東海第二発電所 工事計画審査資料
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資料番号

工認-915 改 0

提出年月日

平成 30 年 7 月 10 日

日本原子力発電株式会社

東海第二発電所

添付書類

発電用原子炉の設置の許可との整合性に関する説明書
ニ項

核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設の構造及び設備
抜粋資料

設置変更許可申請書（本文）
核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設の構造及び設備
核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設の構造及び設備の記述を以下のとおり変更する。
(1) 核燃料物質取扱設備の構造設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項
4. 核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設
4.1 燃料体等の取扱設備及び貯蔵設備
4.1.1 通常運転時
4.1.1.1 概
要工事の計画 該当事項
【核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設】（基本設計方針）
1. 燃料取扱設備

整 合 性
設置変更許可申請書（本文）第五号ニ項において，工事の計画の内容は，以下の通り
整合している。

備ﾆ(1)-①核燃料物質取扱設備（燃料取扱設備）は，燃料取扱装置，原子炉建屋クレーン等で構成する。

燃料体等の取扱設備及び貯蔵設備は，新燃料貯蔵庫，
使用済燃料プール，使用済燃料乾式貯蔵設備（以下 4.では「乾式貯蔵設備」という。），燃料取替機，原子炉建屋クレーン，除染装置等で構成する。
なお，使用済燃料の事業所外への搬出には，使用済
燃料輸送容器を使用する。

ﾆ(1)-①燃料体等の取扱設備は，燃料取替機，原子炉建屋クレーン，チャンネル着脱機及び使用済燃料乾式貯蔵
建屋天井クレーンで構成し，燃料取替機，原子炉建屋クレーン及びチャンネル着脱機は，新燃料を原子炉建屋原
子炉棟に搬入してから原子炉建屋原子炉棟外へ搬出するまで，燃料体等を安全に取り扱うことができる設計とする。
ﾆ(1)-①使用済燃料乾式貯蔵建屋天井クレーンは，使用済燃料乾式貯蔵建屋内において使用済燃料乾式貯蔵容器を取扱うことができる設計とする。

工事の計画の「燃料取替機」は設置変更許可
申請書（本文）の「燃料取扱装置」と同一設備であり整合している。

【26 条 1】

工 事 の 計 画 の ﾆ (1)-①
は，設置変更許可申請
書 （ 本 文 ） の ﾆ (1)-①
を具体的に記載しており整合している。

【26 条 2】

新燃料は，原子炉建屋原子炉棟内に設ける新燃料貯蔵庫からﾆ(1)-②原子炉建屋クレーン及びチャンネル着脱機を介して使用済燃料プールに移し，燃料取替機により炉心に挿入できる設計とする。

工事の計画の「燃料取替機」は設置変更許可
申請書（本文）の「燃料取扱装置」と同一設備であり整合している。

【26 条 3】

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0

ニ

考

＜中略＞
新燃料は，原子炉建屋原子炉棟内に設ける新燃料貯蔵施設からﾆ(1)-②原子炉建屋クレーン等で使用済燃料プールに移し，燃料取扱装置により炉心に挿入する。

燃料体等の取扱設備及び貯蔵設備は，新燃料を原子炉
建屋原子炉棟に搬入してから炉心に装荷するまで，及び使用済燃料を炉心から取り出し事業所外へ搬出までの貯蔵，並びに取り扱いを行うものである。

工 事 の 計 画 の ﾆ (1)- ②
は，設置変更許可申請
書 （ 本 文 ） の ﾆ (1)- ②
を具体的に記載しており整合している。

二-1

設置変更許可申請書（本文）
ﾆ(1)-③燃料の取替えは，原子炉上部のウェルに水を張り，水中で燃料取扱装置を用いて行う。

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項
4.1.1.2 設計方針
(4) 遮蔽
＜中略＞NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0

燃料体等の取扱設備は，使用済燃料の炉心から使用済
燃料プールへの移送操作，使用済燃料プールから炉心への移送操作，使用済燃料輸送容器及び使用済燃料乾式貯蔵容器への収容操作等が，使用済燃料の遮蔽に必要な水深を確保した状態で，水中で行うことができる設計とする。

使用済燃料は，遮蔽に必要な水深を確保した状態で，ﾆ(1)-④水中で燃料取扱装置により移送し，原子炉建屋原
子炉棟内の使用済燃料プールの水中に貯蔵するか，工事の計画 該当事項
ﾆ(1)-③また，燃料の取替えは，原子炉上部の原子炉ウ
ェルに水を張り，燃料取替機により行うことができる設
計とする。
＜中略＞
ﾆ(1)-③燃料取替機は，使用済燃料の炉心から使用済燃料プールへの移送操作，使用済燃料プールから炉心への移送操作，使用済燃料輸送容器及び使用済燃料乾式貯蔵
容器への収納操作等をすべて水中で行うことで，崩壊熱により燃料体等が溶融せず，燃料体等からの放射線に対して，適切な遮蔽能力を有する設計とする。

4.1.1.2 設計方針
(4) 遮蔽

【核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設】（基本設計方針）
1. 燃料取扱設備＜中略＞

使用済燃料プール内の壁面及び底部は，コンクリート
壁による遮蔽を施すとともに，使用済燃料の上部には十分な遮蔽効果を有する水深を確保する設計とする。
また，乾式貯蔵設備は，放射線被ばく上の影響を及ぼすことのないよう，使用済燃料の放射線を適切に遮蔽する設計とする。
＜中略＞

使用済燃料は，遮蔽に必要な水深を確保した状態で，ﾆ(1)-④燃料取替機により水中移送し，原子炉建屋原子炉
棟内の使用済燃料プールの使用済燃料貯蔵ラックに貯蔵できる設計とする。
＜中略＞

整 合 性
工事の計画の「燃料取替機」は設置変更許可
申請書（本文）の「燃料取扱装置」と同一設備であり整合している。

備考【26 条 4】【26 条 10】

工 事 の 計 画 の ﾆ (1)- ③
は，設置変更許可申請
書 （ 本 文 ） の ﾆ (1)- ③と同義であり整合している。

工事の計画の「燃料取替機」は設置変更許可
申請書（本文）の「燃料取扱装置」と同一設備であり整合している。

工 事 の 計 画 の ﾆ (1)- ④
は，設置変更許可申請
書 （ 本 文 ） の ﾆ (1)- ④
を具体的に記載しており整合している。

二-2【26 条 5】

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項
4.1.1.4 主要設備
(5) 使用済燃料乾式貯蔵設備（１）（２）＜中略＞NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0

又は使用済燃料プールの水中に 7 年以上貯蔵した後，使用済燃料乾式貯蔵設備に貯蔵する。

８×８燃料
使用済燃料乾式貯蔵容器に装填する燃料集合体の平均燃焼度が 33,000MWd／t 以下の場合
9 年以上冷却新型８×８燃料
使用済燃料乾式貯蔵容器に装填する燃料集合体の平均燃焼度が 35,000MWd／t 以下の場合
7 年以上冷却新型８×８ジルコニウムライナ燃料
使用済燃料乾式貯蔵容器に装填する燃料集合体の平均燃焼度が 36,000MWd／t 以下の場合
7 年以上冷却
高燃焼度８×８燃料
使用済燃料乾式貯蔵容器に装填する燃料集合体の平均燃焼度が 39,500MWd／t 以下の場合
7 年以上冷却
使用済燃料乾式貯蔵容器に装填する燃料集合体の平均燃焼度が 41,000MWd／t 以下の場合
8 年 3 か月以上冷却工事の計画 該当事項
【核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設】（基本設計方針）
1. 燃料取扱設備

整 合 性

備

考

＜中略＞

【26 条 5】

又は，使用済燃料プールに 7 年以上貯蔵した後，使用済燃料乾式貯蔵設備に貯蔵できる設計とする。
【核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設】
（要目表）

＜中略＞
使用済燃料を装填した使用済燃料乾式貯蔵容器は，車両衝突等の事故を防止するための措置を行い，原子
炉建屋原子炉棟から貯蔵建屋へ運搬し，貯蔵建屋内の支持構造物により支持され，そこで貯蔵される。
＜中略＞

二-3

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0

設置変更許可申請書（本文）

二-4

考設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0

設置変更許可申請書（本文）

二-5

考設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0

設置変更許可申請書（本文）

二-6

考設置変更許可申請書（本文）NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0

ﾆ(1)-⑤燃料取扱装置は，燃料取扱時において燃料が臨界に達することのない設計とする。

ﾆ(1)-⑥また，燃料体等の取扱中における燃料体等の落下を防止する設計とするとともに，使用済燃料プール周辺の設備状況等を踏まえて，使用済燃料プールの機能に影響を及ぼす重量物については落下を防止できる設計とする。

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項
4.1.1.2 設計方針
(1) 未臨界性
燃料体等の取扱設備及び貯蔵設備は，幾何学的な安全配置又は適切な手段により，臨界を防止できる設計とする。
燃料体等の貯蔵設備は，燃料体等を貯蔵容量最大に収容した場合でも通常時はもちろん，想定されるいかなる場合でも，未臨界性を確保できる設計とする。また，燃料体等の取扱設備は，燃料体等を直接取り扱う場合には，一体ずつ取り扱う構造とし，臨界を防止する設計とする。

4.1.1.2 設計方針
(8) 落下防止
落下時に使用済燃料プールの機能に影響を及ぼす重量物については，使用済燃料プール周辺の状況，現場における作業実績，図面等にて確認することにより，落下時のエネルギーを評価し，気中落下試験時の模擬燃料集合体（チャンネル・ボックス含む）の落下エネルギー（15.5kJ）以上となる設備等を抽出する。床面や壁面へ固定する設備等については，使用済燃料プールからの離隔を確保するため，使用済燃料プールへ落下するおそれ
はない。
＜中略＞
4.1.1.4 主要設備
(1) 燃料取替機
燃料取替機は，原子炉ウェル，使用済燃料プール及び気水分離器等貯蔵プール上を水平に移動するブリッジ並
びにその上を移動するトロリで構成する。
また，燃料つかみ具は二重のワイヤや燃料体等を確実につかんでいない場合には，吊上げができない等のインターロックを設け，圧縮空気が喪失した場合にも，燃料体等が外れない設計とする。
燃料取替作業による放射線業務従事者の被ばくを低減するため，燃料取替機は遠隔自動で運転できる設計とする。

工事の計画 該当事項
【核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設】（基本設計方針）
1. 燃料取扱設備＜中略＞
ﾆ(1)-⑤燃料取替機及びチャンネル着脱機は，燃料体等を一体ずつ取扱う構造とすることにより，臨界を防止する設計とし，燃料体等の検査等を行う際に水面に近づいた状態であっても，燃料体等からの放射線の遮蔽に必要な水深を確保できる設計とする。
原子炉建屋クレーンは，未臨界性を確保した容器に収納して吊り上げる場合を除き，燃料体等を取扱う場合
は，一体ずつ取り扱う構造とし，臨界を防止する設計とする。
使用済燃料乾式貯蔵建屋天井クレーンは，未臨界性を確保した使用済燃料乾式貯蔵容器を取扱う設計とする。

整 合 性

備

工事の計画の「燃料取替機」は設置変更許可
申請書（本文）の「燃料取扱装置」と同一設備であり整合している。

【26 条 7】

工 事 の 計 画 の ﾆ (1)- ⑤
は，設置変更許可申請
書 （ 本 文 ） の ﾆ (1)- ⑤
を具体的に記載しており整合している。

考【26 条 8】【26 条 9】【核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設】（基本設計方針）
1. 燃料取扱設備＜中略＞
ﾆ(1)-⑥原子炉建屋クレーンは，フック部の外れ止めを有し，使用済燃料輸送容器等を取扱う主巻フックは，ス
トッパ方式のイコライザハンガを設けることにより，燃料体等の重量物取扱中に落下を防止できる設計とする。
また，想定される使用済燃料プール内への落下物によって使用済燃料プール内の燃料体等が破損しないことを計算により確認する。
なお，ワイヤロープ及びフックは，それぞれクレーン
構造規格，クレーン等安全規則の規定を満たす安全率を有する設計とする。
燃料取替機のつかみ具は，定格荷重を保持でき，必要な安全率を有するワイヤロープの二重化，フック部の外れ止めを有し，燃料体等を確実につかんでいない場合に，上昇を阻止するインターロックを設ける設計とする。
チャンネル着脱機は，下限ストッパによる機械的イン
ターロック及び燃料体等を上部で保持する固定具により燃料体等の使用済燃料プール床面への落下を防止できる設計とする。
使用済燃料乾式貯蔵建屋天井クレーンは，定格荷重を保持でき，必要な安全率を有するワイヤロープの二重化，フック部の外れ止めを有する設計とする。
燃料取替機は，燃料体等の取扱中に過荷重となった場

工 事 の 計 画 の ﾆ (1)- ⑥
は，設置変更許可申請
書 （ 本 文 ） の ﾆ (1)- ⑥
を具体的に記載しており整合している。

【26 条 11】【26 条 13】【26 条 15】【26 条 16】【26 条 14】二-7

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項(2) 原子炉建屋クレーン
原子炉建屋クレーンは，新燃料，使用済燃料輸送容器等の運搬に使用するとともに，原子炉遮蔽体，格納容器
上蓋，原子炉圧力容器上蓋，蒸気乾燥器，気水分離器等の取外し，運搬及び取付けに使用する。
また，原子炉建屋クレーンの主要要素は，種々の二重化を行うとともに重量物を吊った状態で使用済燃料貯蔵
ラック上を通過できないようインターロックを設ける。

工事の計画 該当事項
合に上昇を阻止するインターロックを設けるとともに荷重監視を行うことにより，過荷重による燃料体等の落下を防止できる設計とする。
燃料取替機は，地震時にも転倒することがないように
走行レール頭部を抱き込む構造をした脱線防止装置を設ける。
原子炉建屋クレーンは，地震時にも転倒することがな
いように走行方向及び横行方向に対して，クレーン本体
等の浮上り量を考慮し,落下防止金具等を設けることで，クレーン本体等の車輪がレール上から落下しない設計とする。
また，原子炉建屋クレーンは，使用済燃料輸送容器等の重量物を吊った状態では，使用済燃料貯蔵ラック上を走行できないようにインターロックを設ける設計とする。
使用済燃料乾式貯蔵建屋天井クレーンは，地震時にも転倒することがないように走行レール頭部を抱き込む構造をした脱線防止装置を設ける。

整 合 性

備

考

【26 条 17】【26 条 18】【26 条 12】【26 条 19】

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0＜中略＞
燃料取替機の燃料つかみ具は，空気作動式とし，燃料体等をつかんだ状態で圧縮空気が喪失した場合にも，つかんだ状態を保持し，燃料体等が外れない設計とする。
燃料取替機の燃料つかみ具は，空気作動式とし，燃料体等をつかんだ状態で圧縮空気が喪失した場合にも，つかんだ状態を保持し，燃料体等が外れない設計とする。
4.1.1.1 概ﾆ(1)-⑦なお，使用済燃料の事業所外への搬出には，使用済燃料輸送容器を使用する。

要

燃料体等の取扱設備及び貯蔵設備は，新燃料貯蔵庫，
使用済燃料プール，使用済燃料乾式貯蔵設備（以下4.では「乾式貯蔵設備」という。），燃料取替機，原子炉建屋クレーン，除染装置等で構成する。
なお，使用済燃料の事業所外への搬出には，使用済
燃料輸送容器を使用する。

【核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設】（基本設計方針）
1. 燃料取扱設備＜中略＞
ﾆ(1)-⑦使用済燃料の発電所外への搬出には，使用済燃料輸送容器を使用する。また，使用済燃料乾式貯蔵容器に収納された使用済燃料を発電所外へ搬出する場合には，使用済燃料プールへ使用済燃料乾式貯蔵容器を運搬し，使用済燃料輸送容器に使用済燃料の詰め替えを行った後，キャスク除染ピットで使用済燃料輸送容器の除染を行い発電所外へ搬出する。

【26 条 22】【26 条 23】

工 事 の 計 画 の ﾆ (1)- ⑦
は，設置変更許可申請
書 （ 本 文 ） の ﾆ (1)- ⑦を具体的に記載しており整合している。

＜中略＞(5) 使用済燃料乾式貯蔵設備（１）（２）＜中略＞
なお，使用済燃料を事業所外へ搬出する場合には，使用済燃料プールへ使用済燃料乾式貯蔵容器を運搬し，キャスクに詰め替えを行った後，事業所外へ搬出する。
＜中略＞

二-8

【26 条 6】

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項
4.1.1.4 主要設備
(3) 新燃料貯蔵庫

工事の計画 該当事項
【核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設】（基本設計方針）
2. 燃料貯蔵設備

整 合 性

備

ﾆ(2)(i)a-①新燃料貯蔵施設は，新燃料を貯蔵ラックに挿入して貯蔵するものであり，原子炉建屋原子炉棟内に設置する。

新燃料貯蔵庫は，発電所に到着した新燃料を受取検査
後炉心に装荷するまで貯蔵する鉄筋コンクリート造の設備で，原子炉建屋原子炉棟内に設け，全炉心燃料の約30％を収納できる。燃料は堅固な構造のラックに垂直に入れ，乾燥状態で保管する。新燃料貯蔵庫には水が充満するのを防止するための排水口を設ける。
なお，新燃料は発電所敷地内の倉庫に所定の保安上の措置を行った上，一時仮置することもある。

燃料体等を貯蔵する設備として，新燃料貯蔵庫，使用済燃料プール及び使用済燃料乾式貯蔵設備を設ける設計とする。

工事の計画の「新燃料貯蔵庫」は，設置変更
許可申請書（本文）の「新燃料貯蔵施設」と同一設備であり整合している。

【26 条 24】

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0

設置変更許可申請書（本文）(2) 核燃料物質貯蔵設備の構造及び貯蔵能力(ⅰ) 新燃料貯蔵施設
ａ．構 造

＜中略＞
ﾆ(2)(i)a-①新燃料貯蔵庫は，原子炉建屋原子炉棟内の独立した区画に設け，新燃料を新燃料貯蔵ラックで貯蔵できる設計とする。

考【26 条 25】
工 事 の 計 画 の ﾆ(2)(i)a-① は，設置変更許可申請書（本文）の ﾆ (2)(i)a- ① と 同 義であり整合している。

【核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設】（基本設計方針）
2. 燃料貯蔵設備＜中略＞
ﾆ(2)(i)a-②新燃料貯蔵施設は，想定されるいかなる状
態においてもﾆ(2)(i)a-②新燃料が臨界に達することのな
い設計とする。

新燃料貯蔵ラックは，貯蔵燃料の臨界を防止するために必要な燃料間距離を保持し，たとえ新燃料を貯蔵容量最大で貯蔵した状態で，万一新燃料貯蔵庫が水で満たされるという厳しい状態を仮定しても，実効増倍率を0.95以下に保つ。さらに実際には起こることは考えられないが，反応度が最も高くなるというような水分雰囲気で満たされる場合を仮定しても臨界未満とする。

ﾆ(2)(i)a-②新燃料貯蔵庫は,鉄筋コンクリート構造とし，想定されるいかなる状態においてもﾆ(2)(i)a-②燃料が臨界に達することのない設計とする。燃料は，乾燥状態で保管し，堅固な構造のラックに垂直に入れ，新燃料貯蔵庫には水が充満するのを防止するための排水口を設ける。
新燃料貯蔵庫に設置する新燃料貯蔵ラックは，貯蔵燃料の臨界を防止するために必要な燃料間距離を保持し，たとえ新燃料を貯蔵容量最大で貯蔵した状態で，万一新燃料貯蔵庫が水で満たされるという厳しい状態を仮定しても，実効増倍率を 0.95 以下に保つ設計とする。

工 事 の 計 画 の ﾆ(2)(i)a-② は，設置変更許可申請書（本文）の ﾆ (2)(i)a- ② と 同 一設備であり整合している。

【26 条 25】

【26 条 26】

二-9

設置変更許可申請書（本文）ｂ．貯蔵能力

全炉心燃料の約 30％相当分(ⅱ) 使用済燃料貯蔵施設
ａ．使用済燃料プール(a) 構造

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0

使用済燃料プールは，燃料体等を水中の貯蔵ラックに入れて貯蔵する鉄筋コンクリート造，ステンレス鋼
内張りの水槽であり，原子炉建屋原子炉棟内に設ける。

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項
4.1.1.4 主要設備
(3) 新燃料貯蔵庫＜中略＞
全炉心燃料の約 30％を収納できる。
＜中略＞

工事の計画 該当事項
【核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設】（基本設計方針）
2. 燃料貯蔵設備＜中略＞
新燃料貯蔵庫は，通常時の燃料取替を考慮し，適切な貯蔵能力を有し，全炉心燃料の約 30 ％を収納できる設計とする。

4.1.1.4 主要設備
発電所に到着した新燃料は，受取検査後，原子炉建屋
原子炉棟内の新燃料貯蔵庫又は使用済燃料プールに貯蔵する。

【核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設】（基本設計方針）
2. 燃料貯蔵設備
燃料体等を貯蔵する設備として，新燃料貯蔵庫，使用済燃料プール及び使用済燃料乾式貯蔵設備を設ける設計
とする。

＜中略＞
(4) 使用済燃料プール
使用済燃料プールは，約290％炉心分の燃料の貯蔵が可能であり，さらに放射化された機器等の貯蔵及び取り扱いができるスペースをもたせる。壁の厚さは遮蔽を考慮して十分とり，内面はステンレス鋼でライニングし漏えいを防止する。
＜中略＞

整 合 性

備

考

【26 条 30】

【26 条 24】

＜中略＞
使用済燃料プールは，原子炉建屋原子炉棟内に設け，燃料体等を水中の使用済燃料貯蔵ラックに垂直に一体ずつ入れて貯蔵し，使用済燃料貯蔵ラックは，中性子吸収材であるほう素を添加したステンレス鋼を使用するとともに適切な燃料間距離をとることにより，燃料を貯蔵容量最大で貯蔵し，かつ使用済燃料プール水温及び使用済
燃料貯蔵ラック内燃料貯蔵位置等について，想定されるいかなる場合でも実効増倍率を 0.95 以下に保ち，貯蔵燃料の臨界を防止する設計とする。
＜中略＞
使用済燃料プールは，鉄筋コンクリート造，ステン
レス鋼内張りの水槽であり，使用済燃料プールからの放射性物質を含む水があふれ，又は漏れない構造とする。

【26 条 27】

【26 条 33】

4.1.1.2 設計方針
(4) 遮蔽
使用済燃料プール内の壁面及び底部は，コンクリート
使用済燃料プールは，燃料体等の上部に十分な水深を確保する設計とするとともに，壁による遮蔽を施すとともに，使用済燃料の上部には十分な遮蔽効果を有する水深を確保する設計とする。
＜中略＞【26 条 35】

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

二-10

設置変更許可申請書（本文）NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0

ﾆ(2)(ⅱ)a-①使用済燃料プール水位，使用済燃料プー
ル水温，使用済燃料プール上部の空間線量率及び使用済
燃料プール水の漏えいを監視する設備を設ける。

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項
4.1.1.1 概要＜中略＞
使用済燃料プールの水位及び水温並びに燃料取扱場所の放射線量は中央制御室で監視できるとともに，異常時は中央制御室に警報を発信する。
＜中略＞
4.1.1.4 主要設備
(4) 使用済燃料プール
使用済燃料プール水の漏えい又は崩壊熱の除去能力の喪失に至る状態を監視するため，使用済燃料プール監視設備として，使用済燃料プール水位，使用済燃料プール
ライナードレン漏えい検知，燃料プール冷却浄化系ポン
プ入口温度，使用済燃料プール温度，使用済燃料プール
水位・温度（ＳＡ広域），燃料取替フロア燃料プールエ
リア放射線モニタ，原子炉建屋換気系燃料取替床排気ダ
クト放射線モニタ及び原子炉建屋換気系排気ダクト放射線モニタを設ける。
＜中略＞

工事の計画 該当事項
【核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設】（基本設計方針）
3. 計測装置等
＜中略＞

整 合 性

備

考

ﾆ(2)(ⅱ)a-①使用済燃料その他高放射性の燃料体を貯蔵する水槽の水温を計測する装置として使用済燃料プー
ル温度を設け，計測結果を中央制御室に表示できる設計とする。また，計測結果を記録し，及び保存できる設計とする。
ﾆ(2)(ⅱ)a-①使用済燃料その他高放射性の燃料体を貯蔵する水槽の水位を計測する装置として使用済燃料プー
ル水位及び使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）を設け，計測結果を中央制御室に表示できる設計とする。
また，記録はプロセス計算機から帳票として出力し保存できる設計とする。
使用済燃料プール温度，使用済燃料プール水位，使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）は，外部電源が使用できない場合においても非常用電源により，使用済燃料プールの水温及び水位を計測することができる設計とする。
ﾆ(2)(ⅱ)a-①使用済燃料プールの水温の著しい上昇又は使用済燃料プールの水位の著しい低下の場合に，これらを確実に検出して自動的に中央制御室に警報（使用済
燃料プール水温高又は使用済燃料プール水位低）を発信する装置を設けるとともに，表示ランプの点灯及びブザー鳴動等により運転員に通報できる設計とする。
【放射線管理施設】（基本設計方針）
1.1.2 エリアモニタリング設備

工 事 の 計 画 の ﾆ(2)( ⅱ )a- ① は ， 設 置
変更許可申請書（本文）の ﾆ(2)(ⅱ)a-①を具体的に記載しており整合している。

【34 条 32】

【34 条 33】

【34 条 34】【47 条 4】＜中略＞
【69 条 51】

ﾆ(2)(ⅱ)a-①重大事故等時に使用済燃料プールの監視設備として，使用済燃料プールエリア放射線モニタ（低レンジ）及び使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ）を設け，想定される重大事故等により変動する
可能性のある範囲にわたり測定可能な設計とする。また，計測結果は中央制御室に表示し，記録及び保存できる設計とする。
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（低レンジ）及
び使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ）
は，常設代替直流電源設備又は可搬型代替直流電源設備
から給電が可能な設計とする。

二-11

設置変更許可申請書（本文）

工事の計画 該当事項
【核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設】（基本設計方針）
2. 燃料貯蔵設備＜中略＞
使用済燃料プールは，ﾆ(2)(ⅱ)a-②原子炉建屋原子炉棟内に設け，燃料体等を水中の使用済燃料貯蔵ラッ
クに垂直に一体ずつ入れて貯蔵し，使用済燃料貯蔵ラックは，中性子吸収材であるほう素を添加したステン
レス鋼を使用するとともに適切な燃料間距離をとることにより，燃料を貯蔵容量最大で貯蔵し，かつ使用済
燃料プール水温及び使用済燃料貯蔵ラック内燃料貯蔵
位置等について，想定されるいかなる場合でも実効増
倍率を 0.95 以下に保ち，貯蔵燃料の臨界を防止する設
計とする。

整 合 性

備

考

工 事 の 計 画 の ﾆ (2)( ⅱ)a- ② は ， 設 置 変 更 許可申請書（本文）の ﾆ(2)( ⅱ )a- ② を 具 体 的に記載しており整合している。

【26 条 27】

工 事 の 計 画 の ﾆ (2)( ⅱ)a- ③ は ， 設 置 変 更 許可申請書（本文）の ﾆ(2)( ⅱ )a- ③ を 具 体 的に記載しており整合している。

【26 条 38】

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0

使用済燃料プールは，想定されるいかなるﾆ(2)(ⅱ)a②状態においても燃料体等が臨界に達することのない設計とする。

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項
4.1.1.4 主要設備
(4) 使用済燃料プール＜中略＞
使用済燃料貯蔵ラックは，中性子吸収材であるほう素を添加したステンレス鋼を使用するとともに適切な燃料間距離をとることにより，燃料体等を貯蔵容量最大で貯蔵し，かつ使用済燃料プール水温及び使用済燃料貯蔵ラ
ック内燃料貯蔵位置等について，想定されるいかなる場
合でも実効増倍率を0.95以下に保ち，貯蔵燃料の臨界を
防止する。
＜中略＞

4.1.1.2 設計方針
(7) 構造強度
ﾆ(2)(ⅱ)a-③ また，使用済燃料プールのライニング
燃料体等の取扱設備及び貯蔵設備は，地震荷重等の適は，燃料体等の取扱中に想定される燃料体等の落下時及 切な組合せを考慮しても強度上耐え得る設計とする。
また，使用済燃料プールのライニングは，燃料体等のび重量物の落下時においても使用済燃料プールの機能を損なうような損傷を生じない設計とする。
取扱中に想定される燃料体等の落下時及び重量物の落下時においても使用済燃料プールの機能を損なうような損
傷を生じない設計とする。

＜中略＞

＜中略＞
ﾆ(2)(ⅱ)a-③使用済燃料プールは，内面をステンレス
鋼内張りに施設することにより，燃料体等の取扱中に想定される燃料体等の落下及び重量物の落下により機能を失うような損傷が生じない設計とする。
燃料体等の落下に関しては、模擬燃料体の気中鉛直落
下試験（以下「落下試験」という。）での最大減肉量を考慮しても使用済燃料プールの機能が損なわれない厚さ以上のステンレス鋼内張りを施設する。なお，使用済燃料
乾式貯蔵容器等に使用済燃料を収容する場合などは，落下試験での落下高さを超えるため，使用済燃料の水中落
下エネルギを評価することにより使用済燃料プールの機能が損なわれないことを確認する。
重量物の落下に関しては，使用済燃料プール周辺の状
況，現場における作業実績，図面等にて確認することにより，落下時のエネルギを評価し，落下試験時の燃料体等の落下エネルギ以上となる設備等に対しては，以下のとおり適切な落下防止対策を施し，使用済燃料プールの機能を維持する設計とする。

【26 条 39】

【26 条 40】

二-12

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項(8) 落下防止
原子炉建屋原子炉棟の屋根を支持する屋根トラスは，
基準地震動に対する発生応力が終局耐力を超えず，使用済燃料プール内に落下しない設計とする。また，屋根については鋼鈑（デッキプレート）の上に鉄筋コンクリー
ト造の床を設けた構造とし，地震による剥落のない構造とする。
また，運転床面より上部を構成する壁は，鉄筋コンク
リート造の耐震壁であり，運転床面より下部の耐震壁と合わせて基準地震動に対して使用済燃料プール内へ落下しない設計とする。
燃料取替機は，基準地震動による地震荷重に対し，燃料取替機本体の健全性評価及び転倒落下防止評価を行い，使用済燃料プールへの落下物とならないよう，以下を満足する設計とする。また，燃料取替機は，ワイヤロープの二重化，フック部の外れ止め及び動力電源喪失時の保持機能により，落下防止対策を講じた設計とする。
(a) 燃料取替機本体の健全性評価においては，想定される使用条件において評価が保守的となるよう吊荷の条件を考慮し，地震時に燃料取替機本体に発生する応力が許容応力以下であること。
(b) 転倒落下防止評価においては，走行レール頭部を抱き込む構造をした燃料取替機の脱線防止装置について，想定される使用条件において評価が保守的となるよう吊荷の条件を考慮し，地震時に脱線防止装置及び取付
ボルトに発生する応力が許容応力以下であること。
(c) 走行レールの健全性評価においては，想定される使用条件において，地震時に走行レールに発生する応力
が許容応力以下であること。
原子炉建屋クレーンは，基準地震動による地震荷重に対し，クレーン本体の健全性評価及び転倒落下防止評価を行い，使用済燃料プールへの落下物とならないよう，
以下を満足する設計とする。また，原子炉建屋クレーン
は，ワイヤロープストッパ機構，フック部の外れ止め及び動力電源喪失時の保持機能により落下防止対策を施すとともに，使用済燃料輸送容器又は使用済燃料乾式貯蔵容器を吊った場合は，使用済燃料貯蔵ラック上を走行できない等のインターロックを設ける設計とする。
(a) 原子炉建屋クレーン本体の健全性評価においては，想定される使用条件において評価が保守的となるよう吊荷の条件を考慮し，地震時にクレーン本体に発生する応力が許容応力以下であること。
(b) 転倒落下防止評価においては，走行方向及び横行方向に浮上り代を設けた構造をした原子炉建屋クレーンの脱線防止装置について，想定される使用条件において評価が保守的となるよう吊荷の条件を考慮し，地震時に脱線防止装置に発生する応力が許容応力以下であること。

工事の計画 該当事項
・使用済燃料プールからの離隔を確保できる重量物については，使用済燃料プールヘ落下するおそれがないよう，転倒を仮定しても使用済燃料プールに届かない距離に設置する。また，転倒防止のため床面や壁面へ固定する。
・原子炉建屋クレーンは，使用済燃料ラック上を使用済
燃料輸送容器等重量物を吊った状態で走行及び横行できないように可動範囲を制限するインターロックを設ける設計とする。
・チャンネル着脱機は，燃料体等が倒れないよう固定具により上部で保持できる設計とする。
・原子炉建屋原子炉棟の屋根を支持する屋根トラスは，
基準地震動に対する発生応力が終局耐力を超えず，使用済燃料プール内に落下しない設計とする。また，屋根については鋼鈑（デッキプレート）の上に鉄筋コンクリー
ト造の床を設けた構造とし，地震による剥落のない構造とする。
また，運転床面より上部を構成する壁は，鉄筋コンクリート造の耐震壁であり，運転床面より下部の耐震壁と合わせて基準地震動に対して使用済燃料プール内へ落下しない設計とする。
・燃料取替機及び原子炉建屋クレーンは，基準地震動Ｓｓによる地震荷重に対し，燃料取替機本体及び原子炉建屋クレーン本体の健全性評価及び転倒落下防止評価を行い，使用済燃料プールへの落下物とならない設計とする。
・燃料取替機本体及び原子炉建屋クレーン本体の健全性評価においては，想定される使用条件において評価が保守的になるよう吊荷の条件を考慮し，地震時の各部発生応力が許容応力以下となる設計とする。
・燃料取替機の転倒落下防止評価においては，走行レー
ル頭部を抱き込む構造をした燃料取替機の脱線防止装置について，想定される使用条件において，地震時の各部発生応力が許容応力以下となる設計とする。
・燃料取替機の走行レールの健全性評価においては，想定される使用条件において，地震時の発生応力が許容応
力以下となる設計とする。
・原子炉建屋クレーンの転倒落下防止評価においては，
走行方向及び横行方向に浮上り代を設けた構造をした原子炉建屋クレーンの脱線防止装置について，想定される使用条件において評価が保守的となるよう吊荷の条件を考慮し，地震時の各部発生応力が許容応力以下となる設計とする。
・地震時における使用済燃料プールの健全性確保のため，使用済燃料プール壁面に設置されている制御棒ハンガに制御棒を保管する場合は，3 本掛けのうち，先端部を除く 2 箇所を使用するとともに，その旨を保安規定に定めて管理する。

整 合 性

備考【26 条 41】

【26 条 42】【26 条 43】
【26 条 44】【26 条 45】

【26 条 46】

【26 条 47】

【26 条 48】

【26 条 49】

【26 条 50】

二-13

設置変更許可申請書（本文）

工事の計画 該当事項
【核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設】（基本設計方針）
4. 使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備
4.2 代替燃料プール注水系

整 合 性

備

使用済燃料プールは，使用済燃料プールの冷却機能喪
失又は注水機能が喪失し又は使用済燃料プール水の小規
模な漏えいが発生した場合において，燃料の貯蔵機能を確保する設計とする。

使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能が喪失し，又は使用済燃料プールからの水の漏えいその他の要因により当該使用済燃料プールの水位が低下した場合において使用済燃料プール内の燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止するために必要な重大事故等対処
設備として代替燃料プール注水系を設ける設計とする。
＜中略＞
4.2.1 使用済燃料プール注水
残留熱除去系（使用済燃料プール水の冷却及び補給）
及び燃料プール冷却浄化系の有する使用済燃料プールの冷却機能喪失又は残留熱除去系ポンプによる使用済燃料
プールへの補給機能が喪失し，又は使用済燃料プールに接続する配管の破断等による使用済燃料プール水の小規
模な漏えいニ(2)(ⅱ)a-④により使用済燃料プールの水位が低下した場合に，使用済燃料プール内の燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止するための重大事故等対処設備のうち使用済燃料プールへの注水設備として，注水ライン，常設スプレイヘッダ及び可搬型スプレイノズルを使用した代替燃料プール注水系を設ける設計とする。

工 事 の 計 画 の ﾆ (2)( ⅱ)a- ④ は ， 設 置 変 更 許可申請書（本文）の ﾆ(2)( ⅱ )a- ④ と 同 義 であり整合している。

【69 条 1】NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0

使用済燃料プールは，残留熱除去系及び燃料プール冷却浄化系の有する使用済燃料プールの冷却機能喪失又は残留熱除去系ポンプによる使用済燃料プールへの補給機
能が喪失し，又は使用済燃料プール水の小規模な漏えいニ(2)(ⅱ)a-④が発生した場合において，燃料体等の貯蔵機能を確保する設計とする。

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項
4.1.2 重大事故等時
4.1.2.1 概要

考【69 条 5】

【核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設】（基本設計方針）
4. 使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備
4.2 代替燃料プール注水系
使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能が喪失し，又は使用済燃料プールからの水の漏えいその他の要因により使用済燃料プールの水位が低下した場合及び使用済
燃料プールからの大量の水の漏えいその他の要因により使用済燃料プールの水位が異常に低下した場合に， ﾆ(2)(ⅱ)a-⑤臨界にならないよう配慮した使用済燃料貯蔵
ラックの形状により臨界を防止できる設計とする。

（本文十号）(2) 有効性評価(ⅱ) 解析条件
ａ．主要な解析条件(b) 共通解析条件(b-3-1)初期条件
・使用済燃料プール等の主要機器の形状に関する条
件は設計値を用いるものとする。

また，使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能が喪失し又は使用済燃料プールからの水の漏えいその他の要因により使用済燃料プールの水位が低下した場合及び使用済燃料プールからの大量の水の漏えいその他の要因により使用済燃料プールの水位が異常に低下した場合に，使用済燃料貯蔵ラック及び燃料体の形状を保持することにより臨界を防止できる設計とする。

使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能が喪失し，又は使用済燃料プールからの水の漏えいその他の要因により当該使用済燃料プールの水位が低下した場合において使用済燃料プール内の燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止するために必要な重大事故等対処
設備として代替燃料プール注水系を設ける設計とする。
また，使用済燃料プールからの大量の水の漏えいその他の要因により使用済燃料プールの水位が異常に低下した場合において，使用済燃料プール内の燃料体等の著し
い損傷の進行を緩和し，及び臨界を防止するために必要な重大事故等対処設備として代替燃料プール注水系を設ける設計とする。
＜中略＞
4.2.2 使用済燃料プールスプレイ
4.2.2.1 代替燃料プール注水系
使用済燃料プール内へのスプレイ量は，試験により確認する。また，使用済燃料プールは，常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）にて，(2)(ⅱ)a-⑤使用済燃料貯蔵ラック及び燃料

工 事 の 計 画 の ﾆ (2)( ⅱ)a- ⑤ は ， 設 置 変 更 許可申請書（本文）の ﾆ(2)( ⅱ )a- ⑤ を 具 体 的に記載しており整合している。

【69 条 1】【69 条 2】【69 条 35】

二-14

設置変更許可申請書（本文）(b) 貯蔵能力ﾆ(2)(ⅱ)a-⑥全炉心燃料の約 290％相当分

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項
体等を冷却し，臨界にならないように配慮したラック形
状及び燃料配置において，いかなる一様な水密度であっても実効増倍率は不確定性を含めて 0.95 以下で臨界を防止できる設計とする。

第4.1－1表 燃料取扱及び貯蔵設備の設備仕様(1) 種類
ステンレス鋼内張りプール形（ラック貯蔵方式）(2) 貯蔵能力
全炉心燃料の約290％（基本設計方針）
核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設】
2. 燃料貯蔵設備＜中略＞
使用済燃料プールは，ﾆ(2)(ⅱ)a-⑥約 290 ％炉心分の燃料の貯蔵が可能であり，さらに放射化された機器等の貯蔵及び取扱いができるスペースを確保した設計とする。なお，通常運転中，全炉心の燃料体等を貯蔵できる容量を確保する。

整 合 性

備

工 事 の 計 画 の ﾆ (2)( ⅱ)a- ⑥ は ， 設 置 変 更 許可申請書（本文）の ﾆ(2)( ⅱ )a- ⑥ と 同 義 であり整合している。

【26 条 31】

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0【核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設】（要目表）

ﾆ(2)(ⅱ)a-⑥

貯蔵本体 2,250/764＝2.94→約 290％

二-15

考

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0

設置変更許可申請書（本文）ｂ．使用済燃料乾式貯蔵設備(a) 構
造

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項
4.1.1.4 主要設備
(5) 使用済燃料乾式貯蔵設備（１）（２）

使用済燃料乾式貯蔵設備は，使用済燃料乾式貯蔵容器
及び使用済燃料乾式貯蔵容器を保管する使用済燃料乾式貯蔵建屋等からなる。

乾式貯蔵設備は，使用済燃料を収納する使用済燃料乾式貯蔵容器，使用済燃料乾式貯蔵容器を支持する支持構
造物，貯蔵中の密封監視等を行う装置及びこれらを収納する使用済燃料乾式貯蔵建屋（以下4.では「貯蔵建屋」という。
）で構成する。

使用済燃料乾式貯蔵容器は，ﾆ(2)(ⅱ)b-①使用済燃料
使用済燃料乾式貯蔵容器は，貯蔵容器本体，蓋部，をヘリウムガス雰囲気中に貯蔵する適切な遮蔽機能及び バスケット等で構成され，これらの部材は，設計貯蔵
密封機能を有した鋼製の容器である。
期間における放射線照射影響，腐食，クリープ，疲労，応力腐食割れ等の経年劣化に対して十分な信頼性を有する材料を選択し，その必要とされる強度，性能を維持し，必要な安全機能を失うことのないようにする。
使用済燃料乾式貯蔵容器は，61体の使用済燃料の貯蔵が可能であり，24基を設ける。
また，使用済燃料乾式貯蔵容器には次のとおり燃料の種別に応じた適切な期間使用済燃料プールで冷却され，かつ運転中のデータ，シッピング検査等により健全であることを確認した使用済燃料を使用済燃料プール内で装填し，排水後内部にヘリウムガスを封入する。
＜中略＞
使用済燃料乾式貯蔵容器は，容器表面の線量当量率が2mSv／h 以下及び容器表面から 1m の点における線量当量
率 100 Sv／h 以下となるよう，装填される使用済燃料の放射能強度を考慮して十分な遮蔽を行う。
＜中略＞
使用済燃料乾式貯蔵容器は，貯蔵容器本体，蓋部及び金属ガスケットにより漏えいを防止し，設計貯蔵期間中
貯蔵容器内部圧力を負圧に維持する。さらに，貯蔵容器の二重蓋間の空間部をあらかじめ加圧し，密封を監視するための密封監視装置を貯蔵建屋内に設け，異常が生じた場合には中央制御室に警報を出す。
＜中略＞

2.

工事の計画 該当事項
燃料貯蔵設備燃料体等を貯蔵する設備として，新燃料貯蔵庫，使用済燃料プール及び使用済燃料乾式貯蔵設備を設ける設計
とする。
＜中略＞
使用済燃料乾式貯蔵設備は，使用済燃料乾式貯蔵容器及び使用済燃料乾式貯蔵容器を保管する使用済燃料
乾式貯蔵建屋等からなり，想定されるいかなる状態においても使用済燃料が臨界に達することのない設計とし，使用済燃料からの崩壊熱を適切に除去する設計とする。なお，「原子力発電所内の使用済燃料の乾式キャ
スク貯蔵について（平成４年８月２７日原子力安全員
会了承）」の要件を満足する設計とする。
使用済燃料乾式貯蔵容器は，周辺公衆及び放射線業
務従事者に対し，放射線被ばく上の影響を及ぼすことがないよう，ニ(2)(ⅱ)b-①使用済燃料が内包する放射性物質を適切に閉じ込める設計とし，二重の蓋を設け，一次蓋と二次蓋との間の圧力を監視することにより，密閉性を監視できる設計とする。
ニ(2)(ⅱ)b-①使用済燃料乾式貯蔵容器は，貯蔵容器
本体，蓋部及び耐熱性，耐食性等を有し耐久性の高い
金属ガスケットにより漏えいを防止し，設計貯蔵期間
中貯蔵容器内部圧力を負圧に維持できる設計とする。
使用済燃料乾式貯蔵容器は，ニ(2)(ⅱ)b-①放射線被ばく上の影響を及ぼすことのないよう，ヘリウムガス
雰囲気中の鋼製の容器に使用済燃料を貯蔵し，適切な遮蔽機能及び密封機能を有する設計とする。
使用済燃料乾式貯蔵容器は，使用済燃料の被覆材の著しい腐食又は変形を防止するため，容器内部に冷却媒体であるヘリウムガスを封入する設計とする。
使用済燃料乾式貯蔵容器は，貯蔵容器本体，蓋部，バスケット等で構成され，これらの部材は，温度，放射線，荷重その他の条件に対し，適切な材料を選択するとともに必要な強度，性能を維持できる設計とす
る。

整 合 性

備

考

工 事 の 計 画 の ﾆ (2)( ⅱ)b- ① は ， 設 置 変 更 許可申請書（本文）の ﾆ(2)( ⅱ )b- ① を 具 体 的に記載しており整合している。

【26 条 24】

【26 条 52】

【26 条 53】

【26 条 54】【26 条 55】

【26 条 56】

【26 条 57】

【核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設】（基本設計方針）
1. 燃料取扱設備＜中略＞
使用済燃料乾式貯蔵容器は，ﾆ(2)(ⅱ)b-①内部に使用済燃料が収納された場合に，放射線障害を防止するため，その容器表面の線量当量率が 2 mSv／h 以下及び容器
表面から 1 m の点における線量当量率 100 μSv／h 以下となるよう，収納される使用済燃料の放射能強度を考慮して十分な遮蔽を行う。
＜中略＞【26 条 21】二-16

設置変更許可申請書（本文）

使用済燃料乾式貯蔵設備は，想定されるいかなる状態においても使用済燃料が臨界に達することのない設計とする。

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項＜中略＞また，燃料集合体を全容量収納し，容器内の燃料位置等について想定されるいかなる場合でも，実効増倍率を0.95以下に保ち，貯蔵燃料の臨界を防止する。

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

【核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設】（基本設計方針）
2. 燃料貯蔵設備＜中略＞
使用済燃料乾式貯蔵設備は，使用済燃料乾式貯蔵容器
及び使用済燃料乾式貯蔵容器を保管する使用済燃料乾式貯蔵建屋等で構成し，想定されるいかなる状態においても使用済燃料が臨界に達することのない設計とする。

考【26 条 28】

＜中略＞NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0＜中略＞
使用済燃料乾式貯蔵設備は，使用済燃料乾式貯蔵容器
及び使用済燃料乾式貯蔵容器を保管する使用済燃料乾式貯蔵建屋等からなり，想定されるいかなる状態においても使用済燃料が臨界に達することのない設計とし，使用済燃料からの崩壊熱を適切に除去する設計とする。なお，「原子力発電所内の使用済燃料の乾式キャスク貯蔵について（平成４年８月２７日原子力安全員会了承）」の要件を満足する設計とする。
＜中略＞

また，使用済燃料乾式貯蔵設備は，使用済燃料からの崩壊熱を適切に除去する設計とする。

(b) 貯蔵能力

4.1.1.4 主要設備
(5) 使用済燃料乾式貯蔵設備（１）（２）＜中略＞
装填された使用済燃料から発生する崩壊熱は，伝導，輻射等により大気へ放散される。
＜中略＞【核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設】（基本設計方針）
2. 燃料貯蔵設備＜中略＞
使用済燃料乾式貯蔵設備は，使用済燃料乾式貯蔵容器
及び使用済燃料乾式貯蔵容器を保管する使用済燃料乾式貯蔵建屋等からなり，想定されるいかなる状態においても使用済燃料が臨界に達することのない設計とし，使用済燃料からの崩壊熱を適切に除去する設計とする。なお，「原子力発電所内の使用済燃料の乾式キャスク貯蔵について（平成４年８月２７日原子力安全員会了承）」の要件を満足する設計とする。
＜中略＞

第 4.1－2 表 乾式貯蔵設備の主要仕様【核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設】（基本設計方針）
2. 燃料貯蔵設備
＜中略＞

＜中略＞
全炉心燃料の約 190％相当分(2) 貯蔵能力

全炉心燃料の約 190％
＜中略＞

【26 条 52】

【26 条 52】

【26 条 32】

使用済燃料乾式貯蔵設備は，使用済燃料を全炉心燃料の約 190 ％相当分貯蔵できる容量を有する設計とする。
＜中略＞

二-17

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項
【核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設】
（要目表）

整 合 性

備

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0

貯蔵体数
61×24=1464
1464/764(1 炉心)＝1.91→約 190％

二-18

考

設置変更許可申請書（本文）
貯蔵対象燃料工事の計画 該当事項

整 合 性

備

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0８×８燃料，新型８×８燃料，新型８×８ジルコニウ
ムライナ燃料及び高燃焼度８×８燃料設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項
4.1.1.4 主要設備
(5) 使用済燃料乾式貯蔵設備（１）（２）＜中略＞
また，使用済燃料乾式貯蔵容器には次のとおり燃料の種別に応じた適切な期間使用済燃料プールで冷却され，かつ運転中のデータ，シッピング検査等により健全であることを確認した使用済燃料を使用済燃料プール内で装填し，排水後内部にヘリウムガスを封入する。
８×８燃料
＜中略＞
新型８×８燃料＜中略＞
新型８×８ジルコニウムライナ燃料＜中略＞
高燃焼度８×８燃料
＜中略＞

二-19

考

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0

設置変更許可申請書（本文）

二-20

考

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0

設置変更許可申請書（本文）

二-21

考

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0

設置変更許可申請書（本文）(3) 核燃料物質貯蔵用冷却設備の構造及び冷却能力(ⅰ) 燃料プール冷却浄化系

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項
4.2 使用済燃料プールの冷却等のための設備
4.2.1 燃料プール冷却浄化系
4.2.1.1 概
要工事の計画 該当事項
【核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設】（基本設計方針）
4. 使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備
4.1 燃料プール冷却浄化系

整 合 性

備

燃料プール冷却浄化系は，ﾆ(3)(ⅰ)-①ポンプ，熱交換器，フィルタ脱塩器等で構成し，使用済燃料からの崩壊熱を除去するとともに，使用済燃料プール水を浄化できる設計とする。さらに，ﾆ(3)(ⅰ)-①全炉心燃料を取り出した場合においても，残留熱除去系を併用して，使用済
燃料プール水の十分な冷却が可能な設計とする。また，補給水ラインを設け，使用済燃料プール水の補給も可能な設計とする。

燃料プール冷却浄化系は，使用済燃料からの崩壊熱を熱交換器で除去して使用済燃料プール水を冷却するとともに，フィルタ脱塩器で使用済燃料プール水をろ過脱塩して，使用済燃料プール，原子炉ウェル及び気水分離器
等貯蔵プール水の純度，透明度を維持する。

使用済燃料プールは，ﾆ(3)(ⅰ)-①燃料プール冷却浄化
系ポンプ，燃料プール冷却浄化系熱交換器，フィルタ脱塩器等で構成する燃料プール冷却浄化系を設け，通常運
転時，運転時の異常な過渡変化時及び設計基準事故時において，使用済燃料からの崩壊熱を除去するとともに，使用済燃料プール水を浄化できる設計とする。また，補給水ラインを設け，使用済燃料プール水の補給が可能な設計とする。さらに，ﾆ(3)(ⅰ)-①全炉心燃料を使用済燃料プールに取り出した場合や燃料プール冷却浄化系で使用済燃料プール水の冷却ができない場合は，残留熱除去系を用いて使用済燃料からの崩壊熱を除去できる設計と
する。
＜中略＞

工 事 の 計 画 の ﾆ (3)( ⅰ)-①は，設置変更許可
申請書（本文）のﾆ(3)(ⅰ)-① と同義であり整合している。

【26 条 29】＜中略＞
4.1.1.2 設計方針
(2) 非常用補給能力
使用済燃料プール水の補給に復水貯蔵タンク水が使用できない場合には，残留熱除去系を用いてサプレッショ
ン・チェンバの水を補給できる設計とする。
＜中略＞
4.2.1.4 主要設備
＜中略＞
また，燃料サイクル末期における全炉心の崩壊熱とそれ以前の燃料取替により取り出した使用済燃料から発生する崩壊熱の合計として定義する最大熱負荷は，残留熱除去系を併用して除去し，プール水温を65℃以下に保つ
ようにする。
＜中略＞
スキマサージタンクには，補給水ラインを設け，補給できるようにする。
なお，燃料プール冷却浄化系の電源は，非常用所内電源とし，外部電源喪失時にも給電ができる設計とする。

【核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設】（基本設計方針）
1. 燃料取扱施設＜中略＞【26 条 36】ﾆ(3)(ⅰ)-①万一，使用済燃料プールからの水の漏えいが発生し，かつ，使用済燃料プール水の補給に復水貯蔵
タンク水が使用できない場合には，残留熱除去系を用いてサプレッション・チェンバのプール水を補給できる設
計とする。
＜中略＞

第 4.2－1 表 燃料プール冷却浄化系の主要設備の仕様(1) フィルタ脱塩器
＜中略＞
基

数

2
＜中略＞

(2) ポンプ
台
数

2
＜中略＞

(3) 熱交換器
基
数

考

2

二-22

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項
4.2.1.2 設計方針

＜中略＞
ﾆ(3)(ⅰ)-②燃料プール冷却浄化系及び残留熱除去系の熱交換器で除去した熱は，原子炉補機冷却系等を経て，最終ヒートシンクである海へ輸送できる設計とする。

燃料プール冷却浄化系及び残留熱除去系の熱交換器で除去した熱は，原子炉補機冷却系等を経て，最終ヒート
シンクである海へ輸送する。
＜中略＞
4.2.1.1 概要
燃料プール冷却浄化系は，使用済燃料からの崩壊熱を熱交換器で除去して使用済燃料プール水を冷却するとともに，フィルタ脱塩器で使用済燃料プール水をろ過脱塩して，使用済燃料プール，原子炉ウェル及び気水分離器
等貯蔵プール水の純度，透明度を維持する。

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0＜中略＞

工事の計画 該当事項
【核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設】（基本設計方針）
4. 使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備
4.1 燃料プール冷却浄化系
＜中略＞

整 合 性

備

ﾆ(3)(ⅰ)-②燃料プール冷却浄化系熱交換器及び残留熱除去系熱交換器で除去した熱は，原子炉補機冷却系等を経て，最終的な熱の逃がし場である海へ輸送できる設計
とする。
＜中略＞
4.5 使用済燃料プールの水質維持
使用済燃料プールは，使用済燃料からの崩壊熱を燃料
プール冷却浄化系熱交換器で除去して使用済燃料プール
水を冷却するとともに，燃料体の被覆が著しく腐食する
おそれがないよう燃料プール冷却浄化系を設け，フィル
タ脱塩器で使用済燃料プール水をろ過脱塩して，使用済
燃料プール，原子炉ウェル等の水の純度，透明度を維持する。

工 事 の 計 画 の ﾆ (3)( ⅰ)-②は，設置変更許可
申請書（本文）のﾆ(3)(ⅰ)-② と同義であり整合している。

【26 条 29】

【26 条 37】

第 4.2－1 表 燃料プール冷却浄化系の主要設備の仕様
ﾆ(3)(ⅰ)-③
ａ．燃料プール冷却浄化系ポンプ台
数
1（予備 1）
容量
約 125m３／h
ﾆ(3)(ⅰ)-③
ｂ．燃料プール冷却浄化系熱交換器
基
数
2

＜中略＞
(2) ポンプ
台数
容量2
約 125m３／h（1 台当たり）(3) 熱交換器
基数

2

考設置変更許可申請書（本文）において申請し た ﾆ (3)( ⅰ )- ③ は ，本工事計画の対象外で
ある。

＜中略＞

二-23

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0

設置変更許可申請書（本文）(ⅱ) 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項
4.3 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備
4.3.1 概要工事の計画 該当事項
【核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設】（基本設計方針）
4. 使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備
4.2 代替燃料プール注水系

整 合 性

備

使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能が喪失し，又は使用済燃料プールからの水の漏えいその他の要因により当該使用済燃料プールの水位が低下した場合において使用済燃料プール内燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止するために必要な重大事故等対処設
備ﾆ(3)(ⅱ)-①を設置及び保管する。

使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能が喪失し，又は使用済燃料プールからの水の漏えいその他の要因により当該使用済燃料プールの水位が低下した場合において使用済燃料プール内燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止するために必要な重大事故等対処設
備を設置及び保管する。

使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能が喪失し，又は使用済燃料プールからの水の漏えいその他の要因により当該使用済燃料プールの水位が低下した場合において使用済燃料プール内の燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止するために必要な重大事故等対処
設備ﾆ(3)(ⅱ)-①として代替燃料プール注水系を設ける設計とする。

工 事 の 計 画 の ﾆ(3)(ⅱ)-① は，設置変更許可申請書（本文）の ﾆ (3)( ⅱ )- ① を 具 体的に記載しており整合している。

【69 条 1】

工 事 の 計 画 の ﾆ(3)(ⅱ)-② は，設置変更許可申請書（本文）の ﾆ (3)( ⅱ )- ② を 具 体的に記載しており整合している。

【69 条 2】

工 事 の 計 画 の ﾆ(3)(ⅱ)-③ は，設置変更許可申請書（本文）の ﾆ (3)( ⅱ )- ③ と 同 義であり整合している。

【69 条 1】

（本文十号）(2) 有効性評価(ⅲ) 評価結果
ｃ．使用済燃料プールにおける重大事故に至るおそれがある事故(b) 放射線の遮蔽については，水位低下の観点で最も厳しい「想定事故２」において，使用済燃料プール水位が通常水位から約 0.62m 下の水位となった場合の原子炉建屋原子炉棟 6 階の床付近の線量率は約 3.1mSv／h であり，不確かさを考慮しても放射線の遮蔽は維持される。
使用済燃料プールからの大量の水の漏えいその他の要因により使用済燃料プールの水位が異常に低下した場合において，使用済燃料プール内燃料体等の著しい損傷の進行を緩和し，及び臨界を防止するために必要な重大事
故等対処設備ﾆ(3)(ⅱ)-②を設置及び保管する。

使用済燃料貯蔵槽の水深の遮蔽能力に関する説明書に記載している放射性の遮蔽が維持できる水位は，設置変更許可申請書（本文十号）で使用している水位に包絡されるため整合している。

使用済燃料プールからの大量の水の漏えいその他の要因により使用済燃料プールの水位が異常に低下した場合において，使用済燃料プール内燃料体等の著しい損傷の進行を緩和し，及び臨界を防止するために必要な重大事
故等対処設備を設置及び保管する。

4.3.2 設計方針
使用済燃料プールの冷却等のための設備のうち，使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能が喪失し，又は使用済燃料プールからの小規模な水の漏えいその他の要因により使用済燃料プールの水位が低下した場合においても使用済燃料プール内燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止ニ(3)(ⅱ)-③できるよう使用済燃料
プールの水位を維持するための設備，並びに使用済燃料プールからの大量の水の漏えいその他の要因により使用済燃料プールの水位が異常に低下した場合においても使用済燃料プール内燃料体等の著しい損傷を緩和し，及びニ(3)(ⅱ)-③臨界を防止するための設備として，代替燃料プール注水系を設ける。

考

使用済燃料プールの冷却等のための設備のうち，使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能が喪失し，又は使用済燃料プールからの小規模な水の漏えいその他の要因により使用済燃料プールの水位が低下した場合においても使用済燃料プール内燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止できるよう使用済燃料プールの水位を維持するための設備，並びに使用済燃料プールからの大量の水の漏えいその他の要因により使用済燃料プールの水位が異常に低下した場合においても使用済燃料プー
ル内燃料体等の著しい損傷の進行を緩和し，及び臨界を防止するための設備として，代替燃料プール注水系を設ける。

また，使用済燃料プールからの大量の水の漏えいその他の要因により使用済燃料プールの水位が異常に低下した場合において，使用済燃料プール内の燃料体等の著し
い損傷の進行を緩和し，及び臨界を防止するために必要な重大事故等対処設備ﾆ(3)(ⅱ)-②として代替燃料プール
注水系を設ける設計とする。
【核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設】（基本設計方針）
4. 使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備
4.2 代替燃料プール注水系
使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能が喪失し，又は使用済燃料プールからの水の漏えいその他の要因により当該使用済燃料プールの水位が低下した場合において使用済燃料プール内の燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及びニ(3)(ⅱ)-③臨界を防止するために必要な重大事故等対処設備として代替燃料プール注水系を設ける設計とする。
また，使用済燃料プールからの大量の水の漏えいその他の要因により使用済燃料プールの水位が異常に低下した場合において，使用済燃料プール内の燃料体等の著し
い損傷の進行を緩和し，及びニ(3)(ⅱ)-③臨界を防止するために必要な重大事故等対処設備として代替燃料プール注水系を設ける設計とする。

【69 条 2】

二-24

設置変更許可申請書（本文）
使用済燃料プールに接続する配管の破損等により，使用済燃料プール水戻り配管からサイフォン現象による水の漏えいが発生した場合に，漏えいの継続を防止するため，戻り配管上部に静的サイフォンブレーカを設ける。

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項
使用済燃料プールに接続する配管の破損等により，使用済燃料プール水戻り配管からサイフォン現象による水の漏えいが発生した場合に，漏えいの継続を防止するため，戻り配管上部に静的サイフォンブレーカを設ける。
＜中略＞
4.1.1.2 設計方針
(5) 漏えい防止，漏えい監視及び崩壊熱の除去能力の喪失に至る状態の監視
使用済燃料プール水の漏えいを防止するため，使用済
燃料プールには排水口を設けない設計とする。また，使用済燃料プールに接続された配管には真空破壊弁を設け，配管が破損しても，使用済燃料プール水が流出しない設計とする。

整 合 性

備考【69 条 3】【69 条 4】＜中略＞
4.6 使用済燃料プール接続配管
使用済燃料プール水の漏えいを防止するため，使用済
燃料プールには排水口を設けない設計とし，使用済燃料
プールに接続された配管には真空破壊弁を設け，配管が破損しても，サイフォン効果により，使用済燃料プール
水が継続的に流出しない設計とする。

【26 条 37】

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0＜中略＞

工事の計画 該当事項
使用済燃料プールに接続する配管の破損等により，使用済燃料プール水戻り配管からサイフォン現象による水の漏えいが発生した場合に，原子炉建屋原子炉棟 6 階における線量率が放射線被ばくを管理する上で定めた線量率を満足できるよう，漏えいの継続を防止し，燃料体等からの放射線の遮蔽に必要となる水位を維持するため，
戻り配管上部に静的サイフォンブレーカを設ける設計とする。
静的サイフォンブレーカは，耐震性も含めて機器，弁類等の故障及び誤操作等によりその機能を喪失することのない設計とする。

4.3.2 設計方針
＜中略＞

ﾆ(3)(ⅱ)-④使用済燃料プールの冷却等の設備のうち，使用済燃料プール内燃料体等の著しい損傷に至った場合において大気への放射性物質の拡散を抑制するための設備として原子炉建屋放水設備を設ける。

使用済燃料プールの冷却等のための設備のうち，使用済燃料プール内燃料体等の著しい損傷に至った場合において大気への放射性物質の拡散を抑制するための設備として原子炉建屋放水設備を設ける。

【核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設】（基本設計方針）
4. 使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備
4.4 原子炉建屋放水設備
4.4.1 大気への拡散抑制
ﾆ(3)(ⅱ)-④使用済燃料プールからの大量の水の漏えい等により使用済燃料プールの水位の異常な低下により，使用済燃料プール内燃料体等の著しい損傷に至った場合において，燃料損傷時にはできる限り環境への放射性物
質の放出を低減するための重大事故等対処設備として，
原子炉建屋放水設備を設ける設計とする。
＜中略＞

工 事 の 計 画 の ﾆ(3)(ⅱ)-④ は，設置変更許可申請書（本文）の ﾆ (3)( ⅱ )- ④ と 同 義であり整合している。

二-25【69 条 47】【70 条 1】

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項
【核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設】（基本設計方針）
3. 計測装置等
＜中略＞

整 合 性

備

ﾆ(3)(ⅱ)-⑤使用済燃料プールの冷却等のための設備のうち，重大事故等時において，使用済燃料プールの状態を監視するための設備として，使用済燃料プールの監視設備を設ける。

使用済燃料プールの冷却等のための設備のうち，重大事故等時において，使用済燃料プールの状態を監視するための設備として，使用済燃料プールの監視設備を設ける。

ﾆ(3)(ⅱ)-⑤重大事故等時に使用済燃料プールの監視設備として，使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域），使
用済燃料プール温度（ＳＡ）を設け，想定される重大事
故等により変動する可能性のある範囲にわたり測定可能な設計とする。また，計測結果は中央制御室に表示し，記録及び保存できる設計とする。
記録は，安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）に
電磁的にて記録，保存し，電源喪失により保存した記録が失われないとともに帳票が出力できる設計とする。また，必要な容量を保存できる設計とする。

工 事 の 計 画 の ﾆ(3)(ⅱ)-⑤ は，設置変更許可申請書（本文）の ﾆ (3)( ⅱ )- ⑤ を 具 体的に記載しており整合している。

【69 条 51】【73 条 11】【73 条 12】＜中略＞
使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域），使用済燃料
プール温度（ＳＡ）及び使用済燃料プール監視カメラ
は，常設代替直流電源設備又は可搬型代替直流電源設備
から給電が可能な設計とする。

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0

考【69 条 53】

【放射線管理施設】（基本設計方針）
1.1.2 エリアモニタリング設備＜中略＞
ﾆ(3)(ⅱ)-⑤重大事故等時に使用済燃料プールの監視設備として，使用済燃料プールエリア放射線モニタ（低レンジ）及び使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ）を設け，想定される重大事故等により変動する可能性のある範囲にわたり測定可能な設計とする。また，
計測結果は中央制御室に表示し，記録及び保存できる設計とする。
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（低レンジ）及
び使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ）
は，常設代替直流電源設備又は可搬型代替直流電源設備
から給電が可能な設計とする。

ａ．使用済燃料プールの冷却機能若しくは注水機能の喪
失時又は使用済燃料プール水の小規模な漏えい発生時に用いる設備(a) 代替燃料プール注水(a-1) 常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール
注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール
注水

4.3.2 設計方針
(1) 使用済燃料プールの冷却機能若しくは注水機能の喪
失時又は使用済燃料プール水の小規模な漏えい発生時に用いる設備ａ．代替燃料プール注水(a) 常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水【69 条 51】【69 条 53】

＜中略＞
【核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設】（基本設計方針）
4. 使用済燃料貯蔵冷却浄化設備
4.2 代替燃料プール注水系
4.2.1 使用済燃料プール注水二-26

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0

設置変更許可申請書（本文）
残留熱除去系（使用済燃料プール水の冷却及び補給）
及び燃料プール冷却浄化系の有する使用済燃料プールの冷却機能喪失又は残留熱除去系ポンプによる使用済燃料
プールへの補給機能が喪失し，又は使用済燃料プールに接続する配管の破断等による使用済燃料プール水の小規
模な漏えいにより使用済燃料プールの水位が低下した場
合に，使用済燃料プール内燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止するための重大事故等対処設備
として，常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）は，常設低圧代替注水系ポンプにより，代替淡水貯槽の水を代替燃料プール注水系配管から使用済燃料プールへ注水することで，使用済燃料プ
ールの水位を維持できる設計とする。

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項
残留熱除去系（使用済燃料プール水の冷却及び補給）
及び燃料プール冷却浄化系の有する使用済燃料プールの冷却機能喪失又は残留熱除去系ポンプによる使用済燃料
プールへの補給機能が喪失し，又は使用済燃料プールに接続する配管の破断等による使用済燃料プール水の小規
模な漏えいにより使用済燃料プールの水位が低下した場
合に，使用済燃料プール内燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止するための重大事故等対処設備
として，常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用する。
常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）は，常設低圧代替注水系ポンプ，配管・弁類，計測制御装置等で構成し，常設低圧代替注水系ポンプにより，代替淡水貯槽の水を代替燃料プール注
水系配管から使用済燃料プールへ注水することで，使用済燃料プールの水位を維持できる設計とする。

工事の計画 該当事項
残留熱除去系（使用済燃料プール水の冷却及び補給）
及び燃料プール冷却浄化系の有する使用済燃料プールの冷却機能喪失又は残留熱除去系ポンプによる使用済燃料
プールへの補給機能が喪失し，又は使用済燃料プールに接続する配管の破断等による使用済燃料プール水の小規
模な漏えいにより使用済燃料プールの水位が低下した場
合に，使用済燃料プール内の燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止するための重大事故等対処設
備のうち使用済燃料プールへの注水設備として，注水ライン，常設スプレイヘッダ及び可搬型スプレイノズルを使用した代替燃料プール注水系を設ける設計とする。

整 合 性

備
考
【69 条 5】4.2.1.1 代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水(1) 常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）
常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）は，常設低圧代替注水系ポンプにより，代替淡水貯槽の水を代替燃料プール注水系配管等を経由して使用済燃料プールへ注水することにより，使用済燃料プールの水位を維持できる設計とする。

【69 条 6】【69 条 7】

常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）は，代替所内電気設備を経由した常設
代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。

常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）は，代替所内電気設備を経由した常設
代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。

常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）は，代替所内電気設備を経由した常設
代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。

ﾆ(3)(ⅱ)a-①また，使用済燃料貯蔵ラックの形状を維持することにより臨界を防止できる設計とする。

また，使用済燃料貯蔵ラックの形状を維持することにより臨界を防止できる設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・常設低圧代替注水系ポンプ
・代替淡水貯槽（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）・常設代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）
・可搬型代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）
・代替所内電気設備（10.2 代替電源設備）
・燃料給油設備（10.2 代替電源設備）
本系統の流路として，配管及び弁を重大事故等対処設
備として使用する。
その他，設計基準対象施設である使用済燃料プールを
重大事故等対処設備として使用する。

ﾆ(3)(ⅱ)a-①また，使用済燃料プールは，使用済燃料貯蔵ラックの形状を維持した状態において，常設代替注水系ポンプを使用した代替燃料プール注水系（注水ライン）による冷却及び水位確保により使用済燃料プールの機能を維持し，実効増倍率が最も高くなる冠水状態においても実効増倍率は不確定性を含めて0.95以下で臨界を防止できる設計とする。

(a-2) 可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水(b) 可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型
ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水【核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設】（基本設計方針）
4. 使用済燃料貯蔵冷却浄化設備
4.2 代替燃料プール注水系

工 事 の 計 画 の ﾆ(3)( ⅱ )a- ① は ， 設 置
変更許可申請書（本文）の ﾆ(3)(ⅱ)a-①を具体的に記載しており整合している。

二-27【69 条 8】

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

残留熱除去系（使用済燃料プール水の冷却及び補給）
及び燃料プール冷却浄化系の有する使用済燃料プールの冷却機能喪失又は残留熱除去系ポンプによる使用済燃料
プールへの補給機能が喪失し，又は使用済燃料プールに接続する配管の破断等により使用済燃料プール水の小規
模な漏えいにより使用済燃料プールの水位が低下した場
合に，使用済燃料プール内燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止するための重大事故等対処設備
として，代替燃料プール注水系（注水ライン）は，可搬型代替注水中型ポンプにより西側淡水貯水設備の水を，可搬型代替注水大型ポンプにより代替淡水貯槽の水を代
替燃料プール注水系配管から使用済燃料プールへ注水することで，使用済燃料プールの水位を維持できる設計とする。

残留熱除去系（使用済燃料プール水の冷却及び補給）
及び燃料プール冷却浄化系の有する使用済燃料プールの冷却機能喪失又は残留熱除去系ポンプによる使用済燃料
プールへの補給機能が喪失し，又は使用済燃料プールに接続する配管の破断等により使用済燃料プール水の小規
模な漏えいにより使用済燃料プールの水位が低下した場
合に，使用済燃料プール内燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止するための重大事故等対処設備
として，可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水
大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用する。
可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）は，可搬型代替注水中型ポンプ，可搬型代替注水大型ポンプ，
配管・ホース・弁類，計測制御装置等で構成し，可搬型
代替注水中型ポンプにより西側淡水貯水設備の水を，可搬型代替注水大型ポンプにより代替淡水貯槽の水を代替
燃料プール注水系配管から使用済燃料プールへ注水することで，使用済燃料プールの水位を維持できる設計とする。

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0

設置変更許可申請書（本文）

工事の計画 該当事項
4.2.1 使用済燃料プール注水

整 合 性

備

考

【69 条 5】

残留熱除去系（使用済燃料プール水の冷却及び補給）
及び燃料プール冷却浄化系の有する使用済燃料プールの冷却機能喪失又は残留熱除去系ポンプによる使用済燃料
プールへの補給機能が喪失し，又は使用済燃料プールに接続する配管の破断等による使用済燃料プール水の小規
模な漏えいにより使用済燃料プールの水位が低下した場
合に，使用済燃料プール内の燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止するための重大事故等対処設
備のうち使用済燃料プールへの注水設備として，注水ライン，常設スプレイヘッダ及び可搬型スプレイノズルを使用した代替燃料プール注水系を設ける設計とする。
4.2.1.1 代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水＜中略＞(2) 可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替大型ポン
プによる代替燃料プール注水系（注水ライン）
可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）は，可搬型
代替注水中型ポンプ（直列 2 台）により西側淡水貯水設
備の水を，可搬型代替注水大型ポンプにより代替淡水貯槽の水を代替燃料プール注水系配管等を経由して使用済
燃料プールへ注水することにより，使用済燃料プールの水位を維持できる設計とする。

【69 条 9】【69 条 10】可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）は，代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。

可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）は，代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。

可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）は，代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。

ﾆ(3)(ⅱ)a-②また，使用済燃料貯蔵ラックの形状を維持することにより臨界を防止できる設計とする。

また，使用済燃料貯蔵ラックの形状を維持することにより臨界を防止できる設計とする。

ﾆ(3)(ⅱ)a-②また，使用済燃料プールは，使用済燃料貯蔵ラックの形状を維持した状態において，可搬型代替
注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプを使用した代替燃料プール注水系（注水ライン）による冷却及び水位確保により使用済燃料プールの機能を維持し，実効増倍率が最も高くなる冠水状態においても実効増倍率は不確定性を含めて 0.95 以下で臨界を防止できる設計とする。

工 事 の 計 画 の ﾆ(3)( ⅱ )a- ② は ， 設 置
変更許可申請書（本文）の ﾆ(3)(ⅱ)a-②を具体的に記載しており整合している。

二-28【69 条 11】

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

考

＜中略＞
【69 条 13】ﾆ(3)(ⅱ)a-②可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代
替注水大型ポンプは，想定される重大事故等時において，使用済燃料プール内の燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止するために必要な注水流量を有する設計とする。
＜中略＞NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0【核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設】（基本設計方針）
4.7 水源，代替水源供給設備
4.7.1 重大事故等の収束に必要となる水源＜中略＞
ﾆ(3)(ⅱ)a-③可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代
替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）は，淡水源が枯渇した場合において，重大事故等の収束に必要となる水の供給設備である可搬型代替注水
中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプにより海を利用できる設計とする。

可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）は，淡
水源が枯渇した場合において，重大事故等の収束に必要となる水の供給設備である可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプにより海を利用できる設計とする。

ﾆ(3)(ⅱ)a-③ 海は，想定される重大事故等時において，淡水が枯渇した場合に，代替淡水貯槽又は西側淡水貯水設備へ水を供給するための水源であるとともに，使用済燃料プールの冷却又は注水に使用する設計基準事故
対処設備が機能喪失した場合の代替手段である代替燃料
プール注水系（注水ライン），代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）及び代替燃料プール注水系（可搬型
スプレイノズル）の水源として，また，原子炉建屋放水設備の水源として利用できる設計とする。
＜中略＞
4.7.2 代替水源供給設備＜中略＞
ﾆ(3)(ⅱ)a-③重大事故等の収束に必要な水源である代替淡水貯槽へ淡水を供給するための重大事故等対処設備
として，可搬型代替注水中型ポンプは，代替淡水源である西側淡水貯水設備，淡水タンク（多目的タンク，原水
タンク，ろ過水貯蔵タンク及び純水貯蔵タンク）の淡水を，可搬型代替注水大型ポンプは，淡水タンク（多目的タンク，原水タンク，ろ過水貯蔵タンク及び純水貯蔵タンク）の淡水を代替淡水貯槽へ供給できる設計とする。
また，淡水が枯渇した場合に，重大事故等の収束に必要な水源である代替淡水貯槽へ海水を供給するための重大事故等対処設備として，可搬型代替注水中型ポンプ及
び可搬型代替注水大型ポンプは，海水を代替淡水貯槽へ供給できる設計とする。

工 事 の 計 画 の ﾆ(3)( ⅱ )a- ③ は ， 設 置
変更許可申請書（本文）の ﾆ(3)(ⅱ)a-③を具体的に記載しており整合している。

【71 条 11】【71 条 12】＜中略＞
ﾆ(3)(ⅱ)a-③重大事故等の収束に必要な水源である西側淡水貯水設備へ淡水を供給するための重大事故等対処
設備として，可搬型代替注水大型ポンプは，代替淡水源である代替淡水貯槽，淡水タンク（多目的タンク，原水
タンク，ろ過水貯蔵タンク及び純水貯蔵タンク）の淡水
を西側淡水貯水設備へ供給できる設計とする。

【71 条 13】二-29

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項
また，淡水が枯渇した場合に，重大事故等の収束に必要な水源である西側淡水貯水設備へ海水を供給するための重大事故等対処設備として，可搬型代替注水大型ポン
プは，海水を西側淡水貯水設備へ供給できる設計とす
る。
＜中略＞

整 合 性

備

考

【核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設】（基本設計方針）(2） 可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）＜中略＞NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0

また，可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水
大型ポンプは，空冷式のディーゼルエンジンにより駆動できる設計とする。

(a-3) 常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール
注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールへの注水

残留熱除去系（使用済燃料プール水の冷却及び補給）
及び燃料プール冷却浄化系の有する使用済燃料プールの冷却機能喪失又は残留熱除去系ポンプによる使用済燃料
プールへの補給機能が喪失し，又は使用済燃料プールに接続する配管の破断等により使用済燃料プール水の小規
模な漏えいにより使用済燃料プールの水位が低下した場
合に，使用済燃料プール内燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止するための重大事故等対処設備
として，常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）は，常設低圧代替注水系ポンプにより，代替淡水貯槽の水を代替燃料プール注

また，可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水
大型ポンプは，空冷式のディーゼルエンジンにより駆動できる設計とする。
燃料は，燃料給油設備である可搬型設備用軽油タンク
及びタンクローリにより補給できる設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・可搬型代替注水中型ポンプ
・可搬型代替注水大型ポンプ
・西側淡水貯水設備（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）
・代替淡水貯槽（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）
・常設代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）
・可搬型代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）
・代替所内電気設備（10.2 代替電源設備）
・燃料給油設備（10.2 代替電源設備）
本系統の流路として，配管，弁及びホースを重大事
故等対処設備として使用する。
その他，設計基準対象施設である使用済燃料プールを
重大事故等対処設備として使用する。
(c) 常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールへの注水残留熱除去系（使用済燃料プール水の冷却及び補給）
及び燃料プール冷却浄化系の有する使用済燃料プールの冷却機能喪失又は残留熱除去系ポンプによる使用済燃料
プールへの補給機能が喪失し，又は使用済燃料プールに接続する配管の破断等により使用済燃料プール水の小規
模な漏えいにより使用済燃料プールの水位が低下した場
合に，使用済燃料プール内燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止するための重大事故等対処設備
として，常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用する。

可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポ
ンプは，空冷式のディーゼルエンジンにより駆動できる設計とする。

【69 条 12】

【核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設】（基本設計方針）
4.2 代替燃料プール注水系
4.2.1 使用済燃料プール注水【69 条 5】

残留熱除去系（使用済燃料プール水の冷却及び補給）
及び燃料プール冷却浄化系の有する使用済燃料プールの冷却機能喪失又は残留熱除去系ポンプによる使用済燃料
プールへの補給機能が喪失し，又は使用済燃料プールに接続する配管の破断等による使用済燃料プール水の小規
模な漏えいにより使用済燃料プールの水位が低下した場
合に，使用済燃料プール内の燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止するための重大事故等対処設
備のうち使用済燃料プールへの注水設備として，注水ライン，常設スプレイヘッダ及び可搬型スプレイノズルを使用した代替燃料プール注水系を設ける設計とする。

二-30

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0

設置変更許可申請書（本文）
水系配管等を経由して常設スプレイヘッダから使用済燃料プールへ注水することで，使用済燃料プールの水位を維持できる設計とする。

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項
常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）は，常設低圧代替注水系ポン
プ，常設スプレイヘッダ，配管・弁類，計測制御装置等で構成し，常設低圧代替注水系ポンプにより，代替淡水
貯槽の水を代替燃料プール注水系配管等を経由して常設
スプレイヘッダから使用済燃料プールへ注水すること
で，使用済燃料プールの水位を維持できる設計とする。

工事の計画 該当事項
＜中略＞

整 合 性

備

考

4.2.1.2 代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プール注水(1) 常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）
常設低圧代替注水ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）は，常設低圧代替注水系ポンプにより，代替淡水貯槽の水を代替燃料プール注水系配管等を経由して常設スプレイヘッダから使用済燃料プールへ注水することにより，使用済燃料プールの水位を維持できる設計とする。

【69 条 16】【69 条 17】

常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）は，代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備
からの給電が可能な設計とする。

常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）は，代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備
からの給電が可能な設計とする。

常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）は，代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備
からの給電が可能な設計とする。

ﾆ(3)(ⅱ)a-④また，使用済燃料貯蔵ラックの形状を維持することにより臨界を防止できる設計とする。

ﾆ(3)(ⅱ)a-④また，使用済燃料貯蔵ラックの形状を維持することにより臨界を防止できる設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・常設低圧代替注水系ポンプ
・代替淡水貯槽（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）・常設スプレイヘッダ
・常設代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）
・可搬型代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）
・代替所内電気設備（10.2 代替電源設備）
・燃料給油設備（10.2 代替電源設備）
本系統の流路として，配管及び弁を重大事故等対処設
備として使用する。
その他，設計基準対象施設である使用済燃料プールを
重大事故等対処設備として使用する。

ﾆ(3)(ⅱ)a-④また，使用済燃料プールは，使用済燃料貯蔵ラックの形状を維持した状態において，常設代替注
水系ポンプを使用した代替燃料プール注水系（常設スプ
レイヘッダ）による冷却及び水位確保により使用済燃料
プールの機能を維持し，実効増倍率が最も高くなる冠水状態においても実効増倍率は不確定性を含めて 0.95 以下
で臨界を防止できる設計とする。

工 事 の 計 画 の ﾆ(3)( ⅱ )a- ④ は ， 設 置
変更許可申請書（本文）の ﾆ(3)(ⅱ)a-④を具体的に記載しており整合している。

二-31【69 条 18】

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0

設置変更許可申請書（本文）(a-4) 可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール
注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールへの注水設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項(d) 可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールへの注水工事の計画 該当事項
【核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設】（基本設計方針）
4.2 代替燃料プール注水系
4.2.1 使用済燃料プール注水

整 合 性

備

考

残留熱除去系（使用済燃料プール水の冷却及び補給）
及び燃料プール冷却浄化系の有する使用済燃料プールの冷却機能喪失又は残留熱除去系ポンプによる使用済燃料
プールへの補給機能が喪失し，又は使用済燃料プールに接続する配管の破断等により使用済燃料プール水の小規
模な漏えいにより使用済燃料プールの水位が低下した場
合に，使用済燃料プール内燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止するための重大事故等対処設備
として，可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）は，可搬型代替注水大型ポンプにより，代替淡水貯槽の水を代替燃料プール注水系配管等を経由して常設スプレイヘッダから使用済燃料プールへ注水することで，使用済燃料プールの水位を維持できる設計とする。

残留熱除去系（使用済燃料プール水の冷却及び補給）
及び燃料プール冷却浄化系の有する使用済燃料プールの冷却機能喪失又は残留熱除去系ポンプによる使用済燃料
プールへの補給機能が喪失し，又は使用済燃料プールに接続する配管の破断等により使用済燃料プール水の小規
模な漏えいにより使用済燃料プールの水位が低下した場
合に，使用済燃料プール内燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止するための重大事故等対処設備
として，可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用する。
可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）は，可搬型代替注水大型ポン
プ，常設スプレイヘッダ，配管・ホース・弁類，計測制御装置等で構成し，可搬型代替注水大型ポンプにより，代替淡水貯槽の水を代替燃料プール注水系配管等を経由して常設スプレイヘッダから使用済燃料プールへ注水することで，使用済燃料プールの水位を維持できる設計とする。

残留熱除去系（使用済燃料プール水の冷却及び補給）
及び燃料プール冷却浄化系の有する使用済燃料プールの冷却機能喪失又は残留熱除去系ポンプによる使用済燃料
プールへの補給機能が喪失し，又は使用済燃料プールに接続する配管の破断等による使用済燃料プール水の小規
模な漏えいにより使用済燃料プールの水位が低下した場
合に，使用済燃料プール内の燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止するための重大事故等対処設
備のうち使用済燃料プールへの注水設備として，注水ライン，常設スプレイヘッダ及び可搬型スプレイノズルを使用した代替燃料プール注水系を設ける設計とする。

可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）は，可搬型代替注水大型ポン
プにより，代替淡水貯槽の水を代替燃料プール注水系配管等を経由して常設スプレイヘッダから使用済燃料プールへ注水することにより，使用済燃料プールの水位を維持できる設計とする。

【69 条 19】

可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）は，代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備
からの給電が可能な設計とする。

可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）は，代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備
からの給電が可能な設計とする。

可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）は，代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備
からの給電が可能な設計とする。

【69 条 20】ﾆ(3)(ⅱ)a-⑤また，使用済燃料貯蔵ラックの形状を維持することにより臨界を防止できる設計とする。

ﾆ(3)(ⅱ)a-⑤また，使用済燃料貯蔵ラックの形状を維持することにより臨界を防止できる設計とする。

ﾆ(3)(ⅱ)a-⑤また，使用済燃料プールは，使用済燃料貯蔵ラックの形状を維持した状態において，可搬型代替
注水大型ポンプを使用した代替燃料プール注水系（常設
スプレイヘッダ）による冷却及び水位確保により使用済
燃料プールの機能を維持し，実効増倍率が最も高くなる
冠水状態においても実効増倍率は不確定性を含めて 0.95以下で臨界を防止できる設計とする。
＜中略＞【69 条 5】(2) 可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）

工 事 の 計 画 の ﾆ(3)( ⅱ )a- ⑤ は ， 設 置
変更許可申請書（本文）の ﾆ(3)(ⅱ)a-⑤を具体的に記載しており整合している。

【69 条 21】【69 条 23】ﾆ(3)(ⅱ)a-⑤可搬型代替注水大型ポンプは，想定される重大事故等時において，使用済燃料プール内の燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止するために必要な注水流量を有する設計とする。
＜中略＞

二-32

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項
【核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設】（基本設計方針）
4.7 水源，代替水源供給設備
4.7.1 重大事故等の収束に必要となる水源
＜中略＞

整 合 性

備

考

ﾆ(3)(ⅱ)a-⑥可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）は，淡水源が枯渇した場合において，重大事故等の収束に必要となる水の供給設備である可搬型代替注水大型ポンプにより海を利用できる設計とする。

可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）は，淡水源が枯渇した場合において，重大事故等の収束に必要となる水の供給設備である可搬型代替注水大型ポンプにより海を利用できる設計とする。

ﾆ(3)(ⅱ)a-⑥ 海は，想定される重大事故等時において，淡水が枯渇した場合に，代替淡水貯槽又は西側淡水貯水設備へ水を供給するための水源であるとともに，使用済燃料プールの冷却又は注水に使用する設計基準事故
対処設備が機能喪失した場合の代替手段である代替燃料
プール注水系（注水ライン），代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）及び代替燃料プール注水系（可搬型
スプレイノズル）の水源として，また，原子炉建屋放水設備の水源として利用できる設計とする。
＜中略＞
4.7.2 代替水源供給設備＜中略＞
ﾆ(3)(ⅱ)a-⑥重大事故等の収束に必要な水源である代替淡水貯槽へ淡水を供給するための重大事故等対処設備
として，可搬型代替注水中型ポンプは，代替淡水源である西側淡水貯水設備，淡水タンク（多目的タンク，原水
タンク，ろ過水貯蔵タンク及び純水貯蔵タンク）の淡水を，可搬型代替注水大型ポンプは，淡水タンク（多目的タンク，原水タンク，ろ過水貯蔵タンク及び純水貯蔵タンク）の淡水を代替淡水貯槽へ供給できる設計とする。
また，淡水が枯渇した場合に，重大事故等の収束に必要な水源である代替淡水貯槽へ海水を供給するための重大事故等対処設備として，可搬型代替注水中型ポンプ及
び可搬型代替注水大型ポンプは，海水を代替淡水貯槽へ供給できる設計とする。

工 事 の 計 画 の ﾆ(3)( ⅱ )a- ⑥ は ， 設 置
変更許可申請書（本文）の ﾆ(3)(ⅱ)a-⑥を具体的に記載しており整合している。

【71 条 11】【71 条 12】＜中略＞
ﾆ(3)(ⅱ)a-⑥重大事故等の収束に必要な水源である西側淡水貯水設備へ淡水を供給するための重大事故等対処
設備として，可搬型代替注水大型ポンプは，代替淡水源である代替淡水貯槽，淡水タンク（多目的タンク，原水
タンク，ろ過水貯蔵タンク及び純水貯蔵タンク）の淡水
を西側淡水貯水設備へ供給できる設計とする。
また，淡水が枯渇した場合に，重大事故等の収束に必要な水源である西側淡水貯水設備へ海水を供給するための重大事故等対処設備として，可搬型代替注水大型ポン
プは，海水を西側淡水貯水設備へ供給できる設計とする。
＜中略＞【71 条 13】

二-33

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0

設置変更許可申請書（本文）
また，可搬型代替注水大型ポンプは，空冷式のディー
ゼルエンジンにより駆動できる設計とする。

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項
また，可搬型代替注水大型ポンプは，空冷式のディー
ゼルエンジンにより駆動できる設計とする。燃料は，燃
料給油設備である可搬型設備用軽油タンク及びタンクローリにより補給できる設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・可搬型代替注水大型ポンプ
・代替淡水貯槽（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）・常設スプレイヘッダ
・常設代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）
・可搬型代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）
・代替所内電気設備（10.2 代替電源設備）
・燃料給油設備（10.2 代替電源設備）
本系統の流路として，配管，弁及びホースを重大事故等対処設備として使用する。
その他，設計基準対象施設である使用済燃料プールを
重大事故等対処設備として使用する。

工事の計画 該当事項
【核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設】（基本設計方針）(2) 可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）＜中略＞(a-5) 可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール
注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済
燃料プールへの注水(e) 可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注
水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料
プールへの注水【核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設】（基本設計方針）
4.2 代替燃料プール注水系
4.2.1 使用済燃料プール注水

残留熱除去系（使用済燃料プール水の冷却及び補給）
及び燃料プール冷却浄化系の有する使用済燃料プールの冷却機能喪失又は残留熱除去系ポンプによる使用済燃料
プールへの補給機能が喪失し，又は使用済燃料プールに接続する配管の破損等により使用済燃料プール水の小規
模な漏えいにより使用済燃料プールの水位が低下した場
合に，使用済燃料プール内燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止するための重大事故等対処設備
として，可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）は，可搬型代替注水
大型ポンプにより代替淡水貯槽の水をホースを経由して可搬型スプレイノズルから使用済燃料プールへ注水することで，使用済燃料プールの水位を維持できる設計とする。

残留熱除去系（使用済燃料プール水の冷却及び補給）
及び燃料プール冷却浄化系の有する使用済燃料プールの冷却機能喪失又は残留熱除去系ポンプによる使用済燃料
プールへの補給機能が喪失し，又は使用済燃料プールに接続する配管の破損等により使用済燃料プール水の小規
模な漏えいにより使用済燃料プールの水位が低下した場
合に，使用済燃料プール内燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止するための重大事故等対処設備
として，可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用する。

残留熱除去系（使用済燃料プール水の冷却及び補給）
及び燃料プール冷却浄化系の有する使用済燃料プールの冷却機能喪失又は残留熱除去系ポンプによる使用済燃料
プールへの補給機能が喪失し，又は使用済燃料プールに接続する配管の破断等による使用済燃料プール水の小規
模な漏えいにより使用済燃料プールの水位が低下した場
合に，使用済燃料プール内の燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止するための重大事故等対処設
備のうち使用済燃料プールへの注水設備として，注水ライン，常設スプレイヘッダ及び可搬型スプレイノズルを使用した代替燃料プール注水系を設ける設計とする。

可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水
系（可搬型スプレイノズル）は，可搬型代替注水大型ポ
ンプ，可搬型スプレイノズル，ホース・弁類，計測制御装置等で構成し，可搬型代替注水大型ポンプにより代替
淡水貯槽の水をホースを経由して可搬型スプレイノズル
から使用済燃料プールへ注水することで，使用済燃料プ
ールの水位を維持できる設計とする。

整 合 性

備
考
【69 条 22】

可搬型代替注水大型ポンプは，空冷式のディーゼルエ
ンジンにより駆動できる設計とする。

【69 条 5】4.2.1.3 代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズ
ル）を使用した使用済燃料プール注水
可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水
系（可搬型スプレイノズル）は，可搬型代替注水大型ポンプにより代替淡水貯槽の水をホースを経由して可搬型
スプレイノズルから使用済燃料プールへ注水することにより，使用済燃料プールの水位を維持できる設計とする。

【69 条 26】

二-34

設置変更許可申請書（本文）
ﾆ(3)(ⅱ)a-⑦また，使用済燃料貯蔵ラックの形状を維持することにより臨界を防止できる設計とする。

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項
また，使用済燃料貯蔵ラックの形状を維持することにより臨界を防止できる設計とする。

工事の計画 該当事項
ﾆ(3)(ⅱ)a-⑦また，使用済燃料プールは，使用済燃料貯蔵ラックの形状を維持した状態において，可搬型代替
注水大型ポンプを使用した代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）による冷却及び水位確保により使用済燃料プールの機能を維持し，実効増倍率が最も高くなる冠水状態においても実効増倍率は不確定性を含めて0.95 以下で臨界を防止できる設計とする。
＜中略＞

整 合 性
工 事 の 計 画 の ﾆ(3)( ⅱ )a- ⑦ は ， 設 置
変更許可申請書（本文）の ﾆ(3)(ⅱ)a-⑦を具体的に記載しており整合している。

備考【69 条 27】【69 条 29】

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0

ﾆ(3)(ⅱ)a-⑦可搬型代替注水大型ポンプは，想定される重大事故等時において，使用済燃料プール内の燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止するために必要な注水流量を有する設計とする。

【核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設】（基本設計方針）
4.7 水源，代替水源供給設備
4.7.1 重大事故等の収束に必要となる水源＜中略＞
ﾆ(3)(ⅱ)a-⑧可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）は，淡水源が枯渇した場合において，重大事故等の収束に必要となる水の供給設備である可搬型代替注水大型ポンプにより海を利用できる設計とする。

可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水
系（可搬型スプレイノズル）は，淡水源が枯渇した場合において，重大事故等の収束に必要となる水の供給設備である可搬型代替注水大型ポンプにより海を利用できる設計とする。

ﾆ(3)(ⅱ)a-⑧ 海は，想定される重大事故等時において，淡水が枯渇した場合に，代替淡水貯槽又は西側淡水貯水設備へ水を供給するための水源であるとともに，使用済燃料プールの冷却又は注水に使用する設計基準事故
対処設備が機能喪失した場合の代替手段である代替燃料
プール注水系（注水ライン），代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）及び代替燃料プール注水系（可搬型
スプレイノズル）の水源として，また，原子炉建屋放水設備の水源として利用できる設計とする。
＜中略＞
4.7.2 代替水源供給設備＜中略＞
ﾆ(3)(ⅱ)a-⑧重大事故等の収束に必要な水源である代替淡水貯槽へ淡水を供給するための重大事故等対処設備
として，可搬型代替注水中型ポンプは，代替淡水源である西側淡水貯水設備，淡水タンク（多目的タンク，原水
タンク，ろ過水貯蔵タンク及び純水貯蔵タンク）の淡水を，可搬型代替注水大型ポンプは，淡水タンク（多目的タンク，原水タンク，ろ過水貯蔵タンク及び純水貯蔵タンク）の淡水を代替淡水貯槽へ供給できる設計とする。
また，淡水が枯渇した場合に，重大事故等の収束に必要な水源である代替淡水貯槽へ海水を供給するための重大事故等対処設備として，可搬型代替注水中型ポンプ及
び可搬型代替注水大型ポンプは，海水を代替淡水貯槽へ供給できる設計とする。

工 事 の 計 画 の ﾆ(3)( ⅱ )a- ⑧ は ， 設 置
変更許可申請書（本文）の ﾆ(3)(ⅱ)a-⑧を具体的に記載しており整合している。

【71 条 11】【71 条 12】

＜中略＞

二-35

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項
ﾆ(3)(ⅱ)a-⑧重大事故等の収束に必要な水源である西側淡水貯水設備へ淡水を供給するための重大事故等対処
設備として，可搬型代替注水大型ポンプは，代替淡水源である代替淡水貯槽，淡水タンク（多目的タンク，原水
タンク，ろ過水貯蔵タンク及び純水貯蔵タンク）の淡水
を西側淡水貯水設備へ供給できる設計とする。
また，淡水が枯渇した場合に，重大事故等の収束に必要な水源である西側淡水貯水設備へ海水を供給するための重大事故等対処設備として，可搬型代替注水大型ポン
プは，海水を西側淡水貯水設備へ供給できる設計とす
る。
＜中略＞

整 合 性

備
考
【71 条 13】

【核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設】（基本設計方針）
4.2.1.3 代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズ
ル）を使用した使用済燃料プール注水【69 条 28】

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0＜中略＞
また，可搬型代替注水大型ポンプは，空冷式のディー
ゼルエンジンにより駆動できる設計とする。

また，可搬型代替注水大型ポンプは，空冷式のディー
ゼルエンジンにより駆動できる設計とする。燃料は，燃
料給油設備である可搬型設備用軽油タンク及びタンクローリにより補給できる設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・可搬型代替注水大型ポンプ
・可搬型スプレイノズル
・燃料給油設備（10.2 代替電源設備）
本系統の流路として，弁及びホースを重大事故等対処
設備として使用する。
その他，設計基準対象施設である使用済燃料プールを
重大事故等対処設備として使用する。

可搬型代替注水大型ポンプは，空冷式のディーゼルエ
ンジンにより駆動できる設計とする。

二-36

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0

設置変更許可申請書（本文）ｂ．使用済燃料プールからの大量の水の漏えい発生時に用いる設備(a) 燃料プールスプレイ(a-1) 常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール
注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイ

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項(2) 使用済燃料プールからの大量の水の漏えい発生時に用いる設備
ａ．燃料プールスプレイ(a) 常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールへのスプレイ

工事の計画 該当事項
【核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設】（基本設計方針）
4. 使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備
4.2.2 使用済燃料プールスプレイ

整 合 性

備

考

使用済燃料プールからの大量の水の漏えい等により使用済燃料プールの水位が異常に低下した場合に，燃料損傷を緩和するとともに，燃料損傷時には使用済燃料プー
ル内燃料体等の上部全面にスプレイすることによりできる限り環境への放射性物質の放出を低減するための重大事故等対処設備として，常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）は，常設低圧代替注水系ポンプにより，代替淡水貯槽の水を代
替燃料プール注水系配管等を経由して常設スプレイヘッ
ダから使用済燃料プール内燃料体等に直接スプレイすることで，燃料損傷を緩和するとともに，環境への放射性物質の放出をできる限り低減できる設計とする。

使用済燃料プールからの大量の水の漏えい等により使用済燃料プールの水位が異常に低下した場合に，燃料損傷を緩和するとともに，燃料損傷時には使用済燃料プー
ル内燃料体等の上部全面にスプレイすることによりできる限り環境への放射性物質の放出を低減するための重大事故等対処設備として，常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用する。
常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）は，常設低圧代替注水系ポン
プ，常設スプレイヘッダ，配管・弁類，計測制御装置等で構成し，常設低圧代替注水系ポンプにより，代替淡水
貯槽の水を代替燃料プール注水系配管等を経由して常設
スプレイヘッダから使用済燃料プール内燃料体等に直接スプレイすることで，燃料損傷を緩和するとともに，環境への放射性物質の放出をできる限り低減できる設計とする。

使用済燃料プールからの大量の水の漏えい等により使用済燃料プールの水位が異常に低下した場合に，燃料損傷を緩和するとともに，燃料損傷時には使用済燃料プー
ル内燃料体等の上部全面にスプレイすることによりできる限り環境への放射性物質の放出を低減するための重大事故等対処設備のうち使用済燃料プールスプレイ設備として，常設スプレイヘッダ及び可搬型スプレイノズルを使用した代替燃料プール注水系を設ける設計とする。

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

【69 条 33】

常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）は，代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備
からの給電が可能な設計とする。

常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）は，代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備
からの給電が可能な設計とする。

常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）は，代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備
からの給電が可能な設計とする。

【69 条 34】

ﾆ(3)(ⅱ)b-①また，スプレイや蒸気条件下でも臨界にならないよう配慮したラック形状によって，臨界を防止することができる設計とする。

また、スプレイや蒸気条件下でも臨界にならないよう配慮したラック形状によって，臨界を防止することができる設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・常設低圧代替注水系ポンプ
・代替淡水貯槽（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）・常設スプレイヘッダ

ﾆ(3)(ⅱ)b-①使用済燃料プール内へのスプレイ量は，試験により確認する。また，使用済燃料プールは，常設
低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）にて，使用済燃料貯蔵ラック及び燃料体等を冷却し，臨界にならないように配慮したラック形状及び燃料配置において，いかなる一様な水密度であっても実効増倍率は不確定性を含めて 0.95 以下で臨界を防止できる設計とする。

【69 条 32】

4.2.2.1 代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイ(1) 常設代替低圧注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）

工 事 の 計 画 の ﾆ(3)( ⅱ )b- ① は ， 設 置
変更許可申請書（本文）の ﾆ(3)(ⅱ)b-①を具体的に記載しており整合している。

二-37【69 条 35】

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項
・常設代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）
・可搬型代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）
・代替所内電気設備（10.2 代替電源設備）
・燃料給油設備（10.2 代替電源設備）
本系統の流路として，配管及び弁を重大事故等対処設
備として使用する。
その他，設計基準対象施設である使用済燃料プールを重大事故等対処設備として使用する。

工事の計画 該当事項(a-2) 可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール
注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイ(b) 可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールへのスプレイ【核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設】（基本設計方針）
4. 使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備
4.2.2 使用済燃料プールスプレイ

使用済燃料プールからの大量の水の漏えい等により使用済燃料プールの水位が異常に低下した場合に，燃料損傷を緩和するとともに，燃料損傷時には使用済燃料プー
ル内燃料体等の上部全面にスプレイすることによりできる限り環境への放射性物質の放出を低減するための重大事故等対処設備として，可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）は，可搬型代替注水大型ポンプにより，代替淡水貯槽の水を代
替燃料プール注水系配管等を経由して常設スプレイヘッ
ダから使用済燃料プール内燃料体等に直接スプレイすることで，燃料損傷を緩和するとともに，環境への放射性物質の放出をできる限り低減できる設計とする。

使用済燃料プールからの大量の水の漏えい等により使用済燃料プールの水位が異常に低下した場合に，燃料損傷を緩和するとともに，燃料損傷時には使用済燃料プー
ル内燃料体等の上部全面にスプレイすることによりできる限り環境への放射性物質の放出を低減するための重大事故等対処設備として，可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用する。
可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）は，可搬型代替注水大型ポン
プ，常設スプレイヘッダ，配管・ホース・弁類，計測制御装置等で構成し，可搬型代替注水大型ポンプにより，代替淡水貯槽の水を代替燃料プール注水系配管等を経由して常設スプレイヘッダから使用済燃料プール内燃料体等に直接スプレイすることで，燃料損傷を緩和するとともに，環境への放射性物質の放出をできる限り低減できる設計とする。

使用済燃料プールからの大量の水の漏えい等により使用済燃料プールの水位が異常に低下した場合に，燃料損傷を緩和するとともに，燃料損傷時には使用済燃料プー
ル内燃料体等の上部全面にスプレイすることによりできる限り環境への放射性物質の放出を低減するための重大事故等対処設備のうち使用済燃料プールスプレイ設備として，常設スプレイヘッダ及び可搬型スプレイノズルを使用した代替燃料プール注水系を設ける設計とする。

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

【69 条 36】

可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）は，代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備
からの給電が可能な設計とする。

可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）は，代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備
からの給電が可能な設計とする。

【69 条 37】

可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）は，代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備
からの給電が可能な設計とする。

整 合 性

備

考

【69 条 32】

4.2.2.1 代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイ(2) 可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイ二-38

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

考

ﾆ(3)(ⅱ)b-②また、スプレイや蒸気条件下でも臨界にならないよう配慮したラック形状によって，臨界を防止することができる設計とする。

また、スプレイや蒸気条件下でも臨界にならないよう配慮したラック形状によって，臨界を防止することができる設計とする。

ﾆ(3)(ⅱ)b-②使用済燃料プール内へのスプレイ量は，試験により確認する。また，使用済燃料プールは，可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）にて，使用済燃料貯蔵ラック及び燃料体等を冷却し，臨界にならないように配慮したラック形状及び燃料配置において，いかなる一様な水密度であっても実効増倍率は不確定性を含めて 0.95 以下で臨界を防止できる設計とする。

工 事 の 計 画 の ﾆ(3)( ⅱ )b- ② は ， 設 置
変更許可申請書（本文）の ﾆ(3)(ⅱ)b-②を具体的に記載しており整合している。

【69 条 38】

工 事 の 計 画 の ﾆ(3)( ⅱ )b- ③ は ， 設 置
変更許可申請書（本文）の ﾆ(3)(ⅱ)b-③を具体的に記載しており整合している。

【71 条 11】

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0【核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設】（基本設計方針）
4.7 水源，代替水源供給設備
4.7.1 重大事故等の収束に必要となる水源＜中略＞
ﾆ(3)(ⅱ)b-③可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）は，淡水源が枯渇した場合において，重大事故等の収束に必要となる水の供給設備である可搬型代替注水大型ポンプにより海を利用できる設計とする。

可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）は，淡水源が枯渇した場合において，重大事故等の収束に必要となる水の供給設備である可搬型代替注水大型ポンプにより海を利用できる設計とする。

ﾆ(3)(ⅱ)b-③ 海は，想定される重大事故等時において，淡水が枯渇した場合に，代替淡水貯槽又は西側淡水貯水設備へ水を供給するための水源であるとともに，使用済燃料プールの冷却又は注水に使用する設計基準事故
対処設備が機能喪失した場合の代替手段である代替燃料
プール注水系（注水ライン），代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）及び代替燃料プール注水系（可搬型
スプレイノズル）の水源として，また，原子炉建屋放水設備の水源として利用できる設計とする。
＜中略＞
4.7.2 代替水源供給設備＜中略＞
ﾆ(3)(ⅱ)b-③重大事故等の収束に必要な水源である代替淡水貯槽へ淡水を供給するための重大事故等対処設備
として，可搬型代替注水中型ポンプは，代替淡水源である西側淡水貯水設備，淡水タンク（多目的タンク，原水
タンク，ろ過水貯蔵タンク及び純水貯蔵タンク）の淡水を，可搬型代替注水大型ポンプは，淡水タンク（多目的タンク，原水タンク，ろ過水貯蔵タンク及び純水貯蔵タンク）の淡水を代替淡水貯槽へ供給できる設計とする。
また，淡水が枯渇した場合に，重大事故等の収束に必要な水源である代替淡水貯槽へ海水を供給するための重大事故等対処設備として，可搬型代替注水中型ポンプ及
び可搬型代替注水大型ポンプは，海水を代替淡水貯槽へ供給できる設計とする。

【71 条 12】＜中略＞
ﾆ(3)(ⅱ)b-③重大事故等の収束に必要な水源である西側淡水貯水設備へ淡水を供給するための重大事故等対処
設備として，可搬型代替注水大型ポンプは，代替淡水源である代替淡水貯槽，淡水タンク（多目的タンク，原水
タンク，ろ過水貯蔵タンク及び純水貯蔵タンク）の淡水
を西側淡水貯水設備へ供給できる設計とする。

【71 条 13】二-39

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項
また，淡水が枯渇した場合に，重大事故等の収束に必要な水源である西側淡水貯水設備へ海水を供給するための重大事故等対処設備として，可搬型代替注水大型ポン
プは，海水を西側淡水貯水設備へ供給できる設計とす
る。
＜中略＞

整 合 性

備

考

【核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設】（基本設計方針）(2) 可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール
注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイNT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0

また，可搬型代替注水大型ポンプは，空冷式のディー
ゼルエンジンにより駆動できる設計とする。

また，可搬型代替注水大型ポンプは，空冷式のディー
ゼルエンジンにより駆動できる設計とする。燃料は，燃
料給油設備である可搬型設備用軽油タンク及びタンクローリにより補給できる設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・可搬型代替注水大型ポンプ
・代替淡水貯槽（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）・常設スプレイヘッダ
・常設代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）
・可搬型代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）
・代替所内電気設備（10.2 代替電源設備）
・燃料給油設備（10.2 代替電源設備）
本系統の流路として，配管，弁及びホースを重大事故等対処設備として使用する。
その他，設計基準事故対処設備である使用済燃料プー
ルを重大事故等対処設備として使用する。

【69 条 39】

可搬型代替注水大型ポンプは，空冷式のディーゼルエ
ンジンにより駆動できる設計とする。

二-40

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項(c) 可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注
水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料
プールへのスプレイ

工事の計画 該当事項
【核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設】（基本設計方針）
4. 使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備
4.2.2 使用済燃料プールスプレイ

使用済燃料プールからの大量の水の漏えい等により使用済燃料プールの水位が異常に低下した場合に，燃料損傷を緩和するとともに，燃料損傷時には使用済燃料プー
ル内燃料体等の上部全面にスプレイすることによりできる限り環境への放射性物質の放出を低減するための重大事故等対処設備として，可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）は，可搬型代替注水大型ポンプにより，代替淡水貯槽の水をホース等を経由して可搬型スプレイノズルから使用済燃料プール内燃料体等に直接スプレイすることで，燃料損傷を緩和するとともに，環境への放射性物質の放出をできる限り低減できる設計とする。

使用済燃料プールからの大量の水の漏えい等により使用済燃料プールの水位が異常に低下した場合に，燃料損傷を緩和するとともに，燃料損傷時には使用済燃料プー
ル内燃料体等の上部全面にスプレイすることによりできる限り環境への放射性物質の放出を低減するための重大事故等対処設備として，可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用する。
可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水
系（可搬型スプレイノズル）は，可搬型代替注水大型ポ
ンプ，可搬型スプレイノズル，ホース・弁類，計測制御装置等で構成し，可搬型代替注水大型ポンプにより，代替淡水貯槽の水をホース等を経由して可搬型スプレイノ
ズルから使用済燃料プール内燃料体等に直接スプレイすることで，燃料損傷を緩和するとともに，環境への放射性物質の放出をできる限り低減できる設計とする。

使用済燃料プールからの大量の水の漏えい等により使用済燃料プールの水位が異常に低下した場合に，燃料損傷を緩和するとともに，燃料損傷時には使用済燃料プー
ル内燃料体等の上部全面にスプレイすることによりできる限り環境への放射性物質の放出を低減するための重大事故等対処設備のうち使用済燃料プールスプレイ設備として，常設スプレイヘッダ及び可搬型スプレイノズルを使用した代替燃料プール注水系を設ける設計とする。

また，スプレイや蒸気条件下でも臨界にならないよう配慮したラック形状によって，臨界を防止することができる設計とする。

ニ(3)(ⅱ)b-④使用済燃料プール内へのスプレイ量は，試験により確認する。また，使用済燃料プールは，可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）にて，使用済燃料ラック及び燃料体等を冷却し，臨界にならないように配慮したラック形
状及び燃料配置において，いかなる一様な水密度であっても実効増倍率は不確定性を含めて 0.95 以下で臨界を防止できる設計とする。

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0

設置変更許可申請書（本文）(a-3) 可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール
注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済
燃料プールスプレイ

ニ(3)(ⅱ)b-④また，スプレイや蒸気条件下でも臨界にならないよう配慮したラック形状によって，臨界を防止することができる設計とする。

整 合 性

備

考

【69 条 32】

4.2.2.2 可搬型代替大型ポンプによる代替燃料プール注
水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済
燃料プールスプレイ【69 条 42】

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

工 事 の 計 画 の ニ(3)( ⅱ )b- ④ は ， 設 置
変更許可申請書（本文 ） の ニ (3)( ⅱ )b- ④
を具体的に記載しており整合している。

二-41【69 条 43】

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項
【核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設】（基本設計方針）
4.7 水源，代替水源供給設備
4.7.1 重大事故等の収束に必要となる水源
＜中略＞

整 合 性

備

考

ﾆ(3)(ⅱ)b-⑤可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）は，淡水源が枯渇した場合において，重大事故等の収束に必要となる水の供給設備である可搬型代替注水大型ポンプにより海を利用できる設計とする。

可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水
系（可搬型スプレイノズル）は，淡水源が枯渇した場合において，重大事故等の収束に必要となる水の供給設備である可搬型代替注水大型ポンプにより海を利用できる設計とする。

ﾆ(3)(ⅱ)b-⑤ 海は，想定される重大事故等時において，淡水が枯渇した場合に，代替淡水貯槽又は西側淡水貯水設備へ水を供給するための水源であるとともに，使用済燃料プールの冷却又は注水に使用する設計基準事故
対処設備が機能喪失した場合の代替手段である代替燃料
プール注水系（注水ライン），代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）及び代替燃料プール注水系（可搬型
スプレイノズル）の水源として，また，原子炉建屋放水設備の水源として利用できる設計とする。
＜中略＞
4.7.2 代替水源供給設備＜中略＞
ﾆ(3)(ⅱ)b-⑤重大事故等の収束に必要な水源である代替淡水貯槽へ淡水を供給するための重大事故等対処設備
として，可搬型代替注水中型ポンプは，代替淡水源である西側淡水貯水設備，淡水タンク（多目的タンク，原水
タンク，ろ過水貯蔵タンク及び純水貯蔵タンク）の淡水を，可搬型代替注水大型ポンプは，淡水タンク（多目的タンク，原水タンク，ろ過水貯蔵タンク及び純水貯蔵タンク）の淡水を代替淡水貯槽へ供給できる設計とする。
また，淡水が枯渇した場合に，重大事故等の収束に必要な水源である代替淡水貯槽へ海水を供給するための重大事故等対処設備として，可搬型代替注水中型ポンプ及
び可搬型代替注水大型ポンプは，海水を代替淡水貯槽へ供給できる設計とする。

工 事 の 計 画 の ﾆ(3)( ⅱ )b- ⑤ は ， 設 置
変更許可申請書（本文）の ﾆ(3)(ⅱ)b-⑤を具体的に記載しており整合している。

【71 条 11】【71 条 12】＜中略＞
ﾆ(3)(ⅱ)b-⑤重大事故等の収束に必要な水源である西側淡水貯水設備へ淡水を供給するための重大事故等対処
設備として，可搬型代替注水大型ポンプは，代替淡水源である代替淡水貯槽，淡水タンク（多目的タンク，原水
タンク，ろ過水貯蔵タンク及び純水貯蔵タンク）の淡水
を西側淡水貯水設備へ供給できる設計とする。
また，淡水が枯渇した場合に，重大事故等の収束に必要な水源である西側淡水貯水設備へ海水を供給するための重大事故等対処設備として，可搬型代替注水大型ポン
プは，海水を西側淡水貯水設備へ供給できる設計とする。
＜中略＞【71 条 13】二-42

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項
【核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設】（基本設計方針）
4.2.2.2 可搬型代替大型ポンプによる代替燃料プール注
水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済
燃料プールスプレイ＜中略＞

また，可搬型代替注水大型ポンプは，空冷式のディー
ゼルエンジンにより駆動できる設計とする。

また，可搬型代替注水大型ポンプは，空冷式のディー
ゼルエンジンにより駆動できる設計とする。燃料は，燃
料給油設備である可搬型設備用軽油タンク及びタンクローリにより補給できる設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・可搬型代替注水大型ポンプ
・代替淡水貯槽（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）・可搬型スプレイノズル
・燃料給油設備（10.2 代替電源設備）
本系統の流路として，弁及びホースを重大事故等対処
設備として使用する。
その他，設計基準対象施設である使用済燃料プールを
重大事故等対処設備として使用する。

可搬型代替注水大型ポンプは，空冷式のディーゼルエ
ンジンにより駆動できる設計とする。

(b) 大気への放射性物質の拡散抑制(b-1) 原子炉建屋放水設備による大気への放射性物質の拡散抑制

ｂ．大気への放射性物質の拡散抑制(a) 原子炉建屋放水設備による大気への放射性物質の拡散抑制【核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設】（基本設計方針）
4.4 原子炉建屋放水設備
4.4.1 大気への拡散抑制

使用済燃料プールからの大量の水の漏えい等により使用済燃料プールの水位の異常な低下により，使用済燃料
プール内燃料体等の著しい損傷に至った場合において，
燃料損傷時にはできる限り環境への放射性物質の放出を低減するための重大事故等対処設備として，原子炉建屋
放水設備は，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）により海水をホースを経由して放水砲から原子炉建屋へ放水することで，環境への放射性物質の放出を可能な限り低減できる設計とする。

使用済燃料プールからの大量の水の漏えい等により使用済燃料プールの水位の異常な低下により，使用済燃料
プール内燃料体等の著しい損傷に至った場合において，
燃料損傷時にはできる限り環境への放射性物質の放出を低減するための重大事故等対処設備として，原子炉建屋
放水設備を使用する。

使用済燃料プールからの大量の水の漏えい等により使用済燃料プールの水位の異常な低下により，使用済燃料
プール内燃料体等の著しい損傷に至った場合において，
燃料損傷時にはできる限り環境への放射性物質の放出を低減するための重大事故等対処設備として，原子炉建屋
放水設備を設ける設計とする。

【69 条 47】【70 条 1】

原子炉建屋放水設備は，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用），放水砲，ホース等で構成し，可搬型代替注水
大型ポンプ（放水用）により海水をホースを経由して放水砲から原子炉建屋へ放水することで，環境への放射性物質の放出を可能な限り低減できる設計とする。

原子炉建屋放水設備は，可搬型代替注水大型ポンプにより海水を取水し，ホースを経由して放水砲から原子炉建屋へ放水することにより，環境への放射性物質の放出を可能な限り低減できる設計とする。

【69 条 48】【70 条 2】

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0

設置変更許可申請書（本文）

整 合 性

備

考

【69 条 44】

二-43

設置変更許可申請書（本文）
ﾆ(3)(ⅱ)b-⑥ 本系統の詳細については，「リ(3)(ⅱ)
ｅ．発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備」に記載する。

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項
本系統の詳細については，「9.11 発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備」に記載する。

工事の計画 該当事項
ﾆ(3)(ⅱ)b-⑥ 可搬型代替注水大型ポンプ及び放水砲
は，設置場所を任意に設定し，複数の方向から原子炉建屋に向けて放水できる設計とする。

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0

4.4.2 海洋への拡散抑制
ﾆ(3)(ⅱ)b-⑥炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損に至った場合において，発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備として，海洋拡散抑制設備を設ける設計とする。

整 合 性
工 事 の 計 画 の ﾆ(3)( ⅱ )b- ⑥ は ， 設 置
変更許可申請書（本文）の ﾆ(3)(ⅱ)b-⑥を具体的に記載しており整合している。

備考【70 条 2】【70 条 1】

ﾆ(3)(ⅱ)b-⑥海洋への放射性物質の拡散を抑制するための重大事故等対処設備として，海洋拡散抑制設備は，汚濁防止膜等で構成し，汚濁防止膜（可搬型）は，汚染
水が発電所から海洋に流出する 12 箇所（雨水排水路集水
桝 9 箇所及び放水路 3 箇所）に設置できる設計とする。

【70 条 5】ﾆ(3)(ⅱ)b-⑥汚濁防止膜（可搬型）は，海洋への放射性物質の拡散を抑制するため，設置場所に応じた高さ及び幅を有する設計とする。必要数は，各設置場所に必要な幅に対して汚濁防止膜を二重に計 2 本設置することとし，雨水排水路集水桝 9 箇所の設置場所に計 18 本（高さ
約 3 m，幅約 3 m（12 本），高さ約 2 m，幅約 3 m（6 本））及び放水路 3 箇所の設置場所に計 6 本（高さ約 4 m，幅約4 m（6 本））の合計 24 本使用する設計とする。また，予備については，保守点検は目視点検であり，保守点検中でも使用可能であるため，保守点検用は考慮せずに，破れ等の破損時の予備用として各設置場所に対して 2 本の計 24 本を保管することとし，予備を含めた保有数として設置場所 12 箇所分の合計 48 本を保管する。

【70 条 6】二-44

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項(3) 重大事故等時の使用済燃料プールの監視に用いる設
備ａ．使用済燃料プールの監視設備による使用済燃料プールの状態監視工事の計画 該当事項
【核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設】（基本設計方針）
3. 計測装置等

使用済燃料プールの監視設備として，使用済燃料プー
ル水位・温度（ＳＡ広域），使用済燃料プール温度（ＳＡ）ﾆ(3)(ⅱ)c-①及び使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）は，想定される重大事故等
により変動する可能性のある範囲にわたり測定可能な設計とする。
ﾆ(3)(ⅱ)c-①また，使用済燃料プール監視カメラは，想定される重大事故等時の使用済燃料プールの状態を監視できる設計とする。

使用済燃料プールの監視設備として，使用済燃料プー
ル水位・温度（ＳＡ広域），使用済燃料プール温度（ＳＡ），使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）及び使用済燃料プール監視カメラ（使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置を含む）を使用する。
使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域），使用済燃料
プール温度（ＳＡ）及び使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）は，想定される重大事故等により変動する可能性のある範囲にわたり測定可能な設計とする。
また，使用済燃料プール監視カメラは，想定される重大事故等時の使用済燃料プールの状態を監視できる設計とする。

重大事故等時に使用済燃料プールの監視設備として，使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域），使用済燃料プール温度（ＳＡ）を設け，想定される重大事故等により変動する可能性のある範囲にわたり測定可能な設計とする。また，計測結果は中央制御室に表示し，記録及び保存できる設計とする。

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0

設置変更許可申請書（本文）ｃ．重大事故等時の使用済燃料プールの監視に用いる設備(a) 使用済燃料プールの監視設備による使用済燃料プー
ルの状態監視

整 合 性

備

考

工事の計画の「使用済燃料プール放射線モニタ（低レンジ）」及び「使用済燃料プール放射線モニタ（高レンジ）」は，設置変更許可
申請（本文）の「使用済燃プール放射線モニタ（高レンジ・低レン
ジ）」と同一施設であり整合している。

【69 条 51】【73 条 11】＜中略＞

【放射線管理施設】（基本設計方針）
1.1.2 エリアモニタリング設備＜中略＞
重大事故等時に使用済燃料プールの監視設備として，使用済燃料プールエリア放射線モニタ（低レンジ） ﾆ(3)(ⅱ)c-①及び使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ）を設け，想定される重大事故等により変動する可能性のある範囲にわたり測定可能な設計とする。
また，計測結果は中央制御室に表示し，記録及び保存できる設計とする。

【69 条 52】

工 事 の 計 画 の ﾆ(3)( ⅱ )c- ① は ， 設 置
変更許可申請書（本文）の ﾆ(3)(ⅱ)c-①と同義であり整合している。

＜中略＞【69 条 52】

ﾆ(3)(ⅱ)c-①使用済燃料プール監視カメラ（個数 1）は，想定される重大事故等時において赤外線機能により使用済燃料プールの状況が把握できる設計とする。
＜中略＞【69 条 54】【73 条 4】

使用済燃料プール監視カメラの耐環境性向上用のため，使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置（個数 1，容量
L/min 以上）を設ける設計とする。

【核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設】（基本設計方針）
3. 計測装置等＜中略＞
使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域），使用済燃料
プール温度（ＳＡ），使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）及び使用済燃料プール監視カ
メラは，常設代替直流電源設備又は可搬型代替直流電源
設備から給電が可能な設計とする。

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域），使用済燃料
プール温度（ＳＡ），使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）及び使用済燃料プール監視カ
メラは，常設代替直流電源設備又は可搬型代替直流電源
設備から給電が可能な設計とする。

【69 条 53】

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域），使用済燃料
プール温度（ＳＡ）及び使用済燃料プール監視カメラ
は，常設代替直流電源設備又は可搬型代替直流電源設備
から給電が可能な設計とする。

二-45

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項
【放射線管理施設】（基本設計方針）
1.1.2 エリアモニタリング設備

整 合 性

備

考

＜中略＞
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（低レンジ）及
び使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ）
は，常設代替直流電源設備又は可搬型代替直流電源設備
から給電が可能な設計とする。
＜中略＞【69 条 53】【69 条 55】

使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置は，常設代替
交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備から給電が可能な設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）・使用済燃料プール温度（ＳＡ）
・使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・
低レンジ）
・使用済燃料プール監視カメラ（使用済燃料プール監
視カメラ用空冷装置を含む）
・常設代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）
・常設代替直流電源設備（10.2 代替電源設備）
・可搬型代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）
・可搬型代替直流電源設備（10.2 代替電源設備）
・代替所内電気設備（10.2 代替電源設備）
・燃料給油設備（10.2 代替電源設備）

使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置は，常設代替
交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備から給電が可能な設計とする。

ｄ．使用済燃料プールから発生する水蒸気による悪影響を防止するための設備(a) 代替燃料プール冷却系による使用済燃料プール冷却(4) 使用済燃料プールから発生する水蒸気による悪影響を防止するための設備
ａ．代替燃料プール冷却系による使用済燃料プール除熱【核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設】（基本設計方針）
4. 使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備
4.3 代替燃料プール冷却系

使用済燃料プールから発生する水蒸気による悪影響を防止するための重大事故等対処設備として，代替燃料プール冷却系は，使用済燃料プールの水をポンプにより熱交換器等を経由して循環させることで，使用済燃料プー
ルを冷却できる設計とする。

使用済燃料プールから発生する水蒸気による悪影響を防止するための重大事故等対処設備として，代替燃料プール冷却系を使用する。

使用済燃料プールから発生する水蒸気による悪影響を防止するための重大事故等対処設備として，代替燃料プール冷却系を設ける設計とする。

【69 条 56】

代替燃料プール冷却系は，代替燃料プール冷却系ポンプ，代替燃料プール冷却系熱交換器，配管・弁類，計測制御装置等で構成し，使用済燃料プールの水をポンプにより熱交換器等を経由して循環させることで，使用済燃料プールを冷却できる設計とする。

代替燃料プール冷却系は，使用済燃料プールの水を代
替燃料プール冷却系ポンプにより代替燃料プール冷却系
熱交換器等を経由して循環させることで，使用済燃料プールを冷却できる設計とする。

【69 条 57】

代替燃料プール冷却系は，非常用交流電源設備及び原子炉補機冷却系が機能喪失した場合でも，常設代替交流
電源設備及び緊急用海水系を用いて，使用済燃料プールを除熱できる設計とする。

代替燃料プール冷却系は，非常用交流電源設備及び原子炉補機冷却系が機能喪失した場合でも，常設代替交流
電源設備及び緊急用海水系を用いて，使用済燃料プールを除熱できる設計とする。

代替燃料プール冷却系は，非常用交流電源設備及び原子炉補機冷却系が機能喪失した場合でも，常設代替交流
電源設備及び緊急用海水系を用いて，使用済燃料プールを除熱できる設計とする。

【69 条 58】

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0

使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置は，常設代替
交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備から給電が可能な設計とする。

二-46

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

代替燃料プール冷却系は，ﾆ(3)(ⅱ)d-①代替燃料プー
ル冷却系ポンプ，代替燃料プール冷却系熱交換器，配管・弁類，計測制御装置等で構成し，緊急用海水ポンプにより代替燃料プール冷却系熱交換器に海水を送水することで，代替燃料プール冷却系熱交換器で発生した熱を
最終的な熱の逃がし場である海へ輸送できる設計とする。

代替燃料プール冷却系は，代替燃料プール冷却系ポンプ，代替燃料プール冷却系熱交換器，配管・弁類，計測制御装置等で構成し，緊急用海水ポンプにより代替燃料
プール冷却系熱交換器に海水を送水することで，代替燃
料プール冷却系熱交換器で発生した熱を最終的な熱の逃がし場である海へ輸送できる設計とする。

代替燃料プール冷却系は，緊急用海水ポンプにより代替燃料プール冷却系熱交換器に海水を送水することで，代替燃料プール冷却系熱交換器で発生した熱を最終的な熱の逃がし場である海へ輸送できる設計とする。

工 事 の 計 画 の ﾆ(3)( ⅱ )d- ① は ， 設 置
変更許可申請書（本文）の ﾆ(3)(ⅱ)d-①と同義であり整合している。

【69 条 59】

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0

主要な設備は，以下のとおりとする。
・代替燃料プール冷却系ポンプ
・代替燃料プール冷却系熱交換器
・緊急用海水ポンプ
・緊急用海水系ストレーナ・常設代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）
・代替所内電気設備（10.2 代替電源設備）
・燃料給油設備（10.2 代替電源設備）
代替燃料プール冷却系の流路として，配管，弁，スキマサージタンク及びディフューザを重大事故等対処設備として使用する。

【核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設】（基本設計方針）
4. 使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備
4.3 代替燃料プール冷却系＜中略＞
代替燃料プール冷却系は，ﾆ(3)(ⅱ)d-①使用済燃料プールの水を代替燃料プール冷却系ポンプにより代替燃料
プール冷却系熱交換器等を経由して循環させることで，使用済燃料プールを冷却できる設計とする。

【69 条 57】

緊急用海水系の流路として，緊急用海水系の配管，弁を重大事故等対処設備として使用する。
その他，設計基準対象施設である使用済燃料プールを
重大事故等対処設備として使用する。
使用済燃料プールについては，「4.1 燃料体等の取扱設備及び貯蔵設備」に記載する。
緊急用海水ポンプについては，「5.10 最終ヒートシン
クへ熱を輸送するための設備」に記載する。

常設代替交流電源設備については，「ヌ(2)(ⅳ) 代替電源設備」に記載する。

常設代替交流電源設備については，「10.2 代替電源設
備」に記載する。

考「常設代替交流電源設
備 」 に つ い て は ，「 ヌ(2)(ⅳ) 代 替 電 源 設備」に示す。

二-47

設置変更許可申請書（本文）［常設重大事故等対処設備］
代替燃料プール注水系

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項
第4.3－1表 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備の主要機器仕様

常設低圧代替注水系ポンプ
ﾆ(3)(ⅱ)-⑥（「ホ(3)(ⅱ)ｂ．(c) 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備」
他と兼用）(1) 代替燃料プール注水系
ａ．常設低圧代替注水系ポンプ
第 5.9－1 表 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備の主要機器仕様に記載する。

常設スプレイヘッダ
ﾆ(3)(ⅱ)-⑦個数

ｅ．常設スプレイヘッダ
個
数
1

ﾆ(3)(ⅱ)-⑥

整 合 性

備

工 事 の 計 画 の ﾆ(3)(ⅱ)-⑥ は，設置変更許可申請書（本文）の ﾆ (3)( ⅱ )- ⑥ と 同 義であり整合している。

工事の計画の「スプレイヘッダ」は，設置変更許可申請書（本文）の「常設スプレイヘッダ」と同一施設であり整合している。

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0

1

工事の計画 該当事項
【核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設】（要目表）

工 事 の 計 画 の ﾆ(3)(ⅱ)-⑦ は，設置変更許可申請書（本文）の ﾆ (3)( ⅱ )- ⑦ と 同 義であり整合している。

【核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設】（要目表）

ﾆ(3)(ⅱ)-⑦

二-48

考設置変更許可申請書（本文）
使用済燃料プール監視設備
使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）
ﾆ(3)(ⅱ)-⑧ （「ヘ 計測制御系統施設の構造及び設備」と兼用）
個数
1

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項(3) 使用済燃料プール監視設備
ａ．使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）
兼用する設備は，以下のとおり。
・計装設備（重大事故等対処設備）個数
水位：1
温度：1（検出点2箇所）
計測範囲
水位：EL.35,077mm～46,577mm
温度：0℃～120℃

工事の計画 該当事項
【核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設】
（要目表）

整 合 性

備

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0

整合性「使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）」は，設置変更許可申請書（本文）におけるﾆ(3)(ⅱ)-⑧を工事の計画の「核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設」のうち「使用済燃料貯蔵設備」の「使用済燃料貯蔵槽の温度，水位及び漏えいを監視する装置」に整理しており整合している。

使用済燃料プール温度（ＳＡ）
ﾆ(3)(ⅱ)-⑨ （「ヘ 計測制御系統施設の構造及び設備」と兼用）
個数
1ｂ．使用済燃料プール温度（ＳＡ）
兼用する設備は，以下のとおり。
・計装設備（重大事故等対処設備）個数
1（検出点8箇所）
計測範囲
0℃～120℃【核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設】
（要目表）

整合性
「使用済燃料プール温度（ＳＡ）」は，設置変更許可申請書（本文）におけるﾆ(3)(ⅱ)-⑨を工事の計画の「核燃料物質の取扱施設
及び貯蔵施設」のうち「使用済燃料貯蔵設備」の「使用済燃料貯蔵
槽の温度，水位及び漏えいを監視する装置」に整理しており整合し
ている。

二-49

考

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0

設置変更許可申請書（本文）
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レ
ンジ）ﾆ(3)(ⅱ)-⑩（「チ(1)(ⅲ) 放射線監視設備」他と兼用）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項
ｃ．使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・
低レンジ）
第8.1－2表 放射線管理設備（重大事故等時）の主要機
器仕様に記載する。

工事の計画 該当事項
【放射線管理施設】
（要目表）

整 合 性

備

整合性
「使用済燃料プール放射線モニタ（低レンジ）」及び「使用済燃料プール放射線モニタ（高レンジ）」は，設置変更許可申請書（本文）におけるﾆ(3)(ⅱ)-⑩を工事の計画の「放射線管理施設」のうち「放射線管理用計測装置」の「エリアモニタリング設備」に整理しており整合している。
工事の計画の「使用済燃料プール放射線モニタ（低レンジ）」及び「使用済燃料プール
放射線モニタ（高レンジ）」は，設置変更許可申請（本文）の「使用済燃プール放射線
モニタ（高レンジ・低レンジ）」と同一施設であり整合している。

二-50

考

設置変更許可申請書（本文）
使用済燃料プール監視カメラ（使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置ﾆ(3)(ⅱ)-⑪を含む）
ﾆ(3)(ⅱ)-⑫（「ヘ 計測制御系統施設の構造及び設備」と兼用）
ﾆ(3)(ⅱ)-⑪種
類
赤外線カメラ個数
1

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項
ｄ．使用済燃料プール監視カメラ（使用済燃料プール監
視カメラ用空冷装置を含む）
兼用する設備は，以下のとおり。
・計装設備（重大事故等対処設備）個数
1工事の計画 該当事項
【核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設】（基本設計方針）
3. 計測装置等
使用済燃料プール監視カメラ（個数 1）は，想定される重大事故等時においてﾆ(3)(ⅱ)-⑪赤外線機能により使用済燃料プールの状況が把握できる設計とする。
＜中略＞

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0

使用済燃料プール監視カメラの耐環境性向上用のため，使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置（個数 1，容量 500 L/min 以上）をﾆ(3)(ⅱ)-⑪設ける設計とする。
＜中略＞

代替燃料プール冷却系
代替燃料プール冷却系ポンプ
台
数
容
量
全 揚 程

1
約 124m３／h
約 40m

整 合 性
工 事 の 計 画 の ﾆ(3)(ⅱ)-⑪ は，設置変更許可申請書（本文）の ﾆ (3)( ⅱ )- ⑪ と 同 義であり整合している。

(4) 代替燃料プール冷却系
ａ．代替燃料プール冷却系ポンプ
台
数
1
容
量
約124m３／h
全 揚 程
約40m

「使用済燃料プール監視カメラ」及び「使用済燃料プール監視カメ
ラ用空冷装置」は，設
置変更許可申請書（本文 ） に お け る ﾆ(3)(ⅱ)-⑫ を工事の計
画の「核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設」のうち「基本設計方針」に整理しており整合している。

【核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設】
（要目表）

二-51

備

考

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項
ｂ．代替燃料プール冷却系熱交換器
基
数
1
伝熱容量
約2.31MW

工事の計画 該当事項
【核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設】
（要目表）

整 合 性

備

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0

設置変更許可申請書（本文）
代替燃料プール冷却系熱交換器
基
数
1
伝熱容量
約 2.31MW二-52

考NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0

設置変更許可申請書（本文）
緊急用海水系
緊急用海水ポンプﾆ(3)(ⅱ)-⑫（「ホ(4)(ⅵ) 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備」他と兼用）設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項(5) 緊急用海水系
ａ．緊急用海水ポンプ
第5.10－1表 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備の主要機器仕様に記載する。

工事の計画 該当事項
【原子炉冷却系統施設】
（要目表）

整 合 性
「緊急用海水ポンプ」
は，設置変更許可申請書（本文）における ﾆ(3)(ⅱ)-⑫ を工事の計画の「原子炉冷却系統施設」のうち「原子炉補機冷却設備」に整理しており整合している。

緊急用海水系ストレーナ
ﾆ(3)(ⅱ)-⑬（「ホ(4)(ⅵ) 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備」他と兼用）

ｂ．緊急用海水系ストレーナ
第5.10－1表 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備の主要機器仕様に記載する。

【原子炉冷却系統施設】（要目表）「緊急用海水系ストレーナ」は，設置変更許可申請書（本文）におけ る ﾆ (3)( ⅱ )- ⑬ を 工事の計画の「原子炉冷却系統施設」のうち「原子炉補機冷却設備」に整理しており整合している。

二-53

備考NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0

設置変更許可申請書（本文）［可搬型重大事故等対処設備］
代替燃料プール注水系
可搬型代替注水中型ポンプ
ﾆ(3)(ⅱ)-⑭（「ホ(3)(ⅱ)ｂ．(c) 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備」，「リ(3)(ⅱ)ａ．原子炉格納容器内の冷却等のための設備」，「リ(3)(ⅱ)ｂ．原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備」，「リ(3)(ⅱ)ｃ．原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備」及び「リ(3)(ⅱ)ｆ．重大事故等の収束に必要となる水の供給設備」と兼用）設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項
ｂ．可搬型代替注水中型ポンプ兼用する設備は,以下のとおり。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・原子炉格納容器内の冷却等のための設備
・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設
備・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備

台
数
容
量
全 揚 程

台
容
全

4（予備 1）
約 210m３／h（1 台当たり）
約 100m

揚数量
程

4（予備 1）
約 210m３／h（1 台当たり）
約100m（本文十号）(2) 有効性評価(ⅱ) 評価条件
ｄ．使用済燃料プールにおける重大事故に至るおそれがある
事故(a) 想定事故１(a-6)可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水は，可搬型代替注水中型ポンプ 2 台を使用するものとし，50m３／h の流量で注水する。

工事の計画 該当事項
【原子炉冷却系統施設】
（要目表）

整 合 性
「可搬型代替注水中型ポンプ」は，設置変更
許可申請書（本文）にお け る ﾆ (3)( ⅱ )- ⑭ を工事の計画の主たる登録として「原子炉冷却系統施設」のうち「非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備」に整理しており整合している。
工 事 の 計 画 の ﾆ(3)(ⅱ)-⑭ は，設置変更許可申請書（本文）の ﾆ (3)( ⅱ )- ⑭ と 同 義であり整合している。

（本文十号）(2) 有効性評価(ⅱ) 評価条件
ｄ．使用済燃料プールにおける重大事故に至るおそれがある
事故(b) 想定事故２(a-8)可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水は，可搬型代替注水中型ポンプ 2 台を用いるものとし，50m３／
h の流量で注水する。

設置変更許可申請書では，可搬型代替注水中型ポンプ 2 台の容量に対して，使用済燃料プールへの注水を小さくすることで，保守的な結果としている。
そのため，工事の計画で使用している可搬型代替注水中型ポンプの容量は，設置変更許可申請書（本文十号）で使用している解析条件に包絡され
る。

二-54

備

考

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0

ﾆ(3)(ⅱ)-⑭

二-55

考設置変更許可申請書（本文）
可搬型代替注水大型ポンプ
ﾆ(3)(ⅱ)-⑮（「ホ(3)(ⅱ)ｂ．(c) 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備」，「リ(3)(ⅱ)ａ．原子炉格納容器内の冷却等のための設備」，「リ(3)(ⅱ)ｂ．原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備」，「リ(3)(ⅱ)ｃ．原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備」及び「リ(3)(ⅱ)ｆ．重大事故等の収束に必要となる水の供給設備」と兼用）工事の計画 該当事項
【原子炉冷却系統施設】
（要目表）

整 合 性
「可搬型代替注水大型ポンプ」は，設置変更
許可申請書（本文）にお け る ﾆ (3)( ⅱ )- ⑮ を工事の計画の主たる登録として「原子炉冷却系統施設」のうち「非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備」に整理しており整合している。
工 事 の 計 画 の ﾆ(3)(ⅱ)-⑮ は，設置変更許可申請書（本文）の ﾆ (3)( ⅱ )- ⑮ と 同 義であり整合している。
工 事 の 計 画 の ﾆ(3)(ⅱ)-⑯ は，設置変更許可申請書（本文）の ﾆ (3)( ⅱ )- ⑯ を 含 んでおり整合している。

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0

ﾆ(3)(ⅱ)-⑯台
数
2（予備 1※）
容量
約 1,320m３／h（1 台当たり）
全 揚 程
約 140m※「可搬型代替注水大型ポンプ」及び「可搬型代替注水
大型ポンプ（放水用）」は同型設備であり，「可搬型代替
注水大型ポンプ」の予備 1 台と「可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）」の予備 1 台の計 2 台は共用する。

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項
ｃ．可搬型代替注水大型ポンプ兼用する設備は,以下のとおり。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・原子炉格納容器内の冷却等のための設備
・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備
・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
台
数
2（予備 1※）
容量
約 1,320m３／h（1 台当たり）
全揚程
約 140m※「可搬型代替注水大型ポンプ」及び「可搬型代替注水
大型ポンプ（放水用）」は同型設備であり，「可搬型代替
注水大型ポンプ」の予備1台と「可搬型代替注水大型ポン
プ（放水用）」の予備1台の計2台は共用とする。

ﾆ(3)(ⅱ)-⑯

二-56

備

考

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0

ﾆ(3)(ⅱ)-⑮

二-57

考設置変更許可申請書（本文）
原子炉建屋放水設備
可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）
ﾆ(3)(ⅱ)-⑯（「リ(3)(ⅱ)ｅ．発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備」他と兼用）設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項(2) 原子炉建屋放水設備
ａ．可搬型代替注水大型ポンプ
第9.11－1表 発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備の主要機器仕様に記載する。

工事の計画 該当事項
【核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設】（要目表）

ﾆ(3)(ⅱ)-⑯

放水砲
ﾆ(3)(ⅱ)-⑰（「リ(3)(ⅱ)ｅ．発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備」他と兼用）

ｂ．放水砲
第9.11－1表 発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備の主要機器仕様に記載する。

【核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設】（要目表）

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R0

ﾆ(3)(ⅱ)-⑰

代替燃料プール注水系
可搬型スプレイノズル個
数6（予備 1）ｄ．可搬型スプレイノズル個
数6（予備 1）

整 合 性「可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）」は，
設置変更許可申請書（本文）におけるﾆ(3)(ⅱ)-⑯を工事の計画の主たる登録として「原子炉冷却系統施設」のうち「非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備」に整理しており整合している。

工 事 の 計 画 の ﾆ(3)(ⅱ)-⑰ は，設置変更許可申請書（本文）の ﾆ (3)( ⅱ )- ⑰ と 同 義であり整合している。

【核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設】
（要目表）

二-58

備

考