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東海第二発電所 工事計画審査資料
資料番号補足-20 改 1

提出年月日

平成 30 年 10 月 4 日

工事計画に係る補足説明資料
補足-20【発電用原子炉の設置の許可との整合性に関する説明書に係る補足説明資料】

平成 30 年 10 月
日本原子力発電株式会社

1.

添付書類に係る補足説明資料「発電用原子炉の設置の許可との整合性に関する説明書」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Ⅴ-1-1-1
発電用原子炉の設置の許可との整合性に関する説明書

補足説明資料
補足-20-1

工事の計画添付書類における基本設計方針の抜
粋について

補足-20-2 発電用原子炉設置変更許可申請書「本文（十号）」との整合性について1

発電用原子炉の設置の許可との整合性に関する説明書に係る補足説明資料
補足-20-1【工事の計画添付書類における基本設計方針の抜粋
について】

本資料は「発電用原子炉の設置の許可との整合性に関する説明書」（以下「説明書」という。）に記載する工事計画認可申請書の基本設計方針（以下「基本設計方針」という。
）を示すものである。
本基本設計方針を説明書に記載する方法を以下に示す。
・説明書に記載した工事計画の基本設計方針は囲み線にて明示する。
・説明書に記載していない工事計画の基本設計方針については，発電用原子炉の設置の許可に抵触するものではないことを示すため，その理由を記載する。記載例は表 1 による。

表 1 基本設計方針を説明書に記載しない理由の記載例
基本設計方針の内容

理由の記載例

概要の記載

本記載は概要であるため，記載しない。

技術基準要求のみであり，設置許可要求事項「実用発電用原子炉及びその附属施設の技

でない記載

術基準に関する規則」の要求事項であり，「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」の要求事項でないため，記載しない。

設備リストに対する記載

本記載は，要目表対象を示したリストに関する記載であるため，記載しない。

急傾斜地に対する記載

東海第二発電所は急傾斜地崩壊危険区域には該当しない。

熱遮蔽材に対する記載

東海第二発電所は，熱遮蔽材を施設しないた
め，記載しない。

1

1.

原子炉本体の基本設計方針
変 更

前

変 更

後

記載しない理由

用語の定義は「発電用原子力設備に関する技術基準を定める省令」，「実用発電用原子炉

用語の定義は「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」及び「実用発電用原子炉及びる規則」及び「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則」並びにこれら

その附属施設の技術基準に関する規則」並びにこれらの解釈による。

の解釈による。

第１章 共通項目
原子炉本体の共通項目である「1.

自然現象，3.

火災，4.

溢水等，5.

原子炉本体の共通項目である「1.

地盤等，2.

自然現象，3.

火災，4.

溢水等，5.

設備に対する要求（5.5 安全弁等，5.6 逆止め弁，5.7 内燃機関，5.8 電気設備の設計

設備に対する要求（5.5 安全弁等，5.6 逆止め弁，5.7 内燃機関，5.8 電気設備の設計条件を除く。
），6. その他」の基本設計方針については，原子炉冷却系統施設の基本設計方

条件を除く。
），6. その他」の基本設計方針については，原子炉冷却系統施設の基本設計方

針「第１章 共通項目」に基づく設計とする。

針「第１章 共通項目」に基づく設計とする。

第２章 個別項目

第２章 個別項目

1.

1.

炉心等
燃料体（燃料要素及びその他の部品を含む。
）は，設置（変更）許可を受けた仕様となるない。

本記載は概要であるため，記載し第１章 共通項目
地盤等，2.

本記載は概要であるため，記載し

ない。

炉心等
変更なし

ハ項

構造及び設計とする。
燃料体，減速材及び反射材並びに炉心支持構造物の材料は，通常運転時における原子炉

ロ項 a.(j)，ハ項

運転状態に対応した圧力，温度条件，燃料使用期間中の燃焼度，中性子照射量及び水質の組み合わせのうち想定される最も厳しい条件において，耐放射線性，寸法安定性，耐熱性，
核性質及び強度のうち必要な物理的性質並びに，耐食性，水素吸収特性及び化学的安定性のうち必要な化学的性質を保持し得る材料を使用する。
燃料体は炉心支持構造物で支持され，その荷重は原子炉圧力容器に伝えられる設計とす

ハ項る。
燃料体は，通常運転時における発電用原子炉内の最高使用圧力，自重，附加荷重，核分裂

ロ項 a.(j)，ハ項

生成物の蓄積による燃料被覆材の内圧上昇，熱応力等の荷重に耐える設計とする。また，輸送中又は取扱中において，著しい変形を生じない設計とする。
炉心支持構造物は，最高使用圧力，自重，附加荷重及び地震力に加え，熱応力の荷重に耐ハ項える設計とする。
炉心は，通常運転時又は運転時の異常な過渡変化時に発電用原子炉の運転に支障が生ず

ロ項 a.(j)，ハ項

る場合において，原子炉冷却系統，原子炉停止系統，反応度制御系統，計測制御系統及び安全保護回路（安全保護系）の機能と併せて機能することにより燃料要素の許容損傷限界を超えない設計とする。
炉心部は燃料体，制御棒及び支持構造物からなり，上下端が半球状の円筒形鋼製圧力容ハ項
資 1-1-1

変 更

前

変 更

後

記載しない理由

器に収容される。原子炉圧力容器の外側には，遮蔽壁を設置する。
燃料体（燃料要素を除く。
），減速材及び反射材並びに炉心支持構造物は，通常運転時，運ロ項 a.(j)，ハ項

転時の異常な過渡変化時及び設計基準事故時において，発電用原子炉を安全に停止し，かつ，停止後に炉心の冷却機能を維持できる設計とする。
なお，熱遮蔽材は設けない設計とする。

東海第二発電所は，熱遮蔽材を施設しないため，記載しない。

2.

原子炉圧力容器2.

2.1 原子炉圧力容器本体

変更なし

原子炉圧力容器の原子炉冷却材圧力バウンダリに係る基本設計方針については，原子炉冷却系統施設の基本設計方針「第２章 個別項目

原子炉圧力容器
ロ項 a.(l)3. 原子炉冷却材の循環設備 3.2

原子炉冷却材圧力バウンダリ」に基づく設計とする。
原子炉圧力容器は，円筒形の胴部に半球形の下鏡を付した鋼製容器に，半球形の鋼製

ハ項

上部ふたをボルト締めする構造であり，再循環水出ロノズル，再循環水入ロノズル，主蒸気ノズル，給水ノズル等を取り付ける設計とする。
原子炉圧力容器内の原子炉冷却材の流路は，再循環系ポンプにより，再循環水入口ノハ項ズルから原子炉圧力容器内に導かれ，ジェットポンプによりチャンネル・ボックスが形成した原子炉冷却材の流路を炉心の下方から上方向に流れ，主蒸気ノズルから出る設計とする。
原子炉圧力容器の支持方法は，原子炉圧力容器スカートで下端を固定し，原子炉圧力ハ項

容器スタビライザによって水平方向に支持する設計とする。
原子炉圧力容器は最低使用温度を 21 ℃に設定し，関連温度（初期）を-12 ℃以下に設ハ項定することで脆性破壊が生じない設計とする。
中性子照射脆化の影響を受ける原子炉圧力容器にあっては，日本電気協会「原子力発ハ項

電所用機器に対する破壊靭性の確認試験方法」（ＪＥＡＣ４２０６）に基づき，適切な破壊じん性を有する設計とする。
チャンネル・ボックスは，制御棒をガイドし，燃料集合体を保護する設計とする。

ハ項

資 1-1-2

変 更

前

変 更

後

記載しない理由

2.2 監視試験片
１メガ電子ボルト以上の中性子の照射を受ける原子炉圧力容器は，当該容器が想定さ

ハ項

れる運転状態において脆性破壊を引き起こさないようにするために，施設時に適用された告示「発電用原子力設備に関する構造等の技術基準（昭和 45 年通商産業省告示第５０１号）」を満足し，機械的強度及び破壊じん性の変化を確認できる個数の監視試験片を原
子炉圧力容器内部に挿入することにより，照射の影響を確認できる設計とする。
監視試験片は，適用可能な日本電気協会「原子炉構造材の監視試験方法」（ＪＥＡＣ４

ハ項

２０１）により，取り出し及び監視試験を実施する。
3.

流体振動等による損傷の防止

3.

流体振動等による損傷の防止

燃料体，炉心支持構造物及び原子炉圧力容器は，原子炉冷却材の循環，沸騰その他の原変更なし

子炉冷却材の挙動により生じる流体振動又は温度差のある流体の混合その他の原子炉冷却材の挙動により生じる温度変動により損傷を受けない設計とする。
4.

主要対象設備原子炉本体の対象となる主要な設備について，
「表 1

示す。

4.
原子炉本体の主要設備リスト」に主要対象設備

本記載は，要目表対象を示したリ

原子炉本体の対象となる主要な設備について，「表 1 原子炉本体の主要設備リスト」にストに関する記載であるため，記

示す。

載しない。

資 1-1-3

2.

核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設の基本設計方針
変 更 前

変 更 後

記載しない理由

用語の定義は「発電用原子力設備に関する技術基準を定める省令」，「実用発電用原子炉

用語の定義は「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」及び「実用発電用原子炉及びる規則」及び「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則」並びにこれら

その附属施設の技術基準に関する規則」並びにこれらの解釈による。

の解釈による。

第１章 共通項目
核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設の共通項目である「1.

第１章 共通項目
地盤等，2.

自然現象，3.

核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設の共通項目である「1.

地盤等，2.

自然現象，3.

火災，4. 溢水等，5. 設備に対する要求（5.5 安全弁等，5.6 逆止め弁，5.7 内燃機

関を除く。
），6. その他」の基本設計方針については，原子炉冷却系統施設の基本設計方針

関を除く。
），6. その他」の基本設計方針については，原子炉冷却系統施設の基本設計方針「第１章 共通項目」に基づく設計とする。

「第１章 共通項目」に基づく設計とする。

第２章 個別項目1.

1.

燃料取扱設備

燃料体等の取扱設備は，燃料取替機，原子炉建屋クレーン，チャンネル着脱機及び使用

燃料乾式貯蔵建屋天井クレーンで構成し，燃料取替機，原子炉建屋クレーン及びチャンネ

済燃料乾式貯蔵建屋天井クレーンで構成し，燃料取替機，原子炉建屋クレーン及びチャンル着脱機は，新燃料を原子炉建屋原子炉棟に搬入してから原子炉建屋原子炉棟外へ搬出す

ネル着脱機は，新燃料を原子炉建屋原子炉棟に搬入してから原子炉建屋原子炉棟外へ搬出るまで，燃料体等を安全に取り扱うことができる設計とする。

するまで，燃料体等を安全に取り扱うことができる設計とする。

料乾式貯蔵容器を安全に取り扱うことができる設計とする。

使用済燃料乾式貯蔵建屋天井クレーンは，使用済燃料乾式貯蔵建屋内において使用済燃

新燃料は，原子炉建屋原子炉棟内に設ける新燃料貯蔵庫から原子炉建屋クレーン及びチャンネル着脱機を介して使用済燃料プールに移し，燃料取替機により発電用原子炉に装荷

ャンネル着脱機を介して使用済燃料プールに移し，燃料取替機により発電用原子炉に装荷できる設計とする。

できる設計とする。

行うことができる設計とする。

ロ項 a.(k)，ニ項

ロ項 a.(k)，ニ項

料乾式貯蔵容器を安全に取り扱うことができる設計とする。

新燃料は，原子炉建屋原子炉棟内に設ける新燃料貯蔵庫から原子炉建屋クレーン及びチ

また，燃料の取替えは，原子炉上部の原子炉ウェルに水を張り，水中で燃料取替機によりない。

燃料取扱設備

燃料体等の取扱設備は，燃料取替機，原子炉建屋クレーン，チャンネル着脱機及び使用済

使用済燃料乾式貯蔵建屋天井クレーンは，使用済燃料乾式貯蔵建屋内において使用済燃ない。

本記載は概要であるため，記載し火災，4. 溢水等，5. 設備に対する要求（5.5 安全弁等，5.6 逆止め弁，5.7 内燃機

第２章 個別項目

本記載は概要であるため，記載しまた，燃料の取替えは，原子炉上部の原子炉ウェルに水を張り，水中で燃料取替機によ

ニ項

ロ項 a.(k)，ニ項

り行うことができる設計とする。

使用済燃料は，遮蔽に必要な水深を確保した状態で，燃料取替機により水中移送し，原子使用済燃料は，遮蔽に必要な水深を確保した状態で，燃料取替機により水中移送し，原炉建屋原子炉棟内の使用済燃料プールの使用済燃料貯蔵ラックに貯蔵できる設計とする。

子炉建屋原子炉棟内の使用済燃料プールの使用済燃料貯蔵ラックに貯蔵できる設計とす

又は，使用済燃料プールに 7 年以上貯蔵した後，使用済燃料乾式貯蔵設備に貯蔵できる設る。又は，使用済燃料プールに 7 年以上貯蔵した後，使用済燃料乾式貯蔵設備に貯蔵でき計とする。

る設計とする。

使用済燃料の発電所外への搬出には，使用済燃料輸送容器を使用する。また，使用済燃料

使用済燃料の発電所外への搬出には，使用済燃料輸送容器を使用する。また，使用済燃

乾式貯蔵容器に収納された使用済燃料を発電所外へ搬出する場合には，使用済燃料プール

料乾式貯蔵容器に収納された使用済燃料を発電所外へ搬出する場合には，使用済燃料プーへ使用済燃料乾式貯蔵容器を運搬し，使用済燃料輸送容器に使用済燃料の詰め替えを行っルへ使用済燃料乾式貯蔵容器を運搬し，使用済燃料輸送容器に使用済燃料の詰め替えを行

ニ項

ニ項-資 1-2-1-資 1-2-1

変 更 前変 更 後た後，キャスク除染ピットで使用済燃料輸送容器の除染を行い発電所外へ搬出する。

った後，キャスク除染ピットで使用済燃料輸送容器の除染を行い発電所外へ搬出する。

燃料取替機及びチャンネル着脱機は，燃料体等を一体ずつ取り扱う構造とすることによ

燃料取替機及びチャンネル着脱機は，燃料体等を一体ずつ取り扱う構造とすることにより，臨界を防止する設計とし，燃料体等の検査等を行う際に水面に近づいた状態であってり，臨界を防止する設計とし，燃料体等の検査等を行う際に水面に近づいた状態であっても，燃料体等からの放射線の遮蔽に必要な水深を確保できる設計とする。

も，燃料体等からの放射線の遮蔽に必要な水深を確保できる設計とする。

原子炉建屋クレーンは，未臨界性を確保した容器に収納して吊り上げる場合を除き，燃料体等を取り扱う場合は，一体ずつ取り扱う構造とし，臨界を防止する設計とする。
使用済燃料乾式貯蔵建屋天井クレーンは，未臨界性を確保した使用済燃料乾式貯蔵容器を取り扱う設計とする。

原子炉建屋クレーンは，未臨界性を確保した容器に収納して吊り上げる場合を除き，燃ロ項 a.(k)，ニ項

ロ項 a.(k)，ニ項

料体等を取り扱う場合は，一体ずつ取り扱う構造とし，臨界を防止する設計とする。
使用済燃料乾式貯蔵建屋天井クレーンは，未臨界性を確保した使用済燃料乾式貯蔵容器

ロ項 a.(k)，ニ項を取り扱う設計とする。

燃料取替機は，燃料体等の発電用原子炉から使用済燃料プールへの移送操作，使用済燃燃料取替機は，燃料体等の発電用原子炉から使用済燃料プールへの移送操作，使用済燃料プールから発電用原子炉への移送操作，使用済燃料輸送容器又は使用済燃料乾式貯蔵容

料プールから発電用原子炉への移送操作，使用済燃料輸送容器又は使用済燃料乾式貯蔵容

器への収納操作等をすべて水中で行うことで，崩壊熱により燃料体等が溶融せず，燃料体器への収納操作等をすべて水中で行うことで，崩壊熱により燃料体等が溶融せず，燃料体等からの放射線に対して，適切な遮蔽能力を有する設計とする。

等からの放射線に対して，適切な遮蔽能力を有する設計とする。

チャンネル着脱機は，燃料体等の検査等のための昇降操作等をすべて水中で行うことで，記載しない理由

ロ項 a.(k)，ニ項

チャンネル着脱機は，燃料体等の検査等のための昇降操作等をすべて水中で行うことで， ロ項 a.(k)，ニ項

崩壊熱により燃料体等が溶融せず，燃料体等からの放射線に対して，適切な遮蔽能力を有崩壊熱により燃料体等が溶融せず，燃料体等からの放射線に対して，適切な遮蔽能力を有する設計とする。

する設計とする。

原子炉建屋クレーンは，フック部の外れ止めを有し，使用済燃料輸送容器等を取り扱う

原子炉建屋クレーンは，フック部の外れ止めを有し，使用済燃料輸送容器等を取り扱う

主巻フックは，ストッパ方式のイコライザハンガを設けることにより，燃料体等の重量物

主巻フックは，ストッパ方式のイコライザハンガを設けることにより，燃料体等の重量物取扱中に落下を防止できる設計とする。

取扱中に落下を防止できる設計とする。

ロ項 a.(k)，ニ項

また，想定される使用済燃料プール内への落下物によって使用済燃料プール内の燃料体等が破損しないことを計算により確認する。
なお，ワイヤロープ及びフックは，それぞれクレーン構造規格，クレーン等安全規則の規定を満たす安全率を有する設計とする。

なお，ワイヤロープ及びフックは，それぞれクレーン構造規格，クレーン等安全規則の規定を満たす安全率を有する設計とする。

燃料取替機の燃料把握機は，昇降を安全かつ確実に行うため，定格荷重を保持でき，必要

燃料取替機の燃料把握機は，昇降を安全かつ確実に行うため，定格荷重を保持でき，必な安全率を有するワイヤロープの二重化，フック部の外れ止めを有し，グラップルには機要な安全率を有するワイヤロープの二重化，フック部の外れ止めを有し，グラップルには械的インターロックを設ける設計とする。

機械的インターロックを設ける設計とする。

チャンネル着脱機は，下限ストッパによる機械的インターロック及び燃料体等を上部でチャンネル着脱機は，下限ストッパによる機械的インターロック及び燃料体等を上部で保持する固定具により燃料体等の使用済燃料プール床面への落下を防止できる設計とす

保持する固定具により燃料体等の使用済燃料プール床面への落下を防止できる設計とする。

る。

ロ項 a.(k)，ニ項

ロ項 a.(k)，ニ項-資 1-2-2-資 1-2-2

変 更 前変 更 後

使用済燃料乾式貯蔵建屋天井クレーンは，定格荷重を保持でき，必要な安全率を有する

使用済燃料乾式貯蔵建屋天井クレーンは，定格荷重を保持でき，必要な安全率を有する

ワイヤロープの二重化，フック部の外れ止めを有する設計とする。また，重量物を吊った状

ワイヤロープの二重化，フック部の外れ止めを有する設計とする。また，重量物を吊った態において，使用済燃料乾式貯蔵建屋に設置された他のキャスクと接触しないよう，走行状態において，使用済燃料乾式貯蔵建屋に設置された他のキャスクと接触しないよう，走及び横行範囲のインターロックを設ける設計とする。

行及び横行範囲のインターロックを設ける設計とする。

燃料取替機は，燃料体等の取扱中に過荷重となった場合に上昇を阻止するインターロッ

燃料取替機は，燃料体等の取扱中に過荷重となった場合に上昇を阻止するインターロッ

クを設けるとともに荷重監視を行うことにより，過荷重による燃料体等の落下を防止できクを設けるとともに荷重監視を行うことにより，過荷重による燃料体等の落下を防止できる設計とする。

る設計とする。

燃料取替機は，地震時にも転倒することがないように走行レール頭部を抱き込む構造をした脱線防止装置を設ける。

燃料取替機は，地震時にも転倒することがないように走行レール頭部を抱き込む構造を

原子炉建屋クレーンは，地震時にも転倒することがないように走行方向及び横行方向に対して，クレーン本体等の浮上り量を考慮し，落下防止金具等を設けることで，クレーン本

対して，クレーン本体等の浮上り量を考慮し，落下防止金具等を設けることで，クレーン体等の車輪がレール上から落下しない設計とする。

本体等の車輪がレール上から落下しない設計とする。

燃料貯蔵ラック上を走行できないようにインターロックを設ける設計とする。
使用済燃料乾式貯蔵建屋天井クレーンは，地震時にも転倒することがないように走行レール頭部を抱き込む構造をした脱線防止装置を設ける。

また，原子炉建屋クレーンは，使用済燃料輸送容器等の重量物を吊った状態では，使用使用済燃料乾式貯蔵建屋天井クレーンは，地震時にも転倒することがないように走行レ

ロ項 a.(k)，ニ項

ロ項 a.(k)，ニ項

ロ項 a.(k)，ニ項

ロ項 a.(k)，ニ項

ール頭部を抱き込む構造をした脱線防止装置を設ける。
使用済燃料を収納する使用済燃料乾式貯蔵容器は，取扱中における衝撃，熱，その他の器に加わる負荷に耐え，容易かつ安全に取り扱うことができる設計とする。また，運搬中に容器に加わる負荷に耐え，容易かつ安全に取り扱うことができる設計とする。また，運搬予想される温度及び内圧の変化，振動等により，き裂，破損等が生じない設計とする。さら中に予想される温度及び内圧の変化，振動等により，き裂，破損等が生じない設計とする。

に，理論的若しくは適切な試験等により所定の機能を満足できる設計とする。

さらに，理論的若しくは適切な試験等により所定の機能を満足できる設計とする。

使用済燃料乾式貯蔵容器は，内部に使用済燃料が収納された場合に，放射線障害を防止

使用済燃料乾式貯蔵容器は，内部に使用済燃料が収納された場合に，放射線障害を防止するため，その容器表面の線量当量率が 2 mSv/h 以下及び容器表面から 1 m の点におけるするため，その容器表面の線量当量率が 2 mSv/h 以下及び容器表面から 1 m の点における線量当量率 100 μSv/h 以下となるよう，収納される使用済燃料の放射能強度を考慮して十線量当量率 100 μSv/h 以下となるよう，収納される使用済燃料の放射能強度を考慮して十分な遮蔽を行うことができる設計とする。

分な遮蔽を行うことができる設計とする。

失した場合にも，つかんだ状態を保持し，燃料体等が外れない設計とする。

ロ項 a.(k)，ニ項

済燃料貯蔵ラック上を走行できないようにインターロックを設ける設計とする。

使用済燃料を収納する使用済燃料乾式貯蔵容器は，取扱中における衝撃，熱，その他の容

燃料取替機の燃料把握機は，空気作動式とし，燃料体等をつかんだ状態で圧縮空気が喪

ロ項 a.(k)，ニ項

した脱線防止装置を設ける。

原子炉建屋クレーンは，地震時にも転倒することがないように走行方向及び横行方向に

また，原子炉建屋クレーンは，使用済燃料輸送容器等の重量物を吊った状態では，使用済

記載しない理由

燃料取替機の燃料把握機は，空気作動式とし，燃料体等をつかんだ状態で圧縮空気が喪

ニ項

ニ項

ロ項 a.(k)，ニ項

失した場合にも，つかんだ状態を保持し，燃料体等が外れない設計とする。

-資 1-2-3-資 1-2-3

変 更 前

2.

変 更 後

燃料取替機，原子炉建屋クレーン，チャンネル着脱機及び使用済燃料乾式貯蔵建屋天井

燃料取替機，原子炉建屋クレーン，チャンネル着脱機及び使用済燃料乾式貯蔵建屋天井

クレーンは，動力電源喪失時に電磁ブレーキによる保持機能により，燃料体等の落下を防クレーンは，動力電源喪失時に電磁ブレーキによる保持機能により，燃料体等の落下を防止できる設計とする。

止できる設計とする。

燃料貯蔵設備燃料体等を貯蔵する設備として，新燃料貯蔵庫，使用済燃料プール及び使用済燃料乾式貯蔵設備を設ける設計とする。
新燃料貯蔵庫は，通常時の燃料取替を考慮し，適切な貯蔵能力を有し，全炉心燃料の約30 ％を収納できる設計とする。

2.

燃料体等を貯蔵する設備として，新燃料貯蔵庫，使用済燃料プール及び使用済燃料乾式

新燃料貯蔵庫は，通常時の燃料取替を考慮し，適切な貯蔵能力を有し，全炉心燃料の約

機器等の貯蔵及び取扱いができるスペースを確保した設計とする。なお，通常運転中，全心の燃料体等を貯蔵できる容量を確保できる設計とする。

炉心の燃料体等を貯蔵できる容量を確保できる設計とする。

により立入を制限できる設計とする。

ロ項 a.(k)，ニ項

30 ％を収納できる設計とする。

機器等の貯蔵及び取扱いができるスペースを確保した設計とする。なお，通常運転中，全炉

燃料体等の貯蔵設備は，燃料取扱者以外の者がみだりに立ち入らないよう，フェンス等

ニ項

貯蔵設備を設ける設計とする。

使用済燃料プールは，約 290 ％炉心分の燃料の貯蔵が可能であり，さらに放射化されたを有する設計とする。

ロ項 a.(k)，ニ項

燃料貯蔵設備

使用済燃料プールは，約 290 ％炉心分の燃料の貯蔵が可能であり，さらに放射化された

使用済燃料乾式貯蔵設備は，使用済燃料を全炉心燃料の約 190 ％相当分貯蔵できる容量記載しない理由

使用済燃料乾式貯蔵設備は，使用済燃料を全炉心燃料の約 190 ％相当分貯蔵できる容量

ロ項 a.(k)，ニ項

ロ項 a.(k)，ニ項を有する設計とする。
燃料体等の貯蔵設備は，燃料取扱者以外の者がみだりに立ち入らないよう，フェンス等により立入を制限できる設計とする。

「実用発電用原子炉及びその附
属施設の技術基準に関する規則」の要求事項があり，「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」の要求事項でないため，記載しない。

新燃料貯蔵庫は，原子炉建屋原子炉棟内の独立した区画に設け，新燃料を新燃料貯蔵ラ

新燃料貯蔵庫は，原子炉建屋原子炉棟内の独立した区画に設け，新燃料を新燃料貯蔵ラックで貯蔵できる設計とする。新燃料貯蔵庫は，鉄筋コンクリート構造とし，想定されるいックで貯蔵できる設計とする。新燃料貯蔵庫は，鉄筋コンクリート構造とし，想定されるかなる状態においても新燃料が臨界に達することのない設計とする。新燃料は，乾燥状態

いかなる状態においても新燃料が臨界に達することのない設計とする。新燃料は，乾燥状で保管し，堅固な構造のラックに垂直に入れ，新燃料貯蔵庫には水が充満するのを防止す

態で保管し，堅固な構造のラックに垂直に入れ，新燃料貯蔵庫には水が充満するのを防止るための排水口を設ける設計とする。

するための排水口を設ける設計とする。

新燃料貯蔵庫に設置する新燃料貯蔵ラックは，貯蔵燃料の臨界を防止するために必要な

新燃料貯蔵庫に設置する新燃料貯蔵ラックは，貯蔵燃料の臨界を防止するために必要な

燃料間距離を保持し，たとえ新燃料を貯蔵容量最大で貯蔵した状態で，万一新燃料貯蔵庫

燃料間距離を保持し，たとえ新燃料を貯蔵容量最大で貯蔵した状態で，万一新燃料貯蔵庫

が水で満たされるという厳しい状態を仮定しても，実効増倍率を 0.95 以下に保つ設計とすが水で満たされるという厳しい状態を仮定しても，実効増倍率を 0.95 以下に保つ設計とする。

る。

ロ項 a.(k)，ニ項

ロ項 a.(k)，ニ項-資 1-2-4-資 1-2-4

変 更 前変 更 後

使用済燃料プールは，原子炉建屋原子炉棟内に設け，燃料体等を水中の使用済燃料貯蔵

使用済燃料プールは，原子炉建屋原子炉棟内に設け，燃料体等を水中の使用済燃料貯蔵

ラックに垂直に一体ずつ入れて貯蔵し，使用済燃料貯蔵ラックは，中性子吸収材であるほラックに垂直に一体ずつ入れて貯蔵し，使用済燃料貯蔵ラックは，中性子吸収材であるほう素を添加したステンレス鋼を使用するとともに適切な燃料間距離をとることにより，燃う素を添加したステンレス鋼を使用するとともに適切な燃料間距離をとることにより，燃料を貯蔵容量最大で貯蔵し，かつ使用済燃料プール水温及び使用済燃料貯蔵ラック内燃料料を貯蔵容量最大で貯蔵し，かつ使用済燃料プール水温及び使用済燃料貯蔵ラック内燃料貯蔵位置等について，想定されるいかなる場合でも実効増倍率を 0.95 以下に保ち，貯蔵燃

貯蔵位置等について，想定されるいかなる場合でも実効増倍率を 0.95 以下に保ち，貯蔵燃料の臨界を防止できる設計とする。

料の臨界を防止できる設計とする。

使用済燃料乾式貯蔵設備は，使用済燃料乾式貯蔵容器及び使用済燃料乾式貯蔵容器を保使用済燃料乾式貯蔵設備は，使用済燃料乾式貯蔵容器及び使用済燃料乾式貯蔵容器を保管する使用済燃料乾式貯蔵建屋等で構成し，使用済燃料乾式貯蔵容器内のバスケットは，管する使用済燃料乾式貯蔵建屋等で構成し，使用済燃料乾式貯蔵容器内のバスケットは，

中性子吸収材であるほう素を添加した材料を適切に配置するとともに，適切な燃料間距離

中性子吸収材であるほう素を添加した材料を適切に配置するとともに，適切な燃料間距離を保持することにより，燃料集合体を全容量収納し，容器内の燃料位置等について想定さを保持することにより，燃料集合体を全容量収納し，容器内の燃料位置等について想定されるいかなる場合でも実効増倍率を 0.95 以下に保ち，貯蔵燃料の臨界を防止できる設計とれるいかなる場合でも実効増倍率を 0.95 以下に保ち，貯蔵燃料の臨界を防止できる設計と

する。

する。

使用済燃料プールは，鉄筋コンクリート造，ステンレス鋼内張りの水槽であり，使用済燃料プールからの放射性物質を含む水があふれ，又は漏れない構造とする。

使用済燃料プールは，鉄筋コンクリート造，ステンレス鋼内張りの水槽であり，使用済

記載しない理由

ロ項 a.(k)，ニ項

ロ項 a.(k)，ニ項

ロ項 a.(k)，ニ項

燃料プールからの放射性物質を含む水があふれ，又は漏れない構造とする。

使用済燃料プール内の壁面及び底部は，コンクリート壁による遮蔽を施すとともに，燃

使用済燃料プール内の壁面及び底部は，コンクリート壁による遮蔽を施すとともに，燃料体等の上部には十分な遮蔽効果を有する水深を確保することにより，燃料体等からの放料体等の上部には十分な遮蔽効果を有する水深を確保することにより，燃料体等からの放射線に対して適切な遮蔽能力を有し，放射線業務従事者の被ばくを低減する設計とする。

射線に対して適切な遮蔽能力を有し，放射線業務従事者の被ばくを低減する設計とする。

万一，使用済燃料プールからの水の漏えいが発生し，かつ，使用済燃料プール水の補給に万一，使用済燃料プールからの水の漏えいが発生し，かつ，使用済燃料プール水の補給

復水貯蔵タンク水が使用できない場合には，残留熱除去系を用いてサプレッション・チェ

に復水貯蔵タンク水が使用できない場合には，残留熱除去系を用いてサプレッション・チ

ンバのプール水を補給できる設計とする。

ェンバのプール水を補給できる設計とする。

使用済燃料プールは，内面をステンレス鋼内張りに施設することにより，燃料体等の取使用済燃料プールは，内面をステンレス鋼内張りに施設することにより，燃料体等の取扱中に想定される燃料体等の落下及び重量物の落下により機能を失うような損傷が生じな扱中に想定される燃料体等の落下及び重量物の落下により機能を失うような損傷が生じない設計とする。

い設計とする。なお，チャンネル着脱機は，燃料体等を移動する際，使用済燃料プールライ

ロ項 a.(k)，ニ項

ニ項

ロ項 a.(k)，ニ項

ニングの下に設置されている漏えい検知溝上を通ることがないよう，より離れた場所に移設する。
燃料体等の落下に関しては，模擬燃料体の気中落下試験（以下「落下試験」という。
）で燃料体等の落下に関しては，模擬燃料体の気中落下試験（以下「落下試験」という。
）での最大減肉量を考慮しても使用済燃料プールの機能が損なわれない厚さ以上のステンレスの最大減肉量を考慮しても使用済燃料プールの機能が損なわれない厚さ以上のステンレス

鋼内張りを施設する。

鋼内張りを施設する。なお，使用済燃料乾式貯蔵容器等に使用済燃料を収納する場合など

ロ項 a.(k)，ニ項

は，落下試験での落下高さを超えるため，水の浮力及び抗力を考慮することにより落下試-資 1-2-5-資 1-2-5

変 更 前変 更 後

記載しない理由

験時の落下エネルギを下回ることを確認する。
重量物の落下に関しては，使用済燃料プール周辺の状況，現場における作業実績，図面ロ項 a.(k)，ニ項

等にて確認することにより，落下時のエネルギを評価し，落下試験時の燃料体等の落下エ
ネルギ以上となる設備等に対しては，以下のとおり適切な落下防止対策を施し，使用済燃料プールの機能を維持する設計とする。
・使用済燃料プールからの離隔を確保できる重量物については，使用済燃料プールヘ落

ロ項 a.(k)，ニ項

下するおそれがないよう，転倒を仮定しても使用済燃料プールに届かない距離に設置する。また，転倒防止のため床面や壁面へ固定する。
・原子炉建屋クレーンは，使用済燃料貯蔵ラック上を使用済燃料輸送容器等重量物を吊ロ項 a.(k)，ニ項

った状態で走行及び横行できないように可動範囲を制限するインターロックを設ける設計とする。
・原子炉建屋原子炉棟の屋根を支持する屋根トラスは，基準地震動Ｓｓに対する発生応力

ロ項 a.(k)，ニ項が終局耐力を超えず，使用済燃料プール内に落下しない設計とする。また，屋根については鋼鈑（デッキプレート）の上に鉄筋コンクリート造の床を設けた構造とし，地震による剥落のない構造とする。また，運転床面より上部を構成する壁は，鉄筋コン
クリート造の耐震壁であり，運転床面より下部の耐震壁と合わせて基準地震動Ｓｓに対して使用済燃料プール内に落下しない設計とする。
・燃料取替機及び原子炉建屋クレーンは，基準地震動Ｓｓによる地震荷重に対し，燃料取ロ項 a.(k)，ニ項

替機本体及び原子炉建屋クレーン本体の健全性評価及び転倒落下防止評価を行い，使用済燃料プールへの落下物とならない設計とする。
・燃料取替機本体及び原子炉建屋クレーン本体の健全性評価においては，想定される使ロ項 a.(k)，ニ項

用条件において評価が保守的になるよう吊荷の条件を考慮し，地震時の各部発生応力が許容応力以下となる設計とする。
・燃料取替機の転倒落下防止評価においては，走行レール頭部を抱き込む構造をした燃

ロ項 a.(k)，ニ項

料取替機の脱線防止装置について，想定される使用条件において評価が保守的になる
よう吊荷の条件を考慮し，地震時の各部発生応力が許容応力以下となる設計とする。
・燃料取替機の走行レールの健全性評価においては，想定される使用条件において，地ロ項 a.(k)，ニ項

震時の発生応力が許容応力以下となる設計とする。

-資 1-2-6-資 1-2-6

変 更 前変 更 後・原子炉建屋クレーンの転倒落下防止評価においては，走行方向及び横行方向に浮上り

記載しない理由

ロ項 a.(k)，ニ項

代を設けた構造をした原子炉建屋クレーンの脱線防止装置について，想定される使用条件において評価が保守的となるよう吊荷の条件を考慮し，地震時の各部発生応力が許容応力以下となる設計とする。
地震時における使用済燃料プールの健全性確保のため，使用済燃料プール壁面に設置さロ項 a.(k)，ニ項

れている制御棒貯蔵ハンガに制御棒を保管する場合は，3 本掛けのうち，先端部を除く 2箇所を使用するとともに，その旨を保安規定に定めて管理する。
使用済燃料乾式貯蔵設備は，使用済燃料乾式貯蔵容器及び使用済燃料乾式貯蔵容器を保使用済燃料乾式貯蔵設備は，使用済燃料乾式貯蔵容器及び使用済燃料乾式貯蔵容器を保管する使用済燃料乾式貯蔵建屋等からなり，想定されるいかなる状態においても使用済燃

管する使用済燃料乾式貯蔵建屋等からなり，想定されるいかなる状態においても使用済燃料が臨界に達することのない設計とし，使用済燃料からの崩壊熱を適切に除去する設計と料が臨界に達することのない設計とし，使用済燃料からの崩壊熱を適切に除去する設計とする。また，「原子力発電所内の使用済燃料の乾式キャスク貯蔵について（平成４年８月２する。また，「原子力発電所内の使用済燃料の乾式キャスク貯蔵について（平成４年８月２７日原子力安全委員会了承）」の要件を満足する設計とする。

７日原子力安全委員会了承）」の要件を満足する設計とする。

使用済燃料乾式貯蔵設備は，自然冷却によって使用済燃料からの崩壊熱を外部に放出できる構造とし，適切に熱を除去できる設計とする。

使用済燃料乾式貯蔵設備は，自然冷却によって使用済燃料からの崩壊熱を外部に放出で使用済燃料乾式貯蔵容器は，周辺公衆及び放射線業務従事者に対し，放射線被ばく上の影響を及ぼすことがないよう，使用済燃料が内包する放射性物質を適切に閉じ込める設計

影響を及ぼすことがないよう，使用済燃料が内包する放射性物質を適切に閉じ込める設計とし，二重の蓋を設け，一次蓋と二次蓋との間の圧力を監視することにより，密閉性を監視とし，二重の蓋を設け，一次蓋と二次蓋との間の圧力を監視することにより，密閉性を監できる設計とする。

視できる設計とする。

使用済燃料乾式貯蔵容器は，貯蔵容器本体，蓋部及び耐熱性，耐食性等を有し耐久性の高

使用済燃料乾式貯蔵容器は，貯蔵容器本体，蓋部及び耐熱性，耐食性等を有し耐久性のい金属ガスケットにより漏えいを防止し，設計貯蔵期間中貯蔵容器内部圧力を負圧に維持高い金属ガスケットにより漏えいを防止し，設計貯蔵期間中貯蔵容器内部圧力を負圧に維できる設計とする。

持できる設計とする。

使用済燃料乾式貯蔵容器は，放射線被ばく上の影響を及ぼすことのないよう，ガンマ線

使用済燃料乾式貯蔵容器は，放射線被ばく上の影響を及ぼすことのないよう，ガンマ線遮蔽体及び中性子遮蔽体等で構成することにより，使用済燃料からの放射線に対して適切

遮蔽体及び中性子遮蔽体等で構成することにより，使用済燃料からの放射線に対して適切な遮蔽機能を有する設計とする。

な遮蔽機能を有する設計とする。

ことにより，燃料被覆管の著しい腐食又は変形を防止できる設計とする。
使用済燃料乾式貯蔵容器は，貯蔵容器本体，蓋部，バスケット等で構成され，これらの部

ロ項 a.(k)，ニ項

きる構造とし，適切に熱を除去できる設計とする。

使用済燃料乾式貯蔵容器は，周辺公衆及び放射線業務従事者に対し，放射線被ばく上の使用済燃料乾式貯蔵容器は，不活性ガスのヘリウムガスを封入・保持できる構造とする

ロ項 a.(k)，ニ項

使用済燃料乾式貯蔵容器は，不活性ガスのヘリウムガスを封入・保持できる構造とする

ロ項 a.(k)，ニ項

ロ項 a.(k)，ニ項

ロ項 a.(k)，ニ項

ロ項 a.(k)，ニ項

ことにより，燃料被覆管の著しい腐食又は変形を防止できる設計とする。
使用済燃料乾式貯蔵容器は，貯蔵容器本体，蓋部，バスケット等で構成され，これらの部

ロ項 a.(k)，ニ項-資 1-2-7-資 1-2-7

3.

変 更 前

変 更 後

材は，温度，放射線，荷重その他の条件に対し，適切な材料を選択するとともに必要な強材は，温度，放射線，荷重その他の条件に対し，適切な材料を選択するとともに必要な強度，性能を維持できる設計とする。

度，性能を維持できる設計とする。

計測装置等

3.

記載しない理由

計測装置等

使用済燃料その他高放射性の燃料体を貯蔵する水槽の水温を計測する装置として使用済

使用済燃料その他高放射性の燃料体を貯蔵する水槽の水温を計測する装置として使用済

燃料プール温度を設け，計測結果を中央制御室に表示できる設計とする。また，計測結果を

燃料プール温度を設け，計測結果を中央制御室に表示できる設計とする。また，計測結果記録できる設計とする。

を記録し，及び保存できる設計とする。

使用済燃料その他高放射性の燃料体を貯蔵する水槽の水位を計測する装置として使用済

使用済燃料その他高放射性の燃料体を貯蔵する水槽の水位を計測する装置として使用済

燃料プール水位を設け，計測結果を中央制御室に表示できる設計とする。また，記録はプロ

燃料プール水位及び使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）を設け，計測結果を中央制御

セス計算機から帳票として出力できる設計とする。

室に表示できる設計とする。また，記録はプロセス計算機から帳票として出力し保存でき

ロ項 a.(k)，ニ項

ロ項 a.(k)，ニ項

る設計とする。
使用済燃料プール温度，使用済燃料プール水位，使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広ロ項 a.(k)，ニ項域）は，外部電源が使用できない場合においても非常用所内電源系からの電源供給により，使用済燃料プールの水温及び水位を計測することができる設計とする。
使用済燃料プールの水位の著しい低下を確実に検出して自動的に中央制御室に警報（使

使用済燃料プールの水温の著しい上昇又は使用済燃料プールの水位の著しい低下の場合

用済燃料プール水位低）を発信する装置を設けるとともに，表示ランプの点灯及びブザーに，これらを確実に検出して自動的に中央制御室に警報（使用済燃料プール水温高又は使鳴動等により運転員に通報できる設計とする。

用済燃料プール水位低）を発信する装置を設けるとともに，表示ランプの点灯及びブザー

ロ項 a.(k)，ニ項

鳴動等により運転員に通報できる設計とする。
重大事故等時に使用済燃料プールの監視設備として，使用済燃料プール水位・温度（Ｓ

ニ項

Ａ広域）
，使用済燃料プール温度（ＳＡ）を設け，想定される重大事故等により変動する可能性のある範囲にわたり測定可能な設計とする。また，計測結果は中央制御室に表示し，記録及び保存できる設計とする。
使用済燃料プール監視カメラ（個数 1）は，想定される重大事故等時において赤外線機能

ニ項

により使用済燃料プールの状況が把握できる設計とする。
使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域），使用済燃料プール温度（ＳＡ）及び使用済燃ニ項

料プール監視カメラは，常設代替直流電源設備又は可搬型代替直流電源設備から給電が可能な設計とする。
使用済燃料プール監視カメラの耐環境性向上のため，使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置（個数 1，容量

ニ項

L/min 以上）を設ける設計とする。

-資 1-2-8-資 1-2-8

変 更 前変 更 後

使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置は，常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流

記載しない理由

ニ項

電源設備から給電が可能な設計とする。
重大事故等が発生し，当該重大事故等に対処するために監視することが必要なパラメー

ヘ項タとして，使用済燃料プールの監視に必要なパラメータを計測する装置を設ける設計とする。
重大事故等が発生し，計測機器（非常用のものを含む。
）の故障により，当該重大事故等

ヘ項に対処するために監視することが必要なパラメータを計測することが困難となった場合において，当該パラメータを推定するために必要なパラメータを計測する設備を設置する設計とする。
重大事故等に対処するために監視することが必要なパラメータは，炉心損傷防止対策及へ項

び格納容器破損防止対策等を成功させるために必要な発電用原子炉施設の状態を把握するためのパラメータとし，計測する装置は「表 1 核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設の主要設備リスト」の「使用済燃料貯蔵槽の温度，水位及び漏えいを監視する装置」に示す重大事
故等対処設備の他，使用済燃料プール監視カメラ（個数 1）とする。
炉心損傷防止対策及び格納容器破損防止対策等を成功させるために必要な発電用原子炉

ヘ項

施設の状態を把握するためのパラメータを計測する装置は，設計基準事故等に想定される変動範囲の最大値を考慮し，適切に対応するための計測範囲を有する設計とするとともに，重大事故等が発生し，当該重大事故等に対処するために監視することが必要なパラメータの計測が困難となった場合に，代替パラメータにより推定ができる設計とする。
また，重大事故等時に設計基準を超える状態における発電用原子炉施設の状態を把握すヘ項るための能力（計測可能範囲）を明確にするとともに，パラメータの計測が困難となった
場合の代替パラメータによる推定等，複数のパラメータの中から確からしさを考慮した優先順位を保安規定に定めて管理する。
炉心損傷防止対策及び格納容器破損防止対策等を成功させるために必要な発電用原子炉

ヘ項

施設の状態を把握するためのパラメータを計測する装置の電源は，非常用交流電源設備又は非常用直流電源設備の喪失等により計器電源が喪失した場合において，代替電源設備として常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備，所内常設直流電源設備，常設代替
直流電源設備又は可搬型代替直流電源設備を使用できる設計とする。

-資 1-2-9-資 1-2-9

変 更 前4.

使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備

4.1 燃料プール冷却浄化系
使用済燃料プールは，燃料プール冷却浄化系ポンプ，燃料プール冷却浄化系熱交換器，

変 更 後
4.

使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備

4.1 燃料プール冷却浄化系
使用済燃料プールは，燃料プール冷却浄化系ポンプ，燃料プール冷却浄化系熱交換器， ロ項 a.(k)，ニ項

フィルタ脱塩器等で構成する燃料プール冷却浄化系を設け，通常運転時，運転時の異常

フィルタ脱塩器等で構成する燃料プール冷却浄化系を設け，通常運転時，運転時の異常な過渡変化時及び設計基準事故時において，使用済燃料からの崩壊熱を除去するとともな過渡変化時及び設計基準事故時において，使用済燃料からの崩壊熱を除去するとともに，使用済燃料プール水を浄化できる設計とする。また，補給水ラインを設け，使用済燃に，使用済燃料プール水を浄化できる設計とする。また，補給水ラインを設け，使用済燃料プール水の補給が可能な設計とする。さらに，全炉心燃料を使用済燃料プールに取り料プール水の補給が可能な設計とする。さらに，全炉心燃料を使用済燃料プールに取り出した場合や燃料プール冷却浄化系で使用済燃料プール水の冷却ができない場合は，残出した場合や燃料プール冷却浄化系で使用済燃料プール水の冷却ができない場合は，残留熱除去系を用いて使用済燃料からの崩壊熱を除去できる設計とする。

留熱除去系を用いて使用済燃料からの崩壊熱を除去できる設計とする。

燃料プール冷却浄化系熱交換器で除去した熱は，原子炉補機冷却系を経て，最終的な熱の逃がし場である海へ輸送できる設計とする。

記載しない理由

燃料プール冷却浄化系熱交換器で除去した熱は，原子炉補機冷却系を経て，最終的な熱の逃がし場である海へ輸送できる設計とする。
4.2 代替燃料プール注水系
使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能が喪失し，又は使用済燃料プールからの水

ニ項の漏えいその他の要因により当該使用済燃料プールの水位が低下した場合において使用済燃料プール内の燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止するために必要な重大事故等対処設備として代替燃料プール注水系を設ける設計とする。
また，使用済燃料プールからの大量の水の漏えいその他の要因により使用済燃料プー

ニ項

ルの水位が異常に低下した場合において，使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷の進行を緩和し，及び臨界を防止するために必要な重大事故等対処設備として代替燃料
プール注水系を設ける設計とする。
使用済燃料プールに接続する配管の破損等により，使用済燃料プール水戻り配管から

ニ項

サイフォン現象による水の漏えいが発生した場合に，原子炉建屋原子炉棟 6 階における線量率が放射線被ばくを管理する上で定めた線量率を満足できるよう，漏えいの継続を防止し，燃料体等からの放射線の遮蔽に必要となる水位を維持するため，戻り配管上部に静的サイフォンブレーカを設ける設計とする。
静的サイフォンブレーカは，耐震性も含めて機器，弁類等の故障及び誤操作等によりニ項その機能を喪失することのない設計とする。
4.2.1 使用済燃料プール注水
残留熱除去系（使用済燃料プール水の冷却及び補給）及び燃料プール冷却浄化系

ニ項の有する使用済燃料プールの冷却機能喪失又は残留熱除去系ポンプによる使用済燃料プールへの補給機能が喪失し，又は使用済燃料プールに接続する配管の破断等に-資 1-2-10-資 1-2-10

変 更 前変 更 後

記載しない理由

よる使用済燃料プール水の小規模な漏えいにより使用済燃料プールの水位が低下した場合に，使用済燃料プール内の燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止するための重大事故等対処設備のうち使用済燃料プールへの注水設備として，
注水ライン，常設スプレイヘッダ及び可搬型スプレイノズルを使用した代替燃料プール注水系を設ける設計とする。
4.2.1.1 代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水(1) 常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）
常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）は，常ニ項

設低圧代替注水系ポンプにより，代替淡水貯槽の水を代替燃料プール注水系配管等を経由して使用済燃料プールへ注水することにより，使用済燃料プールの水位を維持できる設計とする。
常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）は，代ニ項

替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備
からの給電が可能な設計とする。
また，使用済燃料プールは，使用済燃料貯蔵ラックの形状を維持した状態にニ項おいて，常設代替注水系ポンプを使用した代替燃料プール注水系（注水ライン）による冷却及び水位確保により使用済燃料プールの機能を維持し，実効増倍率が最も高くなる冠水状態においても実効増倍率は不確定性を含めて 0.95 以下
で臨界を防止できる設計とする。
(2) 可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）
可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プ

ニ項

ール注水系（注水ライン）は，可搬型代替注水中型ポンプ（直列 2 台）により西側淡水貯水設備の水を，可搬型代替注水大型ポンプにより代替淡水貯槽の水を代替燃料プール注水系配管等を経由して使用済燃料プールへ注水することにより，使用済燃料プールの水位を維持できる設計とする。
可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プ

ニ項

ール注水系（注水ライン）は，代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源
設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。
また，使用済燃料プールは，使用済燃料貯蔵ラックの形状を維持した状態にニ項-資 1-2-11-資 1-2-11

変 更 前変 更 後

記載しない理由

おいて，可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプを使用した代替燃料プール注水系（注水ライン）による冷却及び水位確保により使用済燃料プールの機能を維持し，実効増倍率が最も高くなる冠水状態においても実効増倍率は不確定性を含めて 0.95 以下で臨界を防止できる設計とする。
可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，空冷式のディ

ニ項

ーゼルエンジンにより駆動できる設計とする。
可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，想定される重ニ項大事故等時において，使用済燃料プール内の燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止するために必要な注水流量を有する設計とする。
4.2.1.2 代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プール
注水(1) 常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッ
ダ）
常設低圧代替注水ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ） ニ項
は，常設低圧代替注水系ポンプにより，代替淡水貯槽の水を代替燃料プール注水系配管等を経由して常設スプレイヘッダから使用済燃料プールへ注水することにより，使用済燃料プールの水位を維持できる設計とする。
常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッ

ニ項ダ）は，代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交
流電源設備からの給電が可能な設計とする。
また，使用済燃料プールは，使用済燃料貯蔵ラックの形状を維持した状態にニ項おいて，常設代替注水系ポンプを使用した代替燃料プール注水系（常設スプレ
イヘッダ）による冷却及び水位確保により使用済燃料プールの機能を維持し，実効増倍率が最も高くなる冠水状態においても実効増倍率は不確定性を含めて0.95 以下で臨界を防止できる設計とする。
(2) 可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッ
ダ）
可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッ

ニ項ダ）は，可搬型代替注水大型ポンプにより，代替淡水貯槽の水を代替燃料プール
注水系配管等を経由して常設スプレイヘッダから使用済燃料プールへ注水する-資 1-2-12-資 1-2-12

変 更 前変 更 後

記載しない理由

ことにより，使用済燃料プールの水位を維持できる設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッ

ニ項ダ）は，代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流
電源設備からの給電が可能な設計とする。
また，使用済燃料プールは，使用済燃料貯蔵ラックの形状を維持した状態におニ項いて，可搬型代替注水大型ポンプを使用した代替燃料プール注水系（常設スプレ
イヘッダ）による冷却及び水位確保により使用済燃料プールの機能を維持し，実効増倍率が最も高くなる冠水状態においても実効増倍率は不確定性を含めて0.95 以下で臨界を防止できる設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプは，空冷式のディーゼルエンジンにより駆動できるニ項設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプは，想定される重大事故等時において，使用済燃料

ニ項

プール内の燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止するために必要な注水流量を有する設計とする。
4.2.1.3 代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プー
ル注水
可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノ

ニ項ズル）は，可搬型代替注水大型ポンプにより代替淡水貯槽の水をホース等を経由して可搬型スプレイノズルから使用済燃料プールへ注水することにより，使用済燃料プールの水位を維持できる設計とする。
また，使用済燃料プールは，使用済燃料貯蔵ラックの形状を維持した状態にニ項おいて，可搬型代替注水大型ポンプを使用した代替燃料プール注水系（可搬型
スプレイノズル）による冷却及び水位確保により使用済燃料プールの機能を維持し，実効増倍率が最も高くなる冠水状態においても実効増倍率は不確定性を含めて 0.95 以下で臨界を防止できる設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプは，空冷式のディーゼルエンジンにより駆動できニ項る設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプは，想定される重大事故等時において，使用済燃ニ項-資 1-2-13-資 1-2-13

変 更 前変 更 後

記載しない理由

料プール内の燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止するために必要な注水流量を有する設計とする。
4.2.2 使用済燃料プールスプレイ
使用済燃料プールからの大量の水の漏えい等により使用済燃料プールの水位が異ニ項常に低下した場合に，燃料損傷を緩和するとともに，燃料損傷時には使用済燃料プール内の燃料体等の上部全面にスプレイすることによりできる限り環境への放射性物質の放出を低減するための重大事故等対処設備のうち使用済燃料プールスプレイ
設備として，常設スプレイヘッダ及び可搬型スプレイノズルを使用した代替燃料プール注水系を設ける設計とする。
4.2.2.1 代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プール
スプレイ
(1)

常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッ

ダ）
常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッ

ニ項ダ）は，常設低圧代替注水系ポンプにより，代替淡水貯槽の水を代替燃料プール
注水系配管等を経由して常設スプレイヘッダから使用済燃料プール内の燃料体等に直接スプレイすることにより，燃料損傷を緩和するとともに，環境への放射性物質の放出をできる限り低減できるよう，使用済燃料プールの全面に向けてスプレイし，使用済燃料プール内に貯蔵している燃料体等からの崩壊熱による蒸散量を上回る量をスプレイできる設計とする。
常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッ

ニ項ダ）は，代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交
流電源設備からの給電が可能な設計とする。
使用済燃料プール内へのスプレイ量は，試験により確認する。また，使用済燃ニ項

料プールは，常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）にて，使用済燃料貯蔵ラック及び燃料体等を冷却し，臨界にならないように配慮したラック形状及び燃料配置において，いかなる一様な水密度であっても実効増倍率は不確定性を含めて 0.95 以下で臨界を防止できる設計とする。

-資 1-2-14-資 1-2-14

変 更 前変 更 後

記載しない理由(2) 可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッ
ダ）
可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッ

ニ項ダ）は，可搬型代替注水大型ポンプにより，代替淡水貯槽の水を代替燃料プール
注水系配管等を経由して常設スプレイヘッダから使用済燃料プール内の燃料体等に直接スプレイすることにより，燃料損傷を緩和するとともに，環境への放射性物質の放出をできる限り低減できるよう，使用済燃料プールの全面に向けてスプレイし，使用済燃料プール内に貯蔵している燃料体等からの崩壊熱による蒸散量を上回る量をスプレイできる設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッ

ニ項ダ）は，代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交
流電源設備からの給電が可能な設計とする。
使用済燃料プール内へのスプレイ量は，試験により確認する。また，使用済燃ニ項

料プールは，可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）にて，使用済燃料貯蔵ラック及び燃料体等を冷却し，臨界にならないように配慮したラック形状
及び燃料配置において，いかなる一様な水密度であっても実効増倍率は不確定性を含めて 0.95 以下で臨界を防止できる設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプは，空冷式のディーゼルエンジンにより駆動できるニ項設計とする。
4.2.2.2 代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プー
ルスプレイ
可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノ

ニ項ズル）は，可搬型代替注水大型ポンプにより，代替淡水貯槽の水をホース等を経由して可搬型スプレイノズルから使用済燃料プール内の燃料体等に直接スプレイすることにより，燃料損傷を緩和するとともに，環境への放射性物質の放出をできる限り低減できるよう使用済燃料プールの全面に向けてスプレイし，使用済燃料プール内に貯蔵している燃料体等からの崩壊熱による蒸散量を上回る
量をスプレイできる設計とする。
使用済燃料プール内へのスプレイ量は，試験により確認する。また，使用済燃ニ項

料プールは，可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型
スプレイノズル）にて，使用済燃料貯蔵ラック及び燃料体等を冷却し，臨界にな-資 1-2-15-資 1-2-15

変 更 前変 更 後

記載しない理由

らないように配慮したラック形状及び燃料配置において，いかなる一様な水密度であっても実効増倍率は不確定性を含めて 0.95 以下で臨界を防止できる設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプは，空冷式のディーゼルエンジンにより駆動できニ項る設計とする。
4.3 代替燃料プール冷却系
使用済燃料プールから発生する水蒸気による悪影響を防止するための重大事故等対処

ニ項

設備として，代替燃料プール冷却系を設ける設計とする。
代替燃料プール冷却系は，使用済燃料プールの水を代替燃料プール冷却系ポンプによニ項り代替燃料プール冷却系熱交換器等を経由して循環させることで，使用済燃料プールを冷却できる設計とする。
代替燃料プール冷却系は，非常用交流電源設備及び原子炉補機冷却系が機能喪失したニ項

場合でも，代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備及び緊急用海水系を用いて，使用済燃料プールを除熱できる設計とする。
代替燃料プール冷却系は，代替燃料プール冷却系ポンプ，代替燃料プール冷却系熱交換

ニ項器，配管・弁類，計測制御装置等で構成し，緊急用海水ポンプにより代替燃料プール冷却
系熱交換器に海水を送水することで，代替燃料プール冷却系熱交換器で発生した熱を最終的な熱の逃がし場である海へ輸送できる設計とする。
4.4 原子炉建屋放水設備
4.4.1 大気への拡散抑制
使用済燃料プールからの大量の水の漏えい等により使用済燃料プールの水位の異ニ項，リ項

常な低下により，使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷に至った場合において，燃料損傷時にはできる限り環境への放射性物質の放出を低減するための重大事
故等対処設備として，原子炉建屋放水設備を設ける設計とする。
原子炉建屋放水設備は，可搬型代替注水大型ポンプにより海水を取水し，ホース

ニ項，リ項

等を経由して放水砲から原子炉建屋へ放水することにより，環境への放射性物質の放出を可能な限り低減できる設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプ及び放水砲は，設置場所を任意に設定し，複数の方向

リ項-資 1-2-16-資 1-2-16

変 更 前変 更 後

記載しない理由

から原子炉建屋に向けて放水できる設計とする。
4.4.2 海洋への拡散抑制
炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損に至った場合において，発電所外へ

リ項の放射性物質の拡散を抑制するための重大事故等対処設備として，海洋拡散抑制設
備を設ける設計とする。
海洋への放射性物質の拡散を抑制するための重大事故等対処設備として，海洋拡リ項散抑制設備は，汚濁防止膜等で構成し，汚濁防止膜（可搬型）は，汚染水が発電所から海洋に流出する 12 箇所（雨水排水路集水桝 9 箇所及び放水路 3 箇所）に設置できる設計とする。
汚濁防止膜（可搬型）は，海洋への放射性物質の拡散を抑制するため，設置場所にリ項応じた高さ及び幅を有する設計とする。必要数は，各設置場所に必要な幅に対して汚濁防止膜を二重に計 2 本設置することとし，雨水排水路集水桝 9 箇所の設置場所に計 18 本（高さ約 3 m，幅約 3 m（12 本），高さ約 2 m，幅約 3 m（6 本））及び放水路 3 箇所の設置場所に計 6 本（高さ約 4 m，幅約 4 m（6 本））の合計 24 本使用する設計とする。また，予備については，保守点検は目視点検であり，保守点検中でも使用可能であるため，保守点検用は考慮せずに，破れ等の破損時の予備用として各設
置場所に対して 2 本の計 24 本を保管することとし，予備を含めた保有数として設置
場所 12 箇所分の合計 48 本を保管する。
4.5 使用済燃料プールの水質維持

4.5 使用済燃料プールの水質維持

使用済燃料プールは，使用済燃料からの崩壊熱を燃料プール冷却浄化系熱交換器で除使用済燃料プールは，使用済燃料からの崩壊熱を燃料プール冷却浄化系熱交換器で除去して使用済燃料プール水を冷却するとともに，燃料体の被覆が著しく腐食するおそれ

去して使用済燃料プール水を冷却するとともに，燃料体の被覆が著しく腐食するおそれがないよう燃料プール冷却浄化系のフィルタ脱塩器で使用済燃料プール水をろ過脱塩しがないよう燃料プール冷却浄化系のフィルタ脱塩器で使用済燃料プール水をろ過脱塩して，使用済燃料プール，原子炉ウェル等の水の純度，透明度を維持できる設計とする。

て，使用済燃料プール，原子炉ウェル等の水の純度，透明度を維持できる設計とする。

4.6 使用済燃料プール接続配管

ロ項 a.(k)，ニ項

4.6 使用済燃料プール接続配管

使用済燃料プール水の漏えいを防止するため，使用済燃料プールには排水口を設けな使用済燃料プール水の漏えいを防止するため，使用済燃料プールには排水口を設けない設計とし，使用済燃料プールに接続された配管には真空破壊弁を設け，配管が破損しい設計とし，使用済燃料プールに接続された配管には真空破壊弁を設け，配管が破損しても，サイフォン効果により，使用済燃料プール水が継続的に流出しない設計とする。

ても，サイフォン効果により，使用済燃料プール水が継続的に流出しない設計とする。

ロ項 a.(k)，ニ項

4.7 水源，代替水源供給設備
4.7.1 重大事故等の収束に必要となる水源設計基準事故の収束に必要な水源とは別に，重大事故等の収束に必要となる十分

リ項，ヌ項-資 1-2-17-資 1-2-17

変 更 前変 更 後

記載しない理由な量の水を有する水源を確保することに加えて，設計基準事故対処設備及び重大事
故等対処設備に対して重大事故等の収束に必要となる十分な水の量を供給するために必要な重大事故等対処設備として，代替淡水貯槽及び西側淡水貯水設備を重大事
故等の収束に必要となる水源として設ける設計とする。
また，これら重大事故等の収束に必要となる水源とは別に，代替淡水源として淡リ項

水タンク（多目的タンク，原水タンク，ろ過水貯蔵タンク及び純水貯蔵タンク）を設ける設計とする。
代替淡水貯槽を水源として重大事故等の対応を実施する際には，西側淡水貯水設

リ項，ヌ項

備を代替淡水源とし，西側淡水貯水設備を水源として重大事故等の対応を実施する
際には，代替淡水貯槽を代替淡水源とする。また，淡水が枯渇した場合に，海を水源として利用できる設計とする。
代替淡水貯槽は，想定される重大事故等時において，使用済燃料プールの冷却又

リ項，ヌ項

は注水に使用する設計基準事故対処設備が機能喪失した場合の代替手段である代替
燃料プール注水系（注水ライン），代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）及
び代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）の水源として使用できる設計とする。
西側淡水貯水設備は，想定される重大事故等時において，使用済燃料プールの注

リ項，ヌ項

水に使用する設計基準事故対処設備が機能喪失した場合の代替手段である代替燃料
プール注水系（注水ライン）の水源として使用できる設計とする。
代替淡水源である淡水タンク（多目的タンク，原水タンク，ろ過水貯蔵タンク及び

リ項，ヌ項

純水貯蔵タンク）は，想定される重大事故等時において，代替淡水貯槽又は西側淡水貯水設備へ水を供給するための水源として使用できる設計とする。
海は，想定される重大事故等時において，淡水が枯渇した場合に，代替淡水貯槽

ニ項，リ項

又は西側淡水貯水設備へ水を供給するための水源であるとともに，使用済燃料プー
ルの冷却又は注水に使用する設計基準事故対処設備が機能喪失した場合の代替手段である代替燃料プール注水系（注水ライン），代替燃料プール注水系（常設スプレイ
ヘッダ）及び代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）の水源として，また，
原子炉建屋放水設備の水源として利用できる設計とする。

-資 1-2-18-資 1-2-18

変 更 前変 更 後

記載しない理由

4.7.2 代替水源供給設備
設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備に対して，重大事故等の収束に必

リ項，ヌ項要となる十分な量の水を供給するために必要な設備及び海を利用するために必要な設備として，可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプを設ける設計とする。
重大事故等の収束に必要な水源である代替淡水貯槽へ淡水を供給するための重大ニ項，リ項

事故等対処設備として，可搬型代替注水中型ポンプは，代替淡水源である西側淡水貯水設備，淡水タンク（多目的タンク，原水タンク，ろ過水貯蔵タンク及び純水貯蔵タンク）の淡水を，可搬型代替注水大型ポンプは，淡水タンク（多目的タンク，原水
タンク，ろ過水貯蔵タンク及び純水貯蔵タンク）の淡水を代替淡水貯槽へ供給できる設計とする。
また，淡水が枯渇した場合に，重大事故等の収束に必要な水源である代替淡水貯槽へ海水を供給するための重大事故等対処設備として，可搬型代替注水中型ポンプ
及び可搬型代替注水大型ポンプは，海水を代替淡水貯槽へ供給できる設計とする。
重大事故等の収束に必要な水源である西側淡水貯水設備へ淡水を供給するためのニ項，リ項

重大事故等対処設備として，可搬型代替注水大型ポンプは，代替淡水源である代替
淡水貯槽，淡水タンク（多目的タンク，原水タンク，ろ過水貯蔵タンク及び純水貯蔵タンク）の淡水を西側淡水貯水設備へ供給できる設計とする。
また，淡水が枯渇した場合に，重大事故等の収束に必要な水源である西側淡水貯水設備へ海水を供給するための重大事故等対処設備として，可搬型代替注水大型ポ
ンプは，海水を西側淡水貯水設備へ供給できる設計とする。
可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，空冷式のディーゼ

リ項

ルエンジンにより駆動できる設計とする。
代替水源及び代替淡水源からの移送ルートを確保するとともに，可搬型のホース， リ項
可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプについては，複数箇所に分散して保管する。

5.

主要対象設備核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設の対象となる主要な設備について，「表 1

質の取扱施設及び貯蔵施設の主要設備リスト」に示す。

5.
核燃料物

主要対象設備

本記載は，要目表対象を示したリ

核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設の対象となる主要な設備について，「表 1 核燃料物

ストに関する記載であるため，記質の取扱施設及び貯蔵施設の主要設備リスト」に示す。

載しない。

本施設の設備として兼用する場合に主要設備リストに記載されない設備については，「表2

核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設の兼用設備リスト」に示す。

-資 1-2-19-資 1-2-19

3.

原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。
）の基本設計方針
変 更 前

変 更 後

用語の定義は「発電用原子力設備に関する技術基準を定める省令」，「実用発電用原子炉

記載しない理由

用語の定義は「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 本記載は概要であるため，記載し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」及び「実用発電用原子炉及びる規則」及び「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則」並びにこれら ない。

その附属施設の技術基準に関する規則」並びにこれらの解釈による。

の解釈による。

第１章 共通項目

第１章 共通項目

1.

1.

地盤等

地盤等

1.1 地盤
設計基準対象施設のうち，地震の発生によって生じるおそれがあるその安全機能の喪イ項

失に起因する放射線による公衆への影響の程度が特に大きい施設（以下「耐震重要施設」という。）の建物・構築物，屋外重要土木構造物，津波防護施設及び浸水防止設備並びに浸水防止設備又は津波監視設備が設置された建物・構築物について，若しくは，重大事故等対処施設のうち，常設耐震重要重大事故防止設備又は常設重大事故緩和設備が設置される重大事故等対処施設については，自重や運転時の荷重等に加え，その供用中に大きな影響を及ぼすおそれがある地震動（以下「基準地震動Ｓｓ」という。）による地震力が作用した場合においても，接地圧に対する十分な支持力を有する地盤に設置する。
また，上記に加え，基準地震動Ｓｓによる地震力が作用することによって弱面上のずれ

イ項が発生しない地盤として，設置（変更）許可を受けた地盤に設置する。
ここで，屋外重要土木構造物とは，耐震安全上重要な機器・配管系の間接支持機能，若イ項

しくは非常時における海水の通水機能を求められる土木構造物をいう。
設計基準対象施設のうち，耐震重要施設以外の建物・構築物及びその他の土木構造物

イ項については，自重や運転時の荷重等に加え，耐震重要度分類の各クラスに応じて算定す
る地震力が作用した場合，若しくは，重大事故等対処施設のうち，常設耐震重要重大事
故防止設備以外の常設重大事故防止設備が設置される重大事故等対処施設については，
自重や運転時の荷重等に加え，代替する機能を有する設計基準事故対処設備が属する耐震重要度分類の各クラスに応じて算定する地震力が作用した場合においても，接地圧に対する十分な支持力を有する地盤に設置する。
設計基準対象施設のうち，耐震重要施設，若しくは，重大事故等対処施設のうち，常設

イ項

耐震重要重大事故防止設備又は常設重大事故緩和設備が設置される重大事故等対処施設
は，地震発生に伴う地殻変動によって生じる支持地盤の傾斜及び撓み並びに地震発生に伴う建物・構築物間の不等沈下，液状化及び揺すり込み沈下等の周辺地盤の変状により，その安全機能，若しくは，重大事故に至るおそれがある事故（運転時の異常な過渡変化
及び設計基準事故を除く。
）又は重大事故（以下「重大事故等」という。
）に対処するため

資 1-3 共-1

変 更 前変 更 後

記載しない理由に必要な機能が損なわれるおそれがない地盤として，設置（変更）許可を受けた地盤に設置する。
設計基準対象施設のうち，耐震重要施設，若しくは，重大事故等対処施設のうち，常設

イ項

耐震重要重大事故防止設備又は常設重大事故緩和設備が設置される重大事故等対処施設
は，将来活動する可能性のある断層等の露頭がない地盤として，設置（変更）許可を受けた地盤に設置する。
設計基準対象施設のうち，Ｓクラスの施設（津波防護施設，浸水防止設備及び津波監

イ項

視設備を除く。
）の地盤，若しくは，重大事故等対処施設のうち，常設耐震重要重大事故防止設備又は常設重大事故緩和設備が設置される重大事故等対処施設の建物・構築物及び土木構造物の地盤の接地圧に対する支持力の許容限界について，自重や運転時の荷重等と基準地震動Ｓｓによる地震力との組合せにより算定される接地圧が，安全上適切と認められる規格及び基準等による地盤の極限支持力度に対して妥当な余裕を有することを確認する。
また，上記の設計基準対象施設にあっては，自重や運転時の荷重等と弾性設計用地震イ項

動Ｓｄによる地震力又は静的地震力との組合せにより算定される接地圧について，安全上適切と認められる規格及び基準等による地盤の短期許容支持力度を許容限界とする。
屋外重要土木構造物，津波防護施設及び浸水防止設備並びに浸水防止設備又は津波監

イ項

視設備が設置された建物・構築物の地盤においては，自重や運転時の荷重等と基準地震
動Ｓｓによる地震力との組合せにより算定される接地圧が，安全上適切と認められる規格及び基準等による地盤の極限支持力度に対して妥当な余裕を有することを確認する。
設計基準対象施設のうち，Ｂクラス及びＣクラスの施設の地盤，若しくは，常設耐震イ項

重要重大事故防止設備以外の常設重大事故防止設備が設置される重大事故等対処施設の建物・構築物，機器・配管系及び土木構造物の地盤においては，自重や運転時の荷重等と，静的地震力及び動的地震力（Ｂクラスの共振影響検討に係るもの又はＢクラスの施設の機能を代替する常設重大事故防止設備の共振影響検討に係るもの）との組合せにより算定される接地圧に対して，安全上適切と認められる規格及び基準等による地盤の短期許容支持力度を許容限界とする。
1.2 急傾斜地の崩壊の防止
急傾斜地の崩壊による災害の防止に関する法律に基づき指定された急傾斜地崩壊危険区域でない地域に設備を施設する。

1.2 急傾斜地の崩壊の防止
急傾斜地の崩壊による災害の防止に関する法律に基づき指定された急傾斜地崩壊危険 東海第二発電所は急傾斜地崩壊区域でない地域に設備を施設する。

危険区域には該当しない。

資 1-3 共-2

変 更 前
2.

2.

自然現象

2.1 地震による損傷の防止
2.1.1 耐震設計
(1) 耐震設計の基本方針
耐震設計は，以下の項目に従って行う。
a.

変 更 後

記載しない理由自然現象

2.1 地震による損傷の防止
2.1.1 耐震設計
(1) 耐震設計の基本方針
耐震設計は，以下の項目に従って行う。

耐震重要施設は，その供用中に当該耐震重要施設に大きな影響を及ぼすおそれ

a. 耐震重要施設は，その供用中に当該耐震重要施設に大きな影響を及ぼすおそれがある地震（設置（変更）許可を受けた基準地震動（以下「基準地震動」という。
））

がある地震（設置（変更）許可を受けた基準地震動Ｓｓ（以下「基準地震動Ｓｓ」

による加速度によって作用する地震力に対して，その安全機能が損なわれるおそという。））による加速度によって作用する地震力に対して，その安全機能が損なれがない設計とする。

われるおそれがない設計とする。
重大事故等対処施設のうち，常設耐震重要重大事故防止設備又は常設重大事故

ロ項(1)

ロ項(1)

緩和設備が設置される重大事故等対処施設（特定重大事故等対処施設を除く。
）は，
基準地震動Ｓｓによる地震力に対して，重大事故等に対処するために必要な機能が損なわれるおそれがない設計とする。
b.

設計基準対象施設は，地震により発生するおそれがある安全機能の喪失（地震b. 設計基準対象施設は，地震により発生するおそれがある安全機能の喪失（地震に伴って発生するおそれがある津波及び周辺斜面の崩壊等による安全機能の喪失に伴って発生するおそれがある津波及び周辺斜面の崩壊等による安全機能の喪失を含む。）及びそれに続く放射線による公衆への影響を防止する観点から，各施設を含む。）及びそれに続く放射線による公衆への影響を防止する観点から，各施設の安全機能が喪失した場合の影響の相対的な程度（以下「耐震重要度」という。
）の安全機能が喪失した場合の影響の相対的な程度（以下「耐震重要度」という。
）に応じて，Ｓクラス，Ｂクラス又はＣクラスに分類（以下，「耐震重要度分類」とに応じて，Ｓクラス，Ｂクラス又はＣクラスに分類（以下「耐震重要度分類」といいう。
）し，それぞれに応じた地震力に十分耐えられる設計とする。

う。
）し，それぞれに応じた地震力に十分耐えられる設計とする。
重大事故等対処施設については，施設の各設備が有する重大事故等に対処する

ロ項(1)

ロ項(1)

ために必要な機能及び設置状態を踏まえて，常設耐震重要重大事故防止設備が設置される重大事故等対処施設，常設耐震重要重大事故防止設備以外の常設重大事
故防止設備が設置される重大事故等対処施設（特定重大事故等対処施設を除く。
），
常設重大事故緩和設備が設置される重大事故等対処施設（特定重大事故等対処施設を除く。
）及び可搬型重大事故等対処設備に分類する。
重大事故等対処施設のうち，常設耐震重要重大事故防止設備以外の常設重大事ロ項(1)

故防止設備が設置される重大事故等対処施設（特定重大事故等対処施設を除く。
）
は，代替する機能を有する設計基準事故対処設備が属する耐震重要度分類のクラスに適用される地震力に十分に耐えることができる設計とする。
常設耐震重要重大事故防止設備以外の常設重大事故防止設備が設置される重大ロ項(1)

事故等対処施設と常設重大事故緩和設備が設置される重大事故等対処施設の両方に属する重大事故等対処施設については，基準地震動Ｓｓによる地震力を適用する

資 1-3 共-3

変 更 前変 更 後

記載しない理由ものとする。
なお，特定重大事故等対処施設に該当する施設は本申請の対象外である。
c.

建物・構築物とは，建物，構築物及び土木構造物（屋外重要土木構造物及びその他の土木構造物）の総称とする。
また，屋外重要土木構造物とは，耐震安全上重要な機器・配管系の間接支持機
能，若しくは非常用における海水の通水機能を求められる土木構造物をいう。

d.

Ｓクラスの施設（f.に記載のものを除く。
）は，基準地震動による地震力に対してその安全機能が保持できる設計とする。

c. 建物・構築物とは，建物，構築物及び土木構造物（屋外重要土木構造物及びそのロ項(1)

他の土木構造物）の総称とする。
また，屋外重要土木構造物とは，耐震安全上重要な機器・配管系の間接支持機
能，若しくは非常用における海水の通水機能を求められる土木構造物をいう。
d. Ｓクラスの施設（f.に記載のものを除く。）は，基準地震動Ｓｓによる地震力にロ項(1)

対してその安全機能が保持できる設計とする。

建物・構築物については，構造物全体としての変形能力（終局耐力時の変形）に

建物・構築物については，構造物全体としての変形能力（終局耐力時の変形）に対して十分な余裕を有し，建物・構築物の終局耐力に対し妥当な安全余裕を有する

対して十分な余裕を有し，建物・構築物の終局耐力に対し妥当な安全余裕を有す設計とする。

る設計とする。

機器・配管系については，その施設に要求される機能を保持する設計とし，塑性

機器・配管系については，その施設に要求される機能を保持する設計とし，塑性

ひずみが生じる場合であっても，その量が小さなレベルに留まって破断延性限界

ひずみが生じる場合であっても，その量が小さなレベルに留まって破断延性限界に十分な余裕を有し，その施設に要求される機能に影響を及ぼさない，また，動的に十分な余裕を有し，その施設に要求される機能に影響を及ぼさない，また，動機器等については，基準地震動による応答に対してその設備に要求される機能を的機器等については，基準地震動Ｓｓによる応答に対してその設備に要求される機保持する設計とする。

能を保持する設計とする。なお，動的機能が要求される機器については，当該機器の構造，動作原理等を考慮した評価を行い，既往の研究等で機能維持の確認がなされた機能確認済加速度等を超えていないことを確認する。

また，設置（変更）許可を受けた弾性設計用の地震動（以下「弾性設計用地震動」

また，設置（変更）許可を受けた弾性設計用地震動Ｓｄ（以下「弾性設計用地震という。）による地震力又は静的地震力のいずれか大きい方の地震力に対して，お動Ｓｄ」という。）による地震力又は静的地震力のいずれか大きい方の地震力に対

おむね弾性状態に留まる範囲で耐えられる設計とする。

して，おおむね弾性状態に留まる範囲で耐えられる設計とする。
建物・構築物については，発生する応力に対して，建築基準法等の安全上適切とロ項(1)認められる規格及び基準による許容応力度を許容限界とする。
機器・配管系については，応答が全体的におおむね弾性状態に留まる設計とする。
常設耐震重要重大事故防止設備又は常設重大事故緩和設備が設置される重大事

ロ項(1)

故等対処施設（特定重大事故等対処施設を除く。）は，基準地震動Ｓｓによる地震力に対して，重大事故等に対処するために必要な機能が損なわれるおそれがない設計とする。
建物・構築物については，構造物全体としての変形能力（終局耐力時の変形）にロ項(1)

ついて十分な余裕を有し，建物・構築物の終局耐力に対し妥当な安全余裕を有する設計とする。

資 1-3 共-4

変 更 前変 更 後

記載しない理由

機器・配管系については，その施設に要求される機能を保持する設計とし，塑性
ひずみが生じる場合であっても，その量が小さなレベルに留まって破断延性限界に十分な余裕を有し，その施設に要求される機能に影響を及ぼさない，また，動的機器等については，基準地震動Ｓｓによる応答に対して，その設備に要求される機能を保持する設計とする。なお，動的機能が要求される機器については，当該機器の構造，動作原理等を考慮した評価を行い，既往の研究等で機能維持の確認がなされた機能確認済加速度等を超えていないことを確認する。
e.

Ｓクラスの施設（f.に記載のものを除く。
）について，静的地震力は，水平地震

力と鉛直地震力が同時に不利な方向の組合せで作用するものとする。

e. Ｓクラスの施設（f.に記載のものを除く。
）について，静的地震力は，水平地震ロ項(1)

力と鉛直地震力が同時に不利な方向の組合せで作用するものとする。
また，基準地震動Ｓｓ及び弾性設計用地震動Ｓｄによる地震力は，水平 2 方向及び鉛直方向について適切に組み合わせて算定するものとする。
常設耐震重要重大事故防止設備又は常設重大事故緩和設備が設置される重大事

ロ項(1)

故等対処施設については，基準地震動Ｓｓ及び弾性設計用地震動Ｓｄによる地震力
は水平 2 方向及び鉛直方向について適切に組み合わせて算定するものとする。
f.

屋外重要土木構造物は，基準地震動による地震力に対して，構造物全体として

f. 屋外重要土木構造物，津波防護施設，浸水防止設備及び津波監視設備並びに浸変形能力（終局耐力時の変形）について十分な余裕を有するとともに，それぞれの水防止設備又は津波監視設備が設置された建物・構築物は，基準地震動Ｓｓによる施設及び設備に要求される機能が保持できる設計とする。

地震力に対して，構造物全体として変形能力（終局耐力時の変形）について十分

ロ項(1)(2)な余裕を有するとともに，それぞれの施設及び設備に要求される機能が保持できる設計とする。
常設耐震重要重大事故防止設備又は常設重大事故緩和設備が設置される重大事

ロ項(1)

故等対処施設の土木構造物は，基準地震動Ｓｓによる地震力に対して，重大事故等に対処するために必要な機能が損なわれるおそれがない設計とする。
g.

Ｂクラスの施設は，静的地震力に対しておおむね弾性状態に留まる範囲で耐えられる設計とする。

g. Ｂクラスの施設は，静的地震力に対しておおむね弾性状態に留まる範囲で耐えロ項(1)られる設計とする。

また，共振のおそれのある施設については，その影響についての検討を行う。そまた，共振のおそれのある施設については，その影響についての検討を行う。その場合，検討に用いる地震動は，弾性設計用地震動に 2 分の 1 を乗じたものとすの場合，検討に用いる地震動は，弾性設計用地震動Ｓｄに 2 分の 1 を乗じたものとる。

する。当該地震動による地震力は，水平 2 方向及び鉛直方向について適切に組み合わせて算定するものとする。

Ｃクラスの施設は，静的地震力に対しておおむね弾性状態に留まる範囲で耐えられる設計とする。

Ｃクラスの施設は，静的地震力に対しておおむね弾性状態に留まる範囲で耐えロ項(1)られる設計とする。
常設耐震重要重大事故防止設備以外の常設重大事故防止設備が設置される重大ロ項(1)

資 1-3 共-5

変 更 前変 更 後

記載しない理由

事故等対処施設は，上記に示す，代替する機能を有する設計基準事故対処設備が属する耐震重要度分類のクラスに適用される地震力に対して，おおむね弾性状態に留まる範囲で耐えられる設計とする。
h. 耐震重要施設及び常設耐震重要重大事故防止設備又は常設重大事故緩和設備がロ項(1)

設置される重大事故等対処施設が，それ以外の発電所内にある施設（資機材等含む。
）の波及的影響によって，その安全機能及び重大事故等に対処するために必要な機能を損なわない設計とする。
i. 可搬型重大事故等対処設備については，地震による周辺斜面の崩壊等の影響をロ項(1)

受けないように「5.1.5 環境条件等」に基づく設計とする。
j. 緊急時対策所建屋の耐震設計の基本方針については，「(6) 緊急時対策所建屋」 ロ項(1)に示す。
(2) 耐震重要度分類a.

耐震重要度分類
設計基準対象施設の耐震重要度を以下のとおり分類する。

(a) Ｓクラスの施設(2) 耐震重要度分類及び重大事故等対処施設の設備分類
a. 耐震重要度分類
設計基準対象施設の耐震重要度を以下のとおり分類する。
(a) Ｓクラスの施設

地震により発生するおそれがある事象に対して，原子炉を停止し，炉心を冷却

地震により発生するおそれがある事象に対して，原子炉を停止し，炉心を冷するために必要な機能を持つ施設，自ら放射性物質を内蔵している施設，当該施却するために必要な機能を持つ施設，自ら放射性物質を内蔵している施設，当設に直接関係しておりその機能喪失により放射性物質を外部に拡散する可能性

該施設に直接関係しておりその機能喪失により放射性物質を外部に拡散する可のある施設，これらの施設の機能喪失により事故に至った場合の影響を緩和し，能性のある施設，これらの施設の機能喪失により事故に至った場合の影響を緩放射線による公衆への影響を軽減するために必要な機能を持つ施設及びこれら和し，放射線による公衆への影響を軽減するために必要な機能を持つ施設及びの重要な安全機能を支援するために必要となる施設，並びに地震に伴って発生

これらの重要な安全機能を支援するために必要となる施設，並びに地震に伴っするおそれがある津波による安全機能の喪失を防止するために必要となる施設て発生するおそれがある津波による安全機能の喪失を防止するために必要となであって，その影響が大きいものであり，次の施設を含む。

る施設であって，その影響が大きいものであり，次の施設を含む。

・原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する機器・配管系

・原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する機器・配管系

・使用済燃料を貯蔵するための施設・使用済燃料を貯蔵するための施設

・原子炉の緊急停止のために急激に負の反応度を付加するための施設，及び・原子炉の緊急停止のために急激に負の反応度を付加するための施設，及び原子炉の停止状態を維持するための施設

原子炉の停止状態を維持するための施設

・原子炉停止後，炉心から崩壊熱を除去するための施設

・原子炉停止後，炉心から崩壊熱を除去するための施設

・原子炉冷却材圧力バウンダリ破損事故後，炉心から崩壊熱を除去するため

・原子炉冷却材圧力バウンダリ破損事故後，炉心から崩壊熱を除去するための施設
・原子炉冷却材圧力バウンダリ破損事故の際に，圧力障壁となり放射性物質の放散を直接防ぐための施設

ロ項(1)

の施設
・原子炉冷却材圧力バウンダリ破損事故の際に，圧力障壁となり放射性物質の放散を直接防ぐための施設

資 1-3 共-6

変 更 前変 更 後・放射性物質の放出を伴うような事故の際に，その外部放散を抑制するため

・放射性物質の放出を伴うような事故の際に，その外部放散を抑制するための施設であり，上記の「放射性物質の放散を直接防ぐための施設」以外の施の施設であり，上記の「放射性物質の放散を直接防ぐための施設」以外の施設

設記載しない理由

・津波防護施設及び浸水防止設備
・津波監視設備(b) Ｂクラスの施設
安全機能を有する施設のうち，機能喪失した場合の影響がＳクラス施設と比べ小さい施設であり，次の施設を含む。
・原子炉冷却材圧力バウンダリに直接接続されていて，1 次冷却材を内蔵しているか又は内蔵し得る施設(b) Ｂクラスの施設
安全機能を有する施設のうち，機能喪失した場合の影響がＳクラス施設と比べ小さい施設であり，次の施設を含む。
・原子炉冷却材圧力バウンダリに直接接続されていて，1 次冷却材を内蔵しているか又は内蔵し得る施設

・放射性廃棄物を内蔵している施設（ただし，内蔵量が少ない又は貯蔵方式に・放射性廃棄物を内蔵している施設（ただし，内蔵量が少ない又は貯蔵方式

より，その破損により公衆に与える放射線の影響が「実用発電用原子炉の設により，その破損により公衆に与える放射線の影響が「実用発電用原子炉

置，運転等に関する規則（昭和 53 年通商産業省令第 77 号）」第 2 条第 2 項の設置，運転等に関する規則（昭和 53 年通商産業省令第 77 号）」第 2 条第第 6 号に規定する「周辺監視区域」外における年間の線量限度に比べ十分

2 項第 6 号に規定する「周辺監視区域」外における年間の線量限度に比べ十小さいものは除く。
）

分小さいものは除く。
）

・放射性廃棄物以外の放射性物質に関連した施設で，その破損により，公衆及び従事者に過大な放射線被ばくを与える可能性のある施設

・放射性廃棄物以外の放射性物質に関連した施設で，その破損により，公衆及び従事者に過大な放射線被ばくを与える可能性のある施設

・使用済燃料を冷却するための施設・使用済燃料を冷却するための施設

・放射性物質の放出を伴うような場合に，その外部放散を抑制するための施・放射性物質の放出を伴うような場合に，その外部放散を抑制するための施設で，Ｓクラスに属さない施設(c) Ｃクラスの施設
Ｓクラスに属する施設及びＢクラスに属する施設以外の一般産業施設又は公共施設と同等の安全性が要求される施設である。

ロ項(1)

設で，Ｓクラスに属さない施設(c) Ｃクラスの施設
Ｓクラスに属する施設及びＢクラスに属する施設以外の一般産業施設又は公ロ項(1)

共施設と同等の安全性が要求される施設である。

上記に基づくクラス別施設を第 2.1.1 表に示す。

上記に基づくクラス別施設を第 2.1.1 表に示す。

なお，同表には当該施設を支持する構造物の支持機能が維持されることを確

なお，同表には当該施設を支持する構造物の支持機能が維持されることを確認する地震動及び波及的影響を考慮すべき施設に適用する地震動についても併認する地震動及び波及的影響を考慮すべき施設に適用する地震動についても併

記する。

記する。
b. 重大事故等対処施設の設備分類
重大事故等対処施設について，施設の各設備が有する重大事故等に対処するたロ項(1)

めに必要な機能及び設置状態を踏まえて，以下の設備分類に応じて設計する。
(a) 常設重大事故防止設備
重大事故等対処設備のうち，重大事故に至るおそれがある事故が発生した場合であって，設計基準事故対処設備の安全機能又は使用済燃料プールの冷却機能若しくは注水機能が喪失した場合において，その喪失した機能（重大事故に

資 1-3 共-7

変 更 前変 更 後

記載しない理由

至るおそれがある事故に対処するために必要な機能に限る。
）を代替することにより重大事故の発生を防止する機能を有する設備であって常設のもの
イ. 常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故防止設備であって，耐震重要施設に属する設計基準事故対処
設備が有する機能を代替するもの
ロ. 常設耐震重要重大事故防止設備以外の常設重大事故防止設備
常設重大事故防止設備であって，イ.以外のもの(b) 常設重大事故緩和設備
重大事故等対処設備のうち，重大事故が発生した場合において，当該重大事ロ項(1)

故の拡大を防止し，又はその影響を緩和するための機能を有する設備であって常設のもの(c) 可搬型重大事故等対処設備ロ項(1)

重大事故等対処設備であって可搬型のもの
重大事故等対処設備のうち，耐震評価を行う主要設備の設備分類について，第2.1.2 表に示す。
(3) 地震力の算定方法
耐震設計に用いる地震力の算定は以下の方法による。
a.

静的地震力

(3) 地震力の算定方法
耐震設計に用いる地震力の算定は以下の方法による。
a. 静的地震力

設計基準対象施設に適用する静的地震力は，Ｓクラス，Ｂクラス及びＣクラスの

設計基準対象施設に適用する静的地震力は，Ｓクラスの施設（津波防護施設，浸施設に適用することとし，それぞれ耐震重要度分類に応じて次の地震層せん断力

水防止設備及び津波監視設備を除く。），Ｂクラス及びＣクラスの施設に適用する係数Ｃｉ及び震度に基づき算定する。

こととし，それぞれ耐震重要度分類に応じて次の地震層せん断力係数Ｃｉ及び震度ロ項(1)に基づき算定する。
重大事故等対処施設については，常設耐震重要重大事故防止設備以外の常設重ロ項(1)

大事故防止設備が設置される重大事故等対処施設に，代替する機能を有する設計
基準事故対処設備が属する耐震重要度分類のクラスに適用される静的地震力を適用する。
(a) 建物・構築物
水平地震力は，地震層せん断力係数Ｃｉに，次に示す施設の耐震重要度分類に応じた係数を乗じ，さらに当該層以上の重量を乗じて算定するものとする。

(a) 建物・構築物
水平地震力は，地震層せん断力係数Ｃｉに，次に示す施設の耐震重要度分類にロ項(1)応じた係数を乗じ，さらに当該層以上の重量を乗じて算定するものとする。

Ｓクラス 3.0

Ｓクラス 3.0

Ｂクラス 1.5

Ｂクラス 1.5

Ｃクラス 1.0

Ｃクラス 1.0

資 1-3 共-8

変 更 前
ここで，地震層せん断力係数Ｃｉは，標準せん断力係数Ｃｏを 0.2 以上とし，建物・構築物の振動特性，地盤の種類等を考慮して求められる値とする。

変 更 後
ここで，地震層せん断力係数Ｃｉは，標準せん断力係数Ｃｏを 0.2 以上とし，建物・構築物の振動特性，地盤の種類等を考慮して求められる値とする。

また，必要保有水平耐力の算定においては，地震層せん断力係数Ｃｉに乗じる

また，必要保有水平耐力の算定においては，地震層せん断力係数Ｃｉに乗じる施設の耐震重要度分類に応じた係数は，Ｓクラス，Ｂクラス及びＣクラスともに

施設の耐震重要度分類に応じた係数は，Ｓクラス，Ｂクラス及びＣクラスとも

1.0 とし，その際に用いる標準せん断力係数Ｃｏは 1.0 以上とする。

に 1.0 とし，その際に用いる標準せん断力係数Ｃｏは 1.0 以上とする。

Ｓクラスの施設については，水平地震力と鉛直地震力が同時に不利な方向のＳクラスの施設については，水平地震力と鉛直地震力が同時に不利な方向の組合せで作用するものとする。鉛直地震力は，震度 0.3 以上を基準とし，建物・組合せで作用するものとする。鉛直地震力は，震度 0.3 以上を基準とし，建物・構築物の振動特性，地盤の種類等を考慮し，高さ方向に一定として求めた鉛直震

構築物の振動特性，地盤の種類等を考慮し，高さ方向に一定として求めた鉛直度より算定するものとする。

震度より算定するものとする。

ただし，土木構造物の静的地震力は，安全上適切と認められる規格及び基準を参考に，Ｃクラスに適用される静的地震力を適用する。
(b) 機器・配管系

ただし，土木構造物の静的地震力は，安全上適切と認められる規格及び基準を参考に，Ｃクラスに適用される静的地震力を適用する。
(b) 機器・配管系

静的地震力は，上記(a)に示す地震層せん断力係数Ｃｉに施設の耐震重要度分

静的地震力は，上記(a)に示す地震層せん断力係数Ｃｉに施設の耐震重要度分類に応じた係数を乗じたものを水平震度として，当該水平震度及び上記(a)の鉛類に応じた係数を乗じたものを水平震度として，当該水平震度及び上記(a)の鉛

直震度をそれぞれ 20 ％増しとした震度より求めるものとする。

直震度をそれぞれ 20 ％増しとした震度より求めるものとする。

Ｓクラスの施設については，水平地震力と鉛直地震力は同時に不利な方向の組合せで作用するものとする。ただし，鉛直震度は高さ方向に一定とする。

記載しない理由ロ項(1)

Ｓクラスの施設については，水平地震力と鉛直地震力は同時に不利な方向の組合せで作用するものとする。ただし，鉛直震度は高さ方向に一定とする。
上記(a)及び(b)の標準せん断力係数Ｃｏ等の割増し係数の適用については，耐震性向上の観点から，一般産業施設，公共施設等の耐震基準との関係を考慮して設定する。

b.

動的地震力
設計基準対象施設については，動的地震力は，Ｓクラスの施設，屋外重要土木構
造物及びＢクラスの施設のうち共振のおそれのあるものに適用する。
Ｓクラスの施設については，基準地震動及び弾性設計用地震動から定める入力
地震動を適用する。

b. 動的地震力
設計基準対象施設については，動的地震力は，Ｓクラスの施設，屋外重要土木構

ロ項(1)

造物及びＢクラスの施設のうち共振のおそれのあるものに適用する。
Ｓクラスの施設（津波防護施設，浸水防止設備及び津波監視設備を除く。
）については，基準地震動Ｓｓ及び弾性設計用地震動Ｓｄから定める入力地震動を適用する。

Ｂクラスの施設のうち共振のおそれのあるものについては，弾性設計用地震動

Ｂクラスの施設のうち共振のおそれのあるものについては，弾性設計用地震動から定める入力地震動の振幅を 2 分の 1 にしたものによる地震力を適用する。

Ｓｄから定める入力地震動の振幅を 2 分の 1 にしたものによる地震力を適用する。

屋外重要土木構造物については，基準地震動による地震力を適用する。

屋外重要土木構造物，津波防護施設，浸水防止設備及び津波監視設備並びに浸水防止設備又は津波監視設備が設置された建物・構築物については，基準地震動
Ｓｓによる地震力を適用する。
重大事故等対処施設については，常設耐震重要重大事故防止設備又は常設重大事故緩和設備が設置される重大事故等対処施設に基準地震動Ｓｓによる地震力を

ロ項(1)

適用する。

資 1-3 共-9

変 更 前変 更 後
常設耐震重要重大事故防止設備以外の常設重大事故防止設備が設置される重大記載しない理由ロ項(1)

事故等対処施設のうち，Ｂクラスの施設の機能を代替する共振のおそれのある施設については，共振のおそれのあるＢクラスの施設に適用する地震力を適用する。
常設耐震重要重大事故防止設備又は常設重大事故緩和設備が設置される重大事
故等対処施設の土木構造物については，基準地震動Ｓｓによる地震力を適用する。
重大事故等対処施設のうち，設計基準対象施設の既往評価を適用できる基本構
造と異なる施設については，適用する地震力に対して，要求される機能及び構造健全性が維持されることを確認するため，当該施設の構造を適切にモデル化した上での地震応答解析，加振試験等を実施する。
動的解析においては，地盤の諸定数も含めて材料のばらつきによる変動幅を適ロ項(1)切に考慮する。
動的地震力は水平 2 方向及び鉛直方向について適切に組み合わせて算定する。
動的地震力の水平 2 方向及び鉛直方向の組合せについては，水平 1 方向及び鉛直
方向地震力を組み合わせた既往の耐震計算への影響の可能性がある施設・設備を抽出し，3 次元応答性状の可能性も考慮した上で既往の方法を用いた耐震性に及ぼす影響を評価する。
(a) 入力地震動(a) 入力地震動

原子炉建屋設置位置付近は，地盤調査の結果，新第三系鮮新統～第四系下部更原子炉建屋設置位置付近は，地盤調査の結果，新第三系鮮新統～第四系下部

新統の久米層が分布し，EL.-370 m 以深ではＳ波速度が 0.7 km/s 以上で著しい

更新統の久米層が分布し，EL.-370 m 以深ではＳ波速度が 0.7 km/s 以上で著し

高低差がなく拡がりをもって分布していることが確認されている。したがって，

い高低差がなく拡がりをもって分布していることが確認されている。したがっEL.-370 m の位置を解放基盤表面として設定する。

て，EL.-370 m の位置を解放基盤表面として設定する。

建物・構築物の地震応答解析における入力地震動は，解放基盤表面で定義され建物・構築物の地震応答解析における入力地震動は，解放基盤表面で定義さる基準地震動及び弾性設計用地震動を基に，対象建物・構築物の地盤条件を適切れる基準地震動Ｓｓ及び弾性設計用地震動Ｓｄを基に，対象建物・構築物の地盤に考慮した上で，必要に応じ 2 次元ＦＥＭ解析又は 1 次元波動論により， 地震

条件を適切に考慮した上で，必要に応じ 2 次元ＦＥＭ解析又は 1 次元波動論に応答解析モデルの入力位置で評価した入力地震動を設定する。

より，地震応答解析モデルの入力位置で評価した入力地震動を設定する。

地盤条件を考慮する場合には，地震動評価で考慮した敷地全体の地下構造と地盤条件を考慮する場合には，地震動評価で考慮した敷地全体の地下構造との関係や対象建物・構築物位置と炉心位置での地質・速度構造の違いにも留意すの関係や対象建物・構築物位置と炉心位置での地質・速度構造の違いにも留意

るとともに，地盤の非線形応答に関する動的変形特性を考慮する。また，必要にするとともに，地盤の非線形応答に関する動的変形特性を考慮する。また，必要応じ敷地における観測記録による検証や最新の科学的・技術的知見を踏まえ，地に応じ敷地における観測記録による検証や最新の科学的・技術的知見を踏まえ，質・速度構造等の地盤条件を設定する。

地質・速度構造等の地盤条件を設定する。

また，設計基準対象施設における耐震Ｂクラスの建物・構築物のうち共振のおまた，設計基準対象施設における耐震Ｂクラスの建物・構築物及び重大事故それがあり，動的解析が必要なものに対しては，弾性設計用地震動に 2 分の 1 を等対処施設における耐震Ｂクラス施設の機能を代替する常設重大事故防止設備

乗じたものを用いる。

が設置される重大事故等対処施設の建物・構築物のうち共振のおそれがあり，ロ項(1)

動的解析が必要なものに対しては，弾性設計用地震動
Ｓｄに 2 分の 1 を乗じたものを用いる。

資 1-3 共-10

変 更 前変 更 後(b) 地震応答解析(b) 地震応答解析

イ. 動的解析法

イ. 動的解析法(イ) 建物・構築物(イ) 建物・構築物

動的解析による地震力の算定に当たっては，地震応答解析手法の適用性，動的解析による地震力の算定に当たっては，地震応答解析手法の適用性， ロ項(1)

適用限界等を考慮のうえ，適切な解析法を選定するとともに，建物・構築物

適用限界等を考慮のうえ，適切な解析法を選定するとともに，建物・構築物に応じた適切な解析条件を設定する。

に応じた適切な解析条件を設定する。

動的解析は，原則として，建物・構築物の地震応答解析及び床応答曲線の動的解析は，原則として，建物・構築物の地震応答解析及び床応答曲線の策定は，線形解析及び非線形解析に適用可能な時刻歴応答解析法による。

策定は，線形解析及び非線形解析に適用可能な時刻歴応答解析法による。

また，3 次元応答性状等の評価は，線形解析に適用可能な周波数応答解析

また，3 次元応答性状等の評価は，線形解析に適用可能な周波数応答解析法による。

記載しない理由法による。

建物・構築物の動的解析に当たっては，建物・構築物の剛性はそれらの形

建物・構築物の動的解析に当たっては，建物・構築物の剛性はそれらの形

状，構造特性等を十分考慮して評価し，集中質点系等に置換した解析モデル

状，構造特性等を十分考慮して評価し，集中質点系等に置換した解析モデを設定する。

ルを設定する。

動的解析には，建物・構築物と地盤との相互作用を考慮するものとし，解動的解析には，建物・構築物と地盤との相互作用を考慮するものとし，解析モデルの地盤のばね定数は，基礎版の平面形状，基礎側面と地盤の接触状

析モデルの地盤のばね定数は，基礎版の平面形状，基礎側面と地盤の接触

況，地盤の剛性等を考慮して定める。設計用地盤定数は，原則として，弾性状況，地盤の剛性等を考慮して定める。設計用地盤定数は，原則として，弾波試験によるものを用いる。

性波試験によるものを用いる。
地盤－建物・構築物連成系の減衰定数は，振動エネルギの地下逸散及びロ項(1)

地震応答における各部のひずみレベルを考慮して定める。基準地震動Ｓｓ及び弾性設計用地震動Ｓｄに対する応答解析において，主要構造要素がある程度以上弾性範囲を超える場合には，実験等の結果に基づき，該当する建物
部分の構造特性に応じて，その弾塑性挙動を適切に模擬した復元力特性を考慮した地震応答解析を行う。
また，Ｓクラスの施設を支持する建物・構築物及び常設耐震重要重大事
故防止設備又は常設重大事故緩和設備が設置される重大事故等対処施設を支持する建物・構築物の支持機能を検討するための動的解析において，施設を支持する建物・構築物の主要構造要素がある程度以上弾性範囲を超える場合には，その弾塑性挙動を適切に模擬した復元力特性を考慮した地震
応答解析を行う。
地震応答解析に用いる材料定数については，地盤の諸定数も含めて材料のばらつきによる変動幅を適切に考慮する。また，材料のばらつきによるロ項(1)

変動が建物・構築物の振動性状や応答性状に及ぼす影響として考慮すべき要因を選定した上で，選定された要因を考慮した動的解析により設計用地
震力を設定する。

資 1-3 共-11

変 更 前変 更 後
建物・構築物の動的解析にて，地震時の地盤の有効応力の変化に応じた記載しない理由ロ項(1)

影響を考慮する場合は，有効応力解析を実施する。有効応力解析に用いる
液状化強度特性は，敷地の原地盤における代表性及び網羅性を踏まえた上で保守性を考慮して設定することを基本とする。
建物・構築物への地盤変位に対する保守的な配慮として，地盤を強制的に液状化させることを仮定した影響を考慮する場合は，原地盤よりも十分に小さい液状化強度特性（敷地に存在しない豊浦標準砂に基づく液状化強度特性）を設定する。
建物・構築物及び機器・配管系への加速度応答に対する保守的な配慮として，地盤の非液状化の影響を考慮する場合は，原地盤において非液状化の条件（最も液状化強度が大きい場合に相当）を仮定した解析を実施する。
原子炉建屋については，3 次元ＦＥＭ解析等から，建物・構築物の 3 次元
応答性状及びそれによる機器・配管系への影響を評価する。
動的解析に用いる解析モデルは，地震観測網により得られた観測記録に
より振動性状の把握を行い，解析モデルの妥当性の確認を行う。
屋外重要土木構造物及び常設耐震重要重大事故防止設備又は常設重大事
故緩和設備が設置される重大事故等対処施設の土木構造物の動的解析は，構造物と地盤の相互作用を考慮できる連成系の地震応答解析手法とし，地盤及び構造物の地震時における非線形挙動の有無や程度に応じて，線形，
等価線形又は非線形解析のいずれかにて行う。
地震力については，水平 2 方向及び鉛直方向について適切に組み合わせて算定する。
(ロ) 機器・配管系
動的解析による地震力の算定にあたっては，地震応答解析手法の適用性，(ロ) 機器・配管系
動的解析による地震力の算定にあたっては，地震応答解析手法の適用性， ロ項(1)

適用限界等を考慮のうえ，適切な解析法を選定するとともに，解析条件とし

適用限界等を考慮のうえ，適切な解析法を選定するとともに，解析条件とて考慮すべき減衰定数，剛性等の各種物性値は，適切な規格及び基準又は試して考慮すべき減衰定数，剛性等の各種物性値は，適切な規格及び基準又験等の結果に基づき設定する。

は試験等の結果に基づき設定する。

機器の解析に当たっては，形状，構造特性等を考慮して，代表的な振動モ

機器の解析に当たっては，形状，構造特性等を考慮して，代表的な振動モードを適切に表現できるよう質点系モデル，有限要素モデル等に置換し，設ードを適切に表現できるよう質点系モデル，有限要素モデル等に置換し，計用床応答曲線を用いたスペクトルモーダル解析法又は時刻歴応答解析法

設計用床応答曲線を用いたスペクトルモーダル解析法又は時刻歴応答解析

により応答を求める。

法により応答を求める。

また，時刻歴応答解析法及びスペクトルモーダル解析法を用いる場合はまた，時刻歴応答解析法及びスペクトルモーダル解析法を用いる場合は地盤物性等のばらつきを適切に考慮する。スペクトルモーダル解析法には

地盤物性等のばらつきを適切に考慮する。スペクトルモーダル解析法には

地盤物性等のばらつきを考慮した床応答曲線を用いる。

地盤物性等のばらつきを考慮した床応答曲線を用いる。

配管系については，その仕様に応じて適切なモデルに置換し，設計用床応配管系については，その仕様に応じて適切なモデルに置換し，設計用床

答曲線を用いたスペクトルモーダル解析法又は時刻歴応答解析法により応応答曲線を用いたスペクトルモーダル解析法又は時刻歴応答解析法により

資 1-3 共-12

変 更 前変 更 後応答を求める。

答を求める。
スペクトルモーダル解析法及び時刻歴応答解析法の選択に当たっては，

スペクトルモーダル解析法及び時刻歴応答解析法の選択に当たっては，

衝突・すべり等の非線形現象を模擬する観点又は既往研究の知見を取り入

衝突・すべり等の非線形現象を模擬する観点又は既往研究の知見を取り入れ実機の挙動を模擬する観点で，建物・構築物の剛性及び地盤物性のばらつ

れ実機の挙動を模擬する観点で，建物・構築物の剛性及び地盤物性のばらきへの配慮をしつつ時刻歴応答解析法を用いる等，解析対象とする現象，対つきへの配慮をしつつ時刻歴応答解析法を用いる等，解析対象とする現象，

象設備の振動特性・構造特性等を考慮し適切に選定する。

対象設備の振動特性・構造特性等を考慮し適切に選定する。

また，設備の 3 次元的な広がりを踏まえ，適切に応答を評価できるモデ

また，設備の 3 次元的な広がりを踏まえ，適切に応答を評価できるモデ

ルを用い，水平 2 方向及び鉛直方向の応答成分について適切に組み合わせ

ルを用い，水平 2 方向及び鉛直方向の応答成分について適切に組み合わせるものとする。

るものとする。

剛性の高い機器は，その機器の設置床面の最大応答加速度の 1.2 倍の加剛性の高い機器は，その機器の設置床面の最大応答加速度の 1.2 倍の加速度を震度として作用させて構造強度評価に用いる地震力を算定する。
c.

設計用減衰定数記載しない理由

速度を震度として作用させて構造強度評価に用いる地震力を算定する。
c. 設計用減衰定数

地震応答解析に用いる減衰定数は，安全上適切と認められる規格及び基準に基

地震応答解析に用いる減衰定数は，安全上適切と認められる規格及び基準に基づき，設備の種類，構造等により適切に選定するとともに，試験等で妥当性を確認

づき，設備の種類，構造等により適切に選定するとともに，試験等で妥当性を確した値も用いる。

認した値も用いる。

なお，建物・構築物の地震応答解析に用いる鉄筋コンクリートの減衰定数の設定

なお，建物・構築物の地震応答解析に用いる鉄筋コンクリートの減衰定数の設については，既往の知見に加え，既設施設の地震観測記録等により，その妥当性を定については，既往の知見に加え，既設施設の地震観測記録等により，その妥当検討する。

性を検討する。

ロ項(1)

また，地盤と屋外重要土木構造物の連成系地震応答解析モデルの減衰定数については，地中構造物としての特徴，同モデルの振動特性を考慮して適切に設定する。
(4) 荷重の組合せと許容限界
耐震設計における荷重の組合せと許容限界は以下による。
a.

耐震設計上考慮する状態
地震以外に設計上考慮する状態を以下に示す。

(a) 建物・構築物
設計基準対象施設については以下のイ.～ハ.の状態を考慮する。

(4) 荷重の組合せと許容限界
耐震設計における荷重の組合せと許容限界は以下による。

ロ項(1)a. 耐震設計上考慮する状態
地震以外に設計上考慮する状態を以下に示す。
(a) 建物・構築物
設計基準対象施設については以下のイ.～ハ.の状態，重大事故等対処施設については以下のイ.～ニ.の状態を考慮する。

イ. 運転時の状態
発電用原子炉施設が運転状態にあり，通常の自然条件下におかれている状
態
ただし，運転状態には通常運転時，運転時の異常な過渡変化時を含むものとする。
ロ. 設計基準事故時の状態
発電用原子炉施設が設計基準事故時にある状態

イ. 運転時の状態
発電用原子炉施設が運転状態にあり，通常の自然条件下におかれている状
態
ただし，運転状態には通常運転時，運転時の異常な過渡変化時を含むものとする。
ロ. 設計基準事故時の状態
発電用原子炉施設が設計基準事故時にある状態

資 1-3 共-13

変 更 前ハ. 設計用自然条件

変 更 後

記載しない理由

ハ. 設計用自然条件

設計上基本的に考慮しなければならない自然条件（風，積雪）

設計上基本的に考慮しなければならない自然条件（風，積雪）ニ. 重大事故等時の状態

ロ項(1)

発電用原子炉施設が，重大事故に至るおそれのある事故又は重大事故時の状態で，重大事故等対処施設の機能を必要とする状態(b) 機器・配管系
設計基準対象施設については以下のイ.～ニ.の状態を考慮する。

(b) 機器・配管系
設計基準対象施設については以下のイ.～ニ.の状態，重大事故等対処施設にロ項(1)

ついては以下のイ.～ホ.の状態を考慮する。
イ. 通常運転時の状態

イ. 通常運転時の状態

発電用原子炉の起動，停止，出力運転，高温待機，燃料取替え等が計画的又発電用原子炉の起動，停止，出力運転，高温待機，燃料取替え等が計画的又は頻繁に行われた場合であって運転条件が所定の制限値以内にある運転状態

は頻繁に行われた場合であって運転条件が所定の制限値以内にある運転状態

ロ. 運転時の異常な過渡変化時の状態

ロ. 運転時の異常な過渡変化時の状態

通常運転時に予想される機械又は器具の単一の故障若しくはその誤作動又通常運転時に予想される機械又は器具の単一の故障若しくはその誤作動又は運転員の単一の誤操作及びこれらと類似の頻度で発生すると予想される外は運転員の単一の誤操作及びこれらと類似の頻度で発生すると予想される外乱によって発生する異常な状態であって，当該状態が継続した場合には炉心乱によって発生する異常な状態であって，当該状態が継続した場合には炉心又は原子炉冷却材圧力バウンダリの著しい損傷が生じるおそれがあるものと又は原子炉冷却材圧力バウンダリの著しい損傷が生じるおそれがあるものとして安全設計上想定すべき事象が発生した状態

して安全設計上想定すべき事象が発生した状態

ハ. 設計基準事故時の状態

ハ. 設計基準事故時の状態

発生頻度が運転時の異常な過渡変化より低い異常な状態であって，当該状発生頻度が運転時の異常な過渡変化より低い異常な状態であって，当該状態が発生した場合には発電用原子炉施設から多量の放射性物質が放出するお態が発生した場合には発電用原子炉施設から多量の放射性物質が放出するおそれがあるものとして安全設計上想定すべき事象が発生した状態

それがあるものとして安全設計上想定すべき事象が発生した状態

ニ. 設計用自然条件

ニ. 設計用自然条件

設計上基本的に考慮しなければならない自然条件（風，積雪）

設計上基本的に考慮しなければならない自然条件（風，積雪）
ホ. 重大事故等時の状態
発電用原子炉施設が，重大事故に至るおそれのある事故又は重大事故時のロ項(1)状態で，重大事故等対処施設の機能を必要とする状態
b.

荷重の種類

(a) 建物・構築物
設計基準対象施設については以下のイ.～ニ.の荷重とする。

b. 荷重の種類(a) 建物・構築物
設計基準対象施設については以下のイ.～ニ.の荷重，重大事故等対処施設にロ項(1)

ついては以下のイ.～ホ.の荷重とする。
イ.

発電用原子炉のおかれている状態にかかわらず常時作用している荷重，すなわち固定荷重，積載荷重，土圧，水圧及び通常の気象条件による荷重

イ.

発電用原子炉のおかれている状態にかかわらず常時作用している荷重，すなわち固定荷重，積載荷重，土圧，水圧及び通常の気象条件による荷重

ロ. 運転時の状態で施設に作用する荷重

ロ. 運転時の状態で施設に作用する荷重

ハ. 設計基準事故時の状態で施設に作用する荷重

ハ. 設計基準事故時の状態で施設に作用する荷重

資 1-3 共-14

変 更 前ニ. 地震力，風荷重，積雪荷重

変 更 後

記載しない理由ニ. 地震力，風荷重，積雪荷重
ホ. 重大事故等時の状態で施設に作用する荷重

ただし，運転時の状態，設計基準事故時の状態での荷重には，機器・配管系

ただし，運転時の状態，設計基準事故時の状態及び重大事故等時の状態でのから作用する荷重が含まれるものとし，地震力には，地震時土圧，機器・配管

荷重には，機器・配管系から作用する荷重が含まれるものとし，地震力には，地系からの反力，スロッシング等による荷重が含まれるものとする。

震時土圧，機器・配管系からの反力，スロッシング等による荷重が含まれるもの

ロ項(1)
ロ項(1)

とする。
(b) 機器・配管系
設計基準対象施設については以下のイ.～ニ.の荷重とする。

(b) 機器・配管系
設計基準対象施設については以下のイ.～ニ.の荷重，重大事故等対処施設にロ項(1)

ついては以下のイ.～ホ.の荷重とする。
イ. 通常運転時の状態で施設に作用する荷重

イ. 通常運転時の状態で施設に作用する荷重

ロ. 運転時の異常な過渡変化時の状態で施設に作用する荷重

ロ. 運転時の異常な過渡変化時の状態で施設に作用する荷重

ハ. 設計基準事故時の状態で施設に作用する荷重

ハ. 設計基準事故時の状態で施設に作用する荷重

ニ. 地震力，風荷重，積雪荷重

ニ. 地震力，風荷重，積雪荷重
ホ. 重大事故等時の状態で施設に作用する荷重
ロ項(1)

c.

荷重の組合せ地震と組み合わせる荷重については，以下のとおり設定する。

c. 荷重の組合せ
地震と組み合わせる荷重については，「2.3 外部からの衝撃による損傷の防止」 ロ項(1)で設定している風及び積雪による荷重を考慮し，以下のとおり設定する。

(a) 建物・構築物
イ. Ｓクラスの建物・構築物については，常時作用している荷重及び運転時（通(a) 建物・構築物（(c)に記載のものを除く。
）
イ.

Ｓクラスの建物・構築物及び常設耐震重要重大事故防止設備又は常設重大

常運転時又は運転時の異常な過渡変化時）の状態で施設に作用する荷重と地事故緩和設備が設置される重大事故等対処施設の建物・構築物については，

震力とを組み合わせる。

常時作用している荷重及び運転時（通常運転時又は運転時の異常な過渡変化

ロ項(1)時）の状態で施設に作用する荷重と地震力とを組み合わせる。
ロ. Ｓクラスの建物・構築物については，常時作用している荷重及び設計基準事ロ.

Ｓクラスの建物・構築物については，常時作用している荷重及び設計基準

故時の状態で施設に作用する荷重のうち長時間その作用が続く荷重と弾性設

事故時の状態で施設に作用する荷重のうち長時間その作用が続く荷重と弾性計用地震動による地震力又は静的地震力とを組み合わせる。

設計用地震動Ｓｄによる地震力又は静的地震力とを組み合わせる。＊1，＊2
ハ.

常設耐震重要重大事故防止設備又は常設重大事故緩和設備が設置される重

ロ項(1)

ロ項(1)

大事故等対処施設の建物・構築物については，常時作用している荷重，設計基
準事故時の状態及び重大事故等時の状態で施設に作用する荷重のうち，地震によって引き起こされるおそれがある事象によって作用する荷重と地震力とを組み合わせる。
重大事故等による荷重は設計基準対象施設の耐震設計の考え方及び確率論的な考察を踏まえ，地震によって引き起こされるおそれがない事象による荷資 1-3 共-15

変 更 前変 更 後

記載しない理由

重として扱う。
ニ.

常設耐震重要重大事故防止設備又は常設重大事故緩和設備が設置される重ロ項(1)

大事故等対処施設の建物・構築物については，常時作用している荷重，設計基
準事故時の状態及び重大事故等時の状態で施設に作用する荷重のうち，地震によって引き起こされるおそれがない事象による荷重は，その事故事象の発生確率，継続時間及び地震動の年超過確率の関係を踏まえ，適切な地震力（基準地震動Ｓｓ又は弾性設計用地震動Ｓｄによる地震力）と組み合わせる。
この組合せについては，事故事象の発生確率，継続時間及び地震動の年超過確率の積等を考慮し，工学的，総合的に勘案の上設定する。なお，継続時間については対策の成立性も考慮した上で設定する。
以上を踏まえ，原子炉格納容器バウンダリを構成する施設（原子炉格納容
器内の圧力，温度の条件を用いて評価を行うその他の施設を含む。
）については，いったん事故が発生した場合，長時間継続する事象による荷重と弾性設
計用地震動Ｓｄによる地震力とを組み合わせ，その状態からさらに長期的に継続する事象による荷重と基準地震動Ｓｓによる地震力を組み合わせる。
なお，格納容器破損モードの評価シナリオのうち，原子炉圧力容器が破損する評価シナリオについては，重大事故等対処設備による原子炉注水は実施しない想定として評価しており，本来は機能を期待できる高圧代替注水系又は低圧代替注水系（常設）による原子炉注水により炉心損傷の回避が可能であることから荷重条件として考慮しない。
また，その他の施設については，いったん事故が発生した場合，長時間継続する事象による荷重と基準地震動Ｓｓによる地震力とを組み合わせる。
ホ. Ｂクラス及びＣクラスの建物・構築物については，常時作用している荷重及

ホ.

Ｂクラス及びＣクラスの建物・構築物並びに常設耐震重要重大事故防止設

び運転時の状態で施設に作用する荷重と動的地震力又は静的地震力とを組み備以外の常設重大事故防止設備が設置される重大事故等対処施設の建物・構合わせる。

築物については，常時作用している荷重及び運転時の状態で施設に作用するロ項(1)

荷重と動的地震力又は静的地震力とを組み合わせる。
＊1 Ｓクラスの建物・構築物の設計基準事故の状態で施設に作用する荷重にロ項(1)ついては，(b)機器・配管系の考え方に沿った下記の 2 つの考え方に基づき検討した結果として後者を踏まえ，施設に作用する荷重のうち長時間その作用が続く荷重と弾性設計用地震動Ｓｄによる地震力又は静的地震力とを組み合わせることとしている。この考え方は，ＪＥＡＧ４６０１における建物・構築物の荷重の組合せの記載とも整合している。
・常時作用している荷重及び設計基準事故時の状態のうち地震によって引き起こされるおそれのある事象によって施設に作用する荷重は，そ資 1-3 共-16

変 更 前変 更 後

記載しない理由の事故事象の継続時間との関係を踏まえ，適切な地震力と組み合わせて考慮する。
・常時作用している荷重及び設計基準事故時の状態のうち地震によって引き起こされるおそれのない事象であっても，いったん事故が発生した場合，長時間継続する事象による荷重は，その事故事象の発生確率，
継続時間及び地震動の超過確率の関係を踏まえ，適切な地震力と組み合わせる。
＊2 原子炉格納容器バウンダリを構成する施設については，異常時圧力の最大値と弾性設計用地震動Ｓｄによる地震力とを組み合わせる。
(b) 機器・配管系
イ. Ｓクラスの機器・配管系については，通常運転時の状態で施設に作用する荷重と地震力とを組み合わせる。

(b) 機器・配管系（(c)に記載のものを除く。
）
イ.

Ｓクラスの機器・配管系及び常設耐震重要重大事故防止設備又は常設重大ロ項(1)

事故緩和設備が設置される重大事故等対処施設の機器・配管系については，
通常運転時の状態で施設に作用する荷重と地震力とを組み合わせる。

ロ. Ｓクラスの機器・配管系については，運転時の異常な過渡変化時の状態及びロ.

Ｓクラスの機器・配管系については，運転時の異常な過渡変化時の状態及設計基準事故時の状態のうち地震によって引き起こされるおそれのある事象

び設計基準事故時の状態のうち地震によって引き起こされるおそれのある事によって施設に作用する荷重は，その事故事象の継続時間等との関係を踏ま象によって施設に作用する荷重は，その事故事象の継続時間等との関係を踏え，適切な地震力とを組み合わせる。

まえ，適切な地震力とを組み合わせる。
ハ.

常設耐震重要重大事故防止設備又は常設重大事故緩和設備が設置される重

ロ項(1)

ロ項(1)

大事故等対処施設の機器・配管系については，運転時の異常な過渡変化時の状態，設計基準事故時の状態及び重大事故等時の状態で作用する荷重のうち，地震によって引き起こされるおそれがある事象によって作用する荷重と地震力とを組み合わせる。重大事故等による荷重は設計基準対象施設の耐震設計の考え方及び確率論的な考察を踏まえ，地震によって引き起こされるおそれがない事象による荷重として扱う。
ニ. Ｓクラスの機器・配管系については，運転時の異常な過渡変化時の状態及びニ.

Ｓクラスの機器・配管系については，運転時の異常な過渡変化時の状態及設計基準事故時の状態のうち地震によって引き起こされるおそれのない事象

び設計基準事故時の状態のうち地震によって引き起こされるおそれのない事であっても，いったん事故が発生した場合，長時間継続する事象による荷重象であっても，いったん事故が発生した場合，長時間継続する事象による荷は，その事故事象の発生確率，継続時間及び地震動の年超過確率の関係を踏ま重は，その事故事象の発生確率，継続時間及び地震動の年超過確率の関係をえ，適切な地震力と組み合わせる。

踏まえ，適切な地震力と組み合わせる。＊3
ホ.

常設耐震重要重大事故防止設備又は常設重大事故緩和設備が設置される重

ロ項(1)

ロ項(1)

大事故等対処施設の機器・配管系については，運転時の異常な過渡変化時の状態，設計基準事故時の状態及び重大事故等時の状態で施設に作用する荷重

資 1-3 共-17

変 更 前変 更 後

記載しない理由のうち地震によって引き起こされるおそれがない事象による荷重は，その事
故事象の発生確率，継続時間及び地震動の年超過確率の関係を踏まえ，適切な地震力（基準地震動Ｓｓ又は弾性設計用地震動Ｓｄによる地震力）と組み合わせる。
この組合せについては，事故事象の発生確率，継続時間及び地震動の年超過確率の積等を考慮し，工学的，総合的に勘案の上設定する。なお，継続時間については対策の成立性も考慮した上で設定する。
以上を踏まえ，重大事故等時の状態で作用する荷重と地震力（基準地震動
Ｓｓ又は弾性設計用地震動Ｓｄによる地震力）との組合せについては，以下を基本設計とする。
原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する設備については，いったん事故が発生した場合，長時間継続する事象による荷重と弾性設計用地震動Ｓｄによる地震力とを組み合わせ，その状態からさらに長期的に継続する事象による荷重と基準地震動Ｓｓによる地震力を組み合わせる。
原子炉格納容器バウンダリを構成する設備（原子炉格納容器内の圧力，温度の条件を用いて評価を行うその他の施設を含む。
）については，いったん事故が発生した場合，長時間継続する事象による荷重と弾性設計用地震動Ｓｄによる地震力とを組み合わせ，その状態からさらに長期的に継続する事象による荷重と基準地震動Ｓｓによる地震力を組み合わせる。
なお，格納容器破損モードの評価シナリオのうち，原子炉圧力容器が破損する評価シナリオについては，重大事故等対処設備による原子炉注水は実施しない想定として評価しており，本来は機能を期待できる高圧代替注水系又は低圧代替注水系（常設）による原子炉注水により炉心損傷の回避が可能であることから荷重条件として考慮しない。
また，その際に用いる荷重の継続時間に係る復旧等の対応について，保安規定に定める。保安規定に定める対応としては，故障が想定される機器に対してあらかじめ確保した取替部材を用いた既設系統の復旧手段，及び，あらかじめ確保した部材を用いた仮設系統の構築手段について，手順を整備するとともに，社内外から支援を受けられる体制を整備する。
その他の施設については，いったん事故が発生した場合，長時間継続する事象による荷重と基準地震動Ｓｓによる地震力とを組み合わせる。
ヘ. Ｂクラス及びＣクラスの機器・配管系については，通常運転時の状態で施設

ヘ.

Ｂクラス及びＣクラスの機器・配管系並びに常設耐震重要重大事故防止設に作用する荷重及び運転時の異常な過渡変化時の状態で施設に作用する荷重備以外の常設重大事故防止設備が設置される重大事故等対処施設の機器・配と，動的地震力又は静的地震力とを組み合わせる。

管系については，通常運転時の状態で施設に作用する荷重及び運転時の異常ロ項(1)

な過渡変化時の状態で施設に作用する荷重と，動的地震力又は静的地震力とを組み合わせる。

資 1-3 共-18

変 更 前変 更 後

記載しない理由＊3 原子炉格納容器バウンダリを構成する設備については，ＣＣＶ規格を踏
まえ，異常時圧力の最大値と弾性設計用地震動Ｓｄによる地震力とを組ロ項(1)

み合わせる。
(c)

津波防護施設，浸水防止設備及び津波監視設備並びに浸水防止設備が設置された建物・構築物
イ.

津波防護施設及び浸水防止設備が設置された建物・構築物については，常ロ項(1)時作用している荷重及び運転時の状態で施設に作用する荷重と基準地震動Ｓｓロ.

による地震力とを組み合わせる。
浸水防止設備及び津波監視設備については，常時作用している荷重及び運転時の状態で施設に作用する荷重等と基準地震動Ｓｓによる地震力とを組み合わせる。
上記(c)イ.，ロ.については，地震と津波が同時に作用する可能性について検討し，必要に応じて基準地震動Ｓｓによる地震力と津波による荷重の組合せを考慮する。また，津波以外による荷重については，「b.

荷重の種類」に準じるものとする。
(d) 荷重の組合せ上の留意事項
動的地震力については，水平 2 方向と鉛直方向の地震力とを適切に組み合わロ項(1)せ算定するものとする。
d.

許容限界

d. 許容限界

各施設の地震力と他の荷重とを組み合わせた状態に対する許容限界は次のとお

各施設の地震力と他の荷重とを組み合わせた状態に対する許容限界は次のとおりとし，安全上適切と認められる規格及び基準又は試験等で妥当性が確認されてりとし，安全上適切と認められる規格及び基準又は試験等で妥当性が確認されている値を用いる。

いる値を用いる。

(a) 建物・構築物(a) 建物・構築物（(c)に記載のものを除く。
）

イ. Ｓクラスの建物・構築物

イ.

ロ項(1)

Ｓクラスの建物・構築物及び常設耐震重要重大事故防止設備又は常設重大事故緩和設備が設置される重大事故等対処施設の建物・構築物（ヘ. に記載のものを除く。
）(イ)

弾性設計用地震動による地震力又は静的地震力との組合せに対する許容(イ)

弾性設計用地震動Ｓｄによる地震力又は静的地震力との組合せに対する

限界

許容限界

建築基準法等の安全上適切と認められる規格及び基準による許容応力度

建築基準法等の安全上適切と認められる規格及び基準による許容応力度

を許容限界とする。

を許容限界とする。ただし，原子炉冷却材喪失事故時に作用する荷重との組合せ（原子炉格納容器バウンダリにおける長期的荷重との組合せを除く。）に対しては，下記イ.(ロ)に示す許容限界を適用する。

(ロ) 基準地震動による地震力との組合せに対する許容限界
構造物全体としての変形能力（終局耐力時の変形）について十分な余裕を(ロ) 基準地震動Ｓｓによる地震力との組合せに対する許容限界
構造物全体としての変形能力（終局耐力時の変形）について十分な余裕

資 1-3 共-19

変 更 前変 更 後有し，終局耐力に対し妥当な安全余裕を持たせることとする（評価項目はせを有し，終局耐力に対し妥当な安全余裕を持たせることとする（評価項目

ん断ひずみ，応力等）。

はせん断ひずみ，応力等）。

また，終局耐力は，建物・構築物に対する荷重又は応力を漸次増大していまた，終局耐力は，建物・構築物に対する荷重又は応力を漸次増大していくとき，その変形又はひずみが著しく増加するに至る限界の最大耐力とし，くとき，その変形又はひずみが著しく増加するに至る限界の最大耐力とし，既往の実験式等に基づき適切に定めるものとする。

既往の実験式等に基づき適切に定めるものとする。

ロ. Ｂクラス及びＣクラスの建物・構築物（ヘ.及びト.に記載のものを除く。
）

ロ.

Ｂクラス及びＣクラスの建物・構築物並びに常設耐震重要重大事故防止設

記載しない理由ロ項(1)

備以外の常設重大事故防止設備が設置される重大事故等対処施設の建物・構築物（ヘ.及びト.に記載のものを除く。
）
上記イ.(イ)による許容応力度を許容限界とする。
ハ.

耐震重要度分類の異なる施設を支持する建物・構築物（ヘ.及びト.に記載

上記イ.(イ)による許容応力度を許容限界とする。
ハ.

耐震重要度分類の異なる施設又は設備分類の異なる重大事故等対処施設をのものを除く。
）

支持する建物・構築物（ヘ.及びト.に記載のものを除く。
）

上記イ.(ロ)を適用するほか，耐震重要度分類の異なる施設がそれを支持す

上記イ.(ロ)を適用するほか，耐震重要度分類の異なる施設又は設備分類のる建物・構築物の変形等に対して，その支持機能を損なわないものとする。

異なる重大事故等対処施設がそれを支持する建物・構築物の変形等に対して，

ロ項(1)

その支持機能を損なわないものとする。
当該施設を支持する建物・構築物の支持機能が維持されることを確認する
際の地震動は，支持される施設に適用される地震動とする。
ニ. 建物・構築物の保有水平耐力（ヘ.及びト.に記載のものを除く。
）
建物・構築物については，当該建物・構築物の保有水平耐力が必要保有水平耐力に対して耐震重要度分類に応じた安全余裕を有しているものとする。

当該施設を支持する建物・構築物の支持機能が維持されることを確認する
際の地震動は，支持される施設に適用される地震動とする。
ニ. 建物・構築物の保有水平耐力（ヘ.及びト.に記載のものを除く。
）

ロ項(1)

建物・構築物については，当該建物・構築物の保有水平耐力が必要保有水平耐力に対して耐震重要度分類又は重大事故等対処施設が代替する機能を有する設計基準事故対処設備が属する耐震重要度分類に応じた安全余裕を有しているものとする。
ここでは，常設重大事故緩和設備が設置される重大事故等対処施設についロ項(1)ては，上記における重大事故等対処施設が代替する機能を有する設計基準事
故対処設備が属する耐震重要度分類をＳクラスとする。
ホ. 気密性，止水性，遮蔽性，通水機能，貯水機能を考慮する施設

ホ. 気密性，止水性，遮蔽性，通水機能，貯水機能を考慮する施設

構造強度の確保に加えて気密性，止水性，遮蔽性，通水機能，貯水機能が必

構造強度の確保に加えて気密性，止水性，遮蔽性，通水機能，貯水機能が必

要な建物・構築物については，その機能を維持できる許容限界を適切に設定す要な建物・構築物については，その機能を維持できる許容限界を適切に設定るものとする。

するものとする。

ロ項(1)

資 1-3 共-20

変 更 前ヘ. 屋外重要土木構造物

変 更 後
ヘ.

屋外重要土木構造物及び常設耐震重要重大事故防止設備又は常設重大事故

記載しない理由ロ項(1)

緩和設備が設置される重大事故等対処施設の土木構造物(イ) 静的地震力との組合せに対する許容限界(イ) 静的地震力との組合せに対する許容限界

安全上適切と認められる規格及び基準による許容応力度を許容限界とす

安全上適切と認められる規格及び基準による許容応力度を許容限界とする。
(ロ) 基準地震動による地震力との組合せに対する許容限界

る。
(ロ) 基準地震動Ｓｓによる地震力との組合せに対する許容限界

構造部材のうち，鉄筋コンクリートの曲げについては限界層間変形角，終新設屋外重要土木構造物の構造部材の曲げについては許容応力度，構造局曲率又は許容応力度，せん断についてはせん断耐力又は許容せん断応力

部材のせん断については許容せん断応力度を許容限界の基本とするが，構度を許容限界とする。構造部材のうち，鋼材の曲げについては終局曲率又は造部材のうち，鉄筋コンクリートの曲げについては限界層間変形角又は終許容応力度，せん断についてはせん断耐力又は許容せん断応力度を許容限局曲率，鋼材の曲げについては終局曲率，鉄筋コンクリート及び鋼材のせ界とする。

ん断についてはせん断耐力を許容限界とする場合もある。
既設屋外重要土木構造物の構造部材のうち，鉄筋コンクリートの曲げについては限界層間変形角又は終局曲率，鋼材の曲げについては終局曲率，鉄筋コンクリート及び鋼材のせん断についてはせん断耐力を許容限界とする。

なお，限界層間変形角，終局曲率及びせん断耐力の許容限界に対しては妥

なお，限界層間変形角，終局曲率及びせん断耐力の許容限界に対しては当な安全余裕を持たせることとし，それぞれの安全余裕については各施設

妥当な安全余裕を持たせることとし，それぞれの安全余裕については，各の機能要求等を踏まえ設定する。

施設の機能要求等を踏まえ設定する。

ト. その他の土木構造物

ト.

その他の土木構造物及び常設耐震重要重大事故防止設備以外の常設重大事ロ項(1)

故防止設備が設置される重大事故等対処施設の土木構造物
安全上適切と認められる規格及び基準による許容応力度を許容限界とする。

安全上適切と認められる規格及び基準による許容応力度を許容限界とする。

(b) 機器・配管系(b) 機器・配管系（(c)に記載のものを除く。
）

イ. Ｓクラスの機器・配管系

イ. Ｓクラスの機器・配管系

(イ)

(イ)

弾性設計用地震動による地震力又は静的地震力との組合せに対する許容弾性設計用地震動Ｓｄによる地震力又は静的地震力との組合せに対する

限界

許容限界

応答が全体的におおむね弾性状態に留まるものとする（評価項目は応力応答が全体的におおむね弾性状態に留まるものとする（評価項目は応力

等）
。

ロ項(1)

等）。
ただし，原子炉冷却材喪失事故時に作用する荷重との組合せ（原子炉格
納容器バウンダリ及び非常用炉心冷却設備等における長期的荷重との組合せを除く。
）に対しては，下記イ.(ロ)に示す許容限界を適用する。

(ロ) 基準地震動による地震力との組合せに対する許容限界(ロ) 基準地震動Ｓｓによる地震力との組合せに対する許容限界

塑性ひずみが生じる場合であっても，その量が小さなレベルに留まって塑性ひずみが生じる場合であっても，その量が小さなレベルに留まって

破断延性限界に十分な余裕を有し，その施設に要求される機能に影響を及

破断延性限界に十分な余裕を有し，その施設に要求される機能に影響を及

ぼさないように応力，荷重等を制限する値を許容限界とする。

ぼさないように応力，荷重等を制限する値を許容限界とする。

ロ項(1)

資 1-3 共-21

変 更 前変 更 後また，地震時又は地震後に動的機能又は電気的機能が要求される機器にまた，地震時又は地震後に動的機能又は電気的機能が要求される機器については，基準地震動による応答に対して，試験等により確認されている機

ついては，基準地震動Ｓｓによる応答に対して試験等により確認されている

能確認済加速度等を許容限界とする。

機能確認済加速度等を許容限界とする。
ロ.

常設耐震重要重大事故防止設備又は常設重大事故緩和設備が設置される重記載しない理由ロ項(1)

大事故等対処施設の機器・配管系
イ. (ロ) に示す許容限界を適用する。
ただし，原子炉格納容器バウンダリを構成する設備及び非常用炉心冷却設
備等の弾性設計用地震動Ｓｄと設計基準事故時の状態における長期的荷重との組合せに対する許容限界は，イ.(イ) に示す許容限界を適用する。
ハ. Ｂクラス及びＣクラスの機器・配管系

ハ.

Ｂクラス及びＣクラスの機器・配管系並びに常設耐震重要重大事故防止設ロ項(1)

備以外の常設重大事故防止設備が設置される重大事故等対処施設の機器・配管系
応答が全体的におおむね弾性状態に留まるものとする（評価項目は応力応答が全体的におおむね弾性状態に留まるものとする（評価項目は応力等）。
ニ. チャンネル・ボックス等）。
ニ. チャンネル・ボックス

チャンネル・ボックスは，地震時に作用する荷重に対して，燃料集合体の原チャンネル・ボックスは，地震時に作用する荷重に対して，燃料集合体の原

子炉冷却材流路を維持できること及び過大な変形や破損を生ずることにより

子炉冷却材流路を維持できること及び過大な変形や破損を生ずることにより制御棒の挿入が阻害されないものとする。

制御棒の挿入が阻害されないものとする。
ホ. 逃がし安全弁排気管及び主蒸気系（外側主蒸気隔離弁より主塞止弁まで）

ロ項(1)

ロ項(1)

逃がし安全弁排気管は基準地震動Ｓｓに対して，主蒸気系（外側主蒸気隔離
弁より主塞止弁まで）は弾性設計用地震動Ｓｄに対してイ.(ロ)に示す許容限界を適用する。
(c)

津波防護施設，浸水防止設備及び津波監視設備並びに浸水防止設備が設置された建物・構築物
津波防護施設及び浸水防止設備が設置された建物・構築物については，当該ロ項(1)

施設及び建物・構築物が構造物全体としての変形能力（終局耐力時の変形）及び安定性について十分な余裕を有するとともに，その施設に要求される機能（津波防護機能及び浸水防止機能）が保持できるものとする（評価項目はせん断ひ
ずみ，応力等）。
浸水防止設備及び津波監視設備については，その設備に要求される機能（浸水防止機能及び津波監視機能）が保持できるものとする。

資 1-3 共-22

変 更 前(5) 設計における留意事項

変 更 後

記載しない理由(5) 設計における留意事項
a. 波及的影響ロ項(1)

耐震重要施設及び常設耐震重要重大事故防止設備又は常設重大事故緩和設備が設置される重大事故等対処施設（以下「上位クラス施設」という。
）は，下位クラス施設の波及的影響によって，その安全機能及び重大事故等に対処するために必要な機能を損なわない設計とする。
波及的影響については，耐震重要施設の設計に用いる地震動又は地震力を適用して評価を行う。
なお，地震動又は地震力の選定に当たっては，施設の配置状況，使用時間等を踏
まえて適切に設定する。また，波及的影響においては水平 2 方向及び鉛直方向の地震力が同時に作用する場合に影響を及ぼす可能性のある施設，設備を選定し評価する。
この設計における評価に当たっては，敷地全体を俯瞰した調査・検討等を行う。
ここで，下位クラス施設とは，上位クラス施設以外の発電所内にある施設（資機
材等含む。
）をいう。
波及的影響を防止するよう現場を維持するため，保安規定に，機器設置時の配慮事項等を定めて管理する。
耐震重要施設に対する波及的影響については，以下に示す(a)～(d)の 4 つの事
項から検討を行う。
また，原子力発電所の地震被害情報等から新たに検討すべき事項が抽出された
場合には，これを追加する。
常設耐震重要重大事故防止設備又は常設重大事故緩和設備が設置される重大事
故等対処施設に対する波及的影響については，以下に示す(a)～(d)の 4 つの事項について「耐震重要施設」を「常設耐震重要重大事故防止設備又は常設重大事故
緩和設備が設置される重大事故等対処施設」に，「安全機能」を「重大事故等に対処するために必要な機能」に読み替えて適用する。
(a) 設置地盤及び地震応答性状の相違等に起因する不等沈下又は相対変位による影響
イ. 不等沈下
耐震重要施設の設計に用いる地震動又は地震力に対して，不等沈下による
耐震重要施設の安全機能への影響
ロ. 相対変位
耐震重要施設の設計に用いる地震動又は地震力に対して，下位クラス施設と耐震重要施設の相対変位による耐震重要施設の安全機能への影響

資 1-3 共-23

変 更 前変 更 後

記載しない理由(b) 耐震重要施設と下位クラス施設との接続部における相互影響
耐震重要施設の設計に用いる地震動又は地震力に対して，耐震重要施設に接続する下位クラス施設の損傷による耐震重要施設の安全機能への影響(c) 建屋内における下位クラス施設の損傷，転倒及び落下等による耐震重要施設への影響
耐震重要施設の設計に用いる地震動又は地震力に対して，建屋内の下位クラ
ス施設の損傷，転倒及び落下等による耐震重要施設の安全機能への影響(d) 建屋外における下位クラス施設の損傷，転倒及び落下等による耐震重要施設への影響
耐震重要施設の設計に用いる地震動又は地震力に対して，建屋外の下位クラ
ス施設の損傷，転倒及び落下等による耐震重要施設の安全機能への影響b.

原子炉建屋への地下水の影響

b. 原子炉建屋への地下水の影響

原子炉本体等を支持する原子炉建屋の耐震性を確保するため，原子炉建屋周囲

原子炉本体等を支持する原子炉建屋の耐震性を確保するため，原子炉建屋周囲の地下水を排水できるよう原子炉建屋地下排水設備（排水ポンプ（容量 84 m3/h/の地下水を排水できるよう原子炉建屋地下排水設備（排水ポンプ（容量 120 m3/h/

個，揚程 40 m，原動機出力 19 kW/個，個数 2））を設置する設計とする。

個，揚程 50 m，原動機出力 30 kW/個，個数 2）及び集水ピット水位計（個数 2，
計測範囲 EL.-17.0～-7.0 m））を設置する。また，基準地震動Ｓｓによる地震力に対して，必要な機能が保持できる設計とするとともに，非常用電源設備又は常設
代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。
(6) 緊急時対策所建屋
緊急時対策所建屋については，基準地震動Ｓｓによる地震力に対して，重大事故等ロ項(1)に対処するために必要な機能が損なわれるおそれがない設計とする。
緊急時対策所建屋については，耐震構造とし，基準地震動Ｓｓによる地震力に対して，遮蔽性能を確保する。
また，緊急時対策所の居住性を確保するため，鉄筋コンクリート構造とし，緊急時対策所建屋の換気設備の性能とあいまって十分な気密性を確保できるよう，基準
地震動Ｓｓによる地震力に対して，地震時及び地震後において耐震壁のせん断ひずみ
がおおむね弾性状態にとどまる設計とする。
なお，地震力の算定方法及び荷重の組合せと許容限界については，
「(3)

地震力

の算定方法」及び「(4) 荷重の組合せと許容限界」に示す建物・構築物及び機器・配管系のものを適用する。
2.1.2 地震による周辺斜面の崩壊に対する設計方針
耐震重要施設及び常設耐震重要重大事故防止設備又は常設重大事故緩和設備が設

イ項

資 1-3 共-24

変 更 前変 更 後

記載しない理由

置される重大事故等対処施設については，基準地震動Ｓｓによる地震力により周辺斜面の崩壊の影響がないことが確認された場所に設置する。
2.2 津波による損傷の防止
原子炉冷却系統施設の津波による損傷の防止の基本設計方針については，浸水防護施設 本記載は概要であるため，記載しの基本設計方針に基づく設計とする。
2.3 外部からの衝撃による損傷の防止ない。

2.3 外部からの衝撃による損傷の防止

設計基準対象施設は，外部からの衝撃のうち自然現象による損傷の防止において，発設計基準対象施設は，外部からの衝撃のうち自然現象による損傷の防止において，発電所敷地で想定される風（台風），凍結，降水，積雪，落雷，生物学的事象及び高潮の自電所敷地で想定される風（台風），竜巻，凍結，降水，積雪，落雷，火山の影響，生物学

然現象（地震及び津波を除く。
）又はその組合せに遭遇した場合において，自然現象その的事象，森林火災及び高潮の自然現象（地震及び津波を除く。
）又は地震及び津波を含む

ものがもたらす環境条件及びその結果として施設で生じ得る環境条件においても，その自然現象の組合せに遭遇した場合において，自然現象そのものがもたらす環境条件及び安全性を損なうおそれがある場合は，防護措置，基礎地盤の改良その他，供用中におけるその結果として施設で生じ得る環境条件において，その安全性を損なうおそれがある場

運転管理等の運用上の適切な措置を講じる。

合は，防護措置，基礎地盤の改良その他，供用中における運転管理等の運用上の適切なロ項 a.(a)

措置を講じる。
地震及び津波を含む自然現象の組合せについて，火山については積雪と風（台風）
，基

ロ項(2)

準地震動Ｓｓについては積雪，基準津波については弾性設計用地震動Ｓｄと積雪の荷重を，施設の形状及び配置に応じて考慮する。
地震，津波と風（台風）の組合せについても，風荷重の影響が大きいと考えられるような構造や形状の施設については，組合せを考慮する。
組み合わせる積雪深，風速の大きさはそれぞれ建築基準法を準用して垂直積雪量 30
cm，基準風速 30 m/s とし，組み合わせる積雪深については，建築基準法に定められた平均的な積雪荷重を与えるための係数 0.35 を考慮する。
設計基準対象施設は，外部からの衝撃のうち外部人為事象による損傷の防止において，設計基準対象施設は，外部からの衝撃のうち人為による損傷の防止において，発電所

発電所敷地又はその周辺において想定される電磁的障害に対して安全性を損なわない設

敷地又はその周辺において想定される爆発，近隣工場等の火災，危険物を搭載した車両，計とする。

有毒ガス，船舶の衝突及び電磁的障害により発電用原子炉施設の安全性を損なわせる原ロ項 a.(a)

因となるおそれがある事象であって人為によるもの（故意によるものを除く。
）（以下「人為事象」という。
）に対してその安全性が損なわれないよう，防護措置又は対象とする発生源から一定の距離を置くことによる適切な措置を講じる。
想定される外部人為事象のうち，航空機落下については，防護設計の要否を判断する想定される人為事象のうち，飛来物（航空機落下）については，防護設計の要否を判断

基準を超えないことを評価して設置（変更）許可を受けている。工事計画認可申請時に，する基準を超えないことを評価して設置（変更）許可を受けている。工事計画認可申請

設置（変更）許可申請時から，防護設計の要否を判断する基準を超えるような航空路の変時に，設置（変更）許可申請時から，防護設計の要否を判断する基準を超えるような航空

更がないことを確認していることから，設計基準対象施設に対して防護措置その他適切路の変更がないことを確認していることから，設計基準対象施設に対して防護措置そのな措置を講じる必要はない。

他適切な措置を講じる必要はない。

ロ項 a.(a)資 1-3 共-25

変 更 前変 更 後

記載しない理由

なお，定期的に航空路の変更状況を確認し，防護措置の要否を判断することを保安規定に定めて管理する。
航空機落下及び爆発以外に起因する飛来物については，発電所周辺の社会環境からみロ項 a.(a)ロ項 a.(て，発生源が設計基準対象施設から一定の距離が確保されており，設計基準対象施設が安全性を損なうおそれがないため，防護措置その他の適切な措置を講じる必要はない。
また，想定される自然現象（地震及び津波を除く。
）及び人為事象に対する防護措置に

ロ項 a.(a)は，設計基準対象施設が安全性を損なわないために必要な設計基準対象施設以外の施設
又は設備等（重大事故等対処設備を含む。
）への措置を含める。
重大事故等対処設備は，外部からの衝撃による損傷の防止において，想定される自然

ロ項 a.(a)現象（地震及び津波を除く。
）及び人為事象に対して，「5.1.2 多様性，位置的分散等」，「5.1.3 悪影響防止等」及び「5.1.5 環境条件等」の基本設計方針に基づき，必要な機能が損なわれることがないよう，防護措置その他の適切な措置を講じる。
設計基準対象施設又は重大事故等対処設備に対して講じる防護措置として設置する施

ロ項 a.(a)設は，その設置状況並びに防護する施設の耐震重要度分類及び重大事故等対処施設の設備分類に応じた地震力に対し構造強度を確保し，外部からの衝撃を考慮した設計とする。
2.3.1 外部からの衝撃より防護すべき施設

2.3.1 外部からの衝撃より防護すべき施設

外部からの衝撃によりその安全性を損なうことがないよう，外部からの衝撃より

設計基準対象施設が外部からの衝撃によりその安全性を損なうことがないよう，防護すべき施設は，「発電用軽水型原子炉施設の安全機能の重要度分類に関する審査

外部からの衝撃より防護すべき施設は，設計基準対象施設のうち，｢発電用軽水型原指針」で規定されているクラス１，クラス２及びクラス３に属する構築物，系統と子炉施設の安全機能の重要度分類に関する審査指針｣で規定されているクラス１，ク

し，原子炉施設の安全性を損なわない設計とする。

ラス２及び安全評価上その機能に期待するクラス３に属する構築物，系統及び機器

ロ項 a.(a)（以下「外部事象防護対象施設」という。
）とする。また，外部事象防護対象施設の防護設計については，外部からの衝撃により外部事象防護対象施設に波及的影響を及ぼすおそれのある外部事象防護対象施設以外の施設についても考慮する。さらに，
重大事故等対処設備についても，外部からの衝撃より防護すべき施設に含める。
上記以外の設計基準対象施設については，機能を維持すること若しくは損傷を考慮して代替設備により必要な機能を確保すること，安全上支障のない期間での修復等の対応を行うこと又はそれらを適切に組み合わせることにより，その安全性を損なわない設計とする。
2.3.2 設計基準事故時に生じる荷重との組合せ

2.3.2 設計基準事故時及び重大事故等時に生じる荷重との組合せ

科学的技術的知見を踏まえ，安全機能を有する構築物，系統及び機器のうち，特に科学的技術的知見を踏まえ，外部事象防護対象施設及び屋内の重大事故等対処設

自然現象（地震及び津波を除く。
）の影響を受けやすく，かつ，代替手段によってそ

備のうち，特に自然現象（地震及び津波を除く。
）の影響を受けやすく，かつ，代替

ロ項 a.(a)資 1-3 共-26

変 更 前変 更 後の機能の維持が困難であるか，又はその修復が著しく困難な構築物，系統及び機器

手段によってその機能の維持が困難であるか，又はその修復が著しく困難な構築物，に対して，大きな影響を及ぼすおそれがあると想定される自然現象（地震及び津波

系統及び機器は，大きな影響を及ぼすおそれがあると想定される自然現象（地震及を除く。）により作用する衝撃は設計基準事故時に生じる応力と重なり合わない設計

び津波を除く。
）により作用する衝撃が設計基準事故及び重大事故等時に生じる応力とする。

と重なり合わない設計とする。
屋外の重大事故等対処設備は，重大事故等時において，万が一，使用中に機能を記載しない理由

ロ項 a.(a)喪失した場合であっても，可搬型重大事故等対処設備によるバックアップが可能となるように位置的分散を考慮して可搬型重大事故等対処設備を複数保管する設計とすることにより，想定される自然現象（地震及び津波を除く。
）により作用する衝撃が重大事故等時に生じる応力と重なり合わない設計とする。
具体的には，建屋内に設置される外部事象防護対象施設及び重大事故等対処設備

ロ項 a.(a)については，建屋によって地震を除く自然現象の影響を防止することにより，設計基準事故又は重大事故等が発生した場合でも，地震を除く自然現象による影響を受けない設計とする。
屋外に設置されている外部事象防護対象施設については，設計基準事故が発生した場合でも，機器の運転圧力や温度等が変わらないため，設計基準事故時荷重が発生するものではなく，自然現象による衝撃と重なることはない。
屋外に設置される重大事故等対処設備について，津波に対しては津波高さを考慮した配置，竜巻に対しては位置的分散を考慮した配置並びに竜巻防護設計によって保管中に機能を損なわない設計とするなど，重大事故等が発生した場合でも，重大事故等時の荷重と地震を除く自然現象による衝撃を同時に考慮する必要のない設計とする。
したがって，地震を除く自然現象による衝撃と設計基準事故又は重大事故等時の荷重は重なることのない設計とする。
2.3.3 設計方針
自然現象（地震及び津波を除く。
）及び外部人為事象に係る設計方針に基づき設計する。

2.3.3 設計方針
外部事象防護対象施設及び重大事故等対処設備は，以下の自然現象（地震及び津ロ項 a.(a)波を除く。
）及び人為事象に係る設計方針に基づき設計する。
自然現象（地震及び津波を除く。
）のうち森林火災，人為事象のうち爆発，近隣工場等の火災，危険物を搭載した車両及び有毒ガスの設計方針については「c. 外部火災」の設計方針に基づき設計する。
なお，危険物を搭載した車両については，近隣工場等の火災及び有毒ガスの中で取り扱う。

資 1-3 共-27

変 更 前(1) 自然現象

変 更 後

記載しない理由(1) 自然現象
a. 竜巻
外部事象防護対象施設は竜巻防護に係る設計時に，設置（変更）許可を受けた

ロ項 a.(a)最大風速 1OO m/s の竜巻（以下「設計竜巻」という。
）が発生した場合について
竜巻より防護すべき施設に作用する荷重を設定し，外部事象防護対象施設が安全機能を損なわないよう，それぞれの施設の設置状況等を考慮して影響評価を実施し，外部事象防護対象施設が安全機能を損なうおそれがある場合は，影響に応じた防護措置その他の適切な措置を講じる設計とする。
また，重大事故等対処設備は，「5.1.2散，「5.1.3多様性，位置的分散等」の位置的分悪影響防止等」及び「5.1.5 環境条件等」を考慮した設計とする。

さらに，外部事象防護対象施設に波及的影響を及ぼす可能性がある施設の影
響及び竜巻の随伴事象による影響について考慮した設計とする。
なお，定期的に新知見の確認を行い，新知見が得られた場合に評価を行うことを保安規定に定めて管理する。
(a) 影響評価における荷重の設定
構造強度評価においては，風圧力による荷重，気圧差による荷重及び飛来物

ロ項 a.(a)の衝撃荷重を組み合わせた設計竜巻荷重並びに竜巻以外の荷重を適切に組み合わせた設計荷重を設定する。
風圧力による荷重及び気圧差による荷重としては，設計竜巻の特性値に基づいて設定する。
東海発電所を含む当社敷地内において，飛来物の衝撃荷重としては，設置（変更）許可を受けた設計飛来物である鋼製材（長さ 4.2 m×幅 0.3 m×高さ 0.2 m，
質量 135 kg，飛来時の水平速度 51 m/s，飛来時の鉛直速度 34 m/s）よりも運動
エネルギ又は貫通力が大きな重大事故等対処設備，資機材等は設置場所及び障害物の有無を考慮し，固縛，固定又は外部事象防護対象施設等からの離隔を実施すること，並びに車両については入構管理及び退避を実施することにより飛来物とならない措置を講じることから，設計飛来物が衝突する場合の荷重を設定することを基本とする。さらに，設計飛来物に加えて，竜巻の影響を考慮する施設の設置状況その他環境状況を考慮し，評価に用いる飛来物の衝突による荷重を設定する。
また，当社敷地近傍の隣接事業所から，設計飛来物である鋼製材の運動エネ
ルギ又は貫通力を上回る飛来物が想定される場合は，隣接事業所との合意文書に基づきフェンス等の設置により飛来物となるものを配置できない設計とする
こと若しくは当該飛来物の衝撃荷重を考慮した設計荷重に対し，外部事象防護資 1-3 共-28

変 更 前変 更 後

記載しない理由

対象施設及び外部事象防護対象施設を内包する区画の構造健全性を確保する設計とすること若しくは当該飛来物による外部事象防護対象施設の損傷を考慮して，代替設備により必要な機能を確保すること若しくは安全上支障のない期間で修復等の対応を行うこと又はそれらを適切に組み合わせることで，その安全機能を損なわない設計とする。
なお，飛来した場合の運動エネルギ又は貫通力が設計飛来物である鋼製材よ

ロ項 a.(a)りも大きな重大事故等対処設備，資機材等については，その保管場所，設置場所
及び障害物の有無を考慮し，外部事象防護対象施設，飛来物の衝突により外部事象防護対象施設の安全機能を損なわないよう設置する防護措置（以下「防護対策施設」という。
）及び外部事象防護対象施設を内包する施設に衝突し，外部事象防護対象施設の機能に影響を及ぼす可能性がある場合には，固縛，固定又は外部事象防護対象施設等からの離隔によって浮き上がり又は横滑りにより外部事象防護対象施設の機能に影響を及ぼすような飛来物とならない設計とする。
重大事故等対処設備，資機材等の固縛，固定又は外部事象防護対象施設からの離隔を実施すること，並びに車両については入構管理及び退避を実施することを保安規定に定めて管理する。
(b) 竜巻に対する影響評価及び竜巻防護対策
屋外の外部事象防護対象施設は，安全機能を損なわないよう，設計荷重に対ロ項 a.(a)して外部事象防護対象施設の構造強度評価を実施し，要求される機能を維持す
る設計とすることを基本とする。
屋内の外部事象防護対象施設については，設計荷重に対して安全機能を損なわないよう，外部事象防護対象施設を内包する施設により防護する設計とする
ことを基本とし，外気と繋がっている屋内の外部事象防護対象施設及び建屋等による飛来物の防護が期待できない屋内の外部事象防護対象施設は，加わるおそれがある設計荷重に対して外部事象防護対象施設の構造強度評価を実施し，安全機能を損なわないよう，要求される機能を維持する設計とすることを基本とする。
外部事象防護対象施設の安全機能を損なうおそれがある場合には，防護措置
その他の適切な措置を講じる設計とする。
屋外の重大事故等対処設備は，竜巻による風圧力による荷重に対し，外部事象防護対象施設及び同じ機能を有する他の重大事故等対処設備と位置的分散を考慮した保管とすることにより，重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮する設計とする。

資 1-3 共-29

変 更 前変 更 後

記載しない理由

屋内の重大事故等対処設備は，竜巻による風圧力による荷重に対し，環境条件を考慮して竜巻による荷重により機能を損なわないように，重大事故等対処
設備を内包する施設により防護する設計とすることを基本とする。
防護措置として設置する防護対策施設としては，防護ネット（硬鋼線材：線径
φ4 mm，網目寸法 40 mm），防護鋼板（炭素鋼：板厚 16 mm 以上），架構及び扉（炭素鋼：板厚 31.2 mm 以上）を設置し，内包する外部事象防護対象施設の機能を損なわないよう，外部事象防護対象施設の機能喪失に至る可能性のある飛来物が外部事象防護対象施設に衝突することを防止する設計とする。防護対策
施設は，地震時において外部事象防護対象施設に波及的影響を及ぼさない設計とする。
外部事象防護対象施設及び重大事故等対処設備を内包する施設については，設計荷重に対する構造強度評価を実施し，内包する外部事象防護対象施設及び重大事故等対処設備の機能を損なわないよう，飛来物が，内包する外部事象防護対象施設及び重大事故等対処設備に衝突することを防止可能な設計とすることを基本とする。飛来物が，内包する外部事象防護対象施設及び重大事故等対処設備に衝突し，その機能を損なうおそれがある場合には，防護措置その他の適切な措置を講じる設計とする。
また，外部事象防護対象施設及び重大事故等対処設備は，設計荷重により，機械的及び機能的な波及的影響により機能を損なわない設計とする。外部事象防護対象施設に対して，重大事故等対処設備を含めて機械的な影響を及ぼす可能性がある施設は，設計荷重に対し，当該施設の倒壊，損壊等により外部事象防護対象施設に損傷を与えない設計とする。当該施設が機能喪失に陥った場合に外部事象防護対象施設も機能喪失させる機能的影響を及ぼす可能性がある施設
は，設計荷重に対し，必要な機能を維持する設計とすることを基本とする。
屋外の重大事故等対処設備は，竜巻による風圧力による荷重に対し，外部事象防護対象施設及び重大事故等に対処するために必要な機能に悪影響を及ぼさない設計とする。屋外の重大事故等対処設備は，浮き上がり若しくは横滑りを拘束することにより，悪影響を防止する設計とする。ただし，浮き上がり又は横滑りを拘束する車両等の重大事故等対処設備のうち，地震時の移動等を考慮して地震後の機能を維持する設備は，重大事故等に対処するために必要な機能を損なわないよう，余長を有する固縛で拘束する。
屋内の重大事故等対処設備は，竜巻による風圧力による荷重を考慮して他の

資 1-3 共-30

変 更 前変 更 後

記載しない理由

設備に悪影響を及ぼさないよう，重大事故等対処設備を内包する施設により防護する設計とする。内包する重大事故等対処設備の機能を損なうおそれがある場合には，防護措置その他適切な措置を講じる。
竜巻随伴事象を考慮する施設は，過去の竜巻被害の状況及び発電所におけるロ項 a.(a)

施設の配置から竜巻の随伴事象として想定される火災，溢水及び外部電源喪失
による影響を考慮し，竜巻の随伴事象に対する影響評価を実施し，外部事象防護対象施設及び重大事故等対処設備に竜巻による随伴事象の影響を及ぼさない設計とする。
竜巻随伴による火災に対しては，火災による損傷の防止における想定に包絡される設計とする。また，竜巻随伴による溢水に対しては，溢水による損傷の防止における溢水量の想定に包絡される設計とする。さらに，竜巻随伴による外部電源喪失に対しては，ディーゼル発電機による電源供給が可能な設計とする。
b. 火山
外部事象防護対象施設は，発電所の運用期間中において発電所の安全性に影響ロ項 a.(a)を及ぼし得る火山事象として設置（変更）許可を受けた降下火砕物の特性を設定し，その降下火砕物が発生した場合においても，外部事象防護対象施設が安全機能を損なうおそれがない設計とする。
重大事故等対処設備は，「5.1.5 環境条件等」を考慮した設計とする。
なお，定期的に新知見の確認を行い，新知見が得られた場合に評価することを保安規定に定めて管理する。
(a) 防護設計における降下火砕物の特性の設定設計に用いる降下火砕物は，設置（変更）許可を受けた層厚 50 cm，粒径 8.0

ロ項 a.(a)mm 以下，密度 0.3 g/cm3（乾燥状態）～1.5 g/cm3（湿潤状態）と設定する。
(b) 降下火砕物に対する防護対策
降下火砕物の影響を考慮する施設は，降下火砕物による「直接的影響」及びロ項 a.(a)「間接的影響」に対して，以下の適切な防護措置を講じることで安全機能を損なうおそれがない設計とする。
ただし，放水路ゲート及び排気筒モニタについては，安全上支障のない期間に補修等の対応を行うことで，安全機能を損なわない設計とする。

資 1-3 共-31

変 更 前変 更 後

記載しない理由イ. 直接的影響に対する設計方針(イ) 構造物への荷重
外部事象防護対象施設及び外部事象防護対象施設に影響を及ぼす可能性

ロ項 a.(a)のあるクラス３（安全評価上期待するクラス３を除く。
）に属する施設（以下「外部事象防護対象施設に影響を及ぼす可能性のあるクラス３に属する施設」という。
）のうち，屋外に設置している施設及び外部事象防護対象施設を内包する施設について，降下火砕物が堆積しやすい構造を有する場合には荷重による影響を考慮する。また，外部事象防護対象施設の安全性を確保するために設置する防護対策施設も荷重による影響を考慮する。これ
らの施設については，降下火砕物を除去することにより，降下火砕物による荷重並びに火山と組み合わせる積雪及び風（台風）の荷重を短期的な荷重として考慮し，機能を損なうおそれがないよう構造健全性を維持する設計とする。
なお，降下火砕物が長期的に堆積しないよう当該施設に堆積する降下火
砕物を除去することを保安規定に定めて管理する。
屋内の重大事故等対処設備については，環境条件を考慮して降下火砕物による短期的な荷重により機能を損なわないように，降下火砕物による組合せを考慮した荷重に対し安全裕度を有する建屋内に設置する設計とする。
屋外の重大事故等対処設備については，環境条件を考慮して降下火砕物による荷重により機能を損なわないように，降下火砕物を除去することにより，重大事故等対処設備の重大事故等に対処するために必要な機能が損
なわれるおそれがない設計とする。
なお，降下火砕物が堆積しないよう屋外の重大事故等対処設備に堆積す
る降下火砕物を適宜除去することを保安規定に定めて管理する。
(ロ) 閉塞ⅰ. 水循環系の閉塞
外部事象防護対象施設及び外部事象防護対象施設に影響を及ぼす可能ロ項 a.(a)性のあるクラス３に属する施設のうち，降下火砕物を含む海水の流路となる施設については，降下火砕物に対し，機能を損なうおそれがないよう，降下火砕物の粒径に対し十分な流路幅を設けることにより，水循環系の狭隘部が閉塞しない設計とする。

資 1-3 共-32

変 更 前変 更 後

記載しない理由

ⅱ. 換気系，電気系及び計測制御系に対する機械的影響（閉塞）
外部事象防護対象施設及び外部事象防護対象施設に影響を及ぼす可能ロ項 a.(a)性のあるクラス３に属する施設のうち，非常用ディーゼル発電機吸気口
及び高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機吸気口の外気取入口は開口部
を下向きの構造とすることにより，降下火砕物が流路に侵入しにくい設計とする。主排気筒は，降下火砕物が侵入した場合でも，主排気筒の構造
から排気流路が閉塞しない設計とする。非常用ガス処理系排気筒は，降下火砕物の侵入防止を目的とする構造物を取り付けることにより，降下
火砕物の影響に対して機能を損なわない設計とする。
また，外気を取り入れる換気空調設備（外気取入口），非常用ディーゼ
ル発電機及び高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機の空気の流路にそれぞれフィルタを設置することにより，フィルタメッシュより大きな降下
火砕物が内部に侵入しにくい設計とし，さらに降下火砕物がフィルタに付着した場合でも取替え又は清掃が可能な構造とすることで，降下火砕
物により閉塞しない設計とする。
ディーゼル発電機機関は，フィルタを通過した小さな粒径の降下火砕物が侵入した場合でも，降下火砕物により閉塞しない設計とする。
換気空調設備（外気取入口）以外の降下火砕物を含む空気の流路となる換気系，電気系及び計測制御系の施設についても，降下火砕物に対し，機能を損なうおそれがないよう，降下火砕物が侵入しにくい構造，又は降下火砕物が侵入した場合でも，降下火砕物により流路が閉塞しない設計とする。
なお，降下火砕物により閉塞しないよう外気取入ダンパの閉止，換気
空調設備の停止及び閉回路循環運転を保安規定に定めて管理する。
(ハ) 摩耗
ⅰ. 水循環系の内部における摩耗
外部事象防護対象施設及び外部事象防護対象施設に影響を及ぼす可能ロ項 a.(a)性のあるクラス３に属する施設のうち，降下火砕物を含む海水の流路となる施設の内部における摩耗については，主要な降下火砕物は砂と同等
又は砂より硬度が低くもろいことから，摩耗による影響は小さい。また当該施設については，定期的な内部点検及び日常保守管理により，状況に応じて補修が可能であり，摩耗により外部事象防護対象施設の安全機能を損なわない設計とする。

資 1-3 共-33

変 更 前変 更 後

記載しない理由

ⅱ. 換気系，電気系及び計測制御系に対する機械的影響（摩耗）
外部事象防護対象施設及び外部事象防護対象施設に影響を及ぼす可能ロ項 a.(a)性のあるクラス３に属する施設のうち，降下火砕物を含む空気を取り込
みかつ摺動部を有する換気系，電気系及び計測制御系の施設については，
降下火砕物に対し，機能を損なうおそれがないよう，降下火砕物が侵入しにくい構造とすること又は摩耗しにくい材料を使用することにより，摩耗しにくい設計とする。
なお，摩耗が進展しないよう外気取入ダンパの閉止，換気空調設備の停止を保安規定に定めて管理する。
(ニ) 腐食ⅰ. 構造物の化学的影響（腐食）
外部事象防護対象施設及び外部事象防護対象施設に影響を及ぼす可能ロ項 a.(a)性のあるクラス３に属する施設のうち，屋外に設置している施設及び外部事象防護対象施設を内包する施設については，降下火砕物に対し，機能を損なうおそれがないよう，耐食性のある材料の使用又は塗装を実施することにより，降下火砕物による短期的な腐食が発生しない設計とする。
また，外部事象防護対象施設の安全性を確保するために設置する防護対策施設は，降下火砕物に対し，機能を損なうおそれがないよう，耐食性のある材料の使用又は塗装を実施することにより，降下火砕物による短期的な腐食が発生しない設計とする。
なお，長期的な腐食の影響については，日常保守管理等により，状況に応じて補修が可能な設計とする。
屋内の重大事故等対処設備については，降下火砕物による短期的な腐食により機能を損なわないように，耐食性のある塗装を実施した建屋内に設置する設計とする。
屋外の重大事故等対処設備については，降下火砕物を適宜除去することにより，降下火砕物による腐食に対して重大事故等対処設備の重大事
故等に対処するために必要な機能が損なわれるおそれがない設計とする。
なお，屋外の重大事故等対処設備が降下火砕物により腐食しにくいよう降下火砕物の適宜除去を保安規定に定めて管理する。

資 1-3 共-34

変 更 前変 更 後

記載しない理由ⅱ. 水循環系の化学的影響（腐食）
外部事象防護対象施設及び外部事象防護対象施設に影響を及ぼす可能性のあるクラス３に属する施設のうち，降下火砕物を含む海水の流路となる施設については，降下火砕物に対し，機能を損なうおそれがないよう，耐食性のある材料の使用又は塗装を実施することにより，降下火砕
物による短期的な腐食が発生しない設計とする。
なお，長期的な腐食の影響については，日常保守管理等により，状況に応じて補修が可能な設計とする。
ⅲ. 換気系，電気系及び計測制御系に対する化学的影響（腐食）
外部事象防護対象施設及び外部事象防護対象施設に影響を及ぼす可能性のあるクラス３に属する施設のうち，降下火砕物を含む空気の流路となる換気系，電気系及び計測制御系の施設については，降下火砕物に対し，機能を損なうおそれがないよう，耐食性のある材料の使用又は塗装を実施することにより，降下火砕物による短期的な腐食が発生しない設計とする。
なお，長期的な腐食の影響については，日常保守管理等により，状況に応じて補修が可能な設計とする。
(ホ) 発電所周辺の大気汚染
外部事象防護対象施設及び外部事象防護対象施設に影響を及ぼす可能性

ロ項 a.(a)のあるクラス３に属する施設のうち，中央制御室換気系については，降下
火砕物に対し，機能を損なうおそれがないよう，バグフィルタを設置することにより，降下火砕物が中央制御室に侵入しにくい設計とする。
また，中央制御室換気系については，外気取入ダンパの閉止及び閉回路
循環運転を可能とすることにより，中央制御室内への降下火砕物の侵入を防止する。さらに外気取入遮断時において，酸素濃度及び二酸化炭素濃度の影響評価を実施し，室内の居住性を確保する設計とする。
なお，降下火砕物による中央制御室の大気汚染を防止するよう閉回路循
環運転の実施等を保安規定に定めて管理する。
(ヘ) 絶縁低下
外部事象防護対象施設及び外部事象防護対象施設に影響を及ぼす可能性

ロ項 a.(a)のあるクラス３に属する施設のうち，空気を取り込む機構を有する電気系
及び計測制御系の盤については，降下火砕物に対し，機能を損なうおそれがないよう，計測制御設備（安全保護系）の設置場所の換気空調設備にバグフィルタを設置することにより，降下火砕物が侵入しにくい設計とする。

資 1-3 共-35

変 更 前変 更 後

記載しない理由

なお，中央制御室換気系については，降下火砕物による計測制御系の盤の絶縁低下を防止するよう外気取入ダンパの閉止及び閉回路循環運転の実施を保安規定に定めて管理する。
ロ. 間接的影響に対する設計方針
降下火砕物による間接的影響である長期（7 日間）の外部電源喪失及び発電ロ項 a.(a)

所外での交通の途絶によるアクセス制限事象に対し，原子炉及び使用済燃料
プールの安全性を損なわないようにするために，7 日間の電源供給が継続できるよう，非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機を含む。
）の燃料を貯蔵するための軽油貯蔵タンク及び燃料を移送するための燃料移送ポンプ等を降下火砕物の影響を受けないよう設置する設計とする。
c. 外部火災想定される外部火災において，火災源を発電所敷地内及び敷地外に設定し外部ロ項 a.(a)

事象防護対象施設に係る温度や距離を算出し，それらによる影響評価を行い，最も厳しい火災が発生した場合においても安全機能を損なわない設計とする。
外部事象防護対象施設は，防火帯の設置，離隔距離の確保，建屋による防護によって，安全機能を損なわない設計とする。
重大事故等対処設備は，「5.1.2 多様性，位置的分散等」のうち，位置的分散を考慮した設計とする。
外部火災の影響については，定期的な評価の実施を保安規定に定めて管理する。
津波防護施設のうち森林火災の影響を受ける防潮堤の各部位（鋼管杭鉄筋コン

ロ項 a.(a)クリート防潮壁及び止水ジョイント部）及び防潮扉（以下「森林火災の影響を受ける津波防護施設」という。
）に対し，森林火災の最大火炎輻射強度による熱影響を考慮した離隔距離を確保する設計とする。なお，森林火災の影響を受ける津波防護施設と植生の間の離隔距離を確保するために管理が必要となる隣接事業所敷地については，隣接事業所との合意文書に基づき，必要とする植生管理を当社が実施する。また，保安規定に植生管理（隣接事業所を含む）により必要となる離隔距離を維持することを定め管理することで津波防護施設の機能を維持する設計とする。
(a) 防火帯幅の設定に対する設計方針
自然現象として想定される森林火災については，森林火災シミュレーション

ロ項 a.(a)解析コードを用いて求めた最大火線強度から設定し，設置（変更）許可を受けた防火帯（約 23 m）を敷地内に設ける設計とする。また，防火帯は延焼防止効果を損なわない設計とし，防火帯に可燃物を含む機器等を設置する場合は必要最資 1-3 共-36

変 更 前変 更 後

記載しない理由小限とする。
(b) 発電所敷地内の火災・爆発源に対する設計方針
火災・爆発源として，森林火災，発電所敷地内に設置する屋外の危険物タンロ項 a.(a)ク，危険物貯蔵所，常時危険物を貯蔵する一般取扱所，危険物を搭載した車両及び危険物を内包する貯蔵設備以外の設備（以下「危険物貯蔵施設等」という。
）の火災・爆発，航空機墜落による火災，敷地内の危険物貯蔵施設等の火災と航空機墜落による火災が同時に発生した場合の重畳火災を想定し，火災源からの外部事象防護対象施設への熱影響を評価する。ただし，放水路ゲートについては，
航空機落下を起因として津波が発生することはないこと及び放水路ゲートは，大量の放射性物質を蓄えておらず，原子炉の安全停止（炉心冷却を含む。
）機能を有していないため，航空機落下確率を算出する標的面積として抽出しないことから，航空機墜落による火災は設計上考慮しない。
また，排気筒モニタについては，安全上支障のない期間に補修等の対応を行うことで，安全機能を損なわない設計とする。
外部事象防護対象施設の評価条件を以下のように設定し，評価する。評価結果より火災源ごとに輻射強度，燃焼継続時間等を求め，外部事象防護対象施設を内包する建屋（垂直外壁面及び天井スラブから選定した，火災の輻射に対して最も厳しい箇所）の表面温度が許容温度（200 ℃）となる危険距離及び屋外の外部事象防護対象施設の温度が許容温度（主排気筒の表面温度及び放水路ゲート駆動装置外殻の表面温度 325 ℃並びに非常用ディーゼル発電機及び高圧炉
心スプレイ系ディーゼル発電機（以下「非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプ
レイ系ディーゼル発電機を含む。
）」という。
）の流入空気温度 53 ℃並びに残留熱除去系海水系ポンプの冷却空気温度 70 ℃並びに非常用ディーゼル発電機用
海水ポンプ及び高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機用海水ポンプ（以下「非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機を含む。
）用海水ポンプ」という。
）の冷却空気温度 60 ℃）となる危険距離を算出し，その危険距離を上回る離隔距離を確保する設計，又は建屋表面温度及び屋外の外部事象
防護対象施設の温度を算出し，その温度が許容温度を満足する設計とする。
爆発源として，ガス爆発の爆風圧が 0.01 MPa となる危険限界距離を算出し，その危険限界距離を上回る離隔距離を確保する設計とする。
・森林火災については，発電所周辺の植生を確認し，作成した植生データ等を基に求めた，防火帯の外縁（火炎側）付近における最大火炎輻射強度（建屋評
価においては 444 kW/m2，その他評価においては 442 kW/m2）による危険距離を求め評価する。

資 1-3 共-37

変 更 前変 更 後

記載しない理由

・発電所敷地内に設置する危険物貯蔵施設等の火災については，貯蔵量等を勘案して火災源ごとに建屋表面温度及び屋外の外部事象防護対象施設の温度を求め評価する。また，燃料補充用のタンクローリ火災が発生した場合の影響については，燃料補充時は監視人が立会を実施することを保安規定に定めて管理し，万一の火災発生時は速やかに消火活動が可能とすることにより，外部事象防護対象施設に影響がない設計とする。
・発電所敷地内に設置する危険物貯蔵施設等の爆発については，ガス爆発の爆
風圧が 0.01 MPa となる危険限界距離を求め評価する。
・航空機墜落による火災については，「実用発電用原子炉施設への航空機落下確率の評価基準について」（平成 21・06・25 原院第 1 号（平成 21 年 6 月 30 日
原子力安全・保安院一部改正））により落下確率が 10-7（回／炉・年）となる
面積及び離隔距離を算出し，外部事象防護対象施設への影響が最も厳しくなる地点で火災が起こることを想定し，建屋表面温度及び屋外の外部事象防護
対象施設の温度を求め評価する。
・敷地内の危険物貯蔵施設等の火災と航空機墜落火災の重畳については，各々ロ項 a.(a)の火災の評価条件により算出した輻射強度，燃焼継続時間等により，外部事
象防護対象施設の受熱面に対し，最も厳しい条件となる火災源と外部事象防護対象施設を選定し，建屋表面温度及び屋外の外部事象防護対象施設の温度を求め評価する。
(c) 発電所敷地外の火災・爆発源に対する設計方針
発電所敷地外での火災・爆発源に対して，必要な離隔距離を確保することで， ロ項 a.(a)外部事象防護対象施設の安全機能を損なわない設計とする。
・発電所敷地外 10 km 以内の範囲において，火災により発電用原子炉施設に影響を及ぼすような石油コンビナート施設は存在しないため，火災による発電
用原子炉施設への影響については考慮しない。
・発電所敷地外半径 10 km 以内の産業施設，燃料輸送車両及び発電所近くを航ロ項 a.(a)行する船舶の火災については，外部事象防護対象施設を内包する建屋（垂直外壁面及び天井スラブから選定した，火災の輻射に対して最も厳しい箇所）の表面温度が許容温度となる危険距離及び屋外の外部事象防護対象施設の温度が許容温度となる危険距離を算出し，その危険距離を上回る離隔距離を確保する設計とする。
・発電所敷地外半径 10 km 以内の産業施設，燃料輸送車両及び発電所近くを航行する船舶の爆発については，ガス爆発の爆風圧が 0.01 MPa となる危険限界
距離を算出し，その危険限界距離を上回る離隔距離を確保する設計とする。

資 1-3 共-38

変 更 前変 更 後

記載しない理由

また，ガス爆発による容器破損時に破片に対して，必要な離隔距離を確保することで，外部事象防護対象施設の安全機能を損なわない設計とする。
(d) 二次的影響（ばい煙）に対する設計方針
屋外に開口しており空気の流路となる施設及び換気空調設備に対し，ばい煙

ロ項 a.(a)の侵入を防止するため適切な防護対策を講じることで，外部事象防護対象施設の安全機能を損なわない設計とする。
イ. 換気空調設備
外部火災によるばい煙が発生した場合には，侵入を防止するためフィルタを設置する設計とする。
なお，室内に滞在する人員の環境劣化を防止するために，ばい煙の侵入を防止するよう外気取入ダンパの閉止及び閉回路循環運転の実施による外気の遮断を保安規定に定めて管理する。
ロ. 計測制御設備（安全保護系）
外部事象防護対象施設のうち空調系統にて空調管理されており間接的に外気と接する制御盤や施設については，空調系統にフィルタを設置することによりばい煙が侵入しにくい設計とする。
ハ. 非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機を含む。
）
非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機を含む。
）
については，フィルタを設置することによりばい煙が侵入しにくい設計とする。
また，ばい煙が侵入したとしてもばい煙が流路に溜まりにくい構造とし，ばい煙により閉塞しない設計とする。
ニ.

残留熱除去系海水系ポンプ及び非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレ

イ系ディーゼル発電機を含む。
）用海水ポンプ
残留熱除去系海水系ポンプ及び非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレ
イ系ディーゼル発電機を含む。
）用海水ポンプについては，モータ部を全閉構造とすることにより，ばい煙により閉塞しない設計とする。
空気冷却部は，ばい煙が侵入した場合においてもばい煙が流路に溜まりにくい構造とし，ばい煙により閉塞しない設計とする。
(e) 有毒ガスに対する設計方針
外部火災起因を含む有毒ガスが発生した場合には，室内に滞在する人員の環

ロ項 a.(a)

境劣化を防止するために設置した外気取入ダンパを閉止し，建屋内の空気を閉

資 1-3 共-39

変 更 前変 更 後

記載しない理由

回路循環運転させることにより，有毒ガスの侵入を防止する設計とする。
なお，外気取入ダンパの閉止及び閉回路循環運転の実施による外気の遮断を保安規定に定めて管理する。
主要道路，鉄道線路，定期航路及び石油コンビナート施設は離隔距離を確保することで事故等による火災に伴う発電所への有毒ガスの影響がない設計とす
る。
d.

風（台風）

d. 風（台風）

安全機能を有する構築物，系統及び機器は，風荷重を建築基準法に基づき設定

外部事象防護対象施設は，風荷重を建築基準法に基づき設定し，外部事象防護

し，安全機能を有する構築物，系統及び機器及びそれらの施設を内包する建屋の構対象施設及び外部事象防護対象施設を内包する建屋の構造健全性を確保すること

造健全性を確保することで，その安全性を損なうおそれがない設計とする。

で，外部事象防護対象施設の安全性を損なうおそれがない設計とする。

ロ項 a.(a)

重大事故等対処設備は，建屋内への設置又は設計基準対象施設と位置的分散を図り設置する。
e.

凍結
安全機能を有する構築物，系統及び機器は，屋外施設で凍結のおそれのあるもの

は凍結防止対策を行う設計とする。
f.

降水
安全機能を有する構築物，系統及び機器は，降水による浸水に対して，観測記録を上回る排水能力を有する構内排水路を設けて海域へ排水を行う設計とする。

ロ項 a.(a)e. 凍結
外部事象防護対象施設及び重大事故等対処設備は，凍結に対して，最低気温を

ロ項 a.(a)考慮し，屋外設備で凍結のおそれのあるものは凍結防止対策を行う設計とする。
f. 降水
外部事象防護対象施設は，降水による浸水に対して，設計基準降水量を上回る

ロ項 a.(a)

排水能力を有する構内排水路を設けて海域へ排水を行う設計とする。

降水による荷重に対して，排水口及び構内排水路による海域への排水により，安降水による荷重に対して，排水口及び構内排水路による海域への排水により，全機能を有する構築物，系統及び機器は及びそれらの施設を内包する建屋の構造

外部事象防護対象施設及び外部事象防護対象施設を内包する建屋の構造健全性を

健全性を確保することで，その安全性を損なうおそれがない設計とする。

確保することで，外部事象防護対象施設の安全性を損なうおそれがない設計とする。
重大事故等対処設備は，降水に対して防水対策を行う設計とする。

g.

積雪

ロ項 a.(ag. 積雪

安全機能を有する構築物，系統及び機器は，積雪荷重を建築基準法に基づき設定

外部事象防護対象施設は，積雪荷重を建築基準法に基づき設定し，積雪によるし，安全機能を有する構築物，系統及び機器及びそれらの施設を内包する建屋の構荷重及び閉塞に対して外部事象防護対象施設及び外部事象防護対象施設を内包す

造健全性を確保することで，その安全性を損なわない設計とする。

る建屋の構造健全性を確保することで，外部事象防護対象施設の安全性を損なう

ロ項 a.(a)

おそれがない設計とする。
重大事故等対処設備は，除雪により，積雪荷重に対してその必要な機能が損なうおそれがない設計とする。
なお，除雪を適宜実施することを保安規定に定めて管理する。

ロ項 a.(a)ロ項 a.(a)資 1-3 共-40

変 更 前
h.

落雷

変 更 後

記載しない理由

h. 落雷

安全機能を有する構築物，系統及び機器は，発電所の雷害防止対策として，建築

外部事象防護対象施設は，発電所の雷害防止対策として，原子炉建屋等への避基準法に基づき原子炉建屋等への避雷針の設置を行うとともに，雷サージに対し雷針の設置を行うとともに，設計基準電流値による雷サージに対して，接地網のて，接地網の敷設による接地抵抗の低減等及び安全保護系への雷サージ侵入の抑敷設による接地抵抗の低減等及び安全保護系への雷サージ侵入の抑制を図る回路

制を図る回路設計を行う設計とする。

設計を行う設計とする。
重大事故等対処設備は，必要に応じ避雷設備又は接地設備により防護する設計

ロ項 a.(a)ロ項 a.(aとする。
i.

生物学的事象i. 生物学的事象

安全機能を有する構築物，系統及び機器は，生物学的事象に対して，海生生物で外部事象防護対象施設は，生物学的事象に対して，海生生物であるクラゲ等のあるクラゲ等の発生を考慮して除塵装置及び海水ストレーナを設置し，必要に応発生を考慮して除塵装置及び海水ストレーナを設置し，必要に応じて塵芥を除去

じて塵芥を除去する設計とする。また，小動物の侵入に対して，屋内設備は，建屋する設計とする。また，小動物の侵入に対して，屋内設備は，建屋止水処置によ

止水処置により，屋外設備は，端子箱貫通部の閉止処置を行う設計とする。

り，屋外設備は，端子箱貫通部の閉止処置を行う設計とする。
重大事故等対処設備は，生物学的事象に対して，小動物の侵入を防止し，海生生

ロ項 a.(a)ロ項 a.(a)物に対して，侵入を防止する又は予備を有する設計とする。
j.

高潮
安全機能を有する構築物，系統及び機器は，高潮の影響を受けない敷地高さ

j. 高潮
外部事象防護対象施設及び重大事故等対処設備（非常用取水設備を除く。
）は， ロ項 a.(a)（T.P.（東京湾中等潮位）+3.3 m）以上に設置することにより，高潮により影響を

高潮の影響を受けない敷地高さ（T.P.（東京湾中等潮位）+3.3 m）以上に設置する受けることがない設計とする。

ことにより，高潮により影響を受けることがない設計とする。

(2) 外部人為事象(2) 人為事象
a. 船舶の衝突
外部事象防護対象施設は，航路からの離隔距離を確保すること，小型船舶が発ロ項 a.(a)電所近傍で漂流した場合でも，防波堤等に衝突して止まること及び呑み口が広い
ことにより船舶の衝突による取水性を損なうことのない設計とする。
重大事故等対処設備は，航路からの離隔距離を確保すること，小型船舶が発電所近傍で漂流した場合でも，防波堤に衝突して止まること及び設計基準対象施設との位置的分散により船舶の衝突による取水性を損なうことのない設計とする。
a.

電磁的障害
安全機能を有する構築物，系統及び機器は，電磁波の侵入を防止する設計とする。

b. 電磁的障害
外部事象防護対象施設及び重大事故等対処設備のうち電磁波に対する考慮が必ロ項 a.(a)

要な機器は，電磁波によりその機能を損なうことがないよう，ラインフィルタや絶縁回路の設置，又は鋼製筐体や金属シールド付ケーブルの適用等により，電磁波の侵入を防止する設計とする。

資 1-3 共-41

変 更 前

変 更 後c. 航空機の墜落記載しない理由
ロ項 a.(a)

重大事故等対処設備は，建屋内に設置するか，又は屋外において設計基準対象
施設等と位置的分散を図り設置する。
3.

火災

3.

3.1 火災による損傷の防止

火災

本記載は概要であるため，記載し3.1 火災による損傷の防止

原子炉冷却系統施設の火災による損傷の防止の基本設計方針については，火災防護設ない。

原子炉冷却系統施設の火災による損傷の防止の基本設計方針については，火災防護設

備の基本設計方針に基づく設計とする。

備の基本設計方針に基づく設計とする。
4.

溢水等

本記載は概要であるため，記載し4.1 溢水等による損傷の防止－ない。

原子炉冷却系統施設の溢水等による損傷の防止の基本設計方針については，浸水防護施設の基本設計方針に基づく設計とする。

5.

設備に対する要求

5.1 安全設備，設計基準対象施設
5.1.1 通常運転時の一般要求(1) 設計基準対象施設の機能

5.

設備に対する要求

5.1 安全設備，設計基準対象施設及び重大事故等対処設備
5.1.1 通常運転時の一般要求(1) 設計基準対象施設の機能

設計基準対象施設は，通常運転時において発電用原子炉の反応度を安全かつ安定

設計基準対象施設は，通常運転時において発電用原子炉の反応度を安全かつ安定的に制御でき，かつ，運転時の異常な過渡変化時においても発電用原子炉固有の出的に制御でき，かつ，運転時の異常な過渡変化時においても発電用原子炉固有の出力抑制特性を有するとともに，発電用原子炉の反応度を制御することにより，核分力抑制特性を有するとともに，発電用原子炉の反応度を制御することにより，核分裂の連鎖反応を制御できる能力を有する設計とする。

裂の連鎖反応を制御できる能力を有する設計とする。

(2) 通常運転時に漏えいを許容する場合の措置

ロ項 a.(j)，ハ項(2) 通常運転時に漏えいを許容する場合の措置

設計基準対象施設は，通常運転時において，放射性物質を含む液体を内包する容設計基準対象施設は，通常運転時において，放射性物質を含む液体を内包する容器，配管，ポンプ，弁その他の設備から放射性物質を含む液体があふれ出た場合にお器，配管，ポンプ，弁その他の設備から放射性物質を含む液体があふれ出た場合にいては，系統外に漏えいさせることなく，各建屋等に設けられた機器ドレン又は床おいては，系統外に漏えいさせることなく，各建屋等に設けられた機器ドレン又はドレン等のサンプ又はタンクに収集し，液体廃棄物処理設備に送水する設計とする。

床ドレン等のサンプ又はタンクに収集し，液体廃棄物処理設備に送水する設計とすト項

る。
5.1.2 多様性，位置的分散等(1) 多重性又は多様性及び独立性

5.1.2 多様性，位置的分散等(1) 多重性又は多様性及び独立性

設置許可基準規則第 12 条第 2 項に規定される「安全機能を有する系統のうち，安設置許可基準規則第 12 条第 2 項に規定される「安全機能を有する系統のうち，安全機能の重要度が特に高い安全機能を有するもの」（解釈を含む。
）は，当該系統を構

全機能の重要度が特に高い安全機能を有するもの」（解釈を含む。
）は，当該系統を成する機器に「(2) 単一故障」にて記載する単一故障が発生した場合であって，外構成する機器に「(2) 単一故障」にて記載する単一故障が発生した場合であって，部電源が利用できない場合においても，その系統の安全機能を達成できるよう，十外部電源が利用できない場合においても，その系統の安全機能を達成できるよう，

分高い信頼性を確保し，かつ維持し得る設計とし，原則，多重性又は多様性及び独立十分高い信頼性を確保し，かつ維持し得る設計とし，原則，多重性又は多様性及びロ項 a.(g)(aa)

資 1-3 共-42

変 更 前性を備える設計とする。

変 更 後

記載しない理由

独立性を備える設計とする。
重大事故等対処設備は，共通要因として，環境条件，自然現象，発電所敷地又はそロ項 c.(c)の周辺において想定される発電用原子炉施設の安全性を損なわせる原因となるおそれがある事象であって人為によるもの（以下「外部人為事象」という。），溢水，火災及びサポート系の故障を考慮する。
発電所敷地で想定される自然現象として，地震，津波（敷地に遡上する津波を含

ロ項 c.(c)む。），風（台風），竜巻，凍結，降水，積雪，落雷，火山の影響，生物学的事象，
森林火災及び高潮を選定する。
自然現象の組合せについては，地震，津波（敷地に遡上する津波を含む。），風ロ項 c.(c)（台風），積雪及び火山の影響を考慮する。
外部人為事象として，飛来物（航空機落下），爆発，近隣工場等の火災，危険物をロ項 c.(c)搭載した車両，有毒ガス，船舶の衝突，電磁的障害及び故意による大型航空機の衝
突その他のテロリズムを選定する。
故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムについては，可搬型重大事故等

ロ項 c.(c)

対処設備による対策を講じることとする。
接続口から建屋内に水又は電力を供給する経路については，常設重大事故等対処

ロ項 c.(c)

設備として設計する。
建屋等については，地震，津波（敷地に遡上する津波を含む。
），火災及び外部からの衝撃による損傷を防止できる設計とする。

ロ項 c.(c)ロ項 c.(c)重大事故緩和設備についても，共通要因の特性を踏まえ，可能な限り多様性を確保し，位置的分散を図ることを考慮する。
a. 常設重大事故等対処設備
常設重大事故防止設備は，設計基準事故対処設備並びに使用済燃料プールの冷

ロ項 c.(c)

却設備及び注水設備（以下「設計基準事故対処設備等」という。）の安全機能と共通要因によって同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，共通要因の特性を踏まえ，可能な限り多様性，独立性，位置的分散を考慮して適切な措置を講じる設計とする。ただし，常設重大事故防止設備のうち，計装設備について，重大事故等に対処するために監視することが必要なパラメータの計測が困難となった場

資 1-3 共-43

変 更 前変 更 後

記載しない理由

合に，当該パラメータを推定するために必要なパラメータと異なる物理量又は測定原理とする等，重大事故等に対処するために監視することが必要なパラメータに対して可能な限り多様性を有する方法により計測できる設計とするとともに，
可能な限り位置的分散を図る設計とする。
環境条件に対しては，想定される重大事故等が発生した場合における温度，放ロ項 c.(c)

射線，荷重及びその他の使用条件において，常設重大事故防止設備がその機能を確実に発揮できる設計とする。重大事故等時の環境条件における健全性について
は「5.1.5 環境条件等」に基づく設計とする。
風（台風）及び竜巻のうち風荷重，凍結，降水，積雪，火山の影響並びに電磁的障害に対して常設重大事故防止設備は，環境条件にて考慮し機能が損なわれない設計とする。
常設重大事故防止設備は，「1. 地盤等」に基づく地盤に設置するとともに，地

ロ項 c.(c)震，津波（敷地に遡上する津波を含む。
）及び火災に対して，「2.1 地震による損傷の防止」，「2.2 津波による損傷の防止」及び「3.1

火災による損傷の防止」に基づく設計とする。
溢水に対しては，可能な限り多様性を有し，位置的分散を図ることで，想定するロ項 c.(c)

溢水水位に対して同時に機能を損なうことのない設計とする。
地震，津波（敷地に遡上する津波を含む。
），溢水及び火災に対して常設重大事

ロ項 c.(c)

故防止設備は，設計基準事故対処設備等と同時に機能を損なうおそれがないように，可能な限り設計基準事故対処設備等と位置的分散を図る。
風（台風），竜巻，落雷，生物学的事象，森林火災，爆発，近隣工場等の火災， ロ項 c.(c)危険物を搭載した車両，有毒ガス及び船舶の衝突に対して，常設重大事故防止設
備は，外部からの衝撃による損傷の防止が図られた建屋等内に設置するか，又は設計基準事故対処設備等と同時に機能が損なわれないように，設計基準事故対処
設備等と位置的分散を図り，屋外に設置する。
ロ項 c.(c)
落雷に対して常設代替交流電源設備は，避雷設備等により防護する設計とする。
生物学的事象のうちネズミ等の小動物に対して屋外の常設重大事故防止設備

ロ項 c.(c)は，侵入防止対策により重大事故等に対処するために必要な機能が損なわれるおそれのない設計とする。
生物学的事象のうちクラゲ等の海生生物からの影響を受けるおそれのある常設

資 1-3 共-44

変 更 前変 更 後

記載しない理由

重大事故防止設備は，侵入防止対策により重大事故等に対処するための必要な機能が損なわれるおそれのない設計とする。
高潮に対して常設重大事故防止設備（非常用取水設備を除く。
）は，高潮の影響

ロ項 c.(c)を受けない敷地高さに設置する。
飛来物（航空機落下）に対して常設重大事故防止設備は，設計基準事故対処設備

ロ項 c.(c)等と同時にその機能が損なわれないように，設計基準事故対処設備等と位置的分散を図り設置する。
ロ項 c.(c)
常設重大事故緩和設備についても，共通要因の特性を踏まえ，可能な限り上記を考慮して多様性，位置的分散を図る設計とする。
サポート系の故障に対しては，系統又は機器に供給される電力，空気，油及び冷ロ項 c.(c)

却水を考慮し，常設重大事故防止設備は設計基準事故対処設備等と異なる駆動源，冷却源を用いる設計，又は駆動源，冷却源が同じ場合は別の手段が可能な設計とする。また，常設重大事故防止設備は設計基準事故対処設備等と可能な限り異なる水源をもつ設計とする。
b. 可搬型重大事故等対処設備
可搬型重大事故防止設備は，設計基準事故対処設備等又は常設重大事故防止設

ロ項 c.(c)，備と共通要因によって同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，共通要因の特性を踏まえ，可能な限り多様性，独立性，位置的分散を考慮して適切な措置を講じる設計とする。
また，可搬型重大事故等対処設備は，地震，津波（敷地に遡上する津波を含む。
）， ロ項 c.(c)その他自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズム，設計基準
事故対処設備等及び重大事故等対処設備の配置その他の条件を考慮した上で常設
重大事故等対処設備と異なる保管場所に保管する設計とする。
環境条件に対しては，想定される重大事故等が発生した場合における温度，放ロ項 c.(c)

射線，荷重及びその他の使用条件において，可搬型重大事故等対処設備がその機能を確実に発揮できる設計とする。重大事故等時の環境条件における健全性については「5.1.5 環境条件等」に基づく設計とする。可搬型重大事故等対処設備は，
風（台風）及び竜巻のうち風荷重に対して，外部からの衝撃による損傷の防止が図られた建屋等内に保管するか，又は設計基準事故対処設備等及び常設重大事故
等対処設備と同時に機能が損なわれないように，設計基準事故対処設備等の配置

資 1-3 共-45

変 更 前変 更 後

記載しない理由も含めて常設重大事故等対処設備と位置的分散を図り，屋外に保管する設計とし，凍結，降水，積雪，火山の影響並びに電磁的障害に対しては，環境条件にて考慮し機能が損なわれない設計とする。
地震に対して，屋内の可搬型重大事故等対処設備は，「1. 地盤等」に基づく地

ロ項 c.(c)盤に設置された建屋内に保管する。屋外の可搬型重大事故等対処設備は，転倒しないことを確認する，又は必要により固縛等の処置をするとともに，地震により生ずる敷地下斜面のすべり，液状化又は揺すり込みによる不等沈下，傾斜及び浮
き上がり，地盤支持力の不足，地中埋設構造物の損壊等の影響により必要な機能を喪失しない位置に保管する設計とする。
地震及び津波（敷地に遡上する津波を含む。）に対して可搬型重大事故等対処設
備は，「2.1 地震による損傷の防止」及び「2.2 津波による損傷の防止」にて考

ロ項 c.(c)慮された設計とする。
火災に対して可搬型重大事故等対処設備は，「3.1 火災による損傷の防止」に

ロ項 c.(c)

基づく火災防護を行う。
重大事故等対処設備に期待する機能については，溢水影響を受けて設計基準事ロ項 c.(c)

故対処設備等と同時に機能を損なうおそれがないよう，被水及び蒸気影響に対しては可能な限り設計基準事故対処設備等と位置的分散を図り，没水の影響に対しては溢水水位を考慮した位置に設置又は保管する。
地震，津波（敷地に遡上する津波を含む。
），溢水及び火災に対して可搬型重大ロ項 c.(c)

事故等対処設備は，設計基準事故対処設備等及び常設重大事故等対処設備と同時に機能を損なうおそれがないように，設計基準事故対処設備等の配置も含めて常設重大事故等対処設備と位置的分散を図り，複数箇所に分散して保管する設計とする。
風（台風），竜巻，落雷，生物学的事象，森林火災，爆発，近隣工場等の火災， ロ項 c.(c)危険物を搭載した車両，有毒ガス及び船舶の衝突に対して，可搬型重大事故等対処設備は，外部からの衝撃による損傷の防止が図られた建屋等内に保管するか，又は設計基準事故対処設備等及び常設重大事故等対処設備と同時に必要な機能を損なうおそれがないように，設計基準事故対処設備等の配置も含めて常設重大事
故等対処設備と位置的分散を図り，防火帯の内側の複数箇所に分散して保管する設計とする。
クラゲ等の海生生物の影響を受けるおそれのある屋外の可搬型重大事故等対処
設備は，予備を有する設計とする。

資 1-3 共-46

変 更 前変 更 後高潮に対して可搬型重大事故等対処設備は，高潮の影響を受けない敷地高さに記載しない理由
ロ項 c.(c)

保管する設計とする。
飛来物（航空機落下）及び故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムに対して，屋内の可搬型重大事故等対処設備は，可能な限り設計基準事故対処設備等の配置も含めて常設重大事故等対処設備と位置的分散を図り複数箇所に分散して保管する設計とする。
屋外に保管する可搬型重大事故等対処設備は，原子炉建屋，常設代替高圧電源

イ項，ロ項 c.(c)装置置場，常設低圧代替注水系ポンプ室，格納容器圧力逃がし装置格納槽，緊急用海水ポンプピット，海水ポンプエリアから 100 m 以上の離隔距離を確保するとともに，当該可搬型重大事故等対処設備がその機能を代替する屋外の設計基準事
故対処設備等及び常設重大事故等対処設備から 100 m 以上の離隔距離を確保した
上で，複数箇所に分散して保管する設計とする。
サポート系の故障に対しては，系統又は機器に供給される電力，空気，油及び冷ロ項 c.(c)

却水を考慮し，可搬型重大事故防止設備は，設計基準事故対処設備等又は常設重大事故防止設備と異なる駆動源，冷却源を用いる設計とするか，駆動源，冷却源が同じ場合は別の手段が可能な設計とする。また，水源についても可能な限り，異なる水源を用いる設計とする。
c. 可搬型重大事故等対処設備と常設重大事故等対処設備の接続口
原子炉建屋の外から水又は電力を供給する可搬型重大事故等対処設備と常設設

ロ項 c.(c)備との接続口は，共通要因によって接続することができなくなることを防止するため，それぞれ互いに異なる複数の場所に設置する設計とする。
環境条件に対しては，想定される重大事故等が発生した場合における温度，放ロ項 c.(c)

射線，荷重及びその他の使用条件において，その機能を確実に発揮できる設計とするとともに，接続口は，建屋等内及び建屋等壁面の適切に離隔した隣接しない
位置に複数箇所設置する。重大事故等時の環境条件における健全性については，「5.1.5 環境条件等」に基づく設計とする。風（台風）及び竜巻のうち風荷重，
凍結，降水，積雪，火山の影響並びに電磁的障害に対しては，環境条件にて考慮
し，機能が損なわれない設計とする。
ロ項 c.(c)
地震に対して接続口は，「1.

地盤等」に基づく地盤上の建屋等内又は建屋等壁面に複数箇所設置する。

資 1-3 共-47

変 更 前変 更 後

記載しない理由

地震，津波（敷地に遡上する津波を含む。
）及び火災に対しては，「2.1 地震による損傷の防止」，「2.2

津波による損傷の防止」及び「3.1ロ項 c.(c)

火災による損傷の防止」に基づく設計とする。
溢水に対しては，想定される溢水水位に対して機能を喪失しない位置に設置す

ロ項 c.(c)る。
地震，津波（敷地に遡上する津波を含む。），溢水及び火災に対しては，接続口

ロ項 c.(c)は，建屋等内及び建屋等壁面の適切に離隔した隣接しない位置に複数箇所設置する。
風（台風），竜巻，落雷，生物学的事象，森林火災，飛来物（航空機落下），爆

ロ項 c.(c)発，近隣工場等の火災，危険物を搭載した車両，有毒ガス，船舶の衝突及び故意による大型航空機の衝突その他テロリズムに対して，接続口は，建屋等内及び建屋等壁面の適切に離隔した隣接しない位置に複数箇所設置する。
生物学的事象のうちネズミ等の小動物に対して屋外に設置する場合は，開口部

ロ項 c.(c)の閉止により重大事故等に対処するために必要な機能が損なわれるおそれのない設計とする。
ロ項 c.(c)高潮に対して接続口は，高潮の影響を受けない位置に設置する。
また，一つの接続口で複数の機能を兼用して使用する場合には，それぞれの機能に必要な容量が確保できる接続口を設ける設計とする。同時に使用する可能性がある場合は，合計の容量を確保し，状況に応じて，それぞれの系統に必要な容量を同時に供給できる設計とする。
(2) 単一故障(2) 単一故障

安全機能を有する系統のうち，安全機能の重要度が特に高い安全機能を有するも安全機能を有する系統のうち，安全機能の重要度が特に高い安全機能を有するものは，当該系統を構成する機器に短期間では動的機器の単一故障，長期間では動的のは，当該系統を構成する機器に短期間では動的機器の単一故障，長期間では動的機器の単一故障若しくは想定される静的機器の単一故障のいずれかが生じた場合で機器の単一故障若しくは想定される静的機器の単一故障のいずれかが生じた場合であって，外部電源が利用できない場合においても，その系統の安全機能を達成できあって，外部電源が利用できない場合においても，その系統の安全機能を達成できる設計とする。

る設計とする。

ロ項 a.(g)(aa)

短期間と長期間の境界は 24 時間とする。

ロ項 a.(g)(aa)

ただし，原子炉建屋ガス処理系の配管の一部，中央制御室換気系のダクトの一部

ロ項 a.(g)(aa)

及び格納容器スプレイ系のスプレイヘッダ（サプレッション・チェンバ側）につい

資 1-3 共-48

変 更 前変 更 後

記載しない理由ては，設計基準事故が発生した場合に長期間にわたって機能が要求される静的機器であるが，単一設計とするため，個別に設計を行う。
5.1.3 悪影響防止等(1) 飛来物による損傷防止5.1.3 悪影響防止等(1) 飛来物による損傷防止

設計基準対象施設に属する設備は，蒸気タービン，発電機及び内部発生エネルギの設計基準対象施設に属する設備は，蒸気タービン，発電機及び内部発生エネルギ

高い流体を内蔵する弁の破損及び配管の破断，高速回転機器の破損に伴う飛散物にの高い流体を内蔵する弁の破損及び配管の破断，高速回転機器の破損に伴う飛散物

より安全性を損なわない設計とする。

により安全性を損なわない設計とする。

発電用原子炉施設の安全性を損なわないよう蒸気タービン及び発電機は，破損防発電用原子炉施設の安全性を損なわないよう蒸気タービン及び発電機は，破損防止対策等を行うとともに，原子力委員会原子炉安全審査会「タービンミサイル評価止対策等を行うとともに，原子力委員会原子炉安全審査会「タービンミサイル評価について」により，タービンミサイル発生時の対象物を破損する確率が 10-7 回／炉・について」により，タービンミサイル発生時の対象物を破損する確率が 10-7 回／炉・年以下となることを確認する。

年以下となることを確認する。

高温高圧の配管については材料選定，強度設計に十分な考慮を払う。さらに，安全

高温高圧の配管については材料選定，強度設計に十分な考慮を払う。さらに，安性を高めるために，原子炉格納容器内で想定される配管破断が生じた場合，破断口

全性を高めるために，原子炉格納容器内で想定される配管破断が生じた場合，破断からの冷却材流出によるジェット噴流による力に耐える設計とする。また，ジェッ

口からの冷却材流出によるジェット噴流による力に耐える設計とする。また，ジェト反力によるホイッピングで原子炉格納容器が損傷しないよう配置上の考慮を払う

ット反力によるホイッピングで原子炉格納容器が損傷しないよう配置上の考慮を払とともに，レストレイント等の配管ホイッピング防止対策を設ける設計とする。

うとともに，レストレイント等の配管ホイッピング防止対策を設ける設計とする。

また，その他の高速回転機器が損壊し，飛散物とならないように保護装置を設ける
こと等によりオーバースピードとならない設計とする。

ロ項 a.(g)ロ項 a.(g)ロ項 a.(g)また，その他の高速回転機器が損壊し，飛散物とならないように保護装置を設けること等によりオーバースピードとならない設計とする。
ロ項 a.(g)

損傷防止措置を行う場合，想定される飛散物の発生箇所と防護対象機器の距離を損傷防止措置を行う場合，想定される飛散物の発生箇所と防護対象機器の距離を十分にとる設計とし，又は飛散物の飛散方向を考慮し，配置上の配慮又は多重性を十分にとる設計とし，又は飛散物の飛散方向を考慮し，配置上の配慮又は多重性を考慮した設計とする。

考慮した設計とする。

(2) 共用重要安全施設は，東海発電所との間で原則共用しないものとするが，安全性が向上
する場合は，共用することを考慮する。
なお，東海発電所と共用する重要安全施設は無いことから，共用することを考慮す
る必要はない。
安全施設（重要安全施設を除く。
）を共用する場合には，発電用原子炉施設の安全性を損なわない設計とする。

(2) 共用重要安全施設は，東海発電所との間で原則共用しないものとするが，安全性がロ項 a.(g)向上する場合は，共用することを考慮する。
なお，東海発電所と共用する重要安全施設は無いことから，共用することを考慮する必要はない。
安全施設（重要安全施設を除く。
）を共用する場合には，発電用原子炉施設の安
全性を損なわない設計とする。
常設重大事故等対処設備の各機器については，一部の敷地を共有する東海発電所

ロ項 c.(c)

内の発電用原子炉施設において共用しない設計とする。ただし，共用対象の施設ごとに要求される技術的要件（重大事故等に対処するために必要な機能）を満たしつ

資 1-3 共-49

変 更 前変 更 後

記載しない理由つ，東海発電所内の発電用原子炉施設と共用することにより安全性が向上し，かつ，
東海発電所内及び東海第二発電所内の発電用原子炉施設に対して悪影響を及ぼさない場合は，共用できる設計とする。
(3) 相互接続
重要安全施設は，東海発電所との間で原則相互に接続しないものとするが，安全性が向上する場合は，相互に接続することを考慮する。
なお，東海発電所と相互に接続する重要安全施設は無いことから，相互に接続することを考慮する必要はない。
安全施設（重要安全施設を除く。
）を相互に接続する場合には，発電用原子炉施設の安全性を損なわない設計とする。
ただし，安全施設（重要安全施設を除く。
）は，東海発電所と相互に接続しない設計とする。

(3) 相互接続
重要安全施設は，東海発電所との間で原則相互に接続しないものとするが，安全ロ項 a.(g)性が向上する場合は，相互に接続することを考慮する。
なお，東海発電所と相互に接続する重要安全施設は無いことから，相互に接続することを考慮する必要はない。
安全施設（重要安全施設を除く。
）を相互に接続する場合には，発電用原子炉施設の安全性を損なわない設計とする。
ただし，安全施設（重要安全施設を除く。
）は，東海発電所と相互に接続しない設計とする。
(4) 悪影響防止
重大事故等対処設備は，発電用原子炉施設（隣接する発電用原子炉施設を含む。） ロ項 c.(c)内の他の設備（設計基準対象施設及び当該重大事故等対処設備以外の重大事故等対処設備）に対して悪影響を及ぼさない設計とする。
他の設備への悪影響としては，重大事故等対処設備使用時及び待機時の系統的な

ロ項 c.(c)

影響（電気的な影響を含む。）並びにタービンミサイル等の内部発生飛散物による影響を考慮し，他の設備の機能に悪影響を及ぼさない設計とする。
系統的な影響に対しては，重大事故等対処設備は，弁等の操作によって設計基準

ロ項 c.(c)

対象施設として使用する系統構成から重大事故等対処設備としての系統構成とする
こと，重大事故等発生前（通常時）の隔離若しくは分離された状態から弁等の操作や接続により重大事故等対処設備としての系統構成とすること，他の設備から独立して単独で使用可能なこと，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成
で重大事故等対処設備として使用すること等により，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
その他，重大事故等対処設備に考慮すべき設備兼用時の容量に関する影響，地震， ロ項 c.(c)火災，溢水，風（台風）及び竜巻による他設備への悪影響については，これら波及的影響により他設備の機能を損なわないことを「5.1.4

容量等」及び「5.1.5 環境条

件等」に示す。
放水砲については，建屋への放水により，当該設備の使用を想定する重大事故時

ロ項 c.(c)資 1-3 共-50

変 更 前変 更 後

記載しない理由において必要となる屋外の他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
内部発生飛散物による影響に対しては，内部発生エネルギの高い流体を内蔵する

ロ項 c.(c)

弁及び配管の破断，高速回転機器の破損，ガス爆発並びに重量機器の落下を考慮し，重大事故等対処設備がタービンミサイル等の発生源となることを防ぐことで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
5.1.4 容量等
(1) 常設重大事故等対処設備
常設重大事故等対処設備は，想定される重大事故等の収束において，想定する事

ロ項 c.(c)

象及びその事象の進展等を考慮し，重大事故等時に必要な目的を果たすために，事故対応手段としての系統設計を行う。重大事故等の収束は，これらの系統の組合せにより達成する。
「容量等」とは，ポンプ流量，タンク容量，伝熱容量，弁吹出量，発電機容量，蓄ロ項 c.(c)

電池容量，計装設備の計測範囲，作動信号の設定値等とする。
常設重大事故等対処設備のうち設計基準対象施設の系統及び機器を使用するもの

ロ項 c.(c)については，設計基準対象施設の容量等の仕様が，系統の目的に応じて必要となる
容量等に対して十分であることを確認した上で，設計基準対象施設の容量等の仕様と同仕様の設計とする。
常設重大事故等対処設備のうち設計基準対象施設の系統及び機器を使用するもの

ロ項 c.(c)で，重大事故等時に設計基準対象施設の容量等を補う必要があるものについては，
その後の事故対応手段と合わせて，系統の目的に応じて必要となる容量等を有する設計とする。
常設重大事故等対処設備のうち重大事故等への対処を本来の目的として設置する

ロ項 c.(c)系統及び機器を使用するものについては，系統の目的に応じて必要な容量等を有する設計とする。
(2) 可搬型重大事故等対処設備
可搬型重大事故等対処設備は，想定される重大事故等の収束において，想定するロ項 c.(c)

事象及びその事象の進展を考慮し，事故対応手段としての系統設計を行う。重大事
故等の収束は，これらの系統の組合せにより達成する。
「容量等」とは，ポンプ流量，タンク容量，発電機容量，蓄電池容量，ボンベ容

ロ項 c.(c)資 1-3 共-51

変 更 前変 更 後

記載しない理由

量，計装設備の計測範囲等とする。
可搬型重大事故等対処設備は，系統の目的に応じて必要な容量等を有する設計とロ項 c.(c)するとともに，設備の機能，信頼度等を考慮し，予備を含めた保有数を確保することにより，必要な容量等に加え，十分に余裕のある容量等を有する設計とする。
可搬型重大事故等対処設備のうち複数の機能を兼用することで，設置の効率化，

ロ項 c.(c)

被ばくの低減が図れるものは，同時に要求される可能性がある複数の機能に必要な容量等を合わせた容量等とし，兼用できる設計とする。
ロ項 c.(c)
可搬型重大事故等対処設備のうち，原子炉建屋の外から水又は電力を供給する注水設備及び電源設備は，必要となる容量等を有する設備を 1 基当たり 2 セットに加え，故障時のバックアップ及び保守点検による待機除外時のバックアップとして，発電所全体で予備を確保する。
また，可搬型重大事故等対処設備のうち，負荷に直接接続する高圧窒素ボンベ（非ロ項 c.(c)

常用窒素供給系），逃がし安全弁用可搬型蓄電池等は，必要となる容量等を有する
設備を 1 基当たり 1 セットに加え，故障時のバックアップ及び保守点検による待機
除外時のバックアップとして，発電所全体で予備を確保する。
上記以外の可搬型重大事故等対処設備は，必要となる容量等を有する設備を 1 基

ロ項 c.(c)当たり 1 セットに加え，設備の信頼度等を考慮し，予備を確保する。
5.1.5 環境条件等

5.1.5 環境条件等

安全施設の設計条件については，材料疲労，劣化等に対しても十分な余裕を持って安全施設の設計条件については，材料疲労，劣化等に対しても十分な余裕を持っ機能維持が可能となるよう，通常運転時，運転時の異常な過渡変化時及び設計基準て機能維持が可能となるよう，通常運転時，運転時の異常な過渡変化時及び設計基

事故時に想定される圧力，温度，湿度，放射線，荷重，屋外の天候による影響（凍結

準事故時に想定される圧力，温度，湿度，放射線，荷重，屋外の天候による影響（凍及び降水），海水を通水する系統への影響，電磁的障害，周辺機器等からの悪影響及結及び降水），海水を通水する系統への影響，電磁的障害，周辺機器等からの悪影響

び冷却材の性状を考慮し，十分安全側の条件を与えることにより，これらの条件下及び冷却材の性状を考慮し，十分安全側の条件を与えることにより，これらの条件においても期待されている安全機能を発揮できる設計とする。

下においても期待されている安全機能を発揮できる設計とする。
重大事故等対処設備は，想定される重大事故等が発生した場合における温度，放ロ項 a.(g)ロ項 c.(c)

射線，荷重及びその他の使用条件において，その機能が有効に発揮できるよう，その設置場所（使用場所）又は保管場所に応じた耐環境性を有する設計とするとともに，操作が可能な設計とする。
重大事故等時の環境条件については，重大事故等における温度（環境温度及び使ロ項 c.(c)資 1-3 共-52

変 更 前変 更 後

記載しない理由用温度），放射線及び荷重に加えて，その他の使用条件として環境圧力，湿度による影響，屋外の天候による影響（凍結及び降水），重大事故等時に海水を通水する系統への影響，自然現象による影響，外部人為事象の影響，周辺機器等からの悪影響及び冷却材の性状（冷却材中の破損物等の異物を含む。）の影響を考慮する。
荷重としては，重大事故等が発生した場合における機械的荷重に加えて，環境圧

ロ項 c.(c)

力，温度及び自然現象による荷重を考慮する。
自然現象について，重大事故等時に重大事故等対処設備に影響を与えるおそれがロ項 c.(c)ある事象として，地震，津波（敷地に遡上する津波を含む。
），風（台風），竜巻，凍結，降水，積雪及び火山の影響を選定する。これらの事象のうち，凍結及び降水については，屋外の天候による影響として考慮する。
ロ項 c.(c)
自然現象による荷重の組合せについては，地震，津波（敷地に遡上する津波を含む。），風（台風），積雪及び火山の影響を考慮する。
これらの環境条件のうち，重大事故等時における環境温度，環境圧力，湿度によロ項 c.(c)る影響，屋外の天候による影響（凍結及び降水），重大事故等時の放射線による影響
及び荷重に対しては，重大事故等対処設備を設置（使用）又は保管する場所に応じて，「(1) 環境圧力，環境温度及び湿度による影響，放射線による影響，屋外の天候による影響（凍結及び降水）並びに荷重」に示すように設備分類ごとに必要な機能を有効に発揮できる設計とする。
(1) 環境圧力，環境温度及び湿度による影響，放射線による影響，屋外の天候による影(1) 環境圧力，環境温度及び湿度による影響，放射線による影響，屋外の天候による影響（凍結及び降水）並びに荷重

響（凍結及び降水）並びに荷重安全施設は，通常運転時，運転時の異常な過渡変化時及び設計基準事故時における安全施設は，通常運転時，運転時の異常な過渡変化時及び設計基準事故時におけ

環境圧力，環境温度及び湿度による影響，放射線による影響，屋外の天候による影響

る環境圧力，環境温度及び湿度による影響，放射線による影響，屋外の天候による（凍結及び降水）並びに荷重を考慮しても，安全機能を発揮できる設計とする。

影響（凍結及び降水）並びに荷重を考慮しても，安全機能を発揮できる設計とする。
原子炉格納容器内の重大事故等対処設備は，想定される重大事故等時における原ロ項 a.(g)ロ項 c.(c)

子炉格納容器内の環境条件を考慮した設計とする。また，地震による荷重を考慮して，機能を損なわない設計とする。操作は中央制御室から可能な設計とする。
原子炉建屋原子炉棟内の重大事故等対処設備は，想定される重大事故等時におけロ項 c.(c)る環境条件を考慮する。
また，地震による荷重を考慮して，機能を損なわない設計とするとともに，可搬型重大事故等対処設備は，必要により当該設備の落下防止，転倒防止及び固縛の措

資 1-3 共-53

変 更 前変 更 後

記載しない理由置をとる。操作は中央制御室，異なる区画若しくは離れた場所又は設置場所で可能な設計とする。
原子炉建屋付属棟内（中央制御室を含む。），緊急時対策所建屋内，常設代替高ロ項 c.(c)

圧電源装置置場（地下階）内，格納容器圧力逃がし装置格納槽内，常設低圧代替注
水系格納槽内，緊急用海水ポンプピット内及び立坑内の重大事故等対処設備は，重大事故等時におけるそれぞれの場所の環境条件を考慮した設計とする。また，地震による荷重を考慮して，機能を損なわない設計とするとともに，可搬型重大事故等対処設備は，必要により当該設備の落下防止，転倒防止及び固縛の措置をとる。操作は中央制御室，異なる区画若しくは離れた場所又は設置場所で可能な設計とする。
屋内の重大事故等対処設備は，風（台風）及び竜巻による影響に対し，外部から

ロ項 c.(c)の衝撃による損傷の防止が図られた施設内に設置又は保管することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
インターフェイスシステムＬＯＣＡ時，使用済燃料プールにおける重大事故にロ項 c.(c)

至るおそれのある事故又は主蒸気管破断事故起因の重大事故等時に使用する設備については，これらの環境条件を考慮した設計とするか，これらの環境影響を受けない区画等に設置する。
特に，使用済燃料プール監視カメラは，使用済燃料プールに係る重大事故等時に使用するため，その環境影響を考慮して，空気を供給し冷却することで耐環境性向上を図る設計とする。
屋外及び常設代替高圧電源装置置場（地上階）の重大事故等対処設備は，重大事

ロ項 c.(c)

故等時における屋外の環境条件を考慮した設計とする。操作は中央制御室，離れた場所又は設置場所で可能な設計とする。
また，地震，津波（敷地に遡上する津波を含む。），積雪及び火山の影響による

ロ項 c.(c)

荷重を考慮し，機能を損なわない設計とするとともに，可搬型重大事故等対処設
備については，地震後においても機能及び性能を保持する設計とする。
屋外の重大事故等対処設備については，風（台風）及び竜巻による風荷重の影響に対し，風荷重を考慮すること，又は位置的分散を考慮した設置若しくは保管により，機能を損なわない設計とする。
位置的分散については，同じ機能を有する他の重大事故等対処設備（設計基準
事故対処設備を兼ねている重大事故等対処設備も含む。）と 100 m 以上の離隔距離を確保した保管場所を定めて保管することにより，竜巻により同じ機能を有す

資 1-3 共-54

変 更 前変 更 後

記載しない理由

る設備が同時に機能喪失することの防止を図る設計とする。ただし，同じ機能を有する重大事故等対処設備がない設備については，竜巻によって 1 台が損傷したとしても必要数を満足し，機能が損なわれないよう，予備も含めて分散させるとともに，原子炉格納容器，使用済燃料プール及びこれらの設備が必要となる事象の発生を防止する設計基準事故対処設備，重大事故等対処設備を内包する原子炉建屋等から 100 m 以上の離隔距離を確保した保管場所を定めて保管する設計とする。
運用として，竜巻が襲来して，個々の設備が損傷した場合は，発電用原子炉の停止を含めた対応を速やかにとることとし，この運用について，保安規定に定める。
屋外の重大事故等対処設備は，風（台風）及び竜巻による風荷重を考慮し浮き上がり又は横滑りによって，設計基準事故対処設備や同じ機能を有する他の重大事
故等対処設備に衝突し，損傷させることのない設計とする。
悪影響防止のための固縛については，位置的分散とあいまって，浮き上がり又は横滑りによって設計基準事故対処設備や同じ機能を有する他の重大事故等対処
設備に衝突し，損傷させることのない設計とするとともに，重大事故等発生時の初動対応時間を確保するために，固縛装置の設置箇所数を可能な限り少なくする設計とする。固縛装置の設計は，風荷重による浮き上がり又は横滑りの荷重並びに保管場所を踏まえて固縛の要否を決定し，固縛が必要な場合は，発生する風荷
重に耐える設計とする。
なお，固縛が必要とされた重大事故等対処設備のうち車両型の設備については，
耐震設計に影響を与えることがないよう，固縛装置の連結材に適切な余長を持たせた設計とする。
積雪及び火山の影響については，必要により除雪及び降下火砕物の除去等の措

ロ項 c.(c)

置を講じる。この運用について，保安規定に定めて，管理する。
屋外の重大事故等対処設備は，重大事故等時において，万が一，使用中に機能をロ項 b.(c)

喪失した場合であっても，可搬型重大事故等対処設備によるバックアップが可能となるよう，位置的分散を考慮して可搬型重大事故等対処設備を複数保管する設計とする。
原子炉格納容器内の安全施設及び重大事故等対処設備は，設計基準事故等及びロ項 b.(c)

重大事故等時に想定される圧力，温度等に対して，格納容器スプレイ水による影響を考慮しても，その機能を発揮できる設計とする。
ロ項 b.(c)資 1-3 共-55

変 更 前変 更 後

記載しない理由

安全施設及び重大事故等対処設備において，主たる流路の機能を維持できるよう，主たる流路に影響を与える範囲について，主たる流路と同一又は同等の規格で設計する。
(2) 海水を通水する系統への影響(2) 海水を通水する系統への影響

海水を通水する系統への影響に対しては，常時海水を通水する，海に設置する又は海水を通水する系統への影響に対しては，常時海水を通水する，海に設置する又海で使用する安全施設は，耐腐食性材料を使用する。常時海水を通水するコンクリ

は海で使用する安全施設及び重大事故等対処設備は耐腐食性材料を使用する。常時ート構造物については，腐食を考慮した設計とする。

海水を通水するコンクリート構造物については，腐食を考慮した設計とする。
また，使用時に海水を通水する重大事故等対処設備は，海水の影響を考慮した設ロ項 a.(g)，b.(c)ロ項 b.(c)

計とする。
原則，淡水を通水するが，海水も通水する可能性のある重大事故等対処設備は，ロ項 b.(c)

可能な限り淡水を優先し，海水通水を短期間とすることで，設備への海水の影響を考慮する。また，海から直接取水する際の異物の流入防止を考慮した設計とする。
(3) 電磁波による影響(3) 電磁波による影響

電磁的障害に対しては，安全施設は，通常運転時，運転時の異常な過渡変化時及び電磁的障害に対しては，安全施設は，通常運転時，運転時の異常な過渡変化時及設計基準事故が発生した場合においても，電磁波によりその機能が損なわれない設

び設計基準事故が発生した場合においても，電磁波によりその機能が損なわれない計とする。

設計とする。
外部人為事象のうち重大事故等対処設備に影響を与えるおそれがある事象として

ロ項 a.(g)ロ項 b.(c)選定する電磁的障害に対しては，重大事故等対処設備は，重大事故等時においても電磁波により機能を損なわない設計とする。
(4) 周辺機器等からの悪影響(4) 周辺機器等からの悪影響

安全施設は，地震，火災，溢水及びその他の自然現象並びに外部人為事象による他

安全施設は，地震，火災，溢水及びその他の自然現象並びに人為事象による他設設備からの悪影響により，発電用原子炉施設としての安全機能が損なわれないよう

備からの悪影響により，発電用原子炉施設としての安全機能が損なわれないよう措措置を講じた設計とする。

置を講じた設計とする。
重大事故等対処設備は，事故対応のために配置・配備している自主対策設備を含ロ項 a.(g)ロ項(1)，b.(c)む周辺機器等からの悪影響により機能を損なわない設計とする。周辺機器等からの悪影響としては，自然現象，外部人為事象，火災及び溢水による波及的影響を考慮する。
このうち，地震以外の自然現象及び外部人為事象による波及的影響に起因する周ロ項 b.(c)

辺機器等からの悪影響により，それぞれ重大事故等に対処するための必要な機能を

資 1-3 共-56

変 更 前変 更 後

記載しない理由

損なうおそれがないように，常設重大事故等対処設備は，設計基準事故対処設備と位置的分散を図り設置する。また，可搬型重大事故等対処設備は，設計基準事故対
処設備の配置も含めて常設重大事故等対処設備と位置的分散を図るとともに，その機能に応じて，全てを一つの保管場所に保管することなく，複数の保管場所に分散配置する。
重大事故等対処設備及び資機材等は，竜巻による風荷重が作用する場合においても，重大事故等に対処するための必要な機能に悪影響を及ぼさないように，浮き上がり又は横滑りにより飛散しない設計とするか，当該保管エリア以外の重大事故等対処設備に衝突し，損傷させない位置に保管する設計とする。位置的分散について
は「5.1.2 多様性，位置的分散等」に示す。
溢水に対しては，重大事故等対処設備は，想定される溢水により機能を損なわなロ項 b.(c)いように，重大事故等対処設備の設置区画の止水対策等を実施する。
可搬型重大事故等対処設備は，地震の波及的影響により，重大事故等に対処する

ロ項 b.(c)ための必要な機能を損なわないように，設計基準事故対処設備の配置も含めて常設
重大事故等対処設備と位置的分散を図り，その機能に応じて，すべてを一つの保管場所に保管することなく，複数の保管場所に分散配置する。また，屋内の可搬型重
大事故等対処設備は，油内包機器による地震随伴火災の影響や，水又は蒸気内包機器による地震随伴溢水の影響によりその機能を喪失しない場所に保管するとともに，屋外の可搬型重大事故等対処設備は，地震により生ずる敷地下斜面のすべり，液状化又は揺すり込みによる不等沈下，傾斜及び浮き上がり，地盤支持力の不足，地中埋設構造物の損壊等の影響により必要な機能を喪失しない位置に保管する設計とする。
地震による影響に対しては，重大事故等対処設備は，地震により他の設備に悪影

ロ項 b.(c)

響を及ぼさない設計とし，また，地震により火災源又は溢水源とならない設計とする。常設重大事故等対処設備については耐震設計を行い，可搬型重大事故等対処設
備については，横滑りを含めて地震による荷重を考慮して機能を損なわない設計とすることにより，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
地震起因以外の火災による影響に対しては，重大事故等対処設備は，火災発生防止，感知・消火による火災防護対策を行うことで，また，地震起因以外の溢水による影響に対しては，想定する重大事故等対処設備の破損等により生じる溢水に対する防護対策を行うことで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
地震による荷重を含む耐震設計については，「2.1

地震による損傷の防止」に，ロ項 b.(c)

津波（敷地に遡上する津波を含む。）による荷重を含む耐津波設計については，「2.2

資 1-3 共-57

変 更 前変 更 後

記載しない理由

津波による損傷の防止」に，火災防護については，「3.1 火災による損傷の防止」に基づく設計とし，それらの事象による波及的影響により重大事故等に対処するために必要な機能を損なわない設計とする。
(5) 設置場所における放射線(5) 設置場所における放射線安全施設の設置場所は，通常運転時，運転時の異常な過渡変化時及び設計基準事故

安全施設の設置場所は，通常運転時，運転時の異常な過渡変化時及び設計基準事が発生した場合においても操作及び復旧作業に支障がないように，遮蔽の設置や線故が発生した場合においても操作及び復旧作業に支障がないように，遮蔽の設置や源からの離隔により放射線量が高くなるおそれの少ない場所を選定した上で，設置

線源からの離隔により放射線量が高くなるおそれの少ない場所を選定した上で，設場所から操作可能，放射線の影響を受けない異なる区画若しくは離れた場所から遠置場所から操作可能，放射線の影響を受けない異なる区画若しくは離れた場所から隔で操作可能，又は中央制御室遮蔽区域内である中央制御室から操作可能な設計と遠隔で操作可能，又は中央制御室遮蔽区域内である中央制御室から操作可能な設計

する。

とする。
重大事故等対処設備は，想定される重大事故等が発生した場合においても操作及ロ項 a.(g)ロ項 b.(c)

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

設置及び常設設備との接続に支障がないように，放射線量の高くなるおそれの少ない設置場所の選定，当該設備の設置場所への遮蔽の設置等により，当該設備の設置及び常設設備との接続が可能な設計とする。
(6) 冷却材の性状
冷却材を内包する安全施設は，水質管理基準を定めて水質を管理することにより異物の発生を防止する設計とする。
安全施設は，系統外部から異物が流入する可能性のある系統に対しては，ストレー
ナ等を設置することにより，その機能を有効に発揮できる設計とする。

(6) 冷却材の性状
冷却材を内包する安全施設は，水質管理基準を定めて水質を管理することによりロ項 a.(g)

異物の発生を防止する設計とする。
安全施設及び重大事故等対処設備は，系統外部から異物が流入する可能性のある系統に対しては，ストレーナ等を設置することにより，その機能を有効に発揮できる設計とする。

5.1.6 操作性及び試験・検査性5.1.6 操作性及び試験・検査性(1) 操作性の確保
重大事故等対処設備は，手順書の整備，訓練・教育により，想定される重大事故等が発生した場合においても，確実に操作でき，設置変更許可申請書「十ロ項 b.(c)

発電用原

子炉の炉心の著しい損傷その他の事故が発生した場合における当該事故に対処するために必要な施設及び体制の整備に関する事項」ハで考慮した要員数と想定時間内
で，アクセスルートの確保を含め重大事故等に対処できる設計とする。これらの運資 1-3 共-58

変 更 前変 更 後

記載しない理由

用に係る体制，管理等については，保安規定に定めて管理する。
重大事故等対処設備は，想定される重大事故等が発生した場合においても操作をロ項 b.(c)

確実なものとするため，重大事故等時の環境条件を考慮し，操作が可能な設計とする。
重大事故等対処設備は，操作する全ての設備に対し，十分な操作空間を確保する

ロ項 b.(c)とともに，確実な操作ができるよう，必要に応じて操作足場を設置する。また，防護具，可搬型照明等は重大事故等時に迅速に使用できる場所に配備する。
現場操作において工具を必要とする場合は，一般的に用いられる工具又は専用のロ項 b.(c)

工具を用いて，確実に作業ができる設計とする。工具は，作業場所の近傍又はアクセスルートの近傍に保管できる設計とする。可搬型重大事故等対処設備は運搬，設置が確実に行えるように，人力又は車両等による運搬，移動ができるとともに，必要により設置場所にてアウトリガの張り出し又は輪留めによる固定等が可能な設計とする。
現場の操作スイッチは運転員等の操作性を考慮した設計とする。また，電源操作

ロ項 b.(c)が必要な設備は，感電防止のため露出した充電部への近接防止を考慮した設計とする。
現場において人力で操作を行う弁は，手動操作が可能な設計とする。

ロ項 b.(c)

現場での接続操作は，ボルト・ネジ接続，フランジ接続又はより簡便な接続方式

ロ項 b.(c)等，接続方式を統一することにより，確実に接続が可能な設計とする。
また，重大事故等に対処するために迅速な操作を必要とする機器は，必要な時間

ロ項 b.(c)内に操作できるように中央制御室での操作が可能な設計とする。制御盤の操作器は運転員の操作性を考慮した設計とする。
想定される重大事故等において操作する重大事故等対処設備のうち動的機器につロ項 b.(c)いては，その作動状態の確認が可能な設計とする。
重大事故等対処設備のうち，本来の用途以外の用途として重大事故等に対処する

ロ項 b.(c)ために使用する設備は，通常時に使用する系統から速やかに切替操作が可能なように，系統に必要な弁等を設ける設計とする。

資 1-3 共-59

変 更 前変 更 後
可搬型重大事故等対処設備を常設設備と接続するものについては，容易かつ確実

記載しない理由
ロ項 b.(c)に接続できるように，ケーブルはボルト・ネジ接続又はより簡便な接続方式等を用
い，配管は配管径や内部流体の圧力によって，大口径配管又は高圧環境においてはフランジを用い，小口径配管かつ低圧環境においてはより簡便な接続方式等を用いる設計とする。窒素ボンベ，空気ボンベ，タンクローリ等については，各々専用の接続方式を用いる。
また，同一ポンプを接続する配管は口径を統一することにより，複数の系統での接続方式の統一も考慮する。
想定される重大事故等が発生した場合において，可搬型重大事故等対処設備が移

イ項，ロ項 b.(c)動・運搬できるため，また，他の設備の被害状況を把握するため，発電所内の道路及び通路が確保できるよう，以下の設計とする。
屋外及び屋内において，アクセスルートは，自然現象，外部人為事象，溢水及び火災を想定しても，運搬，移動に支障をきたすことのないよう，迂回路も考慮して複イ項，ロ項 b.(c)

数のアクセスルートを確保する設計とする。
なお，想定される重大事故等の収束に必要となる屋外アクセスルートは，基準津波の影響を受けない防潮堤内に，基準地震動Ｓｓ及び敷地に遡上する津波の影響を受

イ項，ロ項 b.(c)けないルートを少なくとも 1 つ確保する設計とする。
屋外及び屋内アクセスルートに影響を与えるおそれがある自然現象として，地震， イ項，ロ項 b.(c)津波（敷地に遡上する津波を含む。
），風（台風），竜巻，凍結，降水，積雪，落雷，火山の影響，生物学的事象，森林火災及び高潮を選定する。
屋外及び屋内アクセスルートに対する外部人為事象については，屋外アクセスルートに影響を与えるおそれがある事象として選定する飛来物（航空機落下），爆発， イ項，ロ項 b.(c)近隣工場等の火災，危険物を搭載した車両，有毒ガス，船舶の衝突，電磁的障害及び故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムに対して，迂回路も考慮した複数のアクセスルートを確保する設計とする。
電磁的障害に対しては，道路面が直接影響を受けることはないことからアクセス
ルートへの影響はない。
屋外アクセスルートに対する地震による影響（周辺構造物等の損壊，周辺斜面のイ項，ロ項 b.(c)

崩壊及び道路面のすべり），その他自然現象（風（台風）及び竜巻による飛来物，積
雪並びに火山の影響）による影響を想定し，複数のアクセスルートの中から状況を確認し，早期に復旧可能なアクセスルートを確保するため，障害物を除去可能なホ
イールローダを 2 台（予備 3 台）保管，使用する。
なお，東海発電所の排気筒の短尺化及びサービス建屋減築等によりアクセスルー

資 1-3 共-60

変 更 前変 更 後

記載しない理由

トへの影響を防止する設計とする。
また，地震による屋外タンクからの溢水及び降水に対しては，道路上への自然流

イ項，ロ項 b.(c)下も考慮した上で，通行への影響を受けない箇所にアクセスルートを確保する設計とする。
イ項，ロ項 b.(c)
津波の影響については，敷地に遡上する津波による遡上高さに対して十分余裕を見た高さに高所のアクセスルートを確保する設計とする。
また，高潮に対しては，通行への影響を受けない敷地高さにアクセスルートを確

イ項，ロ項 b.(c)保する設計とする。
屋外アクセスルートは，自然現象のうち凍結，森林火災，外部人為事象のうち飛イ項，ロ項 b.(c)来物（航空機落下），爆発，近隣工場等の火災，危険物を搭載した車両，有毒ガス及び船舶の衝突に対しては，迂回路も考慮した複数のアクセスルートを確保する設計とする。
落雷に対しては，道路面が直接影響を受けることはないため，さらに生物学的事

イ項，ロ項 b.(c)象に対しては，容易に排除可能なため，アクセスルートへの影響はない。
屋外アクセスルートは，地震の影響による周辺斜面の崩壊及び道路面のすべりで

イ項，ロ項 b.(c)

崩壊土砂が広範囲に到達することを想定した上で，ホイールローダによる崩壊箇所の復旧又は迂回路の通行を行うことで，通行性を確保できる設計とする。
また，不等沈下等に伴う段差の発生が想定される箇所においては，段差緩和対策等を行う設計とする。
屋外アクセスルートは，自然現象のうち凍結及び積雪に対して，道路についてはイ項，ロ項 b.(c)

融雪剤を配備し，車両についてはタイヤチェーン等を装着することにより通行性を確保できる設計とする。
屋内アクセスルートは，自然現象として選定する津波（敷地に遡上する津波を含

イ項，ロ項 b.(c)む。
），風（台風），竜巻，凍結，降水，積雪，落雷，火山の影響，生物学的事象，森林火災及び高潮による影響に対して，外部からの衝撃による損傷の防止が図られた
建屋内に確保する設計とする。
イ項，ロ項 b.(c)屋内アクセスルートは，外部人為事象として選定する飛来物（航空機落下），爆発，近隣工場等の火災，危険物を搭載した車両，有毒ガス及び船舶の衝突に対して，外資 1-3 共-61

変 更 前変 更 後

記載しない理由

部からの衝撃による損傷の防止が図られた建屋内に確保する設計とする。
ロ項 b.(c)
屋内アクセスルートの設定に当たっては，油内包機器による地震随伴火災の影響
や，水又は蒸気内包機器による地震随伴溢水の影響を考慮するとともに，迂回路を含む複数のルート選定が可能な配置設計とする。
(2) 試験・検査性(2) 試験・検査性

設計基準対象施設は，健全性及び能力を確認するため，発電用原子炉の運転中又は設計基準対象施設は，健全性及び能力を確認するため，発電用原子炉の運転中又停止中に必要な箇所の保守点検（試験及び検査を含む。
）が可能な構造とし，そのたは停止中に必要な箇所の保守点検（試験及び検査を含む。
）が可能な構造とし，そのめに必要な配置，空間等を備えた設計とする。

ために必要な配置，空間等を備えた設計とする。
重大事故等対処設備は，健全性及び能力を確認するため，発電用原子炉の運転中

ロ項 a.(g)ロ項 b.(c)又は停止中に必要な箇所の保守点検，試験又は検査を実施できるよう，機能・性能の確認，漏えいの有無の確認，分解点検等ができる構造とし，そのために必要な配置，空間等を備えた設計とする。また，接近性を考慮して必要な空間等を備え，構造
上接近又は検査が困難である箇所を極力少なくする。
ロ項 a.(g)，ロ項 b.(c)
試験及び検査は，使用前検査，施設定期検査，定期安全管理検査及び溶接安全管理
検査の法定検査に加え，保全プログラムに基づく点検が実施できる設計とする。

試験及び検査は，使用前検査，施設定期検査，定期安全管理検査及び溶接安全管
理検査の法定検査に加え，保全プログラムに基づく点検が実施できる設計とする。
重大事故等対処設備は，原則系統試験及び漏えいの有無の確認が可能な設計とす

ロ項 b.(c)る。系統試験については，テストラインなどの設備を設置又は必要に応じて準備することで試験可能な設計とする。また，悪影響防止の観点から他と区分する必要があるもの又は単体で機能・性能を確認するものは，他の系統と独立して機能・性能確認が可能な設計とする。
発電用原子炉の運転中に待機状態にある重大事故等対処設備は，発電用原子炉のロ項 a.(g)

運転に大きな影響を及ぼす場合を除き，運転中に定期的な試験又は検査が実施可能な設計とする。また，多様性又は多重性を備えた系統及び機器にあっては，各々が独立して試験又は検査ができる設計とする。
代替電源設備は，電気系統の重要な部分として，適切な定期試験及び検査が可能

ロ項 b.(c)な設計とする。
構造・強度の確認又は内部構成部品の確認が必要な設備は，原則として分解・開放（非破壊検査を含む。
）が可能な設計とし，機能・性能確認，各部の経年劣化対策
及び日常点検を考慮することにより，分解・開放が不要なものについては外観の確

資 1-3 共-62

変 更 前変 更 後

記載しない理由認が可能な設計とする。
5.2 材料及び構造等

5.2 材料及び構造等

設計基準対象施設（圧縮機，所内ボイラ，蒸気タービン（発電用のものに限る。
），発電

設計基準対象施設（圧縮機，所内ボイラ，蒸気タービン（発電用のものに限る。
），発電「実用発電用原子炉及びその附機，変圧器及び遮断器を除く。
）に属する容器，管，ポンプ若しくは弁若しくはこれらの機，変圧器及び遮断器を除く。
）並びに重大事故等対処設備に属する容器，管，ポンプ若属施設の技術基準に関する規則」

支持構造物又は炉心支持構造物の材料及び構造は，施設時において，各機器等のクラス

しくは弁若しくはこれらの支持構造物又は炉心支持構造物の材料及び構造は，施設時に の要求事項であり，「実用発電用区分に応じて以下のとおりとし，その際，日本機械学会「発電用原子力設備規格 設計・

おいて，各機器等のクラス区分に応じて以下のとおりとし，その際，日本機械学会「発電 原子炉及びその附属施設の位置，建設規格」（ＪＳＭＥ 設計・建設規格）等に従い設計する。

用原子力設備規格 設計・建設規格」（ＪＳＭＥ 設計・建設規格）等に従い設計する。

構造及び設備の基準に関する規

ただし，重大事故等クラス２機器及び重大事故等クラス２支持構造物の材料及び構造 則」の要求事項でないため，記載であって，以下によらない場合は，当該機器及び支持構造物が，その設計上要求される強 しない。
度を確保できるようＪＳＭＥ 設計・建設規格を参考に同等以上の性能を有することを確認する。
また，重大事故等クラス３機器であって，完成品は，以下によらず，消防法に基づく技
術上の規格等一般産業品の規格及び基準に適合していることを確認し，使用環境及び使用条件に対して，要求される強度を確保できる設計とする。
重大事故等クラス２容器及び重大事故等クラス２管のうち主要な耐圧部の溶接部の耐圧試験は，母材と同等の方法，同じ試験圧力にて実施する。
なお，各機器等のクラス区分の適用については，別紙「主要設備リスト」による。
5.2.1 材料について(1) 機械的強度及び化学的成分a.

クラス１機器，クラス１支持構造物及び炉心支持構造物は，その使用される圧なお，各機器等のクラス区分の適用については，別紙「主要設備リスト」による。
5.2.1 材料について(1) 機械的強度及び化学的成分a.

クラス１機器，クラス１支持構造物及び炉心支持構造物は，その使用される圧「実用発電用原子炉及びその附力，温度，水質，放射線，荷重その他の使用条件に対して適切な機械的強度及び化力，温度，水質，放射線，荷重その他の使用条件に対して適切な機械的強度及び化 属施設の技術基準に関する規則」

学的成分（使用中の応力その他の使用条件に対する適切な耐食性を含む。
）を有す学的成分（使用中の応力その他の使用条件に対する適切な耐食性を含む。
）を有すの要求事項であり，「実用発電用る材料を使用する。

る材料を使用する。

原子炉及びその附属施設の位置，

クラス２機器，クラス２支持構造物，クラス３機器及びクラス４管は，その使用

b. クラス２機器，クラス２支持構造物，クラス３機器，クラス４管，重大事故等ク 構造及び設備の基準に関する規される圧力，温度，荷重その他の使用条件に対して適切な機械的強度及び化学的成ラス２機器及び重大事故等クラス２支持構造物は，その使用される圧力，温度，荷 則」の要求事項でないため，記載分を有する材料を使用する。

重その他の使用条件に対して適切な機械的強度及び化学的成分を有する材料を使 しない。

b.

用する。
原子炉格納容器又は原子炉格納容器支持構造物は，その使用される圧力，温度，c. 原子炉格納容器又は原子炉格納容器支持構造物は，その使用される圧力，温度，

湿度，荷重その他の使用条件に対して適切な機械的強度及び化学的成分を有する

湿度，荷重その他の使用条件に対して適切な機械的強度及び化学的成分を有する材料を使用する。

材料を使用する。

c.

d.

高圧炉心スプレイ系ストレーナ，低圧炉心スプレイ系ストレーナ及び残留熱除d.

高圧炉心スプレイ系ストレーナ，低圧炉心スプレイ系ストレーナ及び残留熱除去系ストレーナは，その使用される圧力，温度，荷重その他の使用条件に対して適去系ストレーナは，その使用される圧力，温度，荷重その他の使用条件に対して適切な機械的強度及び化学的成分を有する材料を使用する。

切な機械的強度及び化学的成分を有する材料を使用する。
e. 重大事故等クラス３機器は，その使用される圧力，温度，荷重その他の使用条件
に対して日本工業規格等に適合した適切な機械的強度及び化学的成分を有する材

資 1-3 共-63

変 更 前変 更 後

記載しない理由料を使用する。
(2) 破壊じん性a.

クラス１容器は，当該容器が使用される圧力，温度，放射線，荷重その他の使用(2) 破壊じん性a.

クラス１容器は，当該容器が使用される圧力，温度，放射線，荷重その他の使用条件に対して適切な破壊じん性を有する材料を使用する。また，破壊じん性は，寸条件に対して適切な破壊じん性を有する材料を使用する。また，破壊じん性は，法，材質又は破壊じん性試験により確認する。

寸法，材質又は破壊じん性試験により確認する。

原子炉圧力容器については，原子炉圧力容器の脆性破壊を防止するため，中性子原子炉圧力容器については，原子炉圧力容器の脆性破壊を防止するため，中性照射脆化の影響を考慮した最低試験温度を確認し，適切な破壊じん性を維持でき

子照射脆化の影響を考慮した最低試験温度を確認し，適切な破壊じん性を維持でるよう，原子炉冷却材温度及び圧力の制限範囲を設定することを保安規定に定めきるよう，原子炉冷却材温度及び圧力の制限範囲を設定することを保安規定に定て管理する。

めて管理する。

b.

クラス１機器（クラス１容器を除く。
），クラス１支持構造物（クラス１管及びクb.

クラス１機器（クラス１容器を除く。），クラス１支持構造物（クラス１管及びラス１弁を支持するものを除く。
），クラス２機器，クラス３機器（工学的安全施設

クラス１弁を支持するものを除く。
），クラス２機器，クラス３機器（工学的安全に属するものに限る。），原子炉格納容器，原子炉格納容器支持構造物及び炉心支施設に属するものに限る。
），原子炉格納容器，原子炉格納容器支持構造物，炉心持構造物は，その最低使用温度に対して適切な破壊じん性を有する材料を使用す

支持構造物及び重大事故等クラス２機器は，その最低使用温度に対して適切な破る。また，破壊じん性は，寸法，材質又は破壊じん性試験により確認する。

壊じん性を有する材料を使用する。また，破壊じん性は，寸法，材質又は破壊じん

ハ項

ハ項

ロ項 a.(aa)，ロ項 a.(l)性試験により確認する。
重大事故等クラス２機器のうち，原子炉圧力容器については，重大事故等時にロ項 a.(l)おける温度，放射線，荷重その他の使用条件に対して損傷するおそれがない設計とする。
c.

高圧炉心スプレイ系ストレーナ，低圧炉心スプレイ系ストレーナ及び残留熱除c.

高圧炉心スプレイ系ストレーナ，低圧炉心スプレイ系ストレーナ及び残留熱除「実用発電用原子炉及びその附去系ストレーナは，その最低使用温度に対して適切な破壊じん性を有する材料を

去系ストレーナは，その最低使用温度に対して適切な破壊じん性を有する材料を 属施設の技術基準に関する規則」

使用する。また，破壊じん性は，寸法，材質又は破壊じん性試験により確認する。

使用する。また，破壊じん性は，寸法，材質又は破壊じん性試験により確認する。 の要求事項であり，「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」の要求事項でないため，記載しない。

(3) 非破壊試験(3) 非破壊試験

クラス１機器，クラス１支持構造物（棒及びボルトに限る。
），クラス２機器（鋳造

クラス１機器，クラス１支持構造物（棒及びボルトに限る。
），クラス２機器（鋳造「実用発電用原子炉及びその附品に限る。
）及び炉心支持構造物に使用する材料は，非破壊試験により有害な欠陥が品に限る。
），炉心支持構造物及び重大事故等クラス２機器（鋳造品に限る。
）に使用

属施設の技術基準に関する規則」

ないことを確認する。

する材料は，非破壊試験により有害な欠陥がないことを確認する。

の要求事項であり，「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資 1-3 共-64

変 更 前変 更 後

記載しない理由則」の要求事項でないため，記載しない。

5.2.2 構造及び強度について(1) 延性破断の防止
a.

クラス１機器，クラス２機器，クラス３機器，原子炉格納容器及び炉心支持構造

5.2.2 構造及び強度について(1) 延性破断の防止
a.

クラス１機器，クラス２機器，クラス３機器，原子炉格納容器，炉心支持構造

物は，最高使用圧力，最高使用温度及び機械的荷重が負荷されている状態（以下物，重大事故等クラス２機器及び重大事故等クラス３機器は，最高使用圧力，最高 属施設の技術基準に関する規則」「設計上定める条件」という。
）において，全体的な変形を弾性域に抑える設計と使用温度及び機械的荷重が負荷されている状態（以下「設計上定める条件」とい の要求事項であり，「実用発電用する。

う。
）において，全体的な変形を弾性域に抑える設計とする。

b.

クラス１支持構造物及び原子炉格納容器支持構造物は，運転状態Ⅰ及び運転状b.

クラス１支持構造物及び原子炉格納容器支持構造物は，運転状態Ⅰ及び運転状
態Ⅱにおいて，全体的な変形を弾性域に抑える設計とする。

態Ⅱにおいて，全体的な変形を弾性域に抑える設計とする。
クラス１支持構造物であって，クラス１容器に溶接により取り付けられ，そのc. クラス１支持構造物であって，クラス１容器に溶接により取り付けられ，その損損壊により，クラス１容器の損壊を生じさせるおそれがあるものは，b. にかかわ壊により，クラス１容器の損壊を生じさせるおそれがあるものは，b. にかかわららず，設計上定める条件において，全体的な変形を弾性域に抑える設計とする。

ず，設計上定める条件において，全体的な変形を弾性域に抑える設計とする。

c.

d.

クラス１容器（オメガシールその他のシールを除く。
），クラス１管，クラス１d.

弁，クラス１支持構造物，原子炉格納容器（著しい応力が生ずる部分及び特殊な形状の部分に限る。），原子炉格納容器支持構造物及び炉心支持構造物にあっては，状の部分に限る。），原子炉格納容器支持構造物及び炉心支持構造物にあっては，運運転状態Ⅲにおいて，全体的な塑性変形が生じない設計とする。また，応力が集中

転状態Ⅲにおいて，全体的な塑性変形が生じない設計とする。また，応力が集中すする構造上の不連続部については，補強等により局部的な塑性変形に止まるようる構造上の不連続部については，補強等により局部的な塑性変形に止まるよう設

設計する。

計する。

クラス１容器（オメガシールその他のシールを除く。
），クラス１管，クラス１支

e. クラス１容器（オメガシールその他のシールを除く。
），クラス１管，クラス１支持構造物，原子炉格納容器（著しい応力が生ずる部分及び特殊な形状の部分に限持構造物，原子炉格納容器（著しい応力が生ずる部分及び特殊な形状の部分に限る。
），原子炉格納容器支持構造物及び炉心支持構造物は，運転状態Ⅳにおいて，延る。
），原子炉格納容器支持構造物及び炉心支持構造物は，運転状態Ⅳにおいて，延性破断に至る塑性変形が生じない設計とする。

性破断に至る塑性変形が生じない設計とする。

f.

クラス４管は，設計上定める条件において，延性破断に至る塑性変形を生じな
クラス１容器（ボルトその他の固定用金具，オメガシールその他のシールを除g.

より，クラス１容器の損壊を生じさせるおそれがあるものに限る。
）及び原子炉格より，クラス１容器の損壊を生じさせるおそれがあるものに限る。
）及び原子炉格

納容器（著しい応力が生ずる部分及び特殊な形状の部分に限る。
）は，試験状態に納容器（著しい応力が生ずる部分及び特殊な形状の部分に限る。
）は，試験状態において，全体的な塑性変形が生じない設計とする。また，応力が集中する構造上のおいて，全体的な塑性変形が生じない設計とする。また，応力が集中する構造上の不連続部については，補強等により局部的な塑性変形に止まるよう設計する。

不連続部については，補強等により局部的な塑性変形に止まるよう設計する。
h.

高圧炉心スプレイ系ストレーナ，低圧炉心スプレイ系ストレーナ及び残留熱除去系ストレーナは，運転状態Ⅰ，運転状態Ⅱ及び運転状態Ⅳ（異物付着による差圧

去系ストレーナは，運転状態Ⅰ，運転状態Ⅱ及び運転状態Ⅳ（異物付着による差圧を考慮）において，全体的な変形を弾性域に抑える設計とする。

を考慮）において，全体的な変形を弾性域に抑える設計とする。

クラス２支持構造物であって，クラス２機器に溶接により取り付けられ，そのi. クラス２支持構造物であって，クラス２機器に溶接により取り付けられ，その損損壊によりクラス２機器に損壊を生じさせるおそれがあるものには，運転状態Ⅰ

壊によりクラス２機器に損壊を生じさせるおそれがあるものには，運転状態Ⅰ及

i.

しない。

クラス１容器（ボルトその他の固定用金具，オメガシールその他のシールを除く。
），クラス１支持構造物（クラス１容器に溶接により取り付けられ，その損壊に高圧炉心スプレイ系ストレーナ，低圧炉心スプレイ系ストレーナ及び残留熱除則」の要求事項でないため，記載設計とする。

く。
），クラス１支持構造物（クラス１容器に溶接により取り付けられ，その損壊に

h.

構造及び設備の基準に関する規f. クラス４管は，設計上定める条件において，延性破断に至る塑性変形を生じないい設計とする。
g.

原子炉及びその附属施設の位置，

クラス１容器（オメガシールその他のシールを除く。
），クラス１管，クラス１

弁，クラス１支持構造物，原子炉格納容器（著しい応力が生ずる部分及び特殊な形

e.

「実用発電用原子炉及びその附

資 1-3 共-65

変 更 前変 更 後及び運転状態Ⅱにおいて，延性破断が生じない設計とする。

記載しない理由

び運転状態Ⅱにおいて，延性破断が生じない設計とする。
j.

重大事故等クラス２支持構造物であって，重大事故等クラス２機器に溶接により取り付けられ，その損壊により重大事故等クラス２機器に損壊を生じさせるおそれがあるものは，設計上定める条件において，延性破断が生じない設計とする。

(2) 進行性変形による破壊の防止
クラス１容器（ボルトその他の固定用金具を除く。
），クラス１管，クラス１弁（弁(2) 進行性変形による破壊の防止
クラス１容器（ボルトその他の固定用金具を除く。
），クラス１管，クラス１弁（弁「実用発電用原子炉及びその附箱に限る。
），クラス１支持構造物，原子炉格納容器（著しい応力が生ずる部分及び特箱に限る。
），クラス１支持構造物，原子炉格納容器（著しい応力が生ずる部分及び特 属施設の技術基準に関する規則」

殊な形状の部分に限る。），原子炉格納容器支持構造物及び炉心支持構造物は，運転殊な形状の部分に限る。），原子炉格納容器支持構造物及び炉心支持構造物は，運転 の要求事項であり，「実用発電用

状態Ⅰ及び運転状態Ⅱにおいて，進行性変形が生じない設計とする。

状態Ⅰ及び運転状態Ⅱにおいて，進行性変形が生じない設計とする。

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」の要求事項でないため，記載しない。

(3) 疲労破壊の防止(3) 疲労破壊の防止

クラス１容器，クラス１管，クラス１弁（弁箱に限る。
），クラス１支持構造物，

a. クラス１容器，クラス１管，クラス１弁（弁箱に限る。
），クラス１支持構造物， 「実用発電用原子炉及びその附

クラス２管（伸縮継手を除く。
），原子炉格納容器（著しい応力が生ずる部分及び特クラス２管（伸縮継手を除く。
），原子炉格納容器（著しい応力が生ずる部分及び特 属施設の技術基準に関する規則」

殊な形状の部分に限る。），原子炉格納容器支持構造物及び炉心支持構造物は，運殊な形状の部分に限る。），原子炉格納容器支持構造物及び炉心支持構造物は，運転の要求事項であり，「実用発電用

転状態Ⅰ及び運転状態Ⅱにおいて，疲労破壊が生じない設計とする。

状態Ⅰ及び運転状態Ⅱにおいて，疲労破壊が生じない設計とする。

原子炉及びその附属施設の位置，

a.

b.

クラス２機器，クラス３機器及び原子炉格納容器の伸縮継手は，設計上定める

b. クラス２機器，クラス３機器，原子炉格納容器，重大事故等クラス２機器の伸縮 構造及び設備の基準に関する規継手及び重大事故等クラス２管（伸縮継手を除く。
）は，設計上定める条件で応力 則」の要求事項でないため，記載

条件で応力が繰り返し加わる場合において，疲労破壊が生じない設計とする。

が繰り返し加わる場合において，疲労破壊が生じない設計とする。
(4) 座屈による破壊の防止
a.

b.

クラス１容器（胴，鏡板及び外側から圧力を受ける円筒形又は管状のものに限

c.

しない。

(4) 座屈による破壊の防止
a.

クラス１容器（胴，鏡板及び外側から圧力を受ける円筒形又は管状のものに限「実用発電用原子炉及びその附る。
），クラス１支持構造物，原子炉格納容器支持構造物及び炉心支持構造物は，運る。
），クラス１支持構造物，原子炉格納容器支持構造物及び炉心支持構造物は，運 属施設の技術基準に関する規則」

転状態Ⅰ，運転状態Ⅱ，運転状態Ⅲ及び運転状態Ⅳにおいて，座屈が生じない設計

転状態Ⅰ，運転状態Ⅱ，運転状態Ⅲ及び運転状態Ⅳにおいて，座屈が生じない設計 の要求事項であり，「実用発電用

とする。

とする。

クラス１容器（胴，鏡板及び外側から圧力を受ける円筒形又は管状のものに限b.

クラス１容器（胴，鏡板及び外側から圧力を受ける円筒形又は管状のものに限

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る。
）及びクラス１支持構造物（クラス１容器に溶接により取り付けられ，その損る。
）及びクラス１支持構造物（クラス１容器に溶接により取り付けられ，その損 則」の要求事項でないため，記載

壊により，クラス１容器の損壊を生じさせるおそれがあるものに限る。
）は，試験壊により，クラス１容器の損壊を生じさせるおそれがあるものに限る。
）は，試験状態において，座屈が生じない設計とする。

状態において，座屈が生じない設計とする。

クラス１管，クラス２容器，クラス２管及びクラス３機器は，設計上定める条件において，座屈が生じない設計とする。

しない。

c. クラス１管，クラス２容器，クラス２管，クラス３機器，重大事故等クラス２容器，重大事故等クラス２管及び重大事故等クラス２支持構造物（重大事故等クラス
２機器に溶接により取り付けられ，その損壊により重大事故等クラス２機器に損壊を生じさせるおそれがあるものに限る。
）は，設計上定める条件において，座屈が生じない設計とする。

資 1-3 共-66

変 更 前d.

原子炉格納容器は，設計上定める条件並びに運転状態Ⅲ及び運転状態Ⅳにおいて，座屈が生じない設計とする。

e.

変 更 後
d.

原子炉格納容器は，設計上定める条件並びに運転状態Ⅲ及び運転状態Ⅳにおいて，座屈が生じない設計とする。

クラス２支持構造物であって，クラス２機器に溶接により取り付けられ，そのe. クラス２支持構造物であって，クラス２機器に溶接により取り付けられ，その損損壊によりクラス２機器に損壊を生じさせるおそれがあるものには，運転状態Ⅰ

壊によりクラス２機器に損壊を生じさせるおそれがあるものには，運転状態Ⅰ及及び運転状態Ⅱにおいて，座屈が生じないよう設計する。

び運転状態Ⅱにおいて，座屈が生じないよう設計する。

5.2.3 主要な耐圧部の溶接部（溶接金属部及び熱影響部をいう。
）について
クラス１容器，クラス１管，クラス２容器，クラス２管，クラス３容器，クラス

記載しない理由

5.2.3 主要な耐圧部の溶接部（溶接金属部及び熱影響部をいう。
）について
クラス１容器，クラス１管，クラス２容器，クラス２管，クラス３容器，クラス「実用発電用原子炉及びその附

３管，クラス４管及び原子炉格納容器のうち主要な耐圧部の溶接部は，次のとおり

３管，クラス４管，原子炉格納容器，重大事故等クラス２容器及び重大事故等クラ 属施設の技術基準に関する規則」とし，溶接事業者検査により適用基準及び適用規格に適合していることを確認す

ス２管のうち主要な耐圧部の溶接部は，次のとおりとし，溶接事業者検査により適の要求事項であり，「実用発電用

る。

用基準及び適用規格に適合していることを確認する。

原子炉及びその附属施設の位置，・不連続で特異な形状でない設計とする。

・不連続で特異な形状でない設計とする。

構造及び設備の基準に関する規・溶接による割れが生ずるおそれがなく，かつ，健全な溶接部の確保に有害な溶込・溶接による割れが生ずるおそれがなく，かつ，健全な溶接部の確保に有害な溶込 則」の要求事項でないため，記載み不良その他の欠陥がないことを非破壊試験により確認する。

み不良その他の欠陥がないことを非破壊試験により確認する。

・適切な強度を有する設計とする。

・適切な強度を有する設計とする。

・適切な溶接施工法，溶接設備及び技能を有する溶接士であることを機械試験そ・適切な溶接施工法，溶接設備及び技能を有する溶接士であることを機械試験その他の評価方法によりあらかじめ確認する。
5.3 使用中の亀裂等による破壊の防止
クラス１機器，クラス１支持構造物，クラス２機器，クラス２支持構造物，クラス３機しない。

の他の評価方法によりあらかじめ確認する。
5.3 使用中の亀裂等による破壊の防止
クラス１機器，クラス１支持構造物，クラス２機器，クラス２支持構造物，クラス３機 「実用発電用原子炉及びその附
属施設の技術基準に関する規則」

器，クラス４管，原子炉格納容器，原子炉格納容器支持構造物及び炉心支持構造物は，使器，クラス４管，原子炉格納容器，原子炉格納容器支持構造物，炉心支持構造物，重大事

用される環境条件を踏まえ応力腐食割れに対して残留応力が影響する場合，有意な残留故等クラス２機器及び重大事故等クラス２支持構造物は，使用される環境条件を踏まえ の要求事項であり，「実用発電用

応力が発生すると予想される部位の応力緩和を行う。

応力腐食割れに対して残留応力が影響する場合，有意な残留応力が発生すると予想され 原子炉及びその附属施設の位置，

使用中のクラス１機器，クラス１支持構造物，クラス２機器，クラス２支持構造物，クラス３機器，クラス４管，原子炉格納容器，原子炉格納容器支持構造物及び炉心支持構造る部位の応力緩和を行う。
使用中のクラス１機器，クラス１支持構造物，クラス２機器，クラス２支持構造物，ク

構造及び設備の基準に関する規則」の要求事項でないため，記載物は，亀裂その他の欠陥により破壊が引き起こされないよう，保安規定に基づき「実用発ラス３機器，クラス４管，原子炉格納容器，原子炉格納容器支持構造物，炉心支持構造 しない。

電用原子炉及びその附属施設における破壊を引き起こす亀裂その他の欠陥の解釈」等に物，重大事故等クラス２機器及び重大事故等クラス２支持構造物は，亀裂その他の欠陥

従って検査及び維持管理を行う。

により破壊が引き起こされないよう，保安規定に基づき「実用発電用原子炉及びその附
属施設における破壊を引き起こす亀裂その他の欠陥の解釈」等に従って検査及び維持管使用中のクラス１機器の耐圧部分は，貫通する亀裂その他の欠陥が発生しないよう，
保安規定に基づき「実用発電用原子炉及びその附属施設における破壊を引き起こす亀裂
その他の欠陥の解釈」等に従って検査及び維持管理を行う。

理を行う。
使用中のクラス１機器の耐圧部分は，貫通する亀裂その他の欠陥が発生しないよう，
保安規定に基づき「実用発電用原子炉及びその附属施設における破壊を引き起こす亀裂
その他の欠陥の解釈」等に従って検査及び維持管理を行う。

5.4 耐圧試験等(1) クラス１機器，クラス２機器，クラス３機器，クラス４管及び原子炉格納容器は，施設時に，次に定めるところによる圧力で耐圧試験を行ったとき，これに耐え，か5.4 耐圧試験等(1) クラス１機器，クラス２機器，クラス３機器，クラス４管及び原子炉格納容器は， 「実用発電用原子炉及びその附施設時に，次に定めるところによる圧力で耐圧試験を行ったとき，これに耐え，か属施設の技術基準に関する規則」

資 1-3 共-67

変 更 前変 更 後つ，著しい漏えいがないことを確認する。

つ，著しい漏えいがないことを確認する。

記載しない理由の要求事項であり，「実用発電用

ただし，気圧により試験を行う場合であって，当該圧力に耐えることが確認された

ただし，気圧により試験を行う場合であって，当該圧力に耐えることが確認された 原子炉及びその附属施設の位置，場合は，当該圧力を最高使用圧力（原子炉格納容器にあっては，最高使用圧力の〇・場合は，当該圧力を最高使用圧力（原子炉格納容器にあっては，最高使用圧力の〇・ 構造及び設備の基準に関する規九倍）までに減じて著しい漏えいがないことを確認する。

九倍）までに減じて著しい漏えいがないことを確認する。

なお，耐圧試験は，日本機械学会「発電用原子力設備規格 設計・建設規格」等に則」の要求事項でないため，記載

なお，耐圧試験は，日本機械学会「発電用原子力設備規格 設計・建設規格」等に しない。

従って実施する。

従って実施する。

a.

a. 内圧を受ける機器に係る耐圧試験の圧力は，機器の最高使用圧力を超え，かつ， 「実用発電用原子炉及びその附

内圧を受ける機器に係る耐圧試験の圧力は，機器の最高使用圧力を超え，かつ，

機器に生ずる全体的な変形が弾性域の範囲内となる圧力とする。

機器に生ずる全体的な変形が弾性域の範囲内となる圧力とする。

属施設の技術基準に関する規則」

ただし，クラス１機器，クラス２管又はクラス３管であって原子炉圧力容器と一 の要求事項であり，「実用発電用体で耐圧試験を行う場合の圧力は，燃料体の装荷までの間に試験を行った後にお体で耐圧試験を行う場合の圧力は，燃料体の装荷までの間に試験を行った後にお 原子炉及びその附属施設の位置，

いては，通常運転時の圧力を超える圧力とする。

いては，通常運転時の圧力を超える圧力とする。

b.

ただし，クラス１機器，クラス２管又はクラス３管であって原子炉圧力容器と一内部が大気圧未満になることにより，大気圧による外圧を受ける機器の耐圧試b.

内部が大気圧未満になることにより，大気圧による外圧を受ける機器の耐圧試構造及び設備の基準に関する規則」の要求事項でないため，記載

験の圧力は，大気圧と内圧との最大の差を上回る圧力とする。この場合において，

験の圧力は，大気圧と内圧との最大の差を上回る圧力とする。この場合において， しない。

耐圧試験の圧力は機器の内面から加えることができる。

耐圧試験の圧力は機器の内面から加えることができる。
(2) 重大事故等クラス２機器及び重大事故等クラス３機器に属する機器は，施設時に， 「実用発電用原子炉及びその附
当該機器の使用時における圧力で耐圧試験を行ったとき，これに耐え，かつ，著しい 属施設の技術基準に関する規則」
漏えいがないことを確認する。

の要求事項であり，「実用発電用

なお，耐圧試験は，日本機械学会「発電用原子力設備規格 設計・建設規格」等に 原子炉及びその附属施設の位置，
従って実施する。
ただし，使用時における圧力で耐圧試験を行うことが困難な場合は，運転性能試験
結果を用いた評価等により確認する。

構造及び設備の基準に関する規則」の要求事項でないため，記載しない。

重大事故等クラス３機器であって，消防法に基づく技術上の規格等を満たす一般
産業品の完成品は，上記によらず，運転性能試験や目視等による有害な欠陥がないことの確認とすることもできるものとする。
(3) 使用中のクラス１機器，クラス２機器，クラス３機器及びクラス４管は，通常運転時における圧力で漏えい試験を行ったとき，著しい漏えいがないことを確認する。

なお，漏えい試験は，日本機械学会「発電用原子力設備規格 維持規格（ＪＳＭＥＳ ＮＡ１）」等に従って実施する。

(3) 使用中のクラス１機器，クラス２機器，クラス３機器及びクラス４管は，通常運転 「実用発電用原子炉及びその附時における圧力で，使用中の重大事故等クラス２機器及び重大事故等クラス３機器

属施設の技術基準に関する規則」に属する機器は，当該機器の使用時における圧力で漏えい試験を行ったとき，著しいの要求事項であり，「実用発電用

漏えいがないことを確認する。

原子炉及びその附属施設の位置，

なお，漏えい試験は，日本機械学会「発電用原子力設備規格 維持規格（ＪＳＭＥＳ ＮＡ１）」等に従って実施する。

構造及び設備の基準に関する規則」の要求事項でないため，記載

ただし，重大事故等クラス２機器及び重大事故等クラス３機器に属する機器は使 しない。
用時における圧力で試験を行うことが困難な場合は，運転性能試験結果を用いた評
価等により確認する。
重大事故等クラス３機器であって，消防法に基づく技術上の規格等を満たす一般

資 1-3 共-68

変 更 前変 更 後

記載しない理由

産業品の完成品は，上記によらず，運転性能試験や目視等による有害な欠陥がないことの確認とすることもできるものとする。
(4)

原子炉格納容器は，最高使用圧力の〇・九倍に等しい気圧で気密試験を行ったと(4)

原子炉格納容器は，最高使用圧力の〇・九倍に等しい気圧で気密試験を行ったと 「実用発電用原子炉及びその附
属施設の技術基準に関する規則」

き，著しい漏えいがないことを確認する。

き，著しい漏えいがないことを確認する。

なお，漏えい率試験は，日本電気協会「原子炉格納容器の漏えい率試験規程（ＪＥ の要求事項であり，「実用発電用

なお，漏えい率試験は，日本電気協会「原子炉格納容器の漏えい率試験規程 （Ｊ

原子炉及びその附属施設の位置，

ＡＣ４２０３）」等に従って行う。

ＥＡＣ４２０３）」等に従って行う。

ただし，原子炉格納容器隔離弁の単一故障の考慮については，判定基準に適切な余

ただし，原子炉格納容器隔離弁の単一故障の考慮については，判定基準に適切な余裕係数を見込むか，内側隔離弁を開とし外側隔離弁を閉として試験を実施する。

裕係数を見込むか，内側隔離弁を開とし外側隔離弁を閉として試験を実施する。

構造及び設備の基準に関する規則」の要求事項でないため，記載しない。

5.5 安全弁等

5.5 安全弁等
蒸気タービン，発電機，変圧器及び遮断器を除く設計基準対象施設に設置する安全弁，

蒸気タービン，発電機，変圧器及び遮断器を除く設計基準対象施設及び重大事故等対 「実用発電用原子炉及びその附
属施設の技術基準に関する規則」

逃がし弁，破壊板及び真空破壊弁は，日本機械学会「設計・建設規格」（ＪＳＭＥ Ｓ Ｎ

処施設に設置する安全弁，逃がし弁，破壊板及び真空破壊弁は，日本機械学会「設計・建Ｃ１）及び日本機械学会「発電用原子力設備規格 設計・建設規格（ＪＳＭＥ

設規格」（ＪＳＭＥ Ｓ ＮＣ１）及び日本機械学会「発電用原子力設備規格 設計・建設 の要求事項であり，「実用発電用

Ｓ ＮＣ

１）及び（ＪＳＭＥ Ｓ ＮＣ１）
【事例規格】過圧防護に関する規定（ＮＣ－ＣＣ－０

規格（ＪＳＭＥ Ｓ ＮＣ１）及び（ＪＳＭＥ Ｓ

０１）」に適合するよう，以下のとおり設計する。

する規定（ＮＣ－ＣＣ－００１）」に適合するよう，以下のとおり設計する。

なお，安全弁，逃がし弁，破壊板及び真空破壊弁については，施設時に適用した告示

ＮＣ１）【事例規格】過圧防護に関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なお，安全弁，逃がし弁，破壊板及び真空破壊弁については，施設時に適用した告示 則」の要求事項でないため，記載（通商産業省「発電用原子力設備に関する構造等の技術基準（昭和 45 年通商産業省告示（通商産業省「発電用原子力設備に関する構造等の技術基準（昭和 45 年通商産業省告示 しない。

第５０１号）」又は通商産業省「発電用原子力設備に関する構造等の技術基準（昭和 55 年

第５０１号）」及び通商産業省「発電用原子力設備に関する構造等の技術基準（昭和 55 年

通商産業省告示第５０１号）」）の規定に適合する設計とする。

通商産業省告示第５０１号）」）の規定に適合する設計とする。

安全弁及び逃がし弁（以下「5.5 安全弁等」において「安全弁等」という。
）は，確実に作動する構造を有する設計とする。

安全弁及び逃がし弁（以下「5.5 安全弁等」において「安全弁等」という。
）は，確実に作動する構造を有する設計とする。

安全弁等の弁軸は，弁座面からの漏えいを適切に防止できる構造とする。

安全弁等の弁軸は，弁座面からの漏えいを適切に防止できる構造とする。

安全弁等又は真空破壊弁の材料は，容器及び管の重要度に応じて適切な材料を使用す安全弁等又は真空破壊弁の材料は，容器及び管の重要度に応じて適切な材料を使用する。

る。

設計基準対象施設に係る安全弁又は逃がし弁（以下「5.5 安全弁等」において「安全設計基準対象施設及び重大事故等対処施設に係る安全弁又は逃がし弁（以下「5.5 安弁」という。
）のうち，補助作動装置付きの安全弁にあっては，当該補助作動装置が故障

全弁等」において「安全弁」という。
）のうち，補助作動装置付きの安全弁にあっては，しても系統の圧力をその最高使用圧力の 1.1 倍以下に保持するのに必要な吹出し容量が当該補助作動装置が故障しても系統の圧力をその最高使用圧力の 1.1 倍以下に保持する得られる構造とする。

のに必要な吹出し容量が得られる構造とする。

設計基準対象施設のうち減圧弁を有する管にあって，その低圧側の設備が高圧側の圧設計基準対象施設及び重大事故等対処施設のうち減圧弁を有する管にあって，その低 「実用発電用原子炉及びその附

力に耐えられる設計となっていないもののうちクラス１管以外のものについては，減圧圧側の設備が高圧側の圧力に耐えられる設計となっていないもののうちクラス１管以外 属施設の技術基準に関する規則」

弁の低圧側の系統の健全性を維持するために必要な容量を持つ安全弁等を 1 個以上，減のものについては，減圧弁の低圧側の系統の健全性を維持するために必要な容量を持つ の要求事項であり，「実用発電用圧弁に接近して設置し，高圧側の圧力による損傷を防止する設計とする。なお，容量は当安全弁等を 1 個以上，減圧弁に接近して設置し，高圧側の圧力による損傷を防止する設 原子炉及びその附属施設の位置，該安全弁等の吹出し圧力と設置個数を適切に組み合わせることにより，系統の圧力をそ計とする。なお，容量は当該安全弁等の吹出し圧力と設置個数を適切に組み合わせるこ 構造及び設備の基準に関する規の最高使用圧力の 1.1 倍以下に保持するのに必要な容量を算定する。

とにより，系統の圧力をその最高使用圧力の 1.1 倍以下に保持するのに必要な容量を算 則」の要求事項でないため，記載

資 1-3 共-69

変 更 前変 更 後定する。

記載しない理由しない。

また，安全弁は，吹出し圧力を下回った後に，速やかに吹き止まる構造とする。

また，安全弁は，吹出し圧力を下回った後に，速やかに吹き止まる構造とする。

なお，クラス１管には減圧弁を設置しない設計とする。

なお，クラス１管には減圧弁を設置しない設計とする。

原子炉圧力容器，所内ボイラ並びに原子炉格納容器を除く設計基準対象施設に属する

原子炉圧力容器，所内ボイラ並びに原子炉格納容器を除く設計基準対象施設及び重大 「実用発電用原子炉及びその附

容器又は管であって，内部に過圧が生ずるおそれがあるものにあっては，過圧防止に必事故等対処施設に属する容器又は管であって，内部に過圧が生ずるおそれがあるものに 属施設の技術基準に関する規則」

要な容量を持つ安全弁等を 1 個以上設置し，内部の過圧による損傷を防止する設計とす

あっては，過圧防止に必要な容量を持つ安全弁等を 1 個以上設置し，内部の過圧による の要求事項であり，「実用発電用る。なお，容量は当該安全弁等の吹出し圧力と設置個数を適切に組み合わせることによ

損傷を防止する設計とする。なお，容量は当該安全弁等の吹出し圧力と設置個数を適切 原子炉及びその附属施設の位置，り，系統の圧力をその最高使用圧力の 1.1 倍以下に保持するのに必要な容量を算定する。

に組み合わせることにより，系統の圧力をその最高使用圧力の 1.1 倍以下に保持するの 構造及び設備の基準に関する規に必要な容量を算定する。

また，安全弁は吹出し圧力を下回った後に，速やかに吹き止まる構造とする。

また，安全弁は吹出し圧力を下回った後に，速やかに吹き止まる構造とする。

安全弁等の入口側に破壊板を設ける場合は，当該容器の最高使用圧力以下で破壊し，安全弁等の入口側に破壊板を設ける場合は，当該容器の最高使用圧力以下で破壊し，破壊板の破壊により安全弁等の機能を損なわないよう設計する。
設計基準対象施設に属する容器又は管に設置する安全弁等の出口側には，破壊板を設
置しない設計とする。

則」の要求事項でないため，記載しない。

破壊板の破壊により安全弁等の機能を損なわないよう設計する。
設計基準対象施設及び重大事故等対処施設に属する容器又は管に設置する安全弁等の 「実用発電用原子炉及びその附
出口側には，破壊板を設置しない設計とする。

属施設の技術基準に関する規則」

設計基準対象施設に属する容器として，液体炭酸ガス等の安全弁等の作動を不能にす

設計基準対象施設及び重大事故等対処設備に属する容器として，液体炭酸ガス等の安 の要求事項であり，「実用発電用

るおそれのある物質を内包する容器にあっては，容器の過圧防止に必要な容量を持つ破全弁等の作動を不能にするおそれのある物質を内包する容器にあっては，容器の過圧防 原子炉及びその附属施設の位置，壊板を 1 個以上設置し，内部の過圧による損傷を防止する設計とする。なお，容量は吹止に必要な容量を持つ破壊板を 1 個以上設置し，内部の過圧による損傷を防止する設計 構造及び設備の基準に関する規出し圧力と設置個数を適切に組み合わせることにより，容器の圧力をその最高使用圧力とする。なお，容量は吹出し圧力と設置個数を適切に組み合わせることにより，容器の圧 則」の要求事項でないため，記載の 1.1 倍以下に保持するのに必要な容量を算定する。なお，容器と破壊板との間に連絡力をその最高使用圧力の 1.1 倍以下に保持するのに必要な容量を算定する。なお，容器 しない。

管は設置しない設計とする。

と破壊板との間に連絡管は設置しない設計とする。

設計基準対象施設に属する容器又は管に設置する安全弁等又は破壊板の入口側又は出設計基準対象施設及び重大事故等対処施設に属する容器又は管に設置する安全弁等又 「実用発電用原子炉及びその附

口側に止め弁を設置する場合は，発電用原子炉の起動時及び運転中に止め弁が全開しては破壊板の入口側又は出口側に止め弁を設置する場合は，発電用原子炉の起動時及び運 属施設の技術基準に関する規則」

いる事が確認できる設計とする。

転中に止め弁が全開している事が確認できる設計とする。

の要求事項であり，「実用発電用

内部が大気圧未満となることにより外面に設計上定める圧力を超える圧力を受けるお内部が大気圧未満となることにより外面に設計上定める圧力を超える圧力を受けるお 原子炉及びその附属施設の位置，それがある設計基準対象施設に属する容器又は管については，適切な箇所に過圧防止にそれがある設計基準対象施設及び重大事故等対処施設に属する容器又は管については， 構造及び設備の基準に関する規

必要な容量以上となる真空破壊弁を 1 個以上設置し，負圧による容器又は管の損傷を防適切な箇所に過圧防止に必要な容量以上となる真空破壊弁を 1 個以上設置し，負圧によ 則」の要求事項でないため，記載止する設計とする。

る容器又は管の損傷を防止する設計とする。

しない。

設計基準対象施設のうち，流体に放射性物質を含む系統に設置する安全弁等，破壊板

設計基準対象施設及び重大事故等対処施設のうち，流体に放射性物質を含む系統に設 「実用発電用原子炉及びその附又は真空破壊弁は，放出される流体を，放射性廃棄物を一時的に貯蔵するタンクを介し置する安全弁等，破壊板又は真空破壊弁は，放出される流体を，放射性廃棄物を一時的に 属施設の技術基準に関する規則」て廃棄物処理施設に導き，安全に処理することができる設計とする。

貯蔵するタンクを介して廃棄物処理施設に導き，安全に処理することができる設計とす の要求事項であり，「実用発電用
る。

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」の要求事項でないため，記載

資 1-3 共-70

変 更 前変 更 後

記載しない理由しない。

5.6 逆止め弁

5.6 逆止め弁

放射性物質を含む原子炉冷却材を内包する容器若しくは管又は放射性廃棄物処理設備

放射性物質を含む原子炉冷却材を内包する容器若しくは管又は放射性廃棄物処理設備 「実用発電用原子炉及びその附（排気筒並びに廃棄物貯蔵設備及び換気設備を除く。
）へ放射性物質を含まない流体を導（排気筒並びに廃棄物貯蔵設備及び換気設備を除く。
）へ放射性物質を含まない流体を導 属施設の技術基準に関する規則」

く管には，逆止め弁を設ける設計とし，放射性物質を含む流体が放射性物質を含まない

く管には，逆止め弁を設ける設計とし，放射性物質を含む流体が放射性物質を含まない の要求事項であり，「実用発電用

流体側へ逆流することによる汚染拡大を防止する。

流体側へ逆流することによる汚染拡大を防止する。

原子炉及びその附属施設の位置，

ただし，上記において，放射性物質を含む流体と放射性物質を含まない流体を導く管

ただし，上記において，放射性物質を含む流体と放射性物質を含まない流体を導く管 構造及び設備の基準に関する規が直接接続されていない場合又は十分な圧力差を有している場合は，逆流するおそれがが直接接続されていない場合又は十分な圧力差を有している場合は，逆流するおそれが 則」の要求事項でないため，記載ないため，逆止め弁の設置を不要とする。

ないため，逆止め弁の設置を不要とする。

5.7 内燃機関
5.7.1 設計基準対象施設

しない。

5.7 内燃機関
5.7.1 設計基準対象施設及び重大事故等対処施設

設計基準対象施設に施設する内燃機関（以下「内燃機関」という。
）は，非常調速

設計基準対象施設及び重大事故等対処施設に施設する内燃機関（以下「内燃機関」 「実用発電用原子炉及びその附装置が作動したときに達する回転速度に対して構造上十分な機械的強度を有する設という。）は，非常調速装置が作動したときに達する回転速度に対して構造上十分な 属施設の技術基準に関する規則」

計とする。

機械的強度を有する設計とする。

内燃機関の軸受は運転中の荷重を安定に支持できるものであって，かつ，異常な磨耗，変形及び過熱が生じない設計とする。
内燃機関の耐圧部の構造は，最高使用圧力又は最高使用温度において発生する耐内燃機関の軸受は運転中の荷重を安定に支持できるものであって，かつ，異常な磨耗，変形及び過熱が生じない設計とする。
圧部分に生じる応力は当該部分に使用する材料の許容応力以下となる設計とする。

内燃機関を屋内その他酸素欠乏の発生のおそれのある場所に設置するときは，給内燃機関を屋内その他酸素欠乏の発生のおそれのある場所に設置するときは，給内燃機関は，その回転速度及び出力が負荷の変動により持続的に動揺することを防止する調速装置を設けるとともに，運転中に生じた過速度その他の異常による設防止する調速装置を設けるとともに，運転中に生じた過速度その他の異常による設備の破損を防止するため，その異常が発生した場合に内燃機関を安全に停止させる

備の破損を防止するため，その異常が発生した場合に内燃機関を安全に停止させる

非常調速装置その他非常用停止装置を設置する設計とする。

非常調速装置その他非常用停止装置を設置する設計とする。

過圧防止装置を設ける設計とする。
内燃機関には，設備の損傷を防止するために，回転速度，潤滑油圧力及び潤滑油温度等の運転状態を計測する装置を設ける設計とする。

構造及び設備の基準に関する規しない。

排気部を設ける設計とする。

内燃機関は，その回転速度及び出力が負荷の変動により持続的に動揺することを内燃機関及びその付属設備であって過圧が生じるおそれのあるものには，適切な原子炉及びその附属施設の位置，内燃機関の耐圧部の構造は，最高使用圧力又は最高使用温度において発生する耐 則」の要求事項でないため，記載

圧部分に生じる応力は当該部分に使用する材料の許容応力以下となる設計とする。
排気部を設ける設計とする。

の要求事項であり，「実用発電用

内燃機関及びその付属設備であって過圧が生じるおそれのあるものには，適切な過圧防止装置を設ける設計とする。
内燃機関には，設備の損傷を防止するために，回転速度，潤滑油圧力及び潤滑油温度等の運転状態を計測する装置を設ける設計とする。

内燃機関の付属設備に属する容器及び管は発電用原子炉施設として，「実用発電用内燃機関の付属設備に属する容器及び管は発電用原子炉施設として，「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則」の材料及び構造，安全弁等，耐圧原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則」の材料及び構造，安全弁等，耐圧試験等の規定を満たす設計とする。

試験等の規定を満たす設計とする。
5.7.2 可搬型重大事故等対処設備
可搬型の非常用発電装置の内燃機関は，流入する燃料を自動的に調整する調速装 「実用発電用原子炉及びその附
置及び軸受が異常な摩耗，変形及び過熱が生じないよう潤滑油装置を設ける設計と属施設の技術基準に関する規則」

資 1-3 共-71

変 更 前変 更 後する。

記載しない理由の要求事項であり，「実用発電用

可搬型の非常用発電装置の内燃機関は，回転速度，潤滑油圧力及び潤滑油温度等の 原子炉及びその附属施設の位置，運転状態を計測する装置を設ける設計とする。

構造及び設備の基準に関する規

可搬型の非常用発電装置の内燃機関は，回転速度が著しく上昇した場合及び冷却 則」の要求事項でないため，記載
水温度が著しく上昇した場合等に自動的に停止する設計とする。

しない。

可搬型の非常用発電装置の強度については，完成品として一般産業品規格で規定される温度試験等を実施し，定格負荷状態において十分な強度を有する設計とする。
5.8 電気設備の設計条件
5.8.1 設計基準対象施設
設計基準対象施設に施設する電気設備（以下「電気設備」という。
）は，感電又は火災のおそれがないように接地し，充電部分に容易に接触できない設計とする。

5.8 電気設備の設計条件
5.8.1 設計基準対象施設及び重大事故等対処施設
設計基準対象施設及び重大事故等対処施設に施設する電気設備（以下「電気設備」 「実用発電用原子炉及びその附という。）は，感電又は火災のおそれがないように接地し，充電部分に容易に接触で 属施設の技術基準に関する規則」
きない設計とする。

電気設備は，電路を絶縁し，電線等が接続部分において電気抵抗を増加させないよの要求事項であり，「実用発電用

電気設備は，電路を絶縁し，電線等が接続部分において電気抵抗を増加させないよ 原子炉及びその附属施設の位置，

うに端子台等により接続するほか，期待される使用状態において断線のおそれがな

うに端子台等により接続するほか，期待される使用状態において断線のおそれがな

構造及び設備の基準に関する規い設計とする。

い設計とする。

則」の要求事項でないため，記載

電気設備における電路に施設する電気機械器具は，期待される使用状態において電気設備における電路に施設する電気機械器具は，期待される使用状態において しない。

発生する熱に耐えるものとし，高圧又は特別高圧の電気機械器具については，可燃発生する熱に耐えるものとし，高圧又は特別高圧の電気機械器具については，可燃性性の物と隔離する設計とする。

の物と隔離する設計とする。

電気設備は，電流が安全かつ確実に大地に通じることができるよう，適切な箇所に接地を施す設計とする。
電気設備における高圧の電路と低圧の電路とを結合する変圧器には，適切な箇所

電気設備は，電流が安全かつ確実に大地に通じることができるよう，適切な箇所に接地を施す設計とする。
電気設備における高圧の電路と低圧の電路とを結合する変圧器には，適切な箇所 「実用発電用原子炉及びその附に接地を施し，変圧器により特別高圧の電路に結合される高圧の電路には，避雷器に接地を施し，変圧器により特別高圧の電路に結合される高圧の電路には，避雷器を属施設の技術基準に関する規則」

を施設する設計とする。

施設する設計とする。

の要求事項であり，「実用発電用

電気設備は，電路の必要な箇所に過電流遮断器又は地絡遮断器を施設する設計とする。
電気設備は，他の電気設備その他の物件の機能に電気的又は磁気的な障害を与えない設計とする。
電気設備のうち高圧又は特別高圧の電気機械器具及び母線等は，取扱者以外の者が容易に立ち入るおそれがないよう発電所にフェンス等を設ける設計とする。
電気設備における架空電線は，接触又は誘導作用による感電のおそれがなく，かつ，交通に支障を及ぼすおそれがない高さに施設する設計とする。
電気設備における電力保安通信線は，他の電線等を損傷するおそれがなく，かつ，

電気設備は，電路の必要な箇所に過電流遮断器又は地絡遮断器を施設する設計と 原子炉及びその附属施設の位置，する。

構造及び設備の基準に関する規電気設備は，他の電気設備その他の物件の機能に電気的又は磁気的な障害を与え 則」の要求事項でないため，記載ない設計とする。

しない。

電気設備のうち高圧又は特別高圧の電気機械器具及び母線等は，取扱者以外の者が容易に立ち入るおそれがないよう発電所にフェンス等を設ける設計とする。
電気設備における架空電線は，接触又は誘導作用による感電のおそれがなく，か 「実用発電用原子炉及びその附
つ，交通に支障を及ぼすおそれがない高さに施設する設計とする。

属施設の技術基準に関する規則」

電気設備における電力保安通信線は，他の電線等を損傷するおそれがなく，かつ， の要求事項であり，「実用発電用

接触又は断線によって生じる混触による感電又は火災のおそれがない設計とする。

接触又は断線によって生じる混触による感電又は火災のおそれがない設計とする。

原子炉及びその附属施設の位置，電気設備のうちガス絶縁機器は，最高使用圧力に耐え，かつ，漏えいがなく，異常電気設備のうちガス絶縁機器は，最高使用圧力に耐え，かつ，漏えいがなく，異常構造及び設備の基準に関する規資 1-3 共-72

変 更 前変 更 後

記載しない理由な圧力を検知するとともに，使用する絶縁ガスは可燃性，腐食性及び有毒性のないな圧力を検知するとともに，使用する絶縁ガスは可燃性，腐食性及び有毒性のない設 則」の要求事項でないため，記載設計とする。

計とする。

電気設備のうち水素冷却式発電機は，水素の漏えい又は空気の混入のおそれがなしない。

電気設備のうち水素冷却式発電機は，水素の漏えい又は空気の混入のおそれがな 「実用発電用原子炉及びその附

く，水素が大気圧で爆発する場合に生じる圧力に耐える強度を有し，異常を早期にく，水素が大気圧で爆発する場合に生じる圧力に耐える強度を有し，異常を早期に検属施設の技術基準に関する規則」

検知し警報する機能を有する設計とする。

知し警報する機能を有する設計とする。

の要求事項であり，「実用発電用

電気設備のうち水素冷却式発電機は，軸封部から漏えいした水素を外部に放出で電気設備のうち水素冷却式発電機は，軸封部から漏えいした水素を外部に放出で 原子炉及びその附属施設の位置，き，発電機内への水素の導入及び発電機内からの水素の外部への放出が安全にできき，発電機内への水素の導入及び発電機内からの水素の外部への放出が安全にでき構造及び設備の基準に関する規る設計とする。

る設計とする。

則」の要求事項でないため，記載

電気設備のうち発電機又は特別高圧の変圧器には，異常が生じた場合に自動的に
これを電路から遮断する装置を施設する設計とする。

電気設備のうち発電機又は特別高圧の変圧器には，異常が生じた場合に自動的に しない。
これを電路から遮断する装置を施設する設計とする。

電気設備のうち発電機及び変圧器等は，短絡電流により生じる機械的衝撃に耐え，電気設備のうち発電機及び変圧器等は，短絡電流により生じる機械的衝撃に耐え，発電機の回転する部分については非常調速装置及びその他の非常停止装置が動作し発電機の回転する部分については非常調速装置及びその他の非常停止装置が動作して達する速度に対し耐える設計とする。

て達する速度に対し耐える設計とする。

また，蒸気タービンに接続する発電機は，軸受又は軸に発生しうる最大の振動に対して構造上十分な機械的強度を有した設計とする。
電気設備においては，運転に必要な知識及び技能を有する者が発電所構内に常時駐在し，異常を早期に発見できる設計とする。
電気設備において，発電所の架空電線引込口及び引出口又はこれに近接する箇所には，避雷器を施設する設計とする。
電気設備における電力保安通信線は，機械的衝撃又は火災等により通信の機能を損なうおそれがない設計とする。

また，蒸気タービンに接続する発電機は，軸受又は軸に発生しうる最大の振動に対 「実用発電用原子炉及びその附して構造上十分な機械的強度を有した設計とする。

属施設の技術基準に関する規則」

電気設備においては，運転に必要な知識及び技能を有する者が発電所構内に常時 の要求事項であり，「実用発電用
駐在し，異常を早期に発見できる設計とする。

原子炉及びその附属施設の位置，電気設備において，発電所の架空電線引込口及び引出口又はこれに近接する箇所 構造及び設備の基準に関する規には，避雷器を施設する設計とする。

則」の要求事項でないため，記載

電気設備における電力保安通信線は，機械的衝撃又は火災等により通信の機能を しない。
損なうおそれがない設計とする。

電気設備において，電力保安通信設備に使用する無線通信用アンテナを施設する

電気設備において，電力保安通信設備に使用する無線通信用アンテナを施設する

支持物の材料及び構造は，風圧荷重を考慮し，倒壊により通信の機能を損なうおそ

支持物の材料及び構造は，風圧荷重を考慮し，倒壊により通信の機能を損なうおそれれがない設計とする。

がない設計とする。
5.8.2 可搬型重大事故等対処設備
可搬型の非常用発電装置の発電機は，電気的・機械的に十分な性能を持つ絶縁巻線 「実用発電用原子炉及びその附を使用し，耐熱性及び耐湿性を考慮した絶縁処理を施す設計とする。

属施設の技術基準に関する規則」

可搬型の非常用発電装置の発電機は，電源電圧の著しく低下した場合及び過電流 の要求事項であり，「実用発電用が発生した場合等に自動的に停止する設計とする。

原子炉及びその附属施設の位置，可搬型の非常用発電装置の発電機は，定格出力のもとで 1 時間運転し，安定した 構造及び設備の基準に関する規運転が維持されることを確認した設備とする。

則」の要求事項でないため，記載しない。

資 1-3 共-73

変 更 前6.

その他

6.1 立ち入りの防止
発電所には，人がみだりに管理区域内に立ち入らないように壁，柵，塀等の人の侵入を防止するための設備を設け，かつ，管理区域である旨を表示する設計とする。

変 更 後
6.

記載しない理由

その他

6.1 立ち入りの防止
発電所には，人がみだりに管理区域内に立ち入らないように壁，柵，塀等の人の侵入を 「実用発電用原子炉及びその附防止するための設備を設け，かつ，管理区域である旨を表示する設計とする。

属施設の技術基準に関する規則」

保全区域と管理区域以外の場所との境界には，他の場所と区別するため，壁，柵，塀等保全区域と管理区域以外の場所との境界には，他の場所と区別するため，壁，柵，塀等 の要求事項であり，「実用発電用の保全区域を明らかにするための設備を設ける設計，又は保全区域である旨を表示するの保全区域を明らかにするための設備を設ける設計，又は保全区域である旨を表示する 原子炉及びその附属施設の位置，設計とする。

設計とする。

発電所には，業務上立ち入る者以外の者がみだりに周辺監視区域内に立ち入ることを構造及び設備の基準に関する規発電所には，業務上立ち入る者以外の者がみだりに周辺監視区域内に立ち入ることを 則」の要求事項でないため，記載制限するため，柵，塀等の人の侵入を防止するための設備を設ける設計，又は周辺監視区制限するため，柵，塀等の人の侵入を防止するための設備を設ける設計，又は周辺監視区 しない。

域である旨を表示する設計とする（ただし，当該区域に人が立ち入るおそれがないこと

域である旨を表示する設計とする（ただし，当該区域に人が立ち入るおそれがないことが明らかな場合は除く。
）。

が明らかな場合は除く。
）。

管理区域，保全区域及び周辺監視区域における立ち入りの防止については，保安規定に基づき，その措置を実施する。
6.2 発電用原子炉施設への人の不法な侵入等の防止

管理区域，保全区域及び周辺監視区域における立ち入りの防止については，保安規定に基づき，その措置を実施する。
6.2 発電用原子炉施設への人の不法な侵入等の防止

発電用原子炉施設への人の不法な侵入を防止するための区域を設定し，その区域を人発電用原子炉施設への人の不法な侵入を防止するための区域を設定し，その区域を人の容易な侵入を防止できる柵，鉄筋コンクリート造りの壁等の障壁によって区画して，の容易な侵入を防止できる柵，鉄筋コンクリート造りの壁等の障壁によって区画して，巡視，監視等を行うことにより，侵入防止及び出入管理を行うことができる設計とする。

巡視，監視等を行うことにより，侵入防止及び出入管理を行うことができる設計とする。

また，探知施設を設け，警報，映像等を集中監視するとともに，核物質防護措置に係るまた，探知施設を設け，警報，映像等を集中監視するとともに，核物質防護措置に係る関係機関等との通信連絡を行うことができる設計とする。さらに，防護された区域内に関係機関等との通信連絡を行うことができる設計とする。さらに，防護された区域内においても，施錠管理により，発電用原子炉施設及び特定核燃料物質の防護のために必要おいても，施錠管理により，発電用原子炉施設及び特定核燃料物質の防護のために必要な設備又は装置の操作に係る情報システムへの不法な接近を防止する設計とする。

な設備又は装置の操作に係る情報システムへの不法な接近を防止する設計とする。
発電用原子炉施設に不正に爆発性又は易燃性を有する物件その他人に危害を与え，又ロ項a.(b)ロ項a.(b)ロ項a.(b)は他の物件を損傷するおそれがある物件の持込み（郵便物等による発電所外からの爆破物及び有害物質の持込みを含む。
）を防止するため，持込み点検を行うことができる設計とする。
不正アクセス行為（サイバーテロを含む。
）を防止するため，発電用原子炉施設及び特ロ項a.(b)

定核燃料物質の防護のために必要な設備又は装置の操作に係る情報システムが，電気通
信回線を通じた不正アクセス行為（サイバーテロを含む。
）を受けることがないように，
当該情報システムに対する外部からのアクセスを遮断する設計とする。
これらの対策については，核物質防護規定に定めて管理する。

これらの対策については，核物質防護規定に定めて管理する。
ロ項a.(b)6.3 安全避難通路等
発電用原子炉施設には，その位置を明確かつ恒久的に表示することにより容易に識別

6.3 安全避難通路等
発電用原子炉施設には，その位置を明確かつ恒久的に表示することにより容易に識別

ロ項 a.(f)

資 1-3 共-74

変 更 前変 更 後できる安全避難通路及び照明用の電源が喪失した場合においても機能を損なわない避難できる安全避難通路及び照明用の電源が喪失した場合においても機能を損なわない避難用照明として，非常用ディーゼル発電機，蓄電池又は灯具に内蔵した蓄電池により電力用照明として，非常用ディーゼル発電機，蓄電池又は灯具に内蔵した蓄電池により電力を供給できる非常灯（一部「東海，東海第二発電所共用」）及び誘導灯（一部「東海，東を供給できる非常灯（一部「東海，東海第二発電所共用」）及び誘導灯（一部「東海，東海第二発電所共用」）を設置し，安全に避難できる設計とする。

海第二発電所共用」）を設置し，安全に避難できる設計とする。
設計基準事故が発生した場合に用いる作業用照明として，非常用照明，直流非常灯及記載しない理由ロ項a.(e)(f)

び蓄電池内蔵型照明を設置する設計とする。
非常用照明は非常用低圧母線，直流非常灯は蓄電池（非常用）に接続し，非常用ディー
ゼル発電機からも電力を供給できる設計とするとともに，蓄電池内蔵型照明は常用低圧
母線又は非常用低圧母線に接続し，内蔵蓄電池を備える設計とする。
直流非常灯及び蓄電池内蔵型照明は，全交流動力電源喪失時から重大事故等に対処す

ロ項a.(f)

るために必要な電力の供給が常設代替交流電源設備から開始されるまでの間，点灯可能な設計とする。
設計基準事故に対応するための操作が必要な場所には，作業用照明を設置することにより作業が可能となる設計とする。
6.4 放射性物質による汚染の防止
放射性物質により汚染されるおそれがあって，人が頻繁に出入りする管理区域内の床ロ項a.(f)

6.4 放射性物質による汚染の防止
放射性物質により汚染されるおそれがあって，人が頻繁に出入りする管理区域内の床 「実用発電用原子炉及びその附

面，人が触れるおそれがある高さまでの壁面，手摺，梯子の表面は，平滑にし，放射性物面，人が触れるおそれがある高さまでの壁面，手摺，梯子の表面は，平滑にし，放射性物

属施設の技術基準に関する規則」

質による汚染を除去し易い設計とする。

質による汚染を除去し易い設計とする。

の要求事項であり，「実用発電用

人が触れるおそれがある物の放射性物質による汚染を除去する除染設備を施設し，放人が触れるおそれがある物の放射性物質による汚染を除去する除染設備を施設し，放 原子炉及びその附属施設の位置，

射性物質を除去できる設計とする。除染設備の排水は，液体廃棄物処理設備で処理する

射性物質を除去できる設計とする。除染設備の排水は，液体廃棄物処理設備で処理する 構造及び設備の基準に関する規設計とする。

設計とする。

則」の要求事項でないため，記載しない。

資 1-3 共-75

変 更

前

変 更

第２章 個別項目

第２章 個別項目

1.

1.

原子炉冷却材後記載しない理由

原子炉冷却材
変更なし

原子炉冷却材は，通常運転時における圧力，温度及び放射線によって起こる最も厳しい条

ホ項

件において，核的性質として核反応断面積が核反応維持のために適切であり，熱水力的性質
として冷却能力が適切であることを保持し，かつ，燃料体及び構造材の健全性を妨げることのない性質であり，通常運転時において放射線に対して化学的に安定であることを保持し得る設計とする。
2.

原子炉冷却材再循環設備

2.

原子炉冷却材再循環設備

2.1 原子炉冷却材再循環系

変更なし

原子炉冷却材再循環系は，再循環系ポンプ及び原子炉圧力容器内部に設けられたジェホ項

ットポンプにより，炉水を原子炉圧力容器内に循環させて，炉心から熱除去を行う。
再循環系ポンプ全台が電源喪失した場合でも，燃料棒が十分な熱的余裕を有し，かつタ

ホ項ービン・トリップ又は負荷遮断直後の原子炉出力を抑制できるように，原子炉冷却材再循
環系は適切な慣性を有する設計とする。
3.

原子炉冷却材の循環設備

3.1 主蒸気系，復水給水系等
炉心で発生した蒸気は，原子炉圧力容器内の気水分離器及び蒸気乾燥器を経た後，主蒸気管で蒸気タービンに導く設計とする。

3.

原子炉冷却材の循環設備

3.1 主蒸気系，復水給水系等
炉心で発生した蒸気は，原子炉圧力容器内の気水分離器及び蒸気乾燥器を経た後，主蒸気管で蒸気タービンに導く設計とする。

なお，主蒸気管には，逃がし安全弁及び主蒸気隔離弁を取り付ける。

なお，主蒸気管には，逃がし安全弁及び主蒸気隔離弁を取り付ける。

蒸気タービンを出た蒸気は主復水器で復水する。復水は復水ポンプ，復水脱塩装置，給蒸気タービンを出た蒸気は主復水器で復水する。復水は復水ポンプ，復水脱塩装置，給水加熱器を通り，給水ポンプにより発電用原子炉に戻す設計とする。主蒸気管には，ター

水加熱器を通り，給水ポンプにより発電用原子炉に戻す設計とする。主蒸気管には，タービンバイパス系を設け，蒸気を主復水器へバイパスできる設計とする。

ビンバイパス系を設け，蒸気を主復水器へバイパスできる設計とする。

復水給水系には復水中の核分裂生成物及び腐食生成物を除去するために復水脱塩装置

復水給水系には復水中の核分裂生成物及び腐食生成物を除去するために復水脱塩装置を設け，高純度の給水を発電用原子炉へ供給できるようにする。また，5 段の低圧給水加を設け，高純度の給水を発電用原子炉へ供給できるようにする。また，5 段の低圧給水加熱器及び 1 段の高圧給水加熱器を設け，発電用原子炉への適切な給水温度を確保できる設

熱器及び 1 段の高圧給水加熱器を設け，発電用原子炉への適切な給水温度を確保できる計とする。

設計とする。

タービンバイパス系は，原子炉起動時，停止時，通常運転時及び過渡状態において，原タービンバイパス系は，原子炉起動時，停止時，通常運転時及び過渡状態において，原

子炉蒸気を直接主復水器に導き，原子炉定格蒸気流量の約 25 ％を処理できる設計とす

子炉蒸気を直接主復水器に導き，原子炉定格蒸気流量の約 25 ％を処理できる設計とする。

る。

3.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ
原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する機器は，通常運転時，運転時の異常な過渡変化

ホ項

ホ項

3.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ
原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する機器は，通常運転時，運転時の異常な過渡変化

ロ項 a.(l)，ホ項

資 1-3 個-1

変 更

前

変 更

後

時及び設計基準事故時に生ずる衝撃，炉心の反応度の変化による荷重の増加その他の原子時及び設計基準事故時に生ずる衝撃，炉心の反応度の変化による荷重の増加その他の原

炉冷却材圧力バウンダリを構成する機器に加わる負荷に耐える設計とする。

子炉冷却材圧力バウンダリを構成する機器に加わる負荷に耐える設計とする。

設計における衝撃荷重として，原子炉冷却材喪失事故に伴うジェット反力等，安全弁等設計における衝撃荷重として，原子炉冷却材喪失事故に伴うジェット反力等，安全弁等の開放に伴う荷重を考慮するとともに，反応度が炉心に投入されることにより原子炉冷却の開放に伴う荷重を考慮するとともに，反応度が炉心に投入されることにより原子炉冷系の圧力が増加することに伴う荷重の増加（浸水燃料の破損に加えて，ペレット／被覆管

却系の圧力が増加することに伴う荷重の増加（浸水燃料の破損に加えて，ペレット／被覆

機械的相互作用を原因とする破損による衝撃圧力等に伴う荷重の増加を含む。）を考慮し管機械的相互作用を原因とする破損による衝撃圧力等に伴う荷重の増加を含む。）を考慮た設計とする。

した設計とする。

原子炉冷却材圧力バウンダリは，次の範囲の機器及び配管とする。
(1) 原子炉圧力容器及びその付属物（本体に直接付けられるもの及び制御棒駆動機構ハウジング等）(2) 原子炉冷却系を構成する機器及び配管（主蒸気管及び給水管のうち原子炉側からみて第二隔離弁を含むまでの範囲）(3) 接続配管（一）通常時開及び設計基準事故時閉となる弁を有するものは，発電用原子炉側からみて，第二隔離弁を含むまでの範囲とする。

原子炉冷却材圧力バウンダリは，次の範囲の機器及び配管とする。
(1)

原子炉圧力容器及びその付属物（本体に直接付けられるもの及び制御棒駆動機構ハ(2)

原子炉冷却系を構成する機器及び配管（主蒸気管及び給水管のうち原子炉側からみ(3) 接続配管

囲とする。

囲とする。
（三）通常時閉及び設計基準事故時閉となる弁を有するもののうち，（二）以外のもの

ロ項 a.(l)ロ項 a.(l)ロ項a.(l)は，発電用原子炉側からみて，第一隔離弁を含むまでの範囲とする。
（四）通常時閉及び原子炉冷却材喪失時開となる弁を有する非常用炉心冷却系等も（一） ロ項a.(l)に準ずる。

（五）上記において「隔離弁」とは，自動隔離弁，逆止弁，通常時施錠管理等でロック（五）上記において「隔離弁」とは，自動隔離弁，逆止弁，通常時施錠管理等でロックされた閉止弁及び遠隔操作閉止弁をいう。なお，通常時閉，設計基準事故時閉とされた閉止弁及び遠隔操作閉止弁をいう。なお，通常時閉，設計基準事故時閉とななる手動弁のうち個別に施錠管理を行う弁は，開となるおそれがなく，上記（三）る手動弁のうち個別に施錠管理を行う弁は，開となるおそれがなく，上記（三）にに該当する。

該当する。

また，原子炉冷却材圧力バウンダリは，以下に述べる事項を十分満足するように設計，

ロ項 a.(l)て，第二隔離弁を含むまでの範囲とする。

閉となる弁を有するものは，発電用原子炉側からみて，第二隔離弁を含むまでの範に準ずる。

ロ項a.(l)（一）通常時開及び設計基準事故時閉となる弁を有するものは，発電用原子炉側からみ閉となる弁を有するものは，発電用原子炉側からみて，第一隔離弁を含むまでの範（四）通常時閉及び原子炉冷却材喪失時開となる弁を有する非常用炉心冷却系等も（一）

ロ項a.(l)て第二隔離弁を含むまでの範囲）（二）通常時又は設計基準事故時に開となるおそれがある通常時閉及び設計基準事故時

は，発電用原子炉側からみて，第一隔離弁を含むまでの範囲とする。

ロ項 a.(l)ウジング等）（二）通常時又は設計基準事故時に開となるおそれがある通常時閉及び設計基準事故時（三）通常時閉及び設計基準事故時閉となる弁を有するもののうち，（二）以外のもの

記載しない理由ロ項a.(l)また，原子炉冷却材圧力バウンダリは，以下に述べる事項を十分満足するように設計， ロ項a.(l)資 1-3 個-2

変 更前

材料選定を行う。

変 更後

材料選定を行う。

通常運転時において，出力運転中，圧力制御系により原子炉圧力を一定に保持する設計

通常運転時において，出力運転中，圧力制御系により原子炉圧力を一定に保持する設計とする。原子炉起動，停止時の加熱・冷却率を一定の値以下に抑える等の配慮をする。

とする。原子炉起動，停止時の加熱・冷却率を一定の値以下に抑える等の配慮をする。

タービントリップ，主蒸気隔離弁閉止等の運転時の異常な過渡変化時において，「主蒸

タービントリップ，主蒸気隔離弁閉止等の運転時の異常な過渡変化時において，「主蒸

気止め弁閉」，「主蒸気隔離弁閉」等の原子炉スクラム信号を発する安全保護回路を設ける

気止め弁閉」，「主蒸気隔離弁閉」等の原子炉スクラム信号を発する安全保護回路を設ける

こと，また逃がし安全弁を設けること等により，原子炉冷却材圧力バウンダリ過渡最大圧

こと，また逃がし安全弁を設けること等により，原子炉冷却材圧力バウンダリ過渡最大圧

力が原子炉冷却材圧力バウンダリの最高使用圧力の1.1倍の圧力（9.48 MPa）を超えない力が原子炉冷却材圧力バウンダリの最高使用圧力の1.1倍の圧力（9.48 MPa）を超えない設計とする。

設計とする。

設計基準事故時のうち原子炉冷却材圧力バウンダリの健全性が問題となる可能性があ

設計基準事故時のうち原子炉冷却材圧力バウンダリの健全性が問題となる可能性がある制御棒落下事象については，「原子炉出力ペリオド短」，「中性子束高」等の原子炉スクる制御棒落下事象については，「原子炉出力ペリオド短」，「中性子束高」等の原子炉スク

ラム信号を発する安全保護回路を設け，制御棒落下速度リミッタ，制御棒価値ミニマイザ

ラム信号を発する安全保護回路を設け，制御棒落下速度リミッタ，制御棒価値ミニマイザなどの対策とあいまって，設計基準事故時の燃料の二酸化ウランの最大エンタルピを抑などの対策とあいまって，設計基準事故時の燃料の二酸化ウランの最大エンタルピを抑え，原子炉冷却材圧力バウンダリの健全性を確保できる設計とする。

え，原子炉冷却材圧力バウンダリの健全性を確保できる設計とする。

原子炉冷却材圧カバウンダリを構成する配管及び機器の材料は，耐食性を考慮して選定する。

記載しない理由

原子炉冷却材圧カバウンダリを構成する配管及び機器の材料は，耐食性を考慮して選ロ項a.(l)ロ項 a.(l)ロ項a.(l)定する。

3.3 原子炉冷却材圧力バウンダリの隔離装置等

3.3 原子炉冷却材圧力バウンダリの隔離装置等

原子炉冷却材圧力バウンダリには，原子炉冷却材圧力バウンダリに接続する配管等が破原子炉冷却材圧力バウンダリには，原子炉冷却材圧力バウンダリに接続する配管等が破損することによって，原子炉冷却材の流出を制限するために配管系の通常運転時の状態及損することによって，原子炉冷却材の流出を制限するために配管系の通常運転時の状態

び使用目的を考慮し，適切に隔離弁を設ける設計とする。

及び使用目的を考慮し，適切に隔離弁を設ける設計とする。

なお，原子炉冷却材圧力バウンダリの隔離弁の対象は，以下のとおりとする。
（一）通常時開及び設計基準事故時閉となる弁を有するものは，発電用原子炉側からみて，第一隔離弁及び第二隔離弁を対象とする。

なお，原子炉冷却材圧力バウンダリの隔離弁の対象は，以下のとおりとする。
（一）通常時開及び設計基準事故時閉となる弁を有するものは，発電用原子炉側から（二）通常時開又は設計基準事故時に開となるおそれがある通常時閉及び設計基準

故時閉となる弁を有するものは，発電用原子炉側からみて，第一隔離弁を対象と事故時閉となる弁を有するものは，発電用原子炉側からみて，第一隔離弁及び第する。

二隔離弁を対象とする。

のは，発電用原子炉側からみて，第一隔離弁を対象とする。
（四）通常時閉及び原子炉冷却材喪失時開となる弁を有する非常用炉心冷却系等も，発電用原子炉側からみて第一隔離弁及び第二隔離弁を対象とする。

ロ項 a.(l)ロ項a.(l)

みて，第一隔離弁及び第二隔離弁を対象とする。

（二）通常時開又は設計基準事故時に開となるおそれがある通常時閉及び設計基準事（三）通常時閉及び設計基準事故時閉となる弁を有するもののうち，（二）以外のも

ロ項 a.(l)，ホ項（三）通常時閉及び設計基準事故時閉となる弁を有するもののうち，（二）以外のもロ項a.(l)ロ項a.(l)のは，発電用原子炉側からみて，第一隔離弁を対象とする。
（四）通常時閉及び原子炉冷却材喪失時開となる弁を有する非常用炉心冷却系等も， ロ項a.(l)
発電用原子炉側からみて第一隔離弁及び第二隔離弁を対象とする。

資 1-3 個-3

変 更前（五）上記において「隔離弁」とは，自動隔離弁，逆止弁，通常時施錠管理等でロックされた閉止弁及び遠隔操作閉止弁をいう。

変 更後（五）上記において「隔離弁」とは，自動隔離弁，逆止弁，通常時施錠管理等でロッ

なお，通常時閉，設計基準事故時閉となる手動弁のうち個別に施錠管理を行う弁は，開となるおそれがなく，上記（三）に該当することから，発電用原子炉側からみて第一隔離となるおそれがなく，上記（三）に該当することから，発電用原子炉側からみて第一隔離弁を対象とする。

弁を対象とする。

3.4 逃がし安全弁の機能

3.4 逃がし安全弁の機能

ロ項a.(l)(1) 系統構成

逃がし安全弁は，アクチュエータ作動の逃がし弁機能及びバネ作動の安全弁機能を有逃がし安全弁は，アクチュエータ作動の逃がし弁機能及びバネ作動の安全弁機能をし，蒸気をサプレッション・チェンバのプール水中に導き，原子炉冷却系統の過度の圧有し，蒸気をサプレッション・チェンバのプール水中に導き，原子炉冷却系統の過度の力上昇を防止できる設計とする。

圧力上昇を防止できる設計とする。

自動減圧系は，中小破断の原子炉冷却材喪失事故時に原子炉蒸気をサプレッション・ロ項a.(l)

クされた閉止弁及び遠隔操作閉止弁をいう。

なお，通常時閉，設計基準事故時閉となる手動弁のうち個別に施錠管理を行う弁は，開(1) 系統構成

記載しない理由ホ項

自動減圧系は，中小破断の原子炉冷却材喪失事故時に原子炉蒸気をサプレッション・ ホ項

チェンバへ逃がし原子炉圧力をすみやかに低下させて低圧炉心スプレイ系あるいは低チェンバへ逃がし原子炉圧力をすみやかに低下させて低圧炉心スプレイ系あるいは低圧注水系による注水を早期に可能とし，燃料被覆材の大破損を防止しジルコニウム－水

圧注水系による注水を早期に可能とし，燃料被覆材の大破損を防止しジルコニウム－

反応を無視しうる程度に抑えることができる設計とする。

水反応を無視しうる程度に抑えることができる設計とする。
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に必要な重大事

ホ項

故等対処設備として，逃がし安全弁（安全弁機能）を使用する。
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

ホ項

る発電用原子炉の減圧機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷及び原子炉格
納容器の破損を防止するため，原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するために必要な重大事故等対処設備として，逃がし安全弁を設ける設計とする。
逃がし安全弁の自動減圧機能が喪失した場合の重大事故等対処設備として，逃がし

ホ項

安全弁は，中央制御室からの遠隔手動操作により，自動減圧機能用アキュムレータに蓄圧された窒素をアクチュエータのピストンに供給することで作動し，蒸気を排気管によりサプレッション・チェンバのプール水面下に導き凝縮させることで，原子炉冷却材
圧力バウンダリを減圧できる設計とする。
原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備のうち，炉心損傷時に原子炉冷

ホ項

却材圧力バウンダリが高圧状態である場合において，高圧溶融物放出及び格納容器雰
囲気直接加熱による原子炉格納容器の破損を防止するための重大事故等対処設備として，逃がし安全弁は，中央制御室からの遠隔手動操作により，自動減圧機能用アキュム

資 1-3 個-4

変 更

前

変 更

後

記載しない理由

レータに蓄圧された窒素をアクチュエータのピストンに供給することで作動し，蒸気を排気管によりサプレッション・チェンバのプール水面下に導き凝縮させることで，原
子炉冷却材圧力バウンダリを減圧できる設計とする。
(2) 多様性，位置的分散等
逃がし安全弁（安全弁機能）は，設計基準事故対処設備であるとともに，重大事故等

ホ項

時においても使用するため，重大事故等対処設備としての基本方針に示す設計方針を適用する。ただし，多様性及び独立性並びに位置的分散を考慮すべき対象の設計基準事
故対処設備はないことから，重大事故等対処設備の基本方針のうち「5.1.2 多様性，
位置的分散等」に示す設計方針は適用しない。
(3) 環境条件等
逃がし安全弁は，想定される重大事故等時に確実に作動するように，原子炉格納容器

ホ項

内に設置し，制御用空気が喪失した場合に使用する非常用窒素供給系及び非常用逃がし安全弁駆動系の高圧窒素ボンベの容量の設定も含めて，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。操作は，中央制御室で可能な設計とする。
3.4.1 逃がし安全弁の容量

3.4.1 逃がし安全弁の容量逃がし安全弁は，ベローズと補助背圧平衡ピストンを備えたバネ式の平衡形安全

逃がし安全弁は，ベローズと補助背圧平衡ピストンを備えたバネ式の平衡形安全弁に，外部から強制的に開閉を行うアクチュエータを取付けたもので，蒸気圧力が弁に，外部から強制的に開閉を行うアクチュエータを取付けたもので，蒸気圧力がスプリングの設定圧力に達すると自動開放する他，外部信号によってアクチュエー

スプリングの設定圧力に達すると自動開放する他，外部信号によってアクチュエー

タのピストンに窒素圧力を供給して弁を強制的に開放することができるものを使

タのピストンに窒素圧力を供給して弁を強制的に開放することができるものを使用し，サプレッション・チェンバからの背圧変動が逃がし安全弁の設定圧力に影響用し，サプレッション・チェンバからの背圧変動が逃がし安全弁の設定圧力に影響を与えない設計とする。なお，逃がし安全弁は，18 個設置する設計とする。

を与えない設計とする。なお，逃がし安全弁は，18 個設置する設計とする。

逃がし安全弁の排気は，排気管によりサプレッション・チェンバ内のプール水面下に導き凝縮する設計とする。

逃がし安全弁の排気は，排気管によりサプレッション・チェンバ内のプール水面

ホ項

ホ項

下に導き凝縮する設計とする。

逃がし安全弁の容量は，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

逃がし安全弁の容量は，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，吹出し圧力と設置個数とを適切に組み合わせることにより，原子炉圧力容器

ため，吹出し圧力と設置個数とを適切に組み合わせることにより，原子炉圧力容器の過圧防止に必要な容量以上を有する設計とする。なお，容量は運転時の異常な過の過圧防止に必要な容量以上を有する設計とする。なお，容量は運転時の異常な過度変化時に，原子炉冷却材圧力バウンダリの圧力を最高使用圧力の 1.1 倍以下に度変化時に，原子炉冷却材圧力バウンダリの圧力を最高使用圧力の 1.1 倍以下に保持するのに必要な容量を算定する。

保持するのに必要な容量を算定する。

ホ項

3.4.2 過渡時自動減圧機能(1) 系統構成
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

ホ項

資 1-3 個-5

変 更

前

変 更

後

記載しない理由

する発電用原子炉の減圧機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷及び原
子炉格納容器の破損を防止するため，原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するために必要な重大事故等対処設備として，逃がし安全弁を作動させる過渡時自動減圧機能を設ける設計とする。
逃がし安全弁の自動減圧機能が喪失した場合の重大事故等対処設備として，逃がホ項

し安全弁は，過渡時自動減圧機能からの信号により，自動減圧機能用アキュムレー
タに蓄圧された窒素をアクチュエータのピストンに供給することで作動し，蒸気を排気管によりサプレッション・チェンバのプール水面下に導き凝縮させることで，原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧できる設計とする。
3.4.3 逃がし安全弁（操作対象弁）の機能回復(1) 系統構成
原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備のうち，逃がし安全弁の機能

ホ項回復のための重大事故等対処設備として，非常用窒素供給系及び非常用逃がし安全
弁駆動系を使用できる設計とする。
原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備のうち，逃がし安全弁の機能

ホ項回復のための重大事故等対処設備として，可搬型代替直流電源設備及び逃がし安全弁用可搬型蓄電池を使用できる設計とする。
原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備のうち，逃がし安全弁の機能回復のための重大事故等対処設備として，可搬型代替直流電源設備は，逃がし安全弁の作動に必要な常設直流電源系統が喪失した場合においても，緊急用電源切替盤を切り替えることにより，逃がし安全弁（7 個）の作動に必要な電源を供給できる設計とする。
原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備のうち，逃がし安全弁の機能

ホ項回復のための重大事故等対処設備として，逃がし安全弁用可搬型蓄電池は，逃がし
安全弁の作動に必要な常設直流電源系統が喪失した場合においても，逃がし安全弁の作動回路に接続することにより，逃がし安全弁（2 個）を一定期間にわたり連続して開状態を保持できる設計とする。
全交流動力電源又は常設直流電源が喪失した場合の重大事故等対処設備として， ホ項逃がし安全弁は，可搬型代替直流電源設備により作動に必要な直流電源が供給されることにより機能を復旧し，原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧できる設計とする。

資 1-3 個-6

変 更

前

変 更

後

記載しない理由

全交流動力電源又は常設直流電源が喪失した場合の重大事故等対処設備として， ホ項逃がし安全弁は，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所内常設直流電源設備を受電し，作動に必要な直流電源が供給されることにより機能を復
旧し，原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧できる設計とする。
3.4.4 原子炉冷却材の漏えい量抑制
インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時の重大事故等対処設備として，逃がし

ホ項

安全弁は，中央制御室からの手動操作によって作動させ，原子炉冷却材圧力バウン
ダリを減圧させることで原子炉冷却材の漏えいを抑制できる設計とする。
4.

残留熱除去設備

4.

残留熱除去設備

4.1 残留熱除去系

4.1 残留熱除去系(1) 系統構成(1) 系統構成

発電用原子炉を停止した場合において，燃料要素の許容損傷限界及び原子炉冷却材圧

発電用原子炉を停止した場合において，燃料要素の許容損傷限界及び原子炉冷却材

力バウンダリの健全性を維持するために必要なパラメータが設計値を超えないように

圧力バウンダリの健全性を維持するために必要なパラメータが設計値を超えないようするため，原子炉圧力容器内において発生した残留熱を除去することができる設備としにするため，原子炉圧力容器内において発生した残留熱を除去することができる設備て残留熱除去系を設ける設計とする。

として残留熱除去系を設ける設計とする。

残留熱除去系の冷却速度は，原子炉冷却材圧力バウンダリの加熱・冷却速度の制限値（55 ℃/h）を超えないように制限できる設計とする。
残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）は，サプレッション・プール水温度
を所定の温度以下に冷却できる設計とする。

ロ項 a.(p)，ホ項

残留熱除去系の冷却速度は，原子炉冷却材圧力バウンダリの加熱・冷却速度の制限値（55 ℃/h）を超えないように制限できる設計とする。
残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）は，サプレッション・プール水温度

ロ項 a.(p)，ホ項を所定の温度以下に冷却できる設計とする。

残留熱除去系は，使用済燃料からの崩壊熱を除去できる設計とする。残留熱除去系熱残留熱除去系は，使用済燃料からの崩壊熱を除去できる設計とする。残留熱除去系熱交換器で除去した熱は，残留熱除去系海水系を経て，最終的な熱の逃がし場である海へ交換器で除去した熱は，残留熱除去系海水系を経て，最終的な熱の逃がし場である海へ輸送できる設計とする。

輸送できる設計とする。
インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時の重大事故等対処設備として，残留熱除ロ項 a.(p)，ニ項，ホ項

ホ項

去系Ａ系注入弁，残留熱除去系Ｂ系注入弁及び残留熱除去系Ｃ系注入弁は，現場で弁を操作することにより原子炉冷却材の漏えい箇所を隔離できる設計とする。
なお，設計基準事故対処設備である残留熱除去系Ａ系注入弁，残留熱除去系Ｂ系注入

ホ項

弁及び残留熱除去系Ｃ系注入弁は，重大事故等対処設備として使用することから，重大事故等対処設備としての設計を行う。
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として，

ホ項

資 1-3 個-7

変 更

前

変 更

後

記載しない理由想定される重大事故等時において，設計基準事故対処設備である残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）が使用できる場合は，重大事故等対処設備として使用できる設計とする。
最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備として，想定される重大事故等時におホ項いて，設計基準事故対処設備である残留熱除去系（原子炉停止時冷却系），残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）が使用できる場合は，重大事故等対処設備として使用できる設計とする。
発電用原子炉停止中において全交流動力電源喪失又は残留熱除去系海水系機能喪失

ホ項によるサポート系の故障により，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）が起動できない
場合の重大事故等対処設備として，常設代替交流電源設備を使用し，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）を復旧できる設計とする。残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）は，
常設代替交流電源設備からの給電により機能を復旧し，冷却材を原子炉圧力容器から残留熱除去系ポンプ及び残留熱除去系熱交換器を経由して原子炉圧力容器に戻すこと
により炉心を冷却できる設計とする。本系統に使用する冷却水は，残留熱除去系海水系
又は緊急用海水系から供給できる設計とする。
残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の流路として，設計基準対象施設である原子炉

ホ項

圧力容器，炉心支持構造物及び原子炉圧力容器内部構造物を重大事故等対処設備として使用することから，流路に係る機能について重大事故等対処設備としての設計を行う。
(2) 多様性，位置的分散等
残留熱除去系ポンプ及び残留熱除去系熱交換器は，設計基準事故対処設備であると

ホ項

ともに，重大事故等時においても使用するため，重大事故等対処設備としての基本方針に示す設計方針を適用する。ただし，多様性及び独立性並びに位置的分散を考慮すべき
対象の設計基準事故対処設備はないことから，重大事故等対処設備の基本方針のうち「5.1.2 多様性，位置的分散等」に示す設計方針は適用しない。
4.2 格納容器圧力逃がし装置(1) 系統構成
設計基準事故対処設備が有する最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失した場

ホ項合において炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損（炉心の著しい損傷が発生す
る前に生ずるものに限る。
）を防止するため，最終ヒートシンクへ熱を輸送するために必要な重大事故等対処設備として，格納容器圧力逃がし装置を設ける設計とする。

資 1-3 個-8

変 更

前

変 更

後

残留熱除去系の故障等により最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失した場合記載しない理由
ホ項に，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するための重大事故等対処設備として，格納容器圧力逃がし装置は，フィルタ装置（フィルタ容器，スクラビング水，金属フィルタ，よう素除去部），圧力開放板，配管・弁類，計測制御装置等で構成し，原子炉格納容器内雰囲気ガスを不活性ガス系等を経由して，フィルタ装置へ導き，放射性物質を低減させた後に原子炉建屋原子炉棟屋上に設ける放出口から放出（系統設計
流量 13.4 kg/s（1 Pd において））することで，排気中に含まれる放射性物質の環境への放出量を抑制しつつ，原子炉格納容器内に蓄積した熱を最終的な熱の逃がし場である大気へ輸送できる設計とする。
格納容器圧力逃がし装置を使用した場合に放出される放射性物質の放出量に対して， ホ項
設置（変更）許可において敷地境界での線量評価を行い，実効線量が 5 mSv 以下である
ことを確認しており，格納容器圧力逃がし装置はこの評価条件を満足する設計とする。
フィルタ装置は，排気中に含まれる粒子状放射性物質，ガス状の無機よう素及び有機

リ項

よう素を除去できる設計とする。また，無機よう素をスクラビング水中に捕集・保持するためにアルカリ性の状態（待機状態においてｐＨ13 以上）に維持する設計とする。
格納容器圧力逃がし装置はサプレッション・チェンバ及びドライウェルと接続し，いリ項

ずれからも排気できる設計とする。サプレッション・チェンバ側からの排気ではサプレッション・チェンバの水面からの高さを確保し，ドライウェル側からの排気では，ドラ
イウェル床面からの高さを確保する設計とするとともに燃料有効長頂部よりも高い位置に接続箇所を設けることで長期的にも溶融炉心及び水没の悪影響を受けない設計とする。
格納容器圧力逃がし装置は，排気中に含まれる可燃性ガスによる爆発を防ぐため，窒リ項

素ガス代替注入系により，系統内を不活性ガス（窒素）で置換した状態で待機させ，不活性ガスで置換できる設計とするとともに，系統内に可燃性ガスが蓄積する可能性のある箇所にはベントラインを設け，可燃性ガスを排出できる設計とすることで，系統内で水素濃度及び酸素濃度が可燃領域に達することを防止できる設計とする。
格納容器圧力逃がし装置は，他の発電用原子炉施設とは共用しない設計とする。まリ項

た，格納容器圧力逃がし装置と他の系統・機器を隔離する弁は直列で 2 個設置し，格納
容器圧力逃がし装置と他の系統・機器を確実に隔離することで，悪影響を及ぼさない設計とする。
格納容器圧力逃がし装置の使用に際しては，原子炉格納容器が負圧とならないよう， リ項

資 1-3 個-9

変 更

前

変 更

後

記載しない理由

代替格納容器スプレイ冷却系等による原子炉格納容器内へのスプレイは停止する運用を保安規定に定めて管理する。仮に，原子炉格納容器内にスプレイする場合においても，原子炉格納容器内圧力が規定の圧力まで減圧した場合には，原子炉格納容器内へのスプレイを停止する運用を保安規定に定めて管理する。
格納容器圧力逃がし装置使用時の排出経路に設置される隔離弁は，遠隔人力操作機

リ項

構（個数 4） によって人力により容易かつ確実に操作が可能な設計とする。
排出経路に設置される隔離弁の電動弁については，常設代替交流電源設備又は可搬

リ項

型代替交流電源設備からの給電により，中央制御室から操作が可能な設計とする。
系統内に設ける圧力開放板は，格納容器圧力逃がし装置の使用の妨げにならないよリ項う，原子炉格納容器からの排気圧力と比較して十分に低い圧力で破裂する設計とする。
格納容器圧力逃がし装置は，西側淡水貯水設備又は代替淡水貯槽から，可搬型代替注

リ項

水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによりフィルタ装置にスクラビング水を補給できる設計とする。
(2) 多様性，位置的分散等
格納容器圧力逃がし装置は，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系，格納容器スプレイ

ホ項

冷却系及びサプレッション・プール冷却系）及び残留熱除去系海水系と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，ポンプ及び熱交換器を使用せずに最終的な熱の逃がし場である大気へ熱を輸送できる設計とすることで，残留熱除去系及び残留熱除去系
海水系に対して，多様性を有する設計とする。
格納容器圧力逃がし装置は，排出経路に設置される隔離弁の電動弁を常設代替交流

ホ項

電源設備若しくは可搬型代替交流電源設備からの給電による遠隔操作を可能とすること又は遠隔人力操作機構を用いた人力による遠隔操作若しくは操作ハンドルを用いた人力による操作を可能とすることで，非常用交流電源設備からの給電により駆動する
残留熱除去系（原子炉停止時冷却系，格納容器スプレイ冷却系及びサプレッション・プ
ール冷却系）及び残留熱除去系海水系に対して，多様性を有する設計とする。
格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置は原子炉建屋外の格納容器圧力逃がし装置

ホ項

格納槽に，圧力開放板は原子炉建屋近傍の屋外に設置し，原子炉建屋原子炉棟内の残留熱除去系ポンプ，残留熱除去系熱交換器及び屋外の残留熱除去系海水系と異なる区画に設置することで，残留熱除去系及び残留熱除去系海水系と共通要因によって同時に機能を損なわないよう位置的分散を図った設計とする。

資 1-3 個-10

変 更

前

変 更

後

(3) 独立性

記載しない理由
ホ項

格納容器圧力逃がし装置は，除熱手段の多様性及び機器の位置的分散によって，残留熱除去系及び残留熱除去系海水系に対して独立性を有する設計とする。
4.3 耐圧強化ベント系(1) 系統構成
設計基準事故対処設備が有する最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失した場

ホ項合において炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損（炉心の著しい損傷が発生す
る前に生ずるものに限る。
）を防止するため，最終ヒートシンクへ熱を輸送するために必要な重大事故等対処設備として，耐圧強化ベント系を設ける設計とする。
残留熱除去系の故障等により最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失した場合

ホ項に，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するための重大事故等対処設備として，耐圧強化ベント系は，格納容器内雰囲気ガスを不活性ガス系等を経由して，主排気筒に隣接する非常用ガス処理系排気筒を通して原子炉建屋外に放出することで，原子炉格納容器内に蓄積した熱を最終的な熱の逃がし場である大気へ輸送できる設計とする。
最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備として使用する場合の耐圧強化ベント
系は，炉心損傷前に使用するため，排気中に含まれる放射性物質及び可燃性ガスは微量である。
耐圧強化ベント系は，使用する際に弁により他の系統・機器と隔離することにより，悪影響を及ぼさない設計とする。
耐圧強化ベント系は，想定される重大事故等時において，原子炉格納容器が負圧とな

ホ項らない設計とする。
耐圧強化ベント系の使用に際しては，代替格納容器スプレイ冷却系等による原子炉
格納容器内へのスプレイは停止する運用を保安規定に定めて管理する。仮に，原子炉格
納容器内にスプレイをする場合においても，原子炉格納容器内圧力が規定の圧力まで減圧した場合には，原子炉格納容器内へのスプレイを停止する運用を保安規定に定めて管理する。
耐圧強化ベント系使用時の排出経路に設置される隔離弁は電動弁とし，常設代替交

ホ項

流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電により操作が可能な設計とする。
第一弁（Ｓ／Ｃ側），第一弁（Ｄ／Ｗ側）については，遠隔人力操作機構によって人ホ項

力による操作が可能な設計とし，隔離弁の操作における駆動源の多様性を有する設計

資 1-3 個-11

変 更

前

変 更

後

記載しない理由とする。
耐圧強化ベント系の系統設計流量は 48000 kg/h（1 Pd において）であり，サプレッ
ション・チェンバ及びドライウェルと接続し，いずれからも排気できる設計とする。サ
プレッション・チェンバ側からの排気ではサプレッション・チェンバの水面からの高さを確保し，ドライウェル側からの排気では，ドライウェル床面からの高さを確保するとともに燃料有効長頂部よりも高い位置に接続箇所を設けることで長期的にも溶融炉心及び水没の悪影響を受けない設計とする。
耐圧強化ベント系を使用した場合に放出される放射性物質の放出量に対して，設置

ホ項（変更）許可において敷地境界での線量評価を行い，実効線量が 5 mSv 以下であることを確認しており，耐圧強化ベント系はこの評価条件を満足する設計とする。
耐圧強化ベント系の流路として，設計基準対象施設である非常用ガス処理系排気筒

ホ項を重大事故等対処設備として使用することから，流路に係る機能について重大事故等対処設備としての設計を行う。
(2) 多様性，位置的分散等
耐圧強化ベント系は，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系，格納容器スプレイ冷却系

ホ項及びサプレッション・プール冷却系）及び残留熱除去系海水系と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，ポンプ及び熱交換器を使用せずに最終的な熱の逃がし場である大気へ熱を輸送できる設計とすることで，残留熱除去系及び残留熱除去系海水系に対して，多様性を有する設計とする。
耐圧強化ベント系は，排出経路に設置される隔離弁の電動弁を常設代替交流電源設

ホ項

備若しくは可搬型代替交流電源設備からの給電による遠隔操作を可能とすること又は遠隔人力操作機構を用いた人力による遠隔操作若しくは操作ハンドルを用いた人力による操作を可能とすることで，非常用交流電源設備からの給電により駆動する残留熱除去系（原子炉停止時冷却系，格納容器スプレイ冷却系及びサプレッション・プール冷却系）及び残留熱除去系海水系に対して，多様性を有する設計とする。
耐圧強化ベント系は原子炉建屋原子炉棟内の残留熱除去系ポンプ，残留熱除去系熱ホ項

交換器及び屋外の残留熱除去系海水系と異なる区画に設置することで，残留熱除去系
及び残留熱除去系海水系と共通要因によって同時に機能を損なわないよう位置的分散を図った設計とする。
(3) 独立性
耐圧強化ベント系は，除熱手段の多様性及び機器の位置的分散によって，残留熱除去

ホ項

資 1-3 個-12

変 更

前

変 更

後

記載しない理由

系及び残留熱除去系海水系に対して独立性を有する設計とする。
4.4 水源，代替水源供給設備
4.4.1 重大事故等の収束に必要となる水源(1) 系統構成
設計基準事故の収束に必要な水源とは別に，重大事故等の収束に必要となる十分な

リ項，ヌ項

量の水を有する水源を確保することに加えて，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備に対して重大事故等の収束に必要となる十分な水の量を供給するために必要な重大事故等対処設備として，代替淡水貯槽，西側淡水貯水設備及びサプレッション・チェンバを重大事故等の収束に必要となる水源として設ける設計とする。
また，これら重大事故等の収束に必要となる水源とは別に，代替淡水源として淡水

リ項

タンク（多目的タンク，原水タンク，ろ過水貯蔵タンク及び純水貯蔵タンク）を設ける設計とする。
代替淡水貯槽を水源として重大事故等の対応を実施する際には，西側淡水貯水設備

リ項，ヌ項

を代替淡水源とし，西側淡水貯水設備を水源として重大事故等の対応を実施する際には，代替淡水貯槽を代替淡水源とする。また，淡水が枯渇した場合に，海を水源として利用できる設計とする。
代替淡水貯槽及び西側淡水貯水設備は，想定される重大事故等時において，格納容

リ項，ヌ項

器圧力逃がし装置のフィルタ装置へのスクラビング水補給の水源として使用できる設計とする。
サプレッション・チェンバ（容量 3400 m3，個数 1）は，想定される重大事故等時

リ項において，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）の水源として使用できる設計とする。
代替淡水源である淡水タンク（多目的タンク，原水タンク，ろ過水貯蔵タンク及び

リ項，ヌ項

純水貯蔵タンク）は，想定される重大事故等時において，代替淡水貯槽又は西側淡水貯水設備へ水を供給するための水源であるとともに，格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置へのスクラビング水補給の水源として使用できる設計とする。
海は，想定される重大事故等時において，淡水が枯渇した場合に，代替淡水貯槽又はリ項

西側淡水貯水設備へ水を供給するための水源として利用できる設計とする。

資 1-3 個-13

変 更

前

変 更

後

記載しない理由

4.4.2 代替水源供給設備(1) 系統構成
設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備に対して，重大事故等の収束に必要

リ項，ヌ項となる十分な量の水を供給するために必要な設備及び海を利用するために必要な設備として，可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプを設ける設計とする。
重大事故等の収束に必要な水源である代替淡水貯槽へ淡水を供給するための重大リ項

事故等対処設備として，可搬型代替注水中型ポンプは，代替淡水源である西側淡水貯水設備，淡水タンク（多目的タンク，原水タンク，ろ過水貯蔵タンク及び純水貯蔵タンク）の淡水を，可搬型代替注水大型ポンプは，淡水タンク（多目的タンク，原水タ
ンク，ろ過水貯蔵タンク及び純水貯蔵タンク）の淡水を代替淡水貯槽へ供給できる設計とする。
また，淡水が枯渇した場合に，重大事故等の収束に必要な水源である代替淡水貯槽へ海水を供給するための重大事故等対処設備として，可搬型代替注水中型ポンプ及
び可搬型代替注水大型ポンプは，海水を代替淡水貯槽へ供給できる設計とする。
重大事故等の収束に必要な水源である西側淡水貯水設備へ淡水を供給するためのリ項

重大事故等対処設備として，可搬型代替注水大型ポンプは，代替淡水源である代替淡
水貯槽，淡水タンク（多目的タンク，原水タンク，ろ過水貯蔵タンク及び純水貯蔵タンク）の淡水を西側淡水貯水設備へ供給できる設計とする。
また，淡水が枯渇した場合に，重大事故等の収束に必要な水源である西側淡水貯水設備へ海水を供給するための重大事故等対処設備として，可搬型代替注水大型ポン
プは，海水を西側淡水貯水設備へ供給できる設計とする。
可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，空冷式のディーゼル

リ項

エンジンにより駆動できる設計とする。
代替水源及び代替淡水源からの移送ルートを確保するとともに，可搬型のホース， リ項
可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプについては，複数箇所に分散して保管する。
5.

非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備(1) 系統構成

5.

非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備(1) 系統構成

非常用炉心冷却設備は，工学的安全施設の一設備であって，高圧炉心スプレイ系，低圧

非常用炉心冷却設備は，工学的安全施設の一設備であって，高圧炉心スプレイ系，低圧炉心スプレイ系，残留熱除去系（低圧注水系）及び自動減圧系から構成する。これらの各

炉心スプレイ系，残留熱除去系（低圧注水系）及び自動減圧系から構成する。これらの各系統は，原子炉冷却材喪失事故等が起こったときに，サプレッション・チェンバのプール

系統は，原子炉冷却材喪失事故等が起こったときに，サプレッション・チェンバのプール

ロ項 a.(n)，ホ項

資 1-3 個-14

変 更

前

変 更

後

水又は復水貯蔵タンクの水を原子炉圧力容器内に注水し，又は原子炉蒸気をサプレッショ

水又は復水貯蔵タンクの水を原子炉圧力容器内に注水し，又は原子炉蒸気をサプレッシ

ン・チェンバのプール水中に逃がし原子炉圧力を速やかに低下させるなどにより，炉心をョン・チェンバのプール水中に逃がし原子炉圧力を速やかに低下させるなどにより，炉心冷却し，燃料被覆材の温度が燃料材の溶融又は燃料体の著しい破損を生ずる温度を超えてを冷却し，燃料被覆材の温度が燃料材の溶融又は燃料体の著しい破損を生ずる温度を超上昇することを防止できる設計とするとともに，燃料の過熱による燃料被覆材の大破損をえて上昇することを防止できる設計とするとともに，燃料の過熱による燃料被覆材の大防ぎ，さらにこれにともなうジルコニウムと水との反応を無視しうる程度におさえ，著し破損を防ぎ，さらにこれにともなうジルコニウムと水との反応を無視しうる程度におさ

く多量の水素を生じない設計とする。

え，著しく多量の水素を生じない設計とする。

非常用炉心冷却設備は，設置（変更）許可を受けた運転時の異常な過渡変化及び設計基
準事故の評価条件を満足する設計とする。

非常用炉心冷却設備は，設置（変更）許可を受けた運転時の異常な過渡変化及び設計基記載しない理由

ロ項 a.(n)

準事故の評価条件を満足する設計とする。

非常用炉心冷却設備のうち，サプレッション・チェンバのプール水を水源とする非常用

非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備のうち，サプレッション・チェンバのプール

炉心冷却系のポンプは，原子炉圧力容器内又は原子炉格納容器内の圧力及び温度並びに，水を水源とする非常用炉心冷却系のポンプは，原子炉圧力容器内又は原子炉格納容器内

冷却材中の異物の影響について「非常用炉心冷却設備又は格納容器熱除去設備に係るろ過の圧力及び温度並びに，冷却材中の異物の影響について「非常用炉心冷却設備又は格納容装置の性能評価等について（内規）」（平成 20・02・12 原院第 5 号（平成 20 年 2 月 27 日

器熱除去設備に係るろ過装置の性能評価等について（内規）」（平成 20・02・12 原院第 5原子力安全・保安院制定））によるろ過装置の性能評価により，設計基準事故時に想定さ号（平成 20 年 2 月 27 日原子力安全・保安院制定））によるろ過装置の性能評価により，れる最も小さい有効吸込水頭においても，正常に機能する能力を有する設計とする。

設計基準事故時又は重大事故等時に想定される最も小さい有効吸込水頭においても，正ロ項 a.(n)常に機能する能力を有する設計とする。
非常用炉心冷却設備のうち，復水貯蔵タンクを水源とする非常用炉心冷却系のポンプ

非常用炉心冷却設備のうち，復水貯蔵タンクを水源とする非常用炉心冷却系のポンプ

は，復水貯蔵タンクの圧力及び温度により最も小さい有効吸込水頭においても，正常に機は，復水貯蔵タンクの圧力及び温度により最も小さい有効吸込水頭においても，正常に機能する能力を有する設計とする。

能する能力を有する設計とする。
非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備のうち，ほう酸水貯蔵タンク，代替淡水貯ロ項 a.(n)ロ項 a.(n)槽，西側淡水貯水設備，ＳＡ用海水ピットを水源とする非常用炉心冷却系のポンプは，ほう酸水貯蔵タンク，代替淡水貯槽，西側淡水貯水設備，ＳＡ用海水ピットの圧力及び温度により，想定される最も小さい有効吸込水頭においても，正常に機能する能力を有する設計とする。
自動減圧系を除く非常用炉心冷却設備については，作動性を確認するため，発電用原子自動減圧系を除く非常用炉心冷却設備については，作動性を確認するため，発電用原子炉の運転中に，テスト・ラインを用いてポンプの作動試験ができる設計とするとともに，炉の運転中に，テスト・ラインを用いてポンプの作動試験ができる設計とするとともに，弁については単体で開閉試験ができる設計とする。

弁については単体で開閉試験ができる設計とする。

自動減圧系については，発電用原子炉の運転中に逃がし安全弁の駆動用窒素供給圧力

自動減圧系については，発電用原子炉の運転中に逃がし安全弁の駆動用窒素供給圧力の確認を行うことで，非常用炉心冷却設備の能力の維持状況を確認できる設計とする。

の確認を行うことで，非常用炉心冷却設備の能力の維持状況を確認できる設計とする。

なお，発電用原子炉停止中に，逃がし安全弁の作動試験ができる設計とする。

なお，発電用原子炉停止中に，逃がし安全弁の作動試験ができる設計とする。

ロ項 a.(n)ロ項 a.(n)資 1-3 個-15

変 更

前

5.1 高圧炉心スプレイ系及び低圧炉心スプレイ系(1) 系統構成

変 更後

記載しない理由

5.1 高圧炉心スプレイ系及び低圧炉心スプレイ系(1) 系統構成

高圧炉心スプレイ系は，原子炉冷却材圧力バウンダリの配管の小破断から最大破断に高圧炉心スプレイ系は，原子炉冷却材圧力バウンダリの配管の小破断から最大破断至るまでの全ての破断に対して専用の非常用電源を有している電動機駆動ポンプによに至るまでの全ての破断に対して専用の非常用電源を有している電動機駆動ポンプにりサプレッション・チェンバのプール水又は復水貯蔵タンクの水を炉心上部より炉心へ

よりサプレッション・チェンバのプール水又は復水貯蔵タンクの水を炉心上部より炉スプレイして燃料の過熱を防止する設計とする。

心へスプレイして燃料の過熱を防止する設計とする。
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として，

ホ項

ホ項

想定される重大事故等時において，設計基準事故対処設備である高圧炉心スプレイ系が使用できる場合は重大事故等対処設備として使用できる設計とする。
高圧炉心スプレイ系の流路として，設計基準対象施設である原子炉圧力容器，炉心支

ホ項

持構造物及び原子炉圧力容器内部構造物を重大事故等対処設備として使用することか
ら，流路に係る機能について重大事故等対処設備としての設計を行う。
低圧炉心スプレイ系は，再循環回路配管の完全破断のような原子炉冷却材喪失時に，低圧炉心スプレイ系は，再循環回路配管の完全破断のような原子炉冷却材喪失時に， ホ項

非常用電源設備に結ばれた電動機駆動ポンプによりサプレッション・チェンバのプール

非常用電源設備に結ばれた電動機駆動ポンプによりサプレッション・チェンバのプー

水を炉心上部より炉心にスプレイして，燃料の過熱を防止する設計とする。

ル水を炉心上部より炉心にスプレイして，燃料の過熱を防止する設計とする。
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として，

ホ項想定される重大事故等時において，設計基準事故対処設備である低圧炉心スプレイ系が使用できる場合は，重大事故等対処設備として使用できる設計とする。
全交流動力電源喪失又は残留熱除去系海水系機能喪失によるサポート系の故障によ

ホ項り低圧炉心スプレイ系が起動できない場合の重大事故等対処設備として常設代替交流
電源設備を使用し，低圧炉心スプレイ系を復旧できる設計とする。低圧炉心スプレイ系
は，常設代替交流電源設備からの給電により機能を復旧し，低圧炉心スプレイ系ポンプ
によりサプレッション・チェンバのプール水を原子炉圧力容器へスプレイすることで炉心を冷却できる設計とする。本系統に使用する冷却水は，残留熱除去系海水系又は緊急用海水系から供給できる設計とする。
低圧炉心スプレイ系の流路として，設計基準対象施設である原子炉圧力容器，炉心支

ホ項

持構造物及び原子炉圧力容器内部構造物を重大事故等対処設備として使用することか
ら，流路に係る機能について重大事故等対処設備としての設計を行う。
インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時の重大事故等対処設備として，高圧炉心

ホ項

スプレイ系注入弁及び低圧炉心スプレイ系注入弁は，現場で弁を操作することにより

資 1-3 個-16

変 更

前

変 更

後

記載しない理由

原子炉冷却材の漏えい箇所を隔離できる設計とする。
なお，設計基準事故対処設備である高圧炉心スプレイ系注入弁及び低圧炉心スプレ

ホ項

イ系注入弁は，重大事故等対処設備として使用することから，重大事故等対処設備としての設計を行う。
(2) 多様性，位置的分散等
高圧炉心スプレイ系ポンプ，低圧炉心スプレイ系ポンプ及びサプレッション・チェン

ホ項

バは，設計基準事故対処設備であるとともに，重大事故等時においても使用するため，
重大事故等対処設備としての基本方針に示す設計方針を適用する。ただし，多様性及び独立性並びに位置的分散を考慮すべき対象の設計基準事故対処設備はないことから，重大事故等対処設備の基本方針のうち「5.1.2 多様性，位置的分散等」に示す設計方
針は適用しない。
5.2 原子炉隔離時冷却系(1) 系統構成
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として，

ホ項想定される重大事故等時において，設計基準事故対処設備である原子炉隔離時冷却系が使用できる場合は重大事故等対処設備として使用できる設計とする。
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

ホ項

る発電用原子炉の冷却機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷を防止するために必要な重大事故等対処設備として，設計基準事故対処設備である高圧炉心スプレ
イ系及び原子炉隔離時冷却系が全交流動力電源及び常設直流電源系統の機能喪失により起動できない，かつ，中央制御室からの操作により高圧代替注水系を起動できない場
合に，原子炉隔離時冷却系を現場操作により起動できる設計とする。
原子炉隔離時冷却系は，全交流動力電源及び常設直流電源系統が機能喪失した場合

ホ項においても，現場で弁を人力操作することにより起動し，蒸気タービン駆動ポンプによりサプレッション・チェンバのプール水を原子炉圧力容器へ注水することで原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧対策及び原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の冷却対策の準備が整うまでの期間にわたり，発電用原子炉の冷却を継続できる設計とする。なお，
人力による措置は容易に行える設計とする。
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

ホ項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，可搬型代替直流電源設備又は可搬型代替交

資 1-3 個-17

変 更

前

変 更

後

記載しない理由

流電源設備により原子炉隔離時冷却系の運転継続に必要な直流電源を確保する設計とする。
原子炉隔離時冷却系は，常設代替交流電源設備，可搬型代替直流電源設備又は可搬型
代替交流電源設備からの給電により機能を復旧し，蒸気タービン駆動ポンプによりサ
プレッション・チェンバのプール水を原子炉圧力容器へ注水することで炉心を冷却できる設計とする。
原子炉隔離時冷却系の流路として，設計基準対象施設である原子炉圧力容器及び炉

ホ項

心支持構造物を重大事故等対処設備として使用することから，流路に係る機能について重大事故等対処設備としての設計を行う。
(2) 多様性，位置的分散等
原子炉隔離時冷却系ポンプは，設計基準事故対処設備であるとともに，重大事故等時

ホ項においても使用するため，重大事故等対処設備としての基本方針に示す設計方針を適用する。ただし，多様性及び独立性並びに位置的分散を考慮すべき対象の設計基準事故
対処設備はないことから，重大事故等対処設備の基本方針のうち「5.1.2 多様性，位置的分散等」に示す設計方針は適用しない。
5.3 低圧注水系

5.3 低圧注水系(1) 系統構成(1) 系統構成

残留熱除去系（低圧注水系）は，炉心スプレイ系とは独立して，再循環回路の完全破残留熱除去系（低圧注水系）は，炉心スプレイ系とは独立して，再循環回路の完全破断のような原子炉冷却材喪失時に，非常用電源設備に結ばれた電動機駆動ポンプにより断のような原子炉冷却材喪失時に，非常用電源設備に結ばれた電動機駆動ポンプによサプレッション・チェンバのプール水を炉心内に注水し，炉心を水浸けにすることによりサプレッション・チェンバのプール水を炉心内に注水し，炉心を水浸けにすることにり，燃料の過熱を防止する設計とする。

より，燃料の過熱を防止する設計とする。
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として，

ホ項

ホ項

想定される重大事故等時において，設計基準事故対処設備である残留熱除去系（低圧注水系）が使用できる場合は，重大事故等対処設備として使用できる設計とする。
全交流動力電源喪失又は残留熱除去系海水系機能喪失によるサポート系の故障によ

ホ項り，残留熱除去系（低圧注水系）が起動できない場合の重大事故等対処設備として，常設代替交流電源設備を使用し，残留熱除去系（低圧注水系）を復旧できる設計とする。
残留熱除去系（低圧注水系）は，常設代替交流電源設備からの給電により機能を復旧し，残留熱除去系ポンプによりサプレッション・チェンバのプール水を原子炉圧力容器へ注水することで炉心を冷却できる設計とする。本系統に使用する冷却水は，残留熱除去
系海水系又は緊急用海水系から供給できる設計とする。
残留熱除去系（低圧注水系）の流路として，設計基準対象施設である原子炉圧力容器， ホ項

資 1-3 個-18

変 更

前

変 更

後

記載しない理由

炉心支持構造物及び原子炉圧力容器内部構造物を重大事故等対処設備として使用することから，流路に係る機能について重大事故等対処設備としての設計を行う。
(2) 多様性，位置的分散等
残留熱除去系ポンプ，残留熱除去系熱交換器及びサプレッション・チェンバは，設計ホ項

基準事故対処設備であるとともに，重大事故等時においても使用するため， 重大事故等対処設備としての基本方針に示す設計方針を適用する。ただし，多様性及び独立性並
びに位置的分散を考慮すべき対象の設計基準事故対処設備はないことから，重大事故等対処設備の基本方針のうち「5.1.2 多様性，位置的分散等」に示す設計方針は適用しない。
5.4 ほう酸水注入系(1) 系統構成
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のうち，

ホ項

事象進展抑制のための設備として，ほう酸水注入系を設ける設計とする。
高圧代替注水系及び原子炉隔離時冷却系を用いた発電用原子炉への高圧注水により

ホ項

原子炉水位を維持できない場合を想定した重大事故等対処設備として，ほう酸水注入
系は，ほう酸水注入ポンプにより，ほう酸水貯蔵タンクのほう酸水を原子炉圧力容器へ注入することで，重大事故等の進展を抑制できる設計とする。
ほう酸水注入系の流路として，設計基準対象施設である原子炉圧力容器，炉心支持構

ホ項

造物及び原子炉圧力容器内部構造物を重大事故等対処設備として使用することから，流路に係る機能について重大事故等対処設備としての設計を行う。
5.5 高圧代替注水系(1) 系統構成
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

ホ項

る発電用原子炉の冷却機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷を防止するために必要な重大事故等対処設備として，高圧代替注水系を設ける設計とする。また，設計基準事故対処設備である高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系が全交流動力
電源及び常設直流電源系統の機能喪失により起動できない，かつ，中央制御室からの操作により高圧代替注水系を起動できない場合に，高圧代替注水系を現場操作により起動できる設計とする。
高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系が機能喪失した場合の重大事故等対処

ホ項

設備として，高圧代替注水系は，蒸気タービン駆動ポンプによりサプレッション・チェ
ンバのプール水を高圧炉心スプレイ系等を経由して，原子炉圧力容器へ注水すること

資 1-3 個-19

変 更

前

変 更

後

記載しない理由

で炉心を冷却できる設計とする。
高圧代替注水系は，常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備，常設代替直流

ホ項

電源設備又は可搬型代替直流電源設備からの給電が可能な設計とし，中央制御室からの操作が可能な設計とする。
高圧代替注水系は，常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備，常設代替直流

ホ項

電源設備及び可搬型代替直流電源設備の機能喪失により中央制御室からの操作ができない場合においても，現場での人力による弁の操作により，原子炉冷却材圧力バウンダ
リの減圧対策及び原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の冷却対策の準備が整うまでの期間にわたり，発電用原子炉の冷却を継続できる設計とする。なお，人力による措置は容易に行える設計とする。
高圧代替注水系の流路として，設計基準対象施設である原子炉圧力容器及び炉心支

ホ項

持構造物を重大事故等対処設備として使用することから，流路に係る機能について重大事故等対処設備としての設計を行う。
5.6 低圧代替注水系
5.6.1 低圧代替注水系（常設）による原子炉注水(1) 系統構成
原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の状態であって，設計基準事故対処設備が有す

ホ項

る発電用原子炉の冷却機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するため，発電用原子炉を冷却するために必要な重大事故等対処設備として，炉心の著しい損傷に至るまでの時間的余裕のない場合に対応するための低圧代替注水系（常設）を設ける設計とする。
残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ系の機能が喪失した場合並びにホ項

全交流動力電源喪失又は残留熱除去系海水系機能喪失によるサポート系の故障により，残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ系による発電用原子炉の冷却ができない場合の重大事故等対処設備として，低圧代替注水系（常設）は，常設低圧
代替注水系ポンプにより，代替淡水貯槽の水を残留熱除去系等を経由して原子炉圧
力容器へ注水することで炉心を冷却できる設計とする。
炉心の著しい損傷，溶融が発生した場合において，原子炉圧力容器内に溶融炉心がホ項存在する場合に，溶融炉心を冷却し，原子炉格納容器の破損を防止するための重大事
故等対処設備として，低圧代替注水系（常設）は，常設低圧代替注水系ポンプにより，代替淡水貯槽の水を残留熱除去系等を経由して原子炉圧力容器へ注水することで原

資 1-3 個-20

変 更

前

変 更

後

記載しない理由

子炉圧力容器内に存在する溶融炉心を冷却できる設計とする。
発電用原子炉停止中において残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の機能が喪失しホ項た場合及び発電用原子炉停止中において全交流動力電源喪失又は残留熱除去系海水系機能喪失によるサポート系の故障により，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）が起動できない場合の重大事故等対処設備として，低圧代替注水系（常設）は，常設低圧代替注水系ポンプにより，代替淡水貯槽の水を残留熱除去系等を経由して原子炉圧力容器へ注水することで炉心を冷却できる設計とする。
低圧代替注水系（常設）は，代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備又ホ項

は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。
低圧代替注水系（常設）の流路として，設計基準対象施設である原子炉圧力容器， ホ項
炉心支持構造物及び原子炉圧力容器内部構造物を重大事故等対処設備として使用することから，流路に係る機能について重大事故等対処設備としての設計を行う。
(2) 多様性，位置的分散等
低圧代替注水系（常設）は，残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ系

ホ項と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，常設低圧代替注水系ポンプを代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電により駆動することで，非常用所内電気設備を経由した非常用交流電源設備
からの給電により駆動する残留熱除去系ポンプを用いた残留熱除去系（低圧注水系）
及び低圧炉心スプレイ系ポンプを用いた低圧炉心スプレイ系に対して多様性を有する設計とする。
低圧代替注水系（常設）は，代替淡水貯槽を水源とすることで，サプレッション・ ホ項
チェンバのプール水を水源とする残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ系に対して異なる水源を有する設計とする。
常設低圧代替注水系ポンプ及び代替淡水貯槽は，原子炉建屋外の常設低圧代替注水

ホ項

系格納槽内に設置することで，原子炉建屋内の残留熱除去系ポンプ，低圧炉心スプレ
イ系ポンプ及びサプレッション・チェンバと共通要因によって同時に機能を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。
(3) 独立性
低圧代替注水系（常設）の電動弁は，ハンドルを設けて手動操作を可能とすること

ホ項で，非常用交流電源設備からの給電による遠隔操作に対して多様性を有する設計と資 1-3 個-21

変 更

前

変 更

後

記載しない理由する。また，低圧代替注水系（常設）の電動弁は，代替所内電気設備を経由して給電する系統において，独立した電路で系統構成することにより，非常用所内電気設備を経由して給電する系統に対して独立性を有する設計とする。
低圧代替注水系（常設）は，残留熱除去系及び低圧炉心スプレイ系と共通要因によ

ホ項って同時に機能を損なわないよう，水源から残留熱除去系配管との合流点までの系
統について，残留熱除去系及び低圧炉心スプレイ系に対して独立性を有する設計とする。
これらの多様性及び系統の独立性並びに位置的分散によって，低圧代替注水系（常ホ項設）は，設計基準事故対処設備である残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプ
レイ系に対して重大事故等対処設備としての独立性を有する設計とする。
5.6.2 低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水(1) 系統構成
原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の状態であって，設計基準事故対処設備が有す

ホ項

る発電用原子炉の冷却機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するため，発電用原子炉を冷却するために必要な重大事故等対処設備として，低圧代替注水系（可搬型）を設ける設計とする。
残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ系の機能が喪失した場合並びにホ項

全交流動力電源喪失又は残留熱除去系海水系機能喪失によるサポート系の故障により，残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ系による発電用原子炉の冷却ができない場合の重大事故等対処設備として，低圧代替注水系（可搬型）は，可搬型
代替注水中型ポンプ（直列 2 台）により西側淡水貯水設備の水を，可搬型代替注水
大型ポンプにより代替淡水貯槽の水を低圧炉心スプレイ系又は残留熱除去系等を経由して原子炉圧力容器に注水することで炉心を冷却できる設計とする。
炉心の著しい損傷，溶融が発生した場合において，原子炉圧力容器内に溶融炉心がホ項存在する場合に，溶融炉心を冷却し，原子炉格納容器の破損を防止するための重大事
故等対処設備として，低圧代替注水系（可搬型）は，可搬型代替注水中型ポンプ（直列 2 台）により西側淡水貯水設備の水を，可搬型代替注水大型ポンプにより代替淡
水貯槽の水を低圧炉心スプレイ系又は残留熱除去系等を経由して原子炉圧力容器に注水することで原子炉圧力容器内に存在する溶融炉心を冷却できる設計とする。
発電用原子炉停止中において残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の機能が喪失しホ項た場合及び発電用原子炉停止中において全交流動力電源喪失又は残留熱除去系海水資 1-3 個-22

変 更

前

変 更

後

記載しない理由

系機能喪失によるサポート系の故障により，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）が起動できない場合の重大事故等対処設備として，低圧代替注水系（可搬型）は，可搬型代替注水中型ポンプ（直列 2 台）により西側淡水貯水設備の水を，可搬型代替注
水大型ポンプにより代替淡水貯槽の水を低圧炉心スプレイ系又は残留熱除去系等を経由して原子炉圧力容器に注水することで炉心を冷却できる設計とする。
低圧代替注水系（可搬型）は，代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備

ホ項

又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。
可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，空冷式のディーゼル

ホ項

エンジンにより駆動できる設計とする。
低圧代替注水系（可搬型）の流路として，設計基準対象施設である原子炉圧力容器， ホ項
炉心支持構造物及び原子炉圧力容器内部構造物を重大事故等対処設備として使用することから，流路に係る機能について重大事故等対処設備としての設計を行う。
(2) 多様性，位置的分散等
低圧代替注水系（可搬型）は，残留熱除去系（低圧注水系），低圧炉心スプレイ系

ホ項及び低圧代替注水系（常設）と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプを空冷式のディーゼルエンジ
ンにより駆動することで，電動機駆動ポンプにより構成される残留熱除去系（低圧注水系），低圧炉心スプレイ系及び低圧代替注水系（常設）に対して多様性を有する設計とする。
低圧代替注水系（可搬型）の可搬型代替注水中型ポンプは，西側淡水貯水設備を水ホ項源とすることで，サプレッション・チェンバのプール水を水源とする残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ系並びに代替淡水貯槽を水源とする低圧代替
注水系（常設）に対して異なる水源を有する設計とする。また，低圧代替注水系（可搬型）の可搬型代替注水大型ポンプは，代替淡水貯槽を水源とすることで，サプレッ
ション・チェンバのプール水を水源とする残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ系に対して異なる水源を有する設計とする。
可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，原子炉建屋及び常設

ホ項

低圧代替注水系格納槽から離れた屋外に分散して保管することで，原子炉建屋内の残留熱除去系ポンプ及び低圧炉心スプレイ系ポンプ並びに常設低圧代替注水系格納
槽内の常設低圧代替注水系ポンプと共通要因によって同時に機能を損なわないよう
位置的分散を図る設計とする。

資 1-3 個-23

変 更

前

変 更

後

可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプの接続口は，共通要因に記載しない理由
ホ項

よって接続できなくなることを防止するため，位置的分散を図った複数箇所に設置する設計とする。
(3) 独立性
低圧代替注水系（可搬型）の電動弁は，ハンドルを設けて手動操作を可能とするこ

ホ項とで，非常用交流電源設備からの給電による遠隔操作に対して多様性を有する設計とする。また，低圧代替注水系（可搬型）の電動弁は，代替所内電気設備を経由して給電する系統において，独立した電路で系統構成することにより，非常用所内電気設
備を経由して給電する系統に対して独立性を有する設計とする。
低圧代替注水系（可搬型）は，残留熱除去系及び低圧炉心スプレイ系と共通要因に

ホ項

よって同時に機能を損なわないよう，水源から残留熱除去系配管及び低圧炉心スプ
レイ系配管との合流点までの系統について，残留熱除去系及び低圧炉心スプレイ系に対して独立性を有する設計とする。
これらの多様性及び系統の独立性並びに位置的分散によって，低圧代替注水系（可ホ項搬型）は，設計基準事故対処設備である残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心ス
プレイ系に対して重大事故等対処設備としての独立性を有する設計とする。また，これらの多様性及び位置的分散によって，低圧代替注水系（常設）及び低圧代替注水系（可搬型）は，互いに重大事故等対処設備としての独立性を有する設計とする。
5.7 代替循環冷却系

ホ項(1) 系統構成
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として，炉心の著しい損傷及び溶融が発生した場合において，原子炉圧力容器内に溶融炉心が存在する場合の重大事故等対処設備として代替循環冷却系を設ける設計とする。
炉心の著しい損傷及び溶融が発生した場合において，原子炉圧力容器内に溶融炉心ホ項が存在する場合の重大事故等対処設備として代替循環冷却系は，代替循環冷却系ポンプにより，サプレッション・チェンバのプール水を残留熱除去系等を経由して原子炉圧
力容器へ注水することで原子炉圧力容器内に存在する溶融炉心を冷却できる設計とする。本系統に使用する冷却水は，残留熱除去系海水系又は緊急用海水系から供給できる設計とする。
代替循環冷却系は，代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備からの給電

ホ項

資 1-3 個-24

変 更

前

変 更

後

記載しない理由が可能な設計とする。
代替循環冷却系の流路として，設計基準対象施設である残留熱除去系ポンプ，原子炉

ホ項

圧力容器，炉心支持構造物及び原子炉圧力容器内部構造物を重大事故等対処設備として使用することから，流路に係る機能について重大事故等対処設備としての設計を行う。
5.8 水源，代替水源供給設備
5.8.1 重大事故等の収束に必要となる水源(1) 系統構成
設計基準事故の収束に必要な水源とは別に，重大事故等の収束に必要となる十分な

リ項，ヌ項

量の水を有する水源を確保することに加えて，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備に対して重大事故等の収束に必要となる十分な水の量を供給するために必要な重大事故等対処設備として，代替淡水貯槽，西側淡水貯水設備，サプレッショ
ン・チェンバ及びほう酸水貯蔵タンクを重大事故等の収束に必要となる水源として設ける設計とする。
また，これら重大事故等の収束に必要となる水源とは別に，代替淡水源として淡水

リ項

タンク（多目的タンク，原水タンク，ろ過水貯蔵タンク及び純水貯蔵タンク）を設ける設計とする。
代替淡水貯槽を水源として重大事故等の対応を実施する際には，西側淡水貯水設備

リ項，ヌ項

を代替淡水源とし，西側淡水貯水設備を水源として重大事故等の対応を実施する際には，代替淡水貯槽を代替淡水源とする。また，淡水が枯渇した場合に，海を水源として利用できる設計とする。
代替淡水貯槽は，想定される重大事故等時において，原子炉圧力容器への注水に使リ項，ヌ項用する設計基準事故対処設備が機能喪失した場合の代替手段である低圧代替注水系（常設）及び低圧代替注水系（可搬型）の水源として使用できる設計とする。
西側淡水貯水設備は，想定される重大事故等時において，原子炉圧力容器への注水

リ項，ヌ項に使用する設計基準事故対処設備が機能喪失した場合の代替手段である低圧代替注
水系（可搬型）の水源として使用できる設計とする。
サプレッション・チェンバ（容量 3400 m3，個数 1）は，想定される重大事故等時

リ項において，原子炉圧力容器への注水に使用する設計基準事故対処設備が機能喪失した場合の代替手段である高圧代替注水系，代替循環冷却系，原子炉隔離時冷却系，高資 1-3 個-25

変 更

前

変 更

後

記載しない理由

圧炉心スプレイ系，残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ系の水源として使用できる設計とする。
ほう酸水貯蔵タンクは，想定される重大事故等時において，原子炉圧力容器への注リ項

水に使用する設計基準事故対処設備が機能喪失した場合の代替手段であるほう酸水
注入系の水源として使用できる設計とする。
代替淡水源である淡水タンク（多目的タンク，原水タンク，ろ過水貯蔵タンク及び

リ項，ヌ項

純水貯蔵タンク）は，想定される重大事故等時において，代替淡水貯槽又は西側淡水貯水設備へ水を供給するための水源として使用できる設計とする。
海は，想定される重大事故等時において，淡水が枯渇した場合に，代替淡水貯槽又

ホ項，リ項

は西側淡水貯水設備へ水を供給するための水源であるとともに，原子炉圧力容器への注水に使用する設計基準事故対処設備が機能喪失した場合の代替手段である低圧
代替注水系（可搬型）の水源として利用できる設計とする。
5.8.2 代替水源供給設備(1) 系統構成
設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備に対して，重大事故等の収束に必要

リ項，ヌ項となる十分な量の水を供給するために必要な設備及び海を利用するために必要な設備として，可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプを設ける設計とする。
重大事故等の収束に必要な水源である代替淡水貯槽へ淡水を供給するための重大

ホ項，リ項

事故等対処設備として，可搬型代替注水中型ポンプは，代替淡水源である西側淡水貯水設備，淡水タンク（多目的タンク，原水タンク，ろ過水貯蔵タンク及び純水貯蔵タンク）の淡水を，可搬型代替注水大型ポンプは，淡水タンク（多目的タンク，原水タ
ンク，ろ過水貯蔵タンク及び純水貯蔵タンク）の淡水を代替淡水貯槽へ供給できる設計とする。
また，淡水が枯渇した場合に，重大事故等の収束に必要な水源である代替淡水貯槽へ海水を供給するための重大事故等対処設備として，可搬型代替注水中型ポンプ及
び可搬型代替注水大型ポンプは，海水を代替淡水貯槽へ供給できる設計とする。
重大事故等の収束に必要な水源である西側淡水貯水設備へ淡水を供給するための

ホ項，リ項

重大事故等対処設備として，可搬型代替注水大型ポンプは，代替淡水源である代替淡
水貯槽，淡水タンク（多目的タンク，原水タンク，ろ過水貯蔵タンク及び純水貯蔵タンク）の淡水を西側淡水貯水設備へ供給できる設計とする。

資 1-3 個-26

変 更

前

変 更

後

記載しない理由

また，淡水が枯渇した場合に，重大事故等の収束に必要な水源である西側淡水貯水設備へ海水を供給するための重大事故等対処設備として，可搬型代替注水大型ポン
プは，海水を西側淡水貯水設備へ供給できる設計とする。
可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，空冷式のディーゼル

リ項

エンジンにより駆動できる設計とする。
代替水源及び代替淡水源からの移送ルートを確保するとともに，可搬型のホース， リ項
可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプについては，複数箇所に分散して保管する。
6.

原子炉冷却材補給設備

6.

6.1 原子炉隔離時冷却系

6.1 原子炉隔離時冷却系(1) 系統構成(1) 系統構成

原子炉隔離時冷却系は，発電用原子炉停止後，何らかの原因で給水が停止した場合等に原子炉水位を原子炉冷却材補給設備

原子炉隔離時冷却系は，発電用原子炉停止後，何らかの原因で給水が停止した場合等維持するため，発電用原子炉で発生する蒸気の一部を用いたタに原子炉水位を維持するため，発電用原子炉で発生する蒸気の一部を用いたタービン

ービン駆動のポンプにより，サプレッション・チェンバのプール水又は復水貯蔵タンク

駆動のポンプにより，サプレッション・チェンバのプール水又は復水貯蔵タンクの水をの水を原子炉圧力容器に補給し水位を維持できる設計とする。

原子炉圧力容器に補給し水位を維持できる設計とする。

また，原子炉冷却材喪失事故に至らない原子炉冷却材圧力バウンダリからの小さな漏

また，原子炉冷却材喪失事故に至らない原子炉冷却材圧力バウンダリからの小さな

えい及び原子炉冷却材圧力バウンダリに接続する小口径配管の破断又は小さな機器の漏えい及び原子炉冷却材圧力バウンダリに接続する小口径配管の破断又は小さな機器損傷による冷却材の漏えいに対し，補給する能力を有する設計とする。

の損傷による冷却材の漏えいに対し，補給する能力を有する設計とする。

原子炉隔離時冷却系は，短時間の全交流動力電源喪失時においても，炉心を冷却する機能を有する設計とする。

原子炉隔離時冷却系は，全交流動力電源喪失時から重大事故等に対処するために必ロ項 a.(o)，ホ項，ヘ項

ロ項 a.(o)，ホ項

ロ項 a.(o)，ホ項

要な電力の供給が常設代替交流電源設備から開始されるまでの間，炉心を冷却する機能を有する設計とする。
インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時の重大事故等対処設備として，原子炉隔

ホ項

離時冷却系原子炉注入弁は，現場で弁を操作することにより原子炉冷却材の漏えい箇所を隔離できる設計とする。
なお，設計基準事故対処設備である原子炉隔離時冷却系原子炉注入弁は，重大事故等

ホ項

対処設備として使用することから，重大事故等対処設備としての設計を行う。

資 1-3 個-27

変 更
7.

前

原子炉補機冷却設備

7.1 残留熱除去系海水系(1) 系統構成

変 更
7.

後

原子炉補機冷却設備

7.1 残留熱除去系海水系(1) 系統構成

最終ヒートシンクへ熱を輸送することができる設備である残留熱除去系海水系は，発最終ヒートシンクへ熱を輸送することができる設備である残留熱除去系海水系は，電用原子炉停止時に残留熱除去系により除去された原子炉圧力容器内において発生した発電用原子炉停止時に残留熱除去系により除去された原子炉圧力容器内において発生

残留熱及び重要安全施設において発生した熱を最終的な熱の逃がし場である海へ輸送がした残留熱及び重要安全施設において発生した熱を，常設代替交流電源設備から電気可能な設計とする。

の供給が開始されるまでの間の全交流動力電源喪失時を除いて，最終的な熱の逃がし

また，津波又は発電所敷地若しくはその周辺において想定される発電用原子炉施設の安全性を損なわせる原因となるおそれがある事象であって人為によるものに対して安全性を損なわない設計とする。

記載しない理由

ロ項 a.(q)，ホ項場である海へ輸送が可能な設計とする。
また，津波，溢水又は発電所敷地若しくはその周辺において想定される発電用原子炉
施設の安全性を損なわせる原因となるおそれがある事象であって人為によるものに対して安全性を損なわない設計とする。

残留熱除去系海水系は，残留熱除去系海水系ポンプを設置し残留熱除去系熱交換器に残留熱除去系海水系は，残留熱除去系海水系ポンプを設置し残留熱除去系熱交換器

冷却用海水を供給することにより，非常時に動的機器の単一故障及び外部電源喪失を仮に冷却用海水を供給することにより，非常時に動的機器の単一故障及び外部電源喪失

定した場合でも，残留熱除去設備，非常用炉心冷却設備等の機器から発生する熱を最終を仮定した場合でも，残留熱除去設備，非常用炉心冷却設備等の機器から発生する熱を的な熱の逃がし場である海へ輸送が可能な設計とする。

最終的な熱の逃がし場である海へ輸送が可能な設計とする。
原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備，最終ヒロ項 a.(q)，ホ項，リ項

ホ項

ートシンクへ熱を輸送するための設備，原子炉格納容器内の冷却等のための設備，原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備及び原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備として，想定される重大事故等時において，設計基準事故対処設備である残留熱除去系海水系が使用できる場合は重大事故等対処設備として使用できる設計とする。
(2) 多様性，位置的分散等
残留熱除去系海水系ポンプ及び残留熱除去系海水系ストレーナは，設計基準事故対ホ項

処設備であるとともに，重大事故等時においても使用するため，重大事故等対処設備としての基本方針に示す設計方針を適用する。ただし，多様性及び独立性並びに位置的分散を考慮すべき対象の設計基準事故対処設備はないことから，重大事故等対処設備の基本方針のうち「5.1.2 多様性，位置的分散等」に示す設計方針は適用しない。
7.2 緊急用海水系(1) 系統構成
設計基準事故対処設備が有する最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失した場

ホ項合において炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損（炉心の著しい損傷が発生す
る前に生ずるものに限る。
）を防止するため，最終ヒートシンクへ熱を輸送するために必要な重大事故等対処設備として，緊急用海水系を設ける設計とする。

資 1-3 個-28

変 更

前

変 更

後

残留熱除去系海水系の故障又は全交流動力電源の喪失により，最終ヒートシンクへ記載しない理由
ホ項

熱を輸送する機能が喪失した場合の重大事故等対処設備として，緊急用海水系は，サプ
レッション・チェンバへの熱の蓄積により原子炉冷却機能が確保できる一定の期間内に，緊急用海水ポンプにて残留熱除去系熱交換器に海水を送水することで，残留熱除去系等の機器で発生した熱を最終的な熱の逃がし場である海へ輸送できる設計とする。
緊急用海水系は，緊急用海水ポンプにて非常用取水設備であるＳＡ用海水ピット取

ホ項，リ項

水塔，海水引込み管，ＳＡ用海水ピット，緊急用海水取水管及び緊急用海水ポンプピットを通じて海水を取水し，緊急用海水ポンプ出口に設置される緊急用海水系ストレー
ナにより異物を除去し，残留熱除去系熱交換器又は代替燃料プール冷却系熱交換器に海水を送水することで，残留熱除去系熱交換器又は代替燃料プール冷却系熱交換器で発生した熱を最終的な熱の逃がし場である海へ輸送できる設計とする。
緊急用海水ポンプは，常設代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。

ホ項(2) 多様性，位置的分散等
緊急用海水系は，残留熱除去系海水系と共通要因によって同時に機能を損なわない

ホ項

よう，常設代替交流電源設備からの給電を可能とすることで，非常用交流電源設備からの給電により駆動する残留熱除去系海水系に対して，多様性を有する設計とする。また，緊急用海水系は，格納容器圧力逃がし装置及び耐圧強化ベント系に対して，除熱手段の多様性を有する設計とする。
緊急用海水系は，原子炉建屋に隣接する緊急用海水ポンプピット内に設置すること

ホ項

により，海水ポンプ室に設置する残留熱除去系海水系ポンプ，原子炉建屋外の格納容器
圧力逃がし装置及び耐圧強化ベント系と共通要因によって同時に機能を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。
(3) 独立性
緊急用海水系は，電源の多様性及び機器の位置的分散により，残留熱除去系海水系に

ホ項

対し独立性を有する設計とする。
8.

原子炉冷却材浄化設備

8.1 原子炉冷却材浄化系

8.

原子炉冷却材浄化設備
変更なし(1) 系統構成
原子炉冷却材浄化系は，原子炉冷却材の純度を高く保つために設置するもので，原子ホ項

炉冷却材再循環系配管から冷却材を一部取り出し，原子炉冷却材浄化系フィルタ脱塩器

資 1-3 個-29

変 更

前

変 更

後

記載しない理由によって浄化脱塩して給水系へ戻すことにより，原子炉冷却材中の不純物及び放射性物
質の濃度を発電用原子炉施設の運転に支障を及ぼさない値以下に保つことができる設計とする。
放射性物質を含む原子炉冷却材を，原子炉起動時，停止時及び高温待機時において，

ホ項

原子炉冷却系統外に排出する場合は，原子炉冷却材浄化系により原子炉冷却材を浄化して，液体廃棄物処理系へ導く設計とする。
9.

原子炉格納容器内の原子炉冷却材漏えいを監視する装置

9.

原子炉格納容器内の原子炉冷却材漏えいを監視する装置

原子炉冷却材圧力バウンダリからの原子炉冷却材の漏えいに対して，格納容器床ドレン流

原子炉冷却材圧力バウンダリからの原子炉冷却材の漏えいに対して，格納容器床ドレン

量，格納容器機器ドレン流量及び原子炉格納容器内雰囲気中の核分裂生成物の放射能の測定

流量，格納容器機器ドレン流量及び原子炉格納容器内雰囲気中の核分裂生成物の放射能のにより検出する装置を設ける設計とする。

測定により検出する装置を設ける設計とする。

このうち，漏えい位置を特定できない原子炉格納容器内の漏えいに対しては，格納容器床

このうち，漏えい位置を特定できない原子炉格納容器内の漏えいに対しては，格納容器床

ドレン流量により 1 時間以内に 0.23 m3/h の漏えい量を検出する能力を有する設計とするとドレン流量により 1 時間以内に 0.23 m3/h の漏えい量を検出する能力を有する設計とする

ともに，自動的に中央制御室に警報を発信する設計とする。また，測定値は，中央制御室にとともに，自動的に中央制御室に警報を発信する設計とする。また，測定値は，中央制御室

指示する設計とする。

に指示する設計とする。

格納容器床ドレン流量計は，格納容器床ドレンサンプから原子炉建屋原子炉棟床ドレンサ
ンプへのドレン配管に設ける設計とする。

格納容器床ドレン流量計は，格納容器床ドレンサンプから原子炉建屋原子炉棟床ドレン

ロ項 a.(l)，ホ項

ロ項 a.(l)，ホ項

ロ項 a.(l)，ホ項

サンプへのドレン配管に設ける設計とする。

原子炉冷却材圧力バウンダリからの原子炉冷却材の漏えいは，格納容器床ドレンサンプへ

原子炉冷却材圧力バウンダリからの原子炉冷却材の漏えいは，格納容器床ドレンサンプ

流入した後，原子炉建屋原子炉棟床ドレンサンプへのドレン配管を通ることにより，格納容へ流入した後，導入管及び原子炉建屋原子炉棟床ドレンサンプへのドレン配管を通ること

器床ドレン流量計にて検出できる設計とする。

により，格納容器床ドレン流量計にて検出できる設計とする。
格納容器床ドレンサンプの水位は，通常運転中ドライウェル内ガス冷却装置から発生する凝縮水が流入することで，常時導入管高さ（1 m）に維持可能な設計とする。格納容器床
ドレンサンプの水位が低下していると想定される場合には，水張りを実施することで，常時導入管高さ（1 m）に維持可能な設計とする。
また，格納容器床ドレンサンプ水位維持を確認することを保安規定に定めて管理する。

ロ項 a.(l)，ホ項

格納容器床ドレン流量計が故障した場合は，これと同等の機能を有するドライウェルエア

格納容器床ドレン流量計が故障した場合は，これと同等の機能を有するドライウェルエ

ロ項 a.(l)，ホ項

ークーラードレン流量計及び核分裂生成物モニタ粒子放射線モニタにより，漏えい位置を特アークーラードレン流量計及び核分裂生成物モニタ粒子放射線モニタにより，漏えい位置定できない原子炉格納容器内の漏えいを検知可能な設計とする。

を特定できない原子炉格納容器内の漏えいを検知可能な設計とする。

10. 流体振動等による損傷の防止

10. 流体振動等による損傷の防止

原子炉冷却系統，原子炉冷却材浄化系及び残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）に係る原子炉冷却系統，原子炉冷却材浄化系及び残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）に係る容器，管，ポンプ及び弁は，原子炉冷却材の循環，沸騰その他の原子炉冷却材の挙動によ

容器，管，ポンプ及び弁は，原子炉冷却材の循環，沸騰その他の原子炉冷却材の挙動によロ項 a.(j)(l)

資 1-3 個-30

変 更

前

変 更

後

り生じる流体振動又は温度差のある流体の混合その他の原子炉冷却材の挙動により生じるり生じる流体振動又は温度差のある流体の混合その他の原子炉冷却材の挙動により生じる

温度変動により損傷を受けない設計とする。

温度変動により損傷を受けない設計とする。
管に設置された円柱状構造物で耐圧機能を有するものに関する流体振動評価は，日本機記載しない理由

ロ項 a.(j)(l)械学会「配管内円柱状構造物の流力振動評価指針」（ＪＳＭＥ Ｓ ０１２）の規定に基づく手法及び評価フローに従った設計とする。
温度差のある流体の混合等で生じる温度変動により発生する配管の高サイクル熱疲労に

ロ項 a.(j)(l)

よる損傷防止は，日本機械学会「配管の高サイクル熱疲労に関する評価指針」（ＪＳＭＥＳ
11. 主要対象設備

11. 主要対象設備

原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。）の対象となる主要な設備について，「表１
原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。
）の主要設備リスト」に示す。

０１７）の規定に基づく手法及び評価フローに従った設計とする。

原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。）の対象となる主要な設備について，「表 1
原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。
）の主要設備リスト」に示す。

本記載は，要目表対象を示したリストに関する記載であるため，記載しない。

本施設の設備として兼用する場合に主要設備リストに記載されない設備については，「表2

原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。
）の兼用設備リスト」に示す。

資 1-3 個-31

4.

蒸気タービンの基本設計方針
変 更

前

変 更

後

記載しない理由

用語の定義は「発電用原子力設備に関する技術基準を定める省令」，「実用発電用原子炉

用語の定義は「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」及び「実用発電用原子炉及びる規則」及び「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則」並びにこれら

その附属施設の技術基準に関する規則」並びにこれらの解釈による。

の解釈による。

第１章 共通項目
蒸気タービンの共通項目である「1. 地盤等，2. 自然現象，3. 火災，4.

第１章 共通項目
溢水等，5.

溢水等，5.

設備に対する要求（5.7 内燃機関を除く。
），6. その他」の基本設計方針については，原設備に対する要求（5.7 内燃機関を除く。
），6. その他」の基本設計方針については，原

子炉冷却系統施設の基本設計方針「第１章 共通項目」に基づく設計とする。

子炉冷却系統施設の基本設計方針「第１章 共通項目」に基づく設計とする。

第２章 個別項目

1.

1.

蒸気タービン
設計基準対象施設に施設する蒸気タービン及び蒸気タービンの付属設備は，想定されるない。

本記載は概要であるため，記載し蒸気タービンの共通項目である「1. 地盤等，2. 自然現象，3. 火災，4.

第２章 個別項目

本記載は概要であるため，記載しない。

蒸気タービン
変更なし

ロ項 a.(m)，ホ項

環境条件において，材料に及ぼす化学的及び物理的影響を考慮した設計とする。
NT2 補① Ⅱ R1

また，振動対策，過速度対策等各種の保護装置及び監視制御装置により，中央制御室及び現場において運転状態の監視を行い，発電用原子炉施設の安全性を損なわないよう，以下の事項を考慮して設計する。
1.1 蒸気タービン本体
蒸気タービンの定格出力は，排気圧力-96.3 kPa，補給水率 0 ％にて，発電端で 1100000

ロ項 a.(m)，ホ項

kW となる設計とする。
定格熱出力一定運転の実施においても，蒸気タービン設備の保安が確保できるように
定格熱出力一定運転を考慮した設計とする。
蒸気タービンは，非常調速装置が作動したときに達する回転速度並びに蒸気タービン

ロ項 a.(m)，ホ項の起動時及び停止過程を含む運転中に主要な軸受又は軸に発生しうる最大の振動に対して構造上十分な機械的強度を有する設計とする。
また，蒸気タービンの軸受は，主油ポンプ，補助油ポンプ，非常用油ポンプ等の軸受潤

ロ項 a.(m)，ホ項

滑設備を設置することにより，運転中の荷重を安定に支持でき，かつ，異常な摩耗，変形及び過熱が生じない設計とする。
蒸気タービン及び発電機その他の回転体を同一軸上に結合したものの危険速度は，速ロ項 a.(m)，ホ項

度調定率で定まる回転速度の範囲のうち最小の回転速度から，非常調速装置が作動したときに達する回転速度までの間に発生しない設計とする。
また，蒸気タービン起動時の危険速度を通過する際には速やかに昇速できる設計とす

資 1-4-1

変 更

前

変 更

後

記載しない理由る。
蒸気タービン及びその付属設備の耐圧部分の構造は，最高使用圧力又は最高使用温度

ロ項 a.(m)，ホ項

において発生する最大の応力が当該部分に使用する材料の許容応力を超えない設計とする。
蒸気タービンには，その回転速度及び出力が負荷の変動の際にも持続的に動揺するこ

ロ項 a.(m)，ホ項とを防止する調速装置を設けるとともに，運転中に生じた過回転，発電機の内部故障，復水器真空低下，スラスト軸受の摩耗による設備の破損を防止するため，その異常が発生した場合に蒸気タービンに流入する蒸気を自動的かつ速やかに遮断する非常調速装置
及び保安装置を設置する。
また，調速装置は，最大負荷を遮断した場合に達する回転速度を非常調速装置が作動する回転速度未満にする能力を有する設計とする。
なお，過回転については定格回転速度の 1.11 倍を超えない回転数で非常調速装置が作NT2 補① Ⅱ R1

動する設計とする。
蒸気タービン及びその付属設備であって，最高使用圧力を超える過圧が生ずるおそれロ項 a.(m)，ホ項のあるものにあっては，排気圧力の上昇時に過圧を防止することができる容量を有し，かつ，最高使用圧力以下で動作する大気放出板を設置し，その圧力を逃がすことができる設計とする。
蒸気タービンには，設備の損傷を防止するため，以下の運転状態を計測する監視装置

ロ項 a.(m)，ホ項を設け，各部の状態を監視することができる設計とする。
(1) 蒸気タービンの回転速度(2) 主塞止弁の前及び中間塞止加減弁の前における蒸気の圧力及び温度(3) 蒸気タービンの排気圧力(4) 蒸気タービンの軸受の入口における潤滑油の圧力(5) 蒸気タービンの軸受の出口における潤滑油の温度又は軸受メタル温度(6) 蒸気加減弁の開度(7) 蒸気タービンの振動の振幅
蒸気タービンは，振動を起こさないように十分配慮をはらうとともに，万一，振動がロ項 a.(m)，ホ項

発生した場合にも振動監視装置により，警報を発するように設計する。また，運転中振動の振幅を自動的に記録できる設計とする。
蒸気タービン及びその付属設備の構造設計において発電用火力設備に関する技術基準

ロ項 a.(m)，ホ項

資 1-4-2

変 更

前

変 更

後

記載しない理由を定める省令及びその解釈に規定のないものについては，信頼性が確認され十分な実績のある設計方法，安全率等を用いるほか，最新知見を反映し，十分な安全性を持たせる
ことにより保安が確保できる設計とする。
主復水器は，冷却水温度 19 ℃，補給水率 0 ％及び蒸気タービンの定格出力において，ロ項 a.(m)，ホ項

排気圧力-96.3 kPa を確保できる設計とする。
1.2 蒸気タービンの付属設備
ポンプを除く蒸気タービンの付属設備に属する容器及び管の耐圧部分に使用する材料

ロ項 a.(m)，ホ項は，想定される環境条件において，材料に及ぼす化学的及び物理的影響に対し，安全な化学的成分及び機械的強度を有するものを使用する。
また，蒸気タービンの付属設備のうち，主要な耐圧部の溶接部については，次のとお

ロ項 a.(m)，ホ項

りとし，溶接事業者検査により適用基準及び適用規格に適合していることを確認する。
NT2 補① Ⅱ R1

(1) 不連続で特異な形状でないものであること。
(2)

溶接による割れが生ずるおそれがなく，かつ，健全な溶接部の確保に有害な溶込み
不良その他の欠陥がないことを非破壊試験により確認したものであること。

(3) 適切な強度を有するものであること。
(4)

機械試験その他の評価方法により適切な溶接施工法，溶接設備及び技能を有する溶接士であることをあらかじめ確認したものにより溶接したものであること。

なお，主要な耐圧部の溶接部とは，蒸気タービンに係る蒸気だめ又は熱交換器のうちロ項 a.(m)，ホ項

水用の容器又は管であって，最高使用温度 100 ℃未満のものについては，最高使用圧力
1960 kPa，それ以外の容器については，最高使用圧力 98 kPa，水用の管以外の管については，最高使用圧力 980 kPa（長手継手の部分にあっては，490 kPa）以上の圧力が加えられる部分について溶接を必要とするものをいう。また，蒸気タービンに係る外径 150
mm 以上の管のうち，耐圧部について溶接を必要とするものをいう。
蒸気タービンの付属設備の機器仕様は，運転中に想定される最大の圧力・温度，必要ロ項 a.(m)，ホ項

な容量等を考慮した設計とする。
給水処理系のうち，原水タンク，ろ過水貯蔵タンク，多目的タンク及び純水貯蔵タン

ロ項 a.(g)クは，東海発電所と共用とするが，必要な容量をそれぞれ確保するとともに，接続部の弁を閉操作することにより隔離できる設計とすることで，安全性を損なわない設計とする。

資 1-4-3

変 更
2.

前

主要対象設備蒸気タービンの対象となる主要な設備について，「表 1 蒸気タービンの主要設備リスト」

2.

主要対象設備後記載しない理由
本記載は，要目表対象を示したリ

蒸気タービンの対象となる主要な設備について，「表 1 蒸気タービンの主要設備リスト」 ストに関する記載であるため，記
に示す。

載しない。

NT2 補① Ⅱ R1

に示す。

変 更

資 1-4-45.

計測制御系統施設（発電用原子炉の運転を管理するための制御装置を除く。
）の基本設計方針
変 更

前

変 更

用語の定義は「発電用原子力設備に関する技術基準を定める省令」，「実用発電用原子炉

後

記載しない理由

用語の定義は「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 本記載は概要であるため，記載し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」及び「実用発電用原子炉及びる規則」及び「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則」並びにこれら ない。

その附属施設の技術基準に関する規則」並びにこれらの解釈による。

の解釈による。

第１章 共通項目
計測制御系統施設の共通項目である「1.

第１章 共通項目
地盤等，2.

自然現象，3.

火災，4.

溢水

計測制御系統施設の共通項目である「1.

本記載は概要であるため，記載し地盤等，2.

自然現象，3.

火災，4.

溢水 ない。

等，5. 設備に対する要求（5.7 内燃機関を除く。
），6. その他」の基本設計方針につい等，5. 設備に対する要求（5.7 内燃機関を除く。
），6. その他」の基本設計方針については，原子炉冷却系統施設の基本設計方針「第１章ては，原子炉冷却系統施設の基本設計方針「第１章共通項目」に基づく設計とする。

第２章 個別項目

第２章 個別項目

1.

1.

計測制御系統施設

1.1 反応度制御系統及び原子炉停止系統共通

共通項目」に基づく設計とする。

計測制御系統施設

1.1 反応度制御系統及び原子炉停止系統共通

発電用原子炉施設には，制御棒の挿入位置を調節することによって反応度を制御する

発電用原子炉施設には，制御棒の挿入位置を調節することによって反応度を制御する

制御棒及び制御棒駆動系，再循環流量を調整することによって反応度を制御する再循環

制御棒及び制御棒駆動系，再循環流量を調整することによって反応度を制御する再循環

流量制御系の独立した原理の異なる反応度制御系統を施設し，計画的な出力変化に伴う流量制御系の独立した原理の異なる反応度制御系統を施設し，計画的な出力変化に伴う反応度変化を燃料要素の許容損傷限界を超えることなく制御できる能力を有する設計と反応度変化を燃料要素の許容損傷限界を超えることなく制御できる能力を有する設計と

する。

する。

通常運転時の高温状態において，独立した原子炉停止系統である制御棒及び制御棒駆

通常運転時の高温状態において，独立した原子炉停止系統である制御棒及び制御棒駆動系による制御棒の炉心への挿入並びにほう酸水注入系による原子炉冷却材中へのほう動系による制御棒の炉心への挿入並びにほう酸水注入系による原子炉冷却材中へのほう酸注入は，それぞれ発電用原子炉を臨界未満にでき，かつ，維持できる設計とする。

酸注入は，それぞれ発電用原子炉を臨界未満にでき，かつ，維持できる設計とする。

運転時の異常な過度変化時の高温状態においても，制御棒及び制御棒駆動系による制運転時の異常な過度変化時の高温状態においても，制御棒及び制御棒駆動系による制御棒の炉心への挿入により，燃料要素の許容損傷限界を超えることなく発電用原子炉を御棒の炉心への挿入により，燃料要素の許容損傷限界を超えることなく発電用原子炉を臨界未満にでき，かつ，維持できる設計とする。

臨界未満にでき，かつ，維持できる設計とする。

設置（変更）許可を受けた原子炉冷却材喪失その他の設計基準事故時の評価において，ロ項 a.(t)，ヘ項

ロ項 a.(t)ロ項 a.(t)設置（変更）許可を受けた原子炉冷却材喪失その他の設計基準事故時の評価において， ロ項 a.(t)

制御棒及び制御棒駆動系は，原子炉スクラム信号によって，水圧制御ユニットアキュム

制御棒及び制御棒駆動系は，原子炉スクラム信号によって，水圧制御ユニットアキュム

レータの圧力により制御棒を緊急挿入できる設計とするとともに，制御棒が確実に挿入

レータの圧力により制御棒を緊急挿入できる設計とするとともに，制御棒が確実に挿入され，炉心を臨界未満にでき，かつ，それを維持できる設計とする。

され，炉心を臨界未満にでき，かつ，それを維持できる設計とする。

制御棒及びほう酸水は，通常運転時における圧力，温度及び放射線に起因する最も厳制御棒及びほう酸水は，通常運転時における圧力，温度及び放射線に起因する最も厳しい条件において，必要な耐放射線性，寸法安定性，耐熱性，核性質，耐食性及び化学的しい条件において，必要な耐放射線性，寸法安定性，耐熱性，核性質，耐食性及び化学的安定性を保持する設計とする。

安定性を保持する設計とする。

ロ項 a.(t)資 1-5-1

変 更前

1.2 制御棒及び制御棒駆動系
制御棒は，最大の反応度価値を持つ制御棒 1 本が完全に炉心の外に引き抜かれていて，

変 更後記載しない理由

1.2 制御棒及び制御棒駆動系
制御棒は，最大の反応度価値を持つ制御棒 1 本が完全に炉心の外に引き抜かれていて， ロ項 a.(t)，ハ項

その他の制御棒が全挿入の場合，高温状態及び低温状態において常に炉心を臨界未満に

その他の制御棒が全挿入の場合，高温状態及び低温状態において常に炉心を臨界未満にできる設計とする。また，発電用原子炉運転中に，完全に挿入されている制御棒を除く，できる設計とする。また，発電用原子炉運転中に，完全に挿入されている制御棒を除く，

他のいずれかの制御棒が動作不能となった場合は，動作可能な制御棒のうち最大反応度

他のいずれかの制御棒が動作不能となった場合は，動作可能な制御棒のうち最大反応度

価値を有する制御棒 1 本が完全に炉心の外に引き抜かれた状態でも，他のすべての動作

価値を有する制御棒 1 本が完全に炉心の外に引き抜かれた状態でも，他のすべての動作

可能な制御棒により，高温状態及び低温状態において炉心を臨界未満に保持できること

可能な制御棒により，高温状態及び低温状態において炉心を臨界未満に保持できることを評価確認し，確認できない場合には，発電用原子炉を停止するように保安規定に定めを評価確認し，確認できない場合には，発電用原子炉を停止するように保安規定に定めて管理する。

て管理する。

反応度が大きく，かつ急激に投入される事象による影響を小さくするため，制御棒の反応度が大きく，かつ急激に投入される事象による影響を小さくするため，制御棒の落下速度を設置（変更）許可を受けた「制御棒落下」の評価で想定した落下速度に制御棒

落下速度を設置（変更）許可を受けた「制御棒落下」の評価で想定した落下速度に制御棒

落下速度リミッタにより制限することで，制御棒引き抜きによる反応度添加率を抑制す

落下速度リミッタにより制限することで，制御棒引き抜きによる反応度添加率を抑制する。また，「原子炉起動時における制御棒の異常な引き抜き」の評価で想定した制御棒引る。また，「原子炉起動時における制御棒の異常な引き抜き」の評価で想定した制御棒引

き抜き速度に制限するとともに，零出力ないし低出力においては，運転員の制御棒引抜

き抜き速度に制限するとともに，零出力ないし低出力においては，運転員の制御棒引抜操作を規制する補助機能として，制御棒価値ミニマイザを設けることで，制御棒の最大操作を規制する補助機能として，制御棒価値ミニマイザを設けることで，制御棒の最大

反応度価値を抑制する。さらに，中性子束高による原子炉スクラム信号を設ける設計と反応度価値を抑制する。さらに，中性子束高による原子炉スクラム信号を設ける設計とする。これらにより，想定される反応度投入事象発生時に燃料の最大エンタルピや発電する。これらにより，想定される反応度投入事象発生時に燃料の最大エンタルピや発電用原子炉圧力の上昇を低く抑え，原子炉冷却材圧力バウンダリを破損せず，かつ，炉心の用原子炉圧力の上昇を低く抑え，原子炉冷却材圧力バウンダリを破損せず，かつ，炉心冷却機能を損なうような炉心，炉心支持構造物及び原子炉圧力容器内部構造物の破損をの冷却機能を損なうような炉心，炉心支持構造物及び原子炉圧力容器内部構造物の破損生じさせない設計とする。なお，制御棒引抜手順については，保安規定に定めて管理すを生じさせない設計とする。なお，制御棒引抜手順については，保安規定に定めて管理

る。

する。

制御棒及び制御棒駆動系は，通常運転時及び運転時の異常な過渡変化時における低温

制御棒及び制御棒駆動系は，通常運転時及び運転時の異常な過渡変化時における低温状態において，キセノン崩壊による反応度添加及び高温状態から低温状態までの反応度

状態において，キセノン崩壊による反応度添加及び高温状態から低温状態までの反応度添加を制御し，低温状態で炉心を未臨界に移行して維持できる設計とする。

添加を制御し，低温状態で炉心を未臨界に移行して維持できる設計とする。

制御棒は，十字形に組み合わせたステンレス鋼製のＵ字型シースの中に中性子吸収材

制御棒は，十字形に組み合わせたステンレス鋼製のＵ字型シースの中に中性子吸収材を納めたものであり，各制御棒は 4 体の燃料体の中央に，炉心全体にわたって一様に配を納めたものであり，各制御棒は 4 体の燃料体の中央に，炉心全体にわたって一様に配置する設計とする。

置する設計とする。

制御棒の下端には制御棒落下速度リミッタを設けるとともに，制御捧の駆動は，ピス

制御棒の下端には制御棒落下速度リミッタを設けるとともに，制御捧の駆動は，ピストン上部又は下部に駆動水を供給することにより，原子炉圧力容器底部から行う設計とトン上部又は下部に駆動水を供給することにより，原子炉圧力容器底部から行う設計と

する。

する。

通常駆動時は，駆動水ポンプにより加圧された駆動水で駆動し，原子炉緊急停止時は，通常駆動時は，駆動水ポンプにより加圧された駆動水で駆動し，原子炉緊急停止時は，各々の制御棒駆動機構ごとに設ける水圧制御ユニットアキュムレータの高圧窒素により各々の制御棒駆動機構ごとに設ける水圧制御ユニットアキュムレータの高圧窒素により加圧された駆動水を供給することで制御棒を駆動する設計とする。

加圧された駆動水を供給することで制御棒を駆動する設計とする。

ロ項 a.(t)，ヘ項

ロ項 a.(t)ハ項，ヘ項

資 1-5-2

変 更

前

変 更

後

原子炉冷却材の漏えいが生じた場合，その漏えい量が 10 mm（3／8 インチ）径の配管

原子炉冷却材の漏えいが生じた場合，その漏えい量が 10 mm（3／8 インチ）径の配管破断に相当する量以下の場合は制御棒駆動水圧系駆動水ポンプで補給できる設計とす

破断に相当する量以下の場合は制御棒駆動水圧系駆動水ポンプで補給できる設計とする。

る。

記載しない理由
ロ項 a.(o)

制御棒駆動系は，発電用原子炉の緊急停止時に制御棒の挿入時間が，発電用原子炉の制御棒駆動系は，発電用原子炉の緊急停止時に制御棒の挿入時間が，発電用原子炉の 「実用発電用原子炉及びその附

燃料及び原子炉冷却材圧力バウンダリの損傷を防ぐために適切な値となるような速度で

燃料及び原子炉冷却材圧力バウンダリの損傷を防ぐために適切な値となるような速度で 属施設の技術基準に関する規則」

炉心内に挿入できること，並びに通常運転時において制御棒の異常な引き抜きが発生し「実用発電用
炉心内に挿入できること，並びに通常運転時において制御棒の異常な引き抜きが発生し の要求事項であり，た場合においても，燃料要素の許容損傷限界を超える駆動速度で引き抜きできない設計た場合においても，燃料要素の許容損傷限界を超える駆動速度で引き抜きできない設計 原子炉及びその附属施設の位置，

とする。

とする。

構造及び設備の基準に関する規則」の要求事項でないため，記載しない。

なお，設置（変更）許可を受けた仕様及び運転時の異常な過渡変化並びに設計基準事故

なお，設置（変更）許可を受けた仕様及び運転時の異常な過渡変化並びに設計基準事故 「実用発電用原子炉及びその附の評価で設定した制御棒の挿入時間，並びに設置（変更）許可を受けた「原子炉起動時にの評価で設定した制御棒の挿入時間，並びに設置（変更）許可を受けた「原子炉起動時に 属施設の技術基準に関する規則」

おける制御棒の異常な引き抜き」及び「出力運転中の制御棒の異常な引き抜き」の評価のおける制御棒の異常な引き抜き」及び「出力運転中の制御棒の異常な引き抜き」の評価の の要求事項であり，「実用発電用条件を満足する設計とする。

条件を満足する設計とする。

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」の要求事項でないため，記載しない。

制御棒は，原子炉モード・スイッチ「停止」の位置にあるとき，原子炉モード・スイッ

制御棒は，原子炉モード・スイッチ「停止」の位置にあるとき，原子炉モード・スイッ

チ「燃料取替」の位置にある場合で，燃料取替機位置が原子炉上部にあり，荷重状態のと

チ「燃料取替」の位置にある場合で，燃料取替機位置が原子炉上部にあり，荷重状態のとき，原子炉モード・スイッチ「燃料取替」の位置にある場合で，引き抜かれている制御棒

き，原子炉モード・スイッチ「燃料取替」の位置にある場合で，引き抜かれている制御棒

本数が 1 本のとき，原子炉モード・スイッチ「燃料取替」の位置にある場合で，スクラム

本数が 1 本のとき，原子炉モード・スイッチ「燃料取替」の位置にある場合で，スクラ

水排出容器水位高によるスクラム信号がバイパスされているとき，原子炉モード・スイ

ム水排出容器水位高によるスクラム信号がバイパスされているとき，原子炉モード・スッチ「起動」の位置にある場合で，起動領域計装の中性子束低，中性子束高，原子炉出力イッチ「起動」の位置にある場合で，起動領域計装の中性子束低，中性子束高，原子炉出ペリオド短又は動作不能のとき，原子炉モード・スイッチ「運転」の位置にある場合で，力ペリオド短又は動作不能のとき，原子炉モード・スイッチ「運転」の位置にある場合

出力領域計装の中性子束低又は動作不能のとき，出力領域計装の中性子束高のとき，制で，出力領域計装の中性子束低又は動作不能のとき，出力領域計装の中性子束高のとき，御棒価値ミニマイザによるブロック信号のあるときは，引き抜きを阻止できる設計とす

制御棒価値ミニマイザによるブロック信号のあるときは，引き抜きを阻止できる設計と

る。

する。

制御棒駆動機構は，各制御棒に独立して設けられたラッチ付水圧駆動ピストン形式の制御棒駆動機構は，各制御棒に独立して設けられたラッチ付水圧駆動ピストン形式のものであり，インデックス・チューブと駆動ピストンのアセンブリ及びラッチ機構等でものであり，インデックス・チューブと駆動ピストンのアセンブリ及びラッチ機構等で構成され，制御棒の駆動動力源である駆動水ポンプによる水圧が喪失した場合において構成され，制御棒の駆動動力源である駆動水ポンプによる水圧が喪失した場合においても，ラッチ機構により制御棒を現状位置に保持することができ，発電用原子炉の反応度

も，ラッチ機構により制御棒を現状位置に保持することができ，発電用原子炉の反応度を増加させる方向に作動させない設計とする。

を増加させる方向に作動させない設計とする。

また，制御棒駆動機構と制御棒とはカップリングを介して容易に外れない構造とする。

ヘ項

ヘ項

また，制御棒駆動機構と制御棒とはカップリングを介して容易に外れない構造とする。

資 1-5-3

変 更

前

制御棒駆動系にあっては，制御棒の挿入その他の衝撃により制御棒，燃料体，その他の炉心を構成するものを損壊しない設計とする。

変 更後

記載しない理由

制御棒駆動系にあっては，制御棒の挿入その他の衝撃により制御棒，燃料体，その他の 「実用発電用原子炉及びその附
炉心を構成するものを損壊しない設計とする。

属施設の技術基準に関する規則」の要求事項であり，「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」の要求事項でないため，記載しない。

1.3 再循環流量制御系
再循環流量は，再循環系ポンプの吐出側に設けられた流量制御弁の開度を調整することにより制御できる設計とする。

1.3 再循環流量制御系
再循環流量は，再循環系ポンプの吐出側に設けられた流量制御弁の開度を調整することにより制御できる設計とする。

また，タービン・トリップ又は発電機負荷遮断直後の原子炉出力を抑制するため，主蒸また，タービン・トリップ又は発電機負荷遮断直後の原子炉出力を抑制するため，主気止め弁閉又は蒸気加減弁急速閉の信号により，再循環系ポンプ 2 台が同時にトリップ

蒸気止め弁閉又は蒸気加減弁急速閉の信号により，再循環系ポンプ 2 台が同時にトリッする機能を設ける設計とする。

プする機能を設ける設計とする。

1.4 ほう酸水注入系

ヘ項

1.4 ほう酸水注入系

ほう酸水注入系は，制御棒挿入による原子炉停止が不能になった場合，手動で中性子

ほう酸水注入系は，制御棒挿入による原子炉停止が不能になった場合，手動で中性子を吸収するほう酸水（五ほう酸ナトリウム）を原子炉内に注入する設備であり，単独で定を吸収するほう酸水（五ほう酸ナトリウム）を原子炉内に注入する設備であり，単独で格出力運転中の発電用原子炉を高温状態及び低温状態において十分臨界未満に維持でき

定格出力運転中の発電用原子炉を高温状態及び低温状態において十分臨界未満に維持でるだけの反応度効果を持つ設計とする。

きるだけの反応度効果を持つ設計とする。
運転時の異常な過渡変化時において発電用原子炉の運転を緊急に停止することができ

ロ項 a.(t)，ヘ項

ヘ項

ない事象が発生するおそれがある場合又は当該事象が発生した場合においても炉心の著しい損傷を防止するため，原子炉冷却材圧力バウンダリ及び原子炉格納容器の健全性を維持するとともに，発電用原子炉を未臨界に移行するために必要な重大事故等対処設備
として，ほう酸水注入系を設ける設計とする。
原子炉緊急停止系の機能が喪失した場合の重大事故等対処設備として，ほう酸水注入

ヘ項

系は，ほう酸水注入ポンプにより，ほう酸水貯蔵タンクのほう酸水を原子炉圧力容器へ注入することで，発電用原子炉を未臨界にできる設計とする。
ほう酸水注入系の流路として，設計基準対象施設である原子炉圧力容器，炉心支持構

ヘ項

造物及び原子炉圧力容器内部構造物を重大事故等対処設備として使用することから，流路に係る機能について重大事故等対処設備としての設計を行う。

資 1-5-4

変 更前

1.5 原子炉圧力制御系

変 更

後1.5 原子炉圧力制御系
圧力制御装置は，原子炉圧力を一定に保つように，蒸気加減弁の開度を自動制御する

圧力制御装置は，原子炉圧力を一定に保つように，蒸気加減弁の開度を自動制御する設計とする。

また，原子炉圧力が急上昇するような場合，タービンバイパス弁を開き，原子炉圧力

過度の上昇を防止する設計とする。

の過度の上昇を防止する設計とする。

圧力制御装置は主蒸気圧力とあらかじめ設定した圧力設定値とを比較し，圧力偏差信

圧力制御装置は主蒸気圧力とあらかじめ設定した圧力設定値とを比較し，圧力偏差信号を発信して，蒸気加減弁及びタービンバイパス弁の開度を制御することにより，負荷号を発信して，蒸気加減弁及びタービンバイパス弁の開度を制御することにより，負荷の変動その他の発電用原子炉の運転に伴う原子炉圧力容器内の圧力の変動を自動的に調の変動その他の発電用原子炉の運転に伴う原子炉圧力容器内の圧力の変動を自動的に調整する設計とする。

整する設計とする。

1.6 原子炉給水制御系

1.6 原子炉給水制御系

原子炉給水制御系は，原子炉水位を一定に保つようにするため，原子炉給水流量，主蒸

原子炉給水制御系は，原子炉水位を一定に保つようにするため，原子炉給水流量，主気流量及び原子炉水位の信号を取り入れ，タービン駆動原子炉給水ポンプの速度を調整

蒸気流量及び原子炉水位の信号を取り入れ，タービン駆動原子炉給水ポンプの速度を調することなどにより原子炉給水流量を自動的に制御できる設計とする。

整することなどにより原子炉給水流量を自動的に制御できる設計とする。

計測装置等

2.1 計測装置
2.1.1 通常運転時及び運転時の異常な過渡変化時における計測

2.

ヘ項

計測装置等

2.1 計測装置
2.1.1 通常運転時，運転時の異常な過渡変化時及び重大事故等時における計測

計測制御系統施設は，炉心，原子炉冷却材圧力バウンダリ及び原子炉格納容器バウ

計測制御系統施設は，炉心，原子炉冷却材圧力バウンダリ及び原子炉格納容器バ

ンダリ並びにこれらに関する系統の健全性を確保するために監視することが必要な

ウンダリ並びにこれらに関する系統の健全性を確保するために監視することが必要

パラメータを，通常運転時及び運転時の異常な過渡変化時においても想定される範なパラメータを，通常運転時及び運転時の異常な過渡変化時においても想定される囲内で監視できる設計とする。

範囲内で監視できる設計とする。

設計基準事故が発生した場合の状況把握及び対策を講じるために必要なパラメー

設計基準事故が発生した場合の状況把握及び対策を講じるために必要なパラメー

タは，設計基準事故時に想定される環境下において十分な測定範囲及び期間にわた

タは，設計基準事故時に想定される環境下において十分な測定範囲及び期間にわた

り監視できるとともに，発電用原子炉の停止及び炉心の冷却に係るものについては，

り監視できるとともに，発電用原子炉の停止及び炉心の冷却に係るものについては，

設計基準事故時においても 2 種類以上監視又は推定できる設計とする。

設計基準事故時においても 2 種類以上監視又は推定できる設計とする。

炉心における中性子束密度を計測するため，原子炉内に設置した検出器で起動領ヘ項設計とする。

また，原子炉圧力が急上昇するような場合，タービンバイパス弁を開き，原子炉圧力の2.

記載しない理由

炉心における中性子束密度を計測するため，原子炉内に設置した検出器で起動領

ロ項 a.(r)，ヘ項

ロ項 a.(r)ヘ項域，出力領域の 2 つの領域に分けて中性子束を計測できる設計とする。

域，出力領域の 2 つの領域に分けて中性子束を計測できる設計とする。

炉周期は起動領域計装の計測結果を用いて演算できる設計とする。

炉周期は起動領域計装の計測結果を用いて演算できる設計とする。

ヘ項

重大事故等が発生し，当該重大事故等に対処するために監視することが必要なパ

ホ項，ヘ項

ラメータとして，原子炉圧力容器内の温度，圧力及び水位，原子炉圧力容器及び原
子炉格納容器への注水量，原子炉格納容器内の温度，圧力，水位，水素濃度及び酸素
濃度，原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度並びに未臨界の維持又は監視，最終ヒート

資 1-5-5

変 更

前

変 更

後

記載しない理由

シンクの確保，格納容器バイパスの監視，水源の確保に必要なパラメータを計測する装置を設ける設計とする。
重大事故等が発生し，計測機器（非常用のものを含む。
）の故障により，当該重大ヘ項

事故等に対処するために監視することが必要なパラメータを計測することが困難となった場合において，当該パラメータを推定するために必要なパラメータを計測する設備を設置又は保管する設計とする。
重大事故等に対処するために監視することが必要なパラメータは，炉心損傷防止

ヘ項

対策及び格納容器破損防止対策等を成功させるために必要な発電用原子炉施設の状態を把握するためのパラメータとし，計測する装置は「表 1 計測制御系統施設の主要設備リスト」の「計測装置」に示す重大事故等対処設備の他，フィルタ装置水位（個数 2，計測範囲 180～5500 mm），フィルタ装置圧力（個数 1，計測範囲 0～1 MPa），
フィルタ装置スクラビング水温度（個数 1，計測範囲 0～300 ℃），フィルタ装置入口水素濃度（個数 2，計測範囲 0～100 ％），残留熱除去系海水系系統流量（個数 2，
計測範囲 0～550 L/s）
，緊急用海水系流量（残留熱除去系熱交換器）（個数 1，計測
範囲 0～800 m3/h），緊急用海水系流量（残留熱除去系補機）（個数 1，計測範囲 0～
50 m3/h），常設高圧代替注水系ポンプ吐出圧力（個数 1，計測範囲 0～10 MPa）
，常設
低圧代替注水系ポンプ吐出圧力（個数 2，計測範囲 0～5 MPa）
，代替循環冷却系ポン
プ吐出圧力（個数 2，計測範囲 0～5 MPa）
，原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力（個数 1，計測範囲 0～10 MPa）
，高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力（個数 1，計測範囲
0～10 MPa），残留熱除去系ポンプ吐出圧力（個数 3，計測範囲 0～4 MPa）
，低圧炉心
スプレイ系ポンプ吐出圧力（個数 1，計測範囲 0～4 MPa）
，静的触媒式水素再結合器
動作監視装置（個数 4，計測範囲 0～300 ℃）とする。
発電用原子炉施設の状態を直接監視することはできないが，電源設備の受電状態， ヘ項
重大事故等対処設備の運転状態及びその他の設備の運転状態により発電用原子炉施設の状態を補助的に監視するパラメータを補助パラメータとし，その補助パラメー
タのうち重大事故等対処設備を活用する手順の着手の判断基準として使用するＭ／
Ｃ ２Ｃ電圧，Ｍ／Ｃ ２Ｄ電圧，Ｍ／Ｃ ＨＰＣＳ電圧，Ｐ／Ｃ ２Ｃ電圧，Ｐ／Ｃ ２Ｄ電圧，緊急用Ｍ／Ｃ電圧，緊急用Ｐ／Ｃ電圧，直流 125V 系主母線盤２Ａ電圧，直流 125V 系主母線盤２Ｂ電圧，直流 125V 主母線盤ＨＰＣＳ電圧，直流±24V 中性子モニタ用分電盤２Ａ電圧，直流±24V 中性子モニタ用分電盤２Ｂ電圧，緊急用直流 125V 主母線盤電圧，非常用窒素供給系供給圧力，非常用窒素供給系高圧窒素ボン
ベ圧力，非常用逃がし安全弁駆動系供給圧力，非常用逃がし安全弁駆動系高圧窒素
ボンベ圧力を計測する装置は，重大事故等対処設備としての設計を行う。

資 1-5-6

変 更

前

変 更

後

記載しない理由

2.1.2 原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の計測
水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備のうち，炉心の著し

リ項い損傷が発生した場合において，原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度が変動する可能性のある範囲にわたり測定できる設備として，格納容器内水素濃度（ＳＡ）
及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）を設ける設計とする。
格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）は，格納容器内雰囲

リ項

気ガスサンプリング装置（圧縮機吐出圧力 0.73 MPa 以上，圧縮機容量 5.25 L/min
以上，冷却器容量 35.7 kJ/h 以上，窒素ボンベ個数 4 以上，空調機容量kW 以上）により原子炉格納容器内の雰囲気ガスを原子炉建屋原子炉棟内へ導き，検出器で測定することで，原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度を中央制御室より監視できる設計とする。
格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）は，常設代替交流電

リ項

源設備又は可搬型代替交流電源設備から給電が可能な設計とする。
2.1.3 格納容器フィルタベント設備排気経路内の水素濃度の計測

リ項

格納容器圧力逃がし装置の排出経路における水素濃度を測定し，監視できるよう，水素が蓄積する可能性のある排出経路の配管頂部にフィルタ装置入口水素濃度（個数 2，計測範囲 0～100 ％）を設ける設計とする。
フィルタ装置入口水素濃度は，常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設

リ項

備から給電が可能な設計とする。
2.1.4 原子炉格納容器から原子炉建屋原子炉棟に漏えいした水素濃度の計測
炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉建屋等の水素爆発による損傷をリ項防止するために原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度が変動する可能性のある範囲にわたり測定できる監視設備として，原子炉建屋水素濃度を設ける設計とする。
原子炉建屋水素濃度は，中央制御室において連続監視できる設計とする。

リ項

原子炉建屋水素濃度のうち，原子炉建屋原子炉棟 6 階に設置するものについては， リ項
常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備から給電が可能な設計とし，原子炉建屋原子炉棟 6 階を除く原子炉建屋原子炉棟に設置するものについては，常設
代替直流電源設備又は可搬型代替直流電源設備からの給電が可能な設計とする。

資 1-5-7

変 更

前

変 更

後

記載しない理由

2.1.5 静的触媒式水素再結合器の作動状態監視
炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉建屋等の水素爆発による損傷をリ項防止するために原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度上昇を抑制し，水素濃度を可燃限界未満に制御するための重大事故等対処設備として，水素濃度制御設備である静的
触媒式水素再結合器動作監視装置を設ける設計とする。
静的触媒式水素再結合器動作監視装置（個数 4，計測範囲 0～300 ℃，検出器種類

リ項熱電対）は，静的触媒式水素再結合器の入口側及び出口側の温度により静的触媒式
水素再結合器の作動状態を中央制御室から監視できる設計とし，重大事故等時において測定可能なよう耐環境性を有した熱電対を使用する。
静的触媒式水素再結合器動作監視装置は，常設代替直流電源設備又は可搬型代替

リ項

直流電源設備から給電が可能な設計とする。
2.2 警報装置等

2.2 警報装置等

設計基準対象施設は，発電用原子炉施設の機械又は器具の機能の喪失，誤操作その他

設計基準対象施設は，発電用原子炉施設の機械又は器具の機能の喪失，誤操作その他の異常により発電用原子炉の運転に著しい支障を及ぼすおそれが発生した場合（中性子の異常により発電用原子炉の運転に著しい支障を及ぼすおそれが発生した場合（中性子束，温度，圧力，流量等のプロセス変数が異常値になった場合，発電用原子炉施設の安全

束，温度，圧力，流量等のプロセス変数が異常値になった場合，発電用原子炉施設の安全性に関連する設備が動作した場合等）に，これらを確実に検出して自動的に警報（原子炉性に関連する設備が動作した場合等）に，これらを確実に検出して自動的に警報（原子

水位低又は高，原子炉圧力高，中性子束高等）を発信する装置を設けるとともに，表示ラ

炉水位低又は高，原子炉圧力高，中性子束高等）を発信する装置を設けるとともに，表示

ンプの点灯及びブザー鳴動等により運転員に通報できる設計とする。

ランプの点灯及びブザー鳴動等により運転員に通報できる設計とする。

発電用原子炉並びに原子炉冷却系統に係る主要な機械又は器具の動作状態を正確，か

発電用原子炉並びに原子炉冷却系統に係る主要な機械又は器具の動作状態を正確，かつ迅速に把握できるようポンプの運転停止状態及び弁の開閉状態等を表示灯により監視つ迅速に把握できるようポンプの運転停止状態及び弁の開閉状態等を表示灯により監視できる設計とする。

できる設計とする。

2.3 計測結果の表示，記録及び保存

ヘ項

ヘ項

2.3 計測結果の表示，記録及び保存

発電用原子炉の停止及び炉心の冷却並びに放射性物質の閉じ込めの機能の状況を監視

発電用原子炉の停止及び炉心の冷却並びに放射性物質の閉じ込めの機能の状況を監視するために必要なパラメータは，設計基準事故時においても確実に記録できる設計とすするために必要なパラメータは，設計基準事故時においても確実に記録し，保存できるる。

設計とする。

設計基準対象施設として，炉心における中性子束密度を計測するための計測装置，原設計基準対象施設として，炉心における中性子束密度を計測するための計測装置，原子炉圧力容器の入口及び出口における流量を計測するための主蒸気流量及び給水流量を

子炉圧力容器の入口及び出口における流量を計測するための主蒸気流量及び給水流量を計測する装置，原子炉圧力容器内の水位を計測するための原子炉水位及び原子炉水位（広計測する装置，原子炉圧力容器内の水位を計測するための原子炉水位及び原子炉水位（広帯域）を計測する装置，原子炉格納容器内の圧力，温度及び可燃性ガスの濃度を計測する

帯域）を計測する装置，原子炉格納容器内の圧力，温度及び可燃性ガスの濃度を計測すためのドライウェル圧力，サプレッション・チェンバ圧力，ドライウェル雰囲気温度，サるためのドライウェル圧力，サプレッション・チェンバ圧力，ドライウェル雰囲気温度，

プレッション・チェンバ雰囲気温度，格納容器内水素濃度及び格納容器内酸素濃度を計

サプレッション・チェンバ雰囲気温度，格納容器内水素濃度及び格納容器内酸素濃度をロ項 a.(r)ヘ項

資 1-5-8

変 更

前

変 更

後

測する装置を設け，これらの計測装置は計測結果を中央制御室に表示できる設計とする。

計測する装置を設け，これらの計測装置は計測結果を中央制御室に表示できる設計とす

また，計測結果を記録できる設計とする。

る。また，計測結果を記録し，及び保存できる設計とする。

制御棒の位置を計測する装置並びに原子炉圧力容器の入口及び出口における圧力及び制御棒の位置を計測する装置並びに原子炉圧力容器の入口及び出口における圧力及び温度を計測するための給水圧力，給水温度，主蒸気圧力及び主蒸気温度を計測する装置

温度を計測するための給水圧力，給水温度，主蒸気圧力及び主蒸気温度を計測する装置を設け，これらの計測装置は計測結果を中央制御室に表示できる設計とする。また，記録を設け，これらの計測装置は計測結果を中央制御室に表示できる設計とする。また，記はプロセス計算機から帳票として出力できる設計とする。

録はプロセス計算機から帳票として出力し保存できる設計とする。

原子炉冷却材の不純物の濃度は，試料採取設備により断続的に試料を採取し分析を行い，測定結果を記録する。

原子炉冷却材の不純物の濃度は，試料採取設備により断続的に試料を採取し分析を行記載しない理由

ヘ項

ヘ項

い，測定結果を記録し，及び保存する。
炉心損傷防止対策及び格納容器破損防止対策等を成功させるために必要な発電用原子

ホ項，ヘ項

炉施設の状態を把握するためのパラメータを計測する装置は，設計基準事故等に想定される変動範囲の最大値を考慮し，適切に対応するための計測範囲を有する設計とするとともに，重大事故等が発生し，当該重大事故等に対処するために監視することが必要な
原子炉圧力容器内の温度，圧力及び水位並びに原子炉圧力容器及び原子炉格納容器への注水量等のパラメータの計測が困難となった場合又は計測範囲を超えた場合に，代替パラメータにより推定ができる設計とする。
また，重大事故等時に設計基準を超える状態における発電用原子炉施設の状態を把握

ヘ項するための能力（最高計測可能温度等（設計基準最大値等））を明確にするとともに，パラメータの計測が困難となった場合又は計測範囲を超えた場合の代替パラメータによる推定等，複数のパラメータの中から確からしさを考慮した優先順位を保安規定に定めて管理する。
原子炉格納容器内の温度，圧力，水位，水素濃度等想定される重大事故等の対応に必ヘ項

要となるパラメータは，計測又は監視できる設計とする。また，計測結果は中央制御室に指示又は表示し，記録できる設計とする。
重大事故等の対応に必要となるパラメータは，安全パラメータ表示システム（ＳＰＤヘ項Ｓ）のうち緊急時対策支援システム伝送装置にて電磁的に記録，保存し，電源喪失により保存した記録が失われないとともに帳票が出力できる設計とする。また，記録は必要な容量を保存できる設計とする。
2.4 電源喪失時の計測
炉心損傷防止対策及び格納容器破損防止対策等を成功させるために必要な発電用原子ヘ項

炉施設の状態を把握するためのパラメータを計測する装置の電源は，非常用交流電源設

資 1-5-9

変 更

前

変 更

後

記載しない理由

備又は非常用直流電源設備の喪失等により計器電源が喪失した場合において，代替電源設備として常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備，所内常設直流電源設備，
常設代替直流電源設備又は可搬型代替直流電源設備を使用できる設計とする。
また，代替電源設備が喪失し計測に必要な計器電源が喪失した場合，特に重要なパラ

ヘ項

メータとして，炉心損傷防止対策及び格納容器破損防止対策等を成功させるために必要な発電用原子炉施設の状態を把握するためのパラメータを計測する装置については，温度，圧力，水位及び流量に係るものについて，乾電池を電源とした可搬型計測器（原子炉
圧力容器及び原子炉格納容器内の温度，圧力，水位及び流量（注水量）計測用）（個数 20（予備 20））及び可搬型計測器（原子炉圧力容器及び原子炉格納容器内の圧力，水位及び流量（注水量）計測用）（個数 19（予備 19））により計測できる設計とし，これらを保管する設計とする。
3.

安全保護装置等

3.1 安全保護装置
3.1.1 安全保護装置の機能及び構成

3.

安全保護装置等

3.1 安全保護装置
3.1.1 安全保護装置の機能及び構成

安全保護装置は，運転時の異常な過渡変化が発生する場合又は地震の発生により安全保護装置は，運転時の異常な過渡変化が発生する場合又は地震の発生により発電用原子炉の運転に支障が生ずる場合において，その異常な状態を検知し及び原

発電用原子炉の運転に支障が生ずる場合において，その異常な状態を検知し及び原

子炉緊急停止系その他系統と併せて機能することにより，燃料要素の許容損傷限界

子炉緊急停止系その他系統と併せて機能することにより，燃料要素の許容損傷限界を超えないようにできるものとするとともに，設計基準事故が発生する場合においを超えないようにできるものとするとともに，設計基準事故が発生する場合において，その異常な状態を検知し，原子炉緊急停止系及び工学的安全施設を自動的に作て，その異常な状態を検知し，原子炉緊急停止系及び工学的安全施設を自動的に作動させる設計とする。

動させる設計とする。

運転時の異常な過渡変化及び設計基準事故時に対処し得る複数の原子炉緊急停止
信号及び工学的安全施設作動信号を設ける設計とする。
なお，安全保護装置は設置（変更）許可を受けた運転時の異常な過渡変化の評価の条件を満足する設計とする。

運転時の異常な過渡変化及び設計基準事故時に対処し得る複数の原子炉緊急停止

ロ項 a.(s)，ヘ項

ロ項 a.(s)，ヘ項

信号及び工学的安全施設作動信号を設ける設計とする。
なお，安全保護装置は設置（変更）許可を受けた運転時の異常な過渡変化の評価

ロ項 a.(s)の条件を満足する設計とする。

安全保護装置を構成する機械若しくは器具又はチャンネルは，単一故障が起きた

安全保護装置を構成する機械若しくは器具又はチャンネルは，単一故障が起きた

場合又は使用状態からの単一の取り外しを行った場合において，安全保護機能を失場合又は使用状態からの単一の取り外しを行った場合において，安全保護機能を失わないよう，多重性を確保する設計とする。

わないよう，多重性を確保する設計とする。

安全保護装置を構成するチャンネルは，それぞれ互いに分離し，それぞれのチャン

安全保護装置を構成するチャンネルは，それぞれ互いに分離し，それぞれのチャ

ネル間において安全保護機能を失わないよう物理的，電気的に分離し，独立性を確

ンネル間において安全保護機能を失わないよう物理的，電気的に分離し，独立性を保する設計とする。

確保する設計とする。

ロ項 a.(s)ロ項 a.(s)資 1-5-10

変 更

前

変 更

後

記載しない理由

また，各チャンネルの電源は，分離，独立した母線から供給する設計とする。

また，各チャンネルの電源は，分離，独立した母線から供給する設計とする。

ロ項 a.(s)安全保護装置は，駆動源の喪失，系統の遮断その他の不利な状況が発生した場合に安全保護装置は，駆動源の喪失，系統の遮断その他の不利な状況が発生した場合

ロ項 a.(s)おいても，フェイル・セイフとすることで発電用原子炉施設をより安全な状態に移においても，フェイル・セイフとすることで発電用原子炉施設をより安全な状態に行するか，又は当該状態を維持することにより，発電用原子炉施設の安全上支障が移行するか，又は当該状態を維持することにより，発電用原子炉施設の安全上支障ない状態を維持できる設計とする。

がない状態を維持できる設計とする。

計測制御系統施設の一部を安全保護装置と共用する場合には，その安全機能を失計測制御系統施設の一部を安全保護装置と共用する場合には，その安全機能を失

ロ項 a.(s)わないよう，計測制御系統施設から機能的に分離した設計とする。

わないよう，計測制御系統施設から機能的に分離した設計とする。

また，運転条件に応じて作動設定値を変更できる設計とする。

また，運転条件に応じて作動設定値を変更できる設計とする。

「実用発電用原子炉及びその附

非常用炉心冷却設備その他の非常時に発電用原子炉の安全を確保するための設備

非常用炉心冷却設備その他の非常時に発電用原子炉の安全を確保するための設備

属施設の技術基準に関する規則」

を運転中に試験する場合に使用する電動弁用電動機の熱的過負荷保護装置は，設計を運転中に試験する場合に使用する電動弁用電動機の熱的過負荷保護装置は，設計の要求事項であり，「実用発電用基準事故時において不要な作動をしないようにできる設計とする。

基準事故時において不要な作動をしないようにできる設計とする。

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」の要求事項でないため，記載しない。

3.1.2 安全保護装置の不正アクセス行為等の被害の防止
安全保護装置のうち，アナログ回路で構成する機器は，外部ネットワークとの物

ロ項 a.(s)，ヘ項

理的分離及び機能的分離，外部ネットワークからの遠隔操作防止並びに物理的及び電気的アクセスの制限を設け，システムの据付，更新，試験，保守等で，承認されていない者の操作を防止する措置を講じることで，不正アクセス行為その他の電子計算機に使用目的に沿うべき動作をさせず，又は使用目的に反する動作をさせる行為による被害を防止できる設計とする。
安全保護装置のうち，一部デジタル演算処理を行う機器は，外部ネットワークと物理的分離及び機能的分離，外部ネットワークからの遠隔操作防止及びウイルス等の侵入防止並びに物理的及び電気的アクセスの制限を設け，システムの据付，更新，試験，保守等で，承認されていない者の操作及びウイルス等の侵入を防止する措置を講じることで，不正アクセス行為その他の電子計算機に使用目的に沿うべき動作をさせず，又は使用目的に反する動作をさせる行為による被害を防止できる設計とする。
安全保護装置が収納された盤の施錠によりハードウェアを直接接続させない措置

ロ項 a.(s)，ヘ項を実施すること及び安全保護装置のうち一部デジタル演算処理を行う機器のソフト
ウェアは設計，製作，試験及び変更管理の各段階で検証と妥当性確認を適切に行うことを保安規定に定め，不正アクセスを防止する。

資 1-5-11

変 更

前

変 更

後

記載しない理由

3.2 ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）
運転時の異常な過渡変化時において発電用原子炉の運転を緊急に停止することができ

ヘ項ない事象が発生するおそれがある場合又は当該事象が発生した場合においても炉心の著しい損傷を防止するため，原子炉冷却材圧力バウンダリ及び原子炉格納容器の健全性を維持するとともに，発電用原子炉を未臨界に移行するために必要な重大事故等対処設備
として，ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）を設ける設計とする。
発電用原子炉が運転を緊急に停止していなければならない状況にもかかわらず，原子ヘ項

炉出力，原子炉圧力等のパラメータの変化から緊急停止していないことが推定される場
合の重大事故等対処設備として，ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）は，原子炉圧
力高又は原子炉水位異常低下（レベル２）の信号により，全制御棒を全挿入させて発電用原子炉を未臨界にできる設計とする。また，ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）
は，中央制御室の操作スイッチを手動で操作することで作動させることができる設計とする。
3.3 ＡＴＷＳ緩和設備（代替再循環系ポンプトリップ機能）
運転時の異常な過渡変化時において発電用原子炉の運転を緊急に停止することができ

ヘ項ない事象が発生するおそれがある場合又は当該事象が発生した場合においても炉心の著しい損傷を防止するため，原子炉冷却材圧力バウンダリ及び原子炉格納容器の健全性を維持するとともに，発電用原子炉を未臨界に移行するために必要な重大事故等対処設備
として，ＡＴＷＳ緩和設備（代替再循環系ポンプトリップ機能）を設ける設計とする。
発電用原子炉が運転を緊急に停止していなければならない状況にもかかわらず，原子ヘ項

炉出力，原子炉圧力等のパラメータの変化から緊急停止していないことが推定される場
合の重大事故等対処設備として，ＡＴＷＳ緩和設備（代替再循環系ポンプトリップ機能）
は，原子炉圧力高又は原子炉水位異常低下（レベル２）の信号により再循環系ポンプ 2 台を自動停止させて，発電用原子炉の出力を抑制できる設計とする。また，ＡＴＷＳ緩和
設備（代替再循環系ポンプトリップ機能）は，自動で停止しない場合に，中央制御室の操作スイッチを手動で操作することにより，再循環系ポンプ遮断器及び再循環系ポンプ低速度用電源装置遮断器を開放することで，再循環系ポンプを停止させることができる設計とする。
3.4 過渡時自動減圧機能
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

ホ項，ヘ項

発電用原子炉の減圧機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するため，原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するために必要な重大事

資 1-5-12

変 更

前

変 更

後

記載しない理由

故等対処設備として，逃がし安全弁を作動させる過渡時自動減圧機能を設ける設計とする。
自動減圧機能が喪失した場合の重大事故等対処設備として，過渡時自動減圧機能は，

ヘ項

原子炉水位異常低下（レベル１）及び残留熱除去系ポンプ運転（低圧注水系）又は低圧炉
心スプレイ系ポンプ運転の場合に，逃がし安全弁用電磁弁を作動させることにより，逃がし安全弁を強制的に開放し，原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧させることができる
設計とする。なお，18 個の逃がし安全弁のうち，2 個がこの機能を有するとともに，自動減圧系との干渉及び起動阻止スイッチの判断操作の時間的余裕を考慮し，時間遅れを設ける設計とする。
3.5 自動減圧機能作動阻止
運転時の異常な過渡変化時において発電用原子炉の運転を緊急に停止することができ

ヘ項ない事象が発生した場合に，自動減圧系の起動阻止スイッチを 2 個作動させることで発電用原子炉の自動による減圧を防止できる設計とする。
原子炉緊急停止失敗時に自動減圧系が作動すると，高圧炉心スプレイ系，残留熱除去

ホ項，ヘ項

系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ系から大量の冷水が注水され出力の急激な上昇につながるため，自動減圧系の起動阻止スイッチにより自動減圧系及び過渡時自動減圧機能による自動減圧を阻止できる設計とする。
3.6 試験及び検査

3.6 試験及び検査

原子炉緊急停止系は，原子炉運転中でも一度に 1 つずつのチャンネルを各検出器でト

原子炉緊急停止系は，原子炉運転中でも一度に 1 つずつのチャンネルを各検出器でト 「実用発電用原子炉及びその附リップさせることによって，スクラム・パイロット弁までのあらゆる機能をチェックす

リップさせることによって，スクラム・パイロット弁までのあらゆる機能をチェックす 属施設の技術基準に関する規則」

ることができる設計とする。

ることができる設計とする。

工学的安全施設作動回路は，原子炉運転中でもテスト信号によって各々のチャンネルの要求事項であり，「実用発電用

工学的安全施設作動回路は，原子炉運転中でもテスト信号によって各々のチャンネル 原子炉及びその附属施設の位置，（検出器を含む）の試験を行うことができる設計とする。

（検出器を含む）の試験を行うことができる設計とする。

構造及び設備の基準に関する規則」の要求事項でないため，記載
しない。

4.

通信連絡設備

4.1 通信連絡設備（発電所内）

4.

通信連絡設備

4.1 通信連絡設備（発電所内）

原子炉冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊又は故障の際に，中央制御室等から人

原子炉冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊又は故障その他の異常の際に，中央制が立ち入る可能性のある原子炉建屋，タービン建屋等の建屋内外各所の人に操作，作業御室等から人が立ち入る可能性のある原子炉建屋，タービン建屋等の建屋内外各所の人又は退避の指示等の連絡を行うことができる設備として，警報装置及び通信設備（発電に操作，作業，退避の指示，事故対策のための集合等の連絡をブザー鳴動等により行う所内）を設置又は保管する設計とする。

ことができる設備及び音声等により行うことができる設備として，警報装置及び通信設ロ項(ad)，ヌ項

備（発電所内）を設置又は保管する設計とする。

資 1-5-13

変 更

前

変 更

後

警報装置として，十分な数量の警報装置の機能を有する送受話器（ページング）及び記載しない理由ロ項(ad)，ヌ項

多様性を確保した通信設備（発電所内）として，十分な数量の送受話器（ページング），
電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦＡＸ）（東海，東海第二発電所
共用（以下同じ。
）），無線連絡設備（固定型），無線連絡設備（携帯型），携行型有線通話装置，衛星電話設備（固定型）（東海，東海第二発電所共用（以下同じ。
））及び衛星電話
設備（携帯型）（東海，東海第二発電所共用（以下同じ。
））を設置又は保管する設計とする。
また，緊急時対策所へ事故状態等の把握に必要なデータを伝送できるデータ伝送設備

ロ項(ad)，ヌ項（発電所内）として，安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）を設置する設計とする。
警報装置，通信設備（発電所内）及びデータ伝送設備（発電所内）については，非常用

ヌ項

所内電源又は無停電電源（蓄電池を含む。
）に接続し，外部電源が期待できない場合でも動作可能な設計とする。
重大事故等が発生した場合において，発電所内の通信連絡をする必要のある場所と通ロ項(ad)，ヌ項

信連絡を行うために必要な通信設備（発電所内）及び計測等を行った特に重要なパラメータを発電所内の必要な場所で共有するために必要な通信設備（発電所内）として，必要な数量の衛星電話設備（固定型）及び携行型有線通話装置を中央制御室及び緊急時対策所内に設置又は保管し，必要な数量の衛星電話設備（携帯型）及び無線連絡設備（携帯型）を緊急時対策所内に保管する設計とする。なお，可搬型については必要な数量に加え，故障を考慮した数量の予備を保管する。
緊急時対策所へ重大事故等に対処するために必要なデータを伝送するためのデータ伝ロ項(ad)，ヌ項

送設備（発電所内）として，安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）のうちデータ伝送
装置を中央制御室内に設置し，緊急時対策支援システム伝送装置及びＳＰＤＳデータ表
示装置は，緊急時対策所建屋内に設置する設計とする。
衛星電話設備（固定型）は，屋外に設置したアンテナと接続することにより，屋内で使ヌ項用できる設計とする。
中央制御室内に設置する衛星電話設備（固定型）は，非常用交流電源設備に加えて，全ヌ項

交流動力電源が喪失した場合においても，代替電源設備である常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。
緊急時対策所内に設置する衛星電話設備（固定型）は，非常用交流電源設備に加えて， ヌ項

資 1-5-14

変 更

前

変 更

後

記載しない理由

全交流動力電源が喪失した場合においても，代替電源設備である緊急時対策所用代替電源設備からの給電が可能な設計とする。
衛星電話設備（携帯型），無線連絡設備（携帯型）及び携行型有線通話装置は，充電池

ヌ項

又は乾電池を使用する設計とする。充電池を用いるものについては，ほかの端末又は予備の充電池と交換することにより 7 日間以上継続して通話を可能とし，使用後の充電池
は，中央制御室又は緊急時対策所の電源から充電することができる設計とする。また，乾電池を用いるものについては，予備の乾電池と交換することにより，7 日間以上継続して通話ができる設計とする。
安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）のうちデータ伝送装置は，非常用交流電源

ヌ項

設備に加えて，全交流動力電源が喪失した場合においても，代替電源設備である常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。
安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）のうち緊急時対策支援システム伝送装置及びＳＰＤＳデータ表示装置は，非常用交流電源設備に加えて，全交流動力電源が喪失した場合においても，代替電源設備である緊急時対策所用代替電源設備からの給電が可能な設計とする。
重大事故等が発生した場合に必要な通信設備（発電所内）及びデータ伝送設備（発電ヌ項

所内）については，基準地震動Ｓｓによる地震力に対し，地震時及び地震後においても通信連絡に係る機能を保持するため，固縛又は固定による転倒防止措置等を実施するとともに，信号ケーブル及び電源ケーブルは，耐震性を有する電線管等に敷設する設計とする。
4.2 通信連絡設備（発電所外）
設計基準事故が発生した場合において，発電所外の本店（東京），国，地方公共団体， ロ項(ad)，ヌ項
その他関係機関等の必要箇所へ事故の発生等に係る連絡を音声等により行うことができる通信設備（発電所外）として，十分な数量の電力保安通信用電話設備（固定電話機，Ｐ
ＨＳ端末及びＦＡＸ），テレビ会議システム（社内）（東海，東海第二発電所共用（以下同じ。）），加入電話設備（加入電話及び加入ＦＡＸ）（東海，東海第二発電所共用（以下同じ。）），専用電話設備（専用電話（ホットライン）（地方公共団体向））（東海，東海第二発
電所共用（以下同じ。
）），衛星電話設備（固定型），衛星電話設備（携帯型）及び統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議システム，ＩＰ電話及びＩＰ－ＦＡＸ）（東海，東海第二発電所共用（以下同じ。
））を設置又は保管する設計とする。
また，発電所内から発電所外の緊急時対策支援システム（ＥＲＳＳ）へ必要なデータ

ロ項(ad)，ヌ項を伝送できるデータ伝送設備（発電所外）として，データ伝送設備を設置する設計とす

資 1-5-15

変 更

前

変 更

後

記載しない理由る。
通信設備（発電所外）及びデータ伝送設備（発電所外）については，有線系，無線系又ロ項(ad)，ヌ項

は衛星系回線による通信方式の多様性を備えた構成の通信回線に接続する。電力保安通
信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦＡＸ），テレビ会議システム（社内），専用
電話設備（専用電話（ホットライン）（地方公共団体向）），統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議システム，ＩＰ電話及びＩＰ－ＦＡＸ）及びデー
タ伝送設備は，専用通信回線に接続し，輻輳等による制限を受けることなく常時使用できる設計とする。また，これらの専用通信回線の容量は通話及びデータ伝送に必要な容量に対し十分な余裕を確保した設計とする。
通信設備（発電所外）及びデータ伝送設備（発電所外）については，非常用所内電源又ロ項(ad)，ヌ項

は無停電電源（蓄電池を含む。
）に接続し，外部電源が期待できない場合でも動作可能な設計とする。
原子炉冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊又は故障その他の異常が発生した場合

ヌ項において，データ伝送設備は，基準地震動Ｓｓによる地震力に対し，地震時及び地震後においても，緊急時対策支援システム（ＥＲＳＳ）へ必要なデータを伝送する機能を保持するため，固縛又は固定による転倒防止措置等を実施するとともに，信号ケーブル及び電源ケーブルは，耐震性を有する電線管等の電路に敷設する設計とする。
重大事故等が発生した場合において，発電所外（社内外）の通信連絡をする必要のあロ項(ad)，ヌ項る場所と通信連絡を行うために必要な通信設備（発電所外）及び計測等を行った特に重要なパラメータを発電所外（社内外）の必要な場所で共有するために必要な通信設備（発電所外）として，必要な数量の衛星電話設備（固定型）を中央制御室及び緊急時対策所内に設置し，必要な数量の衛星電話設備（携帯型）及び統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議システム，ＩＰ電話及びＩＰ－ＦＡＸ）を緊急時対策
所内に設置又は保管する設計とする。なお，可搬型については必要な数量に加え，故障を考慮した数量の予備を保管する。
重大事故等が発生した場合において，発電所内から発電所外の緊急時対策支援システロ項(ad)，ヌ項ム（ＥＲＳＳ）へ必要なデータを伝送できるデータ伝送設備（発電所外）として，緊急時対策支援システム伝送装置で構成するデータ伝送設備を緊急時対策所建屋内に設置する設計とする。
衛星電話設備（固定型）は，屋外に設置したアンテナと接続することにより，屋内で使ヌ項用できる設計とする。

資 1-5-16

変 更

前

変 更

後

中央制御室内に設置する衛星電話設備（固定型）は，非常用交流電源設備に加えて，全記載しない理由
ヌ項

交流動力電源が喪失した場合においても，代替電源設備である常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。
衛星電話設備（携帯型）は，充電池を使用する設計とする。充電池を用いるものについヌ項ては，ほかの端末又は予備の充電池と交換することにより 7 日間以上継続して通話を可能とし，使用後の充電池は，中央制御室又は緊急時対策所の電源から充電することができる設計とする。
緊急時対策所建屋内に設置する衛星電話設備（固定型）及び統合原子力防災ネットワ

ヌ項ークに接続する通信連絡設備（テレビ会議システム，ＩＰ電話及びＩＰ－ＦＡＸ）は，非常用交流電源設備に加えて，全交流動力電源が喪失した場合においても，代替電源設備
である緊急時対策所用代替電源設備からの給電が可能な設計とする。
データ伝送設備（発電所外）は，非常用交流電源設備に加えて，全交流動力電源が喪失

ヌ項した場合においても，代替電源設備である緊急時対策所用代替電源設備からの給電が可能な設計とする。
重大事故等が発生した場合に必要な通信設備（発電所外）及びデータ伝送設備（発電ヌ項

所外）については，基準地震動Ｓｓによる地震力に対し，地震時及び地震後においても通信連絡に係る機能を保持するため，固縛又は固定による転倒防止措置等を実施するとともに，信号ケーブル及び電源ケーブルは，耐震性を有する電線管等に敷設する設計とする。
緊急時対策所内に設置する衛星電話設備（固定型）及び統合原子力防災ネットワーク

ヌ項に接続する通信連絡設備は，同一の端末を使用することにより，端末を変更する場合に生じる情報共有の遅延を防止することができ，安全性の向上が図れることから，東海発電所及び東海第二発電所で共用する設計とする。
これらの通信連絡設備は，共用により悪影響を及ぼさないよう，東海発電所及び東海

ヌ項

第二発電所の使用する要員が通信連絡するために必要な容量を確保する設計とする。
通信連絡設備のうち衛星電話設備（固定型），衛星電話設備（携帯型），電力保安通信用

通信連絡設備のうち衛星電話設備（固定型），衛星電話設備（携帯型），電力保安通信用

電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦＡＸ），テレビ会議システム（社内），統合原子

電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦＡＸ），テレビ会議システム（社内），統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議システム，ＩＰ電話及びＩＰ

力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議システム，ＩＰ電話及びＩＰ－ＦＡＸ），加入電話設備（加入電話及び加入ＦＡＸ）及び専用電話設備（ホットライン）－ＦＡＸ），加入電話設備（加入電話及び加入ＦＡＸ）及び専用電話設備（ホットライン）

ロ項 a.(g)

資 1-5-17

変 更

前

変 更

後

（地方公共団体向）は，東海発電所と共用とするが，東海第二発電所及び東海発電所に係（地方公共団体向）は，東海発電所と共用とするが，東海第二発電所及び東海発電所にる通信・通話に必要な仕様を満足する設計とすることで，安全性を損なわない設計とす

係る通信・通話に必要な仕様を満足する設計とすることで，安全性を損なわない設計と

る。

する。
5.

記載しない理由

制御用空気設備

5.1 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備
原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態であって，設計基準事故対処設備が有する

ホ項，ヘ項

発電用原子炉の減圧機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷及び原子炉格納容－器の破損を防止するため，原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するために必要な重大事
故等対処設備として，非常用窒素供給系及び非常用逃がし安全弁駆動系を設ける設計とする。
原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備のうち，逃がし安全弁の機能回復

ホ項，ヘ項のための重大事故等対処設備として，非常用窒素供給系は，逃がし安全弁の作動に必要な逃がし弁機能用アキュムレータ及び自動減圧機能用アキュムレータの充填圧力が喪失した場合において，逃がし安全弁（7 個）の作動に必要な窒素を非常用窒素供給系高圧窒
素ボンベ（空調機容量

kW 以上）により供給できる設計とする。

非常用窒素供給系高圧窒素ボンベの圧力が低下した場合は，現場で非常用窒素供給系

ホ項，ヘ項

高圧窒素ボンベの取替えが可能な設計とする。
非常用窒素供給系の流路として，自動減圧機能用アキュムレータを重大事故等対処設

ヘ項

備として使用することから，流路に係る機能について重大事故等対処設備として設計する。
原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備のうち，逃がし安全弁機能回復の

ホ項，ヘ項

ための重大事故等対処設備として，非常用逃がし安全弁駆動系は，逃がし安全弁の作動に必要な逃がし弁機能用アキュムレータ及び自動減圧機能用アキュムレータの充填圧力が喪失した場合において，逃がし安全弁のアクチュエータに非常用逃がし安全弁駆動系
高圧窒素ボンベ（空調機容量

kW 以上）により直接窒素を供給することで，逃がし安全弁（4 個）を一定期間にわたり連続して開状態を保持できる設計とする。
非常用逃がし安全弁駆動系高圧窒素ボンベの圧力が低下した場合は，現場で非常用逃

ホ項，ヘ項がし安全弁駆動系高圧窒素ボンベの取替えが可能な設計とする。
6.

主要対象設備
計測制御系統施設の対象となる主要な設備について，「表 1 計測制御系統施設の主要設

6.

主要対象設備

本記載は，要目表対象を示したリ

計測制御系統施設の対象となる主要な設備について，「表 1 計測制御系統施設の主要設ストに関する記載であるため，記資 1-5-18

変 更備リスト」に示す。

前

変 更

後

備リスト」に示す。

記載しない理由載しない。

本施設の設備として兼用する場合に主要設備リストに記載されない設備については「表2計測制御系統施設の兼用設備リスト」に示す。

資 1-5-196.

放射性廃棄物の廃棄施設の基本設計方針
変 更

前

変 更

後

記載しない理由

用語の定義は「発電用原子力設備に関する技術基準を定める省令」，「実用発電用原子炉

用語の定義は「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」及び「実用発電用原子炉及びる規則」及び「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則」並びにこれら

その附属施設の技術基準に関する規則」並びにこれらの解釈による。

の解釈による。

第１章 共通項目
放射性廃棄物の廃棄施設の共通項目である「1.

第１章 共通項目
地盤等，2.

自然現象，3.

火災，4.

放射性廃棄物の廃棄施設の共通項目である「1. 地盤等，2. 自然現象，3.

火災， 4.

溢水等，5. 設備に対する要求（5.7 内燃機関を除く。
），6. その他」の基本設計方針については，原子炉冷却系統施設の基本設計方針「第１章 共通項目」に基づく設計とする。

ついては，原子炉冷却系統施設の基本設計方針「第１章 共通項目」に基づく設計とする。

第２章 個別項目

1.

1.

廃棄物貯蔵設備，廃棄物処理設備

1.1 廃棄物貯蔵設備
放射性廃棄物を貯蔵する設備の容量は，通常運転時に発生する放射性廃棄物の発生量と放射性廃棄物処理設備の処理能力，また，放射性廃棄物処理設備の稼働率を想定した設計とする。

ない。

本記載は概要であるため，記載し溢水等，5. 設備に対する要求（5.7 内燃機関を除く。
）， 6. その他」の基本設計方針に

第２章 個別項目

本記載は概要であるため，記載しない。

廃棄物貯蔵設備，廃棄物処理設備

1.1 廃棄物貯蔵設備
放射性廃棄物を貯蔵する設備の容量は，通常運転時に発生する放射性廃棄物の発生量

ロ項 a.(w)と放射性廃棄物処理設備の処理能力，また，放射性廃棄物処理設備の稼働率を想定した設計とする。

放射性廃棄物を貯蔵する設備は，放射性廃棄物が漏えいし難い設計とする。また，崩壊放射性廃棄物を貯蔵する設備は，放射性廃棄物が漏えいし難い設計とする。また，崩熱及び放射線の照射により発生する熱に耐え，かつ，放射性廃棄物に含まれる化学薬品

壊熱及び放射線の照射により発生する熱に耐え，かつ，放射性廃棄物に含まれる化学薬の影響及び不純物の影響により著しく腐食しない設計とする。

品の影響及び不純物の影響により著しく腐食しない設計とする。

固体廃棄物貯蔵庫は，東海発電所と共用とするが，その処理量は東海第二発電所及び固体廃棄物貯蔵庫は，東海発電所と共用とするが，その処理量は東海第二発電所及び東海発電所における合計の予想発生量を考慮することで安全性を損なわない設計とす

東海発電所における合計の予想発生量を考慮することで安全性を損なわない設計とする。

る。

1.2 廃棄物処理設備

放射性廃棄物を処理する設備は，周辺監視区域の外の空気中及び周辺監視区域の境界における水中の放射性物質の濃度が，それぞれ，「核原料物質又は核燃料物質の製錬の事

における水中の放射性物質の濃度が，それぞれ，「核原料物質又は核燃料物質の製錬の事

業に関する規則等の規定に基づく線量限度等を定める告示」に定められた濃度限度以下

業に関する規則等の規定に基づく線量限度等を定める告示」に定められた濃度限度以下となるように，発電用原子炉施設において発生する放射性廃棄物を処理する能力を有すとなるように，発電用原子炉施設において発生する放射性廃棄物を処理する能力を有する設計とする。

る設計とする。

「発電用軽水型原子炉施設周辺の線量目標値に関する指針」を満足する設計とする。

ロ項 a.(g)1.2 廃棄物処理設備

放射性廃棄物を処理する設備は，周辺監視区域の外の空気中及び周辺監視区域の境界

さらに，発電所周辺の一般公衆の線量を合理的に達成できる限り低く保つ設計とし，ロ項 a.(w)

さらに，発電所周辺の一般公衆の線量を合理的に達成できる限り低く保つ設計とし，ロ項 a.(v)，ト項

ロ項 a.(v)「発電用軽水型原子炉施設周辺の線量目標値に関する指針」を満足する設計とする。

気体廃棄物処理設備は，主として主復水器の空気抽出器，排ガス再結合器及び排ガス

気体廃棄物処理設備は，主として主復水器の空気抽出器，排ガス再結合器及び排ガス減衰管並びに活性炭ホールドアップ装置等で構成し，排ガスはろ過処理後，放射性物質

減衰管並びに活性炭ホールドアップ装置等で構成し，排ガスはろ過処理後，放射性物質

ト項

資 1-6-1

変 更前の濃度を監視しながら主排気筒等から放出する設計とする。

変 更後の濃度を監視しながら主排気筒等から放出する設計とする。

なお，排ガス減衰管は排ガスの通過に通常約 30 分，活性炭ホールドアップ装置は排ガ

なお，排ガス減衰管は排ガスの通過に通常約 30 分，活性炭ホールドアップ装置は排ガ

ス中のクセノンの通過に約 27 日間，クリプトンの通過に約 40 時間を要する設計とする。

ス中のクセノンの通過に約 27 日間，クリプトンの通過に約 40 時間を要する設計とする。

液体廃棄物処理設備は，廃液の発生源により，機器ドレン処理系，床ドレン処理系，再液体廃棄物処理設備は，廃液の発生源により，機器ドレン処理系，床ドレン処理系，再生廃液処理系，洗濯廃液処理系及び排ガス洗浄廃液処理系で処理する設計とする。

放射性物質を含む原子炉冷却材を通常運転時において原子炉冷却系統外に排出する場

合は，床ドレン及び機器ドレン系のサンプを介して，液体廃棄物処理系へ導く設計とす

合は，床ドレン及び機器ドレン系のサンプを介して，液体廃棄物処理系へ導く設計とする。

る。

固体廃棄物処理設備は，廃棄物の種類に応じて，濃縮廃液を固化材（セメント）と混合

固体廃棄物処理設備は，廃棄物の種類に応じて，濃縮廃液を乾燥・造粒固化する減容して固化する固化装置（セメント固化式）又は乾燥・造粒固化する減容固化設備及び固化

固化設備及び固化材と混練して固化するセメント混練固化装置（東海，東海第二発電所

材と混練して固化するセメント混練固化装置（東海，東海第二発電所共用（以下同じ。
）），

共用（以下同じ。
）），可燃性雑固体廃棄物及び使用済樹脂並びに廃スラッジを焼却する雑可燃性雑固体廃棄物及び使用済樹脂並びに廃スラッジを焼却する雑固体廃棄物焼却設備

固体廃棄物焼却設備（東海，東海第二発電所共用（以下同じ。
）），不燃性雑固体廃棄物を（東海，東海第二発電所共用（以下同じ。
）），不燃性雑固体廃棄物を溶融・焼却する雑固

溶融・焼却する雑固体減容処理設備（東海，東海第二発電所共用（以下同じ。
））で処理す体減容処理設備（東海，東海第二発電所共用（以下同じ。
））で処理する設計とする。

る設計とする。

セメント混練固化装置，雑固体廃棄物焼却設備，雑固体減容処理設備及び固体廃棄物

セメント混練固化装置，雑固体廃棄物焼却設備，雑固体減容処理設備及び固体廃棄物

作業建屋は，東海発電所と共用とするが，その処理量は東海第二発電所及び東海発電所

作業建屋は，東海発電所と共用とするが，その処理量は東海第二発電所及び東海発電所

における合計の予想発生量を考慮することで安全性を損なわない設計とする。

における合計の予想発生量を考慮することで安全性を損なわない設計とする。

放射性廃棄物以外の流体状の廃棄物を流体状の放射性廃棄物を処理する設備に導かない設計とする。

設計とする。

放射性廃棄物を処理する設備は，放射性廃棄物が漏えいし難い又は放射性廃棄物を処

放射性廃棄物を処理する設備は，放射性廃棄物が漏えいし難い又は放射性廃棄物を処理する過程において散逸し難い構造とし，かつ，放射性廃棄物に含まれる化学薬品の影理する過程において散逸し難い構造とし，かつ，放射性廃棄物に含まれる化学薬品の影

響及び不純物の影響により著しく腐食しない設計とする。

響及び不純物の影響により著しく腐食しない設計とする。

ら放出する設計とする。
また，フィルタは，放射性物質による汚染の除去又は交換に必要な空間を有するとともに，必要に応じて梯子等を設置し，取替が容易な設計とする。
流体状の放射性廃棄物は，管理区域内で処理することとし，流体状の放射性廃棄物をト項

ト項

ロ項 a.(g)放射性廃棄物を処理する設備は，放射性廃棄物以外の廃棄物を処理する設備と区別し， ロ項 a.(v)

放射性廃棄物以外の流体状の廃棄物を流体状の放射性廃棄物を処理する設備に導かない

気体状の放射性廃棄物はフィルタを通し放射性物質の濃度を監視可能な主排気筒等かト項

生廃液処理系，洗濯廃液処理系及び排ガス洗浄廃液処理系で処理する設計とする。

放射性物質を含む原子炉冷却材を通常運転時において原子炉冷却系統外に排出する場

放射性廃棄物を処理する設備は，放射性廃棄物以外の廃棄物を処理する設備と区別し，記載しない理由

気体状の放射性廃棄物はフィルタを通し放射性物質の濃度を監視可能な主排気筒等か

ロ項 a.(v)，ト項

ト項

ら放出する設計とする。
また，フィルタは，放射性物質による汚染の除去又は交換に必要な空間を有するとともに，必要に応じて梯子等を設置し，取替が容易な設計とする。
流体状の放射性廃棄物は，管理区域内で処理することとし，流体状の放射性廃棄物をト項

資 1-6-2

変 更

前

変 更

管理区域外において運搬するための容器は設置しない。

後記載しない理由

管理区域外において運搬するための容器は設置しない。

原子炉冷却材圧力バウンダリ内に施設されたものから発生する高放射性の固体状の放原子炉冷却材圧力バウンダリ内に施設されたものから発生する高放射性の固体状の放射性廃棄物（放射能量が科技庁告示第 5 号第 3 条第 1 号に規定するＡ１値又はＡ２値を超射性廃棄物（放射能量が科技庁告示第 5 号第 3 条第 1 号に規定するＡ１値又はＡ２値を超えるもの（除染等により線量低減ができるものは除く））を管理区域外において運搬するえるもの（除染等により線量低減ができるものは除く））を管理区域外において運搬すための固体廃棄物移送容器は，容易かつ安全に取扱うことができ，かつ，運搬中に予想さるための固体廃棄物移送容器は，容易かつ安全に取扱うことができ，かつ，運搬中に予れる温度及び内圧の変化，振動等により，亀裂，破損等が生じるおそれがない設計とす

想される温度及び内圧の変化，振動等により，亀裂，破損等が生じるおそれがない設計

る。

とする。

また，固体廃棄物移送容器は，放射性廃棄物が漏えいし難い構造であり，崩壊熱及び放また，固体廃棄物移送容器は，放射性廃棄物が漏えいし難い構造であり，崩壊熱及び射線の照射により発生する熱に耐え，かつ，放射性廃棄物に含まれる化学薬品の影響及放射線の照射により発生する熱に耐え，かつ，放射性廃棄物に含まれる化学薬品の影響

び不純物の影響により著しく腐食しない設計とする。

及び不純物の影響により著しく腐食しない設計とする。

固体廃棄物移送容器は，内部に放射性廃棄物を入れた場合に，放射線障害を防止する

固体廃棄物移送容器は，内部に放射性廃棄物を入れた場合に，放射線障害を防止するため，その表面の線量当量率及びその表面から 1 m の距離における線量当量率が「核燃ため，その表面の線量当量率及びその表面から 1 m の距離における線量当量率が「核燃料物質等の工場又は事業所の外における運搬に関する規則」に定められた線量当量率を料物質等の工場又は事業所の外における運搬に関する規則」に定められた線量当量率を超えない設計とする。

超えない設計とする。

1.3 汚染拡大防止

ト項

ト項

1.3 汚染拡大防止

1.3.1 流体状の放射性廃棄物の漏えいし難い構造及び漏えいの拡大防止

1.3.1 流体状の放射性廃棄物の漏えいし難い構造及び漏えいの拡大防止
3放射性液体廃棄物処理施設内部又は内包する放射性廃棄物の濃度が 37 Bq/cm を放射性液体廃棄物処理施設内部又は内包する放射性廃棄物の濃度が 37 Bq/cm3 を超える放射性液体廃棄物貯蔵施設内部のうち，流体状の放射性廃棄物の漏えいが拡超える放射性液体廃棄物貯蔵施設内部のうち，流体状の放射性廃棄物の漏えいが拡大するおそれがある部分の漏えいし難い構造，漏えいの拡大防止，堰については，次大するおそれがある部分の漏えいし難い構造，漏えいの拡大防止，堰については，のとおりとする。

次のとおりとする。

(1) 漏えいし難い構造(1) 漏えいし難い構造

全ての床面，適切な高さまでの壁面及びその両者の接合部は，耐水性を有する設計

全ての床面，適切な高さまでの壁面及びその両者の接合部は，耐水性を有する設とし，流体状の放射性廃棄物が漏えいし難い構造とする。また，その貫通部は堰の機計とし，流体状の放射性廃棄物が漏えいし難い構造とする。また，その貫通部は堰能を失わない構造とする。

の機能を失わない構造とする。

(2) 漏えいの拡大防止

ロ項 a.(v)

ロ項 a.(v)，a.(w)(2) 漏えいの拡大防止

床面は，床面の傾斜又は床面に設けられた溝の傾斜により流体状の放射性廃棄物

床面は，床面の傾斜又は床面に設けられた溝の傾斜により流体状の放射性廃棄物が排液受け口に導かれる構造とし，かつ，気体状のものを除く流体状の放射性廃棄が排液受け口に導かれる構造とし，かつ，気体状のものを除く流体状の放射性廃棄物を処理又は貯蔵する設備の周辺部には，堰又は堰と同様の効果を有するものを施物を処理又は貯蔵する設備の周辺部には，堰又は堰と同様の効果を有するものを施設し，流体状の放射性廃棄物の漏えいの拡大を防止する設計とする。

設し，流体状の放射性廃棄物の漏えいの拡大を防止する設計とする。

ロ項 a.(y)資 1-6-3

変 更前(3) 放射性廃棄物処理施設に係る堰の施設

変 更後(3) 放射性廃棄物処理施設に係る堰の施設

放射性廃棄物処理施設外に通じる出入口又はその周辺部には，堰を施設すること

放射性廃棄物処理施設外に通じる出入口又はその周辺部には，堰を施設すること

により，流体状の放射性廃棄物が施設外へ漏えいすることを防止する設計とする。

により，流体状の放射性廃棄物が施設外へ漏えいすることを防止する設計とする。

施設外へ漏えいすることを防止するための堰は，処理する設備に係わる配管につ施設外へ漏えいすることを防止するための堰は，処理する設備に係わる配管について，長さが当該設備に接続される配管の内径の 1／2，幅がその配管の肉厚の 1／2

いて，長さが当該設備に接続される配管の内径の 1／2，幅がその配管の肉厚の 1／2の大きさの開口を当該設備と当該配管との接合部近傍に仮定したとき，開口からのの大きさの開口を当該設備と当該配管との接合部近傍に仮定したとき，開口からの流体状の放射性廃棄物の漏えい量のうち最大の漏えい量をもってしても，流体状の

流体状の放射性廃棄物の漏えい量のうち最大の漏えい量をもってしても，流体状の放射性廃棄物の漏えいが広範囲に拡大することを防止する設計とする。

放射性廃棄物の漏えいが広範囲に拡大することを防止する設計とする。

この場合の仮定は堰の能力を算定するためにのみに設けるものであり，開口は施

この場合の仮定は堰の能力を算定するためにのみに設けるものであり，開口は施設内の貯蔵設備に 1 ヶ所想定し，漏えい時間は漏えいを適切に止めることができる

設内の貯蔵設備に 1 ヶ所想定し，漏えい時間は漏えいを適切に止めることができるまでの時間とし，床ドレンファンネルの排出機能を考慮する。床ドレンファンネル

までの時間とし，床ドレンファンネルの排出機能を考慮する。床ドレンファンネル

は，その機能が確実なものとなるように設計する。

は，その機能が確実なものとなるように設計する。

(4) 放射性廃棄物貯蔵施設に係る堰の施設

放射性廃棄物貯蔵施設外に通じる出入口又はその周辺部には，堰を施設すること

により，流体状の放射性廃棄物が施設外へ漏えいすることを防止する設計とする。

により，流体状の放射性廃棄物が施設外へ漏えいすることを防止する設計とする。

漏えいの拡大を防止するための堰及び施設外へ漏えいすることを防止するための漏えいの拡大を防止するための堰及び施設外へ漏えいすることを防止するための堰は，開口を仮定する貯蔵設備が設置されている区画内の床ドレンファンネルの排堰は，開口を仮定する貯蔵設備が設置されている区画内の床ドレンファンネルの排出機能を考慮しないものとし，流体状の放射性廃棄物の施設外への漏えいを防止で出機能を考慮しないものとし，流体状の放射性廃棄物の施設外への漏えいを防止できる能力をもつ設計とする。

きる能力をもつ設計とする。

ロ項 a.(w)

ロ項 a.(y)1.3.2 固体状の放射性廃棄物の汚染拡大防止

固体状の放射性廃棄物を貯蔵する設備が設置される発電用原子炉施設は，固体状

固体状の放射性廃棄物を貯蔵する設備が設置される発電用原子炉施設は，固体状の放射性廃棄物をドラム缶に詰める，容器に入れる又はタンク内に貯蔵することにの放射性廃棄物をドラム缶に詰める，容器に入れる又はタンク内に貯蔵することによる汚染拡大防止措置を講じることにより，放射性廃棄物による汚染が広がらない

よる汚染拡大防止措置を講じることにより，放射性廃棄物による汚染が広がらない設計とする。

設計とする。

1.4 排水路ロ項 a.(v)(y)(4) 放射性廃棄物貯蔵施設に係る堰の施設

放射性廃棄物貯蔵施設外に通じる出入口又はその周辺部には，堰を施設すること

1.3.2 固体状の放射性廃棄物の汚染拡大防止

記載しない理由

ロ項 a.(w)

1.4 排水路

液体廃棄物処理設備，液体廃棄物貯蔵設備及びこれらに関連する施設を設ける建屋の液体廃棄物処理設備，液体廃棄物貯蔵設備及びこれらに関連する施設を設ける建屋の床面下には，発電所外に管理されずに排出される排水が流れる排水路を施設しない設計

床面下には，発電所外に管理されずに排出される排水が流れる排水路を施設しない設計

とする。

とする。

また，液体廃棄物処理設備，液体廃棄物貯蔵設備及びこれらに関連する施設を設ける

また，液体廃棄物処理設備，液体廃棄物貯蔵設備及びこれらに関連する施設を設ける

建屋内部には発電所外に管理されずに排出される排水が流れる排水路に通じる開口部を建屋内部には発電所外に管理されずに排出される排水が流れる排水路に通じる開口部を設けない設計とする。

設けない設計とする。

ト項

ト項

資 1-6-4

変 更
2.

前

警報装置等

変 更
2.

後

記載しない理由

警報装置等

流体状の放射性廃棄物を処理し，又は貯蔵する設備から流体状の放射性廃棄物が著しく変更なし

ロ項 a.(y)，へ項漏えいするおそれが発生した場合（床への漏えい又はそのおそれ（数滴程度の微少漏えいを除く。
））を早期に検出するよう，タンクの水位，漏えい検知等によりこれらを確実に検出して自動的に警報（機器ドレン，床ドレンの容器又はサンプの水位）を発信する装置を設けるとともに，表示ランプの点灯及びブザー鳴動等により運転員に通報できる設計とする。
また，タンク水位の検出器，インターロック等の適切な計測制御設備を設けることにより，漏えいの発生を防止できる設計とする。
へ項

放射性廃棄物を処理し，又は貯蔵する設備に係る主要な機械又は器具の動作状態を正確，かつ迅速に把握できるようポンプの運転停止状態及び弁の開閉状態等を表示灯により監視できる設計とする。

3.

主要対象設備
放射性廃棄物の廃棄施設の対象となる主要な設備について，「表 1 放射性廃棄物の廃棄施設の主要設備リスト」に示す。

3.

主要対象設備

本記載は，要目表対象を示したリ

放射性廃棄物の廃棄施設の対象となる主要な設備について，「表 1 放射性廃棄物の廃棄ストに関する記載であるため，記施設の主要設備リスト」に示す。

載しない。

資 1-6-5

7.

放射線管理施設の基本設計方針
変 更

前

変 更

用語の定義は「発電用原子力設備に関する技術基準を定める省令」，「実用発電用原子炉

後

記載しない理由

用語の定義は「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 本記載は概要であるため，記載し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」及び「実用発電用原子炉及びる規則」及び「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則」並びにこれら ない。

その附属施設の技術基準に関する規則」並びにこれらの解釈による。

の解釈による。

第１章 共通項目
放射線管理施設の共通項目である「1. 地盤等，2.
5.

設備に対する要求（5.6

本記載は概要であるため，記載し第１章 共通項目
自然現象，3. 火災，4.

溢水等，

逆止め弁，5.7 内燃機関を除く。
），6. その他」の基本設計

放射線管理施設の共通項目である「1. 地盤等，2.
5.

設備に対する要求（5.6

自然現象，3. 火災，4.

溢水等， ない。

逆止め弁，5.7 内燃機関を除く。
），6. その他」の基本設計

方針については，原子炉冷却系統施設の基本設計方針「第１章 共通項目」に基づく設計と方針については，原子炉冷却系統施設の基本設計方針「第１章 共通項目」に基づく設計と

する。

する。

第２章 個別項目

第２章 個別項目

1.

1.

放射線管理施設

1.1 放射線管理用計測装置

放射線管理施設

1.1 放射線管理用計測装置

発電用原子炉施設には，通常運転時，運転時の異常な過渡変化時及び設計基準事故時

発電用原子炉施設には，通常運転時，運転時の異常な過渡変化時及び設計基準事故時において，当該発電用原子炉施設における各系統の放射性物質の濃度，管理区域内等のにおいて，当該発電用原子炉施設における各系統の放射性物質の濃度，管理区域内等の主要箇所の外部放射線に係る線量当量率等を監視，測定するために，プロセスモニタリ

主要箇所の外部放射線に係る線量当量率等を監視，測定するために，プロセスモニタリ

ング設備，エリアモニタリング設備及び分析用放射線測定装置並びに携帯用及び半固定ング設備，エリアモニタリング設備及び分析用放射線測定装置並びに携帯用及び半固定

放射線検出器を設ける。

放射線検出器を設ける。

出入管理室（東海，東海第二発電所共用（以下同じ。
））には，放射線業務従事者及び一時立入者の出入管理，汚染管理のための測定機器等を設ける。

出入管理室（東海，東海第二発電所共用（以下同じ。
））には，放射線業務従事者及び一ロ項 a.(y)，チ項

時立入者の出入管理，汚染管理のための測定機器等を設ける。

各系統の試料，放射性廃棄物の放出管理用試料及び環境試料の化学分析並びに放射能各系統の試料，放射性廃棄物の放出管理用試料及び環境試料の化学分析並びに放射能測定を行うため，化学分析室，放射能測定室，環境試料測定室（東海，東海第二発電所共測定を行うため，化学分析室，放射能測定室，環境試料測定室（東海，東海第二発電所共用）に測定機器を設ける。

用）に測定機器を設ける。

発電所外へ放出する放射性物質の濃度，周辺監視区域境界付近の空間線量率等を監視

発電所外へ放出する放射性物質の濃度，周辺監視区域境界付近の空間線量率等を監視するために，プロセスモニタリング設備，固定式周辺モニタリング設備及び移動式周辺するために，プロセスモニタリング設備，固定式周辺モニタリング設備及び移動式周辺モニタリング設備を設ける。また，風向，風速その他の気象条件を測定するため，環境測モニタリング設備を設ける。また，風向，風速その他の気象条件を測定するため，環境測定装置を設ける。

定装置を設ける。

プロセスモニタリング設備，エリアモニタリング設備及び固定式周辺モニタリング設

プロセスモニタリング設備，エリアモニタリング設備及び固定式周辺モニタリング設

備については，設計基準事故時における迅速な対応のために必要な情報を中央制御室に備については，設計基準事故時における迅速な対応のために必要な情報を中央制御室及表示できる設計とする。

び緊急時対策所に表示できる設計とする。

設計基準対象施設は，発電用原子炉施設の機械又は器具の機能の喪失，誤操作その他

ロ項 a.(y)(z)，チ項

設計基準対象施設は，発電用原子炉施設の機械又は器具の機能の喪失，誤操作その他

ロ項 a.(y)，チ項

ロ項 a.(z)，チ項

ロ項 a.(y)(z)，チ項

ヘ項

資 1-7-1

変 更

前

変 更

後

の異常により発電用原子炉の運転に著しい支障を及ぼすおそれが発生した場合（原子炉の異常により発電用原子炉の運転に著しい支障を及ぼすおそれが発生した場合（原子炉

建屋原子炉棟内の放射能レベルが設定値を超えた場合，主蒸気管又は空気抽出器排ガス

建屋原子炉棟内の放射能レベルが設定値を超えた場合，主蒸気管又は空気抽出器排ガス

中の放射能レベルが設定値を超えた場合等）に，これらを確実に検出して自動的に警報中の放射能レベルが設定値を超えた場合等）に，これらを確実に検出して自動的に警報（原子炉建屋放射能高，主蒸気管放射能高等）を発信する装置を設ける。

（原子炉建屋放射能高，主蒸気管放射能高等）を発信する装置を設ける。

排気筒の出口又はこれに近接する箇所における排気中の放射性物質の濃度，管理区域

排気筒の出口又はこれに近接する箇所における排気中の放射性物質の濃度，管理区域内において人が常時立ち入る場所その他放射線管理を特に必要とする場所（燃料取扱場

内において人が常時立ち入る場所その他放射線管理を特に必要とする場所（燃料取扱場

所その他の放射線業務従事者に対する放射線障害の防止のための措置を必要とする場所

所その他の放射線業務従事者に対する放射線障害の防止のための措置を必要とする場所をいう。
）の線量当量率及び周辺監視区域に隣接する地域における空間線量率が著しく上をいう。）の線量当量率及び周辺監視区域に隣接する地域における空間線量率が著しく上昇した場合に，これらを確実に検出して自動的に中央制御室に警報（排気筒放射能高，エ昇した場合に，これらを確実に検出して自動的に中央制御室に警報（排気筒放射能高，

リア放射線モニタ放射能高及び周辺監視区域放射能高）を発信する装置を設ける。

エリア放射線モニタ放射能高及び周辺監視区域放射能高）を発信する装置を設ける。

上記の警報を発信する装置は，表示ランプの点灯及びブザー鳴動等により運転員に通報できる設計とする。

上記の警報を発信する装置は，表示ランプの点灯及びブザー鳴動等により運転員に通記載しない理由

ロ項 a.(k)(z)，ヘ項，チ項

ロ項 a.(z)，ヘ項

報できる設計とする。

環境試料測定設備は，東海発電所と共用するが，東海第二発電所及び東海発電所の共環境試料測定設備は，東海発電所と共用するが，東海第二発電所及び東海発電所の共通の対象である発電所周辺の放射線等を監視，測定するために必要な仕様を満足する設通の対象である発電所周辺の放射線等を監視，測定するために必要な仕様を満足する設計とすることで，安全性を損なわない設計とする。

計とすることで，安全性を損なわない設計とする。

出入管理室は，東海発電所と共用するが，東海第二発電所及び東海発電所の共通の対出入管理室は，東海発電所と共用するが，東海第二発電所及び東海発電所の共通の対象である管理区域の出入管理及び被ばく線量の監視をするために必要な仕様を満足する

象である管理区域の出入管理及び被ばく線量の監視をするために必要な仕様を満足する設計とすることで，安全性を損なわない設計とする。

設計とすることで，安全性を損なわない設計とする。
重大事故等が発生した場合に発電所及びその周辺（発電所の周辺海域を含む。
）においロ項 a.(g)ロ項 a.(g)ロ項 a.(z)，チ項て，発電用原子炉施設から放出される放射性物質の濃度及び放射線量を監視し，及び測定し，並びにその結果を記録するために，移動式周辺モニタリング設備を保管する設計とする。
重大事故等が発生した場合に発電所において，風向，風速その他の気象条件を測定し， ロ項 a.(z)，チ項
及びその結果を記録するために，環境測定装置を保管する設計とする。
重大事故等が発生し，当該重大事故等に対処するために監視することが必要なパラメ

ヘ項，チ項

ータとして，原子炉格納容器内の放射線量率，最終ヒートシンクの確保及び使用済燃料
プールの監視に必要なパラメータを計測する装置を設ける設計とする。
重大事故等が発生し，計測機器（非常用のものを含む。
）の故障により，当該重大事故

ヘ項，チ項等に対処するために監視することが必要なパラメータを計測することが困難となった場

資 1-7-2

変 更

前

変 更

後

記載しない理由合において，当該パラメータを推定するために必要なパラメータを計測する設備を設置する設計とする。
重大事故等に対処するために監視することが必要なパラメータは，炉心損傷防止対策

ヘ項，チ項

及び格納容器破損防止対策等を成功させるために必要な発電用原子炉施設の状態を把握するためのパラメータとし，計測する装置は「表 1

放射線管理施設の主要設備リスト」のプロセスモニタリング設備に示す重大事故等対処設備，エリアモニタリング設備のうち使用済燃料プールエリア放射線モニタ（低レンジ），使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ）とする。
炉心損傷防止対策及び格納容器破損防止対策等を成功させるために必要な発電用原子ヘ項

炉施設の状態を把握するためのパラメータを計測する装置は，設計基準事故等に想定される変動範囲の最大値を考慮し，適切に対応するための計測範囲を有する設計とするとともに，重大事故等が発生し，当該重大事故等に対処するために監視することが必要な
原子炉格納容器の線量当量率等のパラメータの計測が困難となった場合に，代替パラメータにより推定ができる設計とする。
また，重大事故等時に設計基準を超える状態における発電用原子炉施設の状態を把握

ヘ項するための能力（計測可能範囲）を明確にするとともに，パラメータの計測が困難となった場合の代替パラメータによる推定等，複数のパラメータの中から確からしさを考慮
した優先順位を保安規定に定めて管理する。
原子炉格納容器内の放射線量率等想定される重大事故等の対応に必要となるパラメー

ヘ項

タは，計測又は監視できる設計とする。また，計測結果は中央制御室に指示又は表示し，記録できる設計とする。
重大事故等の対応に必要となるパラメータは，安全パラメータ表示システム（ＳＰＤヘ項Ｓ）のうち緊急時対策支援システム伝送装置にて電磁的に記録，保存し，電源喪失により保存した記録が失われないとともに帳票が出力できる設計とする。また，記録は必要な容量を保存できる設計とする。
炉心損傷防止対策及び格納容器破損防止対策等を成功させるために必要な発電用原子ヘ項

炉施設の状態を把握するためのパラメータを計測する装置の電源は，非常用交流電源設
備又は非常用直流電源設備の喪失等により計器電源が喪失した場合において，代替電源設備として常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備，所内常設直流電源設備，
常設代替直流電源設備又は可搬型代替直流電源設備を使用できる設計とする。

資 1-7-3

変 更前

1.1.1 プロセスモニタリング設備

変 更後

記載しない理由

1.1.1 プロセスモニタリング設備

通常運転時，運転時の異常な過渡変化時及び設計基準事故時において，原子炉格納通常運転時，運転時の異常な過渡変化時及び設計基準事故時において，原子炉格

容器内の放射性物質の濃度及び線量当量率，主蒸気管中及び空気抽出器その他の蒸納容器内の放射性物質の濃度及び線量当量率，主蒸気管中及び空気抽出器その他の気タービン又は復水器に接続する放射性物質を内包する設備の排ガス中の放射性物

蒸気タービン又は復水器に接続する放射性物質を内包する設備の排ガス中の放射性質の濃度，排気筒の出口又はこれに近接する箇所における排気中の放射性物質の濃物質の濃度，排気筒の出口又はこれに近接する箇所における排気中の放射性物質の度を計測するためのプロセスモニタリング設備を設け，計測結果を中央制御室に表濃度を計測するためのプロセスモニタリング設備を設け，計測結果を中央制御室に示できる設計とする。また，計測結果を記録できる設計とする。

表示できる設計とする。また，計測結果を記録し，及び保存できる設計とする。

原子炉冷却材の放射性物質の濃度，排気筒の出口又はこれに近接する箇所における原子炉冷却材の放射性物質の濃度，排気筒の出口又はこれに近接する箇所におけ

排気中の放射性物質の濃度及び排水口又はこれに近接する箇所における排水中の放る排気中の放射性物質の濃度及び排水口又はこれに近接する箇所における排水中の射性物質の濃度は，試料採取設備により断続的に試料を採取し分析を行い，測定結

放射性物質の濃度は，試料採取設備により断続的に試料を採取し分析を行い，測定果を記録する。

結果を記録し，及び保存する。

放射性物質により汚染するおそれがある管理区域内に開口部がある排水路を施設

放射性物質により汚染するおそれがある管理区域内に開口部がある排水路を施設しないことから，排水路の出口近傍における排水中の放射性物質の濃度を計測する

しないことから，排水路の出口近傍における排水中の放射性物質の濃度を計測するための設備を設けない設計とする。

ための設備を設けない設計とする。

プロセスモニタリング設備のうち，原子炉格納容器内の線量当量率を計測する格

プロセスモニタリング設備のうち，原子炉格納容器内の線量当量率を計測する格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）及び格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）

納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）及び格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）

は，それぞれ多重性，独立性を確保した設計とする。

は，それぞれ多重性，独立性を確保した設計とする。
格納容器圧力逃がし装置の排出経路における放射線量率を測定し，放射性物質濃

チ項

チ項

チ項

チ項

リ項

度を推定できるよう，フィルタ装置出口配管にフィルタ装置出口放射線モニタ（低レンジ），フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ）を設ける設計とする。
フィルタ装置出口放射線モニタ（低レンジ），フィルタ装置出口放射線モニタ（高リ項レンジ）は，常設代替直流電源設備又は可搬型代替直流電源設備から給電が可能な設計とする。

1.1.2 エリアモニタリング設備

1.1.2 エリアモニタリング設備

通常運転時，運転時の異常な過渡変化時及び設計基準事故時に，管理区域内におい

通常運転時，運転時の異常な過渡変化時及び設計基準事故時に，管理区域内におて人が常時立ち入る場所その他放射線管理を特に必要とする場所の線量当量率を計いて人が常時立ち入る場所その他放射線管理を特に必要とする場所の線量当量率を測するためのエリアモニタリング設備を設け，計測結果を中央制御室に表示できる

計測するためのエリアモニタリング設備を設け，計測結果を中央制御室に表示でき設計とする。また，計測結果を記録できる設計とする。

る設計とする。また，計測結果を記録し，及び保存できる設計とする。
エリアモニタリング設備のうち，原子炉建屋エリアモニタ（燃料取替フロア燃料

チ項，ロ項 a.(k)ロ項 a.(k)資 1-7-4

変 更

前

変 更

後

記載しない理由プール）は，外部電源が使用できない場合においても非常用所内電源系からの電源供給により，線量当量率を計測することができる設計とする。
重大事故等時に使用済燃料プールの監視設備として，使用済燃料プールエリア放二項

射線モニタ（低レンジ）及び使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ）を設け，想定される重大事故等により変動する可能性のある範囲にわたり測定可能な設計とする。また，計測結果は中央制御室に表示し，記録及び保存できる設計とする。
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（低レンジ）及び使用済燃料プールエリア

二項

放射線モニタ（高レンジ）は，常設代替直流電源設備又は可搬型代替直流電源設備
から給電が可能な設計とする。
エリアモニタリング設備のうち緊急時対策所に設ける緊急時対策所エリアモニタ

ヌ項は，重大事故等時に緊急時対策所内への希ガス等の放射性物質の侵入を低減又は防止するための確実な判断ができるよう放射線量を監視，測定し，計測結果を記録及び保存できる設計とする。
1.1.3 固定式周辺モニタリング設備

1.1.3 固定式周辺モニタリング設備

通常運転時，運転時の異常な過渡変化時及び設計基準事故時において，周辺監視区

通常運転時，運転時の異常な過渡変化時及び設計基準事故時において，周辺監視域境界付近の空間線量率を監視及び測定するための固定式周辺モニタリング設備と区域境界付近の空間線量率を監視及び測定するための固定式周辺モニタリング設備

してモニタリング・ポスト（東海，東海第二発電所共用（以下同じ。
））を設け，中央としてモニタリング・ポスト（東海，東海第二発電所共用（以下同じ。
））を設け，中制御室に計測結果を表示できる設計とする。また，計測結果を記録できる設計とす

央制御室及び緊急時対策所に計測結果を表示できる設計とする。また，計測結果をる。

記録し，及び保存できる設計とする。
モニタリング・ポストは，外部電源が使用できない場合においても，非常用交流

ロ項 a.(z)，チ項

ロ項 a.(z)，チ項

電源設備により，空間線量率を計測することができる設計とする。さらに，モニタ
リング・ポストは，専用の無停電電源装置を有し，電源切替時の短時間の停電時に電源を供給できる設計とし，重大事故等が発生した場合には，非常用交流電源設備に加えて，代替電源設備である常設代替交流電源設備及び可搬型代替交流電源設備
から給電できる設計とする。
モニタリング・ポストで計測したデータの伝送系は，モニタリング・ポスト設置

ロ項 a.(z)，チ項

場所から中央制御室及び中央制御室から緊急時対策所建屋間において有線系回線と衛星系回線又は無線系回線により多様性を有する設計とする。
モニタリング・ポストは，東海発電所と共用するが，東海第二発電所及び東海発電

モニタリング・ポストは，東海発電所と共用するが，東海第二発電所及び東海発所の共通の対象である発電所周辺の放射線等を監視，測定するために必要な仕様を電所の共通の対象である発電所周辺の放射線等を監視，測定するために必要な仕様

ロ項 a.(g)

資 1-7-5

変 更前

満足する設計とすることで，安全性を損なわない設計とする。
1.1.4 移動式周辺モニタリング設備

変 更後

記載しない理由を満足する設計とすることで，安全性を損なわない設計とする。
1.1.4 移動式周辺モニタリング設備

通常運転時，運転時の異常な過渡変化時及び設計基準事故時において，周辺監視区

通常運転時，運転時の異常な過渡変化時及び設計基準事故時において，周辺監視域境界付近の放射性物質の濃度を計測するための移動式周辺モニタリング設備とし

区域境界付近の放射性物質の濃度を計測するための移動式周辺モニタリング設備とて，空気中の放射性粒子及び放射性よう素の濃度を測定するサンプラと測定器を備して，空気中の放射性粒子及び放射性よう素の濃度を測定するサンプラと測定器をえた放射能観測車（東海，東海第二発電所共用（以下同じ。
））を設け，測定結果を表備えた放射能観測車（東海，東海第二発電所共用（以下同じ。
））を設け，測定結果を示し，記録できる設計とする。ただし，放射能観測車による断続的な試料の分析は，表示し，記録し，及び保存できる設計とする。ただし，放射能観測車による断続的な従事者が測定結果を記録し，その記録を確認することをもって，これに代えるもの

試料の分析は，従事者が測定結果を記録し，及びこれを保存し，その記録を確認すとする。

ることをもって，これに代えるものとする。

放射能観測車は，東海発電所と共用するが，東海第二発電所及び東海発電所の共通

放射能観測車は，東海発電所と共用するが，東海第二発電所及び東海発電所の共の対象である発電所周辺の放射線等を監視，測定するために必要な仕様を満足する通の対象である発電所周辺の放射線等を監視，測定するために必要な仕様を満足す設計とすることで，安全性を損なわない設計とする。

る設計とすることで，安全性を損なわない設計とする。
重大事故等が発生した場合に発電所及びその周辺（発電所の周辺海域を含む。
）に

チ項

ロ項 a.(g)チ項

おいて，発電用原子炉施設から放出される放射性物質の濃度（空気中，水中，土壌中）及び放射線量を監視するための移動式周辺モニタリング設備として，ＮａＩシ
ンチレーションサーベイ・メータ，β線サーベイ・メータ，ＺｎＳシンチレーション
サーベイ・メータ及び電離箱サーベイ・メータを設け，測定結果を記録し，保存できるように測定値を表示できる設計とし，可搬型ダスト・よう素サンプラ（個数 2（予備 1）），小型船舶（個数 1（予備 1））を保管する設計とする。
放射能観測車のダスト・よう素サンプラ，よう素測定装置又はダストモニタが機チ項能喪失した場合にその機能を代替する重大事故等対処設備として，可搬型ダスト・
よう素サンプラ，ＮａＩシンチレーションサーベイ・メータ，β線サーベイ・メータ
及びＺｎＳシンチレーションサーベイ・メータを設け，重大事故等が発生した場合に，発電所及びその周辺において，発電用原子炉施設から放出される放射性物質の濃度（空気中）を監視し，及び測定し，並びにその結果を記録し，保存できるように測定値を表示できる設計とし，放射能観測車を代替し得る十分な個数を保管する設計とする。
モニタリング・ポストが機能喪失した場合にその機能を代替する移動式周辺モニ

チ項

タリング設備として，可搬型モニタリング・ポストを設け，重大事故等が発生した
場合に，周辺監視区域境界付近において，発電用原子炉施設から放出される放射線量を監視し，及び測定し，並びにその結果を記録できる設計とする。

資 1-7-6

変 更

前

変 更

後

記録は，電磁的に記録，保存し，電源喪失により保存した記録が失われず，必要な記載しない理由
チ項

容量を保存できる設計とする。
可搬型モニタリング・ポストは，モニタリング・ポストを代替し得る十分な個数

チ項を保管する設計とする。また，指示値は，衛星系回線により伝送し，緊急時対策所で可搬型モニタリング・ポスト端末にて監視できる設計とする。
可搬型モニタリング・ポストは，重大事故等が発生した場合に，発電所海側及び

チ項，ヌ項

緊急時対策所付近等において，発電用原子炉施設から放出される放射線量を監視し，及び測定し，並びにその結果を記録できる設計とするとともに，緊急時対策所内への希ガス等の放射性物質の侵入を低減又は防止するための確実な判断に用いる設計とする。
これらの設備は，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損が発生した場合にチ項放出されると想定される放射性物質の濃度及び放射線量を測定できる設計とする。
1.1.5 環境測定装置
周辺監視区域境界付近の放射性物質の濃度は，試料採取設備により断続的に試料を採取し分析を行い，測定結果を記録する。

1.1.5 環境測定装置
周辺監視区域境界付近の放射性物質の濃度は，試料採取設備により断続的に試料

チ項を採取し分析を行い，測定結果を記録し，及び保存する。

放射性気体廃棄物の放出管理，発電所周辺の一般公衆の線量評価及び一般気象デ

放射性気体廃棄物の放出管理，発電所周辺の一般公衆の線量評価，一般気象デー

ータ収集のための気象観測設備（東海，東海第二発電所共用（以下同じ。
））を設け，タ収集及び発電用原子炉施設の外部の状況を把握するための気象観測設備（東海，

計測結果を中央制御室に表示できる設計とする。また，発電所敷地内における風向

東海第二発電所共用（以下同じ。
））を設け，計測結果を中央制御室に表示できる設及び風速の計測結果を記録できる設計とする。

計とする。また，発電所敷地内における風向及び風速の計測結果を記録し，及び保チ項存できる設計とする。
気象観測設備は，東海発電所と共用するが，東海第二発電所及び東海発電所の共通

気象観測設備は，東海発電所と共用するが，東海第二発電所及び東海発電所の共の対象である発電所周辺の放射線等を監視，測定するために必要な仕様を満足する通の対象である発電所周辺の放射線等を監視，測定するために必要な仕様を満足す設計とすることで，安全性を損なわない設計とする。

る設計とすることで，安全性を損なわない設計とする。
重大事故等が発生した場合に発電所において，風向，風速その他の気象条件を測

ロ項 a.(g)チ項

定し，及びその結果を記録するための設備として，可搬型気象観測設備（個数 1（予備 1））を設ける設計とする。
気象観測設備が機能喪失した場合にその機能を代替する重大事故等対処設備とし

チ項て，可搬型気象観測設備は，重大事故等が発生した場合に発電所において，風向，風速その他の気象条件を測定し，及びその結果を記録できる設計とする。

資 1-7-7

変 更

前

変 更

後

記録は，電磁的に記録，保存し，電源喪失により保存した記録が失われず，必要な記載しない理由
チ項

容量を保存できる設計とする。
可搬型気象観測設備の指示値は，衛星系回線により伝送し，緊急時対策所で可搬

チ項型気象観測設備端末にて監視できる設計とする。
2.

換気設備，生体遮蔽装置等

2.1 中央制御室の居住性を確保するための防護措置

2.

換気設備，生体遮蔽装置等

2.1 中央制御室及び緊急時対策所の居住性を確保するための防護措置

中央制御室は，原子炉冷却材喪失等の設計基準事故時に，中央制御室内にとどまり必

中央制御室は，原子炉冷却材喪失等の設計基準事故時に，中央制御室内にとどまり必要な操作及び措置を行う運転員が過度の被ばくを受けないよう施設し，運転員の勤務形

要な操作及び措置を行う運転員が過度の被ばくを受けないよう施設し，運転員の勤務形態を考慮し，事故後 30 日間において，運転員が中央制御室に入り，とどまっても，中央態を考慮し，事故後 30 日間において，運転員が中央制御室に入り，とどまっても，中央制御室遮蔽を透過する放射線による線量，中央制御室に侵入した外気による線量及び入制御室遮蔽を透過する放射線による線量，中央制御室に侵入した外気による線量及び入退域時の線量が，中央制御室の気密性並びに中央制御室換気系，中央制御室遮蔽及び二退域時の線量が，中央制御室の気密性並びに中央制御室換気系，中央制御室遮蔽及び二次遮蔽の機能とあいまって，「原子力発電所中央制御室の居住性に係る被ばく評価手法に

次遮蔽の機能とあいまって，「原子力発電所中央制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）」に基づく被ばく評価により，「核原料物質又は核燃料物質の製錬の事業について（内規）」に基づく被ばく評価により，「核原料物質又は核燃料物質の製錬の事業関する規則等の規定に基づく線量限度等を定める告示」に示される 100 mSv を下回る設に関する規則等の規定に基づく線量限度等を定める告示」に示される 100 mSv を下回る計とする。また，運転員その他の従事者が中央制御室にとどまるため，気体状の放射性物設計とする。また，運転員その他の従事者が中央制御室にとどまるため，気体状の放射質及び中央制御室外の火災等により発生する燃焼ガスや有毒ガスに対する換気設備の隔性物質及び中央制御室外の火災等により発生する燃焼ガスやばい煙，有毒ガス及び降下

離その他の適切に防護するための設備を設ける設計とする。

火砕物に対する換気設備の隔離その他の適切に防護するための設備を設ける設計とすロ項 a.(u)(y)，ヘ項，チ項

る。
運転員の被ばくの観点から結果が最も厳しくなる重大事故等時においても中央制御室

ヘ項，チ項に運転員がとどまるために必要な設備を施設し，中央制御室遮蔽を透過する放射線による線量，中央制御室に取り込まれた外気による線量及び入退域時の線量が，全面マスク等の着用及び運転員の交替要員体制を考慮し，その実施のための体制を整備することで，中央制御室の気密性並びに中央制御室換気系，中央制御室遮蔽，中央制御室遮蔽（待避室）及び二次遮蔽の機能並びに中央制御室待避室空気ボンベの性能とあいまって，運転員の実効線量が 7 日間で 100 mSv を超えない設計とする。炉心の著しい損傷が発生した場合における居住性に係る被ばく評価では，設計基準事故時の手法を参考にするとともに，炉心の著しい損傷が発生した場合に放出される放射性物質の種類，全交流動力電源
喪失時の中央制御室換気系の起動遅れ等，炉心の著しい損傷が発生した場合の評価条件
を適切に考慮する。
設計基準事故時及び炉心の著しい損傷が発生した場合において，中央制御室内及び中ロ項 a.(u)，ヘ項

央制御室待避室内の酸素濃度及び二酸化炭素濃度が活動に支障がない範囲にあることを

資 1-7-8

変 更

前

変 更

後

記載しない理由把握できるよう，計測制御系統施設の酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計を使用し，中央
制御室内及び中央制御室待避室内の居住性を確保できる設計とする。
炉心の著しい損傷後の格納容器圧力逃がし装置を作動させる場合に放出されるプルー

ヘ項，チ項

ム通過時に，運転員の被ばくを低減するため，中央制御室内に中央制御室待避室を設け，中央制御室待避室には，遮蔽設備として，中央制御室遮蔽（待避室）を設ける。中央制御室待避室は，中央制御室待避室空気ボンベで正圧化することにより，放射性物質が流入することを一定時間完全に防ぐことができる設計とする。
中央制御室待避室差圧計（個数 1，計測範囲 0～60 Pa）により，中央制御室待避室と

ヘ項，チ項

中央制御室との間が正圧化に必要な差圧が確保できていることを把握できる設計とする。
炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納施設の原子炉建屋ガス処理系

ヘ項、リ項

及びブローアウトパネル閉止装置により，原子炉格納容器から漏えいした空気中の放射性物質の濃度を低減させることで，運転員の被ばくを低減できる設計とする。
重大事故等が発生し，中央制御室の外側が放射性物質により汚染したような状況下にヘ項おいて，運転員が中央制御室の外側から中央制御室に放射性物質による汚染を持ち込むことを防止するため，身体サーベイ及び作業服の着替え等を行うための区画を設ける設計とし，身体サーベイの結果，運転員の汚染が確認された場合は，運転員の除染を行うことができる区画を，身体サーベイを行う区画に隣接して設置する設計とする。
中央制御室内及び中央制御室待避室内と身体サーベイ，作業服の着替え等を行うため

ヘ項の区画の照明は，計測制御系統施設の可搬型照明（ＳＡ）を使用する。
中央制御室換気系空気調和機ファン及び中央制御室換気系フィルタ系ファンは，非常ヘ項

用交流電源設備に加えて，常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。
原子炉建屋ガス処理系は，非常用交流電源設備に加えて，常設代替交流電源設備からヘ項の給電が可能な設計とする。
可搬型照明（ＳＡ）及びブローアウトパネル閉止装置は，全交流動力電源喪失時におヘ項いても常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。

資 1-7-9

変 更

前

変 更

後

重大事故等が発生した場合において，緊急時対策所の居住性を確保するための設備と記載しない理由
チ項，ヌ項

して，緊急時対策所遮蔽（東海，東海第二発電所共用（以下同じ。
）），二次遮蔽，緊急時対策所非常用換気設備（東海，東海第二発電所共用（以下同じ。
）），緊急時対策所加圧設備（東海，東海第二発電所共用（以下同じ。
）），酸素濃度計（東海，東海第二発電所共用），
二酸化炭素濃度計（東海，東海第二発電所共用），可搬型モニタリング・ポスト及び緊急時対策所エリアモニタを設ける設計とする。
緊急時対策所非常用換気設備である緊急時対策所非常用送風機（東海，東海第二発電

チ項，ヌ項

所共用（以下同じ。
））は，緊急時対策所建屋を正圧化し，放射性物質の侵入を低減できる設計とする。
緊急時対策所加圧設備は，プルーム通過時において，緊急時対策所等を正圧化し，希ガスを含む放射性物質の侵入を防止できる設計とする。
緊急時対策所用差圧計（東海，東海第二発電所共用（以下同じ。
））（個数 1，計測範囲

チ項

0～200 Pa）は，緊急時対策所等の正圧化された室内と周辺エリアとの差圧を監視できる設計とする。
緊急時対策所遮蔽及び二次遮蔽は，緊急時対策所の気密性，緊急時対策所非常用換気

チ項，ヌ項

設備及び緊急時対策所加圧設備の機能とあいまって，緊急時対策所にとどまる要員の実
効線量が 7 日間で 100 mSv を超えない設計とする。
緊急時対策所は，重大事故等が発生し，緊急時対策所の外側が放射性物質により汚染ヌ項したような状況下において，対策要員が緊急時対策所内に放射性物質による汚染を持ち込むことを防止するため，身体サーベイ及び作業服の着替え等を行うための区画を設置する設計とする。身体サーベイの結果，対策要員の汚染が確認された場合は，対策要員の除染を行うことができる区画を，身体サーベイを行う区画に隣接して設置することができるよう考慮する。
2.2 換気設備

2.2 換気設備

通常運転時，運転時の異常な過渡変化時及び設計基準事故時において，放射線障害を通常運転時，運転時の異常な過渡変化時及び設計基準事故時において，放射線障害を防止するため，発電所従業員に新鮮な空気を送るとともに，空気中の放射性物質の除去・防止するため，発電所従業員に新鮮な空気を送るとともに，空気中の放射性物質の除去・低減が可能な換気設備を設ける。

低減が可能な換気設備を設ける。

ロ項 a.(y)，チ項

換気設備は，放射性物質による汚染の可能性からみて区域を分け，それぞれ別系統と換気設備は，放射性物質による汚染の可能性からみて区域を分け，それぞれ別系統と 「実用発電用原子炉及びその附し，清浄区域に新鮮な空気を供給して，汚染の可能性のある区域に向って流れるようにし，清浄区域に新鮮な空気を供給して，汚染の可能性のある区域に向って流れるように 属施設の技術基準に関する規則」

し，排気は適切なフィルタを通して行う。また，各換気系統は，その容量が区域及び部屋

し，排気は適切なフィルタを通して行う。また，各換気系統は，その容量が区域及び部屋 の要求事項であり，「実用発電用の必要な換気並びに除熱を十分行える設計とする。

の必要な換気並びに除熱を十分行える設計とする。

原子炉及びその附属施設の位置，

資 1-7-10変 更前

放射性物質を内包する換気ダクトは，溶接構造とし，耐圧試験に合格したものを使用

変 更後

記載しない理由

放射性物質を内包する換気ダクトは，溶接構造とし，耐圧試験に合格したものを使用 構造及び設備の基準に関する規することで，漏えいし難い構造とする。また，ファン，逆流防止用ダンパ等を設置し，逆することで，漏えいし難い構造とする。また，ファン，逆流防止用ダンパ等を設置し，逆則」の要求事項でないため，記載

流し難い構造とする。

流し難い構造とする。

しない。

排出する空気を浄化するため，気体状の放射性よう素を除去するよう素フィルタ及び放射性微粒子を除去する微粒子フィルタを設置する。

排出する空気を浄化するため，気体状の放射性よう素を除去するよう素フィルタ及び放射性微粒子を除去する微粒子フィルタを設置する。

これらのフィルタを内包するフィルタユニットは，フィルタの取替が容易となるよう

これらのフィルタを内包するフィルタユニットは，フィルタの取替が容易となるよう取替えに必要な空間を有するとともに，必要に応じて梯子等を設置し，取替が容易な構取替えに必要な空間を有するとともに，必要に応じて梯子等を設置し，取替が容易な構

造とする。

造とする。

吸気口は，放射性物質に汚染された空気を吸入し難いように，主排気筒及び廃棄物処

吸気口は，放射性物質に汚染された空気を吸入し難いように，主排気筒及び廃棄物処

理建屋排気筒から十分離れた位置に設置する。

理建屋排気筒から十分離れた位置に設置する。

2.2.1 中央制御室換気系

2.2.1 中央制御室換気系

中央制御室の換気及び冷暖房は，中央制御室換気系空気調和機ファン，中央制御室

中央制御室の換気及び冷暖房は，中央制御室換気系空気調和機ファン，中央制御

換気系フィルタユニット，中央制御室換気系フィルタ系ファン等から構成する中央室換気系フィルタユニット，中央制御室換気系フィルタ系ファン等から構成する中制御室換気空調設備により行う。

央制御室換気空調設備により行う。

中央制御室外の火災等により発生する燃焼ガスや有毒ガスに対し，中央制御室換

中央制御室外の火災等により発生する燃焼ガスやばい煙，有毒ガス及び降下火砕

気系の外気取入れを手動で遮断し，閉回路循環方式に切り替えることが可能な設計物に対し，中央制御室換気系の外気取入れを手動で遮断し，閉回路循環方式に切りとする。

替えることが可能な設計とする。

中央制御室換気系は，通常のラインの他，高性能粒子フィルタ及びチャコールフィ

中央制御室換気系は，通常のラインの他，高性能粒子フィルタ及びチャコールフ

ルタを内蔵した中央制御室換気系フィルタユニット並びに中央制御室換気系フィル

ィルタを内蔵した中央制御室換気系フィルタユニット並びに中央制御室換気系フィ

タ系ファンからなる非常用ラインを設け，設計基準事故時には外気との連絡口を遮

ルタ系ファンからなる非常用ラインを設け，設計基準事故時及び重大事故等時には，断し，中央制御室換気系フィルタユニットを通る閉回路循環方式とし，運転員を放中央制御室換気系の給気隔離弁及び排気隔離弁を閉とすることにより外気との連絡

射線被ばくから防護する設計とする。外部との遮断が長期にわたり，室内の雰囲気

口を遮断し，中央制御室換気系フィルタユニットを通る閉回路循環方式とし，放射が悪くなった場合には，外気を中央制御室換気系フィルタユニットで浄化しながら性物質を含む外気が中央制御室に直接流入することを防ぐことができ，運転員を放取り入れることも可能な設計とする。

射線被ばくから防護する設計とする。外部との遮断が長期にわたり，室内の雰囲気

チ項

ロ項 a.(u)，チ項

ロ項 a.(e)(u)，ヘ項，チ項が悪くなった場合には，外気を中央制御室換気系フィルタユニットで浄化しながら取り入れることも可能な設計とする。
中央制御室換気系は，地震時及び地震後においても，中央制御室の気密性とあいまって，設計上の空気の流入率を維持でき，
「2.1

チ項

中央制御室及び緊急時対策所の居住性を確保するための防護措置」に示す居住性に係る判断基準を満足する設計とする。
中央制御室換気系空気調和機ファン，中央制御室換気系フィルタ系ファン及び中チ項

央制御室換気系フィルタユニットは，設計基準事故対処設備であるとともに，重大

資 1-7-11

変 更

前

変 更

後

記載しない理由

事故等時においても使用するため，重大事故等対処設備としての基本方針に示す設
計方針を適用する。ただし，多様性及び独立性並びに位置的分散を考慮すべき対象の設計基準事故対処設備はないことから，重大事故等対処設備の基本方針のうち「5.1.2 多様性，位置的分散等」に示す設計方針は適用しない。
重要度が特に高い安全機能を有する系統において，設計基準事故が発生した場合

ロ項 a.(g)に長期間にわたって機能が要求される静的機器のうち，単一設計とする中央制御室
換気系のダクトの一部については，当該設備に要求される原子炉制御室非常用換気
空調機能が喪失する単一故障のうち，想定される最も過酷な条件として，ダクトの全周破断を想定しても，単一故障による放射線物質の放出に伴う被ばくの影響を最小限に抑えるよう，安全上支障のない期間に単一故障を確実に除去又は修復できる設計とし，その単一故障を仮定しない。
想定される単一故障の発生に伴う中央制御室の運転員の被ばく量は保守的に単一

ロ項 a.(g)

故障を除去又は修復ができない場合で評価し，緊急作業時に係る線量限度を下回ることを確認する。また，単一故障の除去又は修復のための作業期間として想定する 2日間を考慮し，修復作業に係る従事者の被ばく線量は緊急時作業に係る線量限度に照らしても十分小さくする設計とする。
単一設計とする箇所の設計に当たっては，想定される単一故障の除去又は修復のロ項 a.(g)ためのアクセスが可能であり，かつ，補修作業が容易となる設計とする。
2.2.2 緊急時対策所換気系
緊急時対策所非常用換気設備として，緊急時対策所非常用送風機，緊急時対策所

チ項，ヌ項

非常用フィルタ装置（東海，東海第二発電所共用）を設ける設計とする。また，緊急時対策所等の加圧のために，緊急時対策所加圧設備及び緊急時対策所用差圧計を設ける設計とする。
緊急時対策所加圧設備は，緊急時対策所等を正圧化し，緊急時対策所等内へ希ガ

チ項

スを含む放射性物質の侵入を防止するとともに，酸素濃度及び二酸化炭素濃度を活動に支障がない範囲に維持するために必要な容量を設置及び保管する設計とする。
緊急時対策所非常用換気設備及び緊急時対策所加圧設備の設計に当たっては，緊チ項

急時対策所に必要な外気取入れ量に対して十分な余裕を考慮した設計とする。また，
緊急時対策所外の火災により発生する燃焼ガス又はばい煙，有毒ガス及び降下火砕物に対する換気設備の隔離及びその他の適切に防護するための設備を設ける設計とする。

資 1-7-12

変 更

前

変 更

後

緊急時対策所の緊急時対策所非常用換気設備及び緊急時対策所加圧設備は，基準記載しない理由チ項

地震動Ｓｓによる地震力に対し，機能を喪失しないようにするとともに，緊急時対策
所の気密性とあいまって緊急時対策所の居住性に係る判断基準を満足する設計とする。
2.2.3 原子炉建屋常用換気系

2.2.3 原子炉建屋常用換気系

原子炉建屋原子炉棟の常用換気系は，送風機及び排風機により，発電所通常運転

原子炉建屋原子炉棟の常用換気系は，送風機及び排風機により，発電所通常運転

中，原子炉建屋原子炉棟内の換気を行い，原子炉建屋原子炉棟内をわずかに負圧に中，原子炉建屋原子炉棟内の換気を行い，原子炉建屋原子炉棟内をわずかに負圧に保ち，排気空気は，フィルタを通したのち，主排気筒から放出する。また，原子炉建

保ち，排気空気は，フィルタを通したのち，主排気筒から放出する。また，原子炉建屋放射能高等の信号により，隔離弁を自動閉鎖するとともに常用換気系から原子炉

屋放射能高等の信号により，隔離弁を自動閉鎖するとともに常用換気系から原子炉

建屋ガス処理系に切り替わることで放射性物質の放散を防ぐ設計とする。

建屋ガス処理系に切り替わることで放射性物質の放散を防ぐ設計とする。

2.2.4 タービン建屋換気系
タービン建屋換気系は，1 系統の空気供給系，2 系統の排気系及び補助系からなり，

2.2.4 タービン建屋換気系
タービン建屋換気系は，1 系統の空気供給系，2 系統の排気系及び補助系からなり， チ項

供給系のファン及び排気系のファン並びに運転階専用の排気ファンから構成され，供給系のファン及び排気系のファン並びに運転階専用の排気ファンから構成され，屋外から取り入れた空気を通路など清浄な場所に給気し，給水加熱器室，空気抽出

屋外から取り入れた空気を通路など清浄な場所に給気し，給水加熱器室，空気抽出器室など，汚染の可能性の高い区域から排気し，フィルタを通したのち，主排気筒か器室など，汚染の可能性の高い区域から排気し，フィルタを通したのち，主排気筒ら放出する設計とする。

から放出する設計とする。

2.2.5 廃棄物処理棟換気系

2.2.5 廃棄物処理棟換気系

廃棄物処理棟換気系は，1 系統の空気供給系及び排気系からなり，その給気は，廃廃棄物処理棟換気系は，1 系統の空気供給系及び排気系からなり，その給気は，廃棄物処理制御室及び通路に行い，排気は液体廃棄物貯蔵タンク室，フィルタ室など

棄物処理制御室及び通路に行い，排気は液体廃棄物貯蔵タンク室，フィルタ室などから排気ファンによって，高性能粒子フィルタを通したのち，主排気筒から放出すから排気ファンによって，高性能粒子フィルタを通したのち，主排気筒から放出す

る設計とする。

る設計とする。

2.2.6 廃棄物処理建屋換気系

チ項

2.2.6 廃棄物処理建屋換気系

廃棄物処理建屋換気系は，1 系統の空気供給系，主排気系及び廃棄物処理建屋排気廃棄物処理建屋換気系は，1 系統の空気供給系，主排気系及び廃棄物処理建屋排気系の 2 系統の排気系からなり，主排気系は，放射性希ガス及び放射性よう素による系の 2 系統の排気系からなり，主排気系は，放射性希ガス及び放射性よう素による汚染の可能性のある区域の排気を排気ファンにより高性能粒子フィルタを通して主汚染の可能性のある区域の排気を排気ファンにより高性能粒子フィルタを通して主排気筒から放出する。その他区域の排気は排気ファンにより高性能粒子フィルタを排気筒から放出する。その他区域の排気は排気ファンにより高性能粒子フィルタを通して廃棄物処理建屋排気筒から放出する設計とする。

通して廃棄物処理建屋排気筒から放出する設計とする。

2.2.7 サービス建屋換気系

チ項，ヘ項，リ項

チ項

2.2.7 サービス建屋換気系

サービス建屋換気系は，1 系統の空気供給系及び排気系からなり，その排気は，排サービス建屋換気系は，1 系統の空気供給系及び排気系からなり，その排気は，排気ファンにより高性能粒子フィルタを通したのち，主排気筒から放出する設計とす気ファンにより高性能粒子フィルタを通したのち，主排気筒から放出する設計とす

る。

る。

チ項

資 1-7-13

変 更

前

2.2.8 固体廃棄物作業建屋換気系

変 更

後

2.2.8 固体廃棄物作業建屋換気系

固体廃棄物作業建屋換気系は，1 系統の空気供給系及び排気系からなり，その排気固体廃棄物作業建屋換気系は，1 系統の空気供給系及び排気系からなり，その排気は，排気ファンにより高性能粒子フィルタを通して廃棄物処理建屋排気筒から放出

は，排気ファンにより高性能粒子フィルタを通して廃棄物処理建屋排気筒から放出する設計とする。

する設計とする。

2.3 生体遮蔽装置等

チ項

2.3 生体遮蔽装置等

設計基準対象施設は，通常運転時において発電用原子炉施設からの直接ガンマ線及び設計基準対象施設は，通常運転時において発電用原子炉施設からの直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線による発電所周辺の空間線量率が，放射線業務従事者等の放射スカイシャインガンマ線による発電所周辺の空間線量率が，放射線業務従事者等の放射線障害を防止するために必要な生体遮蔽等を適切に設置すること及び発電用原子炉施設

線障害を防止するために必要な生体遮蔽等を適切に設置すること及び発電用原子炉施設と周辺監視区域境界までの距離とあいまって，発電所周辺の空間線量率を合理的に達成と周辺監視区域境界までの距離とあいまって，発電所周辺の空間線量率を合理的に達成できる限り低減し，周辺監視区域外における線量限度に比べ十分に下回る，空気カーマ

できる限り低減し，周辺監視区域外における線量限度に比べ十分に下回る，空気カーマ

で年間 50 μGy を超えないような遮蔽設計とする。

で年間 50 μGy を超えないような遮蔽設計とする。

発電所内における外部放射線による放射線障害を防止する必要がある場所には，通常発電所内における外部放射線による放射線障害を防止する必要がある場所には，通常運転時の放射線業務従事者等の被ばく線量が適切な作業管理とあいまって，「核原料物質

運転時の放射線業務従事者等の被ばく線量が適切な作業管理とあいまって，「核原料物質又は核燃料物質の製錬の事業に関する規則等の規定に基づく線量限度等を定める告示」

又は核燃料物質の製錬の事業に関する規則等の規定に基づく線量限度等を定める告示」

を満足できる遮蔽設計とする。

を満足できる遮蔽設計とする。

生体遮蔽は，主に一次遮蔽，二次遮蔽，中央制御室遮蔽及び緊急時対策所遮蔽から構成

生体遮蔽は，主に一次遮蔽，二次遮蔽，中央制御室遮蔽及び緊急時対策所遮蔽から構し，想定する通常運転時，運転時の異常な過渡変化時，設計基準事故時及び重大事故等時

成し，想定する通常運転時，運転時の異常な過渡変化時，設計基準事故時及び重大事故に対し，地震時及び地震後においても，発電所周辺の空間線量率の低減及び放射線業務等時に対し，地震時及び地震後においても，発電所周辺の空間線量率の低減及び放射線従事者等の放射線障害防止のために，遮蔽性を維持する設計とする。生体遮蔽に開口部

業務従事者等の放射線障害防止のために，遮蔽性を維持する設計とする。生体遮蔽に開又は配管その他の貫通部があるものにあっては，必要に応じて次の放射線漏えい防止措

口部又は配管その他の貫通部があるものにあっては，必要に応じて次の放射線漏えい防置を講じた設計とするとともに，自重，附加荷重及び熱応力に耐える設計とする。

止措置を講じた設計とするとともに，自重，附加荷重及び熱応力に耐える設計とする。

・開口部を設ける場合，人が容易に接近できないような場所（通路の行き止まり部，高所・開口部を設ける場合，人が容易に接近できないような場所（通路の行き止まり部，高所等）への開口部設置

記載しない理由

ロ項 a.(x)，チ項

ロ項 a.(y)，チ項

ロ項 a.(y)，チ項チ項等）への開口部設置

・貫通部に対する遮蔽補強（スリーブと配管との間隙への遮蔽材の充てん等）

・貫通部に対する遮蔽補強（スリーブと配管との間隙への遮蔽材の充てん等）

チ項

・線源機器と貫通孔との位置関係により，貫通孔から線源機器が直視できない措置

・線源機器と貫通孔との位置関係により，貫通孔から線源機器が直視できない措置

チ項

遮蔽設計は，実効線量が 1.3 mSv/3 月間を超えるおそれがある区域を管理区域とした遮蔽設計は，実効線量が 1.3 mSv/3 月間を超えるおそれがある区域を管理区域とした

うえで，日本電気協会「原子力発電所放射線遮へい設計規程（ＪＥＡＣ４６１５）」の通うえで，日本電気協会「原子力発電所放射線遮へい設計規程（ＪＥＡＣ４６１５）」の通常運転時の遮蔽設計に基づく設計とする。

常運転時の遮蔽設計に基づく設計とする。

チ項

資 1-7-14

変 更

前

変 更

後

格納容器圧力逃がし装置使用時の排出経路に設置される隔離弁に設ける遠隔人力操作

記載しない理由
ホ項，チ項，リ項機構の操作場所は，原子炉建屋原子炉棟外とし，第二弁及び第二弁バイパス弁の操作を行う第二弁操作室は，必要な要員を収容可能な遮蔽体（第二弁操作室遮蔽）に囲まれた空間とし，第二弁操作室空気ボンベにて正圧化することにより外気の流入を一定時間遮断することで，放射線防護を考慮した設計とする。第二弁操作室遮蔽は，炉心の著しい損傷時においても，格納容器圧力逃がし装置の隔離弁操作ができるよう，普通コンクリート 395 mm 以上の遮蔽厚さを有し，第二弁操作室に隣接する格納容器圧力逃がし装置入口配管が設置される方向の壁及び床の遮蔽厚さは，普通コンクリート 1195 mm 以上とす
る設計とする。また，第二弁操作室が微正圧であることを確認するため，第二弁操作室
差圧計（個数 1，計測範囲 0～60 Pa）を設ける設計とする。
格納容器圧力逃がし装置は，格納容器圧力逃がし装置格納槽（地下埋設）内に設置し， リ項
格納容器圧力逃がし装置使用後に高線量となるフィルタ装置等の周囲には遮蔽体（フィルタ装置遮蔽，配管遮蔽）を設け，格納容器圧力逃がし装置の使用時に本系統内に蓄積される放射性物質から放出される放射線から作業員を防護する設計とする。
中央制御室遮蔽は，「2.1中央制御室及び緊急時対策所の居住性を確保するための防中央制御室遮蔽，中央制御室遮蔽（待避室），緊急時対策所遮蔽及び二次遮蔽は，「2.1護措置」に示す居住性に係る判断基準を満足する設計とする。

ヘ項，チ項

中央制御室及び緊急時対策所の居住性を確保するための防護措置」に示す居住性に係る判断基準を満足する設計とする。
中央制御室遮蔽は，設計基準事故対処設備であるとともに，重大事故等時においてもチ項使用するため，重大事故等対処設備としての基本方針に示す設計方針を適用する。ただし，多様性及び独立性並びに位置的分散を考慮すべき対象の設計基準事故対処設備はないことから，重大事故等対処設備の基本方針のうち「5.1.2 多様性，位置的分散等」に示す設計方針は適用しない。
3.

主要対象設備
放射線管理施設の対象となる主要な設備について，「表 1 放射線管理施設の主要設備リ

スト」に示す。

3.

主要対象設備

本記載は，要目表対象を示したリ

放射線管理施設の対象となる主要な設備について，「表 1 放射線管理施設の主要設備リ ストに関する記載であるため，記スト」に示す。

載しない。

資 1-7-15

8.

原子炉格納施設の基本設計方針
変 更 前

変 更 後

記載しない理由

用語の定義は「発電用原子力設備に関する技術基準を定める省令」，「実用発電用原子炉

用語の定義は「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」及び「実用発電用原子炉及びる規則」及び「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則」並びにこれら

その附属施設の技術基準に関する規則」並びにこれらの解釈による。

の解釈による。

第１章 共通項目

第１章 共通項目

原子炉格納施設の共通項目である「1. 地盤等，2.
5.

設備に対する要求（5.7内燃機関を除く。
），6.

自然現象，3. 火災，4.

溢水等，

5.

原子炉冷却系統施設の基本設計方針「第１章 共通項目」に基づく設計とする。

設備に対する要求（5.7

第２章 個別項目

1.

1.

1.1 原子炉格納容器本体等

内燃機関を除く。
），6.

自然現象，3. 火災，4.

溢水等， ない。

その他」の基本設計方針については，

原子炉冷却系統施設の基本設計方針「第１章 共通項目」に基づく設計とする。

第２章 個別項目
原子炉格納容器ない。

本記載は概要であるため，記載し原子炉格納施設の共通項目である「1. 地盤等，2.

その他」の基本設計方針については，

本記載は概要であるため，記載し原子炉格納容器

1.1 原子炉格納容器本体等

原子炉格納施設は，設計基準対象施設として，原子炉冷却系統に係る発電用原子炉施

原子炉格納施設は，設計基準対象施設として，原子炉冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊又は故障の際に漏えいする放射性物質が公衆に放射線障害を及ぼすおそれがな

設の損壊又は故障の際に漏えいする放射性物質が公衆に放射線障害を及ぼすおそれがな

い設計とする。

い設計とする。

原子炉格納容器にはドライウェル内のガスを循環冷却するための設備として，冷却コ

原子炉格納容器にはドライウェル内のガスを循環冷却するための設備として，冷却コ

イル及び送風機からなるドライウェル内ガス冷却装置（個数 4（予備 1））を設ける設計

イル及び送風機からなるドライウェル内ガス冷却装置（個数 4（予備 1））を設ける設計

とする。

とする。

原子炉格納容器は，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）とあいまって原子炉冷却

原子炉格納容器は，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）とあいまって原子炉冷材圧力バウンダリ配管の最も過酷な破断を想定し，これにより放出される原子炉冷却材

却材圧力バウンダリ配管の最も過酷な破断を想定し，これにより放出される原子炉冷却のエネルギによる原子炉冷却材喪失時の圧力，温度及び設計上想定された地震荷重に耐材のエネルギによる原子炉冷却材喪失時の圧力，温度及び設計上想定された地震荷重にえる設計とする。また，原子炉冷却材喪失時及び逃がし安全弁作動時において，原子炉格耐える設計とする。また，原子炉冷却材喪失時及び逃がし安全弁作動時において，原子

納容器に生じる動荷重に耐える設計とする。

炉格納容器に生じる動荷重に耐える設計とする。

原子炉格納容器の開口部である出入口及び貫通部を含めて原子炉格納容器全体の漏え

原子炉格納容器の開口部である出入口及び貫通部を含めて原子炉格納容器全体の漏えい率を許容値以下に保ち，原子炉冷却材喪失時及び逃がし安全弁作動時において想定さい率を許容値以下に保ち，原子炉冷却材喪失時及び逃がし安全弁作動時において想定される原子炉格納容器内の圧力，温度，放射線等の環境条件の下でも原子炉格納容器バウれる原子炉格納容器内の圧力，温度，放射線等の環境条件の下でも原子炉格納容器バウ

ンダリの健全性を保つ設計とする。

ンダリの健全性を保つ設計とする。

通常運転時，運転時の異常な過渡変化時及び設計基準事故時において，原子炉格納容

通常運転時，運転時の異常な過渡変化時及び設計基準事故時において，原子炉格納容器バウンダリを構成する機器は脆性破壊及び破断が生じない設計とする。脆性破壊に対器バウンダリを構成する機器は脆性破壊及び破断が生じない設計とする。脆性破壊に対しては，最低使用温度を考慮した破壊じん性試験を行い，規定値を満足した材料を使用しては，最低使用温度を考慮した破壊じん性試験を行い，規定値を満足した材料を使用する設計とする。

する設計とする。

ロ項 a.(aa)リ項

ロ項 a.(aa)ロ項 a.(aa)ロ項 a.(aa)，リ項

資 1-8-1

変 更 前変 更 後原子炉格納容器を貫通する箇所及び出入口は，想定される漏えい量その他の漏えい試

原子炉格納容器を貫通する箇所及び出入口は，想定される漏えい量その他の漏えい試

験に影響を与える環境条件として，判定基準に適切な余裕係数を見込み，日本電気協会

験に影響を与える環境条件として，判定基準に適切な余裕係数を見込み，日本電気協会「原子炉格納容器の漏えい率試験規程」（ＪＥＡＣ４２０３）に定める漏えい試験のうち「原子炉格納容器の漏えい率試験規程」（ＪＥＡＣ４２０３）に定める漏えい試験のうちＢ種試験ができる設計とする。

Ｂ種試験ができる設計とする。
原子炉格納容器は，想定される重大事故等時において，設計基準対象施設としての最記載しない理由

ロ項 a.(aa)リ項

高使用圧力及び最高使用温度を超える可能性があるが，設計基準対象施設としての最高使用圧力の 2 倍の圧力及び 200 ℃の温度で閉じ込め機能を損なわない設計とする。
1.2 原子炉格納容器隔離弁

1.2 原子炉格納容器隔離弁

原子炉格納容器を貫通する各施設の配管系に設ける原子炉格納容器隔離弁（以下「隔原子炉格納容器を貫通する各施設の配管系に設ける原子炉格納容器隔離弁（以下「隔離弁」という。）は，安全保護装置からの信号により，自動的に閉鎖する動力駆動弁，チ離弁」という。
）は，安全保護装置からの信号により，自動的に閉鎖する動力駆動弁，チェーンロックが可能な手動弁，キーロックが可能な遠隔操作弁又は隔離機能を有する逆ェーンロックが可能な手動弁，キーロックが可能な遠隔操作弁又は隔離機能を有する逆止弁とし，原子炉格納容器の隔離機能の確保が可能な設計とする。

止弁とし，原子炉格納容器の隔離機能の確保が可能な設計とする。

原子炉冷却材圧力バウンダリに連絡するか，又は原子炉格納容器内に開口し，原子炉

原子炉冷却材圧力バウンダリに連絡するか，又は原子炉格納容器内に開口し，原子炉格納容器を貫通している各配管は，原子炉冷却材喪失事故時に必要とする配管及び計測格納容器を貫通している各配管は，原子炉冷却材喪失事故時に必要とする配管及び計測制御系統施設に関連する小口径配管を除いて，原則として原子炉格納容器の内側に 1 個，

制御系統施設に関連する小口径配管を除いて，原則として原子炉格納容器の内側に 1 個，

外側に 1 個の自動隔離弁を原子炉格納容器に近接した箇所に設ける設計とする。

外側に 1 個の自動隔離弁を原子炉格納容器に近接した箇所に設ける設計とする。

ただし，原子炉冷却系統に係る発電用原子炉施設内及び原子炉格納容器内に開口部が

ただし，原子炉冷却系統に係る発電用原子炉施設内及び原子炉格納容器内に開口部がなく，かつ，原子炉冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊の際に損壊するおそれがななく，かつ，原子炉冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊の際に損壊するおそれがな

い管，又は原子炉格納容器外側で閉じた系を構成した管で，原子炉冷却系統に係る発電

い管，又は原子炉格納容器外側で閉じた系を構成した管で，原子炉冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊その他の異常の際に，原子炉格納容器内で水封が維持され，かつ，原用原子炉施設の損壊その他の異常の際に，原子炉格納容器内で水封が維持され，かつ，

子炉格納容器外へ導かれた漏えい水による放射性物質の放出量が，原子炉冷却材喪失事

原子炉格納容器外へ導かれた漏えい水による放射性物質の放出量が，原子炉冷却材喪失

故の原子炉格納容器内気相部からの漏えいによる放出量に比べ十分小さい配管について

事故の原子炉格納容器内気相部からの漏えいによる放出量に比べ十分小さい配管についは，原子炉格納容器の外側又は内側に少なくとも 1 個の隔離弁を原子炉格納容器に近接ては，原子炉格納容器の外側又は内側に少なくとも 1 個の隔離弁を原子炉格納容器に近した箇所に設ける設計とする。

接した箇所に設ける設計とする。

原子炉格納容器の内側で閉じた系を構成する管に設置する隔離弁は，遠隔操作にて閉止可能な弁を設置することも可能とする。

原子炉格納容器の内側で閉じた系を構成する管に設置する隔離弁は，遠隔操作にて閉ロ項 a.(aa)ロ項 a.(aa)ロ項 a.(aa)ロ項 a.(aa)

止可能な弁を設置することも可能とする。

貫通箇所の内側又は外側に設置する隔離弁は，一方の側の設置箇所における管であっ

貫通箇所の内側又は外側に設置する隔離弁は，一方の側の設置箇所における管であって，湿気や水滴等により駆動機構等の機能が著しく低下するおそれがある箇所，配管がて，湿気や水滴等により駆動機構等の機能が著しく低下するおそれがある箇所，配管が狭隘部を貫通する場合であって貫通部に近接した箇所に設置できないことによりその機狭隘部を貫通する場合であって貫通部に近接した箇所に設置できないことによりその機

ロ項 a.(aa)

資 1-8-2

変 更 前変 更 後能が著しく低下するような箇所には，貫通箇所の外側であって近接した箇所に 2 個の隔能が著しく低下するような箇所には，貫通箇所の外側であって近接した箇所に 2 個の隔離弁を設ける設計とする。

離弁を設ける設計とする。

記載しない理由

原子炉格納容器を貫通する配管には，圧力開放板を設けない設計とする。

ロ項 a.(aa)

設計基準事故の収束に必要な非常用炉心冷却系，可燃性ガス濃度制御系及び残留熱除設計基準事故及び重大事故等の収束に必要な非常用炉心冷却系，可燃性ガス濃度制御

ロ項 a.(aa)

去系（格納容器スプレイ冷却系）で原子炉格納容器を貫通する配管，その他隔離弁を設け系，不活性ガス系及び残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）で原子炉格納容器を貫ることにより安全性を損なうおそれがあり，かつ，当該系統の配管により原子炉格納容

通する配管，その他隔離弁を設けることにより安全性を損なうおそれがあり，かつ，当器の隔離機能が失われない場合は，自動隔離弁を設けない設計とする。

該系統の配管により原子炉格納容器の隔離機能が失われない場合は，自動隔離弁を設けない設計とする。

ただし，原則遠隔操作が可能であり，設計基準事故時に容易に閉鎖可能な隔離機能を

ただし，原則遠隔操作が可能であり，設計基準事故時及び重大事故等時に容易に閉鎖
可能な隔離機能を有する弁を設置する設計とする。

有する弁を設置する設計とする。

2.

原子炉格納容器を貫通する計測制御系統施設又は制御棒駆動装置に関連する小口径配原子炉格納容器を貫通する計測制御系統施設又は制御棒駆動装置に関連する小口径配管であって特に隔離弁を設けない場合には，隔離弁を設置したのと同等の隔離機能を有管であって特に隔離弁を設けない場合には，隔離弁を設置したのと同等の隔離機能を有する設計とする。

する設計とする。

原子炉冷却材圧力バウンダリに接続される原子炉格納容器を貫通する計測系配管に隔原子炉冷却材圧力バウンダリに接続される原子炉格納容器を貫通する計測系配管に隔離弁を設けない場合は，オリフィス又は過流量防止逆止弁を設置し，流出量抑制対策を離弁を設けない場合は，オリフィス又は過流量防止逆止弁を設置し，流出量抑制対策を講じる設計とする。

講じる設計とする。

隔離弁は，閉止後に駆動動力源が喪失した場合においても閉止状態が維持され隔離機

隔離弁は，閉止後に駆動動力源が喪失した場合においても閉止状態が維持され隔離機能が喪失しない設計とする。また，隔離弁のうち，隔離信号で自動閉止するものは，隔離能が喪失しない設計とする。また，隔離弁のうち，隔離信号で自動閉止するものは，隔離信号が除去されても自動開とはならない設計とする。

信号が除去されても自動開とはならない設計とする。

隔離弁は，想定される漏えい量その他の漏えい試験に影響を与える環境条件として，隔離弁は，想定される漏えい量その他の漏えい試験に影響を与える環境条件として，判定基準に適切な余裕係数を見込み，日本電気協会「原子炉格納容器の漏えい率試験規判定基準に適切な余裕係数を見込み，日本電気協会「原子炉格納容器の漏えい率試験規程」（ＪＥＡＣ４２０３）に定める漏えい試験のうちＣ種試験ができる設計とする。また，程」（ＪＥＡＣ４２０３）に定める漏えい試験のうちＣ種試験ができる設計とする。また，

隔離弁は動作試験ができる設計とする。

隔離弁は動作試験ができる設計とする。

原子炉建屋

2.1 原子炉建屋原子炉棟等

ロ項 a.(aa)2.

ロ項 a.(aa)ロ項 a.(aa)ロ項 a.(aa)ロ項 a.(aa)

原子炉建屋

2.1 原子炉建屋原子炉棟等

原子炉冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊又は故障の際に原子炉格納容器から気原子炉冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊又は故障の際に原子炉格納容器から気体状の放射性物質が漏えいすることによる敷地境界外の実効線量が「発電用軽水型原子体状の放射性物質が漏えいすることによる敷地境界外の実効線量が「発電用軽水型原子炉施設の安全評価に関する審査指針（平成 2 年 8 月 30 日原子力安全委員会）」に規定す

炉施設の安全評価に関する審査指針（平成 2 年 8 月 30 日原子力安全委員会）」に規定す

ロ項 a.(aa)

資 1-8-3

変 更 前変 更 後る線量を超えないよう，当該放射性物質の濃度を低減する設備として原子炉建屋原子炉

る線量を超えないよう，当該放射性物質の濃度を低減する設備として原子炉建屋原子炉棟を設置する。

棟を設置する。

原子炉建屋原子炉棟は，原子炉格納容器を収納する建屋であって，非常用ガス処理系

原子炉建屋原子炉棟は，原子炉格納容器を収納する建屋であって，非常用ガス処理系

等により，内部の負圧を確保し，原子炉格納容器から放射性物質の漏えいがあっても発等により，内部の負圧を確保し，原子炉格納容器から放射性物質の漏えいがあっても発電所周辺に直接放出されることを防止する設計とする。

電所周辺に直接放出されることを防止する設計とする。

記載しない理由リ項

原子炉建屋原子炉棟に開口部を設ける場合には，気密性を確保する設計とする。

原子炉建屋原子炉棟に開口部を設ける場合には，気密性を確保する設計とする。

ロ項 a.(aa)

新燃料貯蔵庫及び使用済燃料プールは，燃料体等の落下により燃料体等が破損して放新燃料貯蔵庫及び使用済燃料プールは，燃料体等の落下により燃料体等が破損して放ロ項 a.(k)

射性物質の放出により公衆に放射線障害を及ぼすおそれがある場合において，放射性物

射性物質の放出により公衆に放射線障害を及ぼすおそれがある場合において，放射性物質による敷地外への影響を低減するため，原子炉建屋原子炉棟内に設置する。

質による敷地外への影響を低減するため，原子炉建屋原子炉棟内に設置する。
原子炉建屋原子炉棟は，重大事故等時においても，非常用ガス処理系により，内部のヘ項負圧を確保することができる設計とする。原子炉建屋原子炉棟の気密バウンダリの一部として原子炉建屋原子炉棟に設置する原子炉建屋外側ブローアウトパネルは，閉状態の維持又は開放時に再閉止が可能な設計とする。

3.

圧力低減設備その他の安全設備

3.1 真空破壊装置

3.

圧力低減設備その他の安全設備

3.1 真空破壊装置

原子炉冷却材喪失事故後，ドライウェル圧力がサプレッション・チェンバ圧力より低原子炉冷却材喪失事故後，ドライウェル圧力がサプレッション・チェンバ圧力より低下した場合に，ドライウェルとサプレッション・チェンバ間に設置された 11 台の真空破下した場合に，ドライウェルとサプレッション・チェンバ間に設置された 11 台の真空破壊装置が，圧力差により自動的に働き，サプレッション・チェンバのプール水逆流並びに壊装置が，圧力差により自動的に働き，サプレッション・チェンバのプール水逆流並び

ドライウェルとサプレッション・チェンバの差圧によるダイヤフラム・フロア及び原子にドライウェルとサプレッション・チェンバの差圧によるダイヤフラム・フロア及び原

炉圧力容器基礎の破損を防止できる設計とする。

子炉圧力容器基礎の破損を防止できる設計とする。

なお，発電用原子炉の運転時に原子炉格納容器に窒素を充てんしていることなどから，
原子炉格納容器外面に受ける圧力が設計を超えることはない。

ロ項 a.(aa)

なお，発電用原子炉の運転時に原子炉格納容器に窒素を充てんしていることなどから，
原子炉格納容器外面に受ける圧力が設計を超えることはない。
想定される重大事故等時において，ドライウェル圧力がサプレッション・チェンバ圧

リ項

力より低下した場合に，ドライウェルとサプレッション・チェンバ間に設置された 11 台の真空破壊装置が，圧力差により自動的に働き，サプレッション・チェンバのプール水逆流並びにドライウェルとサプレッション・チェンバの差圧によるダイヤフラム・フロ
ア及び原子炉圧力容器基礎の破損を防止できる設計とする。

資 1-8-4

変 更 前
3.2 原子炉格納容器安全設備
3.2.1 格納容器スプレイ冷却系

変 更 後
3.2 原子炉格納容器安全設備
3.2.1 格納容器スプレイ冷却系

原子炉冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊又は故障の際に生ずる原子炉格納

原子炉冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊又は故障の際に生ずる原子炉格納容器内の圧力及び温度の上昇により原子炉格納容器の安全性を損なうことを防止す

容器内の圧力及び温度の上昇により原子炉格納容器の安全性を損なうことを防止するため，原子炉格納容器内において発生した熱を除去する設備として，残留熱除去るため，原子炉格納容器内において発生した熱を除去する設備として，残留熱除去

系（格納容器スプレイ冷却系）を設ける。

系（格納容器スプレイ冷却系）を設ける。

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）は，原子炉冷却材圧力バウンダリ配管の残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）は，原子炉冷却材圧力バウンダリ配管

最も過酷な破断を想定した場合でも，放出されるエネルギによる設計基準事故時のの最も過酷な破断を想定した場合でも，放出されるエネルギによる設計基準事故時

原子炉格納容器内圧力，温度が最高使用圧力，最高使用温度を超えないようにし，かの原子炉格納容器内圧力，温度が最高使用圧力，最高使用温度を超えないようにし，つ，原子炉格納容器の内圧を速やかに下げて低く維持することにより，放射性物質

かつ，原子炉格納容器の内圧を速やかに下げて低く維持することにより，放射性物の外部への漏えいを少なくする設計とする。

質の外部への漏えいを少なくする設計とする。

原子炉冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊又は故障の際に原子炉格納容器か

原子炉冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊又は故障の際に原子炉格納容器か

ら気体状の放射性物質が漏えいすることによる敷地境界外の実効線量が「発電用軽ら気体状の放射性物質が漏えいすることによる敷地境界外の実効線量が「発電用軽水型原子炉施設の安全評価に関する審査指針（平成 2 年 8 月 30 日原子力安全委員

水型原子炉施設の安全評価に関する審査指針（平成 2 年 8 月 30 日原子力安全委員会）」に規定する線量を超えないよう，当該放射性物質の濃度を低減する設備として会）」に規定する線量を超えないよう，当該放射性物質の濃度を低減する設備として

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）を設置する。

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）を設置する。

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）は，原子炉冷却材喪失事故時に，サプレ残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）は，原子炉冷却材喪失事故時に，サプレッション・チェンバのプール水をドライウェル内及びサプレッション・チェンバ内

ッション・チェンバのプール水をドライウェル内及びサプレッション・チェンバ内にスプレイすることにより，環境に放出される放射性物質の濃度を減少させる設計にスプレイすることにより，環境に放出される放射性物質の濃度を減少させる設計

とする。

とする。

原子炉格納容器安全設備のうち，サプレッション・チェンバのプール水を水源とす

原子炉格納容器安全設備のうち，サプレッション・チェンバのプール水を水源とる原子炉格納容器安全設備のポンプは，原子炉格納容器内の圧力及び温度並びに，する原子炉格納容器安全設備のポンプは，原子炉格納容器内の圧力及び温度並びに，冷却材中の異物の影響について「非常用炉心冷却設備又は格納容器熱除去設備に係冷却材中の異物の影響について「非常用炉心冷却設備又は格納容器熱除去設備に係るろ過装置の性能評価等について（内規）」（平成 20・02・12 原院第 5 号（平成 20 年

るろ過装置の性能評価等について（内規）」（平成 20・02・12 原院第 5 号（平成 20 年

2 月 27 日原子力安全・保安院制定））によるろ過装置の性能評価により，設計基準事

2 月 27 日原子力安全・保安院制定））によるろ過装置の性能評価により，設計基準事

故時に想定される最も小さい有効吸込水頭においても，正常に機能する能力を有す

故時及び重大事故等時に想定される最も小さい有効吸込水頭においても，正常に機る設計とする。

能する能力を有する設計とする。

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）の仕様は，設置（変更）許可を受けた設計基準事故の評価の条件を満足する設計とする。
サプレッション・チェンバは，設計基準対象施設として容量 3400 m3，個数 1 個を設置する。

記載しない理由

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）の仕様は，設置（変更）許可を受けた設ロ項 a.(aa)，ホ項，リ項

ロ項 a.(aa)，リ項

ロ項 a.(aa)リ項

ロ項 a.(aa)ロ項 a.(aa)計基準事故の評価の条件を満足する設計とする。
サプレッション・チェンバは，設計基準対象施設として容量 3400 m3，個数 1 個を

ロ項 a.(aa)設置する。
資 1-8-5

変 更 前変 更 後残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）は，テストラインを構成することによ

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）は，テストラインを構成することにより，発電用原子炉の運転中に試験ができる設計とする。また，設計基準事故時に動作り，発電用原子炉の運転中に試験ができる設計とする。また，設計基準事故時に動する弁については，残留熱除去系ポンプが停止中に開閉試験ができる設計とする。

作する弁については，残留熱除去系ポンプが停止中に開閉試験ができる設計とする。
重要度が特に高い安全機能を有する系統において，設計基準事故が発生した場合記載しない理由

ロ項 a.(aa)ロ項 a.(g)に長期間にわたって機能が要求される静的機器のうち，単一設計とする残留熱除去
系（格納容器スプレイ冷却系）のスプレイヘッダ（サプレッション・チェンバ側）については，想定される最も過酷な単一故障の条件として，配管 1 箇所の全周破断を想定した場合においても，原子炉格納容器の冷却機能を達成できる設計とする。
また，このような場合においても，残留熱除去系 2 系統にてドライウェルスプレ

ロ項 a.(g)イを行うか，又は 1 系統をドライウェルスプレイ，もう 1 系統を残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）で運転することで原子炉格納容器の冷却機能を代替できる設計とする。
原子炉格納容器内の冷却等のための設備として，想定される重大事故等時においリ項て，設計基準事故対処設備である残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）が使用できる場合は重大事故等対処設備として使用できる設計とする。
炉心の著しい損傷防止のための原子炉格納容器内冷却に用いる設備のうち，残留リ項

熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）が，全交流動力電源喪失により起動できない
場合の重大事故等対処設備として，常設代替交流電源設備を使用し，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）を復旧できる設計とする。
炉心の著しい損傷が発生した場合において，全交流動力電源喪失又は残留熱除去

リ項

系海水系機能喪失によるサポート系の故障により，残留熱除去系（格納容器スプレ
イ冷却系）が起動できない場合の重大事故等対処設備として，常設代替交流電源設
備を使用し，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）を復旧できる設計とする。
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）は，常設代替交流電源設備からの給電により機能を復旧し，残留熱除去系ポンプによりサプレッション・チェンバのプー
ル水をドライウェル内及びサプレッション・チェンバ内にスプレイすることで原子炉格納容器を冷却できる設計とする。本系統に使用する冷却水は残留熱除去系海水系又は緊急用海水系から供給できる設計とする。
残留熱除去系ポンプ及び残留熱除去系熱交換器は，設計基準事故対処設備である

リ項

資 1-8-6

変 更 前変 更 後

記載しない理由とともに重大事故等時においても使用するため，重大事故等対処設備としての基本
方針に示す設計方針を適用する。ただし，多様性及び独立性並びに位置的分散を考慮すべき対象の設計基準事故対処設備はないことから，重大事故等対処設備の基本方針のうち「5.1.2 多様性，位置的分散等」に示す設計方針は適用しない。
3.2.2 サプレッション・プール冷却系
原子炉格納容器内の冷却等のための設備として，想定される重大事故等時においリ項て，設計基準事故対処設備である残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）が使用できる場合は重大事故等対処設備として使用できる設計とする。
炉心の著しい損傷防止のための原子炉格納容器内冷却に用いる設備のうち，残留リ項

熱除去系（サプレッション・プール冷却系）が，全交流動力電源喪失により起動できない場合の重大事故等対処設備として，常設代替交流電源設備を使用し，残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）を復旧できる設計とする。
炉心の著しい損傷が発生した場合において，全交流動力電源喪失又は残留熱除去

リ項

系海水系機能喪失によるサポート系の故障により，残留熱除去系（サプレッション・
プール冷却系）が起動できない場合の重大事故等対処設備として，常設代替交流電源設備を使用し，残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）を復旧できる設計とする。
残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）は，常設代替交流電源設備からの給電により機能を復旧し，残留熱除去系ポンプ及び残留熱除去系熱交換器により，サプレッション・チェンバのプール水を冷却することで原子炉格納容器を冷却できる設計とする。本系統に使用する冷却水は，残留熱除去系海水系又は緊急用海水系から供給できる設計とする。
残留熱除去系ポンプ及び残留熱除去系熱交換器は，設計基準事故対処設備である

リ項とともに重大事故等時においても使用するため，重大事故等対処設備としての基本
方針に示す設計方針を適用する。ただし，多様性及び独立性並びに位置的分散を考慮すべき対象の設計基準事故対処設備はないことから，重大事故等対処設備の基本方針のうち「5.1.2 多様性，位置的分散等」に示す設計方針は適用しない。
3.2.3 ほう酸水注入系
炉心の著しい損傷が発生した場合に溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）のリ項

床面への落下を遅延・防止するための重大事故等対処設備として，ほう酸水注入系を設ける設計とする。なお，この場合は，低圧代替注水系（常設），低圧代替注水系

資 1-8-7

変 更 前変 更 後

記載しない理由（可搬型），代替循環冷却系及び高圧代替注水系のいずれかによる原子炉圧力容器への注水と並行して行う。
ほう酸水注入系は，ほう酸水注入ポンプにより，ほう酸水貯蔵タンクのほう酸水

ヘ項

を原子炉圧力容器へ注入することで，溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下を遅延・防止する設計とする。
ほう酸水注入系は，非常用交流電源設備に加え，代替所内電気設備を経由した常ヘ項

設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。
ほう酸水注入系の流路として，設計基準対象施設である原子炉圧力容器，炉心支

ホ項

持構造物及び原子炉圧力容器内部構造物を重大事故等対処設備として使用することから，流路に係る機能について重大事故等対処設備としての設計を行う。
3.2.4 代替格納容器スプレイ冷却系
原子炉格納容器内の冷却等のための設備のうち，設計基準事故対処設備が有する

リ項

原子炉格納容器内の冷却機能が喪失した場合において炉心の著しい損傷を防止するために原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるため，また，炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の破損を防止するために原子炉格納容器
内の圧力及び温度並びに放射性物質の濃度を低下させるための重大事故等対処設備
として，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）及び代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）を設ける設計とする。
(1) 常設低圧代替注水系ポンプによる代替格納容器スプレイ
炉心の著しい損傷防止のための原子炉格納容器内冷却に用いる設備のうち，残留リ項

熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）が機能喪失した場合及び全交流動力電源喪失
又は残留熱除去系海水系機能喪失によるサポート系の故障により，残留熱除去系（格
納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）が起動できない場合の重大事故等対処設備として，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，常設低圧代替注水系ポンプにより，代替淡水貯槽の水を残留熱除去系等を経由して原子炉格納容器内のスプレイヘッダからドライウェル内にスプレイすること
で，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させることができる設計とする。
炉心の著しい損傷が発生した場合において，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷リ項却系）が機能喪失した場合及び全交流動力電源喪失又は残留熱除去系海水系機能喪失によるサポート系の故障により，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び資 1-8-8

変 更 前変 更 後

記載しない理由

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）が起動できない場合の重大事故等対処設備として，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，常設低圧代替注水系ポン
プにより，代替淡水貯槽の水を残留熱除去系等を経由してスプレイヘッダからドラ
イウェル内にスプレイすることで，原子炉格納容器内の圧力及び温度並びに放射性物質の濃度を低下させることができる設計とする。
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，代替所内電気設備を経由した常設代替

リ項

交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器

リ項の破損を防止するための設備として兼用する設計とする。
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却

リ項系）と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，常設低圧代替注水系ポンプを代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備
からの給電により駆動できることで，非常用所内電気設備を経由した非常用交流電源設備からの給電により駆動する残留熱除去系ポンプを用いた残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）に対して多様性を有する設計とする。
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の電動弁は，ハンドルを設けて手動操作をリ項可能とすることで，非常用交流電源設備からの給電による遠隔操作に対して多様性を有する設計とする。また，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の電動弁は，代替
所内電気設備を経由して給電する系統において，独立した電路で系統構成すること
により，非常用所内電気設備を経由して給電する系統に対して独立性を有する設計とする。
また，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，代替淡水貯槽を水源とすること

リ項

で，サプレッション・チェンバを水源とする残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）に対して異なる水源を有する設計とする。常設低圧代替注水系ポンプ及び代替
淡水貯槽は，常設低圧代替注水系格納槽内に設置することで，原子炉建屋原子炉棟内の残留熱除去系ポンプ及びサプレッション・チェンバと共通要因によって同時に機能を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，残留熱除去系と共通要因によって同時リ項に機能を損なわないよう，水源から残留熱除去系配管との合流点までの系統について，残留熱除去系に対して独立性を有する設計とする。

資 1-8-9

変 更 前変 更 後これらの多様性及び系統の独立性並びに位置的分散によって，代替格納容器スプ記載しない理由リ項

レイ冷却系（常設）は，設計基準事故対処設備である残留熱除去系（格納容器スプレ
イ冷却系）に対して重大事故等対処設備としての独立性を有する設計とする。
原子炉格納容器安全設備のうち，代替淡水貯槽を水源とする原子炉格納容器安全リ項

設備のポンプは，代替淡水貯槽の圧力及び温度により，想定される最も小さい有効
吸込水頭においても，正常に機能する能力を有する設計とする。
(2)

可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプによる代替格納容器ス

プレイ
炉心の著しい損傷防止のための原子炉格納容器内冷却に用いる設備のうち，残留リ項

熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）の機能が喪失した場合及び全交流動力電源喪失により，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）が起動できない場合の重大事故等対処設備として，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，可搬型代替注水中型ポンプ（直列 2 台）により西側淡水貯水設備の水を，可搬型代替注水大型ポンプにより代替淡水貯槽の水を残留熱除去系等を経由してスプレイヘッダからドライウェル内にスプレイすること
で，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させることができる設計とする。
炉心の著しい損傷が発生した場合において，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷リ項却系）が機能喪失した場合及び全交流動力電源喪失又は残留熱除去系海水系機能喪失によるサポート系の故障により，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）が起動できない場合の重大事故等対処設備として，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，可搬型代替注水中型ポンプ（直列 2 台）により西側淡水貯水設備の水を，可搬型代替注水大型ポンプにより代替淡水貯槽の水を残留熱除去系等を経由してスプレイヘッダからドライウェル
内にスプレイすることで，原子炉格納容器内の圧力及び温度並びに放射性物質の濃度を低下させることができる設計とする。
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，代替所内電気設備を経由した常設代

リ項

替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。また，可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，空冷式のディーゼル
エンジンにより駆動できる設計とする。
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容リ項

資 1-8-10

変 更 前変 更 後

記載しない理由

器の破損を防止するための設備として兼用する設計とする。
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却

リ項系）及び代替格納容器スプレイ冷却系（常設）と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプを空冷式のディーゼルエンジンにより駆動することで，電動機駆動ポンプにより構成される
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び代替格納容器スプレイ冷却系（常設）に対して多様性を有する設計とする。
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の電動弁は，ハンドルを設けて手動操作

リ項を可能とすることで，非常用交流電源設備からの給電による遠隔操作に対して多様性を有する設計とする。また，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の電動弁は，代替所内電気設備を経由して給電する系統において，独立した電路で系統構成することにより，非常用所内電気設備を経由して給電する系統に対して独立性を有する設計とする。
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の可搬型代替注水中型ポンプは，西側淡リ項

水貯水設備を水源とすることで，サプレッション・チェンバを水源とする残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び代替淡水貯槽を水源とする代替格納容器スプ
レイ冷却系（常設）に対して異なる水源を有する設計とする。また，代替格納容器ス
プレイ冷却系（可搬型）の可搬型代替注水大型ポンプは，代替淡水貯槽を水源とすることで，サプレッション・チェンバを水源とする残留熱除去系（格納容器スプレ
イ冷却系）に対して異なる水源を有する設計とする。
可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，原子炉建屋及び常リ項

設低圧代替注水系格納槽から離れた屋外に分散して保管することで，原子炉建屋原
子炉棟内の残留熱除去系ポンプ及び常設低圧代替注水系格納槽内の常設低圧代替注
水系ポンプと共通要因によって同時に機能を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。
可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプの接続口は，共通要因

リ項によって接続できなくなることを防止するため，位置的分散を図った複数箇所に設置する設計とする。
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，残留熱除去系と共通要因によって同時リ項に機能を損なわないよう，水源から残留熱除去系配管との合流点までの系統につい資 1-8-11

変 更 前変 更 後

記載しない理由て，残留熱除去系に対して独立性を有する設計とする。
これらの多様性及び系統の独立性並びに位置的分散によって，代替格納容器スプ

リ項

レイ冷却系（可搬型）は，設計基準事故対処設備である残留熱除去系（格納容器スプ
レイ冷却系）に対して重大事故等対処設備としての独立性を有する設計とする。また，これらの多様性及び位置的分散によって，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）及び代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，互いに重大事故等対処設備としての独立性を有する設計とする。
原子炉格納容器安全設備のうち，代替淡水貯槽，西側淡水貯水設備，ＳＡ用海水

リ項

ピットを水源とする原子炉格納容器安全設備のポンプは，代替淡水貯槽，西側淡水貯水設備，ＳＡ用海水ピットの圧力及び温度により，想定される最も小さい有効吸込水頭においても，正常に機能する能力を有する設計とする。
3.2.5 代替循環冷却系
炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器の過圧による破損をリ項防止するために必要な重大事故等対処設備のうち，原子炉格納容器バウンダリを維持しながら原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるための設備及び炉心の著しい損傷が発生した場合に溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下を遅延・防止するための重大事故等対処設備として，代替循環冷却系を設ける設計とする。なお，溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下を遅延・防止する場合は，ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入と並行して行う。
代替循環冷却系は，Ｍａｒｋ－Ⅱ型原子炉格納容器の特徴を踏まえ多重性を有すリ項る設計とし，代替循環冷却系ポンプによりサプレッション・チェンバのプール水を
残留熱除去系熱交換器にて冷却し，残留熱除去系等を経由して原子炉格納容器内へスプレイするとともに，原子炉注水及びサプレッション・チェンバのプール水の除熱を行うことで，原子炉格納容器バウンダリを維持しながら原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下できる設計とする。また，本系統に使用する冷却水は，残留熱除去系海水系又は緊急用海水系により冷却できる設計とする。
代替循環冷却系は，代替循環冷却系ポンプにより，サプレッション・チェンバのリ項

プール水を残留熱除去系等を経由して原子炉圧力容器へ注水することで溶融炉心を冷却できる設計とする。
本系統に使用する冷却水は，残留熱除去系海水系又は緊急用海水系から供給でき

資 1-8-12

変 更 前変 更 後

記載しない理由

る設計とする。
原子炉格納容器内へスプレイされた水は，格納容器ベント管を経て，サプレッシ

リ項ョン・チェンバに戻ることで循環できる設計とする。
代替循環冷却系は，代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備からの給リ項電が可能な設計とする。
代替循環冷却系の流路として，設計基準対象施設である残留熱除去系ポンプ，原ホ項

子炉圧力容器，炉心支持構造物及び原子炉圧力容器内部構造物を重大事故等対処設
備として使用することから，流路に係る機能について重大事故等対処設備としての設計を行う。
代替循環冷却系及び格納容器圧力逃がし装置は，共通要因によって同時に機能をリ項

損なわないよう，原理の異なる冷却及び原子炉格納容器内の減圧手段を用いること
で多様性を有する設計とする。
代替循環冷却系は，非常用交流電源設備に対して多様性を有する常設代替交流電

リ項

源設備からの給電により駆動できる設計とする。また，格納容器圧力逃がし装置は，
非常用交流電源設備に対して多様性を有する常設代替交流電源設備又は可搬型代替
交流電源設備からの給電により駆動できる設計とする。格納容器圧力逃がし装置は，人力により排出経路に設置される隔離弁を操作できる設計とすることで，代替循環
冷却系に対して駆動源の多様性を有する設計とする。
代替循環冷却系の代替循環冷却系ポンプ，残留熱除去系熱交換器及びサプレッシ

リ項ョン・チェンバは原子炉建屋原子炉棟内に設置し，格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置は原子炉建屋近傍の格納容器圧力逃がし装置格納槽（地下埋設）に，第二弁操作室遮蔽，第二弁操作室空気ボンベ及び第二弁操作室差圧計は原子炉建屋付属棟に，圧力開放板は原子炉建屋近傍の屋外に設置することで共通要因によって同時に機能を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。
代替循環冷却系と格納容器圧力逃がし装置は，共通要因によって同時に機能を損リ項

なわないよう，流路を分離することで独立性を有する設計とする。
これらの多様性及び流路の独立性並びに位置的分散によって，代替循環冷却系とリ項

格納容器圧力逃がし装置は，互いに重大事故等対処設備として，可能な限りの独立

資 1-8-13

変 更 前変 更 後

記載しない理由性を有する設計とする。
原子炉格納容器安全設備のうち，サプレッション・チェンバのプール水を水源とリ項

する原子炉格納容器安全設備のポンプは，原子炉格納容器内の圧力及び温度並びに，冷却材中の異物の影響について「非常用炉心冷却設備又は格納容器熱除去設備に係るろ過装置の性能評価等について（内規）」（平成 20・02・12 原院第 5 号（平成 20 年
2 月 27 日原子力安全・保安院制定））によるろ過装置の性能評価により，重大事故等時に想定される最も小さい有効吸込水頭においても，正常に機能する能力を有する設計とする。
3.2.6 格納容器下部注水系
炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の破損を防止するた

リ項

め，溶融し，ペデスタル（ドライウェル部）に落下した炉心を冷却するために必要な重大事故等対処設備として，格納容器下部注水系（常設）及び格納容器下部注水系（可搬型）を設ける設計とする。また，溶融炉心がペデスタル（ドライウェル部）に落下するまでに，ペデスタル（ドライウェル部）にあらかじめ十分な水位を確保し，落下した溶融炉心の冷却が可能な設計とする。なお，格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（ドライウェル部）への注水及び格納容器下部注水系（可搬型）によるペデスタル（ドライウェル部）への注水と合わせて，溶融炉心が原子炉圧力容器
からペデスタル（ドライウェル部）へ落下する場合に，溶融炉心とペデスタル（ドライウェル部）のコンクリートの相互作用による侵食及び溶融炉心からペデスタル（ドライウェル部）のコンクリートへの熱影響を抑制するため，ペデスタル（ドライウ
ェル部）にコリウムシールドを設ける設計とする。
(1) 常設低圧代替注水系ポンプによるペデスタル（ドライウェル部）への注水
ペデスタル（ドライウェル部）に落下した溶融炉心の冷却を行うための重大事故

リ項

等対処設備として，格納容器下部注水系（常設）は，常設低圧代替注水系ポンプにより，代替淡水貯槽の水を格納容器下部注水系配管等を経由してペデスタル（ドライウェル部）へ注水し，溶融炉心が落下するまでにペデスタル（ドライウェル部）にあらかじめ十分な水位を確保するとともに，落下した溶融炉心を冷却できる設計とする。
格納容器下部注水系（常設）は，代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源

リ項

設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。
コリウムシールドは，溶融炉心がペデスタル（ドライウェル部）へと落下した場

リ項

資 1-8-14

変 更 前変 更 後

記載しない理由合において，溶融炉心とペデスタル（ドライウェル部）のコンクリートの相互作用による侵食及び溶融炉心からペデスタル（ドライウェル部）のコンクリートへの熱影響を抑制するため，寸法が高さ 1.88 m，厚さ 0.15 m，材料がジルコニア（ZrO２），
個数が 1 個の設計とする。なお，コリウムシールドは，耐震性を有する設計とする。
原子炉格納容器安全設備のうち，代替淡水貯槽を水源とする原子炉格納容器安全リ項

設備のポンプは，代替淡水貯槽の圧力及び温度により，想定される最も小さい有効
吸込水頭においても，正常に機能する能力を有する設計とする。
(2)

可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプによるペデスタル（ドライウェル部）への注水
ペデスタル（ドライウェル部）に落下した溶融炉心の冷却を行うための重大事故

リ項

等対処設備として，格納容器下部注水系（可搬型）は，可搬型代替注水中型ポンプ（直列 2 台）により，西側淡水貯水設備の水を建屋内にあらかじめ敷設した格納容器下部注水系配管等を経由してペデスタル（ドライウェル部）へ注水し，溶融炉心が落下するまでにペデスタル（ドライウェル部）にあらかじめ十分な水位を確保するとともに，落下した溶融炉心を冷却できる設計とする。
また，可搬型代替注水大型ポンプにより，代替淡水貯槽の水を建屋内にあらかじめ敷設した格納容器下部注水系配管等を経由してペデスタル（ドライウェル部）へ注水し，溶融炉心が落下するまでにペデスタル（ドライウェル部）にあらかじめ十分な水位を確保するとともに，落下した溶融炉心を冷却できる設計とする。
格納容器下部注水系（可搬型）は，代替所内電気設備を経由した常設代替交流電

リ項

源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。また，可搬型
代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，空冷式のディーゼルエンジ
ンにより駆動できる設計とする。
コリウムシールドは，溶融炉心がペデスタル（ドライウェル部）へと落下した場

リ項合において，溶融炉心とペデスタル（ドライウェル部）のコンクリートの相互作用による侵食及び溶融炉心からペデスタル（ドライウェル部）のコンクリートへの熱影響を抑制するため，寸法が高さ 1.88 m，厚さ 0.15 m，材料がジルコニア（ZrO２），
個数が 1 個の設計とする。なお，コリウムシールドは，耐震性を有する設計とする。
原子炉格納容器安全設備のうち，代替淡水貯槽，西側淡水貯水設備，ＳＡ用海水

リ項

ピットを水源とする原子炉格納容器安全設備のポンプは，代替淡水貯槽，西側淡水貯水設備，ＳＡ用海水ピットの圧力及び温度により，想定される最も小さい有効吸資 1-8-15

変 更 前変 更 後

記載しない理由

込水頭においても，正常に機能する能力を有する設計とする。
(3) 多重性又は多様性及び独立性，位置的分散
格納容器下部注水系（常設）及び格納容器下部注水系（可搬型）は，共通要因によリ項って同時に機能を損なわないよう，格納容器下部注水系（常設）の常設低圧代替注
水系ポンプを代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交
流電源設備からの給電による電動機駆動とし，格納容器下部注水系（可搬型）の可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプを空冷式のディーゼルエン
ジンによる駆動とすることで，多様性を有する設計とする。
格納容器下部注水系（常設）の電動弁は，ハンドルを設けて手動操作を可能とすることで，常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電による遠隔操作に対して多様性を有する設計とする。また，格納容器下部注水系（常設）の電動弁は，代替所内電気設備を経由して給電する系統において，独立した電路で系統構成することにより，独立性を有する設計とする。
また，格納容器下部注水系（可搬型）の可搬型代替注水中型ポンプは，西側淡水貯水設備を水源とすることで，代替淡水貯槽を水源とする格納容器下部注水系（常設）に対して，異なる水源を有する設計とする。
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し，可搬型代
替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは常設低圧代替注水系格納槽から離れた屋外に分散して保管することで，共通要因によって同時に機能を損なわない
よう位置的分散を図る設計とする。
格納容器下部注水系（可搬型）の電動弁は，ハンドルを設けて手動操作を可能とすることで，常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電による遠隔操作に対して多様性を有する設計とする。また，格納容器下部注水系（可搬型）の電動弁は，代替所内電気設備を経由して給電する系統において，独立した電路で系統構成することにより，独立性を有する設計とする。
可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプの接続口は，共通要因
によって接続できなくなることを防止するため，位置的分散を図った複数箇所に設置する設計とする。
これらの多様性及び系統の独立性並びに位置的分散によって，格納容器下部注水系（常設）及び格納容器下部注水系（可搬型）は，互いに重大事故等対処設備としての独立性を有する設計とする。
3.2.7 ペデスタル排水系
炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の破損を防止するた

リ項

め，溶融し，ペデスタル（ドライウェル部）に落下した炉心を冷却するために必要な

資 1-8-16

変 更 前変 更 後

記載しない理由

重大事故等対処設備として，ペデスタル排水系を設ける設計とする。
ペデスタル排水系は，ドライウェル圧力高信号及び原子炉水位異常低下信号（レリ項

ベル１）により，ペデスタル（ドライウェル部）内へ流入する配管に対してペデスタ
ル（ドライウェル部）外側に設置した制限弁を自動閉止し，ペデスタル（ドライウェ
ル部）への流入水を制限するとともに，格納容器床ドレンサンプ内に流入した水を格納容器床ドレンサンプ導入管より流出させ，格納容器床ドレンサンプスリット及び排水配管を経由してサプレッション・チェンバへ排水することにより，必要な水位を維持できる設計とする。また，ペデスタル（ドライウェル部）内の水位が 1.2 m
を超えた場合には，格納容器床ドレンサンプ導入管と併せて格納容器機器ドレンサ
ンプ導入管より流出させ，格納容器機器ドレンサンプスリット及び排水配管を経由してサプレッション・チェンバへ排水することができる設計とする。
格納容器床ドレンサンプ導入管は，ペデスタル（ドライウェル部）内の水位を常リ項時 1 m に維持するため，格納容器床ドレンサンプ底部から高さが 1 m の設計とする。
また，格納容器機器ドレンサンプ導入管は，ペデスタル（ドライウェル部）内の水位が 1.2 m 以上であるときに，格納容器床ドレンサンプ導入管と併せてペデスタル（ドライウェル部）より排水するため，格納容器床ドレンサンプ底部から高さが 1.2 mの設計とする。
格納容器床ドレンサンプ導入管及び格納容器機器ドレンサンプ導入管は，サイフォン効果を除去し，意図した水位で排水を停止するため，頂部付近に空気抜き孔を有する設計とする。
原子炉圧力容器破損前までに想定される落下物により，格納容器床ドレンサンプ

リ項

導入管及び格納容器機器ドレンサンプ導入管が損傷することを防止するため，格納容器床ドレンサンプ導入管カバー及び格納容器機器ドレンサンプ導入管カバーを設ける設計とする。また，格納容器床ドレンサンプ導入管カバー及び格納容器機器ド
レンサンプ導入管カバーは，異物による排水機能への悪影響を防止するため，異物混入防止機能を有する設計とする。
原子炉圧力容器破損時にペデスタル（ドライウェル部）に落下したデブリが，格リ項

納容器床ドレンサンプ及び格納容器機器ドレンサンプの排水流路を通じてサプレッ
ション・チェンバへ移行することを防止するため，格納容器床ドレンサンプスリッ
ト及び格納容器機器ドレンサンプスリット（高さ

mm，幅

mm，厚さ

mm，材

料 ステンレス鋼）は，流入したデブリの冷却及び凝固停止を促進する設計とする。

資 1-8-17

変 更 前変 更 後原子炉圧力容器破損後のペデスタル水のサプレッション・チェンバへの流出を防記載しない理由リ項

止するため，ベント管に接続する格納容器床ドレン排水弁及び格納容器機器ドレン
排水弁は，原子炉圧力容器破損前のペデスタル（ドライウェル部）への注水により一旦水位を上昇させ，その後の排水によりペデスタル（ドライウェル部）の水位が 1m まで低下する時間を考慮し，自動閉止する設計とする。
自主対策設備であるペデスタル排水系に設置する安全弁は，排水流路の上部からリ項分岐した配管に設置することにより，排水性に悪影響を及ぼさない設計とする。また，安全弁はペデスタル排水系と同等の設計とし，ペデスタル排水系に対して悪影
響を及ぼさない設計とする。
3.2.8 高圧代替注水系
炉心の著しい損傷が発生した場合に溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）のリ項

床面への落下を遅延・防止するための重大事故等対処設備として，高圧代替注水系を設ける設計とする。なお，この場合は，ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入と並行して行う。
高圧代替注水系は，蒸気タービン駆動ポンプによりサプレッション・チェンバのホ項

プール水を高圧炉心スプレイ系等を経由して，原子炉圧力容器へ注水することで溶
融炉心を冷却できる設計とする。
高圧代替注水系は，常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備，常設代替

ホ項

直流電源設備又は可搬型代替直流電源設備からの給電が可能な設計とし，中央制御室からの操作が可能な設計とする。
高圧代替注水系の流路として，設計基準対象施設である原子炉圧力容器及び炉心

ホ項

支持構造物を重大事故等対処設備として使用することから，流路に係る機能について重大事故等対処設備としての設計を行う。
3.2.9 低圧代替注水系(1) 低圧代替注水系（常設）による原子炉注水
炉心の著しい損傷が発生した場合に溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）のリ項

床面への落下を遅延・防止するための重大事故等対処設備として，低圧代替注水系（常設）を設ける設計とする。なお，この場合は，ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入と並行して行う。
低圧代替注水系（常設）は，常設低圧代替注水系ポンプにより，代替淡水貯槽の水

ホ項
資 1-8-18

変 更 前変 更 後

記載しない理由を残留熱除去系等を経由して原子炉圧力容器へ注水することで溶融炉心を冷却できる設計とする。
低圧代替注水系（常設）は，代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備

ホ項

又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。
低圧代替注水系（常設）の流路として，設計基準対象施設である原子炉圧力容器， ホ項
炉心支持構造物及び原子炉圧力容器内部構造物を重大事故等対処設備として使用することから，流路に係る機能について重大事故等対処設備としての設計を行う。
(2) 低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水
炉心の著しい損傷が発生した場合に溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）のリ項

床面への落下を遅延・防止するための重大事故等対処設備として，低圧代替注水系（可搬型）を設ける設計とする。なお，この場合は，ほう酸水注入系による原子炉圧
力容器へのほう酸水注入と並行して行う。
低圧代替注水系（可搬型）は，可搬型代替注水中型ポンプ（直列 2 台）により西

ホ項

側淡水貯水設備の水を，可搬型代替注水大型ポンプにより代替淡水貯槽の水を低圧
炉心スプレイ系又は残留熱除去系等を経由して原子炉圧力容器に注水することで溶
融炉心を冷却できる設計とする。
低圧代替注水系（可搬型）は，代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設

ホ項

備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。
可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，空冷式のディーゼ

ホ項

ルエンジンにより駆動できる設計とする。
低圧代替注水系（可搬型）の流路として，設計基準対象施設である原子炉圧力容

ホ項器，炉心支持構造物及び原子炉圧力容器内部構造物を重大事故等対処設備として使用することから，流路に係る機能について重大事故等対処設備としての設計を行う。
3.2.10 原子炉建屋放水設備(1) 大気への拡散抑制及び航空機燃料火災対応
炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損に至った場合において，発電所外へ

リ項の放射性物質の拡散を抑制するための重大事故等対処設備及び原子炉建屋周辺における航空機衝突による航空機燃料火災に対応できる設備として，原子炉建屋放水設

資 1-8-19

変 更 前変 更 後

記載しない理由

備を設ける設計とする。
大気への放射性物質の拡散を抑制するための重大事故等対処設備として，原子炉

リ項

建屋放水設備は，可搬型代替注水大型ポンプにより海水を取水し，ホース等を経由して放水砲から原子炉建屋へ放水できる設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプ及び放水砲は，設置場所を任意に設定し，複数の方向から原子炉建屋に向けて放水できる設計とする。
原子炉建屋周辺における航空機衝突による航空機燃料火災に対応するための重大リ項

事故等対処設備として，原子炉建屋放水設備は，可搬型代替注水大型ポンプにより泡混合器を通して，海水を泡消火薬剤と混合しながらホース等を経由して放水砲か
ら原子炉建屋周辺へ放水できる設計とする。
泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）は，航空機燃料火災への泡消火に対応するため

リ項に必要な容量の泡消火薬剤を保管できる設計とする。泡消火薬剤の保有数は，必要な容量として 5 m3 確保し，故障時の予備用として 5 m3 の計 10 m3 を保管する。なお，
泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）の容量は 1 m3/個であり，確保された泡消火薬剤 5
m3 を 1 m3 毎に分け 5 個，予備用の泡消火薬剤 5 m3 を 1 m3 毎に分け 5 個の計 10 個を保管する。
泡混合器は，航空機燃料火災に対応するため，可搬型代替注水大型ポンプ，放水リ項

砲及び泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）に接続することで，泡消火薬剤を混合して放水できる設計とする。また，泡混合器の保有数は，航空機燃料火災に対応するため，1 個と故障時の予備として 1 個の合計 2 個を保管する。
(2) 海洋への拡散抑制
炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損に至った場合において，発電所外へ

リ項の放射性物質の拡散を抑制するための重大事故等対処設備として，海洋拡散抑制設
備を設ける設計とする。
海洋への放射性物質の拡散を抑制するための重大事故等対処設備として，海洋拡リ項散抑制設備は，汚濁防止膜等で構成し，汚濁防止膜（可搬型）は，汚染水が発電所から海洋に流出する 12 箇所（雨水排水路集水桝 9 箇所及び放水路 3 箇所）に設置できる設計とする。
汚濁防止膜（可搬型）は，海洋への放射性物質の拡散を抑制するため，設置場所にリ項

資 1-8-20

変 更 前変 更 後

記載しない理由応じた高さ及び幅を有する設計とする。必要数は，各設置場所に必要な幅に対して汚濁防止膜を二重に計 2 本設置することとし，雨水排水路集水桝 9 箇所の設置場所に計 18 本（高さ約 3 m，幅約 3 m（12 本），高さ約 2 m，幅約 3 m（6 本））及び放水路 3 箇所の設置場所に計 6 本（高さ約 4 m，幅約 4 m（6 本））の合計 24 本使用する設計とする。また，予備については，保守点検は目視点検であり，保守点検中でも使用可能であるため，保守点検用は考慮せずに，破れ等の破損時の予備用として各設
置場所に対して 2 本の計 24 本を保管することとし，予備を含めた保有数として設置
場所 12 箇所分の合計 48 本を保管する。
3.3 放射性物質濃度制御設備

3.3 放射性物質濃度制御設備

原子炉冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊又は故障の際に原子炉格納容器から気原子炉冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊又は故障の際に原子炉格納容器から気体状の放射性物質が漏えいすることによる敷地境界外の実効線量が「発電用軽水型原子体状の放射性物質が漏えいすることによる敷地境界外の実効線量が「発電用軽水型原子炉施設の安全評価に関する審査指針（平成 2 年 8 月 30 日原子力安全委員会）」に規定す

炉施設の安全評価に関する審査指針（平成 2 年 8 月 30 日原子力安全委員会）」に規定す

る線量を超えないよう，当該放射性物質の濃度を低減する設備として原子炉建屋ガス処

る線量を超えないよう，当該放射性物質の濃度を低減する設備として原子炉建屋ガス処

理系を設置する。

理系を設置する。

3.3.1 原子炉建屋ガス処理系

3.3.1 原子炉建屋ガス処理系

原子炉建屋ガス処理系は非常用ガス再循環系及び非常用ガス処理系から構成され原子炉建屋ガス処理系は非常用ガス再循環系及び非常用ガス処理系から構成される。非常用ガス処理系は，電気加熱器，粒子用高効率フィルタ，よう素用チャコールる。非常用ガス処理系は，電気加熱器，粒子用高効率フィルタ，よう素用チャコール

フィルタ等を含む非常用ガス処理系フィルタトレイン及び非常用ガス処理系排風機

フィルタ等を含む非常用ガス処理系フィルタトレイン及び非常用ガス処理系排風機等から構成され，非常用ガス再循環系は，湿分除去装置，電気加熱器，前置フィル等から構成され，非常用ガス再循環系は，湿分除去装置，電気加熱器，前置フィル

タ，粒子用高効率フィルタ，よう素用チャコールフィルタ等を含む非常用ガス再循

タ，粒子用高効率フィルタ，よう素用チャコールフィルタ等を含む非常用ガス再循

環系フィルタトレイン及び非常用ガス再循環系排風機等から構成される。放射性物

環系フィルタトレイン及び非常用ガス再循環系排風機等から構成される。放射性物

質の放出を伴う設計基準事故時には非常用ガス処理系で原子炉建屋原子炉棟内を水質の放出を伴う設計基準事故時には非常用ガス処理系で原子炉建屋原子炉棟内を水柱約 6 mm の負圧に保ちながら，原子炉格納容器から漏えいした放射性物質を非常用

柱約 6 mm の負圧に保ちながら，原子炉格納容器から漏えいした放射性物質を非常用

ガス再循環系により除去するとともに，非常用ガス処理系を通して，更に放射性物

ガス再循環系により除去するとともに，非常用ガス処理系を通して，更に放射性物質を除去・低減した後，非常用ガス処理系排気筒より放出できる設計とする。

質を除去・低減した後，非常用ガス処理系排気筒より放出できる設計とする。

原子炉建屋ガス処理系は，非常用ガス処理系及び非常用ガス再循環系から構成し，

ロ項 a.(aa)ロ項 a.(aa)，ヘ項，リ項

原子炉建屋ガス処理系は，非常用ガス処理系及び非常用ガス再循環系から構成し， ロ項 a.(aa)，リ項

原子炉冷却材喪失事故時に想定する原子炉格納容器からの漏えい気体中に含まれる

原子炉冷却材喪失事故時に想定する原子炉格納容器からの漏えい気体中に含まれる

よう素を除去し，環境に放出される放射性物質の濃度を減少させる設計とする。

よう素を除去し，環境に放出される放射性物質の濃度を減少させる設計とする。

原子炉建屋ガス処理系を構成する非常用ガス処理系及び非常用ガス再循環系のう原子炉建屋ガス処理系を構成する非常用ガス処理系及び非常用ガス再循環系のうち，非常用ガス処理系フィルタトレイン及び非常用ガス再循環系フィルタトレイン

ち，非常用ガス処理系フィルタトレイン及び非常用ガス再循環系フィルタトレインのよう素除去効率及びガス処理設備の処理容量は，設置（変更）許可を受けた設計基のよう素除去効率及びガス処理設備の処理容量は，設置（変更）許可を受けた設計

準事故の評価の条件を満足する設計とする。

基準事故の評価の条件を満足する設計とする。

ロ項 a.(aa)

資 1-8-21

変 更 前変 更 後新燃料貯蔵庫及び使用済燃料プールは，燃料体等の落下により燃料体等が破損し新燃料貯蔵庫及び使用済燃料プールは，燃料体等の落下により燃料体等が破損して放射性物質の放出により公衆に放射線障害を及ぼすおそれがある場合において，て放射性物質の放出により公衆に放射線障害を及ぼすおそれがある場合において，放射性物質による敷地外への影響を低減するため，原子炉建屋ガス処理系により放放射性物質による敷地外への影響を低減するため，原子炉建屋ガス処理系により放射性物質の放出を低減できる設計とする。

射性物質の放出を低減できる設計とする。
重要度が特に高い安全機能を有する系統において，設計基準事故が発生した場合記載しない理由

ロ項 a.(k)ロ項 a.(g)に長期間にわたって機能が要求される静的機器のうち，単一設計とする原子炉建屋
ガス処理系の配管の一部については，当該設備に要求される原子炉格納容器内又は放射性物質が原子炉格納容器内から漏れ出た場所の雰囲気中の放射性物質の濃度低減機能が喪失する単一故障のうち，想定される最も過酷な条件として，配管の全周破断を想定しても，単一故障による放射線物質の放出に伴う被ばくの影響を最小限に抑えるよう，安全上支障のない期間に単一故障を確実に除去又は修復できる設計とし，その単一故障を仮定しない。
想定される単一故障の発生に伴う周辺公衆に対する放射線被ばくは，保守的に単

ロ項 a.(g)一故障を除去又は修復ができない場合で評価し，安全評価指針に示された設計基準
事故時の判断基準を下回ることを確認する。また，単一故障の除去又は修復のための作業期間として想定する屋外の場合 4 日間，屋内の場合 2 日間を考慮し，修復作業に係る従事者の被ばく線量は緊急時作業に係る線量限度に照らしても十分小さくする設計とする。
単一設計とする箇所の設計に当たっては，想定される単一故障の除去又は修復のロ項 a.(g)ためのアクセスが可能であり，かつ，補修作業が容易となる設計とする。
炉心の著しい損傷が発生した場合に，原子炉建屋ガス処理系は，非常用ガス再循

ヘ項，リ項

環系排風機及び非常用ガス処理系排風機により原子炉建屋原子炉棟を負圧に維持す
るとともに，原子炉格納容器から原子炉建屋原子炉棟に漏えいした放射性物質を含
む気体を非常用ガス処理系排気筒から排気し，原子炉格納容器から漏えいした空気
中の放射性物質の濃度を低減させることで，中央制御室にとどまる運転員を過度の被ばくから防護する設計とする。
炉心の著しい損傷が発生し，原子炉建屋ガス処理系を起動する際に，原子炉建屋

ヘ項，リ項

外側ブローアウトパネルを閉止する必要がある場合には，中央制御室からブローア
ウトパネル閉止装置（個数 10）を操作し，容易かつ確実に開口部を閉止できる設計とする。また，ブローアウトパネル閉止装置は現場においても，人力により操作で

資 1-8-22

変 更 前変 更 後

記載しない理由

きる設計とする。
原子炉建屋ガス処理系は，非常用交流電源設備に加えて，常設代替交流電源設備

ヘ項，リ項からの給電が可能な設計とする。また，ブローアウトパネル閉止装置は，常設代替
交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。
原子炉建屋ガス処理系の流路として，設計基準対象施設である非常用ガス再循環

ヘ項

系フィルタトレイン，非常用ガス処理系フィルタトレイン及び非常用ガス処理系排気筒を重大事故等対処設備として使用することから，流路に係る機能について重大事故等対処設備としての設計を行う。
炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉建屋等の水素爆発による損傷をリ項防止するために原子炉格納容器から原子炉建屋原子炉棟内に漏えいした水素等を含む気体を排出するとともに，放射性物質を低減するための重大事故等対処設備として，水素排出設備である原子炉建屋ガス処理系を設ける設計とする。
水素排出設備である原子炉建屋ガス処理系の非常用ガス処理系排風機及び非常用

リ項

ガス再循環系排風機は，負圧達成機能及び負圧維持機能をもち，原子炉格納容器から原子炉建屋原子炉棟内に漏えいする水素等を含む気体を吸引し，非常用ガス処理
系フィルタトレイン及び非常用ガス再循環系フィルタトレインにて放射性物質を低減して主排気筒に隣接する非常用ガス処理系排気筒から排出することで，原子炉建
屋原子炉棟内に水素が滞留せず，水素爆発による原子炉建屋原子炉棟の損傷の防止が可能な設計とする。
原子炉建屋ガス処理系は，原子炉格納容器が健全である場合，水素排出設備としリ項て十分な性能を有しているものの，原子炉格納容器から異常な漏えいが発生し，原子炉建屋ガス処理系の水素排出能力を超える場合には，原子炉建屋の水素濃度が上昇し，原子炉建屋ガス処理系系統内で水素濃度が可燃限界に達するおそれがあることから，原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度が規定値に達した場合には，非常用ガス処理系排風機及び非常用ガス再循環系排風機を停止することで，動的機器を含む系
統内での水素爆発を防止する設計とする。
非常用ガス処理系排風機及び非常用ガス再循環系排風機は，非常用交流電源設備

リ項に加えて，常設代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。
水素排出設備である原子炉建屋ガス処理系の流路として，設計基準対象施設であリ項

資 1-8-23

変 更 前変 更 後

記載しない理由る非常用ガス処理系排気筒を重大事故等対処設備として使用することから，流路に係る機能について重大事故等対処設備としての設計を行う。
3.4 可燃性ガス濃度制御設備
3.4.1 可燃性ガス濃度制御系

3.4 可燃性ガス濃度制御設備
3.4.1 可燃性ガス濃度制御系

原子炉冷却材喪失事故時に原子炉格納容器内で発生する水素及び酸素の反応を防

原子炉冷却材喪失事故時に原子炉格納容器内で発生する水素及び酸素の反応を防止するため，可燃性ガス濃度制御系を設け，不活性ガス系により原子炉格納容器内止するため，可燃性ガス濃度制御系を設け，不活性ガス系により原子炉格納容器内に窒素を充てんすることとあいまって，可燃限界に達しないための制限値である水に窒素を充てんすることとあいまって，可燃限界に達しないための制限値である水素濃度 4 vol％未満又は酸素濃度 5 vol％未満に維持できる設計とする。

素濃度 4 vol％未満又は酸素濃度 5 vol％未満に維持できる設計とする。

ロ項 a.(aa)，リ項

3.4.2 水素濃度抑制系
炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉建屋等の水素爆発による損傷をリ項防止するために原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度上昇を抑制し，水素濃度を可燃限界未満に制御するための重大事故等対処設備として，水素濃度制御設備である静的
触媒式水素再結合器を設ける設計とする。
水素濃度制御設備である静的触媒式水素再結合器は，運転員の起動操作を必要とリ項せずに，原子炉格納容器から原子炉建屋原子炉棟内に漏えいした水素と酸素を触媒
反応によって再結合させることで，原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度の上昇を抑制
し，原子炉建屋原子炉棟の水素爆発を防止できる設計とする。また評価に用いる性能を満足し，試験により性能及び耐環境性が確認された型式品を設置する設計とする。静的触媒式水素再結合器は，原子炉建屋原子炉棟内に漏えいした水素が滞留すると想定される原子炉建屋原子炉棟 6 階に設置することとし，静的触媒式水素再結合器の触媒反応時の高温ガスの排出が重大事故等時の対処に重要な計器・機器に悪影響がないよう離隔距離を設ける設計とする。
3.4.3 窒素ガス代替注入系
窒素ガス代替注入系は，可燃性ガスによる爆発及び原子炉格納容器の負圧破損をリ項防止するために，窒素供給装置及び窒素供給装置用電源車を用いて原子炉格納容器
内に不活性ガス（窒素）の供給が可能な設計とする。また，格納容器圧力逃がし装置
は，排気中に含まれる可燃性ガスによる爆発を防ぐため，窒素ガス代替注入系により，系統内を不活性ガス（窒素）で置換した状態で待機させ，不活性ガスで置換できる設計とする。
炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器内における水素爆発にリ項

よる破損を防止するために必要な重大事故等対処設備のうち，原子炉格納容器内を

資 1-8-24

変 更 前変 更 後

記載しない理由

不活性化するための設備として，窒素供給装置を設ける設計とする。
窒素供給装置は，窒素供給装置用電源車から給電できる設計とし，原子炉格納容

リ項

器内に窒素を供給することで，ジルコニウム－水反応及び水の放射線分解等により原子炉格納容器内に発生する水素及び酸素の濃度を可燃限界未満にできる設計とする。
3.5 原子炉格納容器調気設備
3.5.1 不活性ガス系

3.5 原子炉格納容器調気設備
3.5.1 不活性ガス系

不活性ガス系は，水素及び酸素の反応を防止するため，あらかじめ原子炉格納容器

不活性ガス系は，水素及び酸素の反応を防止するため，あらかじめ原子炉格納容

内に窒素を充てんすることにより，水素濃度及び酸素濃度を可燃限界未満に保つ設器内に窒素を充てんすることにより，水素濃度及び酸素濃度を可燃限界未満に保つ計とする。

設計とする。
炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器内における水素爆発に

リ項

リ項

よる破損を防止できるように，発電用原子炉の運転中は，原子炉格納容器内を不活性ガス系により常時不活性化する設計とする。
3.6 圧力逃がし装置
3.6.1 格納容器圧力逃がし装置(1) 格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器の過圧破損防止
炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器の過圧による破損をリ項防止するために必要な重大事故等対処設備のうち，原子炉格納容器内の圧力を大気中に逃がすための設備として，格納容器圧力逃がし装置を設ける設計とする。
格納容器圧力逃がし装置は，フィルタ装置（フィルタ容器，スクラビング水，金属

リ項

フィルタ，よう素除去部），圧力開放板，配管・弁類，計測制御装置等で構成し，原子炉格納容器内雰囲気ガスを不活性ガス系及び耐圧強化ベント系を経由して，フィルタ装置へ導き，放射性物質を低減させた後に原子炉建屋原子炉棟屋上に設ける放出口から排出（系統設計流量 13.4 kg/s（1 Pd において））することで，排気中に含まれる放射性物質の環境への放出量を低減しつつ，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下できる設計とする。
フィルタ装置は，排気中に含まれる粒子状放射性物質，ガス状の無機よう素及びリ項

有機よう素を除去できる設計とする。また，無機よう素をスクラビング水中に捕集・保持するためにアルカリ性の状態（待機状態においてｐＨ13 以上）に維持する設計とする。

資 1-8-25

変 更 前変 更 後

記載しない理由

格納容器圧力逃がし装置はサプレッション・チェンバ及びドライウェルと接続し， リ項
いずれからも排気できる設計とする。サプレッション・チェンバ側からの排気ではサプレッション・チェンバの水面からの高さを確保し，ドライウェル側からの排気では，ドライウェル床面からの高さを確保する設計とするとともに燃料有効長頂部よりも高い位置に接続箇所を設けることで長期的にも溶融炉心及び水没の悪影響を受けない設計とする。
格納容器圧力逃がし装置は，排気中に含まれる可燃性ガスによる爆発を防ぐため， リ項
窒素ガス代替注入系により，系統内を不活性ガス（窒素）で置換した状態で待機させ，不活性ガスで置換できる設計とするとともに，系統内に可燃性ガスが蓄積する
可能性のある箇所にはベントラインを設け，可燃性ガスを排出できる設計とすることで，系統内で水素濃度及び酸素濃度が可燃領域に達することを防止できる設計とする。
格納容器圧力逃がし装置は，他の発電用原子炉施設とは共用しない設計とする。

リ項

また，格納容器圧力逃がし装置と他の系統・機器を隔離する弁は直列で 2 個設置し，格納容器圧力逃がし装置と他の系統・機器を確実に隔離することで，悪影響を及ぼさない設計とする。
格納容器圧力逃がし装置の使用に際しては，原子炉格納容器が負圧とならないよ

リ項う，代替格納容器スプレイ冷却系等による原子炉格納容器内へのスプレイは停止す
る運用を保安規定に定めて管理する。仮に，原子炉格納容器内にスプレイする場合
においても，原子炉格納容器内圧力が規定の圧力まで減圧した場合には，原子炉格
納容器内へのスプレイを停止する運用を保安規定に定めて管理する。
格納容器圧力逃がし装置使用時の排出経路に設置される隔離弁は，遠隔人力操作

リ項

機構（個数 4）によって人力により容易かつ確実に操作が可能な設計とする。
排出経路に設置される隔離弁の電動弁については，常設代替交流電源設備又は可リ項

搬型代替交流電源設備からの給電により，中央制御室から操作が可能な設計とする。
系統内に設ける圧力開放板は，格納容器圧力逃がし装置の使用の妨げにならない

リ項

よう，原子炉格納容器からの排気圧力と比較して十分に低い圧力で破裂する設計とする。

資 1-8-26

変 更 前変 更 後
格納容器圧力逃がし装置は，水の放射線分解により発生する水素がフィルタ装置

記載しない理由
リ項

内に蓄積することを防止するため，格納容器圧力逃がし装置使用後にフィルタ装置
スクラビング水を移送ポンプ（容量 10 m3/h/個，揚程 40 m，個数 1）によりサプレッション・チェンバへ移送できる設計とする。
格納容器圧力逃がし装置は，西側淡水貯水設備又は代替淡水貯槽から，可搬型代

リ項

替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによりフィルタ装置にスクラビン
グ水を補給できる設計とする。
代替循環冷却系及び格納容器圧力逃がし装置は，共通要因によって同時に機能をリ項

損なわないよう，原理の異なる冷却及び原子炉格納容器内の減圧手段を用いること
で多様性を有する設計とする。
代替循環冷却系は，非常用交流電源設備に対して多様性を有する常設代替交流電

リ項

源設備からの給電により駆動できる設計とする。また，格納容器圧力逃がし装置は，
非常用交流電源設備に対して多様性を有する常設代替交流電源設備又は可搬型代替
交流電源設備からの給電により駆動できる設計とする。格納容器圧力逃がし装置は，人力により排出経路に設置される隔離弁を操作できる設計とすることで，代替循環
冷却系に対して駆動源の多様性を有する設計とする。
代替循環冷却系の代替循環冷却系ポンプ，残留熱除去系熱交換器及びサプレッシ

リ項ョン・チェンバは原子炉建屋原子炉棟内に設置し，格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置は原子炉建屋近傍の格納容器圧力逃がし装置格納槽（地下埋設）に，第二弁操作室遮蔽，第二弁操作室空気ボンベ及び第二弁操作室差圧計は原子炉建屋付属棟に，圧力開放板は原子炉建屋近傍の屋外に設置することで共通要因によって同時に機能を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。
代替循環冷却系と格納容器圧力逃がし装置は，共通要因によって同時に機能を損リ項

なわないよう，流路を分離することで独立性を有する設計とする。
これらの多様性及び流路の独立性並びに位置的分散によって，代替循環冷却系とリ項

格納容器圧力逃がし装置は，互いに重大事故等対処設備として，可能な限りの独立性を有する設計とする。
(2) 格納容器圧力逃がし装置による水素排出
炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器内における水素爆発にリ項

よる破損を防止できるように，原子炉格納容器内に滞留する水素及び酸素を大気へ
資 1-8-27

変 更 前変 更 後

記載しない理由

排出するための設備として，格納容器圧力逃がし装置を設ける設計とする。
原子炉格納容器内に滞留する水素及び酸素を大気へ排出するための重大事故等対リ項

処設備として，格納容器圧力逃がし装置は，フィルタ装置（フィルタ容器，スクラビ
ング水，金属フィルタ，よう素除去部），圧力開放板，配管・弁類，計測制御装置等で構成し，炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器内雰囲気ガスを不活性ガス系等を経由して，フィルタ装置へ導き，放射性物質を低減させた後に原子炉建屋原子炉棟屋上に設ける放出口から排出（系統設計流量 13.4 kg/s（1 Pd
において））することで，排気中に含まれる放射性物質の環境への排出を低減しつつ，
ジルコニウム－水反応及び水の放射線分解等により発生する原子炉格納容器内の水素及び酸素を大気に排出できる設計とする。
フィルタ装置は，排気中に含まれる粒子状放射性物質，ガス状の無機よう素及びリ項

有機よう素を除去できる設計とする。また，無機よう素をスクラビング水中に捕集・保持するためにアルカリ性の状態（待機状態においてｐＨ13 以上）に維持する設計とする。
格納容器圧力逃がし装置は，排気中に含まれる可燃性ガスによる爆発を防ぐため， リ項
窒素ガス代替注入系により，系統内を不活性ガス（窒素）で置換した状態で待機させ，ベント開始後においても不活性ガスで置換できる設計とし，排出経路に可燃性ガスが蓄積する可能性のある箇所にはベントラインを設け，可燃性ガスを排出できる設計とすることで，系統内で水素濃度及び酸素濃度が可燃領域に達することを防止できる設計とする。
格納容器圧力逃がし装置使用時の排出経路に設置される隔離弁は，遠隔人力操作

リ項

機構（個数 4）によって人力により容易かつ確実に操作が可能な設計とする。
排出経路に設置される隔離弁の電動弁については，常設代替交流電源設備又は可リ項

搬型代替交流電源設備からの給電により，中央制御室から操作が可能な設計とする。
格納容器圧力逃がし装置は，水の放射線分解により発生する水素がフィルタ装置

リ項

内に蓄積することを防止するため，格納容器圧力逃がし装置使用後にフィルタ装置
スクラビング水を移送ポンプ（容量 10 m3/h/個，揚程 40 m，個数 1）によりサプレッション・チェンバへ移送できる設計とする。
格納容器圧力逃がし装置は，西側淡水貯水設備又は代替淡水貯槽から，可搬型代

リ項

資 1-8-28

変 更 前変 更 後

記載しない理由

替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによりフィルタ装置にスクラビン
グ水を補給できる設計とする。
3.7 水源，代替水源供給設備
3.7.1 重大事故等の収束に必要となる水源設計基準事故の収束に必要な水源とは別に，重大事故等の収束に必要となる十分

リ項，ヌ項

な量の水を有する水源を確保することに加えて，設計基準事故対処設備及び重大事
故等対処設備に対して重大事故等の収束に必要となる十分な水の量を供給するために必要な重大事故等対処設備として，代替淡水貯槽，西側淡水貯水設備，サプレッ
ション・チェンバ及びほう酸水貯蔵タンクを重大事故等の収束に必要となる水源として設ける設計とする。
また，これら重大事故等の収束に必要となる水源とは別に，代替淡水源として淡リ項

水タンク（多目的タンク，原水タンク，ろ過水貯蔵タンク及び純水貯蔵タンク）を設ける設計とする。
代替淡水貯槽を水源として重大事故等の対応を実施する際には，西側淡水貯水設

リ項，ヌ項

備を代替淡水源とし，西側淡水貯水設備を水源として重大事故等の対応を実施する
際には，代替淡水貯槽を代替淡水源とする。また，淡水が枯渇した場合に，海を水源として利用できる設計とする。
代替淡水貯槽は，想定される重大事故等時において，原子炉圧力容器への注水及

リ項，ヌ項

び原子炉格納容器へのスプレイに使用する設計基準事故対処設備が機能喪失した場
合の代替手段である低圧代替注水系（常設），低圧代替注水系（可搬型），代替格納容器スプレイ冷却系（常設），代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型），格納容器下部注
水系（常設）及び格納容器下部注水系（可搬型）の水源として，また，格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置へのスクラビング水補給の水源として使用できる設計とする。
西側淡水貯水設備は，想定される重大事故等時において，原子炉圧力容器への注

リ項，ヌ項

水及び原子炉格納容器へのスプレイに使用する設計基準事故対処設備が機能喪失した場合の代替手段である低圧代替注水系（可搬型），代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）及び格納容器下部注水系（可搬型）の水源として，また，格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置へのスクラビング水補給の水源として使用できる設計とする。
サプレッション・チェンバ（容量 3400 m3，個数 1）は，想定される重大事故等時

リ項

資 1-8-29

変 更 前変 更 後

記載しない理由において，原子炉圧力容器への注水及び原子炉格納容器へのスプレイに使用する設計基準事故対処設備が機能喪失した場合の代替手段である高圧代替注水系，代替循
環冷却系，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）の水源として使用できる設計とする。
ほう酸水貯蔵タンクは，想定される重大事故等時において，原子炉圧力容器へのリ項

注水に使用する設計基準事故対処設備が機能喪失した場合の代替手段であるほう酸
水注入系の水源として使用できる設計とする。
代替淡水源である淡水タンク（多目的タンク，原水タンク，ろ過水貯蔵タンク及リ項，ヌ項

び純水貯蔵タンク）は，想定される重大事故等時において，代替淡水貯槽又は西側
淡水貯水設備へ水を供給するための水源であるとともに，格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置へのスクラビング水補給の水源として使用できる設計とする。
海は，想定される重大事故等時において，淡水が枯渇した場合に，代替淡水貯槽

リ項又は西側淡水貯水設備へ水を供給するための水源であるとともに，原子炉圧力容器への注水及び原子炉格納容器へのスプレイに使用する設計基準事故対処設備が機能喪失した場合の代替手段である低圧代替注水系（可搬型），代替格納容器スプレイ冷
却系（可搬型）及び格納容器下部注水系（可搬型）の水源として，また，原子炉建屋
放水設備の水源として利用できる設計とする。
3.7.2 代替水源供給設備
設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備に対して，重大事故等の収束に必

リ項，ヌ項要となる十分な量の水を供給するために必要な設備及び海を利用するために必要な設備として，可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプを設ける設計とする。
重大事故等の収束に必要な水源である代替淡水貯槽へ淡水を供給するための重大リ項

事故等対処設備として，可搬型代替注水中型ポンプは，代替淡水源である西側淡水貯水設備，淡水タンク（多目的タンク，原水タンク，ろ過水貯蔵タンク及び純水貯蔵タンク）の淡水を，可搬型代替注水大型ポンプは，淡水タンク（多目的タンク，原水
タンク，ろ過水貯蔵タンク及び純水貯蔵タンク）の淡水を代替淡水貯槽へ供給できる設計とする。
また，淡水が枯渇した場合に，重大事故等の収束に必要な水源である代替淡水貯槽へ海水を供給するための重大事故等対処設備として，可搬型代替注水中型ポンプ
及び可搬型代替注水大型ポンプは，海水を代替淡水貯槽へ供給できる設計とする。

資 1-8-30

変 更 前変 更 後

重大事故等の収束に必要な水源である西側淡水貯水設備へ淡水を供給するための記載しない理由リ項

重大事故等対処設備として，可搬型代替注水大型ポンプは，代替淡水源である代替
淡水貯槽，淡水タンク（多目的タンク，原水タンク，ろ過水貯蔵タンク及び純水貯蔵タンク）の淡水を西側淡水貯水設備へ供給できる設計とする。
また，淡水が枯渇した場合に，重大事故等の収束に必要な水源である西側淡水貯水設備へ海水を供給するための重大事故等対処設備として，可搬型代替注水大型ポ
ンプは，海水を西側淡水貯水設備へ供給できる設計とする。
可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，空冷式のディーゼ

リ項

ルエンジンにより駆動できる設計とする。
代替水源及び代替淡水源からの移送ルートを確保するとともに，可搬型のホース， リ項
可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプについては，複数箇所に分散して保管する。

4.

主要対象設備4.

原子炉格納施設の対象となる主要な設備について，「表 1 原子炉格納施設の主要設備リ
スト」に示す。

主要対象設備

本記載は，要目表対象を示したリ

原子炉格納施設の対象となる主要な設備について，「表 1 原子炉格納施設の主要設備リ

ストに関する記載であるため，記スト」に示す。

載しない。

本施設の設備として兼用する場合に主要設備リストに記載されない設備については，「表2

原子炉格納施設の兼用設備リスト」に示す。

資 1-8-31

9.

非常用電源設備の基本設計方針
変 更 前

変 更 後

記載しない理由

用語の定義は「発電用原子力設備に関する技術基準を定める省令」，「実用発電用原子炉

用語の定義は「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」及び「実用発電用原子炉及びる規則」及び「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則」並びにこれら

その附属施設の技術基準に関する規則」並びにこれらの解釈による。

の解釈による。

第１章 共通項目

第１章 共通項目

非常用電源設備の共通項目である「1. 地盤等，2.
5.

設備に対する要求（5.6

逆止め弁を除く。
），6.

自然現象，3. 火災，4.

溢水等，

5.

原子炉冷却系統施設の基本設計方針「第１章 共通項目」に基づく設計とする。

設備に対する要求（5.6

第２章 個別項目

1.

1.

1.1 非常用電源系統
重要安全施設においては，多重性を有し，系統分離が可能である母線で構成し，信頼性の高い機器を設置する。

逆止め弁を除く。
），6.

自然現象，3. 火災，4.

溢水等， ていない。

その他」の基本設計方針については，

原子炉冷却系統施設の基本設計方針「第１章 共通項目」に基づく設計とする。

第２章 個別項目
非常用電源設備の電源系統ていない。

本記載は概要であるため，記載し非常用電源設備の共通項目である「1. 地盤等，2.

その他」の基本設計方針については，

本記載は概要であるため，記載し非常用電源設備の電源系統

1.1 非常用電源系統
重要安全施設においては，多重性を有し，系統分離が可能である母線で構成し，信頼

ロ項 a.(aa)(ab)

性の高い機器を設置する。

非常用高圧母線（メタルクラッド開閉装置で構成）は，多重性を持たせ，3 系統の母線

非常用高圧母線（メタルクラッド開閉装置で構成）は，多重性を持たせ，3 系統の母線で構成し，工学的安全施設に関係する高圧補機と発電所の保安に必要な高圧補機へ給電で構成し，工学的安全施設に関係する高圧補機と発電所の保安に必要な高圧補機へ給電する設計とする。また，動力変圧器を通して降圧し，非常用低圧母線（パワーセンタ及びする設計とする。また，動力変圧器を通して降圧し，非常用低圧母線（パワーセンタ及びモータコントロールセンタで構成）へ給電する。非常用低圧母線も同様に多重性を持たモータコントロールセンタで構成）へ給電する。非常用低圧母線も同様に多重性を持たせ 3 系統の母線で構成し，工学的安全施設に関係する低圧補機 と発電所の保安に必要なせ 3 系統の母線で構成し，工学的安全施設に関係する低圧補機と発電所の保安に必要な低圧補機へ給電する設計とする。

低圧補機へ給電する設計とする。

また，高圧及び低圧母線等で故障が発生した際は，遮断器により故障箇所を隔離できまた，高圧及び低圧母線等で故障が発生した際は，遮断器により故障箇所を隔離できる設計とし，故障による影響を局所化できるとともに，他の安全施設への影響を限定でる設計とし，故障による影響を局所化できるとともに，他の安全施設への影響を限定できる設計とする。

きる設計とする。

ロ項 a.(aa)(ab)

ロ項 a.(ab)さらに，非常用所内電源系からの受電時の母線切替操作が容易な設計とする。

さらに，非常用所内電源系からの受電時の母線切替操作が容易な設計とする。

ロ項 a.(ab)これらの母線は，独立性を確保した設計とする。

これらの母線は，独立性を確保し，それぞれ区画分離された部屋に配置する設計とすロ項 a.(ab)る。
原子炉緊急停止系並びに工学的安全施設に関係する多重性を持つ動力回路に使用する

原子炉緊急停止系並びに工学的安全施設に関係する多重性を持つ動力回路に使用するケーブルは，負荷の容量に応じたケーブルを使用し，多重化したそれぞれのケーブルにケーブルは，負荷の容量に応じたケーブルを使用し，多重化したそれぞれのケーブルについて相互に物理的分離を図る設計とするとともに制御回路や計装回路への電気的影響

ついて相互に物理的分離を図る設計とするとともに制御回路や計装回路への電気的影響を考慮した設計とする。

を考慮した設計とする。

ロ項 a.(ab)資 1-9-1

変 更 前
1.2 所内電気系統

変 更 後

記載しない理由

1.2 代替所内電気系統

所内電気設備は，3 系統の非常用母線等（メタルクラッド開閉装置（6900 V，2000 A の

所内電気設備は，3 系統の非常用母線等（メタルクラッド開閉装置（6900 V，2000 A のものを 2 母線）
，メタルクラッド開閉装置 HPCS（6900 V，2000 A のものを 1 母線），パワ

ものを 2 母線）
，メタルクラッド開閉装置 HPCS（6900 V，2000 A のものを 1 母線），パワーセンタ（480 V，4000 A のものを 2 母線），モータコントロールセンタ（480 V，800 A

ーセンタ（480 V，4000 A のものを 2 母線），モータコントロールセンタ（480 V，800 Aのものを 14 母線），モータコントロールセンタ HPCS（480 V，800 A のものを 1 母線），のものを 14 母線），モータコントロールセンタ HPCS（480 V，800 A のものを 1 母線），

動力変圧器（3333 kVA，6900/480 V のものを 2 個）
，動力変圧器 HPCS（600 kVA，6900/480

動力変圧器（3333 kVA，6900/480 V のものを 2 個）
，動力変圧器 HPCS（600 kVA，6900/480

V のものを 1 個））により構成することにより，共通要因で機能を失うことなく，3 系統

V のものを 1 個））により構成することにより，共通要因で機能を失うことなく，3 系統のうち 2 系統は電力供給機能の維持及び人の接近性の確保を図る設計とする。

のうち 2 系統は電力供給機能の維持及び人の接近性の確保を図る設計とする。
これとは別に上記 3 系統の非常用母線等の機能が喪失したことにより発生する重大事

ヌ項

ヌ項

故等の対応に必要な設備に電力を給電する代替所内電気設備として，緊急用断路器（6900
V，1200 A のものを 1 個）
，緊急用メタルクラッド開閉装置（6900 V，1200 A のものを 1個），緊急用動力変圧器（2000 kVA，6900/480 V のものを 1 個）
，緊急用パワーセンタ（480V，3000 A のものを 1 個）
，緊急用モータコントロールセンタ（480 V，800 A のものを 3個），可搬型代替低圧電源車接続盤（交流入出力（480 V，1600 A），可搬型整流器交流入力（210 V，600 A），可搬型整流器直流出力（150 V，400 A）のものを 2 個）
，緊急用計
装交流主母線盤（50 kVA，480/240-120 V のものを 1 個），緊急用直流 125V 充電器（125V，700 A のものを 1 個）
，可搬型整流器用変圧器（150 kVA，480/210 V のものを 2 個），可搬型代替直流電源設備用電源切替盤（125 V，400 A のものを 1 個）
，緊急用直流 125V
主母線盤（125 V，1200 A のものを 1 個）
，緊急用直流 125V モータコントロールセンタ（125 V，400 A のものを 1 個）
，緊急用直流 125V 計装分電盤（125 V，400 A のものを 1個），緊急用無停電電源装置，緊急用無停電計装分電盤（120 V，400 A のものを 1 個），
緊急用電源切替盤（緊急用交流電源切替盤（480 V，65 A のものを 2 個）
，緊急用直流電
源切替盤（125 V，120 A のものを 1 個）
，緊急用直流計装電源切替盤（125 V，50 A のものを 2 個），緊急用無停電計装電源切替盤（120 V，50 A のものを 1 個））を使用できる設計とする。代替所内電気設備は，上記に加え，電路，計測制御装置等で構成し，常設代替
交流電源設備，可搬型代替交流電源設備，常設代替直流電源設備又は可搬型代替直流電
源設備の電路として使用し電力を供給できる設計とする。また，代替所内電気設備は，
人の接近性を考慮した設計とする。なお，緊急用 125V 系蓄電池は，常設代替直流電源設
備に位置付ける。常設代替直流電源設備は，全交流動力電源喪失から 24 時間にわたり，
緊急用 125V 系蓄電池から電力を供給できる設計とする。
代替所内電気設備の緊急用メタルクラッド開閉装置，緊急用パワーセンタ，緊急用モ

ヌ項

ータコントロールセンタ，緊急用電源切替盤，緊急用直流 125V 主母線盤等は，非常用所
内電気設備と異なる区画に設置することで，共通要因によって同時に機能を損なわない
ように位置的分散を図る設計とする。

資 1-9-2

変 更 前変 更 後
代替所内電気設備は，独立した電路で系統構成することにより，非常用所内電気設備

記載しない理由
ヌ項に対して，独立性を有する設計とする。
これらの位置的分散及び電路の独立性によって，代替所内電気設備は非常用所内電気

ヌ項

設備に対して独立性を有する設計とする。
常設代替直流電源設備は，原子炉建屋付属棟（廃棄物処理棟）内に設置することで，原ヌ項

子炉建屋付属棟内の非常用直流電源設備と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，位置的分散を図る設計とする。
常設代替直流電源設備は，緊急用 125V 系蓄電池から緊急用直流 125V 主母線盤までのヌ項

系統において，独立した電路で系統構成することにより，非常用直流電源設備の 125V 系
蓄電池 A 系・B 系及び HPCS 系から直流 125V 主母線盤 2A・2B 及び HPCS までの系統に対して，独立性を有する設計とする。
これらの位置的分散及び電路の独立性によって，常設代替直流電源設備は非常用直流

ヌ項

電源設備に対して独立性を有する設計とする。
重大事故等対処施設の動力回路に使用するケーブルは，負荷の容量に応じたケーブル

ヌ項を使用し，非常用電源系統へ接続するか，非常用電源系統と独立した代替所内電気系統へ接続する設計とする。

2.

交流電源設備

2.1 非常用交流電源設備
発電用原子炉施設は，重要安全施設がその機能を維持するために必要となる電力を当該重要安全施設に供給するため，電力系統に連系した設計とする。

2.

交流電源設備

2.1 非常用交流電源設備
発電用原子炉施設は，重要安全施設がその機能を維持するために必要となる電力を当

ロ項 a.(ab)，ヌ項

該重要安全施設に供給するため，電力系統に連系した設計とする。

発電用原子炉施設には，電線路及び当該発電用原子炉施設において常時使用される発発電用原子炉施設には，電線路及び当該発電用原子炉施設において常時使用される発電機からの電力の供給が停止した場合において発電用原子炉施設の安全性を確保するた電機からの電力の供給が停止した場合において発電用原子炉施設の安全性を確保するために必要な装置の機能を維持するため，内燃機関を原動力とする非常用電源設備を設けめに必要な装置の機能を維持するため，内燃機関を原動力とする非常用電源設備を設ける設計とする。

る設計とする。

発電用原子炉施設の安全性を確保するために必要な装置（非常用電源設備及びその燃

発電用原子炉施設の安全性を確保するために必要な装置（非常用電源設備及びその燃料補給設備，使用済燃料プールへの補給設備，原子炉格納容器内の圧力，温度，酸素・水料補給設備，使用済燃料プールへの補給設備，原子炉格納容器内の圧力，温度，酸素・水

素濃度，放射性物質の濃度及び線量当量率の監視設備並びに中央制御室外からの原子炉

素濃度，放射性物質の濃度及び線量当量率の監視設備並びに中央制御室外からの原子炉

停止設備）は，内燃機関を原動力とする非常用電源設備の非常用ディーゼル発電機（高圧

停止設備）は，内燃機関を原動力とする非常用電源設備の非常用ディーゼル発電機（高ロ項 a.(ab)ロ項 a.(ab)資 1-9-3

変 更 前変 更 後炉心スプレイ系ディーゼル発電機を含む。
）からの電源供給が可能な設計とする。

圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機を含む。
）からの電源供給が可能な設計とする。

非常用電源設備及びその付属設備は，多重性又は多様性を確保し，及び独立性を確保

非常用電源設備及びその付属設備は，多重性又は多様性を確保し，及び独立性を確保し，その系統を構成する機械又は器具の単一故障が発生した場合であっても，運転時のし，その系統を構成する機械又は器具の単一故障が発生した場合であっても，運転時の異常な過渡変化時又は設計基準事故時において，工学的安全施設及び設計基準事故に対

異常な過渡変化時又は設計基準事故時において，工学的安全施設及び設計基準事故に対処するための設備がその機能を確保するために十分な容量を有する設計とする。

処するための設備がその機能を確保するために十分な容量を有する設計とする。

非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機を含む。
）は，非常用

非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機を含む。
）は，非常用

高圧母線低電圧信号又は非常用炉心冷却設備作動信号で起動し，設置（変更）許可を受け

高圧母線低電圧信号又は非常用炉心冷却設備作動信号で起動し，設置（変更）許可を受た原子炉冷却材喪失事故における工学的安全施設の設備の作動開始時間を満足する時間

けた原子炉冷却材喪失事故における工学的安全施設の設備の作動開始時間を満足する時である 10 秒以内に電圧を確立した後は，各非常用高圧母線に接続し，負荷に給電する設間である 10 秒以内に電圧を確立した後は，各非常用高圧母線に接続し，負荷に給電する計とする。

設計とする。

設計基準事故時において，発電用原子炉施設に属する非常用所内電源設備及びその付設計基準事故時において，発電用原子炉施設に属する非常用所内電源設備及びその付属設備は，発電用原子炉ごとに単独で設置し，他の発電用原子炉施設と共用しない設計

属設備は，発電用原子炉ごとに単独で設置し，他の発電用原子炉施設と共用しない設計

とする。

とする。
非常用交流電源設備は，想定される重大事故等時において，重大事故等対処設備とし記載しない理由

ロ項 a.(ab)ヘ項，ヌ項ロ項 a.(ab)ヌ項て使用できる設計とする。
非常用交流電源設備は，設計基準事故対処設備であるとともに，重大事故等時においヌ項ても使用するため，重大事故等対処設備としての基本方針に示す設計方針を適用する。
ただし，多様性及び独立性並びに位置的分散を考慮すべき対象の設計基準事故対処設備はないことから，重大事故等対処設備の基本方針のうち「5.1.2 多様性，位置的分散等」に示す設計方針は適用しない。
非常用交流電源設備のうち 2C・2D 非常用ディーゼル発電機は重大事故等時に，ＡＴＷ

ヌ項

Ｓ緩和設備（代替制御棒挿入機能），ＡＴＷＳ緩和設備（代替再循環系ポンプトリップ機能），ほう酸水注入系，過渡時自動減圧機能，残留熱除去系（低圧注水系），残留熱除去系（原子炉停止時冷却系），残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系），残留熱除去系（サプ
レッション・プール冷却系），低圧炉心スプレイ系，残留熱除去系海水系，中央制御室換
気系，計装設備及び原子炉建屋ガス処理系へ電力を供給できる設計とする。
非常用交流電源設備のうち高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機は重大事故等時に，ヌ項

高圧炉心スプレイ系及び計装設備へ電力を供給できる設計とする。

資 1-9-4

変 更 前変 更 後

記載しない理由

2.2 常設代替交流電源設備
設計基準事故対処設備の電源が喪失したことにより重大事故等が発生した場合においヌ項て，炉心の著しい損傷，原子炉格納容器の破損，使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷及び運転停止中原子炉内燃料体の著しい損傷を防止するために必要な交流負荷へ電力を供給する常設代替交流電源設備として常設代替高圧電源装置を設ける設計とする。
常設代替交流電源設備は，常設代替高圧電源装置，電路，計測制御装置等で構成し，設ヌ項

計基準事故対処設備の交流電源が喪失（全交流動力電源喪失）した場合に，重大事故等時に対処するために常設代替高圧電源装置を中央制御室での操作にて速やかに起動し，緊急用メタルクラッド開閉装置を介してメタルクラッド開閉装置 2C 又はメタルクラッ
ド開閉装置 2D へ接続することで電力を供給できる設計とする。
常設代替交流電源設備は，非常用交流電源設備と共通要因によって同時に機能を損なヌ項

わないよう，常設代替高圧電源装置の冷却方式を空冷とすることで，冷却方式が水冷である 2C・2D 非常用ディーゼル発電機及び高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機を用いる
非常用交流電源設備に対して多様性を有する設計とする。
常設代替交流電源設備の常設代替高圧電源装置は，原子炉建屋付属棟から離れた屋外

ヌ項（常設代替高圧電源装置置場）に設置することで，原子炉建屋付属棟内の 2C・2D 非常用
ディーゼル発電機及び高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，位置的分散を図る設計とする。
常設代替交流電源設備は，常設代替高圧電源装置からメタルクラッド開閉装置 2C 及びヌ項

メタルクラッド開閉装置 2D までの系統において，独立した電路で系統構成することにより，2C・2D 非常用ディーゼル発電機からメタルクラッド開閉装置 2C 及びメタルクラッド
開閉装置 2D までの系統に対して，独立性を有する設計とする。
これらの多様性及び位置的分散並びに電路の独立性によって，常設代替交流電源設備

ヌ項

は非常用交流電源設備に対して独立性を有する設計とする。
2.3 緊急時対策所用発電機
緊急時対策所用発電機（東海，東海第二発電所共用（以下同じ。
））は，緊急時対策所用

ヌ項

メタルクラッド開閉装置（東海，東海第二発電所共用（以下同じ。
））（6900 V，1200 A のものを 1 個），緊急時対策所用動力変圧器（東海，東海第二発電所共用）（1400 kVA，
6900/480
V のものを 1 個），緊急時対策所用パワーセンタ（東海，東海第二発電所共用）（480 V，
1800 A のものを 1 個）
，緊急時対策所用モータコントロールセンタ（東海，東海第二発電
資 1-9-5

変 更 前変 更 後

記載しない理由

所共用）（480 V，1200 A 及び 210 V，800 A のものを 2 個），緊急時対策所用 100 V 分電盤（東海，東海第二発電所共用）（105 V，800 A のものを 2 個及び 105 V，400 A のもの
を 1 個），緊急時対策所用直流 125 V 主母線盤（東海，東海第二発電所共用）（125 V，1200
A のものを 1 個），緊急時対策所用直流 125 V 分電盤（東海，東海第二発電所共用）（125
V，800 A のものを 1 個）を経由して緊急時対策所非常用送風機（東海，東海第二発電所
共用），衛星電話設備（固定型）（東海，東海第二発電所共用），統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議システム，ＩＰ電話，ＩＰ－ＦＡＸ）（東海，
東海第二発電所共用）及び安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）等へ給電できる設計とする。
2.4 可搬型代替交流電源設備
設計基準事故対処設備の交流電源が喪失（全交流動力電源喪失）した場合に，重大事

ヌ項

故等の対応に必要な発電用原子炉等を冷却するための設備である常設低圧代替注水系ポンプ，プラント監視機能を維持する設備等に電力を供給する可搬型代替交流電源設備として，可搬型代替低圧電源車を使用できる設計とする。可搬型代替交流電源設備は，可搬型代替低圧電源車，電路，計測制御装置等で構成し，可搬型代替低圧電源車を，可搬型
代替低圧電源車接続盤（西側）又は（東側）を経由してパワーセンタ 2C 及び 2D へ接続することで電力を供給できる設計とする。
可搬型代替交流電源設備は，非常用交流電源設備と共通要因によって同時に機能を損

ヌ項

なわないよう，可搬型代替低圧電源車の冷却方式を空冷とすることで，冷却方式が水冷である 2C・2D 非常用ディーゼル発電機及び高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機を用いる非常用交流電源設備に対して多様性を有する設計とする。
可搬型代替交流電源設備の可搬型代替低圧電源車は，屋外の原子炉建屋付属棟から離ヌ項れた場所に保管することで，原子炉建屋付属棟内の 2C・2D 非常用ディーゼル発電機及び高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，位置的分散を図る設計とする。また，可搬型代替交流電源設備の可搬型代替低圧電
源車は，屋外（常設代替高圧電源装置置場）の常設代替高圧電源装置から離れた場所に保管することで，共通要因によって同時に機能を損なわないよう，位置的分散を図る設計とする。
可搬型代替交流電源設備は，可搬型代替低圧電源車からパワーセンタ 2C 及びパワーセ

ヌ項

ンタ 2D までの系統において，独立した電路で系統構成することにより，2C・2D 非常用ディーゼル発電機からパワーセンタ 2C 及びパワーセンタ 2D までの系統に対して，独立性を有する設計とする。

資 1-9-6

変 更 前変 更 後これらの多様性及び位置的分散並びに電路の独立性によって，可搬型代替交流電源設

記載しない理由ヌ項

備は非常用交流電源設備である 2C・2D 非常用ディーゼル発電機及び高圧炉心スプレイ系
ディーゼル発電機に対して独立性を有する設計とする。
可搬型代替交流電源設備の可搬型代替低圧電源車の接続箇所は，共通要因によって接ヌ項

続できなくなることを防止するため，位置的分散を図った複数箇所に設置する設計とする。
2.5 窒素供給装置用電源車
窒素供給装置用電源車は，窒素供給装置用電源車 1 台により，2 台の窒素供給装置に給リ項電できる設計とする。

3.

直流電源設備及び計測制御用電源設備

3.1 常設直流電源設備
設計基準対象施設の安全性を確保する上で特に必要な設備に対し，直流電源設備を施設する設計とする。

3.

直流電源設備及び計測制御用電源設備

3.1 常設直流電源設備
設計基準対象施設の安全性を確保する上で特に必要な設備に対し，直流電源設備を施

ロ項 a.(i)設する設計とする。

直流電源設備は，短時間の全交流動力電源喪失時においても，発電用原子炉を安全に

直流電源設備は，全交流動力電源喪失時から重大事故等に対処するために必要な電力停止し，かつ，発電用原子炉の停止後に炉心を冷却するための設備の動作に必要な容量の供給が常設代替交流電源設備から開始されるまでの約 95 分を包絡した約 8 時間に対を有する蓄電池（非常用）を設ける設計とする。

し，発電用原子炉を安全に停止し，かつ，発電用原子炉の停止後に炉心を冷却するため

ロ項 a.(i)の設備が動作するとともに，原子炉格納容器の健全性を確保するための設備が動作する
ことができるよう，これらの設備の動作に必要な容量を有する蓄電池（非常用）を設ける設計とする。
非常用の直流電源設備は，直流 125V 3 系統及び直流±24V 2 系統の蓄電池，充電器，非常用の直流電源設備は，直流 125V 3 系統及び直流±24V 2 系統の蓄電池，充電器，直流 125V 主母線盤及び直流 125V コントロールセンタ等で構成する。これらの 125V 系 3

直流 125V 主母線盤及び直流 125V コントロールセンタ等で構成する。これらの 125V 系 3系統のうち 1 系統及び±24V 系 2 系統のうち 1 系統が故障しても発電用原子炉の安全性

系統のうち 1 系統及び±24V 系 2 系統のうち 1 系統が故障しても発電用原子炉の安全性は確保できる設計とする。 また，これらの系統は，多重性及び独立性を確保することには確保できる設計とする。また，これらの系統は，多重性及び独立性を確保することにより，共通要因により同時に機能が喪失することのない設計とする。直流母線は 125V 及より，共通要因により同時に機能が喪失することのない設計とする。直流母線は 125V 及

び±24V であり，非常用直流電源設備 5 組の電源の負荷は，工学的安全施設等の制御装

び±24V であり，非常用直流電源設備 5 組の電源の負荷は，工学的安全施設等の制御装

置，電磁弁等である。

置，電磁弁，非常用無停電計装分電盤に給電する非常用無停電電源装置等である。
設計基準事故対処設備の交流電源が喪失（全交流動力電源喪失）した場合に，重大事

ロ項 a.(i)ヌ項

故等の対応に必要な設備に直流電力を供給する所内常設直流電源設備として，125V 系蓄電池 A 系・B 系を使用できる設計とする。所内常設直流電源設備は，125V 系蓄電池 A 系・

資 1-9-7

変 更 前変 更 後

記載しない理由

B 系，電路，計測制御装置等で構成し，125V 系蓄電池 A 系・B 系は，直流 125V 主母線盤
2A・2B（125 V，1200 A のものを 2 個）
，直流 125V モータコントロールセンタ（125 V，
600 A のものを 2 個）及び非常用無停電計装分電盤（120 V，400 A のものを 2 個）へ電力を供給できる設計とする。
所内常設直流電源設備の 125V 系蓄電池 A 系・B 系は，全交流動力電源喪失から 1 時間

ヌ項

以内に中央制御室において不要な負荷の切り離しを行うこと，また全交流動力電源喪失
から 8 時間後に中央制御室外において不要な負荷の切り離しを行うことで，全交流動力
電源喪失から 24 時間にわたり，125V 系蓄電池 A 系・B 系から電力を供給できる設計とする。
所内常設直流電源設備は，原子炉建屋付属棟内の 2C・2D 非常用ディーゼル発電機及びヌ項

高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機と異なる区画に設置することで，非常用交流電源
設備と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，位置的分散を図る設計とする。
所内常設直流電源設備は，125V 系蓄電池 A 系・B 系から直流 125V 主母線盤 2A・2B まヌ項での系統において，独立した電路で系統構成することにより，2C・2D 非常用ディーゼル
発電機の交流を直流に変換する電路を用いた直流 125V 主母線盤 2A・2B までの系統に対して，独立性を有する設計とする。
これらの位置的分散及び電路の独立性によって，所内常設直流電源設備は非常用交流

ヌ項

電源設備に対して独立性を有する設計とする。
非常用直流電源設備の 125V 系蓄電池 A 系・B 系・HPCS 系及び中性子モニタ用蓄電池 A

ヌ項系・B 系は，想定される重大事故等時において，重大事故等対処設備として使用できる設計とする。
非常用直流電源設備のうち 125V 系蓄電池 HPCS 系は，直流 125V 主母線盤 HPCS（125 V， ヌ項
800 A のものを 1 個）へ接続することで，高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機の起動信号及び初期励磁並びにメタルクラッド開閉装置 HPCS の制御回路等の高圧炉心スプレイ
系の負荷に電力を供給できる設計とする。
非常用直流電源設備のうち，中性子モニタ用蓄電池 A 系・B 系は，直流±24V 中性子モ

ヌ項

ニタ用分電盤（±24 V，50 A のものを 2 個）へ接続することで，起動領域計装に電力を供給できる設計とする。

資 1-9-8

変 更 前変 更 後
非常用直流電源設備は，設計基準事故対処設備であるとともに，重大事故等時におい記載しない理由
ヌ項ても使用するため，重大事故等対処設備としての基本方針に示す設計方針を適用する。
ただし，多様性及び独立性並びに位置的分散を考慮すべき対象の設計基準事故対処設備はないことから，重大事故等対処設備の基本方針のうち「5.1.2 多様性，位置的分散等」に示す設計方針は適用しない。
3.2 可搬型代替直流電源設備
設計基準事故対処設備の交流電源及び直流電源が喪失した場合に，重大事故等の対応

ヌ項に必要な設備に直流電力を供給する可搬型代替直流電源設備として可搬型代替低圧電源車及び可搬型整流器を使用できる設計とする。可搬型代替直流電源設備は，可搬型代替
低圧電源車，可搬型整流器，電路，計測制御装置等で構成し，可搬型代替低圧電源車及び可搬型整流器を可搬型代替低圧電源車接続盤（西側）又は（東側）を経由して直流 125V
主母線盤 2A 又は直流 125V 主母線盤 2B へ接続することで電力を供給できる設計とする。
可搬型代替直流電源設備は，可搬型代替低圧電源車の運転を継続することで，設計基ヌ項

準事故対処設備の交流電源及び直流電源の喪失から 24 時間にわたり必要な負荷に電力の供給を行うことができる設計とする。
可搬型代替直流電源設備は，非常用直流電源設備と共通要因によって同時に機能を損

ヌ項

なわないよう，可搬型代替低圧電源車の冷却方式を空冷とすることで，冷却方式が水冷である 2C・2D 非常用ディーゼル発電機及び高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機から給電する非常用直流電源設備に対して多様性を有する設計とする。また，可搬型整流器により交流電力を直流に変換できることで，125V 系蓄電池 A 系・B 系及び HPCS 系を用いる
非常用直流電源設備に対して多様性を有する設計とする。
可搬型代替直流電源設備の可搬型代替低圧電源車及び可搬型整流器は，屋外の原子炉

ヌ項

建屋付属棟から離れた場所に保管することで，原子炉建屋付属棟内の 2C・2D 非常用ディーゼル発電機及び高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機並びに 125V 系蓄電池 A 系・B 系
及び HPCS 系と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，位置的分散を図る設計とする。
可搬型代替直流電源設備は，可搬型代替低圧電源車から直流 125V 主母線盤 2A・2B まヌ項での系統において，独立した電路で系統構成することにより，125V 系蓄電池 A 系・B 系
から直流 125V 主母線盤 2A・2B までの系統に対して，独立性を有する設計とする。
これらの多様性及び位置的分散並びに電路の独立性によって，可搬型代替直流電源設

ヌ項

備は非常用直流電源設備に対して独立性を有する設計とする。
資 1-9-9

変 更 前変 更 後可搬型代替直流電源設備の可搬型代替低圧電源車及び可搬型整流器の接続箇所は，共記載しない理由

ヌ項

通要因によって接続できなくなることを防止するため，位置的分散を図った複数箇所に設置する設計とする。
3.3 緊急時対策所用蓄電池
常用電源設備からの受電が喪失した場合に，緊急時対策所用メタルクラッド開閉装置

ヌ項

等の制御電源に使用するため，緊急時対策所用 125V 系蓄電池（東海，東海第二発電所共用）を設ける設計とする。
3.4 可搬型蓄電池
原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備のうち，逃がし安全弁の機能回復

ホ項のための重大事故等対処設備として，逃がし安全弁用可搬型蓄電池は，逃がし安全弁の作動に必要な常設直流電源系統が喪失した場合においても，逃がし安全弁の作動回路に接続することにより，逃がし安全弁（2 個）を一定期間にわたり連続して開状態を保持できる設計とする。
3.5 計測制御用電源設備

3.5 計測制御用電源設備
設計基準対象施設の安全性を確保する上で特に必要な設備に対し，計測制御用電源設

ロ項 a.(i)備として，無停電電源装置を施設する設計とする。
非常用の計測制御用電源設備は，計装用主母線盤 2 母線及び計装用分電盤 1 母線で構非常用の計測制御用電源設備は，計装用主母線盤 2 母線及び計装用分電盤 3 母線で構

ロ項 a.(i)

成する。

成する。
非常用の計測制御用電源設備は，計装用主母線盤等で構成し，核計装の監視による発非常用の計測制御用電源設備は，非常用低圧母線と非常用直流母線に接続する無停電

ロ項 a.(i)

電源装置及び計装用主母線盤等で構成し，核計装の監視による発電用原子炉の安全停止

電用原子炉の安全停止状態及び未臨界の維持状態の確認が可能な設計とする。

状態及び未臨界の維持状態の確認が可能な設計とする。
非常用の無停電電源装置は，外部電源喪失及び全交流動力電源喪失時から重大事故等

ロ項 a.(i)に対処するために必要な電力の供給が常設代替交流電源設備から開始されるまでの間においても，非常用直流電源設備である蓄電池（非常用）から直流電源が供給されること
により，非常用無停電計装分電盤に対し電力供給を確保する設計とする。

4.
－

燃料設備

4.1 軽油貯蔵タンクから非常用ディーゼル発電機等への給油
7 日間の外部電源喪失を仮定しても，設計基準事故に対処するために必要な非常用デ

ロ項 a.(ab)，ヌ項

資 1-9-10

変 更 前変 更 後

記載しない理由ィーゼル発電機 1 台及び高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機 1 台を 7 日間並びに常設
代替高圧電源装置 2 台を 1 日間運転することにより必要とする電力を供給できる容量以上の燃料を敷地内の軽油貯蔵タンクに貯蔵する設計とする。
重大事故等時に，2C・2D 非常用ディーゼル発電機及び高圧炉心スプレイ系ディーゼル

ヌ項

発電機の燃料は，軽油貯蔵タンク，2C 非常用ディーゼル発電機燃料移送ポンプ，2D 非常
用ディーゼル発電機燃料移送ポンプ及び高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機燃料移送
ポンプを用いて給油できる設計とする。
4.2 軽油貯蔵タンクから常設代替高圧電源装置への給油
常設代替高圧電源装置は，軽油貯蔵タンクから常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプ

ヌ項を用いて燃料を補給できる設計とする。
燃料給油設備の常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプは，屋内（常設代替高圧電源装

ヌ項置置場）の非常用交流電源設備 2C 系，2D 系及び HPCS 系と異なる区画に設置することで，屋内（常設代替高圧電源装置置場）の 2C・2D 非常用ディーゼル発電機燃料移送ポンプ及び高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機燃料移送ポンプと共通要因によって同時に機能を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。
4.3 緊急時対策所用発電機燃料油貯蔵タンクから緊急時対策所用発電機への給油
緊急時対策所用発電機の燃料は，緊急時対策所用発電機燃料油貯蔵タンク（東海，東ヌ項

海第二発電所共用）及び緊急時対策所用発電機給油ポンプ（東海，東海第二発電所共用）
により補給できる設計とする。
4.4 可搬型設備用軽油タンクから各機器への給油
可搬型代替低圧電源車，窒素供給装置用電源車及びタンクローリ（走行用の燃料タン

ヌ項ク）は，可搬型設備用軽油タンクからタンクローリを用いて燃料を補給できる設計とする。
燃料給油設備のタンクローリは，屋内（常設代替高圧電源装置置場）の 2C・2D 非常用

ヌ項

ディーゼル発電機燃料移送ポンプ及び高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機燃料移送ポンプから離れた屋外に保管することで，屋内（常設代替高圧電源装置置場）の 2C・2D 非常用ディーゼル発電機燃料移送ポンプ及び高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機燃料移送ポンプと共通要因によって同時に機能を損なわないよう，位置的分散を図る設計とする。なお，予備のタンクローリについては，上記タンクローリと異なる場所に保管する設計とする。

資 1-9-11

変 更 前変 更 後可搬型設備用軽油タンクは，軽油貯蔵タンクと離れた屋外に設置することで，共通要記載しない理由

ヌ項

因によって同時に機能を損なわないよう，位置的分散を図る設計とする。

5.

主要対象設備
非常用電源設備の対象となる主要な設備について，「表 1 非常用電源設備の主要設備リ
スト」に示す。

5.

主要対象設備

本記載は，要目表対象を示したリ

非常用電源設備の対象となる主要な設備について，「表 1 非常用電源設備の主要設備リ

ストに関する記載であるため，記スト」に示す。

載しない。

資 1-9-12

10. 常用電源設備の基本設計方針
変 更

前

変 更

後

用語の定義は「発電用原子力設備に関する技術基準を定める省令」，「実用発電用原子炉

用語の定義は「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」及び「実用発電用原子炉及びる規則」及び「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則」並びにこれら

その附属施設の技術基準に関する規則」並びにこれらの解釈による。

の解釈による。

第１章 共通項目

第１章 共通項目

常用電源設備の共通項目である「1. 地盤等，2. 自然現象（2.2 津波による損傷の防常用電源設備の共通項目である「1. 地盤等，2. 自然現象（2.2 津波による損傷の防止を除く。
），3. 火災，5. 設備に対する要求（5.2 材料及び構造等，5.3 使用中の亀裂止を除く。
），3. 火災，5. 設備に対する要求（5.2 材料及び構造等，5.3 使用中の亀裂等による破壊の防止，5.4 耐圧試験等，5.5 安全弁等，5.6 逆止め弁，5.7 内燃機関を等による破壊の防止，5.4 耐圧試験等，5.5 安全弁等，5.6 逆止め弁，5.7 内燃機関を除く。
），6. その他」の基本設計方針については，原子炉冷却系統施設の基本設計方針「第除く。），6. その他」の基本設計方針については，原子炉冷却系統施設の基本設計方針「第１章 共通項目」に基づく設計とする。

１章 共通項目」に基づく設計とする。

第２章 個別項目

第２章 個別項目

1.

1.

保安電源設備

1.1 発電所構内における電気系統の信頼性確保
1.1.1 機器の損壊，故障その他の異常の検知と拡大防止

本記載は概要であるため，記載していない。

1.1.1 機器の損壊，故障その他の異常の検知と拡大防止時使用される発電機，外部電源系及び非常用所内電源系から安全施設への電力の供

常時使用される発電機，外部電源系及び非常用所内電源系から安全施設への電力の給が停止することがないよう，発電機，送電線，変圧器，母線等に保護継電器を設置供給が停止することがないよう，発電機，送電線，変圧器，母線等に保護継電器を設し，機器の損壊，故障その他の異常を検知するとともに，異常を検知した場合は，空置し，機器の損壊，故障その他の異常を検知するとともに，異常を検知した場合は，

気遮断器，ガス遮断器あるいはメタルクラッド開閉装置等の遮断器が動作すること

ガス絶縁開閉装置あるいはメタルクラッド開閉装置等の遮断器が動作することによにより，その拡大を防止する設計とする。

り，その拡大を防止する設計とする。
特に，重要安全施設に給電する系統においては，多重性を有し，系統分離が可能

ロ項 a.(ab)，ヌ項

ロ項 a.(ab)である母線で構成し，信頼性の高い機器を設置する。

常用高圧母線（メタルクラッド開閉装置で構成）は，7 母線で構成し，通常運転時

常用高圧母線（メタルクラッド開閉装置で構成）は，7 母線で構成し，通常運転時に必要な負荷を各母線に振り分け給電する。それぞれの母線から動力変圧器を通しに必要な負荷を各母線に振り分け給電する。それぞれの母線から動力変圧器を通して降圧し，常用低圧母線（パワーセンタ及びモータコントロールセンタで構成）へ給て降圧し，常用低圧母線（パワーセンタ及びモータコントロールセンタで構成）へ

電する。

給電する。

また，高圧及び低圧母線等で故障が発生した際は，遮断器により故障箇所を隔離でまた，高圧及び低圧母線等で故障が発生した際は，遮断器により故障箇所を隔離きる設計とし，故障による影響を局所化できるとともに，他の安全施設への影響をできる設計とし，故障による影響を局所化できるとともに，他の安全施設への影響限定できる設計とする。

を限定できる設計とする。

常用の直流電源設備は，蓄電池，充電器，直流主母線盤等で構成する。

常用の直流電源設備は，蓄電池，充電器，直流主母線盤等で構成する。

常用の直流電源設備は，タービンの非常用油ポンプ，発電機の非常用密封油ポンプ

常用の直流電源設備は，タービンの非常用油ポンプ，発電機の非常用密封油ポン等へ給電する設計とする。

ていない。

1.1 発電所構内における電気系統の信頼性確保
安全施設へ電力を供給する保安電源設備は，電線路，発電用原子炉施設においてある母線で構成し，信頼性の高い機器を設置する。

本記載は概要であるため，記載し保安電源設備安全施設へ電力を供給する保安電源設備は，電線路，発電用原子炉施設において常特に，重要安全施設に給電する系統においては，多重性を有し，系統分離が可能で記載しない理由

ロ項 a.(ab)ロ項 a.(ab)

プ等へ給電する設計とする。

資 1-10-1

変 更

前

変 更

後

記載しない理由

常用の計測制御用電源設備は，計装用交流母線で構成する。

常用の計測制御用電源設備は，計装用交流母線で構成する。

ロ項 a.(ab)

常用電源設備の動力回路のケーブルは，負荷の容量に応じたケーブルを使用する

常用電源設備の動力回路のケーブルは，負荷の容量に応じたケーブルを使用する

ロ項 a.(ab)

設計とし，多重化した非常用電源設備の動力回路のケーブルの系統分離対策に影響設計とし，多重化した非常用電源設備の動力回路のケーブルの系統分離対策に影響を及ぼさない設計とするとともに，制御回路や計装回路への電気的影響を考慮したを及ぼさない設計とするとともに，制御回路や計装回路への電気的影響を考慮した設計とする。

設計とする。
1.1.2 1 相の電路の開放に対する検知及び電力の安定性回復
変圧器一次側において 3 相のうちの 1 相の電路の開放が生じた場合に検知できる

ロ項 a.(ab)よう，変圧器一次側の電路は，電路を筐体に内包する変圧器やガス絶縁開閉装置等により構成し，3 相のうちの 1 相の電路の開放が生じた場合に保護継電器にて自動で故障箇所の隔離及び非常用母線の受電切替ができる設計とし，電力の供給の安定性を回復できる設計とする。
送電線において 3 相のうちの 1 相の電路の開放が生じた場合，275kV 送電線は 1 回線での電路の開放時に，安全施設への電力の供給が不安定にならないよう，多重化した設計とする。また，電力送電時，保護装置による 3 相の電流不平衡監視にて常時自動検知できる設計とする。さらに保安規定に定めている巡視点検を加えること
で，保護装置による検知が期待できない場合の１相開放故障や，その兆候を早期に検知できる設計とする。
154kV 送電線は，各相の不足電圧継電器にて常時自動検知できる設計とする。
275kV 送電線及び 154kV 送電線において 1 相の電路の開放を検知した場合は，自動又は手動で故障箇所の隔離及び非常用母線の受電切替ができる設計とし，電力の供給の安定性を回復できる設計とする。
1.2 電線路の独立性及び物理的分離
発電用原子炉施設は，重要安全施設がその機能を維持するために必要となる電力を当該重要安全施設に供給するため，電力系統に連系した設計とする。

1.2 電線路の独立性及び物理的分離
発電用原子炉施設は，重要安全施設がその機能を維持するために必要となる電力を当

ロ項 a.(ab)，ヌ項

該重要安全施設に供給するため，電力系統に連系した設計とする。

設計基準対象施設は，送受電可能な回線として 275kV 送電線（東京電力パワーグリッ

設計基準対象施設は，送受電可能な回線として 275kV 送電線（東京電力パワーグリッド株式会社東海原子力線）1 ルート 2 回線及び受電専用の回線として 154kV 送電線（東京ド株式会社東海原子力線）1 ルート 2 回線及び受電専用の回線として 154kV 送電線（東京

電力パワーグリッド株式会社村松線・原子力 1 号線）1 ルート 1 回線の合計 2 ルート 3 回

電力パワーグリッド株式会社村松線・原子力 1 号線）1 ルート 1 回線の合計 2 ルート 3 回

線にて，電力系統に接続する設計とする。

線にて，電力系統に接続する設計とする。

275kV 送電線 2 回線は，東京電力パワーグリッド株式会社那珂変電所に連系する設計と275kV 送電線 2 回線は，東京電力パワーグリッド株式会社那珂変電所に連系する設計する。また，154kV 送電線 1 回線は，東京電力パワーグリッド株式会社茨城変電所に連系とする。また，154kV 送電線 1 回線は，東京電力パワーグリッド株式会社茨城変電所に連し，さらに，上流側接続先である東京電力パワーグリッド株式会社那珂変電所に連系す系し，さらに，上流側接続先である東京電力パワーグリッド株式会社那珂変電所に連系る設計とする。

する設計とする。

ロ項 a.(ab)，ヌ項

ロ項 a.(ab)資 1-10-2

変 更

前

変 更

後

上記 2 ルート 3 回線の送電線の独立性を確保するため，万一，送電線の上流側接続先記載しない理由
ロ項 a.(ab)である東京電力パワーグリッド株式会社那珂変電所が停止した場合でも，外部電源系からの電力供給が可能となるよう，東京電力パワーグリッド株式会社の新筑波変電所から
西水戸変電所及び茨城変電所を経由するルートで本発電所に電力を供給することが可能な設計とすることを確認する。
また，東京電力パワーグリッド株式会社那珂変電所が停止した場合の，東京電力パワ

ロ項 a.(ab)ーグリッド株式会社の新筑波変電所から本発電所への電力供給については，あらかじめ定められた手順，体制等に基づき，昼夜問わず，確実に実施されることを確認する。
なお，東京電力パワーグリッド株式会社茨城変電所が停止した場合には，外部電源系

ロ項 a.(ab)からの電力供給が可能となるよう，東京電力パワーグリッド株式会社那珂変電所を経由するルートで本発電所に電力を供給することが可能な設計とすることを確認する。
設計基準対象施設は，電線路のうち少なくとも１回線は，同一の送電鉄塔に架線されロ項 a.(ab)ていない，他の回線と物理的に分離された送電線から受電する設計とする。
また，大規模な盛土の崩壊，大規模な地すべり，急傾斜地の崩壊に対し鉄塔基礎の安ロ項 a.(ab)

定性が確保され，台風等による強風発生時及び着氷雪の事故防止対策が図られ，送電線の近接箇所においては，必要な絶縁距離及び水平距離が確保された送電線から受電する設計とする。
1.3 発電用原子炉施設への電力供給確保
設計基準対象施設に接続する電線路は，いずれの 2 回線が喪失した場合においても電ロ項 a.(ab)，ヌ項

力系統から発電用原子炉施設への電力の供給が停止しない設計とし，275kV 送電線 2 回
線は起動変圧器を介して接続するとともに，154kV 送電線 1 回線は予備変圧器を介して接続する設計とする。
開閉所から主発電機側の送受電設備は，十分な支持性能を持つ地盤に設置するととも

ロ項 a.(ab)に，耐震性の高い，可とう性のある懸垂碍子及び重心の低いガス絶縁開閉装置を設置す
る設計とする。
さらに，防潮堤により津波の影響を受けないエリアに設置するとともに，塩害を考慮

ロ項 a.(ab)し，275kV 送電線引留部の碍子に対しては，碍子洗浄ができる設計とし，154kV 送電線引留部の碍子に対しては，絶縁強化を施した碍子を設置し，遮断器等に対しては，電路がタンクに内包されているガス絶縁開閉装置を設置する。

資 1-10-3

変 更
2.

前

主要対象設備
常用電源設備の対象となる主要な設備について，「表 1 常用電源設備の主要設備リスト」
に示す。

変 更
2.

主要対象設備後記載しない理由
本記載は，要目表対象を示したリ

常用電源設備の対象となる主要な設備について，「表 1 常用電源設備の主要設備リスト」 ストに関する記載であるため，記
に示す。

載しない。

資 1-10-4

11. 補助ボイラーの基本設計方針
変 更

前

変 更

後

用語の定義は「発電用原子力設備に関する技術基準を定める省令」，「実用発電用原子炉

用語の定義は「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」及び「実用発電用原子炉及びる規則」及び「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則」並びにこれら

その附属施設の技術基準に関する規則」並びにこれらの解釈による。

の解釈による。

自然現

補助ボイラー（以下，所内ボイラという。
）の共通項目である「1. 地盤等，2. 自然現象（2.2 津波による損傷の防止を除く），3. 火災，5. 設備に対する要求（5.2 材料及象（2.2 津波による損傷の防止を除く），3. 火災，5. 設備に対する要求（5.2 材料及び構造等，5.3 使用中の亀裂等による破壊の防止，5.4 耐圧試験等，5.6 逆止め弁，5.7

び構造等，5.3 使用中の亀裂等による破壊の防止，5.4 耐圧試験等，5.6 逆止め弁，5.7内燃機関を除く。
），6. その他（6.3 安全避難通路等を除く。
）」の基本設計方針について

内燃機関を除く。
），6. その他（6.3 安全避難通路等を除く。
）」の基本設計方針について

は，原子炉冷却系統施設の基本設計方針「第 1 章 共通項目」に基づく設計とする。

は，原子炉冷却系統施設の基本設計方針「第 1 章 共通項目」に基づく設計とする。

補助ボイラー（以下，所内ボイラという。
）の共通項目である「1. 地盤等，2.

第２章 個別項目

第２章 個別項目

1.

1.

所内ボイラ

1.1 所内ボイラの機能
発電用原子炉施設には，設計基準事故に至るまでの間に想定される使用条件として，

本記載は概要であるため，記載しない。

本記載は概要であるため，記載し第１章 共通項目

第１章 共通項目

記載しない理由

ない。

所内ボイラ
変更なし
ロ項(ae)，ヌ項（ⅲ）

液体廃棄物処理系，屋外タンク配管の保温及び各種建屋の暖房用並びに主蒸気が使用できない場合のタービンのグランド蒸気に必要な蒸気を供給する能力を有する所内ボ
イラ（東海，東海第二発電所共用（以下同じ。
））を設置する。
所内ボイラは，発電用原子炉施設の安全性を損なわない設計とする。
1.2 所内ボイラの設計条件
所内ボイラは，ボイラ本体，燃焼装置，通風装置，給水装置，自動燃焼制御装置等でヌ項（ⅲ）

構成し，蒸気を蒸気だめより所内蒸気系母管を経て，蒸気を使用する各機器に供給できる設計とする。
蒸気使用機器で使用される蒸気のうち回収できるものは，所内蒸気戻り系より所内ボイラの給水タンクに集め，ボイラ用水として再使用し，給水使用量を低減できる設計とする。
所内ボイラは，長期連続運転及び負荷変動に対応できる設計とし，設計基準事故時

ヌ項（ⅲ）

及び当該事故に至るまでの間に想定される全ての環境条件において，その機能を発揮できる設計とするとともに，所内ボイラの健全性及び能力を確認するため，必要な箇
所の保守点検（試験及び検査を含む。）ができるよう設計する。
設計基準対象施設に施設する所内ボイラ及びその付属設備の耐圧部分に使用する材

ヌ項（ⅲ）

料は，安全な化学的成分及び機械的強度を有するとともに，耐圧部分の構造は，最高使用圧力及び最高使用温度において，発生する応力に対して安全な設計とする。

資 1-11-1

変 更前

設計基準対象施設に施設する所内ボイラに属する主要な耐圧部の溶接部は，次のと変 更

後記載しない理由ヌ項（ⅲ）

おりとし，溶接事業者検査により適用基準及び適用規格に適合していることを確認する。
イ．不連続で特異な形状でない設計とする。
ロ．溶接による割れが生ずるおそれがなく，かつ，健全な溶接部の確保に有害な溶込み不良その他の欠陥がないことを非破壊試験により確認する。
ハ．適切な強度を有する設計とする。
ニ．適切な溶接施工法，溶接設備及び技能を有する溶接士であることを機械試験その他の評価方法によりあらかじめ確認する。
所内ボイラの汽水胴には，圧力の上昇による設備の損傷防止のため，最大蒸発量とヌ項（ⅲ）

同等容量以上の安全弁を設ける設計とする。
所内ボイラの汽水胴には，圧力の上昇による設備の損傷防止のため，ドラム内水位，

ヌ項（ⅲ）

ドラム内圧力等の運転状態を計測する装置を設ける設計とする。
所内ボイラは，所内ボイラの最大連続蒸発時において，熱的損傷が生ずることのな

ヌ項（ⅲ）

いよう水を供給できる適切な容量の給水設備を設け，給水の入口及び蒸気の出口については，流路を速やかに遮断できる設計とする。
所内ボイラは，ボイラ水の濃縮を防止し，及び水位を調整するために，所内ボイラ

ヌ項（ⅲ）

水を抜くことができる設計とする。
所内ボイラから排出されるばい煙については，良質燃料（Ａ重油）を使用すること

ヌ項（ⅲ）

により，硫黄酸化物排出量，窒素酸化物濃度及びばいじん濃度を低減する設計とする。
所内ボイラ設備及び所内蒸気系は，東海発電所と共用とするが，必要な容量をそれ

ロ項 a.(g)

ぞれ確保するとともに，接続部の弁を閉操作することにより隔離できる設計とすることで，安全性を損なわない設計とする。

資 1-11-2

12. 火災防護設備の基本設計方針
変 更

前

変 更

用語の定義は「発電用軽水型原子炉施設の火災防護に関する審査指針」による。

後記載しない理由

用語の定義は「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 本記載は概要であるため，記載しる規則」，「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則」及びこれらの解 ない。
釈並びに「実用発電用原子炉及びその附属施設の火災防護に係る審査基準」（平成25年6月
19日原子力規制委員会）による。

第１章 共通項目

第１章 共通項目

本記載は概要であるため，記載し火災防護設備の共通項目である「1. 地盤等，2. 自然現象（2.2 津波による損傷の防 ない。
－

止を除く。
）
，5. 設備に対する要求，6. その他」の基本設計方針については，原子炉冷却系統施設の基本設計方針「第１章 共通項目」に基づく設計とする。

第２章 個別項目

第２章 個別項目

1.

1.

火災防護設備の基本方針
火災により原子炉の安全性が損なわれないように，「原子力発電所の火災防護指針」（日

本電気協会 ＪＥＡＧ４６０７）に準じ，火災の発生防止対策，火災の検知及び消火対策並

火災防護設備の基本設計方針
設計基準対象施設は，火災により発電用原子炉施設の安全性を損なわないよう，火災防ロ項a.(c)，ヌ項

護上重要な機器等を設置する火災区域及び火災区画に対して，火災防護対策を講じる。

びに火災の影響軽減対策を組み合わせて対応する。
発電用原子炉施設は，火災によりその安全性を損なわないように，適切な火災防護対策ロ項a.(c)

を講じる設計とする。火災防護対策を講じる対象として「発電用軽水型原子炉施設の安全機能の重要度分類に関する審査指針」のクラス１，クラス２及び安全評価上その機能を期待するクラス３に属する構築物，系統及び機器とする。
火災防護上重要な機器等は，上記構築物，系統及び機器のうち原子炉の高温停止及び低温停止を達成し，維持するために必要な構築物，系統及び機器並びに放射性物質の貯蔵又は閉じ込め機能を有する構築物，系統及び機器とする。
原子炉の高温停止及び低温停止を達成し，維持するために必要な構築物，系統及び機器

ロ項a.(c)は，発電用原子炉施設において火災が発生した場合に，原子炉の高温停止及び低温停止を達成し，維持するために必要な以下の機能を確保するための構築物，系統及び機器とする。
①

原子炉冷却材圧力バウンダリ機能②

過剰反応度の印加防止機能③

炉心形状の維持機能④

原子炉の緊急停止機能⑤

未臨界維持機能⑥

原子炉冷却材圧力バウンダリの過圧防止機能⑦

原子炉停止後の除熱機能⑧

炉心冷却機能⑨

工学的安全施設及び原子炉停止系への作動信号の発生機能⑩

安全上特に重要な関連機能

資 1-12-1

変 更

前

変 更
⑪

安全弁及び逃がし弁の吹き止まり機能⑫

事故時のプラント状態の把握機能⑬

制御室外からの安全停止機能後

放射性物質の貯蔵又は閉じ込め機能を有する構築物，系統及び機器は，発電用原子炉施記載しない理由ロ項a.(c)設において火災が発生した場合に，放射性物質の貯蔵又は閉じ込め機能を確保するために必要な構築物，系統及び機器とする。
重大事故等対処施設は，火災により重大事故等に対処するために必要な機能が損なわれロ項a.(c)，b.(b)，ヌ項

ないよう，重大事故等対処施設を設置する火災区域及び火災区画に対して，火災防護対策を講じる。
建屋等の火災区域は，耐火壁により囲まれ，他の区域と分離されている区域を，火災防ロ項 a.(c)，b.(b)

護上重要な機器等及び重大事故等対処施設の配置を系統分離も考慮して設定する。
建屋内のうち，火災の影響軽減の対策が必要な原子炉の高温停止及び低温停止を達成し， ロ項 a.(c)，b.(b)，ヌ項
維持するための安全機能を有する構築物，系統及び機器並びに放射性物質の貯蔵又は閉じ込め機能を有する構築物，系統及び機器を設置する火災区域は，3 時間以上の耐火能力を有する耐火壁として，3 時間耐火に設計上必要なコンクリート壁厚である 150 mm 以上の壁厚を有するコンクリート壁や火災耐久試験により 3 時間以上の耐火能力を有することを確認した耐火壁（耐火隔壁，貫通部シール，防火扉，防火ダンパ等）により隣接する他の火災区域と分離するように設定する。
火災区域又は火災区画のファンネルは，煙等流入防止装置の設置によって，他の火災区

ロ項 a.(c)，b.(b)域又は火災区画からの煙の流入を防止する設計とする。
屋外の火災区域は，他の区域と分離して火災防護対策を実施するために，火災防護上重ロ項 a.(c)，b.(b)

要な機器等を設置する区域及び重大事故等対処施設の配置を考慮するとともに，延焼防止を考慮した管理を踏まえた区域を火災区域として設定する。
火災区画は，建屋内及び屋外で設定した火災区域を系統分離の状況及び壁の設置状況並ロ項a.(c)，b.(b)びに重大事故等対処施設と設計基準事故対処設備の配置に応じて分割して設定する。
設定する火災区域及び火災区画に対して，以下に示す火災の発生防止，火災の感知及びロ項a.(c)，b.(b)，ヌ項

消火並びに火災の影響軽減のそれぞれを考慮した火災防護対策を講じる設計とする。
なお，発電用原子炉施設のうち，火災防護上重要な機器等又は重大事故等対処施設に含まれない構築物，系統及び機器は，消防法，建築基準法，日本電気協会電気技術規程・指針

資 1-12-2

変 更

前

変 更

後

記載しない理由に基づき設備に応じた火災防護対策を講じる設計とする。
発電用原子炉施設の火災防護上重要な機器等は，火災の発生防止，火災の早期感知及びロ項a.(c)，b.(b)消火並びに火災の影響軽減の 3 つの深層防護の概念に基づき，必要な運用管理を含む火災防護対策を講じることを保安規定に定めて，管理する。
重大事故等対処施設は，火災の発生防止，火災の早期感知及び消火の必要な運用管理を含む火災防護対策を講じることを保安規定に定めて，管理する。
重大事故等対処設備のうち，可搬型重大事故等対処設備に対する火災防護対策について
も保安規定に定めて，管理する。
その他の発電用原子炉施設については，消防法，建築基準法，日本電気協会電気技術規程・指針に基づき設備に応じた火災防護対策を講じることを保安規定に定めて，管理する。
外部火災については，安全施設及び重大事故等対処施設を外部火災から防護するための運用等について保安規定に定めて，管理する。
消火系のうち電動機駆動消火ポンプ（東海，東海第二発電所共用（以下同じ。
）），構内消ロ項a.(g)

火用ポンプ（東海，東海第二発電所共用（以下同じ。
）），ディーゼル駆動消火ポンプ（東海，東海第二発電所共用（以下同じ。
）），ディーゼル駆動構内消火ポンプ（東海，東海第二発
電所共用（以下同じ。
）），ろ過水貯蔵タンク（東海，東海第二発電所共用（以下同じ。
）），多目的タンク（東海，東海第二発電所共用（以下同じ。
））及び原水タンク（東海，東海第二発
電所共用（以下同じ。
））は，東海発電所と共用とするが，必要な容量をそれぞれ確保するとともに，発電用原子炉施設間の接続部の弁を閉操作することにより隔離できる設計とする
ことで，安全性を損なわない設計とする。
2.

火災の発生防止対策

2.1 発火性，引火性材料の予防措置
2.1.1 設備の対策(1) 潤滑油及び燃料油を内包する設備の対策(1) 火災発生防止a.

火災の発生防止対策
火災の発生防止における発火性又は引火性物質に対する火災の発生防止対策は，火ロ項a.(c)，b.(b)

災区域に設置する潤滑油又は燃料油を内包する設備並びに水素を内包する設備を対象とする。

潤滑油及び燃料油を内包する設備は，オイルパン，ドレンリム及び堰による漏えい防止対策を講じるとともに，ポンプの軸受部は溶接構造又はシール構造とする。

潤滑油又は燃料油を内包する設備は，溶接構造，シール構造の採用による漏えいの防止対策を講じるとともに，堰等を設置し，漏えいした潤滑油又は燃料油が拡大する

配管及びタンクは原則溶接構造とする。

ことを防止する設計とし，潤滑油又は燃料油を内包する設備の火災により発電用原子また，安全機能を有する構造物，系統及び機器を設置する火災区域で使用する潤滑炉施設の安全機能及び重大事故等に対処する機能を損なわないよう，壁の設置又は離油及び燃料油は，必要以上に貯蔵しない。

ロ項a.(c)，b.(b)隔による配置上の考慮を行う設計とする。
潤滑油又は燃料油を内包する設備を設置する火災区域は，空調機器による機械換気

ロ項a.(c)，b.(b)又は自然換気を行う設計とする。

資 1-12-3

変 更

前

変 更

後

潤滑油又は燃料油を貯蔵する設備は，貯蔵量を一定時間の運転に必要な量にとどめ記載しない理由ロ項a.(c)，b.(b)る設計とする。
(2) 水素を内包する設備の対策

水素を内包する設備のうち気体廃棄物処理設備及び発電機水素ガス冷却設備の配水素を内包する設備及び機器には，気体廃棄物処理設備及び蓄電池がある。

管等は水素の漏えいを考慮した溶接構造とし，弁グランド部から水素の漏えいの可能

これらの設備及び機器は，以下に示す漏えい防止及び換気等による防爆対策を講性のある弁は，ベローズ弁等を用いて防爆の対策を行う設計とし，水素を内包する設じることにより火災の発生を防止する。

備の火災により，発電用原子炉施設の安全機能及び重大事故等に対処する機能を損なa.

わないよう，壁の設置による配置上の考慮を行う設計とする。

配管及び機器は原則溶接構造とし，弁は溶接構造，ベローズ弁やリークオフ等

ロ項a.(c)，b.(b)の漏えい防止構造とする。
b.

溶接構造としている配管設置区域以外は，以下に示すとおり換気により雰囲気

水素を内包する設備である蓄電池，気体廃棄物処理設備，発電機水素ガス冷却設備

中での水素の滞留を防止する。

及び水素ボンベを設置する火災区域又は火災区画は，送風機及び排風機による機械換(a) 気体廃棄物処理設備の構成機器を設置する区画は，空調装置にて換気する。

気を行い，水素濃度を燃焼限界濃度以下とする設計とする。

ロ項a.(c)，b.(b)(b) 蓄電池室は，充電中に内部から水素が放出されることから，送風機及び排風機で換気する。

水素ボンベは，運転上必要な量のみを貯蔵する設計とする。また，通常時はボンベ

ロ項a.(c)，b.(b)元弁を閉とする運用とする。
火災の発生防止における水素漏えい検出は，蓄電池室の上部に水素濃度検出器を設

ロ項a.(c)，b.(b)置し，水素の燃焼限界濃度である 4 vol％の 1／4 以下の濃度にて中央制御室に警報を発する設計とする。
気体廃棄物処理設備内の水素濃度については，水素濃度計により中央制御室で常時監視ができる設計とし，水素濃度が上昇した場合には中央制御室に警報を発する設計とする。
発電機水素ガス冷却設備は，水素消費量を管理するとともに，発電機内の水素純度，
水素圧力を中央制御室で常時監視ができる設計とし，発電機内の水素純度や水素圧力が低下した場合には中央制御室に警報を発する設計とする。
水素ボンベを設置する火災区域又は火災区画については，通常時はボンベ元弁を閉とする運用とし，機械換気により水素濃度を燃焼限界濃度以下とするように設計することから，水素濃度検出器は設置しない設計とする。
蓄電池室の換気設備が停止した場合には，中央制御室に警報を発する設計とする。 ロ項a.(c)，b.(b)また，蓄電池室には，直流開閉装置やインバータを設置しない。
(3) 換気設備の対策
換気設備で使用するチャコールフィルタは，固体廃棄物として処理するまでの間，
鋼製容器内に収納し保管する。

放射性廃棄物処理設備及び放射性廃棄物貯蔵設備において，崩壊熱が発生し，火災ロ項a.(c)，b.(b)

事象に至るような放射性廃棄物を貯蔵しない設計とする。また，放射性物質を含んだ
使用済イオン交換樹脂，チャコールフィルタ及び HEPA フィルタは，固体廃棄物として処理を行うまでの間，金属容器や不燃シートに包んで保管する設計とする。

資 1-12-4

変 更

前

変 更

後

記載しない理由

放射性廃棄物処理設備及び放射性廃棄物貯蔵設備の換気設備は，火災時に他の火災区域や環境への放射性物質の放出を防ぐために，換気設備の停止及び隔離弁の閉止により，隔離ができる設計とする。
火災の発生防止のため，火災区域において有機溶剤を使用する場合は必要量以上持ロ項a.(c)，b.(b)

ち込まない運用とし，可燃性の蒸気が滞留するおそれがある場合は，使用する作業場
所において，換気，通風，拡散の措置を行うとともに，建屋の送風機及び排風機による機械換気により滞留を防止する設計とする。
火災区域又は火災区画において，発火性又は引火性物質を内包する設備は，溶接構ロ項a.(c)，b.(b)造の採用及び機械換気等により，「電気設備に関する技術基準を定める省令」第六十九条及び「工場電気設備防爆指針」で要求される爆発性雰囲気とならない設計とするとともに，当該の設備を設ける火災区域又は火災区画に設置する電気・計装品の必要な箇所には，接地を施す設計とする。
火災の発生防止のため，可燃性の微粉を発生する設備及び静電気が溜まるおそれがロ項a.(c)，b.(b)ある設備を火災区域に設置しないことによって，可燃性の微粉及び静電気による火災の発生を防止する設計とする。
火災の発生防止のため，発火源への対策として，設備を金属製の筐体内に収納する

ロ項a.(c)，b.(b)等，火花が設備外部に出ない設備を設置するとともに，高温部分を保温材で覆うことによって，可燃性物質との接触防止や潤滑油等可燃物の過熱防止を行う設計とする。
2.2 電気設備の過電流による過熱防止対策
電気系統は，地絡及び短絡に起因する過電流による過熱防止のため，過負荷継電器又は過電流継電器等の保護継電装置と遮断器の組合せにより故障機器系統の早期遮断を行

火災の発生防止のため，発電用原子炉施設内の電気系統は，保護継電器及び遮断器

ロ項 a.(c)，b.(b)によって故障回路を早期に遮断し，過電流による過熱及び焼損を防止する設計とする。

い，過熱及び焼損の未然防止を図る。
電気室は，電源供給のみに使用する設計とする。

ロ項 a.(c)，b.(b)

火災の発生防止のため，放射線分解により水素が発生する火災区域又は火災区画に

ロ項 a.(c)，b.(b)おける，水素の蓄積防止対策として，社団法人火力原子力発電技術協会「ＢＷＲ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 17 年 10 月）」
等に基づき，原子炉の安全性を損なうおそれがある場合には水素の蓄積を防止する設計とする。
重大事故等時の原子炉格納容器内及び建屋内の水素については，重大事故等対処施

ロ項 a.(c)，b.(b)設にて，蓄積防止対策を行う設計とする。

資 1-12-5

変 更前

2.3 不燃性材料，難燃性材料の使用
安全機能を有する構築物，系統及び機器は，以下のとおり不燃性又は難燃性材料を使

変 更
b.

後

不燃性材料又は難燃性材料の使用
火災防護上重要な機器等及び重大事故等対処施設は，不燃性材料又は難燃性材料を用する。

使用する設計とし，不燃性材料又は難燃性材料が使用できない場合は，不燃性材料又(1) 構築物は，不燃性である鉄筋コンクリート及び鋼材により構成する。

は難燃性材料と同等以上の性能を有するもの（以下「代替材料」という。
）を使用する(2) 機器，配管，ダクト，トレイ，電線管及びこれらの支持構造物は，主要な構造材に不設計，若しくは，当該構築物，系統及び機器の機能を確保するために必要な代替材料

燃性である金属を使用する。
(3) 安全機能を有するケーブルは，実用上可能な限り「ＩＥＥＥ Ｓｔａｎｄａｒｄ ｆｏ
ｒ Ｔｙｐｅ Ｔｅｓｔ ｏｆ Ｃｌａｓｓ １Ｅ Ｅｌｅｃｔｒｉｃ Ｃａｂｌｅｓ，Ｆｉ

記載しない理由ロ項a.(c)，b.(b)の使用が技術上困難な場合は，当該構築物，系統及び機器における火災に起因して他の火災防護上重要な機器等及び重大事故等対処施設において火災が発生することを防止するための措置を講じる設計とする。

ｅｌｄ Ｓｐｌｉｃｅｓ， ａｎｄ Ｃｏｎｎｅｃｔｉｏｎｓ ｆｏｒ Ｎｕｃｌｅａｒ Ｐ
ｏｗｅｒ Ｇｅｎｅｒａｔｉｎｇ Ｓｔａｔｉｏｎｓ」（ＩＥＥＥ Ｓｔｄ ３８３－1974）

火災防護上重要な機器等及び重大事故等対処施設のうち，機器，配管，ダクト，ト又は電気学会技術報告Ⅱ部第 139 号（昭和 57 年 11 月）の垂直トレイ燃焼試験に合格し

レイ，電線管，盤の筐体及びこれらの支持構造物の主要な構造材は，ステンレス鋼，た難燃性ケーブルを使用する。また，必要に応じ延焼防止塗料を使用する。

低合金鋼，炭素鋼等の金属材料又はコンクリートの不燃性材料を使用する設計とすロ項a.(c)，b.(b)る。
(4) 建屋内における変圧器は乾式とし，遮断器は実用上可能な限りオイルレスとする。
(5)

安全機能を有する動力盤及び制御盤は，不燃性である鋼製の筐体，塩化ビニル等難燃性の配線ダクト及びテフロン等実用上可能な限り難燃性の電線を使用する。

ただし，配管のパッキン類は，その機能を確保するために必要な代替材料の使用が技術上困難であるため，金属で覆われた狭隘部に設置し直接火炎に晒されることのな
い設計とする。

(6) 換気設備のフィルタは，チャコールフィルタを除き難燃性のガラス繊維を使用する。
(7)

保温材は，不燃性の金属保温並びに難燃性のロックウール，グラスウール等を使用する。
(8) 建屋内装材は，実用上可能な限り不燃性材料及び難燃性材料を使用する。

金属に覆われたポンプ及び弁等の駆動部の潤滑油並びに金属に覆われた機器躯体ロ項a.(c)，b.(b)内部に設置する電気配線は，発火した場合でも他の火災防護上重要な機器等及び重大事故等対処施設に延焼しないことから，不燃性材料又は難燃性材料でない材料を使用する設計とする。
火災防護上重要な機器等及び重大事故等対処施設に使用する保温材は，原則，平成ロ項a.(c)，b.(b)12 年建設省告示第１４００号に定められたもの又は建築基準法で不燃性材料として認められたものを使用する設計とする。
火災防護上重要な機器等及び重大事故等対処施設を設置する建屋の内装材は，建築

ロ項a.(c)，b.(b)基準法で不燃性材料として認められたものを使用する設計とする。
ただし，管理区域の床に塗布されている耐放射線性のコーティング剤は，不燃性材

ロ項a.(c)，b.(b)料であるコンクリート表面に塗布すること，難燃性が確認された塗料であること，加熱源を除去した場合はその燃焼部が広がらないこと，原子炉格納容器内を含む建屋内に設置する火災防護上重要な機器等及び重大事故等対処施設は，不燃性又は難燃性の材料を使用し，その周辺における可燃物を管理することから，難燃性材料を使用する設計とする。
また，中央制御室の床面は，防炎性能を有するカーペットを使用する設計とする。

資 1-12-6

変 更

前

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後

火災防護上重要な機器等及び重大事故等対処施設に使用するケーブルは，実証試験

記載しない理由ロ項a.(c)，b.(b)により自己消火性（ＵＬ 垂直燃焼試験）及び耐延焼性（ＩＥＥＥ３８３（光ファイバ
ケーブルの場合はＩＥＥＥ１２０２）垂直トレイ燃焼試験）を確認した難燃ケーブルを使用する設計とする。
ただし，実証試験により耐延焼性等が確認できない放射線モニタケーブル及び重大ロ項a.(c)，b.(b)

事故等対処施設である通信連絡設備の機器本体に使用する専用ケーブルは，難燃ケー
ブルと同等以上の性能を有する設計とするか，代替材料の使用が技術上困難な場合
は，当該ケーブルの火災に起因して他の火災防護上重要な機器等及び重大事故等対処
施設において火災が発生することを防止するための措置を講じる設計とする。
また，上記ケーブル以外の非難燃ケーブルについては，原則，難燃ケーブルに取り

ロ項 a.(c)，b.(b)替えて使用する設計とするが，ケーブルの取替に伴い安全上の課題が生じる場合には，難燃ケーブルを使用した場合と同等以上の難燃性能を確保できる代替措置（複合体）を施す設計又は電線管に収納する設計とする。
(a) 代替措置（複合体）を施す設計
複合体を構成する防火シートには，複合体の難燃性能を確保し形状を維持する

ロ項a.(c)

ため，不燃性，遮炎性，耐久性及び被覆性を確認する実証試験等でそれらの性能を有することを確認し，またケーブル及びケーブルトレイに悪影響を及ぼさない
ため，電気的機能，非腐食性及び重量増加の実証試験等でケーブル及びケーブル
トレイに影響を与えないことを確認したシートを使用する設計とする。
上記性能を有する防火シートを用いて形成する複合体は，イ.に示す複合体外部の火災を想定した場合に必要な設計を行った上で，ロ.に示す複合体内部の発火を想定した場合に必要な設計を加えることで，難燃ケーブルを使用した場合と同等以上の難燃性能を確保する設計とする。
イ. 複合体外部の火災を想定した場合の設計
複合体は，複合体外部の火災に対して，燃焼の 3 要素（熱（火炎），酸素量， ロ項a.(c)可燃物）のうち熱（火炎）を遮断するため，以下の(イ)～(ニ)に示すとおり非難燃ケーブルの露出を防止することにより，難燃ケーブルを使用した場合と同等以上の難燃性能が確保できる設計とする。また，複合体は，耐延焼性を確認する実証試験にて自己消火し燃え止まること，及び延焼による損傷長が難燃ケーブルよりも短くなることを確認する。
(イ) 非難燃ケーブル及びケーブルトレイを，防火シートに重ね代を設けながら覆ロ項a.(c)

資 1-12-7

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前

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後

記載しない理由う。防火シート間重ね代は，ハ．に示す複合体の耐延焼性を確認する実証試験
によって自己消火し燃え止まること，延焼による損傷長が難燃ケーブルよりも短くなることを確認した重ね代を確保する。さらに，基準地震動Ｓｓによる外力（以下「外力（地震）」という。）が加わっても重ね代を確保するため，この重ね代に外力（地震）に対する防火シートの被覆性の実証試験で確認されるずれの大きさに裕度を確保した値を加えた重ね代とする。
防火シート重ね部の重ね回数は，ケーブル及びケーブルトレイの機能が損なわれないように，熱の蓄積による影響として，複合体形成後の電流値が設計基準におけるトレイ形状での電流値と比較し，通電機能が損なわれない電流低減
度合いであり，かつケーブルトレイの重量増加の影響として，ケーブルトレイの重量余裕以内である重ね回数とする。
(ロ) 防火シートで覆った状態を維持するため，防火シートは，結束ベルトで固定

ロ項a.(c)する。防火シートは，外力（地震）に対する防火シートの被覆性の実証試験で外れないことを確認した結束ベルトによりシート重ね部を固定することに加えて，非難燃ケーブルが露出しないことを確認した間隔にて固定する。
(ハ) 施工後，複合体の難燃性能を維持する上で，防火シートのずれ，隙間及び傷ロ項a.(c)の範囲を考慮し，これらの範囲を外力（地震）に対する防火シートの被覆性を実証試験により確認した防火シートをケーブル表面に沿わせて有意な隙間がないように巻き付ける。
(ニ) 防火シートの隙間が拡大することを抑えるため，外力（地震）に対する防火ロ項a.(c)シートの被覆性の実証試験で外れないことを確認したファイアストッパにより防火シート重ね部を押え付ける。
ロ. 複合体内部の発火を想定した場合の設計
複合体は，短絡又は地絡に起因する過電流により複合体内部の非難燃ケーブル

ロ項a.(c)が発火した火災に対して，酸素量を抑制するために以下の(イ)に示す複合体内部
を閉鎖空間とする措置を講じるとともに，複合体外部への延焼を抑制するために
以下の(ロ)に示す複合体外部への火炎の噴出を防止する措置を講じることにより，難燃ケーブルを使用した場合と同等以上の難燃性能が確保できる設計とする。
また，複合体は，複合体内部ケーブルの耐延焼性を確認する実証試験によって過電流が継続しない場合は自己消火し燃え止まること，及び遮炎性を確認する実証試験によって防火シートで複合体内部の火炎が遮られ外部に噴出しないことを確認する。

資 1-12-8

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前

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後

記載しない理由(イ) 複合体内部を閉鎖空間とする措置
ⅰ.

ケーブルトレイが火災区画の境界となる壁，天井又は床を貫通する部分にロ項a.(c)3 時間以上の耐火能力を確認した耐火シールを処置する。
ⅱ.

ファイアストッパは，耐延焼性の実証試験で特定した延焼の可能性のあるトレイ敷設方向で，防火シート重ね部を押え付けるようケーブルトレイに設置する。
ⅲ.

ファイアストッパは，耐延焼性の実証試験で複合体が燃え止まることを確認したファイアストッパにて防火シートを押え付ける。
ⅳ.

施工後，複合体の難燃性能を維持する上で，防火シートのずれ，隙間及び傷の範囲を考慮し，これらの範囲を外力（地震）に対する防火シートの被覆性を実証試験により確認した防火シートをケーブル表面に沿わせ，有意な隙間がないように巻き付ける。
(ロ) 複合体外部への火炎の噴出を防止する措置
ⅰ.

ケーブル及びケーブルトレイを，防火シートに重ね代を設けながら覆う。

ロ項a.(c)

防火シートの重ね代は，イ.(イ)で設計した重ね代とする。
ⅱ.

防火シートで覆った状態を維持するため，防火シートは，結束ベルトで固定する。防火シートは，外力（地震）に対する防火シートの被覆性の実証試験で外れないことを確認した結束ベルトによりシート重ね部を固定することに加えて，非難燃ケーブルが露出しないことを確認した間隔にて固定する。
ⅲ.

防火シートの隙間が拡大することを抑えるため，外力（地震）に対する防火シートの被覆性の実証試験で外れないことを確認したファイアストッパにより防火シート重ね部を押え付ける。
ハ. 複合体の仕様，構造及び寸法以上の設計方針により設計した複合体を構成する防火シート，結束ベルト及びロ項a.(c)ファイアストッパの仕様並びに複合体の構造及び寸法を以下に示す。
(イ) 防火シートの仕様
以下のⅰ.～ⅷ.に示す試験で性能を確認した防火シートと同一仕様であり，同試験を満足する性能を有する防火シートを使用する。
ⅰ. 不燃性ロ項a.(c)実証試験：発熱性試験
一般財団法人 日本建築総合試験所 防耐火性能試験・評価業務方法書 8A103-01
判定基準

資 1-12-9

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前

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後

記載しない理由

・総発熱量が 8 MJ/m2 以下であること・防火上有害な裏面まで貫通するき裂及び穴がないこと
・最高発熱速度が，10 秒以上継続して 200 kW/m2 を超えないこと
ⅱ. 遮炎性ロ項a.(c)

実証試験：(ⅰ) 遮炎・準遮炎性能試験（70 分）
一般財団法人 日本建築総合試験所 防耐火性能試験・評価業務方法書 8A103-01
判定基準
・火炎が通るき裂等の損傷及び隙間を生じないこと
・非加熱面で 10 秒を超えて継続する発炎がないこと
・非加熱面で 10 秒を超えて連続する火炎の噴出がないこと(ⅱ) 過電流模擬試験（ヒータ加熱）
複合体内部に一層敷設した高圧電力ケーブルに対して，マイクロヒ
ータを取り付け，絶縁材及びシース材の発火温度を超える温度で加熱する。
判定基準
・発火したケーブルの火炎が複合体外部へ噴出しないこと
ⅲ. 耐久性ロ項a.(c)(ⅰ) 熱劣化試験・放射線照射試験
実証試験：熱劣化試験，放射線照射試験
電気学会技術報告Ⅱ部第 139 号（原子力発電所用電線・ケーブルの環境試験方法ならびに耐延焼性試験方法に関する推奨案）(ⅱ) 耐寒性実証試験：耐寒性試験「ＪＩＳ Ｃ ３６０５ 600V ポリエチレンケーブル」の耐寒(ⅲ) 耐水性
実証試験：耐水性試験「ＪＩＳ Ｋ ５６００－６－２ 塗料一般試験方法－第 6 部：塗膜の化学的性質－第 2 節：耐液体性（水浸せき法）」(ⅳ) 耐薬品性実証試験：耐薬品性試験「ＪＩＳ Ｋ ５６００－６－１ 塗料一般試験方法－第 6 部：塗膜の化学的性質－第 1 節：耐液体性（一般的方法）」(ⅴ) 耐油資 1-12-10

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前

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後

記載しない理由

実証試験：耐油試験
「ＪＩＳ Ｃ ２３２０の 1 種 2 号絶縁油」(ⅵ) 耐塩水性実証試験：耐塩水性試験「ＪＩＳ Ｋ ５６００」
判定基準（(ⅰ)～(ⅵ)共通）
・外観に割れ，膨れ，変色のないこと
ⅳ. 外力（地震）に対する被覆性

ロ項a.(c)実証試験：加振試験
基準地震動Ｓｓにおいて裕度を持った試験加速度を設定し実施
なお，防火シート間重ね代の設定値に保守性を考慮するため防火シート重
ね部のずれを測定する。
判定基準
・ケーブルが外部に露出しないこと
ロ項a.(c)ⅴ. 電気的機能(ⅰ) 通電機能実証試験：電流低減率試験「ＩＥＥＥ８４８－1996 に準じた試験方法」
判定基準
・電流低減率が設計の範囲内であること(ⅱ) 絶縁機能実証試験：絶縁抵抗試験「ＪＩＳＣ

３００５ゴム・プラスチック絶縁電線試験方法」の絶縁

抵抗に準拠
判定基準
・2500 MΩ・km 以上であること
実証試験：耐電圧試験「ＪＩＳ Ｃ ３６０５ 600V ポリエチレンケーブル」の耐電圧試験に準
拠判定基準
・防火シートの施工前後で 1 分間の規定電圧印加に耐えること
ⅵ. 非腐食性ロ項a.(c)実証試験：ｐＨ試験「ＪＩＳ Ｋ ６８３３－１ 接着剤－一般試験方法－第 1 部：基本特性の資 1-12-11

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前

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後

記載しない理由

求め方」のｐＨ
判定基準
・中性の範囲（ｐＨ6～8）
ⅶ. 重量増加
評価内容：防火シート等の施工による重量増加がケーブルトレイの設計の範囲内であることを確認
判定基準
・ケーブルトレイの設計の範囲内（重量余裕の範囲内）
ロ項a.(c)ⅷ. 耐延焼性実証試験：(ⅰ) 複合体外部の火災を想定した試験①

ケーブル種類ごとの耐延焼性
ＩＥＥＥ

Ｓｔｄ

３８３-1974 垂直トレイ燃焼試験を基礎とした「電気学会技術報告Ⅱ部第 139 号（原子力発電所用電線・ケーブルの環境試験
方法ならびに耐延焼性試験方法に関する推奨案）」の燃焼条件に準拠した
方法
判定基準
・複合体が燃え止まること・複合体の損傷長が難燃ケーブルの損傷長（1010 mm）より短いこと②

加熱熱量の違いによる耐延焼性

ロ項a.(c)①の試験で最も複合体の損傷長が長いケーブルを用いて，①の燃焼条件のうち加熱熱量を変化させる。（加熱熱量は 20 kW，30 kW にて試験を行う）
判定基準
・複合体が燃え止まること・複合体の損傷長が難燃ケーブルの損傷長（20 kW:1780 mm，30 kW:2030mm）より短いこと③

複合体構成要素のばらつきを組合せた耐延焼性①の試験で最も複合体の損傷長が長いケーブルを用いて，複合体損傷長ロ項a.(c)が最も長くなるように構成品のばらつきを組合せた複合体を①の燃焼条件にて燃焼させる。
判定基準
・複合体が燃え止まること・複合体の損傷長が難燃ケーブルの損傷長（1780 mm）より短いこと

資 1-12-12

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前

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後

(ⅱ) 複合体内部の発火を想定した試験①

記載しない理由ロ項a.(c)

内部ケーブルの耐延焼性
・延焼の可能性のあるトレイ敷設方向を特定するため，
水平，勾配（45°），
垂直トレイにおいて(ⅰ)①の試験で最も複合体の損傷長が長いケーブ
ルを用いた複合体の内部ケーブルを，(ⅰ)①の燃焼条件にて直接燃焼させる。
・特定したトレイ敷設方向に対してファイアストッパを設置し燃焼させる。
判定基準
・燃え止まること(ⅲ) 複合体が不完全な状態を仮定した場合の性能評価の確認①

ロ項a.(c)複合体外部の火災を想定した試験(ⅰ)①の試験で最も複合体の損傷長が長いケーブルを用いて，複合体のケーブルが露出した不完全な状態でも燃え止まることを(ⅰ)①の燃焼条件にて燃焼させる。
判定基準
・複合体が燃え止まること・複合体の損傷長が難燃ケーブルの損傷長（1780 mm）より短いこと②

複合体内部の発火を想定した試験(ⅰ)①の試験で最も複合体の損傷長が長いケーブルを用いて，ファイア

ストッパが l つ脱落した場合を想定し，防火シートが剥がれたこととした複合体の内部ケーブルを，(ⅰ)①の燃焼条件にて直接燃焼させる。
このとき，加熱源とファイアストッパによる防火シ一トの押さえ箇所までの間を 1750 ㎜とする。
判定基準
・複合体内部のケーブルが燃え止まること
・外部の火災を想定した場合の難燃ケーブルの損傷長（1780 mm）より短いこと(ロ) 結束ベルトの仕様
以下のⅰ.及びⅱ.に示す試験で性能を確認した結束ベルトと同一仕様であロ項a.(c)

り，同試験を満足する性能を有する結束ベルトを使用する。
ⅰ. 耐久性(ⅰ) 熱劣化試験・放射線照射試験
実証試験：熱劣化試験，放射線照射試験
電気学会技術報告Ⅱ部第 139 号（原子力発電所用電線・ケーブルの環

資 1-12-13

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前

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後

記載しない理由

境試験方法ならびに耐延焼性試験方法に関する推奨案）(ⅱ) 耐寒性実証試験：耐寒性試験「ＪＩＳ Ｃ ３６０５ 600V ポリエチレンケーブル」の耐寒(ⅲ) 耐水性
実証試験：耐水性試験「ＪＩＳ Ｋ ５６００－６－２ 塗料一般試験法－第 6 部：塗膜の化学的性質－第 2 節：耐液体性（水浸せき法）」(ⅳ) 耐薬品性実証試験：耐薬品性試験「ＪＩＳ Ｋ ５６００－６－１ 塗料一般試験法－第 6 部：塗膜の化学的性質－第 1 節：耐液体性（一般的方法）」
判定基準（(ⅰ)～(ⅳ)共通）
・外観に割れ，膨れ，変色のないこと
ⅱ. 外力（地震）に対する被覆性

ロ項a.(c)実証試験：加振試験
基準地震動Ｓｓにおいて裕度を持った試験加速度を設定し実施
判定基準
・結束ベルトが外れないこと・ケーブルが外部に露出しないこと(ハ) ファイアストッパの仕様

ロ項a.(c)以下のⅰ.及びⅱ.に示す試験で性能を確認したファイアストッパと同一仕様であり，同試験を満足する性能を有するファイアストッパを使用する。
ⅰ. 外力（地震）に対する被覆性実証試験：加振試験
基準地震動Ｓｓにおいて裕度を持った試験加速度を設定し実施
判定基準
・ファイアストッパが外れないこと（垂直トレイのみ）
ⅱ. 耐延焼性実証試験：複合体内部の発火を想定した試験(ⅰ) 内部ケーブルの耐延焼性(イ)ⅶ.(ⅱ)の試験方法及び判定基準と同様(ニ) 複合体の構造及び寸法
複合体の構造及び寸法は，防火シート，結束ベルト及びファイアストッパのロ項a.(c)

資 1-12-14

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前

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後

記載しない理由

性能を(イ)～(ハ)に示す試験で確認する結果を基に，以下のⅰ.～ⅶ.のとおり設定する。
ⅰ. 防火シート間重ね代

ロ項a.(c)(イ)ⅱ.(ⅱ)及び(イ)ⅶ.の試験を満足する重ね代に，(イ)ⅳ.の試験で確認される防火シートのずれの大きさに裕度を確保した値を加えた重ね代を設定する。
ただし，最も施工範囲が広い直線形トレイについては，以下のⅶ.を満足する範囲内で施工性を考慮して上限値を設定する。
ⅱ. 防火シートとケーブル間の隙間(イ)ⅶ.(ⅲ)の試験を満足する隙間の範囲内とするため，防火シートとケーブル間に有意な隙間がないよう防火シートを巻き付ける。
ⅲ. 結束ベルト間隔(ロ)ⅱ.の試験を満足することを確認した間隔以内となる間隔を設定する。
ⅳ. ファイアストッパ設置対象(ハ)ⅱ.の試験にて延焼の可能性があると特定したトレイ敷設方向を対象に設定する。
ⅴ. ファイアストッパの押さえ付け時寸法(ハ)ⅱ.の試験を満足するファイアストッパの押さえ付け時寸法以内となる寸法を設定する。
ⅵ. ファイアストッパ間隔(ハ)ⅰ.の試験を満足するファイアストッパ間隔未満とする。
ⅶ. 防火シートの巻き付け回数
熱の蓄積による影響として，複合体形成後の電流値が，新たに敷設するケーブル選定時に使用する設計基準におけるトレイ形状での電流値と比較し，通電機能が損なわれない電流低減度合いであり，かつケーブルトレイの重量増加の影響として，ケーブルトレイの重量余裕以内である巻き付け回数を設定する。
(b) 電線管に収納する設計
複合体とするケーブルトレイから火災防護上重要な機器等及び重大事故等対処ロ項a.(c)

施設に接続するために電線管で敷設される非難燃ケーブルは，火災を想定した場合にも延焼が発生しないように，電線管に収納するとともに，電線管の両端は電線管
外部からの酸素供給防止を目的として，難燃性の耐熱シール材を処置する設計とする。
火災防護上重要な機器等及び重大事故等対処施設のうち，換気空調設備のフィル

ロ項a.(c)，b.(b)資 1-12-15

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前

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後

タはチャコールフィルタを除き，「ＪＩＳ記載しない理由Ｌ

１０９１（繊維製品の燃焼性試験

方法）」又は「ＪＡＣＡ №11A-2003（空気清浄装置用ろ材燃焼性試験方法指針（公益社団法人 日本空気清浄協会））」を満足する難燃性材料を使用する設計とする。
火災防護上重要な機器等及び重大事故等対処施設のうち，屋内の変圧器及び遮断ロ項a.(c)，b.(b)器は，可燃性物質である絶縁油を内包していないものを使用する設計とする。
2.4 落雷，地震等の自然現象による火災の発生防止
原子炉施設内の構築物，系統及び機器は，以下のとおり落雷，地震の自然現象により火c.

自然現象による火災の発生防止
自然現象として，地震，津波（重大事故等対処施設については，敷地に遡上する津災が生じることがないように防護した設計とする。

波を含む。
），洪水，風（台風），竜巻，凍結，降水，積雪，落雷，火山の影響，生物学

2.4.1 避雷設備的事象，森林火災及び高潮を考慮する。

原子炉施設の避雷設備として，建築基準法施行令に従い，原子炉格納施設等に避雷針を設け，落雷による火災発生を防止する。

ロ項 a.(c)，b.(b)これらの自然現象のうち，火災を発生させるおそれのある落雷，地震，竜巻（風（台風）を含む。
）及び森林火災について，これらの現象によって火災が発生しないように，以下のとおり火災防護対策を講じる設計とする。
落雷によって，発電用原子炉施設内の構築物，系統及び機器に火災が発生しないよう，避雷設備の設置及び接地網の敷設を行う設計とする。

2.4.2 耐震設計

火災防護上重要な機器等は，耐震クラスに応じて十分な支持性能をもつ地盤に設置

安全機能を有する構築物，系統及び機器は，「発電用原子炉施設に関する耐震設計

する設計とするとともに，「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する審査指針」の耐震設計上の重要度分類に従った耐震設計を行い，破損又は倒壊を防規則の解釈」（平成 25 年 6 月 19 日原子力規制委員会）に従い，耐震設計を行う設計

ぐことにより火災発生を防止する。

とする。
重大事故等対処施設は，施設の区分に応じて十分な支持性能をもつ地盤に設置する

ロ項a.(c)ロ項b.(b)

設計とするとともに，「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則の解釈」（平成 25 年 6 月 19 日原子力規制委員会）に従い，耐震設計を行う設計とする。
火災防護上重要な機器等及び重大事故等対処施設は，森林火災から，防火帯による

ロ項a.(c)，b.(b)防護により，火災発生防止を講じる設計とし，竜巻（風（台風）を含む。
）から，竜巻
防護対策設備の設置，固縛及び常設代替高圧電源装置の燃料油が漏えいした場合の拡大防止対策等により，火災の発生防止を講じる設計とする。
3.

火災の検知及び消火対策(2) 火災の感知及び消火安全機能を有する構築物，系統及び機器に使用する材料は，実用上可能な限り不燃性又火災区域又は火災区画の火災感知設備及び消火設備は，火災防護上重要な機器等及びは難燃性とし，火災の発生を防止するための予防措置を講じていることから，火災の可能

重大事故等対処施設に対して火災の影響を限定し，早期の火災感知及び消火を行う設計

性は小さいが，万一の場合に備え，火災報知設備及び消火設備を設ける。

とする。

ロ項a.(c)，b.(b)資 1-12-16

変 更

前

変 更

後

火災感知設備及び消火設備は，「1.(1)c. 自然現象による火災の発生防止」で抽出し記載しない理由ロ項a.(c)，b.(b)た自然現象に対して，火災感知及び消火の機能，性能が維持できる設計とする。
火災感知設備及び消火設備については，火災区域及び火災区画に設置された火災防護上重要な機器等の耐震クラス及び重大事故等対処施設の区分に応じて，地震に対して機能を維持できる設計とする。
3.1 火災報知設備
火災報知設備は，火災感知器及び火災受信機等で構成する。
3.1.1 火災感知器

a.

火災感知設備
火災感知設備の火災感知器（一部「東海，東海第二発電所共用」（以下同じ。））は， ロ項 a.(c)(e)，b.(b)，ヌ項
火災区域又は火災区画における放射線，取付面高さ，温度，湿度，空気流等の環境条

火災感知器は，火災の発生による原子炉に外乱が及び，かつ，原子炉保護設備又は件，予想される火災の性質を考慮し，火災感知器を設置する火災区域又は火災区画の工学的安全施設作動設備の作動を要求される場合の高温停止を達成するに必要な系

火災防護上重要な機器等及び重大事故等対処施設の種類に応じ，火災を早期に感知で統及び機器，原子炉を低温停止するに必要な系統及び機器，放射性物質の抑制されきるよう，固有の信号を発するアナログ式の煙感知器及びアナログ式の熱感知器の異ない放出を防止するに必要な系統及び機器並びにそれらが機能する必要な計測制御

なる種類の火災感知器を組み合わせて設置する設計とする。

系，電源系及び冷却系等の関連系の設置区域に設置する。ただし，これら区域に設置

ただし，発火性又は引火性の雰囲気を形成するおそれのある場所及び屋外等は，環される系統及び機器が火災による悪影響を受ける可能性がない場合等は，火災感知

境条件や火災の性質を考慮し，非アナログ式の炎感知器（赤外線方式），非アナログ器を設置しない。

式の防爆型熱感知器，非アナログ式の防爆型煙感知器，非アナログ式の屋外仕様の炎

3.1.2 火災感知器設置要領

感知器（赤外線方式），アナログ式の屋外仕様の熱感知カメラ及び非アナログ式の熱(1) 火災感知器は，消防法施行規則に準じて，煙感知器又は熱感知器を設置する。
(2)

火災感知器の電源は，通常時は常用低圧母線から給電するが，交流電源喪失時には，火災受信機の蓄電池から給電することにより，その機能を失わないようにする。

感知器も含めた組み合わせで設置する設計とする。
非アナログ式の火災感知器は，環境条件等を考慮することにより誤作動を防止する設計とする。
なお，アナログ式の屋外仕様の熱感知カメラ及び非アナログ式の屋外仕様の炎感知器（赤外線方式）は，監視範囲に火災の検知に影響を及ぼす死角がないように設置す
る設計とする。

3.1.3 火災受信機設置要領
火災受信機は中央制御室に設置し，火災発生時には警報を発信するとともに，火災発生区域を表示できるようにする。

火災感知設備のうち火災受信機盤は中央制御室に設置し，火災感知設備の作動状況

ロ項 a.(c)(e)，b.(b)，ヌ項を常時監視できる設計とする。また，火災受信機盤は，構成されるアナログ式の受信機により作動した火災感知器を 1 つずつ特定できる設計とする。
屋外の海水ポンプエリアを監視するアナログ式の屋外仕様の熱感知カメラの火災受信機盤においては，カメラ機能による映像監視（熱サーモグラフィ）により火災発
生箇所の特定が可能な設計とする。
火災感知器は，自動試験機能又は遠隔試験機能により点検ができる設計とする。
自動試験機能又は遠隔試験機能を持たない火災感知器は，機能に異常がないことを確認するため，消防法施行規則に準じ，煙等の火災を模擬した試験を実施する。
火災感知設備は，外部電源喪失時又は全交流動力電源喪失時においても火災の感知

ロ項a.(c)，b.(b)が可能となるように蓄電池を設け，電源を確保する設計とする。また，火災防護上重要な機器等及び重大事故等対処施設を設置する火災区域又は火災区画の火災感知設

資 1-12-17

変 更

前

変 更

後

記載しない理由

備の電源は，非常用電源，常設代替高圧電源装置又は緊急時対策所用発電機からの受電も可能な設計とする。
火災区域又は火災区画の火災感知設備は，凍結等の自然現象によっても，機能，性ロ項a.(c)能が維持できる設計とする。
屋外に設置する火災感知設備は，-20 ℃まで気温が低下しても使用可能な火災感知

ロ項a.(c)

設備を設置する設計とする。
屋外の火災感知設備は，火災感知器の予備を保有し，万一，風水害の影響を受けた
場合にも，早期に取替を行うことにより機能及び性能を復旧する設計とする。
3.2 消火設備
消火設備は，消火栓設備，二酸化炭素消火設備，全域ハロン消火設備及び消火器で構成

b.

消火設備
火災防護上重要な機器等及び重大事故等対処施設を設置する火災区域又は火災区する。

画の消火設備は，破損，誤作動又は誤操作が起きた場合においても，原子炉を安全に

3.2.1 消火設備設置対象区域停止させるための機能又は重大事故等に対処するために必要な機能を有する電気及(1) 火災防護上，以下の区域に消火設備を設置する。
a.

原子炉格納容器，原子炉建屋，タービン建屋等には，すべての区域の消火活動に対処できるように屋内又は屋外に消火栓を設置する。

b.

火災の影響軽減対策として，火災荷重の大きいディーゼル発電機室には，二酸化炭素消火設備を設置する。

3.2.2 消火設備の設置要領

ロ項a.(c)，b.(b)，ヌ項

び機械設備に影響を与えない設計とし，火災発生時の煙の充満又は放射線の影響により消火活動が困難となるところは，自動消火設備又は手動操作による固定式ガス消火設備を設置して消火を行う設計とする。火災発生時の煙の充満又は放射線の影響により消火活動が困難とならないところは，消火器又は水により消火を行う設計とする。
なお，消火設備の破損，誤作動又は誤操作に伴う溢水による安全機能及び重大事故等に対処する機能への影響については，浸水防護設備の基本設計方針にて確認する。

消火設備は，「消防法施行令」に準じて設置する。
なお，汚染の可能性のある消火排水が建屋外へ流出するおそれがある場合には，建原子炉格納容器は，運転中は窒素に置換され火災は発生せず，内部に設置された火

屋外に通じる出入口部に堰又はトレンチあるいは床面スロープを設置し，消火排水

災防護上重要な機器等が火災により機能を損なうおそれはないことから，原子炉起動を床ドレンより液体廃棄物処理設備に導く。

中並びに低温停止中の状態に対して措置を講じる設計とし，消火については，消火器

3.2.3 消火用水供給設備
消火栓への消火用水供給設備は，中央制御室で水位を監視できるろ過水貯蔵タン
ク，電動機駆動消火ポンプ，ディーゼル駆動消火ポンプ及び消火用水配管等で構成

ロ項a.(c)

又は消火栓を用いた消火ができる設計とする。火災の早期消火を図るために，原子炉格納容器内の消火活動の手順を定めて，自衛消防隊（運転員，消防隊）の訓練を実施する。

する。消火用水は，これらの消火ポンプで建屋内外に布設された消火用水配管に導かれ，必要箇所に送水される。また，消火ポンプ故障時には，中央制御室に警報を発信する。
3.3 消火設備の破損，誤動作又は誤操作対策
消火設備は，以下のとおり破損，誤動作又は誤操作によって安全機能を有する構築物，

なお，原子炉格納容器内において火災が発生した場合，原子炉格納容器の空間体積

ロ項a.(c)（約 9800 m3）に対してパージ用排風機の容量が約 16980 m3/h であることから，煙が充満しないため，消火活動が可能であることから，消火器又は消火栓を用いた消火ができる設計とする。

系統及び機器の安全機能を喪失しないようにする。
(1) 消火設備は，安全機能を有する構築物，系統及び機器に対し，地震に伴う波及的影
響を及ぼさないようにする。
(2)

ディーゼル発電機は，二酸化炭素消火設備の誤動作又は誤操作により，ディーゼ

中央制御室は，消火器で消火を行う設計とし，中央制御室制御盤内の火災について

ロ項a.(c)(e)は，電気機器への影響がない二酸化炭素消火器で消火を行う設計とする。また，中央制御室床下コンクリートピットについては，中央制御室からの手動操作により早期の資 1-12-18

変 更

前

変 更

後

ル機関内の燃焼が阻害されることがないよう，ディーゼル機関に外気を直接吸気し，起動も可能なハロゲン化物自動消火設備（局所）を設置する設計とする。

記載しない理由

室外へ排気する。
火災防護上重要な機器等及び重大事故等対処施設を設置する火災区域又は火災区画

ロ項a.(c)，b.(b)の消火設備は，以下の設計を行う。
(a) 消火設備の消火剤の容量
イ. 消火設備の消火剤は，想定される火災の性質に応じた十分な容量を確保するたロ項a.(c)，b.(b)め，消防法施行規則及び試験結果に基づく容量を配備する設計とする。
ロ. 消火用水供給系は，2 時間の最大放水量を確保する設計とする。

ロ項a.(c)，b.(b)ハ. 屋内，屋外の消火栓は，消防法施行令に基づく容量を確保する設計する。

ロ項a.(c)，b.(b)(b) 消火設備の系統構成
イ. 消火用水供給系の多重性又は多様性
屋内消火用水供給系の水源は，ろ過水貯蔵タンク，多目的タンクを設置し，構ロ項a.(c)，b.(b)内（屋外）消火用水供給系は，多目的タンク，原水タンクを設置し多重性を有する設計とする。
屋内消火用水供給系の消火ポンプは，電動機駆動消火ポンプ，ディーゼル駆動
消火ポンプを設置し，多様性を有する設計とする。
構内（屋外）消火用水供給系の消火ポンプは，電動機駆動の構内消火用ポンプ，
ディーゼル駆動構内消火ポンプを設置し，多様性を有する設計とする。
ディーゼル駆動消火ポンプ及びディーゼル駆動構内消火ポンプの駆動用燃料

ロ項a.(c)，b.(b)は，それぞれディーゼル駆動消火ポンプ用燃料タンク（東海，東海第二発電所共用）及びディーゼル駆動構内消火ポンプに付属する燃料タンクに貯蔵する。
ロ. 系統分離に応じた独立性
原子炉の高温停止及び低温停止を達成し，維持するために必要な構築物，系統

ロ項a.(c)及び機器の相互の系統分離を行うために設けられた火災区域又は火災区画に設置されるハロゲン化物自動消火設備（全域），ハロゲン化物自動消火設備（局所）及び二酸化炭素自動消火設備（全域）は，以下に示すとおり系統分離に応じた独立性を備えた設計とする。
(イ) 動的機器である選択弁は多重化する。
(ロ) 容器弁及びボンベを必要数より 1 つ以上多く設置する。
重大事故等対処施設は，重大事故に対処する機能と設計基準事故対処設備のロ項 a.(c)資 1-12-19

変 更

前

変 更

後

記載しない理由

安全機能が単一の火災によって同時に機能喪失しないよう，区分分離や位置的分散を図る設計とする。
重大事故等対処施設のある火災区域又は火災区画，及び設計基準事故対処設
備のある火災区域又は火災区画に設置するハロゲン化物自動消火設備（全域），
ハロゲン化物自動消火設備（局所）及び二酸化炭素自動消火設備（全域）は，
上記の区分分離や位置的分散に応じた独立性を備えた設計とする。
ハ. 消火用水の優先供給
消火用水供給系は，飲料水系や所内用水系等と共用する場合には，隔離弁を設ロ項a.(c)，b.(b)

置して遮断する措置により，消火用水の供給を優先する設計とする。
(c) 消火設備の電源確保
ディーゼル駆動消火ポンプ及びディーゼル駆動構内消火ポンプは，外部電源喪失

ロ項a.(c)，b.(b)時にもディーゼル機関を起動できるように蓄電池を設け，電源を確保する設計とする。
二酸化炭素自動消火設備（全域），ハロゲン化物自動消火設備（全域），ハロゲン

ロ項a.(c)，b.(b)

化物自動消火設備（局所）（ケーブルトレイ用は除く。
）は，外部電源喪失時にも消火ができるように，非常用電源から受電するとともに，設備の作動に必要な電源を供給する蓄電池も設け，全交流動力電源喪失時にも電源を確保する設計とする。
ケーブルトレイ用のハロゲン化物自動消火設備（局所）については，作動に電源が不要な設計とする。
(d) 消火設備の配置上の考慮
イ. 火災による二次的影響の考慮
ハロゲン化物自動消火設備（全域）及び二酸化炭素自動消火設備（全域）のボ

ロ項a.(c)，b.(b)ンベ及び制御盤は，火災防護上重要な機器等及び重大事故等対処施設に悪影響を及ぼさないよう，消火対象となる機器が設置されている火災区域又は火災区画と別の区画に設置する設計とする。
また，ハロゲン化物自動消火設備（全域）及び二酸化炭素自動消火設備（全域） ロ項a.(c)，b.(b)は，電気絶縁性の高いガスを採用し，火災の火炎，熱による直接的な影響のみならず，煙，流出流体，断線及び爆発等の二次的影響が，火災が発生していない火災防護上重要な機器等及び重大事故等対処施設に影響を及ぼさない設計とする。
ハロゲン化物自動消火設備（局所）は，電気絶縁性の高いガスを採用するとともに，ケーブルトレイ用のハロゲン化物自動消火設備（局所）及び電源盤・制御盤用のハロゲン化物自動消火設備（局所）については，ケーブルトレイ内又は盤

資 1-12-20

変 更

前

変 更

後

記載しない理由

内に消火剤を留める設計とする。
また，消火対象と十分に離れた位置にボンベ及び制御盤を設置することで，火災の火炎，熱による直接的な影響のみならず，煙，流出流体，断線及び爆発等の二次的影響が，火災が発生していない火災防護上重要な機器等及び重大事故等対処施設に影響を及ぼさない設計とする。
消火設備のボンベは，火災による熱の影響を受けても破損及び爆発が発生しない

ロ項a.(c)，b.(b)よう，ボンベに接続する安全弁によりボンベの過圧を防止する設計とする。
また，防火ダンパを設け，煙の二次的影響が火災防護上重要な機器等及び重大事

ロ項a.(c)

故等対処施設に悪影響を及ぼさない設計とする。
ロ. 管理区域からの放出消火剤の流出防止
管理区域内で放出した消火剤は，放射性物質を含むおそれがあることから，管ロ項 a.(c)，b.(b)

理区域外への流出を防止するため，管理区域と非管理区域の境界に堰等を設置するとともに，各フロアの建屋内排水系により液体廃棄物処理設備に回収し，処理する設計とする。
ハ. 消火栓の配置
火災防護上重要な機器等及び重大事故等対処施設を設置する火災区域又は火ロ項 a.(c)，b.(b)

災区画に設置する屋内，屋外の消火栓は，消防法施行令に準拠し，すべての火災
区域又は火災区画の消火活動に対処できるように配置する設計とする。
(e) 消火設備の警報
イ. 消火設備の故障警報
電動機駆動消火ポンプ，構内消火用ポンプ，ディーゼル駆動消火ポンプ，ディ

ロ項 a.(c)，b.(b)ーゼル駆動構内消火ポンプ，ハロゲン化物自動消火設備（全域），ハロゲン化物
自動消火設備（局所）及び二酸化炭素自動消火設備（全域）は，電源断等の故障警報を中央制御室に発する設計とする。
ロ. 固定式ガス消火設備の職員退避警報
固定式ガス消火設備であるハロゲン化物自動消火設備（全域），ハロゲン化物

ロ項 a.(c)，b.(b)自動消火設備（局所）（ケーブルトレイ用及び電源盤・制御盤用を除く）及び二酸
化炭素自動消火設備（全域）は，作動前に職員等の退出ができるように警報又は音声警報を発する設計とする。
ケーブルトレイ用及び電源盤・制御盤用のハロゲン化物自動消火設備（局所）は，消火剤に毒性がなく，消火時に生成されるフッ化水素は防火シートを設置し

資 1-12-21

変 更

前

変 更

後

記載しない理由たケーブルトレイ内又は金属製の盤内に留まり，外部に有意な影響を及ぼさないため，消火設備作動前に退避警報を発しない設計とする。
3.4 自然現象に対する火災報知設備及び消火設備の性能維持
火災報知設備及び消火設備の耐震重要度分類はＣクラスとする。また，屋外消火栓は(f) 消火設備に対する自然現象の考慮
イ. 凍結防止対策

凍結防止構造とする。さらに，消火設備を内蔵する建屋，構築物等は，台風に対し消火

屋外消火設備の配管は，保温材により配管内部の水が凍結しない設計とする。 ロ項a.(c)

設備の性能が著しく阻害されないよう建築基準法施行令等に基づき設計する。

屋外消火栓は，凍結を防止するため，自動排水機構により消火栓内部に水が溜
まらないような構造とする設計とする。
ロ. 風水害対策
消火用水供給系の消火設備を構成する電動機駆動消火ポンプ，構内消火用ポンロ項a.(c)プ，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，ハロゲン化物
自動消火設備（全域），ハロゲン化物自動消火設備（局所）及び二酸化炭素自動消火設備（全域）は，風水害により性能が著しく阻害されることがないよう，建屋内に設置する設計とする。
ハ. 地盤変位対策
地震時における地盤変位対策として，水消火配管のレイアウト，配管支持長さロ項a.(c)からフレキシビリティを考慮した配置とすることで，地盤変位による変形を配管
系統全体で吸収する設計とする。さらに，屋外消火配管が破断した場合でも移動式消火設備を用いて屋内消火栓へ消火用水の供給ができるよう，建屋に給水接続口を設置する設計とする。
(g) その他
イ. 移動式消火設備
移動式消火設備は，恒設の消火設備の代替として消火ホース等の資機材を備え

ロ項a.(c)，b.(b)付けている移動式消火設備を 1 台（予備 1 台）配備する設計とする。
ロ. 消火用の照明器具
建屋内の消火栓，消火設備現場盤の設置場所及び設置場所までの経路には，移ロ項a.(c)，b.(b)動及び消火設備の操作を行うため，消防法で要求される消火継続時間 20 分に現場への移動等の時間も考慮し，2 時間以上の容量の蓄電池を内蔵する照明器具を設置する設計とする。
ハ. ポンプ室の煙の排気対策
火災発生時の煙の充満により消火活動が困難となるポンプ室には，消火活動にロ項a.(c)，b.(b)よらなくとも迅速に消火できるように固定式ガス消火設備を設置し，鎮火の確認

資 1-12-22

変 更

前

変 更

後

記載しない理由のために運転員や消防隊員がポンプ室に入る場合については，再発火するおそれがあることから，十分に冷却時間を確保した上で可搬型排煙装置により換気が可能な設計とする。
ニ. 使用済燃料貯蔵設備，新燃料貯蔵設備及び使用済燃料乾式貯蔵設備
使用済燃料貯蔵設備は，水中に設置されたラックに燃料を貯蔵することで未臨

ロ項a.(c)，b.(b)界性が確保される設計とする。
新燃料貯蔵設備については，消火活動により消火用水が放水され，水に満たさロ項a.(c)，b.(b)れた状態となっても未臨界性が確保される設計とする。
使用済燃料乾式貯蔵設備は，使用済燃料を乾式で貯蔵する密封機能を有する容ロ項a.(c)，b.(b)器であり，使用済燃料を収納後，内部を乾燥させ，不活性ガスを封入し貯蔵する設計であり，消火用水が放水されても容器内部に浸入することはない。
ホ. ケーブル処理室
ケーブル処理室は，消火活動のため 2 箇所の入口を設置する設計とする。
4.

火災の影響軽減対策
原子炉施設内のいかなる場所の想定火災に対しても，その火災により原子炉に外乱が及

ロ項 a.(c)，b.(b)(3) 火災の影響軽減
a.

火災の影響軽減対策

び，かつ，原子炉保護設備又は工学的安全施設作動設備の作動を要求される場合に，動的機

火災の影響軽減対策の設計に当たり，発電用原子炉施設において火災が発生した場

器の単一故障を想定しても，原子炉を高温停止できるように，また，低温停止に必要な系統

合に，原子炉の高温停止及び低温停止を達成し，維持するために必要な火災防護対象

及び機器は，その安全機能を失わず，低温停止できるように，以下に示す火災の影響軽減対機器及び火災防護対象ケーブルを火災防護対象機器等とする。

ロ項a.(c)策を実施する。
火災が発生しても原子炉の高温停止及び低温停止を達成し，維持するためには，プロ項a.(c)，ヌ項

ロセスを監視しながら原子炉を停止し，冷却を行うことが必要であり，このためには，手動操作に期待してでも原子炉の高温停止及び低温停止を達成し，維持するために必要な機能を少なくとも 1 つ確保するように系統分離対策を講じる必要がある。
このため，火災防護対象機器等に対して，以下に示す火災の影響軽減対策を講じる

ロ項 a.(c)設計とする。
4.1 耐火壁による軽減対策(1)(a) 火災防護対象機器等の系統分離による影響軽減対策

原子炉の安全確保に必要な設備を設置している原子炉建屋に隣接するタービン建

中央制御室及び原子炉格納容器を除く火災防護対象機器等は，安全区分Ⅰと安全屋で火災が発生しても，原子炉建屋に影響を及ぼさないように，原子炉建屋とター

区分Ⅱ，Ⅲを境界とし，以下のいずれかの系統分離によって，火災の影響を軽減す

ビン建屋の境界の壁は，2 時間の耐火能力を有する耐火壁（以下「耐火壁」という。
）

るための対策を講じる。

ロ項a.(c)とする。

資 1-12-23

変 更
(2)

前

燃料油の漏えい油火災を想定する補機を設置するディーゼル発電機室（ディーゼル制御盤室も含む）は，それぞれトレン別に二つの区域に分け，互いの区域及び周囲の区域に火災の影響を及ぼさないようにそれぞれを耐火壁で囲む。
(3)

変 更

後

記載しない理由

イ. 3 時間以上の耐火能力を有する隔壁等互いに相違する系列の火災防護対象機器等は，火災耐久試験により 3 時間以上

ロ項a.(c)，ヌ項の耐火能力を確認した隔壁等で分離する設計とする。

耐火壁の貫通口は耐火シールを施工し，換気設備のダクトには防火ダンパ，出入口には防火戸を設置し，耐火壁効果を減少させないようにする。
4.2 固定式消火設備による軽減対策
火災荷重の大きいディーゼル発電機室には，二酸化炭素消火設備を設置する。

ロ. 6 m 以上離隔，火災感知設備及び自動消火設備
互いに相違する系列の火災防護対象機器等は，仮置きするものを含めて可燃性ロ項a.(c)物質のない水平距離 6 m 以上の離隔距離を確保する設計とする。
火災感知設備は，自動消火設備を作動させるために設置し，自動消火設備の誤ロ項a.(c)作動防止を考慮した火災感知器の作動信号により自動消火設備を作動させる設計とする。
ハ. 1 時間耐火隔壁等，火災感知設備及び自動消火設備
互いに相違する系列の火災防護対象機器等は，火災耐久試験により 1 時間以上

ロ項a.(c)，ヌ項の耐火能力を確認した隔壁等で分離する設計とする。
また，火災感知設備及び消火設備は，上記ロ.と同様の設計とする。

ロ項a.(c)(b) 中央制御室の火災の影響軽減対策
イ. 中央制御室制御盤内の火災の影響軽減
中央制御室制御盤内の火災防護対象機器等は，以下に示すとおり，実証試験結ロ項a.(c)果に基づく離隔距離等による分離対策，高感度煙感知器の設置による早期の火災感知及び常駐する運転員による早期の消火活動に加え，火災により中央制御室制
御盤の 1 つの区画の安全機能がすべて喪失しても，他の区画の制御盤は機能が維持されることを確認することにより，原子炉の高温停止及び低温停止の達成，維持ができることを確認し，上記(a)と同等の火災の影響軽減対策を講じる設計とする。
離隔距離等による分離として，中央制御室制御盤については，安全区分ごとにロ項a.(c)

別々の盤で分離する設計とし，1 つの制御盤内に複数の安全区分のケーブルや機器を設置しているものは，安全区分間に金属製の仕切りを設置する。ケーブルは，
当該ケーブルに火災が発生しても延焼せず，また，周囲へ火災の影響を与えない
金属外装ケーブル，耐熱ビニル電線，難燃仕様のフッ素樹脂（ETFE）電線及び難燃ケーブルを使用し，操作スイッチの離隔等により系統分離する設計とする。
中央制御室内には，異なる 2 種類の火災感知器を設置する設計とするとともロ項a.(c)に，火災発生時には常駐する運転員による早期の消火活動によって，異なる安全

資 1-12-24

変 更

前

変 更

後

記載しない理由

区分への影響を軽減する設計とする。これに加えて盤内へ高感度煙感知器を設置する設計とする。
火災の発生箇所の特定が困難な場合も想定し，サーモグラフィカメラ等，火災

ロ項a.(c)の発生箇所を特定できる装置を配備する設計とする。
ロ. 中央制御室床下コンクリートピットの影響軽減対策
中央制御室の火災防護対象機器等は，運転員の操作性及び視認性向上を目的とロ項a.(c)

して近接して設置することから，中央制御室床下コンクリートピットに敷設する
火災防護対象ケーブルは，互いに相違する系列の 3 時間以上の耐火能力を有する隔壁による分離，又は水平距離を 6 m 以上確保することが困難である。このため，中央制御室床下コンクリートピットについては，下記に示す分離対策等を行う設計とする。
(イ) コンクリートピット等による分離
中央制御室床下コンクリートピットは，安全区分ごとに分離されているたロ項a.(c)め，安全区分の異なるケーブルは分離して敷設する設計とし，コンクリートピ
ットは，1 時間の耐火能力を有する構造（原子力発電所の火災防護指針ＪＥＡ
Ｇ４６０７－2010〔解説-4-5〕「耐火壁」(2)仕様を引用）とする。
(ロ) 火災感知設備
中央制御室床下コンクリートピット内には，固有の信号を発する異なる 2 種

ロ項a.(c)

類の火災感知器として，煙感知器と熱感知器を組み合わせて設置する設計とする。これらの火災感知設備は，アナログ機能を有するものとする。
また，火災感知設備は，外部電源喪失時においても火災の感知が可能となる
ように，非常用電源から受電するとともに，火災受信機盤は中央制御室に設置し常時監視できる設計とする。火災受信機盤は，作動した火災感知器を 1 つず
つ特定できる機能を有する設計とする。
(ハ) 消火設備
中央制御室床下コンクリートピット内には，系統分離の観点から中央制御室

ロ項a.(c)からの手動操作により早期の起動も可能なハロゲン化物自動消火設備（局所）を設置する設計とする。
この消火設備は，故障警報及び作動前の警報を中央制御室に発するとともに，時間遅れをもってハロンガスを放出する設計とする。また，外部電源喪失時においても消火が可能となるように，非常用電源から受電する。

資 1-12-25

変 更

前

変 更

後

記載しない理由(c) 原子炉格納容器内の火災の影響軽減対策
原子炉格納容器内は，プラント運転中は窒素が封入され，火災の発生は想定

ロ項a.(c)されない。窒素が封入されていない期間のほとんどは原子炉が低温停止期間であるが，わずかに低温停止に到達していない期間もあることを踏まえ，上記(a)と同等の火災の影響軽減対策を講じる設計とする。
また，原子炉格納容器内への持込み可燃物は，持込み期間，可燃物量等を管理

ロ項a.(c)する。
イ.

原子炉格納容器内の火災防護対象機器等の系統分離は以下のとおり対策を行

ロ項a.(c)

う設計とする。
(イ) 火災防護対象機器等は，難燃ケーブルを使用するとともに，金属製の電線管

ロ項a.(c)の使用等により火災の影響軽減対策を行う設計とする。
(ロ) 原子炉格納容器内の火災防護対象機器等は，系統分離の観点から安全区分Ⅰロ項a.(c)と安全区分Ⅱ機器を可能な限り離隔して配置し，異なる安全区分の機器間にある介在物（ケーブル，電磁弁）については，金属製の筐体に収納することや本体が金属製であることで延焼防止対策を行う設計とする。
(ハ) 原子炉格納容器内の火災防護対象ケーブルは，可能な限り位置的分散を図る

ロ項a.(c)設計とする。
(ニ) 原子炉圧力容器下部においては，火災防護対象機器である起動領域モニタのロ項a.(c)

核計装ケーブルを露出して敷設するが，火災の影響軽減の観点から，起動領域
モニタはチャンネルごとに位置的分散を図って設置する設計とする。
ロ. 火災感知設備については，アナログ式の異なる 2 種類の火災感知器（煙感知器

ロ項a.(c)

及び熱感知器）を設置する設計とする。
ハ. 原子炉格納容器内の消火については，運転員及び初期消火要員による消火器又ロ項a.(c)は消火栓を用いた速やかな消火活動により消火ができる設計とする。
なお，原子炉格納容器内点検終了後から窒素置換完了までの間で原子炉格納容器内の火災が発生した場合には，火災による延焼防止の観点から窒素封入作業の継続による窒息消火又は窒素封入作業を中止し，早期の消火活動を実施する。

資 1-12-26

変 更

前

変 更

後

記載しない理由(d) 換気設備に対する火災の影響軽減対策
火災防護上重要な機器等を設置する火災区域に設置する換気設備には，他の火災ロ項a.(c)

区域又は火災区画からの境界となる箇所に 3 時間耐火性能を有する防火ダンパを設置する設計とする。
換気設備のフィルタは，チャコールフィルタを除き難燃性のものを使用する設計

ロ項a.(c)とする。
4.3 その他の軽減対策(e) 火災発生時の煙に対する火災の影響軽減対策(1) 中央制御室で煙が発生した場合には，中央制御室換気系で排煙できるようにする。

運転員が常駐する中央制御室には，火災発生時の煙を排気するため，建築基準法

ロ項a.(c)に準拠した容量の排煙設備を設置する設計とする。
火災防護上重要な機器等を設置する火災区域のうち，電気ケーブルや引火性液体

ロ項a.(c)が密集する火災区域又は火災区画については，ハロゲン化物自動消火設備（全域），
ハロゲン化物自動消火設備（局所）又は二酸化炭素自動消火設備（全域）による早期の消火により火災発生時の煙の発生が抑制されることから，煙の排気は不要である。
(2)

油タンクには，火災に起因した爆発を防ぐためにベント管を設け，屋外に排気で(f) 油タンクに対する火災の影響軽減対策

きるようにする。

火災区域又は火災区画に設置される油タンクは，換気空調設備による排気又はベロ項a.(c)ント管により屋外に排気する設計とする。
(g) ケーブル処理室に対する火災の影響軽減対策
ケーブル処理室のケーブルトレイ間は，互いに相違する系列間を水平方向 0.9 m， ロ項a.(c)垂直方向 1.5 m の最小分離距離を確保する設計とする。最小分離距離を確保できない場合は，隔壁等で分離する設計とする。
b.

原子炉の安全確保(a) 原子炉の安全停止対策
イ. 火災区域又は火災区画に設置される不燃性材料で構成される構築物，系統及び機器を除く全機器の機能喪失を想定した設計
発電用原子炉施設内の火災によって，安全保護系及び原子炉停止系の作動が要ロ項a.(c)

求される場合には，当該火災区域又は火災区画に設置される不燃性材料で構成される構築物，系統及び機器を除く全機器の機能喪失を想定しても，火災の影響軽減のための系統分離対策によって，多重化されたそれぞれの系統が同時に機能を失うことなく，原子炉の高温停止及び低温停止が達成できる設計とする。

資 1-12-27

変 更

前

変 更

後

記載しない理由

ロ. 設計基準事故等に対処するための機器に単一故障を想定した設計
発電用原子炉施設内の火災によって運転時の異常な過渡変化又は設計基準事ロ項a.(c)故が発生した場合に，「発電用軽水型原子炉施設の安全評価に関する審査指針」に基づき，運転時の異常な過渡変化又は設計基準事故に対処するための機器に単一故障を想定しても，制御盤間の離隔距離，盤内の延焼防止対策又は現場操作によって，多重化されたそれぞれの系統が同時に機能を失うことなく，原子炉の高
温停止，低温停止を達成できる設計とする。
(b) 火災の影響評価
イ. 火災区域又は火災区画に設置される不燃性材料で構成される構築物，系統及び機器を除く全機器の機能喪失を想定した設計に対する評価
設備等の設置状況を踏まえた可燃性物質の量等を基に想定される発電用原子ロ項a.(c)

炉施設内の火災によって，安全保護系及び原子炉停止系の作動が要求される場合には，火災による影響を考慮しても，多重化されたそれぞれの系統が同時に機能を失うことなく，原子炉の高温停止及び低温停止を達成し，維持できることを，以下に示す火災影響評価により確認する。
(イ) 隣接する火災区域又は火災区画に影響を与えない場合
当該火災区域又は火災区画に設置される不燃性材料で構成される構築物，系

ロ項a.(c)

統及び機器を除く全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の達成，維持が可能であることを確認する。
(ロ) 隣接する火災区域又は火災区画に影響を与える場合
当該火災区域又は火災区画と隣接火災区域又は火災区画の 2 区画内の火災

ロ項a.(c)

防護対象機器等の有無の組み合わせに応じて，火災区域又は火災区画内に設置される不燃性材料で構成される構築物，系統及び機器を除く全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の達成，維持が可能であることを確認する。
ロ.

設計基準事故等に対処するための機器に単一故障を想定した設計に対する評価
内部火災により原子炉に外乱が及び，かつ，安全保護系及び原子炉停止系の作

ロ項a.(c)動が要求される運転時の異常な過渡変化又は設計基準事故が発生する可能性があるため，「発電用軽水型原子炉施設の安全評価に関する審査指針」に基づき，運転時の異常な過渡変化又は設計基準事故に対処するための機器に対し単一故障を想定しても，多重化されたそれぞれの系統が同時に機能を失うことなく，原子炉の高温停止及び低温停止を達成できることを火災影響評価により確認する。

資 1-12-28

変 更
5.

前

主要対象設備
火災防護設備の対象となる主要な設備について，「表 1 火災防護設備の主要設備リスト」
に示す。

変 更
2.

主要対象設備後記載しない理由
本記載は，要目表対象を示したリ

火災防護設備の対象となる主要な設備について，「表 1 火災防護設備の主要設備リスト」 ストに関する記載であるため，記
に示す。

載しない。

資 1-12-29

13. 浸水防護施設の基本設計方針
変 更 前

変 更 後

記載しない理由

用語の定義は「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則」の第 2 条 本記載は概要であるため，記載し（定義）による。

ない。

それ以外の用語については以下に定義する。
1.

設置許可基準規則第 12 条第 2 項に規定される「安全機能を有する系統のうち，安全機能の重要度が特に高い安全機能を有するもの」（解釈を含む。
）を重要施設とする。
（以下「重

－

要施設」という。
）
2.

設計基準対象施設のうち，安全機能を有するものを安全施設とする。
（以下「安全施設」
という。）

3.

安全施設のうち，安全機能の重要度が特に高い安全機能を有するものを重要安全施設とする。
（以下「重要安全施設」という。
）

第１章 共通項目

本記載は概要であるため，記載し浸水防護施設の共通項目である「1. 地盤等，2. 自然現象（2.2 津波による損傷の防 ない。
－

止を除く。
）
，3. 火災，5.

設備に対する要求（5.5

安全弁等，5.6 逆止め弁，5.7 内

燃機関を除く。
），6. その他」の基本設計方針については，原子炉冷却系統施設の基本設計
方針「第１章 共通項目」に基づく設計とする。

第２章 個別項目
1.

津波による損傷の防止

1.1 耐津波設計の基本方針
設計基準対象施設及び重大事故等対処施設が設置（変更）許可を受けた基準津波によロ項(2)，ヌ項

りその安全性又は重大事故等に対処するために必要な機能が損なわれるおそれがないよう，遡上への影響要因及び浸水経路等を考慮して，設計時にそれぞれの施設に対して入力津波を設定するとともに津波防護対象設備に対する入力津波の影響を評価し，影響に応じた津波防護対策を講じる設計とする。
また，重大事故等対処施設が，基準津波を超え敷地に遡上する津波（確率論的リスク

ロ項(2)，ヌ項

評価において全炉心損傷頻度に対して津波のリスクが有意となる津波。以下「敷地に遡上する津波」という。
）に対して，重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮することができるよう，遡上への影響要因及び浸水経路等を考慮して，設計時にそれぞれの施設に対して入力津波を設定するとともに津波防護対象設備に対する入力津波の影
響を評価し，影響に応じた津波防護対策を講じる設計とする。
なお，津波防護施設，浸水防止設備及び津波監視設備は，入力津波に対して機能を十分に保持できる設計とする。

ロ項(2)，ヌ項

資 1-13-1

変 更 前変 更 後敷地に遡上する津波の高さは，防潮堤及び防潮扉の高さを超えることから，防潮堤及記載しない理由ロ項(2)，ヌ項

び防潮扉は，津波の越流時の耐性を確保することで防潮堤の高さを維持し，防潮堤内側の敷地への津波の流入量を抑制する設計とする。また，止水性を維持し第 2 波以降の繰返しの津波の襲来に対しては，防潮堤内側の敷地への津波の流入又は回り込みを防止す
る設計とする。
(1) 津波防護対象設備
a. 基準津波に対する津波防護対象設備
設計基準対象施設が，基準津波により，その安全性が損なわれるおそれがないよロ項(2)う，津波から防護すべき施設は，設計基準対象施設のうち「発電用軽水型原子炉施設の安全機能の重要度分類に関する審査指針」で規定されているクラス１及びクラス２に該当する構築物，系統及び機器（以下「津波防護対象設備」という。
）とする。
津波防護対象設備の防護設計においては，津波により防護対象施設に波及的影響

ロ項(2)を及ぼすおそれのある防護対象施設以外の施設についても考慮する。
また，重大事故等対処施設及び可搬型重大事故等対処設備についても，設計基準ロ項(2)

対象施設と同時に必要な機能が損なわれるおそれがないよう，津波防護対象設備に含める。
さらに，津波が地震の随伴事象であることを踏まえ，耐震Ｓクラスの施設（津波ロ項(2)

防護施設，浸水防止設備及び津波監視設備を除く。
）を含めて津波防護対象設備（以下，上記に示した津波防護対象設備をまとめて「基準津波に対する津波防護対象設備」という。
）とする。
b. 敷地に遡上する津波に対する防護対象設備
敷地に遡上する津波から防護すべき施設は，重大事故等対処施設とし，基準津波ロ項(2)への対策と同様に，重大事故等対処施設を内包する建屋及び区画を高台に配置するか又は建屋及び区画の境界に浸水防護対策を講じることで，内包する重大事故等対処施設の重大事故等に対処するために必要な機能が損なわれるおそれがない設計とする。
また，常設重大事故防止設備及び設計基準事故対処設備と同時に必要な機能が損ロ項(2)

なわれるおそれがないよう，可搬型重大事故等対処設備も含めて津波防護対象設備（以下「敷地に遡上する津波に対する防護対象設備」という。
）とする。

資 1-13-2

変 更 前変 更 後

記載しない理由

非常用取水設備（貯留堰及び取水構造物を除く。
）は，緊急用海水系の流路である
ことから，敷地に遡上する津波に対する防護対象設備とする。
残留熱除去系海水系ポンプ，非常用ディーゼル発電機用海水ポンプ及び高圧炉心ロ項(2)スプレイ系ディーゼル発電機用海水ポンプ（以下「非常用海水ポンプ」という。
）は，防潮堤及び防潮扉を越流した津波により海水ポンプ室が冠水状態となることで機能喪失する前提であることから，非常用海水ポンプ並びに同ポンプから海水が供給される高圧炉心スプレイ系及び非常用ディーゼル発電機は防護すべき施設の対象外とする。
1.2 入力津波の設定
各施設・設備の設計又は評価に用いる入力津波として，敷地への遡上に伴う津波（以ロ項(2)

下「遡上波」という。
）による入力津波と取水路，放水路等の経路からの流入に伴う津波（以下「経路からの津波」という。
）による入力津波を設定する。
敷地に遡上する津波についても上記と同様とするが，遡上波による入力津波についてロ項(2)は，防潮堤外側及び防潮堤内側でそれぞれ設定する。
入力津波の設定の諸条件の変更により，評価結果が影響を受けないことを確認するたロ項(2)

めに，評価条件変更の都度，津波評価を実施する運用とする。
(1) 基準津波による入力津波の設定
a. 遡上波による入力津波
遡上波による入力津波については，遡上への影響要因として，敷地及び敷地周辺ロ項(2)の地形及びその標高，河川等の存在，設備等の設置状況並びに地震による広域的な隆起・沈降を考慮して，遡上波の回り込みを含め敷地への遡上の可能性を評価する。
遡上する場合は，基準津波の波源から各施設・設備の設置位置において算定される津波高さとして設定する。また，地震による変状又は繰返し襲来する津波による洗掘・堆積により地形又は河川流路の変化等が考えられる場合は，敷地への遡上経路に及ぼす影響を評価する。
b. 経路からの津波による入力津波
経路からの津波による入力津波については，浸水経路を特定し，基準津波の波源

ロ項(2)から各施設・設備の設置位置において算定される時刻歴波形及び津波高さとして設定する。

資 1-13-3

変 更 前変 更 後

記載しない理由

c. 水位変動
上記 a.及び b.においては，水位変動として，朔望平均満潮位 T.P.+0.61 m，朔望ロ項(2)

平均干潮位 T.P.-0.81 m を考慮する。
上昇側の水位変動に対しては，潮位のばらつきとして朔望平均満潮位の標準偏差0.18 m を考慮して設定する。
下降側の水位変動に対しては，潮位のばらつきとして朔望平均干潮位の標準偏差0.16 m を考慮して設定する。
地殻変動については，基準津波の波源である茨城県沖から房総沖に想定するプレロ項(2)ート間地震による広域的な地殻変動及び 2011 年東北地方太平洋沖地震による広域的な地殻変動を余効変動を含めて考慮する。
茨城県沖から房総沖に想定するプレート間地震による広域的な地殻変動について
は，基準津波の波源モデルを踏まえて，Mansinha and Smylie（1971）の方法により算定しており，敷地地盤の地殻変動量は，0.31 m の沈降を考慮する。広域的な余効変動を含む 2011 年東北地方太平洋沖地震による地殻変動については，発電所敷地内にある基準点によるＧＰＳ測量及び国土地理院の観測記録を踏まえて 0.2 m と設定する。なお，2011 年東北地方太平洋沖地震により地殻の沈降が生じたが，余効変動により回復傾向が続いている。発電所周辺の電子基準点（日立）における国土地理院の観測記録では，地震前と比較すると 2017 年 6 月で約 0.2 m 沈降しており，広域的な余効変動を含む 2011 年東北地方太平洋沖地震による地殻変動として設定した
0.2 m の沈降と整合している。
上昇側の水位変動に対して安全側に評価するため，茨城県沖から房総沖に想定すロ項(2)るプレート間地震による地殻変動量 0.31 m の沈降と広域的な余効変動を含む 2011年東北地方太平洋沖地震による地殻変動量 0.2 m の沈降を考慮する。
下降側の水位変動に対して安全側に評価するため，茨城県沖から房総沖に想定するプレート間地震による地殻変動量 0.31 m の沈降と広域的な余効変動を含む 2011年東北地方太平洋沖地震による地殻変動量 0.2 m の沈降は考慮しない。
また，基準津波による入力津波が有する数値計算上の不確かさを考慮することを基本とする。
なお，防潮堤ルート変更（北側エリア縮小）による影響も考慮し，防潮堤ルート変更
前後のそれぞれについて算定された数値を安全側に評価する。
(2) 敷地に遡上する津波による入力津波の設定
a. 遡上波による入力津波
敷地に遡上する津波の遡上波による入力津波については，遡上への影響要因等は， ロ項(2)
資 1-13-4

変 更 前変 更 後

記載しない理由

基準津波と同様である。
防潮堤外側の敷地においては，敷地に遡上する津波の波源から各施設・設備の設
置位置において算定される津波高さとして設定する。また，繰返し襲来する津波による洗掘・堆積により地形又は河川流路の変化等が考えられる場合は，敷地への遡上経路に及ぼす影響を評価する。
防潮堤内側の敷地においては，防潮堤を越流した敷地に遡上する津波の数値シミロ項(2)ュレーション結果を踏まえ，各施設・設備の設置位置における浸水深として設定する。防潮堤内側の遡上波の設定に当たっては，地震による変状が敷地に遡上する津波に対する防護対象設備を内包する建屋及び区画への遡上経路に及ぼす影響を評価する。
評価に当たっては，敷地に遡上する津波の越流時の耐性を有する防潮堤及び防潮扉をモデル化した数値シミュレーションを実施し入力津波を設定する。また，基準津波における外郭防護１として設置する浸水防護施設（津波防護施設及び浸水防止設備）については，敷地に遡上する津波に対して耐性を有する設計とする。
また，東海第二発電所原子炉建屋周辺の浸水域，流速等に関する数値シミュレー

ロ項(2)ション結果への影響を確認するために，東海発電所の建屋をモデル化した場合も考慮して評価する。
さらに，T.P.+11 m の敷地と T.P.+8 m の敷地の間に新たに設置するアクセスルー
トを経由した T.P.+11 m の敷地への遡上の有無を考慮して評価する。
b. 経路からの津波による入力津波
経路からの津波による入力津波については，浸水経路を特定し，敷地に遡上する

ロ項(2)

津波の高さを基に各施設・設備の設置位置において算定される時刻歴波形及び津波高さとして設定する。
c. 水位変動
上記 a.及び b.においては，水位変動として，朔望平均満潮位 T.P.+0.61 m，朔望ロ項(2)

平均干潮位 T.P.-0.81 m を考慮するが，敷地に遡上する津波による港湾内の局所的な海面の固有振動の励起，潮位観測記録に基づく潮位のばらつき及び高潮による変動は考慮しない。
地殻変動については，敷地に遡上する津波の波源である茨城県沖から房総沖に想ロ項(2)定するプレート間地震による広域的な地殻変動及び 2011 年東北地方太平洋沖地震
による広域的な地殻変動を余効変動を含めて考慮する。

資 1-13-5

変 更 前変 更 後

記載しない理由

茨城県沖から房総沖に想定するプレート間地震による広域的な地殻変動について
は，敷地に遡上する津波の波源モデルを踏まえて，Mansinha and Smylie（1971）の方法により算定しており，敷地地盤の地殻変動量は，0.46 m の沈降を考慮する。広
域的な余効変動を含む 2011 年東北地方太平洋沖地震による地殻変動については，発電所敷地内にある基準点によるＧＰＳ測量及び国土地理院の観測記録を踏まえて
0.2 m と設定する。なお，2011 年東北地方太平洋沖地震により地殻の沈降が生じたが，余効変動により回復傾向が続いている。発電所周辺の電子基準点（日立）における国土地理院の観測記録では，地震前と比較すると 2017 年 6 月で約 0.2 m 沈降しており，広域的な余効変動を含む 2011 年東北地方太平洋沖地震による地殻変動として設定した 0.2 m の沈降と整合している。
上昇側の水位変動に対して安全側に評価するため，茨城県沖から房総沖に想定すロ項(2)るプレート間地震による地殻変動量 0.46 m の沈降と広域的な余効変動を含む 2011年東北地方太平洋沖地震による地殻変動量 0.2 m の沈降を考慮する。
敷地に遡上する津波は，上記を初期条件としてあらかじめ考慮した上で高さを設定
し，防潮堤外側における入力津波としていることから数値計算上の不確かさは考慮しない。
なお，防潮堤ルート変更（北側エリア縮小）による影響も考慮し，防潮堤ルート変更
前後のそれぞれについて算定された数値を安全側に評価する。
1.3 津波防護対策「1.2

入力津波の設定(1)

基準津波による入力津波の設定」で設定した入力津波ロ項(2)による基準津波に対する津波防護対象設備への影響を，津波の敷地への流入の可能性の有無，漏水による重要な安全機能及び重大事故等に対処するために必要な機能への影響の有無，津波による溢水の重要な安全機能及び重大事故等に対処するために必要な機能への影響の有無並びに水位変動に伴う取水性低下及び津波の二次的な影響による重要な安全機能及び重大事故等に対処するために必要な機能への影響の有無の観点から評価することにより，津波防護対策が必要となる箇所を特定して必要な津波防護対策を実施す
る設計とする。
また，「1.2 入力津波の設定 (2) 敷地に遡上する津波による入力津波の設定」で設ロ項(2)定した入力津波による敷地に遡上する津波に対する防護対象設備への影響を，敷地に遡上する津波に対する防護対象設備を内包する建屋及び区画への流入の可能性の有無，漏水による重大事故等に対処するために必要な機能への影響の有無，防潮堤内側に流入す
る津波及び津波による溢水の重大事故等に対処するために必要な機能への影響の有無並

資 1-13-6

変 更 前変 更 後

記載しない理由

びに水位変動に伴う取水性低下及び津波の二次的な影響による重大事故等に対処するために必要な機能への影響の有無の観点から評価することにより，津波防護対策が必要となる箇所を特定して必要な津波防護対策を実施する設計とする。
入力津波の変更が津波防護対策に影響を与えないことを確認することとし，定期的なロ項(2)

評価及び改善に関する手順を定める。
(1) 敷地への浸水防止（外郭防護１）
a. 基準津波に対する敷地への浸水防止（外郭防護１）(a) 遡上波の地上部からの到達，流入の防止
遡上波による敷地周辺の遡上の状況を加味した浸水の高さ分布を基に，基準津ロ項(2)，ヌ項

波に対する津波防護対象設備（非常用取水設備を除く。
）を内包する建屋及び区画の設置された敷地において，遡上波の地上部からの到達，流入の可能性の有無を評価する。
流入の可能性に対する裕度評価において，高潮ハザードの再現期間 100 年に対する期待値と，入力津波で考慮した朔望平均満潮位及び潮位のばらつきを踏まえた水位の合計との差を参照する裕度として，設計上の裕度の判断の際に考慮する。
評価の結果，遡上波が地上部から到達し流入するため，基準津波に対する津波

ロ項(2)，ヌ項

防護対象設備（非常用取水設備を除く。
）を内包する建屋又は区画（緊急時対策所
建屋，可搬型重大事故等対処設備保管場所（西側）及び可搬型重大事故等対処設
備保管場所（南側）を除く。
）の設置された敷地に，遡上波の流入を防止するための津波防護施設として防潮堤及び防潮扉を設置する設計とする。
また，基準津波に対する津波防護対象設備（非常用取水設備を除く。
）を内包す

ロ項(2)，ヌ項

る建屋及び区画のうち，緊急時対策所建屋，可搬型重大事故等対処設備保管場所（西側）及び可搬型重大事故等対処設備保管場所（南側）は，津波による遡上波が地上部から到達，流入しない十分高い場所に設置する設計とする。
なお，防潮扉は，原則閉運用とすることを保安規定に定めて管理する。

ロ項(2)，ヌ項(b) 取水路，放水路等の経路からの津波の流入防止
津波の流入の可能性のある経路につながる海水系，循環水系，構内排水路等のロ項(2)，ヌ項

標高に基づき，許容される津波高さと経路からの津波高さを比較することにより，基準津波に対する津波防護対象設備（非常用取水設備を除く。
）を内包する建屋及び区画の設置された敷地への津波の流入の可能性の有無を評価する。流入の可能

資 1-13-7

変 更 前変 更 後

記載しない理由性に対する裕度評価において，高潮ハザードの再現期間 100 年に対する期待値と，入力津波で考慮した朔望平均満潮位及び潮位のばらつきを踏まえた水位の合計との差を参照する裕度とし，設計上の裕度の判断の際に考慮する。
評価の結果，流入する可能性のある経路が特定されたことから，基準津波に対ロ項(2)，ヌ項する津波防護対象設備（非常用取水設備を除く。
）を内包する建屋又は区画の設置された敷地並びに建屋及び区画への流入を防止するため，津波防護施設として放水路ゲート及び構内排水路逆流防止設備を設置するとともに，浸水防止設備として取水路点検用開口部浸水防止蓋，海水ポンプグランドドレン排出口逆止弁，取水ピット空気抜き配管逆止弁，放水路ゲート点検用開口部浸水防止蓋，ＳＡ用海水ピット開口部浸水防止蓋，緊急用海水ポンプピット点検用開口部浸水防止蓋，
緊急用海水ポンプグランドドレン排出口逆止弁及び緊急用海水ポンプ室床ドレン
排出口逆止弁の設置並びに防潮堤及び防潮扉下部貫通部の止水処置を実施する設計とする。
なお，防潮堤の下部に存在する東海発電所の取水路及び放水路を閉鎖し，津波の流入を防止する設計とする。
放水路ゲートについては，敷地への遡上のおそれのある津波の襲来前に遠隔閉ロ項(2)，ヌ項止を確実に実施するため，重要安全施設（ＭＳ－１）として設計する。なお，扉体にフラップ式の小扉を設置することにより，放水路ゲート閉止後においても非常用海水ポンプの運転が可能な設計とする。
大津波警報が発表された場合に，放水路を経由した津波の流入を防止するため，
循環水ポンプ及び補機冷却系海水系ポンプの停止並びに放水路ゲートを閉止する運用を保安規定に定めて管理する。
上記(a)及び(b)において，外郭防護として設置する津波防護施設及び浸水防止設

ロ項(2)，ヌ項

備については，各地点の入力津波に対し，設計上の裕度を考慮する。
b.

敷地に遡上する津波に対する防護対象設備を内包する建屋及び区画への浸水防止（外郭防護１）(a) 遡上波の地上部からの流入の防止
防潮堤外側及び防潮堤内側の遡上波に対し，敷地に遡上する津波に対する防護ロ項(2)，ヌ項

対象設備（貯留堰及び取水構造物を除く。
）を内包する建屋及び区画への地上部からの到達・流入の有無を評価する。

資 1-13-8

変 更 前変 更 後評価の結果，敷地に遡上する津波は，防潮堤を越流し地上部から防護対象の建記載しない理由ロ項(2)，ヌ項

屋及び区画に到達するため，敷地に遡上する津波に対する防護対象設備（貯留堰及び取水構造物を除く。
）を内包する建屋又は区画（常設代替高圧電源装置置場（西側淡水貯水設備，高所東側接続口，高所西側接続口，西側ＳＡ立坑，東側ＤＢ立坑，軽油貯蔵タンクを含む。
），緊急時対策所建屋，可搬型重大事故等対処設備保管場所（西側）及び可搬型重大事故等対処設備保管場所（南側）を除く。
）に対す
る津波防護施設として，原子炉建屋外壁並びに原子炉建屋原子炉棟水密扉，原子炉建屋付属棟西側水密扉，原子炉建屋付属棟東側水密扉，原子炉建屋付属棟南側
水密扉，原子炉建屋付属棟北側水密扉 1 及び原子炉建屋付属棟北側水密扉 2（以下「原子炉建屋水密扉」という。
）を設置する設計とする。
また，浸水防止設備として，原子炉建屋水密扉，緊急用海水ポンプ点検用開口部

ロ項(2)，ヌ項

浸水防止蓋，緊急用海水ポンプ室人員用開口部浸水防止蓋，格納容器圧力逃がし装置格納槽点検用水密ハッチ，常設低圧代替注水系格納槽点検用水密ハッチ，常設低圧代替注水系格納槽可搬型ポンプ用水密ハッチ，常設代替高圧電源装置用カ
ルバート原子炉建屋側水密扉を設置する。
原子炉建屋 1 階の貫通部及び常設代替高圧電源装置用カルバート（立坑部）の地下 1 階床面貫通部に対しては止水処置を実施する。
敷地に遡上する津波に対する防護対象設備（貯留堰及び取水構造物を除く。
）をロ項(2)，ヌ項内包する建屋及び区画のうち，T.P.+11 m 以上の標高の敷地に設置する常設代替
高圧電源装置置場（西側淡水貯水設備，高所東側接続口，高所西側接続口，西側ＳＡ立坑，東側ＤＢ立坑，軽油貯蔵タンクを含む。
），緊急時対策所建屋，可搬型重大事故等対処設備保管場所（西側）及び可搬型重大事故等対処設備保管場所（南側）は，敷地に遡上する津波による遡上波が地上部から到達，流入しない十分高い場所に設置する設計とする。
敷地に遡上する津波に対して耐性を確保する防潮扉の管理は，基準津波に対す

ロ項(2)，ヌ項

る管理と同じである。また，原子炉建屋水密扉及び常設代替高圧電源装置用カル
バート原子炉建屋側水密扉については，津波の流入を防止するため，扉の閉止運用を保安規定に定めて管理する。
(b) 取水路，放水路等の経路からの津波の流入防止
津波の流入の可能性のある経路につながる海水系，循環水系，構内排水路等のロ項(2)

標高に基づき許容される津波高さと経路からの津波高さを比較することにより，敷地に遡上する津波に対する防護対象設備（貯留堰及び取水構造物を除く。
）を内包する建屋及び区画の設置された敷地並びに建屋及び区画への津波の流入の可能
資 1-13-9

変 更 前変 更 後

記載しない理由性の有無を評価する。
評価の結果，流入する可能性のある経路がある場合の津波防護施設及び浸水防止設備として，「a. 基準津波に対する敷地への浸水防止（外郭防護１） (b)

ロ項(2)

取

水路，放水路等の経路からの津波の流入防止」に記載する設備を設置するとともに，屋外二重管内に設置される非常用海水系配管の原子炉建屋側貫通部止水処置を実施する設計とする。
東海発電所の取水路及び放水路からの津波の流入防止に係る設計，放水路ゲーロ項(2)トの設計，大津波警報発表時の循環水ポンプ及び補機冷却系海水系ポンプの停止並びに放水路ゲートの閉止運用に係る管理については，「a. 基準津波に対する敷地への浸水防止（外郭防護１） (b) 取水路，放水路等の経路からの津波の流入防止」と同じである。
上記(a)及び(b)の津波防護施設及び浸水防止設備については，各地点の敷地に遡ロ項(2)上する津波による入力津波に対する設計上の裕度は考慮しない。
(2)

漏水による重要な安全機能及び重大事故等に対処するために必要な機能への影響防止（外郭防護２）a.

基準津波における漏水による重要な安全機能及び重大事故等に対処するために必要な機能への影響防止（外郭防護２）(a) 漏水対策
経路からの津波が流入する可能性のある取水・放水設備の構造上の特徴を考慮

ロ項(2)

し，取水・放水施設，地下部等において，津波による漏水が継続することによる浸水範囲を想定（以下「浸水想定範囲」という。
）するとともに，当該範囲の境界における浸水の可能性のある経路及び浸水口（扉，開口部，貫通口等）について，浸水防止設備を設置することにより，浸水範囲を限定する設計とする。
さらに，浸水想定範囲及びその周辺にある基準津波に対する津波防護対象設備（非常用取水設備を除く。
）に対しては，浸水防止設備として，防水区画化するための設備を設置するとともに，防水区画内への浸水による重要な安全機能及び重大事故等に対処するために必要な機能への影響の有無を評価する。
評価の結果，浸水想定範囲における長期間の冠水が想定される場合は，重要なロ項(2)

安全機能及び重大事故等に対処するために必要な機能への影響がないよう，排水設備を設置する設計とする。

資 1-13-10

変 更 前変 更 後b.

記載しない理由

敷地に遡上する津波における漏水による重大事故等に対処するために必要な機能への影響防止（外郭防護２）(a) 漏水対策
経路からの津波が流入する可能性のある取水・放水設備の構造上の特徴を考慮

ロ項(2)

し，取水・放水施設，地下部等において，津波による漏水が継続することによる浸水想定範囲として緊急用海水ポンプを内包する緊急用海水ポンプピットの緊急用
海水ポンプモータ設置エリアを設定するとともに，当該範囲の境界における浸水の可能性のある経路及び浸水口（扉，開口部，貫通口等）について，浸水防止設備を設置することにより，浸水範囲を限定する設計とする。
敷地に遡上する津波については，防潮堤内側の遡上波に対して格納容器圧力逃ロ項(2)がし装置格納槽，常設低圧代替注水系格納槽及び常設代替高圧電源装置用カルバート（立坑部）を浸水想定範囲として設定するとともに，当該範囲の境界に浸水防止設備を設置し浸水範囲を限定する設計とする。
さらに，浸水想定範囲及びその周辺にある敷地に遡上する津波に対する防護対象設備（貯留堰及び取水構造物を除く。
）に対しては，浸水防止設備として，防水区画化するための設備を設置するとともに，防水区画内への浸水による重大事故等に対処するために必要な機能への影響の有無を評価する。

(b) 重大事故等に対処するために必要な機能への影響評価「(a) 漏水対策」で設定した浸水想定範囲には重大事故等に対処するために必ロ項(2)

要な機能を有する設備が設置されることから，防水区画化するとともに，海水取
水経路に直接接続される緊急用海水ポンプピットの緊急用海水ポンプモータ設置
エリアについて，漏水による浸水を想定しても機能喪失しない設計とする。
評価の結果，浸水想定範囲における長期間の冠水が想定される場合は，重大事故等に対処するために必要な機能への影響がないよう，排水設備を設置する設計
とする。
(3)

津波による溢水の重要な安全機能及び重大事故等に対処するために必要な機能への影響防止（内郭防護）
a. 基準津波による影響防止(a) 浸水防護重点化範囲の設定
設計基準対象施設の基準津波に対する津波防護対象設備の浸水防護重点化範囲

ロ項(2)として，原子炉建屋，使用済燃料乾式貯蔵建屋，海水ポンプ室，常設代替高圧電源
装置置場（軽油貯蔵タンク，非常用ディーゼル発電機燃料移送ポンプ，高圧炉心
資 1-13-11

変 更 前変 更 後

記載しない理由

スプレイ系ディーゼル発電機燃料移送ポンプ及び東側ＤＢ立坑を含む。
），常設代
替高圧電源装置用カルバート（トンネル部，立坑部及びカルバート部を含む。
）及び非常用海水系配管を設定する。
重大事故等対処施設の基準津波に対する津波防護対象設備の浸水防護重点化範

ロ項(2)囲として，原子炉建屋，海水ポンプ室，非常用海水系配管，緊急時対策所建屋，可搬型重大事故等対処設備保管場所（西側），可搬型重大事故等対処設備保管場所（南側），格納容器圧力逃がし装置格納槽，常設低圧代替注水系格納槽（代替淡水貯槽，
常設低圧代替注水系ポンプ室，常設低圧代替注水系配管カルバート），緊急用海水
ポンプピット，常設代替高圧電源装置置場（西側淡水貯水設備，高所東側接続口，高所西側接続口，西側ＳＡ立坑，東側ＤＢ立坑，軽油貯蔵タンク，非常用ディーゼ
ル発電機燃料移送ポンプ，高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機燃料移送ポンプを含む。）及び常設代替高圧電源装置用カルバート（トンネル部，立坑部及びカルバート部を含む。
）を設定する。
(b) 浸水防護重点化範囲の境界における浸水対策
経路からの津波による溢水を考慮した浸水範囲及び浸水量を基に，浸水防護重ロ項(2)，ヌ項

点化範囲への浸水の可能性の有無を評価する。浸水範囲及び浸水量については，
地震による溢水の影響も含めて確認する。地震による溢水のうち，津波による影
響を受けない範囲の評価については，「2. 発電用原子炉施設内における溢水等による損傷の防止」に示す。
評価の結果，浸水防護重点化範囲への浸水の可能性のある経路，浸水口が特定ロ項(2)，ヌ項されたことから，地震による設備の損傷箇所からの津波の流入を防止するための設計基準対象施設の浸水防止設備として，海水ポンプ室ケーブル点検口浸水防止蓋，常設代替高圧電源装置用カルバート原子炉建屋側水密扉の設置並びに海水ポ
ンプ室貫通部止水処置，原子炉建屋境界地下階貫通部止水処置及び常設代替高圧
電源装置用カルバート（立坑部）貫通部止水処置を実施する設計とする。
また，重大事故等対処施設の浸水防止設備として，設計基準対象施設の浸水防ロ項(2)，ヌ項止設備に加え，緊急用海水ポンプ点検用開口部浸水防止蓋，緊急用海水ポンプ室
人員用開口部浸水防止蓋，格納容器圧力逃がし装置格納槽点検用水密ハッチ，常設低圧代替注水系格納槽点検用水密ハッチ及び常設低圧代替注水系格納槽可搬型
ポンプ用水密ハッチを設置する設計とする。
また，浸水防止設備として設置する水密扉については，津波の流入を防止する

ロ項(2)，ヌ項

資 1-13-12

変 更 前変 更 後

記載しない理由

ため，扉の閉止運用を保安規定に定めて管理する。
内郭防護として設置及び実施する浸水防止設備については，貫通部，開口部等ロ項(2)，ヌ項の一部分のみが浸水範囲となる場合においても貫通部，開口部等の全体を浸水防護することにより，浸水評価に対して裕度を確保する設計とする。
b. 敷地に遡上する津波による影響防止(a) 浸水防護重点化範囲の設定
敷地に遡上する津波に対する防護対象設備のうち，重大事故等に対処するため

ロ項(2)に必要な機能を有する重大事故等対処施設の浸水防護重点化範囲は，海水ポンプ室及び非常用海水系配管並びに常設代替高圧電源装置置場のうちの非常用ディー
ゼル発電機燃料移送ポンプ，高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機燃料移送ポン
プ及び東側ＤＢ立坑を除き，「a.

基準津波による影響防止(a)

浸水防護重点経路からの津波による溢水を考慮した浸水対策の考え方は「a.

基準津波によ化範囲の設定」と同じである。
(b) 浸水防護重点化範囲の境界における浸水対策
ロ項(2)

る影響防止 (b) 浸水防護重点化範囲の境界における浸水対策」と同じである。
評価の結果，浸水防護重点化範囲への浸水の可能性のある経路，浸水口がある

ロ項(2)場合には，地震による設備の損傷箇所からの津波の流入を防止するための浸水防止設備を設置することとし，「a.

基準津波による影響防止(b)

浸水防護重点

化範囲の境界における浸水対策」に記載する設備のうち，海水ポンプ室ケーブル
点検口浸水防止蓋を除く設備に加え，原子炉建屋外壁及び原子炉建屋水密扉を設置する設計とする。
原子炉建屋水密扉の運用及び管理並びに浸水防止対策の範囲の考え方について
は，「a.

基準津波による影響防止

(b)

ロ項(2)

浸水防護重点化範囲の境界における浸水対策」と同じである。
(4)

水位変動に伴う取水性低下及び津波の二次的な影響による重要な安全機能及び重大事故等に対処するために必要な機能への影響防止
a. 基準津波における取水性低下及び津波による二次的な影響の防止(a)

非常用海水ポンプ，緊急用海水ポンプ，可搬型代替注水大型ポンプ及び可搬型

代替注水中型ポンプの取水性
非常用海水ポンプについては，評価水位としての取水ピットでの下降側水位とロ項(2)，ヌ項

資 1-13-13

変 更 前変 更 後

記載しない理由

非常用海水ポンプの取水可能水位を比較し，評価水位が非常用海水ポンプ取水可能水位を下回る可能性の有無を評価する。
また，緊急用海水ポンプについては，取水箇所であるＳＡ用海水ピット取水塔

ロ項(2)，ヌ項の天端高さと入力津波高さを比較し，入力津波の下降側水位がＳＡ用海水ピット
取水塔の天端高さを下回る時間を時刻歴波形で確認し，この時間を，緊急用海水系の保有水のみで残留熱除去系熱交換器及び補機類の冷却に必要な海水流量が確保可能であるか評価する。
評価の結果，取水ピットの下降側の評価水位が非常用海水ポンプの取水可能水

ロ項(2)，ヌ項

位を下回ることから，津波防護施設として，海水を貯留するための貯留堰を設置することで，取水性を確保する設計とする。
なお，大津波警報が発表された場合に，引き波による水位低下に対して，非常用ロ項(2)，ヌ項

海水ポンプの取水性を確保するため，循環水ポンプ及び補機冷却系海水系ポンプを停止する手順を保安規定に定めて管理する。
緊急用海水ポンプについては，非常用海水ポンプが健全であれば運転しない場

ロ項(2)，ヌ項合もあるが，津波による引き波時において緊急用海水ポンプを運転したとしても，
地下岩盤内に設置した緊急用海水系の保有水のみで残留熱除去系熱交換器及び補機類の冷却に必要な海水流量が確保可能な設計とする。
非常用海水ポンプについては，津波による上昇側の水位変動に対しても，取水ロ項(2)，ヌ項機能が保持できる設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプ及び可搬型代替注水中型ポンプについても，入力津ロ項(2)，ヌ項

波の水位に対して，取水性を確保できるものを用いる設計とする。
(b)

津波の二次的な影響による非常用海水ポンプ，緊急用海水ポンプ，可搬型代替

注水大型ポンプ及び可搬型代替注水中型ポンプの機能保持確認
基準津波による水位変動に伴う海底の砂移動・堆積に対して，取水口及び取水ロ項(2)

構造物が閉塞することなく取水口及び取水構造物の通水性が確保できる設計とする。
また，ＳＡ用海水ピット取水塔，海水引込み管，ＳＡ用海水ピット，緊急用海水ロ項(2)取水管及び緊急用海水ポンプピットに対しても，閉塞することなくＳＡ用海水ピ

資 1-13-14

変 更 前変 更 後

記載しない理由

ット取水塔，海水引込み管，ＳＡ用海水ピット，緊急用海水取水管及び緊急用海水ポンプピットに対して通水性が確保できる設計とする。
非常用海水ポンプ及び緊急用海水ポンプは，取水時に浮遊砂が軸受に混入したロ項(2)

場合においても，軸受部の異物逃し溝から浮遊砂を排出することで，機能を保持できる設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプ及び可搬型代替注水中型ポンプは，浮遊砂の混入にロ項(2)

対して，取水性能が保持できるものを用いる設計とする。
漂流物に対しては，発電所敷地内及び敷地外で漂流物となる可能性のある施設・ ロ項(2)
設備を抽出し，抽出された漂流物となる可能性のある施設・設備が漂流した場合に，非常用海水ポンプへの衝突並びに取水口及び取水構造物の閉塞が生じることがなく非常用海水ポンプの取水性確保並びに取水口及び取水構造物の通水性が確保できる設計とする。
また，ＳＡ用海水ピット取水塔の閉塞が生じることなく，緊急用海水ポンプ，可ロ項(2)

搬型代替注水大型ポンプ及び可搬型代替注水中型ポンプの取水性確保並びにＳＡ
用海水ピット取水塔から緊急用海水ポンプピットまでの通水性が確保できる設計とする。
発電所敷地内及び敷地外の人工構造物については，設置状況を定期的に確認しロ項(2)評価する運用を保安規定に定めて管理する。また，隣接事業所の人工構造物については，当該事業所との合意文書に基づき，隣接事業所における人工構造物の設
置状況を継続的に確認し評価する運用を保安規定に定めて管理する。さらに，従前の評価結果に包絡されない場合は，漂流物となる可能性，非常用海水ポンプ等の取水性及び浸水防護施設の健全性への影響評価を行い，影響がある場合は漂流物対策を実施する。
b. 敷地に遡上する津波における取水性低下及び津波による二次的な影響の防止(a) 緊急用海水ポンプの取水性
緊急用海水ポンプの取水性については，敷地に遡上する津波による入力津波に対し「a. 基準津波における取水性低下及び津波による二次的な影響の防止(a)

非常用海水ポンプ，緊急用海水ポンプ，可搬型代替注水大型ポンプ及び可搬型代

ロ項(2)

替注水中型ポンプの取水性」と同じである。

資 1-13-15

変 更 前変 更 後

記載しない理由(b) 津波の二次的な影響による緊急用海水ポンプの機能保持確認
緊急用海水ポンプの機能保持確認については，敷地に遡上する津波による入力
津波に対し「a.

基準津波における取水性低下及び津波による二次的な影響の防ロ項(2)

止 (a) 非常用海水ポンプ，緊急用海水ポンプ，可搬型代替注水大型ポンプ及び可搬型代替注水中型ポンプの取水性」に記載する緊急用海水ポンプの評価内容と同じである。
漂流物に対しては，防潮堤内側を含む発電所敷地内及び敷地外で漂流物となる

ロ項(2)

可能性のある施設・設備を抽出し，抽出された漂流物となる可能性のある施設・設備が漂流した場合の評価を実施する。
防潮堤外側で発生する漂流物に対しては，ＳＡ用海水ピット取水塔，海水引込ロ項(2)み管，ＳＡ用海水ピット，緊急用海水取水管及び緊急用海水ポンプピットの閉塞が生じることなく，緊急用海水ポンプの取水性が確保できる設計とする。また，ＳＡ用海水ピット取水塔への衝突荷重による影響を評価する。
防潮堤内側については，防潮堤外側で発生した漂流物の流入の影響評価及び防ロ項(2)

潮堤内側で発生した漂流物の影響を評価するものとし，津波防護施設並びに敷地に遡上する津波に対する防護対象設備を内包する建屋及び区画への到達の可能性を評価し，到達する場合は衝突荷重による影響を評価する。
構内排水路逆流防止設備については，防潮堤内側に流入した津波の排水に使用

ロ項(2)

することから，排水時の漂流物，砂等の堆積・混入による影響を考慮した設計とする。また，集水枡底部に砂が堆積した場合に，砂を取り除くことができる設計とするとともに保安規定に砂や漂流物を除去することを定め，排水機能を維持する。
発電所敷地内及び敷地外の人工構造物については，設置状況を定期的に確認しロ項(2)評価する運用を保安規定に定めて管理する。また，隣接事業所の人工構造物については，当該事業所との合意文書に基づき，隣接事業所における人工構造物の設
置状況を継続的に確認し評価する運用を保安規定に定めて管理する。さらに，従前の評価結果に包絡されない場合は，漂流物となる可能性及び緊急用海水ポンプの取水性並びに浸水防護施設の健全性への影響評価を行い，影響がある場合は漂流物対策を実施する。

資 1-13-16

変 更 前変 更 後

記載しない理由(5) 津波監視a. 基準津波に対する津波監視(a) 津波監視
津波監視設備として，敷地への津波の繰返しの襲来を察知し津波防護施設及びロ項(2)

浸水防止設備の機能を確実に確保するため，津波・構内監視カメラ（計測制御系
統施設の設備で兼用（以下同じ。
）），取水ピット水位計及び潮位計を設置する。
b. 敷地に遡上する津波に対する津波監視(a) 津波監視
津波監視設備については，敷地に遡上する津波に対しては機能を期待しない取水ピット水位計を除き，「a.

基準津波に対する津波監視

(a)

ロ項(2)

津波監視」と同じである。
なお，津波・構内監視カメラのうち，防潮堤に設置する津波・構内監視カメラについては，敷地に遡上する津波により機能喪失が想定されるため，敷地に遡上す
る津波時は原子炉建屋屋上の津波・構内監視カメラにより，敷地に遡上する津波に対する重大事故等への対処に必要なエリアの監視等を行う。
潮位計は，敷地に遡上する津波時に，計測範囲の上限を一時的に超えた後も機能喪失しない設計とする。
1.4 津波防護対策に必要な浸水防護施設の設計(1) 基準津波に対する津波防護対策に必要な浸水防護施設の設計
a. 設計方針
津波防護施設，浸水防止設備及び津波監視設備については，「1.2

入力津波の設ロ項(2)，ヌ項

定 (1) 基準津波による入力津波の設定」で設定している繰返しの襲来を想定した
入力津波に対して，基準津波に対する津波防護対象設備の要求される機能を損なう
おそれがないよう以下の機能を満足する設計とする。
(a) 津波防護施設
津波防護施設は，津波の流入による浸水及び漏水を防止する設計とする。

ロ項(2)，ヌ項

津波防護施設のうち防潮堤及び防潮扉については，入力津波高さを上回る高さで設置し，止水性を保持する設計とする。
津波防護施設のうち放水路ゲート，構内排水路逆流防止設備については，入力
津波による波圧等に対する耐性を評価し，津波の流入を防止する設計とする。
津波防護施設のうち貯留堰については，津波による水位低下に対して，非常用
海水ポンプの取水可能水位を保持し，かつ，冷却に必要な海水を確保する設計とする。

資 1-13-17

変 更 前変 更 後主要な構造体の境界部には，想定される荷重の作用及び相対変位を考慮し，試記載しない理由ロ項(2)，ヌ項

験等にて止水性を確認した止水ジョイント等を設置し，止水処置を講じる設計とする。また，鋼製防護壁と取水構造物の境界部には，浸水防止設備として，想定される荷重の作用及び相対変位を考慮し，試験等にて止水性を確認した１次止水機
構及び２次止水機構を多様化して設置し，止水性を保持する設計とする。
(b) 浸水防止設備
浸水防止設備は，浸水想定範囲等における浸水時及び冠水後の波圧等に対するロ項(2)

耐性を評価し，津波の流入による浸水及び漏水を防止する設計とする。
また，基準津波に対する津波防護対象設備を内包する建屋及び区画に浸水時及び冠水後に津波が流入することを防止するため，当該区画への流入経路となる開口部に浸水防止設備を設置し，止水性を保持する設計とする。
浸水防止設備である取水路点検用開口部浸水防止蓋，海水ポンプグランドドレ

ロ項(2)ン排出口逆止弁，取水ピット空気抜き配管逆止弁，ＳＡ用海水ピット開口部浸水防止蓋，緊急用海水ポンプピット点検用開口部浸水防止蓋，緊急用海水ポンプグ
ランドドレン排出口逆止弁，緊急用海水ポンプ室床ドレン排出口逆止弁，放水路
ゲート点検用開口部浸水防止蓋，並びに防潮堤及び防潮扉下部貫通部止水処置については，入力津波による波圧に対し，耐性を評価又は試験等により止水性を確認した方法により止水性を保持する設計とする。
海水ポンプ室ケーブル点検口浸水防止蓋，緊急用海水ポンプ点検用開口部浸水防止蓋，緊急用海水ポンプ室人員用開口部浸水防止蓋，格納容器圧力逃がし装置
格納槽点検用水密ハッチ，常設低圧代替注水系格納槽点検用水密ハッチ，常設低圧代替注水系格納槽可搬型ポンプ用水密ハッチ及び常設代替高圧電源装置用カル
バート原子炉建屋側水密扉，原子炉建屋境界地下階貫通部止水処置，海水ポンプ室貫通部止水処置及び常設代替高圧電源装置用カルバート（立坑部）貫通部止水処置については，津波による溢水の高さに余裕を考慮した高さの水位による静水圧に対し，耐性を評価又は試験等により止水性を確認した方法により止水性を保持する設計とする。
(c) 津波監視設備
津波監視設備は，津波の襲来状況を監視可能な設計とする。津波・構内監視カメ

ロ項(2)ラは，波力及び漂流物の影響を受けない位置，取水ピット水位計及び潮位計は波力及び漂流物の影響を受けにくい位置に設置し，津波監視機能が十分に保持できる設計とする。また，基準地震動Ｓｓに対して，機能を喪失しない設計とする。設計に当たっては，自然条件（積雪，風荷重）との組合せを適切に考慮する。

資 1-13-18

変 更 前変 更 後

記載しない理由

津波監視設備のうち津波・構内監視カメラは，所内常設直流電源設備から給電

ロ項(2)

し，暗視機能を有したカメラにより，昼夜にわたり中央制御室及び緊急時対策所から監視可能な設計とする。
津波監視設備のうち取水ピット水位計は，所内常設直流電源設備から給電し，T.P.-7.8～T.P.+2.3 m を計測範囲として，非常用海水ポンプが設置された取水ピ
ットの下降側の水位を中央制御室及び緊急時対策所から監視可能な設計とする。
また，取水ピット水位計は取水ピットの北側と南側にそれぞれ 1 個ずつ計 2 個を多重化して設置し，漂流物の衝突に対する防止策・緩和策を講じる設計とする。
津波監視設備のうち潮位計は，所内常設直流電源設備から給電し，T.P.-5.0～
T.P.+20.0 m を計測範囲として，津波の上昇側の水位を中央制御室及び緊急時対策所から監視可能な設計とする。また，潮位計は取水口入口近傍の北側と南側にそれぞれ 1 個ずつ計 2 個を多重化して設置し，漂流物の衝突に対する防止策・緩和策を講じる設計とする。
b. 荷重の組合せ及び許容限界
津波防護施設，浸水防止設備及び津波監視設備の設計に当たっては，津波によるロ項(2)

荷重及び津波以外の荷重を適切に設定し，それらの組合せを考慮する。また，想定される荷重に対する部材の健全性や構造安定性について適切な許容限界を設定する。
(a) 荷重の組合せ
津波と組み合わせる荷重については，原子炉冷却系統施設の基本設計方針「第ロ項(2)１章 共通項目」のうち「2.3 外部からの衝撃による損傷の防止」で設定している自然条件（積雪，風荷重）及び余震として考えられる地震に加え，漂流物による荷重を考慮する。津波による荷重の設定に当たっては，各施設・設備の機能損傷
モードに対応した荷重の算定過程に介在する不確かさを考慮し，余裕の程度を検討した上で安全側の設定を行う。
(b) 許容限界
津波防護施設，浸水防止設備及び津波監視設備の許容限界は，地震後，津波後のロ項(2)

再使用性や，津波の繰返し作用を想定し，施設・設備を構成する材料が概ね弾性状態に留まることを基本とする。
(2) 敷地に遡上する津波に対する津波防護対策に必要な浸水防護施設の設計
a. 設計方針
津波防護施設，浸水防止設備及び津波監視設備については，「1.2

入力津波の設ロ項(2)，ヌ項定 (2) 敷地に遡上する津波による入力津波の設定」で設定している入力津波に対資 1-13-19

変 更 前変 更 後

記載しない理由

して，敷地に遡上する津波に対する津波防護対象設備の要求される機能を損なうおそれがないよう以下の機能を満足する設計とする。
防潮堤及び防潮扉については，敷地に遡上する津波の越流時の耐性を確保することで防潮堤の高さ及び止水性を保持するとともに，漂流物の衝突荷重の影響を考慮した設計とする。その他の考慮事項としては，「(1)

基準津波に対する津波防護対策に必要な浸水防護施設の設計 a. 設計方針」と同じである。
(a) 津波防護施設
津波防護施設のうち，原子炉建屋外壁，原子炉建屋水密扉，放水路ゲート及び構ロ項(2)，ヌ項

内排水路逆流防止設備については，敷地に遡上する津波の入力津波による波圧等に対する耐性を評価し，止水性を保持する設計とする。構内排水路逆流防止設備
は，漂流物の堆積及び異物の噛み込みによる影響を考慮した設計とする。
主要な構造体の境界部に対する設計は，敷地に遡上する津波の入力津波に対して「(1) 基準津波に対する津波防護対策に必要な浸水防護施設の設計 a. 設計方針」に記載する内容と同じである。
(b) 浸水防止設備
浸水防止設備の設計は，敷地に遡上する津波の入力津波に対して「(1) 基準津波に対する津波防護対策に必要な浸水防護施設の設計

a.

ロ項(2)

設計方針」に記載する内容と同じである。
浸水防止設備として，
「(1)
施設の設計

a.

基準津波に対する津波防護対策に必要な浸水防護

設計方針」に記載する設備（海水ポンプ室ケーブル点検口を除く。
）に加え，原子炉建屋外壁及び原子炉建屋水密扉を設置し，止水性を保持する設計とする。
貫通部止水処置のうち，原子炉建屋境界 1 階貫通部止水処置については，敷地に遡上する津波の入力津波による波圧等に対し，耐性を評価又は試験等により止水性を確認した方法により止水性を保持する設計とする。その他の貫通部止水処置の設計については，敷地に遡上する津波の入力津波に対して「(1) 基準津波に対する津波防護対策に必要な浸水防護施設の設計

a.

設計方針」に記載する内容と同じである。
(c) 津波監視設備
津波監視設備は，津波の襲来状況を監視可能な設計とする。津波・構内監視カメ

ロ項(2)ラのうち原子炉建屋屋上に設置する津波・構内監視カメラは，波力及び漂流物の影響を受けない位置，潮位計は波力及び漂流物の影響を受けにくい位置に設置し，敷地に遡上する津波に対しても津波監視機能が十分に保持できる設計とする。ま

資 1-13-20

変 更 前変 更 後

記載しない理由

た，基準地震動Ｓｓに対して，機能を喪失しない設計とする。さらに，自然条件（積雪，風荷重）との組合せを適切に考慮する。
津波監視設備のうち原子炉建屋屋上に設置する津波・構内監視カメラは，所内

ロ項(2)常設直流電源設備から給電し，暗視機能を有したカメラにより，昼夜にわたり中央制御室及び緊急時対策所から監視可能な設計とする。
津波監視設備のうち潮位計は，所内常設直流電源設備から給電し，計測範囲はT.P.-5.0～T.P.+20.0 m であり，敷地に遡上する津波の第 1 波は，一時的に計測範囲を超えるが，その後も津波の上昇側の水位を中央制御室及び緊急時対策所から監視可能な設計とする。また，潮位計は取水口入口近傍の北側と南側にそれぞれ 1個ずつ計 2 個を多重化して設置し，漂流物の衝突に対する防止策・緩和策を講じる設計とする。
b. 荷重の組合せ及び許容限界
防潮堤及び防潮扉，津波防護施設，浸水防止設備並びに津波監視設備の設計に当

ロ項(2)たっては，津波による荷重及び津波以外の荷重を適切に設定し，それらの組合せを考慮する。また，想定される荷重に対する部材の健全性や構造安定性について適切な許容限界を設定する。
(a) 荷重の組合せ
津波と組み合わせる荷重については，原子炉冷却系統施設の基本設計方針「第ロ項(2)１章 共通項目」のうち「2.3 外部からの衝撃による損傷の防止」で設定している自然条件（積雪，風荷重）及び余震として考えられる地震に加え，漂流物による荷重を考慮する。
「1.2

入力津波の設定(2)

敷地に遡上する津波による入力津波の設定」に記載のとおり，防潮堤外側における津波荷重の設定に当たっては，敷地に遡上する津波の高さを初期条件としてあらかじめ設定することから数値計算上の不確かさは考慮しない。
防潮堤内側においては，各施設・設備の機能損傷モードに対応した荷重の算定過程に介在する不確かさを考慮し，余裕の程度を検討した上で安全側の設定を行う。
(b) 許容限界
防潮堤及び防潮扉，津波防護施設，浸水防止設備並びに津波監視設備の許容限ロ項(2)

界は，地震後，津波後の再使用性や，津波の繰返し作用を想定し，施設・設備を構成する材料が概ね弾性状態に留まることを基本とする。

資 1-13-21

変 更 前変 更 後2.

記載しない理由

発電用原子炉施設内における溢水等による損傷の防止

2.1 溢水防護等の基本方針
設計基準対象施設が，発電用原子炉施設内における溢水が発生した場合においても，ロ項 a.(d)，ヌ項

その安全性を損なうおそれがない設計とする。
そのために，溢水防護に係る設計時に発電用原子炉施設内で発生が想定される溢水の影響を評価（以下「溢水評価」という。
）し，運転状態にある場合は発電用原子炉施設内における溢水が発生した場合においても，原子炉を高温停止及び，引き続き低温停止することができ，並びに放射性物質の閉じ込め機能を維持できる設計とする。また，停止状態にある場合は，引き続きその状態を維持できる設計とする。さらに使用済燃料プールにおいては，使用済燃料プールの冷却機能及び使用済燃料プールへの給水機能を維持できる設計とする。
「発電用軽水型原子炉施設の安全評価に関する審査指針」を踏まえ，溢水により発生

ロ項 a.(d)，ヌ項

し得る原子炉外乱及び溢水の原因となり得る原子炉外乱を抽出し，主給水流量喪失，原
子炉冷却材喪失等の運転時の異常な過渡変化又は設計基準事故の対処に必要な機器に対し，単一故障を考慮しても異常状態を収束できる設計とする。
これらの機能を維持するために必要な設備（以下「溢水防護対象設備」という。
）が発生を想定する没水，被水及び蒸気の影響を受けて，要求される機能を損なうおそれがな
い設計（多重性又は多様性を有する設備が同時にその機能を損なうおそれがない設計）とする。
重大事故等対処設備に期待する機能については，溢水影響を受けて設計基準事故対処

ロ項 a.(d)

設備並びに使用済燃料プールの冷却設備及び給水設備（以下「設計基準事故対処設備等」という。
）と同時に機能を損なうおそれがないよう，被水及び蒸気影響に対しては可能な限り設計基準事故対処設備等と位置的分散を図り，没水の影響に対しては溢水水位を考慮した位置に設置又は保管する。
溢水影響に対し防護すべき設備（以下「防護すべき設備」という。
）として溢水防護対

ロ項 a.(d)，ヌ項

象設備及び重大事故等対処設備を設定する。
なお，施設定期検査時については，使用済燃料プール，原子炉ウェル及びドライヤセ

ロ項 a.(d)，ヌ項

パレータプールのスロッシングにより発生する溢水をそれぞれのプール等へ戻すこと
で，原子炉建屋原子炉棟 6 階よりも下層階に流下させない設計とし，原子炉建屋原子炉棟 6 階よりも下層階に設置される防護すべき設備がその機能を損なうおそれがない設計とする。

資 1-13-22

変 更 前変 更 後
発電用原子炉施設内の放射性物質を含む液体を内包する容器，配管その他の設備（ポ記載しない理由
ロ項 a.(d)，ヌ項

ンプ，弁，使用済燃料プール，サイトバンカプール，原子炉ウェル，ドライヤセパレータ
プール）から放射性物質を含む液体があふれ出るおそれがある場合において，当該液体が管理区域外へ漏えいすることを防止する設計とする。
溢水評価条件の変更により評価結果が影響を受けないことを確認するために，評価条ロ項 a.(d)，ヌ項

件変更の都度，溢水評価を実施することとし保安規定に定めて管理する。
2.2 防護すべき設備の設定
溢水によってその安全機能が損なわれないことを確認する必要がある施設を，発電用

ロ項 a.(d)軽水型原子炉施設の安全機能の重要度分類に関する審査指針（以下「重要度分類審査指針」という。
）における分類のクラス１，クラス２及びクラス３に属する構築物，系統及び機器とする。
この中から，溢水防護上必要な機能を有する構築物，系統及び機器を選定する。
具体的には，運転状態にある場合には原子炉を高温停止，引き続き低温停止することができ，並びに放射性物質の閉じ込め機能を維持するため，停止状態にある場合は引き続きその状態を維持するため，及び使用済燃料プールの冷却機能及び給水機能を維持するために必要となる，重要度分類審査指針における分類のクラス１，２に属する構築物，
系統及び機器に加え，安全評価上その機能を期待するクラス３に属する構築物，系統及び機器を抽出する。
以上を踏まえ，防護すべき設備のうち溢水防護対象設備として，重要度の特に高い安全機能を有する構築物，系統及び機器，並びに，使用済燃料プールの冷却機能及び給水機能を維持するために必要な構築物，系統及び機器を選定する。
また，重大事故等対処設備も防護すべき設備として選定する。

ロ項 a.(d)2.3 溢水源及び溢水量の設定
溢水影響を評価するために想定する機器の破損等により生じる溢水（以下「想定破損ロ項 a.(d)による溢水」という。
），発電所内で生じる異常状態（火災を含む。
）の拡大防止のために設置される系統からの放水による溢水（以下「消火水の放水による溢水」という。
）並びに地震に起因する機器の破損及び使用済燃料プール等のスロッシングにより生じる溢水（以下「地震起因による溢水」という。
）を踏まえ，溢水源及び溢水量を設定する。
また，その他の要因による溢水として，地下水の流入，地震以外の自然現象，機器の誤作動等により生じる溢水（以下「その他の溢水」という。
）の影響も評価する。
想定破損による溢水では，単一の配管の破損による溢水を想定して，配管の破損箇所

ロ項 a.(d)を溢水源として設定する。
資 1-13-23

変 更 前変 更 後

記載しない理由

また，破損を想定する配管は，内包する流体のエネルギに応じて，高エネルギ配管又は低エネルギ配管に分類する。
高エネルギ配管は，「完全全周破断」，低エネルギ配管は，「配管内径の 1／2 の長さと配管肉厚の 1／2 の幅を有する貫通クラック」（以下「貫通クラック」という。
）を想定した溢水量とする。
ただし，高エネルギ配管についてはターミナルエンド部を除き応力評価の結果により，原子炉冷却材圧力バウンダリ及び原子炉格納容器バウンダリの配管であれば発生応力が許容応力の 0.8 倍以下であれば破損を想定せず，原子炉冷却材圧力バウンダリ及び原子炉格納容器バウンダリ以外の配管であれば発生応力が許容応力の 0.4 倍を超え 0.8 倍以下であれば「貫通クラック」による溢水を想定した評価とし，0.4 倍以下であれば破損は想定しない。
また，低エネルギ配管については，発生応力が許容応力の 0.4 倍以下であれば破損は想定しない。
発生応力と許容応力の比較により破損形状の想定を行う場合は，評価結果に影響する
ような減肉がないことを確認するために継続的な肉厚管理を実施することとし保安規定に定めて管理する。
高エネルギ配管のうち，高エネルギ配管として運転している割合が当該系統の運転している時間の 2 ％又はプラント運転期間の 1 ％より小さいことから低エネルギ配管とする系統については，運転時間実績管理を実施することとし保安規定に定めて管理する。
消火水の放水による溢水では，消火活動に伴う消火栓からの放水を溢水量として設定

ロ項 a.(d)する。発電所内で生じる異常状態（火災を含む。
）の拡大防止のために設置されるスプリ
ンクラ及び格納容器スプレイ系統からの溢水については，防護すべき設備が溢水影響を受けない設計とする。
地震起因による溢水では，流体を内包することで溢水源となり得る機器のうち，基準ロ項 a.(d)地震動Ｓｓによる地震力により破損するおそれがある機器及び使用済燃料プールのスロッシングによる漏えい水を溢水源として設定する。
耐震Ｓクラス機器については，基準地震動Ｓｓによる地震力によって破損は生じないことから溢水源として想定しない。また，耐震Ｂ及びＣクラス機器のうち耐震対策工事の実施又は設計上の裕度の考慮により，基準地震動Ｓｓによる地震力に対して耐震性が確保されているものについては溢水源として想定しない。
溢水源となる配管については破断形状を完全全周破断を考慮した溢水量とし，溢水源となる容器については全保有水量を考慮した溢水量とする。
また，使用済燃料プールのスロッシングによる溢水量の算出に当たっては，基準地震
動Ｓｓにより発生する使用済燃料プールのスロッシングにて使用済燃料プール外へ漏え

資 1-13-24

変 更 前変 更 後

記載しない理由

いする溢水量を算出する。
また，施設定期検査中においては，使用済燃料プール，原子炉ウェル及びドライヤセ
パレータプールのスロッシングによる漏えい水を溢水源とし溢水量を算出する。
その他の溢水については，地下水の流入，降水，屋外タンクの竜巻による飛来物の衝

ロ項 a.(d)突による破損に伴う漏えい等の地震以外の自然現象に伴う溢水，機器の誤作動，弁グラ
ンド部，配管フランジ部からの漏えい事象等を想定する。
溢水量の算出に当たっては，漏水が生じるとした機器のうち防護すべき設備への溢水の影響が最も大きくなる位置で漏水が生じるものとして評価する。
また，溢水量の算出において，隔離による漏えい停止を期待する場合には，漏えい停止までの適切な隔離時間を考慮し，配管の破損箇所から流出した漏水量と隔離後の溢水量として隔離範囲内の系統の保有水量を合算して設定する。なお，手動による漏えい停止の手順は，保安規定に定めて管理する。
2.4 溢水防護区画及び溢水経路の設定
ロ項 a.(d)

溢水影響を評価するために，溢水防護区画及び溢水経路を設定する。
溢水防護区画は，防護すべき設備が設置されている全ての区画並びに中央制御室及び現場操作が必要な設備へのアクセス通路について設定する。
溢水防護区画は壁，扉，堰，床段差等，又はそれらの組み合わせによって他の区画と分離される区画として設定し，溢水防護区画内外で発生を想定する溢水に対して，当該区画内の溢水水位が最も高くなるように保守的に溢水経路を設定する。
また，消火活動により区画の扉を開放する場合は，開放した扉からの消火水の伝播を考慮した溢水経路とする。
溢水経路を構成する水密扉に関しては，扉の閉止運用を保安規定に定めて管理する。
また，原子炉建屋原子炉棟 6 階の大物機器搬入口開口部及び燃料輸送容器搬出口開口部に関して，キャスク搬出入時における原子炉建屋原子炉棟溢水拡大防止堰 6-4（鋼板部）の取り外しの運用並びに原子炉建屋原子炉棟 6 階の残留熱除去系Ａ系及びＢ系の熱交換器ハッチ開口部に関して，ハッチを開放する場合における原子炉建屋原子炉棟止水板 6-1（高さm 以上）及び原子炉建屋原子炉棟止水板 6-2（高さm 以上）の設置の運用を保安規定に定めて管理する。
2.5

防護すべき設備を内包する建屋内及びエリア内で発生する溢水に関する溢水評価及び防護設計方針(1) 没水の影響に対する評価及び防護設計方針
発生を想定する溢水量，溢水防護区画及び溢水経路から算出される溢水水位と防護

ロ項 a.(d)

すべき設備が要求される機能を損なうおそれがある高さ（以下「機能喪失高さ」とい

資 1-13-25

変 更 前変 更 後

記載しない理由う。
）を評価し，防護すべき設備が要求される機能を損なうおそれがない設計とする。
また，溢水の流入状態，溢水源からの距離，人員のアクセス等による一時的な水位変動を考慮し，機能喪失高さは溢水による水位に対して裕度を確保する設計とする。
没水の影響により，防護すべき設備が溢水による水位に対し機能喪失高さを確保で

ロ項 a.(d)きないおそれがある場合は，溢水水位を上回る高さまで，溢水により発生する水圧に対して止水性（以下「止水性」という。
）を維持する壁，扉，堰，逆流防止装置又は貫通部止水処置により溢水伝播を防止するための対策を実施する。
止水性を維持する浸水防護施設については，試験又は机上評価にて止水性を確認す
る設計とする。
(2) 被水の影響に対する評価及び防護設計方針
溢水源からの直線軌道及び放物線軌道の飛散による被水及び天井面の開口部若しく

ロ項 a.(d)は貫通部からの被水が，防護すべき設備に与える影響を評価する。
防護すべき設備は，浸水に対する保護構造（以下「保護構造」という。
）を有し，被
水影響を受けても要求される機能を損なうおそれがない設計とする。
保護構造を有さない場合は，機能を損なうおそれがない配置設計又は被水の影響が発生しないよう当該設備が設置される溢水防護区画において水消火を行わない消火手段（ハロゲン化物消火設備による消火，二酸化炭素自動消火設備による消火，消火器による消火）を採用する設計とする。
保護構造により要求される機能を損なうおそれがない設計とする設備については，評価された被水条件を考慮しても要求される機能を損なうおそれがないことを設計時に確認する。
消火対象以外の設備への誤放水がないよう，消火水放水時に不用意な放水を行わない運用とすることとし保安規定に定めて管理する。
(3) 蒸気影響に対する評価及び防護設計方針
区画内で発生を想定する漏えい蒸気，区画間を拡散する漏えい蒸気及び破損想定箇

ロ項 a.(d)所近傍での漏えい蒸気の直接噴出による影響について，設定した空調条件や解析区画
条件により評価する。
蒸気曝露試験又は試験困難な場合等に実施した机上評価により，防護すべき設備の健全性を確認した条件が，漏えい蒸気による環境条件（温度，湿度及び圧力）を満足
し，防護すべき設備が要求される機能を損なうおそれがない設計又は配置とする。
漏えい蒸気の影響により，防護すべき設備が要求される機能を損なうおそれがある

ロ項 a.(d)場合は，漏えい蒸気影響を緩和するための対策を実施する。

資 1-13-26

変 更 前変 更 後

記載しない理由

具体的には，蒸気の漏えいを早期に自動検知し，直ちに自動隔離を行うために，自動検知・遠隔隔離システム（温度検出器，蒸気遮断弁，検知制御・監視盤）を設置する。所内蒸気系統に設置する蒸気遮断弁は，隔離信号発信後秒以内に自動隔離する設計とする。
蒸気の漏えいの自動検知及び自動遠隔隔離だけでは防護すべき設備が要求される機能を損なうおそれがある配管破断想定箇所には，防護カバーを設置し，防護カバーと配管のすき間（両側合計mm 以下）を設定することで漏えい蒸気影響を緩和する設計とする。
また，主蒸気管破断事故時等には，原子炉建屋原子炉棟内外の差圧による原子炉建
屋外側ブローアウトパネル（設置枚数枚，開放差圧ロ項 a.(d)kPa 以下）の開放により，溢水防護区画内において蒸気影響を軽減する設計とする。
(4) 使用済燃料プールのスロッシング後の機能維持に関する溢水評価及び防護設計方針
使用済燃料プールのスロッシングによる溢水量の算出に当たっては，基準地震動Ｓｓによる地震力によって生じるスロッシング現象を三次元流動解析により評価し，使用

ロ項 a.(d)済燃料プール外へ漏えいする水量を考慮する。
その際，使用済燃料プールの初期条件は保守的となるように設定する。
算出した溢水量からスロッシング後の使用済燃料プールの水位低下を考慮しても，使用済燃料プールの冷却機能及び使用済燃料プールへの給水機能を確保し，それらを用いることにより適切な水温及び遮蔽水位を維持できる設計とする。
なお，施設定期検査時においては，スロッシングによる溢水が使用済燃料プール，
原子炉ウェル及びドライヤセパレータプールへ戻ることにより，スロッシング後にも使用済燃料プールの適切な水温及び遮蔽水位を維持できる設計とする。
2.6

防護すべき設備を内包する建屋外及びエリア外で発生する溢水に関する溢水評価及び防護設計方針防護すべき設備を内包する建屋外及びエリア外で発生を想定する溢水である循環水管

ロ項 a.(d)の伸縮継手の破損による溢水，屋外タンクで発生を想定する溢水，地下水等による影響を評価し，防護すべき設備を内包する建屋内及びエリア内へ溢水が流入し伝播しない設計とする。
具体的には，循環水管の伸縮継手による溢水量低減対策及び溢水水位に対して止水性を維持する壁，扉，蓋の設置及び貫通部止水処置を実施し，溢水の伝播を防止する設計とする。
海水ポンプエリア外及びタービン建屋内における循環水管の伸縮継手の破損による溢

ロ項 a.(d)資 1-13-27

変 更 前変 更 後

記載しない理由

水量低減については，循環水管の伸縮継手の破損箇所からの溢水を早期に自動検知し，隔離（地震起因による伸縮継手の破損の場合は自動隔離，それ以外は中央制御室からの遠隔手動隔離）を行うために，循環水系隔離システム（漏えい検知器，循環水ポンプ出口
弁，復水器水室出入口弁，検知制御盤及び検知監視盤）を設置する。隔離信号発信後分以内に循環水ポンプ及び循環水ポンプ出口弁，復水器水室出入口弁を自動隔離する設計とする。
さらに，海水ポンプエリア外の循環水管については，伸縮継手を可撓継手構造に取替
え，継手部のすき間（合計mm 以下）を設定する設計とすることで，破損箇所からの溢水量を低減する設計とする。
また，地下水に対しては，排水ポンプの故障等により建屋周囲の水位が地表面まで上ロ項 a.(d)昇することを想定し，建屋外周部における壁及び貫通部止水処置により防護すべき設備を内包する建屋内へ伝播しない設計とする。
止水性を維持する浸水防護施設については，試験又は机上評価にて止水性を確認する

ロ項 a.(d)設計とする。
2.7 管理区域外への漏えい防止に関する溢水評価及び防護設計方針
放射性物質を含む液体を内包する容器，配管その他の設備（ポンプ，弁，使用済燃料プ

ロ項 a.(d)ール，サイトバンカプール，原子炉ウェル，ドライヤセパレータプール）からあふれ出る
放射性物質を含む液体の溢水量，溢水防護区画及び溢水経路により溢水水位を評価し，放射性物質を内包する液体が管理区域外に漏えいすることを防止し伝播しない設計とする。なお，地震時における放射性物質を含む液体の溢水量の算出については，要求される地震力を用いて設定する。
放射性物質を含む液体が管理区域外に伝播するおそれがある場合には，溢水水位を上
回る高さまで，止水性を維持する堰により管理区域外への溢水伝播を防止するための対策を実施する。
2.8 溢水防護上期待する浸水防護施設の構造強度設計
溢水防護区画及び溢水経路の設定並びに溢水評価において期待する浸水防護施設の構

ロ項 a.(d)

造強度設計は，以下のとおりとする。
浸水防護施設が要求される機能を維持するため，計画的に保守管理，点検を実施するとともに必要に応じ補修を実施する。
壁，堰，扉，蓋，逆流防止装置及び貫通部止水処置については，基準地震動Ｓｓによる

ロ項 a.(d)地震力に対し，地震時及び地震後においても，溢水伝播を防止する機能を損なうおそれ資 1-13-28

変 更 前変 更 後

記載しない理由がない設計とする。ただし，放射性物質を含む液体が管理区域外に伝播することを防止するために設置する堰については，要求される地震力に対し，地震時及び地震後においても，溢水伝播を防止する機能を損なうおそれがない設計とする。
漏えい蒸気影響を緩和する防護カバーの設計においては，配管の破断により発生する荷重に対し，蒸気影響を緩和する機能を損なうおそれがない設計とする。
循環水管の伸縮継手の破損箇所からの溢水量を低減する可撓継手及び循環水系隔離シ
ステムに係る設備の設計においては，基準地震動Ｓｓによる地震力に対し，地震時及び地震後においても，溢水量を低減する機能を損なうおそれがない設計とする。

3.
－

主要対象設備

本記載は，要目表対象を示したリ

浸水防護施設の対象となる主要な設備について，「表 1 浸水防護施設の主要設備リスト」 ストに関する記載であるため，記
に示す。

載しない。

資 1-13-29

14. 補機駆動燃料設備の基本設計方針
変 更

前

変 更

後

記載しない理由

用語の定義は「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 本記載は概要であるため，記載しる規則」及び「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則」並びにこれら ない。

－の解釈による。
第１章 共通項目

本記載は概要であるため，記載し補機駆動用燃料設備の共通項目である「1. 地盤等，2. 自然現象，3. 火災，4. 溢水 ない。
等，5. 設備に対する要求（5.3 使用中の亀裂等による破壊の防止，5.5 安全弁等，5.6－

逆止め弁を除く。
），6. その他」の基本設計方針については，原子炉冷却系統施設の基本設
計方針「第１章 共通項目」に基づく設計とする。
第２章 個別項目
1.

補機駆動用燃料設備
ディーゼル駆動消火ポンプ（東海，東海第二発電所共用）の駆動用燃料は，ディーゼル

ロ項 a.(c)，b. (b)駆動消火ポンプ用燃料タンク（東海，東海第二発電所共用）に貯蔵し，必要な容量を確保することで，安全性を損なわない設計とする。
可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプのポンプ駆動用燃料は，可搬－

ヌ項型代替注水中型ポンプ車載燃料タンク又は可搬型代替注水大型ポンプ車載燃料タンクに貯蔵する。
可搬型設備用軽油タンクは，可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプの燃料を貯蔵できる設計とする。
可搬型代替注水中型ポンプ，可搬型代替注水大型ポンプ及びタンクローリ（走行用の燃料タンク）等は，可搬型設備用軽油タンクからタンクローリを用いて燃料を補給できる設
計とする。
2.

－

主要対象設備

本記載は，要目表対象を示したリ

補機駆動用燃料設備（非常用電源設備及び補助ボイラーに係るものを除く。
）の対象とな

ストに関する記載であるため，記る主要な設備について，「表 1 補機駆動用燃料設備（非常用電源設備及び補助ボイラーに係 載しない。
るものを除く。
）の主要設備リスト」に示す。

資 1-14-1

15. 非常取水設備の基本設計方針
変 更

前

変 更

後

記載しない理由

用語の定義は「発電用原子力設備に関する技術基準を定める省令」，「実用発電用原子炉

用語の定義は「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」及び「実用発電用原子炉及びる規則」及び「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則」並びにこれら

その附属施設の技術基準に関する規則」並びにこれらの解釈による。

の解釈による。

非常用取水設備の共通項目である「1. 地盤等，2.

非常用取水設備の共通項目である「1. 地盤等，2.

自然現象，3.火災，4. 溢水等，5.

自然現象，3.火災，4. 溢水等，5.

設備に対する要求（5.2 材料及び構造等，5.3 使用中の亀裂等による破壊の防止，5.4 耐設備に対する要求（5.2 材料及び構造等，5.3 使用中の亀裂等による破壊の防止，5.4 耐圧試験等，5.5 安全弁等，5.6 逆止め弁，5.7 内燃機関，5.8 電気設備の設計条件を除圧試験等，5.5 安全弁等，5.6 逆止め弁，5.7 内燃機関，5.8 電気設備の設計条件を除く。），6. その他（6.3 安全避難通路等，6.4 放射性物質による汚染の防止を除く。
）」のく。），6. その他（6.3 安全避難通路等，6.4 放射性物質による汚染の防止を除く。
）」の基本設計方針については，原子炉冷却系統施設の基本設計方針「第１章 共通項目」に基づ

基本設計方針については，原子炉冷却系統施設の基本設計方針「第１章 共通項目」に基づく設計とする。

く設計とする。

第２章 個別項目

第２章 個別項目

1.

1.

非常用取水設備の基本設計方針ない。

本記載は概要であるため，記載し第１章 共通項目

第１章 共通項目

本記載は概要であるため，記載しない。

非常用取水設備の基本設計方針

設計基準事故に対処するために必要となる残留熱除去系，非常用ディーゼル発電機及び設計基準事故に対処するために必要となる残留熱除去系，非常用ディーゼル発電機及び高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機に使用する海水を取水し，導水するための流路を構

高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機に使用する海水を取水し，導水するための流路を構築するため，取水構造物を設置することにより冷却に必要な海水を確保できる設計とする。

築するため，取水構造物を設置することにより冷却に必要な海水を確保できる設計とする。

なお，取水構造物は，海と接続しており容量に制限がなく必要な取水容量を十分に有してなお，取水構造物は，海と接続しており容量に制限がなく必要な取水容量を十分に有して

いる。

いる。
また，基準津波に対して，残留熱除去系海水系ポンプ，非常用ディーゼル発電機用海水ヌ項

ヌ項

ポンプ及び高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機用海水ポンプが引き波時においても機能保持できるよう，貯留堰を設置することにより冷却に必要な十分な容量の海水が確保できる設計とする。
非常用取水設備の取水構造物及び貯留堰は，設計基準事故対処設備の一部を流路としてヌ項使用することから，流路に係る機能について重大事故等対処設備としての設計を行う。
重大事故等に対処するために必要となる可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水

ヌ項

大型ポンプの取水箇所としてＳＡ用海水ピットを設置し，ＳＡ用海水ピットに海水を導水するため，ＳＡ用海水ピット取水塔及び海水引込み管を設置する設計とする。
なお，ＳＡ用海水ピット取水塔，海水引込み管及びＳＡ用海水ピットは，海と接続してヌ項

おり容量に制限がなく必要な取水容量を十分有している。また，引き波時のＳＡ用海水ピットの水位低下時においても十分な容量の海水が確保できるよう，可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプを十分低い位置に設置する設計とする。

資 1-15-1

変 更

前

変 更

後

重大事故等に対処するために必要となる残留熱除去系，代替循環冷却系及び代替燃料プ

記載しない理由
ヌ項

ール冷却系の冷却用の海水を確保するために，緊急用海水ポンプの流路として，ＳＡ用海水ピット取水塔，海水引込み管及びＳＡ用海水ピットに加え，緊急用海水取水管及び緊急用海水ポンプピットを設置する設計とする。
なお，ＳＡ用海水ピット取水塔，海水引込み管，ＳＡ用海水ピット，緊急用海水取水管及ヌ項

び緊急用海水ポンプピットは，海と接続しており容量に制限がなく必要な取水容量を十分有している。また，引き波時においても非常用取水設備を構成する一連の系の保有水にて冷却に必要な十分な容量の海水が確保できる設計とする。
2.

主要対象設備
非常用取水設備の対象となる主要な設備について，「表 1 非常用取水設備の主要設備リ

スト」に示す。

2.

主要対象設備

本記載は，要目表対象を示したリ

非常用取水設備の対象となる主要な設備について，「表 1 非常用取水設備の主要設備リ ストに関する記載であるため，記スト」に示す。

載しない。

資 1-15-2

16. 緊急時対策所の基本設計方針
変 更

前

変 更

後

記載しない理由

用語の定義は「発電用原子力設備に関する技術基準を定める省令」，「実用発電用原子炉

用語の定義は「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」及び「実用発電用原子炉及びる規則」及び「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則」並びにこれら

その附属施設の技術基準に関する規則」並びにこれらの解釈による。

の解釈による。

緊急時対策所の共通項目のうち「1. 地盤等，2. 自然現象，3. 火災，4.

緊急時対策所の共通項目のうち「1. 地盤等，2. 自然現象，3. 火災，4.

溢水等，5.

溢水等，5.

設備に対する要求（5.2 材料及び構造等，5.3 使用中の亀裂等による破壊の防止，5.4 耐設備に対する要求（5.2 材料及び構造等，5.3 使用中の亀裂等による破壊の防止，5.4 耐圧試験等，5.5 安全弁等，5.6 逆止め弁，5.7 内燃機関を除く），6. その他（6.4 放圧試験等，5.5 安全弁等，5.6 逆止め弁，5.7 内燃機関を除く），6. その他（6.4 放射性物質による汚染の防止を除く）」の基本設計方針については，原子炉冷却系統施設の基

射性物質による汚染の防止を除く）」の基本設計方針については，原子炉冷却系統施設の基

本設計方針「第１章 共通項目」に基づく設計とする。

本設計方針「第１章 共通項目」に基づく設計とする。

第２章 個別項目

第２章 個別項目

1.

1.

緊急時対策所

1.1 緊急時対策所の設置等ない。

本記載は概要であるため，記載し第１章 共通項目

第１章 共通項目

本記載は概要であるため，記載しない。

緊急時対策所

1.1 緊急時対策所の設置等(1) 緊急時対策所の設置

発電用原子炉施設には，原子炉冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊その他の異常発電用原子炉施設には，原子炉冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊その他の異が発生した場合に適切な措置をとるため，緊急時対策所（東海，東海第二発電所共用（以常が発生した場合に適切な措置をとるため，緊急時対策所（東海，東海第二発電所共

下同じ。））を中央制御室以外の場所に設置する。緊急時対策所は，東海発電所と共用と用（以下同じ。））を中央制御室以外の場所に設置する。緊急時対策所は，東海発電所

するが，東海発電所と同時発災時に対応するために必要な居住性を確保する設計とすると共用とするが，東海発電所と同時発災時に対応するために必要な居住性を確保することで，安全性を損なわない設計とする。

設計とすることで，安全性を損なわない設計とする。

ロ項 a.(g)(ac)，ヌ項（ⅵ）(2) 必要な条件
緊急時対策所は，重大事故等が発生した場合においても，当該事故等に対処するたヌ項（ⅵ）

めの適切な措置が講じることができるよう，緊急時対策所機能に係る設備を含め，以下の設計とする。
なお，緊急時対策所は，災害対策本部室及び宿泊・休憩室から構成され，緊急時対策
所建屋に設置する設計とする。
a. 耐震性及び耐津波性
緊急時対策所は，重大事故等が発生した場合においても，当該事故等に対処する

ヌ項（ⅵ）

ための適切な措置が講じられるよう，その機能に係る設備を含め，基準地震動Ｓｓによる地震力に対し，機能を喪失しないよう設計するとともに，基準津波の影響を受けない設計とする。
緊急時対策所は敷地高さ T.P.+23 m 以上に設置し，敷地に遡上する津波による浸ヌ項（ⅵ）

水の影響を受けない設計とする。

資 1-16-1

変 更

前

変 更

後

記載しない理由b. 中央制御室に対する独立性
緊急時対策所の機能に係る設備は，中央制御室との共通要因により同時に機能喪ヌ項（ⅵ）

失しないよう，中央制御室に対して独立性を有する設計とするとともに，中央制御室とは離れた位置に設置又は保管する設計とする。
c. 代替交流電源の確保
緊急時対策所には，常用電源設備からの給電が喪失した場合に，代替電源設備でヌ項（ⅵ）

ある緊急時対策所用発電機（東海，東海第二発電所共用（以下同じ。））からの給電が可能な設計とする。なお，緊急時対策所用発電機は，プルーム通過時において，燃料を自動で補給し運転継続できる設計とする。
緊急時対策所用発電機は，1 台で緊急時対策所に給電するために必要な容量を有ヌ項（ⅵ）

するものを，2 台設置することで，多重性を有する設計とする。
(3) 緊急時対策所の機能
緊急時対策所は，以下の措置又は設備を備えることにより緊急時対策所機能を確保

ヌ項（ⅵ）

する。
a. 居住性の確保
緊急時対策所は，原子炉冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊その他の異常が発生した場合に適切な措置をとるために必要な要員を収容できるとともに，それら要員が必要な期間にわたり滞在できる設計とする。
緊急時対策所は，重大事故等が発生した場合においても，重大事故等に対処する

ロ項 a.(ac)，ヌ項ために必要な指示を行う要員に加え，原子炉格納容器の破損等による発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための対策に対処するために必要な数の要員を含め，重大事故等に対処するために必要な数の要員を収容することができるとともに，重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員がとどまることができるよう，適切な遮蔽設計及び換気設計を行い緊急時対策所の居住性を確保する。
重大事故等が発生した場合における緊急時対策所の居住性については，想定するヌ項（ⅵ）

放射性物質の放出量等を東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電所事故と同等とし，かつ緊急時対策所内でのマスクの着用，交替要員体制，安定ヨウ素剤の服用及び仮設設備を考慮しない条件においても，「原子力発電所中央制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）」の手法を参考とした被ばく評価
において，緊急時対策所にとどまる要員の実効線量が事故後 7 日間で 100 mSv を超えない設計とする。

資 1-16-2

変 更

前

変 更

後

緊急時対策所内の酸素濃度及び二酸化炭素濃度が活動に支障がない範囲にあるこ記載しない理由
ヌ項（ⅵ）とを把握できるよう酸素濃度計（東海，東海第二発電所共用）（個数 1（予備 1））及び二酸化炭素濃度計（東海，東海第二発電所共用）（個数 1（予備 1））を保管する設計とするとともに，室内への希ガス等の放射性物質の侵入を低減又は防止するための確実な判断ができるよう放射線量を監視，測定するため，さらに緊急時対策所加圧設備による加圧判断のために使用する緊急時対策所エリアモニタ及び可搬型モニ
タリング・ポストを保管する設計とする。
緊急時対策所は，重大事故等が発生し，緊急時対策所の外側が放射性物質によりヌ項（ⅵ）

汚染したような状況下において，対策要員が緊急時対策所内に放射性物質による汚染を持ち込むことを防止するため，身体サーベイ及び作業服の着替え等を行うための区画を設置する設計とする。身体サーベイの結果，対策要員の汚染が確認された
場合は，対策要員の除染を行うことができる区画を，身体サーベイを行う区画に隣接して設置することができるよう考慮する。
b. 情報の把握
緊急時対策所には，原子炉冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊その他の異常ヌ項（ⅵ）に対処するために必要な情報及び重大事故等が発生した場合においても当該事故等に対処するために必要な指示ができるよう，重大事故等に対処するために必要な情報を，中央制御室内の運転員を介さずに正確，かつ速やかに把握できる情報収集設
備を設置する。
緊急時対策所の情報収集設備として，事故状態等の必要な情報を把握するために

ロ項 a.(ac)，ヌ項（ⅵ）

必要なパラメータ等を収集し，緊急時対策所内で表示できるよう，データ伝送装置，
緊急時対策支援システム伝送装置及びＳＰＤＳデータ表示装置で構成する安全パラ
メータ表示システム（ＳＰＤＳ）を設置する設計とする。
c. 通信連絡
原子炉冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊その他の異常が発生した場合におロ項 a.(ac)，ヌ項（ⅵ）

いて，当該事故等に対処するため，発電所内の関係要員に指示を行うために必要な通信連絡設備及び発電所外関係箇所と専用であって多様性を備えた通信回線にて通信連絡できる設計とする。
緊急時対策所には，重大事故等が発生した場合においても発電所の内外の通信連

ロ項 a.(ac)，ヌ項（ⅵ）

絡をする必要のある場所と通信連絡できる設計とする。

資 1-16-3

変 更

前

変 更

後

原子炉冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊その他の異常が発生した場合にお記載しない理由
ロ項 a.(ac)いて，通信連絡設備により，発電所内から発電所外の緊急時対策支援システム（ＥＲＳＳ）へ必要なデータを伝送できるデータ伝送設備（発電所外）として，緊急時対策支援システム伝送装置を設置する設計とする。データ伝送設備（発電所外）については，通信方式の多様性を確保した専用通信回線にて伝送できる設計とする。
緊急時対策支援システム（ＥＲＳＳ）へ必要なデータを伝送できる緊急時対策支援システム伝送装置で構成するデータ伝送設備（発電所外）については，重大事故等が発生した場合においても必要なデータを伝送できる設計とする。
2.

主要対象設備緊急時対策所の対象となる主要な設備について，「表 1 緊急時対策所の主要設備リスト」
に示す。

2.

主要対象設備

本記載は，要目表対象を示したリ

緊急時対策所の対象となる主要な設備について，「表 1 緊急時対策所の主要設備リスト」 ストに関する記載であるため，記
に示す。

載しない。

資 1-16-4

発電用原子炉の設置の許可との整合性に関する説明書に係る補足説明資料
補足-20-2【発電用原子炉設置変更許可申請書「本文（十号）」との整合性について】

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文十号）に記載する解析条件のうち，発電用原子炉設置変更許可申請書（本文五号）及び工事の計画に記載がある該当箇所を枠囲みにて示し，発電用原子炉設置変更許可申請書（本文五号）及び工事の計画の該当箇所を記載する。
また，発電用原子炉設置変更許可申請書（本文十号）に記載する解析条件のうち，工事の計画に該当しない箇所を下線にて示し，その理由を記載する。

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文十号）
十

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文五号）

工事の計画

工事の計画に該当しない理由

発電用原子炉の炉心の著しい損傷その他の事故が発生した場合における当該事故に対処するために必要な施設及び体制の整備に関する事項〔９×９燃料が装荷されたサイクル以降〕
イ

運転時の異常な過渡変化
事故に対処するために必要な施設並びに発生すると想定される事故の程度
及び影響の評価を行うために設定した条件及びその評価の結果(２)解析条件(ⅰ)原子炉の初期条件等
ａ．原子炉の初期条件については，特に断らない限り以下のとおりとする。原子炉熱出力は 3,440MW（定格出力の約 105％），炉心入口流量

・発電用原子炉の型式，熱出力及び基数*

３【既工認】（要目表）（以下「炉心流量」という。）は 41.1×10 t／h（定格流量の 85％） （*本文三号に記載）

1.原子炉本体を仮定した。これは，圧力上昇率等を有意に厳しく見積るために行っ

1.1

炉型式，熱出力，過剰反応度及び反 ・発電用軽水型原子炉施設の安全評価に応度係数た仮定であり，燃料の局所出力を約 105％にとることを意味しない。
すなわち，表面熱流束の解析結果は初期原子炉熱出力を約 105％とし

2

原子炉冷却系統設備 (1)冷却材た時の値であり，局所の表面熱流束は，解析結果を約 1.05 で除した

・熱出力計算書関する審査指針（以下「安全評価指針」という。）に基づき，初期状態を設定したものであるため値である。
・ハ(1)(ⅳ)a.最小限界出力比

また，ＭＣＰＲについては以下を仮定している。
サイクル早期炉心用スクラム反応度曲線を用いた場合
高燃焼度８×８燃料

1.24

９×９燃料（Ａ型）

1.24

９×９燃料（Ｂ型）

1.23・熱出力計算書

サイクル末期炉心用スクラム反応度曲線を用いた場合
高燃焼度８×８燃料

1.32

９×９燃料（Ａ型）

1.35

９×９燃料（Ｂ型）（９×９燃料（Ｂ型）のみが装荷されている場合）

1.27（９×９燃料（Ｂ型）のみが装荷されている場合以外） 1.33
燃料棒最大線出力密度（以下「最大線出力密度」という。）は 44.0kW

・ハ(1)(ⅳ)b.燃料棒最大線出力密度／m を仮定している。
ｂ．再循環流量制御系については，特に断らない限り自動運転モードとする。ただし，手動運転モードの場合に結果が有意に厳しくなるもの

・安全評価指針に基づき，運転モードの選定方法を説明したものであるため

資 2-ｲ-1

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文十号）

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文五号）

工事の計画

工事の計画に該当しない理由については手動運転モードを仮定する。
・安全評価指針に基づき，単一故障を設定

ｃ．作動を要求される安全機能の単一故障については，特に断らない限したものであるためり安全保護系の単一故障を仮定する。
ｄ．その他の解析条件
安全保護系の設定点等，解析に用いる主な条件を以下に示す。
(a) 初期運転条件（定格出力の約 105％の場合）【既工認】（要目表）

原子炉給水温度

218℃

原子炉圧力

7.03MPa［gage］（原子炉圧力容器（本文五号に記載なし）

原子炉冷却系統設備 (1)冷却材

・熱出力計算書

ドーム部）
タービン蒸気流量2

３6.75×10 t／h(b) 安全保護系設定値
原子炉圧力高スクラム

7.43MPa［gage］（スクラム遅れ時
間 0.55 秒）

原子炉水位低スクラム

セパレータ・スカート下端（通常水位から－126cm）から＋66cm（スクラム遅れ時間 1.05 秒）（レベル 3）計測制御系統施設

中性子束高スクラム（出力領域）
中性子束として熱流束（相当）として定格出力の約 105％の 120％（スク・ヘ(2)(ⅰ)原子炉停止回路の種類

ラム遅れ時間 0.09 秒）

6（第 10－1 図）（スクラム遅れ時

・発電用原子炉の運転を管理する

原子炉非常停止信号ための制御装置に係る制御方法

間 0.09 秒）

・炉心評価値に基づき，保守的に設定したものであるために関する説明書

原子炉出力ペリオド短スクラム

・原子炉非常停止信号の設定値の10 秒（スクラム遅れ時間 0.20 秒）
主蒸気隔離弁閉スクラム（要目表）

根拠に関する説明書

90％ストローク位置（スクラム遅れ時間 0.06 秒）

主蒸気止め弁閉スクラム

90％ストローク位置（スクラム遅れ時間 0.06 秒）(c) その他
主蒸気隔離弁閉止時間

3秒

・ホ(1)(ⅱ)c.主蒸気系

原子炉冷却系統設備（要目表）
4.1 主蒸気系(7)主要弁主蒸気止め弁閉止時間

0.1 秒

・安全評価指針に基づき，保守的に設

蒸気加減弁閉止時間

0.075 秒定したものであるため

タービン・バイパス弁容量

定格蒸気流量の 25％

・ホ(1)(ⅱ)f.タービン・バイパス系

・制御能力についての計算書

資 2-ｲ-2

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文十号）

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文五号）

工事の計画

工事の計画に該当しない理由

サイクル早期炉心用スクラム反応度曲線（第 10－2 図）
各サイクルについて，サイクル初期から，サイクル末期よりさかのぼって炉心平均燃焼度で 2,000MWd／t 手前までの期間における設計用スクラム反応度曲線をサイクル早期炉心用スクラム反
応度曲線と定義して用いる。
サイクル末期炉心用スクラム反応度曲線（第 10－3 図）

・制御能力についての計算書（本文五号に記載なし）

各サイクルについて，サイクル早期炉心用スクラム反応度曲線で定義した以外の期間における設計用スクラム反応度曲線としてサイクル末期炉心用スクラム反応度曲線を定義して用いる。
なお，ここでいうサイクル末期とは，そのサイクルにおいて，制御棒を全引き抜きしても，反応度的に定格出力が達成できなくなる時点である。
スクラム時挿入時間

全ストロークの 90％で 3.5 秒

・ヘ(3)(ⅱ)c.挿入時間及び駆動速度計測制御系統施設（要目表）
3

制御材駆動装置(1)制御棒駆動機構
・熱出力計算書
減速材ボイド係数（＊）
９×９燃料（Ｂ型）のみが装荷されている場合以外は，ボイドが減少する過渡変化に対しては，減速材ボイド係数は，取替炉心を含めた詳細設計での多少の変動等を考慮して，反応度フィードバ
ック効果が大きい９×９燃料（Ａ型）取替炉心の平衡サイクル末
期時点の値の 1.25 倍の値を用いる。ボイドが増加する過渡変化に対しては，減速材ボイド係数は，取替炉心を含めた詳細設計での多少の変動等を考慮して，反応度フィードバック効果が小さい
９×９燃料（Ｂ型）取替炉心の平衡サイクル初期時点の値の 0.9倍の値を用いる。

・ハ(1)(ⅲ)c.減速材ボイド係数及びドップラ

９×９燃料（Ｂ型）のみが装荷されている場合は，ボイドが減少

係数・制御能力についての計算書

する過渡変化に対しては，減速材ボイド係数は，取替炉心を含めた詳細設計での多少の変動等を考慮して，反応度フィードバック
効果が大きい９×９燃料（Ｂ型）取替炉心の平衡サイクル末期時
点の値の 1.25 倍の値を用いる。
ドップラ係数（＊）
９×９燃料（Ｂ型）のみが装荷されている場合以外は，ボイドが減少する過渡変化に対しては，９×９燃料（Ａ型）取替炉心の平衡サイクル末期時点の値の 0.9 倍の値を用いる。ボイドが増加す
る過渡変化に対しては，９×９燃料（Ｂ型）取替炉心の平衡サイ

資 2-ｲ-3

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文十号）

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文五号）

工事の計画

工事の計画に該当しない理由

クル末期時点の値の 0.9 倍の値を用いる。
９×９燃料（Ｂ型）のみが装荷されている場合は，ボイドが減少
する過渡変化に対しては，９×９燃料（Ｂ型）取替炉心の平衡サ
イクル末期時点の値の 0.9 倍の値を用いる。
原子炉水位高（タービン・トリップ）設定点（本文五号に記載なし）

・発電用原子炉の運転を管理するための制御装置に係る制御方法に関する説明書

セパレータ・スカート下端から＋175cm（レベル 8）
原子炉水位異常低下（主蒸気隔離弁閉止，再循環ポンプ･トリップ） ・ヘ(2)(ⅱ)その他の主要な安全保護回路の種類

計測制御系統施設

設定点

（要目表）
セパレータ・スカート下端から

7

工学的安全施設等の起動信号－59cm（レベル 2）・工学的安全施設等の起動（作動）信号の設定値の根拠に関する説明書

逃がし安全弁設定点

第 1 段：7.52MPa［gage］×2 個・ホ(1)(ⅱ)c.主蒸気系

原子炉冷却系統施設

第 2 段：7.59MPa［gage］×4 個（要目表）

第 3 段：7.66MPa［gage］×4 個

4.1 主蒸気系

第 4 段：7.73MPa［gage］×4 個(6)安全弁及び逃がし弁

第 5 段：7.80MPa［gage］×4 個(ⅱ)各評価事象の解析に当たって考慮する解析条件
その他，各評価事象の解析に当たって考慮する主要な安全機能に関する解析条件を以下に記述する。
ａ．炉心内の反応度又は出力分布の異常な変化(a) 原子炉起動時における制御棒の異常な引き抜き
原子炉の起動時に運転員の誤操作により制御棒が連続的に引き（本文五号に記載なし）

抜かれ，原子炉出力が上昇する事象を想定する。
a)制御棒引き抜き前の原子炉は臨界状態にあり，出力は定格値の 10－３・ホ(1)(ⅲ)冷却材の温度及び圧力，原子炉圧力は 7.03MPa［gage］，燃料被覆管表面温度及び冷・制御能力についての計算書

却材の温度は 286℃とする。また，
燃料エンタルピの初期値は 75kJしたものであるため／kgUO2 とする。
b)引抜制御棒価値は，制御棒価値ミニマイザで許容される最大反応

・安全評価指針に基づき，初期状態を設定

・ハ(1)(ⅲ)b.制御棒の最大反応度価値

度価値である 0.013Δｋとする。
c)制御棒は，引抜速度の上限値 9.1cm／s で引き抜かれるとする。

・ヘ(3)(ⅱ)c.挿入時間及び駆動速度d)起動領域計装のＡ，Ｂチャンネルとも引抜制御棒に最も近い検出（本文五号に記載なし）

器が 1 個ずつバイパス状態にあるとする。

資 2-ｲ-4

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文十号）

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文五号）

工事の計画

工事の計画に該当しない理由
・安全評価指針に基づき，評価に用いるスe)スクラム反応度曲線は，原子炉の状態を考慮した値（＊）を用いクラム反応度曲線の選定について説明しる。

たものであるため
f)ドップラ反応度は，９×９燃料（Ａ型）を装荷した炉心について（本文五号に記載なし）

・制御能力についての計算書（本文五号に記載なし）

・制御能力についての計算書

・ハ(1)(ⅳ)主要な熱的制限値【既工認】（要目表）

二次元拡散計算による出力分布を考慮して求めた値（＊）を用い，９×９燃料（Ｂ型）を装荷した炉心について三次元拡散計算による出力分布を考慮して求めた値（＊）を用いる。
(b) 出力運転中の制御棒の異常な引き抜き
原子炉の出力運転中に運転員の誤操作により制御棒が連続的に引き抜かれ，原子炉出力が上昇する事象を想定する。
a)引き抜かれる制御棒が完全挿入状態にあるとき，原子炉は通常運転時の熱的制限値の状態（ＭＣＰＲは 1.24（９×９燃料（Ａ型）

1.原子炉本体を装荷した炉心について）及び 1.23（９×９燃料（Ｂ型）を装荷

1.1

炉型式，熱出力，過剰反応度及び反応度係数した炉心について），最大線出力密度は 44.0kW／m）にあり，かつ，この状態になっている燃料が引抜制御棒の近傍に来るよう2

原子炉冷却系統設備 (1)冷却材に，原子炉の状態と制御棒パターンを設定する。なお，初期出力・熱出力計算書は定格出力，原子炉圧力は 6.93MPa［gage］とする。

・制御能力についての計算書
・安全評価指針に基づき，評価上仮定したb)制御棒が連続的に引き抜かれた場合，表面熱流束は通常，中性子条件であるため

束よりも遅れて上昇するが，この解析では定常状態を仮定し，表面熱流束は中性子束に対して時間遅れなしに変化しているものとする。
c)制御棒引抜監視装置は事象発生前から動作しており，かつ，発生（本文五号に記載なし）

・制御能力についての計算書

後も引き続き動作するため，その動作を考慮する。制御棒引抜監
視装置は，定格出力の 105％のところで制御棒引抜阻止信号を出すとする。
・安全評価指針に基づき，評価対象とする

d)解析はサイクル初期で行う。なお，サイクル末期では制御棒がほ炉心を設定したものであるため

とんど引き抜かれているため，解析結果はサイクル初期のものに包絡される。
e)制御棒引抜監視装置の 2 チャンネル（Ａ＋Ｃ，Ｂ＋Ｄ）のうち応（本文五号に記載なし）

・制御能力についての計算書（本文五号に記載なし）【既工認】（要目表）

答の早いチャンネル（Ｂ＋Ｄ）がバイパス状態にあるとする。さらに，同装置に接続される局部出力領域の検出器集合体のうち，引き抜かれる制御棒に最も近い 2 個がバイパス状態にあるとする。
f)炉心流量は定格流量の 105％とする。

2

原子炉冷却系統設備 (1)冷却材

・熱出力計算書資 2-ｲ-5

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文十号）

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文五号）

工事の計画

工事の計画に該当しない理由

ｂ．炉心内の熱発生又は熱除去の異常な変化(a) 原子炉冷却材流量の部分喪失
原子炉の出力運転中に，再循環ポンプ駆動電動機遮断器開等に（本文五号に記載なし）

・制御能力についての計算書（本文五号に記載なし）

原子炉冷却系統施設

より，再循環ポンプ 1 台の電源が喪失し，炉心流量が減少する事象を想定する。
a)再循環ポンプ及び同駆動電動機の慣性定数の設計値は約 5 秒であるが，本解析では炉心流量の低下を厳しめに評価するよう 4.7 秒

（要目表）

とする。

3.1 原子炉冷却材再循環系(b) 原子炉冷却材系の停止ループの誤起動
・安全評価指針に基づき，想定事象を説明

原子炉が部分負荷で運転中に，再循環流量制御系の故障，誤操作したものであるため。

等により停止中の再循環ポンプが起動され，再循環ループ中の比較的低温の冷却材が炉心に注入されて反応度が投入され，原子炉出力が上昇する事象を想定する。
a)停止ループは，38℃の冷水で満たされているとする。
b)再循環流量制御系は，手動運転モードとする。
c)原子炉は定格出力の 60％，炉心流量は定格流量の 42％とする。
d)この解析におけるＭＣＰＲ及び最大線出力密度の初期値は，９×９燃料（Ａ型）の場合それぞれ 1.60（＊）及び 25kW／m（＊），

・安全評価指針に基づき，初期状

９×９燃料（Ｂ型）の場合それぞれ 1.59（＊）及び 25kW／m（＊）

態及び運転モードを設定したもとし，原子炉圧力の初期値は 6.62MPa［gage］とする。

のであるためe)停止ループの再循環ポンプ出口及び入口の再循環回路止め弁は開いており，流量制御弁が最小開度であるとする。
・安全評価指針に基づき，起因事象を設定

f)この停止ループは，次のように起動されるものとする。
ⅰ

時間零で再循環ポンプ駆動電動機遮断器閉とする。

ⅱ

再循環ポンプは約 6 秒後に定格速度に到達する。

したものであるため(c) 外部電源喪失
・安全評価指針に基づき，想定事象を説明

原子炉の出力運転中に，送電系統又は所内主発電設備の故障等により外部電源が喪失する事象を想定する。

したものであるため

a)外部電源喪失として，ここでは所内補機への常用電源の供給がす・安全評価指針に基づき，起因事象を設定したものであるためべて失われた場合を仮定する。
b)全ポンプは外部電源喪失と同時にトリップする。
c)循環水ポンプの停止は，復水器真空度の低下をもたらし，タービ
ンはトリップするが，この時間を 6 秒後とする。

（本文五号に記載なし）

・発電用原子炉の運転を管理するための・安全評価指針に基づき，評価上仮制御装置に係る制御方法に関する説明書

定した条件であるため

資 2-ｲ-6

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文十号）
d)再循環ポンプ及び同駆動電動機の慣性定数の設計値は約 5 秒であ発電用原子炉設置変更許可申請書（本文五号）（本文五号に記載なし）

工事の計画

工事の計画に該当しない理由

原子炉冷却系統施設

るが，本解析では炉心流量の低下を厳しめに評価するよう 4.7 秒

（要目表）

とする。

3.1 原子炉冷却材再循環系
・安全評価指針に基づき，評価上仮定したe)タービン・バイパス弁は開かないものとする。

条件であるため(d) 給水加熱喪失
原子炉の出力運転中に，給水加熱器への蒸気流量が喪失して，給（本文五号に記載なし）

・制御能力についての計算書（本文五号に記載なし）

・制御能力についての計算書

水温度が徐々に低下し，炉心入口サブクーリングが増加して，原子炉出力が上昇する事象を想定する。
a)給水加熱器 1 段が加熱機能を喪失し，給水温度は，55℃低下すると仮定する。給水加熱器から給水スパージャ間の時間遅れは無視

・安全評価指針に基づき，評価上仮定したする。

条件であるため・安全評価指針に基づき，運転モードを設b)再循環流量制御系は，手動運転モードとする。

定したものであるため
c)炉心流量は定格流量の 105％と仮定する。

（本文五号に記載なし）【既工認】（要目表）
2

原子炉冷却系統設備 (1)冷却材

・熱出力計算書(e) 原子炉冷却材流量制御系の誤動作
・安全評価指針に基づき，想定事象を説明

原子炉の出力運転中に，原子炉冷却材の再循環流量制御系の故したものであるため障等により，再循環流量が増加し，原子炉出力が上昇する事象を想定する。

・安全評価指針に基づき，起因事象を設定

a)最も厳しい過渡変化として，主制御器に増加要求信号が発生したしたものであるため場合を仮定する。

・安全評価指針に基づき，評価上仮定したb)流量制御弁は速度要求誤差制限器により 10％／s に抑えられると条件であるためする。
c)再循環流量制御系は，手動運転モードとする。
d)再循環流量増加量を厳しく評価するために原子炉は流量制御弁の最小流量最大出力運転時（定格出力の 59％，定格流量の 41％）

・安全評価指針に基づき，初期状態

で運転中とする。

及び運転モードを設定したものでe)この解析におけるＭＣＰＲ及び最大線出力密度の初期値は，９×あるため

９燃料（Ａ型）の場合それぞれ 1.61（＊）及び 25kW／m（＊），
９×９燃料（Ｂ型）の場合それぞれ 1.61（＊）及び 25kW／m（＊）とし，原子炉圧力の初期値は 6.61MPa［gage］とする。
ｃ．原子炉冷却材圧力又は原子炉冷却材保有量の異常な変化(a) 負荷の喪失
原子炉の出力運転中に，送電系統の故障等により，発電機負荷遮（本文五号に記載なし）

・制御能力についての計算書

資 2-ｲ-7

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文十号）

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文五号）

工事の計画

工事の計画に該当しない理由

断が生じ，蒸気加減弁が急速に閉止し，原子炉圧力が上昇する事象を想定する。
a) タービン・バイパス弁容量を定格蒸気流量の 25％とする。

・ホ(1)(ⅱ)f.タービン・バイパス系

・制御能力についての計算書b)蒸気加減弁は 0.075 秒で急速閉止すると仮定し，スクラム遅れ時（本文五号に記載なし）

計測制御系統施設

・安全評価指針に基づき，保守的に設定し（要目表）たものであるため

間 0.08 秒を仮定する。

6

原子炉非常停止信号

・発電用原子炉の運転を管理するための制御装置に係る制御方法に関する説明書
c)再循環ポンプ及び同駆動電動機の慣性定数の設計値は約 5 秒であ（本文五号に記載なし）

原子炉冷却系統施設（要目表）

るが，本解析では厳しめの結果を与えるよう 5.8 秒と仮定する。

3.1 原子炉冷却材再循環系d)発電機負荷遮断時に，タービン・バイパス弁が作動しないと仮定（本文五号に記載なし）

・制御能力についての計算書

することは現実的には可能性が低いと考えられるが，圧力上昇及び熱的な面でタービン・バイパス弁が作動する場合より厳しくな
るため，ここではタービン・バイパス弁が作動しない場合も仮定する。
(b) 主蒸気隔離弁の誤閉止
・安全評価指針に基づき，想定事象を説明

原子炉の出力運転中に，原子炉水位異常低下等の誤信号，誤操作したものであるため等により主蒸気隔離弁が閉止し，原子炉圧力が上昇する事象を想定する。
a)主蒸気隔離弁の閉止時間は，設計上要求される設定範囲の最小値である 3 秒を用いる。

・ホ(1)(ⅱ)c.主蒸気系

原子炉冷却系統設備（要目表）
4.1 主蒸気系(7)主要弁(c) 給水制御系の故障
原子炉の出力運転中に，給水制御器の誤動作等により，給水流量が急激に増加し，炉心入口サブクーリングが増加して，原子炉出力・安全評価指針に基づき，想定事象を説明したものであるためが上昇する事象を想定する。
a)給水流量は瞬時に定格流量の 141％になるとする。

・安全評価指針に基づき，評価上仮定b)再循環流量制御系は，手動運転モードとする。

した条件であるあるため

資 2-ｲ-8

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文十号）

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文五号）

工事の計画

工事の計画に該当しない理由(d) 原子炉圧力制御系の故障
原子炉の出力運転中に，圧力制御系の故障等により，主蒸気流量・安全評価指針に基づき，想定事象を説明が変化する事象を想定する。

したものであるため

a)圧力制御装置が故障し，最大出力信号が発生した場合を仮定す

・安全評価指針に基づき，起因事象を設定る。

したものであるため

b)最大出力信号は，圧力制御装置の最大流量制限器により定格値の120％になるとする。
c)タービン入口圧力が 0.69MPa 低下すると，主蒸気隔離弁が閉止す

・安全評価指針に基づき，評価上仮定した条件であるためるとする。
(e) 給水流量の全喪失
原子炉の出力運転中に，給水制御器の故障又は給水ポンプのト
リップにより，部分的な給水流量の減少又は全給水流量の喪失が・安全評価指針に基づき，想定事象を説明したものであるため起こり原子炉水位が低下する事象を想定する。
a)最も厳しい場合として，全給水流量の喪失を仮定する。

・安全評価指針に基づき，起因事象b)給水ポンプの慣性を考慮して，給水流量が完全に喪失するまでにを設定したものであるため

5 秒を要するとする。
c)原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系の効果は考慮しない。
解析は，原則として事象が収束し，支障なく冷態停止に至ることができることが合理的に推定できる時点までとする。
（＊）サイクル期間中の炉心燃焼度変化及び燃料交換等により変動する値であり，設計上の制限値ではない。

・安全評価指針に基づき，評価上仮定した条件であるため・安全評価指針に基づき解析期間を説明したものであるため・評価に用いる核的パラメータの取扱いについて説明したものであるため。

資 2-ｲ-9

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文十号）
ロ

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文五号）

工事の計画

工事の計画に該当しない理由

設計基準事故事故に対処するために必要な施設並びに発生すると想定される事故の程度
及び影響の評価を行うために設定した条件及びその評価の結果(２)解析条件
各評価事象の解析に当たって考慮する主要な安全機能に関する解析条
件を以下に記述する。
(ⅰ)原子炉冷却材の喪失又は炉心冷却状態の著しい変化
ａ．原子炉冷却材喪失
・安全評価指針に基づき，想定事象を説明

原子炉の出力運転中に，何らかの原因による原子炉冷却材圧力バウしたものであるためンダリを構成する配管あるいはこれに付随する機器等の破損等により，冷却材が系外に流出し，炉心の冷却能力が低下する事象を想定する。
(a)

原子炉は，事故発生直前まで定格出力の約 105％（熱出力・発電用原子炉の型式，熱出力及び基数*【既工認】（要目表）

3,440MW）及び定格炉心流量の 105％で運転していたものとする。ま （*本文三号に記載）

1.原子炉本体

た，原子炉ドーム圧力の初期値は 7.17MPa［gage］とする。ＭＣＰ

1.1

炉型式，熱出力，過剰反応度及び反 ものであるため
応度係数

Ｒの初期値は，実際には通常運転時の熱的制限値よりも小さくなることはないが，沸騰水型原子炉の原子炉冷却材喪失解析において共2通の値として用いられる値，1.19 とする。

・熱出力計算書(b)

解析に用いる燃料棒の最大線出力密度は，通常運転時の熱的制・炉心評価値に基づき，保守的に設定した・ハ(1)(ⅳ)b.燃料棒最大線出力密度

原子炉冷却系統設備 (1)冷却材

・熱出力計算書限値である 44.0kW／m の 102％であるとする。また，燃料被覆管と・炉心評価値に基づき，保守的に設定したペレット間のギャップ熱伝達係数は，燃焼期間中の変化を考慮しものであるためて，解析結果を厳しくする値（＊）を用いる。
(c)

原子炉停止後の崩壊熱は，実測データに基づく値に安全余裕を・軽水型動力炉の非常用炉心冷却系の性見込んだ式（ＧＥ（平均）＋3σ）で計算される値を使用する。

能評価指針（以下「ＥＣＣＳ性能評価指針」

なお，この式はアクチニドの崩壊熱についても考慮している。

という。）に基づき，保守的に設定したものであるため(d) 事故発生と同時に外部電源が喪失するものとする。したがって，
再循環ポンプは即時にトリップするものとする。
(e) 原子炉冷却材喪失解析は，保守的に原子炉水位がレベル 3（スク
ラム水位）にある時から開始し，事故発生と同時に原子炉水位低信・安全評価指針に基づき，外部電源の取扱いを設定したものであるため・安全評価指針に基づき，保守的に設定したものであるため号（レベル 3）で原子炉はスクラムするものとする。また，非常用炉心冷却系（以下「ＥＣＣＳ」という。）起動信号として，ドライ
ウェル圧力高信号は，原子炉水位異常低下信号（レベル 2 又は 1）よりも早く出ると考えられるが，保守的に原子炉水位異常低下信号
によってＥＣＣＳが起動すると仮定する。

資 2-ﾛ-1

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文十号）

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文五号）

工事の計画

工事の計画に該当しない理由(f) 原子炉停止機能の観点から安全保護系（原子炉水位低信号（レベル 3）スクラム）に単一故障を仮定する。
(g)

炉心冷却機能の観点からＥＣＣＳネットワークに対する最も厳しい単一故障を仮定する。中小破断事故及び大破断事故のいずれの・安全評価指針に基づき，単一故障を設定したものであるため場合も最も厳しい単一故障は，高圧炉心スプレイ系の故障である。
(h)

破断口からの冷却材の流出は，均質臨界流モデルを用いて計算計算モデルを設定したものであるため

する。
(i)

逃がし安全弁については，安全弁機能より逃がし弁機能が先に作動するが，安全弁機能が作動すると仮定する。
(j)・ＥＣＣＳ性能評価指針に基づき，流出量・安全評価指針に基づき，評価上仮定した条件であるため

燃料被覆管温度の計算における燃料被覆管と冷却材間の熱伝達係数は，以下に示す相関式を用いる。
９×９燃料（Ａ型）を装荷した炉心について
核沸騰冷却

ボイド率の関数とする相関式

膜沸騰冷却

噴霧流冷却の相関式と修正 Bromley の式をボイド率の関数として使用する相関式

遷移沸騰冷却

核沸騰と膜沸騰の熱伝達係数を燃料被覆管過
熱度で内挿した相関式

蒸気冷却

Dittus-Boelter の式

噴霧流冷却

Sun-Saha の式

・燃料被覆管の温度評価手法につい濡れによる冷却濡れた後の熱伝達係数は Andersen のモデルにて説明したものであるため基づく
９×９燃料（Ｂ型）を装荷した炉心について
核沸騰冷却

ボイド率の関数とする相関式

膜沸騰冷却

修正 Bromley の式と Dougall-Rohsenow の式をボイド率で内挿した相関式

遷移沸騰冷却

核沸騰と膜沸騰の熱伝達係数を燃料被覆管過
熱度で内挿した相関式

蒸気冷却

Dittus-Boelter の式(k) 燃料被覆管と冷却水又は水蒸気との化学反応（以下「ジルコニウ
ム－水反応」という。）による燃料被覆管の酸化量は，Baker-Just

・燃料被覆管の酸化量評価手法について説明したものであるための式を用いて計算する。
なお，解析に用いた主要計算条件を以下に示す。
炉心入口エンタルピ

1.24MJ／kg

・炉心評価値に基づき，保守的に設定したものであるため

資 2-ﾛ-2

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文十号）
炉心スプレイ系流量（定格値）

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文五号）
・ホ(3)(ⅱ)a.(a)高圧炉心スプレイ系

工事の計画

工事の計画に該当しない理由

原子炉冷却系統施設

1,419t／h（高圧炉心スプレイ系， ・ホ(3)(ⅱ)a.(b)低圧炉心スプレイ系（要目表）

低圧炉心スプレイ系ともポンプ 1

6.1 高圧炉心スプレイ系

台当たり，各々原子炉圧力容器と6.2 低圧炉心スプレイ系

・炉心評価値に基づき，保守的に設定した水源との差圧 1.38MPa，0.84MPa に・設定根拠に関する説明書ものであるため

おいて）高圧炉心スプレイ系ポンプ
低圧炉心スプレイ系ポンプ

低圧注水系流量（定格値）

原子炉冷却系統施設

・炉心評価値に基づき，保守的に設定した

子炉圧力容器と水源との差圧（要目表）ものであるため0.14MPa において）

5.1 残留熱除去系

1,605t／h（ポンプ 1 台当たり，原・ホ(3)(ⅱ)a.(c)残留熱除去系（低圧注水系）

・設定根拠に関する説明書
残留熱除去系ポンプ
原子炉水位低（スクラム）設定点

・ヘ(2)(ⅰ)原子炉停止回路の種類

計測制御系統施設

セパレータ・スカート下端から（要目表）＋66cm（レベル 3）

6

原子炉非常停止信号

・発電用原子炉の運転を管理するための制御装置に係る制御方法に関する説明書
・原子炉非常停止信号の設定値の根拠に関する説明書
原子炉水位異常低下（主蒸気隔離弁閉鎖，高圧炉心スプレイ系及・ヘ(2)(ⅱ)その他の主要な安全保護回路の種類

計測制御系統施設（要目表）

びそのディーゼル発電機起動）設定点
セパレータ・スカート下端から7－63cm（レベル 2）

・発電用原子炉の運転を管理するた

原子炉水位異常低下（低圧炉心スプレイ系，低圧注水系及び非常用ディーゼル発電機起動，自動減圧系作動）設定点

・ヘ(2)(ⅱ)その他の主要な安全保護回路の種類

工学的安全施設等の起動信号

めの制御装置に係る制御方法に関する説明書

セパレータ・スカート下端から・工学的安全施設等の起動（作動）信－345cm（レベル 1）号の設定値の根拠に関する説明書
非常用電源設備（基本設計方針）
2.1 非常用交流電源設備

資 2-ﾛ-3

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文十号）

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文五号）

工事の計画

工事の計画に該当しない理由

ｂ．原子炉冷却材流量の喪失
・安全評価指針に基づき，想定事象を説明

原子炉の出力運転中に，2 台の再循環ポンプが何らかの原因でトリしたものであるためップすることにより炉心流量が，定格出力時の流量から自然循環流量にまで大幅に低下して，炉心の冷却能力が低下する事象を想定する。

・安全評価指針に基づき，起因事象を設定(a) 再循環ポンプ 2 台の駆動電源が，同時に喪失するものと仮定すしたものであるためる。
*

・発電用原子炉の型式，熱出力及び基数【既工認】（要目表）

3,440MW）及び定格炉心流量の 105％で運転していたものとする。ま

（*本文三号に記載）

1.原子炉本体

た，原子炉ドーム圧力の初期値は 7.03MPa［gage］とする。ＭＣＰ・ハ(1)(ⅳ)a.最小限界出力比

1.1

(b)

原子炉は，事故発生直前まで定格出力の約 105％（熱出力

炉型式，熱出力，過剰反応度及び反
応度係数

Ｒの初期値は，９×９燃料（Ａ型）を装荷した炉心については 1.24，
2

９×９燃料（Ｂ型）を装荷した炉心については 1.23 とする。

原子炉冷却系統設備 (1)冷却材

・熱出力計算書(c)

解析に用いる燃料棒の最大線出力密度は，通常運転時の熱的制・ハ(1)(ⅳ)b.燃料棒最大線出力密度・熱出力計算書（本文五号に記載なし）

原子炉冷却系統施設

限値である 44.0kW／m とする。
(d)

再循環ポンプ及び同駆動電動機の慣性定数の設計値は約 5 秒であるが，本解析では炉心流量の低下を厳しめに評価するよう 4.7 秒

（要目表）

とする。

3.1 原子炉冷却材再循環系(e)

スクラム反応度曲線はサイクル早期炉心用スクラム反応度曲線（本文五号に記載なし）

・制御能力についての計算書

・ハ(1)(ⅲ)c.減速材ボイド係数及びドップラ係数

・制御能力についての計算書

を用いる。
(f)

減速材ボイド係数は，平衡サイクル初期時点の値の 0.9 倍の値（＊）を用いる。ドップラ係数は，平衡サイクル末期時点の値の 0.9倍の値（＊）を用いる。
(g)

原子炉停止機能の観点から安全保護系（原子炉水位高の信号による主蒸気止め弁閉スクラム）に単一故障を仮定する。
(h)・安全評価指針に基づき，単一故障を設定したものであるため逃がし安全弁については，安全弁機能より逃がし弁機能が先に作動するが，安全弁機能が作動すると仮定する。
(i) タービン・バイパス弁については，不作動を仮定する。

・安全評価指針に基づき，評価上仮定した条件であるため

ｃ．原子炉冷却材ポンプの軸固着
原子炉の出力運転中に，1 台の再循環ポンプの回転軸が何らかの原因で固着することにより，炉心流量が急減して，炉心の冷却能力が低・安全評価指針に基づき，想定事象を説明したものであるため下する事象を想定する。
(a) 再循環ポンプの軸固着は，瞬時に起こるものと厳しく仮定する。

・安全評価指針に基づき，起因事象を設定したものであるため

資 2-ﾛ-4

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文十号）

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文五号）

工事の計画

・発電用原子炉の型式，熱出力及び基数*【既工認】（要目表）

3,440MW）及び定格炉心流量の 105％で運転していたものとする。ま

（*本文三号に記載）

1.原子炉本体

た，原子炉ドーム圧力の初期値は 7.03MPa［gage］とする。ＭＣＰ・ハ(1)(ⅳ)a.最小限界出力比

1.1

(b)

原子炉は，事故発生直前まで定格出力の約 105％（熱出力工事の計画に該当しない理由

炉型式，熱出力，過剰反応度及び反
応度係数

Ｒの初期値は，９×９燃料（Ａ型）を装荷した炉心については 1.24，
2

９×９燃料（Ｂ型）を装荷した炉心については 1.23 とする。

原子炉冷却系統設備 (1)冷却材

・熱出力計算書(c)

解析に用いる燃料棒の最大線出力密度は，通常運転時の熱的制・ハ(1)(ⅳ)b.燃料棒最大線出力密度・熱出力計算書（本文五号に記載なし）

原子炉冷却系統施設

限値である 44.0kW／m とする。
(d)

再循環ポンプを含む再循環ループの流体の慣性を考慮する。

（基本設計方針）
2.1 原子炉冷却材再循環系(e)

スクラム反応度曲線は，サイクル早期炉心用スクラム反応度曲（本文五号に記載なし）

・制御能力についての計算書

・ハ(1)(ⅲ)c.減速材ボイド係数及びドップラ係数

・制御能力についての計算書

線を用いる。
(f)

減速材ボイド係数は，平衡サイクル初期時点の値の 0.9 倍の値（＊）を用いる。ドップラ係数は，平衡サイクル末期時点の値の 0.9倍の値（＊）を用いる。
(g)

原子炉停止機能の観点から安全保護系（原子炉水位高の信号による主蒸気止め弁閉スクラム）に単一故障を仮定する。
(h)・安全評価指針に基づき，単一故障を設定したものであるため逃がし安全弁については，安全弁機能より逃がし弁機能が先に作動するが，安全弁機能が作動すると仮定する。

・安全評価指針に基づき，評価上仮定した条件であるため(i) タービン・バイパス弁については，不作動を仮定する。
(ⅱ)反応度の異常な投入又は原子炉出力の急激な変化
ａ．制御棒落下
原子炉が臨界又は臨界近傍にあるときに，制御棒駆動軸から分離した制御棒が炉心から落下し，急激な反応度投入と出力分布変化が生じ・安全評価指針に基づき，想定事象を説明したものであるためる事象を想定する。
(a) 初期条件
解析は，９×９燃料（Ａ型）を装荷した炉心，９×９燃料（Ｂ型）

・発電用軽水型原子炉施設の反応度投入を装荷した炉心の平衡サイクルにおける次の 4 種類の原子炉初期状態

事象に関する評価指針（以下「ＲＩＥ指針」

に対して行う。

という。）に基づき，評価に当たって考慮

サイクル初期低温時臨界状態

サイクル初期

高温待機時臨界状態

する範囲を設定したものであるため

資 2-ﾛ-5

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文十号）
サイクル末期低温時臨界状態

サイクル末期

高温待機時臨界状態

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文五号）

工事の計画

サイクル初期及び末期とも，低温状態では，出力は定格の 10－８，燃・炉心評価値に基づき，保守的に設定したものであるため料ペレット温度 20℃で燃料エンタルピの初期値は 8kJ／kgUO2 であり，
－６

高温待機状態では，出力は定格の 10工事の計画に該当しない理由，燃料ペレット温度 286℃で燃料エンタルピの初期値は 75kJ／kgUO2 である。
(b) 炉心流量・炉心評価値に基づき，保守的に設定した原子炉起動時には，通常，制御棒引き抜き開始に先立ち，冷却材ものであるためを循環させ，定格の約 25～30％の炉心流量を得るが，保守的に定格の 20％の炉心流量があるものと仮定する。
(c) 落下制御棒価値及び落下速度
落下制御棒価値は，制御棒価値ミニマイザの設計基準である・ヘ(3)(ⅰ)c.制御棒の構造

計測制御系統施設

0.013Δｋとし，落下速度は制御棒落下速度リミッタによって制・ハ(1)(ⅲ)b.制御棒の最大反応度価値（要目表）限される 0.95m／s とする。落下制御棒の反応度曲線（＊）は，制御

2(1)制御棒棒価値やスクラム速度とあいまって，保守的な解析結果を与えるよ（基本設計方針）

うに設定されたものを用いる。

1.2 制御棒及び制御棒駆動系

・炉心評価値に基づき，保守的に設定したものであるため

・熱出力計算書・制御能力についての計算書(d) スクラム条件
原子炉のスクラムは，最大反応度価値を有する制御棒 1 本が全引

・ヘ(3)(ⅲ)反応度制御能力

計測制御系統施設（要目表）

き抜き位置に固着して挿入されないものとする。

2(1)制御棒（基本設計方針）
1.2 制御棒及び制御棒駆動系
・熱出力計算書
中性子束高スクラムは，定格出力の 120％で作動するものとし，・ヘ(2)(ⅰ)原子炉停止回路の種類

計測制御系統施設

その動作遅れは 0.09 秒とする。スクラム反応度曲線（＊）は，制御（要目表）

・炉心評価値に基づき，保守的に設定した棒価値やスクラム速度とあいまって，保守的な解析結果を与えるよ

6

ものであるため

うに設定されたものを用いる。

・発電用原子炉の運転を管理するための原子炉非常停止信号制御装置に係る制御方法に関する説明書(e) 安全保護系（原子炉出力ペリオド短スクラム（起動領域計装））
は保守的に作動しないものとする。さらに，原子炉停止機能の観点

・安全評価指針に基づき，単一故障及び保守的な条件を設定したものであるためから安全保護系（中性子束高スクラム（出力領域計装））に単一故障を仮定する。

資 2-ﾛ-6

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文十号）(f)

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文五号）

工事の計画

工事の計画に該当しない理由

逃がし安全弁については，安全弁機能より逃がし弁機能が先に作動するが，安全弁機能が作動すると仮定する。
・安全評価指針に基づき，評価上仮定(g) ドップラ係数（＊）

した条件であるため事故に伴う原子炉出力の急上昇はドップラ効果のみで抑えられるとし，冷却材温度及びボイドの効果は考慮しない。冷却材温度及びボイドの効果を考慮すると，事故の解析結果は緩やかになる。ド・ハ(1)(ⅲ)c.減速材ボイド係数及びドップラ係数

・制御能力についての計算書

ップラ係数は，平衡サイクルの値を用いる。
(h) ペレット－燃料被覆管ギャップ熱伝達係数
ギャップ熱伝達係数は，Ross&Stoute の関係式により計算する。
なお，燃料被覆管がその降伏応力に達したときは，その時点で，固体接触熱伝達係数は一定として取り扱う。
(i) 燃料被覆管－冷却材熱伝達係数
燃料被覆管と冷却材間の熱伝達係数は，以下に示す関係式を使用する。
単相強制対流Dittus-Boelter の式

核沸騰状態

Jens-Lottes の式

膜沸騰状態

Dougall-Rohsenow の式（高温待機時）

ＮＳＲＲの実測データに基づいて導出された熱伝達相関式（低温時）なお，解析では，一度膜沸騰に達すると最後まで膜沸騰が持続す
ると仮定する。
(j) 限界熱条件の判定
燃料被覆管から冷却材への熱伝達が核沸騰から膜沸騰に移行すて説明したものであるためる時点の判定は，以下による。
高温待機時
低温時

・燃料エンタルピの評価手法につい

沸騰遷移相関式でＭＣＰＲが 1.07

Rohsenow-Griffith の式及び Kutateladze の式(k) 局所出力ピーキング係数（＊）
解析に使用する局所出力ピーキング係数は，それぞれの状態に応じて次に示す値とする。
９×９燃料（Ａ型）を装荷した炉心について
低温時（サイクル初期）

1.46

低温時（サイクル末期）

1.28

高温待機時（サイクル初期）

1.42

高温待機時（サイクル末期）

1.23

９×９燃料（Ｂ型）を装荷した炉心について
低温時（サイクル初期）

1.33

低温時（サイクル末期）

1.19

資 2-ﾛ-7

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文十号）
高温待機時（サイクル初期）

1.26

高温待機時（サイクル末期）

1.13

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文五号）

工事の計画

工事の計画に該当しない理由(l) 燃料棒挙動解析に当たっては，燃料エンタルピの最大値が，「反応度投入事象評価指針」に示された燃料エンタルピを超える燃料被覆管は破損したものとし，ここでは，ペレット燃焼度 40,000MWd／
t 未満の破損しきい値として燃料エンタルピ 385kJ／kgUO（92cal／
2gUO2）とし，ペレット燃焼度 40,000MWd／t 以上の破損しきい値として，燃焼に伴い燃料棒内圧が上昇することも加味し「反応度投入事
象評価指針」が示す燃料の許容設計限界である燃料エンタルピの最低値 272kJ／kgUO2（65cal／gUO2）を用いる。
(m) ピーク出力部燃料エンタルピの増分が，以下に示す「発電用軽水型原子炉施設の反応度投入事象における燃焼の進んだ燃料の取扱いについて」（以下「反応度投入事象取扱報告書」という。）に示

・ＲＩＥ指針及び発電用軽水型原子されたペレット－被覆管機械的相互作用を原因とする破損（以下

炉施設の反応度投入事象における燃「ＰＣＭＩ破損」という。）を生じるしきい値のめやすを超える燃焼の進んだ燃料の取扱いについてに

料被覆管は，破損したものとする。

基づき，機械的エネルギの評価についペレット燃焼度 25,000MWd／t 未満て設定したものであるため460kJ／kgUO2（110cal／gUO2）
ペレット燃焼度 25,000MWd／t 以上 40,000MWd／t 未満
355kJ／kgUO2（85cal／gUO2）
ペレット燃焼度 40,000MWd／t 以上 65,000MWd／t 未満
209kJ／kgUO2（50cal／gUO2）
ペレット燃焼度 65,000MWd／t 以上 75,000MWd／t 程度まで
167kJ／kgUO2（40cal／gUO2）(ⅲ)環境への放射性物質の異常な放出
ａ．放射性気体廃棄物処理施設の破損
原子炉運転中，何らかの原因で放射性気体廃棄物処理施設（以下「オフガス系」という。）の一部が破損し，オフガス系に保持され・安全評価指針に基づき，想定事象を説明したものであるためていた希ガスや空気抽出器からの希ガスが環境に放出される事象を想定する。
(a)

希ガス放出量が大きくなる破損箇所としてはホールドアップ装

置第 1 塔の入口配管及び空気抽出器の出口配管が考えられるが，こ・安全評価指針に基づき，破断箇所を設定したものであるため

こでは希ガスの減衰時間が短く希ガスの環境への放出がより大きくなる空気抽出器出口配管での破損を考えるものとする。

資 2-ﾛ-8

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文十号）(b)

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文五号）

工事の計画

工事の計画に該当しない理由

破損が生じた時点における空気抽出器の希ガスの放出率は，運転上許容される最大値である 3.33×10１０Bq／s（30 分減衰換算値）
とする。
(c)

オフガス系に保持されていた希ガスの破損箇所からの放出量は，隔離時間を考慮して厳しくなるように評価し，空気抽出器排ガ
ス減衰管からは保持されていた希ガスの 100％，また，ホールドア

・安全評価指針に基づき，放射性気ップ装置第 1 塔からは保持されていた希ガスの 10％が放出される

体廃棄物処理施設における希ガスものとする。

の貯蔵量及び放出条件を設定した(d)ものであるため空気抽出器及び破損箇所は，排気筒モニタの排気筒モニタ放射能高警報等によって事故を検知するのに要する時間及びオフガス
系隔離弁に単一故障を仮定した上で隔離操作に要する時間を十分見込んだ時間後に隔離されるものとし，更に保守的に余裕を考慮し
事故後 30 分以内は隔離されないものとする。したがって，事故後
30 分間は空気抽出器からの希ガスの放出を考慮する。炉心内で発生した希ガスが空気抽出器の出口に到達するまでに減衰する効果は安全側に無視するものとする。
(e)

環境への放出は，評価結果が厳しくなる換気空調系作動として評価する。
大気中に放出される希ガスは，換気空調系の作動を考慮するた・発電用原子炉施設の安全解析に関する

め排気筒から放出されるものとする。放出された希ガスによるγ線

気象指針（以下「気象指針」という。）に

空気カーマは，現地における 2005 年 4 月から 2006 年 3 月までの気基づき，相対線量の設定方法を説明したも象観測による実測値及び実効放出継続時間より求めた相対線量にのであるため(f)

希ガスの全放出量を乗じて求める。
ｂ．主蒸気管破断・安全評価指針に基づき，想定事象を説明

原子炉の出力運転中に，何らかの原因により格納容器外で主蒸気したものであるため管が破断し，破断口から冷却材が流出し，放射性物質が環境に放出される事象を想定する。
(a)

原子炉は，事故発生直前まで 定格出力の約 105％（熱出力3,440MW）で十分長時間（2,000 日）運転していたものとし，炉心流
量は定格流量の 105％とする。また原子炉ドーム圧力の初期値は・発電用原子炉の形式，熱出力及び基数＊【既工認】（要目表）

・安全評価指針に基づき，評価上仮定した（＊本文三号に記載）

1.原子炉本体条件であるため

1.1

炉型式，熱出力，過剰反応度及び反
応度係数

7.17MPa［gage］とする。最小限界出力比の初期値は実際には通常運
転時の熱的制限値よりも小さくなることはないが，(ⅰ)，ａ．原子2

原子炉冷却系統設備 (1)冷却材

炉冷却材喪失で用いているものと同じ値を用いることとし，1.19 と・熱出力計算書する。

資 2-ﾛ-9

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文十号）

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文五号）

工事の計画

工事の計画に該当しない理由
・安全評価指針に基づき，評価上仮定した(b) 4 本の主蒸気管のうち 1 本が格納容器外で瞬時に両端破断する条件であるためと仮定し，流出冷却材量の評価に当たっては破断口までの摩擦損失を考慮しない。
(c)

主蒸気隔離弁は，主蒸気流量高信号により 0.5 秒の動作遅れ時

・ホ(1)(ⅱ)c.主蒸気系

原子炉冷却系統施設（要目表）

間を含み，事故後 5 秒で全閉するものとする。

4.1 主蒸気系(7)主要弁
・発電用原子炉の運転を管理するための制御装置に係る制御方法に関する説明書(d)

流出流量は，流量制限器により定格流量の 200％に制限されると・ホ(1)(ⅱ)c.主蒸気系

原子炉冷却系統施設する。ただし，主蒸気隔離弁の部分において臨界流が発生するまで（要目表）

・安全評価指針に基づき，流量制限器の取は，弁による流量制限の効果は考慮しないものとする。

4.1 主蒸気系扱いを設定したものであるため(5)主蒸気流量制限器(e) 臨界流の計算には，Moody の臨界流モデルを使用する。

・臨界流の計算手法について説明したものであるため(f) 事故発生と同時に外部電源が喪失するとする。したがって，再循
環ポンプは即時にトリップするものとする。
(g)

原子炉停止機能の観点から安全保護系（主蒸気流量高信号による主蒸気隔離弁閉スクラム）に単一故障を仮定する。
(h)・安全評価指針に基づき，外部電源の取扱いを設定したものであるため・安全評価指針に基づき，単一故障を設定したものであるため

事故発生前の冷却材中の核分裂生成物の濃度は，運転上許容されるＩ－131 の最大濃度である 4.6×10３Bq／g に相当するものとし，その組成を拡散組成とする。気相中のハロゲンの濃度は，液相中の濃度の 2％とする。
(i)

事故発生後，原子炉圧力の低下に伴う燃料棒からの核分裂生成物の追加放出量は，Ｉ－131 については先行炉等の実測値の平均値に適切な余裕をみた値である 2.22×10１４Bq とし，その他の核分裂生成物についてはその組成を平衡組成として求め，希ガスについて
はよう素の 2 倍の放出があるものとする。
(j)

主蒸気隔離弁閉止前の燃料棒からの核分裂生成物の追加放出に・安全評価指針に基づき，評価上仮定した条件であるため関しては，主蒸気隔離弁閉止前の原子炉圧力の低下割合に比例して放出されるものとするが，主蒸気隔離弁までの到達時間を考慮し，追加放出された核分裂生成物が主蒸気隔離弁閉止までに破断口から放出されることはないものとする。
(k)

主蒸気隔離弁閉止後の燃料棒からの核分裂生成物の追加放出に関しては，原子炉圧力の低下に伴い徐々に冷却材中へ放出されるものとする。

資 2-ﾛ-10

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文十号）

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文五号）

工事の計画

工事の計画に該当しない理由(l) 燃料棒から追加放出されるよう素のうち有機よう素は 4％とし，残りの 96％は無機よう素とする。
(m)・安全評価指針に基づき，評価上仮燃料棒から追加放出される核分裂生成物のうち，希ガスは全て定した条件であるため瞬時に気相部に移行するものとする。有機よう素のうち，10％は瞬時に気相部に移行するものとし，残りは分解するものとする。有機
よう素から分解したよう素，無機よう素及びよう素以外のハロゲンが気相部にキャリーオーバされる割合は 2％とする。
(n)・安全評価指針に基づき，単一故障を設定

放射能閉じ込め機能の観点から，主蒸気隔離弁に単一故障を仮定するとして，8 個の主蒸気隔離弁のうち 1 個が閉止しないものと・ホ(1)(ⅱ)c.主蒸気系

原子炉冷却系統施設し，閉止した 7 個の主蒸気隔離弁から蒸気が漏えいするものとする。

（要目表）

各主蒸気隔離弁の閉止直後の漏えい率は，設計漏えい率 10％／d（逃

4.1 主蒸気系

がし安全弁の最低設定圧力において，原子炉圧力容器気相体積に対(7)主要弁したものであるためし，飽和蒸気で）とし，4 本の主蒸気管で 7 個閉止という条件を考・単一故障を考慮した漏えい率の評価値

慮して全体で 30％／d の漏えい率とする。その後の漏えい率は，原であるため子炉の圧力及び温度に依存して変化するものとする。
(o)

主蒸気隔離弁閉止後，逃がし安全弁等を通して崩壊熱相当の蒸気がサプレッション・プール水中へ移行するものとし，その蒸気流・安全評価指針に基づき，蒸気流量を評価したものであるため

量は原子炉圧力容器気相体積の 340 倍／d とする。この蒸気に含まれる核分裂生成物は被ばくには寄与しないものとする。
(p) 主蒸気隔離弁閉止後，原子炉圧力は，逃がし安全弁，原子炉隔離
時冷却系及び残留熱除去系によって 24 時間で直線的に大気圧にま・原子炉圧力の計算手法について説明したものであるためで減圧され，主蒸気系からの漏えいは停止するものとする。
(q)

タービン建屋内に放出された有機よう素が分解したよう素，無機よう素及びよう素以外のハロゲン等は 50％が床，壁等に沈着するものとする。希ガス，有機よう素に関してはこの効果は考えないも
のとする。
(r)

主蒸気隔離弁閉止前に破断口から放出された冷却材は，完全蒸発し，同時に放出された核分裂生成物を均一に含む蒸気雲になるものと仮定する。
(s)

主蒸気隔離弁閉止後に主蒸気系から漏えいした核分裂生成物

は，大気中に地上放散されるものとする。
(t)・安全評価指針に基づき，評価上仮定した条件であるため主蒸気隔離弁閉止前に放出された核分裂生成物を含む冷却材

は，高温低湿状態の外気中で完全蒸発し，半球状の蒸気雲を形成す
るものとする。この場合，蒸気雲が小さいほど実効線量が高くなり，外気条件として温度が高く，相対湿度が低いほど蒸気雲は小さくなる。本評価では，蒸気雲の大きさを求めるに当たり，温度として
33℃，相対湿度として 40％を用いる。

資 2-ﾛ-11

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文十号）

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文五号）

工事の計画

・安全評価指針に基づき，評価上仮定した(u) この半球状の蒸気雲は，短時間放出を考慮して風下方向に 1m／条件であるため

s の速度で移動するものとする。
(v)

工事の計画に該当しない理由

主蒸気隔離弁閉止後，主蒸気隔離弁を通して大気中へ放出される核分裂生成物による非居住区域境界外での地表空気中濃度は，現地における 2005 年 4 月から 2006 年 3 月までの気象観測による実測値及び実効放出継続時間より求めた相対濃度に核分裂生成物の全・気象指針に基づき，相対濃度及び放出量を乗じて求める。

相対線量の設定方法を説明したもまた，非居住区域境界外での希ガス及びハロゲン等によるγ線空のであるため気カーマは，現地における 2005 年 4 月から 2006 年 3 月までの気象観測による実測値及び実効放出継続時間より求めた相対線量に希ガス，ハロゲン等の全放出量を乗じて求める。
ｃ．燃料集合体の落下・安全評価指針に基づき，想定事象を説明

原子炉の燃料交換時に，燃料取扱装置の故障，破損等により燃料したものであるため集合体が落下して破損し，放射性物質が環境に放出される事象を想定する。

・発電用原子炉の形式，熱出力及び基数＊【既工認】（要目表）

・安全評価指針に基づき，評価上仮定した105％（熱出力 3,440MW）で十分長時間（2,000 日）運転された取替 （＊本文三号に記載）

1.原子炉本体条件であるため炉心のサイクル末期の最大出力燃料集合体について行う。

1.1

(a)

燃料ギャップ内の核分裂生成物の量は，原子炉が定格出力の約

炉型式，熱出力，過剰反応度及び反
応度係数

・熱出力計算書(b) 燃料取替作業は，原子炉停止後適切な冷却及び所要作業期間（1日）後に行われるものとし，原子炉停止後の放射能の減衰は考える

・安全評価指針に基づき，原子炉停止後の期間を設定したものであるためものとする。
(c)

破損した燃料棒のギャップ内核分裂生成物の全量が水中に放出されるものとする。破損した燃料棒のギャップ内核分裂生成物の存
在量については，最大出力燃料集合体であることを考えて，破損した燃料棒内の全蓄積量に対して希ガス 10％，よう素 5％とする。
(d)放出された希ガスは，全量が水中から原子炉建屋の空気中へ放出されるものとする。

・安全評価指針に基づき，評価上仮定した条件であるため(e) 燃料取替作業は原子炉停止 1 日後としており，燃料及び冷却材
温度は低下しているので，放出されたよう素のうち 1％は有機状とし，全て原子炉建屋内に移行するものとする。
(f) 水中へ放出された無機よう素の水中での除染係数は 500 とする。

資 2-ﾛ-12

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文十号）(g)

原子炉建屋放射能高信号により，原子炉建屋ガス処理系が起動

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文五号）
・ヘ(2)(ⅱ)その他の主要な安全保護回路の種類

工事の計画

工事の計画に該当しない理由

計測制御系統施設（要目表）

するものとする。

7.3 原子炉建屋ガス処理系(h)

非常用ガス再循環系よう素用チャコールフィルタのよう素除去・リ(4)(ⅳ)原子炉建屋ガス処理系

原子炉格納施設

効率は，設計値 90％を用いるものとし，また，原子炉建屋から，非（要目表）

常用ガス再循環系及び非常用ガス処理系の 2 系統を通り大気中に放3出されるよう素の除去効率は，非常用ガス処理系よう素用チャコー

非常用ガス再循環系フィルタトレイン

ルフィルタの設計値 97％を用いるものとする。

非常用ガス処理系フィルタトレイン(i)

非常用ガス再循環系及び非常用ガス処理系の容量は，それぞれ（本文五号に記載なし）

圧力低減設備その他の安全設備

原子炉格納施設（要目表）

設計で定められた値（4.8 回／d 及び 1 回／d）とする。

3

圧力低減設備その他の安全設備

・設定根拠に関する説明書
非常用ガス再循環系排風機
非常用ガス処理系排風機(j)

原子炉建屋内に放出された核分裂生成物は原子炉建屋ガス処理

系で処理された後，排気筒から大気中に放出されるものとする。

・リ(4)(ⅳ)原子炉建屋ガス処理系

原子炉格納施設（基本設計方針）
3.3.1 原子炉建屋ガス処理系(k)

放射能閉じ込め機能の観点から，原子炉建屋ガス処理系に単一故障を仮定する。

・安全評価指針に基づき，単一故障を設定したものであるため(l) 非居住区域境界外での地表空気中濃度は，現地における 2005 年
4 月から 2006 年 3 月までの気象観測による実測値及び実効放出継続時間より求めた相対濃度に核分裂生成物の全放出量を乗じて求める。
(m)

非居住区域境界外での希ガスによるγ線空気カーマは，現地における 2005 年 4 月から 2006 年 3 月までの気象観測による実測値及・気象指針に基づき，相対濃度及び相対線量の設定方法を説明したものであるため

び実効放出継続時間より求めた相対線量に希ガスの全放出量を乗じて求める。
ｄ．原子炉冷却材喪失(ⅰ)，ａ．で想定した原子炉冷却材喪失の際に，放射性物質が環境に放出される事象を想定する。

・安全評価指針に基づき，想定事象を設定したものであるため

資 2-ﾛ-13

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文十号）

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文五号）(a) 原子炉は，事故直前まで定格出力の約 105％（熱出力 3,440MW） ・発電用原子炉の形式，熱出力及び基数＊
で十分長時間（2,000 日）運転されていたものとする。

（＊本文三号に記載）

工事の計画

工事の計画に該当しない理由【既工認】（要目表）

・安全評価指針に基づき，評価上仮定した

1.原子炉本体条件であるため

1.1

炉型式，熱出力，過剰反応度及び反
応度係数

・熱出力計算書(b)

事故発生前の冷却材中の核分裂生成物の濃度は，運転上許容されるＩ－131 の最大濃度である 4.6×10３Bq／g に相当するものとし，その組成を拡散組成とする。
(c)

事故発生後新たに燃料棒の破損は生じないため，原子炉圧力の低下に伴う燃料棒からの核分裂生成物の追加放出量は，Ｉ－131 については先行炉等の実測値の平均値に適切な余裕をみた値である
2.22×10１４Bq とし，その他の核分裂生成物についてはその組成を・安全評価指針に基づき，評価上仮定

平衡組成として求め，希ガスについてはよう素の 2 倍の放出がある

した条件であるためものとする。
(d)

燃料棒から格納容器内に放出されたよう素のうち，有機よう素は 4％とし，残りの 96％は無機よう素とする。
(e) 無機よう素については，50％が格納容器内部に沈着し，漏えいに寄与しないものとする。さらに，無機よう素が格納容器スプレイ水
によって除去される，あるいはサプレッション・プール水に溶解する割合は，無機よう素については分配係数で示して 100 とする。有機よう素及び希ガスについては，これらの効果を無視するものとする。
・安全評価指針に基づき，原子炉格納容器(f) 格納容器内での核分裂生成物の自然崩壊を考慮する。

内の核分裂生成物の取扱いを設定したものであるため(g)

格納容器の漏えい率は，設計上定められた最大値（0.5％／d）とする。

・リ(2)原子炉格納容器の設計圧力及び設計温度並び

原子炉格納施設

に漏えい率

（要目表）
1

原子炉格納容器

なお，ＥＣＣＳにより格納容器外へ導かれたサプレッション・プ

・安全評価指針に基づき，サプレッショ

ール水の漏えいによる核分裂生成物の放出量は，格納容器内気相

ン・チェンバのプール水の漏えいによる核部からの漏えいによる放出量に比べて十分小さく，有意な寄与は

分裂生成物の放出量を設定したものであないためその評価を省略する。

るため

(h)

通常運転時に作動している原子炉建屋の常用換気系は，原子炉・ヘ(2)(ⅱ)その他の主要な安全保護回路の種類

計測制御系統施設

水位低，ドライウェル圧力高又は原子炉建屋放射能高の信号により（要目表）

原子炉建屋ガス処理系に切り替えられるものとする。核分裂生成物

7.3 原子炉建屋ガス処理系

・安全評価指針に基づき，評価上仮定したが原子炉建屋において，床，壁等に沈着することによる除去効果は・工学的安全施設等の起動（作動）信号の条件であるため無視し，自然崩壊のみを考える。

設定値の根拠に関する説明書

資 2-ﾛ-14

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文十号）(i)

非常用ガス再循環系よう素用チャコールフィルタのよう素除去

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文五号）
・リ(4)(ⅳ)原子炉建屋ガス処理系

工事の計画
原子炉格納施設

効率は，設計値 90％を用いるものとし，また，原子炉建屋から，非（要目表）

常用ガス再循環系及び非常用ガス処理系の 2 系統を通り大気中に放3出されるよう素の除去効率は，非常用ガス処理系よう素用チャコー

非常用ガス再循環系フィルタトレイン

ルフィルタの設計値 97％を用いるものとする。

非常用ガス処理系フィルタトレイン(j)

非常用ガス再循環系及び非常用ガス処理系の容量は，それぞれ（本文五号に記載なし）

工事の計画に該当しない理由

圧力低減設備その他の安全設備

原子炉格納施設（要目表）

設計で定められた値（4.8 回／d 及び 1 回／d）とする。

3

圧力低減設備その他の安全設備

・設定根拠に関する説明書
非常用ガス再循環系排風機
非常用ガス処理系排風機(k)・安全評価指針に基づき，評価上仮定した

原子炉建屋内の核分裂生成物からの直接線及びスカイシャイン

条件であるため線による実効線量の評価に当たっては，格納容器から原子炉建屋内に漏えいした核分裂生成物が全て原子炉建屋内に均一に分布するものとする。
なお，格納容器内の核分裂生成物からの直接線及びスカイシャイ
ン線は，原子炉一次遮蔽等により十分遮蔽されており，実効線量の評価において有意な寄与はないため，原子炉建屋内の線源としては
除外する。
(l)

・安全評価指針に基づき，評価期間を設定

事故の評価期間は，格納容器内圧が格納容器からの漏えいが無したものであるため視できる程度に低下するまでの期間（ここでは安全側に無限期間）
とする。
(m)

格納容器から原子炉建屋内に漏えいした核分裂生成物は，原子・リ(4)(ⅳ)原子炉建屋ガス処理系

原子炉格納施設

炉建屋ガス処理系で処理された後，排気筒から大気中に放出される（基本設計方針）ものとする。

3.3.1 原子炉建屋ガス処理系(n)

放射能閉じ込め機能の観点から，原子炉建屋ガス処理系に単一故障を仮定する。

・安全評価指針に基づき，単一故障を設定したものであるため(o) 非居住区域境界外での地表空気中濃度は，現地における 2005 年
4 月から 2006 年 3 月までの気象観測による実測値及び実効放出継続時間より求めた相対濃度に核分裂生成物の全放出量を乗じて求める。
(p)

非居住区域境界外での希ガスによるγ線空気カーマは，現地における 2005 年 4 月から 2006 年 3 月までの気象観測による実測値及・気象指針に基づき，相対濃度及び相対線量の設定方法を説明したものであるため

び実効放出継続時間より求めた相対線量に希ガスの全放出量を乗じて求める。

資 2-ﾛ-15

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文十号）

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文五号）

工事の計画

工事の計画に該当しない理由

直接線及びスカイシャイン線による実効線量は，原子炉建屋内

・安全評価指針に基づき，原子炉建屋内のの核分裂生成物によるγ線積算線源強度を用い，原子炉建屋の遮蔽

核分裂生成物の取扱いを設定したもので効果を考慮して求める。

あるため

(q)

ｅ．制御棒落下・安全評価指針に基づき，想定事象を説明(ⅱ)，ａ．で想定した制御棒落下の際に，放射性物質が環境に放したものであるため出される事象を想定する。
(a)

・事象進展解析結果を保守的に設定した

本事故による燃料棒の燃料被覆管の破損本数が最大となるのものであるためは，サイクル初期の高温待機状態で事故が発生した場合であり，炉心の全燃料棒に対する破損燃料棒割合を 6％として解析する。
(b) 原子炉は高温待機状態にあり，事故発生の 30 分前まで定格出力・発電用原子炉の形式，熱出力及び基数＊【既工認】（要目表）の約 105％（熱出力 3,440MW）で十分長時間（2,000 日）運転されて （＊本文三号に記載）

1.原子炉本体

いたものとする。

1.1

炉型式，熱出力，過剰反応度及び反
応度係数

・熱出力計算書(c) 事故時の主蒸気流量は定格の 5％とする。
(d)

破損した燃料棒を有する燃料集合体に含まれる核分裂生成物の量は，最大出力の燃料集合体に含まれる量と同じであるとする。
(e)・安全評価指針に基づき，評価上仮定

破損した燃料棒からは，燃料ギャップ中の核分裂生成物の全量した条件であるためが冷却材中に放出されるものとする。破損した燃料棒のギャップ中の核分裂生成物の存在量については，最大出力燃料集合体と同等であることを考えて，破損した燃料棒内の全蓄積量に対して希ガス
10％，よう素 5％とする。
(f)

破損した燃料棒から放出された希ガスは，全て瞬時に気相部に移行するものとする。
(g) 破損した燃料棒から放出されたよう素のうち，有機よう素は 4％とし，残りの 96％は無機よう素とする。有機よう素のうち 10％は瞬時に気相部に移行するものとし，残りは分解するものとする。有機よう素から分解したよう素及び無機よう素が気相部にキャリーオーバされる割合は 2％とする。
(h)

主蒸気隔離弁は，主蒸気管放射能高信号により 0.5 秒の動作遅れ時間を含み事故後 5 秒で全閉するものとする。

・ホ(1)(ⅱ)c.主蒸気系

原子炉冷却系統施設（要目表）
4.1 主蒸気系(7)主要弁
・発電用原子炉の運転を管理するための制御装置に関する制御方法に関する説明書

資 2-ﾛ-16

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文十号）

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文五号）

工事の計画

工事の計画に該当しない理由(i) 復水器へ移行した核分裂生成物のうち，無機よう素の 50％は沈・安全評価指針に基づき，核分裂生成物の着するものとし，気相中の残りの核分裂生成物は，復水器及びター

タービン建屋内への漏えい率を設定した

ビンの自由空間に対し 0.5％／d の漏えい率でタービン建屋内へ漏ものであるためえいするものとする。
(j)

タービン建屋内に漏えいした核分裂生成物については，タービ

放射線管理施設（本文五号に記載なし）

ン建屋換気系が作動しているものとし，これにより排気筒から大気（基本設計方針）中に放出されるものとする。

2.2.4 タービン建屋換気系(k)・安全評価指針に基づき，単一故障を設定

放射能閉じ込め機能の観点から，主蒸気隔離弁に単一故障を仮したものであるため定する。
(l) 非居住区域境界外での地表空気中濃度は，現地における 2005 年
4 月から 2006 年 3 月までの気象観測による実測値及び実効放出継続時間より求めた相対濃度に核分裂生成物の全放出量を乗じて求・気象指針に基づき，相対濃度及び相

める。
(m)

対線量の設定方法を説明したもので非居住区域境界外での希ガスによるγ線空気カーマは，現地にあるためおける 2005 年 4 月から 2006 年 3 月までの気象観測による実測値及び実効放出継続時間より求めた相対線量に希ガスの全放出量を乗じて求める。
(ⅳ)原子炉格納容器内圧力，雰囲気等の異常な変化
ａ．原子炉冷却材喪失

・安全評価指針に基づき，想定事象を説明(ⅰ)，ａ．で想定した原子炉冷却材喪失の際に，格納容器内の圧したものであるため

力，温度が異常に上昇する事象を想定する。
(a)

原子炉は，事故発生直前まで定格出力の約 105％（熱出力3,440MW）で運転していたものとする。

＊

・発電用原子炉の形式，熱出力及び基数【既工認】（要目表）（＊本文三号に記載）

1.原子炉本体
1.1

炉型式，熱出力，過剰反応度及び反
応度係数

・熱出力計算書(b) 事故発生と同時に外部電源が喪失するものとする。したがって，
再循環ポンプは即時にトリップする。
(c) 破断口からの冷却材の流出は，Moody の臨界流モデルを用いて計算する。
(d) 事故発生直前のドライウェル温度，サプレッション・チェンバ内・安全評価指針に基づき，外部電源の取扱いを設定したものであるため・ＥＣＣＳ性能評価指針に基づき，流出量計算モデルを設定したものであるため・原子炉の運転状態を設定したものであのプール水温度及び格納容器内圧は，それぞれ 57℃，35℃及び 5kPa

るため［gage］とする。

・安全評価指針に基づき，判断時間を考慮(e)

残留熱除去系の格納容器スプレイ冷却系への手動切替は，事故

後 15 分とする。

して運転員の操作を想定したものである
ため

資 2-ﾛ-17

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文十号）

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文五号）

工事の計画

工事の計画に該当しない理由
・安全評価指針に基づき，単一故障を設定(f) 格納容器スプレイ冷却系に単一故障を仮定する。

したものであるため
ｂ．可燃性ガスの発生・安全評価指針に基づき，想定事象を説明(ⅰ)，ａ．で想定した原子炉冷却材喪失の際に，可燃性ガスが発したものであるため生する事象を想定する。
(a)

原子炉は，事故発生直前まで定格出力の約 105％（熱出力3,440MW）で運転していたものとする。

・発電用原子炉の形式，熱出力及び基数＊【既工認】（要目表）（＊本文三号に記載）

1.原子炉本体
1.1

炉型式，熱出力，過剰反応度及び反
応度係数

・熱出力計算書
・安全評価指針に基づき，外部電源の取扱(b) 事故発生と同時に外部電源が喪失するものとする。

いを設定したものであるため(c)

ジルコニウム－水反応による水素の発生量は，原子炉冷却材喪

失解析による発生量の 5 倍，又は燃料被覆管の表面から 5.8μm の厚さが反応した場合に相当する量のいずれか大きいほうとし，解析では燃料被覆管の表面から 5.8μm の厚さが反応した場合に相当す

・安全評価指針及び事象進展解析にる量とする。

基づき，水素の発生量を設定したもの
であるため

なお，これは９×９燃料（Ａ型）では燃料被覆管全量の 0.88％，
９×９燃料（Ｂ型）では燃料被覆管全量の 0.89％に相当する量である。
(d) 不活性ガス系により事故前の格納容器内の酸素濃度は 4.0vol％以下としているが，解析では 4.0vol％とする。
(e)

事故前に冷却材中に溶存している水素，酸素の寄与は非常に少ないので，事故後の格納容器内の水素，酸素濃度の評価では無視する。
(f)

原子炉冷却材喪失解析結果から事故時に燃料棒の破裂が生じないので，核分裂生成物はすべて燃料棒中にとどまるが，解析ではハ・安全評価指針に基づき，評価上仮定

ロゲンの 50％及び固形分の 1％が格納容器内の水の液相中に存在すした条件であるためるものとする。さらに，他の核分裂生成物は，希ガスを除き，すべて燃料棒中に存在するものとする。
(g) 放射線分解により発生する水素ガス及び酸素ガスの発生割合（G値）は，それぞれ沸騰状態では 0.4 分子／100eV，0.2 分子／100eV，
非沸騰状態では 0.25 分子／100eV，0.125 分子／100eV とする。
(h)

ドライウェルから可燃性ガス濃度制御系への吸込み流量は 255m
３・リ(3)(ⅰ)a.(a)可燃性ガス濃度制御系

原子炉格納施設３／h[normal]とし，再循環流量 85m ／h[normal]と合せ，合計 340m

（要目表）

３

／h[normal]（1 系統当たり）のガスが可燃性ガス濃度制御系で処3理されるものとする。

可燃性ガス濃度制御系再結合装置ブロワ

圧力低減設備その他の安全設備

資 2-ﾛ-18

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文十号）

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文五号）

工事の計画

工事の計画に該当しない理由

可燃性ガス濃度制御系で処理されたガスは，再循環するものを除・安全評価指針に基づき，評価上仮定

き，すべてサプレッション・チェンバに戻るものとする。

した条件であるため(i) 可燃性ガス濃度制御系は，事故後 3.5 時間で作動し，同時に系
統機能を発揮するものとする。
(j)

可燃性ガス濃度制御系の水素ガス及び酸素ガスの再結合効率を95％とする。

（本文五号に記載なし）

原子炉格納施設（要目表）
3

圧力低減設備その他の安全設備

可燃性ガス濃度制御系再結合装置(k)

放射能閉じ込め機能の観点から可燃性ガス濃度制御系に単一故障を仮定する。
解析は，原則として事象が収束し，支障なく冷態停止に至ることができることが合理的に推定できる時点までとする。
（＊）サイクル期間中の炉心燃焼度変化及び燃料交換等により変動する値であり，設計上の制限値ではない。

・安全評価指針に基づき，単一故障を設定したものであるため・安全評価指針に基づき解析期間を説明したものであるため・評価に用いる核的パラメータの取扱いについて説明したものであるため。

資 2-ﾛ-19

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文十号）
ハ重大事故に至るおそれがある事故又は重大事故

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文五号）

工事の計画

工事の計画に該当しない理由

事故に対処するために必要な施設及び体制並びに発生すると想定される事故の程度及び影響の評価を行うために設定した条件及びその評価の結果(2) 有効性評価(ⅱ) 解析条件
有効性評価における解析の条件設定については，事象進展の不確かさを考慮して，設計値等の現実的な条件を基本としつつ，原則，有効性を確認するための評価項目となるパラメータに対して余裕が小さくなるような設定とする。この際，解析コードの持つ重要現象に対する不確かさや解析条件の不確かさによって，さらに本発電用原子炉施設の有効性評価の評価項目となるパラメータ並びに運転員及び重大事故等対応要員（以下「運転員等」という。
）操作時間に対する余裕が小さくなる可能性がある場合は，影響評価において感度解析等を行うこと
を前提に設定する。
ａ．主要な解析条件(a) 評価に当たって考慮する事項(a-1)安全機能の喪失に対する仮定
有効性評価で対象とする事象に応じ，適切に安全機能の喪失を考慮する。
(a-2)外部電源に対する仮定
重大事故等に対する対策の有効性評価に当たっては，外部電源の有無の影響を考慮する。
(a-3)単一故障に対する仮定
重大事故等は，設計基準事故対処設備が多重の機能喪失を起こすことを想定しており，さらに，重大事故等対処設備は，設計基準事故対処設備に対して多様性を考慮して設置していることか・実用発電用原子炉に係る炉心損傷防ら，重大事故等対処設備の単一故障は仮定しない。

止対策及び格納容器破損防止対策の(a-4)運転員等の操作時間に対する仮定
事故に対処するために必要な運転員等の手動操作については，
原則として，中央制御室での警報発信又は監視パラメータが操作有効性に関する審査ガイド（以下「有効性評価ガイド」という。）に基づき設定したものであるため開始条件に達したことを起点として，適切な時間余裕を設定する。
また，現場操作に必要な時間は，操作場所までのアクセスルー
トの状況，操作場所の作業環境等を踏まえ，実現可能と考えられる操作時間の想定等に基づき設定する。

資 2-ﾊ-1

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文十号）

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文五号）

工事の計画に該当しない理由

工事の計画(b) 共通解析条件(b-1)運転中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故(b-1-1)初期条件(b-1-1-1)事故シーケンスグループ「原子炉停止機能喪失」を除く事
故シーケンスグループにおいて用いる条件
・原子炉熱出力の初期値は，定格値（3,293MW）を用いるものとする。

・発電用原子炉の形式，熱出力及び基数＊【既工認】（要目表）（＊本文三号に記載）

1.原子炉本体
1.1

炉型式，熱出力，過剰反応度及び反
応度係数

・熱出力計算書
・原子炉圧力の初期値は，定格値（6.93MPa［gage］）を用い（本文五号に記載なし）【既工認】（要目表）
2るものとする。

原子炉冷却系統設備 (1)冷却材

・熱出力計算書
・炉心流量の初期値は，定格値である 100％流量（48.3×10
３（本文五号に記載なし）【既工認】（要目表）
2t／h）を用いるものとする。

原子炉冷却系統設備 (1)冷却材

・熱出力計算書
・炉心及び燃料形状の取扱いを設定したも・炉心に関する条件は９×９燃料（Ａ型）を装荷した平衡サ
イクルを想定した値を用いるものとし，燃料ペレット，燃・ハ(2)(ⅲ)燃料要素の構造，(ⅳ)燃料集合体の構造・熱出力計算書のであるため

料被覆管径等の炉心及び燃料形状に関する条件は設計値を用いるものとする。なお，高燃焼度８×８燃料は装荷しないため評価対象外とする。
・ＥＣＣＳ性能評価指針に基づき，崩壊熱・原子炉停止後の崩壊熱は，ＡＮＳＩ／ＡＮＳ－5.1－1979を設定したものであるための式に基づく崩壊熱曲線を使用する。また，使用する崩壊熱は燃焼度 33GWd／t の条件に対応したものとする。
・燃料棒の最大線出力密度は，44.0kW／m を用いるものとす・ハ(1)(ⅳ)b.燃料棒最大線出力密度・熱出力計算書る。
・原子炉の運転状態を設定したものである

・原子炉水位の初期値は，通常運転水位とする。
【既工認】（要目表）
・格納容器の体積について，ドライウェル空間部は 5,700m３， （本文五号に記載なし）
３1

原子炉格納施設 (1)原子炉格納容器

サプレッション・チェンバ空間部は 4,100m ，サプレッシ

原子炉格納施設ョン・チェンバ液相部は 3,300m３を用いるものとする。

（基本設計方針）
3

ため圧力低減設備その他の安全設備

・原子炉格納施設の設計条件に関する説明書

資 2-ﾊ-2

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文十号）

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文五号）

工事の計画

工事の計画に該当しない理由

・格納容器の初期温度について，ドライウェル空間部温度は （本文五号に記載なし）
57℃，サプレッション・プール水温度は 32℃を用いるもの

・原子炉の運転状態を設定したものでとする。また，格納容器の初期圧力は 5kPa［gage］を用いあるためるものとする。
・サプレッション・プールの初期水位は，6.983m を用いるものとする。
・解析上保守的に設定したものであるため・真空破壊装置の作動条件は，3.45kPa（ドライウェル－サ
プレッション・チェンバ間差圧）を用いるものとする。

・解析上，外部水源の温度を設定したもの

・外部水源の温度は，35℃とする。

であるため
・ハ(4)(ⅰ)構造・原子炉圧力容器，

原子炉本体
（要目表）
4

格納容器等の形状に関する条件は設計値を用いるものと・リ(1)原子炉格納容器の構造

原子炉圧力容器

原子炉格納施設
（要目表）

する。

1

原子炉格納容器(b-1-1-2)事故シーケンスグループ「原子炉停止機能喪失」において【既工認】（要目表）

用いる条件
・原子炉熱出力の初期値は，定格値（3,293MW）を用いるものとする。

・発電用原子炉の形式，熱出力及び基数＊

1.原子炉本体（＊本文三号に記載）

1.1

炉型式，熱出力，過剰反応度及び反
応度係数

・熱出力計算書【既工認】（要目表）
・原子炉圧力の初期値は，定格値（6.93MPa［gage］）を用い（本文五号に記載なし）

2

原子炉冷却系統設備 (1)冷却材

・熱出力計算書るものとする。

【既工認】（要目表）
・炉心流量の初期値は，原子炉定格出力時の下限流量である（本文五号に記載なし）

３2

原子炉冷却系統設備 (1)冷却材

・熱出力計算書

85％流量（約 41.06×10 t／h）を用いるものとする。

【既工認】（要目表）
・主蒸気流量の初期値は，定格値（6.42×10３t／h）を用いるものとする。

（本文五号に記載なし）

2

原子炉冷却系統設備 (1)冷却材

・熱出力計算書

資 2-ﾊ-3

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文十号）

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文五号）

・ホ(1)(ⅲ)冷却材の温度及び圧力

・給水温度の初期値は約 216℃とする。

【既工認】（要目表）
2

原子炉冷却系統設備 (1)冷却材
・炉心及び燃料形状の取扱いを設定したも・炉心に関する条件は９×９燃料（Ａ型）を装荷した平衡サ・ハ(2)(ⅲ)燃料要素の構造，(ⅳ)燃料集合体の構造・熱出力計算書

・燃料の最小限界出力比は，1.24 を用いるものとする。

・ハ(1)(ⅳ)a.最小限界出力比

・熱出力計算書

・燃料棒の最大線出力密度は，44.0kW／m を用いるものとす・ハ(1)(ⅳ)b．燃料棒最大線出力密度・熱出力計算書

イクルを想定した値を用いるものとし，燃料ペレット，燃工事の計画に該当しない理由

工事の計画のであるため

料被覆管径等の炉心及び燃料形状に関する条件は設計値を用いるものとする。なお，高燃焼度８×８燃料は装荷しないため評価対象外とする。

る。
・動的ボイド係数及び動的ドップラ係数の・動的ボイド係数（減速材ボイド係数を遅発中性子発生割合

取扱いを設定したものであるためで除した値）はサイクル末期の値の 1.25 倍，動的ドップ
ラ係数（ドップラ係数を遅発中性子発生割合で除した値）
はサイクル末期の値の 0.9 倍を用いるものとする。

・原子炉の運転状態を設定したものである

・原子炉水位の初期値は，通常運転水位とする。

ため・格納容器の体積について，ドライウェル空間部は 5,700m３， （本文五号に記載なし）
３【既工認】（要目表）

サプレッション・チェンバ空間部は 4,100m ，サプレッシ

1

原子炉格納施設 (1)原子炉格納容器

ョン・チェンバ液相部は 3,300m３を用いるものとする。

原子炉格納施設（基本設計方針）3

圧力低減設備その他の安全設備

・原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
・原子炉の運転状態を設定したものである

・格納容器の初期温度について，サプレッション・プール水ため

温度は 32℃を用いるものとする。また，格納容器の初期圧
力は 5kPa［gage］を用いるものとする。
・原子炉圧力容器，

・ハ(4)(ⅰ)構造

原子炉本体
（要目表）
4

格納容器等の形状に関する条件は設計値を用いるものとする。

・リ(1)原子炉格納容器の構造

原子炉圧力容器

原子炉格納施設（要目表）
1

原子炉格納容器

資 2-ﾊ-4

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文十号）

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文五号）

工事の計画

工事の計画に該当しない理由(b-1-2)事故条件
・有効性評価ガイドに基づき，破断位置を

原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する配管の破断による設定したものであるため

ＬＯＣＡを想定する場合の配管の破断位置については，原子炉圧力容器内の保有水量及び流出量等の観点から選定する。
(b-1-3)重大事故等対策に関連する機器条件
・安全保護系等の設定点
原子炉緊急停止系作動回路のスクラム設定点として，以下の値を用いるものとする。
原子炉水位低（レベル３）

・へ(2)(ⅰ)原子炉停止回路の種類

計測制御系統施設（要目表）

セパレータスカート下端から＋66cm（原子炉圧力容6器底部から＋1,372 ㎝）（遅れ時間 1.05 秒）

原子炉非常停止信号

・発電用原子炉の運転を管理するための制御装置に係る制御方法に関する説明書
・原子炉非常停止信号の設定値の根拠に関する説明書

工学的安全施設作動回路等の設定点として，以下の値を用いるものとする。
原子炉水位異常低下（レベル２）（原子炉隔離時冷却系

・へ(2)(ⅱ)その他の主要な安全保護回路の種類

起動，高圧炉心スプレイ系起動，主蒸気隔離弁閉止）設定

計測制御系統施設

点

（要目表）
7

セパレータスカート下端から－63cm（原子炉圧力

工学的安全施設等の起動信号

・発電用原子炉の運転を管理するため

容器底部から＋1,243 ㎝）の制御装置に係る制御方法に関する
原子炉水位異常低下（レベル１）（低圧炉心スプレイ系

・へ(2)(ⅱ)その他の主要な安全保護回路の種類

説明書

起動，残留熱除去系（低圧注水系）起動，自動減圧系作動）

・工学的安全施設等の起動（作動）信

設定点

号の設定値の根拠に関する説明書

セパレータスカート下端から－345cm（原子炉圧力容器底部から＋961 ㎝）
原子炉水位異常低下（レベル２）（再循環系ポンプ全台

・へ(5)( )緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界 ・工学的安全施設等の起動（作動）信号のトリップ）設定点にするための設備

設定値の根拠に関する説明書

セパレータスカート下端から－63cm（原子炉圧力容器底部から＋1,243 ㎝）
原子炉水位高（レベル８）（原子炉隔離時冷却系トリッ・工学的安全施設等の起動信号でないため

プ，高圧炉心スプレイ系注入弁閉止）設定点
セパレータスカート下端から＋175cm（原子炉圧力容器底部から＋1,481 ㎝）

資 2-ﾊ-5

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文十号）

原子炉圧力高（再循環系ポンプ全台トリップ）設定点
原子炉圧力 7.39MPa［gage］

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文五号）

工事の計画

・へ(5)( )緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界計装制御系統施設にするための設備（要目表）
7

工事の計画に該当しない理由

工学的安全施設等の起動信号

・工学的安全施設等の起動（作動）信ドライウェル圧力高（非常用炉心冷却系起動，自動減圧号の設定値の根拠に関する説明書

・へ(2)(ⅱ)その他の主要な安全保護回路の種類

系作動）設定点
ドライウェル圧力 13.7kPa［gage］
・逃がし安全弁
逃がし安全弁の逃がし弁機能及び安全弁機能の吹出し
圧力及び容量（吹出し圧力における値）は，設計値として以下の値を用いるものとする。
原子炉冷却系統施設

逃がし弁機能第 1 段：7.37MPa［gage］2 個，354.6t／h（1 個当たり） ・ホ(1)(ⅱ)c.主蒸気系（要目表）

第 2 段：7.44MPa［gage］4 個，357.8t／h（1 個当たり）

4.1 主蒸気系

第 3 段：7.51MPa［gage］4 個，361.1t／h（1 個当たり）(6)安全弁及び逃がし弁

第 4 段：7.58MPa［gage］4 個，364.3t／h（1 個当たり）
第 5 段：7.65MPa［gage］4 個，367.6t／h（1 個当たり）安全弁機能
第 1 段：7.79MPa［gage］2 個，385.2t／h（1 個当たり）
第 2 段：8.10MPa［gage］4 個，400.5t／h（1 個当たり）
第 3 段：8.17MPa［gage］4 個，403.9t／h（1 個当たり）
第 4 段：8.24MPa［gage］4 個，407.2t／h（1 個当たり）
第 5 段：8.31MPa［gage］4 個，410.6t／h（1 個当たり）(b-2)運転中の原子炉における重大事故(b-2-1)初期条件
・原子炉熱出力の初期値は，定格値（3,293MW）を用いるものとする。

・発電用原子炉の形式，熱出力及び基数＊【既工認】（要目表）（＊本文三号に記載）

1.原子炉本体
1.1

炉型式，熱出力，過剰反応度及び反
応度係数

・熱出力計算書【既工認】（要目表）
・原子炉圧力の初期値は，定格値（6.93MPa［gage］）を用いるものとする。

（本文五号に記載なし）

2

原子炉冷却系統設備 (1)冷却材

・熱出力計算書

資 2-ﾊ-6

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文十号）

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文五号）

・炉心流量の初期値は，定格値である 100％流量（48.3×10
３（本文五号に記載なし）【既工認】（要目表）
2t／h）を用いるものとする。

工事の計画に該当しない理由

工事の計画

原子炉冷却系統設備 (1)冷却材

・熱出力計算書
・炉心及び燃料形状の取扱いを設定したも・炉心に関する条件は９×９燃料（Ａ型）を装荷した平衡サ
イクルを想定した値を用いるものとし，燃料ペレット，燃・ハ(2)(ⅲ)燃料要素の構造，(ⅳ)燃料集合体の構造・熱出力計算書のであるため

料被覆管径等の炉心及び燃料形状に関する条件は設計値を用いるものとする。なお，高燃焼度８×８燃料は装荷しないため評価対象外とする。
・ＥＣＣＳ性能評価指針に基づき，崩壊熱・原子炉停止後の崩壊熱は，ＡＮＳＩ／ＡＮＳ－5.1－1979を設定したものであるための式に基づく崩壊熱曲線を使用する。また，使用する崩壊熱は燃焼度 33GWd／t の条件に対応したものとする。

・原子炉の運転状態を設定したものである

・原子炉水位の初期値は，通常運転水位とする。

ため・格納容器の体積について，ドライウェル空間部は 5,700m３， （本文五号に記載なし）
３【既工認】（要目表）

サプレッション・チェンバ空間部は 4,100m ，サプレッシ

1

原子炉格納施設 (1)原子炉格納容器

ョン・チェンバ液相部は 3,300m３を用いるものとする。

原子炉格納施設（基本設計方針）3

圧力低減設備その他の安全設備

・原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
・格納容器の初期温度について，ドライウェル空間部温度は57℃，サプレッション・プール水温度は 32℃を用いるものとする。また，格納容器の初期圧力は 5kPa［gage］を用い

・原子炉の運転状態を設定したものでるものとする。

あるため・サプレッション・プールの初期水位は，6.983m を用いるものとする。
・真空破壊装置の作動条件は，3.45kPa（ドライウェル－サ・解析上保守的に設定したものであるため

プレッション・チェンバ間差圧）を用いるものとする。
・溶融炉心からプール水への熱流束は，800kW／m２相当（圧力依存あり）とする。
・コンクリートの種類は，玄武岩系コンクリートとする。

・解析上，溶融炉心からプール水への熱流束を設定したものであるため・解析上，コンクリートの種類を設定したものであるため

資 2-ﾊ-7

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文十号）

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文五号）

工事の計画

工事の計画に該当しない理由

・解析上，鉄筋の取扱いを設定したもので・コンクリート以外の構造材である鉄筋は考慮しないものと

あるため

する。

・解析上，原子炉圧力容器下部の構造物の・原子炉圧力容器下部の構造物は，ペデスタル（ドライウェ

取扱いを設定したものであるためル部）に落下する溶融物とは扱わないものとする。

・解析上，外部水源の温度を設定したもの

・外部水源の温度は，35℃とする。

であるため
・ハ(4)(ⅰ)構造・原子炉圧力容器，

原子炉本体
（要目表）
4

格納容器等の形状に関する条件は設計値を用いるものと・リ(1)原子炉格納容器の構造

原子炉圧力容器

原子炉格納施設
（要目表）

する。

1

原子炉格納容器(b-2-2)事故条件(b-1-2)に同じ。
(b-2-3)重大事故等対策に関連する機器条件
・逃がし安全弁・逃がし安全弁の取扱いを設定したもので逃がし安全弁の安全弁機能の吹出し圧力及び容量（吹出あるためし圧力における値）は，設計値として以下の値を用いるものとする。
第 1 段：7.79MPa［gage］2 個，385.2t／h（1 個当たり） ・ホ(1)(ⅱ)c.主蒸気系

原子炉冷却系統施設

第 2 段：8.10MPa［gage］4 個，400.5t／h（1 個当たり）（要目表）

第 3 段：8.17MPa［gage］4 個，403.9t／h（1 個当たり）

4.1 主蒸気系

第 4 段：8.24MPa［gage］4 個，407.2t／h（1 個当たり）(6)安全弁及び逃がし弁

第 5 段：8.31MPa［gage］4 個，410.6t／h（1 個当たり）(b-3)使用済燃料プールにおける重大事故に至るおそれがある事故(b-3-1)初期条件
・使用済燃料プールの崩壊熱は，約 9.1MW を用いるものとす（本文五号に記載なし）

・使用済燃料貯蔵槽の冷却能力に関する説
明書る。
・使用済燃料プールの初期水位は，通常水位とする。
・使用済燃料プールの保有水量は，使用済燃料プールと隣接する原子炉ウェルとの間に設置されているプールゲート

・原子炉の運転状態を設定したものであるため

３は閉を仮定し，約 1,189m とする。

資 2-ﾊ-8

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文十号）

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文五号）

工事の計画に該当しない理由

工事の計画

・原子炉の運転状態を設定したものである

・使用済燃料プールの初期水温は，65℃とする。

ため・使用済燃料プール等の主要機器の形状に関する条件は設計・二(2)(ⅱ)a.(a)構造

核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設（要目表）

値を用いるものとする。

3

使用済燃料貯蔵設備(b-4)運転停止中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事
故(b-4-1)初期条件（運転停止中の事故シーケンスグループ「反応度の誤投入」を除く。
）
・ＥＣＣＳ性能評価指針に基づき，設定

・原子炉停止後の崩壊熱は，ＡＮＳＩ／ＡＮＳ―5.1－1979

したものであるための式に基づく崩壊熱曲線を使用し，原子炉停止 1 日後の崩壊熱として約 19MW を用いるものとする。
・原子炉初期水位は通常運転水位とする。

・原子炉の運転状態を設定したもので

・原子炉初期水温は 52℃とする。

あるため・評価上，崩壊熱による蒸発量が保守的と・原子炉圧力の初期値は大気圧とし，事象発生後も大気圧なるよう設定したものであるためが維持されるものとする。

・評価上，外部水源の温度を設定したもの

・外部水源の温度は 35℃とする。

であるため・原子炉圧力容器等の形状に関する条件は設計値を用いる

・ハ(4)(ⅰ)構造

原子炉本体
（要目表）

ものとする。

4

原子炉圧力容器ｂ．運転中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故(a) 高圧・低圧注水機能喪失(a-1)起因事象として，給水流量の全喪失が発生するものとする。
(a-2)安全機能としては，高圧注水機能として原子炉隔離時冷却系及
び高圧炉心スプレイ系，低圧注水機能として低圧炉心スプレイ系

・ＰＲＡ選定結果に基づき，設定した及び残留熱除去系（低圧注水系）の機能が喪失するものとする。

ものであるため・有効性評価ガイドに基づき，外部電源の(a-3)外部電源は使用できるものとする。

取扱いを設定したものであるため(a-4)原子炉スクラムは，原子炉水位低（レベル３）信号によるものとする。

・へ(2)(ⅰ)原子炉停止回路の種類

計測制御系統施設（要目表）
6

原子炉非常停止信号

資 2-ﾊ-9

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文十号）(a-5)ＡＴＷＳ緩和設備（代替再循環系ポンプトリップ機能）は，原
子炉水位異常低下（レベル２）信号により再循環系ポンプ 2 台全発電用原子炉設置変更許可申請書（本文五号）

工事の計画

・へ(5)( )緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界計測制御系統施設にするための設備（要目表）
1てを自動停止するものとする。

工事の計画に該当しない理由

制御方式及び制御方法

7.9

ＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循

環系ポンプトリップ機能）(a-6)逃がし安全弁（安全弁機能）にて，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ものとする。また，原子炉減圧には・ホ(1)(ⅱ)c.主蒸気系

原子炉冷却系統施設

・ホ(3)(ⅱ)a.(d)自動減圧系（要目表）

逃がし安全弁（自動減圧機能）（7 個）を使用するものとし，容量4.1 主蒸気系

として，1 個当たり定格主蒸気流量の約 6％を処理するものとす(6)安全弁及び逃がし弁る。

(a-7)低圧代替注水系（常設）は，逃がし安全弁による原子炉減圧後・ホ(3)(ⅱ)b.(c) 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧

３

原子炉冷却系統施設に，最大 378m ／h の流量で原子炉注水し，その後は炉心を冠水 時に発電用原子炉を冷却するための設備（要目表）

・低圧代替注水系（常設）の取扱いを設定維持するように注水する。また，原子炉注水と格納容器スプレイ

6.7 低圧代替注水系したものであるため

３を同時に実施する場合は，230m ／h にて原子炉へ注水する。

(a-8)代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，130m３／h の流量で格納容器内にスプレイする。

・リ(3)(ⅱ)a.(a)(a-1-1)代替格納容器スプレイ冷却

原子炉冷却系統施設

系（常設）による原子炉格納容器の冷却（要目表）
6.7 低圧代替注水系(a-9)格納容器圧力逃がし装置等は，格納容器圧力 0.31MPa[gage]における排出流量 13.4kg／s に対して，第二弁を全開にて格納容器除熱を実施する。

・リ(3)(ⅱ)b.(b)格納容器圧力逃がし装置による原子 ・原子炉格納施設の設計条件に関する説明
炉格納容器内の減圧及び除熱書
原子炉冷却系統施設（基本設計方針）
4.2 格納容器圧力逃がし装置(a-10)事故収束のための運転員等操作としては，以下のとおりとする。

資 2-ﾊ-10

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文十号）

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文五号）

工事の計画

工事の計画に該当しない理由(a-10-1)逃がし安全弁による原子炉急速減圧操作は，事象発生から25 分後に開始する。
(a-10-2)代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却・有効性評価ガイドに基づき，操作時

操作は，格納容器圧力が 0.279MPa[gage]に到達した場合に実施

間，機器の作動条件等を設定したものする。なお，格納容器スプレイは，サプレッション・プール水であるため

位が通常水位＋6.5m に到達した場合に停止する。
(a-10-3)格納容器圧力逃がし装置等による格納容器除熱操作は，格
納容器圧力が 0.31MPa[gage]に到達した場合に実施する。
(b) 高圧注水・減圧機能喪失(b-1)起因事象として，給水流量の全喪失が発生するものとする。
・ＰＲＡ選定結果に基づき，設定した(b-2)安全機能としては，高圧注水機能として原子炉隔離時冷却系及ものであるため

び高圧炉心スプレイ系，原子炉減圧機能として自動減圧系の機能が喪失するものとする。

・有効性評価ガイドに基づき，外部電源の(b-3)外部電源は使用できるものとする。

取扱いを設定したものであるため(b-4)原子炉スクラムは，原子炉水位低（レベル３）信号によるもの

・へ(2)(ⅰ)原子炉停止回路の種類

計測制御系統施設
（要目表）

とする。

6

(b-5)ＡＴＷＳ緩和設備（代替再循環系ポンプトリップ機能）は，原
子炉水位異常低下（レベル２）信号により再循環系ポンプ 2 台全原子炉非常停止信号・へ(5)( )緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界計測制御系統施設にするための設備（要目表）
1てを自動停止するものとする。

制御方式及び制御方法

7.9

ＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循

環系ポンプトリップ機能）(b-6)逃がし安全弁（安全弁機能）にて，原子炉冷却材圧力バウンダ・ホ(1)(ⅱ)c.主蒸気系

リの過度の圧力上昇を抑えるものとする。また，逃がし安全弁による原子炉手動減圧に失敗することを想定する。過渡時自動減圧（本文五号に記載なし）

原子炉冷却系統施設（基本設計方針）・逃がし安全弁による手動減圧の取扱いを

3.4 逃がし安全弁の機能

設定したものであるため機能を用いた逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧は，・発電用原子炉の運転を管理するための制原子炉水位異常低下（レベル１）到達から 10 分後に開始し，逃御装置に係る制御方法に関する説明書

がし安全弁（自動減圧機能）2 個により原子炉減圧する。容量と・ホ(3)(ⅱ)a.(d)自動減圧系

して，1 個当たり定格主蒸気流量の約 6％を処理するものとする。

資 2-ﾊ-11

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文十号）

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文五号）(b-7)低圧炉心スプレイ系は，原子炉水位異常低下（レベル１）到達・ホ(3)(ⅱ)a.(b)低圧炉心スプレイ系

工事の計画に該当しない理由

工事の計画
計測制御系統施設（要目表）

・低圧炉心スプレイ系の取扱いを設定した機能）による原子炉減圧後に，1,419m ／h（0.84MPa[dif]におい7.5 低圧炉心スプレイ系ものであるためて）（最大 1,561m３／h）にて原子炉注水する。

・工学的安全施設等の起動（作動）信号の後，低圧炉心スプレイ系が自動起動し，逃がし安全弁（自動減圧３

設定値の根拠に関する説明書
原子炉冷却系統施設（要目表）
6.2 低圧炉心スプレイ系
・設定根拠に関する説明書(b-8)残留熱除去系（低圧注水系）は，原子炉水位異常低下（レベル・ホ(3)(ⅱ)a.(c)残留熱除去系（低圧注水系）

計測制御系統施設（要目表）

・残留熱除去系（低圧注水系）の取扱いを

安 全 弁 に よ る 原 子 炉 減 圧 後 に ， 1 系 統 当 た り 1,605m ／ h

7.6 残留熱除去系

設定したものであるため（0.14MPa[dif]において）（最大 1,676m３／h）にて原子炉注水す・工学的安全施設等の起動（作動）信号のる。また，原子炉水位が原子炉水位高（レベル８）まで回復し，設定値の根拠に関する説明書

低圧炉心スプレイ系のみにより原子炉水位の維持が可能な場合

原子炉冷却系統施設

は，注水を停止する。

（要目表）

１）到達後，残留熱除去系（低圧注水系）が自動起動し，逃がし
３

5.1 残留熱除去系
・設定根拠に関する説明書(b-9)残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）は，自動起動・残留熱除去系（サプレッション・プール

した残留熱除去系（低圧注水系）のうち，1 系統を切り替えるも冷却系）の取扱いを設定したものであるたのとする。伝熱容量は，熱交換器 1 基当たり約 43MW（サプレッション・プール水温度 100℃，海水温度 32℃において）とする。
(b-10)事故収束のための運転員等操作としては，以下のとおりとす

・ホ(4)(ⅰ)残留熱除去系

原子炉冷却系統施設

め（要目表）
5.1 残留熱除去系

る。
(b-10-1)残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）運転操作
は，原子炉水位高（レベル８）到達の 5 分後に実施する。

・有効性評価ガイドに基づき，操作時間，機器の作動条件等を設定したものであるため(c) 全交流動力電源喪失(c-1)外部電源喪失時に非常用ディーゼル発電機等の機能が喪失する事故(c-1-1)起因事象として，外部電源を喪失するものとする。

・ＰＲＡ選定結果に基づき，設定した(c-1-2)安全機能としては，全ての非常用ディーゼル発電機等の機ものであるため

能喪失を想定し，全交流動力電源を喪失するものとする。
(c-1-3)外部電源は使用できないものとする。

・有効性評価ガイドに基づき，外部電源の取扱いを設定したものであるため

資 2-ﾊ-12

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文十号）(c-1-4)原子炉スクラムは，原子炉水位低（レベル３）信号による発電用原子炉設置変更許可申請書（本文五号）
・へ(2)(ⅰ)原子炉停止回路の種類

工事の計画

工事の計画に該当しない理由

計測制御系統施設（要目表）

ものとする。

6(c-1-5)原子炉隔離時冷却系は，原子炉水位異常低下（レベル２）

・ホ(4)(ⅲ)原子炉隔離時冷却系

原子炉非常停止信号

原子炉冷却系統施設

で自動起動し，136.7m３／h（7.86MPa[gage]～1.04MPa[gage]（要目表）

において）の流量で注水するものとする。

7.1 原子炉隔離時冷却系
・工学的安全施設等の起動(作動)信号の設
定値の根拠に関する説明書(c-1-6)逃がし安全弁（安全弁機能）にて，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ものとする。また，原子炉・ホ(1)(ⅱ)c.主蒸気系

原子炉冷却系統施設

・ホ(3)(ⅱ)a.(d)自動減圧系（要目表）

減圧には逃がし安全弁（自動減圧機能）（7 個）を使用するも4.1 主蒸気系のとし，容量として，1 個当たり定格主蒸気流量の約 6％を処

(6)安全弁及び逃がし弁理するものとする。

原子炉冷却系統施設・低圧代替注水系（可搬型）の取扱いを設

減圧後に，最大 110m ／h で原子炉注水し，その後は炉心を冠 よる発電用原子炉の冷却（要目表）定したものであるため水維持するように注水する。また，低圧代替注水系（可搬型）

6.7 低圧代替注水系(c-1-7)低圧代替注水系（可搬型）は，逃がし安全弁による原子炉 ・ホ(3)(ⅱ)b.(c-1-1-2)低圧代替注水系（可搬型）に３による原子炉注水を代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却と併せて実施する場合は，50m３／h の流量で原子炉注水するものとする。
(c-1-8)代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，130m３／h の流量で格納容器内にスプレイする。

・リ(3)(ⅱ)ａ.(b)(b-1-2)代替格納容器スプレイ冷却

原子炉冷却系統施設系（可搬型）による原子炉格納容器の冷却（要目表）
6.7 低圧代替注水系(c-1-9)残留熱除去系（低圧注水系）は，1,605m３／h（0.14MPa[dif]３

において）（最大 1,676m ／h）の流量で注水するものとする。

・ホ(3)(ⅱ)a.(c)残留熱除去系（低圧注水系）

原子炉冷却系統施設

・残留熱除去系（低圧注水系）の取扱いを（要目表）設定したものであるため

5.1 残留熱除去系
・設定根拠に関する説明書

資 2-ﾊ-13

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文十号）

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文五号）

工事の計画に該当しない理由

工事の計画(c-1-10)残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去

・残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）

系（サプレッション・プール冷却系）は，原子炉水位を原子及び残留熱除去系（サプレッション・プー
原子炉冷却系統施設

ル冷却系）の取扱いを設定したものである

納容器スプレイ冷却系）を使用する場合は，1,692m３／h の流

（要目表）

ため

量で格納容器内にスプレイするものとする。また，伝熱容量

5.1 残留熱除去系

は，熱交換器 1 基当たり約 43MW（サプレッション・プール水・設定根拠に関する説明書

炉水位高（レベル８）まで上昇させた後に，残留熱除去系（格・ホ(4)(ⅰ)残留熱除去系

温度 100℃，海水温度 32℃において）とする。
(c-1-11)事故収束のための運転員等操作としては，以下のとおりとする。
(c-1-11-1)交流電源は 24 時間使用できないものとし，事象発生から 24 時間後に常設代替交流電源設備によって供給を開始す

・有効性評価ガイドに基づき，交流電る。

源の取扱いを想定したものであるた(c-1-11-2)逃がし安全弁による原子炉急速減圧操作は，事象発生かめ

ら 8 時間 1 分後に実施する。
(c-1-11-3)代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器
冷却操作は，格納容器圧力が 0.279MPa[gage]に到達した場合に実施する。なお，格納容器スプレイは，残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水を開始する前に停止する。

・有効性評価ガイドに基づき，操作時(c-1-11-4)残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水操作及び間，機器の作動条件等を設定したもの

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）による格納容器除熱であるため操作は，事象発生から 24 時間 10 分後に実施する。
(c-2)外部電源喪失時に非常用ディーゼル発電機等の機能，直流電源及び原子炉隔離時冷却系の機能が喪失する事故(c-2-1)起因事象として，外部電源を喪失するものとする。
(c-2-2)安全機能としては，125V 系蓄電池Ａ系及び 125V 系蓄電池Ｂ
系並びに高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機が機能喪失す・ＰＲＡ選定結果に基づき，設定したるものとする。これらにより，非常用ディーゼル発電機等及ものであるため

び直流電源を制御電源としている原子炉隔離時冷却系が機能喪失するものとする。また，非常用ディーゼル発電機等及び原子炉隔離時冷却系の本体故障を想定する。
(c-2-3)外部電源は使用できないものとする。

・有効性評価ガイドに基づき，外部電源の取扱いを設定したものであるため

資 2-ﾊ-14

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文十号）(c-2-4)原子炉スクラムは，原子炉水位低（レベル３）信号による発電用原子炉設置変更許可申請書（本文五号）
・へ(2)(ⅰ)原子炉停止回路の種類

工事の計画

工事の計画に該当しない理由

計測制御系統施設（要目表）

ものとする。

6(c-2-5)高圧代替注水系は，運転員による高圧代替注水系蒸気供給
弁の遠隔での手動開閉操作によって，設計値である 136.7m３

原子炉非常停止信号

・ホ(3)(ⅱ)b.(a-1-1)高圧代替注水系による発電用原原子炉冷却系統施設

子炉の冷却

（要目表）
6.6 高圧代替注水系／h（7.86MPa[gage]～1.04MPa[gage]において）の流量で注水するものとする。

(c-2-6)逃がし安全弁（安全弁機能）にて，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ものとする。また，原子炉・ホ(1)(ⅱ)c.主蒸気系

原子炉冷却系統施設

・ホ(3)(ⅱ)a.(d)自動減圧系（要目表）

減圧には逃がし安全弁（自動減圧機能）（7 個）を使用するも4.1 主蒸気系のとし，容量として，1 個当たり定格主蒸気流量の約 6％を処

(6)安全弁及び逃がし弁理するものとする。

原子炉冷却系統施設・低圧代替注水系（可搬型）の取扱いを設

減圧後に，最大 110m ／h で原子炉注水し，その後は炉心を冠 よる発電用原子炉の冷却（要目表）定したものであるため水維持するように注水する。また，低圧代替注水系（可搬型）

6.7 低圧代替注水系(c-2-7)低圧代替注水系（可搬型）は，逃がし安全弁による原子炉 ・ホ(3)(ⅱ)b.(c-1-1-2)低圧代替注水系（可搬型）に３による原子炉注水を代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却と併せて実施する場合は，50m３／h の流量で原子炉注水するものとする。
(c-2-8)代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，130m３／h の流量で格納容器内にスプレイする。

・リ(3)(ⅱ)a.(b)(b-1-2)代替格納容器スプレイ冷却

原子炉冷却系統施設系（可搬型）による原子炉格納容器の冷却（要目表）
6.7 低圧代替注水系(c-2-9)残留熱除去系（低圧注水系）は，1,605m３／h（0.14MPa[dif]３

において）（最大 1,676m ／h）の流量で注水するものとする。

・ホ(3)(ⅱ)a.(c)残留熱除去系（低圧注水系）

原子炉冷却系統施設

・残留熱除去系（低圧注水系）の取扱いを（要目表）設定したものであるため

5.1 残留熱除去系
・設定根拠に関する説明書(c-2-10)残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去

・残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）

系（サプレッション・プール冷却系）は，原子炉水位を原子及び残留熱除去系（サプレッション・プー

炉水位高（レベル８）まで上昇させた後に，残留熱除去系（格ル冷却系）の取扱いを設定したものである

資 2-ﾊ-15

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文十号）
納容器スプレイ冷却系）を使用する場合は，1,692m３／h の流発電用原子炉設置変更許可申請書（本文五号）
・ホ(4)(ⅰ)残留熱除去系工事の計画に該当しない理由

工事の計画
原子炉冷却系統施設

量で格納容器内にスプレイするものとする。また，伝熱容量（要目表）

は，熱交換器 1 基当たり約 43MW（サプレッション・プール水

5.1 残留熱除去系

温度 100℃，海水温度 32℃において）とする。

・設定根拠に関する説明書

ため(c-2-11)事故収束のための運転員等操作としては，以下のとおりとする。
・有効性評価ガイドに基づき，操作時間，(c-2-11-1)高圧代替注水系による原子炉注水操作は，事象発生から機器の作動条件等を設定したものである

25 分後に開始する。

ため・有効性評価ガイドに基づき，交流電源の(c-2-11-2)交流電源は 24 時間使用できないものとし，事象発生か取扱いを想定したものであるため

ら 24 時間後に常設代替交流電源設備によって供給を開始する。
(c-2-11-3)逃がし安全弁による原子炉急速減圧操作は，事象発生か
ら 8 時間 1 分後に実施する。
(c-2-11-4)代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器
冷却操作は，格納容器圧力が 0.279MPa[gage]に到達した場合

・有効性評価ガイドに基づき，操作時に実施する。なお，格納容器スプレイは，残留熱除去系（低間，機器の作動条件等を設定したもの

圧注水系）による原子炉注水を開始する前に停止する。

であるため(c-2-11-5)残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水操作及び残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）による格納容器除熱操作は，事象発生から 24 時間 10 分後に実施する。
(c-3)外部電源喪失時に非常用ディーゼル発電機等の機能が喪失
し，逃がし安全弁の再閉鎖に失敗する事故(c-3-1)起因事象として，外部電源を喪失するものとする。
・ＰＲＡ選定結果に基づき，設定した(c-3-2)安全機能としては，全ての非常用ディーゼル発電機等の機ものであるため

能喪失を想定し，全交流動力電源を喪失するものとする。さらに，逃がし安全弁 1 個の開固着が発生するものとする。

・有効性評価ガイドに基づき，外部電源の(c-3-3)外部電源は使用できないものとする。

取扱いを設定したものであるため(c-3-4)原子炉スクラムは原子炉水位低（レベル３）信号によるものとする。

・へ(2)(ⅰ)原子炉停止回路の種類

計測制御系統施設（要目表）
6

原子炉非常停止信号

資 2-ﾊ-16

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文十号）(c-3-5)原子炉隔離時冷却系は，原子炉水位異常低下（レベル２）

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文五号）
・ホ(4)(ⅲ)原子炉隔離時冷却系工事の計画に該当しない理由

工事の計画
原子炉冷却系統施設

で自動起動し，136.7m３／h（7.86MPa[gage]～1.04MPa[gage]（要目表）

において）の流量で注水するものとする。

7.1 原子炉隔離時冷却系
・工学的安全施設等の起動(作動)信号の設
定値の根拠に関する説明書
・ホ(1)(ⅱ)c.主蒸気系

原子炉冷却系統施設

・ホ(3)(ⅱ)a.(d)自動減圧系（要目表）

・逃がし安全弁（安全弁機能）の取扱いを

減圧には再閉鎖に失敗した 1 個に加えて逃がし安全弁（自動4.1 主蒸気設定したものであるため減圧機能）（6 個）を使用するものとし，容量として，1 個当(6)安全弁及び逃がし弁(c-3-6)逃がし安全弁（安全弁機能）にて，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ものとする。また，原子炉たり定格主蒸気流量の約 6％を処理するものとする。

原子炉冷却系統施設・低圧代替注水系（可搬型）の取扱いを設

減圧後に，最大 110m ／h の流量で原子炉注水し，その後は炉 よる発電用原子炉の冷却（要目表）定したものであるため

心を冠水維持するように注水する。また，低圧代替注水系（可6.7 低圧代替注水系(c-3-7)低圧代替注水系（可搬型）は，逃がし安全弁による原子炉 ・ホ(3)(ⅱ)b.(c-1-1-2)低圧代替注水系（可搬型）に３搬型）による原子炉注水を代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却と併せて実施する場合は，50m３／
h の流量で原子炉注水するものとする。
(c-3-8)代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，130m３／h の流量で格納容器内にスプレイする。

・リ(3)(ⅱ)a.(b)(b-1-2)代替格納容器スプレイ冷却

原子炉冷却系統施設系（可搬型）による原子炉格納容器の冷却（要目表）
6.7 低圧代替注水系

原子炉冷却系統施設

・残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）

系（サプレッション・プール冷却系）は，原子炉水位を原子（要目表）

及び残留熱除去系（サプレッション・プー

炉水位高（レベル８）まで上昇させた後に，残留熱除去系（格5.1 残留熱除去系

ル冷却系）の取扱いを設定したものである

納容器スプレイ冷却系）を使用する場合は，1,692m３／h にて・設定根拠に関する説明書

ため

原子炉冷却系統施設

・残留熱除去系（低圧注水系）の取扱いを（要目表）設定したものであるため(c-3-9)残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去

・ホ(4)(ⅰ)残留熱除去系

格納容器内にスプレイするものとする。また，伝熱容量は，熱交換器 1 基当たり約 43MW（サプレッション・プール水温度
100℃，海水温度 32℃において）とする。
(c-3-10)残留熱除去系（低圧注水系）は，1,605m３／h（0.14MPa[dif]において）（最大 1,676m３／h）の流量で注水するものとする。

・ホ(3)(ⅱ)a.(c)残留熱除去系（低圧注水系）

5.1 残留熱除去系
・設定根拠に関する説明書

資 2-ﾊ-17

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文十号）

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文五号）

工事の計画

工事の計画に該当しない理由(c-3-11)事故収束のための運転員等操作としては，以下のとおりとする。
・有効性評価ガイドに基づき，交流電源の(c-3-11-1)交流電源は 24 時間使用できないものとし，事象発生か取扱いを想定したものであるため

ら 24 時間後に常設代替交流電源設備によって供給を開始する。
(c-3-11-2)低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水操作は，事象発生から 3 時間後に開始する。
(c-3-11-3)逃がし安全弁による原子炉急速減圧操作は，低圧代替注
水系（可搬型）による原子炉注水の準備が完了した時点で開・有効性評価ガイドに基づき，操作時始する。

間，機器の作動条件等を設定したもの(c-3-11-4)代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器であるため冷却操作は，格納容器圧力が 0.279MPa[gage]に到達した場合に実施する。なお，格納容器スプレイは，残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水を開始する前に停止する。
(c-3-11-5)残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水操作及び残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）による格納容器除熱操作は，事象発生から 24 時間 10 分後に実施する。

(d) 崩壊熱除去機能喪失(d-1)取水機能が喪失した場合(d-1-1)起因事象として，給水流量の全喪失が発生するものとする。
・ＰＲＡ選定結果に基づき，設定した(d-1-2)安全機能としては，取水機能の喪失により崩壊熱除去機能ものであるためが喪失するものとする。

・有効性評価ガイドに基づき，外部電源の(d-1-3)外部電源は使用できないものとする。

取扱いを設定したものであるため(d-1-4)原子炉スクラムは，原子炉水位低（レベル３）信号による・へ(2)(ⅰ)原子炉停止回路の種類

計測制御系統施設（要目表）

ものとする。

6(d-1-5)原子炉隔離時冷却系は，原子炉水位異常低下（レベル２）
３・ホ(4)(ⅲ)原子炉隔離時冷却系

原子炉非常停止信号

原子炉冷却系統施設

で自動起動し，136.7m ／h（7.86MPa[gage]～1.04MPa[gage]（要目表）

において）の流量で注水するものとする。

7.1 原子炉隔離時冷却系
・工学的安全施設等の起動(作動)信号の設
定値の根拠に関する説明書

資 2-ﾊ-18

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文十号）(d-1-6)逃がし安全弁（安全弁機能）にて，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ものとする。また，原子炉

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文五号）

工事の計画に該当しない理由

工事の計画

・ホ(1)(ⅱ)c.主蒸気系

原子炉冷却系統施設

・ホ(3)(ⅱ)a.(d)自動減圧系（要目表）

減圧には逃がし安全弁（自動減圧機能）（7 個）を使用するも4.1 主蒸気系のとし，容量として，1 個当たり定格主蒸気流量の約 6％を処

(6)安全弁及び逃がし弁理するものとする。

(d-1-7)低圧代替注水系（常設）は，逃がし安全弁（自動減圧機能） ・ホ(3)(ⅱ)b.(c)(c-1-1-1)低圧代替注水系（常設）３による原子炉減圧後に，最大 378m ／h の流量で原子炉注水による発電用原子炉の冷却・低圧代替注水系（常設）の取扱いを設定（要目表）したものであるため

6.7 低圧代替注水系

し，その後は炉心を冠水維持するように注水する。

(d-1-8)緊急用海水系の伝熱容量は，約 24MW（サプレッション・プ

原子炉冷却系統施設

・ホ(4) (ⅰ)残留熱除去系

原子炉冷却系統施設（基本設計方針）ール水温度 100℃，海水温度 32℃において）とする。

7.2 緊急用海水系（要目表）
5.1 残留熱除去系(d-1-9)残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）を使用する場合

・ホ(4)(ⅰ)残留熱除去系

原子炉冷却系統施設

は，1,692m３／h にて格納容器内にスプレイするものとする。

（要目表）

また，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱

5.1 残留熱除去系

除去系（サプレッション・プール冷却系）の伝熱容量は，熱・設定根拠に関する説明書

交換器 1 基当たり約 24MW（サプレッション・プール水温度
100℃，海水温度 32℃において）とする。
(d-1-10)残留熱除去系（低圧注水系）は，1,605m３／h（0.14MPa[dif]３

において）（最大 1,676m ／h）の流量で注水するものとする。

・ホ(3)(ⅱ)a.(c)残留熱除去系（低圧注水系）

原子炉冷却系統施設

・残留熱除去系（低圧注水系）の取扱いを（要目表）設定したものであるため

5.1 残留熱除去系(d-1-11)事故収束のための運転員等操作としては，以下のとおりと・設定根拠に関する説明書する。
(d-1-11-1)逃がし安全弁による原子炉急速減圧操作は，低圧代替注

・有効性評価ガイドに基づき，操作時間，水系（常設）起動操作後，サプレッション・プール水温度が機器の作動条件等を設定したものである

65℃に到達した場合に開始する。

ため(d-1-11-2)緊急用海水系を用いた残留熱除去系（格納容器スプレイ

・有効性評価ガイドに基づき，操作時間，冷却系）による格納容器除熱操作は，格納容器圧力 0.279MPa

機器の作動条件等を設定したものである［gage］に到達した場合に開始する。また，残留熱除去系にため

資 2-ﾊ-19

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文十号）

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文五号）

工事の計画

工事の計画に該当しない理由

よる格納容器除熱の開始後に，原子炉水位が原子炉水位高（レベル８）設定点に到達した場合は，低圧代替注水系（常設）による原子炉注水を停止し，以降は残留熱除去系による原子炉注水により原子炉水位を維持する。
(d-2)残留熱除去系が故障した場合(d-2-1)起因事象として，給水流量の全喪失が発生するものとする。
・ＰＲＡ選定結果に基づき，設定した(d-2-2)安全機能としては，残留熱除去系の故障により崩壊熱除去ものであるため機能が喪失するものとする。

・有効性評価ガイドに基づき，外部電源の(d-2-3)外部電源は使用できるものとする。

取扱いを設定したものであるため(d-2-4)原子炉スクラムは，原子炉水位低（レベル３）信号による・へ(2)(ⅰ)原子炉停止回路の種類

計測制御系統施設（要目表）

ものとする。

6(d-2-5)ＡＴＷＳ緩和設備（代替再循環系ポンプトリップ機能）は， ・へ(5)( )緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界
原子炉水位異常低下（レベル２）信号により再循環系ポンプ 2にするための設備

計測制御系統施設（要目表）
1

台全てを自動停止するものとする。

原子炉非常停止信号

制御方式及び制御方法

7.9

ＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循

環系ポンプトリップ機能）(d-2-6)原子炉隔離時冷却系は，原子炉水位異常低下（レベル２）

・ホ(4)(ⅲ)原子炉隔離時冷却系

３

原子炉冷却系統施設

で自動起動し，136.7m ／h（7.86MPa[gage]～1.04MPa[gage]（要目表）

において）の流量で注水するものとする。

7.1 原子炉隔離時冷却系
・工学的安全施設等の起動(作動)信号の設
定値の根拠に関する説明書(d-2-7)高圧炉心スプレイ系は，原子炉水位異常低下（レベル２）
３・ホ(3)(ⅱ)a.(a)高圧炉心スプレイ系

計測制御系統施設

で自動起動し，1,419m ／h（1.38MPa[dif] において）（最大（要目表）

・高圧炉心スプレイ系の取扱いを設定した

1,419m３／h）の流量で注水するものとする。

7.4 高圧炉心スプレイ系ものであるため・工学的安全施設等の起動（作動）信号の設定値の根拠に関する説明書
原子炉冷却系統施設（要目表）
6.1 高圧炉心スプレイ系
・設定根拠に関する説明書

資 2-ﾊ-20

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文十号）

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文五号）(d-2-8)逃がし安全弁（安全弁機能）にて，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ものとする。また，原子炉工事の計画

・ホ(1)(ⅱ)c.主蒸気系

原子炉冷却系統施設

・ホ(3)(ⅱ)a.(d)自動減圧系（要目表）

減圧には逃がし安全弁（自動減圧機能）（7 個）を使用するも4.1 主蒸気系のとし，容量として，1 個当たり定格主蒸気流量の約 6％を処

(6)安全弁及び逃がし弁

工事の計画に該当しない理由

理するものとする。

(d-2-9)低圧代替注水系（常設）は，逃がし安全弁（自動減圧機能） ・ホ(3)(ⅱ)b.(c)(c-1-1-1)低圧代替注水系（常設）３による原子炉減圧後に，最大 378m ／h にて原子炉注水し，そによる発電用原子炉の冷却の後は炉心を冠水維持するように注水する。また，原子炉注

原子炉冷却系統施設（要目表）

・低圧代替注水系（常設）の取扱いを設定

6.7 低圧代替注水系したものであるため

３

水と格納容器スプレイを同時に実施する場合は，230m ／h にて原子炉へ注水する。

(d-2-10)代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，130m３／h の流量で格納容器内にスプレイする。

・リ(3)(ⅱ)a.(a)(a-1-1)代替格納容器スプレイ冷却

原子炉冷却系統施設

系（常設）による原子炉格納容器の冷却（要目表）
6.7 低圧代替注水系(d-2-11) 格 納 容 器 圧 力 逃 が し 装 置 等 は ， 格 納 容 器 圧 力
0.31MPa[gage]における排出流量 13.4kg／s に対して，第二弁を全開にて格納容器除熱を実施する。

・リ(3)(ⅱ)b.(b)格納容器圧力逃がし装置による原子 ・原子炉格納施設の設計条件に関する説明
炉格納容器内の減圧及び除熱書
原子炉冷却系統施設（基本設計方針）
4.2 格納容器圧力逃がし装置(d-2-12)事故収束のための運転員等操作としては，以下のとおりとする。
(d-2-12-1)逃がし安全弁による原子炉急速減圧操作は，サプレッション・プール水温度が 65℃に到達した場合に実施する。
(d-2-12-2)代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作は，格納容器圧力が 0.279MPa[gage]に到達した場合に実施する。なお，格納容器スプレイは，サプレッション・プ

・有効性評価ガイドに基づき，操作時

ール水位が通常水位＋6.5m に到達した場合に停止する。

間，機器の作動条件等を設定したもの(d-2-12-3)格納容器圧力逃がし装置等による格納容器除熱操作は，であるため格納容器圧力が 0.31MPa[gage]に到達した場合に実施する。

資 2-ﾊ-21

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文十号）

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文五号）

工事の計画

工事の計画に該当しない理由(e) 原子炉停止機能喪失(e-1)起因事象として，主蒸気隔離弁の誤閉止が発生するものとす
・ＰＲＡ選定結果に基づき，設定したる。

ものであるため(e-2)安全機能としては，原子炉スクラムに失敗するものとし，また，手動での原子炉スクラムを実施できないものとする。さらに，ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）は作動しないものとする。

・対象炉心の取扱いについて設定したもの(e-3)評価対象とする炉心の状態は，平衡炉心のサイクル末期とす

であるため

る。

・有効性評価ガイドに基づき，外部電源の(e-4)外部電源は使用できるものとする。

取扱いを設定したものであるため(e-5)主蒸気隔離弁の閉止に要する時間は，最も短い時間として設・ホ(1)(ⅱ)c.主蒸気隔離弁

原子炉冷却系統設備（要目表）

計値の下限である 3 秒とする。

4.1 主蒸気系(7)主要弁(e-6)ＡＴＷＳ緩和設備（代替再循環系ポンプトリップ機能）は，
原子炉圧力高（7.39MPa[gage]）又は原子炉水位異常低下（レベ・へ(5)( )緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界計測制御系統施設にするための設備（要目表）

ル２）信号により再循環系ポンプ 2 台全てを自動停止するもの

1

制御方式及び制御方法とする。また，再循環系ポンプが 1 台以上トリップしている状

7.9

態で運転点が運転特性図上の高出力－低炉心流量領域に入った

環系ポンプトリップ機能）

ＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循 ・選択制御棒挿入の取扱いを設定したものであるため場合に作動する選択制御棒挿入についても作動しないものと仮定する。
(e-7)逃がし安全弁（逃がし弁機能）にて，原子炉冷却材圧力バウ

・ホ(1)(ⅱ)c.主蒸気系

原子炉冷却系統施設

ンダリの過度の圧力上昇を抑えるものとする。また，逃がし安（要目表）

全弁（18 個）は，容量として，1 個当たり定格主蒸気流量の約 6％

4.1 主蒸気系を処理するものとする。

(6)安全弁及び逃がし弁(e-8)電動駆動給水ポンプは，主蒸気隔離弁の閉止によりタービン
駆動給水ポンプが停止した後，自動起動するものとする。また，・電動駆動給水ポンプの運転状態を設定したものであるため

復水器ホットウェル水位の低下により電動駆動給水ポンプがトリップするものとする。

資 2-ﾊ-22

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文十号）(e-9)原子炉隔離時冷却系は，原子炉水位異常低下（レベル２）で発電用原子炉設置変更許可申請書（本文五号）
・ホ(4)(ⅲ)原子炉隔離時冷却系工事の計画

工事の計画に該当しない理由

原子炉冷却系統施設

自 動 起 動 し ， 136.7m ３ ／ h （ 原 子 炉 圧 力 7.86MPa[gage] ～（要目表）

1.04MPa[gage]において）の流量で給水するものとする。また，

7.1 原子炉隔離時冷却系

サプレッション・プール水温度が 106℃に到達した時点で停止す

・工学的安全施設等の起動(作動)信号の設るものとする。

定値の根拠に関する説明書
計測制御系統施設

・高圧炉心スプレイ系の取扱いを設定したはドライウェル圧力高（13.7kPa[gage]）で自動起動し，145m（要目表）

ものであるため

３／h～1,506m ／h（8.30MPa[dif]～0MPa[dif]において）の

7.4 高圧炉心スプレイ系

流量で注水するものとする。

・工学的安全施設等の起動（作動）信号の(e-10)高圧炉心スプレイ系は，原子炉水位異常低下（レベル２）又・ホ(3)(ⅱ)a.(a)高圧炉心スプレイ系

３

設定値の根拠に関する説明書
原子炉冷却系統施設（要目表）
6.1 高圧炉心スプレイ系
・設定根拠に関する説明書(e-11)ほう酸水注入系は，事象発生から 6 分後に手動起動し，163L・へ(5)( )緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界／min の流量及びほう酸濃度 13.4wt％で注入するものとする。 にするための設備

計測制御系統施設

・ほう酸水注入系の取扱いを設定したもの

（要目表）

であるため

4.1 ほう酸水注入系
・制御能力についての計算書(e-12)残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）の伝熱容量

・ホ(4)(ⅰ)残留熱除去系

原子炉冷却系統施設

は，熱交換器 1 基当たり約 53MW（サプレッション・プール水（要目表）

温度 100℃，海水温度 27.2℃において）とする。

5.1 残留熱除去系(e-13)事故収束のための運転員等操作としては，以下のとおりとする。
(e-13-1)事象発生 4 分後に自動減圧系等の起動阻止操作を実施する。

・有効性評価ガイドに基づき，操作時(e-13-2)ほう酸水注入系は，事象発生から 6 分後に手動起動する。

間，機器の作動条件等を設定したもの(e-13-3)残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格であるため

納容器除熱操作は，事象発生 17 分後に実施する。
(f) ＬＯＣＡ時注水機能喪失(f-1)破断箇所は，再循環系配管（最大破断面積約 2,900 ㎝２）とし，破断面積を約 3.7 ㎝２とする。
(f-2)安全機能としては，高圧注水機能として原子炉隔離時冷却系

・ＰＲＡ選定結果に基づき，設定したものであるため及び高圧炉心スプレイ系，低圧注水機能として残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ系の機能が喪失するものとす

資 2-ﾊ-23

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文十号）

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文五号）

工事の計画に該当しない理由

工事の計画る。また，原子炉減圧機能として自動減圧系の機能が喪失するものとする。
・有効性評価ガイドに基づき，外部電源の(f-3)外部電源は使用できないものとする。

取扱いを設定したものであるため(f-4)原子炉スクラムは，原子炉水位低（レベル３）信号によるも・へ(2)(ⅰ)原子炉停止回路の種類

計測制御系統施設
（要目表）

のとする。

6
(f-5)逃がし安全弁（安全弁機能）にて，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ものとする。また，原子炉減圧

原子炉非常停止信号

・ホ(1)(ⅱ)c.主蒸気系

原子炉冷却系統施設

・ホ(3)(ⅱ)a.(d)自動減圧系（要目表）には逃がし安全弁（自動減圧機能）（7 個）を使用するものとし，

4.1 主蒸気系

容量として，1 個当たり定格主蒸気流量の約 6％を処理するもの(6)安全弁及び逃がし弁とする。
原子炉冷却系統施設・低圧代替注水系（常設）の取扱いを設定

による原子炉減圧後に，最大 378m３／h の流量で原子炉注水し， による発電用原子炉の冷却（要目表）したものであるためその後は炉心を冠水維持するように注水する。また，原子炉注6.7 低圧代替注水系(f-6)低圧代替注水系（常設）は，逃がし安全弁（自動減圧機能）・ホ(3)(ⅱ)b.(c)(c-1-1-1)低圧代替注水系（常設）

水と格納容器スプレイを同時に実施する場合は，230m３／h にて原子炉へ注水する。
(f-7)代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，130m３／h の流量で格納容器内にスプレイする。

・リ(3)(ⅱ)a.(a)(a-1-1)代替格納容器スプレイ冷却

原子炉冷却系統施設

系（常設）による原子炉格納容器の冷却（要目表）
6.7 低圧代替注水系(f-8)格納容器圧力逃がし装置等は，格納容器圧力 0.31MPa[gage]
における排出流量 13.4kg／s に対して，第二弁を全開にて格納
容器除熱を実施する。

・リ(3)(ⅱ)b.(b)格納容器圧力逃がし装置による原子 ・原子炉格納施設の設計条件に関する説明
炉格納容器内の減圧及び除熱書
原子炉格納施設（基本設計方針）
3.6.1 格納容器圧力逃がし装置(f-9)事故収束のための運転員等操作としては，以下のとおりとする。
(f-9-1)逃がし安全弁による原子炉急速減圧操作は，事象発生から25 分後に開始する。

・有効性評価ガイドに基づき，操作時間，機器の作動条件等を設定したものである
ため

資 2-ﾊ-24

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文十号）

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文五号）

工事の計画

工事の計画に該当しない理由(f-9-2)代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作は，格納容器圧力が 0.279MPa[gage]に到達した場合に実施する。なお，格納容器スプレイは，サプレッション・プー

・有効性評価ガイドに基づき，操作時

ル水位が通常水位＋6.5m に到達した場合に停止する。

間，機器の作動条件等を設定したもの(f-9-3)格納容器圧力逃がし装置等による格納容器除熱操作は，格であるため

納容器圧力が 0.31MPa[gage]に到達した場合に実施する。
(f-10)敷地境界及び非居住区域境界での実効線量評価の条件としては，以下のとおりとする。
(f-10-1)事故発生時の原子炉冷却材中の核分裂生成物の濃度は，運転上許容される I-131 の最大濃度とし，その組成を拡散組成とする。これにより，事故発生時に原子炉冷却材中に存在す
るよう素は，I-131 等価量で約 4.7×10１２Bq となる。
(f-10-2)原子炉圧力の低下に伴う燃料棒からの核分裂生成物の追加放出量は，I-131 については 2.22×10１４Bq とし，その他の核分裂生成物についてはその組成を平衡組成として求め，希ガスについてはよう素の 2 倍の放出があるものとする。これ
により，原子炉圧力の低下に伴う燃料棒からの追加放出量は，希ガスについてはガンマ線実効エネルギ 0.5MeV 換算値で約6.0×10１５Bq，よう素については I-131 等価量で約 3.9×

・安全評価指針に基づき，評価条件を設定したものであるため

10１４Bq となる。
(f-10-3)燃料棒から追加放出されるよう素のうち，有機よう素は4％とし，残りの 96％は無機よう素とする。
(f-10-4)燃料棒から追加放出される核分裂生成物のうち，希ガスは全て瞬時に気相部に移行するものとする。有機よう素のうち，10％は瞬時に気相部に移行するものとし，残りは分解するものとする。有機よう素から分解したよう素及び無機よう素が気相部にキャリーオーバされる割合は 2％とする。
(f-10-5)原子炉圧力容器気相部の核分裂生成物は，逃がし安全弁等を通して崩壊熱相当の蒸気に同伴し，格納容器内に移行するものとする。この場合，希ガス及び有機よう素は全量が，無機よう素は格納容器ベント開始までに発生する崩壊熱相当の蒸気に伴う量が移行するものとする。
(f-10-6)サプレッション・チェンバでのスクラビング等による核分裂生成物の除去効果については考慮しないものとする。また，核分裂生成物の自然減衰は，格納容器ベント開始までの期間について考慮する。

資 2-ﾊ-25

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文十号）

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文五号）

工事の計画

工事の計画に該当しない理由(f-10-7)敷地境界及び非居住区域境界における実効線量は，よう素の内部被ばくによる実効線量及び希ガスのガンマ線外部被ば
くによる実効線量の和として計算する。
(f-10-8)敷地境界における大気拡散条件については，格納容器圧力逃がし装置を用いる場合は，地上放出，実効放出継続時間 1
時間の値として，相対濃度（χ／Ｑ）を 8.2×10－５（s／m３），
相対線量（Ｄ／Ｑ）を 9.9×10－１９（Gy／Bq）とし，耐圧強化・安全評価指針に基づき，評価条件を

ベント系を用いる場合は，排気筒放出，実効放出継続時間 1

設定したものであるため－６

時間の値として，相対濃度（χ／Ｑ）は 2.0×10

３（s／m ），

相対線量（Ｄ／Ｑ）は 8.0×10－２０（Gy／Bq）とする。また，非居住区域境界における大気拡散条件については，格納容器
圧力逃がし装置を用いる場合は，地上放出，実効放出継続時
間 1 時間の値として，相対濃度（χ／Ｑ）を 2.9×10－５（s／m３），相対線量（Ｄ／Ｑ）を 4.0×10－１９（Gy／Bq）とし，耐圧強化ベント系を用いる場合は，排気筒放出，実効放出継続時間 1 時間の値として，相対濃度（χ／Ｑ）は 2.0×10－６（s／m３），相対線量（Ｄ／Ｑ）は 8.1×10－２０（Gy／Bq）とする。
(f-10-9)格納容器圧力逃がし装置による有機よう素の除染係数を50，無機よう素の除染係数を 100 とする。

・リ(3)(ⅱ)b.(b)格納容器圧力逃がし装置による原子原子炉格納施設

炉格納容器内の減圧及び除熱

（要目表）
9

圧力逃がし装置・中央制御室の居住性に関する説明書(g) 格納容器バイパス（インターフェイスシステムＬＯＣＡ）(g-1)破断箇所は，残留熱除去系の熱交換器フランジ部とし，破断面積は，約 21cm２とする。
・ＰＲＡ選定結果に基づき，設定した(g-2)安全機能としては，インターフェイスシステムＬＯＣＡが発ものであるため生した残留熱除去系Ｂ系が機能喪失するものとする。また，保守的に同じ原子炉建屋西側に設置されている高圧炉心スプレイ
系及び残留熱除去系Ｃ系も機能喪失するものとする。

・有効性評価ガイドに基づき，外部電源の(g-3)外部電源は使用できないものとする。

取扱いを設定したものであるため(g-4)原子炉スクラムは，原子炉水位低（レベル３）信号によるものとする。

・へ(2)(ⅰ)原子炉停止回路の種類

計測制御系統施設（要目表）
6

原子炉非常停止信号

資 2-ﾊ-26

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文十号）(g-5)原子炉隔離時冷却系は，原子炉水位異常低下（レベル２）で発電用原子炉設置変更許可申請書（本文五号）
・ホ(4)(ⅲ)原子炉隔離時冷却系工事の計画

工事の計画に該当しない理由

原子炉冷却系統施設

自動起動し，136.7m３／h（7.86MPa[gage]～1.04MPa[gage]にお（要目表）

いて）の流量で注水するものとする。

7.1 原子炉隔離時冷却系
・工学的安全施設等の起動(作動)信号の設
定値の根拠に関する説明書(g-6)低圧炉心スプレイ系は，逃がし安全弁（自動減圧機能）によ・ホ(3)(ⅱ)a.(b)低圧炉心スプレイ系

る原子炉減圧後に，1,419m３／h（0.84MPa[dif]において）（最大
３

原子炉冷却系統施設

・低圧炉心スプレイ系の取扱いを設定した（要目表）ものであるため

6.2 低圧炉心スプレイ系

1,561m ／h）の流量で注水するものとする。

・設定根拠に関する説明書(g-7)低圧代替注水系（常設）は，逃がし安全弁（自動減圧機能）
３による原子炉減圧後に，最大 378m ／h の流量で注水するものと・ホ(3)(ⅱ)b.(c)(c-1-1-1)低圧代替注水系（常設）

原子炉冷却系統施設・低圧代替注水系（常設）の取扱いを設定

による発電用原子炉の冷却（要目表）したものであるため

6.7 低圧代替注水系

する。
(g-8)原子炉減圧には逃がし安全弁（自動減圧機能）（7 個）を使用

・ホ(3)(ⅱ)a.(d)自動減圧系

原子炉冷却系統施設

するものとし，容量として，1 個当たり定格主蒸気流量の約 6％（要目表）を処理するものとする。

4.1 主蒸気系(6)安全弁及び逃がし弁(g-9)事故収束のための運転員等操作としては，以下のとおりとする。
(g-9-1)逃がし安全弁による原子炉急速減圧操作は，事象発生から15 分後に開始するものとする。
(g-9-2)残留熱除去系の破断箇所隔離操作は，事象発生から約 3 時
間後に開始するものとし，事象発生の 5 時間後に完了するも・有効性評価ガイドに基づき，操作時間，機器の作動条件等を設定したもの
であるため

のとする。
(h) 津波浸水による最終ヒートシンク喪失
以下に示すものを除き「(c-1)外部電源喪失時に非常用ディーゼ
ル発電機等の機能が喪失する事故」の条件を適用する。
(h-1)起因事象として，敷地に遡上する津波による敷地への津波浸水が発生するものとする。
(h-2)安全機能としては，残留熱除去系及び非常用ディーゼル発電機等の取水機能喪失を想定し，崩壊熱除去機能及び全交流動力

・ＰＲＡ選定結果に基づき，設定したものであるため電源が喪失するものとする。

資 2-ﾊ-27

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文十号）

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文五号）

工事の計画に該当しない理由

工事の計画・有効性評価ガイドに基づき，外部電源の(h-3)外部電源は使用できないものとする。

取扱いを設定したものであるため(h-4)緊急用海水系の伝熱容量は約 24MW（サプレッション・プール・ホ(4)(ⅰ)残留熱除去系

原子炉冷却系統施設（要目表）

水温度 100℃，海水温度 32℃において）とする。

5.1 残留熱除去系(h-5)事故収束のための運転員等操作としては，以下のとおりとする。
(h-5-1)緊急用海水系を用いた残留熱除去系（低圧注水系）による原・有効性評価ガイドに基づき，操作時間，

子炉注水操作及び残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）に機器の作動条件等を設定したものである

よる格納容器除熱操作は，事象発生から 24 時間 25 分後に実施ためする。
ｃ．運転中の原子炉における重大事故(a) 雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）(a-1)代替循環冷却系を使用する場合(a-1-1)起因事象として，大破断ＬＯＣＡが発生するものとする。
破断箇所は，再循環系配管（出口ノズル）とする。
・ＰＲＡ選定結果に基づき，設定した(a-1-2)安全機能としては，非常用ディーゼル発電機等の機能喪失ものであるためを想定し，全交流動力電源を喪失するものとする。さらに，
非常用炉心冷却系等が機能喪失するものとする。
(a-1-3)外部電源は使用できないものとする。

・有効性評価ガイドに基づき，外部電源の取扱いを設定したものであるため(a-1-4)水素の発生については，ジルコニウム－水反応を考慮する

・有効性評価ガイドに基づき，水素発生のものとする。

取扱いを設定したものであるため(a-1-5)原子炉スクラムは，原子炉水位低（レベル３）信号による・へ(2)(ⅰ)原子炉停止回路の種類

計測制御系統施設（要目表）

ものとする。

6

原子炉非常停止信号・評価上仮定した条件であるため(a-1-6)主蒸気隔離弁は，事象発生と同時に閉止するものとする。
(a-1-7)再循環系ポンプは，事象発生と同時に停止するものとする。
(a-1-8)低圧代替注水系（常設）は，230m３／h の流量で原子炉注水する。なお，低圧代替注水系（常設）による原子炉注水は，格納容器スプレイと同じ常設低圧代替注水系ポンプを用いて・ホ(3)(ⅱ)b.(c)(c-1-1-1)低圧代替注水系（常設）

原子炉冷却系統施設

による発電用原子炉の冷却（要目表）
6.7 低圧代替注水系

流量分配することで実施する。

資 2-ﾊ-28

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文十号）

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文五号）(a-1-9)代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，130m３／h の流量で格納容器内にスプレイする。なお，格納容器スプレイは，

工事の計画

・リ(3)(ⅱ)a.(a)(a-2-1)代替格納容器スプレイ冷却

原子炉冷却系統施設

系（常設）による原子炉格納容器の冷却（要目表）

工事の計画に該当しない理由

6.7 低圧代替注水系

原子炉注水と同じ常設低圧代替注水系ポンプを用いて流量分配することで実施する。

・解析上，ペデスタル水位確保操作の取扱(a-1-10)格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（ドライウ

いを設定したものであるため

ェル部）水位の確保操作は考慮しないものとする。
(a-1-11)代替循環冷却系の循環流量は，全体で 250m３／h とし，・リ(3)(ⅱ)b.(a)代替循環冷却系による原子炉格納容

原子炉冷却系統施設

器内の減圧及び除熱（要目表）

・解析上，流量分配の取扱いを設定したも

6.8 代替循環冷却系のであるため

原子炉冷却系統施設

・残留熱除去系熱交換器の伝熱特性に基づ（サプレッション・プール水温度 100℃，海水温度 32℃にお（要目表）

き，代替循環冷却系及び緊急用海水系の流いて）とする。

5.1 残留熱除去系

量に応じた伝熱容量を設定したものであ３３

原子炉注水へ 100m ／h，格納容器スプレイへ 150m ／h にて流量分配し，それぞれ連続注水及び連続スプレイを実施する。
(a-1-12)代替循環冷却系から緊急用海水系への伝熱容量は，約 14MW

・ホ(4)(ⅰ)残留熱除去系

るため(a-1-13)可搬型窒素供給装置による格納容器内窒素注入は，ガス温 ・リ(3)(ⅱ)b.原子炉格納容器の過圧破損を防止する
３

３

度 30℃，純度 99vol％にて 200Nm ／h（窒素 198Nm ／h 及び
酸素 2Nm３／h）で格納容器内に注入するものとする。

ための設備

原子炉冷却系統施設

・解析上，ガス温度の取扱いを設定したも（要目表）のであるため

7.5 窒素ガス代替注入系(a-1-14)事故収束のための運転員等操作としては，以下のとおりとする。
(a-1-14-1)交流電源は，常設代替交流電源設備によって供給を開始
し，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器
冷却操作及び低圧代替注水系（常設）による原子炉注水操
作は，事象発生から 25 分後に開始する。なお，格納容器ス
プレイ及び原子炉注水は，代替循環冷却系の運転開始後に停止する。
(a-1-14-2)緊急用海水系による冷却水（海水）の確保操作及び代替・有効性評価ガイドに基づき，操作時

循環冷却系による格納容器除熱操作は，90 分後に開始する。

間，機器の作動条件等を設定したもの(a-1-14-3)可搬型窒素供給装置による格納容器内への窒素注入操であるため作は，格納容器内酸素濃度が 4.0vol％（ドライ条件）に到達した場合にサプレッション・チェンバ内へ窒素注入を開始し，格納容器圧力 0.31MPa［gage］到達により停止する。
(a-1-15)Ｃｓ－137 の放出量評価の条件としては，以下のとおりとする。
(a-1-15-1)事象発生直前まで，定格出力の 100％で長時間にわたって運転されていたものとする。その運転時間は，燃料を約 1

・安全評価指針に基づき，運転時間を設定したものであるため

資 2-ﾊ-29

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文十号）

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文五号）

工事の計画に該当しない理由

工事の計画／4 ずつ取り替えていく場合の平衡炉心を考えて，最高
50,000 時間とする。
・事象進展解析に基づき，放出割合を設定(a-1-15-2)代替循環冷却系を用いた場合の環境中への総放出量のしたものであるため評価においては，原子炉内に内蔵されている核分裂生成物
が事象進展に応じた割合で，格納容器内に放出されるものとする。
(a-1-15-3)格納容器内に放出されたＣｓ－137 については，格納容（本文五号に記載なし）

・原子炉格納施設の設計条件に関する説明書

器スプレイやサプレッション・チェンバのプール水でのス
クラビング等による除去効果を考慮する。
(a-1-15-4)原子炉建屋から大気中への放射性物質の漏えいについて考慮する。漏えい量の評価条件は以下のとおりとする。
(a-1-15-4-1)格納容器からの漏えい量は，格納容器圧力に応じた設
計漏えい率を基に評価する。

・リ(2)原子炉格納容器の設計圧力及び設計温度並び

原子炉格納施設

に漏えい率

（要目表）
1

原子炉格納容器・原子炉格納施設の設計条件に関する説明書(a-1-15-4-2)原子炉建屋から大気中に漏えいする放射性物質を保・有効性評価ガイドに基づき，操作時間，守的に見積もるため，原子炉建屋ガス処理系により原子機器の作動条件等を設定したものである

炉建屋原子炉棟内の負圧が達成されるまでの期間は，原ため

子炉建屋内の放射性物質の保持機能に期待しないものとする。原子炉建屋ガス処理系により負圧を達成した後は非常用ガス処理系の設計換気率 1 回／d 相当を考慮する。 ・リ(4)(ⅳ)原子炉建屋ガス処理系

原子炉格納施設

なお，非常用ガス処理系フィルタトレイン及び非常用ガ（要目表）

ス再循環系フィルタトレインによる放射性物質の除去効

7.1 原子炉建屋ガス処理系

果については，期待しないものとする。原子炉建屋ガス

・設定根拠に関する説明書

処理系は，事象発生 115 分後から，常設代替交流電源設

非常用ガス処理系排風機

備からの交流電源の供給を受け中央制御室からの遠隔操
作により起動し，起動後 5 分間で負圧が達成されることを想定する。
(a-1-15-4-3)原子炉建屋内での放射能の時間減衰は考慮せず，また，原子炉建屋内での粒子状物質の除去効果は保守的に考・原子炉建屋内での放射能の時間減衰の取扱いを設定したものであるため慮しない。
(a-2)代替循環冷却系を使用できない場合(a-2-1)起因事象として，大破断ＬＯＣＡが発生するものとする。
破断箇所は，再循環系配管（出口ノズル）とする。
(a-2-2)安全機能としては，非常用ディーゼル発電機等の機能喪失

・ＰＲＡ選定結果に基づき，設定したものであるためを想定し，全交流動力電源を喪失するものとする。さらに，

資 2-ﾊ-30

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文十号）

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文五号）

工事の計画

工事の計画に該当しない理由

非常用炉心冷却系等が機能喪失するものとする。なお，代替
循環冷却系は使用できないものとする。
・有効性評価ガイドに基づき，外部電源の(a-2-3)外部電源は使用できないものとする。

取扱いを設定したものであるため・有効性評価ガイドに基づき，水素発生の(a-2-4)水素の発生については，ジルコニウム－水反応を考慮する

取扱いを設定したものであるためものとする。
(a-2-5)原子炉スクラムは，原子炉水位低（レベル３）信号による・へ(2)(ⅰ)原子炉停止回路の種類

計測制御系統施設（要目表）

ものとする。

6

原子炉非常停止信号(a-2-6)主蒸気隔離弁は，事象発生と同時に閉止するものとする。
・評価上仮定した条件であるため(a-2-7)再循環系ポンプは，事象発生と同時に停止するものとする。
(a-2-8)低圧代替注水系（常設）は，230m３／h の流量で原子炉注水
し，原子炉水位がジェットポンプ上端（以下「原子炉水位Ｌ・ホ(3)(ⅱ)b.(c)(c-1-1-1)低圧代替注水系（常設）

原子炉冷却系統施設

による発電用原子炉の冷却（要目表）

・有効性評価ガイドに基づき，運転員等の6.7 低圧代替注水系

操作を設定したものであるため０」という。
）まで回復後は，崩壊熱による蒸発量相当の注水
流量で注水する。なお，低圧代替注水系（常設）による原子炉注水は，格納容器スプレイと同じ常設低圧代替注水系ポン
プを用いて流量分配することで実施する。
(a-2-9)代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，130m３／h の流量で格納容器内にスプレイする。なお，格納容器スプレイは，・リ(3)(ⅱ)a.(b)(b-2)(b-2-1)代替格納容器スプレイ

原子炉冷却系統施設

冷却系（常設）による原子炉格納容器の冷却（要目表）
6.7 低圧代替注水系

原子炉注水と同じ常設低圧代替注水系ポンプを用いて流量分配することで実施する。

・解析上，ペデスタル水位確保操作の取扱(a-2-10)格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（ドライウ

いを設定したものであるため

ェル部）水位の確保操作は考慮しないものとする。
(a-2-11)格納容器圧力逃がし装置は，格納容器圧力 0.31MPa［gage］ ・リ(3)(ⅱ)b.(b)格納容器圧力逃がし装置による原子 ・原子炉格納施設の設計条件に関する説明
における排出流量 13.4kg／s に対して，第二弁の中央制御室からの遠隔操作による全開操作で格納容器除熱を実施する。

炉格納容器内の減圧及び除熱書
原子炉格納施設（基本設計方針）
3.6.1 格納容器圧力逃がし装置(a-2-12)事故収束のための運転員等操作としては，以下のとおりとする。
(a-2-12-1)交流電源は，常設代替交流電源設備によって供給を開始

・有効性評価ガイドに基づき，操作時間，し，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器

機器の作動条件等を設定したものである

資 2-ﾊ-31

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文十号）

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文五号）

工事の計画に該当しない理由

工事の計画
ため

冷却操作及び低圧代替注水系（常設）による原子炉注水操
作は，事象発生から 25 分後に開始する。また，代替循環冷却系による格納容器除熱操作ができないことから，原子炉
水位Ｌ０まで回復したことを確認した場合，原子炉注水流量を崩壊熱相当に調整し，格納容器冷却を停止する。
(a-2-12-2)代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作は，格納容器圧力が 0.465MPa［gage］に到達した場合に開始し，0.400MPa［gage］に到達した場合は停止する。

・有効性評価ガイドに基づき，操作時

なお，格納容器ベントに伴うサプレッション・プール水位

間，機器の作動条件等を設定したものの上昇を考慮し，サプレッション・プール水位が通常水位であるため＋6.5m に到達した以降は格納容器スプレイを停止する。
(a-2-12-3)格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱操作は，サプレッション・プール水位が通常水位＋6.5m 到達から 5 分後に実施する。
(a-2-13)Ｃｓ－137 の放出量評価の条件としては，以下のとおりと・安全評価指針に基づき，運転時間を設定する。

したものであるため(a-2-13-1)事象発生直前まで，定格出力の 100％で長時間にわたって運転されていたものとする。その運転時間は，燃料を約 1／4 ずつ取り替えていく場合の平衡炉心を考えて，最高
50,000 時間とする。
(a-2-13-2)格納容器圧力逃がし装置を用いた場合の環境中への総放出量の評価においては，原子炉内に内蔵されている核分

・リ(3)(ⅱ)b.(b)格納容器圧力逃がし装置による原子原子炉格納施設

炉格納容器内の減圧及び除熱（基本設計方針）
3.6.1 格納容器圧力逃がし装置

裂生成物が事象進展に応じた割合で，格納容器内に放出され，サプレッション・チェンバ又はドライウェルのベント
ラインを通じて格納容器圧力逃がし装置に至るものとする。格納容器圧力逃がし装置に到達した核分裂生成物は，格納容器圧力逃がし装置内のフィルタによって除去された
後，格納容器圧力逃がし装置出口配管から放出されるもの

・Ｃｓ－137 の取扱いを設定したものであ

とする。

るため

(a-2-13-3)格納容器圧力逃がし装置を用いた場合のＣｓ－137 放出
量は，格納容器からの放出割合及び格納容器圧力逃がし装置の除染係数を考慮して計算する。
(a-2-13-4)格納容器内に放出されたＣｓ－137 については，格納容器スプレイやサプレッション・チェンバのプール水でのス（本文五号に記載なし）

・原子炉格納施設の設計条件に関する説明書

クラビング等による除去効果を考慮する。
(a-2-13-5)格納容器圧力逃がし装置を介して大気中へ放出される
Ｃｓ－137 の放出量評価条件は以下のとおりとする。

・格納容器からの漏えいの取扱いを設定し資 2-ﾊ-32

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文十号）

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文五号）

工事の計画に該当しない理由

工事の計画たものであるため(a-2-13-5-1)格納容器内から原子炉建屋への漏えいはないものとする。
(a-2-13-5-2)格納容器圧力逃がし装置による粒子状放射性物質に対する除染係数は 1,000 とする。

・リ(3)(ⅱ)b.(b)格納容器圧力逃がし装置による原子原子炉格納施設

炉格納容器内の減圧及び除熱

（要目表）
9

圧力逃がし装置・中央制御室の居住性に関する説明書(a-2-13-6)原子炉建屋から大気中への放射性物質の漏えいについても考慮する。漏えい量の評価条件は以下のとおりとする。
(a-2-13-6-1)格納容器からの漏えい量は，格納容器圧力に応じた設
計漏えい率を基に評価する。

・リ(2)原子炉格納容器の設計圧力及び設計温度並び

原子炉格納施設

に漏えい率

（要目表）
1

原子炉格納容器・原子炉格納施設の設計条件に関する説明(a-2-13-6-2)原子炉建屋から大気中に漏えいする放射性物質を保書

・有効性評価ガイドに基づき，操作時間，守的に見積もるため，原子炉建屋ガス処理系により原子機器の作動条件等を設定したものである

炉建屋原子炉棟内の負圧が達成されるまでの期間は，原ため

子炉建屋内の放射性物質の保持機能に期待しないものとする。原子炉建屋ガス処理系により負圧を達成した後は非常用ガス処理系の設計換気率 1 回／d 相当を考慮する。 ・リ(4)(ⅳ)原子炉建屋ガス処理系

原子炉格納施設

なお，非常用ガス処理系フィルタトレイン及び非常用ガ（要目表）

ス再循環系フィルタトレインによる放射性物質の除去効

7.1 原子炉建屋ガス処理系

果については，期待しないものとする。原子炉建屋ガス

・設定根拠に関する説明書

処理系は，事象発生 115 分後から，常設代替交流電源設

非常用ガス処理系排風機

備からの交流電源の供給を受け中央制御室からの遠隔操
作により起動し，起動後 5 分間で負圧が達成されることを想定する。
(a-2-13-6-3)原子炉建屋内での放射能の時間減衰は考慮せず，また，原子炉建屋内での粒子状物質の除去効果は保守的に・原子炉建屋内での放射能の時間減衰の取扱いを設定したものであるため考慮しない。
(b) 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱(b-1)起因事象として，給水流量の全喪失が発生するものとする。
・ＰＲＡ選定結果に基づき，設定した(b-2)安全機能としては，高圧注水機能として原子炉隔離時冷却系ものであるため及び高圧炉心スプレイ系の機能喪失を，低圧注水機能として残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ系の機能喪失を想定する。さらに原子炉圧力容器破損までは重大事故等対処
設備による原子炉注水にも期待しないものとする。

資 2-ﾊ-33

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文十号）

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文五号）

工事の計画

工事の計画に該当しない理由

・有効性評価ガイドに基づき，外部電源の(b-3)外部電源は使用できないものとする。

取扱いを設定したものであるため・解析上，クリープ破損や漏えい等の取扱(b-4)高温ガスによる配管等のクリープ破損や漏えい等は，考慮しいを設定したものであるためないものとする。

・有効性評価ガイドに基づき，水素発生の(b-5)水素の発生については，ジルコニウム－水反応及び溶融炉取扱いを設定したものであるため

心・コンクリート相互作用を考慮するものとする。これに加え，
初期酸素濃度並びに水素及び酸素の発生量については「(d)水素燃焼」の条件を適用する。
(b-6)原子炉スクラムは，原子炉水位低（レベル３）信号によるも・へ(2)(ⅰ)原子炉停止回路の種類

計測制御系統施設
（要目表）

のとする。

6

原子炉非常停止信号(b-7)主蒸気隔離弁は，事象発生と同時に閉止するものとする。
・評価上仮定した条件であるため(b-8)再循環系ポンプは，事象発生と同時に停止するものとする。
(b-9)逃がし安全弁（安全弁機能）にて，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ものとする。また，原子炉減圧・ホ(1)(ⅱ)c.主蒸気系

原子炉冷却系統施設

・ホ(3)(ⅱ)a.(d)自動減圧系（要目表）には逃がし安全弁（自動減圧機能）2 個を使用するものとし，容4.1 主蒸気系量として，1 個当たり定格主蒸気流量の約 6％を処理するものと(6)安全弁及び逃がし弁する。

(b-10)格納容器下部注水系（常設）は，原子炉圧力容器が破損して溶融炉心がペデスタル（ドライウェル部）に落下した後は，80m
３・リ(3)(ⅱ)c(a)(a-1)格納容器下部注水系（常設）に原子炉冷却系統施設

よるペデスタル（ドライウェル部）への注水（要目表）
6.7 低圧代替注水系／h にてペデスタル（ドライウェル部）に注水するものとする。

(b-11)代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，原子炉圧力容器破リ(3)(ⅱ)a.(b)(b-2)(b-2-1)代替格納容器スプレイ

原子炉冷却系統施設

損後においては 300m３／h の流量で格納容器内にスプレイする。 冷却系（常設）による原子炉格納容器の冷却（要目表）

格納容器圧力の低下を確認した後は，一旦格納容器スプレイを

6.7 低圧代替注水系

停止するが，再度格納容器圧力が上昇し，格納容器圧力 0.465MPa

・有効性評価ガイドに基づき，運転員等の操作を設定したものであるため

３［gage］に到達した場合は，130m ／h の流量で格納容器内にスプレイする。

資 2-ﾊ-34

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文十号）

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文五号）(b-12)代替循環冷却系の循環流量は，全体で 250m３／h とし，ドラ ・リ(3)(ⅱ)b.(a)代替循環冷却系による原子炉格納容工事の計画

工事の計画に該当しない理由

原子炉冷却系統施設

・解析上，流量分配の取扱いを設定したもイウェルへ 250m３／h で連続スプレイを実施する。原子炉圧力容 器内の減圧及び除熱（要目表）のであるため

器破損後に格納容器圧力の低下を確認した後は，ドライウェル

6.8 代替循環冷却系

へ 150m３／h，原子炉へ 100m３／h にて流量分配し，それぞれ連続スプレイ及び連続注水を実施する。
原子炉冷却系統施設

・残留熱除去系熱交換器の伝熱特性に基づ（サプレッション・プール水温度 100℃，海水温度 32℃におい（要目表）

き，代替循環冷却系及び緊急用海水系の流て）とする。

5.1 残留熱除去系

量に応じた伝熱容量を設定したものであ(b-13)代替循環冷却系から緊急用海水系への伝熱容量は，約 14MW

・ホ(4)(ⅰ)残留熱除去系

るため(b-14)可搬型窒素供給装置による格納容器内窒素注入は，ガス温度 ・リ(3)(ⅱ)d.(a)(a-1)可搬型窒素供給装置による原３

３30℃，純度 99vol％にて 200Nm ／h（窒素 198Nm ／h 及び酸素

子炉格納容器内の不活性化

2Nm３／h）で格納容器内に注入するものとする。

・解析上，ガス温度の取扱いを設定したも（要目表）のであるため

7.5 窒素ガス代替注入系(b-15)コリウムシールドは，材料をジルコニア耐熱材とし，侵食開 ・リ項(3)(ⅱ)c.[常設重大事故等対処設備]コリウム
始温度を 2,100℃と設定する。

原子炉格納施設シールド

原子炉格納施設

・解析上，侵食開始温度を設定したもの（基本設計方針）

であるため

3.2.6 格納容器下部注水系
・原子炉格納施設の設計条件に関する説明書(b-16)事故収束のための運転員等操作としては，以下のとおりとする。
(b-16-1)逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉急速減
圧操作は，原子炉水位が燃料有効長底部から燃料有効長の20％上の位置に到達した時点で開始する。
(b-16-2)緊急用海水系による冷却水（海水）の確保操作及び代替循
環冷却系による格納容器除熱操作は，事象発生から 90 分後に開始する。原子炉圧力容器破損後は，格納容器圧力が低下に転じて 30 分後に，ドライウェルと原子炉へ流量分配し，それ・有効性評価ガイドに基づき，操作時

ぞれ連続スプレイ及び連続注水を実施する。

間，機器の作動条件等を設定したもの(b-16-3)代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却であるため操作（原子炉圧力容器破損後）は，原子炉圧力容器破損の 6分後に開始する。また，格納容器冷却による格納容器圧力の低下から 30 分後に停止する。
その後，格納容器圧力が 0.465MPa［gage］に到達した場合に開始し，0.400MPa［gage］に到達した場合に停止する。

資 2-ﾊ-35

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文十号）

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文五号）

工事の計画に該当しない理由

工事の計画(b-16-4)格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（ドライウェル部）注水操作は，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作（原子炉圧力容器破損後）の 1 分後・有効性評価ガイドに基づき，操作時に開始する。また，ペデスタル（ドライウェル部）水位が 2.75m

間，機器の作動条件等を設定したものに到達した場合に停止する。その後は，ペデスタル（ドライであるためウェル部）水位が 2.25m まで低下した場合に注水を開始し，2.75m に到達した場合に停止することで水位を維持する。
(b-16-5)可搬型窒素供給装置による格納容器内への窒素注入操作
は，格納容器内酸素濃度が 4.0vol％（ドライ条件）に到達した場合にサプレッション・チェンバ内へ窒素注入を開始する。
(b-17)Ｃｓ－137 の放出量評価の条件としては，以下のとおりとする。
・安全評価指針に基づき，運転時間を設定(b-17-1)事象発生直前まで，定格出力の 100％で長時間にわたってしたものであるため運転されていたものとする。その運転時間は，燃料を約 1／4ずつ取り替えていく場合の平衡炉心を考えて，最高 50,000 時間とする。

・事象進展解析に基づき，放出割合を設定(b-17-2)代替循環冷却系を用いた場合の環境中への総放出量の評したものであるため価においては，原子炉内に内蔵されている核分裂生成物が事象進展に応じた割合で，格納容器内に放出されるものとする。
(b-17-3)格納容器内に放出されたＣｓ－137 については，格納容器（本文五号に記載なし）

・原子炉格納施設の設計条件に関する説明書

スプレイやサプレッション・チェンバのプール水でのスクラ
ビング等による除去効果を考慮する。
(b-17-4)原子炉建屋から大気中への放射性物質の漏えいについて考慮する。漏えい量の評価条件は以下のとおりとする。
(b-17-4-1)格納容器からの漏えい量は，格納容器圧力に応じた設計
漏えい率を基に評価する。

・リ(2)原子炉格納容器の設計圧力及び設計温度並び

原子炉格納施設

に漏えい率

（要目表）
1

原子炉格納容器・原子炉格納施設の設計条件に関する説明書(b-17-4-2)原子炉建屋ガス処理系による原子炉建屋原子炉棟内の射性物質除去効果を設定したものである

負圧が維持されていることを想定し，非常用ガス処理系の設計換気率 1 回／d 相当を考慮する。なお，非常用ガス処

・リ(4)(ⅳ)原子炉建屋ガス処理系

原子炉格納施設

理系フィルタトレイン及び非常用ガス再循環系フィルタ（要目表）

トレインによる放射性物質の除去効果については，期待し7.1 原子炉建屋ガス処理系

ないものとする。

・設定根拠に関する説明書(b-17-4-3)原子炉建屋内での放射能の時間減衰は考慮せず，また，
原子炉建屋内での粒子状物質の除去効果は保守的に考慮

・原子炉建屋内の負圧，フィルタによる放非常用ガス処理系排風機

ため

・原子炉建屋内での放射能の時間減衰の取扱いを設定したものであるためしない。

資 2-ﾊ-36

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文十号）

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文五号）

工事の計画に該当しない理由

工事の計画(c) 原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用「(b)

高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」の条件を適用する。
(d) 水素燃焼「(a)

雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）(a-1)代替循環冷却系を使用する場合」の条件に加えて，本格納容器破損モードを評価するため，以下の条件を適用する。
(d-1)格納容器の初期酸素濃度，水の放射線分解によって発生する（本文五号に記載なし）

原子炉格納施設

水素及び酸素並びに可搬型窒素供給装置による格納容器内への（基本設計方針）

窒素注入に伴い格納容器内に注入される酸素を考慮することと3.4.3 窒素ガス代替注入系

する。格納容器の初期酸素濃度は，2.5vol％（ドライ条件）と・原子炉格納施設の設計条件に関する説明する。

書(d-2)炉心内のジルコニウム－水反応による水素発生量は，解析コ・水素燃焼の観点から厳しい条件となるよードによる評価結果から得られた値を用いるものとする。

う，ジルコニウム－水反応による水素発生
量の取扱いを設定したものであるため(d-3)水の放射線分解によって発生する水素及び酸素の発生量は，・有効性評価ガイドに基づき，水素及び酸

解析コードで得られる崩壊熱を基に評価する。ここで，水素及素の発生の取扱いを設定したものである

び酸素の発生割合（100eV 当たりの分子発生量）は，それぞれ

ため

0.06，0.03 とする。また，原子炉冷却材による放射線エネルギの吸収割合は，サプレッション・プール内の核分裂生成物については，ベータ線，ガンマ線ともに 1，サプレッション・プール
以外に存在する核分裂生成物については，ベータ線，ガンマ線
ともに 0.1 とする。
・解析上，金属腐食等による水素発生の取(d-4)金属腐食等による水素発生量は考慮しない。

扱いを設定したものであるため(e) 溶融炉心・コンクリート相互作用「(b)

高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」の条件を適用する。
ｄ．使用済燃料プールにおける重大事故に至るおそれがある事故(a) 想定事故１(a-1)使用済燃料プールの初期水位は通常水位とし，保有水量を厳しく見積もるため，使用済燃料プールと隣接する原子炉ウェル・原子炉の運転状態を設定したものでの間に設置されているプールゲートは閉を仮定する。

あるため(a-2)使用済燃料プールの初期水温は，65℃とする。
(a-3)使用済燃料プールの崩壊熱は，約 9.1MW を用いるものとする。 （本文五号に記載なし）

・使用済燃料貯蔵槽の冷却能力に関する説
明書

資 2-ﾊ-37

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文十号）

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文五号）

工事の計画に該当しない理由

工事の計画(a-4)安全機能としては，使用済燃料プールの冷却機能及び注水機

ニ(3)(ⅱ)ａ.使用済燃料プールの冷却機能若しくは核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設

能として燃料プール冷却浄化系，残留熱除去系，補給水系等の注水機能の喪失時又は使用済燃料プール水の小規模（基本設計方針）

機能を喪失するものとする。

な漏えい発生時に用いる設備

4.2.1 使用済燃料プール注水・有効性評価ガイドに基づき，外部電源の(a-5)外部電源は使用できないものとする。

取扱いを設定したものであるため(a-6)可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注・ニ(3)(ⅱ)a.(a)代替燃料プール注水

原子炉冷却系統施設

水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水は，可搬型代（要目表）

替注水中型ポンプ 2 台を使用するものとし，50m３／h の流量で6.7 低圧代替注水系

注水する。

核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設（基本設計方針）
4.2.1 使用済燃料プール注水(a-7)事故収束のための運転員等操作としては，以下のとおりとする。
(a-7-1)可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系

・有効性評価ガイドに基づき，操作時間，（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水は，事機器の作動条件等を設定したものである

象発生から 8 時間後に開始する。

ため(b) 想定事故２(b-1)使用済燃料プールの初期水位は通常水位とし，保有水量を厳しく見積もるため，使用済燃料プールと隣接する原子炉ウェル・原子炉の運転状態を設定したものでの間に設置されているプールゲートは閉を仮定する。

あるため(b-2)使用済燃料プールの初期水温は，65℃とする。
(b-3)使用済燃料プールの崩壊熱は，約 9.1MW を用いるものとする。 （本文五号に記載なし）

・使用済燃料貯蔵槽の冷却能力に関する説
明書(b-4)安全機能としては，使用済燃料プールの冷却機能及び注水機

・ニ(3)(ⅱ)ａ使用済燃料プールの冷却機能若しくは核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設

能として燃料プール冷却浄化系，残留熱除去系，補給水系等の注水機能の喪失時又は使用済燃料プール水の小規模（基本設計方針）

機能を喪失するものとする。

な漏えい発生時に用いる設備

4.2.1 使用済燃料プール注水（本文五号に記載なし）

核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設(b-5)使用済燃料プール水位が最も低下する可能性のあるサイフォ
ン現象による漏えいとして，燃料プール冷却浄化系配管の破断（基本設計方針）を想定する。

4.2 代替燃料プール注水系

資 2-ﾊ-38

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文十号）

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文五号）

工事の計画に該当しない理由

工事の計画(b-6)サイフォン現象による使用済燃料プール水位の低下は，静的・有効性評価ガイドに基づき，サイフォン

サイフォンブレーカの効果により，燃料プール水戻り配管水平による低下水位を設定したものであるた

部下端（通常水位から約 0.23m 下）までの低下にとどまるものめとする。なお，評価においては，使用済燃料プールの水位は燃料プール水戻り配管水平部下端まで瞬時に低下するものとする。
・有効性評価ガイドに基づき，外部電源の(b-7)外部電源は使用できないものとする。

取扱いを設定したものであるため(b-8)可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注・ニ(3)(ⅱ)a.(a)代替燃料プール注水

原子炉冷却系統施設

水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水は，可搬型代（要目表）

替注水中型ポンプ 2 台を用いるものとし，50m３／h の流量で注6.7 低圧代替注水系

水する。

核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設（基本設計方針）
4.2.1 使用済燃料プール注水(b-9)事故収束のための運転員等操作としては，以下のとおりとする。
(b-9-1)可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系

・有効性評価ガイドに基づき，操作時間，（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水は，事機器の作動条件等を設定したものである

象発生から 8 時間後に開始するものとする。

ため

ｅ．運転停止中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故(a)

崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系の故障による停止時冷却機
能喪失）(a-1)原子炉圧力容器の未開放時について評価する。

・原子炉の運転状態を設定したものであるため(a-2)原子炉停止後の崩壊熱は，ＡＮＳＩ／ＡＮＳ―5.1－1979 の式に基づく崩壊熱曲線を使用し，原子炉停止 1 日後の崩壊熱とし・ＥＣＣＳ性能評価指針に基づき，設定したものであるためて約 19MW を用いるものとする。
(a-3)原子炉初期水位は通常運転水位とする。

・原子炉の運転状態を設定したもので(a-4)原子炉初期水温は 52℃とする。

あるため(a-5)原子炉圧力の初期値は大気圧とし，事象発生後も大気圧が維持されるものとする。

・評価上，崩壊熱による蒸発量が保守的となるよう設定したものであるため(a-6)起因事象として，運転中の残留熱除去系の故障によって，崩壊熱除去機能を喪失するものとする。
(a-7)安全機能としては，運転中の残留熱除去系の機能が喪失する・ＰＲＡ選定結果に基づき，設定したものであるためものとする。

資 2-ﾊ-39

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文十号）

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文五号）

工事の計画に該当しない理由

工事の計画・有効性評価ガイドに基づき，外部電源の(a-8)外部電源は使用できないものとする。

取扱いを設定したものであるため(a-9)残留熱除去系（低圧注水系）は，1,605m３／h の流量で注水す・ホ(3)(ⅱ)a.(c)残留熱除去系（低圧注水系）

原子炉冷却系統施設（要目表）

るものとする。

5.1 残留熱除去系
・設定根拠に関する説明書(a-10)残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の伝熱容量は，熱交換・ホ(4)(ⅰ)残留熱除去系

原子炉冷却系統施設器 1 基当たり約 43MW（原子炉冷却材温度 100℃，海水温度 32℃（要目表）

において）とする。

5.1 残留熱除去系(a-11)事故収束のための運転員等操作としては，以下のとおりとする。
・有効性評価ガイドに基づき，操作時間，(a-11-1)残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水操作は，事機器の作動条件等を設定したものである

象発生から約 2 時間後に実施するものとする。

ため(b) 全交流動力電源喪失(b-1)原子炉圧力容器の未開放時について評価する。

・原子炉の運転状態を設定したものであ(b-2)原子炉停止後の崩壊熱は，ＡＮＳＩ／ＡＮＳ―5.1－1979 の式るために基づく崩壊熱曲線を使用し，原子炉停止 1 日後の崩壊熱とし・ＥＣＣＳ性能評価指針に基づき，設定して約 19MW を用いるものとする。

たものであるため(b-3)原子炉初期水位は通常運転水位とする。

・原子炉の運転状態を設定したもので(b-4)原子炉初期水温は 52℃とする。

あるため・評価上，崩壊熱による蒸発量が保守的と(b-5)原子炉圧力の初期値は大気圧とし，事象発生後も大気圧が維なるよう設定したものであるため持されるものとする。
(b-6)起因事象として，外部電源を喪失するものとする。

・ＰＲＡ選定結果に基づき，設定した(b-7)安全機能としては，全ての非常用ディーゼル発電機等の機能ものであるため喪失を想定し，全交流動力電源を喪失するものとする。
・有効性評価ガイドに基づき，外部電源の(b-8)外部電源は使用できないものとする。

取扱いを設定したものであるため(b-9)低圧代替注水系（常設）は，27m３／h の流量で注水するものと・崩壊熱による蒸発量に基づき，設定したものであるためする。
原子炉冷却系統施設

・残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）のの伝熱容量は，熱交換器 1 基当たり約 24MW（原子炉冷却材温度（要目表）

取扱いを設定したものであるため

100℃，海水温度 32℃において）とする。

5.1 残留熱除去系(b-10)緊急用海水系を用いた残留熱除去系（原子炉停止時冷却系） ・ホ(4)(ⅰ)残留熱除去系(b-11)事故収束のための運転員等操作としては，以下のとおりとす

資 2-ﾊ-40

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文十号）

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文五号）

工事の計画

工事の計画に該当しない理由る。
(b-11-1)事象発生 21 分までに常設代替交流電源設備によって交流電源の供給を開始する。
・有効性評価ガイドに基づき，操作時(b-11-2)低圧代替注水系（常設）による原子炉注水操作は，事象発間，機器の作動条件等を設定したもの

生から約 1.1 時間後に開始する。

であるため(b-11-3)緊急用海水系を用いた残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の運転操作は，事象発生から 4 時間 10 分後に開始する。
(c) 原子炉冷却材の流出(c-1)原子炉圧力容器の開放時について評価する。
(c-2)原子炉初期水位は原子炉ウェル満水の水位とし，原子炉圧力容器内の保有水量を厳しく見積もるため，使用済燃料プールと・原子炉の運転状態を設定したもので原子炉ウェルの間に設置されているプールゲートは閉を仮定す

あるため

る。
(c-3)原子炉初期水温は 52℃とする。
(c-4)起因事象として，残留熱除去系の系統切替時の原子炉冷却材流出を想定し，流出量は約 47m３／h とする。

・ＰＲＡ選定結果に基づき，設定したものであるため(c-5)崩壊熱による原子炉水温の上昇及び蒸発については，考慮しない。

・有効性評価ガイドに基づき，外部電源の(c-6)外部電源は使用できるものとする。

取扱いを設定したものであるため(c-7)残留熱除去系（低圧注水系）は，1,605m３／h の流量で注水す・ホ(3)(ⅱ)a.(c)残留熱除去系（低圧注水系）

原子炉冷却系統施設（要目表）

るものとする。

5.1 残留熱除去系
・設定根拠に関する説明書(c-8)事故収束のための運転員等操作としては，以下のとおりとする。
(c-8-1)待機中の残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水操・有効性評価ガイドに基づき，操作時間，作は，事象発生から約 2 時間後に実施するものとする。

機器の作動条件等を設定したものである
ため。

(d) 反応度の誤投入
・原子炉の運転状態を設定したものであ(d-1)評価する炉心状態は，平衡炉心のサイクル初期とする。なお，るため

高燃焼度８×８燃料は装荷しないため評価対象外とする。
(d-2)事象発生前の炉心の実効増倍率は 1.0 とする。

・ヘ(3)(ⅲ)b.制御棒が 1 本抜けているときの反応度・熱出力計算書

資 2-ﾊ-41

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文十号）

発電用原子炉設置変更許可申請書（本文五号）
停止余裕

工事の計画に該当しない理由

工事の計画
計測制御系統施設（要目表）
2(1)制御棒(d-3)事象発生前の原子炉出力は定格値の 10 － ８ ，原子炉圧力は・解析上，原子炉の停止状態を設定したものであるため

0.0MPa[gage]，燃料被覆管表面温度及び原子炉冷却材の温度は20℃とする。また，燃料エンタルピの初期値は 8kJ／kgＵＯ２とする。

・有効性評価ガイドに基づき，事故を設定(d-4)起因事象として，運転停止中の原子炉において，制御棒 1 本したものであるためが全引き抜きされている状態から，他の 1 本の制御棒が操作量の制限を超える誤った操作によって連続的に引き抜かれる事象を想定する。

・有効性評価ガイドに基づき，事故を設定(d-5)誤引き抜きされる制御棒は，最大反応度価値を有する制御棒したものであるための対角隣接の制御棒とする。

・有効性評価ガイドに基づき，外部電源の(d-6)外部電源は使用できるものとする。

取扱いを設定したものであるため(d-7)制御棒は，9.1cm／s の速度で連続で引き抜かれるものとする。 ・ヘ(3)(ⅱ)c.挿入時間及び駆動速度

・設定根拠に関する説明書
制御棒駆動機構
計測制御系統施設

・解析上，原子炉スクラム信号の発生時間秒）信号によるものとする。なお，原子炉スクラム信号の発生を（要目表）

が保守的となるよう設定したものである想定する際の起動領域計装のバイパス状態は，Ａ，Ｂチャンネル

6

ためとも引抜制御棒に最も近い検出器が 1 個ずつバイパス状態にあ・発電用原子炉の運転を管理するための制るとする。

御装置に係る制御方法に関する説明書(d-8)原子炉スクラムは，起動領域計装の原子炉出力ペリオド短（10・へ(2)(ⅰ)原子炉停止回路の種類

原子炉非常停止信号

資 2-ﾊ-42