東海第二発電所 工事計画審査資料
資料番号

補足-140-7 改 3

提出年月日

平成 30 年 10 月 1 日

設計及び工事に係る品質管理の方法等に関する説明書に係る補足説明資料のうち補足-140-7【基本設計方針から工認添付説明書および様式−１への展開表（原子炉格納施設）】

平成 30 年 10 月
日本原子力発電株式会社

基本設計方針から工認添付説明書及び様式−１への展開表【対象施設：原子炉格納施設】
基本設計方針変 更

前変 更

工認添付説明書との関係

後

用語の定義は「発電用原子力設備に関する技術基準

用語の定義は「実用発電用原子炉及びその附属施設を定める省令」，「実用発電用原子炉及びその附属施設の位置，構造及び設備の基準に関する規則」及び「実の位置、構造及び設備の基準に関する規則」及び「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関す用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則」並びにこれらの解釈による。

様式 1 への反映結果−−（用語の定義のみ）る規則」並びにこれらの解釈による。
第１章 共通項目

自然現象，3.

1.

第１章 共通項目

原子炉格納施設の共通項目である「1. 地盤等，2.
火災，4. 溢水等，5.

設備に対する自然現象，3. 火災，4. 溢水等，5. 設備に対する要求（5.6 逆止め弁，5.7 内燃機関を除く。
）
，
6. そ

要求（5.6 逆止め弁，
5.7 内燃機関を除く。
）
，
6. そ

の他」の基本設計方針については，原子炉冷却系統施の他」の基本設計方針については，原子炉冷却系統施設の基本設計方針「第１章設の基本設計方針「第１章 共通項目」に基づく設計共通項目」に基づく設計とする。

第２章 個別項目

1.

1.

原子炉格納容器

原子炉格納容器

1.1 原子炉格納容器本体等

原子炉格納施設は，設計基準対象施設として，原原子炉格納施設は，設計基準対象施設として，原

子炉冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊又は子炉冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊又は故障の際に漏えいする放射性物質が公衆に放射線故障の際に漏えいする放射性物質が公衆に放射線障害を及ぼすおそれがない設計とする。

−

とする。

第２章 個別項目

1.1 原子炉格納容器本体等共通的に適用される設計

原子炉格納施設の共通項目である「1. 地盤等，2.

−−（追加要求事項なし）

障害を及ぼすおそれがない設計とする。
【44 条 1】

原子炉格納容器にはドライウェル内のガスを循

原子炉格納容器にはドライウェル内のガスを循環冷却するための設備として，冷却コイル及び送風環冷却するための設備として，冷却コイル及び送風機からなるドライウェル内ガス冷却装置（個数 4機からなるドライウェル内ガス冷却装置（個数 4（予備 1））を設ける設計とする。

（予備 1））を設ける設計とする。

−−（追加要求事項なし）【44 条 21】
原子炉格納容器は，残留熱除去系（格納容器スプ

原子炉格納容器は，残留熱除去系（格納容器スプ

レイ冷却系）とあいまって原子炉冷却材圧力バウン

レイ冷却系）とあいまって原子炉冷却材圧力バウン

ダリ配管の最も過酷な破断を想定し，これにより放ダリ配管の最も過酷な破断を想定し，これにより放出される原子炉冷却材のエネルギによる原子炉冷出される原子炉冷却材のエネルギによる原子炉冷却材喪失時の圧力，温度及び設計上想定された地震

却材喪失時の圧力，温度及び設計上想定された地震荷重に耐える設計とする。また，原子炉冷却材喪失

荷重に耐える設計とする。また，原子炉冷却材喪失

時及び逃がし安全弁作動時において，原子炉格納容時及び逃がし安全弁作動時において，原子炉格納容器に生じる動荷重に耐える設計とする。

器に生じる動荷重に耐える設計とする。

−【44 条 2】
1−
（追加要求事項なし）

基本設計方針変 更

前

原子炉格納容器の開口部である出入口及び貫通

変 更工認添付説明書との関係

後

原子炉格納容器の開口部である出入口及び貫通 原子炉格納施設 要目表

様式 1 への反映結果（追加要求事項はないが，本工認で必要な設計）部を含めて原子炉格納容器全体の漏えい率を許容部を含めて原子炉格納容器全体の漏えい率を許容値以下に保ち，原子炉冷却材喪失時及び逃がし安全値以下に保ち，原子炉冷却材喪失時及び逃がし安全 Ⅴ-1-1-4-7

弁作動時において想定される原子炉格納容器内の弁作動時において想定される原子炉格納容器内の圧力，温度，放射線等の環境条件の下でも原子炉格

圧力，温度，放射線等の環境条件の下でも原子炉格

納容器バウンダリの健全性を保つ設計とする。

納容器バウンダリの健全性を保つ設計とする。

原子炉格納施設 原子炉格納容器（配管貫通部及び電気【44 条 3】配線貫通部）に係る機器の配置を明示した図面

4.
設備別記載事項の設定根拠に関する説明書

その他原子炉格納施設に係る設計

4.5 原子炉格納容器の電気配線貫通部の設計（原子炉格納施設）

8.1.4 原子炉格納容器配管貫通部及び電気配線貫通部

構造図
8.1.4 原子炉格納容器配管貫通部及び電気配線貫通部

通常運転時，運転時の異常な過渡変化時及び設計

通常運転時，運転時の異常な過渡変化時及び設計基準事故時において，原子炉格納容器バウンダリを基準事故時において，原子炉格納容器バウンダリを構成する機器は脆性破壊及び破断が生じない設計

構成する機器は脆性破壊及び破断が生じない設計とする。脆性破壊に対しては，最低使用温度を考慮とする。脆性破壊に対しては，最低使用温度を考慮した破壊じん性試験を行い，規定値を満足した材料

した破壊じん性試験を行い，規定値を満足した材料を使用する設計とする。

−−（追加要求事項なし）

を使用する設計とする。
【44 条 4】

原子炉格納容器を貫通する箇所及び出入口は，想原子炉格納容器を貫通する箇所及び出入口は，想 原子炉格納施設 要目表（追加要求事項ではないが，本工認で必要な設計）定される漏えい量その他の漏えい試験に影響を与定される漏えい量その他の漏えい試験に影響を与4.

える環境条件として，判定基準に適切な余裕係数をえる環境条件として，判定基準に適切な余裕係数を 原子炉格納施設 原子炉格納容器（配管貫通部及び電気

4.5 原子炉格納容器の電気配線貫通部の設計

見込み，日本電気協会「原子炉格納容器の漏えい率

見込み，日本電気協会「原子炉格納容器の漏えい率 配線貫通部）に係る機器の配置を明示した図面

試験規程」（ＪＥＡＣ４２０３）に定める漏えい試

試験規程」（ＪＥＡＣ４２０３）に定める漏えい試 8.1.4 原子炉格納容器配管貫通部及び電気配線貫通部

験のうちＢ種試験ができる設計とする。

その他原子炉格納施設に係る設計

験のうちＢ種試験ができる設計とする。
【44 条 5】構造図
8.1.4 原子炉格納容器配管貫通部及び電気配線貫通部

原子炉格納容器は，想定される重大事故等時にお Ⅴ-1-1-4-7

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.
（原子炉格納施設）

いて，設計基準対象施設としての最高使用圧力及び原子炉格納施設の兼用する設計

2.1 機能に係る設計条件の設定

最高使用温度を超える可能性があるが，設計基準対2.2 機能単位の系統の明確化

象施設としての最高使用圧力の 2 倍の圧力及び Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書

2.3 兼用する機能の確認

200 ℃の温度で閉じ込め機能を損なわない設計と

2.

する。

3.2 原子炉格納容器の重大事故時における設計条件①原子炉格納容器【63 条 21】【63 条 29】【63 条 26】【64 条 5】4.

2.5

【64 条 11】【64 条 22】【64 条 31】【64 条 42】

基本方針

重大事故時における原子炉格納容器の放射性物

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

質閉じ込め機能評価及びその他影響確認

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計【64 条 49】【65 条 11】【65 条 30】【66 条 5】3.

【66 条 12】【67 条 7】【67 条 15】

3.1 原子炉格納容器に係る設計
2

原子炉格納施設の設計

基本設計方針変 更

前

1.2 原子炉格納容器隔離弁

変 更

工認添付説明書との関係

後様式 1 への反映結果

1.2 原子炉格納容器隔離弁

原子炉格納容器を貫通する各施設の配管系に設

原子炉格納容器を貫通する各施設の配管系に設ける原子炉格納容器隔離弁（以下「隔離弁」という。
）

ける原子炉格納容器隔離弁（以下「隔離弁」という。
）

は，安全保護装置からの信号により，自動的に閉鎖

は，安全保護装置からの信号により，自動的に閉鎖する動力駆動弁，チェーンロックが可能な手動弁，する動力駆動弁，チェーンロックが可能な手動弁，キーロックが可能な遠隔操作弁又は隔離機能を有

キーロックが可能な遠隔操作弁又は隔離機能を有する逆止弁とし，原子炉格納容器の隔離機能の確保する逆止弁とし，原子炉格納容器の隔離機能の確保が可能な設計とする。

が可能な設計とする。

−−（追加要求事項なし）【44 条 6】
原子炉冷却材圧力バウンダリに連絡するか，又は原子炉冷却材圧力バウンダリに連絡するか，又は原子炉格納容器内に開口し，原子炉格納容器を貫通

原子炉格納容器内に開口し，原子炉格納容器を貫通している各配管は，原子炉冷却材喪失事故時に必要している各配管は，原子炉冷却材喪失事故時に必要とする配管及び計測制御系統施設に関連する小口とする配管及び計測制御系統施設に関連する小口

径配管を除いて，原則として原子炉格納容器の内側

径配管を除いて，原則として原子炉格納容器の内側に 1 個，外側に 1 個の自動隔離弁を原子炉格納容に 1 個，外側に 1 個の自動隔離弁を原子炉格納容器に近接した箇所に設ける設計とする。

器に近接した箇所に設ける設計とする。

−−（追加要求事項なし）【44 条 7】
ただし，原子炉冷却系統に係る発電用原子炉施設

ただし，原子炉冷却系統に係る発電用原子炉施設

内及び原子炉格納容器内に開口部がなく，かつ，原

内及び原子炉格納容器内に開口部がなく，かつ，原

子炉冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊の際

子炉冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊の際に損壊するおそれがない管，又は原子炉格納容器外に損壊するおそれがない管，又は原子炉格納容器外側で閉じた系を構成した管で，原子炉冷却系統に係側で閉じた系を構成した管で，原子炉冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊その他の異常の際に，原る発電用原子炉施設の損壊その他の異常の際に，原子炉格納容器内で水封が維持され，かつ，原子炉格

子炉格納容器内で水封が維持され，かつ，原子炉格

納容器外へ導かれた漏えい水による放射性物質の納容器外へ導かれた漏えい水による放射性物質の放出量が，原子炉冷却材喪失事故の原子炉格納容器

放出量が，原子炉冷却材喪失事故の原子炉格納容器

内気相部からの漏えいによる放出量に比べ十分小内気相部からの漏えいによる放出量に比べ十分小さい配管については，原子炉格納容器の外側又は内

さい配管については，原子炉格納容器の外側又は内側に少なくとも 1 個の隔離弁を原子炉格納容器に側に少なくとも 1 個の隔離弁を原子炉格納容器に近接した箇所に設ける設計とする。

−−（追加要求事項なし）

近接した箇所に設ける設計とする。
【44 条 8】

原子炉格納容器の内側で閉じた系を構成する管原子炉格納容器の内側で閉じた系を構成する管に設置する隔離弁は，遠隔操作にて閉止可能な弁をに設置する隔離弁は，遠隔操作にて閉止可能な弁を設置することも可能とする。

設置することも可能とする。

−−（追加要求事項なし）【44 条 9】貫通箇所の内側又は外側に設置する隔離弁は，一貫通箇所の内側又は外側に設置する隔離弁は，一方の側の設置箇所における管であって，湿気や水滴方の側の設置箇所における管であって，湿気や水滴−

3−（追加要求事項なし）

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後等により駆動機構等の機能が著しく低下するおそ等により駆動機構等の機能が著しく低下するおそれがある箇所，配管が狭隘部を貫通する場合であっれがある箇所，配管が狭隘部を貫通する場合であって貫通部に近接した箇所に設置できないことによて貫通部に近接した箇所に設置できないことによりその機能が著しく低下するような箇所には，貫通りその機能が著しく低下するような箇所には，貫通箇所の外側であって近接した箇所に 2 個の隔離弁箇所の外側であって近接した箇所に 2 個の隔離弁を設ける設計とする。

を設ける設計とする。

様式 1 への反映結果【44 条 10】
原子炉格納容器を貫通する配管には，圧力開放板 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書を設けない設計とする。

3.1.9 原子炉格納容器隔離弁

3.

原子炉格納施設の設計

3.1 原子炉格納容器に係る設計【44 条 11】(2) 各機器固有の設計c.

設計基準事故の収束に必要な非常用炉心冷却系，設計基準事故及び重大事故等の収束に必要な非 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書

3.

原子炉格納容器隔離弁に係る設計

原子炉格納施設の設計

可燃性ガス濃度制御系及び残留熱除去系（格納容器

常用炉心冷却系，可燃性ガス濃度制御系，不活性ガ

2.

基本方針

3.1 原子炉格納容器に係る設計

スプレイ冷却系）で原子炉格納容器を貫通する配ス系及び残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）

3.

原子炉格納施設の設計条件(2) 各機器固有の設計

管，その他隔離弁を設けることにより安全性を損なで原子炉格納容器を貫通する配管，その他隔離弁を3.1.9 原子炉格納容器隔離弁

うおそれがあり，かつ，当該系統の配管により原子設けることにより安全性を損なうおそれがあり，か炉格納容器の隔離機能が失われない場合は，自動隔つ，当該系統の配管により原子炉格納容器の隔離機離弁を設けない設計とする。

能が失われない場合は，自動隔離弁を設けない設計c.

原子炉格納容器隔離弁に係る設計とする。
【44 条 12】
ただし，原則遠隔操作が可能であり，設計基準事

ただし，原則遠隔操作が可能であり，設計基準事 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書

故時に容易に閉鎖可能な隔離機能を有する弁を設故時及び重大事故等時に容易に閉鎖可能な隔離機3.

置する設計とする。

能を有する弁を設置する設計とする。また，重大事

3.1.9 原子炉格納容器隔離弁

原子炉格納施設の設計条件

3.

原子炉格納施設の設計

3.1 原子炉格納容器に係る設計(2) 各機器固有の設計
c.

故等の収束に必要な設備に係る配管の隔離弁は，遠原子炉格納容器隔離弁に係る設計

隔操作により容易かつ確実に開閉操作ができる設計とする。
【44 条 13】
原子炉格納容器を貫通する計測制御系統施設又原子炉格納容器を貫通する計測制御系統施設又は制御棒駆動装置に関連する小口径配管であっては制御棒駆動装置に関連する小口径配管であって特に隔離弁を設けない場合には，隔離弁を設置した

特に隔離弁を設けない場合には，隔離弁を設置したのと同等の隔離機能を有する設計とする。

のと同等の隔離機能を有する設計とする。

−−（追加要求事項なし）【44 条 14】
原子炉冷却材圧力バウンダリに接続される原子原子炉冷却材圧力バウンダリに接続される原子炉格納容器を貫通する計測系配管に隔離弁を設け炉格納容器を貫通する計測系配管に隔離弁を設けない場合は，オリフィス又は過流量防止逆止弁を設ない場合は，オリフィス又は過流量防止逆止弁を設置し，流出量抑制対策を講じる設計とする。

置し，流出量抑制対策を講じる設計とする。

−【44 条 15】4−（追加要求事項なし）

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後隔離弁は，閉止後に駆動動力源が喪失した場合に隔離弁は，閉止後に駆動動力源が喪失した場合においても閉止状態が維持され隔離機能が喪失しなおいても閉止状態が維持され隔離機能が喪失しない設計とする。また，隔離弁のうち，隔離信号で自い設計とする。また，隔離弁のうち，隔離信号で自動閉止するものは，隔離信号が除去されても自動開

動閉止するものは，隔離信号が除去されても自動開とはならない設計とする。

とはならない設計とする。

−

様式 1 への反映結果−（追加要求事項なし）【44 条 16】
隔離弁は，想定される漏えい量その他の漏えい試隔離弁は，想定される漏えい量その他の漏えい試

験に影響を与える環境条件として，判定基準に適切験に影響を与える環境条件として，判定基準に適切な余裕係数を見込み，日本電気協会「原子炉格納容

な余裕係数を見込み，日本電気協会「原子炉格納容器の漏えい率試験規程」（ＪＥＡＣ４２０３）に定器の漏えい率試験規程」（ＪＥＡＣ４２０３）に定める漏えい試験のうちＣ種試験ができる設計とす

める漏えい試験のうちＣ種試験ができる設計とする。また，隔離弁は動作試験ができる設計とする。

−−（追加要求事項なし）

る。また，隔離弁は動作試験ができる設計とする。
【44 条 17】

2.

原子炉建屋

2.1 原子炉建屋原子炉棟等

2.

原子炉建屋

2.1 原子炉建屋原子炉棟等

原子炉冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊

原子炉冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊

又は故障の際に原子炉格納容器から気体状の放射又は故障の際に原子炉格納容器から気体状の放射性物質が漏えいすることによる敷地境界外の実効性物質が漏えいすることによる敷地境界外の実効線量が「発電用軽水型原子炉施設の安全評価に関す線量が「発電用軽水型原子炉施設の安全評価に関する審査指針（平成 2 年 8 月 30 日原子力安全委員

る審査指針（平成 2 年 8 月 30 日原子力安全委員会）」に規定する線量を超えないよう，当該放射性会）」に規定する線量を超えないよう，当該放射性物質の濃度を低減する設備として原子炉建屋原子物質の濃度を低減する設備として原子炉建屋原子炉棟を設置する。

−−（追加要求事項なし）

炉棟を設置する。
【44 条 20】

ドライウェル内ガス冷却装置は，冷却コイル及びドライウェル内ガス冷却装置は，冷却コイル及び送風機よりなる装置で，ドライウェル内のガスを循

送風機よりなる装置で，ドライウェル内のガスを循環冷却する設計とする。

−

環冷却する設計とする。

−（追加要求事項なし）【44 条 21】
原子炉建屋原子炉棟は，原子炉格納容器を収納す

原子炉建屋原子炉棟は，原子炉格納容器を収納する建屋であって，非常用ガス処理系等により，内部

る建屋であって，非常用ガス処理系等により，内部の負圧を確保し，原子炉格納容器から放射性物質のの負圧を確保し，原子炉格納容器から放射性物質の漏えいがあっても発電所周辺に直接放出されるこ

漏えいがあっても発電所周辺に直接放出されることを防止する設計とする。

とを防止する設計とする。

−−（追加要求事項なし）【44 条 22】
原子炉建屋原子炉棟に開口部を設ける場合には，気密性を確保する設計とする。

原子炉建屋原子炉棟に開口部を設ける場合には，−気密性を確保する設計とする。
【44 条 24】
5−
（追加要求事項なし）

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後

新燃料貯蔵庫及び使用済燃料プールは，燃料体等

新燃料貯蔵庫及び使用済燃料プールは，燃料体等の落下により燃料体等が破損して放射性物質の放の落下により燃料体等が破損して放射性物質の放出により公衆に放射線障害を及ぼすおそれがある

出により公衆に放射線障害を及ぼすおそれがある場合において，原子炉建屋原子炉棟内に設置し，放場合において，原子炉建屋原子炉棟内に設置し，放射性物質の放散を防ぐことにより，放射性物質の放射性物質の放散を防ぐことにより，放射性物質の放出による公衆への影響を低減できる設計とする。放出による公衆への影響を低減できる設計とする。放射性物質による敷地外への影響を低減するため，原

射性物質による敷地外への影響を低減するため，原子炉建屋原子炉棟内に設置する

子炉建屋原子炉棟内に設置する様式 1 への反映結果−−（追加要求事項なし）【26 条 51】
原子炉建屋原子炉棟は，重大事故等時において Ⅴ-1-1-4-7
も，非常用ガス処理系により，内部の負圧を確保す

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 3.
（原子炉格納施設）

原子炉格納施設の設計

3.5 原子炉建屋原子炉棟に係る設計ることができる設計とする。原子炉建屋原子炉棟の4.

気密バウンダリの一部として原子炉建屋原子炉棟 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書

4.3 原子炉建屋外側ブローアウトパネルの設計に設置する原子炉建屋外側ブローアウトパネルは，

3.1.16

原子炉建屋原子炉棟

その他原子炉格納施設に係る設計

ブローアウトパネル閉止装置の設計

閉状態の維持又は開放時に再閉止が可能な設計とする。

Ｖ-1-1-6【68 条 3】【74 条 22】

安全設備及び重大事故等対処設備が使用される条件の下における健全性に関する説明書
別添-4

原子炉建屋原子炉棟は，設計基準事故対処設備で Ｖ-1-1-6

ブローアウトパネル関連設備の設計方針

安全設備及び重大事故等対処設備が使用され 3.5 原子炉建屋原子炉棟に係る設計あるとともに，重大事故等時においても使用するたる条件の下における健全性に関する説明書

め，重大事故等対処設備としての基本設計方針に示

2.1 多重性又は多様性及び独立性並びに位置的分散す設計方針を適用する。ただし，多様性及び独立性

3.6 原子炉格納施設

並びに位置的分散を考慮すべき対象の設計基準事
故対処設備はないことから，重大事故等対象設備の基本方針のうち多様性及び独立性並びに位置的分
散の設計方針は適用しない。
【74 条 24】3.

圧力低減設備その他の安全設備

3.1 真空破壊装置

3.

圧力低減設備その他の安全設備

3.1 真空破壊装置

原子炉冷却材喪失事故後，ドライウェル内蒸気の原子炉冷却材喪失事故後，ドライウェル内蒸気の凝縮が進み，ドライウェル圧力がサプレッション・

凝縮が進み，ドライウェル圧力がサプレッション・

チェンバ圧力より低下した下がった場合に，ドライ

チェンバ圧力より低下した下がった場合に，ドライ

ウェルとサプレッション・チェンバ間に設置された

ウェルとサプレッション・チェンバ間に設置された

11 台の真空破壊装置が，圧力差により自動的に働11 台の真空破壊装置が，圧力差により自動的に働きくことにより，サプレッション・チェンバのプー

きくことにより，サプレッション・チェンバのプー

ル水のドライウェルへの逆流並びに，あるいはドラ

ル水のドライウェルへの逆流並びに，あるいはドラ−

6−（追加要求事項なし）

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後

イウェルとサプレッション・チェンバの差圧によるイウェルとサプレッション・チェンバの差圧によるダイヤフラム・フロア及び原子炉圧力容器基礎の破ダイヤフラム・フロア及び原子炉圧力容器基礎の破損を防止できるする設計とする。

損を防止できるする設計とする。

なお，発電用原子炉の運転時に原子炉格納容器になお，発電用原子炉の運転時に原子炉格納容器に窒素を充てんしていることなどから，原子炉格納容

窒素を充てんしていることなどから，原子炉格納容

器外面に受ける圧力が設計を超えることはない。

器外面に受ける圧力が設計を超えることはない。

様式 1 への反映結果【20 条 17】【57 条 17】
原子炉格納容器内に設置される真空破壊装置は， Ⅴ-1-1-4-7

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 3.
（原子炉格納施設）想定される重大事故等時において，ドライウェル圧

原子炉格納施設の設計

3.4 真空破壊装置の設計

力がサプレッション・チェンバ圧力より低下した場
合に，ドライウェルとサプレッション・チェンバ間 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書に設置された 11 台の真空破壊装置が，圧力差によ3.1.15

真空破壊装置り自動的に働き，サプレッション・チェンバのプー
ル水逆流並びにドライウェルとサプレッション・チ
ェンバの差圧によるダイヤフラム・フロア及び原子炉圧力容器基礎の破損を防止できる設計とする。
【54 条 17】【63 条 22】【63 条 30】【63 条 26】
【64 条 6】【64 条 13】【64 条 24】
【64 条 33】【64 条 43】【64 条 51】【65 条 12】【65 条 30】【66 条 6】【66 条 14】【67 条 8】【67 条 16】
3.2 原子炉格納容器安全設備
3.2.1 格納容器スプレイ冷却系

3.2 原子炉格納容器安全設備
3.2.1

格納容器スプレイ冷却系

原子炉冷却系統に係る発電用原子炉施設の原子炉冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊又は故障の際に生ずる原子炉格納容器内

損壊又は故障の際に生ずる原子炉格納容器内の圧力及び温度の上昇により原子炉格納容器の圧力及び温度の上昇により原子炉格納容器の安全性を損なうことを防止するため，原子炉の安全性を損なうことを防止するため，原子炉

格納容器内において発生した熱を除去する設

格納容器内において発生した熱を除去する設備として，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷備として，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）を設ける。

却系）を設ける。

−−（追加要求事項なし）【44 条 27】
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）は，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）は，

原子炉冷却材圧力バウンダリ配管の最も過酷

原子炉冷却材圧力バウンダリ配管の最も過酷な破断を想定した場合でも，放出されるエネルな破断を想定した場合でも，放出されるエネル

ギによる設計基準事故時の原子炉格納容器内ギによる設計基準事故時の原子炉格納容器内

圧力，温度が最高使用圧力，最高使用温度を超

圧力，温度が最高使用圧力，最高使用温度を超えないようにし，かつ，原子炉格納容器の内圧えないようにし，かつ，原子炉格納容器の内圧を速やかに下げて低く維持することにより，放を速やかに下げて低く維持することにより，放−7−（追加要求事項なし）

基本設計方針
変 更

前射性物質の外部への漏えいを少なくする設計
とする。

変 更

工認添付説明書との関係

後様式 1 への反映結果

射性物質の外部への漏えいを少なくする設計とする。
【44 条 28】

原子炉冷却系統に係る発電用原子炉施設の原子炉冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊又は故障の際に原子炉格納容器から気体損壊又は故障の際に原子炉格納容器から気体状の放射性物質が漏えいすることによる敷地状の放射性物質が漏えいすることによる敷地

境界外の実効線量が「発電用軽水型原子炉施設

境界外の実効線量が「発電用軽水型原子炉施設の安全評価に関する審査指針（平成 2 年 8 月の安全評価に関する審査指針（平成 2 年 8 月

30 日原子力安全委員会）」に規定する線量を超

30 日原子力安全委員会）」に規定する線量を超えないよう，当該放射性物質の濃度を低減する

えないよう，当該放射性物質の濃度を低減する設備として残留熱除去系（格納容器スプレイ冷設備として残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）を設置する。

−−（追加要求事項なし）

却系）を設置する。
【44 条 20】

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）は，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）は，

原子炉冷却材喪失事故時に，サプレッション・

原子炉冷却材喪失事故時に，サプレッション・

チェンバのプール水をドライウェル内及びサ

チェンバのプール水をドライウェル内及びサ

プレッション・チェンバ内にスプレイすること

プレッション・チェンバ内にスプレイすること

により，環境に放出される放射性物質の濃度をにより，環境に放出される放射性物質の濃度を減少させる設計とする。

減少させる設計とする。

−−（追加要求事項なし）【44 条 25】
原子炉格納容器安全設備のうち，サプレッシ

原子炉格納容器安全設備のうち，サプレッシ Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が使用され 2.

原子炉格納施設の兼用する設計ョン・チェンバのプール水を水源とする原子炉ョン・チェンバのプール水を水源とする原子炉

格納容器安全設備のポンプは，原子炉格納容器

格納容器安全設備のポンプは，原子炉格納容器

内の圧力及び温度並びに，冷却材中の異物の影

内の圧力及び温度並びに，冷却材中の異物の影

響について「非常用炉心冷却設備又は格納容器

響について「非常用炉心冷却設備又は格納容器 Ⅴ-1-8-4 圧力低減設備その他の安全設備のポンプの有(1) 設備共通の設計

熱除去設備に係るろ過装置の性能評価等につ

熱除去設備に係るろ過装置の性能評価等につc.

いて（内規）」（平成 20・02・12 原院第 5 号（平いて（内規）」（平成 20・02・12 原院第 5 号（平成 20 年 2 月 27 日原子力安全・保安院制定））

成 20 年 2 月 27 日原子力安全・保安院制定））によるろ過装置の性能評価により，設計基準事によるろ過装置の性能評価により，設計基準事

故時に想定される最も小さい有効吸込水頭に故時及び重大事故等時に想定される最も小さおいても，正常に機能する能力を有する設計とい有効吸込水頭においても，正常に機能する能する。

る条件の下における健全性に関する説明書

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計

2.6 各機器固有の設計

効吸込水頭に関する説明書
2.1

サプレッション・プールを水源とするポンプの圧力低減設備のポンプの有効吸込水頭に係る設計

有効 NPSH
3.1

サプレッション・プールを水源とするポンプの評価方針

3.4.1 サプレッション・プールを水源とするポンプ力を有する設計とする。
【44 条 29】【54 条 107】

2.5

2.3 環境条件等の有効 NPSH 評価方法
3.5.1 サプレッション・プールを水源とするポンプの有効 NPSH 評価結果

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）の残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）の仕様は，設置（変更）許可を受けた申請した設

仕様は，設置（変更）許可を受けた申請した設計基準事故の評価の条件を満足する設計とす

計基準事故の評価の条件を満足する設計とす−

8−（追加要求事項なし）

基本設計方針
変 更

前

る。

変 更

工認添付説明書との関係

後様式 1 への反映結果る。
【44 条 30】

サプレッション・チェンバは，設計基準対処
3

施設として容量 3400 m ，個数 1 個を設置する。

サプレッション・チェンバは，設計基準対処
施設として容量 3400 m3，個数 1 個を設置する。

−−（追加要求事項なし）【44 条 31】
残留熱除去系ポンプ（格納容器スプレイ冷却

残留熱除去系ポンプ（格納容器スプレイ冷却系）は，テストラインを構成することにより，系）は，テストラインを構成することにより，発電用原子炉の運転中に試験ができる設計と発電用原子炉の運転中に試験ができる設計とする。また，設計基準事故時に動作する弁につする。また，設計基準事故時に動作する弁については，残留熱除去系ポンプ（格納容器スプレ

いては，残留熱除去系ポンプ（格納容器スプレ

イ冷却系）が停止中に開閉試験ができる設計とイ冷却系）が停止中に開閉試験ができる設計と

する。

−

−

（追加要求事項なし）する。
【44 条 32】
重要度が特に高い安全機能を有する系統に Ｖ-1-1-6

安全設備及び重大事故等対処設備が使用され 2.

原子炉格納施設の兼用する設計

おいて，設計基準事故が発生した場合に長期間る条件の下における健全性に関する説明書

2.1 機能に係る設計条件の設定にわたって機能が要求される静的機器のうち，2.1 多重性又は多様性及び独立性並びに位置的分散

2.2 機能単位の系統の明確化

単一設計とする残留熱除去系（格納容器スプレ

3.6 原子炉格納施設

2.3 兼用する機能の確認

イ冷却系）のスプレイヘッダ（サプレッション・

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

チェンバ側）については，想定される最も過酷③原子炉格納容器安全設備
・格納容器スプレイヘッダ

な単一故障の条件として，配管 1 箇所の全周破2.5断を想定した場合においても，原子炉格納容器兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計の冷却機能を達成できる設計とする。
4.

【14 条 11】

その他原子炉格納施設に係る設計

4.1 放射性物質濃度低減設備の単一故障に係る設備
また，このような場合においても，残留熱除 Ｖ-1-1-6

安全設備及び重大事故等対処設備が使用され 4.

去系 2 系統にてドライウェルスプレイを行う

る条件の下における健全性に関する説明書

か，又は 1 系統をドライウェルスプレイ，もう2.1 多重性又は多様性及び独立性並びに位置的分散

1 系統を残留熱除去系（サプレッション・プー

3.6 原子炉格納施設

その他原子炉格納施設に係る設計

4.1 放射性物質濃度低減設備の単一故障に係る設備

ル冷却系）で運転することで原子炉格納容器の冷却機能を代替できる設計とする。
【14 条 12】
原子炉格納容器内の冷却等のための設備と Ⅴ-1-1-4-3

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.
（原子炉冷却系統施設）

して，想定される重大事故等時において，設計

原子炉格納施設の兼用する設計

2.1 機能に係る設計条件の設定

基準事故対処設備である残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）が使用できる場合は重大事 Ⅴ-1-1-4-7
故等対処設備として使用できる設計とする。

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 Ⅴ-1-10-34「原子炉冷却系統施設」の様式-1（原子炉格納施設）【64 条 2】

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.1 機能単位の系統の明確化

9基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
3.2.3 重大事故等時における原子炉格納容器冷却機

様式 1 への反映結果
18.2 兼用する機能の確認
18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計③残留熱除去設備

能・残留熱除去系
18.4

兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計
炉心の著しい損傷防止のための原子炉格納 第 1-4-1 図

単線結線図（1／5）

容器内冷却に用いる設備のうち，残留熱除去系

Ⅴ-1-10-34「原子炉冷却系統施設」の様式-1
18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計（格納容器スプレイ冷却系）が，全交流動力電 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書

18.5 各機器固有の設計

源喪失により，残留熱除去系（格納容器スプレ(2) その他各設備固有の設計

3.2.3 重大事故等時における原子炉格納容器冷却機能

イ冷却系）が起動できない場合の重大事故等対b.

処設備として，常設代替交流電源設備を使用(a) 残留熱除去系への電源供給に関する設計

残留熱除去設備

し，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）を復旧できる設計とする。
【64 条 15】
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）は， 第 1-4-1 図

単線結線図（1／5）

常設代替交流電源設備からの給電により機能

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計を復旧し，残留熱除去系ポンプによりサプレッ Ⅴ-1-1-4-3
ション・チェンバのプール水をドライウェル内

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉冷却系統施設）

及びサプレッション・チェンバ内にスプレイすする。本系統に使用する冷却水は残留熱除去系

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉格納施設）

海水系又は緊急用海水系から供給できる設計【64 条 16】18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計③残留熱除去設備
・残留熱除去系

ることで原子炉格納容器を冷却できる設計と Ⅴ-1-1-4-7とする。

Ⅴ-1-10-3「原子炉冷却系統施設」の様式-1

18.5 各機器固有の設計(2) その他各設備固有の設計b.

Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書

残留熱除去設備(a) 残留熱除去系への電源供給に関する設計

3.2.2 重大事故等時における原子炉格納容器冷却機
能3.2.3 重大事故等時における原子炉格納容器冷却機
能

炉心の著しい損傷が発生した場合において， 第 1-4-1 図

単線結線図（1／5）

全交流動力電源喪失又は残留熱除去系海水系

Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1
18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

機能喪失によるサポート系の故障により，残留 Ⅴ-1-1-4-3
熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）が起動で設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉冷却系統施設）

きない場合の重大事故等対処設備として，常設

18.1 機能単位の系統の明確化
18.2 兼用する機能の確認
18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

代替交流電源設備を使用し，残留熱除去系（格 Ⅴ-1-1-4-7
納容器スプレイ冷却系）を復旧できる設計とす

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉格納施設）る。

③残留熱除去設備
・残留熱除去系
18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）は， Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
10に関する設計基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後

常設代替交流電源設備からの給電により機能

3.2.3 重大事故等時における原子炉格納容器冷却を復旧し，残留熱除去系ポンプによりサプレッ

様式 1 への反映結果
18.5 各機器固有の設計

機能(2) その他各設備固有の設計

ション・チェンバのプール水をドライウェル内b.

及びサプレッション・チェンバ内にスプレイす(a) 残留熱除去系への電源供給に関する設計

残留熱除去設備ることで原子炉格納容器を冷却できる設計とする。本系統に使用する冷却水は残留熱除去系
海水系又は緊急用海水系から供給できる設計とする。
【64 条 16】【64 条 35】
残留熱除去系ポンプ及び残留熱除去系熱交 Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が使用され Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1
換器は，設計基準事故対処設備であるとともにる条件の下における健全性に関する説明書

重大事故等時においても使用するため，重大事

2.1 多重性又は多様性及び独立性並びに位置的分散

18.1 機能単位の系統の明確化

故等対処設備としての基本方針に示す設計方

3.6 原子炉格納施設

18.2 兼用する機能の確認

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計針を適用する。ただし，多様性及び独立性並びに位置的分散を考慮すべき対象の設計基準事③残留熱除去設備

故対処設備はないことから，重大事故等対処設

・残留熱除去系

備の基本方針のうち「5.1.2

多様性，位置的

18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等分散等」に示す設計方針は適用しない。

に関する設計【64 条 52】
3.2.2 サプレッション・プール冷却系

3.2.2

サプレッション・プール冷却系

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）は，サプレッション・チェンバのプール水系）は，サプレッション・チェンバのプール水を水源とし，残留熱除去系ポンプより残留熱除を水源とし，残留熱除去系ポンプより残留熱除

去系熱交換器を介して循環冷却することによ

去系熱交換器を介して循環冷却することにより，サプレッション・チェンバのプール水を除り，サプレッション・チェンバのプール水を除熱できる設計とする。

熱できる設計とする。

−−（追加要求事項なし）【44 条 32】
原子炉格納容器内の冷却等のための設備と Ⅴ-1-1-4-3

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.
（原子炉冷却系統施設）

して，想定される重大事故等時において，設計

原子炉格納施設の兼用する設計

2.1 機能に係る設計条件の設定

基準事故対処設備である残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）が使用できる場合はⅤ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1

重大事故等対処設備として使用できる設計と Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計する。

18.1 機能単位の系統の明確化

3.2.3 重大事故等時における原子炉格納容器冷却機【64 条 2】

能18.2 兼用する機能の確認
18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計③残留熱除去設備
・残留熱除去系

11

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後様式 1 への反映結果
18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却 第 1-4-1 図

単線結線図（1／5）

系）は，常設代替交流電源設備からの給電によ

Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1
18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

り機能を復旧し，残留熱除去系ポンプ及び熱交 Ⅴ-1-1-4-3換器により，サプレッション・チェンバのプー

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉冷却系統施設）

18.1 機能単位の系統の明確化
18.2 兼用する機能の確認

ル水を冷却することで原子炉格納容器を冷却

18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計できる設計とする。本系統に使用する冷却水 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書③残留熱除去設備

は，残留熱除去系海水系又は緊急用海水系から3.2.2 重大事故等時における原子炉格納容器冷却機供給できる設計とする。
【64 条 26】

3.2.3 重大事故等時における原子炉格納容器冷却機

炉心の著しい損傷防止のための原子炉格納・残留熱除去系
18.5 各機器固有の設計

能能(2) その他各設備固有の設計
b.

容器内冷却に用いる設備のうち，残留熱除去系

残留熱除去設備(a) 残留熱除去系への電源供給に関する設計（サプレッション・プール冷却系）が，全交流動力電源喪失により起動できない場合の重大事故等対処設備として，常設代替交流電源設備を使用し，残留熱除去系（サプレッション・プ
ール冷却系）を復旧できる設計とする。
【64 条 24】
炉心の著しい損傷が発生した場合において， 第 1-4-1 図

単線結線図（1／5）

全交流動力電源喪失又は残留熱除去系海水系

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

機能喪失によるサポート系の故障により，残留 Ⅴ-1-1-4-3

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉冷却系統施設）

熱除去系（サプレッション・プール冷却系）が起動できない場合の重大事故等対処設備とし3.2.2 重大事故等時における原子炉格納容器冷却機
能できる設計とする。
残留熱除去系（サプレッション・プール冷却18.1 機能単位の系統の明確化
18.2 兼用する機能の確認
18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計て，常設代替交流電源設備を使用し，残留熱除 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
去系（サプレッション・プール冷却系）を復旧

Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1

・残留熱除去系
18.5 各機器固有の設計

3.2.3 重大事故等時における原子炉格納容器冷却機系）は，常設代替交流電源設備からの給電によ③残留熱除去設備

能(2) その他各設備固有の設計
b.

り機能を復旧し，残留熱除去系ポンプ及び残留残留熱除去設備(a) 残留熱除去系への電源供給に関する設計

熱除去系熱交換器により，サプレッション・チ
ェンバのプール水を冷却することで原子炉格
納容器を冷却できる設計とする。本系統に使用する冷却水は，残留熱除去系海水系又は緊急用
海水系から供給できる設計とする。
【64 条 25】
【64 条 43】
残留熱除去系（サプレッション・プール冷却 第 1-4-1 図
12単線結線図（1／5）

Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後様式 1 への反映結果
18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計系）は，常設代替交流電源設備からの給電により機能を復旧し，残留熱除去系ポンプ及び熱交 Ⅴ-1-1-4-3換器により，サプレッション・チェンバのプー

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉冷却系統施設）

ル水を冷却することで原子炉格納容器を冷却

18.1 機能単位の系統の明確化
18.2 兼用する機能の確認
18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計できる設計とする。本系統に使用する冷却水 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
は，残留熱除去系海水系又は緊急用海水系から③残留熱除去設備

3.2.3 重大事故等時における原子炉格納容器冷却機
能供給できる設計とする。

・残留熱除去系
18.5 各機器固有の設計【64 条 25】
【64 条 43】(2) その他各設備固有の設計b.

残留熱除去設備(a) 残留熱除去系への電源供給に関する設計
残留熱除去系ポンプ及び残留熱除去系熱交 Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が使用され Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1
18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

換器残留熱除去系（サプレッション・プール冷る条件の下における健全性に関する説明書

却系）は，設計基準事故対処設備であるととも

2.1 多重性又は多様性及び独立性並びに位置的分散

18.1 機能単位の系統の明確化に重大事故等時においても使用するため，重大

3.6 原子炉格納施設

18.2 兼用する機能の確認

事故等対処設備としての基本方針に示す設計

18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計方針を適用する。ただし，多様性及び独立性並③残留熱除去設備

びに位置的分散を考慮すべき対象の設計基準

・残留熱除去系
18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等

事故対処設備はないことから，重大事故等対処
設備の基本方針のうち「5.1.2

多様性，位置に関する設計的分散等」に示す設計方針は適用しない。
【64 条 52】
3.2.3

ほう酸水注入系

Ⅴ-1-1-4-4

炉心の著しい損傷が発生した場合に溶融炉

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.
（計測制御系統施設）

原子炉格納施設の兼用する設計

2.1 機能に係る設計条件の設定

心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下を遅延・防止するための重大事故等対処設 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
備として，ほう酸水注入系を設ける設計とす能る。なお，この場合は，低圧代替注水系（常設），
低圧代替注水系（可搬型），代替循環冷却系及

Ⅴ-1-10-5「計測制御系統施設」の様式-1

3.2.2 重大事故等時における原子炉格納容器冷却機 2.

2.1 機能単位の系統の明確化

3.2.5 重大事故等時における原子炉格納容器下部のび高圧代替注水系のいずれかによる原子炉圧計測制御系統施設の兼用に関する設計

溶融炉心冷却機能

2.2 兼用する機能の確認
2.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

力容器への注水と並行して行う。

① ほう酸水注入系【66 条 38】2.4

兼用を含む計測制御系統施設の機器の仕様等に関する設計

ほう酸水注入系は，ほう酸水注入ポンプによ Ⅴ-1-1-4-4り，ほう酸水貯蔵タンクのほう酸水を原子炉圧設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.
（計測制御系統施設）

原子炉格納施設の兼用する設計

2.1 機能に係る設計条件の設定

力容器へ注入することで，溶融炉心のペデスタ
ル（ドライウェル部）の床面への落下を遅延・ Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
13

Ⅴ-1-10-5「計測制御系統施設」の様式-1

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後防止する設計とする。

様式 1 への反映結果

3.2.2 重大事故等時における原子炉格納容器冷却機 2.

【66 条 39】

能計測制御系統施設の兼用に関する設計

2.1 機能単位の系統の明確化

3.2.5 重大事故等時における原子炉格納容器下部の溶融炉心冷却機能

2.2 兼用する機能の確認
2.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計① ほう酸水注入系
2.4

兼用を含む計測制御系統施設の機器の仕様等に関する設計
ほう酸水注入系は，非常用交流電源設備に加第 1-4-1 図 単線結線図（1／5）

Ⅴ-1-10-5「計測制御系統施設」の様式-1

え，代替所内電気設備を経由した常設代替交流2.

電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの2.5 各機器固有の設計

計測制御系統施設の兼用に関する設計

給電が可能な設計とする。

(2) ほう酸水注入系への電源供給に関する設計【66 条 39-1】
設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 Ⅴ-1-10-5「計測制御系統施設」の様式-1

ほう酸水注入系の流路として，設計基準対象 Ⅴ-1-1-4-1
施設である原子炉圧力容器，炉心支持構造物及（原子炉本体）2.

計測制御系統施設の兼用に関する設計

び原子炉圧力容器内部構造物を重大事故等対2.1 機能単位の系統の明確化

処設備として使用することから，流路に係る機 Ⅴ-3-3-1 原子炉圧力容器の強度計算書

2.2 兼用する機能の確認能について重大事故等対処設備としての設計

2.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計を行う。

Ⅴ-3-3-2 原子炉圧力容器付属構造物の強度計算書① ほう酸水注入系
2.4【66 条 40】
Ⅴ-3-3-3 原子炉圧力容器内部構造物の強度計算書

兼用を含む計測制御系統施設の機器の仕様等に関する設計
2.5 各機器固有の設計

Ⅴ-3-別添 6 炉心支持構造物の強度に関する説明書

Ⅴ-3-別添 7 原子炉圧力容器内部構造物の強度計算書
3.2.4

代替格納容器スプレイ冷却系

Ⅴ-1-1-4-3

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.
（原子炉冷却系統施設）

原子炉格納容器内の冷却等のための設備の原子炉格納施設の兼用する設計

2.1 機能に係る設計条件の設定

うち，設計基準事故対処設備が有する原子炉格
納容器内の冷却機能が喪失した場合において Ⅴ-1-1-4-7

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1（原子炉格納施設）

炉心の著しい損傷を防止するために原子炉格18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

納容器内の圧力及び温度を低下させるため，ま18.1 機能単位の系統の明確化

た，炉心の著しい損傷が発生した場合において Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書

18.2 兼用する機能の確認

原子炉格納容器の破損を防止するために原子18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

3.2.3 重大事故等時における原子炉格納容器冷却機

炉格納容器内の圧力及び温度並びに放射性物能③残留熱除去設備

質の濃度を低下させるための重大事故等対処

・残留熱除去系

設備として，代替格納容器スプレイ冷却系（常④ 非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

設）及び代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）・低圧代替注水系を設ける設計とする。

18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等
14

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後様式 1 への反映結果【64 条 1】
(1)

に関する設計常設低圧代替注水系ポンプによる代替格納 Ⅴ-1-1-4-3

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.
（原子炉冷却系統施設）

容器スプレイ

原子炉格納施設の兼用する設計

2.1 機能に係る設計条件の設定

炉心の著しい損傷防止のための原子炉格納容器内冷却に用いる設備のうち，残留熱除去系 Ⅴ-1-1-4-7

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1（原子炉格納施設）（格納容器スプレイ冷却系）が機能喪失した場

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

合及び全交流動力電源喪失又は残留熱除去系

18.1 機能単位の系統の明確化

海水系機能喪失によるサポート系の故障によ Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書

18.2 兼用する機能の確認

り，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）

18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

3.2.3 重大事故等時における原子炉格納容器冷却機③残留熱除去設備

能及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）が起動できない場合の重大事故等対処設

・残留熱除去系

備として，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）④は，常設低圧代替注水系ポンプにより，代替淡・低圧代替注水系

水貯槽の水を残留熱除去系等を経由して原子非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計炉格納容器内のスプレイヘッダからドライウ
ェル内にスプレイすることで，原子炉格納容器
内の圧力及び温度を低下させることができる
設計とする。
【64 条 3】【64 条 13】
炉心の著しい損傷が発生した場合において， Ⅴ-1-1-4-3

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.
（原子炉冷却系統施設）

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）が機

原子炉格納施設の兼用する設計

2.1 機能に係る設計条件の設定

能喪失した場合及び全交流動力電源喪失又は残留熱除去系海水系機能喪失によるサポート Ⅴ-1-1-4-7

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1（原子炉格納施設）

系の故障により，残留熱除去系（格納容器スプ18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

レイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッショ

18.1 機能単位の系統の明確化

ン・プール冷却系）が起動できない場合の重大 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書

18.2 兼用する機能の確認

事故等対処設備として，代替格納容器スプレイ 3.2.3 重大事故等時における原子炉格納容器冷却機能

18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

冷却系（常設）は，常設低圧代替注水系ポンプ③残留熱除去設備

により，代替淡水貯槽の水を残留熱除去系等を・残留熱除去系

経由してスプレイヘッダからドライウェル内④にスプレイすることで，原子炉格納容器内の圧・低圧代替注水系

非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等

力及び温度並びに放射性物質の濃度を低下させることができる設計とする。

に関する設計【64 条 33】
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，代 第 1-4-1 図

単線結線図（1／5）

Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1

替所内電気設備を経由した常設代替交流電源 第 1-4-2 図

単線結線図（2／5）

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電

18.5 各機器固有の設計
15

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後が可能な設計とする。
【64 条 4】様式 1 への反映結果

Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書(2) その他各設備固有の設計

3.2.3 重大事故等時における原子炉格納容器冷却機

b. 残留熱除去設備

能(a) 残留熱除去系への電源供給に関する設計
c. 非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備(b) 低圧代替注水系への電源供給に関する設計

全交流動力電源喪失又は残留熱除去系海水 Ⅴ-1-1-4-3
系機能喪失によるサポート系の故障により，残設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 Ⅴ-1-10-3「原子炉冷却系統施設」の様式-1（原子炉冷却系統施設）

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び残18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

留熱除去系（サプレッション・プール冷却系） Ⅴ-1-1-4-7が起動できない場合の重大事故等対処設備と設備別記載事項の設定根拠に関する説明書③残留熱除去設備（原子炉格納施設）

・残留熱除去系

して使用する代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，常設低圧代替注水系ポンプにより，代 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
替淡水貯槽の水を残留熱除去系等を経由して

3.2.3 重大事故等時における原子炉格納容器冷却機

原子炉格納容器内のスプレイヘッダからドラ

能イウェル内にスプレイすることで，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させることができる設計とする。
【64 条 13】
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，炉 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を3.2.3 重大事故等時における原子炉格納容器冷却機

2.

原子炉格納施設の兼用する設計

2.1 機能に係る設計条件の設定

能防止するための設備として兼用する設計とする。

Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1【64 条 51】

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.1 機能単位の系統の明確化
18.2 兼用する機能の確認
18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計③残留熱除去設備
・残留熱除去系④

非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

・低圧代替注水系
18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，残 Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が使用され Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1
留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）と共通る条件の下における健全性に関する説明書

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計要因によって同時に機能を損なわないよう，常2.1 多重性又は多様性及び独立性並びに位置的分散

18.1 機能単位の系統の明確化

設低圧代替注水系ポンプを代替所内電気設備

3.6 原子炉格納施設

18.2 兼用する機能の確認
18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型
16

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後

代替交流電源設備からの給電により駆動でき

様式 1 への反映結果③残留熱除去設備ることで，非常用所内電気設備を経由した非常・残留熱除去系

用交流電源設備からの給電により駆動する残④

留熱除去系ポンプを用いた残留熱除去系（格納非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

・低圧代替注水系
18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等

容器スプレイ冷却系）に対して多様性を有するに関する設計設計とする。
【64 条 53】

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の電動 Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が使用され Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1
弁は，ハンドルを設けて手動操作を可能とする

る条件の下における健全性に関する説明書

ことで，非常用交流電源設備からの給電による

2.1 多重性又は多様性及び独立性並びに位置的分散

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.1 機能単位の系統の明確化

遠隔操作に対して多様性を有する設計とする。

3.6 原子炉格納施設

18.2 兼用する機能の確認
18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

また，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の③残留熱除去設備

電動弁は，代替所内電気設備を経由して給電する系統において，独立した電路で系統構成する・残留熱除去系

ことにより，非常用所内電気設備を経由して給④電する系統に対して独立性を有する設計とす

・低圧代替注水系

非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等る。

に関する設計【64 条 54】

また，代替格納容器スプレイ冷却系（常設） Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が使用され Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1
は，代替淡水貯槽を水源とすることで，サプレる条件の下における健全性に関する説明書

ッション・チェンバを水源とする残留熱除去系

2.1 多重性又は多様性及び独立性並びに位置的分散

18.1 機能単位の系統の明確化（格納容器スプレイ冷却系）に対して異なる水3.6 原子炉格納施設

18.2 兼用する機能の確認

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計源を有する設計とする。常設低圧代替注水系ポ③残留熱除去設備

ンプ及び代替淡水貯槽は，常設低圧代替注水系
格納槽内に設置することで，原子炉建屋原子炉・残留熱除去系

棟内の残留熱除去系ポンプ及びサプレッショ④

非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

・低圧代替注水系

ン・チェンバと共通要因によって同時に機能を18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等損なわないよう位置的分散を図る設計とする。
【64 条 55】

に関する設計

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，残 Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が使用され Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1
留熱除去系と共通要因によって同時に機能をる条件の下における健全性に関する説明書

損なわないよう，水源から残留熱除去系配管と2.1 多重性又は多様性及び独立性並びに位置的分散

18.1 機能単位の系統の明確化の合流点までの系統について，残留熱除去系に3.6 原子炉格納施設

18.2 兼用する機能の確認

対して独立性を有する設計とする。

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計【64 条 61】

③残留熱除去設備
・残留熱除去系④
17

非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後様式 1 への反映結果
・低圧代替注水系
18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計これらの多様性及び系統の独立性並びに位 Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が使用され Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1
置的分散によって，代替格納容器スプレイ冷却る条件の下における健全性に関する説明書

系（常設）は，設計基準事故対処設備である残2.1 多重性又は多様性及び独立性並びに位置的分散

18.1 機能単位の系統の明確化

留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）に対し

3.6 原子炉格納施設

18.2 兼用する機能の確認

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計て重大事故等対処設備としての独立性を有す③残留熱除去設備る設計とする。

・残留熱除去系【64 条 62】④

非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

・低圧代替注水系
18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計原子炉格納容器安全設備のうち，代替淡水貯 Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が使用され Ⅴ-1-10-3「原子炉冷却系統施設」の様式-1る条件の下における健全性に関する説明書

槽を水源とする原子炉格納容器安全設備のポンプは，代替淡水貯槽の圧力及び温度により最18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

2.3 環境条件等

18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計も小さい有効吸込水頭においても，正常に機能 Ⅴ-1-8-4 圧力低減設備その他の安全設備のポンプの有【54 条 109】

③残留熱除去設備

効吸込水頭に関する説明書する能力を有する設計とする。

・残留熱除去系

2.

基本方針

2.2

サプレッション・プールを除くタンク等を水源 2.

原子炉格納施設の兼用する設計とするポンプの有効 NPSH

2.6 各機器固有の設計

3.

評価(1) 設備共通の設計

3.2

サプレッション・プールを除くタンク等を水源

c.

とするポンプの評価方針

圧力低減設備のポンプの有効吸込水頭に係る設計

3.3 評価対象ポンプの選定
3.4.2 サプレッション・プールを除くタンク等を水源とするポンプの有効 NPSH 評価方法
(2)

可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替 Ⅴ-1-1-4-3

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.
（原子炉冷却系統施設）

注水大型ポンプによる代替格納容器スプレイ

原子炉格納施設の兼用する設計

2.1 機能に係る設計条件の設定

炉心の著しい損傷防止のための原子炉格納容器内冷却に用いる設備のうち，残留熱除去系 Ⅴ-1-1-4-7（格納容器スプレイ冷却系）の機能が喪失した

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1（原子炉格納施設）

場合及び全交流動力電源喪失により，残留熱除18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.1 機能単位の系統の明確化

去系（格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書

18.2 兼用する機能の確認

去系（サプレッション・プール冷却系）が起動

18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

3.2.3 重大事故等時における原子炉格納容器冷却機

できない場合の重大事故等対処設備として，代能
18④ 非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後様式 1 への反映結果
・低圧代替注水系（水源に係る設備，大気への拡散

替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，可搬型代替注水中型ポンプ（直列 2 台）により西側抑制設備を含む。
）

淡水貯水設備の水を，可搬型代替注水大型ポン

18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等

プにより代替淡水貯槽の水を残留熱除去系等に関する設計を経由してスプレイヘッダからドライウェル
内にスプレイすることで，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させることができる設計とする。
【64 条 7】【64 条 14】全交流動力電源喪失により，残留熱除去系 Ⅴ-1-1-4-3（格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 Ⅴ-1-10-3「原子炉冷却系統施設」の様式-1（原子炉冷却系統施設）

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計（サプレッション・プール冷却系）が起動でき18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計ない場合の重大事故等対処設備として使用す Ⅴ-1-1-4-7
る代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，設備別記載事項の設定根拠に関する説明書④非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（原子炉格納施設）

・低圧代替注水系

可搬型代替注水中型ポンプ（直列 2 台）により（水源に係る設備，大気への拡散抑制設備を含

西側淡水貯水設備の水を，可搬型代替注水大型 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書

む。
）

ポンプにより代替淡水貯槽の水を残留熱除去

3.2.2 重大事故等時における原子炉格納容器冷却機

系等を経由してスプレイヘッダからドライウ

能ェル内にスプレイすることで，原子炉格納容器
内の圧力及び温度を低下させることができる
設計とする。
【64 条 14】
炉心の著しい損傷が発生した場合において， Ⅴ-1-1-4-3

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.
（原子炉冷却系統施設）

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）が機

原子炉格納施設の兼用する設計

2.1 機能に係る設計条件の設定

能喪失した場合及び全交流動力電源喪失又は残留熱除去系海水系機能喪失によるサポート Ⅴ-1-1-4-7

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1（原子炉格納施設）

系の故障により，残留熱除去系（格納容器スプ18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

レイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッショ

18.1 機能単位の系統の明確化

ン・プール冷却系）が起動できない場合の重大 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書

18.2 兼用する機能の確認

事故等対処設備として，代替格納容器スプレイ

3.2.3 重大事故等時における原子炉格納容器冷却機
能

冷却系（可搬型）は，可搬型代替注水中型ポン18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計④ 非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備
・低圧代替注水系（水源に係る設備，大気への拡散

プ（直列 2 台）により西側淡水貯水設備の水を，可搬型代替注水大型ポンプにより代替淡水抑制設備を含む。
）

貯槽の水を残留熱除去系等を経由してスプレ

18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計イヘッダからドライウェル内にスプレイすることで，原子炉格納容器内の圧力及び温度並びに放射性物質の濃度を低下させることができ
19

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後様式 1 への反映結果る設計とする。
【64 条 34】
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は， 第 1-4-1 図

単線結線図（1／5）

Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1

代替所内電気設備を経由した常設代替交流電 第 1-4-2 図

単線結線図（2／5）

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

源設備又は及び可搬型代替交流電源設備から

18.1 機能単位の系統の明確化の給電が可能な設計とする。また，可搬型代替 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書

18.2 兼用する機能の確認

注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポン

18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

3.2.3 重大事故等時における原子炉格納容器冷却機
能プは，空冷式のディーゼルエンジンにより駆動④ 非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備できる設計とする。
【64 条 8】・低圧代替注水系（水源に係る設備，大気への拡散
Ⅴ-1-1-4-3

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉冷却系統施設）

抑制設備を含む。
）
18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計18.5 各機器固有の設計(2) その他各設備固有の設計c.

非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備(a)

低圧炉心スプレイ系への電源供給に関する設計(b) 低圧代替注水系への電源供給に関する設計
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は， Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損

3.2.23

重大事故等時における原子炉格納容器冷却2.

原子炉格納施設の兼用する設計

2.1 機能に係る設計条件の設定

機能を防止するための設備として兼用する設計とする。

Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1【64 条 51】

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.1 機能単位の系統の明確化
18.2 兼用する機能の確認
18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計④ 非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備
・低圧代替注水系（水源に係る設備，大気への拡散抑制設備を含む。
）
18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は， Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が使用され Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及びる条件の下における健全性に関する説明書

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）と共通要

2.1 多重性又は多様性及び独立性並びに位置的分散

18.1 機能単位の系統の明確化

因によって同時に機能を損なわないよう，可搬

3.6 原子炉格納施設

18.2 兼用する機能の確認

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

型ポンプを空冷式のディーゼルエンジンによ④ 非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備
20基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後様式 1 への反映結果り駆動することで，電動機駆動ポンプにより構・低圧代替注水系（水源に係る設備，大気への拡散成される残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却抑制設備を含む。
）

系）及び代替格納容器スプレイ冷却系（常設）

18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計に対して多様性を有する設計とする。
【64 条 56】

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の電 Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が使用され Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1
動弁は，ハンドルを設けて手動操作を可能とする条件の下における健全性に関する説明書ることで，非常用交流電源設備からの給電によ

2.1 多重性又は多様性及び独立性並びに位置的分散

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.1 機能単位の系統の明確化

る遠隔操作に対して多様性を有する設計とす

3.6 原子炉格納施設

18.2 兼用する機能の確認る。また，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計型）の電動弁は，代替所内電気設備を経由して④ 非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備
・低圧代替注水系（水源に係る設備，大気への拡散給電する系統において，独立した電路で系統構抑制設備を含む。
）

成することにより，非常用所内電気設備を経由

18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等して給電する系統に対して独立性を有する設

に関する設計計とする。
【64 条 57】
また，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型） Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が使用され 2.
の可搬型代替注水中型ポンプは，西側淡水貯水る条件の下における健全性に関する説明書

設備又は代替淡水貯槽を水源とすることで，サ

2.1 多重性又は多様性及び独立性並びに位置的分散

プレッション・チェンバを水源とする残留熱除3.6 原子炉格納施設

原子炉格納施設の兼用する設計

2.1 機能に係る設計条件の設定

Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1
18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

去系（格納容器スプレイ冷却系）及び代替淡水
貯槽を水源とする代替格納容器スプレイ冷却 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書

18.1 機能単位の系統の明確化

系（常設）に対して異なる水源を有する設計と18.2 兼用する機能の確認

3.2.3 重大事故等時における原子炉格納容器冷却機する。また，代替格納容器スプレイ冷却系（可能搬型）の可搬型代替注水大型ポンプは，代替淡18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計④ 非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

水貯槽を水源とすることで，サプレッション・・低圧代替注水系（水源に係る設備，大気への拡散

チェンバを水源とする残留熱除去系（格納容器抑制設備を含む。
）

スプレイ冷却系）に対して異なる水源を有する

18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等設計とする。

に関する設計【64 条 58】
可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替 Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が使用され Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1
注水大型ポンプは，原子炉建屋及び常設低圧代る条件の下における健全性に関する説明書

替注水系格納槽から離れた屋外に分散して保2.1 多重性又は多様性及び独立性並びに位置的分散

18.1 機能単位の系統の明確化

管することで，原子炉建屋原子炉棟内の残留熱

3.6 原子炉格納施設

18.2 兼用する機能の確認

除去系ポンプ及び常設低圧代替注水系格納槽

3.2 原子炉冷却系統施設

18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

内の常設低圧代替注水系ポンプと共通要因に

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計④ 非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

よって同時に機能を損なわないよう位置的分

・低圧代替注水系（水源に係る設備，大気への拡散
21基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後散を図る設計とする。

様式 1 への反映結果
抑制設備を含む。
）【64 条 59】

18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替 Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が使用され Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1
注水大型ポンプの接続口は，共通要因によってる条件の下における健全性に関する説明書

接続できなくなることを防止するため，位置的

2.1 多重性又は多様性及び独立性並びに位置的分散

18.1 機能単位の系統の明確化

分散を図った複数箇所に設置する設計とする。

3.6 原子炉格納施設

18.2 兼用する機能の確認【64 条 60】

3.2 原子炉冷却系統施設

18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計④ 非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備
・低圧代替注水系（水源に係る設備，大気への拡散抑制設備を含む。
）
18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は， Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が使用され Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1
残留熱除去系と共通要因によって同時に機能る条件の下における健全性に関する説明書を損なわないよう，水源から残留熱除去系配管

2.1 多重性又は多様性及び独立性並びに位置的分散

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.1 機能単位の系統の明確化との合流点までの系統について，残留熱除去系

3.6 原子炉格納施設

18.2 兼用する機能の確認に対して独立性を有する設計とする。

18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計【64 条 61】④ 非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備
・低圧代替注水系（水源に係る設備，大気への拡散抑制設備を含む。
）
18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計これらの多様性及び系統の独立性並びに位 Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が使用され Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1
置的分散によって，代替格納容器スプレイ冷却る条件の下における健全性に関する説明書

系（可搬型）は，設計基準事故対処設備である

2.1 多重性又は多様性及び独立性並びに位置的分散

18.1 機能単位の系統の明確化

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）に対

3.6 原子炉格納施設

18.2 兼用する機能の確認

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

して重大事故等対処設備としての独立性を有18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

する設計とする。また,これらの多様性及び位④ 非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備
・低圧代替注水系（水源に係る設備，大気への拡散

置的分散によって,代替格納容器スプレイ冷却系（常設）及び代替格納容器スプレイ冷却系（可抑制設備を含む。
）

搬型）は,互いに重大事故等対処設備としての18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等

独立性を有する設計とする。

に関する設計【64 条 62】
原子炉格納容器安全設備のうち，代替淡水貯 Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が使用され Ⅴ-1-10-3「原子炉冷却系統施設」の様式-1
槽，西側淡水貯槽水設備，ＳＡ用海水ピットを水源とする原子炉格納容器安全設備のポンプる条件の下における健全性に関する説明書
2.3 環境条件等
22

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後様式 1 への反映結果

は，代替淡水貯槽，西側淡水貯槽水設備，ＳＡ④非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

用海水ピットの圧力及び温度により，想定され Ⅴ-1-8-4 圧力低減設備その他の安全設備のポンプの有る最も小さい有効吸込水頭においても，正常に機能する能力を有する設計とする。

・低圧代替注水系

効吸込水頭に関する説明書
2.2

サプレッション・プールを除くタンク等を水源とするポンプの有効 NPSH

【54 条 109】

（水源に係る設備，大気への拡散抑制設備を含

3.2

サプレッション・プールを除くタンク等を水源

む。
）
2.

原子炉格納施設の兼用する設計

2.6 各機器固有の設計とするポンプの評価方針(1) 設備共通の設計

3.4.2 サプレッション・プールを除くタンク等を水c.

源とするポンプの有効 NPSH 評価方法

圧力低減設備のポンプの有効吸込水頭に係る設計

3.5.2 サプレッション・プールを除くタンク等を水源とするポンプの有効 NPSH 評価結果
3.2.5

代替循環冷却系

Ⅴ-1-1-4-3

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.
（原子炉冷却系統施設）

炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納施設の兼用する設計

2.1 機能に係る設計条件の設定

原子炉格納容器の過圧による破損を防止するために必要な重大事故等対処設備のうち，原子 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
炉格納容器バウンダリを維持しながら原子炉

破損防止機能格納容器内の圧力及び温度を低下させるための設備及び炉心の著しい損傷が発生した場合

Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1

3.2.4 重大事故等時における原子炉格納容器の過圧 18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

別添 4 代替循環冷却系の設計

18.1 機能単位の系統の明確化
18.2 兼用する機能の確認に溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

床面への落下を遅延・防止するための重大事故③ 残留熱除去設備

等対処設備として，代替循環冷却系を設ける設

・残留熱除去系計とする。なお，溶融炉心のペデスタル（ドラ④ 非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備
・代替循環冷却系

イウェル部）の床面への落下を遅延・防止する

18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等

場合は，ほう酸水注入系による原子炉圧力容器
へのほう酸水注入と並行して行う。

に関する設計【65 条 1】【66 条 29】
代替循環冷却系は，Ｍａｒｋ−Ⅱ型原子炉格 Ⅴ-1-1-4-3

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.
（原子炉冷却系統施設）

納容器の特徴を踏まえ多重性を有する設計と原子炉格納施設の兼用する設計

2.1 機能に係る設計条件の設定

し，代替循環冷却系ポンプによりサプレッショ
ン・チェンバのプール水を残留熱除去系熱交換 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
器にて冷却し，残留熱除去系等を経由して原子炉格納容器内へスプレイするとともに，原子炉注水及びサプレッション・チェンバのプール水

Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1

3.2.4 重大事故等時における原子炉格納容器の過圧 18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
破損防止機能別添 4 代替循環冷却系の設計

18.1 機能単位の系統の明確化
18.2 兼用する機能の確認の除熱を行うことで，原子炉格納容器バウンダ

18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計リを維持しながら原子炉格納容器内の圧力及③ 残留熱除去設備

び温度を低下できる設計とする。また，本系統

・残留熱除去系に使用する冷却水は，残留熱除去系海水系又は④ 非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備
23

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後様式 1 への反映結果

緊急用海水系により冷却できる設計とする。

・代替循環冷却系【65 条 2】18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計代替循環冷却系は，代替循環冷却系ポンプに Ⅴ-1-1-4-3

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.
（原子炉冷却系統施設）

より，サプレッション・チェンバのプール水を

原子炉格納施設の兼用する設計

2.1 機能に係る設計条件の設定

残留熱除去系等を経由して原子炉圧力容器へ注水することで溶融炉心を冷却できる設計と Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書する。

破損防止機能本系統に使用する冷却水は，残留熱除去系海水系又は緊急用海水系から供給できる設計とⅤ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1

3.2.4 重大事故等時における原子炉格納容器の過圧 18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

別添 4 代替循環冷却系の設計

18.1 機能単位の系統の明確化
18.2 兼用する機能の確認する。

18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計【66 条 30】

③ 残留熱除去設備
・残留熱除去系④ 非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備
・代替循環冷却系
18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計

原子炉圧力容器に注水された水は，原子炉圧 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
力容器又は原子炉格納容器内配管の破断口等

3.2.4 重大事故等時における原子炉格納容器の過圧から流出し，原子炉格納容器内へスプレイされた水はとともに，格納容器ベント管を経て，サ2.

原子炉格納施設の兼用する設計

2.1 機能に係る設計条件の設定

破損防止機能別添 4 代替循環冷却系の設計

Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1

プレッション・チェンバに戻ることで循環でき

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

る設計とする。

18.1 機能単位の系統の明確化【65 条 4】18.2 兼用する機能の確認
18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計③ 残留熱除去設備
・残留熱除去系④ 非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備
・代替循環冷却系
18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計代替循環冷却系は，代替所内電気設備を経由 第 1-4-1 図

単線結線図（1／5）

Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1

した常設代替交流電源設備からの給電が可能 第 1-4-2 図

単線結線図（2／5）

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計な設計とする。
【65 条 5】【66 条 31】18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計
Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
3.2.4 重大事故等時における原子炉格納容器の過圧破損防止機能24③残留熱除去設備
・残留熱除去系
18.5 各機器固有の設計

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後様式 1 への反映結果(2) その他各設備固有の設計b.

残留熱除去設備(a) 残留熱除去系への電源供給に関する設計c.

非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備(e) 代替循環冷却系への電源供給に関する設計
代替循環冷却系の流路として，設計基準対象 Ⅴ-1-1-4-1
施設である残留熱除去系ポンプ，原子炉圧力容

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1（原子炉本体）造物を重大事故等対処設備として使用するこ Ⅴ-1-1-4-3とから，流路に係る機能について重大事故等対設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉冷却系統施設）

18.2 兼用する機能の確認
18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計③ 残留熱除去設備

処設備としての設計を行う。
【65 条 10】【66 条 32】

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.1 機能単位の系統の明確化

器，炉心支持構造物及び原子炉圧力容器内部構

Ⅴ-3-3-1 原子炉圧力容器の強度計算書

・残留熱除去系④ 非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

Ⅴ-3-3-2 原子炉圧力容器付属構造物の強度計算書

・代替循環冷却系
18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等

Ⅴ-3-3-3 原子炉圧力容器内部構造物の強度計算書

に関する設計18.5 各機器固有の設計

Ⅴ-3-別添 6 炉心支持構造物の強度に関する説明書(1) 設備共通の設計

Ⅴ-3-別添 7 原子炉圧力容器内部構造物の強度計算書
代替循環冷却系及び格納容器圧力逃がし装 Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が使用され Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1
置は，共通要因によって同時に機能を損なわなる条件の下における健全性に関する説明書

いよう，原理の異なる冷却及び原子炉格納容器

2.1 多重性又は多様性及び独立性並びに位置的分散

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.1 機能単位の系統の明確化

内の減圧手段を用いることで多様性を有する

3.2 原子炉冷却系統施設

18.2 兼用する機能の確認

設計とする。

3.6 原子炉格納施設

18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計③ 残留熱除去設備【65 条 32】

・残留熱除去系④ 非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備
・代替循環冷却系
18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計代替循環冷却系は，非常用交流電源設備に対 Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が使用され Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1
して多様性を有する常設代替交流電源設備かる条件の下における健全性に関する説明書

らの給電により駆動できる設計とする。また，

2.1 多重性又は多様性及び独立性並びに位置的分散

18.1 機能単位の系統の明確化

格納容器圧力逃がし装置は，非常用交流電源設

3.2 原子炉冷却系統施設

18.2 兼用する機能の確認備に対して多様性を有する常設代替交流電源

3.6 原子炉格納施設

18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計③ 残留熱除去設備
25

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後様式 1 への反映結果

により駆動できる設計とする。格納容器圧力逃・残留熱除去系

がし装置は，人力により排出経路に設置される④ 非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

隔離弁を操作できる設計とすることで，代替循・代替循環冷却系

環冷却系に対して駆動源の多様性を有する設

18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計計とする。
【65 条 33】

代替循環冷却系の代替循環冷却系ポンプ，残 Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が使用され Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1
留熱除去系熱交換器及びサプレッション・チェ

る条件の下における健全性に関する説明書

ンバは原子炉建屋原子炉棟内に設置し，格納容

2.1 多重性又は多様性及び独立性並びに位置的分散

18.1 機能単位の系統の明確化

器圧力逃がし装置のフィルタ装置は原子炉建

3.2 原子炉冷却系統施設

18.2 兼用する機能の確認

屋近傍の格納容器圧力逃がし装置格納槽（地下3.6 原子炉格納施設

18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計埋設）に，第二弁操作室遮蔽，第二弁操作室空③ 残留熱除去設備

気ボンベユニット（空気ボンベ）及び第二弁操・残留熱除去系

作室差圧計は原子炉建屋付属棟に，圧力開放板④ 非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備
・代替循環冷却系

は原子炉建屋近傍の屋外に設置することで共18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等

通要因によって同時に機能を損なわないように関する設計位置的分散を図る設計とする。
【65 条 34】

代替循環冷却系と格納容器圧力逃がし装置 Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が使用され Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1
は，共通要因によって同時に機能を損なわないる条件の下における健全性に関する説明書

よう，流路を分離することで独立性を有する設

2.1 多重性又は多様性及び独立性並びに位置的分散

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.1 機能単位の系統の明確化計とする。

3.2 原子炉冷却系統施設

18.2 兼用する機能の確認【65 条 35】

3.6 原子炉格納施設

18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計③ 残留熱除去設備
・残留熱除去系④ 非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備
・代替循環冷却系
18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計これらの多様性及び流路の独立性並びに位 Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が使用され Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1
置的分散によって，代替循環冷却系と格納容器る条件の下における健全性に関する説明書

圧力逃がし装置は，互いに重大事故等対処設備

2.1 多重性又は多様性及び独立性並びに位置的分散

18.1 機能単位の系統の明確化として，可能な限りの独立性を有する設計とす

3.2 原子炉冷却系統施設

18.2 兼用する機能の確認る。

3.6 原子炉格納施設

18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計【65 条 36】

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計③ 残留熱除去設備
・残留熱除去系④ 非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備
26

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後様式 1 への反映結果
・代替循環冷却系
18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計原子炉格納容器安全設備のうち，サプレッシ Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が使用され Ⅴ-1-10-3「原子炉冷却系統施設」の様式-1
ョン・チェンバのプール水を水源とする原子炉
格納容器安全設備のポンプは，原子炉格納容器る条件の下における健全性に関する説明書

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

2.3 環境条件等

18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計内の圧力及び温度並びに，冷却材中の異物の影 Ⅴ-1-8-4 圧力低減設備その他の安全設備のポンプの有熱除去設備に係るろ過装置の性能評価等につ

2.1によるろ過装置の性能評価により，重大事故等時に想定される最も小さい有効吸込水頭においても，正常に機能する能力を有する設計とする。
【54 条 107】3.2.6

格納容器下部注水系

・残留熱除去系

サプレッション・プールを水源とするポンプの 2.
有効 NPSHいて（内規）」（平成 20・02・12 原院第 5 号（平成 20 年 2 月 27 日原子力安全・保安院制定））③残留熱除去設備

効吸込水頭に関する説明書

響について「非常用炉心冷却設備又は格納容器

3.1

原子炉格納施設の兼用する設計

2.6 各機器固有の設計

サプレッション・プールを水源とするポンプの(1) 設備共通の設計

評価方針

c.

3.4.1 サプレッション・プールを水源とするポンプ

圧力低減設備のポンプの有効吸込水頭に係る設計の有効 NPSH 評価方法
3.5.1 サプレッション・プールを水源とするポンプの有効 NPSH 評価結果
Ⅴ-1-1-4-3

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.
（原子炉冷却系統施設）

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兼用する設計

2.1 機能に係る設計条件の設定

原子炉格納容器の破損を防止するため，溶融し，ペデスタル（ドライウェル部）に落下した Ⅴ-1-1-4-7

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1（原子炉格納施設）

炉心を冷却するために必要な重大事故等対処

18.1 機能単位の系統の明確化

設備として，格納容器下部注水系（常設）及び格納容器下部注水系（可搬型）を設ける設計と Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書する。また，溶融炉心がペデスタル（ドライウ

3.2.5 重大事故等時における原子炉格納容器下部の18.2 兼用する機能の確認
18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

溶融炉心冷却機能ェル部）に落下するまでに，ペデスタル（ドライウェル部）にあらかじめ十分な水位を確保

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計④ 非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

別添 2 コリウムシールド及びペデスタル排水系の設計

し，落下した溶融炉心の冷却が可能な設計とす

・低圧代替注水系
18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計る。なお，格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（ドライウェル部）への注水及び格4.

納容器下部注水系（可搬型）によるペデスタル

4.4 コリウムシールドの設計（ドライウェル部）への注水と合わせて，溶融
炉心が原子炉圧力容器からペデスタル（ドライウェル部）へ落下する場合に，溶融炉心とペデスタル（ドライウェル部）のコンクリートの相互作用による侵食及び溶融炉心からペデスタ
ル（ドライウェル部）のコンクリートへの熱影
響を抑制するため，ペデスタル（ドライウェル
27

その他原子炉格納施設に係る設計

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後様式 1 への反映結果部）にコリウムシールドを設ける設計とする。
【66 条 1】
(1)

常設低圧代替注水系ポンプによるペデスタ Ⅴ-1-1-4-3

ル（ドライウェル部）への注水

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.
（原子炉冷却系統施設）

原子炉格納施設の兼用する設計

2.1 機能に係る設計条件の設定

ペデスタル（ドライウェル部）に落下した溶融炉心の冷却を行うための重大事故等対処設 Ⅴ-1-1-4-7
備として，格納容器下部注水系（常設）は，常設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1（原子炉格納施設）の水を格納容器下部注水系配管等を経由して Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
ペデスタル（ドライウェル部）へ注水し，溶融

3.2.5 重大事故等時における原子炉格納容器下部の18.2 兼用する機能の確認
18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計④ 非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

溶融炉心冷却機能

炉心が落下するまでにペデスタル（ドライウェ
ル部）にあらかじめ十分な水位を確保するとと

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.1 機能単位の系統の明確化

設低圧代替注水系ポンプにより，代替淡水貯槽

別添 2

コリウムシールド及びペデスタル排水系の設計

もに，落下した溶融炉心を冷却できる設計とす

・低圧代替注水系
18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計る。
4.

【66 条 2】

その他原子炉格納施設に係る設計

4.4 コリウムシールドの設計
格納容器下部注水系（常設）は，代替所内電 第 1-4-1 図

単線結線図（1／5）

Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1

気設備を経由した常設代替交流電源設備又は 第 1-4-2 図

単線結線図（2／5）

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

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。
【66 条 3】18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計
Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書④非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

3.2.5 重大事故等時における原子炉格納容器下部の・低圧代替注水系

溶融炉心冷却機能（水源に係る設備，大気への拡散抑制設備を含む。
）
18.5 各機器固有の設計(2) その他各設備固有の設計c.

非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備(a)

低圧炉心スプレイ系への電源供給に関する設計(b) 低圧代替注水系への電源供給に関する設計
コリウムシールドは，溶融炉心がペデスタル Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書（ドライウェル部）へと落下した場合において，溶融炉心とペデスタル（ドライウェル部）のコンクリートの相互作用による侵食及び溶

Ⅴ-1-10-3「原子炉冷却系統施設」の様式-1

3.2.5 重大事故等時における原子炉格納容器下部の 18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

溶融炉心冷却機能
別添 2

融炉心からペデスタル（ドライウェル部）のコ

コリウムシールド及びペデスタル排水系の④非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

設計

・低圧代替注水系

ンクリートへの熱影響を抑制するため，寸法が（水源に係る設備，大気への拡散抑制設備を含

高さ 1.88 m，厚さ 0.15 m，材料がジルコニア

む。
）（ZrO２），個数が 1 個の設計とする。なお，コ

4.
28

その他原子炉格納施設に係る設計

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後リウムシールドは，耐震性を有する設計とす

様式 1 への反映結果
4.4 コリウムシールドの設計る。
【66 条 4】
原子炉格納容器安全設備のうち，代替淡水貯 Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が使用され Ⅴ-1-10-3「原子炉冷却系統施設」の様式-1
槽を水源とする原子炉格納容器安全設備のポンプは，代替淡水貯槽の圧力及び温度により，る条件の下における健全性に関する説明書

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

2.3 環境条件等

18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計想定される最も小さい有効吸込水頭において Ⅴ-1-8-4 圧力低減設備その他の安全設備のポンプの有【54 条 109】

④非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

効吸込水頭に関する説明書

も，正常に機能する能力を有する設計とする。
2.2・低圧代替注水系

サプレッション・プールを除くタンク等を水源（水源に係る設備，大気への拡散抑制設備を含とするポンプの有効 NPSH
3.2

む。
）

サプレッション・プールを除くタンク等を水源 2.
とするポンプの評価方針

原子炉格納施設の兼用する設計

2.6 各機器固有の設計

3.4.2 サプレッション・プールを除くタンク等を水(1) 設備共通の設計源とするポンプの有効 NPSH 評価方法

c.

3.5.2 サプレッション・プールを除くタンク等を水圧力低減設備のポンプの有効吸込水頭に係る設計源とするポンプの有効 NPSH 評価結果
(2)

可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替 Ⅴ-1-1-4-3

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.
（原子炉冷却系統施設）

注水大型ポンプによるペデスタル（ドライウェ

原子炉格納施設の兼用する設計

2.1 機能に係る設計条件の設定

ル部）への注水
ペデスタル（ドライウェル部）に落下した溶 Ⅴ-1-1-4-7

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1（原子炉格納施設）

融炉心の冷却を行うための重大事故等対処設

18.1 機能単位の系統の明確化

備として，格納容器下部注水系（可搬型）は，可搬型代替注水中型ポンプ（直列 2 台）によ Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
り，西側淡水貯水設備の水を建屋内にあらかじ

3.2.5 重大事故等時における原子炉格納容器下部の18.2 兼用する機能の確認
18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

溶融炉心冷却機能

め敷設した格納容器下部注水系配管等を経由してペデスタル（ドライウェル部）へ注水し，18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

別添 2

設計

溶融炉心が落下するまでにペデスタル（ドライ④ 非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

コリウムシールド及びペデスタル排水系の・低圧代替注水系
18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計ウェル部）にあらかじめ十分な水位を確保するとともに，落下した溶融炉心を冷却できる設計

4.

とする。

4.4 コリウムシールドの設計

またなお，可搬型代替注水大型ポンプにより，代替淡水貯槽の水を建屋内にあらかじめ敷設した格納容器下部注水系配管等を経由してペデスタル（ドライウェル部）へ注水し，溶融炉心が落下するまでにペデスタル（ドライウェ
ル部）にあらかじめ十分な水位を確保するとと

29

その他原子炉格納施設に係る設計

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後様式 1 への反映結果

もに，落下した溶融炉心を冷却できる設計とする。
【66 条 7】
格納容器下部注水系（可搬型）は，代替所内 第 1-4-1 図

単線結線図（1／5）

Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1

電気設備を経由した常設代替交流電源設備又 第 1-4-2 図

単線結線図（2／5）

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能

18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計な設計とする。また，可搬型代替注水中型ポン Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
プ及び可搬型代替注水大型ポンプは，空冷式の④非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

3.2.5 重大事故等時における原子炉格納容器下部の・低圧代替注水系

溶融炉心冷却機能

ディーゼルエンジンにより駆動できる設計と（水源に係る設備，大気への拡散抑制設備を含
む。
）

する。
【66 条 8】Ⅴ-1-1-4-3

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書

18.5 各機器固有の設計(2) その他各設備固有の設計（原子炉冷却系統施設）c.

非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備(a)

低圧炉心スプレイ系への電源供給に関する設計(b) 低圧代替注水系への電源供給に関する設計
コリウムシールドは，溶融炉心がペデスタル Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書（ドライウェル部）へと落下した場合におい

溶融炉心冷却機能て，溶融炉心とペデスタル（ドライウェル部）のコンクリートの相互作用による侵食及び溶

Ⅴ-1-10-3「原子炉冷却系統施設」の様式-1

3.2.5 重大事故等時における原子炉格納容器下部の 18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

別添 2

18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

コリウムシールド及びペデスタル排水系の④非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

設計

融炉心からペデスタル（ドライウェル部）のコ

・低圧代替注水系（水源に係る設備，大気への拡散抑制設備を含ンクリートへの熱影響を抑制するため，寸法がむ。
）

高さ 1.88 m，厚さ 0.15 m，材料がジルコニア，個数が 1 個の設計とする。なお，コ（ZrO２）

4.

その他原子炉格納施設に係る設計

リウムシールドは，耐震性を有する設計とす

4.4 コリウムシールドの設計る。
【66 条 11】
原子炉格納容器安全設備のうち，代替淡水貯 Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が使用され Ⅴ-1-10-3「原子炉冷却系統施設」の様式-1
槽，西側淡水貯槽水設備，ＳＡ用海水ピットを水源とする原子炉格納容器安全設備のポンプる条件の下における健全性に関する説明書

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

2.3 環境条件等

18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計は，ほう酸水貯蔵タンク，代替淡水貯槽，西側④非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

淡水貯槽水設備，ＳＡ用海水ピットの圧力及び Ⅴ-1-8-4 圧力低減設備その他の安全設備のポンプの有温度により，想定される最も小さい有効吸込水頭においても，正常に機能する能力を有する設

2.2

計とする。
【54 条 109】

（水源に係る設備，大気への拡散抑制設備を含

サプレッション・プールを除くタンク等を水源む。
）とするポンプの有効 NPSH
3.2

サプレッション・プールを除くタンク等を水源とするポンプの評価方針

30

・低圧代替注水系

効吸込水頭に関する説明書

2.

原子炉格納施設の兼用する設計

2.6 各機器固有の設計(1) 設備共通の設計

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後3.4.2 サプレッション・プールを除くタンク等を水源とするポンプの有効 NPSH 評価方法

様式 1 への反映結果
c.

圧力低減設備のポンプの有効吸込水頭に係る設計

3.5.2 サプレッション・プールを除くタンク等を水源とするポンプの有効 NPSH 評価結果

(3) 多重性又は多様性及び独立性，位置的分散

Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が使用され Ⅴ-1-10-34「原子炉冷却系統施設」の様式-1

格納容器下部注水系（常設）及び格納容器下る条件の下における健全性に関する説明書

部注水系（可搬型）は，共通要因によって同時

2.1 多重性又は多様性及び独立性並びに位置的分散

18.1 機能単位の系統の明確化に機能を損なわないよう，格納容器下部注水系

3.2 原子炉冷却系統施設

18.2 兼用する機能の確認（常設）の常設低圧代替注水系ポンプを代替所

3.6 原子炉格納施設

18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計④ 非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

内電気設備を経由した常設代替交流電源設備
又は及び可搬型代替交流電源設備からの給電・低圧代替注水系
18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等による電動機駆動とし，格納容器下部注水系（可搬型）の可搬型代替注水中型ポンプ及び可に関する設計搬型代替注水大型ポンプを空冷式のディーゼ
ルエンジンによる駆動とすることで，多様性を有する設計とする。
格納容器下部注水系（常設）の電動弁は，ハンドルを設けて手動操作を可能とすることで，常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電による遠隔操作に対して多様性を有する設計とする。また，格納容器下部
注水系（常設）の電動弁は，代替所内電気設備
を経由して給電する系統において，独立した電路で系統構成することにより，独立性を有する設計とする。
また，格納容器下部注水系（可搬型）の可搬型代替注水中型ポンプは，西側淡水貯槽水設備
を水源とすることで，代替淡水貯槽を水源とする格納容器下部注水系（常設）に対して，異なる水源を有する設計とする。
常設低圧代替注水系ポンプは，常設低圧代替
注水系格納槽内に設置し，可搬型代替注水中型
ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは常設
低圧代替注水系格納槽から離れた屋外に分散して保管することで，共通要因によって同時に機能を損なわないよう位置的分散を図る設計
31

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後様式 1 への反映結果とする。
格納容器下部注水系（可搬型）の電動弁は，ハンドルを設けて手動操作を可能とすることで，常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流
電源設備からの給電による遠隔操作に対して多様性を有する設計とする。また，格納容器下部注水系（可搬型）の電動弁は，代替所内電気設備を経由して給電する系統において，独立した電路で系統構成することにより，独立性を有する設計とする。
可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替
注水大型ポンプの接続口は，共通要因によって接続できなくなることを防止するため，位置的分散を図った複数箇所に設置する設計とする。
これらの多様性及び系統の独立性並びに位置的分散によって，格納容器下部注水系（常設）及び格納容器下部注水系（可搬型）は，互いに重大事故等対処設備としての独立性を有する設計とする。
【66 条 41】
3.2.7

ペデスタル排水系
炉心の著しい損傷が発生した場合において

Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
3.2.5 重大事故等時における原子炉格納容器下部の原子炉格納容器の破損を防止するため，溶融し，ペデスタル（ドライウェル部）に落下した

4.

その他原子炉格納施設に係る設計

4.4 コリウムシールドの設計

溶融炉心冷却機能
別添 2

コリウムシールド及びペデスタル排水系の Ⅴ-1-10-6「放射性廃棄物の廃棄施設」の様式−1

設計

炉心を冷却するために必要な重大事故等対処

3.

格納容器機器ドレンサンプ及び格納容器床ドレン
サンプに関する設計設備として，ペデスタル排水系を設ける設計とする。
【66 条 42】
ペデスタル排水系は，ドライウェル圧力高信 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
号及び原子炉水位異常低下信号（レベル１）に

3.2.5 重大事故等時における原子炉格納容器下部のより，ペデスタル（ドライウェル部）内へ流入する配管に対してペデスタル（ドライウェル

4.

その他原子炉格納施設に係る設計

4.4 コリウムシールドの設計

溶融炉心冷却機能
別添 2

コリウムシールド及びペデスタル排水系の Ⅴ-1-10-6「放射性廃棄物の廃棄施設」の様式−1

設計部）外側に設置した制限弁を自動閉止し，ペデスタル（ドライウェル部）への流入水を制限す

3.

格納容器機器ドレンサンプ及び格納容器床ドレン
サンプに関する設計るとともに，格納容器床ドレンサンプ内に流入したに貯留された水をが格納容器床ドレンサ
ンプ導入管より流出させ，格納容器床ドレンサ
32基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後様式 1 への反映結果

ンプスリット及び排水配管を経由してサプレッション・チェンバへ排水することにより及び格納容器機器ドレンサンプの排水流路により排出されることで，必要な水位を維持できる設計とする。また，ペデスタル（ドライウェル部）
内の水位が 1.2 m を超えた場合には，格納容器
床ドレンサンプ導入管と併せて格納容器機器
ドレンサンプ導入管より流出させ，格納容器機
器ドレンサンプスリット及び排水配管を経由してサプレッション・チェンバへ排水することができるベント管に接続する排水弁は，原子炉
圧力容器破損前に閉とし，原子炉圧力容器破損
後のペデスタル水のサプレッション・チェンバへの流出を防止する設計とする。
【66 条 43】
格納容器床ドレンサンプ導入管は，ペデスタ Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
ル（ドライウェル部）内の水位を常時 1 m に維

3.2.5 重大事故等時における原子炉格納容器下部の持するため，格納容器床ドレンサンプ底部から高さが 1 m の設計とする。また，格納容器機器

4.

その他原子炉格納施設に係る設計

4.4 コリウムシールドの設計

溶融炉心冷却機能
別添 2

コリウムシールド及びペデスタル排水系の Ⅴ-1-10-6「放射性廃棄物の廃棄施設」の様式−1

設計

ドレンサンプ導入管は，ペデスタル（ドライウ
ェル部）内の水位が 1.2 m 以上であるときに，

3.

格納容器機器ドレンサンプ及び格納容器床ドレン
サンプに関する設計

格納容器床ドレンサンプ導入管と併せてペデスタル（ドライウェル部）より排水するため，格納容器床ドレンサンプ底部から高さが 1.2 mの設計とする。
格納容器床ドレンサンプ導入管及び格納容器機器ドレンサンプ導入管は，サイフォン効果を除去し，意図した水位で排水を停止するた
め，頂部付近に空気抜き孔を有する設計とする。
格納容器床ドレンサンプの排水流路のうち，格納容器床ドレンサンプ導入管は，ペデスタル（ドライウェル部）内の水位を常時 1 m に維持するため，格納容器床ドレンサンプ床面から高さが 1 m の設計とする。また，格納容器機器ド
レンサンプの排水流路のうち，格納容器機器ド
レンサンプ導入管は，ペデスタル（ドライウェ
33

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後様式 1 への反映結果

ル部）内の水位が 1.2 m 以上であるときに，格納容器床ドレンサンプの排水流路に加え，格納容器機器ドレンサンプの排水流路から排出するため，格納容器床ドレンサンプ床面から高さが 1.2 m の設計とする。なお，格納容器床ドレ
ンサンプ及び格納容器機器ドレンサンプの排水流路は，原子炉圧力容器破損後に排水流路内
でデブリが凝固する構造とし，サプレッショ
ン・チェンバへのデブリ流出を防止する設計とする。
【66 条 44】
原子炉圧力容器破損前までに想定される落 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
下物により，格納容器床ドレンサンプ導入管及3.2.5 重大事故等時における原子炉格納容器下部のその他原子炉格納施設に係る設計

4.4 コリウムシールドの設計

溶融炉心冷却機能

び格納容器機器ドレンサンプ導入管が損傷することを防止するため，格納容器床ドレンサン

4.

別添 2

コリウムシールド及びペデスタル排水系の Ⅴ-1-10-6「放射性廃棄物の廃棄施設」の様式−1

設計

プ導入管カバー及び格納容器機器ドレンサン

3.

格納容器機器ドレンサンプ及び格納容器床ドレン
サンプに関する設計

プ導入管カバーを設ける設計とする。また，格
納容器床ドレンサンプ導入管カバー及び格納容器機器ドレンサンプ導入管カバーは，異物による排水機能への悪影響を防止するため，異物混入防止機能を有した設計とする。なお，格納容器床ドレンサンプ導入管カバー及び格納容器機器ドレン導入管カバーは耐震性を有する設計とする。
【66 条 45】
原子炉圧力容器破損時にペデスタル（ドライ Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
ウェル部）に落下したデブリが，格納容器床ド

3.2.5 重大事故等時における原子炉格納容器下部のレンサンプ及び格納容器機器ドレンサンプの排水流路を通じてサプレッション・チェンバへ

4.

4.4 コリウムシールドの設計

溶融炉心冷却機能
別添 2

移行することを防止するため，格納容器床ドレ

コリウムシールド及びペデスタル排水系の Ⅴ-1-10-6「放射性廃棄物の廃棄施設」の様式−1

設計

3.

ンサンプスリット及び格納容器機器ドレンサ
ンプスリット（高さ 10その他原子炉格納施設に係る設計

格納容器機器ドレンサンプ及び格納容器床ドレン
サンプに関する設計

mm，幅 500 mm，厚さ30 mm，材料 ステンレス鋼）は，流入したデブ
リの冷却及び凝固停止を促進する設計とする。
【66 条 45-1】
原子炉圧力容器破損後のペデスタル水のサ Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
プレッション・チェンバへの流出を防止するた

4.

その他原子炉格納施設に係る設計

4.4 コリウムシールドの設計
34

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後め，ベント管に接続する格納容器床ドレン排水3.2.5 重大事故等時における原子炉格納容器下部の弁及び格納容器機器ドレン排水弁は，原子炉圧
力容器破損前のペデスタル（ドライウェル部）

様式 1 への反映結果

溶融炉心冷却機能
別添 2への注水により一旦水位を上昇させ，その後のⅤ-1-10-6「放射性廃棄物の廃棄施設」の様式−1

コリウムシールド及びペデスタル排水系の 3.

設計

格納容器機器ドレンサンプ及び格納容器床ドレン
サンプに関する設計

排水によりペデスタル（ドライウェル部）の水
位が 1 m まで低下する時間を考慮し，自動閉止する設計とする。
【66 条 45-2】
自主対策設備であるペデスタル排水系に設 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
置する安全弁は，排水流路の上部から分岐した

3.2.5 重大事故等時における原子炉格納容器下部の配管に設置することにより，排水性に悪影響を及ぼさない設計とする。また，安全弁はペデス

4.

その他原子炉格納施設に係る設計

4.4 コリウムシールドの設計

溶融炉心冷却機能
別添 2

コリウムシールド及びペデスタル排水系の Ⅴ-1-10-6「放射性廃棄物の廃棄施設」の様式−1

設計

タル排水系と同等の設計とし，ペデスタル排水

3.

系に対して悪影響を及ぼさない設計とする。

格納容器機器ドレンサンプ及び格納容器床ドレン
サンプに関する設計【66 条 46】3.2.8

高圧代替注水系

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.

Ⅴ-1-1-4-3

炉心の著しい損傷が発生した場合に溶融炉（原子炉冷却系統施設）

原子炉格納施設の兼用する設計

2.1 機能に係る設計条件の設定

心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下を遅延・防止するための重大事故等対処設 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
備として，高圧代替注水系を設ける設計とす

Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1

3.2.5 重大事故等時における原子炉格納容器下部の 18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
溶融炉心冷却機能る。なお，この場合は，ほう酸水注入系による18.1 機能単位の系統の明確化

原子炉圧力容器へのほう酸水注入と並行して

18.2 兼用する機能の確認行う。

18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計【66 条 25】④ 非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備
・高圧炉心スプレイ系
・高圧代替注水系
18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計高圧代替注水系は，蒸気タービン駆動ポンプ Ⅴ-1-1-4-3

設備別記載事項の設定根拠に関する説明 2.

（原子炉冷却系統施設）

によりサプレッション・チェンバのプール水を

原子炉格納施設の兼用する設計

2.1 機能に係る設計条件の設定

高圧炉心スプレイ系等を経由して，原子炉圧力容器へ注水することで溶融炉心を冷却できる Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
設計とする。

Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1

3.2.5 重大事故等時における原子炉格納容器下部の 18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計【66 条 26】

溶融炉心冷却機能

18.1 機能単位の系統の明確化
18.2 兼用する機能の確認
18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計④ 非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

35

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後様式 1 への反映結果
・高圧炉心スプレイ系
・高圧代替注水系
18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計高圧代替注水系は，常設代替交流電源設備， 第 1-4-1 図

単線結線図（1／5）

可搬型代替交流電源設備，常設代替直流電源設

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

備又は可搬型代替直流電源設備からの給電が 第 1-4-2 図

単線結線図（2／5）

18.1 機能単位の系統の明確化
18.2 兼用する機能の確認

可能な設計とし，中央制御室からの操作が可能な設計とする。

Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1

Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が使用され【66 条 27】

18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計④ 非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

る条件の下における健全性に関する説明書
2.1 多重性又は多様性及び独立性並びに位置的分散
3.2 原子炉冷却系統施設

・高圧代替注水系
18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等

3.6 原子炉格納施設

に関する設計18.5 各機器固有の設計(2) その他各設備固有の設計c.

非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備(a)

低圧炉心スプレイ系への電源供給に関する設計(c) 高圧代替注水系への電源供給に関する設計

高圧代替注水系の流路として，設計基準対象 Ⅴ-1-1-4-1
施設である原子炉圧力容器及び炉心支持構造

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1（原子炉本体）18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

物を重大事故等対処設備として使用すること

18.1 機能単位の系統の明確化

から，流路に係る機能について重大事故等対処 Ⅴ-3-3-1 原子炉圧力容器の強度計算書

18.2 兼用する機能の確認設備としての設計を行う。

18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計【66 条 28】

④ 非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

Ⅴ-3-別添 6 炉心支持構造物の強度に関する説明書

・高圧代替注水系
18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計18.5 各機器固有の設計(1) 設備共通の設計
3.2.9

低圧代替注水系

Ⅴ-1-1-4-3(1) 低圧代替注水系（常設）による原子炉注水

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.
（原子炉冷却系統施設）

原子炉格納施設の兼用する設計

2.1 機能に係る設計条件の設定

炉心の著しい損傷が発生した場合に溶融炉
心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書

Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1

落下を遅延・防止するための重大事故等対処設

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
36

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後備として，低圧代替注水系（常設）を設ける設

3.2.5 重大事故等時における原子炉格納容器下部の計とする。なお，この場合は，ほう酸水注入系

溶融炉心冷却機能

様式 1 への反映結果
18.1 機能単位の系統の明確化
18.2 兼用する機能の確認

による原子炉圧力容器へのほう酸水注入と並18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計行して行う。

④ 非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備【66 条 14】・低圧代替注水系（水源に係る設備，大気への拡散抑制設備を含む。）
18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計低圧代替注水系（常設）は，常設低圧代替注 Ⅴ-1-1-4-3
水系ポンプにより，代替淡水貯槽の水を残留熱設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.
（原子炉冷却系統施設）

原子炉格納施設の兼用する設計

2.1 機能に係る設計条件の設定除去系等を経由して原子炉圧力容器へ注水することで溶融炉心を冷却できる設計とする。
【66 条 15】

Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書

Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1

3.2.5 重大事故等時における原子炉格納容器下部の 18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
溶融炉心冷却機能

18.1 機能単位の系統の明確化
18.2 兼用する機能の確認
18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計④非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備
・低圧代替注水系（水源に係る設備，大気への拡散抑制設備を含む。）
18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計低圧代替注水系（常設）は，代替所内電気設 第 1-4-1 図

単線結線図（1／5）

備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

型代替交流電源設備からの給電が可能な設計 第 1-4-2 図

単線結線図（2／5）とする。
【66 条 16】

Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1

18.5 各機器固有の設計(2) その他各設備固有の設計

Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
3.2.3 重大事故等時における原子炉格納容器冷却機
能c.

非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備(a)

低圧炉心スプレイ系への電源供給に関する設計(b) 低圧代替注水系への電源供給に関する設計

低圧代替注水系（常設）の流路として，設計 Ⅴ-1-1-4-1

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1（原子炉本体）基準対象施設である原子炉圧力容器，炉心支持18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

構造物及び原子炉圧力容器内部構造物を重大18.1 機能単位の系統の明確化

事故等対処設備として使用することから，流路 Ⅴ-3-3-3 原子炉圧力容器内部構造物の強度計算書

18.2 兼用する機能の確認に係る機能について重大事故等対処設備とし18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計ての設計を行う。

Ⅴ-3-別添 6 炉心支持構造物の強度に関する説明書【66 条 17】④ 非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備
・低圧代替注水系（水源に係る設備，大気への拡散

Ⅴ-3-別添 7 原子炉圧力容器内部構造物の強度計算書
37

抑制設備を含む。）

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後様式 1 への反映結果
18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計18.5 各機器固有の設計(1) 設備共通の設計(2) 低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水 Ⅴ-1-1-4-3
炉心の著しい損傷が発生した場合に溶融炉

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.
（原子炉冷却系統施設）

原子炉格納施設の兼用する設計

2.1 機能に係る設計条件の設定

心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下を遅延・防止するための重大事故等対処設 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
備として，低圧代替注水系（可搬型）を設ける

Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1

3.2.5 重大事故等時における原子炉格納容器下部の 18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計設計とする。なお，この場合は，ほう酸水注入

溶融炉心冷却機能

18.1 機能単位の系統の明確化

系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入と18.2 兼用する機能の確認

並行して行う。

18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計【66 条 18】④ 非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備
・低圧代替注水系（水源に係る設備，大気への拡散抑制設備を含む。）
18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計低圧代替注水系（可搬型）は，可搬型代替注 Ⅴ-1-1-4-3水中型ポンプ（直列 2 台）により西側淡水貯水設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.
（原子炉冷却系統施設）

原子炉格納施設の兼用する設計

2.1 機能に係る設計条件の設定

設備の水を，可搬型代替注水大型ポンプにより代替淡水貯槽の水を低圧炉心スプレイ系等又 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
は残留熱除去系等を経由して原子炉圧力容器

Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1

3.2.5 重大事故等時における原子炉格納容器下部の 18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
溶融炉心冷却機能に注水することで溶融炉心を冷却できる設計

18.1 機能単位の系統の明確化とする。

18.2 兼用する機能の確認【66 条 19】18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計④ 非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備
・低圧代替注水系（水源に係る設備，大気への拡散抑制設備を含む。）
18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計低圧代替注水系（可搬型）は，代替所内電気 第 1-4-1 図

単線結線図（1／5）

設備を経由した常設代替交流電源設備又は可18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設 第 1-4-2 図

単線結線図（2／5）

計とする。
【66 条 20】

Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1

18.5 各機器固有の設計(2) その他各設備固有の設計

Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
3.2.3 重大事故等時における原子炉格納容器冷却機
能
38

c.

非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備(a)計

低圧炉心スプレイ系への電源供給に関する設

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後様式 1 への反映結果(b) 低圧代替注水系への電源供給に関する設計

可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替 Ⅴ-1-1-4-3
注水大型ポンプは，空冷式のディーゼルエンジ

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1（原子炉冷却系統施設）

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

ンにより駆動できる設計とする。

18.1 機能単位の系統の明確化【66 条 21】18.2 兼用する機能の確認
18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計④ 非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備
・低圧代替注水系（水源に係る設備，大気への拡散抑制設備を含む。
）
18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計低圧代替注水系（可搬型）の流路として，設 Ⅴ-1-1-4-1
計基準対象施設である原子炉圧力容器，炉心支設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1（原子炉本体）18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

持構造物及び原子炉圧力容器内部構造物を重18.1 機能単位の系統の明確化

大事故等対処設備として使用することから，流 Ⅴ-3-3-3 原子炉圧力容器内部構造物の強度計算書

18.2 兼用する機能の確認

路に係る機能について重大事故等対処設備と18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

しての設計を行う。

④ 非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

Ⅴ-3-別添 6 炉心支持構造物の強度に関する説明書

・低圧代替注水系（水源に係る設備，大気への拡散【66 条 24】
Ⅴ-3-別添 7 原子炉圧力容器内部構造物の強度計算書

抑制設備を含む。
）
18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計18.5 各機器固有の設計(1) 設備共通の設計

3.2.10原子炉建屋放水設備

Ⅴ-1-1-4-3

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.
（原子炉冷却系統施設）(1) 大気への拡散抑制及び航空機燃料火災対応
炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破2.2 機能単位の系統の明確化損に至った場合において，発電所外への放射性 Ⅴ-1-1-4-7

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉格納施設）

物質の拡散を抑制するための重大事故等対処

2.3 兼用する機能の確認
2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計③原子炉格納容器安全設備

設備及び原子炉建屋周辺における航空機衝突
による航空機燃料火災に対応できる設備とし Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書て，原子炉建屋放水設備を設ける設計とする。

原子炉格納施設の兼用する設計

2.1 機能に係る設計条件の設定

3.2.8 原子炉格納容器外面への放水設備等

・原子炉建屋放水設備
2.5兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計【70 条 1】
大気への放射性物質の拡散を抑制するため Ⅴ-1-1-4-3

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.
（原子炉冷却系統施設）の重大事故等対処設備として，原子炉建屋放水

原子炉格納施設の兼用する設計

2.1 機能に係る設計条件の設定
2.2 機能単位の系統の明確化

設備は，可搬型代替注水大型ポンプにより海水を取水し，ホース等を経由して放水砲から原子 Ⅴ-1-1-4-7

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉格納施設）

炉建屋へ放水できる設計とする。
39

2.3 兼用する機能の確認
2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後様式 1 への反映結果

可搬型代替注水大型ポンプ及び放水砲は，設③原子炉格納容器安全設備

置場所を任意に設定し，複数の方向から原子炉 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
建屋に向けて放水できる設計とする。

3.2.8 原子炉格納容器外面への放水設備等

・原子炉建屋放水設備
2.5【70 条 2】兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計

原子炉建屋周辺における航空機衝突による Ⅴ-1-1-4-3

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.
（原子炉冷却系統施設）

航空機燃料火災に対応するための重大事故等

2.1 機能に係る設計条件の設定
2.2 機能単位の系統の明確化

対処設備として，原子炉建屋放水設備は，可搬型代替注水大型ポンプにより泡混合器を通し Ⅴ-1-1-4-7て，海水を泡消火薬剤と混合しながらホース等

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉格納施設）

2.3 兼用する機能の確認
2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計③原子炉格納容器安全設備

を経由して放水砲から原子炉建屋周辺へ放水できる設計とする。

原子炉格納施設の兼用する設計

・原子炉建屋放水設備

Ⅴ-1-1-4-別添 2 設定根拠に関する説明書（別添）2.5【70 条 7】

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計

Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
3.2.8 原子炉格納容器外面への放水設備等
泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）は，航空機 Ⅴ-1-1-4-3

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.
（原子炉冷却系統施設）

燃料火災への泡消火に対応するために必要な原子炉格納施設の兼用する設計

2.1 機能に係る設計条件の設定
2.2 機能単位の系統の明確化

容量の泡消火薬剤を保管できる設計とする。泡消火薬剤の保有数は，必要な容量として 5 m3 Ⅴ-1-1-4-7
確保し，故障時の予備用として 5 m3 の計 10 m3

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉格納施設）

2.3 兼用する機能の確認
2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計を保管する。なお，泡消火薬剤容器（大型ポン③原子炉格納容器安全設備

プ用）の容量は約 1 m3/個であり，確保された Ⅴ-1-1-4-別添 2 設定根拠に関する説明書（別添）・原子炉建屋放水設備

33

泡消火薬剤 5 m を 1 m 毎に分け 5 個，予備用

2.5の泡消火薬剤 5 m3 を 1 m3 毎に分け 5 個の計 10 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
個を保管する。

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計

3.2.8 原子炉格納容器外面への放水設備等【70 条 8】泡混合器は，航空機燃料火災に対応するた Ⅴ-1-1-4-3

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.
（原子炉冷却系統施設）

め，可搬型代替注水大型ポンプ，放水砲及び泡2.1 機能に係る設計条件の設定
2.2 機能単位の系統の明確化

消火薬剤容器（大型ポンプ用）に接続すること
で，泡消火薬剤を混合して放水できる設計とす Ⅴ-1-1-4-7

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉格納施設）

る。し，使用する場合の最高使用圧力は，1.73

2.3 兼用する機能の確認
2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計③原子炉格納容器安全設備

MPa[gage]及び最高使用温度は 60℃とする。ま・原子炉建屋放水設備

た，泡混合器の保有数は，航空機燃料火災に対 Ⅴ-1-1-4-別添 2 設定根拠に関する説明書（別添）2.5

応するため，1 個と故障時の予備として 1 個の合計 2 個を保管する。
【70 条 9】(2) 海洋への拡散抑制

原子炉格納施設の兼用する設計

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計

Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
3.2.8 原子炉格納容器外面への放水設備等
Ⅴ-1-1-4-別添 2 設定根拠に関する説明書（別添）

炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破2.

原子炉格納施設の兼用する設計

2.1 機能に係る設計条件の設定
40

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後様式 1 への反映結果損に至った場合において，発電所外への放射性 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書

2.2 機能単位の系統の明確化

物質の拡散を抑制するための重大事故等対処

2.3 兼用する機能の確認

3.2.8 原子炉格納容器外面への放水設備等設備として，海洋拡散抑制設備を設ける設計と2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計する。

③原子炉格納容器安全設備【70 条 1】

⑦汚濁防止膜（可搬型）
2.5兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計

海洋への放射性物質の拡散を抑制するため Ⅴ-1-1-4-別添 2 設定根拠に関する説明書（別添）の重大事故等対処設備として，海洋拡散抑制設

原子炉格納施設の兼用する設計

2.1 機能に係る設計条件の設定

備は，汚濁防止膜等で構成し，汚濁防止膜（可 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書搬型）は，汚染水が発電所から海洋に流出する

2.

3.2.8 原子炉格納容器外面への放水設備等

2.2 機能単位の系統の明確化
2.3 兼用する機能の確認
2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計12 箇所（雨水排水路集水桝 9 箇所及び放水路③原子炉格納容器安全設備

3 箇所）に設置できる設計とする。
【70 条 5】

⑦汚濁防止膜（可搬型）
2.5 兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計

汚濁防止膜（可搬型）は，海洋への放射性物 Ⅴ-1-1-4-別添 2 設定根拠に関する説明書（別添）2.

原子炉格納施設の兼用する設計

質の拡散を抑制するため，設置場所に応じた高2.1 機能に係る設計条件の設定

さ及び幅を有する設計とする。必要数は，各設 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書

2.2 機能単位の系統の明確化

置場所に必要な幅に対して汚濁防止膜を二重3.2.8 原子炉格納容器外面への放水設備等

2.3 兼用する機能の確認
2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計に計 2 本設置することとし，雨水排水路集水桝
9 箇所の設置場所に計 18 本（高さ約 3 m，幅約

③原子炉格納容器安全設備

3 m（12 本），高さ約 2 m，幅約 3 m（6 本））及⑦汚濁防止膜（可搬型）

び放水路 3 箇所の設置場所に計 6 本（高さ約 4

2.5 兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関m，幅約 4 m（6 本））の合計 24 本使用する設計する設計とする。また，予備については，保守点検は目視点検であり，保守点検中でも使用可能である
ため，保守点検用は考慮せずに，破れ等の破損時の予備用として各設置場所に対して 2 本の計 24 本を保管することとし，予備を含めた保有数として設置場所 12 箇所分の合計 48 本を保管する。
【70 条 6】
3.3 放射性物質濃度制御設備

3.3 放射性物質濃度制御設備

原子炉冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊

原子炉冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊

又は故障の際に原子炉格納容器から気体状の放射又は故障の際に原子炉格納容器から気体状の放射性物質が漏えいすることによる敷地境界外の実効性物質が漏えいすることによる敷地境界外の実効

−

41

−
（追加要求事項なし）

基本設計方針
変 更

前

変 更

線量が「発電用軽水型原子炉施設の安全評価に関す線量が「発電用軽水型原子炉施設の安全評価に関する審査指針（平成 2 年 8 月 30 日原子力安全委員

る審査指針（平成 2 年 8 月 30 日原子力安全委員会）」に規定する線量を超えないよう，当該放射性会）」に規定する線量を超えないよう，当該放射性物質の濃度を低減する設備として原子炉建屋ガス

物質の濃度を低減する設備として原子炉建屋ガス処理系を設置する。

工認添付説明書との関係

後様式 1 への反映結果

処理系を設置する。
【44 条 20】

3.3.1 原子炉建屋ガス処理系
原子炉建屋ガス処理系は非常用ガス再循環

3.3.1

原子炉建屋ガス処理系

原子炉格納施設 要目表（追加要求事項はないが，本工認で必要な設計）
4.

原子炉建屋ガス処理系は非常用ガス再循環系及び非常用ガス処理系から構成される。非常系及び非常用ガス処理系から構成される。非常 原子炉格納施設に係る機器の配置を明示した図面

用ガス処理系は，電気加熱器，粒子用高効率フ用ガス処理系は，電気加熱器，粒子用高効率フ 8.3.5

ィルタ，よう素用チャコールフィルタ等を含む

ィルタ，よう素用チャコールフィルタ等を含む

非常用ガス処理系排風機，非常用ガス処理系フ

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及び非常用ガス処理系排風機ィルタトレイン及び非常用ガス処理系排風機 構造図

等から構成され，非常用ガス再循環系は，湿分等から構成され，非常用ガス再循環系は，湿分除去装置，電気加熱器，前置フィルタ，粒子用除去装置，電気加熱器，前置フィルタ，粒子用

高効率フィルタ，よう素用チャコールフィルタ

高効率フィルタ，よう素用チャコールフィルタ

等を含む非常用ガス再循環系排風機，非常用ガ等を含む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及び非常用ガス

ス再循環系フィルタトレイン及び非常用ガス

再循環系排風機等から構成される。放射性物質

再循環系排風機等から構成される。放射性物質の放出を伴う設計基準事故時には非常用ガス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

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

用ガス処理系排気筒より放出できる設計とする。

る。

その他原子炉格納施設に係る設計

4.2 非常用ガス処理系排風機の設計

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

8.3.5.2 原子炉建屋ガス処理系 非常用ガス処理系【43 条 8】
原子炉建屋ガス処理系は，非常用ガス処理系

原子炉建屋ガス処理系は，非常用ガス処理系 Ⅴ-1-1-4-7

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 （追加要求事項はないが，本工認で必要な設計）及び非常用ガス再循環系から構成し，原子炉冷及び非常用ガス再循環系から構成し，原子炉冷却材喪失事故時に想定する原子炉格納容器か却材喪失事故時に想定する原子炉格納容器からの漏えい気体中に含まれるよう素を除去し，らの漏えい気体中に含まれるよう素を除去し， 原子炉格納施設 要目表

環境に放出される放射性物質の濃度を減少さ

環境に放出される放射性物質の濃度を減少させる設計とする。

せる設計とする。

原子炉格納施設に係る機器の配置を明示した図面【44 条 23】8.3.5

（原子炉格納施設）

4.

その他原子炉格納施設に係る設計

4.2 非常用ガス処理系排風機の設計

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

42基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後様式 1 への反映結果

構造図
8.3.5.2 原子炉建屋ガス処理系 非常用ガス処理系
原子炉建屋ガス処理系を構成する非常用ガ

原子炉建屋ガス処理系を構成する非常用ガ

ス処理系及び非常用ガス再循環系のうち，非常

ス処理系及び非常用ガス再循環系のうち，非常用ガス処理系フィルタトレイン及び非常用ガ

用ガス処理系フィルタトレイン及び非常用ガス再循環系フィルタトレインのよう素除去効

ス再循環系フィルタトレインのよう素除去効率及びガス処理設備の処理容量は，設置（変更）率及びガス処理設備の処理容量は，設置（変更）

許可を受けた申請した設計基準事故の評価の許可を受けた申請した設計基準事故の評価の条件を満足する設計とする。

−−（追加要求事項なし）

条件を満足する設計とする。
【44 条 26】
新燃料貯蔵庫及び使用済燃料プールは，燃料 Ⅴ-1-1-4-7
体等の落下により燃料体等が破損して放射性設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 （追加要求事項はないが，本工認で必要な設計）（原子炉格納施設）

物質の放出により公衆に放射線障害を及ぼす

4.

その他原子炉格納施設に係る設計

4.2 非常用ガス処理系排風機の設計

おそれがある場合において，放射性物質による 原子炉格納施設 要目表
敷地外への影響を低減するため，原子炉建屋ガス処理系により放射性物質の放出を原子炉建 原子炉格納施設に係る機器の配置を明示した図面
屋ガス処理系で処理することにより，放射性物 8.3.5
質の放出による公衆への影響を低減できる設

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

計とする。
【26 条 51】

構造図
8.3.5.2 原子炉建屋ガス処理系 非常用ガス処理系

重要度が特に高い安全機能を有する系統に Ｖ-1-1-6

安全設備及び重大事故等対処設備が使用され 4.

おいて，設計基準事故が発生した場合に長期間る条件の下における健全性に関する説明書

にわたって機能が要求される静的機器のうち，2.1 多重性又は多様性及び独立性並びに位置的分散

単一設計とする原子炉建屋ガス処理系の配管

3.6 原子炉格納施設の一部については，当該設備に要求される原子炉格納容器内又は放射性物質が原子炉格納容器内から漏れ出た場所の雰囲気中の放射性物
質の濃度低減機能が喪失する単一故障のうち，想定される最も過酷な条件として，配管の全周破断を想定しても，単一故障による放射線物質の放出に伴う被ばくの影響を最小限に抑えるよう，安全上支障のない期間に単一故障を確実に除去又は修復できる設計とし，その単一故障を仮定しない。
【14 条 5】43

その他原子炉格納施設に係る設計

4.1 放射性物質濃度低減設備の単一故障に係る設備

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係後想定される単一故障の発生に伴う周辺公衆 Ｖ-1-1-6

様式 1 への反映結果

安全設備及び重大事故等対処設備が使用され 4.

に対する放射線被ばくは，保守的に単一故障をる条件の下における健全性に関する説明書

除去又は修復ができない場合で評価し，安全評

2.1 多重性又は多様性及び独立性並びに位置的分散

価指針に示された設計基準事故時の判断基準

3.6 原子炉格納施設

その他原子炉格納施設に係る設計

4.1 放射性物質濃度低減設備の単一故障に係る設備を下回ることを確認する。また，単一故障の除去又は修復のための作業期間として想定する
屋外の場合 4 日間，屋内の場合 2 日間を考慮し，修復作業に係る従事者の被ばく線量は緊急時作業に係る線量限度に照らしても十分小さ
くする設計とする。
【14 条 6】
単一設計とする箇所の設計に当たっては，想 Ｖ-1-1-6

安全設備及び重大事故等対処設備が使用され 4.

定される単一故障の除去又は修復のためのアる条件の下における健全性に関する説明書

クセスが可能であり，かつ，補修作業が容易と

2.1 多重性又は多様性及び独立性並びに位置的分散なる設計とする。

3.6 原子炉格納施設

その他原子炉格納施設に係る設計

4.1 放射性物質濃度低減設備の単一故障に係る設備【14 条 7】
炉心の著しい損傷が発生した場合に，原子炉 Ⅴ-1-1-4-7
建屋ガス処理系は，非常用ガス再循環系排風機

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.
（原子炉格納施設）

原子炉格納施設の兼用する設計

2.1 機能に係る設計条件の設定
2.2 機能単位の系統の明確化

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 Ⅴ-1-7-3 中央制御室の居住性に関する説明書
格納容器から原子炉建屋原子炉棟に漏えいし

2.1 基本方針

た放射性物質を含む気体を非常用ガス処理系

4.

2.3 兼用する機能の確認
2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計④ 放射性物質濃度制御設備及び可燃性ガス濃度制

中央制御室の居住性評価

排気筒から排気し，原子炉格納容器から漏えい

御設備並びに格納容器再循環設備

した空気中の放射性物質の濃度を低減させる Ｖ-1-8-2 原子炉格納施設の水素濃度低減性能に関する・原子炉建屋ガス処理系

説明書

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。

2.2.1 原子炉建屋ガス処理系【74 条 20】4.2.1 原子炉建屋ガス処理系

2.5

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関
する設計

3.

原子炉格納施設の設計

3.3

原子炉建屋等の損傷を防止するための水素濃度低減設備の設計
炉心の著しい損傷が発生し，原子炉建屋ガス Ⅴ-1-1-4-別添 2 設定根拠に関する説明書（別添）
処理系を起動する際に，原子炉建屋外側ブロー

原子炉格納施設の兼用する設計

2.1 機能に係る設計条件の設定

アウトパネルを閉止する必要がある場合には， Ｖ-1-1-6
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

2.

安全設備及び重大事故等対処設備が使用される条件の下における健全性に関する説明書
別添-4

ブローアウトパネル関連設備の設計方針を閉止できる設計とする。また，ブローアウト

2.2 機能単位の系統の明確化
2.3 兼用する機能の確認
2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計④ 放射性物質濃度制御設備及び可燃性ガス濃度制

パネル閉止装置は現場においても，人力により Ⅴ-1-7-3 中央制御室の居住性に関する説明書

御設備並びに格納容器再循環設備

操作できる設計とする。

・原子炉建屋ガス処理系

2.1 基本方針
44

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後【74 条 21】4.

中央制御室の居住性評価

様式 1 への反映結果
2.5

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関
する設計

4.

その他原子炉格納施設に係る設計

4.3 ブローアウトパネル閉止装置の設計
原子炉建屋ガス処理系は，非常用交流電源設 第 1-4-1 図

単線結線図（1／5）

2.

が可能な設計とする。また，ブローアウトパネ Ｖ-1-8-2 原子炉格納施設の水素濃度低減性能に関する④ 放射性物質濃度制御設備及び可燃性ガス濃度制

説明書

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

原子炉格納施設の兼用する設計

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計備に加えて，常設代替交流電源設備からの給電御設備並びに格納容器再循環設備

2.2.1 原子炉建屋ガス処理系

・原子炉建屋ガス処理系とする。

2.6 各機器固有の設計【74 条 23】

(2) その他各設備固有の設計a.

原子炉建屋ガス処理系の流路として，設計基 Ⅴ-1-1-4-7
準対象施設である非常用ガス再循環系フィル

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.

（原子炉格納施設）

原子炉建屋ガス処理系

原子炉格納施設の兼用する設計

2.1 機能に係る設計条件の設定

タトレイン，非常用ガス処理系フィルタトレイ

2.2 機能単位の系統の明確化

ン及び非常用ガス処理系排気筒を重大事故等 Ｖ-1-8-2 原子炉格納施設の水素濃度低減性能に関する

2.3 兼用する機能の確認

対処設備として使用することから，流路に係る2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計説明書

機能について重大事故等対処設備としての設

2.2.1 原子炉建屋ガス処理系計を行う。

4.2.1 原子炉建屋ガス処理系④ 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【74 条 25】

・原子炉建屋ガス処理系
Ⅴ-3-9-2 圧力低減設備その他の安全設備の強度計算書

2.5

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計

2.6 各機器固有の設計(1) 設備共通の設計
3.

原子炉格納施設の設計

3.3

原子炉建屋等の損傷を防止するための水素濃度低減設備の設計
炉心の著しい損傷が発生した場合において Ⅴ-1-1-4-7

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.

（原子炉格納施設）

原子炉建屋等の水素爆発による損傷を防止す

原子炉格納施設の兼用する設計

2.1 機能に係る設計条件の設定るために原子炉格納容器から原子炉建屋原子2.2 機能単位の系統の明確化

炉棟内に漏えいした水素等を含む気体を排出 Ｖ-1-8-2 原子炉格納施設の水素濃度低減性能に関する

2.3 兼用する機能の確認するとともに，放射性物質を低減するための重2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

説明書

大事故等対処設備として，水素排出設備である

2.2.1 原子炉建屋ガス処理系

原子炉建屋ガス処理系を設ける設計とする。

4.2.1 原子炉建屋ガス処理系④ 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【68 条 1】

・原子炉建屋ガス処理系
2.5

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計可燃性ガス濃度制御系
45

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後様式 1 への反映結果
3.

原子炉格納施設の設計

3.3

原子炉建屋等の損傷を防止するための水素濃度低減設備の設計
水素排出設備である原子炉建屋ガス処理系 Ⅴ-1-1-4-7の非常用ガス処理系排風機及び非常用ガス再設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.
（原子炉格納施設）

原子炉格納施設の兼用する設計

2.1 機能に係る設計条件の設定
2.2 機能単位の系統の明確化

循環系排風機は，負圧達成機能及び負圧維持機能をもち，原子炉格納容器から原子炉建屋原子 Ｖ-1-8-2 原子炉格納施設の水素濃度低減性能に関する

2.3 兼用する機能の確認

炉棟内に漏えいする水素等を含む気体を吸引

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計説明書

し，非常用ガス処理系フィルタトレイン及び非

2.2.1 原子炉建屋ガス処理系

常用ガス再循環系フィルタトレインにて放射

4.2.1 原子炉建屋ガス処理系④ 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
・原子炉建屋ガス処理系性物質を低減して主排気筒に隣接する非常用
2.5

ガス処理系排気筒から排出することで，原子炉兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計

建屋原子炉棟内に水素が滞留せず，水素爆発による原子炉建屋原子炉棟の損傷の防止が可能

3.

な設計とする。

3.3

原子炉格納施設の設計
原子炉建屋等の損傷を防止するための水素濃度低減設備の設計【68 条 2】
原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度が規定値 Ｖ-1-8-2 原子炉格納施設の水素濃度低減性能に関する 2.
説明書に達した場合には，非常用ガス処理系排風機及原子炉格納施設の兼用する設計

2.1 機能に係る設計条件の設定

び非常用ガス再循環系排風機を停止し，原子炉

2.2.1 原子炉建屋ガス処理系

2.2 機能単位の系統の明確化

建屋ガス処理系は，原子炉格納容器が健全であ

4.2.1 原子炉建屋ガス処理系

2.3 兼用する機能の確認
2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

る場合，水素排出設備として十分な性能を有し④ 放射性物質濃度制御設備及び可燃性ガス濃度制ているものの，原子炉格納容器から異常な漏え

御設備並びに格納容器再循環設備

いが発生し，原子炉建屋ガス処理系の水素排出

・原子炉建屋ガス処理系

能力を超える場合には，原子炉建屋の水素濃度2.5が上昇し，原子炉建屋ガス処理系系統内で水素兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計

濃度が可燃限界に達するおそれがあることから，原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度が規定値

3.

に達した場合には，非常用ガス処理系排風機及3.3

原子炉格納施設の設計
原子炉建屋等の損傷を防止するための水素濃度低減設備の設計

び非常用ガス再循環系排風機を停止すること
で，動的機器を含む系統内での水素爆発を防止する設計とする。
【68 条 3】
非常用ガス処理系排風機及び非常用ガス再 第 1-4-1 図

単線結線図（1／5）

循環系排風機は，非常用交流電源設備に加え原子炉格納施設の兼用する設計

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計て，常設代替交流電源設備からの給電が可能な Ｖ-1-8-2 原子炉格納施設の水素濃度低減性能に関する設計とする。
【68 条 5】2.

説明書
2.2.1 原子炉建屋ガス処理系
46④ 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
・原子炉建屋ガス処理系

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後様式 1 への反映結果
2.6 各機器固有の設計(2) その他各設備固有の設計a.

水素排出設備である原子炉建屋ガス処理系 Ⅴ-1-1-4-5

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.
（放射性廃棄物の廃棄施設）の流路として，設計基準対象施設である非常用

原子炉建屋ガス処理系

原子炉格納施設の兼用する設計

2.1 機能に係る設計条件の設定

ガス処理系排気筒を重大事故等対処設備とし2.2 機能単位の系統の明確化て使用することから，流路に係る機能について

2.3 兼用する機能の確認

重大事故等対処設備としての設計を行う。

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計④ 放射性物質濃度制御設備及び可燃性ガス濃度制【68 条 6】

御設備並びに格納容器再循環設備
・原子炉建屋ガス処理系
2.5

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計
非常用ガス処理系排風機，非常用ガス再循環 Ｖ-1-1-6

安全設備及び重大事故等対処設備が使用され 2.

系排風機は，設計基準事故対処設備であるととる条件の下における健全性に関する説明書

もに，重大事故等時においても使用するため，

2.1 多重性又は多様性及び独立性並びに位置的分散

重大事故等対処設備としての基本方針に示す

3.6 原子炉格納施設

原子炉格納施設の兼用する設計

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計④ 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

設計方針を適用する。ただし，多様性及び独立・原子炉建屋ガス処理系

性並びに位置的分散を考慮すべき対象の設計

2.5

基準事故対処設備はないことから，重大事故等

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計

対象設備の基本方針のうち多様性及び独立性
並びに位置的分散の設計方針は適用しない。
【68 条 7】【74 条 24】
3.4 可燃性ガス濃度制御設備
3.4.1 可燃性ガス濃度制御系

3.4 可燃性ガス濃度制御設備
3.4.1

可燃性ガス濃度制御系

原子炉冷却材喪失事故時に原子炉格納容器

原子炉冷却材喪失事故時に原子炉格納容器内で発生する水素及び酸素の反応を防止する内で発生する水素及び酸素の反応を防止するため，可燃性ガス濃度制御系を設け，不活性ガ

ため，可燃性ガス濃度制御系を設け，不活性ガス系により原子炉格納容器内に窒素を充てん

ス系により原子炉格納容器内に窒素を充てんすることとあいまって，可燃限界に達しないたすることとあいまって，可燃限界に達しないた

めの制限値である水素濃度 4 vol％未満あるいめの制限値である水素濃度 4 vol％未満又はあは酸素濃度 5 vol％未満に維持できる設計とす

るいは酸素濃度 5 vol％未満に維持できる設計

る。

−

−

（追加要求事項なし）とする。
【44 条 18】
3.4.2 水素濃度抑制系

Ⅴ-1-1-4-7

炉心の著しい損傷が発生した場合において設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 3.
（原子炉格納施設）

原子炉建屋等の水素爆発による損傷を防止す
47

原子炉格納施設の設計

3.3 可燃性ガス濃度制御設備の設計

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後様式 1 への反映結果るために原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度上 Ｖ-1-8-2 原子炉格納施設の水素濃度低減性能に関する昇を抑制し，水素濃度を可燃限界未満に制御す

原子炉建屋等の損傷を防止するための水素濃度

説明書

るための重大事故等対処設備として，水素濃度

2.2.2 静的触媒式水素再結合器

制御設備である静的触媒式水素再結合器を設

4.2.2 静的触媒式水素再結合器

低減設備の設計

ける設計とする。
【68 条 1】
水素濃度制御設備である静的触媒式水素再 Ⅴ-1-1-4-7結合器は，運転員の起動操作を必要とせずに，

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 3.
（原子炉格納施設）

原子炉格納施設の設計

3.3 可燃性ガス濃度制御設備の設計
原子炉建屋等の損傷を防止するための水素濃度低減設

原子炉格納容器から原子炉建屋原子炉棟内に備の設計漏えいした水素と酸素を触媒反応によって再 Ｖ-1-8-2 原子炉格納施設の水素濃度低減性能に関する結合させることで，原子炉建屋原子炉棟内の水説明書

素濃度の上昇を抑制し，原子炉建屋原子炉棟の2.2.2 静的触媒式水素再結合器

水素爆発を防止できる設計とする。また評価に4.2.2 静的触媒式水素再結合器

用いる性能を満足し，試験により性能及び耐環境性が確認された型式品を設置する設計とする。静的触媒式水素再結合器は，原子炉建屋原
子炉棟内に漏えいした水素が滞留すると想定される原子炉建屋原子炉棟 6 階に設置することとし，静的触媒式水素再結合器の触媒反応時の高温ガスの排出が重大事故等時の対処に重要な計器・機器に悪影響がないよう離隔距離を設ける設計とする。
【68 条 8】3.4.3

窒素ガス代替注入系

Ⅴ-1-1-4-7

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.
（原子炉格納施設）

窒素ガス代替注入系は，格納容器圧力逃がし装置使用後においても，可燃性ガスによる爆発

原子炉格納施設の兼用する設計

2.1 機能に係る設計条件の設定
2.2 機能単位の系統の明確化

及び原子炉格納容器の負圧破損を防止するた Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書

2.3 兼用する機能の確認

めに，窒素供給装置及び窒素供給装置用電源車

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

3.2.4 重大事故等時における原子炉格納容器の過圧を用いて原子炉格納容器内に不活性ガス（窒素）の供給が可能な設計とする。また，格納容

破損防止機能⑥ 圧力逃がし装置

3.2.6 重大事故等時における水素爆発による原子炉器圧力逃がし装置は，排気中に含まれる可燃性格納容器の破損防止機能

ガスによる爆発を防ぐため，窒素ガス代替注入

別添 3 格納容器圧力逃がし装置の設計

・格納容器圧力逃がし装置
2.5

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計系により，系統内を不活性ガス（窒素）で置換した状態で待機させ，不活性ガスで置換できる Ｖ-1-8-2 原子炉格納施設の水素濃度低減性能に関する 3.
設計とする。

説明書【63 条 8】【63 条 11】【65 条 17】【65 条 20】2.1.2 窒素供給装置【67 条 10】4.1.2 窒素供給装置
48

原子炉格納施設の設計

3.2

原子炉格納容器の破損を防止するための水素濃度低減設備の設計

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後

炉心の著しい損傷が発生した場合において Ⅴ-1-1-4-7
原子炉格納容器内における水素爆発による破設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.

（原子炉格納施設）損を防止するために必要な重大事故等対処設

3.2.4 重大事故等時における原子炉格納容器の過圧設計とする。
【67 条 1】

原子炉格納施設の兼用する設計

2.1 機能に係る設計条件の設定
2.2 機能単位の系統の明確化

備のうち，原子炉格納容器内を不活性化するた Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
めの設備として，可搬型窒素供給装置を設ける

様式 1 への反映結果

2.3 兼用する機能の確認
2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計破損防止機能⑥ 圧力逃がし装置

3.2.6 重大事故等時における水素爆発による原子炉
格納容器の破損防止機能

・格納容器圧力逃がし装置
2.5

別添 3 格納容器圧力逃がし装置の設計兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計

Ｖ-1-8-2 原子炉格納施設の水素濃度低減性能に関する 3.

原子炉格納施設の設計
3.2 原子炉格納容器の破損を防止するための水素濃説明書

度低減設備の設計

2.1.2 窒素供給装置
4.1.2 窒素供給装置
可搬型窒素供給装置は，窒素供給装置用電源 Ⅴ-1-1-4-7

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.
（原子炉格納施設）

車から給電できる設計とし窒素供給装置及び窒素供給装置用電源車で構成し，原子炉格納容

原子炉格納施設の兼用する設計

2.1 機能に係る設計条件の設定
2.2 機能単位の系統の明確化

器内に窒素を供給することで，ジルコニウム− Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書

2.3 兼用する機能の確認

水反応及び水の放射線分解等により原子炉格

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

3.2.5 重大事故等時における水素爆発による原子炉

納容器内に発生する水素及び酸素の濃度を可
燃限界未満にできる設計とする。

格納容器の破損防止機能⑥ 圧力逃がし装置

3.2.6 重大事故等時における水素爆発による原子炉【67 条 5】

格納容器の破損防止機能

・格納容器圧力逃がし装置
2.5

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計

別添 3 格納容器圧力逃がし装置の設計

Ｖ-1-8-2 原子炉格納施設の水素濃度低減性能に関する 3.

原子炉格納施設の設計
3.2 原子炉格納容器の破損を防止するための水素濃説明書

度低減設備の設計

2.1.2 窒素供給装置
4.1.2 窒素供給装置
3.5 原子炉格納容器調気設備
3.5.1 不活性ガス系
不活性ガス系は，水素及び酸素の反応を防止

3.5 原子炉格納容器調気設備
3.5.1

原子炉格納施設 要目表（追加要求事項はないが，本工認で必要な設計）

不活性ガス系

2.

不活性ガス系は，水素及び酸素の反応を防止 原子炉格納施設に係る機器の配置を明示した図面

2.1 機能に係る設計条件の設定

原子炉格納施設の兼用する設計するため，あらかじめ原子炉格納容器内に窒素するため，あらかじめ原子炉格納容器内に窒素 8.3.6 原子炉格納容器調気設備

2.2 機能単位の系統の明確化を充てんすることにより，水素濃度及び酸素濃を充てんすることにより，水素濃度及び酸素濃2.3 兼用する機能の確認

度を可燃限界未満に保つ設計とする。

度を可燃限界未満に保つ設計とする。

構造図【44 条 19】8.3.6.1 不活性ガス系

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計⑤ 原子炉格納容器調気設備
・不活性ガス系
2.5

49

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後様式 1 への反映結果する設計

炉心の著しい損傷が発生した場合において Ⅴ-1-1-4-7

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.
（原子炉格納施設）

原子炉格納容器内における水素爆発による破損を防止できるように，発電用原子炉の運転中

原子炉格納施設の兼用する設計

2.1 機能に係る設計条件の設定
2.2 機能単位の系統の明確化

は，原子炉格納容器内を不活性ガス系により常 Ｖ-1-8-2 原子炉格納施設の水素濃度低減性能に関する

2.3 兼用する機能の確認

時不活性化する設計とする。

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計【67 条 4】

説明書
2.1.3 格納容器圧力逃がし装置⑤ 原子炉格納容器調気設備

4.1.3 格納容器圧力逃がし装置
2.1.2 窒素供給装置

・不活性ガス系
2.5

4.1.2 窒素供給装置

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関
する設計

3.

原子炉格納施設の設計

3.2

原子炉格納容器の破損を防止するための水素濃度低減設備の設計
3.6 圧力逃がし装置
3.6.1
(1)

Ⅴ-1-1-4-7

格納容器圧力逃がし装置

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.
（原子炉格納施設）

2.2 機能単位の系統の明確化

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器の過圧破損防止
炉心の著しい損傷が発生した場合において,

Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
3.2.4 重大事故等時における原子炉格納容器の過圧

原子炉格納容器の過圧による破損を防止するために必要な重大事故等対処設備のうち，原子2.3 兼用する機能の確認
2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計⑥ 圧力逃がし装置

破損防止機能・格納容器圧力逃がし装置

別添 3 格納容器圧力逃がし装置の設計
2.5

炉格納容器内の圧力を大気中に逃がすための設備として，格納容器圧力逃がし装置を設ける Ｖ-1-8-2 原子炉格納施設の水素濃度低減性能に関する兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関

する設計

説明書

設計とする。
【65 条 13】

原子炉格納施設の兼用する設計

2.1 機能に係る設計条件の設定

2.1.2 窒素供給装置
4.1.2 窒素供給装置

格納容器圧力逃がし装置は，フィルタ装置 Ⅴ-1-1-4-7

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.
（原子炉格納施設）（フィルタ容器，スクラビング水，金属フィル

原子炉格納施設の兼用する設計

2.1 機能に係る設計条件の設定

タ，よう素除去部），圧力開放板，配管・弁類，

2.2 機能単位の系統の明確化

計測制御装置等で構成し，格納容器圧力逃がし Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書

2.3 兼用する機能の確認

装置は，原子炉格納容器内雰囲気ガスを不活性

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

3.2.4 重大事故等時における原子炉格納容器の過圧破損防止機能ガス系及び耐圧強化ベント系を経由して，フィルタ装置へ導き，放射性物質を低減させた後に⑥ 圧力逃がし装置
・格納容器圧力逃がし装置

別添 3 格納容器圧力逃がし装置の設計
2.5

原子炉建屋原子炉棟屋上に設ける放出口から兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計

排出（系統設計流量 13.4 kg/s（1 Pd において））することで，排気中に含まれる放射性物
質の環境への放出量を低減しつつ，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下できる設計とす
50

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後様式 1 への反映結果る。
【65 条 14】
フィルタ装置は，排気中に含まれる粒子状放 Ⅴ-1-1-4-7

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.

（原子炉格納施設）

射性物質，ガス状の無機よう素及び有機よう素

原子炉格納施設の兼用する設計

2.1 機能に係る設計条件の設定を除去できる設計とする。また，無機よう素を

2.2 機能単位の系統の明確化

スクラビング水中に捕集・保持するためにアル Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書

2.3 兼用する機能の確認

カリ性の状態（待機状態においてｐＨ13 以上）

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

3.2.4 重大事故等時における原子炉格納容器の過圧に維持する設計とする。
【65 条 15】

⑥ 圧力逃がし装置

破損防止機能・格納容器圧力逃がし装置

別添 3 格納容器圧力逃がし装置の設計
2.5

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計

格納容器圧力逃がし装置はサプレッション・ Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
チェンバ及びドライウェルと接続し，いずれか

3.2.4 重大事故等時における原子炉格納容器の過圧らも排気できる設計とする。サプレッション・
チェンバ側からの排気ではサプレッション・チ

破損防止機能別添 3 格納容器圧力逃がし装置の設計

2.

原子炉格納施設の兼用する設計

2.1 機能に係る設計条件の設定
2.2 機能単位の系統の明確化
2.3 兼用する機能の確認
2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

ェンバの水面からの高さを確保し，ドライウェ⑥ 圧力逃がし装置

ル側からの排気では，ドライウェル床面からの・格納容器圧力逃がし装置

高さを確保する設計とするとともに燃料有効
2.5

長頂部よりも高い位置に接続箇所を設けるこ兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計とで，長期的にも溶融炉心及び水没の悪影響を受けない設計とする。
【65 条 16】
格納容器圧力逃がし装置は，排気中に含まれ Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
る可燃性ガスによる爆発を防ぐため，窒素ガス

3.2.4 重大事故等時における原子炉格納容器の過圧

代替注入系により，系統内を不活性ガス（窒素）で置換した状態で待機させ，不活性ガスで置換

破損防止機能別添 3 格納容器圧力逃がし装置の設計できる設計とするとともに，系統内に可燃性ガ

2.

原子炉格納施設の兼用する設計

2.1 機能に係る設計条件の設定
2.2 機能単位の系統の明確化
2.3 兼用する機能の確認
2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計スが蓄積する可能性のある箇所にはベントラ⑥ 圧力逃がし装置

インを設け，可燃性ガスを排出できる設計とす

・格納容器圧力逃がし装置ることで，系統内で水素濃度及び酸素濃度が可

2.5

燃領域に達することを防止できる設計とする。

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計【65 条 17】
格納容器圧力逃がし装置は，他の発電用原子 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
炉施設とは共用しない設計とする。また，格納3.2.4 重大事故等時における原子炉格納容器の過圧破損防止機能容器圧力逃がし装置と他の系統・機器を隔離す
る弁は直列で 2 個設置し，格納容器圧力逃がし

別添 3 格納容器圧力逃がし装置の設計

2.

原子炉格納施設の兼用する設計

2.1 機能に係る設計条件の設定
2.2 機能単位の系統の明確化
2.3 兼用する機能の確認
2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

装置と他の系統・機器を確実に隔離すること51

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後様式 1 への反映結果

で，悪影響を及ぼさない設計とする。

⑥ 圧力逃がし装置【65 条 18】

・格納容器圧力逃がし装置
2.5

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計

格納容器圧力逃がし装置の使用に際しては， Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
原子炉格納容器が負圧とならないよう，代替格

3.2.4 重大事故等時における原子炉格納容器の過圧

納容器スプレイ冷却系等による原子炉格納容
器内へのスプレイは停止する運用を保安規定

＜下線部＞
−

破損防止機能別添 3 格納容器圧力逃がし装置の設計に定めて管理する。仮に，原子炉格納容器内にスプレイする場合においても，原子炉格納容器 ＜下線部＞
内圧力が規定の圧力まで減圧した場合には，原 運用に関する記載であり，保安規定にて対応
子炉格納容器内へのスプレイを停止する運用を保安規定に定めて管理する。
【65 条 19】
格納容器圧力逃がし装置使用時の排出経路 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書に設置される隔離弁は，遠隔人力操作機構（個3.2.4 重大事故等時における原子炉格納容器の過圧破損防止機能数 4）によって人力により容易かつ確実に操作が可能な設計とする。

別添 3 格納容器圧力逃がし装置の設計

2.

原子炉格納施設の兼用する設計

2.1 機能に係る設計条件の設定
2.2 機能単位の系統の明確化
2.3 兼用する機能の確認
2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計【65 条 22】

⑥ 圧力逃がし装置
・格納容器圧力逃がし装置
2.5 兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計
排出経路に設置される隔離弁の電動弁につ 第 1-4-1 図

単線結線図（1／5）

2.

いては，常設代替交流電源設備又は可搬型代替 第 1-4-2 図

単線結線図（2／5）

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

交流電源設備からの給電により，中央制御室から操作が可能な設計とする。
【65 条 24】

原子炉格納施設の兼用する設計⑥ 圧力逃がし装置
Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
3.2.4 重大事故等時における原子炉格納容器の過圧・格納容器圧力逃がし装置
2.5

破損防止機能兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計

2.6 各機器固有の設計(2) その他各設備固有の設計
b.
2.7

格納容器圧力逃がし装置機能を兼用する機器を含む原子炉格納施設の系
統図に関する取りまとめ

系統内に設ける圧力開放板は，格納容器圧力 Ⅴ-1-1-4-7逃がし装置の使用の妨げにならないよう，原子設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.
（原子炉格納施設）

原子炉格納施設の兼用する設計

2.1 機能に係る設計条件の設定
2.2 機能単位の系統の明確化

炉格納容器からの排気圧力と比較して十分に52

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後

低い圧力で破裂する設計とする。
【65 条 25】

Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
3.2.4 重大事故等時における原子炉格納容器の過圧様式 1 への反映結果
2.3 兼用する機能の確認
2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計⑥ 圧力逃がし装置

破損防止機能・格納容器圧力逃がし装置

別添 3 格納容器圧力逃がし装置の設計
2.5

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計

格納容器圧力逃がし装置は，水の放射線分解 Ⅴ-1-1-4-7により発生する水素がフィルタ装置内に蓄積

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.
（原子炉格納施設）

原子炉格納施設の兼用する設計

2.1 機能に係る設計条件の設定
2.2 機能単位の系統の明確化することを防止するため，格納容器圧力逃がし装置使用後にフィルタ装置スクラビング水を Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書

2.3 兼用する機能の確認

移送ポンプ（容量 10 m3/h/個，揚程 40 m，個2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

3.2.4 重大事故等時における原子炉格納容器の過圧

数 1）によりサプレッション・チェンバへ移送できる設計とする。

破損防止機能⑥ 圧力逃がし装置

別添 3 格納容器圧力逃がし装置の設計【63 条 18】【65 条 27】【67 条 22】

・格納容器圧力逃がし装置
2.5

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計

格納容器圧力逃がし装置は，西側淡水貯水設 Ⅴ-1-1-4-7
備又は代替淡水貯槽から，可搬型代替注水中型

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.
（原子炉格納施設）

原子炉格納施設の兼用する設計

2.1 機能に係る設計条件の設定

ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプにより2.2 機能単位の系統の明確化

フィルタ装置にスクラビング水を補給できる Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書

2.3 兼用する機能の確認

設計とする。

3.2.4 重大事故等時における原子炉格納容器の過圧

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計破損防止機能【65 条 28】【67 条 23】

⑥ 圧力逃がし装置

別添 3 格納容器圧力逃がし装置の設計

・格納容器圧力逃がし装置
2.5

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計

代替循環冷却系及び格納容器圧力逃がし装 Ｖ-1-1-6

安全設備及び重大事故等対処設備が使用され 2.

原子炉格納施設の兼用する設計

る条件の下における健全性に関する説明書

2.1 機能に係る設計条件の設定

いよう，原理の異なる冷却及び原子炉格納容器

2.1 多重性又は多様性及び独立性並びに位置的分散

2.2 機能単位の系統の明確化

内の減圧手段を用いることで多様性を有する

3.2 原子炉冷却系統施設

2.3 兼用する機能の確認

設計とする。

3.6 原子炉格納施設

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

置は，共通要因によって同時に機能を損なわな【65 条 32】

⑥ 圧力逃がし装置
・格納容器圧力逃がし装置
2.5

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計

Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1
18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.1 機能単位の系統の明確化
53

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後様式 1 への反映結果
18.2 兼用する機能の確認
18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計④ 非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備
・代替循環冷却系
18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計代替循環冷却系は，非常用交流電源設備に対 Ｖ-1-1-6

安全設備及び重大事故等対処設備が使用され 2.

原子炉格納施設の兼用する設計

る条件の下における健全性に関する説明書

2.1 機能に係る設計条件の設定

らの給電により駆動できる設計とする。また，

2.1 多重性又は多様性及び独立性並びに位置的分散

2.2 機能単位の系統の明確化

格納容器圧力逃がし装置は，非常用交流電源設

3.2 原子炉冷却系統施設

2.3 兼用する機能の確認備に対して多様性を有する常設代替交流電源

3.6 原子炉格納施設

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

して多様性を有する常設代替交流電源設備か⑥ 圧力逃がし装置

設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電

・格納容器圧力逃がし装置

により駆動できる設計とする。格納容器圧力逃
2.5がし装置は，人力により排出経路に設置される兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計

隔離弁を操作できる設計とすることで，代替循

2.6 各機器固有の設計

環冷却系に対して駆動源の多様性を有する設(2) その他各設備固有の設計

計とする。

b.

【65 条 33】

格納容器圧力逃がし装置

Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1
18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.1 機能単位の系統の明確化
18.2 兼用する機能の確認
18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計④ 非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備
・代替循環冷却系
18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計
18.5 各機器固有の設計(2) その他各設備固有の設計c.

非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備(e) 代替循環冷却系への電源供給に関する設計
代替循環冷却系の代替循環冷却系ポンプ，残 Ｖ-1-1-6

安全設備及び重大事故等対処設備が使用され 2.

原子炉格納施設の兼用する設計

る条件の下における健全性に関する説明書

2.1 機能に係る設計条件の設定

ンバは原子炉建屋原子炉棟内に設置し，格納容

2.1 多重性又は多様性及び独立性並びに位置的分散

2.2 機能単位の系統の明確化

器圧力逃がし装置のフィルタ装置は原子炉建

3.2 原子炉冷却系統施設

2.3 兼用する機能の確認

屋近傍の格納容器圧力逃がし装置格納槽（地下3.6 原子炉格納施設

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

留熱除去系熱交換器及びサプレッション・チェ

54

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後様式 1 への反映結果

埋設）に，第二弁操作室遮蔽，第二弁操作室空⑥ 圧力逃がし装置

気ボンベユニット（空気ボンベ）及び第二弁操・格納容器圧力逃がし装置

作室差圧計は原子炉建屋付属棟に，圧力開放板

2.5

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関は原子炉建屋近傍の屋外に設置することで共する設計

通要因によって同時に機能を損なわないよう
位置的分散を図る設計とする。

Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1【65 条 34】

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.1 機能単位の系統の明確化
18.2 兼用する機能の確認
18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計③ 残留熱除去設備
・残留熱除去系④ 非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備
・代替循環冷却系
18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計

代替循環冷却系と格納容器圧力逃がし装置 Ｖ-1-1-6

安全設備及び重大事故等対処設備が使用され 2.

原子炉格納施設の兼用する設計は，共通要因によって同時に機能を損なわないる条件の下における健全性に関する説明書

2.1 機能に係る設計条件の設定

よう，流路を分離することで独立性を有する設

2.1 多重性又は多様性及び独立性並びに位置的分散

2.2 機能単位の系統の明確化計とする。

3.2 原子炉冷却系統施設

2.3 兼用する機能の確認【65 条 35】

3.6 原子炉格納施設

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計⑥ 圧力逃がし装置
・格納容器圧力逃がし装置
2.5

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計

Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1
18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.1 機能単位の系統の明確化
18.2 兼用する機能の確認
18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計③ 残留熱除去設備
・残留熱除去系④ 非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備
・代替循環冷却系
18.4

兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計
55

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後

これらの多様性及び流路の独立性並びに位 Ｖ-1-1-6

様式 1 への反映結果

安全設備及び重大事故等対処設備が使用され 2.

原子炉格納施設の兼用する設計

置的分散によって，代替循環冷却系と格納容器る条件の下における健全性に関する説明書

2.1 機能に係る設計条件の設定

圧力逃がし装置は，互いに重大事故等対処設備

2.1 多重性又は多様性及び独立性並びに位置的分散

2.2 機能単位の系統の明確化として，可能な限りの独立性を有する設計とす

3.2 原子炉冷却系統施設

2.3 兼用する機能の確認る。

3.6 原子炉格納施設

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計【65 条 36】

⑥ 圧力逃がし装置
・格納容器圧力逃がし装置
2.5

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計

Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1
18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.1 機能単位の系統の明確化
18.2 兼用する機能の確認
18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計③ 残留熱除去設備
・残留熱除去系④ 非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備
・代替循環冷却系
18.4

兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計(2) 格納容器圧力逃がし装置による水素排出

Ⅴ-1-1-4-7

炉心の著しい損傷が発生した場合において設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.
（原子炉格納施設）

2.2 機能単位の系統の明確化

原子炉格納容器内における水素爆発による破損を防止できるように，原子炉格納容器内に滞 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
留する水素及び酸素を大気へ排出するための3.2.4 重大事故等時における原子炉格納容器の過圧

2.3 兼用する機能の確認
2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計⑥ 圧力逃がし装置

破損防止機能設備として，格納容器圧力逃がし装置を設ける設計とする。

原子炉格納施設の兼用する設計

2.1 機能に係る設計条件の設定

・格納容器圧力逃がし装置

3.2.6 重大事故等時における水素爆発による原子炉
格納容器の破損防止機能【67 条 2】

2.5

する設計

別添 3 格納容器圧力逃がし装置の設計
3.
Ｖ-1-8-2 原子炉格納施設の水素濃度低減性能に関する兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関原子炉格納施設の設計

3.2

原子炉格納容器の破損を防止するための水素濃度低減設備の設計

説明書
2.1.3 格納容器圧力逃がし装置
4.1.3 格納容器圧力逃がし装置
原子炉格納容器内に滞留する水素及び酸素 Ⅴ-1-1-4-7を大気へ排出するための重大事故等対処設備

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.
（原子炉格納施設）

56

原子炉格納施設の兼用する設計

2.1 機能に係る設計条件の設定

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後として，格納容器圧力逃がし装置は，フィルタ

様式 1 への反映結果
2.2 機能単位の系統の明確化装置（フィルタ容器，スクラビング水，金属フ Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書

2.3 兼用する機能の確認

ィルタ，よう素除去部），圧力開放板，配管・2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

3.2.4 重大事故等時における原子炉格納容器の過圧

弁類，計測制御装置等で構成し，炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器⑥ 圧力逃がし装置

破損防止機能・格納容器圧力逃がし装置

3.2.5 重大事故等時における水素爆発による原子炉

内雰囲気ガスを不活性ガス系等を経由して，フ格納容器の破損防止機能

ィルタ装置へ導き，放射性物質を低減させた後

別添 3 格納容器圧力逃がし装置の設計

2.5

する設計
3.

に原子炉建屋原子炉棟屋上に設ける放出口か
ら排出（系統設計流量 13.4 kg/s（1 Pd におい Ｖ-1-8-2 原子炉格納施設の水素濃度低減性能に関する

質の環境への排出を低減しつつ，ジルコニウム

2.1.3 格納容器圧力逃がし装置−水反応及び水の放射線分解等により発生す4.1.3 格納容器圧力逃がし装置

原子炉格納施設の設計

3.2

説明書

て）
）することで，排気中に含まれる放射性物

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関原子炉格納容器の破損を防止するための水素濃度低減設備の設計

る原子炉格納容器内の水素及び酸素を大気に排出できる設計とする。
【67 条 9】フィルタ装置は，排気中に含まれる粒子状放 Ⅴ-1-1-4-7
射性物質，ガス状の無機よう素及び有機よう素

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.
（原子炉格納施設）

原子炉格納施設の兼用する設計

2.1 機能に係る設計条件の設定を除去できる設計とする。また，無機よう素を

2.2 機能単位の系統の明確化

スクラビング水中に捕集・保持するためにアル Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書

2.3 兼用する機能の確認

カリ性の状態（待機状態においてｐＨ13 以上）

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

3.2.4 重大事故等時における原子炉格納容器の過圧に維持する設計とする。
【67 条 9-1】

破損防止機能⑥ 圧力逃がし装置

別添 3 格納容器圧力逃がし装置の設計

・格納容器圧力逃がし装置
2.5

Ｖ-1-8-2 原子炉格納施設の水素濃度低減性能に関する説明書
2.1.3 格納容器圧力逃がし装置

3.

代替注入系により，系統内を不活性ガス（窒素）原子炉格納容器の破損を防止するための水素濃度低減設備の設計

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.
（原子炉格納施設）

る可燃性ガスによる爆発を防ぐため，窒素ガス

原子炉格納施設の設計

3.2

4.1.3 格納容器圧力逃がし装置

格納容器圧力逃がし装置は，排気中に含まれ Ⅴ-1-1-4-7

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計

原子炉格納施設の兼用する設計

2.1 機能に係る設計条件の設定
2.2 機能単位の系統の明確化で置換した状態で待機させ，ベント開始後にお Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書

2.3 兼用する機能の確認

いても不活性ガスで置換できる設計とし，排出2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

3.2.4 重大事故等時における原子炉格納容器の過圧経路に可燃性ガスが蓄積する可能性のある箇所にはベントラインを設け，可燃性ガスを排出

破損防止機能⑥ 圧力逃がし装置
・格納容器圧力逃がし装置

3.2.5 重大事故等時における水素爆発による原子炉できる設計とすることで，系統内で水素濃度及格納容器の破損防止機能

2.5

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計

び酸素濃度が可燃領域に達することを防止で
57

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後きる設計とする。

様式 1 への反映結果

3.2.6 重大事故等時における水素爆発による原子炉 3.

【67 条 10】

格納容器の破損防止機能

原子炉格納施設の設計

3.2

別添 3 格納容器圧力逃がし装置の設計

原子炉格納容器の破損を防止するための水素濃度低減設備の設計

Ｖ-1-8-2 原子炉格納施設の水素濃度低減性能に関する説明書
2.1.3 格納容器圧力逃がし装置
4.1.3 格納容器圧力逃がし装置
格納容器圧力逃がし装置使用時の排出経路 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書に設置される第一弁（Ｓ／Ｃ側），第一弁（Ｄ3.2.5 重大事故等時における水素爆発による原子炉／Ｗ側），第二弁及び第二弁バイパス弁は，中央制御室のスイッチで操作が可能な設計とし，格納容器の破損防止機能
3.2.4 重大事故等時における原子炉格納容器の過圧

また，駆動源喪失時であっても人力により容易
かつ確実に操作が可能な遠隔人力操作機構（個破損防止機能2.

原子炉格納施設の兼用する設計

2.1 機能に係る設計条件の設定
2.2 機能単位の系統の明確化
2.3 兼用する機能の確認
2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

別添 3 格納容器圧力逃がし装置の設計⑥ 圧力逃がし装置

数 4）を有する設計とする。

・格納容器圧力逃がし装置

格納容器圧力逃がし装置使用時の排出経路 Ｖ-1-8-2に設置される隔離弁は，遠隔人力操作機構（個原子炉格納施設の水素濃度低減性能に関する

2.5

説明書

数 4）によって人力により容易かつ確実に操作

2.1.3 格納容器圧力逃がし装置が可能な設計とする。

4.1.3 格納容器圧力逃がし装置

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計【67 条 19】
排出経路に設置される隔離弁の電動弁につ Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
いては，常設代替交流電源設備又は可搬型代替

3.2.4 重大事故等時における原子炉格納容器の過圧

交流電源設備からの給電により，中央制御室か2.

原子炉格納施設の兼用する設計

2.6 各機器固有の設計

破損防止機能(2) その他各設備固有の設計

ら操作が可能な設計とする。

b.

格納容器圧力逃がし装置【67 条 19-1】
格納容器圧力逃がし装置は，水の放射線分解 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書により発生する水素がフィルタ装置内に蓄積

3.2.5 重大事故等時における水素爆発による原子炉
格納容器の破損防止機能することを防止するため，格納容器圧力逃がし装置使用後にフィルタ装置スクラビング水を3.2.4 重大事故等時における原子炉格納容器の過圧

3移送ポンプ（容量 10 m /h/個，揚程 40 m，個数 1）によりサプレッション・チェンバへ移送

破損防止機能別添 3 格納容器圧力逃がし装置の設計

2.

原子炉格納施設の兼用する設計

2.1 機能に係る設計条件の設定
2.2 機能単位の系統の明確化
2.3 兼用する機能の確認
2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計⑥ 圧力逃がし装置
・格納容器圧力逃がし装置できる設計とする。
【67 条 22】

Ｖ-1-8-2

原子炉格納施設の水素濃度低減性能に関する説明書
2.1.3 格納容器圧力逃がし装置
4.1.3 格納容器圧力逃がし装置

58

2.5

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後

格納容器圧力逃がし装置は，西側淡水貯水設 Ⅴ-1-1-4-3
備又は代替淡水貯槽から，可搬型代替注水中型

様式 1 への反映結果

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.
（原子炉冷却系統施設）

ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプにより原子炉格納施設の兼用する設計

2.1 機能に係る設計条件の設定
2.2 機能単位の系統の明確化

フィルタ装置にスクラビング水を補給できる Ⅴ-1-1-4-7
設計とする。

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉格納施設）

2.3 兼用する機能の確認
2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計【67 条 23】

⑥ 圧力逃がし装置
Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
3.2.5 重大事故等時における水素爆発による原子炉・格納容器圧力逃がし装置
2.5

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関格納容器の破損防止機能する設計

3.2.4 重大事故等時における原子炉格納容器の過圧破損防止機能別添 3 格納容器圧力逃がし装置の設計

Ｖ-1-8-2

原子炉格納施設の水素濃度低減性能に関する説明書
2.1.3 格納容器圧力逃がし装置
4.1.3 格納容器圧力逃がし装置
3.7 水源，代替水源供給設備
3.7.1

Ⅴ-1-1-4-3

重大事故等の収束に必要となる水源設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1（原子炉冷却系統施設）

設計基準事故の収束に必要な水源とは別に，

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.1 機能単位の系統の明確化

重大事故等の収束に必要となる十分な量の水 Ⅴ-1-1-4-4を有する水源を確保することに加えて，設計基

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（計測制御系統施設）

18.2 兼用する機能の確認
18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計④非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

準事故対処設備及び重大事故等対処設備に対して重大事故等の収束に必要となる十分な水 Ⅴ-1-1-4-7

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書

・低圧代替注水系（原子炉格納施設）の量を供給するために必要な重大事故等対処（水源に係る設備，大気への拡散抑制設備を含む。
）
18.4

設備として，代替淡水貯槽，西側淡水貯水設備，兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計サプレッション・チェンバ及びほう酸水貯蔵タ
ンクを重大事故等の収束に必要となる水源として設ける設計とする。

Ⅴ-1-10-5「計測制御系統施設」の様式-1【71 条 1】2.

計測制御系統施設の兼用に関する設計

2.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計① ほう酸水注入系
また，これら重大事故等の収束に必要となる Ⅴ-1-1-4-3

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1（原子炉冷却系統施設）

水源とは別に，代替淡水源として淡水タンク

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計（多目的タンク，原水タンク，ろ過水貯蔵タン

18.1 機能単位の系統の明確化

ク及び純水貯蔵タンク）を設ける設計とする。

18.2 兼用する機能の確認【71 条 2】

18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計
59

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後様式 1 への反映結果④非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備
・低圧代替注水系（水源に係る設備，大気への拡散抑制設備を含む。
）
18.4

兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計代替淡水貯槽を水源として重大事故等の対 Ⅴ-1-1-4-3
応を実施する際には，西側淡水貯水設備を代替

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1（原子炉冷却系統施設）

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

淡水源とし，西側淡水貯水設備を水源として重18.1 機能単位の系統の明確化

大事故等の対応を実施する際には，代替淡水貯18.2 兼用する機能の確認

槽を代替淡水源とする。また，淡水が枯渇した

18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計場合に，海を水源として利用できる設計とす④非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

る。

・低圧代替注水系【71 条 3】

（水源に係る設備，大気への拡散抑制設備を含む。
）
18.4

兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計代替淡水貯槽は，想定される重大事故等時に Ⅴ-1-1-4-3

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1（原子炉冷却系統施設）

おいて，原子炉圧力容器への注水及び原子炉格
納容器へのスプレイ及び原子炉格納容器への18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.1 機能単位の系統の明確化

注水に使用する設計基準事故対処設備が機能 Ⅴ-1-1-4-7
喪失した場合の代替手段である低圧代替注水

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉格納施設）

18.2 兼用する機能の確認
18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

系（常設），低圧代替注水系（可搬型），代替格④非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

納容器スプレイ冷却系（常設），代替格納容器・低圧代替注水系

スプレイ冷却系（可搬型），格納容器下部注水（水源に係る設備，大気への拡散抑制設備を含む。
）
18.4

系（常設）及び格納容器下部注水系（可搬型）兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計の水源として，また，格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置へのスクラビング水補給の水源として使用できる設計とする。
【71 条 6】西側淡水貯水設備は，想定される重大事故等 Ⅴ-1-1-4-3

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1（原子炉冷却系統施設）時において，原子炉圧力容器への注水及び原子炉格納容器へのスプレイ及び原子炉格納容器

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.1 機能単位の系統の明確化への注水に使用する設計基準事故対処設備が Ⅴ-1-1-4-7
機能喪失した場合の代替手段である低圧代替

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉格納施設）

18.2 兼用する機能の確認
18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

注水系（可搬型），代替格納容器スプレイ冷却④非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

系（可搬型）及び格納容器下部注水系（可搬型）・低圧代替注水系の水源として，また，格納容器圧力逃がし装置（水源に係る設備，大気への拡散抑制設備を含む。
）
18.4のフィルタ装置へのスクラビング水補給の水60兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後様式 1 への反映結果源として使用できる設計とする。

に関する設計【71 条 7】
サプレッション・チェンバ（容量 3400m3， Ⅴ-1-1-4-3

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1（原子炉冷却系統施設）

個数 1）は，想定される重大事故等時において，原子炉圧力容器への注水及び原子炉格納容器

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.1 機能単位の系統の明確化

へのスプレイ及び原子炉格納容器への注水に Ⅴ-1-1-4-7

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉格納施設）

使用する設計基準事故対処設備が機能喪失し18.2 兼用する機能の確認
18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計た場合の代替手段である高圧代替注水系，代替④非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

循環冷却系，残留熱除去系（格納容器スプレイ

・低圧代替注水系（水源に係る設備，大気への拡散抑制設備を含む。
）

冷却系）及び残留熱除去系（サプレッション・

18.4

プール冷却系）の水源として使用できる設計と兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計する。
【71 条 8】

ほう酸水貯蔵タンクは，想定される重大事故 Ⅴ-1-1-4-4
等時において，原子炉圧力容器への注水に使用設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 Ⅴ-1-10-3「原子炉冷却系統施設」の様式-1（計測制御系統施設）

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

する設計基準事故対処設備が機能喪失した場

18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計合の代替手段であるほう酸水注入系の水源と④非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備
・低圧代替注水系

して使用できる設計とする。

（水源に係る設備，大気への拡散抑制設備を含【71 条 9】む。
）
Ⅴ-1-10-5「計測制御系統施設」の様式-1
2.

計測制御系統施設の兼用に関する設計

2.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計① ほう酸水注入系
代替淡水源である淡水タンク（多目的タン Ⅴ-1-1-4-3

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1（原子炉冷却系統施設）

ク，原水タンク，ろ過水貯蔵タンク及び純水貯

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

蔵タンク）は，想定される重大事故等時におい18.1 機能単位の系統の明確化て，代替淡水貯槽又は西側淡水貯水設備へ水を18.2 兼用する機能の確認

供給するための水源であるとともに，原子炉圧18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

力容器及び原子炉格納容器への注水に使用す④非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

る設計基準事故対処設備が機能喪失した場合

・低圧代替注水系（水源に係る設備，大気への拡散抑制設備を含む。
）の代替手段である低圧代替注水系（可搬型），
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）及び格18.4

納容器下部注水系（可搬型）の水源として，ま兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計

た，格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置へのスクラビング水補給の水源として使用でき
61

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後様式 1 への反映結果る設計とする。
【71 条 10】
海は，想定される重大事故等時において，淡 Ⅴ-1-1-4-3

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1（原子炉冷却系統施設）

水が枯渇した場合に，代替淡水貯槽又は西側淡18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.1 機能単位の系統の明確化

水貯水設備へ水を供給するための水源であるとともに，原子炉圧力容器への注水及び原子炉 Ⅴ-1-1-4-7

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉格納施設）

格納容器へのスプレイ及び原子炉格納容器へ

18.2 兼用する機能の確認
18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計の注水に使用する設計基準事故対処設備が機④非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備能喪失した場合の代替手段である低圧代替注

・低圧代替注水系

水系（可搬型），代替格納容器スプレイ冷却系（水源に係る設備，大気への拡散抑制設備を含む。
）
18.4（可搬型）及び格納容器下部注水系（可搬型）兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計の水源として，また，原子炉建屋放水設備の水源として利用できる設計とする。
【71 条 11】
3.7.2

代替水源供給設備

Ⅴ-1-1-4-3

設計基準事故対処設備及び重大事故等対処

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1（原子炉冷却系統施設）

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計設備に対して，重大事故等の収束に必要となる

18.1 機能単位の系統の明確化

十分な量の水を供給するために必要な設備及18.2 兼用する機能の確認

び海を利用するために必要な設備として，可搬

18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大④非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備型ポンプを設ける設計とする。

・低圧代替注水系（水源に係る設備，大気への拡散抑制設備を含む。
）【71 条 4】18.4

兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計

重大事故等の収束に必要な水源である代替 Ⅴ-1-1-4-3

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1（原子炉冷却系統施設）

淡水貯槽へ淡水を供給するための重大事故等

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計対処設備として，可搬型代替注水中型ポンプ

18.1 機能単位の系統の明確化

は，代替淡水源である西側淡水貯水設備，淡水18.2 兼用する機能の確認

タンク（多目的タンク，原水タンク，ろ過水貯18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

蔵タンク及び純水貯蔵タンク）の淡水を，可搬④非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

型代替注水大型ポンプは，淡水タンク（多目的・低圧代替注水系

タンク，原水タンク，ろ過水貯蔵タンク及び純（水源に係る設備，大気への拡散抑制設備を含む。
）

水貯蔵タンク）の淡水を代替淡水貯槽へ供給で18.4きる設計とする。

兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計また，淡水が枯渇した場合に，重大事故等の収束に必要な水源である代替淡水貯槽へ海水を供給するための重大事故等対処設備として，
62

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後様式 1 への反映結果

可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注
水大型ポンプは，海水を代替淡水貯槽へ供給できる設計とする。
【71 条 12】
重大事故等の収束に必要な水源である西側 Ⅴ-1-1-4-3
淡水貯水設備へ淡水を供給するための重大事

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1（原子炉冷却系統施設）

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

故等対処設備として，可搬型代替注水大型ポン

18.1 機能単位の系統の明確化

プは，代替淡水源である代替淡水貯槽，淡水タ18.2 兼用する機能の確認

ンク（多目的タンク，原水タンク，ろ過水貯蔵

18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

タンク及び純水貯蔵タンク）の淡水を西側淡水④非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

貯水設備へ供給できる設計とする。

・低圧代替注水系（水源に係る設備，大気への拡散抑制設備を含む。
）

また，淡水が枯渇した場合に，重大事故等の18.4

収束に必要な水源である西側淡水貯水設備へ兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計海水を供給するための重大事故等対処設備として，可搬型代替注水大型ポンプは，海水を西側淡水貯水設備へ供給できる設計とする。
【71 条 13】
可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替 Ⅴ-1-1-4-3
注水大型ポンプは，空冷式のディーゼルエンジ

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1（原子炉冷却系統施設）

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

ンにより駆動できる設計とする。

18.1 機能単位の系統の明確化【71 条 14】18.2 兼用する機能の確認
18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計④非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備
・低圧代替注水系（水源に係る設備，大気への拡散抑制設備を含む。
）
18.4

兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計代替水源及び代替淡水源からの移送ルート Ⅴ-1-1-4-3

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1（原子炉冷却系統施設）を確保するとともに，可搬型のホース，可搬型
代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.1 機能単位の系統の明確化

ポンプについては，複数箇所に分散して保管す Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が使用され18.2 兼用する機能の確認

る。

る条件の下における健全性に関する説明書

18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

2.1 多重性又は多様性及び独立性並びに位置的分散④非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

3.2 原子炉冷却系統施設

・低圧代替注水系【71 条 5】

（水源に係る設備，大気への拡散抑制設備を含む。
）
18.4
63

兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後様式 1 への反映結果等に関する設計4.

主要対象設備原子炉格納施設の対象となる主要な設備について，「表 1 原子炉格納施設の主要設備リスト」に示す。

4.

主要対象設備原子炉格納施設の対象となる主要な設備について，「表 1

原子炉格納施設の主要設備リスト」に示す。

−

本施設の設備として兼用する場合に主要設備リストに記載されない設備については，「表 2 原子炉格納施設の兼用設備リスト」に示す。

64−（「主要設備リスト」及び「兼用リスト」による）