東海第二発電所 工事計画審査資料
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資料番号

工認-935 改 0

提出年月日

平成 30 年 7 月 12 日

日本原子力発電株式会社

東海第二発電所

添付書類

発電用原子炉の設置の許可との整合性に関する説明書
ヘ項

計測制御系統施設の構造及び設備
抜粋資料

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

ヘ

計測制御系統施設の構造及び設備
計測制御系統施設の構造及び設備を以下のとおり変更する。

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0

ﾍ-①発電用原子炉の適切かつ安全な運転のため，中性子束を測定する炉内核計装設備と水位，圧力，再循環流量等を測定する計装設備，ﾍ-②安全保護回路及びﾍ-③制
御設備を設ける。

工事の計画 該当事項

整 合 性
設置変更許可申請書（本文）第五号へ項に【計測制御系統施設】（基本設計方針）
おいて，工事の計画の
2. 計測装置等
内容は，以下の通り整
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 合している。
事故等時における計測
ﾍ-①計測制御系統施設は，炉心，原子炉冷却材圧力バウ 工事の計画のﾍ-①は，ンダリ及び原子炉格納容器バウンダリ並びにこれらに関す 設 置 変 更 許 可 申 請 書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パ （本文）のﾍ-①と同義
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 であり整合している。
おいても想定される範囲内で監視できる設計とする。
＜中略＞
工事の計画のﾍ-②は，設置変更許可申請書（本文）のﾍ-②を具体的に記載しており整合している。
工事計画のﾍ-③は，設置変更許可申請書（本文）のﾍ-③を具体的に記載しており整合している。

【計測制御系統施設】（要目表）【計測制御系統施設】
（要目表）

ﾍ-③
ﾍ-②

ﾍ-1

備

考

【34 条 1】

設置変更許可申請書（本文）NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0

ﾍ-④また，通常運転中の原子炉圧力を一定に保つために，圧力制御装置を設ける。

ﾍ-⑤発電用原子炉の出力制御は，再循環流量の調整及び制御棒位置の調整の 2 方式により行われる。

(1) 計
装(ⅰ) 核計装の種類
ﾍ(1)(ⅰ)-①中性子束は以下のように2つの領域に分けて原子炉内で計測する。

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項
6. 計測制御系統施設
6.1 原子炉制御系
6.1.1 原子炉制御系
6.1.1.1 概要6.1.1.4 主要設備
6.1.1.4.2 原子炉圧力制御系
原子炉圧力は，出力運転中常に一定に保持されるように自動制御する。この目的のために，タービン制御系に圧力制御装置を設け，蒸気加減弁及びタービン・バイパ
ス弁の開度を調整し，原子炉圧力を制御する。
＜中略＞

6.1.1.4.1 原子炉出力制御系
通常運転中の原子炉出力は，再循環流量の調整あるいは制御棒位置の調整のいずれかによって増減される。原子炉出力を変えている間は，タービン制御系の圧力制御装置が原子炉圧力を一定に保持するように蒸気加減弁を調整するので，原子炉蒸気発生量の変化に相当するだけ
タービン発電機の出力が変ることになる。
＜中略＞

6.2 核計装6.2.2 設計方針
(1) 核計装系は，原子炉停止状態から定格出力の 125％までの原子炉出力を監視するため，起動領域，出力領
域の 2 つの計測領域を設け，更に，各領域の測定範囲に相互にオーバーラップさせて，1 つの領域から他の領域に移る際にも測定が不連続とならないようにする。

工事の計画 該当事項

【計測制御系統施設】（基本設計方針）
1. 計測制御系統施設
1.5 原子炉圧力制御系
ﾍ-④ 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整する設計とする。

【計測制御系統施設】（基本設計方針）
1.1 反応度制御系統及び原子炉停止系統共通
ﾍ-⑤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する。
＜中略＞【計測制御系統施設】（基本設計方針）
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＜中略＞
炉心における中性子束密度を計測するため，ﾍ(1)(ⅰ)①原子炉内に設置した検出器で起動領域，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。
＜中略＞

整 合 性

備

工事の計画のﾍ-④は，設置変更許可申請書（本文）のﾍ-④を具体的に記載しており整合している。

【33 条 5】工事の計画のﾍ-⑤は，設置変更許可申請書（本文）のﾍ-⑤を具体的に記載しており整合している。

【36 条 1】

工事の計画のﾍ(1)(ⅰ)-① は，設置変更許可
申請書（本文）のﾍ(1)( ⅰ)-① と同義であ り
整合している。

【34 条 9】ﾍ-2

考

設置変更許可申請書（本文）NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0

起動領域：固定型計数方式及びキャンベル方式計装

8チャンネル

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

6.2.4 主要設備
(1) 起動領域計装
起動領域計装（ＳＲＮＭ）は，中性子源領域と中間領
域での 2 つの領域の中性子モニタリングを行い，8 チャ
ンネルを設置する。各チャンネルは，核分裂電離箱（再生式），前置増幅器，信号処理装置（対数変換及び原子炉
出力ペリオド変換），電源装置，指示計，記録計及びケーブル等から構成し，核分裂電離箱は炉内固定型とする。
中性子源領域から中間領域への切り替えは，自動的に行う。また，中間領域の測定は，レンジを適当数に分け，自動的に切り替えることにより出力レベルを指示及び記録する。
中性子源領域では，通常，臨界接近中の中性子束増倍の測定及び原子炉出力ペリオドの測定に用いる。また，各チャンネルの計数率及び原子炉出力ペリオドは指示及び記録される。
中間領域では，運転員の誤操作若しくは機器の誤動作による過度に速い出力増加に対して“原子炉出力ペリオ
ド短”により，また，緩慢な出力増加に対して“中性子束高”により，発電用原子炉をスクラムさせ，燃料被覆管の損傷を防止できるようにする。
起動領域計装は，中性子源領域における“中性子束
低”，中間領域における“中性子束高”，中間領域における“原子炉出力ペリオド短”又は中性子源領域及び中間領域における“動作不能”の信号により，警報を出すとともに，制御棒引き抜き阻止信号を出力する。
“原子炉出力ペリオド短”は，中性子束の瞬時的増加率（ペリオドの瞬時値）に対応するものではなく，測定した中性子束φとそれに増幅器とフィルタ回路を通した中性子束φ’とを比較し，φ’≦φの場合に，“原子炉出
力ペリオド短”スクラムあるいは制御棒引き抜き阻止信号を出力し，同時にそれぞれに対応する警報を出すものであり，演算式は，以下で与えられる。

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

【計測制御系統施設】（基本設計方針）
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＜中略＞
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。
＜中略＞考【34 条 9】【34 条 11】

【計測制御系統施設】（要目表）

φ :中性子束φ´:増幅器とフィルタ回路を通した中性子束
G
:ゲイン
T
:時定数
s
:ラプラス演算子

ﾍ-3

設置変更許可申請書（本文）172チャンネル

6.2 核計装6.2.4 主要設備
(2) 出力領域計装
出力領域計装としては，炉心内に設けられた 172 個の検出器を用いる局部出力領域計装（ＬＰＲＭ）及び平均出力領域計装（ＡＰＲＭ）があり,さらに,これらの校正と炉心軸方向中性子束分布の測定のための移動式炉心内計装系（ＴＩＰ）がある｡＜中略＞

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

【計測制御系統施設】（基本設計方針）
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＜中略＞
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。
＜中略＞

考【34 条 9】【計測制御系統施設】（要目表）

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0

出力領域：固定型直流方式計装設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項
検出器の感度及び配置は，中性子源領域において最小
計数率 3cps 及び信号対雑音比 3／1 以上が得られるように，炉心内中性子束強度との関連で決める｡
また，必要な場合には炉心内に中性子源を配置する｡
なお，発電用原子炉には予備のドライチューブを 4 本配置し，起動領域計装の検出器が故障した場合，検出器を挿入できるようにする。

ﾍ-4

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0(ⅱ) その他の主要な計装の種類
ﾍ(1)(ⅱ)-①原子炉水位，ﾍ(1)(ⅱ)-②原子炉圧力，ﾍ(1)(ⅱ)-③再循環流量，ﾍ(1)(ⅱ)-④給水流量，蒸気流量，ﾍ(1)(ⅱ)-⑤制御棒位置，ﾍ(1)(ⅱ)-⑥制御棒駆動用
冷却材圧力等の計装装置を設ける。

【計測制御系統施設】（要目表）
ﾍ(1)(ⅱ)-②

6.3 原子炉プラント・プロセス計装
6.3.1 概要
発電用原子炉の適切かつ安全な運転のため，核計装のほかに，発電用原子炉施設の重要な部分には，すべてプ
ロセス計装を設ける。発電用原子炉プラント・プロセス
計装は，温度，圧力，流量，水位等を測定及び指示するものであるが，一部を除き必要な指示及び記録計器は，すべて中央制御室に設置する｡
原子炉プラント・プロセス計装は，原子炉圧力容器計
装，再循環回路計装，原子炉給水系及び蒸気系計装，制御棒駆動機構計装及びその他の計装から構成されている。
発電用原子炉の停止，炉心冷却及び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監視でき確実に記録及び保存ができる。

工事の計画 該当事項

【計測制御系統施設】（基本設計方針）
2.3 計測結果の表示，記録及び保存＜中略＞
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，ﾍ(1)(ⅱ)-④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計測する装置，ﾍ(1)(ⅱ)-①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，計測結果を記録
し，及び保存できる設計とする。
ﾍ(1)(ⅱ)-⑤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，測定結果を記録し，及び保存する。
＜中略＞

整 合 性

備

考

工事の計画のﾍ(1)(ⅱ)-① は，設置変更許可
申請書（本文）のﾍ(1)( ⅱ)-① と同義であ り
整合している。

【34 条 10】【34 条 14】【34 条 16】【34 条 17】工事の計画のﾍ(1)(ⅱ)-② は，設置変更許可
申請書（本文）のﾍ(1)( ⅱ)-② と同義であ り
整合している。
設置変更許可申請書（本文）において許可を 受 け た ﾍ (1)(ⅱ)- ③
及 び ﾍ (1)(ⅱ)- ⑥ は ，本工事計画の対象外である。
工事の計画のﾍ(1)(ⅱ)-④ は，設置変更許可
申請書（本文）のﾍ(1)( ⅱ)-④ と同義であ り
整合している。
工事の計画のﾍ(1)(ⅱ)-⑤ は，設置変更許可
申請書（本文）のﾍ(1)( ⅱ)-⑤ と同義であ り
整合している。

ﾍ-5【34 条 12】【34 条 15】【34 条 13】

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

【計測制御系統施設】（基本設計方針）
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＜中略＞
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，酸素濃度及び放射線量率，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，最終ヒートシンクの確保，原子炉格納容器バイパスの監視，水源の確保，使用済燃料プールの監視に必要な6.4 計装設備（重大事故等対処設備）
パラメータを計測する装置を設ける設計とする。
6.4.1 概要重大事故等が発生し，計測機器（非常用のものを含
重大事故等が発生し，計測機器（非常用のものを含
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，当該重大事故等に対処するために監 む。）の故障により，当該重大事故等に対処するために監 む。
）の故障により，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を計測することが困難と 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 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 なった場合において，当該パラメータを推定するために 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。
必要なパラメータを計測する設備を設置又は保管する。
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。
＜中略＞

考

【73 条 2】【73 条 1】

【放射線管理施設】（基本設計方針）
1. 放射線管理施設
1.1 放射線管理用計測装置＜中略＞
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。
＜中略＞

【73 条 2】【73 条 1】

【核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設】（基本設計方針）
3. 計測装置等＜中略＞
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，当該重大事故等に対処するために監【73 条 2】【73 条 1】

ﾍ-6

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0

設置変更許可申請書（本文）

ﾍ(1)(ⅱ)-⑦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（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）は，「十 ハ第 10－1 表 重大事故等対策における手順書の概要」のうち，「1.15 事故時の計装に関する手順等」のパラメー
タの選定で分類された主要パラメータ（重要監視パラメ
ータ及びﾍ(1)(ⅱ)-⑧有効監視パラメータ）とする。
ﾍ(1)(ⅱ)-⑦当該パラメータを推定するために必要なパラメータは，「十 ハ 第 10－1 表 重大事故等対策における手順書の概要」のうち，「1.15 事故時の計装に関する手順等」のパラメータの選定で分類された代替パラメー
タ（重要代替監視パラメータ及びﾍ(1)(ⅱ)-⑨常用代替監
視パラメータ）とする。

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

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（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）は，添付書類十の「第5.1－1 表 重大事故等対策における手順書の概要」のう
ち，「1.15 事故時の計装に関する手順等」のパラメータの選定で分類された主要パラメータ（重要監視パラメー
タ及び有効監視パラメータ）とする。
当該パラメータを推定するために必要なパラメータ
は，添付書類十の「第 5.1－1 表 重大事故等対策における手順書の概要」のうち，「1.15 事故時の計装に関する手順等」のパラメータの選定で分類された代替パラメー
タ（重要代替監視パラメータ及び常用代替監視パラメー
タ）とする。

工事の計画 該当事項
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。
＜中略＞

【計測制御系統施設】（基本設計方針）
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＜中略＞
ﾍ(1)(ⅱ)-⑦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 mm～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 0～4MPa），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，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ＨＰ
ＣＳ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

整 合 性

備

考

工事の計画のﾍ(1)(ⅱ)-⑦ は，設置変更許可
申請書（本文）のﾍ(1)( ⅱ)-⑦ を具体的に 記載しており整合している。

【73 条 3】

設置変更許可申請書（本文）において申請したﾍ(1)(ⅱ)-⑧及び ﾍ(1)(ⅱ)-⑨ は，本工事計画の対象外である。

【73 条 5】

ﾍ-7

設置変更許可申請書（本文）NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0（本文十号）
第 10－1 表 重大事故等対策における手順書の概要
1.15 事故時の計装に関する手順等
パラメータの選定及び分類
重大事故等に対処するために監視することが必要となるパラメータを技術的能力に係る審査基準 1.1～1.15 の手
順着手の判断基準及び操作手順に用いるパラメータ並びに有効性評価の判断及び確認に用いるパラメータから抽出し，これを抽出パラメータとする。
抽出パラメータのうち，炉心損傷防止及び格納容器破損防止対策等を成功させるために把握することが必要な
発電用原子炉施設の状態を直接監視するパラメータを主
要パラメータとする。
また，計器の故障，計器の計測範囲（把握能力）の超過及び計器電源の喪失により，主要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，主要パラメータの推定に必要なパラメータを代替パラメータとする。
一方，抽出パラメータのうち，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，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する。

ﾍ(1)(ⅱ)-⑩重要監視パラメータ及び重要代替監視パラ
メータを計測する設備（重大事故等対処設備）について，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。

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項
主要パラメータは，以下のとおり分類する。
・重要監視パラメータ
主要パラメータのうち，耐震性，耐環境性を有し，重大事故等対処設備としての要求事項を満たした計器を少なくとも 1 つ以上有するパラメータをいう。
・有効監視パラメータ
主要パラメータのうち，自主対策設備の計器のみで計測されるが，計測することが困難となった場合にその代替パラメータが重大事故等対処設備としての要求事項を満たした計器で計測されるパラメータをいう。
代替パラメータは，以下のとおり分類する。
・重要代替監視パラメータ
主要パラメータの代替パラメータを計測する計器が重大事故等対処設備としての要求事項を満たした計器を少なくとも 1 つ以上有するパラメータをいう。
・常用代替監視パラメータ
主要パラメータの代替パラメータが自主対策設備の計器のみで計測されるパラメータをいう。

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを計測する設備（重大事故等対処設備）について，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。計測範囲を第 6.4－1 表に，設計基準最大値等を第 6.4－2 表に示す。計装設備（重大事故等対処設備）の系統概要図を第 6.4－1 図から第 6.4－6 図に示す。

工事の計画 該当事項
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，重大事故対処等設備としての設計を行う。

整 合 性

備【放射線管理施設】（基本設計方針）
1.1 放射線管理用計測装置＜中略＞
ﾍ(1)(ⅱ)-⑦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。
＜中略＞【73 条 3】

【核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設】（基本設計方針）
3. 計測装置等＜中略＞
ﾍ(1)(ⅱ)-⑦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。
＜中略＞【計測制御系統施設】（基本設計方針）
2.3 計測結果の表示，記録及び保存＜中略＞
ﾍ(1)(ⅱ)-⑩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。
＜中略＞

考【73 条 3】工事の計画のﾍ(1)(ⅱ)-⑩ は，設置変更許可
申請書（本文）のﾍ(1)( ⅱ)-⑩ と同義であ り
整合している。

【放射線管理施設】（基本設計方針）
1.1 放射線管理用計測装置
＜中略＞

ﾍ-8

【73 条 6】【73 条 8】

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項
ﾍ(1)(ⅱ)-⑩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。
＜中略＞

整 合 性

備
考
【73 条 6】【73 条 8】

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0【核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設】（基本設計方針）
3. 計測装置等＜中略＞
ﾍ(1)(ⅱ)-⑩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。

ａ．監視機能喪失時に使用する設備
ﾍ(1)(ⅱ)a.-①発電用原子炉施設の状態の把握能力を超えた場合に発電用原子炉施設の状態を推定する手段を有する設計とする。
ﾍ(1)(ⅱ)a.-②重要監視パラメータ又はﾍ(1)(ⅱ)-a.③
有効監視パラメータﾍ(1)(ⅱ)a.-②（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）の計測が困難となった場合又は計
測範囲を超えた場合は，「十 ハ 第 10－1 表 重大事故等対策における手順書の概要」のうち，「1.15 事故時の計装に関する手順等」の計器故障時の代替パラメータによる推定又は計器の計測範囲を超えた場合の代替パラメー
タによる推定の対応手段等により推定ができる設計とする。

6.4.2 設計方針
(1) 監視機能喪失時に使用する設備
発電用原子炉施設の状態の把握能力を超えた場合に発電用原子炉施設の状態を推定する手段を有する設計とする。
重要監視パラメータ又は有効監視パラメータ（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）の計測が困難となった場合又は計測範囲を超えた場合は，添付書類十の「第5.1－1 表 重大事故等対策における手順書の概要」のう
ち，「1.15 事故時の計装に関する手順等」の計器故障時の代替パラメータによる推定又は計器の計測範囲を超えた場合の代替パラメータによる推定の対応手段等により推定ができる設計とする。

【計測制御系統施設】（基本設計方針）
2.3 計測結果の表示，記録及び保存＜中略＞
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，ﾍ(1)(ⅱ)
a.-②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。
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ﾍ(1)(ⅱ)a.-①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。
＜中略＞【73 条 6】【73 条 8】工事の計画のﾍ(1)(ⅱ)
a .-① は ，設置変更 許可申請書（本文）の ﾍ(1)(ⅱ)a.-①と同義であり整合している。

【73 条 7】工事の計画のﾍ(1)(ⅱ)
a .-② は ，設置変更 許可申請書（本文）の ﾍ(1)(ⅱ)a.-②と同義であり整合している。
設置変更許可申請書（本文）において申請したﾍ(1)(ⅱ)a.-③
は，本工事計画の対象外である。

【放射線管理施設】（基本設計方針）
1.1 放射線管理用計測装置＜中略＞
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は，設計基準事故等に【73 条 6】【73 条 8】【73 条 7】ﾍ-9

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項（本文十号）
第 10－1 表 重大事故等対策における手順書の概要
1.15 事故時の計装に関する手順等
他チャンネルによる計測
主要パラメータを計測する多重化された重要計器
が，計器の故障により計測することが困難となった場
合において，他チャンネルの重要計器により計測できる場合は，当該計器を用いて計測を行う。

・使用済燃料プールの状態を同一物理量（温度），あらかじめ評価した水位と放射線量率の相関関係及びカメラの監視により，使用済燃料プールの水位又は必要な水遮蔽が確保されていることを推定
・原子炉圧力容器内の圧力と原子炉格納容器内の圧力（Ｓ／Ｃ）の差圧により原子炉圧力容器の満水状態
を推定
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を監視す
るパラメータのうち，パラメータの値が計器の計測範囲を超えるものは，原子炉圧力容器内の温度と水位である。
これらのパラメータの値が計器の計測範囲を超えた
場合に発電用原子炉施設の状態を推定するための手順を以下に示す。
・原子炉圧力容器内の温度のパラメータである原子炉
圧力容器温度が計測範囲を超える（500℃以上）場合
は，可搬型計測器により原子炉圧力容器温度を計測する。
・原子炉圧力容器内の水位のパラメータである原子炉水位が計測範囲を超えた場合は，高圧代替注水系系
統流量，低圧代替注水系原子炉注水流量，代替循環
冷却系原子炉注水流量，原子炉隔離時冷却系系統流
量，高圧炉心スプレイ系系統流量，残留熱除去系系
統流量及び低圧炉心スプレイ系系統流量のうち，機器動作状態にある流量計から崩壊熱除去に必要な水量の差を算出し，直前まで判明していた水位に変換率を考慮することにより原子炉圧力容器内の水位を推定する。
なお，原子炉圧力容器内が満水状態であることは，
原子炉圧力（ＳＡ）とサプレッション・チェンバ圧力の差圧により，原子炉圧力容器内の水位が燃料有効長
頂部以上であることは，原子炉圧力容器温度により推定可能である。

代替パラメータによる推定
主要パラメータを計測する計器の故障により主要パラメータの監視機能が喪失した場合は，代替パラメータにより主要パラメータを推定する。
推定に当たり，使用する計器が複数ある場合は，代替パラメータと主要パラメータの関連性，検出器の種類，使用環境条件，計測される値の不確かさ等を考慮し，使用するパラメータの優先順位をあらかじめ定める。
代替パラメータによる主要パラメータの推定は，以下の方法で行う。
・同一物理量（温度，圧力，水位，流量，放射線量率，水素濃度及び中性子束）により推定・水位を注水源若しくは注水先の水位変化又は注水量及び吐出圧力により推定・流量を注水源又は注水先の水位変化を監視することにより推定・除熱状態を温度，圧力，流量等の傾向監視により推定
・原子炉圧力容器破損後にペデスタル（ドライウェル部）に落下したデブリの冠水状態を温度により推定・圧力又は温度を水の飽和状態の関係から推定・注水量をポンプの注水特性の関係により推定
・原子炉格納容器内の水位をドライウェル圧力とサプレッション・チェンバ圧力の差圧により推定
・未臨界状態の維持を制御棒の挿入状態により推定
・酸素濃度をあらかじめ評価したパラメータの相関関係
により推定

工事の計画 該当事項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，ﾍ(1)(ⅱ)
a.-②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。
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。
＜中略＞

整 合 性

備

考

【73 条 6】【73 条 8】

【核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設】（基本設計方針）
3. 計測装置等＜中略＞
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，ﾍ(1)(ⅱ)
a.-②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。

【73 条 7】【73 条 6】【73 条 8】・水素濃度を装置の作動状況により推定
・エリア放射線モニタの傾向監視により格納容器バイ
パス事象が発生したことを推定
・原子炉格納容器への空気（酸素）の流入の有無を原
子炉格納容器内圧力により推定

ﾍ-10

設置変更許可申請書（本文）

ﾍ(1)(ⅱ)a.-④計器故障時に，当該パラメータの他チャンネルの計器がある場合，他チャンネルの計器により計測するとともに，重要代替監視パラメータが複数ある場
合は，推定する重要監視パラメータとの関係性がより直接的なパラメータ，検出器の種類及び使用環境条件を踏まえた確からしさを考慮し，優先順位を定める。

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

計器故障時に，当該パラメータの他チャンネルの計器がある場合，他チャンネルの計器により計測するとともに，重要代替監視パラメータが複数ある場合は，推定する重要監視パラメータとの関係性がより直接的なパラメ
ータ，検出器の種類及び使用環境条件を踏まえた確から
しさを考慮し，優先順位を定める。推定手段及び優先順
位を第 6.4－3 表に示す。

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

【計測制御系統施設】（基本設計方針）
2.3 計測結果の表示，記録及び保存＜中略＞
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，ﾍ(1)(ⅱ)a.-④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。
＜中略＞

工事の計画のﾍ(1)(ⅱ)
a .-④ は ，設置変更 許可申請書（本文）の ﾍ(1)(ⅱ)a.-④と同義であり整合している。

【73 条 6】【73 条 8】

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0【放射線管理施設】（基本設計方針）
1.1 放射線管理用計測装置＜中略＞
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るための能力（計測可能範囲）を明確にするとともに，ﾍ(1)(ⅱ)a.-④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。
＜中略＞【73 条 6】【73 条 8】

【核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設】（基本設計方針）
3. 計測装置等＜中略＞
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るための能力（計測可能範囲）を明確にするとともに，ﾍ(1)(ⅱ)a.-④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。

ｂ．計器電源喪失時に使用する設備
ﾍ(1)(ⅱ)b.-①，ﾍ(1)(ⅱ)b.-②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，計測設備への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する。

6.4.2 設計方針
(2) 計器電源喪失時に使用する設備
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，計測設備への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する。
＜中略＞【計測制御系統施設】（基本設計方針）
2.4 電源喪失時の計測
ﾍ(1)(ⅱ)b.-①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。
＜中略＞

考【73 条 6】【73 条 8】工事の計画のﾍ(1)(ⅱ)
b .-① は ，設置変更 許可申請書（本文）の ﾍ(1)(ⅱ)b.-①と同義であり整合している。

【放射線管理施設】（基本設計方針）ﾍ-11【73 条 9】NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項
1.1 放射線管理用計測装置＜中略＞
ﾍ(1)(ⅱ)b.-①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。

整 合 性【核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設】（基本設計方針）
3. 計測装置等＜中略＞
ﾍ(1)(ⅱ)b.-② 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。
＜中略＞

工事の計画のﾍ(1)(ⅱ)
b .-② は ，設置変更 許可申請書（本文）の ﾍ(1)(ⅱ)b.-②のうち，「核燃料物質の取扱施
設及び貯蔵施設」の「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を計測する設備」について，具体的な給電設計を記載しており整合している。

常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備，所
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及び可搬型 内常設直流電源設備，常設代替直流電源設備，可搬型代
代替直流電源設備については，「ヌ(2)(ⅳ) 代替電源設 替直流電源設備，代替所内電気設備及び燃料給油設備に備」に記載する。
ついては，「10.2 代替電源設備」に記載する。

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，特に重要なパラメータとして，ﾍ(1)(ⅱ)
b.-③重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを計測する設備については，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により計測できる設計とする。

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，特に重要なパラメータとして，重要監視
パラメータ及び重要代替監視パラメータを計測する設備については，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）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）（以下「可搬型計測器」という。）により計測できる設計とする。

備考【73 条 9】【69 条 53】

設置変更許可申請書（本文）「ヌ(2)(ⅳ)
代替電源設備」に示す。

【計測制御系統施設】（基本設計方針）
2.4 電源喪失時の計測＜中略＞
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，特に重要なパラメータとして，(1)(ⅱ)b.
-③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。

工事の計画のﾍ(1)(ⅱ)
b .-③ は ，設置変更 許可申請書（本文）の ﾍ(1)(ⅱ)b.-③は同義であり整合している。

ﾍ-12【73 条 10】

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

ﾍ(1)(ⅱ)b.-④なお，可搬型計測器による計測においては，計測対象の選定を行う際の考え方として，同一パラ
メータにチャンネルが複数ある場合は，いずれか 1 つの適切なチャンネルを選定し計測又は監視するものとする。同一の物理量について，複数のパラメータがある場
合は，いずれか 1 つの適切なパラメータを選定し計測又は監視するものとする。

なお，可搬型計測器による計測においては，計測対象の選定を行う際の考え方として，同一パラメータにチャンネルが複数ある場合は，いずれか 1 つの適切なチャンネルを選定し計測又は監視するものとする。同一の物理量について，複数のパラメータがある場合は，いずれか 1
つの適切なパラメータを選定し計測又は監視するものと
する。
＜中略＞

6.4.2 設計方針
ｃ．パラメータ記録時に使用する設備(3) パラメータ記録時に使用する設備
ﾍ(1)(ⅱ)c.-①原子炉格納容器内の温度，圧力，水位，
原子炉格納容器内の温度，圧力，水位，水素濃度，放水素濃度，放射線量率等想定される重大事故等の対応に 射線量率等想定される重大事故等の対応に必要となる重必要となる重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメ 要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータが計測又ータが計測又は監視及び記録ができる設計とする。
は監視及び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，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。
＜中略＞

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

考

設置変更許可申請書（本文）のﾍ(1)(ⅱ)b.
-④ は，保安規定にて対応する。

【計測制御系統施設】（基本設計方針）
2.3 計測結果の表示，記録及び保存＜中略＞
ﾍ(1)(ⅱ)c.-①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（ＳＰＤＳ）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。

工事の計画のﾍ(1)(ⅱ)
c .-① は ，設置変更 許可申請書（本文）の ﾍ(1)(ⅱ)c.-①と同義であり整合している。

【73 条 12】

【放射線管理施設】（基本設計方針）
1.1 放射線管理用計測装置＜中略＞
ﾍ(1)(ⅱ)c.-①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（ＳＰＤＳ）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。
＜中略＞【核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設】（基本設計方針）
3. 計測装置等＜中略＞
ﾍ(1)(ⅱ)c.-①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（ＳＡ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。

【73 条 11】【73 条 11】【73 条 12】工事の計画の「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）
」は，設置変更許可
申請書（本文）の「重ﾍ-13【69 条 51】【73 条 11】

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項
記録は，安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）に
電磁的にて記録，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，必要な容量を保存できる設計とする。
＜中略＞

整 合 性
大事故等の対応に必要となる重要監視パラメ
ータ及び重要代替監視
パラメータ」に含まれており整合している。

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0

設置変更許可申請書（本文）

ﾍ-14

備
考
【73 条 12】

設置変更許可申請書（本文）NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0(2) 安全保護回路
ﾍ(2)-①安全保護回路（安全保護系）は，ﾍ(2)-②「原子炉停止回路（原子炉緊急停止系作動回路）」及び「その
他の主要な安全保護回路（工学的安全施設作動回路）
」で
構成する。

ﾍ(2)-③安全保護回路は，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する設計とする。

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

6.6 安全保護系
6.6.1 概要
安全保護系は，発電用原子炉の安全性を損なうおそれのある過渡状態や誤動作が生じた場合，あるいはこのよ
うな事態の発生が予想される場合には，発電用原子炉及び発電所の保護のための制御棒の緊急挿入（スクラム）
機能，その他の保護動作（非常用炉心冷却系起動等を含む）を有する。また，安全保護系を構成するチャンネル
は，各チャンネル相互を可能な限り，物理的，電気的に分離し，独立性を持たせるように設計するとともに，原子炉運転中においても試験が可能な設計とする。

6.6.2 設計方針
(9) 安全保護系は，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することができる設計とする。

工事の計画 該当事項
【計測制御系統施設】（要目表）
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
ﾍ(2)-①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て，その異常な状態を検知し，ﾍ(2)-②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。
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。
＜中略＞【計測制御系統施設】（要目表）
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
ﾍ(2)-③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。
ﾍ(2)-③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及び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。

整 合 性

備

工事の計画の ﾍ(2)-①
は，設置変更許可申請書（本文）の ﾍ(2)-①と同義であり整合している。

【35 条 1】

工事の計画の ﾍ(2)-②
は，設置変更許可申請書（本文）の ﾍ(2)-②と同義であり整合している。

工事の計画の ﾍ(2)-③
は，設置変更許可申請書（本文）の ﾍ(2)-③と同義であり整合している。

考【35 条 2】【35 条 8】【35 条 9】ﾍ-15

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

【計測制御系統施設】（要目表）

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0

6.6.4 主要設備
(1) 原子炉緊急停止系の機能(ⅰ) 原子炉停止回路の種類
原子炉緊急停止系は，第 6.6－1 図に示すように 2 チャ
ﾍ(2)(ⅰ)-①原子炉停止回路（原子炉緊急停止系作動回路）は，次に示す条件により発電用原子炉をスクラムさ ンネルで構成され各チャンネルには，1 つの測定変数にせるため，2つの独立のチャンネルが設けられ，これらの 対して少なくとも 2 つ以上の独立したトリップ接点があり，いずれかの接点の動作でそのチャンネルがトリップ同時動作によって発電用原子炉をスクラムさせる。
し，両チャンネルの同時のトリップに対して，発電用原子炉がスクラムされるようになっている。
発電用原子炉は，下記の条件の場合にスクラムされる。

ﾍ(2)(ⅰ)-①

工事の計画のﾍ(2)(ⅰ)-① は，設置変更許可
申請書（本文）のﾍ(2)( ⅰ)-① と同義であ り
整合している。

ﾍ-16

考設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0【計測制御系統施設】（要目表）

ａ．原子炉圧力高ａ．原子炉圧力高ｂ．原子炉水位低ｂ．原子炉水位低（本文十号）
ﾊ(2)(ⅱ)a.(b)(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）
セパレータスカート下端から＋66cm（原子炉圧力容器底部から＋1,372 ㎝）（遅れ時間 1.05 秒）

・工事の計画で使用している原子炉非常停止信号の原
子炉水位低の設定値は，設置変更許可申請書（本文十号）で使用している解析条件に包絡されている。
・設置変更許可申請書（本文十号）で使用している遅れ時間は，「Ⅴ-1-5-4 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」に記載している応答時間と整合している。

ｃ．ドライウェル圧力高ｃ．ドライウェル圧力高ｄ．原子炉出力ペリオド短（起動領域計装）

ｄ．原子炉出力ペリオド短（起動領域計装）（本文十号）
ﾊ(2)(ⅱ)e.(d)(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 秒）信号によるものとする。

・工事の計画で使用している起動領域計装の原子炉出力ペリオド短の設定値は，設置変更許可申請書（本文十号）で使用している解析条件に包絡されている。

ｅ．中性子束高（起動及び平均出力領域計装）

ｅ．中性子束高（起動及び平均出力領域計装）

ｆ．中性子束低（平均出力領域計装）

ｆ．中性子束低（平均出力領域計装）

ｇ．中性子束計装動作不能（起動及び平均出力領域計装）

ｇ．中性子束計装動作不能（起動及び平均出力領域計装）

ｈ．スクラム水排出容器水位高

ｈ．スクラム水排出容器水位高

ﾍ-17

考

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

【計測制御系統施設】（要目表）

ｉ．主蒸気隔離弁閉

ｊ．主蒸気管放射能高ｊ．主蒸気管放射能高ｋ．主蒸気止め弁閉ｋ．主蒸気止め弁閉

ｌ．蒸気加減弁急速閉

ｌ．蒸気加減弁急速閉

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0ｉ．主蒸気隔離弁閉ﾍ-18

考設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

【計測制御系統施設】（要目表）

ｍ．地震加速度大ｍ．地震加速度大ｎ．原子炉モード・スイッチ「停止」

ｎ．原子炉モード・スイッチ「停止」

ｏ．手

ｏ．手

動

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0

動

ﾍ-19

考

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

【計測制御系統施設】（要目表）

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0

ﾍ(2)(ⅰ)-②なお，原子炉緊急停止系作動回路の電源喪失の場合にも発電用原子炉はスクラムする。

検出器の形式，配置場所及びスクラム設定値は，第6.6－1 表に示すとおりである。
この他，原子炉緊急停止系作動回路の電源喪失の場合にも発電用原子炉はスクラムする。
＜中略＞

ﾍ(2)(ⅰ)-②
工事の計画のﾍ(2)(ⅰ)-② は，設置変更許可
申請書（本文）のﾍ(2)( ⅰ)-② と同義であ り
整合している。

ﾍ-20

考設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

【計測制御系統施設】（要目表）(2) その他の主要な安全保護系の種類(ⅱ) その他の主要な安全保護回路の種類
その他の主要な安全保護系（工学的安全施設作動回
その他の主要な安全保護回路（工学的安全施設作動回路）には，次のようなものを設ける。
路）には，次のものを設ける。

ﾍ(2)(ⅱ)-①

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0ａ．原子炉水位異常低下，主蒸気管放射能高，主蒸気管 ａ．原子炉水位異常低下，主蒸気管放射能高，主蒸気管
圧力低，主蒸気管流量大，主蒸気管トンネル温度高，
圧力低，主蒸気管流量大，主蒸気管トンネル温度高，復水器真空度低ﾍ(2)(ⅱ)-①のいずれかの信号による主復水器真空度低のいずれかの信号による主蒸気隔離弁
蒸気隔離弁の閉鎖の閉鎖

整合性工事の計画のﾍ(2)(ⅱ)-①は，設置変更許可申請書（本文）のﾍ(2)(ⅱ)-①と同義であり整合している。

ﾍ-21

考

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0【計測制御系統施設】（要目表）

ﾍ-22

考

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

考

【計測制御系統施設】（要目表）
ﾍ(2)(ⅱ)-②NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0

ｂ．ドライウェル圧力高，原子炉水位低，原子炉建屋放射 ｂ．ドライウェル圧力高，原子炉水位低，原子炉建屋放能高ﾍ(2)(ⅱ)-②のいずれかの信号によるﾍ(2)(ⅱ)-③原
射能高のいずれかの信号による原子炉建屋常用換気系
子炉建屋常用換気系の閉鎖と原子炉建屋ガス処理系の起動の閉鎖と原子炉建屋ガス処理系の起動

整合性
工事の計画のﾍ(2)(ⅱ)-②は，設置変更許可申請書（本文）のﾍ(2)(ⅱ)-②と同義であり整合している。
工事の計画のﾍ(2)(ⅱ)-③は，設置変更許可申請書（本文）のﾍ(2)(ⅱ)-③を具体的に記載しており整合している。

【放射線管理施設】（要目表）
2. 換気設備，生体遮蔽装置等
2.2 換気設備
2.2.3 原子炉建屋常用換気系
ﾍ(2)(ⅱ)-③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，原子炉建屋原子炉棟内の放射能レベルが高くなると，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換わること
により放射性物質の放散を防ぐ設計とする。

【43 条 9】ﾍ-23

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

考

【計測制御系統施設】（要目表）
ﾍ(2)(ⅱ)-④ｃ．原子炉水位異常低下又はドライウェル圧力高 ﾍ(2)(ⅱ)-④の信号による高圧炉心スプレイ系，低圧炉心ス
プレイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）の起動

ｃ．原子炉水位異常低下又はドライウェル圧力高の信号による高圧炉心スプレイ系，低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）の起動

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0【計測制御系統施設】（要目表）
ﾍ(2)(ⅱ)-④

整合性
工事の計画のﾍ(2)(ⅱ)-④は，設置変更許可申請書（本文）のﾍ(2)(ⅱ)-④と同義であり整合してい
る。

ﾍ-24

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

【計測制御系統施設】（要目表）

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0

ﾍ(2)(ⅱ)-④

ﾍ-25

考設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

考

工事の計画のﾍ(2)(ⅱ)-⑥ は，設置変更許可
申請書（本文）のﾍ(2)( ⅱ)-⑥ と同義であ り
整合している。

【45 条 23】

【計測制御系統施設】（要目表）
ﾍ(2)(ⅱ)-⑤NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0ｄ．原子炉水位異常低下及びドライウェル圧力高の同時 ｄ．原子炉水位異常低下及びドライウェル圧力高の同時信号による自動減圧系ﾍ(2)(ⅱ)-⑤の作動信号による自動減圧系の作動整合性工事の計画のﾍ(2)(ⅱ)-⑤は，設置変更許可申請書（本文）のﾍ(2)(ⅱ)-⑤と同義であり整合している。

【非常用電源設備】
2. 交流電源設備
2.1 非常用交流電源設備＜中略＞
ｅ．ﾍ(2)(ⅱ)-⑥原子炉水位異常低下又はドライウェル圧 ｅ．原子炉水位異常低下又はドライウェル圧力高の信号
ﾍ(2)(ⅱ)-⑥非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレ
力高の信号による高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電による高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機及び非常 イ系ディーゼル発電機を含む。
）は，非常用高圧母線低電機及び非常用ディーゼル発電機の起動
用ディーゼル発電機の起動
圧信号または非常用炉心冷却設備作動信号で起動し，設置（変更）許可を申請し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
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，負荷に給電する設計とする。
＜中略＞

ﾍ-26

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

【計測制御系統施設】（要目表）
ﾍ(2)(ⅱ)-⑦

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0ｆ．原子炉水位低，原子炉水位異常低下，ドライウェル ｆ．原子炉水位低，原子炉水位異常低下，ドライウェル
圧力高ﾍ(2)( ⅱ )-⑦のいずれかの信号による主蒸気隔
圧力高のいずれかの信号による主蒸気隔離弁以外の隔離弁以外の隔離弁の閉鎖
離弁の閉鎖

整合性
工事の計画のﾍ(2)(ⅱ)-⑦は，設置変更許可申請書（本文）のﾍ(2)(ⅱ)-⑦と同義であり整合している。

ﾍ-27

考設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0【原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く）】（基本設計方針）6. 原子炉冷却材補給設備
また，その他保護動作としては次のようなものがあ
また，その他保護動作としては次のようなものがあ6.1 原子炉隔離時冷却系
る。
る。
(1)系統構成ａ．ﾍ(2)(ⅱ)-⑧原子炉水位異常低下信号による原子炉隔 ａ．原子炉水位異常低下信号による原子炉隔離時冷却系
原子炉隔離時冷却系は，発電用原子炉停止後， ﾍ
離時冷却系の起動の起動(2)(ⅱ)-⑧何らかの原因で給水が停止した場合等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原
子炉圧力容器に補給し水位を維持できる設計とする。

（本文十号）
ﾊ(2)(ⅱ)a.(b)(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
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起動，高圧炉心スプレイ系起動，主蒸気隔離弁閉止）設定点
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 ㎝）
原子炉水位異常低下（レベル１）（低圧炉心スプレイ
系起動，残留熱除去系（低圧注水系）起動，自動減圧系作動）設定点
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トリップ）設定点
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プ，高圧炉心スプレイ系注入弁閉止）設定点
セパレートスカート下端から＋175cm（原子炉圧力容器底部から＋1,481 ㎝）
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］
ドライウェル圧力高（非常用炉心冷却系起動，自動減圧系作動）設定点
ドライウェル圧力 13.7kPa［gage］

整 合 性

備

工事の計画のﾍ(2)(ⅱ)-⑧ は，設置変更許可
申請書（本文）のﾍ(2)( ⅱ)-⑧ を具体的に 記載しており整合している。

【33 条 7】・工事の計画で使用している高圧炉心スプレイ系，主蒸気隔離弁の原子炉水位異常低下の設定値は，設置変更許可申請書（本文十号）で使用している解析条
件に包絡されている。
・工事の計画で使用している低圧炉心スプレイ系，残留熱除去系（低圧注水系）の原子炉水位異常低下の設定値は，設置変更許可申請書（本文十号）で使用している解析条件に包絡されている。
・工事の計画で使用している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），自動減圧系のドライウェル圧力高の設定値は，設置変更許可申請書（本文十号）で使用している解析条件に包絡されている。
・設置変更許可申請書（本文十号）で使用している原子炉隔離時冷却系起動の原子炉水位異常低下，再循
環系ポンプ全台トリップの原子炉水位異常低下及び原子炉圧力高，原子炉隔離時冷却系トリップの原子炉水位高，高圧炉心スプレイ系注入弁閉止の原子炉
水位高の設定値は，工学的安全施設等の起動信号でないため，保安規定にて対応する。

ﾍ-28

考

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

【計測制御系統施設】（要目表）

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0(3) 制御設備
ﾍ(3)-①発電用原子炉の出力制御及び反応度補償は，ﾍ(3)-②制御棒の位置調整及びﾍ(3)-③冷却材の再循環流量の調整により行う。ﾍ(3)-④また，原子炉スクラムは，制御棒を炉心内に急速に挿入することにより行う。

6.1.1.4.1 原子炉出力制御系
通常運転中の原子炉出力は，再循環流量の調整あるいは制御棒位置の調整のいずれかによって増減される。原子炉出力を変えている間は，タービン制御系の圧力制御装置が原子炉圧力を一定に保持するように蒸気加減弁を調整するので，原子炉蒸気発生量の変化に相当するだけ
タービン発電機の出力が変ることになる。
＜中略＞
6.1.2 原子炉停止系
6.1.2.1 概要
6.1.2.1.2 設備の機能
原子炉停止系における制御棒及び制御棒駆動系は，原子炉停止機能を持ち，原子炉停止は，制御棒を炉心に挿入することにより行う。
制御棒及び制御棒駆動系は，通常の運転操作に必要な速度で制御棒を炉心に挿入，引抜きを行う。また，緊急時には急速に制御棒を炉心内に挿入して発電用原子炉をスクラム(原子炉緊急停止)する。
ほう酸水注入系は,制御棒の挿入不能の場合に，発電用原子炉に中性子吸収材を注入して負の反応度を与えて発電用原子炉を停止する。

ﾍ(3)-①
ﾍ(3)-②ﾍ(3)-④ﾍ(3)-③整合性
工事の計画のﾍ(3)-①は，設置変更許可申請書（本文）のﾍ(3)-①と同義であり整合している。
工事の計画のﾍ(3)-②は，設置変更許可申請書（本文）のﾍ(3)-②と同義であり整合している。
工事の計画のﾍ(3)-③は，設置変更許可申請書（本文）のﾍ(3)-③と同義であり整合している。
工事の計画のﾍ(3)-④は，設置変更許可申請書（本文）のﾍ(3)-④と同義であり整合している。

ﾍ-29

考

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項
第 6.1.2－1 表 制御棒の主要仕様(ⅰ) 制御材の本数及び構造
ａ．制御棒本数185ｂ．ﾍ(3)(ⅰ)b.-①中性子吸収材
ほう素（ボロン・カーバイド粉末）及びﾍ(3)(ⅰ)b.-②ハフニウム

本
数
形
式
材
料
有効長さ
ブレード幅
（タイプ 1）
質量
ブレード厚さ
シース肉厚
中性子吸収材
吸 収 材
個数

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0

被覆管外径
被覆管内径
（タイプ 2）
質量
ブレード厚さ中性子吸収材
吸 収 材
充てん孔数

充てん孔径
（タイプ 3）
質量
ブレード厚さ
シース肉厚
中性子吸収材
吸 収 材
個
数

整 合 性

備

考

【計測制御系統施設】（要目表）

185
十字形
ステンレス鋼, 中性子吸収材等
約 3.63m
約 250mm
ﾍ(3)(ⅰ)b.-①

約 80kg
約 7mm
約 0.8mm 又は約 0.9mm
ボロン・カーバイド粉末
ボロン・カーバイド粉末入り被覆管 76
本又は 84 本（制御棒 1 本当たり）
約 4.8mm
約 3.5mm

約 90kg
約 7mm
ボロン・カーバイド粉末,ハフニウム
88（ハフニウム棒）（制御棒 1 本当たり）
952（ハフニウム棒，ボロン・カーバイ
ド粉末）(制御棒 1 本当たり)
1,036（ボロン・カーバイド粉末）（制御棒 1 本当たり）
約 5mm

約 90kg
約 7mm
約 0.8mm

ハフニウム板ハフニウム板 64 枚（制御棒 1 本当たり）
ハフニウム板厚
約 lmm～約 2mm
ハフニウム板長さ
約 440mm～約 460mm
ハフニウム板幅
約 100mm（タイプ 4）
質量
ブレード厚さ工事の計画 該当事項

工事の計画のﾍ(3)(ⅰ)
b. -① は，設置変更許可申請書（本文）の ﾍ(3)(ⅰ)b.-①と同義であり整合している。
設置変更許可申請書（本文）において許可を受けた ﾍ(3)(ⅰ)b.②は，本工事計画の対象外である。

約 100kg
約 7mm

ﾍ-30

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項
シース肉厚
約 0.8mm
中性子吸収材
吸 収 材
ハフニウムフラットチューブ
個
数
ハフニウムフラットチューブ 16 本（制御棒 1 本当たり）
ハフニウムフラットチューブ板厚
約 lmm～約 2mm
ハフニウムフラットチューブ長さ
約 1,800mm
ハフニウムフラットチューブ幅
約 50mm

工事の計画 該当事項

ｃ．制御棒の構造
制御棒は，次に示す構造である。
(a) ﾍ(3)(ⅰ)c.-①十字形に組み合わせたステンレス鋼
製のＵ字形シースの中に，ボロン・カーバイド粉末を充填したステンレス鋼管を納めたもの(b) ﾍ(3)(ⅰ)c.-①十字形に組み合わせたステンレス鋼
製の板材の中に，ボロン・カーバイド粉末及びハフニ
ウム棒を納めたもの(c) ﾍ(3)(ⅰ)c.-②十字形に組み合わせたステンレス鋼
製のＵ字形シースの中に，ハフニウム板を納めたもの(d) ﾍ(3)(ⅰ)c.-②十字形に組み合わせたステンレス鋼
製のＵ宇形シースの中に，ハフニウムフラットチュー
ブを納めたもの

6.1.2.4 主要設備
6.1.2.4.1 制御棒及び制御棒駆動系(1) 制御棒
制御棒は，十字形に組み合わせたステンレス鋼製のＵ
字形シースの中に中性子吸収材（ボロン・カーバイド粉末を充填したステンレス鋼管，ハフニウム板，ハフニウ
ムフラットチューブ）を納めたもの（２）（３），又は十字形に組み合わせたステンレス鋼製の板材の中に中性子吸収材（ボロン・カーバイド粉末，ハフニウム棒）を納めたもの（１）である。
＜中略＞
制御棒価値ミニマイザで許容する最大価値（0.015Δk（９×９燃料が装荷されるまでのサイクル）又は0.013Δ
k（９×９燃料が装荷されたサイクル以降））の制御棒
が，何らかの原因によって，カップリングから離れ，炉心内に固着した状態から自重によって落下するような事故が起きても，落下速度を抑え，反応度の急速な投入による燃料ＵＯ２の最大エンタルピが設計上の制限値を超えないように，制御棒ブレードの下端構造物に可動部分のない水力学的な制御棒落下速度リミッタを取り付ける。
これは第3.3－2図に示すように制御棒案内管に適当なギャップを持って上下動できるようにしたかさ形のピストンであり，スクラム時の急速な制御棒挿入に対して抵抗が小さく，落下に対してのみ大きい抵抗が生じる。この制御棒落下速度リミッタは，制御棒の自由落下速度を0.95m／s以下に制限する。
＜中略＞【計測制御系統施設】（基本設計方針）
1.2 制御棒及び制御棒駆動系＜中略＞
制御棒は，ﾍ(3)(ⅰ)c.-①十字形に組み合わせたステン
レス鋼製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。
通常駆動時は，制御棒駆動水圧系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。
＜中略＞

制御棒の下端には制御棒落下速度リミッタを設ける。ﾍ(3)(ⅰ)c.-③落下速度リミッタは，制御棒が万一落下した場合でも，その落下速度を 0.95m／s 以下に制限する設計とする。各制御棒は 4 体の燃料集合体の中央に，炉心全体にわたって一様に配置する。ﾍ(3)(ⅰ)c.-④中性子吸収材部分の長さは約 3.6m である。

（本文十号）
ﾊ(2)(ⅱ)e.(d)(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。

・工事の計画で使用している制御棒の落下速度は，設
置変更許可申請書（本文十号）で使用している解析
条件に包絡されている。

【計測制御系統施設】（基本設計方針）
1.2 制御棒及び制御棒駆動系＜中略＞
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，ﾍ(3)(ⅰ)c.-③制御棒の落下速度を設置（変更）許可を申請した「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起こさない設計とする。なお，制御棒引抜手順について

整 合 性

備

工事の計画のﾍ(3)(ⅰ)
c. -① は，設置変更許可申請書（本文）の ﾍ(3)(ⅰ)c.-①の内容を含んでおり整合している。

考【36 条 11】

設置変更許可申請書（本文）において許可を申請したﾍ(3)(ⅰ)c.
-② は，本工事計画の対象外である。
工事の計画のﾍ(3)(ⅰ)
c. -③ は，設置変更許可申請書（本文）の ﾍ(3)(ⅰ)c.-③と同義であり整合している。
工事の計画のﾍ(3)(ⅰ)
c. -④ は，設置変更許可申請書（本文）の ﾍ(3)(ⅰ)c.-④を詳細に記載しており整合して
いる。

ﾍ-31

【36 条 9】

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項
は，保安規定に定めて管理する。
＜中略＞

整 合 性

備

【計測制御系統施設】（要目表）

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0

ﾍ(3)(ⅰ)c.-④

ﾍ-32

考

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

【計測制御系統施設】（要目表）

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0(ⅱ) 制御材駆動設備の個数及び構造
ａ．個数
185（制御棒駆動機構）

ﾍ-33

考

設置変更許可申請書（本文）NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0

ｂ．構造
ﾍ(3)(ⅱ)b.-①制御材駆動設備（制御棒駆動系）は，制御棒駆動機構，水圧制御ユニット，ポンプ等で構成する。制御棒駆動機構は，ラッチ付き水圧駆動ピストン形式のものであり，各制御棒に独立して設ける。
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。

制御棒の駆動は，ピストン上部又は下部に駆動水を供給して原子炉圧力容器底部から行う。ﾍ(3)(ⅱ)b.-②通常
駆動時の駆動源は，ポンプにより加圧された駆動水であり，スクラム時の駆動源は，各々の制御棒駆動機構ごとに設ける水圧制御ユニットのアキュムレータの高圧窒素により加圧された駆動水である。
ポンプは，各制御棒駆動機構及び水圧制御ユニットに共用である。

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項

6.1.2.4.1 制御棒及び制御棒駆動系(2) 制御棒駆動機構
ａ．概
要
制御棒駆動機構はラッチ付き水圧駆動ピストン形式のものであり，この形式の駆動機構は，1961年4月にドレス
デン１号炉で使用されて以来，ゼネラル・エレクトリッ
ク社の沸騰水型原子炉で使用されている。
制御棒駆動機構の駆動部アセンブリを第6.1.2－7図に示す。その基本構成は，カップリングを通じて制御棒ブ
レードにつながり，直接制御棒を上下に動かす働きをするインデックス・チューブと駆動ピストンのアセンブ
リ，制御棒を所定の位置に静止させるためのラッチ機構で構成されたロッキング装置，インデックス・チューブの内部シリンダとして駆動用の水の流路を形成し，かつ駆動機構上部空間と原子炉圧力との間のシールの機能をもたせたピストン・チューブ及び駆動ピストンに対する
外部シリンダである。個々の駆動部アセンブリは，原子炉圧力容器下部から延長しているハウジング内に収容された一体構造であり，ハウジングの下端はフランジ接合
によって駆動機構アセンブリ・フランジとつながっている。
また，第6.1.2－6図はカップリングの状態を示したもので，カップリング・スパッドの6本のスプリング・フィ
ンガによって制御棒側のソケットにはめこまれるとともに，更にロッキング・プラグをスパッドにはめこませて，結合部がはずれないようにしている。結合をはずすには2つの方法がある。
＜中略＞【計測制御系統施設】(基本設計方針)
1.2 制御棒及び制御棒駆動系＜中略＞
ﾍ(3)(ⅱ)b.-①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を増加させる方向に動作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。
＜中略＞

ｂ．動作原理第6.1.2－1図は，制御棒駆動のための水圧作動系統を原理的に示すものである。
（この図は，制御棒が静止の状態にある場合を示している。）通常の駆動に必要な水は，ろ過器を通過後，一部が水圧制御ユニットアキュムレー
タのチャージ用に，残りは圧力調整弁を通り，通常の制御棒駆動用並びに冷却用の3系統に順次分かれるが，それらの圧力は圧力調整弁により自動的に所定の値に保たれる。制御棒駆動用の水は，さらに引抜弁，挿入弁の2つの弁を通り，駆動機構本体に供給される。
＜中略＞【計測制御系統施設】(基本設計方針)
1.2 制御棒及び制御棒駆動系＜中略＞
制御棒は，十字形に組み合わせたステンレス鋼製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。
ﾍ(3)(ⅱ)b.-②通常駆動時は，制御棒駆動水圧系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。
＜中略＞

整 合 性

備

工事の計画のﾍ(3)(ⅱ)
b. -① は，設置変更許可申請書（本文）の ﾍ(3)(ⅱ)b.-①と同義であり整合している。

【37 条 3】工事の計画のﾍ(3)(ⅱ)
b. -② は，設置変更許可申請書（本文）の ﾍ(3)(ⅱ)b.-②と同義であり整合している。

【36 条 11】ﾍ-34

考

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

【計測制御系統施設】（要目表）
ｃ．挿入時間及び駆動速度
スクラム挿入時間（全炉心平均）
全ストロークの90％挿入まで3.5秒以下（定格圧力時）
ﾍ(3)(ⅱ)c.-①通常時駆動速度

76±15mm／s

工事の計画のﾍ(3)(ⅱ)
c. -① は，設置変更許可申請書（本文）の ﾍ(3)(ⅱ)c.-①と同義であり整合している。

この初期の加速力により制御棒に大きな初期スクラム速度が与えられる。このため約0.9秒で制御棒の全ストロークの20％、また、約2.0秒で50％まで挿入される。その後挿入速度は減少し，スクラム時間は，全ストロークの90％挿入で3.5秒以下（定格圧力時において，全炉心平均）である。
＜中略＞

76±15＝61～91
76.2×1.2≒91
76.2×1.2≒61

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0

6.1.2.4.1 制御棒及び制御棒駆動系(1) 制御棒＜中略＞
通常の制御棒引抜速度は，76±15mm／sに設定する。
＜中略＞

ﾍ(3)(ⅱ)c.-①

ﾍ(3)(ⅱ)c.-①

ﾍ-35

考

設置変更許可申請書（本文）(ⅲ) 反応度制御能力
ａ．反応度制御能力
ﾍ(3)(ⅲ)-①炉心の最大過剰増倍率は初装荷炉心で約0.13Δk，第1回燃料取替後の炉心で約0.15Δkであり，それぞれの場合の反応度制御能力は約0.18Δkである。
ｂ．ﾍ(3)(ⅲ)-②制御棒が1本抜けているときの反応度停
止余裕
実効増倍率
1 未満

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項
1. 安全設計
1.1 安全設計の方針
1.1.4 反応度制御系の設計方針
反応度制御系（制御棒）は予想される運転上の異常な過渡変化を含む通常運転時に燃料要素の許容損傷限界をこえることなく炉心を未臨界に出来るよう設計する。反
応度制御系の停止余裕は，最大反応度価値の制御棒 1 本が完全に炉心外に引き抜かれた場合でも冷温で炉心を未臨界にすることが出来，かつ未臨界を維持出来る設計とする。

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

【計測制御系統施設】（要目表）

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0

ﾍ(3)(ⅲ)-②

ﾍ(3)(ⅲ)-①

工事の計画のﾍ(3)(ⅲ)-① は，設置変更許可
申請書（本文）のﾍ(3)(ⅲ )-① と同義であり整合している。
工事の計画のﾍ(3)(ⅲ)-② は，設置変更許可
申請書（本文）のﾍ(3)(ⅲ )-② を具体的に記載しており整合してい
る。

ﾍ-36

考

設置変更許可申請書（本文）NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0(4) 非常用制御設備(ⅰ) 制御材の個数及び構造
ﾍ(4)(ⅰ)-①非常用制御設備として，ほう酸水注入系を設ける。この系統は，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ものである。

ﾍ(4)(ⅰ)-②系 統 数
ﾍ(4)(ⅰ)-③中性子吸収材

1
ボロン（五ほう酸ナトリウム）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

6.1.2.4.2 ほう酸水注入系
ほう酸水注入系は，通常運転時になんらかの理由で，制御棒の挿入不能によって，発電用原子炉の冷温停止ができない場合に，中性子吸収材を炉心底部から注入して負の反応度を与え，発電用原子炉を冷温停止するためのもので全制御棒が動かなくなった場合でも，発電用原子炉を徐々に冷温停止する能力をもっている。
中性子吸収材としては，炉内に注入された場合に，発電用原子炉を高温運転状態から0.05ΔK以上の余裕をもって冷温停止し，この状態に維持することができるほう酸
水（五ほう酸ナトリウム溶液）を使用する。
＜中略＞

第 6.1.2－2 表 ほう酸水注入系の主要仕様
系 統 数
1
中性子吸収材ボロン（五ほう酸ナトリウム）工事の計画 該当事項
【計測制御系統施設】(基本設計方針)＜中略＞
1.4 ほう酸水注入系
ﾍ(4)(ⅰ)-①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るだ
けの反応度効果を持つ設計する。
＜中略＞【計測制御系統施設】(基本設計方針)
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，手動でﾍ(4)(ⅰ)-③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，ﾍ(4)(ⅰ)-②単独で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きるだけの反応度効果を持つ設計する。
＜中略＞

整 合 性

備

工事の計画のﾍ(4)(ⅰ)-① は，設置変更許可
申請書（本文）のﾍ(4)(ⅰ )-① と同義であり整合している。

【36 条 7】工事の計画のﾍ(4)(ⅰ)-② は，設置変更許可
申請書（本文）のﾍ(4)(ⅰ )-② と同義であり整合している。

【36 条 7】工事の計画のﾍ(4)(ⅰ)-③ は，設置変更許可
申請書（本文）のﾍ(4)(ⅰ )-③ と同義であり整合している。

ﾍ-37

考設置変更許可申請書（本文）(ⅱ) 主要な機器の個数及び構造
ﾍ(4)(ⅱ)-①ポンプ
ﾍ(4)(ⅱ)-②台
数
1（予備1）
容量
約9.78m３／h
ﾍ(4)(ⅱ)-③全 揚 程
約870m
ほう酸水貯蔵タンク容量 約19.5m３

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項
Keff≦0.95
ほう酸水による停止時反応度
反応度挿入速度
最低0.001Δk／min
材料
ステンレス鋼タンク
容量約19.5m３
ポンプ台
数
2（うち1は予備）
形
式
プランジャ形容量約9.78m３／h（1台当たり）
全 揚 程
約 870m

工事の計画 該当事項

整 合 性

【計測制御系統施設】（要目表）

工事の計画のﾍ(4)(ⅱ)-① は，設置変更許可
申請書（本文）のﾍ(4)(ⅱ )-① と同義であり整合している。

ﾍ(4)(ⅱ)-①

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0

ﾍ(4)(ⅱ)-③（本文十号）
ﾊ(2)(ⅱ)b.(e)(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／min の流量及びほう酸濃度
13.4wt％で注入するものとする。

工事の計画のﾍ(4)(ⅱ)-② は，設置変更許可
申請書（本文）のﾍ(4)(ⅱ )-② と同義であり整合している。
工事の計画のﾍ(4)(ⅱ)-③ は，設置変更許可
申請書（本文）のﾍ(4)(ⅱ )-③ を詳細に記載ており整合している。
870 m／10×9.80665×1
04×10-6≒8.53 MPa

・工事の計画で使用しているほう酸水注入ポンプの容量及びほう酸水の組成（五ほう酸ナトリウム濃度）
は，設置変更許可申請書（本文十号）で使用している解析条件に包絡されている。
163 L/min×60／103＝9.78 m3/h

備ﾍ(4)(ⅱ)-②

ﾍ-38

考設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

考

【計測制御系統施設】(要目表)

工事の計画のﾍ(4)(ⅲ)-① は，設置変更許可
申請書（本文）のﾍ(4)(ⅲ )-① を具体的に記載しており整合している。

(ⅲ) 反応度制御能力
ﾍ(4)(ⅲ)-①この系は，全制御棒が挿入不能の場合でも発電用原子炉を冷温停止する能力を有している。
ﾍ(4)(ⅲ)-②ほう酸水による停止時増倍率 keff≦0.95
ﾍ(4)(ⅲ)-③反応度挿入速度
0.001Δk／min以上

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0

工事の計画のﾍ(4)(ⅲ)-② は，設置変更許可
申請書（本文）のﾍ(4)(ⅲ )-② と同義であり整合している。
工事の計画のﾍ(4)(ⅲ)-③ は，設置変更許可
申請書（本文）のﾍ(4)(ⅲ )-③ と同義であり整合している。

【計測制御系統施設】(要目表)

ﾍ(4)(ⅲ)-②
ﾍ(4)(ⅲ)-③【計測制御系統施設】(基本設計方針)
1.4 ほう酸水注入系
ﾍ(4)(ⅲ)-①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るだ
けの反応度効果を持つ設計する。
＜中略＞【36 条 7】ﾍ-39

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0

設置変更許可申請書（本文）(5) その他の主要な事項(ⅰ) 制御棒引抜阻止回路
次のような場合には制御棒ﾍ(5)(ⅰ)-①引き抜きが阻止される。
ａ．原子炉モード・スイッチが「停止」の位置にあるときｂ．原子炉モード・スイッチが「燃料取替」の位置にある場合で，燃料取替用クレーン位置が原子炉上部にあり，荷重状態のとき
ｃ．原子炉モード・スイッチが「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
ｄ．原子炉モード・スイッチが「燃料取替」の位置にある場合で，スクラ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
ｅ．原子炉モード・スイッチが「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
子炉出力ペリオド短又は動作不能のとき
ｆ．原子炉モード・スイッチが「運転」の位置にある場合で，出力領域計装の中性子束低又は動作不能のときｇ．出力領域計装の中性子束高のとき
ｈ．制御棒価値ミニマイザによるブロック信号のあるとき(ⅱ) 警報回路
ﾍ(5)(ⅱ)-①中性子束及び温度，圧力，流量などのプロセス変数が異常値になった場合，主蒸気管又は空気抽出器排ガス中の放射能が異常に高くなった場合，あるいは発電用原子炉の安全性に関連する設備が動作した場合などには，ﾍ(5)(ⅱ)-②必要に応じて警報が発せられる。

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

6.1.3 運転監視装置
6.1.3.4 主要設備
(1) 制御棒引き抜き阻止回路
次のような場合には制御棒引抜きが阻止される。
ⅰ) 原子炉モード・スイッチ「停止」の位置にあるときⅱ) 原子炉モード・スイッチ「燃料取替」の位置にある
場合で，燃料取替用クレーン位置が原子炉上部にあり，荷重状態のとき
ⅲ) 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ⅳ) 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ⅴ) 原子炉モード・スイッチ「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
出力ペリオド短又は動作不能のとき
ⅵ) 原子炉モード・スイッチ「運転」の位置にある場合
で，出力領域計装の中性子束低又は動作不能のとき
ⅶ) 出力領域計装の中性子束高のとき（ただし，ブロッ
クは，任意の出力運転状態からの制御棒の引抜きによって，ＭＣＰＲ（最少限界出力比）が過渡時の限界値以下に低下することを防止するために設けられており，設定点は再循環流量の変化に対して自動的に変わるようになっている。）
なお，ＭＣＰＲは，「3.8.6 熱水力特性」で定義されるものである。
ⅷ) 制御棒価値ミニマイザによるブロック信号のあるとき

6.6.2 設計方針
(8) 安全保護系は，監視装置，警報等によりその作動状況が確認できる設計とする。

工事の計画 該当事項

【計測制御系統施設】（基本設計方針）
1.2 制御棒及び制御棒駆動系＜中略＞
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，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，制御棒価値ミニ
マイザによるブロック信号のあるときは，ﾍ(5)(ⅰ)-①引
き抜きを阻止できる設計とする。
＜中略＞【計測制御系統施設】（基本設計方針）
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（ﾍ(5)(ⅱ)-①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性に関連する設備が動作した場合等）に，ﾍ(5)(ⅱ)-②これらを確実に検出して自動的に警報（原子炉水位低又は高，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

整 合 性

備

考

工事の計画の「燃料取替機」は，設置変更許可申請書の「燃料取替用クレーン」と同一設備であり，整合している。
工事の計画のﾍ(5)(ⅰ)-① は，設置変更許可
申請書（本文）のﾍ(5)(ⅰ )-① と同義であり整合している。

【37 条 5】工事の計画のﾍ(5)(ⅱ)-① は，設置許可変更
申請書（本文）のﾍ(5)(ⅱ )-① と同義であり整合している。

【47 条 1】

工事の計画のﾍ(5)(ⅱ)-② は，設置許可変更
申請書（本文）のﾍ(5)(ⅱ )-② と具体的に記載しており整合してい

ﾍ-40【47 条 5】

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項
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。

整 合 性

備

考

る。

【放射線管理施設】（基本設計方針）
1.1 放射線管理用計測装置＜中略＞
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（ﾍ(5)(ⅱ)-①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中の放射能レベルが設定値を超えた場合等）に，ﾍ(5)(ⅱ)-②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。
ﾍ(5)(ⅱ)-①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昇した場合に，ﾍ(5)(ⅱ)-②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。
＜中略＞【47 条 1】【47 条 2】【47 条 1】【47 条 2】【放射性廃棄物の廃棄施設】（基本設計方針）
2. 警報装置等
ﾍ(5)(ⅱ)-①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ﾍ(5)(ⅱ)-②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。
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。

【47 条 3】【47 条 5】ﾍ-41

設置変更許可申請書（本文）NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0(ⅲ) 制御棒価値ミニマイザ
ﾍ(5)(ⅲ)-① 起動・停止時における制御棒操作の過程
で，高い制御棒価値を生じるような制御棒パターンができることを防止するため，あらかじめ定められているシーケンスを外れないように補助装置として制御棒価値ミ
ニマイザを設ける。

(ⅳ) 再循環流量制御
発電用原子炉の再循環流量は，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する。

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

6.1.3.4 主要設備
(3) 制御棒価値ミニマイザ（ＲＷＭ）
制御棒価値ミニマイザは，起動・停止時における制御
棒操作の過程で，誤って高い制御棒価値を生じ得るような制御棒パターンの形成を防止する補助装置であり，これによって引き抜く制御棒の最大反応度価値を 0.015Δk
以下（９×９燃料が装荷されるまでのサイクル）又は0.013Δk 以下（９×９燃料が装荷されたサイクル以降）となるように制限する。制御棒価値ミニマイザによる制御棒パターン規制は，制御棒落下速度リミッタの効果とあいまって制御棒落下の影響を十分小さく抑えることを目的としている。
なお，ある程度出力が上昇し，ボイドが発生するようになると，一般に制御棒価値は非常に小さくなる傾向にある。また，制御棒が落下した場合の反応度添加率も緩やかとなり，ドップラ効果やボイドによる負の反応度も大きくなるため，制御棒落下の影響が大きく軽減されることから，ある出力以上では制御棒価値ミニマイザによる制御棒パターン規制はバイパスされる。
制御棒価値ミニマイザへの主要な入力信号は，あらかじめ定めた制御棒操作シーケンス・プログラム，運転中
時々刻々の制御棒位置，操作される制御棒の座標及び原
子炉熱出力であり，主要な出力信号は，制御棒価値ミニ
マイザの規制シーケンスを外れている制御棒の確認のための表示及び制御棒操作のインターロック信号である。

6.1.1.4.1 原子炉出力制御系
ｃ．再循環流量制御
再循環流量制御の原理は，流量変化に伴う炉内ボイド発生状態の変化とボイドの大きな反応度係数との関係を利用したものである。すなわち，原子炉出力を増加するには，再循環流量を増して炉内のボイド発生開始位置を上へ移動させてやり，この場合のボイド体積の過渡的な減少に伴う炉心反応度の増加によって出力増加をおこさせる。この出力増加は，過渡時の反応度増加と新しい炉
内ボイド発生の状態とがバランスするところまで続き，新しい出力レベルが達成される。
第 6.1.1－2 図に，再循環流量制御系の構成を示す。再循環流量制御は再循環系ポンプの吐出側にある油圧駆動
流量制御弁の開度調整によって行われる。すなわち，出力変化の要求信号が手動あるいは負荷速度偏差信号として主制御器に与えられる。主制御器からの出力信号と中性子束信号は，中性子束制御器に入る。流量制御器は中性子束制御器からの出力信号と再循環流量との偏差信号がなくなるまで電気油圧変換器を通じて油圧駆動流量制工事の計画 該当事項
【計測制御系統施設】（基本設計方針）
1.2 制御棒及び制御棒駆動系＜中略＞
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）許可を申請した「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， ﾍ(5)(ⅲ)-①零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起こさない設計とする。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る。
＜中略＞

整 合 性

備

工事の計画のﾍ(5)(ⅲ)-①は,設置変更許可申請書（本文）の ﾍ(5)(ⅲ)-①と同義であり,整合している。

【36 条 9】【計測制御系統施設】(基本設計方針)
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する設計とする。

考【36 条 2】

ﾍ-42

設置変更許可申請書（本文）

6.1.1.4 主要設備
6.1.1.4.2 原子炉圧力制御系(2) 圧力制御装置
タービン制御系の圧力制御装置は，速度及び負荷制御と組合わせて原子炉圧力を一定とするように制御する。
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，圧力偏差信号を発生する。
この圧力偏差信号は，タービン蒸気加減弁及びタービ
ン・バイパス弁の開度を制御する。圧力制御装置は多重性を有しており，万一 1 系統の機能の喪失があっても圧力制御系の機能が喪失することはない。
また，タービン蒸気加減弁とタービン・バイパス弁との蒸気流量合計は，一定の制限値を超えないようになっている。

工事の計画 該当事項

【計測制御系統施設】（基本設計方針）
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ﾍ(5)(ⅴ)-①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整する設計とす
る。

整 合 性

備

工事の計画のﾍ(5)(ⅴ)-①は,設置変更許可申請書（本文）の ﾍ(5)(ⅴ)-①と同義であり,整合している。

【33 条 5】

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0(ⅴ) 圧力制御装置
圧力制御装置は，原子炉圧力を一定に保つようにター
ビン蒸気加減弁の開度を自動制御するﾍ(5)(ⅴ)-①ものである。
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，原子炉圧力の過度の上昇を防止する。

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項
御弁の開度を変えて行く。
＜中略＞

ﾍ-43

考

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項(ⅵ) 中央制御室
中央制御室は，設計基準対象施設の健全性を確認するために必要なパラメータを監視できるとともに，発電用原子炉施設の安全性を確保するために必要な操作を手動により行うことができる設計とする。

6.10 制御室
6.10.1 通常運転時等
6.10.1.1 概要
発電用原子炉施設の主要な系統の運転・制御に必要な監視及び制御装置は，集中的に監視及び制御が行えるよ
う中央制御室に設置する。
＜中略＞

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

【計測制御系統施設】(要目表)
2 中央制御室機能及び中央制御室外原子炉停止機能(1) 中央制御室機能
a. 中央制御室制御盤等
中央制御室は以下の機能を有する。
中央制御室は耐震性を有する原子炉建屋付属棟内に設置し，基準地震動Ｓs による地震力に対して機能を喪失しない設計とするとともに，発電用原子炉の反応度制御系
統及び原子炉停止系統に係る設備，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を操作できる設計とする。
発電用原子炉及び主要な関連設備の運転状況（発電用
原子炉の制御棒の動作状態，発電用原子炉及び原子炉冷却系統に係る主要なポンプの起動・停止状態，発電用原
子炉及び原子炉冷却系統に係る主要な弁の開閉状態）の監視及び操作ができるとともに，発電用原子炉施設の安全性を確保するために必要な操作を手動により行うことができる設計とする。
中央制御室制御盤は，原子炉制御関係，原子炉プラン
トプロセス計装関係，原子炉緊急停止系関係，原子炉補助設備関係，タービン発電機関係，所内電気回路関係等の計測制御装置を設けた中央監視操作盤及び中央制御室
内裏側直立盤で構成し，設計基準対象施設の健全性を確認するために必要なパラメータ（炉心の中性子束，制御
棒位置，原子炉冷却材の圧力，温度及び流量，原子炉水位，原子炉格納容器内の圧力及び温度等）を監視できるとともに，全てのプラント運転状態において，運転員に過度な負担とならないよう，中央制御室制御盤において監視，操作する対象を定め，通常運転，運転時の異常な過渡変化及び設計基準事故の対応に必要な操作器，指示計，記録計及び警報装置（計測制御系統施設，放射性廃棄物の廃棄施設及び放射線管理施設の警報装置を含む。
）
を有する設計とする。
なお，安全保護装置及びそれにより駆動又は制御される機器については，バイパス状態，使用不能状態について表示すること等により運転員が的確に認知できる設計
とする。
＜中略＞

考

【38 条 1】【38 条 2】【38 条 3】

ﾍ-44

設置変更許可申請書（本文）NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0

発電用原子炉施設の外部の状況を把握するため，監視カメラ，気象観測設備，ﾍ(5)(ⅵ)-①公的機関から気象情報を入手できる設備等を設置し，中央制御室から発電用
原子炉施設に影響を及ぼす可能性のある自然現象等を把握できる設計とする。

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

6.10.1.2 設計方針
(6) 昼夜にわたり，発電用原子炉施設に影響を及ぼす可能性があると想定される自然現象等や発電所構内の状況を把握することができる設計とする。
6.10.1.4 主要設備
6.10.1.4.1 中央制御室＜中略＞
発電用原子炉施設に影響を及ぼす可能性のあると想定される自然現象等や発電所構内の状況を把握するため遠隔操作及び暗視機能等を持った監視カメラを設置し，中央制御室で監視できる設計とする。
＜中略＞
中央制御室において発電用原子炉施設の外の状況を把握するための設備については，「1.1.1.4 外部からの衝撃」で選定した発電所敷地で想定される自然現象，発電所敷地又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って人為によるもの（故意によるものを除く。）のうち，発電用原子炉施設に影響を及ぼす可能性がある事象や発電所構内の状況を把握できるように，以下の設備を設置する。
ａ．監視カメラ想定される自然現象等（地震，津波，風（台風），竜
巻，降水，積雪，落雷，火山の影響，森林火災，近隣工場等の火災，船舶の衝突及び高潮）の影響について，昼
夜にわたり発電所構内の状況（海側，陸側）を把握することができる暗視機能等を持った監視カメラを設置する。
ｂ．気象観測設備等の設置
風（台風），竜巻，凍結，降水等による発電所構内の状況を把握するため，風向，風速，気温，降水量等を測定する気象観測設備を設置する。また，津波及び高潮については，津波監視設備として取水ピット水位計及び潮位計を設置する。
ｃ．公的機関から気象情報を入手できる設備の設置
地震，津波，竜巻，落雷等の発電用原子炉施設に影響を及ぼす可能性がある事象に関する情報を入手するため，中央制御室に電話，ファックス及び社内ネットワー
クに接続されたパソコン等の公的機関から気象情報を入手できる設備を設置する。

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

【計測制御系統施設】(要目表)
2 中央制御室機能及び中央制御室外原子炉停止機能(1) 中央制御室機能
b. 外部状況把握
発電用原子炉施設の外部の状況を把握するため，津波・構内監視カメラ（浸水防護施設の設備を計測制御系
統施設の設備として兼用（以下同じ。
）），風向，風速その他の気象条件を測定する気象観測設備（東海，東海第二発電所共用）等を設置し，津波・構内監視カメラの映像，気象観測設備等のパラメータ及びﾍ(5)(ⅵ)-①公的機
関からの地震，津波，竜巻情報等の入手により中央制御室から発電用原子炉施設に影響を及ぼす可能性のある自然現象等を把握できる設計とする。
津波・構内監視カメラは暗視機能等を持ち，中央制御室にて遠隔操作することにより，発電所構内の周辺状況（海側及び陸側）を昼夜にわたり把握できる設計とする。
なお，津波・構内監視カメラは，地震荷重等を考慮し必要な強度を有する設計とするとともに，所内常設直流
電源設備から給電できる設計とする。

工事の計画の「津波・構内監視カメラ」は，設置変更許可申請書の「監視カメラ」と同一設備であり，整合している。

考【38 条 10】工事の計画のﾍ(5)(ⅵ)-① は，設置変更許可
申請書（本文）のﾍ(5)(ⅵ )-① を具体的に記載しており整合している。
【38 条 11】【38 条 12】

ﾍ-45

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項
6.10.1.1 概

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0

発電用原子炉施設には，火災その他の異常な状態により中央制御室が使用できない場合において，中央制御室
以外の場所から，発電用原子炉を高温停止の状態に直ちに移行させ，及び必要なパラメータを想定される範囲内に制御し，その後，発電用原子炉を安全な低温停止の状態に移行させ，及び低温停止の状態を維持させるために必要な機能を有するﾍ(5)(ⅵ)-②装置を設ける設計とする。

気体状の放射性物質並びに火災等により発生する燃焼
ガス，ばい煙，有毒ガス及び降下火砕物に対する換気設
備の隔離ﾍ(5)(ⅵ)-③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。

中央制御室及びこれに連絡する通路並びに運転員その他の従事者が中央制御室に出入りするための区域は，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に，発電用原子炉の運転停止
その他の発電用原子炉施設の安全性を確保するための措置をとるため，ﾍ(5)(ⅵ)-④従事者が支障なく中央制御室に入ることができるようにする。

要＜中略＞
また，中央制御室内での操作が困難な場合に，原子炉をスクラム後の高温状態から低温状態に導くことのできる中央制御室外原子炉停止装置を設置する。
6.10.1.2 設計方針
(3) 中央制御室内での操作が困難な場合には，中央制御室以外からも，原子炉をスクラム後の高温状態から低温状態に容易に導けるようにする。
6.10.1.4.2 中央制御室外原子炉停止装置
中央制御室外原子炉停止装置は，中央制御室から十分離れた場所に設置し，中央制御室で操作が困難な場合に，原子炉をスクラム後の高温状態から低温状態に安全かつ容易に導くためのものである。
原子炉のスクラムは，中央制御室外において，原子炉
緊急停止系作動回路の電源を遮断すること等により行うことができる。
中央制御室外原子炉停止装置は，その盤面に設ける切替スイッチを本装置側に切り替えることにより，中央制
御室とは，独立して使用できる。
中央制御室外原子炉停止装置には，逃がし安全弁，原
子炉隔離時冷却系，残留熱除去系等の計測制御装置及び建屋内の必要箇所と連絡可能な通信設備を設ける。

6.10.1.4.1 中央制御室
中央制御室は，原子炉建屋付属棟内に設置し，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が発生した場合に，従事者が支障なく中央制御室に入ることができるよう，これに連絡する通路及び出入りするための区域を多重化する。
＜中略＞
中央制御室は，当該操作が必要となる理由となった事
象が有意な可能性をもって同時にもたらされる環境条件
及び発電用原子炉施設で有意な可能性をもって同時にもたらされる環境条件（地震，内部火災，内部溢水，外部電源喪失並びにばい煙，有毒ガス，降下火砕物及び凍結による操作雰囲気の悪化）を想定しても，適切な措置を講じることにより運転員が運転時の異常な過渡変化及び設計基準事故に対応するための設備を容易に操作ができるものとする。
＜中略＞

工事の計画 該当事項
【計測制御系統施設】(要目表)
2 中央制御室機能及び中央制御室外原子炉停止機能(2) 中央制御室外原子炉停止機能
中央制御室外原子炉停止機能は以下の機能を有する。
火災その他の異常な状態により中央制御室が使用できない場合において，中央制御室以外の場所から，発電用原子炉を高温停止の状態に直ちに移行させ，及び必要なパラメータを想定される範囲内に制御し，その後，発電用原子炉を安全な低温停止の状態に移行させ，及び低温
停止の状態を維持させるために必要な機能を有する ﾍ(5)(ⅵ)-②中央制御室外原子炉停止装置を設ける設計とする。

【計測制御系統施設】(要目表)
2 中央制御室機能及び中央制御室外原子炉停止機能(1) 中央制御室機能
c. 居住性の確保
中央制御室及びこれに連絡する通路並びに運転員その他の従事者が中央制御室に出入りするための区域は，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に，中央制御室の気密性，遮蔽その他適切な放射線防護措置，気体状の放射性物質並びに火災等により発生する燃焼ガス，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ﾍ(5)(ⅵ)-③その他の適切な防護措置を講じることにより，発電用原子炉の運転の停止その他の発電用原子炉施設の安全性を確保するための措置をとるための機能を有するとともにﾍ(5)(ⅵ)-④連絡する通路及び出入りするための区域は従事者が支障なく中央制御室に入ることができる設計とする。
＜中略＞

整 合 性

備

工事の計画のﾍ(5)(ⅵ)-② は，設置変更許可
申請書（本文）のﾍ(5)(ⅵ )-② を具体的に記載しており整合している。

【38 条 13】工事の計画のﾍ(5)(ⅵ)-③ は，設置変更許可
申請書（本文）のﾍ(5)(ⅵ )-③ と同義であり整合している。

【38 条 14】工事の計画のﾍ(5)(ⅵ)-④ は，設置変更許可
申請書（本文）のﾍ(5)(ⅵ )-④ を具体的に記載しており整合してい
る。

ﾍ-46

考

設置変更許可申請書（本文）NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0

また，中央制御室内にとどまり，必要な操作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，ﾍ(5)(ⅵ)-⑤中央制御室換気系等の機能とあいまって，ﾍ(5)(ⅵ)-⑥「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「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」に示される100mSvを下回るように遮蔽を設ける。その他，運転員その他従事者が中央制御室にとどまるため，気体状の放射性物質及び中央制御室外の ﾍ(5)(ⅵ)-⑦火災により発生する有毒ガス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。

さらに，中央制御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把握できるよう，
酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計をﾍ(5)(ⅵ)-⑧保管する。

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項

6.10.1.4.1 中央制御室＜中略＞
また，中央制御室内にとどまり必要な操作，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，中央制御室換気系等の機能とあいまって，「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」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の解釈」に示される 100mSv を下回るように遮蔽を設ける。換気系統は他と独立して設け，事故時には外気との連絡口を遮断し，高性能粒子フィルタ及びチャコールフィルタを内蔵した
中央制御室換気系フィルタユニットを通る閉回路循環運
転とし運転員その他従事者を過度の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。

【放射線管理施設】（基本設計方針）
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，ﾍ(5)(ⅵ)-⑤中央制御室の気密性並びに中央制御室換気系の機能及び中央制御室の遮蔽機能とあいまって，ﾍ(5)(ⅵ)-⑥「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，気体状の放射性物質及び中央制御室外のﾍ(5)(ⅵ)-⑦
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る。
＜中略＞

また，室内の酸素濃度及び二酸化炭素濃度が活動に支
障のない範囲であることを把握できるよう，酸素濃度計
及び二酸化炭素濃度計を保管する。

【計測制御系統施設】(要目表)
2 中央制御室機能及び中央制御室外原子炉停止機能(1) 中央制御室機能
c. 居住性の確保＜中略＞
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把握できるよう，
酸素濃度計（個数 1（予備 1））及び二酸化炭素濃度計（個数 1（予備 1））をﾍ(5)(ⅵ)-⑧中央制御室内に保管す
る設計とする。
＜中略＞

整 合 性

備

考

工事の計画のﾍ(5)(ⅵ)-⑤は，設置変更許可
申請書（本文）のﾍ(5)(ⅵ)-⑤を具体的に記載しており整合している。

【38 条 15】工事の計画のﾍ(5)(ⅵ)-⑥は，技術基準規則
及びその解釈に示される内規及び告示を記載していることから，設置変更許可申請書（本文）のﾍ(5)(ⅵ)-⑥と同義であり整合している。
工事の計画のﾍ(5)(ⅵ)-⑦は，設置変更許可
申請書（本文）のﾍ(5)(ⅵ)-⑦を具体的に記載しており整合している。

工事の計画のﾍ(5)(ⅵ)-⑧は，設置変更許可
申請書（本文）のﾍ(5)(ⅵ)-⑧を具体的に記載しており整合している。

【放射線管理施設】（基本設計方針）
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＜中略＞
設計基準事故時及び炉心の著しい損傷が発生した場合【38 条 20】【74 条 16】【38 条 20】

ﾍ-47

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0

設置変更許可申請書（本文）

ﾍ(5)(ⅵ)-⑨中央制御室には，炉心の著しい損傷が発生した場合においても運転員がとどまるために必要な重大事故等対処設備を設置及び保管する。
炉心の著しい損傷が発生した場合においてもﾍ(5)(ⅵ)⑩運転員がとどまるために必要な重大事故等対処設備として，可搬型照明（ＳＡ），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，中央制
御室換気系フィルタユニット，中央制御室待避室空気ボ
ンベユニット（空気ボンベ），中央制御室遮蔽，中央制
御室待避室遮蔽，中央制御室待避室差圧計，酸素濃度計
及び二酸化炭素濃度計を設置する設計とする。

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項
において，中央制御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，中央制御室内の居住性を確保できる設計とす
る。
＜中略＞

整 合 性

備
考
【74 条 16】

6.10.2 重大事故等時
6.10.2.2 設計方針
6.10.2.2 設計方針
(1) 居住性を確保するための設備重大事故が発生した場合におけ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，放出される放射性雲による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も運転員がとどまるために必要な重大事故等対処設備として，可搬型照
明（ＳＡ），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，中央制御室換気系フィル
タユニット，中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ），中央制御室遮蔽，中央制御室待避室遮蔽，中央制御室待避室差圧計，酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計を設置する設計とする。
＜中略＞【計測制御系統施設】(要目表)
2 中央制御室機能及び中央制御室外原子炉停止機能(1) 中央制御室機能
ﾍ(5)(ⅵ)-⑨中央制御室は以下の機能を有する。
＜中略＞c. 居住性の確保＜中略＞
炉心の著しい損傷が発生した場合においても，可搬型
照明（ＳＡ），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，中央制御室換気系フィ
ルタユニット，中央制御室待避室空気ボンベ，中央制御
室遮蔽，中央制御室遮蔽（待避室），中央制御室待避室差圧計，酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計ﾍ(5)(ⅵ)-⑩により中央制御室内にとどまり必要な操作ができる設計とする。
＜中略＞

工事の計画の「中央制御室待避室空気ボン
ベ」は，設置変更許可
申請書の「中央制御室
待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ）」と同一設備であり，整合している。

【74 条 1】

工事の計画の「中央制御 室 遮 蔽 （ 待 避 室 ）」は，設置変更許可申請
書の「中央制御室待避室遮蔽」と同一設備であり，整合している。
工事の計画のﾍ(5)(ⅵ)-⑨ は，設置変更許可
申請書（本文）のﾍ(5)(ⅵ )-⑨ を含んでおり整合している。
工事の計画のﾍ(5)(ⅵ)-⑩ は，設置変更許可
申請書（本文）のﾍ(5)(ⅵ )-⑩ と同義であり整合している。

ﾍ(5)(ⅵ)-⑪炉心の著しい損傷が発生した場合においても運転員がとどまるために必要な重大事故等対処設備として，中央制御室換気系は，ﾍ(5)(ⅵ)-⑫重大事故等時に炉心の著しい損傷が発生した場合において高性能粒子フィルタ及びチャコールフ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ルタ
系ファンからなる非常用ラインを設け，ﾍ(5)(ⅵ)-⑬外気との連絡口を遮断し，中央制御室換気系フィルタユニッ

6.10.2.2 設計方針
(1) 居住性を確保するための設備
ａ．換気空調設備及び遮蔽設備
炉心の著しい損傷が発生した場合においても運転員がとどまるために必要な重大事故等対処設備として，中央制御室及び中央制御室待避室の運転員を過度の放射線被ばくから防護するために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央制御
室換気系フィルタユニットを使用する。
中央制御室換気系は，重大事故等時に炉心の著しい損傷が発生した場合において高性能粒子フィルタ及びチャ【放射線管理施設】（基本設計方針）
2.2.1 中央制御室換気系＜中略＞
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
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ﾍ(5)(ⅵ)-⑫重大事故等時には，ﾍ(5)(ⅵ)-⑬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，放射性物質工事の計画のﾍ(5)(ⅵ)-⑪ は，設置変更許可
申請書（本文）のﾍ(5)(ⅵ )-⑪ を具体的に記載しており整合している。
工事の計画のﾍ(5)(ⅵ)

ﾍ-48【38 条 17】【74 条 2】【74 条 3】

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0

設置変更許可申請書（本文）
トを通る閉回路循環方式とすることにより，放射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る設計とする。

また，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ﾍ(5)(ⅵ)-⑭放射性雲通過
時において，中央制御室待避室を中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ）で正圧化することにより，放射性物質が中央制御室待避室に流入することを一
定時間完全に防ぐことができる設計とする。

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項
コールフ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ルタ系ファンからなる非常用ラインを設け，外気との連絡口を遮断し，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することにより，放射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る設計とする。

また，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放射性雲通過時において，中央制御室待避室を中央制御室待避室空気ボンベユ
ニット（空気ボンベ）で正圧化することにより，放射性物質が中央制御室待避室に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。

工事の計画 該当事項
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，ﾍ(5)(ⅵ)-⑪運転員を放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。
＜中略＞

【計測制御系統施設】(要目表)
2 中央制御室機能及び中央制御室外原子炉停止機能(1) 中央制御室機能
c. 居住性の確保＜中略＞
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ﾍ(5)(ⅵ)-⑭プルーム通過時に，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。
＜中略＞【放射線管理施設】（基本設計方針）
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＜中略＞
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ﾍ(5)(ⅵ)-⑭プルーム通過時に，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。
＜中略＞

中央制御室遮蔽及び中央制御室待避室遮蔽は，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

中央制御室遮蔽及び中央制御室待避室遮蔽は，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【放射線管理施設】（基本設計方針）
2.3 生体遮蔽装置等＜中略＞
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 中央制御室及び緊急時

整 合 性-⑫ は，設置変更許可
申請書（本文）のﾍ(5)(ⅵ )-⑫ を含んでおり整合している。

備考

工事の計画のﾍ(5)(ⅵ)-⑬ は，設置変更許可
申請書（本文）のﾍ(5)(ⅵ )-⑬ を具体的に記載しており整合している。

工事の計画の「中央制御室待避室空気ボン
ベ」は，設置変更許可
申請書の「中央制御室
待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ）」と同一設備であり，整合している。

【74 条 5】工事の計画のﾍ(5)(ⅵ)-⑭ は，設置変更許可
申請書（本文）のﾍ(5)(ⅵ )-⑭ と同義であり整合している。
【74 条 5】工事の計画の「中央制御 室 遮 蔽 （ 待 避 室 ）」ﾍ-49

【38 条 19】【74 条 8】

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項に，中央制御室換気系及び中央制御室待避室空気ボンベ
ユニット（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 100mSv を超えない設計とする。
また，全面マスク等の着用及び運転員の交替要員を考慮し，その実施のための体制を整備する。

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0

設置変更許可申請書（本文）に，ﾍ(5)(ⅵ)-⑮中央制御室換気系及び中央制御室待避室
空気ボンベユニット（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 100mSv を超えない設計とする。
また，全面マスク等の着用及び運転員の交替要員を考慮し，その実施のための体制を整備する。

外部との遮断が長期にわたり，室内の雰囲気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，外部との遮断が長期にわたり，室内の環境条件が悪化した場合には，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。

工事の計画 該当事項
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。
＜中略＞【放射線管理施設】（基本設計方針）
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＜中略＞
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，ﾍ(5)(ⅵ)-⑮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。
＜中略＞

整 合 性
は，設置変更許可申請
書の「中央制御室待避室遮蔽」と同一設備であり，整合している。
工事の計画のﾍ(5)(ⅵ)-⑮ は，設置変更許可
申請書（本文）のﾍ(5)(ⅵ )-⑮ を具体的に記載しており整合している。

【放射線管理施設】（基本設計方針）
2.2.1 中央制御室換気系＜中略＞
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
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，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。
＜中略＞

備
考
【76 条 12】【74 条 6】【38 条 17】【74 条 2】【74 条 3】

ﾍ-50

設置変更許可申請書（本文）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。

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項

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。
＜中略＞【計測制御系統施設】(要目表)
2 中央制御室機能及び中央制御室外原子炉停止機能(1) 中央制御室機能
c. 居住性の確保＜中略＞
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。
＜中略＞

整 合 性

備

【74 条 4】【74 条 23】

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0【放射線管理施設】（基本設計方針）
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＜中略＞
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。
＜中略＞

炉心の著しい損傷が発生した場合においても運転員がとどまるためにﾍ(5)(ⅵ)-⑯必要な重大事故等対処設備として，中央制御室待避室に待避した運転員が，緊急時対策所と通信連絡を行うため，衛星電話設備（可搬型）（待避室）をﾍ(5)(ⅵ)-⑰使用する。

衛星電話設備（可搬型）（待避室）は，全交流動力電源
喪失時にお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。

ｂ．通信連絡設備
炉心の著しい損傷が発生した場合においても運転員がとどまるために必要な重大事故等対処設備として，中央制御室待避室に待避した運転員が，緊急時対策所と通信連絡を行うため，衛星電話設備（可搬型）（待避室）を使用する。

衛星電話設備（可搬型）（待避室）は，全交流動力電源
喪失時にお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。
＜中略＞【計測制御系統施設】(要目表)
2 中央制御室機能及び中央制御室外原子炉停止機能(1) 中央制御室機能
d. 通信連絡＜中略＞
炉心の著しい損傷が発生した場合においても中央制御室に運転員がとどまるため，ﾍ(5)(ⅵ)-⑯以下の設備を設
置又は保管する。
中央制御室待避室に待避した運転員が，緊急時対策所と通信連絡を行うため，必要な数量の衛星電話設備（可搬型）（待避室）をﾍ(5)(ⅵ)-⑰保管する設計とする。
＜中略＞
衛星電話設備（可搬型）（待避室）及びデータ表示装置（待避室）は，全交流動力電源喪失時においても常設代
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。

考【74 条 4】【74 条 23】

工事の計画のﾍ(5)(ⅵ)-⑯ は，設置変更許可
申請書（本文）のﾍ(5)(ⅵ )-⑯ と同義であり整合している。
工事の計画のﾍ(5)(ⅵ)-⑰ は，設置変更許可
申請書（本文）のﾍ(5)(ⅵ )-⑰ と同義であり整合している。

ﾍ-51【74 条 9】【74 条 11】【74 条 9】【74 条 10】【74 条 12】

設置変更許可申請書（本文）

炉心の著しい損傷が発生した場合においても運転員がとどまるためにﾍ(5)(ⅵ)-⑱必要な重大事故等対処設備として，中央制御室待避室に待避した運転員が，中央制御室待避室の外に出ることなく発電用原子炉施設の主要な計測装置の監視を行うためにデータ表示装置（待避室）を設置する。

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0

データ表示装置（待避室）は，全交流動力電源喪失時にお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。

ﾍ(5)(ⅵ)-⑲想定される重大事故等時において，設計基準対象施設である中央制御室照明が使用できない場合の重大事故等対処設備として，可搬型照明（ＳＡ）は，全交流動力電源喪失時にお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。

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

ｃ．データ表示装置（待避室）
炉心の著しい損傷が発生した場合においても運転員がとどまるために必要な重大事故等対処設備として，中央制御室待避室に待避した運転員が，中央制御室待避室の外に出ることなく発電用原子炉施設の主要な計測装置の監視を行うためにデータ表示装置（待避室）を設置する。

データ表示装置（待避室）は，全交流動力電源喪失時にお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。
＜中略＞

ｄ．中央制御室の照明を確保する設備想定される重大事故等時において，設計基準対象施設である中央制御室照明が使用できない場合の重大事故等対処設備として，可搬型照明（ＳＡ）を使用する。
可搬型照明（ＳＡ）は，全交流動力電源喪失時にお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。
＜中略＞

工事の計画 該当事項
【計測制御系統施設】(要目表)
2 中央制御室機能及び中央制御室外原子炉停止機能(1) 中央制御室機能
d. 通信連絡＜中略＞
炉心の著しい損傷が発生した場合においても中央制御室に運転員がとどまるため，ﾍ(5)(ⅵ)-⑱以下の設備を設
置又は保管する。
＜中略＞
中央制御室待避室に待避した運転員が，中央制御室待避室の外に出ることなく発電用原子炉施設の主要な計測装置の監視を行うため，必要な数量のデータ表示装置（待避室）を設置する設計とする。

整 合 性

備

工事の計画のﾍ(5)(ⅵ)-⑱ は，設置変更許可
申請書（本文）のﾍ(5)(ⅵ )-⑱ と同義であり整合している。

【74 条 9】【74 条 11】【74 条 11】【74 条 10】【74 条 12】

衛星電話設備（可搬型）（待避室）及びデータ表示装置（待避室）は，全交流動力電源喪失時においても常設代
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。

【計測制御系統施設】(要目表)
2 中央制御室機能及び中央制御室外原子炉停止機能(1) 中央制御室機能
c. 居住性の確保＜中略＞
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。
＜中略＞
ﾍ(5)(ⅵ)-⑲重大事故等時に，中央制御室内及び中央制
御室待避室内での操作並びに身体サーベイ，作業服の着替え等に必要な照度の確保は，可搬型照明（ＳＡ）（個数
7（予備 2））によりできる設計とする。

考工事の計画のﾍ(5)(ⅵ)-⑲ は，設置変更許可
申請書（本文）のﾍ(5)(ⅵ )-⑲ を具体的に記載しており整合している。

【放射線管理施設】（基本設計方針）
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＜中略＞
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。
＜中略＞

【74 条 14】【74 条 23】【74 条 13】【74 条 14】【74 条 23】

ﾍ-52

設置変更許可申請書（本文）

ﾍ(5)(ⅵ)-⑳炉心の著しい損傷が発生した場合においても運転員がとどまるために必要な重大事故等対処設備として，ﾍ(5)(ⅵ)- 中央制御室待避室と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するため，中央制御室待避室差圧計を使用する。

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

ｅ．中央制御室待避室差圧計，酸素濃度計及び二酸化炭
素濃度計
炉心の著しい損傷が発生した場合においても運転員がとどまるために必要な重大事故等対処設備として，中央制御室待避室と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するため，中央制御室待避
室差圧計を使用する。

【放射線管理施設】（基本設計方針）
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＜中略＞
ﾍ(5)(ⅵ)- 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。
＜中略＞

工事の計画のﾍ(5)(ⅵ)-⑳ は，設置変更許可
申請書（本文）のﾍ(5)(ⅵ )-⑳ と同義であり整合している。

【74 条 15】

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0【計測制御系統施設】(要目表)
2 中央制御室機能及び中央制御室外原子炉停止機能(1) 中央制御室機能
c. 居住性の確保＜中略＞
ﾍ(5)(ⅵ)-⑳炉心の著しい損傷が発生した場合においても，可搬型照明（ＳＡ），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，中央制御室
換気系フィルタユニット，中央制御室待避室空気ボン
ベ，中央制御室遮蔽，中央制御室遮蔽（待避室），中央制
御室待避室差圧計，酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計により中央制御室内にとどまり必要な操作ができる設計とする。
＜中略＞
放射線管理施設のﾍ(5)(ⅵ)- 中央制御室待避室差圧計
により，中央制御室待避室と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。
＜中略＞

また，中央制御室内及び中央制御室待避室内の酸素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ﾍ(5)(ⅵ)- 把握するため，酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計ﾍ(5)(ⅵ)- を使用する。

また，中央制御室内及び中央制御室待避室内の酸素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把握するため，酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計を使用
する。
＜中略＞

【計測制御系統施設】(要目表)
2 中央制御室機能及び中央制御室外原子炉停止機能(1) 中央制御室機能
c. 居住性の確保＜中略＞
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ﾍ(5)(ⅵ)- 把握できるよう，酸素濃度計（個数 1（予備 1））及び二酸化炭素濃度計（個数 1（予備 1））ﾍ(5)(ⅵ)- を中央制御室内に保管する設計とする。
＜中略＞【放射線管理施設】（基本設計方針）
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考工事の計画のﾍ(5)(ⅵ)- は，設置変更許可
申請書（本文）のﾍ(5)(ⅵ )- と同義であり整合している。
【74 条 1】【74 条 15】工事の計画のﾍ(5)(ⅵ)- は，設置変更許可
申請書（本文）のﾍ(5)(ⅵ )- と同義であり整合している。
工事の計画のﾍ(5)(ⅵ)- は，設置変更許可
申請書（本文）のﾍ(5)(ⅵ )- と同義であり整合している。

ﾍ-53【38 条 20】【74 条 16】

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0

設置変更許可申請書（本文）

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する。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。ﾍ(5)(ⅵ)- また，照明については，可搬型照明（ＳＡ）により確保できる設計とする。

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

6.10.2.2 設計方針
(2) 汚染の持ち込みを防止するための設備
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する。
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。また，
照明については，可搬型照明（ＳＡ）により確保できる設計とする。

工事の計画 該当事項
＜中略＞
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，中央制御室内の居住性を確保できる設計とする。
＜中略＞【放射線管理施設】（基本設計方針）
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
＜中略＞
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。
ﾍ(5)(ⅵ)- 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。
＜中略＞

整 合 性

備

考

【38 条 20】【74 条 16】工事の計画のﾍ(5)(ⅵ)- は，設置変更許可
申請書（本文）のﾍ(5)(ⅵ )- を具体的に記載しており整合している。

【74 条 17】【74 条 18】【74 条 13】

【計測制御系統施設】(要目表)
2 中央制御室機能及び中央制御室外原子炉停止機能(1) 中央制御室機能
c. 居住性の確保＜中略＞
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する。
＜中略＞
重大事故等時に，中央制御室内及び中央制御室待避室
内での操作並びに身体サーベイ，作業服の着替え等に必
要な照度の確保は，可搬型照明（ＳＡ）（個数 7（予備2））によりできる設計とする。

【74 条 17】【74 条 13】ﾍ-54

設置変更許可申請書（本文）NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0

炉心の著しい損傷が発生した場合において，ﾍ(5)(ⅵ)運転員の被ばくを低減するための重大事故等対処設備
として，原子炉建屋ガス処理系及びブローアウトパネル
閉止装置を使用する。原子炉建屋ガス処理系は， ﾍ(5)(ⅵ)- 非常用ガス処理系排風機，非常用ガス再循環系排風機，配管・弁類及び計測制御装置等で構成し，非常用
ガス処理系排風機により原子炉建屋原子炉棟内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内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することで，ﾍ(5)(ⅵ)- 中央制御室の運転員の被ばくを低減することができる設計とする。

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

6.10.2.2 設計方針
(3) 運転員の被ばくを低減するための設備
炉心の著しい損傷が発生した場合において，運転員の被ばくを低減するための重大事故等対処設備として，原子炉建屋ガス処理系及びブローアウトパネル閉止装置を使用する。
原子炉建屋ガス処理系は，非常用ガス処理系排風機，
非常用ガス再循環系排風機，配管・弁類及び計測制御装置等で構成し，非常用ガス処理系排風機により原子炉建
屋原子炉棟内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内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すること
で，中央制御室の運転員の被ばくを低減することができる設計とする。なお，本系統を使用することにより緊急時対策要員の被ばくを低減することも可能である。

工事の計画 該当事項
【計測制御系統施設】(要目表)
2 中央制御室機能及び中央制御室外原子炉停止機能(1) 中央制御室機能
c. 居住性の確保＜中略＞
炉心の著しい損傷が発生した場合においても，可搬型
照明（ＳＡ），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，中央制御室換気系フィ
ルタユニット，中央制御室待避室空気ボンベ，中央制御
室遮蔽，中央制御室遮蔽（待避室），中央制御室待避室差圧計，酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計により中央制御室内にとどまり必要な操作ができる設計とする。
ﾍ(5)(ⅵ)- また，原子炉建屋ガス処理系及びブローア
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。
＜中略＞
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，ﾍ(5)(ⅵ)- 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。
＜中略＞

整 合 性

備

工事の計画のﾍ(5)(ⅵ)- は，設置変更許可
申請書（本文）のﾍ(5)(ⅵ )- と同義であり整合している。

【74 条 1】

工事の計画のﾍ(5)(ⅵ)- は，設置変更許可
申請書（本文）のﾍ(5)(ⅵ )- を具体的に記載しており整合している。

考【74 条 19】【74 条 21】【74 条 20】工事の計画のﾍ(5)(ⅵ)- は，設置変更許可
申請書（本文）のﾍ(5)(ⅵ )- を具体的に記載しており整合している。

【放射線管理施設】（基本設計方針）
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＜中略＞
ﾍ(5)(ⅵ)- 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。
＜中略＞【74 条 19】【74 条 21】

【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
3.3 放射性物質濃度制御設備
3.3.1 原子炉建屋ガス処理系
原子炉建屋ガス処理系はﾍ(5)(ⅵ)- 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，非常用ガス処理系排風機，非常用ガス処理系フィルタトレイン等から構成され，非常用ガス再循環系【43 条 8】ﾍ-55

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0

設置変更許可申請書（本文）

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，閉状態を維持できる，ﾍ(5)(ⅵ)- 又は開放時に容易
かつ確実にブローアウトパネル閉止装置により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，人力により操作できる設計とする。

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

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，閉状態を維持できる，又は開放時に容易かつ確実にブローアウトパネル閉止装置により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，人力により操作できる設計とする。

工事の計画 該当事項
は，非常用ガス再循環系排風機，非常用ガス再循環系フィルタトレイン等から構成される。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
原子炉棟内を水柱約 6mm 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。
＜中略＞
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。
＜中略＞【計測制御系統施設】(要目表)
2 中央制御室機能及び中央制御室外原子炉停止機能(1) 中央制御室機能
c. 居住性の確保＜中略＞
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，ﾍ(5)(ⅵ)- 中央制御室から原子炉格納施設のブローアウトパネル閉止装置を操作し，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，人力により操作できる設計とする。
＜中略＞

整 合 性

備

考

【74 条 20】工事の計画のﾍ(5)(ⅵ)- は，設置変更許可
申請書（本文）のﾍ(5)(ⅵ )- を具体的に記載しており整合している。

【原子炉格納施設】（基本設計方針）2. 原子炉建屋
2.1 原子炉建屋原子炉棟等＜中略＞
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。
＜中略＞
3.3.1 原子炉建屋ガス処理系
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，原子炉建屋外側ブローアウトパネルを閉【74 条 21】【68 条 3】【74 条 22】【74 条 21】ﾍ-56

設置変更許可申請書（本文）NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0

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。

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

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。
＜中略＞

工事の計画 該当事項
止する必要がある場合には，ﾍ(5)(ⅵ)- 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，人力により操作できる設計とする。
＜中略＞

整 合 性

備

【計測制御系統施設】(要目表)
2 中央制御室機能及び中央制御室外原子炉停止機能(1) 中央制御室機能
c. 居住性の確保＜中略＞
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。
＜中略＞

考

【74 条 4】【74 条 23】【74 条 14】【74 条 23】【放射線管理施設】（基本設計方針）
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＜中略＞
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。
＜中略＞

【74 条 4】【74 条 23】【74 条 14】【74 条 23】

【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＜中略＞
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。
＜中略＞【74 条 23】

ﾍ-57

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

中央制御室遮蔽及び中央制御室待避室遮蔽は，「チ(1)(ⅳ) 遮蔽設備」に記載する。

設置変更許可申請書（本文）「チ(1)(ⅳ)
遮蔽設備」に示す。

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，中央制御室換気系フィルタユニッ
ト，中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ）は，「チ(1)(ⅴ) 換気空調設備」に記載する。

設置変更許可申請書（本文）「チ(1)(ⅴ)
換気空調設備」に示す。

代替

非常用交流電源設備については，「10.1 非常用電源設備」にて記載する。
常設代替交流電源設備については，「10.2 代替電源設備」にて記載する。

設置変更許可申請書（本文）「ヌ(2)(ⅳ)
代替電源設備」に示す。

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0

常設代替交流電源設備については，「ヌ(2)(ⅳ)
電源設備」に記載する。

ﾍ-58

考

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項
6.10.2.3 主要設備及び仕様
中央制御室（重大事故等時）の主要設備及び仕様を第6.10－2 表及び第 6.10－3 表に示す。

[常設重大事故等対処設備]
中央制御室遮蔽ﾍ(5)(ⅵ)- （「チ(1)(ⅳ)

遮蔽設備」と兼用）工事の計画 該当事項

整 合 性

備

考

【放射線管理施設】（要目表）

第 6.10－2 表 中央制御室（重大事故等時）
（常設）の
設備仕様
(1) 居住性を確保するための設備
ａ．中央制御室遮蔽
第 8.3－3 表 遮蔽設備の主要機器仕様に記載する。

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0「中央制御室遮蔽」
は，設置変更許可申請書（本文）における ﾍ(5)(ⅵ)- を工事の計
画の「放射線管理施設」のうち「生体遮蔽装置」に整理しており整合している。

【放射線管理施設】（要目表）

中央制御室待避室遮蔽ﾍ(5)(ⅵ)- （「チ(1)(ⅳ)

遮蔽設備」と兼用）

ｂ．中央制御室待避室遮蔽
第 8.3－4 表 遮蔽設備（重大事故等時）の設備仕様に
記載する。

整合性
工事の計画の「中央制御室遮蔽（待避室）」は，設置変更許可申請書（本文）における「中央制御室
遮蔽」と同一設備であり整合している。
工事の計画の「中央制御室遮蔽（待避室）」は，設置変更許可申請書（本文）におけるﾍ(5)(ⅵ)- を工事の計画の主たる登録として，「放射線管理施設」のうち「生体遮蔽装置」に整理しており整合し
ている。

ﾍ-59

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

【放射線管理施設】（要目表）

ｃ．中央制御室換気系(a) 中央制御室換気系空気調和機ファン
第 8.2－1 表 換気空調設備の主要設備仕様に記載する。

「中央制御室換気系空気調和機ファン」は，設置変更許可申請書（本文）におけるﾍ(5)(ⅵ)- を工事の計
画の「放射線管理施設」のうち「換気設備」に整理しており整合している。

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0

中央制御室換気系空気調和機ファンﾍ(5)(ⅵ)- （「チ(1)(ⅴ) 換気空調設備」と兼用）

ﾍ-60

考

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

【放射線管理施設】（要目表）(b) 中央制御室換気系フィルタ系ファン
第 8.2－1 表 換気空調設備の主要設備仕様に記載する。

「中央制御室換気系フ
ィルタ系ファン」は，設置変更許可申請書（本文）におけるﾍ(5)(ⅵ )- 工事の計画の「放射線管理施設」のうち「換気設備」に整理しており整合している。

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0

中央制御室換気系フィルタ系ファン
ﾍ(5)(ⅵ)- （「チ(1)(ⅴ) 換気空調設備」と兼用）

ﾍ-61

考

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

考

【放射線管理施設】（要目表）「中央制御室換気系フィルタユニット」は，設置変更許可申請書（本文）におけるﾍ(5)(ⅵ )- 工事の計画の「放射線管理施設」のうち「換気設備」に整理しており整合している。

(c) 中央制御室換気系フィルタユニット
第 8.2－1 表 換気空調設備の主要設備仕様に記載する。

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0

中央制御室換気系フィルタユニット
ﾍ(5)(ⅵ)- （「チ(1)(ⅴ) 換気空調設備」と兼用）

中央制御室待避室差圧計
ﾍ(5)(ⅵ)- （「チ(1)(ⅴ)

換気空調設備」と兼用）

ｄ．中央制御室待避室差圧計
第 8.2－2 表 換気空調設備（重大事故等時）の主要機
器仕様に記載する。

【放射線管理施設】（基本設計方針）
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＜中略＞
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。
＜中略＞【計測制御系統施設】(要目表)
2 中央制御室機能及び中央制御室外原子炉停止機能(1) 中央制御室機能「中央制御室待避室差圧計」は，設置変更許可申請書（本文）における ﾍ(5)(ⅵ)- 工事の計画の「放射線管理施設」のうち「基本設計方針」に整理しており整合している。

ﾍ-62【74 条 15】

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項
居住性の確保
＜中略＞
放射線管理施設の中央制御室待避室差圧計により，中央制御室待避室と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。
＜中略＞

整 合 性

備

考

c.

【74 条 15】【原子炉格納施設】（要目表）

原子炉建屋ガス処理系」

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0

非常用ガス処理系排風機
ﾍ(5)(ⅵ)- （「リ(4)(ⅳ)
他と兼用）(2) 中央制御室の運転員の被ばくを低減するための設備
ａ．原子炉建屋ガス処理系(a) 非常用ガス処理系排風機
第9.1－4表 原子炉建屋ガス処理系主要仕様に記載する。

整合性「非常用ガス処理系排風機」は，設置変更許可申請書（本文）におけるﾍ(5)(ⅵ)- を工事の計画の主たる登録として，「原子炉格納施設」のうち「放射性物質濃度制御設備及び可燃性ガス濃度制御設
備並びに格納容器再循環設備」に整理しており整合している。

ﾍ-63

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

考

【原子炉格納施設】（要目表）(b) 非常用ガス処理系フィルタトレイン
第 9.1－4 表 原子炉建屋ガス処理系主要仕様に記載する。

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0

非常用ガス処理系フィルタトレイン
ﾍ(5)(ⅵ)- （「リ(4)(ⅳ) 原子炉建屋ガス処理系」
他と兼用）

整合性
「非常用ガス処理系フィルタトレイン」は，設置変更許可申請書（本文）におけるﾍ(5)(ⅵ)- を工事の計画の「原子炉格納施設」のうち「放射性物質濃度制御設備及び可燃性ガス濃度制御設備並びに格納容器再循環設備」に整理しており整合している。

ﾍ-64

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

考

【原子炉格納施設】（要目表）(c) 非常用ガス再循環系排風機
第9.1－4表 原子炉建屋ガス処理系主要仕様に記載する。

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0

非常用ガス再循環系排風機
ﾍ(5)(ⅵ)- （「リ(4)(ⅳ) 原子炉建屋ガス処理系」他
と兼用）

整合性
「非常用ガス再循環系排風機」は，設置変更許可申請書（本文）におけるﾍ(5)(ⅵ)- を工事の計画の「原子炉格納施設」のうち「放射性物質濃度制御設備及び可燃性ガス濃度制御設備並びに格納容器
再循環設備」に整理しており整合している。

ﾍ-65

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

考

【原子炉格納施設】（要目表）(d) 非常用ガス再循環系フィルタトレイン
第 9.1－4 表 原子炉建屋ガス処理系主要仕様に記載する。

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0

非常用ガス再循環系フィルタトレイン
ﾍ(5)(ⅵ)- （「リ(4)(ⅳ) 原子炉建屋ガス処理系」他
と兼用）

整合性
「非常用ガス再循環系フィルタトレイン」は，設置変更許可申請書（本文）におけるﾍ(5)(ⅵ)- を工事の計画の「原子炉格納施設」のうち「放射性物質濃度制御設備及び可燃性ガス濃度制御設備並びに格納容器再循環設備」に整理しており整合している。

ﾍ-66

設置変更許可申請書（本文）NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0

ブローアウトパネル閉止装置
ﾍ(5)(ⅵ)- （「リ(4)(ⅳ) 原子炉建屋ガス処理系」と
兼用）
個
数
10

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

ｂ．ブローアウトパネル閉止装置
個数
10工事の計画 該当事項
【計測制御系統施設】(要目表)
2 中央制御室機能及び中央制御室外原子炉停止機能(1) 中央制御室機能
c. 居住性の確保＜中略＞
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，中央制御室から原子炉格納施設のブローアウトパネル閉止装置を操作し，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，人力により操作できる設計とする。
＜中略＞

整 合 性

備

「ブローアウトパネル
閉止装置」は，設置変更許可申請書（本文）に お け る ﾍ (5)( ⅵ )を工事の計画の主たる登録として，「原子炉格
納施設」のうち「基本設計方針」に整理しており整合している。

【74 条 21】

【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
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，人力により操作できる設計とする。
＜中略＞考【74 条 21】ﾍ-67

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項
【放射線管理施設】（要目表）[可搬型重大事故等対処設備]

可搬型照明（ＳＡ）
個数
7（予備 2）

第 6.10－3 表 中央制御室（重大事故等時）（可搬型）の設備仕様(1) 居住性を確保するための設備
ｄ．可搬型照明（ＳＡ）
個数
7（予備 2）

備考工事の計画の「中央制御室待避室空気ボン
ベ」は，設置変更許可
申請書の「中央制御室
待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ）」と同一設備であり，整合している。
工事の計画の「中央制御室待避室空気ボン
ベ」は，設置変更許可
申請書（本文）における ﾍ (5)( ⅵ )- を 工 事の計画の主たる登録とし て ，「 放 射 線 管 理 施設」のうち「換気設備」に整理しており整合している。

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0

中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ）
ﾍ(5)(ⅵ)- （「チ(1)(ⅳ) 遮蔽設備」と兼用）

第 6.10－3 表 中央制御室（重大事故等時）（可搬型）の設備仕様(1) 居住性を確保するための設備
ａ．中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ）
第 8.2－3 表 換気空調設備の主要設備仕様に記載する。

整 合 性【計測制御系統施設】(要目表)
2 中央制御室機能及び中央制御室外原子炉停止機能(1) 中央制御室機能
c. 居住性の確保＜中略＞
重大事故等時に，中央制御室内及び中央制御室待避室
内での操作並びに身体サーベイ，作業服の着替え等に必
要な照度の確保は，可搬型照明（ＳＡ）（個数 7（予備2））によりできる設計とする。

【74 条 13】

ﾍ-68

設置変更許可申請書（本文）NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0

衛星電話設備（可搬型）（待避室）
個
数
ﾍ(5)(ⅵ)- 一式

データ表示装置（待避室）
個
数
ﾍ(5)(ⅵ)-

酸素濃度計
個
数

一式

1（予備 1）

二酸化炭素濃度計個
数
1（予備 1）ﾍ(5)(ⅵ)- 酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計は，設計基準事故時及び重大事故等時ともに使用する。

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

第 6.10－3 表 中央制御室（重大事故等時）（可搬型）の設備仕様(1) 居住性を確保するための設備
ｂ．衛星電話設備（可搬型）
（待避室）
式
数
1（予備 1）
使用回線
衛星系回線

c．データ表示装置（待避室）
式
数
1（予備 1）ｅ．酸素濃度計個
数

1（予備 1）

ｆ．二酸化炭素濃度計個
数1（予備 1）

工事の計画 該当事項
【計測制御系統施設】(要目表)
2 中央制御室機能及び中央制御室外原子炉停止機能(1) 中央制御室機能
d. 通信連絡＜中略＞
中央制御室待避室に待避した運転員が，緊急時対策所と通信連絡を行うため，ﾍ(5)(ⅵ)- 必要な数量の衛星電話設備（可搬型）（待避室）を保管する設計とする。
＜中略＞【計測制御系統施設】(要目表)
2 中央制御室機能及び中央制御室外原子炉停止機能(1) 中央制御室機能
d. 通信連絡＜中略＞
中央制御室待避室に待避した運転員が，中央制御室待避室の外に出ることなく発電用原子炉施設の主要な計測装置の監視を行うため，ﾍ(5)(ⅵ)- 必要な数量のデータ表示装置（待避室）を設置する設計とする。
＜中略＞【計測制御系統施設】(要目表)
2 中央制御室機能及び中央制御室外原子炉停止機能(1) 中央制御室機能
c. 居住性の確保＜中略＞
ﾍ(5)(ⅵ)- 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把握できるよう，酸素濃度計（個数 1（予備 1））及び二酸化炭素濃度計（個数 1（予備 1））を中央制御室内に保管する設計とする。
＜中略＞

整 合 性

備

工事の計画のﾍ(5)(ⅵ)- は，設置変更許可
申請書（本文）のﾍ(5)(ⅵ )- を具体的に記載しており整合している。

【74 条 9】工事の計画のﾍ(5)(ⅵ)- は，設置変更許可
申請書（本文）のﾍ(5)(ⅵ )- を具体的に記載しており整合している。

【74 条 11】

工事の計画のﾍ(5)(ⅵ)- は，設置変更許可
申請書（本文）のﾍ(5)(ⅵ )- と同義であり整合している。

【38 条 20】【74 条 16】

ﾍ-69

考

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

(ⅶ) 原子炉給水制御系
ﾍ(5)(ⅶ)-①原子炉水位を一定に保つようにするため，原子炉給水制御系を設ける。
この系は，原子炉給水流量，主蒸気流量及び原子炉水位の信号を取り入れ，タービン駆動給水ポンプの速度を調整することなどにより原子炉給水流量を制御する。

6.1.1.4.3 原子炉給水制御系
発電用原子炉への給水流量は，原子炉水位信号，主蒸
気流量信号及び原子炉給水流量信号による三要素制御若
しくは原子炉水位信号による単要素制御により，タービ
ン駆動給水ポンプの速度又は給水調整弁の開度を調節
し，原子炉水位を一定に保持するように制御される。

【計測制御系統施設】（基本設計方針）
1.6 原子炉給水制御系
ﾍ(5)(ⅶ)-①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。

工事の計画のﾍ(5)(ⅶ)-① は，設置変更許可
申請書の ﾍ(5)(ⅶ)-①と同義であり整合している。

【33 条 6】

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0(ⅷ) 選択制御棒挿入機構
ﾍ(5)(ⅷ)-①低炉心流量高出力領域に入った場合，出力を制御し，安定性の余裕を確保するため，あらかじめ選
択された制御棒を自動的に挿入する選択制御棒挿入機構を設ける。

6.1.1.4.1 原子炉出力制御系(2) 出力運転
ｂ．選択制御棒挿入機構
低炉心流量高出力領域に入った場合，出力を制御し，安定性の余裕を確保するために，あらかじめ選択された
制御棒を自動的に挿入する選択制御棒挿入機能を設ける。制御棒は，目標とする出力（約 35％）及び出力分布等を考慮して選択される。

考【計測制御系統施設】（要目表）

ｃ．再循環流量制御(ⅸ) 再循環系ポンプトリップ機能
ﾍ(5)(ⅸ)-①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台を同時にトリップする機能を設ける。

＜中略＞
また，再循環流量制御系には，サイクル末期において平衡炉心末期用スクラム曲線（平衡炉心末期用スクラム曲線の定義については「3.7.4 炉心特性」を参照）を適用することとなるサイクル即ち，第 4 サイクルに至る前にタービン・トリップ又は発電機負荷遮断時に再循環系
ポンプ 2 台を同時にトリップする機能を設ける。本機能を設けた場合，タービン・トリップ又は発電機負荷遮断
時に主蒸気止め弁閉又は，蒸気加減弁急速閉の信号により，再循環系ポンプ 2 台を同時にトリップし，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の上昇を抑制する。

ﾍ(5)(ⅷ)-①

ﾍ(5)(ⅸ)-①

整合性
工事の計画のﾍ(5)(ⅷ)-①は，設置変更許可申請書のﾍ(5)(ⅷ)-①を具体的に記載しており整合している。
工事の計画のﾍ(5)(ⅸ)-①は，設置変更許可申請書のﾍ(5)(ⅸ)-①と同義であり整合している。

ﾍ-70

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項(ⅹ) 計装用圧縮空気系
空気を駆動源とする弁等に，乾燥した清浄な圧縮空気を供給するため，計装用圧縮空気系を設ける。

6.9 圧縮空気設備
圧縮空気系は，計器用空気系及び所内用空気系からなっており，計器用空気系には 100％容量の圧縮機が 2 台あり，所内用圧縮機がバックアップとして使用できる。計器用空気系の空気貯槽は，有害な脈動を吸収するとともに，圧縮機が停止した場合でも必要箇所に約 10 分間送気できる容量となっている。また，空気圧作動の弁など
は，フェイル・セイフとなっていて，かつ安全設備の運転制御には，すべて電気信号を用いていて計器用圧縮空気を用いないので，圧縮機を非常用電源に接続しなくても安全上支障はない。

() 所内用圧縮空気系
所内用圧縮空気系は，圧縮機，空気だめ等で構成する。空気だめを経て供給される圧縮空気は，ろ過装置の逆洗，ほう酸水貯蔵タンクの攪拌等に用いる。

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0() 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
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ﾍ(5)( )-①
必要な重大事故等対処設備を設置する。

6.7 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
6.7.1 概要
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を設置する。
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の系統概要図を第 6.7－1 図から第 6.7－5 図に示す。

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

考

設置変更許可申請書（本文）において許可を受けた「計装用圧縮空気系」及び「所内用圧縮空気系」は，本工事計画の対象外である。

【計測制御系統施設】（基本設計方針）
1.4 ほう酸水注入系＜中略＞
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ﾍ(5)( )-①
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。
＜中略＞
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ﾍ(5)( )-①
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。
＜中略＞
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ﾍ(5)( )-①
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。
＜中略＞

工事の計画のﾍ(5)( )-① は，設置変更許可
申請書の ﾍ(5)( )-①
を具体的に記載しており整合している。

【59 条 1】【59 条 1】【59 条 1】

ﾍ-71

設置変更許可申請書（本文）

6.7.2 設計方針
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のうち，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し，炉心の著しい損傷を防止するための設備として，ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能），ＡＴ
ＷＳ緩和設備（代替再循環系ポンプトリップ機能）及びほう酸水注入系を設ける。

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0

ﾍ(5)( )-②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のうち，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し，炉心の著しい損傷を防止するための設備として，ＡＴＷＳ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）及びほう酸水注入系を設ける。

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

なお，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ﾍ(5)( )-③阻止する。

なお，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する。

工事の計画 該当事項
【計測制御系統施設】（基本設計方針）
1.4 ほう酸水注入系＜中略＞
ﾍ(5)( )-②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。
＜中略＞3.2 ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）
ﾍ(5)( )-②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。
＜中略＞
3.3 ＡＴＷＳ緩和設備（代替再循環系ポンプトリップ機
能）ﾍ(5)( )-②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。
＜中略＞【計測制御系統施設】（基本設計方針）
3.5 自動減圧機能作動阻止＜中略＞
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ﾍ(5)( )-③阻止できる設計とする。

整 合 性

備

考

工事の計画のﾍ(5)( )-② は，設置変更許可
申請書の ﾍ(5)( )-②と同義であり整合している。

【59 条 1】【59 条 1】【59 条 1】

工事の計画のﾍ(5)( )-③ は，設置変更許可
申請書の ﾍ(5)( )-③は同義であり整合して
いる。

ﾍ-72

【59 条 2】【61 条 3】

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項

ａ．フロントライン系故障時に用いる設備(a) ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）による制御棒緊急挿入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。

(1) フロントライン系故障時に用いる設備
ａ．ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）による制御棒緊急挿入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）を使用する。
ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）は，検出器（原子炉圧力及び原子炉水位），論理回路，代替制御棒挿
入機能用電磁弁等で構成し，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。
＜中略＞【計測制御系統施設】（基本設計方針）
3.2 ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）＜中略＞
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。

(b) 再循環系ポンプ停止による原子炉出力抑制
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で，ﾍ(5)( )-④再循環系ポンプを停止させることができる設計とする。

ｂ．再循環系ポンプ停止による原子炉出力抑制
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）を使用する。
ＡＴＷＳ緩和設備（代替再循環系ポンプトリップ機
能）は，検出器（原子炉圧力及び原子炉水位），論理回
路，再循環系ポンプ遮断器及び低速度用電源装置遮断器で構成し，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。
＜中略＞【計測制御系統施設】（基本設計方針）
3.3 ＡＴＷＳ緩和設備（代替再循環系ポンプトリップ機
能）＜中略＞
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，ﾍ(5)( )-④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し，再循環系ポンプを停止させることができる設計とする。

整 合 性

備

考

【59 条 3】工事の計画のﾍ(5)( )-④ は，設置変更許可
申請書の ﾍ(5)( )-④を具体的に記載しており整合している。

ﾍ-73【59 条 4】

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項(c) 自動減圧系の起動阻止スイッチによる原子炉出力急上昇防止
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ﾍ(5)( )-⑤防止す
る設計とする。

ｃ．自動減圧系の起動阻止スイッチによる原子炉出力急上昇防止
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出来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する設計とする。
＜中略＞【計測制御系統施設】（基本設計方針）
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ﾍ(5)( )-⑤防止できる設計とする。
＜中略＞(d) ほう酸水注入
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，ほう酸水注入系は，ほう酸水注入ポン
プにより，ﾍ(5)( )-⑥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。

ｄ．ほう酸水注入
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，ほう酸水注入系を使用する。
ほう酸水注入系は，ほう酸水注入ポンプ，ほう酸水貯蔵タンク，配管・弁類，計測制御装置等で構成し，ほう酸水注入ポンプにより，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。
＜中略＞

整 合 性

備

考

工事の計画のﾍ(5)( )-⑤ は，設置変更許可
申請書の ﾍ(5)( )-⑤は同義であり整合している。

【59 条 5】工事の計画のﾍ(5)( )-⑥ は，設置変更許可
申請書の ﾍ(5)( )-⑥を具体的に記載しており整合している。

【59 条 6】

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0

1.4 ほう酸水注入系＜中略＞
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，ほう酸水注入系は，ほう酸水注入ポン
プにより，ﾍ(5)( )-⑥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。

【59 条 7】【計測制御系統施設】（要目表）
6.7.3 主要設備及び仕様
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の主要機器仕様を第 6.7－1 表に示す。
第 6.7－1 表 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の主要機器仕様［常設重大事故等対処設備］
ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）
ﾍ(5)( )-⑦個数
1
ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）手動スイッ
チ
個

数

2

(1) ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）
個数
1(2) ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）手動スイ
ッチ
個
数
2

整合性
工事の計画のﾍ(5)( )-⑦は，起動信号単位で記載していることから，設置変更許可申請書のﾍ(5)( )-⑦を具体的に記載しており整合している。

ﾍ(5)( )-⑦

ﾍ-74

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

【計測制御系統施設】（要目表）

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0

ＡＴＷＳ緩和設備（代替再循環系ポンプトリップ機
能）ﾍ(5)( )-⑧個数
13) ＡＴＷＳ緩和設備（代替再循環系ポンプトリップ機
能）
個
数
1

再循環系ポンプ遮断器手動スイッチ
個数4(4) 再循環系ポンプ遮断器手動スイッチ
個数4低速度用電源装置遮断器手動スイッチ
個数2(5) 低速度用電源装置遮断器手動スイッチ個数
2ﾍ(5)( )-⑧工事の計画のﾍ(5)( )-⑧ は，起動信号単位で記載していることから，設置変更許可申請
書の ﾍ(5)( )-⑧ を具体的に記載しており整合している。

ﾍ-75

考設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

【計測制御系統施設】（要目表）(6) 制御棒第 6.1.2－1 表 制御棒の主要仕様に記載する。

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0

制御棒
ﾍ(5)( )-⑨（「へ(3) 制御設備」と兼用）「制御棒」は，設置変更許可申請書（本文）に お け る ﾍ (5)( )- ⑨を工事の計画の「計測制御系統施設」のうち「制御材の制御棒」に整理しており整合して
いる。

ﾍ-76

考

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

【計測制御系統施設】（要目表）(7) 制御棒駆動機構「6.1.2 原子炉停止系」に記載する。

「制御棒駆動機構」
は，設置変更許可申請書（本文）における ﾍ(5)( )-⑩を工事の計
画の「計測制御系統施設」のうち「制御材駆動装置の制御棒駆動機
構」に整理しており整合している。

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0

制御棒駆動機構ﾍ(5)( )-⑩（「へ(3) 制御設備」と兼用）

ﾍ-77

考

設置変更許可申請書（本文）

制御棒駆動系水圧制御ユニット
ﾍ(5)( )-⑪（「へ(3) 制御設備」と兼用）設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項(8) 制御棒駆動系水圧制御ユニット「6.1.2 原子炉停止系」に記載する。

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

考

整合性
工事の計画の「水圧制御ユニットアキュムレータ」，「水圧制御ユニット窒素容器」，「C12-126」，「C12-127」は，設置変更許可申請書（本文）の「制御棒駆動系水圧制御ユニット」と同一設備であり整合している。
工事の計画の「水圧制御ユニットアキュムレータ」，「水圧制御ユニット窒素容器」，「C12-126」，「C1
2-127」は，設置変更許可申請書（本文）におけるﾍ(5)( )-⑪を工事の計画の「計測制御系統施設」のうち「制御材駆動装置の制御棒駆動水圧設備」に整理しており整合している。

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0【計測制御系統施設】（要目表）

ﾍ-78

設置変更許可申請書（本文）
ほう酸水注入ポンプ
ﾍ(5)( )-⑫（「へ(4) 非常用制御設備」他と兼用）
ほう酸水貯蔵タンクﾍ(5)( )-⑫（「へ(4) 非常用制御設備」他と兼用）設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項

【計測制御系統施設】（要目表）(9) ほう酸水注入ポンプ
第 6.1.2－2 表 ほう酸水注入系の主要仕様に記載する。
(10) ほう酸水貯蔵タンク
第 6.1.2－2 表 ほう酸水注入系の主要仕様に記載する。

備「ほう酸水注入ポン
プ」及び「ほう酸水貯蔵タンク」は，設置変更許可申請書（本文）における ﾍ(5)( )-⑫を工事の計画の「計測制御系統施設」のうち「ほう酸水注入設備」に整理しており整合している。

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0【計測制御系統施設】
（要目表）

整 合 性

ﾍ-79

考

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

考

【計測制御系統施設】（要目表）(11) 自動減圧系の起動阻止スイッチ
第 6.8－1 表 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備の主要機器仕様に記載する。

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0

自動減圧系の起動阻止スイッチ
ﾍ(5)( )-⑬（「へ(5)(ⅹⅲ) 原子炉冷却材圧力バウ
ンダリを減圧するための設備」と兼用）

整合性「自動減圧系の起動阻止スイッチ」は，設置変更許可申請書（本文）におけるﾍ(5)( )-⑬を工事の計画の「計測制御系統施設」のうち「工学的安全施設等の起動信号等」の「工学的安全施設等の起動信号を発信させない条件」に整理しており整合している。

ﾍ-80

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項

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ﾍ(5)(ⅹⅲ)-①必要な重大事故等対処設備を設置及び保管する。

6.8 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備
6.8.1 概要
原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態であって，設計基準事故対処設備が有する発電用原子炉の減圧機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷及び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を設
置及び保管する。
原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備の系統概要図を第 6.8－1 図から第 6.8－3 図に示す。

【計測制御系統施設】(基本設計方針)
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ﾍ(5)(ⅹⅲ)-①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。
＜中略＞
5. 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ﾍ(5)(ⅹⅲ)-①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。
＜中略＞

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0(ⅹⅲ)

ﾍ(5)(ⅹⅲ)-②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，原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧時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，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。

6.8.2 設計方針
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，原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧時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，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。

【計測制御系統施設】(基本設計方針)
3.4 過渡時自動減圧機能
ﾍ(5)(ⅹⅲ)-②原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態であって，設計基準事故対処設備が有する発電用原子炉の減圧機能が喪失した場合においても炉心の著しい損
傷及び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。
＜中略＞
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
ﾍ(5)(ⅹⅲ)-②原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態であって，設計基準事故対処設備が有する発電用原子炉の減圧機能が喪失した場合においても炉心の著しい損
傷及び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。
＜中略＞

整 合 性

備

考

工事の計画の ﾍ(5)(ⅹⅲ)-①は，起動信号単位で記載していることから，設置変更許可申請書の ﾍ(5)(ⅹⅲ)-①
を具体的に記載しており整合している。

【61 条 1】【61 条 1】

工事の計画の ﾍ(5)(ⅹⅲ)-②は，起動信号単位で記載していることから，設置変更許可申請書の ﾍ(5)(ⅹⅲ)-②と同義であり整合している。

【61 条 1】【61 条 1】

ﾍ-81

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

逃がし安全弁については，「ホ(3)(ⅱ)ｂ．(b) 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備」に記載する。

逃がし安全弁については，「5.8 原子炉冷却材圧力バウ
ンダリを減圧するための設備」に記載する。

ａ．フロントライン系故障時に用いる設備(a) 原子炉減圧の自動化
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，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。18 個の逃がし安全弁のうち，2 個がこの機能を有している。

(1) フロントライン系故障時に用いる設備
ａ．原子炉減圧の自動化
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を使用する。
過渡時自動減圧機能は，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。18 個の逃がし安全弁うち，2 個がこの機能を有している。

なお，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ﾍ(5)(ⅹⅲ)-③阻止する。

なお，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する。
＜中略＞

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

考

設置変更許可申請書（本文）「ホ(3)(ⅱ)ｂ．(b) 原子炉冷却材
圧力バウンダリを減圧するための設備」に示す。

【計測制御系統施設】(基本設計方針)
3.4 過渡時自動減圧機能＜中略＞
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，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＜中略＞
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ﾍ(5)(ⅹⅲ)-③阻止できる設計とする。
＜中略＞【61 条 4】工事の計画の ﾍ(5)(ⅹⅲ)-③は，設置変更許可申請書のﾍ(5)(ⅹⅲ)-③ と同義であり整合
している。

ﾍ-82

【59 条 2】【61 条 3】

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項

ｂ．サポート系故障時に用いる設備(a) 逃がし安全弁の作動に必要な窒素喪失時の減圧(a-1) 非常用窒素供給系による窒素確保
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，非常用窒素供給系は，逃がし安全弁の作動に必要な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，逃がし安全弁の作動に必要な窒素を供給できる設計とする。
なお，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高圧窒素ボンベの取替えが可能な設計とする。

(2) サポート系故障時に用いる設備
ａ．逃がし安全弁の作動に必要な窒素喪失時の減圧(a) 非常用窒素供給系による窒素確保
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，非常用窒素供給系を使用する。
非常用窒素供給系は，逃がし安全弁の作動に必要な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，逃がし安全弁の作動に必要な窒素を供給できる設計とする。
なお，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高圧窒素ボンベの取替えが可能な設計とする。
＜中略＞
本系統の流路として，非常用窒素供給系の配管及び弁並びに自動減圧機能用アキュムレータを重大事故等対処
設備として使用する。
＜中略＞

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＜中略＞
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，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安全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。

(a-2) 非常用逃がし安全弁駆動系による原子炉減圧
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，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。
なお，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。

(b) 非常用逃がし安全弁駆動系による原子炉減圧
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，非常用逃がし安全弁駆動系を使用する。
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。
なお，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。
＜中略＞

整 合 性

備

考

【61 条 10】【61 条 11】【61 条 12】【61 条 13】

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。

【61 条 14】ﾍ-83

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

考

【計測制御系統施設】（要目表）
6.8.3 主要設備及び仕様
原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備の主要機器仕様を第 6.8－1 表に示す。
第 6.8－1 表 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備の主要機器仕様［常設重大事故等対処設備］
過渡時自動減圧機能
ﾍ(5)(ⅹⅲ)-④個数

1NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0

自動減圧系の起動阻止スイッチ
ﾍ(5)(ⅹⅲ)-⑤（「へ(5)( ) 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」と兼用）
ﾍ(5)(ⅹⅲ)-⑥個数1(1) 過渡時自動減圧機能
個数
1(2) 自動減圧系の起動阻止スイッチ

個

数

1

整合性
工事の計画のﾍ(5)(ⅹⅲ)-④は，起動信号単位で記載していることから，設置変更許可申請書のﾍ(5)(ⅹⅲ)-④を具体的に記載しており整合している。
「自動減圧系の起動阻止スイッチ」は，設置変更許可申請書（本文）におけるﾍ(5)(ⅹⅲ)-⑤を工事の計画の「計測制御系統施設」のうち「工学的安全施設等の起動信号等」の「工学的安全施設等の起動信号を発信させない条件」に整理しており整合している。
工事の計画のﾍ(5)(ⅹⅲ)-⑥は，作動させるスイッチの数を記載しており，設置変更許可申請書（本文）におけるﾍ(5)(ⅹⅲ)-⑥は起動阻止スイッチの機能としての数を記載していることから，整合している。

ﾍ(5)(ⅹⅲ)-④【計測制御系統施設】(基本設計方針)
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ﾍ(5)(ⅹⅲ)-⑥2 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。
＜中略＞【59 条 5】

ﾍ-84

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

（要目表）
【計測制御系統施設】［可搬型重大事故等対処設備］
非常用窒素供給系高圧窒素ボンベ
10（予備10）本
数
ﾍ(5)(ⅹⅲ)-⑦容量約47L／本ﾍ(5)(ⅹⅲ)-⑧充 填 圧 力
約15MPa［gage］(3) 非常用窒素供給系高圧窒素ボンベ
数
本
容
量
充填圧力
使用箇所
保管場所

ﾍ(5)(ⅹⅲ)-⑦10（予備10）
約47L／本
約15MPa［gage］
原子炉建屋原子炉棟3 階
原子炉建屋原子炉棟3 階

ﾍ(5)(ⅹⅲ)-⑧工事の計画の ﾍ(5)(ⅹⅲ)-⑦は，設置変更許可申請書（本文）のﾍ(
5)(ⅹⅲ)-⑦ を具体的に記載しており整合している。

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0

工事の計画の ﾍ(5)(ⅹⅲ)-⑧は，設置変更許可申請書（本文）のﾍ(
5)(ⅹⅲ)-⑧ を考慮した値であり整合している。

【計測制御系統施設】（要目表）

非常用逃がし安全弁駆動系高圧窒素ボンベ
数3（予備9）
本ﾍ(5)(ⅹⅲ)-⑨容量
ﾍ(5)(ⅹⅲ)-⑩充填圧力

約47L／本
約15MPa［gage］(4) 非常用逃がし安全弁駆動系高圧窒素ボンベ
数
本
容
量
充填圧力
使用箇所
保管場所

3（予備 9）
約 47L／本約 15MPa［gage］
原子炉建屋原子炉棟 1 階
原子炉建屋原子炉棟 1 階

ﾍ(5)(ⅹⅲ)-⑨ﾍ(5)(ⅹⅲ)-⑩
工事の計画の ﾍ(5)(ⅹⅲ)-⑨は，設置変更許可申請書（本文）のﾍ(
5)(ⅹⅲ)-⑨ を具体的に記載しており整合している。
工事の計画の ﾍ(5)(ⅹⅲ)-⑩は，設置変更許可申請書（本文）のﾍ(
5)(ⅹⅲ)-⑩ を考慮した値であり整合している。

ﾍ-85

考