本資料のうち，枠組の内容は商業機密又は防護上の観点から公開できません。

東海第二発電所工事計画審査資料
資料番号補足-300-1 改 2

提出年月日

平成 30 年 3 月 27 日

東海第二発電所
発電用原子炉施設の火災防護に関する補足説明資料
火災防護について日本原子力発電株式会社
東海第二発電所1

1.

添付書類に係る補足説明資料「火災防護設備」に係る添付書類(共通書類は除く)の記載内容を補足するための説明

資料リストを以下に示す。

工認添付資料

補足説明資料Ⅴ-1-1-7

1-1 原子炉の安全停止に必要な機能を達成す

発電用原子炉施設の火災防護に関するるための系統説明書【許可まとめ資料 8 条 火災による損傷の防止のうち別添 1 資料 2 添付資料 2 を参照】
1-2 火災区域の配置を明示した図面【許可まとめ資料 8 条 火災による損傷の防止のうち別添 1 資料 3 添付資料 2 を参照】
1-3 内部火災に関する工事計画変更認可後の変更申請対象項目の抽出について
2-1 潤滑油又は燃料油の引火点，室内温度及び機器運転時の温度について【許可まとめ資料 8 条 火災による損傷の防止のうち別添 1 資料 1 参考資料 1 を参照】
【許可まとめ資料 41 条 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のうち参考資料 1 を参照】
2-2 保温材の使用状況について【許可まとめ資料 8 条 火災による損傷の防止のうち別添 1 資料 1 添付資料 4 を参照】
【許可まとめ資料 41 条 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のうち添付資料 4 を参照】
2-3 建屋内装材の不燃性について【許可まとめ資料 8 条 火災による損傷の防止のうち別添 1 資料 1 添付資料 5 を参照】
【許可まとめ資料 41 条 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のうち添付資料 5 を参照】
2-4 難燃ケーブルの使用について【許可まとめ資料 8 条 火災による損傷の防止のうち別添 1 資料 1 添付資料 2 を参照】
【許可まとめ資料 41 条 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のうち添付資料 2 を参照】

1

2

工認添付資料

補足説明資料Ⅴ-1-1-7

2-5 屋外の重大事故等対処施設の竜巻による発電用原子炉施設の火災防護に関する

火災の発生防止対策について

説明書

2-6 水素の蓄積防止対策について
3-1 ガス消火設備について【許可まとめ資料 8 条 火災による損傷の防止のうち別添 1 資料 6 添付資料 2 を参照】
【許可まとめ資料 41 条 重大事故等対処施設が設置される火災区域又は火災区画の消火設
備についてのうち添付資料 2 を参照】
3-2 二酸化炭素消火設備(全域)について【許可まとめ資料 8 条 火災による損傷の防止のうち別添 1 資料 6 添付資料 6 を参照】
【許可まとめ資料 41 条 重大事故等対処施設が設置される火災区域又は火災区画の消火設
備についてのうち添付資料 7 を参照】
3-3 消火用の照明器具の配置図【許可まとめ資料 8 条 火災による損傷の防止のうち別添 1 資料 1 添付資料 7 を参照】
【許可まとめ資料 41 条 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のうち添付資料 6 を参照】
3-4 常設代替高圧電源装置を設置する火災区
域の消火設備について
3-5 ディーゼル駆動消火ポンプ，ディーゼル
駆動構内消火ポンプ，電動機駆動消火ポンプ
及び電動機駆動構内消火ポンプの構造図
3-6 ディーゼル駆動消火ポンプ，ディーゼル
駆動構内消火ポンプ，電動機駆動消火ポンプ
及び電動機駆動構内消火ポンプのＱＨカーブ
3-7 ディーゼル消火ポンプ及びディーゼル駆動構内消火ポンプの内燃機関の発電用火力設
備に関する技術基準を定める省令への適合性について：今回ご説明分2

3

工認添付資料

補足説明資料Ⅴ-1-1-7

3-8 ガス系消火設備の必要容量について

発電用原子炉施設の火災防護に関する【許可まとめ資料 8 条 火災による損傷の防説明書

止のうち別添 1 資料 6 添付資料 8 を参照】
【許可まとめ資料 41 条 重大事故等対処施設が設置される火災区域又は火災区画の消火設
備についてのうち添付資料 8 を参照】
3-9 可燃物管理により火災荷重を低く管理することで，煙の発生を抑える火災区域又は火災区画についての管理基準
3-10

新燃料貯蔵庫の未臨界性評価について【設置許可資料 8 条 火災による損傷の防止のうち別添 1 資料 1 添付資料 9 を参照】
4-1 火災の影響軽減のための系統分離対策について【許可まとめ資料 8 条 火災による損傷の防止のうち別添 1 資料 7 添付資料 1 を参照】
4-2 ケーブルトレイに適用する 1 時間耐火隔
壁の火災耐久試験の条件について
4-3 中央制御室制御盤内の分離について【許可まとめ資料 8 条 火災による損傷の防止のうち別添 1 資料 7 添付資料 3 を参照】
4-4 中央制御室の火災の影響軽減対策について【許可まとめ資料 8 条 火災による損傷の防止のうち別添 1 資料 7 本文を参照】
4-5 火災区域(区画)特性表について
4-6 火災を起因とした「運転時の異常な過渡変化」及び「設計基準事故」発生時の単一故障を考慮した原子炉停止について【許可まとめ資料 8 条 火災による損傷の防止のうち別添 1 資料 10 添付資料 8 を参照】
4-7 中央制御室制御盤の火災を想定した場合の対応について【許可まとめ資料 8 条 火災による損傷の防止のうち別添 1 資料 7 添付資料 5 を参照】

：今回ご説明分34

工認添付資料

補足説明資料Ⅴ-1-1-74-8 格納容器内火災時の想定事象と対応につ

発電用原子炉施設の火災防護に関する

いて

説明書

【許可まとめ資料 8 条 火災による損傷の防止のうち別添 1 資料 8 別紙 3 を参照】
5-1 防火シートの基本性能について【許可まとめ資料 8 条 火災による損傷の防止のうち別添 4 添付資料○を参照】
5-2 防火シート及び結束ベルトの標準施工方
法【許可まとめ資料 8 条 火災による損傷の防止のうち別添 4 添付資料○を参照】
5-3 ファイアストッパの施工方法【許可まとめ資料 8 条 火災による損傷の防止のうち別添 4 添付資料○を参照】
5-4 耐火シールの性能について【許可まとめ資料 8 条 火災による損傷の防止のうち別添 4 添付資料○を参照】
5-5 発電所で使用する非難燃ケーブルの種類【許可まとめ資料 8 条 火災による損傷の防止のうち別添 4 添付資料○を参照】
5-6 発電所で使用する非難燃ケーブルの詳細【許可まとめ資料 8 条 火災による損傷の防止のうち別添 4 添付資料○を参照】
5-7 ケーブルの燃焼メカニズム【許可まとめ資料 8 条 火災による損傷の防止のうち別添 4 添付資料○を参照】
5-8 ケーブルの使用期間による経年変化【許可まとめ資料 8 条 火災による損傷の防止のうち別添 4 添付資料○を参照】
5-9 発電所を代表する非難燃ケーブルの抽出結果のまとめ【許可まとめ資料 8 条 火災による損傷の防止のうち別添 4 添付資料○を参照】：今回ご説明分45

工認添付資料

補足説明資料Ⅴ-1-1-7

5-10 試験対象ケーブルの詳細

発電用原子炉施設の火災防護に関する【許可まとめ資料 8 条 火災による損傷の防説明書

止のうち別添 4 添付資料○を参照】
5-11 ケーブル種類毎の性能確認方法と確認
結果【許可まとめ資料 8 条 火災による損傷の防止のうち別添 4 添付資料○を参照】
5-12 供試体の仕様と試験条件設定の考え方【許可まとめ資料 8 条 火災による損傷の防止のうち別添 4 添付資料○を参照】
5-13 実機火災荷重を考慮した防火シートの限界性能試験
【許可まとめ資料 8 条 火災による損傷の防止のうち別添 4 添付資料○を参照】
5-14 防火シート重ね部の遮炎性試験【許可まとめ資料 8 条 火災による損傷の防止のうち別添 4 添付資料○を参照】
5-15 耐延焼性実証試験条件【許可まとめ資料 8 条 火災による損傷の防止のうち別添 4 添付資料○を参照】
5-16 損傷長の判定方法【許可まとめ資料 8 条 火災による損傷の防止のうち別添 4 添付資料○を参照】
5-17 複合体の構成品の組合せによる耐延焼
性の確認【許可まとめ資料 8 条 火災による損傷の防止のうち別添 4 添付資料○を参照】
5-18 加熱熱量の違いによる性能比較評価の確認方法【許可まとめ資料 8 条 火災による損傷の防止のうち別添 4 添付資料○を参照】
5-19 バーナ加熱熱量を変化させた垂直トレ
イ燃焼試験【許可まとめ資料 8 条 火災による損傷の防止のうち別添 4 添付資料○を参照】

5

6

工認添付資料

補足説明資料Ⅴ-1-1-7

5-20 過電流によるケーブルの燃焼プロセス

発電用原子炉施設の火災防護に関する【許可まとめ資料 8 条 火災による損傷の防説明書

止のうち別添 4 添付資料○を参照】
5-21 複合体内部ケーブルの自己消火性の実
証試験【許可まとめ資料 8 条 火災による損傷の防止のうち別添 4 添付資料○を参照】
5-22 トレイの設置方向による延焼性の確認
結果【許可まとめ資料 8 条 火災による損傷の防止のうち別添 4 添付資料○を参照】
5-23 延焼の可能性のあるトレイ設置方向への対応の実証試験【許可まとめ資料 8 条 火災による損傷の防止のうち別添 4 添付資料○を参照】
5-24 過電流模擬試験による防火シート健全性評価【許可まとめ資料 8 条 火災による損傷の防止のうち別添 4 添付資料○を参照】
5-25 複合体が不完全な場合の難燃性能の確認【許可まとめ資料 8 条 火災による損傷の防止のうち別添 4 添付資料○を参照】
5-26 複合体による影響の確認【許可まとめ資料 8 条 火災による損傷の防止のうち別添 4 添付資料○を参照】
5-27 複合体の性能確保の考え方【許可まとめ資料 8 条 火災による損傷の防止のうち別添 4 添付資料○を参照】
5-28 非難燃ケーブル対応に関する設置許可から維持管理に至る各段階での実施内容について【許可まとめ資料 8 条 火災による損傷の防止のうち別添 4 添付資料○を参照】

6

7

工認添付資料

補足説明資料5-29 非難燃ケーブルへの防火措置に関する
工事計画変更認可後の変更申請対象項目の抽出について【許可まとめ資料 8 条 火災による損傷の防止のうち別添 4 添付資料○を参照】
6-1 耐震評価を実施する火災防護設備の代表性について
6-2 ケーブルトレイ消火設備の耐震性について
6-3 耐震評価を実施する火災防護設備の加振試験での確認項目について
6-4 基礎ボルト一点固定型の回転モーメントと摩擦力による保持モーメントについて
7-1 火災防護に関する説明書に記載する火災防護計画に定め管理する事項について

2.

別紙
(1)

工認添付資料と設置許可まとめ資料との関係【火災防護設備】

78

工認添付資料と設置許可まとめ資料との関係【火災防護設備】
工認添付資料Ⅴ-1-1-7

発電用原子炉施設の火災防護に関する説明書

設置許可まとめ資料

7

DB

第8条

SA

41-1

SA

41-2

SA

41-3

SA

41-4

SA

41-5

SA

41-6

火災による損傷の防止
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
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火災による損傷の防止を行う重大事故等対処施設に係る火災区域又は火災区画の設定について
重大事故等対処施設が設置される火災区域又は火災
区画の火災感知設備について重大事故等対処施設が設置される火災区域又は火災
区画の消火設備について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

引用内容
資料そのものを概ね引用
資料そのものを概ね引用
資料そのものを概ね引用
資料そのものを概ね引用
資料そのものを概ね引用
資料そのものを概ね引用
資料そのものを
概ね引用

別紙

9

Ⅴ-1-1-7 に係る補足説明資料

10補足説明資料目次

1.

2.

3.

基本事項に係るもの
1-1

原子炉の安全停止に必要な機能を達成するための系統

1-2

火災区域の配置を明示した図面

1-3

内部火災に関する工事計画変更認可後の変更申請対象項目の抽出について

火災の発生防止に係るもの
2-1

潤滑油又は燃料油の引火点，室内温度及び機器運転時の温度について2-2

保温材の使用状況について

2-3

建屋内装材の不燃性について

2-4

難燃ケーブルの使用について

2-5

屋外の重大事故等対処施設の竜巻による火災の発生防止対策について

2-6

水素の蓄積防止対策について

火災の感知及び消火に係るもの
3-1

ガス消火設備について

3-2

二酸化炭素消火設備(全域)について

3-3

消火用の照明器具の配置図

3-4

常設代替高圧電源装置を設置する火災区域の消火設備について

3-5

ディーゼル駆動消火ポンプ，ディーゼル駆動構内消火ポンプ，電動機駆動消火ポ
ンプ及び電動機駆動構内消火ポンプの構造図

3-6ディーゼル駆動消火ポンプ，ディーゼル駆動構内消火ポンプ，電動機駆動消火ポ
ンプ及び電動機駆動構内消火ポンプのＱＨカーブ

3-7

ディーゼル消火ポンプの内燃機関の発電用火力設備に関する技術基準を定める省
令への適合性について

3-8

ガス系消火設備の必要容量について

3-9

可燃物管理により火災荷重を低く管理することで，煙の発生を抑える火災区域又は火災区画についての管理基準

3-10

4.

新燃料貯蔵庫の未臨界性評価について

火災の影響軽減に係るもの
4-1

火災の影響軽減のための系統分離対策について

4-2

ケーブルトレイに適用する 1 時間耐火隔壁の火災耐久試験の条件について

4-3

中央制御室制御盤内の分離について：今回ご説明分

補-i

11

4-4

中央制御室の火災の影響軽減対策について

4-5

火災区域(区画)特性表について

4-6

火災を起因とした「運転時の異常な過渡変化」及び「設計基準事故」発生時の単一故障を考慮した原子炉停止について

5.

4-7

中央制御室制御盤の火災を想定した場合の対応について

4-8

格納容器内火災時の想定事象と対応について

非難燃ケーブル対応に係るもの
5-1

防火シートの基本性能について

5-2

防火シート及び結束ベルトの標準施工方法

5-3

ファイアストッパの施工方法

5-4

耐火シールの性能について

5-5

発電所で使用する非難燃ケーブルの種類

5-6

発電所で使用する非難燃ケーブルの詳細

5-7ケーブルの燃焼メカニズム

5-8

ケーブルの使用期間による経年変化

5-9

発電所を代表する非難燃ケーブルの抽出結果のまとめ

5-10

試験対象ケーブルの詳細

5-11

ケーブル種類毎の性能確認方法と確認結果

5-12

供試体の仕様と試験条件設定の考え方

5-13

実機火災荷重を考慮した防火シートの限界性能試験

5-14

防火シート重ね部の遮炎性試験

5-15

耐延焼性実証試験条件

5-16

損傷長の判定方法

5-17

複合体の構成品の組合せによる耐延焼性の確認

5-18

加熱熱量の違いによる性能比較評価の確認方法

5-19

バーナ加熱熱量を変化させた垂直トレイ燃焼試験

5-20

過電流によるケーブルの燃焼プロセス

5-21

複合体内部ケーブルの自己消火性の実証試験

5-22

トレイの設置方向による延焼性の確認結果

5-23

延焼の可能性のあるトレイ設置方向への対応の実証試験

5-24

過電流模擬試験による防火シート健全性評価

5-25

複合体が不完全な場合の難燃性能の確認

5-26

複合体による影響の確認

5-27

複合体の性能確保の考え方：今回ご説明分

補-ii

12

5-28

非難燃ケーブル対応に関する設置許可から維持管理に至る各段階での実施内容
について

5-29

非難燃ケーブルへの防火措置に関する工事計画変更認可後の変更申請対象項目の抽出について

6.

7.

火災防護設備の強度及び耐震評価に係るもの
6-1

耐震評価を実施する火災防護設備の代表性について

6-2

ケーブルトレイ消火設備の耐震性について

6-3

耐震評価を実施する火災防護設備の加振試験での確認項目について

6-4

基礎ボルト一点固定型の回転モーメントと摩擦力による保持モーメントについて

火災防護計画に係るもの
7-1

火災防護に関する説明書に記載する火災防護計画に定め管理する事項について

補-iii

13

補 足 説 明 資 料 2-6
水素の蓄積防止対策について

14

1.

目的
本 資 料 は ， 火 災 防 護 に 関 す る 説 明 書 4.1 (5 )項 に 示 す 放 射 線 分 解 に よ り 発
生する水素の蓄積防止対策が，経済産業省指示文書「中部電力株式会社浜岡
原子力発電所 1 号機の余熱除去系配管破断に関する再発防止対策について(平 成 14 年 5 月 )」 及 び 社 団 法 人 火 力 原 子 力 発 電 技 術 協 会 「 B WR 配 管 に お け
る 混 合 ガ ス ( 水 素 ・ 酸 素 ) 蓄 積 防 止 に 関 す る ガ イ ド ラ イ ン （ 平 成 1 7 年 10
月 ）」 に 基 づ き 対 策 を 実 施 し て お り ， 火 災 防 護 特 有 で あ る た め ， 補 足 資 料 として添付するものである。

2.

内容
経済産業省指示文書「中部電力株式会社浜岡原子力発電所 1 号機の余熱除
去 系 配 管 破 断 に 関 す る 再 発 防 止 対 策 に つ い て (平 成 1 4 年 5 月 )」 を 受 け た 対策後の報告について，次頁以降に示す。

補 2-6-115

1.水 素 の 蓄 積 防 止 対 策 に つ い て
放射性分解により発生する水素に対する火災区域における蓄積防止対策としては，経済産業省指示文書「中部電力株式会社浜岡原子力発電所 1 号
機 の 余 熱 除 去 系 配 管 破 断 に 関 す る 再 発 防 止 対 策 に つ い て (平 成 14 年 5 月 )」を受け，水素の蓄積のおそれがある箇所に対して対策を実施している。な
お ，社 団 法 人 火 力 原 子 力 発 電 技 術 協 会「 B WR 配 管 に お け る 混 合 ガ ス (水 素 ・
酸 素 )蓄 積 防 止 に 関 す る ガ イ ド ラ イ ン （ 平 成 1 7 年 10 月 ）」 の 制 定 以 降 に ついては，ガイドラインのフロー基づき蓄積防止対策箇所を選定し実施してい る (第 1-1 図 ～ 1- 4 図 ， 第 1 -1 表 ) 。

補 2-6-216

ステップ１
原子炉内で水の放射線分解
によって生成される水素と酸素が滞留する可能性があ
るか

ＮＯ

ＹＥＳ

ステップ２
水蒸気が凝縮され，水素と酸 素 濃 度 が 上 昇 (蓄 積 )す る 箇
所か

ＮＯ

ＹＥＳ

ステップ３
詳細評価
蓄積・構造強度等について詳細評価を実施して健全性が確保されるか

ＹＥＳ

ＮＯ

対応不要

対応措置

第 1- 1 図

水素対策の対象選定フロー（ BW R 配 管 に お け る 混 合 ガ ス (水 素 ・ 酸 素 )蓄 積 防 止に関するガイドラインを参照）

補 2-6-3

17

第 1- 1 表 放 射 線 分 解 に よ る 水 素 蓄 積 防 止 対 策 の 実 施 状 況
対策箇所

対策内容

対策実施根拠・残留熱除去系蒸・配管撤去及び取替

経済産業省指示文書

気凝縮系配管（ 第 19 回 定 検 時：平「中部電力株式会社浜岡原成 14 年 9 月 13 日 工

子力発電所第 1 号機の余熱事計画届出（除去系配管破断に関する再）発 防 止 対 策 に つ い て 」 (平 成
14 年 5 月 )・原子炉水位計等

・配管修繕

計装配管

（ 第 20 回 定 検 時：平

実施状況

実施済

成 16 年 1 月 9 日 工 事
計画届出（）
・原子炉圧力容器

・ベント配管を設置(社 )火 力 原 子 力 発 電 技 術 協

頂部スプレイ配管（ 第 23 回 定 検 時：平会

成 2 0 年（ 工 事 計 画 対「 BWR 配 管 に お け る 混 合 ガ ス

象外））(水 素・酸 素 ) 蓄 積 防 止 に 関 す

実施済る ガ イ ド ラ イ ン 」(平 成 1 7 年
10 月 )：配管撤去範囲

補 2-6-4

18

第 1- 2 図 残 留 熱 除 去 系 蒸 気 凝 縮 系 配 管 撤 去 の 概 要
修繕前

修繕後
交換

凝縮槽

基準水面
レベル

凝縮槽
原子炉

原子炉圧力容器

原子炉

基準水面
レベル

圧力容器

圧力容器

ノズルライン修

2B
3/4B

繕

計器へ

計器へ

※ 原子 炉 圧 力容 器 と 凝 縮槽 間 の 距離 が 短 いた め ， 配
管 径拡 大 及 び構 造 変 更 により ， 配管 内 で 気体 が 循
環 しや す く なり ， 凝 縮 槽での 水 素蓄 積 を 防止 す る

主蒸気配管

主蒸気配管
凝縮槽

基準水面
レベル
基準水面
レベル

原子炉水位計用
ライン修繕
計器へ

計器へ

第 1- 3 図 原 子 炉 水 位 計 等 計 装 配 管 修 繕 の 概 要
MO：ベント配管設置範囲

A

第 1- 4 図 原 子 炉 圧 力 容 器 頂 部 ス プ レ イ 配 管 追 設 の 概 要
補 2-6-5

19

別紙１

20

21

22

23

24

補 足 説 明 資 料 3-9
可燃物管理により火災荷重を低く管理することで，煙の発生を抑える火災区域又は火災区画についての管理基準

25

1.

目的
本 資 料 は ， 火 災 防 護 に 関 す る 説 明 書 5.2 .2 (2)a .(b) 項 に 示 す 消 火 活 動 の 妨
げとならないよう可燃物管理を行うことにより火災荷重を低く管理すること
で，煙の発生を抑える火災区域又は火災区画についての管理基準を示すために，補足資料として添付するものである。

2． 内 容消火活動の妨げとならないよう可燃物管理を行うことにより火災荷重を低く管理することで，煙の発生を抑える火災区域又は火災区画についての管理基準及び運用管理について以下に示す。

補 3-9-126

3.

可燃物管理の考え方
消火活動の妨げとならないよう可燃物管理を行うことにより火災荷重を低く抑える火災区域又は火災区画については，火災発生時には，消火器による消火活動を実施するため，消火器の消火能力が，可燃物の発熱量に対して十分であることの観点から，発熱量を基準に可燃物管理する。
また，可燃物の等価時間は，消火活動開始までの時間と火災源の燃焼の継続時間が関係するため，消火活動開始までの時間の観点から，等価時間を基
準に可燃物管理する。

4． 可 燃 物 管 理 の 管 理 基 準(1)

発熱量の基準値
消火器の消火能力は，消火器の技術上の規格を定める省令により，各火災 源 に 対 す る 消 火 試 験 に て 定 め ら れ る 一 般 的 な 10 型 粉 末 消 火 器 (油 火 災 の消 火 能 力 単 位 ： 7) に つ い て ， 消 火 能 力 単 位 の 測 定 試 験 時 に 用 い ら れ る ガ ソ
リ ン 火 源 (油 火 災 の 消 火 能 力 単 位 が 7 の 場 合 ， 燃 焼 表 面 積 1.4 m 2 ， 体 積42L) を 使 用 し て い る （ 第 1 図 ）試験体のガソリンの容量は以下である。
118.3×118.3×3 ＝ 41984.67[cm3]≒42[ ]第 1図10 型 粉 末 消 火 器 (油 火 災 の 消 火 能 力 単 位 ： 7) の 試 験 体

このとき，試験体のガソリン火源の発熱量は，原子力発電所の内部火災
影 響 評 価 ガ イ ド （ 第 1 表 ） よ り ， 約 130 0M J で あ る 。
・ガソリン発熱量＝ 燃 焼 熱 ［ k J/k g］ × 密 度 ［ kg /m 3 ］ × 体 積 ［ m 3 ］＝ 43 ,700 ×740× 0.0 4 2＝ 13 5819 6［ kJ ］ ＝ 13 58.1 96［ MJ ］
≒ 13 00［ MJ ］
補 3-9-227

第 1表

原子力発電所の内部火災影響評価ガイド（抜粋）

し た が っ て ， 10 型 粉 末 消 火 器 は ， ガ ソ リ ン 火 源 の 発 熱 量 約 1 ,3 00MJ を消火することができる。
以上より，可燃物管理により火災荷重を低く抑える火災区域又は火災区
画 に つ い て ， 発 熱 量 の 基 準 値 と し て は ， 保 守 的 に 1, 000M J 以 下 と し て 設 定する。
(2)

等価時間の基準値
火災が発生してから消火活動を開始するまでに必要な時間は，現場での消火器による消火活動を想定すると，中央制御室での火災感知器が発報してから，作業員が火災現場に直行するまで，最低でも 5 分～6 分程度は要すると考えられる。これより，火災源の火災等価時間が，5 分～6 分程度（ ＝ 0.1 時 間 ） 以 下 で あ れ ば ， 消 火 活 動 を 開 始 す る 前 に ， 火 災 源 が 自 ら 鎮
火することになる。
し た が っ て ， 等 価 時 間 の 基 準 値 と し て は ， 0. 1 時 間 以 下 と し て 設 定 する。

5． 可 燃 物 管 理 の 管 理 方 法
消火活動の妨げとならないよう可燃物管理を行うことにより火災荷重を低く抑える火災区域又は火災区画については，可燃物管理の管理基準値とし て ， 発 熱 量 1, 000 M J 以 下 及 び 等 価 時 間 0 .1 時 間 以 下 を 設 定 し ， 可 燃 物 とな る 設 備 (油 内 包 設 備 ， 電 源 盤 ， ケ ー ブ ル 等 ) を 追 加 設 置 す る 場 合 は ， 本 管理基準値のいずれも超えないよう火災防護計画にて規定し，運用管理する。
補 3-9-328

補足説明資料4-8
格納容器内火災時の想定事象と対応について

29

1.

目的
本資料は，火災防護に関する説明書 6.2(7)に示す原子炉格納容器内の系統分離対策
により，原子炉格納容器内で火災が発生し原子炉格納容器内に設置される動的機器の機能喪失を想定しても，原子炉の安全停止は可能である火災影響評価の結果を示すた
めに，補足説明資料として添付するものである。

2.

内容
原子炉格納容器内で火災が発生し，原子炉格納容器内に設置される動的機器の機能喪失を想定しても，原子炉格納容器内の系統分離対策及び運転員の操作により原子炉の安全停止は可能である評価の結果を，次項以降に示す。

補 4-8-1

30

3.

はじめに
原子炉格納容器内の系統分離対策により，原子炉起動中の窒素置換(格納容器内酸素濃度＜4vol％)が完了していない期間において，原子炉格納容器内で発生する火災により，保守的に原子炉格納容器内に設置される動的機器の機能喪失を想定しても，原子炉の高温停止及び低温停止を達成し，維持することが可能であることを確認する。

4.

原子炉格納容器内火災による影響の想定
起動中の原子炉格納容器内の火災による影響を以下のとおり想定する。
(1)

火災発生は，原子炉起動中において窒素置換されていない期間である「制御棒引抜き」から「原子炉格納容器内点検完了」(以下「起動～原子炉格納容器内点検完了」という。)及び「点検完了後」から「窒素置換完了」(以下「原子炉格納容器内点検終了～窒素置換完了」という。)までの期間に発生すると想定する。

(2)

火災源は，油内包機器である原子炉再循環系流量制御弁，原子炉再循環ポンプ用電動機，主蒸気内側隔離弁のうち，火災により主蒸気系統の閉止が想定される主蒸
気内側隔離弁として，4 台のうち，いずれかの弁の単一火災を想定する。

(3)

油内包機器である，原子炉再循環系流量制御弁，原子炉再循環ポンプ用電動機については，原子炉起動中も含め使用していない時は電源を遮断する。

(4)

原子炉格納容器内に設置している逃がし安全弁などの主要な材料は金属製である
こと，及び原子炉格納容器内に敷設しているケーブルは，実証試験により自己消火性，延焼性を確認した難燃ケーブルを使用していることから，火災の進展は時間の経過とともに，徐々に原子炉格納容器内全域におよぶものとする。

(5)

空気作動弁は，電磁弁に接続される制御ケーブルが火災により断線し，フェイル
動作するものとする。

(6)電動弁は，火災の影響により接続するケーブルが断線し，作動させることができないが，火災発生時の開度を維持するものとする。

(7)

原子炉格納容器内の監視計器は，「同一パラメータを監視する複数の計器が配置上分離されて配置されていること」，及び「火災が時間経過とともに進展すること」を考慮し，火災発生直後は，全監視計器が同時に機能喪失するとは想定しないが，火災の進展に伴い監視計器が全て機能喪失するものとする。

補 4-8-231

5.

原子炉の高温停止及び低温停止の達成，維持について
原子炉格納容器内においては，火災防護対象機器が金属製の筐体で構成され，火災防護対象ケーブルは，核計装ケーブルを除き，電線管に敷設し，電線管端部はシール材を施工することで延焼防止する設計としており，核計装ケーブルについては，位置的分散を図る設計としている。
また，以下に示す火災の感知及び火災の消火と合わせて，火災防護審査基準と同等の系統分離対策が図られている。
その上で，火災の影響評価として，起動中の原子炉格納容器内の火災により，原子炉
格納容器内に設置される動的機器の機能喪失を想定しても，原子炉の高温停止及び低温停止を達成し，維持することが可能であることを示す。

5.1

起動～原子炉格納容器内点検完了(1)

高温停止の達成
原子炉起動中において窒素置換されていない期間である「起動～原子炉格納容器内点検完了」までの期間における高温停止の達成については，原子炉停止系(制
御棒及び制御棒駆動系(スクラム機能))による緊急停止操作が要求される。この
うち，制御棒駆動機構は金属等の不燃性材料で構成する機械品であるため，火災による機能喪失は考えにくく，火災によって原子炉の緊急停止機能に影響がおよ
ぶおそれはない。
また，スクラム機能が要求される制御棒駆動水圧系水圧制御ユニットについて
は，当該ユニットのアキュームレータ，窒素容器，スクラム弁・スクラムパイロ
ット弁は，原子炉格納容器内とは別の火災区域に設置されているため火災の影響はない。さらに，当該ユニットの原子炉格納容器内の配管は金属等の不燃性材料で構成する機械品であり，火災による機能喪失は考えにくい(第 2 図)ことから，原子炉の高温停止を達成することは可能である。

(2)

低温停止の達成，維持
原子炉の低温停止の達成，維持については，原子炉停止後の除熱機能に該当する系統として，残留熱除去系(原子炉停止時冷却モード)(第 3 図)，高圧炉心スプ
レイ系(第 4 図)，原子炉隔離時冷却系(第 5 図)，逃がし安全弁(手動逃がし機能)，
自動減圧系(手動逃がし機能)(第 6 図)が必要となる。これらの系統のうち，ポンプについては，電源ケーブルを含め原子炉格納容器内とは別の火災区域に設置されているため，火災の影響はないが，原子炉格納容器内に設置されている電動弁，電磁弁等については，電源ケーブル，制御ケーブルが火災により機能喪失すると，電動弁，電磁弁等も動的機能喪失することとなる。
起動～原子炉格納容器内点検完了までの間は，原子炉格納容器内には窒素が封補 4-8-332

入されていないことから，アナログ式の煙感知器及びアナログ式の熱感知器により火災発生を確認した時点で原子炉の停止操作(出力降下)を行うとともに，初期消火要員が現場に急行(15 分以内)し，原子炉格納容器内への進入可否(未臨界状態)を確認した後に，所員用エアロックを開放(15 分以内)し，原子炉格納容器内に入り消火活動を行うことが可能である。
したがって，火災の影響により原子炉格納容器内の電動弁及び電磁弁が動的機能喪失し，中央制御室からの遠隔操作に期待できない場合でも，消火活動後には
原 子 炉格 納 容 器 内 に 設 置 さ れ た 残 留 熱 除 去 系 停 止 時 冷 却 内 側 隔 離 弁 (E12-MOF009：通常閉)にアクセスし，運転員による手動開操作を行うことが可能である
ことから，残留熱除去系(原子炉停止時冷却モード)による原子炉の低温停止の達成，維持は可能である。

5.2

格納容器内点検終了～窒素置換完了(1)

高温停止の達成
原子炉起動中から窒素置換を行っている期間(格納容器内の酸素濃度＜4vol％まで)である「格納容器内点検終了～窒素置換完了」における高温停止の達成について
は，原子炉停止系(制御棒及び制御棒駆動系(スクラム機能))による緊急停止操作が要求される。
5.1(1)に示すとおり，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は，火災によって影響がおよぶおそれはないことから原子炉の高温停止を達成することは可能である。
(2)

低温停止の達成，維持
原子炉の低温停止の達成，維持については，原子炉停止後の除熱機能に該当する系統として，残留熱除去系(原子炉停止時冷却モード)(第 3 図)，高圧炉心スプレイ系(第 4 図)，原子炉隔離時冷却系(第 5 図)，逃がし安全弁(手動逃がし機能)，自動減圧系(手動逃がし機能)(第 6 図)が必要となる。これらの系統のうち，ポンプについては，電源ケーブルを含め原子炉格納容器内とは別の火災区域に設置されている
ため，火災の影響はないが，原子炉格納容器内に設置されている電動弁，電磁弁等については，電源ケーブル，制御ケーブルが火災により機能喪失すると，電動弁，電磁弁等も動的機能喪失することとなる。
原子炉の起動工程において，原子炉格納容器内点検完了後から窒素封入開始前までの間で，原子炉格納容器内の火災感知器が作動した場合には，原子炉起動操作を中止し，停止(出力降下)操作を行い，原子炉出力が SRNM ﾚﾝｼﾞ 3 以下を確認した後に所員用エアロックより進入し，現場確認及び消火活動を行う。また，消火栓使用を考慮し固定ギャグ(外扉，内扉)を取り外し，開閉可能な状態とする。
補 4-8-433

窒素封入開始から窒素置換完了までの間で，火災発生のおそれがない酸素濃度約10vol％までの封入時間は約 3 時間であり，封入と排出時間はほぼ同じであることから，封入開始後，約 1.5 時間を目安に原子炉格納容器内の火災感知器が作動した
場合，火災による延焼防止の観点から封入停止を判断する。なお，窒素封入作業継続により，消火することも可能である。
原子炉格納容器内の消火活動については，上記を踏まえた窒素排出作業後に格納容器の開放及び内部での消火活動を行うこととなる。
原子炉の低温停止の達成，維持は，5.1(2)に示すとおり，運転員による手動開操
作を行うことで可能である。

6.

まとめ
5.に示すとおり，原子炉格納容器内で火災が発生し原子炉格納容器内に設置される動的機器の機能喪失を想定しても，原子炉格納容器内の系統分離対策及び運転員の操作により原子炉の高温停止及び低温停止を達成し維持することが可能である。

補 4-8-534

補 4-8-535

他系統との境界の弁(AO 弁，MO 弁)

原子炉の安全停止に必要な機器

原子炉の安全停止に必要な系統機能を発揮するために必要なライン

原子炉冷却材浄化系

F004

残留熱除去系(A,B)

F008

低圧炉心スプレイ系

F005

高圧炉心スプレイ系

F004

原子炉隔離時冷却系

残留熱除去系

MO

MO

MO

MO

MO

F005
NO

F006
NO

第1図

原子炉
圧力容器

NO

NO

F050

F041

F016

F022

F063

NO

PLR A

MO

NO

MO

原子炉冷却材圧力バウンダリ

PLR B

F001
MO

MO

F009

AO F065

F066
NO

F050

MO

MO

MO

MO

AO

MO

残留熱除去系(B)

F053

F053
残留熱除去系(A)

残留熱除去系(３ライン)

F042

主蒸気ドレン系

F019

主蒸気系(A,B,C,D)

F028

弁

NO 窒素作動弁

原子炉隔離時冷却系

F064

動AO 空気作動弁

MO 電

HO 油圧作動弁

補 4-8-6

格納容器

第2図

ほう酸水注入系
ポンプ

スクラム
パイロット弁

水圧制御ユニット(全 185 基)

ほう酸水注入系及び制御棒による系の概要

アキュームレータ

他系統との境界の弁(AO 弁，MO 弁)

原子炉の安全停止に必要な機器

原子炉の安全停止に必要な系統機能を発揮するために必要なライン

制御棒駆動機構(全 185 台)

制御棒(全 185 本)

AO

ほう酸水注入系

窒素容器

36

MO

MO

ほう酸水注入系
貯蔵タンク

HO 油圧作動弁
MO 電

動

弁

AO 空気作動弁
NO 窒素作動弁
MO

MO
F017A F016A
MO
MO

FCS 系へ
F017B
MO

NO
原子炉
圧力容器

F041A

F041C
MO

F053A
MO

F009

F050B

F027B
MO

F021
MO

PLR B

MO

PLR A

F027A

MO

O
M

O
M

F064A

O
M

F006B

Ｃ

C002B

MO
F024A

C002C

V251004

C002A

O
M

O
M

O
M

F011A

MO

MO
F048A
F047A

O
M

O
M

(B)

熱交換器

MO
廃棄物処理系
移送ラインへF049 F040

O
M

F003B

V251003

事故時
サンプリングへ

Ａ

MO

F047B

MO

FI
F006A

F011B

F048B

MO

MO

O
M

Ｂ

FI

F004A

F008

MO

F064B

F064C

F004C
O
M

F004B

O
M

F024B

FI

F023

F042A

F050A
NO

NO

O
M

F053B

RCIC 系へ

MO

NO

NO

MO

F042C

MO

F041B

MO

F042B

FCS 系へ
FF104A

F003A

(A)

O
M

F016B
MO

FF104B

F060A

F060B

O
A

O
A

F068A
F075A

O
A

O
M

F068B
F075B

O
A

O
M

サンプリング系へ

サンプリング系へ
Ｄ

Ｂ

残留熱除去系
海水系ポンプＡＣ

原子炉の安全停止に必要な系統機能を発揮するために必要なライン
原子炉の安全停止に必要な機器
他系統との境界の弁(AO 弁，MO 弁)

第3図

残留熱除去系
補 4-8-737

補 4-8-838

他系統との境界の弁(AO 弁，MO 弁)

原子炉の安全停止に必要な機器

原子炉の安全停止に必要な系統機能を発揮するために必要なライン

第4図

高圧炉心スプレイ系

ＱＱ

HO 油圧作動弁
MO 電

動

弁

AO 空気作動弁
NO 窒素作動弁

F066
NO

MO
残留熱
除去系より

F065
AO

F022
MO

F028
AO

MO

MO

F063

F064

原子炉
圧力容器

F023

F013

主蒸気管

タービンへ

F068
MO

ドライウェルO
M
サプレッションプール

MO
F069
復水
貯蔵タンク
F031

O
M

MO

F022

O
M

F012

O
M

ポンプ
C001
タービン バルメトリック
C002 コンデンサ
真空
MO
ポンプ
C2
真空タンク
F046
MO

加減弁

F019
O
M

F059

O
H

残留熱
除去系へ

MO

C002
MO

F045
MO

AO

AO

F010

C1
復水
ポンプ

F095

AO

AO
復水器へ

原子炉の安全停止に必要な系統機能を発揮するために必要なライン

F025 F026

F004 F005
CRW

原子炉の安全停止に必要な機器

CRW

他系統との境界の弁(AO 弁，MO 弁)

第5図

原子炉隔離時冷却系

補 4-8-939

補 4-8-1040(自動減圧系)

AO(自動減圧系)

AO

AO

アキュームレータ

電磁弁

他系統との境界の弁(AO 弁，MO 弁)

原子炉の安全停止に必要な機器

原子炉の安全停止に必要な系統機能を発揮するために必要なライン

第6図

AO

AO

(自動減圧系)

AO

AO

B

A

D

C

AO

AO

AO

AO

(自動減圧系)(自動減圧系)

AO

逃がし安全弁(手動逃がし機能)，自動減圧系(手動逃がし機能)

AO(自動減圧系)

AO

AO(自動減圧系)

AO

AO

AO