量状態での運転中に流量が低下した場合は，上記と逆の動きにより流量を増加させる。
＜過速度トリップ＞
・何らかの原因でタービン回転数が異常に上昇すると，定格状態ではシャフト内にスプリングで保持されているトリップボルト（⑧）（＊）が遠心力により飛び出し，レバー（⑨）を押し上げ，リンクを介してトリップ排気弁のピスト
ンロッド（⑩）を上昇させる。
45-7-7140

・トリップ排気弁のピストンロッド（⑩）に接続しているピストンは，通常，
高圧蒸気検出ライン（⑪）と低圧（背圧側）蒸気検出ライン（⑫）を分断しているが，ピストンが上昇することにより高圧蒸気検出ライン（⑪）と低圧（背圧側）蒸気検出ライン（⑫）が通じ，高圧蒸気検出ライン（⑪）の圧力が低圧（背圧側）蒸気検出ライン（⑫）を通し，タービン排気室に抜ける。
・高圧蒸気検出ラインはトリップ装置の空間（⑬）につながっており，通常時
は高圧蒸気によりトリップ装置のピストン（⑭）を右側に押し付け，トリップ/スロットル弁が「開」状態となり蒸気をタービンに供給しているが，上記の動作により高圧蒸気検出ライン（⑪）の圧力が低下すると，トリップ装置のピストン（⑭）は蒸気力により左側に移動し蒸気が遮断されポンプが停止する。
（＊）水環境における腐食の影響及びメンテナンス性を考慮し，トリップボル
トはケーシング内包型から外付け型となる可能性があるが，トリップ動作の概念は同じである。

以上のとおり，常設高圧代替注水系ポンプは，直流電源の電動弁を中央制御室から「開」とすることで起動可能であり，その後の定格運転の流量制御はポンプ吐出水によるベンチュリ効果で自己制御される。また，ポンプの構造上，類似ポンプである原子炉隔離時冷却系ポンプで必要とされていた以下の補機類が不要な設計としている（第 45-4-2

原子炉隔離時冷却系補機系統概略図参照）。
・潤滑油系統（タービン直結主油ポンプ，潤滑油冷却器，配管，弁）軸受等の潤滑は，ケーシング内の水による水潤滑式であり，潤滑油系統は不要である。
・冷却水系統（冷却水配管，弁）
潤滑油系統がないため潤滑油冷却器冷却のための冷却水系統が不要であ45-7-8141

る。
・グランド蒸気系統（バロメトリックコンデンサ，真空ポンプ，復水ポン
プ，配管，弁）グランド蒸気の発生源であるタービングランド部がケーシングに内包されており，グランド蒸気が外部に漏えいしないため，これを処理する補機類が不要である。
・上記補機類への電源供給
補機類がないため電源供給不要。タービンへの蒸気供給弁を中央制御室から遠隔操作するときのみ直流電源系統を必要とするが，当該弁は現場での人力操作も可能であり，直流電源系統が喪失した場合でもポンプの起動/運転が可能である。

45-7-9142

(2)原子炉隔離時冷却系【設計基準事故対処設備を用いた重大事故等対処設
備】

原子炉隔離時冷却系の設備概要を第 45-7-4 図に示す。原子炉隔離時冷却系
は，原子炉停止後，何らかの原因で給水が停止した場合等に，原子炉蒸気の一部を用いてタービン駆動ポンプを作動させサプレッション・プールの水又は復水貯蔵タンクの水を原子炉に注水する施設であり，設計基準事故対処設備として既に設置済みの設備であるが，想定される重大事故等時において健全であれ
ば，重大事故等対処設備として使用する。原子炉隔離時冷却系は，蒸気駆動タ
ービン，タービン駆動ポンプ，配管・弁類及び計測制御装置からなり，主蒸気ラインからの主蒸気を用いて蒸気駆動タービンを駆動し，タービン直結のポン
プによりサプレッション・プールの水又は自主設備である復水貯蔵タンクの水を原子炉圧力容器へ注水する。
格納容器
AO

AO

AO

AO

MO

MO

主蒸気管

タービンへ

MO

原子炉圧力容器

残 留 熱
除去系より

ドライウェルMO

サプレッション・プール

MO
MO

復水貯蔵
タンク

MO

MO

タービン

MO

原子炉隔離時冷却系ポンプ
ＨO
MO

MO

MO

第 45-7-4 図

原子炉隔離時冷却系設備概要
45-7-10143(3)高圧炉心スプレイ系【設計基準事故対処設備を用いた重大事故等対処設
備】

高圧炉心スプレイ系の設備概要を第 45-7-5 図に示す。高圧炉心スプレイ系
は非常用炉心冷却設備の１つであり，設計基準事故対処設備として既に設置済
みの設備であるが，想定される重大事故時等において健全であれば，重大事故等対処設備として使用する。電動機駆動ポンプ 1 個，スパージャ，配管・弁及び計測制御装置からなり，サプレッション・プールの水又は復水貯蔵タンクの水を炉心上部に取付けられたスパージャのノズルから燃料集合体上に注水する。
格納容器

原子炉圧力容器

AO

MO

ドライウェルサプレッション・プール

MO

復水貯蔵
タンク

MO
MO

高圧炉心スプレイ系ポンプ

MOMO

第 45-7-5 図

高圧炉心スプレイ系設備概要

45-7-11144

(4)ほう酸水注入系による進展抑制【技術的能力審査基準への対応】

ほう酸水注水系による原子炉注水時の設備概要を第 45-7-6 図に示す。ほう酸水注入系による原子炉注水は，高圧炉心スプレイ系，原子炉隔離時冷却系及び高圧代替注水系による原子炉水位維持ができない場合，ほう酸水貯蔵タンク
を水源とし，炉心底部から原子炉へ水を注入し，事象の進展を抑制する。ポンプ吐出圧力は約 8.5MPa[gage]であるため，原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態であっても，原子炉への注水が可能である。

格納容器

原子炉圧力容器

AO

AO

ドライウェルサプレッション・チェンバ
サプレッション・プール

ほ う酸
水 貯蔵
タ ンク

＊
MO

ほう酸水注入ポンプ＊
MO

ほう酸水注入ポンプ

第 45-7-6 図

ほう酸水注入系ポンプ設備概要（原子炉注水時）

45-7-12145

(5)制御棒駆動水系による原子炉注水【技術的能力審査基準要求への対応】

制御棒駆動水系による原子炉注水時の設備概要を第 45-7-7 図に示す。制御
棒駆動水系は通常，復水タンクの水を駆動水ポンプにより加圧し，水圧制御ユ
ニットのアキュムレータ充てん水及び制御棒駆動機構のパージ水として供給する。通常運転時のポンプ吐出圧力が約 8.1MPa[gage]であるため，原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態であっても，原子炉への注水が可能である。
重大事故等発生時に使用可能である場合は，復水貯蔵タンクの水を制御棒駆動機構の冷却水ラインを通じて原子炉へ注水する。

＊1
復水貯蔵タンク（Ａ）
ＨＹＤＲＡＵＬＩＣ ＣＯＮＴＲＯＬ ＵＮＩＴ（１８５体）
制御棒駆動水加熱器

駆動水フィルター
ポンプ入口
フィルター

駆動水ポンプ（Ａ）
充填水
ライン

駆動水
ライン

冷却水
ライン

排出水
ライン

＊1

ＦＣＶ

ＰＣＶ

駆動水ポンプ（Ｂ）
復水貯蔵タンク（Ｂ）

第 45-7-7 図

制御棒駆動系ポンプ設備概要（原子炉注水時）

45-7-13146

(6)原子炉隔離時冷却系の復旧手段の整備【技術的能力審査基準への対応】

第 45-7-8 図に電源構成図を示す。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常設直流電源設備により給電している場合は，所内常設直流電源設備の蓄電池が枯渇する前に常設代替交
流電源設備又は可搬型代替交流電源設備により充電器を充電し，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。

第 45-7-7 図

可搬型代替交流電源設備による充電器の充電

第 45-7-8 図

電源構成図（交流電源）

45-7-14

147

45-8

原子炉隔離時冷却系蒸気加減弁（HO弁）に関する説明書

45-8-1148

原子炉隔離時冷却系蒸気加減弁の動作原理
原子炉隔離時冷却系蒸気加減弁廻り制御油系の設備概要を第45-8-1図に示す。
原子炉隔離時冷却系蒸気加減弁は，制御装置からの開度指令信号を受けて，油圧制御により開度調整され，原子炉圧力，タービン入口蒸気圧力に関わりなく，ポンプ流量が所定の流量となるようにタービン回転数を制御する役割を担う。
蒸気加減弁廻り制御油系の系統概要を下図に示す。蒸気加減弁の弁棒がレバーリンク機構を介して，油圧式アクチュエータに接続されており，開度指令信号が電油変換器を介して油圧式アクチュエータを動作させることで，蒸気加減弁を開閉動作させる。

サプレッション・プール又は復水貯蔵タンク

第 45-8-1 図 原子炉隔離時冷却系蒸気加減弁廻り制御油系設備概要

45-8-2149蒸気加減弁の電源喪失時の挙動
油圧式アクチュエータの作動油は，タービン軸直結の主油ポンプから供給されるため，電源喪失した場合においても油圧が喪失することはない。なお，タービンが回転しておらず，油圧がかかっていない場合には弁棒に取り付けられたバネにより，蒸気加減弁は全開状態となる。また，電油変換器内にもバネが内蔵されており，開度指令信号断の場合，蒸気加減弁の開方向に油圧がかかる構造となっている。
したがって，電源喪失時は蒸気加減弁が全開状態となり，蒸気加減弁によるタービン回転数の制御は不可能となる。このため，原子炉隔離時冷却系の現場
手動起動操作では，可搬型回転計にてタービン回転数を確認するとともに，原
子炉隔離時冷却系トリップ／スロットル弁を調整開とすることで，タービン回転数の調整を行うことが可能である。

45-8-3150

45-9

ＥＣＣＳ系ポンプの高温耐性評価について

45-9-1151

ＳＢＯ時におけるＥＣＣＳ系ポンプ等の継続運転への影響評価について

１．原子炉隔離時冷却系ポンプの継続運転への影響評価(1)サプレッション・プール水温上昇時の NPSH 評価
原子炉隔離時冷却系ポンプについては，過去，サプレッション・プール
水温 100℃，150℃，200℃における NPSH 評価を行っており，いずれのケースも必要 NPSH に対し，有効 NPSH が上回ることを確認している（第 1 表の
とおり）。

第１表

原子炉隔離時冷却系ポンプ NPSH 評価

S/P 水温［℃］

100

150

200

必要 NPSH［m］

5.8

5.8

5.8

有効 NPSH［m］

6.41

6.46

6.53

(2)高温耐性
原子炉隔離時冷却系ポンプについては，過去，高温耐性評価を行っており，サプレッション・プール水温度 116℃まで送水継続可能と評価している。また，原子炉隔離時冷却系ポンプ室及び中央制御室の室温上昇によって，原子炉隔離時冷却系の 8 時間継続運転は阻害されない（第 2 表のとおり）。

45-9-2152

第２表

原子炉隔離時冷却系ポンプ高温耐性評価

評価項目

影響概要

評価

サプレッ
ション・
プール水
温度上昇

潤滑油系統
潤滑油冷却器はポンプ吐出水により冷却することから，サプレッション・プール水温度上昇に伴い，軸受機能が潤滑
油温度上昇の影響を受ける可能性がある。

サプレッション・プールの温度上昇による原子炉
隔離時冷却系の 8 時間運転継続への影響はない。
原子炉隔離時冷却系ポンプの第一水源であるサプ
レッション・プールを水源とした場合，事象発生
後 8 時間での水温は約 100℃となる。ポンプ軸受の
潤滑油温度は，冷却器の設計上，潤滑油の冷却に使用しているサプレッション・プール水温より約6℃高くなるが，潤滑油の許容温度である 120℃未満となるため，軸受の冷却が阻害されることはな
い。
原子炉隔離時冷却系ポンプの運転継続に直接影響することはない。
タービングランド部からの蒸気の微少漏えいにより室内環境が悪化するが，制御系は原子炉隔離時
冷却系ポンプとは別区画に設置しており，運転継
続に影響することはない。なお，現場での運転継
続に係る操作については影響が懸念されることから，現場操作による運転継続には期待していない。
原子炉隔離時冷却系ポンプの運転継続に影響はない。
制御油の粘性低下により制御器からの指示信号と実速度に差異が生じる可能性があるが，差は極わずかであること及び速度制御は実際のポンプ吐出量によって決定されることから，ガバナ機能は維持される。
サプレッション・チェンバ圧力上昇によって原子炉隔離時冷却系の 8 時間継続運転は阻害されない。
全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）時のサプレッション・チェンバ圧力を評価した結果，事象発生か
ら 8 時間後の圧力は約 0.07MPa[gage]であり，原子炉隔離時冷却系タービン排気圧高トリップインタ
ーロック設定圧力を下回る。

復水器
サプレッション・プール水温度約 98℃にて機能停止に至る可能性がある。

ガバナ制御
制御油の温度上昇に伴い，粘性低下が速度制御に影響を及ぼす可能性がある。

サプレッ
ション・
チェンバ
圧力上昇

原子炉隔
離時冷却
系ポンプ
室温度上
昇

中央制御
室温度上
昇

原子炉隔離時冷却系タービン保護のため，サプレッショ
ン ・ チ ェ ン バ 圧 力
0.172MPa[gage] に て ， 原 子 炉
隔離時冷却系タービン排気圧
高トリップインターロックが動作し，原子炉隔離時冷却系の運転が停止する可能性が考えられる。
原子炉隔離時冷却系のポン
プ，電気制御系統，弁，タービン等の設計で想定している
環境の最高温度は 66℃を想定している。全交流動力電源喪失時は換気空調系が停止しているため，原子炉隔離時冷却系ポンプ室温が 66℃を超える可能性が考えられる。
中央制御室の環境条件として想定している最高温度は 40℃である。全交流動力電源喪失
では換気空調系が停止するため，中央制御室温度が最高温
度を超える可能性が考えられる。

原子炉隔離時冷却系ポンプ室温度上昇によって原
子炉隔離時冷却系の 8 時間継続運転は阻害されない。
全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）時の原子炉隔離
時冷却系ポンプ室温度を評価した結果，事象発生から 8 時間後の室温は約 63.6℃（初期温度 40℃）であり，原子炉隔離時冷却系の設計で想定している 66℃を下回る。
中央制御室温度上昇によって原子炉隔離時冷却系の 8 時間継続運転は阻害されない。全交流動力電
源喪失（長期ＴＢ）時の中央制御室温度を評価した結果，事象発生から 8 時間後の室温は約 37.3℃
であり，制御盤の設計で想定している環境の最高
温度 40℃を下回る。

45-9-3153

２．常設高圧代替注水系ポンプの継続運転への影響評価(1)サプレッション・プール水温上昇時の NPSH 評価
常設高圧代替注水系ポンプについては，系統の詳細設計中であり，NPSH
評価結果は得られていないが，類似システムである原子炉隔離時冷却系ポンプと比較評価し，NPSH 評価条件である静水頭（S/P LWL〜ポンプ吸込みレベル）及び配管設計が類似となり，静水頭及び配管圧損に大きな差異が生じないことから，サプレッション・プール水温上昇時においても，原子炉隔離時
冷却系ポンプ同様，必要 NPSH に対し有効 NPSH が上回ると評価する。

(2)高温耐性
常設高圧代替注水系ポンプは，120℃の高温耐性を有する設計である。また，構造上，軸封部が露出せず，内包水によリメカニカルシールを冷却し，軸受を潤滑する構造であることから，サプレッション・プール水温上昇時への高温耐性を有すると評価する。

３．ＥＣＣＳ系ポンプの継続運転への影響評価(1)サプレッション・プール水温上昇時の NPSH 評価
ECCS 系ポンプについては，過去，サプレッション・プール水温 100℃における NPSH 評価を行い，いずれのケースも必要 NPSH に対し，有効 NPSH が上回ることを確認している。
ポンプ

RHR

HPCS

LPCS

必要 NPSH［m］

0.61

0.98

-0.18

有効 NPSH［m］

5.82

5.89

6.01

(2)高温耐性45-9-4154

ECCS 系ポンプは，下表に示す最高使用温度で設計されており，サプレッション・プール水温上昇時の高温耐性を有する設計である。なお，ＨＰＣＳポン
プ及びＬＰＣＳポンプについては，有効性評価で期待する温度が吸込み配管で148℃であることから，当該温度にて再評価のうえ必要により対策を講じることとする。
最高使用温度

RHR

HPCS

LPCS

182.2

100

100

100/174

100

100

ポンプ
（既工認）
［℃］
吸込配管
（既工認）

以上

45-9-5155

46-1

SA設備基準適合性

46-1-1

一覧表

156

東海第二発電所

SA 設備基準適合性

第46条:原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備号

環境条件における 健全性

第1

一覧表（常設）

主蒸気逃がし安全弁

類型化区分

格納容器内

Ａ

荷重

(有効に機能を発揮する)―

海水(海水を通水しない)

対象外(周辺機器等からの悪影響により機能を失うおそれがない)―

環境温度・湿度・圧力/屋外の天候/放射線

他設備からの影響
関連資料

46-3 配置図

第操作性

中央制御室操作

Ａ

号

2

関連資料

46-3 配置図

第
第

項

1

号

3

試験・検査(検査性，系統構
成・外部入力)弁(手動弁)(電動弁)(空気作動弁)(安全弁)

関連資料

第

切り替え性

Ｂ

46-5 試験・検査説明資料
当該系統の使用にあたり切替操作が不要

Ｂｂ

第

号

4

関連資料

46-4 系統図

第
号

5

悪影響防止

条

43

系統設計

ＤＢ施設と同じ系統構成

Ａｄ

対象外

対象外

その他(飛散物)
関連資料

46-3 配置図,46-4 系統図

第

設置場所

中央制御室操作

Ｂ

号

6

関連資料

第

常設SAの容量号

146-3 配置図
ＤＢ施設の系統及び機器の容量が十分（ＤＢ施設と同仕様の吹出能力で設計）

関連資料

Ｂ

―

第

共用の禁止

（共用しない設備）

対象外

号

第

2

関連資料

第
号

3

共通要因故 障防止項

2

環境条件，自然現象，外部
人為事象，溢水，火災

サポート系故障―(共通要因の考慮対象設備なし)

対象外

対象(サポート系有り)―異なる駆動源又は冷却源

Ｃａ

関連資料

46-4 系統図

46-1-2157

東海第二発電所

SA 設備基準適合性一覧表（常設）類型化
区分

環境温度・湿度・圧力/屋外の天候/放射線原子炉建屋原子炉棟
その他の建屋内

Ｂ，Ｃ

荷重(有効に機能を発揮する)―

海水(海水を通水しない)

対象外

他設備からの影響(周辺機器等からの悪影響により機能を失うおそれがない)―

電磁波による影響（電磁波により機能が損なわれない）

―

号

1

環境条件における 健全性

過渡時自動減圧機能

第第46条:原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備関連資料

46-3 配置図

第操作性（操作不要）

対象外

号

2

第

関連資料

第

項

1

号

3

―

試験・検査(検査性，系統構
成・外部入力)計測制御設備

関連資料

第

第

切り替え性

Ｊ

46-5 試験及び検査
当該設備の使用に当たり系統の切替操作が不要

Ｂｂ

号

4

条

43

関連資料

号

悪影響防止

第
5

―

系統設計

その他

Ａｅ

その他(飛散物)

対象外

対象外

関連資料

46-11 過渡時自動減圧機能について
46-12 過渡時自動減圧機能に関する健全性について

第

設置場所

（操作不要）

対象外

号

6

関連資料

第

常設SAの容量号

1―
重大事故等への対処を本来の目的として設置するも
の

関連資料

Ａ

46-6 容量設定根拠

第

共用の禁止

（共用しない設備）

対象外

号

第

2

関連資料

第
号

3

共通要因故障防止項

2

環境条件，自然現象，外部
人為事象，溢水，火災―防止設備―対象(代替対象ＤＢ設備有り)―屋内

Ａａ

サポート系故障（サポート系なし）

対象外

関連資料

46-11 過渡時自動減圧機能について

46-1-3158

東海第二発電所
第46条:原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備号

環境条件における 健全性

第
1

類型化
区分

その他の建屋内Ｃ(有効に機能を発揮する)―

環境温度・湿度・圧力/屋外の天候/放射線荷重
海水(海水を通水しない)

対象外

他設備からの影響(周辺機器等からの悪影響により機能を失うおそれがない)―

電磁波による影響（電磁波により機能は損なわれない）―

46-3 配置図号

操作性

中央制御室操作

関連資料

号

第
3

項

第
1

一覧表（可搬）

逃がし安全弁用可搬型蓄電池

関連資料

第
2

SA 設備基準適合性Ａ46-3 配置図，46-4 系統図

試験・検査(検査性，系統構
成・外部入力)その他の電源設備

関連資料

Ｉ46-5 試験及び検査

第
切り替え性

当該設備の使用に当たり系統の切替操作が必要

Ｂａ

号

4

関連資料

号

悪影響防止

第
5

系統設計

46-4 系統図，46-7 接続図
通常時は隔離又は分離

Ａｂ

対象外

対象外

その他(飛散物)
関連資料

46-4 系統図

第

第

設置場所

中央制御室操作

Ｂ

号

6

条

43

関連資料

第

可搬SAの容量―
負荷に直接接続する可搬型設備

Ｂ

号

1

関連資料

46-6 容量設定根拠

第可搬SAの接続性

ボルト・ネジ接続

Ａ

号 第

2

号 第

3

項

号 第

第
3

4

号 第

5

号

6

関連資料

46-4 系統図，46-7 接続図

異なる複数の接続箇所の確保

対象外

関連資料
設置場所

―
(放射線量の高くなるおそれの少ない場所を選定)

関連資料
保管場所

屋内(共通要因の考慮対象設備なし)

Ａｂ

46-3 配置図

アクセスルート

屋内（中央制御室）

関連資料

Ａ

46-9 アクセスルート図

共通要因故 障防止第７号

防止設備―対象(代替対象ＤＢ設備有り)―屋内

Ａａ（サポート系なし）

対象外

サポート系要因関連資料―

46-3 配置図

関連資料

環境条件，自然現象，外部人為事象，溢水，火災

対象外

46-3 配置図，46-4 系統図，46-8 保管場所

46-1-4159

東海第二発電所

SA 設備基準適合性

第46条:原子炉冷却材圧カバウンダリを減圧するための設備号

環境条件に おける 健全性

第1

一覧表（可搬）

高圧窒素ガスボンベ

類型化
区分

原子炉建屋原子炉棟

Ｂ

荷重(有効に機能を発揮する)―

海水(海水を通水しない)

対象外(周辺機器等からの悪影響により機能を失うおそれがない)―

環境温度・湿度・圧力/
屋外の天候/放射線

他設備からの影響
関連資料

46-3 配置図

第操作性

Ｂｂ，Ｂｃ，
Ｂｆ，Ｂｇ

現場操作

号

2

第

関連資料

第
項

1

号

3

46-3 配置図，46-4 系統図

試験・検査(検査性，系統構
成・外部入力)容器(タンク類)

関連資料

第
切り替え性

号

4

46-5 試験・検査説明資料
当該系統の使用に当たり切替操作が不要
当該系統の使用に当たり切替操作が必要

関連資料

号

悪影響防止

第
5

その他(飛散物)
関連資料

第

第

弁等の操作で系統構成

Ａａ

―

対象外

46-3 配置図，46-4 系統図

設置場所

現場（設置場所）で操作可能
中央制御室で操作可能

関連資料

46-3 配置図

号

条

43

Ｂｂ
Ｂａ

46-4 系統図，46-7 接続図

系統設計

6

Ｃ

Ａａ，Ｂ

第
可搬SAの容量

負荷に直接接続する可搬型設備

Ｂ

号

1

第

関連資料

46-6 容量設定根拠

可搬SAの接続性

専用の接続

Ｄ

号 第

2

関連資料

46-4 系統図

異なる複数の接続箇所の確保

対象外

対象外

号

3

関連資料

第
第

項

設置場所
関連資料

46-3 配置図

4

号

第
3

―
現場（設置場所）で操作可能
中央制御室で操作可能

保管場所

屋内(共通要因の考慮対象設備あり)

Ａａ，Ｂ

Ａａ

号 第

5

関連資料
アクセスルート46-3 配置図
屋内アクセスルートの確保

Ａ

号

6

号

共通要因故障防止

第7

関連資料
環境条件，自然現象，外部人為事象，溢水，火災

46-9 アクセスルート図
防止設備―対象(代替対象ＤＢ設備有り)―屋内

Ａａ

サポート系なし

対象外

サポート系要因関連資料

46-3 配置図,46-4 系統図,46-8 保管場所,46-10 その他設備

46-1-5

160

46-2

単線結線図

46-2-1161

46-2-2
第 46-2-1 図

単線結線図

162

46-2-3
第 46-2-2 図

単線結線図

163

46-3

配置図

：設計基準対象施設を示す。
：重大事故等対処設備を示す。

46-3-1164

第 46-3-1 図

過渡時自動減圧機能（計器）の配置図
46-3-2165

第 46-3-2 図

過渡時自動減圧機能に係る中央制御室操作盤の配置図(原子炉建屋付属棟 3階)

46-3-3166

第 46-3-3 図

逃がし安全弁用可搬型蓄電池の配置図(原子炉建屋付属棟 3階)

46-3-4167

第 46-3-4 図

高圧窒素ガス供給系に係る機器（ボンベ・弁）の配置図(原子炉建屋原子炉棟 3 階)46-3-5168

第 46-3-5 図

主蒸気逃がし安全弁の配置図（格納容器内）46-3-6

169

46-4

系統図

46-4-1170

171
第 46-4-1 図

過渡時自動減圧機能の概略回路構成

46-4-2

46-4-3
図 46-4-2

高圧窒素ガス供給系（非常用）

系統概要図

172

46-4-4
図 46-4-3

可搬型代替直流電源設備による主蒸気逃がし安全弁(自動減圧機能)開放

概略図

173

46-4-5
図 46-4-4

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)開放

概要図

174

46-4-6
図 46-4-5

高圧窒素ガス供給系窒素供給圧力検出概要図

175

46-5

試験及び検査46-5-1

176

46-5-2

177

46-5-3

178

46-5-4

179

46-5-5180

第 46-5-1 図

過渡時自動減圧機能の試験及び検査

過渡時自動減圧機能の試験・検査

46-5-6181過渡時自動減圧機能の試験に対する考え方について

1．概要
重大事故等対処設備の試験・検査については，第 43 条（重大事故等対処設備）第 1 項第三号に要求されており，解釈には，第 12 条（安全施設）
第 4 項の解釈に準ずるものと規定されている。
このうち，過渡時自動減圧機能については，主蒸気逃がし安全弁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，誤操作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ため，原子炉の停止中（施設
定期検査時）に試験又は検査を行う設計とする。

2．第 12 条第 4 項の要求に対する適合性の整理
第 12 条第 4 項の要求
「安全施設は，その健全性及び能力を確認するため，その安全機能の重要度に応じ，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なければならない。」

表 46-5-1
第 12 条解釈7

第 12 条第 4 項の解釈の要求事項

要求事項

適合性の整理第 4 項に規定する「発電用原子炉の運転又は停止中に試験又は検査ができる」とは，実系統を用いた試験又は検査が不適当な場合には，試験用のバイパス系を用いること等を許容することを意味する。

使用前検査及び停止中（施設定期検査時）は，実系統を用いた試験又は検査を実施する。

46-5-7182

発電用原子炉の運転中に待機状態にある安全施設は，運転中に定期的に試験又は検査ができること。
ただし，運転中の試験又は検査によって発電用原子炉の運転に大きな影響を及ぼす場合は，この限りでない。また，多重性又は多様性を備えた系統及び機器に当たっては，各々が独立して試験又は検査ができること。

過渡時自動減圧機能は，原子炉減圧信号を発信するため，誤操作等によりプラントに外乱を与える可能性があるため，停止中（施設定期検査時）に試験又は検査を行う設計とする。

運転中における安全保護系の各チャ
ンネルの機能確認試験にあたっては，その実施中においても，その機能自体が維持されていると同時に，原子炉停止系及び非常用炉心冷却系等の不必要な動作が発生しないこと。

過渡時自動減圧機能は多重性を有しており，その試験の実施中においても，機能自体は維持される設計とする。
但し，誤操作等によりプラントに外乱を与える可能性があり，運転中に試験又は検査を行わないため，原子炉緊急停止系及び非常用炉心冷却系等の不必要な動作は発生しない。

8-三

発電用原子炉の停止中に定期的に行う試験又は検査は，原子炉等規制法
及び技術基準規則に規定される試験又は検査を含む。

停止中（施設定期検査時）に，定期事業者検査にて試験又は検査を実施する。

9第 4 項について，下表の左欄に掲げる施設に対しては右欄に示す要求事
項を満たさなければならない。
「安全保護系」
原則として原子炉の運転中に定期的に試験ができるとともに，その健全性及び多重性の維持を確認するた
め，各チャンネルが独立に試験できる設計であること。

過渡時自動減圧機能は，多重性を有しており，各チャンネルが独立に試験できる設計とする。
但し，誤操作等によりプラントに外乱を与える可能性があるため，運転中に試験又は検査を行わない。

8-一

8-二

3．過渡時自動減圧機能の試験間隔の検討
過渡時自動減圧機能は，原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の場合であって，設計基準事故対処設備の原子炉の有する減圧機能が喪失した場合に期待される設備である。過渡時自動減圧機能に関する信頼性評価においては，試験頻度を施設定期検査毎として評価し，自動減圧機能による減圧機能が喪失し，かつ過渡時自動減圧機能の故障により減圧機能が動作しない
46-5-8183

状態が発生する頻度 ※ は誤動作確率／炉年又は不動作発生頻度／炉年と十分に低いことを確認しており，施設定期検査毎の試験頻度としても信頼性は十分確保できる。

※46-12

参考資料参照以上のことから，過渡時自動減圧機能は停止中（施設定期検査時）に試験を実施することをもって対応するものとする。

46-5-9184

46-5-10
第 46-5-2 図

高圧窒素ガス供給系（非常用）の試験及び検査

185

電圧確認が可能である。

第 46-5-3 図

逃がし安全弁用可搬型蓄電池構造図

46-5-11

186

46-6

容量設定根拠46-6-1

187

逃がし安全弁名称
吹出量

逃がし安全弁（安全弁機能）
t/h/個【設定根拠】記載

表 1 参照【設定根拠】
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，格納容器内の主蒸気配管に設置された重大事故等対処設備であり，原子炉の蒸気を，排気管によりサプレッション・プール
水面下に導き凝縮する設計としている。
逃がし安全弁（安全弁機能）は設計基準事故対処設備としての安全機能を兼ね備えた設備であり，逃がし安全弁（安全弁機能）を必要とする重大事故シーケンスにおいて，設計基準と同等の容量で原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧できることを確認している。

以上のことから，逃がし安全弁（安全弁機能）の吹出し量は，設計基準事故対処設備としての吹出し量と同仕様とする。
逃 が し 安 全 弁 （ 安 全 弁 機 能 ） の 吹 出 し 量 を 表1に 示 す 。

表1

逃がし安全弁の安全弁機能における吹出し量
吹出量／個

吹出し圧力

弁個数

7.79MPa[gage]

2個

385.2t/h

8.10MPa[gage]

4個

400.5t/h

8.17MPa[gage]

4個

403.9t/h

8.24MPa[gage]

4個

407.2t/h

8.31MPa[gage]

4個

410.6t/h

46-6-2（ 吹 出 し 圧 力 ×1.03に お い て ）188

過渡時自動減圧機能
名称

原 子 炉 水 位 異 常 低 下 （ レ ベ ル 1）
原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の場合であって設計基準事故対処設備の原子炉の有する減圧機能が喪失した場合において，炉心の著しい損傷及び格納容器破保護目的／機能損 （ 炉 心 の 著 し い 損 傷 後 に 発 生 す る も の に 限 る 。） を防 止 す る た め ， 原 子 炉 水 位 異 常 低 下 （ レ ベ ル 1） 及 び
残留熱除去系ポンプ又は低圧炉心スプレイ系ポンプ運
転状態で主蒸気逃がし安全弁を作動させる。

設定値

原 子 炉 圧 力 容 器 ゼ ロ レ ベ ル ＊ よ り 960cm 以 上【設定根拠】
過渡事象時に高圧注水機能が喪失し，原子炉水位のみ低下していく事
象では，格納容器圧力高が発生せず，自動減圧機能が自動起動しない。
そのため，自動減圧機能の代替として，原子炉を減圧させるため，残留熱除去系ポンプ又は低圧炉心スプレイ系ポンプ運転中のみ，自動減圧機
能 と 同 様 の 原 子 炉 水 位 異 常 低 下 （ レ ベ ル 1） を 設 定 す る 。
注記＊：原子炉圧力容器ゼロレベルは，原子炉圧力容器基準点を示す。
＜補足＞・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燃料有効長頂部より高い設定として，原子炉 水 位 異 常 低 下 （ レ ベ ル1） と す る 。
・主蒸気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，低圧炉心スプレイ系により注水が必要であることを考慮して，残留熱除去系，低圧炉心スプレイ系が自動起動する原子炉水46-6-3189

位 異 常 低 下 （ レ ベ ル 1） の 設 定 と す る 。
＜参考＞967.93cm
計 器 誤 差 3.93cm
964.00cm
計 器 誤 差 3.93cm

セット値(過 渡 時 Ａ Ｄ Ｓ )計 器 誤 差 3.93cm
計 器 誤 差 3.93cm

セット値(Ａ Ｄ Ｓ )960.07cm

原子炉水位異常低下(レ ベ ル 1)設 定 値(自 動 減 圧 機 能 ， 過 渡時自動減圧機能作動)

ＡＤＳ：自動減圧機能
過渡時ＡＤＳ：過渡時自動減圧機能
セット値 ：実機の計装設備にセットする値
計器誤差 ：検出器などの計器誤差に余裕を加算したもの第 44-6-2図

自動減圧機能，過渡時自動減圧機能作動と原子炉水位
異 常 低 下 （ レ ベ ル1） 設 定 値 の 概 要 図

46-6-4190

逃がし安全弁用可搬型蓄電池
名称

逃がし安全弁用可搬型蓄電池

個数個

2（ 予 備 1）

容量

Wh／ 個

2,400

【設定根拠】
直流電源が喪失した場合，主蒸気逃がし安全弁（2 個）の駆動が可能なように逃がし安全弁用可搬型蓄電池を設置する。

1． 容 量
逃がし安全弁用可搬型蓄電池の容量は，主蒸気逃がし安全弁を作動させるために必要な容量を基に設定する。
主蒸気逃がし安全弁を動作させるために必要な容量は，直流電源設
備 に 要 求 し て いる 24 時 間 の 容 量 と し 以 下 の と お り 。

Ｃ=Ｐ ×ｔ×２=30×24×2=1,440Wh
Ｃ ：24 時 間 給 電 で の 必 要 な 容 量 (Wh)Ｐ ： 主 蒸 気 逃 が し 安 全 弁 用 電 磁 弁 （1 個 ） の 消 費 電 力 【Wh】=30
ｔ ： 主 蒸 気 逃 が し 安 全 弁 用 電 磁 弁 へ の 給 電 時 間 【h】 =24
以 上 よ り ， 逃 が し 安 全 弁 用 可 搬 型 蓄 電 池 の 容 量 は ， 1,440Wh に 対 し
十 分 余 裕 を 有 する 2,400Wh と する 。

46-6-5191

高圧窒素ガスボンベ
名称

高圧窒素ガスボンベ

容量

L/本

約 47

最高使用圧力MPa［ gage］

約 15 注 １【設定根拠】
高圧窒素ガスボンベは，可搬型重大事故等対処設備として設置する。

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格納容器の破損を防止するため，主蒸気逃がし安全弁（自動減圧機能付）を作動させ，原子炉冷却材
圧力バウンダリを減圧するために設置する。

1． 容 量
高圧窒素ガスボンベの容量は，主蒸気逃がし安全弁（自動減圧機能付 ） を7日 間 開 保 持 す る た め に 必 要 な 窒 素 ガ ス 量 を 確 保 し て い る 。 確 保量の根拠は以下のとおり。

1.1

窒素ガス消費量＊
高 圧 窒 素 ガ ス 供 給 系 （ 非 常 用 ）1系 列 を 重 大 事 故 等の供給圧力まで加圧するための消費量：

高 圧 窒 素 ガ ス 供 給 系 （ 非 常 用 ）1系 列 4弁 を 開 動 作するための消費量

注1：

最高充填圧力を示す。
46-6-6192

高 圧 窒 素 ガ ス 供 給 系 （ 非 常 用 ）1系 列 4弁 を7日 間開保持するための消費量

：

合計：

］

＊ ： 高 圧 窒 素 ガ ス 供 給 系 （ 非 常 用 ） は ， 独 立 し た2系 列 の 系 統 と し て
お り 。A系 ： 4台 ，B系 ：3台 の 主 蒸 気 逃 が し 安 全 弁 （ 自 動 減 圧 機能付）へ窒素ガスを供給している。ここでは，窒素ガス消費量
が 多 く な るA系 に つ い て 算 出 す る 。

1.2

高圧窒素ガスボンベによる供給量
S ＝

P MPa abs
P MPa abs
P MPa abs

V L/本

＝

MPa abs
MPa abs
0.1013 MPa abs

＝

NL/本

M本

46.7 L/本

M本

M本

S b ： ボ ン ベ に よ る 供 給 量 ［NL］
P1： ボ ン ベ 初 期 充 填 圧 力 ＝
P2： ボ ン ベ 交 換 圧 力 ＝［MPa（ abs） ］［ MPa（abs） ］

P N ： 大 気 圧 ＝0.1013［MPa（ abs） ］
V b ： ボ ン ベ 容 量 ＝46.7［L/本 ］
M： 必 要 ボ ン ベ 本 数 ［ 本 ］

46-6-7193

開 保 持 す る た め に 必 要 な 窒 素 ガ ス 消 費 量 よ り 多 い 供 給 量 （S b ） が必要であり，
Sb ＞

上記の関係式より
×M ＞
M ＞

よ っ て ， 高 圧 窒 素 ガ ス 供 給 系 （ A系 ） の 必 要 ボ ン ベ 本 数 は ， 5本 で あり 。 高 圧 窒 素 ガ ス 供 給 系 （ B系 ） に つ い て も ， 同 数 の ボ ン ベ を 配 備 す
る た め ， 必 要 ボ ン ベ 本 数 は ，10本 （ 約47L／ 本 ） ／ セ ッ ト と す る 。

高圧窒素ガスボンベは，負荷に直接接続する可搬型重大事故等対処設備であるため，保有数は１セットに，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 10本 を 加 え ， 20本 （ 予
備 10本 ） を 保 有 す る 。

2． 最 高 使 用 圧 力
高圧窒素ガスボンベの最高使用圧力は，ボンベの最高充填圧力である 約 15MPa［ gage］ と す る 。

46-6-8194高圧窒素ガス供給系（非常用）名称
供給圧力

高圧窒素ガス供給系（非常用）MPa［ gage］

以上【設定根拠】
高圧窒素ガス供給系（非常用）は，常設重大事故等対処設備として設置する。

高圧窒素ガス供給系（非常用）は，格納容器圧力が上昇した場合，これによる背圧の影響を受け，主蒸気逃がし安全弁（自動減圧機能付）エアシリンダで発生する作動力が減少するため，背圧対策として，格納容器 圧 力 が 設 計 圧 力 の 2倍 （ 2Pd） と な っ た 場 合 に お い て も 主 蒸 気 逃 が し 安
全弁（自動減圧機能付）を問題なく動作させることを考慮し，供給圧力を「MPa［gage］ 以 上 」 と す る 。

1． 主 蒸 気 逃 が し 安 全 弁 （ 自 動 減 圧 機 能 付 ） の 開 動 作 条 件
主蒸気逃がし安全弁（自動減圧機能付）の開条件は次式で表され
る。
F ＋

F
n

F ＋F ＋F ＋F＋ F ・・・ ①n

ここに，
FN： 高 圧 窒 素 ガ ス 供 給 系 （ 非 常 用 ） 圧 力 に よ る ピ ス ト ン 押 上 げ 力
FN ＝ PN × S2
PN： 高 圧 窒 素 ガ ス 供 給 系 （ 非 常 用 ） 圧 力
S 2 ： ピ ス ト ン 受 圧 面 積[mm 2 ]46-6-9195

FR： 原 子 炉 圧 力 に よ る 弁 体 の 揚 力
FR ＝

[N]

※安全側の仮定として，原子炉圧力は大気圧としている。
n： レ バ ー 比n ＝F S2 ： シ リ ン ダス プ リ ン グ 荷 重
FS 2 ＝［N］

FV： 可 動 部 重 力
FV ＝

［ N］

FP： 格 納 容 器 圧 力 に よ る ピ ス ト ン 押 下 げ 力
FP ＝ PP × S2
P P ： 格 納 容 器 圧 力 （ 2Pd ＝ 0.62 MPa［ gage］ を 想 定 す る ）F S1 ： 弁 本 体 のス プ リ ン グ 荷 重
FS 1 ＝［N］

FF： ピ ス ト ン Ｏ リ ン グ 摩 擦 力
FF ＝

［ N］

上 記 に 基 づ き 評 価 を 行 っ た 結 果 ， PN ≧MPa［ gage］ の と き ，①式の主蒸気逃がし安全弁（自動減圧機能付）開条件が成立する。
したがって，高圧窒素ガス供給系圧力がMPa［ gage］ 以 上 の と

き ， 格 納 容 器 圧 力 が 最 高 使 用 圧 力 の 2倍 の 圧 力 で あ っ て も ， 主 蒸 気 逃 がし安全弁（自動減圧機能付）は開可能である。

46-6-10196

レバー比：ｎ

ＦＰ

ＦＳ１

ＦＳ２

ＦＦ

ＦＶ

ＦＮ

ＦＲ

図１

主蒸気逃がし安全弁

46-6-11

機構概要図

197

46-7

接続図

46-7-1198

第 46-7-1 図

逃がし安全弁用可搬型蓄電池の接続図

46-7-2

199

46-8

保管場所図

46-8-1200

第 46-8-1 図

高圧窒素ガス供給系(非常用)に係る機器(ボンベ)の配置図（原子炉建屋付属棟 3 階）

46-8-2201

第 46-8-2 図

逃がし安全弁用可搬型蓄電池の配置図（原子炉建屋付属棟 3 階）

46-8-3202

46-9「東海第二発電所

アクセスルート図

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」より抜粋

46-9-1203

第 46-9-1 図

東海第二発電所の重大事故発生時の屋内アクセスルート（1／4）
46-9-2204

第 46-9-2 図

東海第二発電所の重大事故発生時の屋内アクセスルート（2／4）
46-9-3205

第 46-9-3 図

東海第二発電所の重大事故発生時の屋内アクセスルート（3／4）
46-9-4206

第 46-9-4 図

東海第二発電所の重大事故発生時の屋内アクセスルート（4／4）
46-9-5207

46-10

その他設備

46-10-1

208

以下に，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の概要
を示す。

(1)

タービンバイパス系
主蒸気隔離弁が全開状態であり，かつ，常用電源が健全で，タービン制
御系の圧力制御装置及び復水器が使用できる場合に，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の減圧を実施する。

ＭＳＩＶ

高圧
タービン

原子炉

低圧
発電機
タービン

復水器
タービン
バイパス弁

第 46-10-1 図(2)タービン制御系

概要図

可搬型窒素供給装置（小型）
主蒸気逃がし安全弁（自動減圧機能付）開保持期間中に，主蒸気逃がし
安全弁駆動用の高圧窒素ガス供給系（非常用）が予備の高圧窒素ガスボン
ベから供給している場合において，高圧窒素ガスボンベ圧力低警報が発生した場合は，可搬型窒素発生装置（小型）からの供給に切り替えることにより，原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧する。

46-10-2209

(3)

代替逃がし安全弁駆動装置
代替逃がし安全弁駆動装置は，高圧窒素ガス供給系が機能喪失した場合においても，主蒸気逃がし安全弁の開操作を可能とし，原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧操作が行えるよう，窒素ガス供給を行うことができる。
本系統は，高圧窒素ガスボンベ，減圧弁等により構成する。また，高圧窒素ガスは，主蒸気逃がし安全弁のうち自動減圧機能なしの 4 個へ供給される。
なお，本系統は，既設の高圧窒素ガス供給系とは別に，高圧窒素ガスボ
ンベを配備する。
本系統は，電磁弁操作を必要とせず，高圧窒素ガス供給系が機能喪失した場合に，自動減圧機能なしの 4 個へ高圧窒素ガスボンベの窒素ガスを減圧し，供給を行う。また，設置する設備はすべて現場手動操作を行うものとし，電源に依存しないものとする。

46-10-3210

原子炉建屋
原子炉棟

屋

外

原子炉建屋附属棟

原子炉建屋原子炉棟※

可搬型窒素供給装置（小型）

格納容器

代替高圧窒素ガス供給系
高圧窒素ガス供給系（非常用）A系
AO

MO
MO

高圧窒素ガスボンベ

主蒸気逃がし安全弁（自動減圧機能）A系：4個

主蒸気系

主蒸気逃がし安全弁（代替逃がし安全弁駆動装置）
A系：2個

主蒸気系

主蒸気逃がし安全弁：7個

主蒸気系

主蒸気逃がし安全弁（代替逃がし安全弁駆動装置）
B系：2個

主蒸気系

主蒸気逃がし安全弁（自動減圧機能）B系：3個※
代替逃がし安全弁
駆動装置A系
高圧窒素ガスボンベ

46-10-4

主蒸気系

MO

窒素供給系

代替逃がし安全弁
駆動装置B系※

高圧窒素ガスボンベ
MO

AO

MO

予備

高圧窒素ガスボンベ
高圧窒素ガス供給系（非常用）B系
高圧窒素ガスボンベ

第 46-10-2 図

可搬型窒素供給装置及び代替逃がし安全弁駆動装置

211

（参考）
主蒸気逃がし安全弁の機能

a．逃がし弁機能
本機能における主蒸気逃がし安全弁は，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アクチュエータのピストンを駆動して強制的に開放する。18 個の主蒸気逃がし安全弁は，すべてこの機能を有している。

b．安全弁機能
本機能における主蒸気逃がし安全弁は，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解放されることにより，原子炉冷却材
圧力バウンダ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。18 個の主蒸気逃がし安全弁は，
すべてこの機能を有している。

c．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，原子炉水位異常低とドライウェル圧力高の同時信号により，ピストンを駆動して主蒸気逃がし安全弁（自動減圧機能付）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。18 個の主蒸気逃がし安全弁のうち，7 個がこの機能を有している。

46-10-5

212

窒素
主蒸気出口

主蒸気入口

第 46-10-3 図

主蒸気逃がし安全弁

46-10-6

設備概要図

213

主蒸気逃がし安全弁作動時の機構（自動減圧機能）（逃がし弁機能）ADS 作動信号

逃がし弁作動信号（原子炉圧力高）

ADS 機能用電磁弁励磁

逃がし弁機能用（直列 2 重化）

電磁弁励磁

アキュムレータの窒素圧力がシリンダ内のピストンに供給されるピストンとピストンロッドが上昇し，レバーが作動する

安全弁のスプリング力に打ち勝ち，弁棒をリフトする

弁体が蒸気圧力に（原子炉圧力）によって持ち上げられる（安全弁機能）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解放される。

46-10-7

214

46-11

過渡時自動減圧機能について

46-11-1215

1．概要
本資料は，原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の場合であって，自動減圧機能が有する原子炉の減圧機能喪失（以下「原子炉減圧機能喪失」という。）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，原子炉
冷却材圧力バウンダリを減圧し，炉心の著しい損傷及び格納容器の破損を防止するために必要な設備について説明する。

2．基本方針原子炉減圧機能喪失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，原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧し，炉心の著しい損傷及び格納容器の破損を防止するための設備（以下「過渡時自動減圧機能」という。）を設置する。

3．過渡時自動減圧機能の設計方針
過渡時自動減圧機能の設計方針を以下に示す。

(1)

環境条件
過渡時自動減圧機能は，中央制御室，原子炉建屋付属棟，原子炉建屋
原子炉棟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時の中央制御室，原子炉建屋付属棟，原子炉建屋原子炉棟内の環境条件（温度・圧力・湿度・放射線，屋外の天候による影響，海水通水の影響，地震，竜巻，風（台風），積雪，火山及び電磁的障害）を考慮
し，その機能を有効に発揮できる設計とする。

46-11-2

216

(2)

操作性
過渡時自動減圧機能は，原子炉水位が設定値に達すること及び残留熱除去系ポンプ（低圧注水系）又は低圧炉心スプレイ系ポンプ（以下「残留熱除去系ポンプ（低圧注水系）等」という。）が運転中で自動的に論理回路が作動する設計としており，操作性に関する設計上の考慮は不要
である。

(3)

悪影響防止
自動減圧機能と過渡時自動減圧機能の論理回路は第46-11-1図のとおりであり，過渡時自動減圧機能の論理回路は，自動減圧機能の論理回路とは別に設けることで，悪影響を与えない設計とする。
第46-11-2図のとおり原子炉水位異常低下（レベル１），低圧炉心スプ
レイ系ポンプ吐出圧力確立，又は残留熱除去系ポンプ吐出圧力確立信号については共有しているが，自動減圧機能と隔離装置を用いて電気的に分離し，自動減圧機能への悪影響を与えない設計とする。
また，論理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，自動減圧機能と隔離装置を用いて電気的に分離し，自動減圧機能への悪影響を与えない設計とする。
過渡時自動減圧機能の論理回路の電源は，異なる配線用遮断器から供給し，遮断器又はヒューズ

切により，電気的に分離をすることで，自動減圧機能に悪影響を与えない設計とする。

(4)

耐震性
過渡時自動減圧機能は，基準地震動Ｓｓによる地震動に対して，必要な機能を維持する設計とする。
46-11-3

217

(5)

多様性
過渡事象時に高圧注水機能が喪失し，原子炉水位のみ低下していく事
象では，ドライウェル圧力高が発生せず，自動減圧機能が自動起動しない。そのため，自動減圧機能の代替として，原子炉を減圧させるため，残留熱除去系ポンプ又は低圧炉心スプレイ系ポンプ運転中の場合に，原子炉水位異常低下（レベル１）で自動作動し，自動減圧機能とは多様性を有する過渡時自動減圧機能論理回路を設ける。

4．共通要因による影響防止対策
過渡時自動減圧機能論理回路は，共通要因によって自動減圧機能と同時に機能が損なわれないよう以下の措置を講じる設計とする。
・過渡時自動減圧機能及び自動減圧機能の論理回路は，金属製筐体の異なる制御盤に収納するとともに，位置的分散を図り，火災により同時に機能が損なわれることがない設計とする。
・過渡時自動減圧機能及び自動減圧機能の制御盤は，耐震性を有した設計とし，地震により同時に機能が損なわれることがない設計とする。
・過渡時自動減圧機能及び自動減圧機能の制御盤は，溢水源のない中央制
御室に設置し，溢水により同時に機能が損なわれることがない設計とする。

46-11-4

218

第 46-11-1 図

自動減圧機能及び過渡時自動減圧機能の論理回路

46-11-5

219

46-11-6
第 46-11-2 図

信号の分離について220

第 44-11-3 図

過渡時自動減圧機能及び自動減圧機能の設置場所

46-11-7

221

46-12

過渡時自動減圧機能に関する健全性について

46-12-1222

1．設計方針(1)

設置目的
過渡時自動減圧機能は，原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の場合であって，自動減圧機能が有する原子炉の減圧機能喪失（以下「原子炉減圧機能喪失」という。）が発生するおそれがある場合又は発生した場合に，原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧し，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ことを目的とする。

(2)

原子炉減圧機能喪失の発生要因
原子炉減圧機能喪失は，原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の場合であって，自動減圧機能が有する原子炉の減圧機能喪失を想定する。

(3)

過渡時自動減圧機能に要求される機能
過渡時自動減圧機能には，原子炉を減圧することが求められており，「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の解釈」の第四十六条１（１）ａ）に従い，以下の機能を設けている。
・過渡時自動減圧機能
原子炉水位異常低下（レベル１）及び残留熱除去系ポンプ又は低圧
炉心スプレイ系ポンプ運転状態で主蒸気逃がし安全弁を作動させる過渡時自動減圧論理回路を設ける。

(4)

過渡時自動減圧機能の作動論理回路
原子炉減圧機能喪失の要因のひとつとして，高圧注水機能が喪失し，原子炉水位のみ低下し，ドライウェル圧力高が発生しない場合があるた
46-12-2223

め，原子炉水位の低下を検知することにより過渡時自動減圧機能を作動させるものとする。
過渡時自動減圧機能の作動論理回路としては，検出器故障による不動作を考慮して，残留熱除去系ポンプ又は低圧炉心スプレイ系ポンプが運転中における原子炉水位異常低下（レベル 1）信号により動作する回路を多重化した設計とする。

(5)

過渡時自動減圧機能の不具合による自動減圧機能への影響防止対策
過渡時自動減圧機能故障による自動減圧機能の誤作動を防止するため，以下の対策を考慮した設計としている。
ａ．過渡時減圧機能の内部構成を多重化（検出信号の多重化）し，単一故障により誤作動しない設計とする。
ｂ．過渡時自動減圧機能は論理回路成立時に作動信号を励磁出力する設計とし，駆動源である電源の喪失が生じた場合に誤信号を発信しない設計とする。また，過渡時自動減圧機能が電源喪失した場合は，中央制御室に警報を発信することから，故障を早期に把握し，復旧対応を行うことが可能である。
ｃ．過渡時自動減圧機能の論理回路は，多重化された自動減圧機能と同
じ制御盤内にあるが，自動減圧系盤とは電源区分毎に分離すること
で位置的分散を図り，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ことで基準に適合させる。

46-12-3224

(6)過渡時自動減圧機能の信頼性評価
過渡時自動減圧機能の信頼性評価結果として，プラント稼働性に影響を与えるような誤動作率，及び不動作となる発生頻度を第 46-12-1 表に示す。第 46-12-1 表より，本設備の誤動作によりプラント外乱が発生する頻度及び不動作の発生頻度も十分小さいことから，高い信頼性を有している。
なお，誤動作率，不動作の発生頻度の評価の詳細は，参考資料に示す。

第 46-12-1 表

過渡時自動減圧機能の信頼性評価結果
過渡時自動減圧機能

誤動作率／炉年 ※1

不動作の発生頻度／炉年 ※2※1：過渡時自動減圧機能が誤動作する頻度※2：原子炉減圧機能喪失が発生し，かつ過渡時自動減圧機能が不動作である事象が発生する頻度

2．設備概要(1)

機器仕様

a．過渡時自動減圧機能
取付箇所：中央制御室
設備概要：原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の場合であって，設計基準事故対処設備の原子炉の有する減圧機能が喪失した場
合に，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器破損を防止するため，原子炉水位異常低下（レベル１）及び残留熱除去

46-12-4225

系ポンプ又は低圧炉心スプレイ系ポンプ運転状態で主蒸気逃がし安全弁 2 個を作動させる

過渡時自動減圧機能の主な機能・設備
・原子炉水位異常低下（レベル 1）及び残留熱除去系ポンプ又は低圧
炉心スプレイ系ポンプ運転状態で過渡時自動減圧信号を発信する回路である。

b．過渡時自動減圧機能作動信号
作動に関する信号：残留熱除去系ポンプ又は低圧炉心スプレイ系ポン
プ運転中における原子炉水位異常低下（レベル 1）
信号
設定値：原子炉水位異常低下（レベル 1）：原子炉圧力容器ゼロレベ
ル * より 960cm 以上*

原子炉圧力容器ゼロレベルは，原子炉圧力容器基準点示す。

作動信号：過渡時自動減圧信号
作動信号を発信させない条件：自動減圧起動の阻止スイッチ

(2)

設定根拠
過渡時自動減圧機能作動信号の設定値は以下の事項を考慮して決定する。

過渡事象時に高圧注水機能が喪失し，原子炉水位のみ低下していく事象
では，格納容器圧力高が発生せず，自動減圧機能が自動起動しない。そのため，自動減圧機能の代替として，原子炉を減圧させるため，残留熱除去

46-12-5226

系ポンプ（低圧注水系）等が運転中のみ，自動減圧機能と同様の原子炉水位異常低下（レベル 1）を設定する。
なお，重大事故時等の有効性評価「高圧注水・減圧機能喪失」において，上記の設定値（レベル 1）が作動してから 10 分後に主蒸気逃がし安全弁 2
弁が開くことで，残留熱除去系ポンプ（低圧注水系）等を用いた原子炉注
水及び除熱を実施することにより，炉心損傷しないことを確認している。
(3)

設備概要

a．設置場所

第 46-12-1 図

過渡時自動減圧機能（盤）設置箇所
46-12-6227

b．回路構成(a)

自動減圧機能と過渡時自動減圧機能の回路構成概略及び設計上の考慮
過渡時自動減圧機能の論理回路は，自動減圧機能に対して独立した構成とし，自動減圧機能に悪影響を与えない設計 ※ とする。

※

悪影響を与えない設計に関する説明は「46-11
減圧機能について

過渡時自動

4．過渡時自動減圧機能の不具合による自動減圧機能への影響防止対策」を参照(b)

原子炉圧力を減圧する設備の作動信号のタイマー設定根拠

第 46-12-2 図

タイマー設定根拠

過渡時自動減圧機能は，自動減圧機能が不動作時に期待される機能であるため，不要な動作を回避する観点から，作動信号の発信に対してタイマーを設置している。
自動減圧機能本来の安全機能と干渉しないように，自動減圧機能の原子炉水位異常低下（レベル 1）後 120 秒で成立する減圧信号より遅く起動する必要がある。また，過渡時自動減圧機能には，設備誤作動時に原子炉の運転を阻害しないように起動阻止スイッチの判
46-12-7228

断操作の時間的余裕を考慮し，設備作動までに 10 分の時間遅れを設ける。これにより，過渡時自動減圧機能論理回路タイマー設定値
は 10 分とする。なお，事象発生から 10 分後に過渡時自動減圧機能
論理による減圧で低圧注水系等により十分な炉心冷却が可能である。

第 46-12-2 表

過渡時自動減圧機能の作動遅れ時間
ADS 起動遅延

自動減圧機能自動起動信号

120 秒

過渡時自動減圧機能自動起動信号

10 分

46-12-8

229

参考資料

過渡時自動減圧機能の信頼性評価
1．誤動作率評価
プラント運転中に過渡時自動減圧機能が誤動作した場合，プラントの出力
運転に外乱を与えることとなる。ここでは，過渡時自動減圧機能の設計情報を基に，フォールトツリーを用いて過渡時自動減圧機能の誤動作率を評価する。過渡時自動減圧機能の誤動作率の評価に係る回路の概略図を第 1 図に示す。また，フォールトツリーの概略図を第 2 図に示す。
フォールトツリーを構築する際の考え方は，基本的に東海第二発電所における確率論的リスク評価と同じ考え方とした。評価に関して適用した仮定及びデータ等は以下のとおり。

・回路の構成部品等，機器の故障率は，日本原子力技術協会「故障件数の不確実さを考慮した国内一般機器故障率の推定（2009 年 5 月）（国内一般故障率 21 ヶ年データ）時間故障率」に記載の値を参照した。パラメ
ータを第 1 表に示す。

これらの考え方を元に評価した各回路の誤動作確率を第 2 表に示す。また，
自動減圧機能との共有箇所を除いた各回路の誤動作確率を第 3 表に示す。その結果，第 2 表より，過渡時自動減圧機能の誤動作確率は／h／炉年），第 3 表より，過渡時自動減圧機能の誤動作確率（共有部分除く）は／h（／炉年）いう評価結果となった。

46-12-9

230

第1表

※1

各構成部品の故障率

構成部品
故障率（誤動作率（／h）） ※１
検出器（水位）
2.2×10 −８
検出器（圧力）3.5×10 −８
警報設定器
9.5×10 −９リレー
3.0×10 −９
遅延リレー
4.7×10 −９
日本原子力技術協会「故障件数の不確実さを考慮した国内一般機器故障率の推定（2009 年 5 月）（国内一般故障率 21 ヶ年データ）時間故障率」に記載の値を参照した。

第2表

誤動作確率評価結果一覧

評価回路
低圧炉心ｽﾌﾟﾚｲﾎﾟﾝﾌﾟ又は残留熱除去系ﾎﾟﾝ
ﾌﾟ吐出圧力確立論理回路（Ａ１）誤動作
原子炉水位異常低下(ﾚﾍﾞﾙ 1)論理回路（Ａ１）誤動作
出力ロジック（Ａ１）誤動作
過渡時自動減圧論理回路（Ａ１）誤動作
過渡時自動減圧（Ａ）誤動作

誤動作確率
／炉年
／炉年

／炉年
／炉年
／炉年
／炉年
過渡時自動減圧機能誤動作／ｈ※２※2 年間当たりの誤動作確率を 8760 時間で割ることにより，単位時間当たりの誤動作確率を算出した。

第3表

誤動作確率評価結果一覧（共有部分除く）

評価回路
低圧炉心ｽﾌﾟﾚｲﾎﾟﾝﾌﾟ又は残留熱除去系ﾎﾟﾝ
ﾌﾟ吐出圧力確立論理回路（Ａ１）誤動作
原子炉水位異常低下(ﾚﾍﾞﾙ 1)論理回路（Ａ１）誤動作
出力ロジック（Ａ１）誤動作
過渡時自動減圧論理回路（Ａ１）誤動作
過渡時自動減圧（Ａ）誤動作

誤動作確率
／炉年
／炉年

／炉年
／炉年
／炉年
／炉年
過渡時自動減圧機能誤動作／ｈ※３※3 年間当たりの誤動作確率を 8760 時間で割ることにより，単位時間当たりの誤動作確率を算出した。

46-12-10

231

第1図

第2図

誤動作率評価モデル

誤動作率評価フォールトツリー

46-12-11232

2．不動作の発生頻度
過渡時自動減圧機能が動作を要求されるプラント状態に至った際に過渡時自動減圧機能が動作しない確率（誤不動作確率）を，フォールトツリーにより評価した。過渡時自動減圧機能の誤不動作確率の評価に係る回路の概略図
を第 3 図に示す。また，フォールトツリーの概要図を第 4 図に示す。
フォールトツリーを構築する際の考え方は，基本的に東海第二発電所における確率論的リスク評価と同じ考え方とした。評価に関して適用した仮定及びデータ等は以下のとおり。

・回路の構成部品等，機器の故障率は，日本原子力技術協会「故障件数の不確実さを考慮した国内一般機器故障率の推定（2009 年 5 月）(国内一般故障率 21 ヵ年データ）時間故障率」に記載の値を参照した。パラメ
ータを第 3 表に示す。
・共通要因故障（ＣＣＦ）のモデル化にはＭＧＬ法を用いた・故障確率 P は P=1/2λT で評価した。（λ：故障率，T：健全性確認間隔）
・健全性確認間隔は 8760h とした。

また，この非信頼性と，内部事象ＰＲＡにおいて過渡時自動減圧に期待する状況の発生頻度 ※１ の積をとることにより，原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態であって，自動減圧機能による原子炉の減圧機能が喪失し，かつ過渡時自動減圧機能の故障により緩和機能が動作しない状態の発生頻度，つまり，過渡時自動減圧機能不動作の頻度を求めた。
各回路の非信頼度を求めた結果を第 5 表に示す。また，自動減圧機能との共有箇所を除いた各回路の非信頼度を第 6 表に示す。その結果，第 5 表より，
過渡時自動減圧機能の非信頼度（誤不動作確率）は46-12-12，第 6 表より，

233

過渡時自動減圧機能の非信頼度（誤不動作確率）（共有部分除く）はという評価結果となった。
過渡時自動減圧機能の非信頼性度（誤不動作確率）に，内部事象ＰＲＡにおいて過渡時自動減圧に期待する状況の発生頻度（2.0×10-８ ／炉年）を乗算することにより，過渡時自動減圧機能の誤不動作の発生頻度／炉年が求められる。

※1

過渡時自動減圧機能によって炉心損傷頻度の低下に期待できる状況は，重大事故等対処設備には期待しない前提でのＰＲＡモデルから評価した。これに該当する事故シーケンスグループはＴＱＵＸ（2.0×10 -８ ／炉年）であることから，これらのＣＤＦの和が当該状況の発生頻度となる。なお，他の重大事故等対処設備（高圧代替注水系等）を期待す
ると当該状況の発生頻度はより小さな値となる。

46-12-13

234

第4表

各構成部品の故障率

構成部品
故障率（不動作率（／h）） ※１
検出器（水位）
1.4×10 −８
検出器（圧力）2.9×10 −９
警報設定器
2.3×10 −９リレー
1.5×10 −９
遅延リレー
4.7×10 −９
ヒューズ
5.5×10 −９
手動スイッチ
1.1×10 −９
電源装置
6.6×10 −９※1 日本原子力技術協会「故障件数の不確実さを考慮した国内一般機器
故障率の推定（2009年5月）(国内一般故障率21ヵ年データ）時間故障率」に記載の値を参照した。

第5表

非信頼度の評価結果一覧

評価回路
低圧炉心ｽﾌﾟﾚｲﾎﾟﾝﾌﾟ又は残留熱除去系ﾎﾟﾝ
ﾌﾟ吐出圧力確立論理回路（Ａ１）誤不動作
原子炉水位異常低下(ﾚﾍﾞﾙ 1)論理回路（Ａ１）誤不動作
出力ロジック（Ａ１）誤不動作
過渡時自動減圧論理回路（Ａ１）誤不動作
過渡時自動減圧（Ａ）誤不動作
過渡時自動減圧（Ａ）（Ｂ）誤不動作

非信頼度

検出器共通原因故障
過渡時自動減圧機能論理回路
※2

／炉年※２
内部事象ＰＲＡにおいて過渡時自動減圧回路に期待する状況（高圧
注水・減圧機能喪失）の発生頻度(2.0×10-８ ／炉年)を乗じ，過渡時
自動減圧機能の不作動の発生頻度を算出

46-12-14

235

第6表

非信頼度の評価結果一覧（共有部分除く）

評価回路
低圧炉心ｽﾌﾟﾚｲﾎﾟﾝﾌﾟ又は残留熱除去系ﾎﾟﾝ
ﾌﾟ吐出圧力確立論理回路（Ａ１）誤不動作
原子炉水位異常低下(ﾚﾍﾞﾙ 1)論理回路（Ａ１）誤不動作
出力ロジック（Ａ１）誤不動作
過渡時自動減圧論理回路（Ａ１）誤不動作
過渡時自動減圧（Ａ）誤不動作
過渡時自動減圧（Ａ）（Ｂ）誤不動作

非信頼度

検出器共通原因故障
過渡時自動減圧機能論理回路

46-12-15

236

第3図

第4図

非信頼度評価モデル

非信頼度評価フォールトツリー
46-12-16

237

47-1

SA設備基準適合性一覧表

47-1-1238

東海第二発電所
第47条: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

号

環境条件における 健全性

第1

SA 設備基準適合性一覧表（常設）常設低圧代替注水系ポンプ

類型化区分

その他の建屋内Ｃ

荷重(有効に機能を発揮する)−

海水

淡水だけでなく海水も使用

Ⅱ

他設備からの影響(周辺機器等からの悪影響により機能を失うおそれがな
い)−

電磁波による影響（電磁波により機能が損なわれない）

対象外

関連資料

47-3配置図，47-8 保管場所図，47-10 その他設備

環境温度・湿度・圧力／屋外の天候／放射線

第操作性

中央制御室操作，現場操作関連資料

47-4 系統図，

Ａ,Ｂ

号

2

第
第

項

1

号

3

47-7 接続図

試験・検査(検査性，系統構
成・外部入力)

ポンプ，弁

関連資料

47-5 試験・検査説明資料

第

第

切替性

当該設備の使用に当たり切替が不要

Ａ,Ｂ

Ｂｂ

号

4

43

条

関連資料

号

悪影響防止

第
5

47-7 系統図

系統設計
その他(飛散物)
関連資料

弁等の操作で系統構成

Ａａ

その他設備

対象外

47-4 系統図

第設置場所

中央制御室操作

Ｂ

号

6

関連資料

47-3 配置図

第常設SAの容量系統の目的に応じて必要な容量を有する

Ａ

号

1

関連資料

47-6 容量設定根拠

第

共用の禁止

(共用しない設備)

対象外

号

第

2

関連資料

第
号

3

共通要因故 障防止項

2−

環境条件，自然現象，
外部人為事象，溢水，
火災防止設備―対象(代替対象ＤＢ設備有り)―屋内

Ａａ

サポート系故障対象(サポート系有り)―異なる駆動源又は冷却源

Ｃａ

関連資料

本文

47-1-2239

東海第二発電所
第47条: 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

号

環境条件における 健全性

第1

SA 設備基準適合性

可搬型代替注水大型ポンプ

類型化区分

環境温度・湿度・圧力/屋外の天候/放射線

屋外

Ｄ

荷重

(有効に機能を発揮する)−

海水

淡水だけでなく海水も使用

Ⅱ

他設備からの影響(周辺機器等からの悪影響により機能を失うおそれがな
い)−

電磁波による影響（電磁波により機能が損なわれない）

対象外

関連資料

第
操作性

号

2

第

47-3 配置図
設備の運搬・設置，工具の使用
操作スイッチ，弁及び接続操作

関連資料

第

項

1

号

3

一覧表（可搬型）

Ｂｂ，Ｂ
ｃ，Ｂｄ，
Ｂｆ，Ｂｇ

47-4 系統図，47-7 接続図

試験・検査(検査性，系統構成・外部
入力)

ポンプ,ホース

関連資料

Ａ，Ｆ

47-5 試験及び検査

第
切り替え性

(本来の用途として使用)

関連資料

47-4 系統図

対象外

号

4

号

悪影響防止

第
5

系統設計

通常時は隔離又は分離

Ａｂ

その他(飛散物)(考慮対象なし)

対象外

47-4 系統図

第

第

関連資料
設置場所

条

43

現場操作

Ａａ

号

6

関連資料

47-3 配置図

第可搬SAの容量

原子炉建屋の外から水又は電力を供給する可搬型設備

Ａ

号

1

関連資料

47-6 容量設定根拠

第可搬SAの接続性

フランジ接続

Ｂ

号

2

第
号

3

関連資料
異なる複数の接続箇所の確保47-7 接続図
複数の機能で同時に使用

関連資料

Ａａ

47-3 配置図

第号

第(放射線量の高くなるおそれの少ない場所を選定)

−

関連資料

47-3 配置図

第

項

2

設置場所
4

保管場所

屋外(共通要因の考慮対象設備あり)

Ｂａ

号

5

関連資料

47-8 保管場所図

第アクセスルート

屋外アクセスルートの確保

Ｂ

号

6

号

共通要因故障防止

第
7

関連資料

47-9 アクセスルート図

環境条件，自然現象，
外部人為事象，溢水，
火災防止設備―対象(代替対象ＤＢ設備有り)―屋外

Ａｂ

サポート系要因

サポート系なし

対象外

関連資料

本文

47-1-3240

東海第二発電所

SA 設備基準適合性

第47条: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

号

環境条件に おける 健全性

第1

一覧表（常設）残留熱除去系（低圧注水系）（設計基準拡張）

類型化
区分

環境温度・湿度・圧力／
屋外の天候／放射線

原子炉建屋原子炉棟内

Ｂ

荷重(有効に機能を発揮する)−

海水（海水を通水しない）

対象外

他設備からの影響(周辺機器等からの悪影響により機能を失うおそれがない)−

電磁波による影響（電磁波により機能が損なわれない）

対象外

関連資料

―

第
号

第

第

項

1

操作性
2

号

3

中央制御室操作関連資料
試験・検査(検査性，系統構
成・外部入力)

第

第

号
号

5

Ａ，Ｂ
―

本来の用途以外に使用しない。

対象外

関連資料

悪影響防止

第

条

43

ポンプ,弁

関連資料
切り替え性

4

Ａ

―

系統設計

ＤＢ設備と同じ系統構成

Ａｄ

対象外

対象外

中央制御室

Ｂ

その他(飛散物)
関連資料

第
設置場所

号

6

関連資料

―

第

ＤＢ施設の系統及び機器の容量が十分（ＤＢ施設と同仕様の容量で設計）

常設SAの容量

号

1

第

関連資料

―

号

第

共用の禁止
2

第
号

3

（共用しない設備）

関連資料

共通要因故障防止

項

2

Ｂ

対象外

―

環境条件，自然現象，外部人為事象，溢水，火災防止設備―対象(代替対象ＤＢ設備有り)―屋内

Ａａ

サポート系要因

対象(サポート系有り)―異なる駆動源又は冷却源

Ｃａ

関連資料

本文

47-1-4241東海第二発電所

SA 設備基準適合性

第47条: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

号

環境条件に おける 健全性

第1

一覧表（常設）残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）（設計基準拡張）

類型化
区分

環境温度・湿度・圧力／
屋外の天候／放射線

原子炉建屋原子炉棟内

Ｂ

荷重(有効に機能を発揮する)−

海水（海水を通水しない）

対象外

他設備からの影響(周辺機器等からの悪影響により機能を失うおそれがない)−

電磁波による影響（電磁波により機能が損なわれない）

対象外

関連資料

−

第
号

第

第

項

1

操作性
2

号

3

中央制御室操作関連資料
試験・検査(検査性，系統構
成・外部入力)

第

第

号
号

5

Ａ，Ｂ
−

本来の用途以外に使用しない。

対象外

関連資料

悪影響防止

第

条

43

ポンプ,弁

関連資料
切り替え性

4

Ａ

−

系統設計

ＤＢ設備と同じ系統構成

Ａｄ

対象外

対象外

中央制御室

Ｂ

その他(飛散物)
関連資料

第
設置場所

号

6

関連資料

−

第

ＤＢ施設の系統及び機器の容量が十分（ＤＢ施設と同仕様の容量で設計）

常設SAの容量

号

1

第

関連資料

−

号

第

共用の禁止
2

第
号

3

（共用しない設備）

関連資料

共通要因故障防止

項

2

Ｂ

対象外

−

環境条件，自然現象，外部人為事象，溢水，火災防止設備―対象(代替対象ＤＢ設備有り)―屋内

Ａａ

サポート系要因

対象(サポート系有り)―異なる駆動源又は冷却源

Ｃａ

関連資料

本文

47-1-5242

東海第二発電所

SA 設備基準適合性

第47条: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

号

環境条件に おける 健全性

第1

一覧表（常設）

低圧炉心スプレイ系ポンプ（設計基準拡張）

類型化
区分

環境温度・湿度・圧力／
屋外の天候／放射線

原子炉建屋原子炉棟内

Ｂ

荷重(有効に機能を発揮する)−

海水（海水を通水しない）

対象外

他設備からの影響(周辺機器等からの悪影響により機能を失うおそれがない)−

電磁波による影響（電磁波により機能が損なわれない）

対象外

関連資料

−

第
号

第

第

項

1

操作性
2

号

3

中央制御室操作関連資料
試験・検査(検査性，系統構
成・外部入力)

第

第

号
号

5

Ａ，Ｂ
−

本来の用途以外に使用しない。

関連資料

悪影響防止

第

条

43

ポンプ,弁

関連資料
切り替え性

4

Ａ

−

対象外

−

系統設計

ＤＢ設備と同じ系統構成

Ａｄ

対象外

対象外

その他(飛散物)
関連資料

−

第
設置場所

号

6

中央制御室

関連資料

−

第

ＤＢ施設の系統及び機器の容量が十分（ＤＢ施設と同仕様の容量で設計）

常設SAの容量

号

1

第

関連資料

号

第

第
号

3

（共用しない設備）

関連資料

共通要因故障防止

項

2

Ｂ

−

共用の禁止
2

Ｂ

対象外

−

環境条件，自然現象，外部人為事象，溢水，火災防止設備―対象(代替対象ＤＢ設備有り)―屋内

Ａａ

サポート系要因

対象(サポート系有り)―異なる駆動源又は冷却源

Ｃａ

関連資料

本文

47-1-6

243

47-2

単線結線図

47-2-1244

第 47-2-1 図

電源構成図（交流電源）(1/3)

47-2-2245

第 47-2-2 図

電源構成図（交流電源）(2/3)

47-2-3246

第 47-2-3 図

電源構成図（直流電源）(3/3)

47-2-4

247

47-3

配置図

47-3-1248

第 47-3-1 図

構内全体配置図

47-3-2249

第47-3-2図

低圧代替注水系（常設）に係る機器配置図（1／2）

47-3-3250

第 47-3-3 図

低圧代替注水系（常設）に係る機器配置図（2／2）

47-3-4251

第 47-3-4 図

残留熱除去系及び低圧炉心スプレイ系に係る機器配置図（原子炉建屋地下２階）

47-3-5252

第 47-3-5 図

低圧代替注水系に係る機器（弁）配置図（原子炉建屋３階）
47-3-6253

第 47-3-6 図

低圧代替注水系に係る機器（弁）配置図（原子炉建屋４階）
47-3-7

254

47-4

系統図

47-4-1

255

47-4-2
第 47-4-1 図

低圧代替注水系（常設）系統概要図

25647-4-3
第 47-4-2 図

低圧代替注水系（可搬型）系統概要図（東側接続口使用時）

257

47-4-4
第 47-4-3 図

低圧代替注水系（可搬型）系統概要図（西側接続口使用時）

258

47-4-5
第 47-4-4 図

低圧代替注水系（可搬型）系統概要図（高所東側接続口使用時）

259

47-4-6
第 47-4-5 図

低圧代替注水系（可搬型）系統概要図（高所西側接続口使用時

260

47-5

試験及び検査47-5-1261

ケーシングカバーを取り外すことで，分解点検が可能である。

第 47-5-1 図

常設低圧代替注水系ポンプ構造図

47-5-2262

低圧代替注水系へ
MO

MO

第 47-5-2 図
運転性能検査系統図47-5-3（常設低圧代替注水系ポンプ）

FI

FT

PT

PI
PI

MO

FE

常設低圧代替注水系ポンプ（Ａ）
FI

FT

PT

PI
PI

代替淡水貯槽MO

FE

常設低圧代替注水系ポンプ（Ｂ）

図は常設低圧代替注水系ポンプ（Ａ）の運転性能検査系統を示す。常設
低圧代替注水系ポンプ（Ｂ）の運転性能検査においても，（Ａ）系と同様に，代替淡水貯槽への再循環ラインによる系統を使用する。

263

第 47-5-3 図
運転性能検査系統図（可搬型代替注水大型ポンプ）

47-5-4

図は可搬型代替注水大型ポンプ運転性能検査系統を示す。運転性能検査時は，可搬型代替注水大型ポンプを淡水貯水池近傍に設置し，ホース及び試験設備を仮設し，淡水貯水池の水を再循環させる系統で運転性能検査を行う。

264

47-6

容量設定根拠47-6-1265

名称

常設低圧代替注水系ポンプ

容量m３ ／h／個189（注1），（約200（注2））

全揚程m144（注1），（約200（注2））

最高使用圧力MPa[gage]

3.14

最高使用温度

℃

66

原動機出力

kW／個

190

機器仕様に関する注記

注1：要求値を示す。
注2：公称値を示す。

【設定根拠】
常設低圧代替注水系ポンプは重大事故等時に以下の機能を有する。

低圧代替注水系（常設）として使用する常設代替注水系ポンプは，原子炉
冷却材圧力バウンダリが低圧の状態にあって，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に使用する。
系統構成は，代替淡水貯槽を水源とした常設低圧代替注水系ポンプより，残留熱除去系配管（Ｃ）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及び格納容器の破損を防止する設計とする。

なお，重大事故等対処設備の低圧代替注水系（常設）として使用する常設
低圧代替注水系ポンプは2個設置する。

47-6-2266

1.容量
常設低圧代替注水系ポンプを用いて残留熱除去系配管（Ｃ）から原子炉圧
力容器へ注入する場合の容量は，低圧代替注水系（常設）を用いる，高圧・
低圧注水機能喪失，崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合，残留熱除去系が故障した場合），ＬＯＣＡ時注水機能喪失，格納容器バイパス（インターフェイスシステムＬＯＣＡ）及び全交流動力電源喪失（運転停止中の原子炉における重大事故に至るおそれのある事故）に係る有効性評価解析（原子炉設置変更許可申請書添付資料十）において，有効性が確認されている原子炉への注水流量が，最大378m ３ ／hであることから，1個当たり189m３／hとし，公称値を約200m ３ ／hとする。
また，低圧代替注水系（常設）は，格納容器スプレイ冷却系と同時に使用する可能性があるため，同時使用時に各々の必要流量が確保できることを添付(1)「格納容器下部注水系と代替格納容器スプレイ冷却の同時使用について」で示す。

2.全揚程
低圧代替注水時の全揚程は，低圧代替注水及び代替格納容器スプレイの同時注水時における原子炉への注水に必要な常設低圧代替注水系ポンプの全揚程に包絡されることから，原子炉に注水する場合の水源と移送先の圧力差，静水頭，機器圧損，配管及び弁類圧損を基に144mを確保できるものとし，公称値を約200mとする。

47-6-3267

＜移送先の圧力は約0.604MPaとする＞
水源と移送先の圧力差

約62.9m

静水頭

約45.9m

配管及び弁類圧損

約35.0m

合計

約143.8m≒144m

3.最高使用圧力
常設低圧代替注水系ポンプの最高使用圧力は，ポンプ締切運転時の揚程約300m （ 約 2.94MPa[gage] ） に 代 替 淡 水 貯 槽 の 静 水 頭 約 20.63m （ 約
0.20MPa[gage] ） を 加 え た 約 320.63m[gage] を 上 回 る 圧 力 と し て
3.14MPa[gage]とする。

4.最高使用温度
低圧代替注水系（常設）として使用する常設代替注水系ポンプの最高使用
温度は，水源の代替淡水貯槽の最高使用温度に合わせ66℃としている。

5.電動機出力
低圧代替注水系（常設）として使用する常設低圧代替注水ポンプの容量200m ３ ／h，全揚程200mの時の必要軸動力は，下記の式より約P 10 3g

Q 3,600 H

10 3 1.000 9.80665
kW ≒ 3kW

kWとなる。

100

200 3,600 200

100

P : 必要軸動力（kW）

PW:水動力（kW）

47-6-4268

:流体の密度（kg／m３ ）=1,000
２g :重力加速度（m／s ）=9.80665

Q :ポンプ容量（m３／h）=200

H :ポンプ揚程（m）＝200(図１参照):ポンプ効率（%）＝約（図１参照）（参考文献：「ターボポンプ用語」（JIS B 0131-2002））

第47-6-1図

常設低圧代替注水ポンプ性能曲線

以上より，低圧代替注水系ポンプ電動機の必要動力はkW／個であり，

低圧代替注水系（常設）として使用する常設低圧代替注水ポンプの電動機出力は，190kW／個とする。

47-6-5269

名称

可搬型代替注水大型ポンプ容量m3／h／個110（注1）（約1,320（注2））

全揚程m138（注1）（約140（注2））

最高使用圧力MPa[gage]

1.4

最高使用温度

℃

60

原動機出力

kW／個

約847

機器仕様に関する注記

注1：要求値を示す。
注 2：設計仕様を示す。

【設定根拠】
可搬型代替注水大型ポンプは，重大事故等時に以下の機能を有する。

可搬型代替注水大型ポンプは，設計基準事故対処設備が有する格納容器内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格納容器の破損を防止するために設置する。
可搬型代替注水大型ポンプは，代替淡水貯槽を水源として原子炉建屋の異なる面の隣接しない位置に設置されている複数の接続口に接続し，低圧炉心スプレイ系配管又は残留熱除去系配管（Ｃ）等を経由して原子炉圧力容器へ注水することにより，炉心の著しい破損を防止する設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプは，重大事故等時において注水等に必要な容量を有するものを 1 個と水の移送に必要な容量を有するものを 1 個と同時に使用するために 1 セット 2 個使用する。保有数は 2 セットで 4 個と，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 2 個の合計 6 個を保管する。但し，予備については，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）と兼用する。

47-6-6270

1.容量
可搬型代替注水大型ポンプを用いて低圧炉心スプレイ系配管又は残留熱除去系配管から原子炉へ注水する場合の容量は，炉心の著しい損傷の防止の重要事故シーケンスのうち，全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）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，原子炉への注水量を可搬型代替注水大型ポンプ1台で110m ３ ／hとしていることから，ポンプ
容量を約1,320m ３ ／hとする。
また，低圧代替注水系（可搬型）は，格納容器スプレイ冷却系等と同時に使用する可能性があるため，同時使用時に各々の必要流量が確保できることを添付(1)「常設低圧代替注水系ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプを使用した同時注水について」で示す。

2.全揚程
可搬型代替注水大型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ時の全揚程は，低圧代替注水及び代替格納容器スプレイの同時注水時における原子炉への注水に必要な全揚程に包絡されることから，原子炉に注水する場合の水源と移送先の圧力差，静水頭，ホース圧損，配管及び弁類圧損を基に算定する。
＜移送先の圧力は約0.604MPaとする＞
・東側接続口使用の場合（ホース延長距離が長いケース）
水源と移送先の圧力差

約

61.6m

静水頭

約

27.0m

ホース圧損

約

5.3m

配管及び弁類圧損

約

43.5m

合計

約

137.4m ≒138m

47-6-7271

可搬型代替注水大型ポンプ全揚程の公称値は，ポンプ特性からエンジン最
大回転数時の容量の公称値である約1,320m３ ／hにおける吐出圧力の約140mとする。

3.最高使用圧力
可搬型代替注水大型ポンプの供給ライン（ホースの最高使用圧力）を考慮
し，吐出圧力を制限していることから1.4MPa[gage]とする。

4.最高使用温度
可搬型代替注水大型ポンプの最高使用温度は，供給ラインを考慮し接続するホースの最高使用温度である60℃とする。

5.原動機出力
低圧代替注水系（可搬型）として使用する可搬型代替注水ポンプの原動機
出力については，メーカー設計値である847kWとする。

47-6-8272

6.可搬型代替注水大型ポンプの性能曲線
可搬型代替注水大型ポンプの性能曲線を以下に示す。

第47-6-2図

可搬型代替注水大型ポンプ性能曲線

47-6-9273

添付(1)

常設低圧代替注水系ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプを使用した複数個所への同時注水について

常設低圧代替注水系ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプを使用した注水については，原子炉，格納容器スプレイ，ペデスタル（ドライウェル部），格納容器頂部及び使用済燃料プールを注水先として設計する。このため，重大事故等対応において，複数の注水先に対して同時に必要流量を注水できるよう設計する。なお，各注水先への注水は弁の開操作のみで実施可能であるため，必要箇所への注水を継続しつつ，注水先を追加することが可能である。
有効性評価で考慮する同時注水パターンを第 1 表及び第 2 表に示す。
また，有効性評価における事象進展ごとの常設低圧代替注水系ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる注水先の組み合わせケースを第 3 表から第 7 表に示す。

47-6-10274

第1表

有効性評価で考慮する常設低圧代替注水系ポンプを使用した同時注水
ケース
格納容器頂部

使用済燃料プール

51 条/1.8

53 条/1.10

54 条/1.11

230m３ /h

130m３ /h−−−

300m３ /h

80m３ /h−−

130m３ /h−−

114m３ /h

ペデスタル

格納容器
49 条/1.6

50m３ /h

第2表（ドライウェル部）

原子炉
47 条/1.4

有効性評価で考慮する可搬型代替注水大型ポンプを使用した同時注水
ケース
格納容器頂部

使用済燃料プール

49 条/1.6

51 条/1.8

53 条/1.10

54 条/1.11

50m３ /h

130m３ /h−−−

50m３ /h

130m３ /h−−

114m３ /h

ペデスタル

格納容器

（ドライウェル部）

原子炉
47 条/1.4

47-6-11275

第3表

設計基準事故対象設備による原子炉注水失敗時に常設代替低圧注水系ポンプを使用する場合（炉心損傷前）47 条/1.4

49 条/1.6

51 条/1.8

53 条/1.10

54 条/1.11

格納容器頂部

使用済燃料プール

378m３ /h

−

−

−

−

格納容器スプレイ段階

230m３ /h

130m３ /h−−−

使用済燃料プール冷却復旧操作段階

50m３ /h

130m３ /h−−

114m３ /h

格納容器ベント段階

50m３ /h

−

−

−

ペデスタル

格納容器

（ドライウェル部）

原子炉

初期注水段階

備考

・QH 特性に従った注水
・原子炉水位回復後は崩壊熱除去相当の注水量で可（解析上は注水量一定で注水開始／停止操作実施）
・原子炉注水は崩壊熱除去相当の注水量で可（解析上は注水量一定で，解析上は注水量一定で注水開始／
停止操作実施）・格納容器スプレイは格納容器圧力に応じてスプレイ
開始／停止操作・有効性評価の解析条件ではないが，使用済燃料プー
ルの冷却機能復旧操作を同時に行うことを想定し，設定したケース
・使用済燃料プールが 100℃到達まで 1 日以上の余裕があるため，原子炉水位及び格納容器圧力制御が安定した状態で実施することを想定
・原子炉注水は崩壊熱除去相当の注水量
・使用済燃料プールは代替燃料プール冷却系等による除熱に期待できることから，同時注水を考慮していていない

対象事象：高圧・低圧注水機能喪失，ＬＯＣＡ時注水機能喪失

第4表

設計基準事故対象設備による原子炉注水成功後に常設代替低圧注水系ポンプを使用する場合
54 条/1.11

使用済燃料プール

格納容器

53 条/1.10

格納容器頂部

原子炉

51 条/1.8

ペデスタル

49 条/1.6（ドライウェル部）

47 条/1.4

原子炉減圧・低圧注水
移行段階

378m /h

−

−

−

−

格納容器スプレイ段階

230m３ /h

130m３ /h−−−

使用済燃料プール冷却復旧操作段階

50m３ /h

130m３ /h−−

114m３ /h

格納容器ベント段階 ※50m３ /h

−

−

−

−

３

備考

・QH 特性に従った注水
・原子炉水位回復後は崩壊熱除去相当の注水量で可（解析上は注水量一定で注水開始／停止操作実施）
・原子炉注水は崩壊熱除去相当の注水量で可（解析上は注水量一定で注水開始／停止操作実施）
・格納容器スプレイは格納容器圧力に応じてスプレイ
開始／停止操作・有効性評価の解析条件ではないが，使用済燃料プー
ルの冷却機能復旧操作を同時に行うことを想定し，設定したケース
・使用済燃料プールが 100℃到達まで 1 日以上の余裕があるため，原子炉水位及び格納容器圧力制御が安定した状態で実施することを想定
・原子炉注水は崩壊熱除去相当の注水量
・使用済燃料プールは代替燃料プール冷却系等による除熱に期待できることから，同時注水を考慮していていない※崩壊熱除去機能（残留熱除去系が故障した場合）のケース

対象事象：崩壊熱除去機能喪失，津波浸水による注水機能喪失

47-6-12276

第5表

全交流動力電源喪失（24 時間継続）時に可搬型代替注水大型ポンプを使用する場合
47 条/1.4

49 条/1.6

51 条/1.8

53 条/1.10

54 条/1.11

格納容器頂部

使用済燃料プール≦110m３ /h

−

−

−

−

格納容器スプレイ段階

50m３ /h

130m３ /h−−−

使用済燃料プール冷却復旧操作段階

50m３ /h

130m３ /h−−

114m３ /h

ペデスタル

格納容器

（ドライウェル部）

原子炉

原子炉減圧・低圧注水
移行段階

備考

・QH 特性に従った注水
・原子炉水位回復後は崩壊熱除去相当の注水量で可（解析上は注水量一定で注水開始／停止操作実施）
・原子炉注水は崩壊熱除去相当の注水量で可（解析上は注水量一定で注水開始／停止操作実施）
・格納容器スプレイは格納容器圧力に応じてスプレイ
開始／停止操作・有効性評価の解析条件ではないが，使用済燃料プー
ルの冷却機能復旧操作を同時に行うことを想定し，設定したケース
・使用済燃料プールが 100℃到達まで 1 日以上の余裕があるため，原子炉水位及び格納容器圧力制御が安定した状態で実施することを想定

対象事象：全交流動力電源喪失

第6表

設計基準事故対象設備による原子炉注水失敗時に常設代替低圧注水系ポンプを使用する場合（ＬＯＣＡ起因による炉心損傷事象）54 条/1.11

使用済燃料プール

格納容器

53 条/1.10

格納容器頂部

原子炉

51 条/1.8

ペデスタル

49 条/1.6（ドライウェル部）

47 条/1.4

初期注水段階

230m３ /h

130m３ /h−−−

再冠水後制御段階 ※50m３ /h

130m３ /h−−−

使用済燃料プール冷却復旧操作段階 ※50m３ /h

130m３ /h−−

114m３ /h

格納容器ベント段階 ※50m３ /h

−

−

−

−

備考

・ＬＯＣＡが発生し設計基準事故対処設備による注水に失敗し，炉心損傷に至った場合に，炉心の再冠水
並びに格納容器内温度及び圧力を抑制するためのケース
・原子炉注水は崩壊熱除去相当の注水量
・格納容器スプレイは格納容器圧力に応じてスプレイ
開始／停止操作・有効性評価の解析条件ではないが，使用済燃料プー
ルの冷却機能復旧操作を同時に行うことを想定し，設定したケース
・使用済燃料プールが 100℃到達まで 1 日以上の余裕があるため，原子炉水位及び格納容器圧力制御が安定した状態で実施することを想定
・原子炉注水は崩壊熱除去相当の注水量※代替循環冷却系を使用しない場合のケース

対象事象：雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損），水素燃焼

47-6-13277

第7表

原子炉圧力容器破損時に常設代替低圧注水系ポンプを使用する場合
54 条/1.11

使用済燃料プール

格納容器

53 条/1.10

格納容器頂部

原子炉

51 条/1.8

ペデスタル

49 条/1.6（ドライウェル部）

47 条/1.4

原子炉圧力容器破損段階−

300m３ /h

80m３ /h−−

原子炉圧力容器破損時
対応後段階 ※−−

50m３ /h−−

使用済燃料プール冷却復旧操作段階−−

50m３ /h−

114m３ /h

備考

・ＬＯＣＡが発生し設計基準事故対処設備による注水に失敗し，炉心損傷に至った場合に，炉心の再冠水
並びに格納容器内温度及び圧力を抑制するためのケース
・原子炉注水は崩壊熱除去相当の注水量
・格納容器スプレイは格納容器圧力に応じてスプレイ
開始／停止操作・有効性評価の解析条件ではないが，使用済燃料プー
ルの冷却機能復旧操作を同時に行うことを想定し，設定したケース
・使用済燃料プールが 100℃到達まで 1 日以上の余裕があるため，原子炉水位及び格納容器圧力制御が安定した状態で実施することを想定

対象事象：高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱，原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用，溶融炉心・コン
クリート相互作用

47-6-14

278

47-7

接続図

47-7-1279

第47-7-1図低圧代替注水系接続図

47-7-2

280

47-8

保管場所図

47-8-1281

第 47-8-1 図

保管場所図（位置的分散）

47-9-0282

47-9

アクセスルート図47-9-1283

第 47-9-1 図

保管場所からのアクセスルート図

47-9-2284

第 47-9-2 図

緊急時対策所〜高所淡水池〜高所接続口

及び緊急時対策所〜代替淡水貯槽〜西側接続口までのアクセスルート

47-9-3285

第 47-9-3 図

緊急時対策所〜代替淡水貯槽〜東側接続口，西側接続口までのアクセスルート

第 47-9-4

緊急時対策所〜北側淡水池〜東側接続口，西側接続口までのアクセスルート
47-9-4286

47-10

その他設備

47-10-1287

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自主対策設備として，以下を整備する。

①代替循環冷却系による炉心損傷前の原子炉への注水
設計基準事故対処設備である残留熱除去系（低圧注水系及び原子炉停止時冷却系）及び低圧炉心スプレイ系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，炉心損
傷前の原子炉への注水が可能となるよう，自主対策設備として代替循環冷却系を設ける。
本系統は，サプレッション・プールを水源とし，原子炉建屋原子炉棟に設置された代替循環冷却系ポンプを用い，残留熱除去系熱交換器で冷却されたサプ
レッション・プール水を原子炉圧力容器に注水する設計とする。
残留熱除去系熱交換器の冷却用海水は，緊急用海水ポンプ又は残留熱除去系
海水ポンプにより送水するものとし，緊急用海水ポンプは，水源である海から，非常用取水設備であるＳＡ用海水ピット取水塔，海水引込み管及びＳＡ用
海水ピットを通じて引き込む海水を使用する設計とする。残留熱除去系海水ポ
ンプは，水源である海から，取水路を通じて海水を取水するものとし，津波時の引き波を考慮し貯留堰を設ける。
上記主要設備については，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整備する代替循環冷却系と同じ設計とする。

47-10-2288

原子炉建屋原子炉棟
原子炉隔離時
冷却系より

AO

AO

MO

MO

屋外

MO

MO

MO
AO

MO

MO

MO

AO

MO
MO

MO
MO
MO

DC
MO

MO

可搬型代替注水
大型ポンプ

補給水系よりMO
MO

MO
残留熱除去系
ポンプ(B)へ

代替循環
冷却系ポンプ

残留熱除去系ポンプ(A)

緊急用海水
ストレーナ

緊急用海水
ポンプ

MO

MO

MO

MO

MO

MO
接続口

残留熱除去系
海水ポンプ

可搬型代替注水
大型ポンプ
放水路へ

緊急用海水系使用時の図を示す。

：代替循環冷却系流路： 緊急用海水系設備及び海水流路

第 47-10-1 図

代替循環冷却系

系統概要図

47-10-3289

②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（低圧注水系及び原子炉停止時冷却系）及び低圧炉心スプレイ系が機能喪失し，残留熱除去系注入ライン（Ａ），（Ｃ）又は低圧炉心スプレイ系注入ラインの機能が喪失した場合においても低圧注水可能とするために，自主対策設備として消火系及び残留熱除去系（Ｂ）配管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
ンプ又は電動駆動消火ポンプを用い，残留熱除去系（低圧注水系及び原
子炉停止時冷却系）及び低圧炉心スプレイ系，並びに低圧代替注水系（常設）及び低圧代替注水系（可搬型）とは異なる淡水タンク（ろ過水タンク及び多目的タンク）を水源とし，消火系及び残留熱除去系（Ｂ）
を通じて原子炉圧力容器へ注水する。
原子炉隔離時
冷却系より

AO

AO

MO

：流路
※1
可燃性ｶﾞｽ濃度制御系(FCS)(A)へ

MO

燃料ﾌﾟｰﾙ冷却
可燃性ｶﾞｽ濃度
浄化系(FPC)へ
制御系(FCS)(B)へ

MO
MO
AO

AO

MO

MO
AO

AO

※1
MO

AO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

復水貯蔵タンク

MO

MO

MO

MO

MO

FPCより

MO

MO

MO

MO

※2
MO

MO

残留熱除去系
ポンプ

MO

MO

MO

(A)

(C)

(B)
RHRS

※2

※3

RHRS
MO

RHRS
LPCS
レグシールよりMO※3
RHR
レグシールより

MO

他系統へ

ろ過水貯蔵タンク

MO

MO

MO

MO

MO

多目的タンク

(A)

(C)

(B)

(D)

残留熱除去系海水系(RHRS)ポンプ

第 47-10-2 図

消火系による原子炉注水手順の概要図
47-10-4290

③補給水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ポンプ（低圧注水系及び原
子炉停止時冷却系）及び低圧炉心スプレイ系が喪失し，残留熱除去系注入ライン（Ａ），（Ｃ）又は低圧炉心スプレイ系注入ラインの機能が喪失した場合においても低圧注水可能とするために，自主対策設備として
復水移送ポンプ及び消火系配管及び残留熱除去系（Ｂ）配管を用いた原子炉注水手段を整備している。
補給水系を用いた原子炉注水手段については，復水移送ポンプを用い，残留熱除去系（低圧注水系及び原子炉停止時冷却系），並びに低圧代替
注水系（常設）及び低圧代替注水系（可搬型）とは異なる復水貯蔵タン
クを水源として，補給水系，消火系及び残留熱除去系を通じて原子炉圧
力容器へ注水する。

47-10-5291

：流路
原子炉隔離時
冷却系より

AO

MO

AO

※1
可燃性ｶﾞｽ濃度制御系(FCS)(A)へ

MO

MO
MO
AO

AO

MO

燃料ﾌﾟｰﾙ冷却浄化系(FPC)へ

MO
AO

AO

※1
MO

AO

MO

MO

MO

MO

可燃性ｶﾞｽ濃度制御系(FCS)(B)へ

MO

MO

復水貯蔵タンク

MO

MO

MO

MO

MO

※2
MO

MO

残留熱除去系
(A)
ポンプ

(C)

(B)

RHRS

RHRS

※2

※3

MO

※3
RHRS
MO

LPCS
レグシールより

MO

FPCより

MO

MO

MO

MO

MO

MO

RHR
レグシールより

MO

他系統へ

ろ過水貯蔵タンク

MO

MO

MO

MO

MO

多目的タンク

(A)

(B)

(C)

(D)

残留熱除去系海水系(RHRS)ポンプ

第 47-10-3 図

補給水系による原子炉注水手順の概要図

47-10-6292

47-11

その他

47-11-1293【ポンプサポート系（冷却水）の記載方針について】常設代替注水系ポンプ、可搬型代替注水大型ポンプのサポート系（冷却水）の類型化については，設置許可基準規則第 43 条第 2 項第 3 号（常設），第3 項第 7 号（可搬型）への対応の基本方針「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等について」の考え方に従い類型化しており，本体資料の設置許可基準規則第 43 条への適合性説明において，それぞれ次の通り説明していることから，考え方を整理する。
常設低圧代替注水系ポンプ

不要（自然冷却）可搬型代替注水大型ポンプ

自己冷却

常設低圧代替注水系ポンプは，通常の横置き遠心式ポンプで，冷却水として外部サポートは不要とする設計である。また，ポンプケーシングと軸受は分離されており，ケーシング内の流水による冷却や，冷却水として吐出水の一部を取り出す等の設計ではないことから，冷却水としては不要と整理する。
また，常設低圧代替注水系ポンプは，常設低圧代替注水系格納槽内に設置されており，当該格納槽内の環境条件で運転することから、自然冷却を付記する。
可搬型代替注水大型ポンプは，冷却水として他の冷却水系等から外部サポートを受けないが，取水ポンプで汲み上げた海水の一部をブースターポンプの冷却水として使用する。このように，冷却水により強制冷却を行うが，自己完結型の冷却方式の場合は，自己冷却と整理する。

47-11-2294