資料番号：SA設-9-1 改0

2017年9月6日
日本原子力発電株式会社

玄海発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５１条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

9.7 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備

9.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備

9.7.1 概9.8.1 概要

炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の破損を防止するため、溶融し、

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

備考

要

炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の破損を防止するため，溶融し，原原子炉格納容器の下部に落下した炉心を冷却するために必要な重大事故等対処設備を設置す

子炉格納容器の下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を設置及び保管

る。

する。

可搬型設備を用いた対応があるため原子炉格納容器の下部に落下した溶融炉心を冷却することで，溶融炉心・コンクリート相互作
原子炉格納容器下部に落下した溶融炉心を冷却することで、溶融炉心・コンクリート相互作
用(MCCI)を抑制し、溶融炉心が拡がり原子炉格納容器バウンダリに接触することを防止する。

用（ＭＣＣＩ）を抑制し，溶融炉心が拡がり原子炉格納容器バウンダリに接触することを防止する。
また，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ＤＢ設備使用の明示。

使用できる場合は，重大事故等対処設備として使用する。
原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備の概略系統図を第 9.7.1 図から第9.7.2 図に示す。

原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備の系統概要図を第 9.8-1 図から第 9.8-9
図に示す。

9.7.2 設計方針

9.8.2 設計方針

(1) 原子炉格納容器下部に落下した溶融炉心の冷却に用いる設備(1)

原子炉格納容器下部に落下した溶融炉心の冷却に用いる設備

原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備のうち、炉心の著しい損傷が発生した

原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備のうち，炉心の著しい損傷が発生した

場合に原子炉格納容器の下部に落下した溶融炉心を冷却するための設備として以下の原子炉格

場合において，原子炉格納容器下部のペデスタル（ドライウェル部）に落下した溶融炉心を冷納容器下部注水設備(格納容器スプレイ及び代替格納容器スプレイ)を設ける。

却するための設備として重大事故等対処設備（格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル

設備の相違（先行 BWR 及び技術的能力との（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

整合）ェル部）への注水）を設ける。
また，溶融炉心が原子炉格納容器下部のペデスタル（ドライウェル部）に落下するまでに，
原子炉格納容器下部にあらかじめ十分な水量を蓄水し，落下した溶融炉心を冷却できる設計と東二はコリウムシールドを設置するため記載（先行 BWR も類似設備あり）

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原子炉格納容器下部のペデスタル（ドライウェル部）へ落下する
場合にペデスタル（ドライウェル部）のコンクリートの浸食を抑制し，溶融炉心が原子炉格納容器バウンダリに接触することを防止するため，ペデスタル（ドライウェル部）にコリウムシールドを設置する設計とする。
a. 交流動力電源及び原子炉補機冷却機能が健全である場合に用いる設備(a) 格納容器スプレイ
原子炉格納容器下部注水設備(格納容器スプレイ)として、原子炉格納容器スプレイ設備の格
納容器スプレイポンプ及び非常用炉心冷却設備の燃料取替用水タンクを使用する。
燃料取替用水タンクを水源とした格納容器スプレイポンプは、原子炉格納容器内上部にあるスプレイリングのスプレイノズルより注水し、格納容器スプレイ水が原子炉格納容器とフロア

ａ．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
全交流動力電源喪失時，炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器下部

設備の相違（先行 BWR 及び技術的能力との整合）のペデスタル（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等対処設
備（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）として常設低圧代替注水系ポンプ及び代替淡水貯槽を使用する。

最外周部間の隙間等を通じ原子炉格納容器最下階フロアまで流下し、さらに連通穴を経由して代替淡水貯槽を水源とする常設低圧代替注水系ポンプは，低圧代替注水系及び格納容器下

原子炉下部キャビティへ流入することで、溶融炉心が落下するまでに原子炉下部キャビティに部注水系を介して，原子炉格納容器下部のペデスタル（ドライウェル部）に注水することに十分な水量を蓄水できる設計とする。格納容器スプレイポンプは、ディーゼル発電機に加えより原子炉格納容器下部のペデスタル（ドライウェル部）に落下した溶融炉心を冷却できる

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赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５１条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉て、代替電源設備である大容量空冷式発電機から給電できる設計とする。

東海第二発電所

備考

設計とする。常設低圧代替注水系ポンプは，常設代替交流電源設備である常設代替高圧電源
装置から給電できる設計とする。
溶融炉心によるペデスタル（ドライウェル部）のコンクリートの侵食を抑制し，原子炉格
納容器の構造材の原子炉圧力容器支持機能の健全性を確保するために，ペデスタル（ドライ

東二はコリウムシールドを設置するため記載（先行 BWR も類似設備あり）

ウェル部）にコリウムシールドを設置する設計とする。
具体的な設備は、以下のとおりとする。
・格納容器スプレイポンプ

具体的な設備は，以下のとおりとする。

・燃料取替用水タンク

・常設低圧代替注水系ポンプ

・大容量空冷式発電機(10.2 代替電源設備)

・コリウムシールド・代替淡水貯槽（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）

原子炉格納容器スプレイ設備を構成する格納容器スプレイ冷却器は、設計基準事故対処設備

・常設代替高圧電源装置（10.2 代替電源設備）の一部を流路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。
その他、設計基準事故対処設備である非常用電源設備のディーゼル発電機及び原子炉格納施設の原子炉格納容器を重大事故等対処設備として使用する。

その他，設計基準事故対処設備である原子炉格納施設の原子炉格納容器を重大事故等対処
設備として使用する。

(b) 代替格納容器スプレイ
原子炉格納容器下部注水設備(代替格納容器スプレイ)として、常設電動注入ポンプ、
非常用炉心冷却設備の燃料取替用水タンク及び 2 次系補給水設備の復水タンクを使用する。
燃料取替用水タンク又は復水タンクを水源とする常設電動注入ポンプは、格納容器スプ
レイ系統を介して、原子炉格納容器内上部にあるスプレイリングのスプレイノズルより注水し、代替格納容器スプレイ水が原子炉格納容器とフロア最外周部間の隙間等を通じ原子炉格納容器最下階フロアまで流下し、さらに連通穴を経由して原子炉下部キャビテ
ィへ流入することで、溶融炉心が落下するまでに原子炉下部キャビティに十分な水量を蓄水できる設計とする。常設電動注入ポンプは、ディーゼル発電機に加えて、代替電源設備である大容量空冷式発電機より重大事故等対処用変圧器受電盤及び重大事故等対処
用変圧器盤を経由して給電できる設計とする。
具体的な設備は、以下のとおりとする。
・常設電動注入ポンプ
・燃料取替用水タンク
・復水タンク・大容量空冷式発電機(10.2 代替電源設備)
・重大事故等対処用変圧器受電盤(10.2 代替電源設備)
・重大事故等対処用変圧器盤(10.2 代替電源設備)
その他、設計基準事故対処設備である非常用電源設備のディーゼル発電機及び原子炉格納施設の原子炉格納容器を重大事故等対処設備として使用する。

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赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５１条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

b. 全交流動力電源喪失又は原子炉補機冷却機能喪失時に用いる設備(a) 代替格納容器スプレイ

ｂ．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

全交流動力電源又は原子炉補機冷却機能が喪失した場合を想定した原子炉格納容器下部

全交流動力電源喪失時，炉心の著しい損傷が発生した場合において，格納容器下部注水系

注水設備(代替格納容器スプレイ)として、常設電動注入ポンプ、非常用炉心冷却設備の燃（常設），消火系及び補給水系によりペデスタル（ドライウェル部）の床面に落下した溶融炉料取替用水タンク及び 2 次系補給水設備の復水タンクを使用する。

心の冷却ができない場合に，原子炉格納容器下部のペデスタル（ドライウェル部）に落下し燃料取替用水タンク又は復水タンクを水源とする常設電動注入ポンプは、格納容器スプた溶融炉心の冷却を行うための重大事故等対処設備（格納容器下部注水系（可搬型）によるレイ系統を介して、原子炉格納容器内上部にあるスプレイリングのスプレイノズルより注

ペデスタル（ドライウェル部）への注水）として可搬型代替注水大型ポンプ，代替淡水貯

水し、代替格納容器スプレイ水が原子炉格納容器とフロア最外周部間の隙間等を通じ原子槽，可搬型設備用軽油タンク及びタンクローリを使用する。

炉格納容器最下階フロアまで流下し、さらに連通穴を経由して原子炉下部キャビティへ流

代替淡水貯槽を水源とする可搬型代替注水大型ポンプは，東側接続口又は西側接続口にホ入することで、溶融炉心が落下するまでに原子炉下部キャビティに十分な水量を蓄水できースを接続し，低圧代替注水系及び格納容器下部注水系を介して，原子炉格納容器下部のペる設計とする。常設電動注入ポンプは、代替電源設備である大容量空冷式発電機より重大

デスタル（ドライウェル部）に注水することにより原子炉格納容器下部のペデスタル（ドラ

事故等対処用変圧器受電盤及び重大事故等対処用変圧器盤を経由して給電できる設計とす

イウェル部）に落下した溶融炉心を冷却できる設計とする。

る。

設備の相違（先行 BWR 及技術的能力との整合）

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て駆動できる設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプの燃料は，可搬型設備用軽油タンクからタンクローリを用いて補給できる設計とする。
溶融炉心によるペデスタル（ドライウェル部）のコンクリートの侵食を抑制し，原子炉格
納容器の構造材の原子炉圧力容器支持機能の健全性を確保するために，ペデスタル（ドライウェル部）にコリウムシールドを設置する設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。

具体的な設備は、以下のとおりとする。

・可搬型代替注水大型ポンプ

・常設電動注入ポンプ

・コリウムシールド・燃料取替用水タンク

・代替淡水貯槽（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）

・復水タンク・可搬型設備用軽油タンク（10.2 代替電源設備）

・大容量空冷式発電機(10.2 代替電源設備)

・タンクローリ（10.2 代替電源設備）

・重大事故等対処用変圧器受電盤(10.2 代替電源設備)
・重大事故等対処用変圧器盤(10.2 代替電源設備)
その他、設計基準事故対処設備である原子炉格納施設の原子炉格納容器を重大事故等対その他，設計基準事故対処設備である原子炉格納施設の原子炉格納容器を重大事故等対処
設備として使用する。

処設備として使用する。
(2) 溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下遅延・防止に用いる設備(2) 溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下遅延・防止に用いる設備

原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備のうち，炉心の著しい損傷が発生した

原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備のうち、炉心の著しい損傷が発生し場合に，溶融炉心の原子炉格納容器下部のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下を遅た場合に溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下を遅延・防止するための設備として重大事延・防止するための設備として重大事故等対処設備（原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容

故等対処設備(高圧注入ポンプによる炉心注入、余熱除去ポンプによる炉心注入、充てんポン

器への注水，高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水，低圧代替注水系（常設）によるプによる炉心注入、B 格納容器スプレイポンプによる代替炉心注入、常設電動注入ポンプに

原子炉圧力容器への注水，低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水，代替循

よる代替炉心注入及び B 充てんポンプによる代替炉心注入)を設ける。

環冷却系による原子炉圧力容器への注水及びほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸

設備の相違（技術的能力との整合）
技術的能力審査基準 1.8 での要求設備の相違（技術的能力との整合）水注入）を設ける。

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赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５１条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉
これらの設備は、「5.6 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」と同じであり、詳細は「5.6 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」にて記載する。
ディーゼル発電機は、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、「1.1.7 重大事故等対処設備に関する基本方針」に示す設計方針を適用する、ただし、多様性、位置的分散等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、「1.1.7
重大事故等対処設備に関する基本方針」のうち多様性、位置的分散等の設計方針は適用しない。

東海第二発電所
ａ．原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水

備考
設備の相違（技術的能力との整合）

全交流動力電源喪失時，原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の場合において，原子炉圧力容器への注水ができない場合は，原子炉隔離時冷却系により原子炉圧力容器への注水を実施する。
なお，注水を行う際は，ほう酸水注入系により原子炉圧力容器へのほう酸水注入を同時並行で実施する。
原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水として原子炉隔離時冷却系ポンプ及びサプレッション・プールを使用する。
サプレッション・プールを水源とする原子炉隔離時冷却系ポンプは，原子炉隔離時冷却系を介して，原子炉圧力容器へ注水できる設計とする。
原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水については，「5.7 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」に示す。
ｂ．高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水設備の相違（技術的能力との整合）

全交流動力電源喪失時，原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の場合において，原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水ができない場合は，高圧代替注水系により原子炉圧
力容器への注水を実施する。
なお，注水を行う際は，ほう酸水注入系により原子炉圧力容器へのほう酸水注入を同時並行で実施する。
高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水として常設高圧代替注水系ポンプ及びサプ
レッション・プールを使用する。
サプレッション・プールを水源とする常設高圧代替注水系ポンプは，原子炉隔離時冷却系を介して，原子炉圧力容器へ注水できる設計とする。
高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水については，「5.7 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」に示す。
ｃ．低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水設備の相違（技術的能力との整合）

全交流動力電源喪失時，原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の場合において，原子炉圧力容器への注水ができない場合は，低圧代替注水系（常設）により原子炉圧力容器への注水を実施する。
なお，注水を行う際は，ほう酸水注入系により原子炉圧力容器へのほう酸水注入を同時並行で実施する。
低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水として常設低圧代替注水系ポンプ
及び代替淡水貯槽を使用する。
代替淡水貯槽を水源とする常設低圧代替注水系ポンプは，残留熱除去系（Ｃ）を介して，原子炉圧力容器へ注水できる設計とする。
低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水については，「5.9 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」に示す。
ｄ．低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水設備の相違（技術的能力との整合）

全交流動力電源喪失時，原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の場合において，低圧代替注

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赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５１条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

水系（常設）及び代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水ができない場合は，低圧代替注水系（可搬型）により原子炉圧力容器への注水を実施する。
なお，注水を行う際は，ほう酸水注入系により原子炉圧力容器へのほう酸水注入を同時並行で実施する。
低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水として可搬型代替注水大型ポン
プ及び代替淡水貯槽を使用する。
代替淡水貯槽を水源とする可搬型代替注水大型ポンプは，低圧炉心スプレイ系又は残留熱除去系（Ｃ）を介して，原子炉圧力容器へ注水できる設計とする。
低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水については，「5.9 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」に示す。
ｅ．代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水
全交流動力電源喪失時，原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の場合において，低圧代替注
水系（常設）による原子炉圧力容器への注水ができない場合は，代替循環冷却系により原子設備の相違（技術的能力との整合）

炉圧力容器への注水を実施する。
なお，注水を行う際は，ほう酸水注入系により原子炉圧力容器へのほう酸水注入を同時並行で実施する。
代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水として代替循環冷却系ポンプ，サプレッション・プール，残留熱除去系熱交換器（Ａ）及び緊急用海水ポンプ又は残留熱除去系海水ポンプを使用する。また，非常用取水設備の緊急用海水取水管，緊急用海水ポンプピット，Ｓ
Ａ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，海水を供給するための流路として使用する。
サプレッション・プールを水源とする代替循環冷却系ポンプは，残留熱除去系熱交換器（Ａ）によりサプレッション・プール水を冷却し，残留熱除去系（Ａ）ポンプ及び残留熱除去系（Ａ）を介して，原子炉圧力容器に注水できる設計とする。また，残留熱除去系熱交換器（Ａ）の冷却水は，緊急用海水系の緊急用海水ポンプ又は残留熱除去系海水ポンプにより海水を供給できる設計とする。
代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水については，「5.9 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」に示す。
ｆ． 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
全交流動力電源喪失時，損傷炉心への注水を行う場合，ほう酸水注入系により原子炉圧力容器へのほう酸水注入を同時並行で実施する。
炉心の著しい損傷が発生した場合に溶融炉心の原子炉格納容器下部のペデスタル（ドライ

設備の相違（技術的能力との整合）

ウェル部）の床面への落下を遅延・防止するための設備として原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水，高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水，低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水，低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水，代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水のいずれかによる原子炉圧力容器

設備の相違（技術的能力との整合）への注水と並行して，ほう酸水注入系により原子炉圧力容器へのほう酸水の注入を実施す
る。

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赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５１条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

ほう酸水貯蔵タンクを水源としたほう酸水注入ポンプは，ほう酸水注入系を介して，原子炉圧力容器へほう酸水を注入できる設計とする。
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に関する設備については，「6.8
緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備」に示す。
ディーゼル発電機、大容量空冷式発電機、重大事故等対処用変圧器受電盤及び重大事故等対原子炉格納容器については，「9.1 原子炉格納施設 9.1.2 重大事故等時」に示す。

処用変圧器盤については、「10.2 代替電源設備」にて記載する。原子炉格納施設の原子炉格納代替淡水貯槽については，「9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備」に示す。

容器については、「9.1 原子炉格納施設 9.1.2 重大事故等時」にて記載する。

常設代替高圧電源装置，可搬型設備用軽油タンク及びタンクローリについては，「10.2 代替電源設備」に示す。

9.7.2.1 多重性又は多様性及び独立性、位置的分散
基本方針については、「1.1.7.1 多様性、位置的分散、悪影響防止等」に示す。
格納容器スプレイポンプは、多重性を持ったディーゼル発電機から給電でき、系統として多重性を持つ設計とする。

9.8.2.1 多重性又は多様性及び独立性，位置的分散
基本方針については，「1.1.7.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
常設低圧代替注水系ポンプを使用した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）への注水は，常設代替高圧電源装置からの独立した電源供給ラインから給電すること

常設電動注入ポンプを使用した代替格納容器スプレイは、大容量空冷式発電機からの独立により駆動することができる設計とする。また，格納容器下部注水系（可搬型）の可搬型代替注

した電源供給ラインから給電することにより、格納容器スプレイポンプを使用した格納容器

水大型ポンプは，空冷式のディーゼルエンジン駆動とすることで，電動駆動の常設低圧代替注水

スプレイとは互いに多様性を持った電源により駆動できる設計とする。

系ポンプに対して多様性を有する設計とする。

また、燃料取替用水タンク及び復水タンクを水源とすることで、燃料取替用水タンクを水源とする格納容器スプレイポンプを使用した格納容器スプレイに対して、異なる水源を持つ設計とする。
常設電動注入ポンプは、原子炉補助建屋内の格納容器スプレイポンプと異なる区画に設置
し、復水タンクは原子炉周辺建屋内に設置する。これにより、格納容器スプレイポンプ及び常設低圧代替注水系ポンプは，屋外の常設低圧代替注水系格納槽内に設置することで，屋外の保管場所に分散して保管する可搬型代替注水大型ポンプと位置的分散を図る設計とする。

燃料取替用水タンク建屋内の燃料取替用水タンクと位置的分散を図る設計とする。
格納容器スプレイに使用する格納容器スプレイポンプ及び代替格納容器スプレイに使用する常設電動注入ポンプは、ディーゼル発電機に対して多様性を持った大容量空冷式発電機から給電できる設計とする。
常設電動注入ポンプを使用する代替格納容器スプレイ配管と格納容・器スプレイポンプを

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）への注水配管は，可搬型代替

使用する格納容器スプレイ配管は、燃料取替用水タンクを水源とする場合は燃料取替用水タ

注水大型ポンプによるペデスタル（ドライウェル部）への注水配管との合流点までを独立した設

ンク出口配管との分岐点から格納容器スプレイ配管との合流点まで、復水タンクを水源とす

計とすることで可能な限り多様性を有する設計とする。

る場合は復水タンクから格納容器スプレイ配管との合流点までの系統について、互いに独立した設計とする。

可搬型代替注水大型ポンプの接続口は，原子炉建屋の異なる面の隣接しない位置である原子炉建屋東側（屋外）及び西側（屋外）に１箇所ずつ設置し合計 2 箇所設置することで，位置的分散を図る設計とする。

これらの多様性及び系統の独立並びに位置的分散によって、互いに重大事故等対処設備としての独立性を持つ設計とする。

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）と格納容器下部注水系（可搬型）が同時にその機能が損なわれないよう，互いの重大事故等対処設備としての独立性を持った設計とする。

2 箇所の連通穴を含む格納容器スプレイノズルから原子炉下部キャビティへの流入経路
は、原子炉格納容器内に様々な経路を設けることで、多重性を持った設計とする。

電源の多様性及び位置的分散については，「10.2 代替電源設備」に示す。

電源設備の多様性、位置的分散については「10.2 代替電源設備」にて記載する。

6／23

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５１条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉
9.7.2.2 悪影響防止

東海第二発電所
9.8.2.2 悪影響防止

基本方針については、「1.1.7.1 多様性、位置的分散、悪影響防止等」に示す。

基本方針については，「1.1.7.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

格納容器スプレイに使用する格納容器スプレイポンプ、燃料取替用水タンク及び格納容器

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）への注水及び原子炉圧力容

スプレイ冷却器は、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

器への注水に使用する常設低圧代替注水系ポンプ及び代替淡水貯槽は，通常待機時は，隔離弁に設備として使用することで、他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

より他の系統及び機器と隔離する設計とし，重大事故等時は，弁操作等により重大事故等対処設

代替格納容器スプレイに使用する常設電動注入ポンプ、燃料取替用水タンク及び復水タンク

備としての系統構成とすることで他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

は、弁操作等によって、設計基準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

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）への注水及び原子炉圧力としての系統構成とすることで、他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする、常設電動注入

容器への注水に使用する可搬型代替注水大型ポンプは，通常待機時に接続先の系統と分離されたポンプによる代替炉心注入から代替格納容器スプレイへの切替えの際においても、他の設備状態であること及び重大事故等時は，接続，弁操作等により重大事故等対処設備としての系統構に悪影響を及ぼさないよう系統構成が可能な設計とする。また、放射性物質を含む系統と含成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

まない系統を区分するため、通常時に燃料取替用水タンクと復水タンクをディスタンスピー
スで分離する設計とする。

備考

可搬型代替注水大型ポンプは，設置場所において輪止め又は車両転倒防止装置により固定する
ことで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
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）のコリウムシールドは，コリ
ウムシールド下部の床ドレン系及び機器ドレン系の排水流路をスリット構造とすることで，漏えい検出機能に悪影響を及ぼさない設計とする。

9.7.2.3 容量等

9.8.2.3 容量等

基本方針については、「1.1.7.2 容量等」に示す。

基本方針については，「1.1.7.2 容量等」に示す。

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下部の溶融炉心を冷却するため

格納容器下部注水系（常設）の常設低圧代替注水系ポンプは，炉心の著しい損傷が発生した場に使用する格納容器スプレイポンプは、設計基準事故対処設備の格納容器スプレイ機能と兼合において，原子炉格納容器下部のペデスタル（ドライウェル部）に落下した溶融炉心を冷却す用している。炉心の著しい損傷が発生した場合、設計基準事故時に使用する場合のポンプ流るために必要な注水流量及び溶融炉心の落下を遅延・防止するための原子炉圧力容器への注水流量で当該ポンプにより原子炉格納容器内ヘスプレイし、2 筒所の連通穴のいずれか一方から量に対してポンプ 2 個の運転により十分なポンプ流量を有する設計とする。

でもスプレイ水が流入することで、溶融炉心が落下するまでに、原子炉下部キャビティに十

格納容器下部注水系（可搬型）の可搬型代替注水大型ポンプは，炉心の著しい損傷が発生した分な水量を蓄水できる。したがって、当該ポンプは設計基準事故対処設備と同仕様で設計す場合において，原子炉格納容器下部のペデスタル（ドライウェル部）に落下した溶融炉心を冷却る。

するために必要な注水流量又は溶融炉心の落下を遅延・防止するための原子炉圧力容器への注水

炉心の著しい損傷が発生した場合における原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するため流量に対して十分な容量を有すものを使用する。また，重大事故等時には，水の移送設備に必要の格納容器スプレイ及び代替格納容器スプレイとして使用する燃料取替用水タンクは、設計な容量を有するものを 1 個と同時に使用するため，1 セット 2 個使用する。保有数は，2 セット 4

基準事故時の非常用炉心冷却設備の水源と兼用しており、設計基準事故時に使用する場合の個と故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として 2 個の合計 6 個を保管する。

タンク容量が、原子炉格納容器への注水に必要なタンク容量に対して十分であるため、設計

常設低圧代替注水系ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，他系統への注水と同時に使用す基準事故対処設備と同仕様で設計する。
炉心の著しい損傷が発生した場合における原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための格納容器スプレイ及び代替格納容器スプレイとして使用する復水タンクは、原子炉格納容器への注水量に対し、淡水又は海水を補給するまでの間、水源を確保できる十分なタンク容量を有する設計とする。
炉心の著しい損傷が発生した場合における原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するために代替格納容器スプレイとして使用する常設電動注入ポンプは、炉心の著しい損傷が発生しる場合でも，各々の必要流量が確保可能な設計とする。
予備については，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）と兼用する。
常設低圧代替注水系ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，他系統への注水と同時に使用する場合でも，各々の必要流量が確保可能な設計とする。
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）のコリウムシールドは，原子炉圧力容器下部から落下する溶融炉心を全量保有でき，かつ，溶融炉心・コンクリート相互作用の影響を抑制できる厚さ及び高さを有する設計とする。

た場合において代替格納容器スプレイとして、原子炉格納容器の下部に落下した溶融炉心を冷却するために必要なポンプ流量に対して十分なポンプ流量を有する設計とする。

9.8.2.4 環境条件等

7／23

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５１条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉
9.7.2.4 環境条件等
基本方針については、「1.1.7.3 環境条件等」に示す。
格納容器スプレイポンプ、格納容器スプレイ冷却器及び常設電動注入ポンプは、原子炉補助建屋内に設置し、重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
格納容器スプレイポンプの操作は中央制御室で可能な設計とする。常設電動注入ポンプの操作は中央制御室及び設置場所と異なる区画で可能な設計とする。

東海第二発電所

備考

基本方針については，「1.1.7.3 環境条件等」に示す。
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し，重大事故等時における常設低圧代替注水系格納槽内の環境条件を考慮した設計とする。
常設低圧代替注水系ポンプは，中央制御室から操作が可能な設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプは，屋外に保管及び設置し，重大事故等時における屋外の環境条件を考慮した設計とする。

設備の相違（技術的能力との整合）

可搬型代替注水大型ポンプは，現場にて操作が可能な設計とする。
燃料取替用水タンクは、燃料取替用水タンク建屋内に設置し、重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
復水タンクは、原子炉周辺建屋内に設置し、重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
常設電動注入ポンプ及び復水タンクは、淡水だけでなく海水も使用することから、海水影

常設低圧代替注水系ポンプ，可搬型代替注水大型ポンプ及び代替淡水貯槽は，淡水だけでなく海水も使用することから，海水の影響を考慮した設計とする。

響を考慮した設計とする。
原子炉格納容器最下階から原子炉下部キャビティへ通じる 2 箇所の連通穴は、重大事故等時における溶融炉心の堆積及び保温材等のデブリの影響を考慮し、閉塞しない設計とする。
9.7.2.5 操作性の確保
基本方針については、「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。
格納容器スプレイポンプ、燃料取替用水タンク及び格納容器スプレイ冷却器を使用した格

9.8.2.5 操作性の確保
基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。
常設代替注水大型ポンプを使用したペデスタル（ドライウェル部）へ注水を行う系統は，重大事故等が発生した場合でも，通常待機時の系統から速やかに切替えできる設計とする。

納容器スプレイを行う系統は、重大事故等が発生した場合でも、設計基準対象施設として使常設低圧代替注水系ポンプは，中央制御室からスイッチにより操作が可能な設計とする。

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設計とする。格納容器スプ可搬型代替注水大型ポンプを使用したペデスタル（ドライウェル部）へ注水を行う系統は，重レイポンプは、中央制御室の制御盤の操作スイッチでの操作が可能な設計とする。
常設電動注入ポンプ、燃料取替用水タンク及び復水タンクを使用した代替格納容器スプレ
イを行う系統は、重大事故等が発生した場合でも、通常時の系統から弁操作等にて速やかに切替えできる設計とする。切替えに伴うディスタンスピースの取替作業については、一般的に使用される工具を用いて確実に取替えが可能な設計とする、常設電動注入ポンプは、中央制御室の制御盤の操作スイッチでの操作及び現場の操作スイッチによる操作が可能な設計とする。

大事故等が発生した場合でも，通常待機時の系統から接続及び弁操作等にて速やかに切替えできる設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプは，ポンプ付属のスイッチにより現場での操作が可能な設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプは，車両として移動可能な設計とするとともに，車両転倒防止装置
又は積載の輪止めにより設置場所にて固定できる設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプと東側接続口又は西側接続口は，一般的に使用される工具を用いて接続可能なフランジにより確実に接続する設計とする。また，ホースの接続方式及びホース口径の統一により確実に接続できる設計とする。

9.7.3 主要設備及び仕様
原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備の主要設備及び仕様を第 9.7.1 表に示す。
9.7.4 試験検査
基本方針については、「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。

9.8.3 主要設備及び仕様
原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備の主要設備及び仕様を第 9.8-1 表及び第9.8-2 表に示す。
9.8.4 試験検査
基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。

格納容器スプレイに使用する格納容器スプレイポンプ、燃料取替用水タンク及び格納容器スプ

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）への注水に使用する常設低レイ冷却器は、他系統と独立した試験系統により機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な

圧代替注水系ポンプは，発電用原子炉の運転中又は停止中に他系統と独立した試験系統により機

8／23

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５１条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。

設計とする。
格納容器スプレイポンプは、分解が可能な設計とする。

常設低圧代替注水系ポンプは，発電用原子炉の停止中に分解が可能な設計とする。

燃料取替用水タンクは、内部の確認が可能なように、マンホールを設ける設計とする。ま

代替淡水貯槽は，発電用原子炉の停止中に内部の確認が可能なハッチ等を設ける設計とする。

た、ほう素濃度及び有効水量が確認できる設計とする。

代替淡水貯槽は，発電用原子炉の運転中に有効水量が確認できる設計とする。

格納容器スプレイ冷却器は、内部の確認が可能なように、フランジを設ける設計とする。また、伝熱管の非破壊検査が可能なように、試験装置を設置できる設計とする。
代替格納容器スプレイに使用する常設電動注入ポンプ、燃料取替用水タンク及び復水タンク

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）への注水に使用する可搬は、他系統と独立した試験系統により機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とす

型代替注水大型ポンプは，発電用原子炉の運転中又は停止中に他系統と独立した試験系統によりる。また、試験系統に含まれない系統については、悪影響防止のため、放射性物質を含む系統

機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。

と含まない系統とを個別に通水及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
常設電動注入ポンプは、分解が可能な設計とする。
復水タンクは、内部の確認が可能なように、マンホールを設ける設計とする。
原子炉格納容器最下階フロアから原子炉下部キャビティへ通じる連通穴は、閉塞していない
ことが確認できる設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプは，発電用原子炉の運転中又は停止中に車両として運転状態の確認
及び外観の確認が可能な設計とする。

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）への注水のコリウムシールドは，発電用原子炉の停止中に外観の確認が可能な設計とする。

第 9.7.1 表 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備(常設)の設備仕様

第 9.8-1 表 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備（常設）主要仕様(1) 格納容器スプレイポンプ(1) 常設低圧代替注水系ポンプ兼用する設備は以下のとおり。

兼用する設備は以下のとおり。

・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

・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

・原子炉格納容器スプレイ設備

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備

・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備

・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備

型

式

うず巻形

・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備

個

数

2

・火災防護設備容量

約 200m３／h／個

程

約 200m

型

式

うず巻式

全

台

数

2

最高使用圧力3.14MPa［gage］

容量

約 1,200m3/h(1 台当たり)最高使用温度

66℃

2.7MPa[gage]材

炭素鋼

最高使用圧力揚質9／23

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５１条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉
最高使用温度

150℃

揚程

約 175m

本体材料

ステンレス鋼(2) 燃料取替用水タンク
兼用する設備は以下のとおり。

東海第二発電所

備考(2) コリウムシールド
材

質

ジルコニア（ZrO２）

高

さ

約

厚

さ

約

個

数

1

・高圧注入系
・低圧注入系(3) 常設高圧代替注水系ポンプ

・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兼用する設備は以下のとおり。

・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高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

・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

・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備

・緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備

型

式

ターボ形

・原子炉格納容器スプレイ設備

個

数

1

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

容量

約 136m３／h

・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

全程

約 882m・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備

最高使用圧力10.35MPa[gage]・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備

最高使用温度120℃

・火災防護設備材

ステンレス鋼型式
基

揚質

たて置円筒型数1(4) 代替循環冷却系ポンプ3

容量

約 2,100m

兼用する設備は以下のとおり。

最高使用圧力大気圧

・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

最高使用温度

95℃

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

ほう素濃度3,100ppm 以上

・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

材料

ステンレス鋼・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備

設置高さ

EL.0. Om

型

式

うず巻形

約 70m(3 号炉心より)

個

数

1

容

量

約 250m３／h

程約 120m距離全揚(3) 格納容器スプレイ冷却器

最高使用圧力3.45MPa[gage]

兼用する設備は以下のとおり。

最高使用温度77℃

・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

材

炭素鋼

質

・原子炉格納容器スプレイ設備
・原子炉格納容器内の冷却等のための設備(5) 原子炉隔離時冷却系ポンプ

・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備兼用する設備は以下のとおり。

・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備

・原子炉隔離時冷却系・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備

・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

10／23

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５１条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所
・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備

・火災防護設備型式

横置 U 字管式型

式

横置多段うず巻き形

基

数

2

個

数

1

約 23.6MW(1 基当たり)容量

約 142m３／h

程約 186m〜約 869m

伝熱容量
最高使用圧力全揚管

側2.7MPa [gage]

最高使用圧力10.35MPa[gage]

胴側1.4MPa [gage]

最高使用温度

77℃

材

炭素鋼

最高使用温度
管

側

150℃

胴

側

95℃

材

備考

質

(6) ほう酸水注入ポンプ

料兼用する設備は以下のとおり。

管側

ステンレス鋼・ほう酸水注入系

胴

側

炭素鋼

・緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備
・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
・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備(4) 常設電動注入ポンプ
兼用する設備は以下のとおり。

種類

水平3連プランジャポンプ

・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

個

数

1（予備1）

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

容量9.78m３／h

・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

全

程

870m

・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備

最高使用圧力9.66MPa[gage]材

ステンレス鋼

型

式

うず巻式

台

数

1

容

量

約 150m3/h

揚程

約 150m

本体材料

ステンレス鋼揚質(7) 緊急用海水ポンプ兼用する設備は以下のとおり。
・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・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備
型

式

ターボ形

個

数

1（予備 1）

兼用する設備は以下のとおり。

容量

約 844m３／h

・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

全程

約 130m・原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備

最高使用圧力2.45MPa[gage]

・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

最高使用温度

38℃

・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

材

ステンレス鋼(5) 復水タンク

揚質

・2 次系補給水設備

11／23

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５１条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考・緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備
・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(8) 残留熱除去系海水ポンプ

・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備兼用する設備は以下のとおり。

・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備

・残留熱除去系

型

式

たて置円筒型

・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

基

数

1

・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

容

量

3

約 1,200m

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

本体材料

炭素鋼

型

式

たて形うず巻式

設置高さEL.+11.3m

個数

4

約 40m(3 号炉心より)

容量

約 886m3/h (1 台当たり)

揚程

約 184m距

離最高使用圧力3.45MPa[gage]

最高使用温度38℃(9) 代替淡水貯槽兼用する設備は以下のとおり。
・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
・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備
・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・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
個

数

1

容

量

約 5,000m３

最高使用圧力静水頭

最高使用温度

66℃

種

ライニング槽類(10) サプレッション・プール
兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉格納施設
・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
・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
・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

12／23

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５１条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

・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
・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
個

数

1

容

量

約 3,400m３

最高使用圧力

0.62MPa〔gage〕

最高使用温度

200℃

材

炭素鋼

質

(11) ほう酸水貯蔵タンク
兼用する設備は以下のとおり。
・ほう酸水注入系
・緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備
・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
・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
種

類

円筒縦型

個

数

1

容

量

19.5m３/個

最高使用圧力静水頭

最高使用温度66℃

材

ステンレス鋼料(12) 残留熱除去系熱交換器兼用する設備は以下のとおり。
・残留熱除去系
・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
型

式

縦型Ｕチューブ式

基数

2

伝 熱 容 量

約 19.4×103kW (1 基当たり) (原子炉停止時冷却モ-ド)

最高使用圧力管側3.45 MPa[gage]

胴側3.45 MPa[gage]

13／23

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５１条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

最高使用温度
管

側

249℃

胴

側

249℃

材

料

管

側

白銅管

胴

側

炭素鋼

第 9.8-2 表 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備（可搬型）主要仕様(1) 可搬型代替注水大型ポンプ兼用する設備は以下のとおり。
・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
・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備
・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・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
型

式

うず巻形

個

数

4（予備 2＊1）

容量

約 1,320m３／h（1 個当たり）程

約 140m

全揚最高使用圧力1.4MPa[gage]

最高使用温度

60℃＊１「可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）
」と兼用

14／23

玄海発電所／東海第二発電所

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第５１条 】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

第 9.8-1 図 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備 系統概要図(1)
格納容器下部注水系（常設）によるによるペデスタル（ドライウェル部）への注水

15／23

玄海発電所／東海第二発電所

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第５１条 】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

第 9.8-2 図 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備 系統概要図(2)
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）
代替淡水槽〜原子炉建屋東側接続口

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玄海発電所／東海第二発電所

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第５１条 】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

使用する設備の相違

第 9.8-3 図 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備 系統概要図(3)
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
高所淡水池〜原子炉建屋東側接続口

17／23

玄海発電所／東海第二発電所

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第５１条 】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

使用する設備の相違

第 9.8-4 図 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備 系統概要図（3）
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
北側淡水池〜原子炉建屋東側接続口

18／23

玄海発電所／東海第二発電所

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第５１条 】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

第 9.8-5 図 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備 系統概要図（4）
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
ＳＡ用海水ピット〜原子炉建屋東側接続口

19／23

玄海発電所／東海第二発電所

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第５１条 】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

第 9.8-6 図 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備 系統概要図（5）
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
代替淡水貯槽〜原子炉建屋西側接続口

20／23

玄海発電所／東海第二発電所

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第５１条 】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

第 9.8-7 図 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備 系統概要図（6）
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
高所淡水池〜原子炉建屋西側接続口

21／23

玄海発電所／東海第二発電所

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第５１条 】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

第 9.8-8 図 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備 系統概要図（7）
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
北側淡水池〜原子炉建屋西側接続口

22／23

玄海発電所／東海第二発電所

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第５１条 】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

第 9.8-9 図 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備 系統概要図（8）
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
ＳＡ用海水ピット〜原子炉建屋西側接続口

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