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柏崎刈羽原子力発電所6号及び7号炉審査資料
資料番号
KK67-0074 改42
提出年月日
平成29年1月27日

柏崎刈羽原子力発電所 6号及び7号炉重大事故等対処設備について（補足説明資料）

平成29年1月
東京電力ホールディングス株式会社

目次

39 条
39-1 重大事故等対処設備の分類
39-2 設計用地震力39-3 重大事故等対処施設の基本構造等に基づく既往の耐震評価手法の適用性と評
価方針について39-4 重大事故等対処施設の耐震設計における重大事故と地震の組合せについて

41 条
41-1 重大事故等対処施設における火災防護に係る基準規則等への適合性について
41-2 火災による損傷の防止を行う重大事故等対処施設の分類について
41-3 火災による損傷の防止と行う重大事故等対処施設に係る火災区域・火災区画の設定について41-4 重大事故等対処施設が設置される火災区域・火災区画の火災感知設備について
41-5 重大事故等対処施設が設置される火災区域・火災区画の消火設備について
41-6 重大事故等対処施設が設置される火災区域・火災区画の火災防護対策について

共通
共-1
共-2
共-3
共-4
共-5
共-6
共-7
共-8

重大事故等対処設備の設備分類及び選定について
類型化区分及び適合内容
重大事故対処設備の環境条件について
可搬型重大事故等対処設備の必要数，予備数及び保有数について
可搬型重大事故等対処設備の接続口の兼用状況について
重大事故等対処設備の外部事象に対する防護方針について
重大事故等対処設備の内部火災に対する防護方針について
重大事故等対処設備の内部溢水に対する防護方針について

44 条
44-1
44-2
44-3
44-4
44-5
44-6
44-7
44-8
44-9

SA 設備基準適合性 一覧表
単線結線図
配置図
系統図
試験及び検査容量設定根拠その他設備
ATWS 緩和設備についてATWS 緩和設備に関する健全性について

目次-1

44-10 各号炉の弁名称及び弁番号

45 条
45-1
45-2
45-3
45-4
45-5
45-6
45-7
45-8
45-9

SA 設備基準適合性 一覧表
単線結線図
配置図
系統図
試験及び検査容量設定根拠その他の原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備について原子炉隔離時冷却系蒸気加減弁（HO 弁）に関する説明書
各号炉の弁名称及び弁番号

46 条
46-1 SA 設備基準適合性 一覧表
46-2 単線結線図
46-3 配置図
46-4 系統図
46-5 試験及び検査
46-6 容量設定根拠46-7 接続図
46-8 保管場所図46-9 アクセスルート図
46-10 その他の設備
46-11 代替自動減圧機能について
46-12 代替自動減圧機能に関する健全性について

47 条
47-1 SA 設備基準適合性
47-2 単線結線図
47-3 配置図
47-4 系統図
47-5 試験及び検査
47-6 容量設定根拠
47-7 接続図
47-8 保管場所図47-9 アクセスルート図
47-10 その他設備

一覧表

目次-2

47-11 各号炉の弁名称及び弁番号

48 条
48-1 SA 設備基準適合性 一覧表
48-2 単線結線図
48-3 計測制御系統図
48-4 配置図
48-5 系統図
48-6 試験及び検査
48-7 容量設定根拠
48-8 接続図
48-9 保管場所図48-10 アクセスルート図
48-11 その他の設備
48-12 各号炉の弁名称及び弁番号

49 条
49-1
49-2
49-3
49-4
49-5
49-6
49-7
49-8

SA 設備基準適合性 一覧表
単線結線図
配置図
系統図
試験及び検査容量設定根拠その他設備
各号炉の弁名称及び弁番号

50 条
50-1 SA 設備基準適合性 一覧表
50-2 単線結線図
50-3 計測制御系統図
50-4 配置図50-5 系統図
50-6 試験及び検査
50-7 容量設定根拠50-8 接続図
50-9 保管場所図50-10 アクセスルート図
50-11 その他設備
50-12 各号炉の弁名称及び弁番号

目次-3

51 条
51-1 SA 設備基準適合性 一覧表
51-2 単線結線図
51-3 配置図
51-4 系統図
51-5 試験及び検査
51-6 容量設定根拠
51-7 接続図
51-8 保管場所図
51-9 アクセスルート図
51-10 その他設備
51-11 各号炉の弁名称及び弁番号

52 条
52-1
52-2
52-3
52-4
52-5
52-6
52-7
52-8

SA 設備基準適合性 一覧表
単線結線図
配置図
系統図
試験及び検査容量設定根拠計装設備の測定原理
水素及び酸素発生時の対応について

53 条
53-1
53-2
53-3
53-4
53-5
53-6
53-7

SA 設備基準適合性
単線結線図
配置図
系統図
試験及び検査容量設定根拠
その他設備

一覧表

54 条
54-1
54-2
54-3
54-4

SA 設備基準適合性
単線結線図
配置図
系統図

一覧表

目次-4

54-5 試験及び検査
54-6 容量設定根拠54-7 接続図
54-8 保管場所
54-9 アクセスルート図
54-10 その他の燃料プール代替注水設備について
54-11 使用済燃料プール監視設備
54-12 使用済燃料プールサイフォンブレーク孔の健全性について
54-13 使用済燃料プール水沸騰・喪失時の未臨界性評価
54-14 燃料プール冷却浄化系の位置づけについて
54-15 各号炉の弁名称及び弁番号

55 条
55-1
55-2
55-3
55-4
55-5
55-6
55-7
55-8

SA 設備基準適合性
配置図
系統図
試験及び検査容量設定根拠接続図
アクセスルート図
その他設備

一覧表

56 条
56-1 SA 設備基準適合性 一覧表56-2 配置図56-3 系統図
56-4 試験及び検査
56-5 容量設定根拠56-6 接続図56-7 保管場所図56-8 アクセスルート図
56-9 その他設備
56-10 各号炉の弁名称及び弁番号

57 条
57-1
57-2
57-3
57-4

SA 設備基準適合性
配置図
系統図
試験及び検査一覧表

目次-5

57-5 容量設定根拠57-6 アクセスルート図
57-7 設計基準事故対処設備と重大事故等対処設備のバウンダリ系統図
57-8 電源車接続に関する説明書
57-9 代替電源設備について
57-10 全交流動力電源喪失対策設備について（直流電源設備について）
57-11 燃料補給に関する補足説明資料
57-12 洞道内電路について

58 条
58-1 SA 設備基準適合性 一覧表
58-2 単線結線図
58-3 配置図
58-4 系統図
58-5 試験及び検査
58-6 容量設定根拠58-7 アクセスルート図
58-8 主要パラメータの代替パラメータによる推定方法について
58-9 可搬型計測器について
58-10 主要パラメータの耐環境性について
58-11 パラメータの抽出について

59 条
59-1 SA 設備基準適合性一覧
59-2 単線結線図
59-3 配置図
59-4 系統図
59-5 試験及び検査性59-6 容量設定根拠59-7 保管場所図59-8 アクセスルート図
59-9 その他設備
59-10 原子炉制御室について（被ばく評価除く）
59-11 原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価について

60 条
60-1 SA 設備基準適合性一覧表
60-2 単線結線図
60-3 配置図

目次-6

60-4
60-5
60-6
60-7
60-8

試験及び検査容量設定根拠保管場所図アクセスルート図
監視測定設備について

61 条
61-1 SA 設備基準適合性 一覧表
61-2 単線結線図
61-3 配置図
61-4 系統図
61-5 試験及び検査性61-6 容量設定根拠
61-7 保管場所図61-8 アクセスルート図
61-9 緊急時対策所について（被ばく評価除く）
61-10 緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価について

62 条
62-1
62-2
62-3
62-4
62-5
62-6
62-7
62-8
62-9

SA 設備基準適合性 一覧表
単線結線図
配置図
系統図
試験及び検査容量設定根拠アクセスルート図
設備操作及び切替に関する説明書
その他設備
下線部：今回ご提出資料

目次-7

共-2 類型化区分及び適合内容

■設置許可基準規則

第 43 条 第 1 項

第1号

重大事故等時の環境条件における健全性について
1.

概要
重大事故等対処設備の基準適合性を確認するにあたり，設置許可基準規則により要求されている項目のうち，重大事故等時の環境条件における健全性を確保するための区分及び設計方針について整理した。

(1)

基本設計方針重大事故等対処設備は，想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重及びその他の使用条件において，その機能が有効に発揮できるよう，その設置（使用）,保管場所に応じた耐環境性を有する設計とするとともに，操作が可能な設計とする。
重大事故等発生時の環境条件については，重大事故等時における温度（環境温度①，使用温度⑥）, 放射
線③，荷重⑥に加えて，その他の使用条件として，環境圧力①，湿度による影響①，屋外の天候による影響②，
重大事故等時に海水を通水する系統への影響④，電磁波による影響⑤及び周辺機器等からの悪影響⑦を考慮する。荷重⑥としては，重大事故等が発生した場合における機械的荷重に加えて，環境圧力，温度及び自然現象（地震，風（台風），積雪の影響）による荷重を考慮する。なお，自然現象の選定に当たっては，網羅的に抽出するために，発電所敷地及びその周辺での発生実績の有無に関わらず，国内外の基準や文献等に基づき事象を収集した洪水，風（台風），竜巻，凍結，降水，積雪，落雷，地滑り，火山の影響，生物学的事象，森林火災等の事象を考慮する。これらの事象のうち，重大事故等時における発電所敷地及びその周辺での発生の可能性，重大事故等対処設備への影響度，事象進展速度や事象進展に対する時間余裕の観点から，重大事故等時に重大事故対処設備に影響を与えるおそれがある事象として，地震，風（台風），積雪を考慮する。自然現象による荷重の組合せについては，地震，風（台風）及び積雪の影響を考慮する。
これらの環境条件のうち,重大事故等時における環境温度①，環境圧力①，湿度による影響①，屋外の天候による影響②，重大事故等時の放射線による影響③及び荷重⑥に対しては，重大事故等対処設備を設置（使用）・保管する場所に応じて，以下の設備分類毎に必要な機能を有効に発揮できる設計とする。
原子炉格納容器内の重大事故等対処設備は，重大事故等時の原子炉格納容器内の環境条件を考慮した設計とする。操作は中央制御室から可能な設計とする。また,地震による荷重を考慮して，機能を損なわない設計とする。
原子炉建屋二次格納施設内及びその他の建屋内の重大事故等対処設備は，重大事故等時におけるそれぞれの場所の環境条件を考慮した設計とする。また,地震による荷重を考慮して，機能を損なわない設計とするとともに,可搬型重大事故等対処設備は，必要により当該設備の落下防止，転倒防止，固縛の措置をとる。
操作は，中央制御室, 異なる区画（フロア）若しくは離れた場所又は設置場所で可能な設計とする。
屋外及び建屋屋上の重大事故等対処設備は,重大事故時における屋外の環境条件を考慮した設計とする。
操作は，離れた場所又は設置箇所から可能な設計とする。また，地震，風（台風），積雪の影響による荷重を考慮し，機能を損なわない設計とするとともに，可搬型重大事故等対処設備については，必要により当該設備の転倒防止，固縛の措置をとる。
海水を通水する系統への影響④に対しては，常時海水を通水する，海に設置する又は海で使用する重大事故等対処設備は耐腐食性材料を使用する。常時海水を通水するコンクリート構造物については，腐食を考慮した設計とする。使用時に海水を通水する重大事故等対処設備は，海水の影響を考慮した設計とする。
原則，淡水を通水するが，海水も通水する可能性のある重大事故等対処設備は，可能な限り淡水を優先し，海水通水を短期間とすることで，設備への海水影響を考慮する。また，海から直接取水する際の異物の流入防止を考慮した設計とする。
電磁波による影響に対しては，重大事故等対処設備は，重大事故等が発生した場合においても電磁波により，その機能が損なわない設計とする。
重大事故等対処設備は，事故対応のために配置・配備している自主対策設備を含む周辺機器等からの悪影響⑥により機能を損なうことのない設計とする。周辺機器等からの悪影響としては，地震，火災，溢水に共 2−1

よる波及的影響を考慮する。溢水に対しては，重大事故等対処設備は，想定される溢水によりその機能を喪失しないように，重大事故等対処設備の設置区画（フロア）の止水対策等を実施する。地震による荷重を含む耐震設計については，「2.1.2

耐震設計の基本方針」に，火災防護については，
「2.2

火災による

損傷の防止」に示す。
(2) 類型化の考え方
a.

考慮事項①重大事故等時における環境温度，環境圧力，湿度による影響②屋外の天候による影響③重大事故等時の放射線による影響④重大事故等時に海水を通水する系統への影響⑤電磁波による影響⑥荷重（重大事故等が発生した場合における圧力，温度，機械的荷重及び地震，風（台風），積雪による荷重）⑦周辺機器等からの影響

b.

類型化
・①〜③の項目については，Ａ:原子炉格納容器内，Ｂ：二次格納施設内，Ｃ：原子炉建屋の二次格
納施設外及びその他の建屋内，Ｄ:屋外に分類するとともに，原子炉格納容器内及び原子炉建屋二次格納施設外については，重大事故等時における環境条件を考慮したものとする。
・④海水を通水する系統については，Ⅰ：通常時に海水を通水する系統，Ⅱ：淡水又は海水から選択できる系統で分類する。
・⑤，⑥, ⑦は共通事項であるため分類しない。

原子炉格納容器内設備

その機能を期待される重大事故等時の最大のものA

二次格納施設内設備

その機能を期待される重大事故等時の最大のものＢ① 環境温度・環境圧力・湿度② 屋外の天候による影響③ 放射線による影響
重大事故等
時の環境条
件において
も必要な機
能を有効に
発揮する

その他建屋内設備

Ｃ屋外

Ｄ

系統毎に考慮

する④海水を通水する系統
への影響
しない

⑤ 電磁波による影響⑥ 荷重⑦周辺機器からの悪影響

共 2−2

海水を通水又は海で使用
淡水だけでなく
海水も使用

Ⅰ
Ⅱ
対象外

・類型化区分と考慮事項の対応
区分

原子炉格納容器内

二次格納施設内

その他建屋内

屋外

設備

Ａ

Ｂ

Ｃ

Ｄ

①-③

◯

◯

◯

◯

④

×

◯

区分

Ⅰ （海水を通水する系統）

Ⅱ（淡水又は海水から選択して使用する系統）

対象外（海水を通水しない系統）

設備

◯

◯

×
◯：考慮必要×：考慮不要・重大事故等による環境温度，環境圧力，温度の影響範囲
運転中の原子炉における重大事故に至る恐れがある事故
事故シーケンスグループ

温度

湿度

圧力

放射線

影響範囲
・格納容器内・二次格納施設内
・格納容器内・二次格納施設内
・格納容器内・二次格納施設内
・格納容器内・二次格納施設内

高圧・低圧注水機能喪失

◯

◯

◯

◯

高圧注水・減圧機能喪失

◯

◯

◯

◯

全交流動力電源喪失

◯

◯

◯

◯

崩壊熱除去機能喪失

◯

◯

◯

◯

原子炉停止機能喪失

◯

◯

◯

◯

・格納容器内ＬＯＣＡ時注水機能喪失

◯

◯

◯

◯

・格納容器内・二次格納施設内

格納容器バイパス（ＩＳ-ＬＯＣＡ）

◯

◯

◯

◯

・二次格納施設内

格納容器破損モード

温度

湿度

圧力

放射線

◯

◯

◯

◯

◯

◯

◯

◯

◯

◯

◯

◯

水素燃焼

◯

◯

◯

◯

格納容器直接接触（シェルアタック）

×

×

×

×

−

◯

・格納容器内・二次格納施設内

備考※※

運転中の原子炉における重大事故

雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）
高圧溶融物放出／格納容器雰囲気
直接加熱
原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用

溶融炉心・コンクリート相互作用

◯

◯

◯

影響範囲
・格納容器内・二次格納施設内
・その他建屋内(放射線)・屋外(放射線)
・格納容器内・二次格納施設内
・格納容器内・二次格納施設内
・格納容器内・二次格納施設内

備考※

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
事故シーケンスグループ

温度

湿度

圧力

放射線

影響範囲

備考

想定事故１

◯

◯

◯

◯

・二次格納施設内

※

想定事故２

◯

◯

◯

◯

・二次格納施設内※

運転停止中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故
事故シーケンスグループ

温度

湿度

圧力

放射線

影響範囲

崩壊熱除去機能喪失

◯

◯

◯

◯

・格納容器内全交流電源喪失

◯

◯

◯

◯

・格納容器内備考※

原子炉冷却材流出

◯

◯

◯

◯

・格納容器内・二次格納施設内

反応度誤投入

×

×

×

×

−
◯：環境条件を確認する必要がある対象
対象機器の機能を期待する各事故シーケンスの環境条件を確認し，適切に設定
×：影響なし，又は評価不要−：該当なし※ 使用済燃料プール冷却機能喪失による影響考慮

共 2−3

2.

設計方針について【要求事項：想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重その他の使用条件において，重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮するものであること。
】
各区分における設計方針について，以下の表にまとめた。
(1) ①環境温度・圧力・湿度，②屋外の天候による影響，③放射線による影響（被ばく／機器）
設備分類

Ａ 格納容器内設備

Ｂ 二次格納施設内

原子炉建屋の二次格
Ｃ 納施設外及びその他
の建屋内

Ｄ 屋外

関連資料

設計方針
・原子炉格納容器内の重大事故等対処設備は，その機能を期待される重大事故等時の原子炉格納容
器内の環境条件を考慮した設計とする。
・中央制御室から操作可能な設計とする。
・地震による荷重を考慮し，機能を損なうことのない設計とする。
・二次格納施設内の重大事故等対処設備は，その機能を期待される重大事故等時における二次格納施設内の環境条件を考慮した設計とする。
・使用済燃料プール冷却機能喪失時の二次格納施
設内において，使用済燃料プール水の温度上昇
及び蒸発の影響を考慮する。
・中央制御室, 異なる区画若しくは離れた場所又は設置場所から操作可能な設計とする。
・地震による荷重を考慮し，機能を損なうことのない設計とする。
・重大事故等対処設備は，重大事故等時におけるそれぞれの場所（原子炉建屋の二次格納施設外，タービン建屋内，廃棄物処理建屋内，フィルターベ
ント地下ピット，中央制御室内及び緊急時対策所内）の環境条件を考慮した設計とする。
・中央制御室, 異なる区画若しくは離れた場所又は設置場所から操作可能な設計とする。
・地震による荷重を考慮し，機能を損なうことのない設計とするとともに，可搬型重大事故等対処設
備については，必要により当該設備の落下防止，転倒防止，固縛の措置をとる。
・屋外の重大事故等対処設備は，重大事故等時における屋外の環境条件を考慮した設計とする。
・離れた場所又は設置場所から操作可能な設計とする。
・地震，風（台風），積雪，の影響による荷重を考
慮し，機能を損なうことのない設計とするとともに，可搬型重大事故等対処設備については，必要により当該設備の転倒防止，固縛の措置をとる。
・降水及び凍結により機能を損なうことのないよう防水対策及び凍結対策を行える設計とする。

備考

配置図
接続図
保管場所図
健全性説明書
強度計算書
耐震計算書※個別条文で記載する事項を下波部で示す

共 2−4

(2) ④海水を通水する系統への影響
設備分類

設計方針

設計方針

関連資料

備考

・常時海水を通水，海に設置する又は海で使用する重大事故
海水を通水
Ⅰ

又は海で使
用

等対処設備は耐腐食性材料を使用する。常時海水を通水す
るコンクリート構造物については，腐食を考慮した設計とする。使用時に海水を通水する重大事故等対処設備は，海水の影響を考慮した設計とする。また，海から直接取水する際の異物の流入防止を考慮した設計とする。
・淡水だけでなく海水も使用する（常時海水を通水しない）

Ⅱ

淡水だけで

機器は,海水影響を考慮する。具体的には，可能な限り淡なく海水も水源を優先し，海水通水は短期間とすることで，設備への使用影響を考慮する。

系統図
健全性説明書・海から直接取水する際の異物の流入防止を考慮する。
対象外

海水を通水
しない

・海水を通水しないため設計上の考慮は必要ない。（海水通
水なし）(3) ⑥荷重
影響評価項目設計方針

関連資料

・常設重大事故等対処設備は地震，風（台風），積雪の影響による荷重を考慮し，機能を有効に発揮できる設計とする。
荷重

・可搬型重大事故等対処設備は地震，風（台風），積雪の影響による荷重を考慮し，必要により当該設備の落下防止，転倒防止，固縛の措置をとる。

共 2−5

健全性説明書備考

(4) ⑤電磁波による影響／⑦周辺機器等からの悪影響
影響評価項目設計方針

関連資料

重大事故等が発生した場合において, 電磁波によりその機能が損な
電磁波による影響

われるおそれのある設備については，電磁波による影響を確認する，
又はラインフィルタや絶縁回路を設置することによるサージ・ノイ
ズの侵入を防止する,鋼製筐体や金属シールド付きケーブルの適用
等，電磁波の侵入を防止する処置を講じた設計とする。
事故対応の為に配置・配備している自主対策設備を含む周辺機器等
からの悪影響により機能を失うおそれがない設計とする。
具体的には以下に示す通りである。
・期待する安全機能は想定される重大事故等で発生する内部溢水（IS-LOCA）によりその機能が喪失しないように，溢水伝搬防止策等を実施する。
・常設重大事故等対処設備は設計基準事故対処設備と位置的分散を

周辺機器等からの悪影響

図り，可搬型重大事故等対処設備は設計基準事故の配置も含めて常設重大事故等対処設備と位置的分散を図る設計とする。位置的
分散は 43 条 2 項 3 号及び 43 条 3 項 7 号に示す。
・内部溢水の「重大事故等対処設備を対象とした溢水防護の基本方
針」に則り，重大事故等対処設備と設計基準事故対処設備の安全機能が同時に機能喪失するおそれがないこと等の設計とする。詳細は 43 条 2 項 3 号及び 43 条 3 項 7 号に示す。
・地震による荷重を含む耐震設計については，「2.1.2 耐震設計の基本方針」に，火災防護については，「2.2 火災による損傷の防止」
に示す。

共 2−6

健全性説明書備考

重大事故等時における環境温度、環境圧力、湿度、放射線の最大値※1,4,6
Ｂ：二次格納施設内設備※2

A：原子炉格納容器内設備
環境温度
（気温）

環境圧力

湿度

放射線

環境温度
（気温）

環境圧力

湿度

Ｃ：その他建屋内設備
放射線

環境温度
環境圧力
（気温）

湿度

Ｄ：屋外
放射線

環境温度
環境圧力 湿度（気温）放射線

高圧・低圧注水機能喪失
高圧注水・減圧機能喪失
全交流動力電源喪失
運転中の原子炉における重大事
崩壊熱除去機能喪失
故に至る恐れがある事故
LOCA時注水機能喪失

従来設計と従来設計と 従来設計と同 従来設計と同等
同等(171℃) 等等(0.31MPa 同等(100%)(500kGy) ※※7,またはそ [gage]) ※7,また ※7,または 7
れ以下はそれ以下 それ以下 ,またはそれ以下

原子炉停止機能喪失

従来設計と同等(100℃)※7,またはそれ以下

IS-LOCA
雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）

800kGy(168hour)

200℃
水素燃焼

共 2 – 7

運転中の原子炉における重大事 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直
接加熱
故※５

従来設計と
原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却 同等(171℃)
※7
材相互作用
,またはそ
れ以下

従来設計と
同等(100%)※7,または 従来設計と
同等
それ以下
※
(500kGy)
7
,またはそ
れ以下

0.62MPa[gage]

溶融炉心・コンクリート相互作用
想定事故１

-

想定事故２

-

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

崩壊熱除去機能喪失
運転停止中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故

全交流電源喪失
原子炉冷却材流出

IS-LOCA時(実耐力を踏まえた破断面積)：
約60℃
IS-LOCA以外の事象：オペレーティングフロア
を除き66℃以
下※3

大気圧

従来設計と
従来設計と 従来設計と同 従来設計と同等
同等(171℃) 等等(0.31MPa 同等(100%)(500kGy) ※※7※7※7,またはそ [gage]) ,また，または 7
れ以下はそれ以下 それ以下 ,またはそれ以下※1 表中は各環境条件の項目の最大値を記載する
また，評価値はドラフトであり，詳細評価により今後見直す可能性もある※2 運転中の事故においてはSFP冷却の復旧を考慮する※3

SFPの水温上昇によるオペレーティングフロアの温度上昇は個別に評価する※4

設備設置場所や設備の固有の条件（付近に発熱源や線源があるもの）の影響を受けるものは個別に評価する※5

物理化学現象の評価のためのシーケンスは原子炉圧力容器破損までの条件を記載する※6

炉心損傷の有無やＦＶ実施の有無、設備の配置場所等により大きく異なるため、それらの影響が大きいものは個別評価する※7

従来設計値は非常状態における安全系機器の設計値の一例を示す※8

原子炉最上階での一例を示す※9

従来設計値は非常状態における海水熱交換区域内の設計値の一例を示す※10 格納容器逃がし装置使用時、よう素フィルタからのスカイシャイン線影響が大きな格納容器逃がし装置廻りを代表として記載

従来設計と同等(100%) 480Gy※8※7,または (168hour)
それ以下

00

通常状態
における
設計値と
同等
（40℃） ※9

大気圧

設置場所
及び格納
容器逃が
し装置使
通常状態 用時の使における 用の可否
設計値と によるた同等
め個別評価（90%） ※9
（約10Gy(168hour)
）

外気温
(最大約
37℃)

大気圧

設置場所
及び格納
容器逃が
し装置使
用時の使
通常状態 用の可否における によるた
設計値と め個別評
同等
価（約40 Gy(168hour)） ※10

■設置許可基準規則

第 43 条

第1項

第2号

操作の確実性について
1.

概要
重大事故等対処設備の基準適合性を確認するにあたり，設置許可基準規則により要求されている項目のうち，操作の確実性を確保するための区分及び設計方針について整理した。

(1) 基本設計方針
重大事故等対処設備は，想定される重大事故等が発生した場合においても操作を確実なものとするため，
重大事故等時の環境条件を考慮し，操作が可能な設計とする。
（「2.3.1.1

環境条件等」）操作する全ての設備に対し，十分な操作空間を確保するとともに，確実な操作ができるよう，必要に応じて操作足場を設置する。また，防護具，可搬照明等は重大事故等時に迅速に使用できる場所に配備する。
現場操作において工具を必要とする場合は，一般的に用いられる工具又は専用の工具を用いて，確実に作業ができる設計とする。工具は，作業場所の近傍又はアクセスルートの近傍に保管できる設計とする。
可搬型重大事故等対処設備は，運搬・設置が確実に行えるように，人力又は車両等による運搬，移動ができるとともに，必要により設置場所にてアウトリガの張り出し又は輪留めによる固定等が可能な設計とする。
現場の操作スイッチは運転員等の操作性を考慮した設計とする。また，電源操作が必要な設備は，感電防止のため露出した充電部への近接防止を考慮した設計とする。
現場において人力で操作を行う弁は，手動操作が可能な設計とする。
現場での接続操作は，ボルト・ネジ接続，フランジ接続又はより簡便な接続方式等，接続方式を統一することにより，確実に接続が可能な設計とする。
また，重大事故等に対処するために迅速な操作を必要とする機器は，必要な時間内に操作できるように
中央制御室での操作が可能な設計とする。制御盤の操作器は運転員の操作性を考慮した設計とする。
想定される重大事故等において操作する重大事故等対処設備のうち動的機器については，その作動状態の確認が可能な設計とする。

共 2−8

(2) 類型化の考え方
a. 考慮事項
・操作環境（①環境条件（被ばく影響等），②空間確保，③防護具，照明の確保，④足場の確保，）・操作準備（⑤工具，⑥設備の運搬，設置）・操作内容（⑦操作スイッチ操作，⑧電源操作，⑨弁操作，⑩接続作業）
・状態確認（⑪作動状態確認）
・その他，設備毎の考慮事項
b. 類型化・操作が必要な設備のうち中央制御室での操作は，中央制御室の環境条件や制御盤の設計で考慮されることから「Ａ」に分類，現場操作については「Ｂ」に分類する。
・現場操作の考慮事項のうち，④足場の確保，⑤工具，⑥設備の運搬，設置，⑦操作スイッチ操作，⑧電源操作，⑨弁操作，⑩接続作業については，設備毎に対応の組み合わせが異なるため，その対応を設備毎に明記する。
・操作が不要な設備については，設備対応不要となる。
操作の
確実性の
確保

操作が必要な設備

考慮事項
・ 操作環境①環境条件（被ばく影響等）②空間確保③防護具，照明の確保④足場の確保・ 操作準備⑤工具⑥設備の運搬，設置
・ 操作内容⑦操作スイッチ操作
⑧電源操作
⑨弁操作
⑩接続作業
⑪状態確認
・その他，設備毎の考慮事項

中央制御室
からの操作

Ａ

現場での操作

Ｂａ-Ｂｉ

対象外

操作環境

考慮事項

Ａ
中央制御室での操作

Ｂ
現場操作①環境条件(被ばく等）◯（中央制御室設計）

◯

②空間確保

◯
（中央制御室設計）

◯

×

◯

◯
（中央制御室設計）◯⑤工具⑥設備の運搬・設置

×
×

◯
◯

⑦操作スイッチ操作◯（中央制御室設計）

◯

×
×
×
◯

◯
◯
◯
◯

③防護具，照明の確保④足場の確保
操作準備

操作内容

状態確認
◯：考慮必要，

⑧電源操作
⑨弁操作
⑩接続作業
⑪作動状態確認−：考慮不要共 2−9

対象外（操作不要）−

2.

設計方針について【要求事項：想定される重大事故等が発生した場合において確実に操作できるものであること】
各区分における設計方針について，以下の表にまとめた。
類型化区分

設計方針

関連資料

重大事故等に対処するために迅速な操作を必要とする機器は，
Ａ

必要な時間内で操作できるように中央制御室から操作スイッ中央制御室操作

チで操作可能な設計とする。操作スイッチは運転の操作性を考慮した設計とし，その作動状態の確認が可能な設計とする。

Ｂ

共通の設計方針現場①環境条件(被ばく等）

操作（第 26 条原子炉

備考
（操作スイッ
チ操作）制御室等）

重大事故等時の環境条件に対し，操作場所での操作が可能な設計とする。（「2.3.1.1 環境条件等」
）
操

−

作

②空間確保
操作する全ての設備に対し，十分な操作空間を確保する設計とする。

環③防護具，照明の確保

境防護具，照明等は重大事故等発生時に迅速に使用できる場所に配備する。
④足場の確保※
Ｂa

操

Ｂb

作
準
備

確実な操作ができるよう，必要に応じて，操作足場を設置す※る。

設備毎に対応⑤工具※の組み合わせ一般的に用いられる工具又は専用工具を用いて，確実に作業が異なるたができる設計とする。専用工具は，作業場所の近傍又はアクめ，その対応セスルートの近傍に保管できる設計とする。

を設備毎に記⑥設備の運搬・設置
Ｂc※

人力又は車両等による運搬，移動ができるとともに，必要により設置場所にてアウトリガの張り出し又は輪留めによる固定等が可能な設計とする。
⑦操作スイッチ操作

Ｂd

配置図
（写真）
接続図

※

（運搬設置）（電源操作）（弁操作）（接続作業）

感電防止のため露出した充電部への近接防止を考慮した設
計とする。

作

⑨弁操作※

内
容

（工具有）

チ操作）

操作可能な設計とする。
Ｂe

（足場有）

（操作スイッ

運転員等の操作性を考慮した操作スイッチ，遮断器等により⑧電源操作※

操

載する。

Ｂf

現場において人力で操作を行う弁は，直接又は遠隔で手動操作が可能な設計とする。
⑩接続作業※

Ｂg

ボルト・ネジ接続，フランジ接続又はより簡便な接続方式等
により，確実に接続が可能な設計とする。

状

共通の設計方針態
確認⑪作動状態確認−想定される重大事故等において操作する重大事故等対処設
備のうち動的機器については，ランプ表示等により，その作動状態の確認が可能な設計とする。

操作不要

操作性に係る設計上の配慮の必要はない

仕様表※個別条文で記載する事項を下波部で示す。

共 2−10■設置許可基準規則

第 43 条

第1項

第3号

試験又は検査性について
1.

概要
重大事故等対処設備の基準適合性を確認するにあたり，設置許可基準規則により要求されている項目のうち，重大事故等対処設備の試験・検査性を確認するための区分及び設計方針について整理した。

(1) 基本設計方針
重大事故等対処設備は，健全性及び能力を確認するため，発電用原子炉の運転中又は停止中に必要な箇
所の保守点検，試験又は検査（「発電用原子力設備における破壊を引き起こすき裂その他の欠陥の解釈について」に準じた検査を含む。）を実施できるよう，機能・性能の確認，漏えいの有無の確認，分解点検等ができる構造とする。また，接近性を考慮して必要な空間等を備え，構造上接近又は検査が困難である箇
所を極力少なくする。
試験及び検査は，使用前検査，施設定期検査，定期安全管理検査及び溶接安全管理検査の法定検査に加え，保全プログラムに基づく点検が実施可能な設計とする。
発電用原子炉の運転中に待機状態にある重大事故等対処設備は，発電用原子炉の運転に大きな影響を及ぼす場合を除き，運転中に定期的な試験又は検査が実施可能な設計とする。また，多様性又は多重性を備えた系統及び機器にあっては，各々が独立して試験又は検査ができる設計とする。
代替電源設備は，電気系統の重要な部分として，適切な定期試験及び検査が可能な設計とする。
構造・強度の確認又は内部構成部品の確認が必要な設備は，原則として分解・開放（非破壊検査を含む。）
が可能な設計とし，機能・性能確認，各部の経年劣化対策及び日常点検を考慮することにより，分解・開放が不要なものについては外観の確認が可能な設計とする。

共 2−11

(2) 類型化の考え方
a. 考慮事項
重大事故等対処設備の試験・検査性は，「(1)基本設計方針」に示す基本的な設計方針に従うことで，設置許可基準規則第 12 条第 4 項の解釈に準じた設計とする。
試験・検査性を考慮する対象の具体的な試験・検査項目は，これまでの類似設備の保守経験等を基に策定することとし，「2.(2)設備区分毎の設計方針の整理」に示す。
「2.(2)設備区分毎の設計方針の整理」
においては，機器種類ごとに試験・検査性に関する設計方針を具体的に定め，これらの方針に従うこと
で「(1)基本設計方針」に示す基本的な設計方針に従う設備設計を実現する。
設備設計にあたっては試験又は検査項目を踏まえた上で以下を考慮する。
○検査性のある構造・分解ができる構造
・点検口等の設置
・非破壊試験ができる構造○系統構成，外部入力
・テストラインの構成
・模擬負荷等の接続性
b. 類型化(a) 設置許可基準規則で要求されている設備における試験又は検査項目を抽出する。
(b) 考慮事項を踏まえて，分解点検が可能な構造であること，開放点検を行うためのマンホールや点検口等が設置されていること，非破壊試験が可能な構造であること，機能・性能検査を行うためのテストラインの系統構成が可能であること，機能・性能及び特性検査を行うための模擬負荷等の接続が可能な構造であることの整理を行う。
(c) 設備区分は，設置許可基準規則で要求されている設備を機械設備（動的機器，静的機器），電気設
備，計測制御設備，構築物，通信連絡設備に分類し，分類した設備を代表的な設備区分ごとにＡ〜Ｌに分類する。
(d) Ａ〜Ｌの区分に対して，試験及び検査項目に対する設計ができない場合は，個別に理由及び個別の設計方針を定める。

試験又は
検査性

試験又は検査項目
・分解検査
・開放検査
・非破壊検査・開閉検査
・機能・性能検査
・特性検査

考慮事項
◯検査性のある構造・分解が出来る構造
・点検口等の設置
・非破壊検査が出来る構造◯系統構成，外部入力
・テストラインの構成
・模擬負荷等の接続性設備の構成による類型化
機械設備

動的機器

Ａ ポンプ，
ファン，圧縮機
Ｂ 弁

静的機器

Ｃ 容器
Ｄ 熱交換器Ｅ 空調ユニット
Ｆ 配管

電気設備

Ｇ 内燃機関
Ｈ 発電機
Ｉ その他電源設備

計測制御設備構築物
通信連絡設備共 2−12

Ｊ 計測制御設備
Ｋ 遮蔽
Ｌ 通信連絡設備

c. 試験項目による類型化(a) 設置許可基準規則で要求されている設備における試験又は検査項目を抽出する。
(b) 各設備の試験又は検査項目を考慮し，機能・性能検査，特性検査，分解検査，開放検査，非破壊検
査，寸法検査及び外観検査に分類し，各検査における確認内容を分類する。
(c) 分類に対して，試験及び検査項目に対する設計が出来ない場合は，個別に理由及び個別の設計方針を定める。
・機能・性能検査

通常ラインでの確認
テストラインでの確認試験装置での確認
漏えい確認

系
統
検
査

フィルタ性能確認
負荷確認（発電機負荷，ポンプ負荷，系統負荷，模擬負荷）
ロジック確認
ボンベ供給確認
絶縁抵抗測定，比重測定，電圧測定

・機能・性能検査，特性検査

校正
設定値確認

・分解検査

ケーシングカバー取り外し
ケーシング取り外し
カバー取り外しボンネット取り外し
その他(ガスタービン，発電機）

構
造
検
査

・開放検査

マンホール開放フランジ開放点検口開放・非破壊検査試験装置を用いた各種検査

・寸法検査

寸法確認

・外観検査

外観確認

共 2−13

2.

設計方針について【要求事項：健全性及び能力を確認するため，発電用原子炉の運転中又は停止中に試験又は検査が出来るものであること】(1) 設備区分ごとにおける試験又は検査項目の抽出について
設置許可基準規則で要求されている設備を代表的な設備区分毎に，定期安全管理検査及び溶接安全管理
検査の法定検査に加え，保全プログラムに基づく点検を考慮し，試験又は検査項目を抽出する。
保全プログラム
設備区分

適合性確認検査定期事業者検査Ａ

ポンプ，ファン，
構造検査
圧縮機
機能・性能検査

Ｂ

弁
（手動弁）
（電動弁）
（空気作動弁）
（安全弁）

Ｃ

溶接事
業者検
査

PSI

ISI

停止時

運転時

分解検査
機能・性能検査

分解検査又は取替（非破壊検査含む）
機能・性能検査

起動試験

−

構造検査
機能・性能検査（開閉検査）

分解検査
機能・性能検査
漏えい試験

分解検査（非破壊検査含む）
機能・性能検査（開閉試験）
漏えい試験

開閉試験

−

◯

◯

容器
（タンク類）

構造検査
機能・性能検査（容量確認検査）

−

開放検査
漏えい試験

水量，濃度，
漏えい確認

◯

◯

◯

Ｄ

熱交換器

構造検査
機能・性能検査

漏えい確認

−

◯

◯

Ｅ

空調ユニット

構造検査
機能・性能検査

機能・性能検査

開放点検
機能・性能試験

差圧確認（フィルタに関するもの）

−

−

−

Ｆ

流路

構造検査
機能・性能検査

−

開放点検
外観点検

−

開放検査
開放検査
（非破壊検査含む） （非破壊検査含む）

分解検査
分解検査
（非破壊検査含む） （非破壊検査含む）
機能・性能検査
機能・性能検査（負荷検査）（負荷検査）
分解検査
機能・性能検査
機能・性能検査 （非破壊検査含む）（模擬負荷による負荷検査 ） （模擬負荷による負荷検査 ） 機能・性能検査（模擬負荷による負荷検査 ）機能・性能検査（負荷検査）◯◯（ポンプ） （ポンプ）◯◯◯（配管） （配管） （配管）

起動検査
負荷試験

−

−

−

起動試験
負荷試験

−

−

−

機能・性能検査

電圧，比重確認−−−

機能・性能検査（ロジック検査，校正）
特性検査（設定値確認検査，校正）機能・性能検査（ロジック検査，校正）
特性検査（設定値確認検査，校正）

パラメータ確認

−

−

−

構造検査

−

外観点検

外観点検

−

−

−

通信連絡設備

機能・性能検査

機能・性能検査

外観点検

外観点検

−

−

−

その他

（個別の設計）（個別の設計）（個別の設計）（個別の設計）

−

−

−

Ｇ

内燃機関

Ｈ

発電機

Ｉ

その他電源設備

機能・性能検査

機能・性能検査

Ｊ

計測制御設備

機能・性能検査（ロジック検査，校正）
特性検査（設定値確認検査，校正）

Ｋ

遮蔽

Ｌ

Ｍ

共 2−14

(2) 設備区分ごとの設計方針の整理(1)で抽出した設備区分毎における試験又は検査項目について，試験又は検査を可能とする設計方針について以下に整理する。なお，Ａ〜Ｌの区分に対して，以下の試験及び検査項目に対する設計が出来ない
場合は，個別に理由及び個別に設計方針を定める。
設備区分

設計方針

関連資料

Ａ

ポンプ，ファン，
圧縮機◯機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能，分解が可能
・機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とするとともに，これらは他の系統へ悪影響を及ぼさず試験可能な設計とする。
・分解が可能な設計とする。ただし，可搬型設備は分解又は取替が可能な設計とする。
・ポンプ車は車両として運転状態の確認及び外観の確認が可能な設計とする。

構造図
系統図

Ｂ

弁
（手動弁）
（電動弁）
（空気作動弁）（安全弁）◯機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能，分解が可能
・機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
・分解点検が可能な設計とする。
・人力による手動開閉機構を有する弁は規定トルクによる開閉確認が可能な設計とする。

構造図
系統図

Ｃ

容器
（タンク類）◯機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能，内部の確認が可能・マンホール等設置
・機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とするとともに，これらは他の系統へ悪影響を及ぼさず試験可能な設計とする。
・ボンベを除き，内部確認が可能なよう，マンホール等を設ける。
・ボンベは規定圧力の確認及び外観の確認が可能な設計とする。
・ほう酸水注入系貯蔵タンクは，ほう酸濃度及びタンク水位を確認できる設計とする。
・よう素フィルタは銀ゼオライトの性能試験が可能な設計とする。
・地下軽油タンクは油量を確認できる設計とする。
・タンクローリーは車両としての運転状態の確認及び外観の確認が可能な設計とする。

構造図

Ｄ

熱交換器

◯機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能，分解点検が可能
・機能・性能及び漏えいの確認が可能な設計とするとともに，これらは他の系統へ悪影響を及ぼさず試験可能な設計とする。
・分解点検が可能な設計とする。

構造図

空調ユニット◯機能・性能の確認が可能，内部の確認が可能・点検口の設置
・機能・性能の確認が可能な設計とするとともに，これらは他の系統へ悪影響を及ぼさず試
験可能な設計とする。
・フィルタを設置するものは，差圧確認が可能な設計とする。また内部確認が可能なように，点検口を設ける設計とする。
・可搬型設備は分解又は取替が可能な設計とする。

構造図

流路

◯機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能
・機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とするとともに，これらは他の系統へ悪影響を及ぼさず試験可能な設計とする。
・熱交換器を流路とするものは，熱交換器の設計方針に従う。

構造図

内燃機関

◯機能・性能の確認が可能，分解が可能
・機能・性能の確認が可能なように，発電機側の負荷を用いる試験系統等により，機能・性能確認ができる系統設計とする。
・分解が可能な設計とする。ただし，可搬型設備は分解又は取替が可能な設計とする。

構造図
系統図

発電機

◯機能・性能の確認が可能，分解が可能
・機能・性能の確認が可能なように，各種負荷（ポンプ負荷，系統負荷，模擬負荷）により機能・性能確認ができる系統設計とする。
・分解が可能な設計とする。ただし，可搬型設備は分解又は取替が可能な設計とする。
・電源車は車両として運転状態の確認及び外観の確認が可能な設計とする。

系統図

その他電源設備◯機能・性能の確認が可能，分解が可能
・各種負荷（系統負荷，模擬負荷），絶縁抵抗測定，弁の開閉又は試験装置により，機能・性能の確認ができる系統設計とする。
・鉛蓄電池は電圧及び比重測定が可能な系統設計とする。

構造図
系統図

Ｊ

計測制御設備◯機能・性能の確認が可能，校正が可能，動作確認が可能
・模擬入力による機能・性能の確認（特性確認又は設定値確認）及び校正が可能な設計とする。
・ロジック回路を有する設備は，模擬入力による機能確認として，ロジック回路動作確認が可能な設計とする。

ブロック図

Ｋ

遮蔽

◯主要部分の断面寸法の確認が可能，外観の確認が可能
・主要部分の断面寸法の確認が可能な設計とする。
・外観の確認が可能な設計とする。

構造図

Ｌ

通信連絡設備◯機能・性能の確認が可能，外観の確認が可能
・機能・性能の確認及び外観の確認が可能な設計とする。

−

Ｍ

その他

・Ａ−Ｌに該当しない設備（静的触媒式水素再結合装置等）は，個別の設計とする。

−

Ｅ

Ｆ

Ｇ

Ｈ

Ｉ

共 2−15

■設置許可基準規則

第 43 条

第1項

第4号

切り替え性について
1.

概要
重大事故等対処設備の基準適合性を確認するにあたり，設置許可基準規則により要求されている項目のうち，切り替え性を確認するための区分及び設計方針について整理した。

(1) 基本設計方針
重大事故等対処設備のうち，本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設備は，
通常時に使用する系統から速やかに切替操作が可能なように，系統に必要な弁等を設ける設計とする。
(2) 対象選定の考え方
a. 考慮事項
・速やかに系統を切替えられること。
b. 対象選定
・重大事故等に対処するために使用する系統であって，重大事故等時に通常時から系統構成を変更する
系統を選定する。

重大事故等対処設備

本来の用途以外の用途として使用するための切替が必要

本来の用途以外の用途として使用するための切替が不要

Ａ

当該設備の使用にあたり系統の切替が必要Ｂａ

当該設備の使用にあたり系統の切替が不要2.

Ｂｂ

設計方針について【要求事項：本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設備にあっては，通常時に使用する系統から速やかに切り替えられる機能を備えるものであること】
設計方針について，以下の表にまとめた。
区分
本来の用途以外の用途として使用するため，切替操作が必要

設計方針

関連資料

◯本来の用途以外の用途として使用するため切替Ａ

通常時の使用する系統から速やかに切替操作可能なように，系統に必要な弁等を設ける。

本来の用途以外の用途として使用するための切替操作が不要
当該系統の使用にあたり切替操作が必要◯本来の用途として使用−切替必要
Ｂa

事象発生前に系統状態から速やかに切替操作が可

系統図

能なように，系統に必要な弁等を設ける。
◯本来の用途として使用−切替不要

当該系統の使用にあたり切替
操作が不要

Ｂb

切替せずに使用可能な設計又は設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で使用可能な設計とする。

※個別条文で記載する事項を下波部で示す

共 2−16

■設置許可基準規則

第 43 条

第1項

第5号

重大事故等対処設備の悪影響の防止について
1.

概要
重大事故等対処設備の基準適合性を確認するにあたり，設置許可基準規則により要求されている項目のうち，重大事故等対処設備の他の設備に対する悪影響を確認するための区分及び設計方針について整理した。

(1) 基本設計方針
重大事故等対処設備は発電用原子炉施設（他号炉を含む。）内の他の設備（設計基準対象施設及び当該重大事故等対処設備以外の重大事故等対処設備）に対して悪影響を及ぼさない設計とする。
他の設備への悪影響としては，系統的な影響（電気的な影響を含む。）並びにタービンミサイル等の内部発生飛散物による影響を考慮し，他の設備の機能に影響を及ぼさない設計とする。
系統的な影響に対しては，重大事故等対処設備は，弁等の操作によって設計基準対象施設として使用する系統構成から重大事故等対処設備としての系統構成とすること，重大事故等発生前（通常時）の隔離又は分離された状態から弁等の操作や接続により重大事故等対処設備としての系統構成とすること，他の設備から独立して単独で使用可能なこと，又は設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用することにより，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。また，放水砲については，他の系統から独立し他設備ではあるが，放水先の屋外施設に影響を及ぼす可能性のある設備であることから，当該設備の使用を想定する重大事故発生時において必要となる屋外の他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
内部発生飛散物による影響に対しては，内部発生エネルギーの高い流体を内蔵する弁及び配管の破断，
高速回転機器の破損，ガス爆発並びに重量機器の落下を考慮し，重大事故等対処設備がタービンミサイル
等の発生源となることを防ぐことで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

共 2−17

(2) 類型化の考え方
a. 考慮事項◯系統設計的考慮事項①系統的な影響◯その他の考慮事項②内部発生飛散物による影響
b. 類型化・①について「Ａa」〜「Ａd」に分類し，考慮する。
・②については，内部発生エネルギーの高い流体を内蔵する機器を「Ｂa」，タービンを有する高速回転機器を「Ｂb」と分類し考慮する。

考慮事項
重大事故等対処設備の他の設備への悪影
響の防止①系統的な影響②内部発生飛散物

共 2−18弁等の操作で系統構成

Ａａ

通常時は隔離又は分離

Ａｂ

他設備から独立Ａｃ

DB施設と同じ系統構成

Ａd

その他

Ａe

内部発生エネルギーの高い流体を内蔵する機器

Ｂa

高速回転機器

Ｂb

その他設備

対象外

2.

設計方針について【要求事項：工場等内の他の設備に対して悪影響を及ぼさないものであること】(1) 各考慮事項に対する設計方針は以下のとおり。
①

系統的な影響
常設ＳＡ設備
可搬型ＳＡ設備
屋外
屋内
屋外
屋内
他の系統へ悪影響を及ぼさない系統構成が可能なよう以下のいずれかの設計とする。
・通常時の系統構成から，弁の閉止等によって重大事故等対処設備としての系統構成が可能な設計とする。
・通常時の隔離又は分離された状態から，弁等の操作や接続により重大事故等対処設備としての系統構成が可能な設計とする。
・他の設備から独立して使用可能な設計とする。
・設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で使用可能な設計とする。
・上記のいずれにも該当しない場合は，設備毎の設計により他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

類型化区分

系統的な影響②

内部発生飛散物項目

設計方針

内部発生エネルギーの高い内部発生エネルギーの高い流体を内蔵する弁及び配管について，十分な強流体を内蔵する弁及び配管度をもたせた設計とする。

の破断

ボンベは高圧ガス保安法に適合する容器弁により飛散物が発生しないものとする。

高速回転機器

飛散物とならない設計とする。

ガス爆発

爆発性のガスを内包する機器は設置しない。

重量機器の落下

落下により他の設備に悪影響を与えるような重量機器は設置しない。

(2) 各区分における設計方針について，以下の表にまとめた。
類型化区分
Ａa

弁等の操作で系
統構成

Ａb

通常時は
隔離又は分離①系統的な影響②内部発生飛散物

設計方針
通常時の系統構成から，弁の閉止等によって重大事
故等対処設備としての系統構成が可能な設計とする。
通常時の隔離又は分離された状態から，弁等の操作や接続により重大事故等対処設備としての系統構成が可能な設計とする。
他の設備から独立して単独で使用可能な設計とする。
設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構
成で使用可能な設計とする。
設備毎の設計により他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

関連資料

系統図
配置図

Ａc

他設備から独立Ａd

DB 施設と同様の
系統構成

Ａe

その他

Ｂa

内部発生エネル
ギーの高い流体を内蔵する機器

内部発生エネルギーの高い流体を内蔵する弁及び配管について，十分な強度をもたせた設計とする。

強度計算書

Ｂb

高速回転機器タービン等が破損により飛散することがないよう設
計する。

構造図

対象外

-

−

※個別条文で記載する事項を下波部で示す

共 2−19

■設置許可基準規則

第 43 条

第1項

第6号

重大事故等対処設備の設置場所について
1.

概要
重大事故等対処設備の基準適合性を確認するにあたり，設置許可基準規則により要求されている項目のうち，設置場所を確認するための区分及び設計方針について整理した。

(1) 基本設計方針
重大事故等対処設備は，想定される重大事故等が発生した場合においても操作及び復旧作業に支障がな
いように，放射線量の高くなるおそれの少ない設置場所の選定，当該設備の設置場所への遮蔽の設置等により当該設備の設置場所で操作可能な設計，放射線の影響を受けない異なる区画（フロア）若しくは離れた場所から遠隔で操作可能な設計，又は中央制御室遮蔽区域内である中央制御室から操作可能な設計とする。
(2) 類型化の考え方
a. 考慮事項
・放射線の影響b. 類型化・操作（復旧作業を含む。以下同じ。
）の有無で分類を行い，操作が必要な設備を「Ａ」，「Ｂ」に，操作不要な設備を「対象外」として分類。
・中央制御室遮蔽区域の内外で分類し，放射線の影響を受ける中央制御室外で現場操作を行う設備を「Ａ」として分類し，設置場所で操作可能な設備を「ａ」，離れた場所から操作可能な設備を「ｂ」として分類。
・放射線の影響を考慮した設計を行っている中央室遮蔽区域内である中央制御室から操作可能な設備
を「Ｂ」として分類。
設置場所
の選定

操作が必要な設
備考慮事項
放射線の影響

現場操作を行う
設備

Ａ

設置場所で操作可能な設備
離れた場所から操作可
能な設備

中央制御室から操作可能な設備
操作が不要な設
備

2.

ａ

ｂ

Ｂ

対象外

設計方針について【要求事項：想定される重大事故等が発生した場合において重大事故等対処設備の復旧作業を行うことができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。
】
各区分における設計方針について，以下の表にまとめた。
類型化区分
Ａa

現場（設置場所）で操作可能

Ａb

現場（遠隔）で
操作可能

Ｂ
中央制御室
操作

Ｂ

中央制御室で
操作可能

操作不要

対象外

操作不要

Ａ
現場
操作

設計方針
◯現場操作（設置場所）
放射線量の高くなるおそれの少ない場所の選定，当該設備の設置場所への遮蔽の設置等により当該設備の設置場所（使用場所）で操作可能な設計とする。
◯現場操作（遠隔）放射線の影響を受けない離れた場所から遠隔で操作可能な設計とする。
◯中央制御室操作
中央制御室遮蔽区域内である中央制御室から操作可能な設計とする。
◯対象外（操作不要）
操作不要な設備については，設置場所に係る設計上の配慮
はない。

関連資料
配置図
接続図
配置図
接続図
−

仕様表

※個別条文で記載する事項を下波部で示す

共 2−20■設置許可基準規則

第 43 条

第2項

第1号

常設重大事故等対処設備の容量等について
1.

概要
重大事故等対処設備の基準適合性を確認するにあたり，設置許可基準規則により要求されている項目のうち，常設重大事故等対処設備の容量等の適合性を確認するための区分及び設計方針について整理した。

(1) 基本設計方針
常設重大事故等対処設備は，想定される重大事故等の収束において，想定する事象及びその事象の進展等を考慮し，重大事故等時に必要な目的を果たすために，事故対応手段としての系統設計を行う。重大事
故等の収束は，これらの系統の組み合わせにより達成する。
常設重大事故等対処設備のうち重大事故等への対処を本来の目的として設置する系統及び機器を使用するものについては，系統の目的に応じて必要な容量等を有する設計とする。
常設重大事故等対処設備のうち設計基準対象施設の系統及び機器を使用するものについては，設計基準
対象施設の容量等の仕様が，系統の目的に応じて必要となる容量等に対して十分であることを確認した上で，設計基準対象施設としての容量等と同仕様の設計とする。
常設重大事故等対処設備のうち設計基準対象施設の系統及び機器を使用するもので，重大事故時に設計基準対象施設の容量等を補う必要があるものについては，その後の事故対応手段と合わせて，系統の目的に応じて必要となる容量等を有する設計とする。
なお，「容量等」とは，ポンプ流量，タンク容量，伝熱容量，弁吹出量，発電機容量及び蓄電池容量並びに計装設備の計測範囲及び作動信号の設定値とする。
(2) 類型化の考え方
a. 考慮事項
・必要な容量等①圧力，②配管圧損，③温度について，設備仕様により考慮する。
・④設計基準対象施設との容量等の比較
・⑤補給による追加手段
・その他，設備毎の考慮事項があれば，必要により個別設備の設計方針に加える。
b. 類型化・常設重大事故等対処設備のうち重大事故等への対処を本来の目的として設置する系統及び機器は，「Ａ」と分類する。
・常設重大事故等対処設備のうち設計基準対象施設の系統及び機器を使用するもので，設計基準対象施設の容量等の仕様が，系統の目的に応じて必要となる容量等に対して十分であるものについては，「Ｂ」，重大事故時に設計基準対象施設の容量等を補う必要があるものについては，「Ｃ」に分類する。
・流路として期待する配管，ストレーナ等は対象外とする。
（これら設備の圧力損失は，詳細設計段階でポンプ流量の設定において考慮する。
）
必要な容量等
の設計

考慮事項
①圧力
②配管圧損
③温度
④設計基準対象施設との容量等の比較
⑤補給
その他設備毎の考慮

重大事故等への対処を本来の目的として設置するもの

設計基準対象施設の系統及び機器を使用するもの

Ａ
必要な容量等に対して十分であるもの
容量等を補う必要があるもの

流路

共 2−21

Ｂ

C

対象外

2.

設計方針について【要求事項：想定される重大事故等の収束に必要な容量を有するものであること】
各区分における設計方針について，以下の表にまとめた。
類型化区分
Ａ

Ｂ

Ｃ

設計方針

重大事故等への対処を本来の目

常設重大事故等対処設備は，系統の目的に応じて必要な容量等を有す的として設置するもの

る設計とする。

設計基準対象施設の系統及び機器の容量等が十分
設計基準対象施設の容量等を補うもの

設計基準対象施設の容量等の仕様が，系統の目的に応じて必要となる
容量等の仕様に対して十分であることを確認した上で，設計基準対象
施設の容量等と同仕様の設計とする。
重大事故時に設計基準対象施設の容量等を補う必要があるものについては，その後の事故対応手段とあわせて，系統の目的に応じて必要な容量等を有する設計とする。
詳細設計の段階でポンプ流量の設定において，圧力損失を考慮する。

対象外

流路，その他設備

弁（逃がし弁，安全弁以外），制御設備，遮蔽等は容量等の設定がないため対象外とする。

※個別条文で記載する事項を下波部で示す

共 2−22

■設置許可基準規則

第 43 条

第2項

第2号

発電用原子炉施設での共用の禁止について
1.

概要
重大事故等対処設備の基準適合性を確認するにあたり，設置許可基準規則により要求されている項目のうち，共用の禁止を確認するための区分及び設計方針について整理した。

(1) 基本設計方針
常設重大事故等対処設備の各機器については，2 以上の原子炉施設において共用しない設計とする。ただし，共用対象の施設毎に要求される技術的要件（安全機能）を満たしつつ，2 以上の原子炉施設と共用することにより安全性が向上し，かつ，同一の発電所内の他の原子炉施設に対して悪影響を及ぼさない場
合は，共用できる設計とする。
共用する設備は，防火水槽に移送するための海水取水箇所（海水貯留堰，スクリーン室，取水路），ガス
タービン発電機，ガスタービン発電機用燃料移送ポンプ，緊急用高圧母線，緊急用断路器，ガスタービン
発電機用燃料タンク，軽油タンク，号炉間電力融通ケーブル，中央制御室遮蔽，中央制御室待避室遮蔽，
中央制御室待避室空気ボンベ陽圧化装置，モニタリング・ポスト用発電機，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所関連設備（5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所遮蔽，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所二酸化炭素吸収装置，負荷変圧器，交流分電盤），免震重要棟内緊急時対策所関連設備（免震重要棟内緊急時対策所遮蔽，免震重要棟内緊急時対策所（待避室）遮蔽，地震観測装置，免震重要棟内緊急時対策所用ガスタービン発電機，免震重要棟内緊急時対策所用ガスタービン発電機用地下貯油タンク，免震重要棟内緊急時対策所用ガスタービン発電機用燃料移送ポンプ，免震重要棟内緊急時対策所用ガスタービン発電機用受電盤，免震重
要棟内緊急時対策所用ガスタービン発電機−電源車切替断路器），通信連絡設備である。
防火水槽に移送するための海水取水箇所は，6 号及び 7 号炉に必要な取水容量を十分に有しており，共用により自号炉だけでなく他号炉の海水取水箇所も使用することで，安全性の向上を図れることから，6 号
及び 7 号炉で共用する設計とする。なお，設計基準対象施設の海水を使用する設備が機能を喪失したプラ
ントの海水取水箇所のみを使用することから，悪影響は及ぼさない。
ガスタービン発電機，ガスタービン発電機用燃料移送ポンプは，6 号及び 7 号炉の必要負荷を同時に運転したとしても余裕を持った設計としており，共用により自号炉だけでなく他号炉を含めた容量で使用可
能とし，かつ操作に必要な時間・要員を減少させることで，安全性の向上を図れることから，6 号及び 7 号
炉で共用する設計とする。なお，他の施設とは独立した屋外設備であることから，悪影響は及ぼさない。
緊急用高圧母線，緊急用断路器は，6 号及び 7 号炉の必要負荷を同時に運転したとしても，余裕を持った設計としており，共用により 6 号及び 7 号炉相互間での電力融通を可能とし，かつ操作に必要な時間・要員を減少させることで，安全性の向上を図れることから，6 号及び 7 号炉で共用する設計とする。通常時は遮断器を開放することにより，6 号炉非常用所内電源系及び 7 号炉非常用所内電源系の分離を行い，悪影響を及ぼさない設計とする。
ガスタービン発電機用燃料タンクは 6 号及び 7 号炉の必要負荷に電力を供給するガスタービン発電機が定格出力にて運転したとしても余裕のある容量としており，共用により自号炉だけでなく他号炉を含めた容量で使用可能とし，かつガスタービン発電機の長時間運転時において，タンクの給油に必要な時間・要員を減少させることで，安全性の向上を図れることから，6 号及び 7 号炉で共用する設計とする。なお，
ガスタービン発電機用燃料タンクはガスタービン発電機以外とは独立した設備であり，ガスタービン発電機使用時には当該設備のみに燃料供給を行うこととし，当該設備不使用時に他設備への燃料供給に使用することから，悪影響は及ぼさない。
軽油タンクは，6 号及び 7 号炉の燃料供給を要する負荷を必要数同時に運転したとしても余裕のある容量としており，共用により自号炉だけでなく他号炉を含めた容量で使用可能とし，かつ周辺状況に応じた使用タンクの選択を可能にすることで，安全性の向上を図れることから，6 号及び 7 号炉で共用する設計とする。なお，軽油タンクは設計基準対象施設である非常用 D/G への燃料供給に用いる設備であるが，重大事故等対処設備への燃料供給は非常用 D/G への燃料供給として用いていないタンクを選択して実施することから，悪影響は及ぼさない。
号炉間電力融通ケーブルは，共用により 6 号及び 7 号炉相互間での電力融通を可能にすることで，安全性の向上を図れることから，6 号及び 7 号炉で共用する設計とする。通常時は物理的に遮断することによ
共 2−23

り，悪影響を及ぼさない設計とする。
中央制御室遮蔽，中央制御室待避室遮蔽，中央制御室待避室空気ボンベ陽圧化装置は，重大事故時のプラント状況に応じた運転員の融通，ボンベ操作作業の低減により安全性の向上を図れることから，6 号及び 7 号炉で共用する設計とする。また，これらの設備は，6 号及び 7 号炉の重大事故時における中央制御室の居住性を考慮した設計とする。
モニタリング・ポスト用発電機は，号炉に関わらず発電所周辺の放射線等を監視するために設置し，監視に必要な仕様としている 1〜7 号炉共用の設計基準対象施設であるモニタリング・ポストに給電するための発電機であり，モニタリング・ポストと同様に号炉に関わらず配備することで，操作に必要な時間・要員を減少させて安全性の向上を図れることから，6 号及び 7 号炉で共用する設計とする。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所関連設備及び免震重要棟内緊急時対策所関連設備は，6 号及び 7 号炉
で共用することで，必要な情報（相互のプラント状況，緊急時対策要員の対応状況等）を共有・考慮しな
がら，総合的な管理（事故処置を含む。）を行うことで，安全性の向上を図ることができることから，6 号
及び 7 号炉で共用する設計とする。なお，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所は，5 号炉の原子炉容器に燃料が装荷されていないことを前提として 5 号炉原子炉建屋内に設置し，プラント監視や操作は中央制御室の盤面器具で維持することから，5 号炉の運転管理に悪影響を及ぼすことはない。5 号炉の使用済燃料プール内に保管する燃料については，5 号炉の運転員が適宜中央制御室にて水位等の監視を行い，必要に応じて注水等の対応を行うことが可能である。また，免震重要棟内緊急時対策所は，他の安全施設を設置する原子炉建屋等とは独立した建屋内に設置することから，悪影響を及ぼすことはない。
通信連絡設備は，必要な情報（相互のプラント状況、運転員の対応状況等）を共有・考慮しながら，総合的な管理（事故処置を含む。）を行うことができ，安全性の向上を図ることができることから，6 号及び7 号炉で共有する設計とする。また，共用により悪影響を及ぼさないよう，6 号及び 7 号炉の重大事故等の対処に必要な容量を確保するとともに，号炉の区分けなく通信連絡できる設計とする。

共 2−24

(2) 対象選定の考え方
a. 考慮事項①原子炉施設の相互の安全性向上②他施設への悪影響
b. 類型化・原子炉施設間で共用する設備は「Ａ」として分類。

共用の禁止

共用する設備考慮事項①原子炉施設の相互の安全性向上②他施設への悪影響

共用しない設備

2.

Ａ

対象外

設計方針について【要求事項：二以上の発電用原子炉施設において共用するものでないこと。ただし，二以上の発電用原子炉施設と共用することによって当該二以上の発電用原子炉施設の安全性が向上する場合であって，同一の工場等内の他の発電用原子炉施設に対して悪影響を及ぼさない場合は，この限りでない】
設計方針について，以下の表にまとめた
区分

設計方針

備考

共用対象の施設毎に要求される技術的要件（安全機能）を満たしつつ，2 以上の発電
Ａ

用原子炉施設と共用することによって，安全性が向上するよう配慮した上で，共用によりそれぞれの号炉の機能が喪失するような悪影響を及ぼさない設計とする。

※個別条文で記載する事項を下波部で示す

共 2−25

■設置許可基準規則

第 43 条

第2項

第3号

常設重大事故防止設備の共通要因故障について
1.

概要
重大事故等対処設備の基準適合性を確認するにあたり，設置許可基準規則により要求されている項目のうち，常設重大事故防止設備の共通要因故障防止に関する健全性を確認するための区分及び設計方針について整理した。

(1) 基本設計方針
常設重大事故防止設備は，設計基準事故対処設備及び使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能を有する設備（以下「設計基準事故対処設備等」という。
）の安全機能と共通要因によって同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，可能な限り多様性，独立性，位置的分散を考慮して適切な措置を講じた設計とする。ただし，常設重大事故防止設備のうち，計装設備について，重要代替監視パラメータ（当該パラメータの他チャンネルの計器を除く。
）による推定は，重要監視パラメータと異なる物理量（水位，注水量等）
又は測定原理とする等，重要監視パラメータに対して可能な限り多様性を持った方法により計測できる設計とする。重要代替監視パラメータは重要監視パラメータと可能な限り位置的分散を図る設計とする。
共通要因としては，環境条件，自然現象，発電用原子炉施設の安全性を損なわせる原因となるおそれがある事象であって人為によるもの（以下「外部人為事象」という。），溢水，火災及びサポート系の故障を考慮する。
発電所敷地で想定される自然現象（地震及び津波を除く。）については，網羅的に抽出するために，発電所敷地及びその周辺での発生実績の有無に関わらず，国内外の基準や文献等に基づき事象を収集した洪水，
風（台風），竜巻，凍結，降水，積雪，落雷，地滑り，火山の影響，生物学的事象，森林火災等の事象を考慮する。これらの事象のうち，発電所敷地及びその周辺での発生の可能性，重大事故等対処設備への影響
度，事象進展速度や事象進展に対する時間余裕の観点から，重大事故対処設備に影響を与えるおそれがある事象として，風（台風），竜巻，低温（凍結），降水，積雪，落雷，地滑り，火山の影響，生物学的事象を考慮する。また，設計基準事故対処設備と重大事故等対処設備に対する共通要因としては，地震，津波，
風（台風），竜巻，低温（凍結），降水，積雪，落雷，地滑り，火山の影響及び生物学的事象を選定する。
自然現象の組合せについては，地震，積雪及び火山の影響を考慮する。
発電所敷地又はその周辺において想定される外部人為事象については，網羅的に抽出するために，発電所敷地及びその周辺での発生実績の有無に関わらず，国内外の基準や文献等に基づき事象を収集し，飛来物（航空機落下等），ダムの崩壊，爆発，近隣工場等の火災，有毒ガス，船舶の衝突，電磁的障害，故意による大型航空機衝突その他のテロリズム等の事象を考慮する。これらの事象のうち，発電所敷地及びその周辺での発生可能性，重大事故等対処設備への影響度，事象進展速度や事象進展に対する時間余裕の観点から，重大事故等対処設備に影響を与えるおそれがある事象として，飛来物（航空機落下等），火災・爆発（森林火災，近隣工場等の火災・爆発，航空機落下火災），有毒ガス，船舶の衝突，電磁的障害及び故意による大型航空機衝突その他のテロリズムを考慮する。また，設計基準事故対処設備と重大事故等対処設備に対する共通要因としては，火災・爆発（森林火災，近隣工場等の火災・爆発，航空機落下火災），有毒ガス，船舶の衝突，電磁的障害及び故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムを考慮する。
故意による大型航空機衝突その他のテロリズムについては，可搬型重大事故等対処設備による対策を講じることとする。
建屋については，地震，津波，火災及び外部からの衝撃による損傷を防止できる設計とする。
重大事故等対処設備についても，可能な限り多様性を考慮する。
環境条件に対しては，想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重及びその他の使用条件において，常設重大事故防止設備がその機能を確実に発揮できる設計とする。重大事故等時の環境条件における健全性については「2.3.3

環境条件等」に記載する。風（台風），低温(凍結)，降水，積

雪及び電磁的障害に対して常設重大事故防止設備は，環境条件にて考慮し，機能が損なわれない設計とする。
常設重大事故防止設備は，「2.1.1震，津波及び火災に対しては，「2.1.2

発電用原子炉施設の位置」に基づく地盤上に設置するとともに，地耐震設計の基本方針」，「2.1.3

耐津波設計の基本方針」及び「2.2火災による損傷の防止」に基づく設計とする。地震，津波，溢水及び火災に対して常設重大事故防止設備
共 2−26

は，設計基準事故対処設備等と同時に機能を損なうおそれがないように，可能な限り設計基準事故対処設
備等と位置的分散を図る。また，常設重大事故防止設備は，地震による使用済燃料プールからの溢水に対して機能を損なわない設計とする。
風（台風），竜巻，低温（凍結），降水，積雪，落雷，地滑り，火山の影響，生物学的事象，火災・爆発（森林火災，近隣工場等の火災・爆発，航空機落下火災），有毒ガス，船舶の衝突及び電磁的障害に対して，常設重大事故防止設備は，外部からの衝撃による損傷の防止が図られた建屋内に設置するか，又は設計基
準事故対処設備等と同時に機能を損なうおそれがないように，位置的分散を図り，屋外に設置する。
落雷に対して常設代替交流電源設備は，避雷設備等により防護する設計とする。
生物学的事象のうちネズミ等の小動物に対して屋外の常設重大事故防止設備は，侵入防止対策により安全機能が損なわれるおそれのない設計とする。
サポート系の故障に対しては，系統又は機器に供給される電力，空気，油，冷却水を考慮し，常設重大事故防止設備は設計基準事故対処設備等と異なる駆動源，冷却源を用いる設計又は駆動源，冷却源が同じ場合は別の手段が可能な設計とする。また，常設重大事故防止設備は設計基準事故対処設備等と可能な限り異なる水源をもつ設計とする。
なお，常設重大事故緩和設備並びに常設重大事故防止設備及び常設重大事故緩和設備に該当しない常設
重大事故対処設備は，共通要因に対して，同一の機能を有する設備と同時に機能を損なうおそれがないよ
うに，同一の機能を有する設備と可能な限りの多様性，位置的分散を図る設計とするか，又は修復性等を考慮し，可能な限り頑健性をもたせた設計とする。
さらに，重大事故等対処設備は，共通要因により，重大事故等対処設備の有する発電用原子炉の未臨界移行機能，燃料冷却機能，格納容器除熱機能及び使用済燃料プール注水の各機能を損なわないよう，同一の機能を有する重大事故等対処設備と可能な限り多様性，位置的分散を図る設計とする。

共 2−27

(2) 類型化の考え方
a. 考慮事項①環境条件，自然現象，外部人為事象，溢水，火災②サポート系による要因：系統又は機器に供給される電力，燃料油，空気，冷却水，水源
b. 類型化①環境条件，自然現象，外部人為事象，溢水，火災については，屋内設備と屋外設備に分類する。
②サポート系による要因については，設備毎に考慮する。
考慮事項
防止設備
常設重大事故防止設備の共通要因
故障防止

①環境条件
自然現象
外部人為事象溢水
火災

共通要因の考慮
対象設備ありAa

屋外

Ab

共通要因の考慮
対象設備なし※緩和設備，防止でも緩和でもない設備②サポート系による要因

屋内サポート系あり

対象外

同一目的のSA設備
又はＤＢ設備あり

B

同一目的のSA設備
又はＤＢ設備なし

対象外

異なる駆動源，冷却源等

Ca

別の手段
サポート系なし

Cb
対象外

重大事故等対処設備

共通要因故障対象設備

常設重大事故防止設備

設計基準事故対処設備※設計基準対象設備の機能喪失を想定して設置する重大事故等対処設備だけでなく，重大事故等時に設計基準対象施設としての機能を期待する設備についても重大事故等対処設備（設計基準拡張）と位置づけている。これら設備については，設
備共通要因故障を考慮すべき代替対象の設計基準対象施設がない。

共 2−28

2.

設計方針について【要求事項：常設重大事故防止設備は，共通要因によって設計基準事故対処設備の安全機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること】(1) 各考慮事項に対する設計方針は以下のとおり。
①環境条件，地震，津波，その他自然現象，外部事象，溢水，火災
項目
環境条件
地盤
地震

津波

風（台風）

竜巻

低温（凍結）
自然現象

降水

積雪

落雷

地滑り

火山の影響

生物学的事象
外部火災

外部人為事象

森林火災
近隣工場等
の火災・爆
発，有毒ガ
ス
船舶の衝突

電磁的障害

故意による大型航空機衝突その他のテロ
リズム
溢水

火災

DB 設備
常設 SA 設備
屋外
屋内
屋外
屋内
第 12 条（安全施設）に基づく設 第 43 条第 1 項第 1 号の環境条件として健全性を確認している計とする。
第 3 条（設計基準対象施設の地
第 38 条（重大事故等対処設備の地盤）に基づく地盤上に設置する。
盤）に基づく地盤上に設置する。
第 4 条（地震による損傷の防止） 第 39 条（地震による損傷の防止）に基づく設計とする。
に基づく設計とする。
位置的分散（2 項）
第 5 条（津波による損傷の防止） 第 40 条（津波による損傷の防止）に基づく設計とする。
に基づく設計とする。
位置的分散（2 項）
第 6 条（外部からの衝撃による損 設計基準事故対処設備と同時にその機能が損 第 6 条（外部からの衝撃によ
傷の防止）に基づく設計とする。 なわれないよう位置的分散を図り設置する。 る損傷の防止）に基づき設計された建屋内に設置する。
位置的分散（2 項）
第 6 条（外部からの衝撃による損 設計基準事故対処設備と同時にその機能が損傷の防止）に基づく設計とする。 なわれないよう位置的分散を図り設置する。
位置的分散（2 項）
第 6 条（外部からの衝撃による損 設計基準事故対処設備と同時にその機能が損傷の防止）に基づく設計とする。 なわれないよう位置的分散を図り設置する。
位置的分散（2 項）
第 6 条（外部からの衝撃による損 設計基準事故対処設備と同時にその機能が損傷の防止）に基づく設計とする。 なわれないよう位置的分散を図り設置する。
位置的分散（2 項）
第 6 条（外部からの衝撃による損 設計基準事故対処設備と同時にその機能が損傷の防止）に基づく設計とする。 なわれないよう位置的分散を図り設置する。
位置的分散（2 項）
第 6 条（外部からの衝撃による損 設計基準事故対処設備と同時にその機能が損傷の防止）に基づく設計とする。 なわれないよう位置的分散を図り設置する。
位置的分散（2 項）
第 6 条（外部からの衝撃による損 設計基準事故対処設備と同時にその機能が損傷の防止）に基づく設計とする。 なわれないよう位置的分散を図り設置する。
位置的分散（2 項）
第 6 条（外部からの衝撃による損 設計基準事故対処設備と同時にその機能が損傷の防止）に基づく設計とする。 なわれないよう位置的分散を図り設置する。
位置的分散（2 項）
第 6 条（外部からの衝撃による損 設計基準事故対処設備と同時にその機能が損傷の防止）に基づく設計とする。 なわれないよう位置的分散を図り設置する。
位置的分散（2 項）
第 6 条（外部からの衝撃による損 設計基準事故対処設備と同時にその機能が損傷の防止）に基づく設計とする。 なわれないよう位置的分散を図り，防火帯の内側に設置し，延焼しない設計とする。
位置的分散（2 項）
第 6 条（外部からの衝撃による損 設計基準事故対処設備と同時にその機能が損傷の防止）に基づく設計とする。 なわれないよう位置的分散を図り設置する。
位置的分散（2 項）
第 6 条（外部からの衝撃による損 設計基準事故対処設備と同時にその機能が損傷の防止）に基づく設計とする。 なわれないよう位置的分散を図り設置する。
位置的分散（2 項）

第 6 条（外部からの衝撃による損傷の防止）に基づき設計された建屋内に設置する
第 6 条（外部からの衝撃による損傷の防止）に基づき設計された建屋内に設置する。
第 6 条（外部からの衝撃による損傷の防止）に基づき設計された建屋内に設置する。
第 6 条（外部からの衝撃による損傷の防止）に基づき設計された建屋内に設置する。
第 6 条（外部からの衝撃による損傷の防止）に基づき設計された建屋内に設置する。
第 6 条（外部からの衝撃による損傷の防止）に基づき設計された建屋内に設置する。
第 6 条（外部からの衝撃による損傷の防止）に基づき設計された建屋内に設置する。
第 6 条（外部からの衝撃による損傷の防止）に基づき設計された建屋内に設置する。
第 6 条（外部からの衝撃による損傷の防止）に基づき設計された建屋内に設置する。

第 6 条（外部からの衝撃による損傷の防止）に基づき設計された建屋内に設置する。
第 6 条（外部からの衝撃による損傷の防止）に基づき設計された建屋内に設置する。

−（屋外の可搬型重大事故等対処設備は原子炉建屋等，屋外の常設重大事故等対処設備，屋外の設計基準事故対処設備から 100m の離隔距離を確保して複数箇所に保管する。
）
第 9 条（溢水による損傷の防止等）に基づく設計とする。

設計基準事故対処設備と同時にその機能が損なわれないよう位置的分散を図り設置する。
位置的分散（区画）（2 項）
第 8 条（火災による損傷の防止） 第 41 条（火災による損傷の防止）に基づく設計とする。
に基づく設計とする。
位置的分散（区画）（2 項）

共 2−29

②サポート系
共通要因

ポンプ等

発電機

弁

パラメータ
・電源の多重性（Ａ系：計装電源Ａ（区分Ⅰ））（Ｂ系：計装電源Ｂ（区分Ⅱ））※重大事故等対処設備のみに使用するパラメー
タは，Ａ系またはＢ系よ

電源

・電源の多様性［常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設
備（⇔非常用ディーゼ
ル発電機）
］

−

・電源の多重性［常設代替交流電源設備，
常設代替直流電源設
備（⇔非常用ディー
ゼル発電機）］

燃料油−・位置的分散［地下軽油タンク（⇔軽油タ
ンク）］

−

−

空気

−

−

・駆動方式の多様性（高圧窒素ガスボンベ（⇔アキュムレータ）
）

−

冷却方式

・冷却方式の多様性［自己冷却（⇔原子炉補機冷却系）］

・冷却方式の多様性［空気冷却（⇔原子炉補機冷却系）］−

・冷却方式の多様性［代替原子炉補機冷
却系（⇔原子炉補機
冷却系）
］

水源

・異なる水源［復水貯蔵槽（⇔サプレッションプール水）
］

−

−

−

り給電可能
・電源の多様性［常設
代替直流電源設備，
常設代替交流電源設
備，可搬型代替交流
電源設備（⇔直流電
源設備，非常用ディーゼル発電機）］※括弧内の設備は，多様性，多重性等の対象となる設計基準対象施設を表す。

共 2−30(2) 各区分における設計方針については，以下の表にまとめた
類型化区分
共通

屋
内

常設重大事故防止設備

①環境条件
自然現象
外部人為事象
溢水
火災

共通要因
の考慮対
象設備あ
り

屋
外

共通要因の考慮対象設備なし常設重大事故緩和設備及び防止でも緩和でもない常設重大事対処設備

同一機能の設備あり

設計方針
生物学的事象のうち，ネズミ等の小動物に対して，屋外の常設重大事故防止設備は，侵入防止対策を実施することで機能が損なわれるおそれのない設計とする。
◯防止設備−対象（代替対象 DB 設備有り）−屋内
地震，津波，溢水及び火災に対しては，設計基準事故
対処設備と同時に機能を損なうおそれがないように，
可能な限り設計基準事故対処設備と位置的分散を図る設計とする。
Ａａ
風（台風），竜巻，積雪，低温，降水，落雷，火山の影
響，地滑り，生物学的事象，火災・爆発（森林火災，近隣工場等の火災・爆発，航空機落下火災），有毒ガスに対して外部からの衝撃による損傷の防止が図られた建屋内に設置する。
◯防止設備−対象（代替対象 DB 設備有り）−屋外
地震，津波，溢水及び火災に対しては，設計基準事故
対処設備と同時に機能を損なうおそれがないように，
可能な限り設計基準事故対処設備と位置的分散を図る設計とする。
Ａｂ
風（台風），竜巻，積雪，低温，降水，落雷，火山の影
響，生物学的事象，火災・爆発（森林火災，近隣工場等の火災・爆発，航空機落下火災），有毒ガスに対して，
設計基準事故対処設備と同時にその機能が損なわれないよう位置的分散を図り設置する。
◯防止設備−対象外（共通要因の考慮対象設備なし）−
対象外 （環境条件，自然現象，外部人為事象，溢水，火災及びサポート系の故障に対して，修復性等を考慮し，可能な限り頑健性をもたせた設計とする。
）◯緩和設備又は防止でも緩和でもない設備−対象（同一目的の SA 設備あり）
環境条件，自然現象，外部人為事象，溢水，火災及びサＢ
ポート系の故障に対して，可能な限りの多様性，位置的分散を図る設計とする，若しくは修復性等を考慮し，可能な限り頑健性をもたせた設計とする。

関連資料

配置図
系統図

◯緩和設備又は防止でも緩和でもない設備−対象（同一目的の SA 設備なし）
同一機能の設−対象外
備なし（環境条件，自然現象，外部人為事象，溢水，火災及びサポート系の故障に対して，修復性等を考慮し，可能な限り頑健性をもたせた設計とする。
）
異なる
駆動源，
冷却源

Ｃａ

サポート系あり②サポート系
別の手段
サポート系なし

Ｃｂ−◯対象（サポート系有り）−異なる駆動源又は冷却源
常設重大事故防止設備は，設計基準事故対処設備と異なる駆動源，冷却源を用いる設計とする。また，水源についても可能な限り異なる水源を用いる設計とする。
◯対象（サポート系有り）−別の手段
常設重大事故防止設備は，駆動源，冷却源が同じ場合は別の手段が可能な設計とする。また，水源についても可能な限り異なる水源を用いる設計とする。

系統図◯対象外（サポート系なし）※個別条文で記載する事項を下波部で示す

共 2−31

■設置許可基準規則

第 43 条

第3項

第1号

可搬型重大事故等対処設備の容量等について
1.

概要
重大事故等対処設備の基準適合性を確認するにあたり，設置許可基準規則により要求されている項目の
うち，可搬型重大事故等対処設備の容量等の適合性を確認するための区分及び設計方針について整理した。

(1) 基本設計方針
可搬型重大事故等対処設備は，想定される重大事故等の収束において，想定する事象及びその事象の進展を考慮し，事故対応手段としての系統設計を行う。重大事故等の収束は，これらの系統の組み合わせにより達成する。
可搬型重大事故等対処設備は，系統の目的に応じて必要な容量等を有する設計とするとともに，設備の機能，信頼度等を考慮し，予備を含めた保有数を確保することにより，必要な容量等に加え，十分に余裕のある容量等を有する設計とする。
なお，「容量等」とは，必要となる機器のポンプ流量，タンク容量，発電機容量，蓄電池容量及びボンベ
容量並びに計測器の計測範囲とする。
可搬型重大事故等対処設備のうち複数の機能を兼用することで，設置の効率化，被ばく低減が図れるものは，同時に要求される可能性がある複数の機能に必要な容量等を合わせた容量等とし，兼用できる設計とする。
可搬型重大事故等対処設備のうち，原子炉建屋の外から水又は電力を供給する注水設備及び電源設備は，必要となる容量等を有する設備を 1 基あたり 2 セットに加えて，故障時のバックアップ及び保守点検による待機除外時のバックアップを発電所全体で確保する。
また，可搬型重大事故等対処設備のうち，負荷に直接接続する可搬型蓄電池，可搬型ボンベ等は，必要となる容量等を有する設備を 1 基あたり 1 セットに加えて，故障時のバックアップ及び保守点検による待機除外時のバックアップを発電所全体で確保する。
上記以外の可搬型重大事故等対処設備は，必要となる容量等を有する設備を 1 基あたり 1 セットに加えて，設備の信頼度等を考慮し，予備を確保する。

共 2−32

(2) 類型化
a. 考慮事項(a) 容量・想定する事象及びその事象の進展を考慮し，事故対応手段としての系統設計を行う(b) 数量・可搬型設備の使用方法を考慮し，必要数量を設計する。
① 原子炉建屋の外から水又は電力を供給する設備かどうか② 負荷に直接接続する可搬型直流電源設備等か
b. 類型化(a) 容量・類型化なし(b) 数量・原子炉建屋の外から水又は電力を供給する可搬型設備を「Ａ」，負荷に直接接続する可搬型設備を「Ｂ」，それ以外を「Ｃ」に分類する。

数量

考慮事項
・必要数量
①原子炉建屋の外から水又は電力を供給す
る設備か②負荷に直接接続する
設備か

原子炉建屋の外から
水又は電力を供給する
設備

Ａ

負荷に直接接続する
設備

Ｂ

その他設備

Ｃ

共 2−33

2.

設計方針について【要求事項：想定される重大事故等の収束に必要な容量に加え，十分に余裕のある容量を有するものである
こと】
各区分における設計方針について，以下の表にまとめた(1) 必要容量
系統の目的に応じて必要な容量を有する設計とする。
複数の機能を兼用することで，設置効率化，被ばくの低減を図れるものは，同時に要求される可能性のある複数の機能に必要な容量を合わせた容量とし，兼用できる設計とする。
(2) 数量
類型化区分

設計方針

Ａ

必要となる容量等を有する設備を 6 号及び 7 号炉それぞれ

原子炉建屋の外から水又

2 セットに加え，故障時のバックアップ及び保守点検によは電力を供給する可搬型

る待機除外時のバックアップを発電所全体で 1 台以上確保

設備
Ｂ
負荷に直接接続する可搬型設備
Ｃ
その他設備

する。
必要となる容量等を有する設備を 6 号及び 7 号炉それぞれ
1 セットに加え，故障時のバックアップ及び保守点検による待機除外時のバックアップを発電所全体で 1 台以上確保
する。

対象設備
・可搬型代替注水ポンプ
・可搬型代替交流電源設備
・代替原子炉補機冷却系※1・高圧窒素ガスボンベ※2
・逃がし安全弁用可搬型蓄
電池必要となる容量等を有する設備を 6 号及び 7 号炉それぞれ
1 セット確保することに加え，プラントの安全性を向上さ ・その他設備せる観点から，設備の信頼度等を考慮し，予備を確保する。

※1:代替原子炉補機冷却系については，同様の機能を有する格納容器圧力逃がし装置との間で多様性を備えていることから，1 基当たり 2 セット確保する。
※2:高圧窒素ガスボンベについては，原子炉建屋内に配置することから，バックアップについても建屋毎に設置することが適切であるため，1 負荷当たり 1 セット（5 本）に加え，予備を 1 基あたり5 本以上確保する。

共 2−34

■設置許可基準規則

第 43 条

第3項

第2号

可搬型重大事故等対処設備の常設設備との接続性について
1.

概要
重大事故等対処設備の基準適合性を確認するにあたり，設置許可基準規則により要求されている項目の
うち，可搬型重大事故等対処設備の常設設備との接続性を確認するための区分及び設計方針について整理した。

(1) 基本設計方針
可搬型重大事故等対処設備を常設設備と接続するものについては，容易かつ確実に接続できるように，
ケーブルはボルト・ネジ接続又はより簡便な接続方式等を用い，配管は配管径や内部流体の圧力によって，大口径配管又は高圧環境においてはフランジを用い，小口径配管かつ低圧環境においてはより簡便な接続方式等を用いる設計とする。高圧窒素ガスボンベ，タンクローリー等については，各々専用の接続方式を用いる。また，発電用原子炉施設間で相互に使用することができるように，6 号及び 7 号炉とも同一形状とするとともに，同一ポンプを接続する配管は，口径を統一する等，複数の系統での接続方式の統一も考慮する。
(2) 類型化の考え方
a. 考慮事項
・容易かつ確実に接続できる設計とする。
・相互に使用することができるように 6 号及び 7 号炉との同一形状とする。
b. 類型化
・内部流体等（水，空気，電気）に応じて各々適切な接続方式を採用しており，その接続形態に応じた区分に類型化する。
接続方法
常設設備と
接続するも
のに限る

考慮事項
①容易かつ確実な接続②接続方式の統一

ケーブル

配管

その他

共 2−35ボルト・ネジ接続

Ａ

より簡便な接続規格等
による接続

Ｃ

フランジ接続Ｂ

より簡便な接続規格等
による接続

Ｃ

専用の接続

Ｄ

2.

設計方針について【要求事項：常設設備（発電用原子炉施設と接続されている設備又は短時間に発電用原子炉施設と接続することができる常設の設備をいう。以下同じ。
）と接続するものにあっては，当該常設設備と容易
かつ確実に接続することができ，かつ，二以上の系統又は発電用原子炉施設が相互に使用することができるよう，接続部の規格の統一その他の適切な措置を講じたものであること】
各区分における設計方針について，以下の表にまとめた。

区分

設計方針

関連資料

ケーブルは，ボルト・ネジ接続等を用い，容易かつ確

備考
逃がし安全弁用蓄電Ａ

実に接続できる設計とする。また，原子炉施設が相互

接続図

池

ボルト・ネジ接続に使用することができるように 6 号及び 7 号炉とも同（写真）

可搬型代替交流電源

一形状の接続方式の設計とする。

設備

配管は，大口径又は高圧の系統は，フランジ接続によＢ
フランジ接続り，容易かつ確実に接続できる設計とする。
原子炉施設が相互に使用することができるように 6 号
及び 7 号炉とも同一形状，同口径の接続方式等とす

接続図

代替原子炉補機冷却

（写真）

系

る。
ケーブルは，より簡便な接続規格としてスリップオン
接続を用い，容易かつ確実に接続できる設計とする。
小口径かつ低圧の系統は，簡便な接続方式として結合

可搬型代替交流電源

Ｃ

金具を用い，容易かつ確実に接続できる設計とする。

接続図

設備

より簡便な接続

原子炉施設が相互に使用することができるように 6 号（写真）

可搬型代替注水ポン及び 7 号炉とも同一形状とするとともに，同一ポンプ

プを接続する配管は口径を統一する等，複数の系統での接続方式の統一を図った設計とする。
Ｄ
専用の接続

上記以外の接続方法については，個別に設計する。

接続図
（写真）

可搬型高圧窒素ガス
ボンベ
タンクローリー※個別条文で記載する事項を下波部で示す

共 2−36

■設置許可基準規則

第 43 条

第3項

第3号

異なる複数の接続箇所の確保について
1.

概要
重大事故等対処設備の基準適合性を確認するにあたり，設置許可基準規則により要求されている項目のうち，異なる複数の接続箇所の確保を確認するための区分及び設計方針について整理した。

(1) 基本設計方針
原子炉建屋，タービン建屋及び廃棄物処理建屋の外から水又は電力を供給する可搬型重大事故等対処設
備と常設設備との接続口は，共通要因によって接続することができなくなることを防止するため，建屋の異なる面の隣接しない位置又は屋内に適切な離隔距離をもって複数箇所設置する。
自然現象については，地震，津波，風（台風），竜巻，低温（凍結），降水，積雪，落雷，地滑り，火山の影響及び生物学的事象を考慮する。また，自然現象の組合せについては，地震，積雪及び火山の影響を考慮する。
外部人為事象については，飛来物（航空機落下等），火災・爆発（森林火災，近隣工場等の火災・爆発，
航空機落下火災），有毒ガス，船舶の衝突，電磁的障害及び故意による大型航空機の衝突その他テロリズムを考慮する。
環境条件に対しては，想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重及びその他の使用条件において，その機能を確実に発揮できる設計とするとともに，屋内又は異なる建屋面の隣接しない位置に複数箇所設置する。重大事故等時の環境条件における健全性については「2.3.3 環境条件等」に記載する。風（台風），低温（凍結），降水，積雪，及び電磁的障害に対しては，環境条件にて考慮し，機能が損なわれない設計とする。
地震に対して接続口は，「2.1.1

発電用原子炉施設の位置」に基づく地盤上の屋内又は建屋面に複数箇所設置する。
地震，津波及び火災に対しては，「2.1.2「2.2

耐震設計の基本方針」「2.1.3

耐津波設計の基本方針」及び火災による損傷の防止」に基づく設計とする。

溢水に対しては，想定される溢水水位に対して機能を喪失しない位置に設置する。
風（台風），竜巻，落雷，地滑り，火山の影響，生物学的事象，火災・爆発（森林火災，近隣工場等の火災・爆発，航空機墜落火災），有毒ガス，船舶の衝突及び故意による大型航空機の衝突その他テロリズムに対して接続口は，屋内及び建屋面又は建屋面の隣接しない位置に複数箇所設置する。
生物学的事象のうちネズミ等の小動物に対して屋外に設置する場合は，開口部の閉止により安全機能が損なわれるおそれのない設計とする。
また，電源車の接続については，一つの接続口で可搬型代替交流電源設備と可搬型代替直流電源設備の二つの機能を兼用して使用することから，それぞれの機能に必要な容量が確保できる接続口を設ける。

共 2−37

(2) 類型化の考え方
a. 考慮事項①重大事故等発生時における環境条件②自然現象③外部人為事象④溢水⑤火災⑥容量
b. 類型化・可搬型重大事故等対処設備の接続対象として，原子炉建屋の外から水又は電源供給するものを「Ａ」と分類し，その他設備を対象外と分類。
・複数の機能で一つの接続口を使用する設備については「ａ」，その他を「ｂ」と分類。

可搬型重大事
故等対処設備

考慮事項
・環境条件
・自然現象
・外部人為事象
・溢水
・火災
・容量

原子炉建屋の外から
水又は電力を供給する設備の接続口複数の機能で同時に使用
単独の機能で
使用

Ａａ

Ａｂ

対象外

共 2−38

2.

設計方針について【要求事項：常設設備と接続するものにあっては，共通要因によって接続することができなくなることを防止するため，可搬型重大事故等対処設備（原子炉建屋の外から水又は電力を供給するものに限る。）の接続口をそれぞれ互いに異なる複数の場所に設けるものであること】(1)

考慮事項に対する設計方針項目

可搬型 SA 設備と常設 SA 設備の接続口
建屋面

環境条件

屋内

第 43 条第 1 項第 1 号の環境条件として健全性を確認している
位置的分散（複数箇所）

自然現象

地盤

第 38 条（重大事故等対処設備の地盤）に基づく地盤上に設置する。
地震

第 39 条（地震による損傷の防止）に基づく設計とする。

津波

第 40 条（津波による損傷の防止）に基づく設計とする。

風（台風）

接続口は，適切な隔離距離を確保し

第 6 条（外部からの衝撃による損傷た複数箇所に設置する。

の防止）に基づき設計された建屋内
若しくは適切な離隔距離をもって複数箇所設置する。

位置的分散（複数箇所）
竜巻

接続口は，適切な隔離距離を確保し

第 6 条（外部からの衝撃による損傷た複数箇所に設置する。

の防止）に基づき設計された建屋内
若しくは適切な離隔距離をもって複数箇所設置する。

位置的分散（複数箇所）
低温（凍結）

接続口は，適切な隔離距離を確保し

第 6 条（外部からの衝撃による損傷た複数箇所に設置する。

の防止）に基づき設計された建屋内
若しくは適切な離隔距離をもって複数箇所設置する。

位置的分散（複数箇所）
降水

接続口は，適切な隔離距離を確保し

第 6 条（外部からの衝撃による損傷た複数箇所に設置する。

の防止）に基づき設計された建屋内
若しくは適切な離隔距離をもって複数箇所設置する。

位置的分散（複数箇所）
積雪

接続口は，適切な隔離距離を確保し

第 6 条（外部からの衝撃による損傷た複数箇所に設置する。

の防止）に基づき設計された建屋内
若しくは適切な離隔距離をもって複数箇所設置する。

位置的分散（複数箇所）
落雷

接続口は，適切な隔離距離を確保し

第 6 条（外部からの衝撃による損傷た複数箇所に設置する。

の防止）に基づき設計された建屋内
若しくは適切な離隔距離をもって複数箇所設置する。

位置的分散（複数箇所）
地滑り

接続口は，適切な隔離距離を確保し

第 6 条（外部からの衝撃による損傷た複数箇所に設置する。

の防止）に基づき設計された建屋内
若しくは適切な離隔距離をもって複数箇所設置する。

位置的分散（複数箇所）

共 2−39

火山の影響接続口は，適切な隔離距離を確保し

第 6 条（外部からの衝撃による損傷た複数箇所に設置する。

の防止）に基づき設計された建屋内
若しくは適切な離隔距離をもって複数箇所設置する。

位置的分散（複数箇所）
生物学的事象接続口は，適切な隔離距離を確保し

第 6 条（外部からの衝撃による損傷のた複数箇所に設置する。

防止）に基づき設計された建屋内若し
くは適切な離隔距離をもって複数箇所
設置する。

外部火災

外部人為事象位置的分散（複数箇所）
森林火災

接続口は，防火帯の内側の適切な隔第 6 条（外部からの衝撃による損傷

近隣工場等の火災・離距離を確保した複数箇所に設置すの防止）に基づき設計された建屋内爆発，有毒ガスる。

若しくは適切な離隔距離をもって複数箇所設置する。

位置的分散（複数箇所）
船舶の衝突

接続口は，適切な隔離距離を確保し

第 6 条（外部からの衝撃による損傷た複数箇所に設置する。

の防止）に基づき設計された建屋内
若しくは適切な離隔距離をもって複数箇所設置する。

位置的分散（複数箇所）
電磁的障害

接続口は，適切な隔離距離を確保し

第 6 条（外部からの衝撃による損傷た複数箇所に設置する。

の防止）に基づき設計された建屋内
若しくは適切な離隔距離をもって複数箇所設置する。

位置的分散（複数箇所）
故意による大型航空機衝接続口は，適切な隔離距離を確保した複数箇所に設置する。

突その他テロリズム

溢水に対しては，想定される溢水水位に対して機能を喪失しない位置に

溢水

設置する。
位置的分散（複数箇所）
火災

第 41 条（火災による損傷の防止）に基づく設計とする。
位置的分散（複数箇所）(2) 各区分における設計方針について，以下の表にまとめた。
類型化区分

設計方針

関連資料

可搬型重大事故等対処設備のうち，原子炉建屋の外から水又は電力を供給する設備と常設設備との接続口は，環境条件，自然現象，外部人為事象，溢水
及び火災の影響による共通要因によって接続することができなくなることをＡａ防止するため，屋内，建屋面又は屋外に適切な隔離距離を確保した複数箇所に設置する。また，一つの接続口で，可搬型代替交流電源設備と可搬型代替
交流直流設備の二つの機能を兼用して使用することから，それぞれの機能に必要な容量が確保できる接続口を設ける。

共 2−40接続図

可搬型重大事故等対処設備のうち，原子炉建屋の外から水又は電力を供給する設備と常設設備との接続口は，環境条件，自然現象，外部人為事象，溢水
Ａｂ

及び火災の影響による共通要因によって接続することができなくなることを接続図防止するため，屋内又は建屋面に適切な隔離距離を確保した複数箇所に設置
する。

対象外

−

※個別条文で記載する事項を下波部で示す

共 2−41

■設置許可基準規則

第 43 条

第3項

第4号

可搬型重大事故等対処設備の設置場所について
1.

概要
重大事故等対処設備の基準適合性を確認するにあたり，設置許可基準規則により要求されている項目の
うち，可搬型重大事故等対処設備の設置場所を確認するための区分及び設計方針について整理した。

(1) 基本設計方針
可搬型重大事故等対処設備は，想定される重大事故等が発生した場合においても設置及び常設設備との接続に支障がないように，放射線量の高くなるおそれの少ない設置場所の選定，当該設備の設置場所への遮蔽の設置等により，当該設備の設置及び常設設備との接続が可能な設計とする。
(2) 類型化の考え方
a. 考慮事項
・放射線の影響2.

設計方針について【要求事項：想定される重大事故等が発生した場合において可搬型代替重大事故等対処設備を設置場所に据え付け，及び常設設備と接続することができるよう，放射線が高くなるおそれが少ない設置場
所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること】
各区分における設計方針について，以下の表にまとめた。
設計方針

関連資料

可搬型重大事故等対処設備は，放射線量の高くなるおそれの少ない場所の選定，当該設備の設置場所への遮蔽の設置等により，想定される重大事故等が発生した場合において接続図も，当該設備の設置及び常設設備との接続が可能な設計とする。

※個別条文で記載する事項を下波部で示す

共 2−42

■設置許可基準規則

第 43 条

第3項

第5号

保管場所について
1.

概要
重大事故等対処設備の基準適合性を確認するにあたり，設置許可基準規則により要求されている項目のうち，重大事故等対処設備の保管場所を確認するための区分及び設計方針について整理した。

(1)

基本設計方針可搬型重大事故等対処設備は，地震，津波，風（台風），竜巻，低温（凍結），降水，積雪，落雷，地滑り，火山の影響，生物学的事象，飛来物（航空機落下等），火災・爆発（森林火災，近隣工場等の火災・爆発，航空機落下火災），有毒ガス，船舶の衝突，電磁的障害，故意による大型航空機衝突その他のテロリズ
ム，設計基準事故対処設備等及び重大事故等対処設備の配置その他の条件を考慮した上で常設重大事故等対処設備と異なる保管場所に保管する。
環境条件については，想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重及びその他の使用条件において，可搬型重大事故等対処設備がその機能を確実に発揮できる設計とする。重大事故等時の環境条件における健全性については「2.3.3 環境条件等」に記載する。風（台風），低温（凍結），降水，
積雪及び電磁的障害に対して可搬型重大事故等対処設備は，環境条件にて考慮し，機能が損なわれない設
計とする。
地震に対して可搬型重大事故等対処設備は，原子炉建屋等の頑健な屋内に保管する，又は屋外に保管する場合は，共通要因によりすべての設備が同時に機能を喪失しないよう転倒しないことを確認する又は必要により固縛等の処置をするとともに，地震により生ずる敷地下斜面のすべり，液状化及び揺すり込みによる不等沈下，地盤支持力の不足，地中埋設構造物の損壊等の影響により必要な機能を喪失しないよう複数の位置に分散して保管する。
地震及び津波に対して可搬型重大事故等対処設備は，「2.1.2 耐震設計の基本方針」，「2.1.3 津波による損傷の防止」にて考慮された設計とする。
火災に対して，可搬型重大事故対処設備は「2.2 火災による損傷の防止」に基づく火災防護を行う。
地震，津波，溢水及び火災に対して可搬型重大事故防止設備は，設計基準事故対処設備等及び常設重大事故防止設備と同時に機能を損なうおそれがないように，設計基準事故対処設備等の配置も含めて常設重大事故防止設備と位置的分散を図り複数箇所に保管する。
風（台風），竜巻，低温（凍結），降水，積雪，落雷，地滑り，火山の影響，生物学的事象，火災・爆発（森林火災，近隣工場等の火災・爆発，航空機墜落火災），有毒ガス，船舶の衝突及び電磁的障害に対して，可搬型重大事故等対処設備は，外部からの衝撃による損傷の防止が図られた屋内に保管するか又は設計基
準事故対処設備等及び常設重大事故等対処設備と同時に必要な機能を損なうおそれがないように，設計基準事故対処設備等の配置も含めて常設重大事故等対処設備と位置的分散を図り，防火帯の内側の複数箇所に分散して保管する。
飛来物（航空機落下）及び故意による大型航空機の衝突その他テロリズムに対して，屋内の可搬型重大事故等対処設備は，可能な限り設計基準事故対処設備等の配置も含めて常設重大事故等対処設備と位置的分散を図り複数箇所に分散して保管する。屋外に保管する可搬型重大事故等対処設備は，原子炉建屋，タービン建屋及び廃棄物処理建屋から 100m 以上の離隔距離を確保するとともに，当該可搬型重大事故等対処設備がその機能を代替する屋外の設計基準対象施設及び常設重大事故等対処設備から 100m 以上の離隔距離を確保した上で，複数箇所に分散して保管する。

共 2−43

(2) 類型化の考え方
a. 考慮事項
・環境条件
・自然現象
・外部人為現象・溢水・火災
b. 類型化・可搬型重大事故等対処設備の保管場所で，屋内「Ａ」と屋外「Ｂ」に分類し，さらに当該設備に対応する常設重大事故等対処設備があるものについては，「Ａａ」または「Ｂａ」，対応する常設重大事故
等対処設備がないものは，「Ａｂ」又は「Ｂｂ」に分類し，分散配置の考え方を明確にした。

保管場所

考慮事項
①環境条件
②自然現象
③外部人為事象
④溢水
⑤火災

屋内

屋外

共 2−44

共通要因の考慮対象設備あり

Ａａ

共通要因の考慮対象設備なし

Ａｂ

共通要因の考慮対象設備あり

Ｂａ

共通要因の考慮対象設備なし

Ｂｂ

2.

設計方針について【要求事項：地震，津波その他の自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムによる影響，
設計基準事故対処設備の配置その他の条件を考慮した上で常設重大事故等対処設備と異なる保管場所に保管すること】(1) 各考慮事項における設計方針について，以下の表にまとめた。
項目

自然現象

DB 設備
常設 SA 設備
可搬型 SA 設備
屋外
屋内
屋外
屋内
屋外
屋内
第 12 条（安全施設）に基 第 43 条第 1 項第 1 号の環境条件として健全性を確認している。
環境条件
づく設計とする。
第 3 条（設計基準対象施 第 38 条（重大事故等対処設備の地 地震により生ずる敷地下斜面のすべ 第 38 条（重大事設の地盤）に基づく地盤 盤）に基づく地盤上に設置する。 り，液状化及び揺すり込みによる不 故等対処設備の地上に設置する。
等沈下，地盤支持力の不足，地中埋 盤）に基づき設置
地盤
設構造物の損壊等の影響により，必 された屋内に保管
要な機能を喪失しない複数の位置に する設計とする。
分散して保管する。
地震
第 4 条（地震による損傷 第 39 条（地震による損傷の防止） 第 39 条（地震による損傷の防止）に基づく設計とすの防止）に基づく設計と に基づく設計とする。
る。
する。
位置的分散（2 項）
位置的分散（3 項）
津波
第 5 条（津波による損傷の 第 40 条（津波による損傷の防止）に 第 40 条（津波による損傷の防止）に基づく設計とする。
防止）に基づく設計とす 基づく設計とする。
（高台及び水密区画）る。
（高台及び水密区画）
位置的分散（2 項）風
第 6 条（外部からの衝撃に 設計基準事故対処 第 6 条（外部か 設計基準事故等対処設備及び常設重 第 6 条（外部から（台風） よる損傷の防止）に基づく 設備と同時にその らの衝撃による 大事故等対処設備と同時に必要な機 の衝撃による損傷設計とする。
機能が損なわれな 損傷の防止）に 能を損なうおそれがないように，設 の防止）に基づき
いよう位置的分散 基づき設計され 計基準事故等対処設備の配置も含め 設計された屋内にを図り設置する。 た屋内に設置す て常設重大事故等対処設備と位置的 保管する設計とする。
分散を図り，防火帯の内側の複数箇 る。
位置的分散（2 項）
所に分散して保管する設計とする。
位置的分散（3 項）竜巻
第 6 条（外部からの衝撃に 設計基準事故対処 第 6 条（外部か 設計基準事故等対処設備及び常設重 第 6 条（外部からよる損傷の防止）に基づく 設備と同時にその らの衝撃による 大事故等対処設備と同時に必要な機 の衝撃による損傷設計とする。
機能が損なわれな 損傷の防止）に 能を損なうおそれがないように，設 の防止）に基づき
いよう位置的分散 基づき設計され 計基準事故等対処設備の配置も含め 設計された屋内にを図り設置する。 た屋内に設置す て常設重大事故等対処設備と位置的 保管する設計とする。
分散を図り，防火帯の内側の複数箇 る。
位置的分散（2 項）
所に分散して保管する設計とする。
位置的分散（3 項）積雪
第 6 条（外部からの衝撃に 設計基準事故対処 第 6 条（外部か 設計基準事故等対処設備及び常設重 第 6 条（外部から降水よる損傷の防止）に基づく 設備と同時にその らの衝撃による 大事故等対処設備と同時に必要な機 の衝撃による損傷設計とする。
機能が損なわれな 損傷の防止）に 能を損なうおそれがないように，設 の防止）に基づき
いよう位置的分散 基づき設計され 計基準事故等対処設備の配置も含め 設計された屋内にを図り設置する。 た屋内に設置す て常設重大事故等対処設備と位置的 保管する設計とする。
分散を図り，防火帯の内側の複数箇 る。
位置的分散（2 項）
所に分散して保管する設計とする。
位置的分散（3 項）
低温
第 6 条（外部からの衝撃に 設計基準事故対処 第 6 条（外部か 設計基準事故等対処設備及び常設重 第 6 条（外部から（凍結） よる損傷の防止）に基づく 設備と同時にその らの衝撃による 大事故等対処設備と同時に必要な機 の衝撃による損傷設計とする。
機能が損なわれな 損傷の防止）に 能を損なうおそれがないように，設 の防止）に基づき
いよう位置的分散 基づき設計され 計基準事故等対処設備の配置も含め 設計された屋内にを図り設置する。 た屋内に設置す て常設重大事故等対処設備と位置的 保管する設計とする。
分散を図り，防火帯の内側の複数箇 る。
位置的分散（2 項）
所に分散して保管する設計とする。
位置的分散（3 項）
落雷
第 6 条（外部からの衝撃に 設計基準事故対処 第 6 条（外部か 設計基準事故等対処設備及び常設重 第 6 条（外部からよる損傷の防止）に基づく 設備と同時にその らの衝撃による 大事故等対処設備と同時に必要な機 の衝撃による損傷設計とする。
機能が損なわれな 損傷の防止）に 能を損なうおそれがないように，設 の防止）に基づき
いよう位置的分散 基づき設計され 計基準事故等対処設備の配置も含め 設計された屋内にを図り設置する。 た屋内に設置す て常設重大事故等対処設備と位置的 保管する設計とする。
分散を図り，防火帯の内側の複数箇 る。
位置的分散（2 項）
所に分散して保管する設計とする。
位置的分散（3 項）

共 2−45

地滑り

外部火災

外部人為事象

第 6 条（外部からの衝撃に 設計基準事故対処 第 6 条（外部か 設計基準事故等対処設備及び常設重 第 6 条（外部からよる損傷の防止）に基づく 設備と同時にその らの衝撃による 大事故等対処設備と同時に必要な機 の衝撃による損傷設計とする。
機能が損なわれな 損傷の防止）に 能を損なうおそれがないように，設 の防止）に基づき
いよう位置的分散 基づき設計され 計基準事故等対処設備の配置も含め 設計された屋内にを図り設置する。 た屋内に設置す て常設重大事故等対処設備と位置的 保管する設計とする。
分散を図り，防火帯の内側の複数箇 る。
位置的分散（2 項）
所に分散して保管する設計とする。
位置的分散（3 項）
火山に
第 6 条（外部からの衝撃に 設計基準事故対処 第 6 条（外部か 設計基準事故等対処設備及び常設重 第 6 条（外部からよる影
よる損傷の防止）に基づく 設備と同時にその らの衝撃による 大事故等対処設備と同時に必要な機 の衝撃による損傷
響設計とする。
機能が損なわれな 損傷の防止）に 能を損なうおそれがないように，設 の防止）に基づき
いよう位置的分散 基づき設計され 計基準事故等対処設備の配置も含め 設計された屋内にを図り設置する。 た屋内に設置す て常設重大事故等対処設備と位置的 保管する設計とする。
分散を図り，防火帯の内側の複数箇 る。
位置的分散（2 項）
所に分散して保管する設計とする。
位置的分散（3 項）
生物学
第 6 条（外部からの衝撃 設計基準事故対第 6 条（外部 設計基準事故等対処設備及び常設 第 6 条（外部から的事象による損傷の防止）に基 処設備と同時にからの衝撃に 重大事故等対処設備と同時に必要 の衝撃による損傷づく設計とする。
その機能が損なよる損傷の防 な機能を損なうおそれがないよう の防止）に基づき
われないよう位止）に基づき に，設計基準事故等対処設備の配 設計された屋内に置的分散を図り設計された屋 置も含めて常設重大事故等対処設 保管する設計とす
設置する。
内に設置す
備と位置的分散を図り，防火帯の る。
る。
内側の複数箇所に分散して保管す
位置的分散（2 項）
る設計とする。
位置的分散（3 項）
森林 第 6 条（外部からの衝撃に 設計基準事故対処 第 6 条（外部か 設計基準事故等対処設備及び常設重 第 6 条（外部から火災 よる損傷の防止）に基づく 設備と同時にその らの衝撃による 大事故等対処設備と同時に必要な機 の衝撃による損傷設計とする。
機能が損なわれな 損傷の防止）に 能を損なうおそれがないように，設 の防止）に基づき
近隣工
いよう位置的分散 基づき設計され 計基準事故等対処設備の配置も含め 設計された屋内に場の火を図り，防火帯の内 た屋内に設置す て常設重大事故等対処設備と位置的 保管する設計とす
災・側に設置し，延焼し る。
分散を図り，防火帯の内側の複数箇 る。
爆発，ない設計とする。
所に分散して保管する設計とする。
有毒ガ
位置的分散（2 項）ス
位置的分散（3 項）
屋内の可搬型重大事故等対処設備は，可能な限り設計基準事故対処設備の配置も含めて常設重大事 −故意によ
故等対処設備と位置的分散を図り複数箇所に保管する設計とする。建屋外の可搬型重大事故等対処る大型航設備は，原子炉建屋から 100m 以上の離隔距離を確保するとともに，当該可搬型重大事故等対処設
空機衝突
備がその機能を代替する屋外の設計基準対処設備及び常設重大事故等対処設備から 100m 以上の離その他テ隔距離を確保した上で，複数箇所に分散して保管する設計とする。
ロリズム
位置的分散（3 項）
第 6 条（外部からの衝撃に 設計基準事故対処 第 6 条（外部 設計基準事故等対処設備及び常設重 第 6 条（外部からよる損傷の防止）に基づく 設備と同時にその からの衝撃に 大事故等対処設備と同時に必要な機 の衝撃による損傷設計とする。
機能が損なわれな よる損傷の防 能を損なうおそれがないように，設 の防止）に基づき
いよう位置的分散 止）に基づき 計基準事故等対処設備の配置も含め 設計された屋内に船舶の衝突を図り設置する。 設計された屋 て常設重大事故等対処設備と位置的 保管する設計とす
内に設置す
分散を図り，防火帯の内側の複数箇 る。
る。
所に分散して保管する設計とする。
位置的分散（2 項）
位置的分散（3 項）
第 6 条（外部からの衝撃に 設計基準事故対処 第 6 条（外部 設計基準事故等対処設備及び常設重 第 6 条（外部からよる損傷の防止）に基づく 設備と同時にその からの衝撃に 大事故等対処設備と同時に必要な機 の衝撃による損傷設計とする。
機能が損なわれな よる損傷の防 能を損なうおそれがないように，設 の防止）に基づき
いよう位置的分散 止）に基づき 計基準事故等対処設備の配置も含め 設計された屋内にを図り設置する。 設計された屋 て常設重大事故等対処設備と位置的 保管する設計とす
電磁的障害
内に設置す
分散を図り，防火帯の内側の複数箇 る。
る。
所に分散して保管する設計とする。
位置的分散（2 項）
位置的分散（3 項）
第 9 条（溢水による損傷の 設計基準事故対処設備と同時にその 屋外タンクからの溢水による影響を 設計基準事故対処防止等）に基づく設計とす 機能が損なわれないよう位置的分散 受けない場所に保管する。
設備と同時にそのる。
を図り設置する。
機能が損なわれな
溢水
いよう位置的分散
位置的分散（区画）（2 項）を図り設置する。
位置的分散（区画）（3 項）
第 8 条（火災による損傷 第 41 条（火災による損傷の防止） 第 41 条（火災による損傷の防止）に基づく設計とすの防止）に基づく設計と に基づく設計とする。
る。
する。
火災
位置的分散（区画）（2 項）
位置的分散（区画）（3 項）

共 2−46

(2) 各区分における設計方針について，以下の表にまとめた。
類型化区分

設計方針

関連資料

可搬型重大事故等対処設備は，地震，津波，溢水及び火災に対して，設計基準事故等対処設備及び常設重大事故等対処設備と同時に必要な機能を損なわないように，

共通

設計基準事故等対処設備の配置も含めて常設重大事故等対処設備と位置的分散を図−り，防火帯の内側の複数箇所に分散して保管する設計とする。
可搬型重大事故等対処設備は，風（台風），竜巻，低温（凍結），降水，積雪，落雷，地滑り，火山の影響，生物学的事象，火災・爆発（森林火災，近隣工場等の火

Ａa

屋内

災・爆発，航空機墜落火災），有毒ガス，船舶の衝突及び電磁的障害に対して，外（共通要因の考慮

部からの衝撃による損傷の防止が図られた屋内に保管する。また，可搬型重大事故

対象設備あり）

等対処設備のうち設計基準事故等対処設備及び常設重大事故等対処設備の機能を代替するものは，可能な限り設計基準事故対処設備の配置も含めて常設重大事故等対処設備と位置的分散を図り複数箇所に保管する設計とする。

屋内
Ａb（共通要因の考慮
対象設備なし）

可搬型重大事故等対処設備は，風（台風），竜巻，低温（凍結），降水，積雪，落雷，地滑り，火山の影響，生物学的事象，火災・爆発（森林火災，近隣工場等の火災・爆発，航空機墜落火災），有毒ガス，船舶の衝突及び電磁的障害に対して，外部からの衝撃による損傷の防止が図られた屋内に保管する設計とする。
可搬型重大事故等対処設備は，地震により生ずる敷地下斜面のすべり，液状化及び揺すり込みによる不等沈下，地盤支持力の不足，地中埋設構造物の損壊等の影響により，必要な機能を喪失しない複数の位置に分散して保管する設計とする。

配置図，

風（台風）
，竜巻，低温（凍結），降水，積雪，落雷，地滑り，火山の影響，生物学

保管場所図

的事象，火災・爆発（森林火災，近隣工場等の火災・爆発，航空機墜落火災）
，有
屋外
Ｂa

（共通要因の考慮
対象設備あり）

毒ガス，船舶の衝突及び電磁的障害に対して，設計基準事故対処設備等及び常設重大事故等対処設備と同時に必要な機能を損なうおそれがないように，設計基準事故
対処設備等の配置も含めて，設計基準事故等対処設備及び常設重大事故等対処設備と位置的分散を図り複数箇所に保管する設計とする。
飛来物（航空機落下）及び故意による大型航空機の衝突その他テロリズムに対して，原子炉建屋から 100m 以上の離隔距離を確保するとともに，当該可搬型重大事
故等対処設備がその機能を代替する屋外の設計基準事故対処設備及び常設重大事故
等対処設備から 100m 以上の離隔距離を確保した上で，複数の箇所に分散して保管する設計とする。

Ｂb

屋外

可搬型重大事故等対処設備は，地震により生ずる敷地下斜面のすべり，液状化及び（共通要因の考慮

揺すり込みによる不等沈下，地盤支持力の不足，地中埋設構造物の損壊等の影響に対象設備なし）より，必要な機能を喪失しない複数の位置に分散して保管する設計とする。

※個別条文で記載する事項を下波部で示す

共 2−47

■ 設置許可基準規則 第 43 条 第 3 項 第 6 号
アクセスルートについて
1. 概要
重大事故等対処設備の基準適合性を確認するにあたり，設置許可基準規則により要求されている項目のうち，発電所内の屋外道路及び屋内通路を確保するための区分及び設計方針について整理した。
(1) 基本設計方針
想定される重大事故等が発生した場合において，可搬型重大事故等対処設備を運搬し，又は他の設備の被害状況を把握するため，発電所内の道路及び通路が確保できるよう，以下の設計とする。
屋外及び屋内において，想定される重大事故等の対処に必要な可搬型重大事故等対処設備の保管場所から設置場所
及び接続場所まで運搬するための経路，又は他の設備の被害状況を把握するための経路（以下「アクセスルート」という。
）は，自然現象，外部人為事象，溢水及び火災を想定しても，運搬，移動に支障をきたすことのないよう，迂回路も考慮して複数のアクセスルートを確保する。
屋外及び屋内アクセスルートに対して，自然現象として，地震，津波，風（台風），竜巻，低温（凍結），降水，積雪，落雷，地滑り，火山の影響，生物学的事象を考慮し，外部人為事象として，飛来物（航空機落下等），火災・爆発（森林火災，近隣工場等の火災・爆発，航空機落下火災），有毒ガス及び故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムを考慮する。
屋外アクセスルートに対する地震による影響（周辺構造物等の損壊，周辺斜面の崩壊及び道路面のすべり），その他
自然現象による影響（台風及び竜巻による飛来物，積雪，火山）を想定し，複数のアクセスルートの中から状況を確認し，早期に復旧可能なアクセスルートを確保するため，障害物を除去可能なホイールローダを 2 台（予備 2 台）保管，使用する。また，地震による屋外タンクからの溢水及び降水に対しては，道路上への自然流下も考慮した上で，通行への影響を受けない箇所にアクセスルートを確保する設計とする。
津波の影響については，基準津波による遡上域最大水位よりも高い位置にアクセスルートを確保する設計とする。
火災・爆発（森林火災，近隣工場等の火災・爆発，航空機落下火災），有毒ガスに対して，迂回路も考慮した複数のアクセスルートを確保する設計とする。
落雷に対しては道路面が直接影響を受けることはなく，生物学的事象に対しては容易に排除可能なため，アクセス
ルートへの影響はない。
屋外のアクセスルートは，地震の影響による周辺斜面の崩壊及び道路面のすべりで崩壊土砂が広範囲に到達することを想定した上で，ホイールローダによる崩壊箇所の仮復旧を行うことで，通行性を確保できる設計とする。また，
不等沈下及び地中構造物の損壊に伴う段差の発生が想定される箇所において，想定を上回る段差が発生した場合は，迂回する又は砕石による段差解消対策により対処する設計とする。
屋外アクセスルートは，考慮すべき自然現象のうち，凍結及び積雪に対して，道路については融雪剤を配備し，車両については走行可能なタイヤを装着することにより通行性を確保できる設計とする。なお，融雪剤の配備等については，『「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な処置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」に係る適合状況説明資料（以下「技術的能力説明資料」という）1.0 重大事
故等対策における共通事項』に示す。
なお，屋外アクセスルートに加えて，更なるアクセス性の向上を図るため，自主対策設備として緊急時対策所から保管場所，原子炉建屋へ移動可能な複数のルートを確保する。
大規模な自然災害又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムによる大規模損壊発生時の消火活動等については，「技術的能力説明資料 2.0 大規模な自然災害又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムへの対応」に示す。
屋外アクセスルートの地震発生時における，火災の発生防止策（可燃物収納容器の固縛による転倒防止）及び火災の拡大防止策（大量の可燃物を内包する変圧器の防油堤の設置）については，「火災防護計画」に定める。
屋内アクセスルートは，自然現象として考慮する津波，風（台風），竜巻，低温（凍結），降水，積雪，落雷，地滑り，火山の影響，生物学的事象による影響及び外部人為事象として考慮する火災・爆発（森林火災，近隣工場等の火災・爆発，航空機落下火災），有毒ガスに対して，外部からの衝撃による損傷の防止が図られた建屋内に確保する設計とする。
屋内アクセスルートにおいては，溢水等に対して，アクセスルートでの被ばくを考慮した放射線防護具を着用する。
また，地震時に通行が阻害されないように，アクセスルート上の資機材の固縛，転倒防止対策及び火災の発生防止対策を実施する。万一通行が阻害される場合は迂回する又は乗り越える。
屋外及び屋内アクセスルートにおいては，被ばくを考慮した放射線防護具の配備を行い,移動時及び作業時の状況に応じて着用する。また，夜間及び停電時の確実な運搬や移動のため可搬型照明装置を配備する。これらの運用については，「技術的能力説明資料 1.0 重大事故等対策における共通事項」に示す。
共 2−48

(2) 類型化の考え方
a. 考慮事項①自然現象②外部人為事象③溢水④火災⑤夜間及び停電時
b. 類型化・屋内アクセスルートと屋外アクセスルートに分類した。

アクセスルート

考慮事項①自然現象②外部人為事象③溢水④火災⑤夜間及び停電時

共 2−49

屋内

A

屋外

B

2. 設計方針について【要求事項：想定される重大事故等が発生した場合において，可搬型重大事故等対処設備を運搬し，又は他の設備の被害状況を把握するため，工場等内の道路及び通路が確保できるよう，適切な措置を講じたものであること】
各区分における設計方針について，以下の表にまとめた。
(1) 各考慮事項に対する設計方針は以下のとおり。
① 環境要因，地震，津波その他自然現象，外部人為事象，溢水，火災
考慮事項

屋内

耐震設計を行った建屋内に，迂回路も考慮した複数のアクセスルートを確保する設計とする。
（第 38 条（重大事故等対処施設の地盤））に基づき設置された建屋内に確保する）

地盤

自然現象

地震
（第 39 条対応）

津波（第 40 条対応）
風（台風）
（飛来物）
竜巻（飛来物）

耐震設計を行った建屋内に，迂回路も考慮した複数のアクセスルートを確保することにより通行可能な設計とする。
（第 39 条（地震による損傷防止）に基づき設置された建屋内に確保する資機材転倒時の通行性確保対策及び地震随伴溢水を想定した防護具の配備については，「技術的能力説明資料 1.0 重大事故等対策における共通事項」に示す。
基準津波による遡上高さに対し高い位置の敷地に設置される建物内にアクセスルートを設定するため，影響を受けない。
第 6 条（外部からの衝撃による損傷の防止）に基づき設置された建屋内にアクセスルートを確保する設計とする。

その他の自然現象

積雪（積雪荷重）

第 6 条（外部からの衝撃による損傷の防止）に基づき設置された建屋内にアクセスルートを確保する設計とする。

低温（凍結）（温度条件）

第 6 条（外部からの衝撃による損傷の防止）に基づき設置された建屋内にアクセスルートを確保する設計と
する。

落雷

火山の影響
降水
（屋外設備）
生物学的事象外部人為事象

外部火災

森林火災

近隣工場等の火災・爆発，有毒ガス

故意による大型航空機
衝突その他テロリズム

第 6 条（外部からの衝撃による損傷の防止）に基づき設置された建屋内にアクセスルートを確保する設計とする。
第 6 条（外部からの衝撃による損傷の防止）に基づき設置された建屋内にアクセスルートを確保する設計とする。
第 6 条（外部からの衝撃による損傷の防止）に基づき設置された建屋内にアクセスルートを確保する設計とする。
第 6 条（外部からの衝撃による損傷の防止）に基づき設置された建屋内にアクセスルートを確保する設計とする。
第 6 条（外部からの衝撃による損傷の防止）に基づき設置された建屋内にアクセスルートを確保する設計とする。
第 6 条（外部からの衝撃による損傷の防止）に基づき設置された建屋内にアクセスルートを確保する設計とする。

屋外
地震の影響による周辺斜面の崩壊，道路面のすべりで崩壊
土砂が広範囲に到達することを想定した上で，ホイールローダによる崩壊箇所の仮復旧を行うことで，通行性を確保できる設計とする。
また，不等沈下や地中構造物の損壊に伴う段差の発生が想定される箇所において，想定を上回る段差が発生した場合は，迂回するまたは砕石による段差解消対策により対処す
る設計とする。
地震の影響による周辺斜面の崩壊，道路面のすべりで崩壊
土砂が広範囲に到達することを想定した上で，ホイールローダによる崩壊箇所の仮復旧を行うことで，通行性を確保できる設計とする。
また，不等沈下や地中構造物の損壊に伴う段差の発生が想定される箇所において，想定を上回る段差が発生した場合
は，砕石による段差解消対策により対処する。
津波の影響については，基準津波による遡上域最大水位よりも高い位置にアクセスルートを確保する設計とする。
アクセスルート上の台風及び竜巻による飛来物について
は，ホイールローダによる撤去を行う設計とする。
アクセスルート上の積雪については，ホイールローダによる撤去を行う設計とする。
積雪時にも走行可能なタイヤを装着する。
（「技術的能力説明資料 1.0 重大事故等対策における共通事項」）
アクセスルート上の凍結については，融雪剤を散布することで通行性を確保できる設計とする。
凍結時にも走行可能なタイヤを装着する。
（「技術的能力説明資料 1.0 重大事故等対策における共通事項」）
落雷によってアクセスルートが影響を受けることはない。
アクセスルート上の降灰については，ホイールローダによる撤去を行う設計とする。
道路上への自然流下も考慮した上で，通行への影響を受けない箇所にアクセスルートを確保する設計とする。
容易に排除可能であり，生物学的事象によってアクセスル
ートが影響を受けることはない。
森林火災の影響を考慮し，防火帯内に複数のアクセスルー
トを確保する設計とする。
迂回路も考慮した複数のアクセスルートを確保する設計とする。

複数ルートの確保，消火活動及びがれき撤去の考え方については，「技術的能力説明資料 2. 大規模な自然災害又は故意による大型航空機衝突その他テロリズムへの対応」に示す。

溢水

屋内アクセスルートにおける溢水に対しては防護具の着用により通行できる。（「技術的能力説明資料
1.0 重大事故等対策における共通事項」）

火災

火災防護計画に定める。

夜間及び停電時

可搬型設備の運用については，「技術的能力説明資料
1.0 重大事故等対策における共通事項」に示す。

共 2−50

地震による屋外タンクからの溢水に対し，道路上への自然流下も考慮した上で，通行への影響を受けない箇所にアクセスルートを確保する設計とする。
火災の発生防止策（可燃物収納容器の固縛による転倒防止）及び火災の拡大防止策（大量の可燃物を内包する変圧器の防油堤の設置）については，「火災防護計画」に定める。
可搬型設備の運用については，「技術的能力説明資料 1.0
重大事故等対策における共通事項」に示す。

(2) 各区分における設計方針について，以下の表にまとめた。
類型化区分
アクセス必要

Ａ
屋内

設計方針

関連資料

備考

迂回路も考慮して複数アクセスルートを確保する。
◯屋内アクセスルートの確保
津波，その他自然現象による影響（風（台風），竜巻，低温（凍結），降水，積雪，落雷，火山の影響，生物学的事象及び外部人為事象（火災・爆発（森林火災，近 アクセスルート
隣工場等の火災・爆発，航空機落下火災）及び有毒ガス）に対して，外部からの 説明資料
衝撃による損傷の防止が図られた建屋内にアクセスルートを確保する設計とする。
◯屋外アクセスルートの確保
地震による影響（周辺構造物等の損壊，周辺斜面の崩壊及び道路面のすべり），その他自然現象による影響（台風及び竜巻による飛来物，積雪，火山の影響）を想定し，複数のアクセスルートの中から状況を確認し，早期に復旧可能なルートを確保するため，障害物を除去可能なホイールローダを 2 台（予備 2 台）保管，使用する。また，地震による屋外タンクからの溢水及び降水に対して，道路上への自然流下も考慮した上で，通行への影響を受けない箇所にアクセスルートを確保する設計とする。
津波の影響については，基準津波による遡上域最大水位よりも高い位置にアクセ
スルートを確保する設計とする。火災・爆発（森林火災，近隣工場等の火災・爆Ｂ
屋外

発，航空機落下火災），有毒ガスに対して，迂回路も考慮した複数のアクセスルー
トを確保する設計とする。
落雷に対しては道路面が直接影響を受けることはなく，生物学的事象に対してはアクセスルート
説明資料

容易に排除可能なため，アクセスルートへの影響はない。
屋外のアクセスルートは，地震の影響による周辺斜面の崩壊及び道路面のすべり
で崩壊土砂が広範囲に到達することを想定した上で，ホイールローダによる崩壊箇所の仮復旧を行い，通行性の確保が可能な設計とする。また，不等沈下及び地中構造物の損壊に伴う段差の発生が想定される箇所において，想定を上回る段差が発生した場合は，迂回する又は砕石による段差解消対策により対処する。屋外
アクセスルートは，考慮すべき自然現象のうち，凍結及び積雪に対して，道路については融雪剤を配備し，車両については走行可能なタイヤを装着することにより通行性を確保できる設計とする。
対象外（アクセス不要）

中央制御室又は緊急時対策所で保管及び使用する。

※個別条文で記載する事項を下波部で示す。

共 2−51

■設置許可基準規則

第 43 条

第3項

第7号

可搬型重大事故防止設備の共通要因故障について
1.

概要
重大事故等対処設備の基準適合性を確認するにあたり，設置許可基準規則により要求されている項目の
うち，可搬型重大事故防止設備の共通要因故障防止に関する健全性を確認するための区分及び設計方針について整理した。

(1) 基本設計方針
可搬型重大事故防止設備は，設計基準事故対処設備等又は常設重大事故防止設備と，共通要因によって同時にその機能が損なわれるおそれがないように，可能な限り多様性，独立性，位置的分散を考慮して適切な処置を講じた設計とする。
発電所敷地で想定される自然現象（地震及び津波を除く。）については，網羅的に抽出するために，発電所敷地及びその周辺での発生実績の有無に関わらず，国内外の基準や文献等に基づき事象を収集した洪水，
風（台風），竜巻，凍結，降水，積雪，落雷，地滑り，火山の影響，生物学的事象，森林火災等の事象を考慮する。これらの事象のうち，発電所敷地及びその周辺での発生の可能性，重大事故等対処設備への影響
度，事象進展速度や事象進展に対する時間余裕の観点から，重大事故対処設備に影響を与えるおそれがある事象として，風（台風），竜巻，低温（凍結），降水，積雪，落雷，地滑り，火山の影響，生物学的事象を考慮する。また，設計基準事故対処設備と重大事故等対処設備に対する共通要因としては，地震，津波，
風（台風），竜巻，低温（凍結），降水，積雪，落雷，地滑り，火山の影響及び生物学的事象を考慮する。
自然現象の組合せについては，地震，積雪及び火山の影響を考慮する。
発電所敷地又はその周辺において想定される外部人為事象については，網羅的に抽出するために，発電所敷地及びその周辺での発生実績の有無に関わらず，国内外の基準や文献等に基づき事象を収集した飛来物（航空機落下等），ダムの崩壊，爆発，近隣工場等の火災，有毒ガス，船舶の衝突，電磁的障害，故意による大型航空機衝突その他のテロリズム等の事象を考慮する。これらの事象のうち，発電所敷地及びその周辺での発生可能性，重大事故等対処設備への影響度，事象進展速度や事象進展に対する時間余裕の観点から，重大事故等対処設備に影響を与えるおそれがある事象として，飛来物（航空機落下等），火災・爆発（森林火災，近隣工場等の火災・爆発，航空機落下火災），有毒ガス，船舶の衝突，電磁的障害及び故意による大型航空機衝突その他のテロリズムを考慮する。また，設計基準事故対処設備と重大事故等対処設備に対する共通要因としては，火災・爆発（森林火災，近隣工場等の火災・爆発，航空機落下火災）有毒ガ
ス，船舶の衝突，電磁的障害及び故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムを考慮する。
故意による大型航空機衝突その他のテロリズムについては，可搬型重大事故等対処設備による対策を講じることとする。
重大事故等対処設備についても，可能な限り多様性を考慮する。
環境条件については，想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重及びその他の使用条件において，可搬型重大事故等対処設備がその機能を確実に発揮できる設計とする。重大事故等時の環境条件における健全性については「2.3.3 環境条件等」に記載する。風（台風），低温（凍結），降水，
積雪及び電磁的障害に対して可搬型重大事故等対処設備は，環境条件にて考慮し，機能が損なわれない設
計とする。
地震に対して可搬型重大事故等対処設備は，原子炉建屋等の頑健な建屋内に保管する，又は屋外に保管する場合は，共通要因によりすべての設備が同時に機能を喪失しないよう転倒しないことを確認する，又は必要により固縛等の処置をするとともに，地震により生ずる敷地下斜面のすべり，液状化及び揺すり込
みによる不等沈下，地盤支持力の不足，地中埋設構造物の損壊等の影響により必要な機能を喪失しないよ
う複数の位置に分散して保管する設計とする。
地震及び津波に対して可搬型重大事故対処設備は，「2.1.2 耐震設計の基本方針」，「2.1.3 津波による損傷の防止」にて考慮された設計とする。火災に対して可搬型重大事故防止設備は「2.2 火災による損傷の防止」に基づく火災防護を行う。
地震，津波，溢水及び火災に対して可搬型重大事故対処設備は，設計基準事故対処設備等及び常設重
大事故防止設備と同時に機能を損なうおそれがないように，設計基準事故対処設備等の配置も含めて常設重大事故防止設備と位置的分散を図り複数箇所に保管する。
共 2−52

風（台風），竜巻，低温（凍結），降水，積雪，落雷，地滑り，火山の影響，生物学的事象，火災・爆発（森林火災，近隣工場等の火災・爆発，航空機墜落火災），有毒ガス，船舶の衝突及び電磁的障害に対して，可搬型重大事故防止設備は，外部からの衝撃による損傷の防止が図られた建屋内に保管するか，又は設計基準事故対処設備等及び常設重大事故防止設備と同時に必要な機能を損なうおそれがないように，設計基準事故対処設備の配置も含めて常設重大事故防止設備と位置的分散を図り，防火帯の内側の複数箇所に分散して保管する設計とする。クラゲ等の海生生物の影響により可搬型重大事故等対処設備の取水ラインが閉塞する場合には，他の可搬型重大事故等対処設備によって取水を継続し，閉塞箇所の清掃を行うことで対応できるよう，クラゲ等の海生生物から影響を受けるおそれのある屋外の可搬型重大事故等対処設備は，複数を有する設計とする。
飛来物（航空機落下等）及び故意による大型航空機の衝突その他テロリズムに対して，屋内の可搬型重
大事故防止設備は，可能な限り設計基準事故対処設備の配置も含めて常設重大事故防止設備と位置的分散を図り複数箇所に分散して保管する。屋外に保管する可搬型重大事故防止設備は，原子炉建屋，タービン
建屋及び廃棄物処理建屋から 100m 以上の離隔距離を確保するとともに，当該可搬型重大事故等対処設備
がその機能を代替する屋外の設計基準対象施設及び常設重大事故等対処設備から 100m 以上の離隔距離を確保した上で，複数箇所に分散して保管する。
サポート系の故障に対しては，系統又は機器に供給される電力，空気，油，冷却水を考慮し，可搬型重
大事故防止設備は，設計基準事故対処設備等又は常設重大事故防止設備と異なる駆動源，冷却源を用いる設計とするか，駆動源，冷却源が同じ場合は別の手段が可能な設計とする。また，水源についても可能な
限り，異なる水源を用いる設計とする。
なお，可搬型重大事故緩和設備並びに可搬型事故防止設備及び可搬型重大事故緩和設備に該当しない可
搬型重大事故等対処設備は，共通要因により同一の機能を有する設備と同時にその機能を損なうおそれがないように，同一の機能を有する設備と可能な限り多様性，位置的分散を図る設計とするか，又は可能な限りの頑健性を有する設計とする。
さらに，重大事故等対処設備は，共通要因により重大事故等対処設備の有する発電用原子炉の未臨界移
行機能，燃料冷却機能，格納容器除熱機能及び使用済燃料プール注水の各機能を同時に損なうおそれがないように，同一の機能を有する重大事故等対処設備と可能な限りの多様性，位置的分散を図る設計と計とする。

共 2−53

(2) 類型化の考え方
a. 考慮事項①環境条件，自然現象，外部人為事象，溢水，火災②サポート系の故障：系統又は機器に供給される電源，燃料油，空気，冷却水，水源
b. 類型化①環境条件，自然現象，外部人為事象，溢水，火災については，屋内設備と屋外設備に分類する。
②サポート系による要因については，設備毎に考慮する。

考慮事項
可搬型重大事故防止設備の共通要因故障防止①環境条件
自然現象
外部人為事象
溢水
火災

防止設備

屋内

Aa

屋外

Ab

共通要因の考慮
対象設備なし緩和設備

防止・緩和以外②サポート系

共通要因の考慮
対象設備ありサポート系あり同一目的のSA設備あり

B

同一目的のSA設備なし

対象外

代替するDB設備あり

B

代替するDB設備なし

対象外

異なる駆動源，冷却源等
別の手段

サポート系なし

CaCb
対象外

重大事故等対処設備

共通要因故障対象設備

可搬型重大事故防止設備

設計基準事故対処設備
又は常設重大事故防止設備

共 2−54

対象外

2.

設計方針について【要求事項：重大事故防止設備のうち可搬型のものは，共通要因によって，設計基準事故対処設備の安全機
能，使用済燃料貯蔵槽の冷却機能若しくは注水機能又は常設重大事故防止設備の重大事故に至るおそれがある事故に対処するために必要な機能と同時にその機能が損なわれるおそれがな
いよう，適切な措置を講じたものであること】(1) 各考慮事項に対する設計方針は以下のとおり。
①環境条件，地震，津波，その他自然現象，外部人為事象，溢水，火災
項目
環境条件
地盤

自然現象

地震

津波

風
（台風）

竜巻

降水

低温（低
温）

積雪

DB 設備
常設 SA 設備
可搬型 SA 設備
屋外
屋内
屋外
屋内
屋外
屋内
第 12 条（安全施設）に基づく設計 第 43 条第 1 項第 1 号の環境条件として健全性を確認しているとする。
第 3 条（設計基準対象施設の地盤） 第 38 条（重大事故等対処設備の地盤）に 第 43 条第 3 項第 5 第 38 条（重大事に基づく地盤上に設置する。
基づく地盤上に設置する。
号に基づく保管場 故等対処設備の地所に保管する。
盤）に基づき設置された建屋内に保管する。
第 4 条（地震による損傷の防止）に 第 39 条（地震による損傷の防止）に基づ 第 43 条第 3 項第 5 第 6 条（地震によ基づく設計とする。
く設計とする。
号に基づく保管場 る損傷の防止）に所に保管する。
基づき設計された建屋内に設置する。
位置的分散（2 項）
位置的分散（3 項）
第 5 条（津波による損傷の防止）に 第 40 条（津波による損傷の防止）に基づ 第 43 条第 3 項第 5 号に基づき，基準基づく設計とする。
く設計とする。
津波の影響を受けない場所に保管する。
位置的分散（2 項）
第 6 条（外部からの衝撃による損傷 設計基準事故対処設 第 6 条（外部からの 設計基準事故対処 第 6 条（外部からのの防止）に基づく設計とする。
備と同時にその機能 衝 撃 に よ る 損 傷 の 設備及び常設重大 衝撃による損傷のが損なわれないよう 防止）に基づき設計 事故防止設備と位 防止）に基づき設
位置的分散を図り設 さ れ た 建 屋 内 に 設 置的分散を図り， 計された建屋内に
置する。
置する。
複数箇所に分散し 保管する。
て保管する。
位置的分散（2 項）
位置的分散（3 項）
第 6 条（外部からの衝撃による損傷 設計基準事故対処設 第 6 条（外部からの 設計基準事故対処 第 6 条（外部からのの防止）に基づく設計とする。
備と同時にその機能 衝 撃 に よ る 損 傷 の 設備及び常設重大 衝撃による損傷のが損なわれないよう 防止）に基づき設計 事故防止設備と位 防止）に基づき設
位置的分散を図り設 さ れ た 建 屋 内 に 設 置的分散を図り， 計された建屋内に
置する。
置する。
複数箇所に分散し 保管する。
て保管する。
位置的分散（2 項）
位置的分散（3 項）
第 6 条（外部からの衝撃による損傷 設計基準事故対処設 第 6 条（外部からの 設計基準事故対処 第 6 条（外部からのの防止）に基づく設計とする。
備と同時にその機能 衝 撃 に よ る 損 傷 の 設備及び常設重大 衝撃による損傷のが損なわれないよう 防止）に基づき設計 事故防止設備と位 防止）に基づき設
位置的分散を図り設 さ れ た 建 屋 内 に 設 置的分散を図り， 計された建屋内に
置する。
置する。
複数箇所に分散し 保管する。
て保管する。
位置的分散（2 項）
位置的分散（3 項）
第 6 条（外部からの衝撃による損傷 設計基準事故対処設 第 6 条（外部からの 設計基準事故対処 第 6 条（外部からのの防止）に基づく設計とする。
備と同時にその機能 衝 撃 に よ る 損 傷 の 設備及び常設重大 衝撃による損傷のが損なわれないよう 防止）に基づき設計 事故防止設備と位 防止）に基づき設
位置的分散を図り設 さ れ た 建 屋 内 に 設 置的分散を図り， 計された建屋内に
置する。
置する。
複数箇所に分散し 保管する。
て保管する。
位置的分散（2 項）
位置的分散（3 項）
第 6 条（外部からの衝撃による損傷 設計基準事故対処設 第 6 条（外部からの 設計基準事故対処 第 6 条（外部からのの防止）に基づく設計とする。
備と同時にその機能 衝 撃 に よ る 損 傷 の 設備及び常設重大 衝撃による損傷のが損なわれないよう 防止）に基づき設計 事故防止設備と位 防止）に基づき設
位置的分散を図り設 さ れ た 建 屋 内 に 設 置的分散を図り， 計された建屋内に
置する。
置する。
複数箇所に分散し 保管する。
て保管する。
位置的分散（2 項）
位置的分散（3 項）

共 2−55落雷

第 6 条（外部からの衝撃による損傷 設計基準事故対処設の防止）に基づく設計とする。
備と同時にその機能が損なわれないよう
位置的分散を図り設置する。

第 6 条（外部からの 設計基準事故対処 第 6 条（外部からの衝 撃 に よ る 損 傷 の 設備及び常設重大 衝撃による損傷の防止）に基づき設計 事故防止設備と位 防止）に基づき設さ れ た 建 屋 内 に 設 置的分散を図り， 計された建屋内に置する。
複数箇所に分散し 保管する。
て保管する。

位置的分散（2 項）
地滑り

位置的分散（3 項）
第 6 条（外部からの衝撃による損傷 設計基準事故対処設 第 6 条（外部からの防止）に基づく設計とする。
備と同時にその機能 の衝撃による損傷が損なわれないよう の防止）に基づき
位置的分散を図り設 設計された建屋内置する。
に設置する。
位置的分散（2 項）

火山

位置的分散（3 項）
第 6 条（外部からの衝撃による損傷 設計基準事故対処設 第 6 条（外部からの防止）に基づく設計とする。
備と同時にその機能 の衝撃による損傷が損なわれないよう の防止）に基づき
位置的分散を図り設 設計された建屋内置する。
に設置する。
位置的分散（2 項）

生物学的
事象

第 6 条（外部からの衝撃による損傷の防止）に基づき設計された建屋内に保管する。

設計基準事故対処
設備及び常設重大
事故防止設備と可能な限り位置的分散を図り，複数箇所に分散して保管する。

第 6 条（外部からの衝撃による損傷の防止）に基づき設計された建屋内に保管する。

位置的分散（3 項）
第 6 条（外部からの衝撃による損傷 設計基準事故対処設 第 6 条（外部からの 設計基準事故対処の防止）に基づく設計とする。
備と同時にその機能 衝 撃 に よ る 損 傷 の 設備及び常設重大が損なわれないよう 防止）に基づき設計 事故防止設備と可位置的分散を図り設 さ れ た 建 屋 内 に 設 能な限り位置的分
置する。
置する。
散を図り，複数箇所に分散して保管する。
位置的分散（2 項）

外部火災

外部人為事象位置的分散（3 項）
森林 第 6 条（外部からの衝撃による損傷 設計基準事故対処設 第 6 条（外部からの 設計基準事故対処
火災 の防止）に基づく設計とする。
備と同時にその機能 衝 撃 に よ る 損 傷 の 設備及び常設重大が損なわれないよう 防止）に基づき設計 事故防止設備と可近隣工
位置的分散を図り， さ れ た 建 屋 内 に 設 能な限り位置的分
場の火
防火帯の内側に設置 置する。
散を図り，防火帯
災・し，延焼しない設計の内側に複数箇所爆発，とする。
に分散して保管す
有毒ガる。
ス
位置的分散（2 項）

船舶の衝
突

電磁的障
害

故意によ
る大型航
空機衝突
その他テ
ロリズム
溢水

火災

設計基準事故対処
設備及び常設重大
事故防止設備と位置的分散を図り，複数箇所に分散して保管する。

第 6 条（外部からの衝撃による損
傷の防止）に基づき設計された建屋内に保管する。

第 6 条（外部からの衝撃による損
傷の防止）に基づき設計された建屋内に保管する。

位置的分散（3 項）
第 6 条（外部からの衝撃による損傷 設計基準事故対処
第 6 条（外部か設計基準事故対処 第 6 条（外部かの防止）に基づく設計とする。
設備と同時にそのらの衝撃による
設備及び常設重大 らの衝撃による機能が損なわれな
損傷の防止）に事故防止設備と位 損傷の防止）にいよう位置的分散基づき設計され置的分散を図り， 基づき設計されを図り設置する。
た建屋内に設置
複数箇所に分散し た建屋内に保管する。
て保管する。
する。
位置的分散（2 項）
位置的分散（3 項）
第 6 条（外部からの衝撃による損傷 設計基準事故対処
第 6 条（外部か設計基準事故対処 第 6 条（外部かの防止）に基づく設計とする。
設備と同時にそのらの衝撃による
設備及び常設重大 らの衝撃による機能が損なわれな
損傷の防止）に事故防止設備と位 損傷の防止）にいよう位置的分散基づき設計され置的分散を図り， 基づき設計されを図り設置する。
た建屋内に設置
複数箇所に分散し た建屋内に保管する。
て保管する。
する。
位置的分散（2 項）
位置的分散（3 項）
可搬型重大事故防止設備は，原子炉建屋から 100m 以上の離隔距離を確保した複数の保管場所に分 −散して保管することで，設計基準事故対処設備又は常設重大事故防止設備と同時にその機能が損なわれるおそれがない設計とする。また，可搬型代替交流電源設備の保管場所は，常設代替交流電源
設備から 100m 以上離隔する設計とする。
位置的分散（3 項）
第 9 条（溢水による損傷の防止等） 設計基準事故対処設備と同時にその機能 設計基準事故対処 設計基準事故対に基づく設計とする。
が損なわれないよう位置的分散を図り設 設備及び常設重大 処設備及び常設置する。
事故防止設備と可 重大事故防止設
能な限り位置的分 備と可能な限り散を図り，高所に 位置的分散を図保管する。
り設置する。
位置的分散（区画）（2 項）
位置的分散（区画）（3 項）
第 8 条（火災による損傷の防止）に 第 41 条（火災による損傷の防止）に基づ 火災防護計画に基づき，火災の発生防基づく設計とする。
く設計とする。
止，感知，消火対策を行う。
位置的分散（区画）（2 項）
位置的分散（区画）（3 項）

共 2−56

②サポート系
共通要因

ポンプ等

発電機

電源
（駆動方式含む）

・電源の多様性［可搬型代替交流電源設備（⇔非常用デ
ィーゼル発電機）］・駆動方式の多様性［エンジン駆動（⇔
非常用ディーゼル発電機）］−

燃料油

・燃料の多重性［地下軽油タンク（⇔
軽油タンク）］

・位置的分散（軽油タンク，地下軽油タ
ンク）
・燃料移送の多重性［タンクローリー（⇔燃料移送ポンプ，第二ガスター
ビン発電機用燃料移送ポンプ）
］

空気

−

−

冷却方式

・冷却方式の多様性［自己冷却（⇔原子炉補機冷却系）］−

水源

・異なる水源［代替淡水源（防火水槽，
淡水貯水池），海水（⇔サプレッショ
ンプール，復水貯蔵槽）］−※括弧内の設備は，多様性，多重性等の対象となる設計基準対象施設を表す。

共 2−57

(2) 各区分における設計方針については，以下の表にまとめた
類型化区分
①環境条件
自然現象
共通
外部人為事象
溢水
火災

共通要因
の考慮対
象設備あ
り
Ａａ

屋外

Ａｂ

重大事故防止設備

屋内

設計方針
関連資料
生物学的事象のうち，ネズミ等の小動物に対して，屋外の常設重大事故防止設備は，侵入防止対策を実施することで機能が損なわれるおそれのない設計とする。
◯防止設備−対象（代替対象 DB 設備有り）−屋内
地震，溢水及び火災に対しては，設計基準事故対処設備及び常設重大事故防止設備と同時に機能を損なうおそれがないよ
うに，可能な限り設計基準事故対処設備及び常設重大事故防止設備と位置的分散を図る。
津波，風（台風），竜巻，低温，降水，積雪，落雷，地滑り，
火山の影響，生物学的事象，火災・爆発（森林火災，近隣工場等の火災・爆発，航空機落下火災），有毒ガス，船舶の衝突，
電磁的障害に対して外部からの衝撃による損傷の防止が図られた建屋内に設置する。
◯防止設備−対象（代替対象 DB 設備有り）−屋外
地震に対して，原子炉建屋，中央制御室，緊急時対策所に保管するか，地震による周辺構造物及び周辺タンクの損壊，周辺斜面の崩壊，敷地下斜面のすべり，液状化及び揺すり込みによる不等沈下，地盤支持力不足，地下埋設構造物の損壊，
淡水貯水池の堰及び送水配管の損傷等の影響により，必要な機能を喪失しない場所に複数に分散して配置する。
風（台風），竜巻，低温，降水，積雪，落雷，地滑り，火山の影響，生物学的事象，火災・爆発（森林火災，近隣工場等の火災・爆発，航空機落下火災），有毒ガス，船舶の障害，電磁配置図
的障害に対して，外部からの衝撃による損傷の防止が図られ系統図た建屋内に設置するか，設計基準事故対処設備及び常設重大接続図
事故等対処設備と位置的分散を図り，防火帯内側の屋外に保
保管場所図
管する。
故意による大型航空機の衝突その他テロリズムに対して，原
子炉建屋から 100m 以上の離隔距離を確保した複数の保管場所に分散して保管することで，設計基準事故対処設備又は常設重大事故防止設備と同時にその機能が損なわれるおそれがない設計とする。また，可搬型代替交流電源設備の保管場所
は，常設代替交流電源設備から 100m 以上離隔する設計とす

る。

緩和設備・
防止でも緩和でもない設備②サポート系−
共通要因の考慮対（環境条件，自然現象，外部人為事象，溢水，火災及びサポ
対象外
象設備なし
ート系の故障に対して，修復性等を考慮し，可能な限り頑健性をもたせた設計とする。
）
同一機能の設備あ◯緩和設備，防止・緩和以外−対象（同一目的の SA 設備，代り又は代替対象 DB
替対象 DB 設備有り）
設備あり
環境条件，自然現象，外部人為事象，溢水，火災及びサポー
Ｂ
ト系の故障に対して，設計基準事故対処設備等又は同一目的の重大事故対処設備と可能な限りの多様性，位置的分散を図った設計とする。
同一機能の設備な−し又は代替対象 DB（環境条件，自然現象，外部人為事象，溢水，火災及びサポ
対象外 ート系の故障に対して，修復性等を考慮し，可能な限り頑健
設備なし
性をもたせた設計とする。
）

サポート系
あり

異なる
駆動源，
冷却源

Ｃａ

別の手段
Ｃｂ
サポート系
なし

◯対象（サポート系有り）−異なる駆動源又は冷却源
可搬型重大事故防止設備は，設計基準事故対処設備等又は常設重大事故防止設備と可能な限り異なる駆動源，冷却源を用いる設計とする。また，水源についても可能な限り異なる水源を用いる設計とする。
◯対象（サポート系有り）−別の手段
系統図
可搬型重大事故防止設備は，駆動源，冷却源が同じ場合は別の手段が可能な設計とする。また，水源についても可能な限り異なる水源を用いる設計とする。

対象外 −※個別条文で記載する事項を下波部で示す

共 2−581.

可搬型重大事故等対処設備の保有数の分類について
可搬型重大事故等対処設備の配備数は，「2n＋α」，「n＋α」，「n」設備に分類し，それらを屋外設備であれば荒浜側高台保管場所・大湊側高台保管場所・5 号炉東側保管
場所のいずれか 2 箇所以上に，屋内設備であれば建屋内の複数箇所に，分散配置する
ことにより多重化，多様化を図る設計とする。
(1)「2n＋α」の可搬型重大事故等対処設備
原子炉建屋外から水・電力を供給する可搬型代替交流電源設備（電源車）・可搬型代替注水ポンプ（消防車）・代替原子炉補機冷却系については，必要となる
容量を有する設備を 1 基あたり 2 セット及び予備を保有し，荒浜側及び大湊側
高台保管場所にそれぞれ分散配置する。
ただし，原子炉圧力容器・原子炉格納容器の除熱に用いる代替原子炉補機冷却系の予備は，その機能等を踏まえ，格納容器ベント（格納容器圧力逃がし装置）とする。
(2)「n＋α」の可搬型重大事故等対処設備
負荷に直接接続する，高圧窒素ガスボンベ・逃がし安全弁用可搬型蓄電池については，必要となる容量を有する設備を 1 基あたり 1 セット及び予備を保有し，原子炉建屋内にそれぞれ分散配置する。
(3)「n」の可搬型重大事故等対処設備
上記以外の可搬型重大事故等対処設備は，必要となる容量を有する設備を 1 基
あたり 1 セットに加え，プラントの安全性向上の観点から，設備の信頼度等を考慮し，予備を確保する。
また，「ｎ」の屋外保管設備についても，共通要因による機能喪失を考慮し，
荒浜側高台保管場所・大湊側高台保管場所・5 号炉東側保管場所のいずれか 2 箇所以上に分散配置する。

共 4－1

代替原子炉補機冷却系
2n＋（一部の予備は格納容器圧力逃がし装置）
消防車

α

電源車

n
＋

高圧窒素ガスボンベ

逃がし安全弁用可搬型蓄電池

α
n

その他

図1

可搬型重大事故等対処設備の分類

共 4－2

2.

可搬型重大事故等対処設備の必要数の考え方について
1 基あたりの必要となる容量は，設置許可基準規則解釈 43 条 5(c)において「当該原子炉において想定する重大事故等において、炉心損傷防止及び格納容器破損防止等のために有効に必要な機能を果たすことができる容量」と示されている。ここで「想定する重大事故等」とは，同解釈 43 条 1 において「第３７条において想定する
事故シーケンスグループ（炉心の著しい損傷後の原子炉格納容器の機能に期待できるものにあっては、計画された対策が想定するもの。）、想定する格納容器破損モード、使用済燃料貯蔵槽内における想定事故及び想定する運転停止中事故シーケンス
グループ」と示されていることから，重大事故等対策の有効性評価において想定しているプラント状態を考慮して必要となる容量を算出する必要がある。
一方，可搬型重大事故等対処設備は，その特性上，重大事故等発生後早期に使用することはできないため，重大事故等に対する初期対応は常設設備によって行うことが基本となる。従って，可搬型重大事故等対処設備は，重大事故等発生から一定時間経過後に常設設備に加えて使用する場合，もしくは更なる安全性向上のために常設設備のバックアップとして待機する場合に期待することとなる。この特性も勘案して必要となる容量を算出する必要がある。ただし，設備設計等の考慮により常設設備と同等程度の即応性を確保できる場合は，重大事故等発生後早期に使用できるもの
として必要となる容量を算出することも可能である。
また，設置許可基準規則第三章（重大事故等対処施設）においては，可搬型重大事
故等対処設備の設置を必須のものとして要求する条文と，必須ではないが当該設備の機能に期待することのできる設備の設置を要求する条文が存在する。この要求の相違も踏まえて必要となる容量を算出する必要がある。

有効性評価におけるプラン
ト状態

図2

可搬型設備の特性（即応性無し）

設置許可基準規則における
要求の相違

可搬型重大事故等対処設備の必要数算出における考慮事項

これらの点に着目して必要となる容量を算出した結果を以下に示す。

共 4－3

(1) 可搬型代替交流電源設備（電源車）
可搬型代替交流電源設備（電源車）については，原子炉建屋の外側から電力を供給する可搬型重大事故等対処設備であり，重大事故の防止及び影響緩和の観点から故
障時の影響が大きい重要な設備であることから，1.(1)に示す「2n＋α」の対象施設と考える。本設備の台数を表 6(1)に示す。
重大事故等対策の有効性評価において，本設備が担う交流電源の代替機能を要求す
るのは，外部電源ならびに非常用ディーゼル発電機による給電に失敗している状態，
もしくは建屋外の電動設備に給電する必要のある状態である。
前者の状態に対しては，早期の電源復旧が必須であることから，常設代替交流電源
設備による給電によって対応する。従って，低圧代替注水系（常設）（復水移送ポンプ）等への電源供給については，常設代替交流電源設備を期待し，本設備に期待するのは更なる安全性向上のためにバックアップとして待機する場合である。
後者の状態に対しては，可搬型代替交流電源設備（電源車）による給電を待つことが可能である。従って，代替原子炉補機冷却系への電源供給については，本設備を期待する。このとき，1 基あたり 2 台が必要となる。
なお，低圧代替注水系（常設）（復水移送ポンプ）等への電源供給と代替原子炉補機冷却系への電源供給を同時に行う状態として，格納容器過圧・過温破損シナリオにおける代替循環冷却の実施がある。このシナリオは初期対応における常設代替交流
電源設備からの給電に成功して初めて成立するものであるため，前述の通り，低圧代
替注水系（常設）（復水移送ポンプ）等への電源供給は常設代替交流電源設備からの給電とし，代替原子炉補機冷却系への電源供給は可搬型代替交流電源設備（電源車）
によって実施する。

常設代替交流電源設備

可搬型代替交流電源設備

低圧代替注水系（常設）（復水移送ポンプ）等

代替原子炉補機冷却系【外部電源・非常用ディーゼル
発電機給電の代替】【建屋外の電動設備への給電】

図3

重大事故等対策の有効性評価における給電対象

共 4－4

一方，設置許可基準規則第三章（重大事故等対処施設）において，代替電源設備を要求しているのは表 1 に示す 14 条文である。
表1

代替電源設備を要求している条文

条文

要求事項

45 条

可搬型代替直流電源設備（可搬型代替交流電源設備（電源車）及
び原子炉建屋内 AM 用直流 125V 充電器等にて構成される設備）

46 条

可搬型代替直流電源設備（同 45 条）

47 条

設計基準事故対処設備と独立した電源（常設または可搬型）

48 条

設計基準事故対処設備と独立した電源（常設または可搬型）

49 条

設計基準事故対処設備と独立した電源（常設または可搬型）

51 条

代替電源設備（常設または可搬型）

52 条

計測設備の代替電源設備（常設または可搬型）

53 条

計測設備の代替電源設備（常設または可搬型）

54 条

計測設備の代替電源設備（常設または可搬型）

57 条

可搬型代替交流電源設備，可搬型代替直流電源設備（同 45 条）

59 条

代替交流電源設備（常設または可搬型）

60 条

代替交流電源設備（常設または可搬型）

61 条

代替交流電源設備（常設または可搬型）

62 条

通信連絡設備の代替電源設備（常設または可搬型）

このうち，可搬型代替交流電源設備を必須のものとして要求している条文は 45 条，
46 条，57 条である。なお，45 条における要求は，人力による高圧代替注水系等の起動及び十分な期間の運転継続が容易に行えることから 6 号及び 7 号炉については除外されるが，ここでは容量算定の観点から，当該要求も加味する。
45 条及び 57 条の可搬型代替直流電源設備に期待する場合は，高圧代替注水系による原子炉注水を継続しつつ，各種計測設備による状態監視を続けている状態である。
一方，46 条の可搬型代替直流電源設備に期待する場合は，減圧操作を行う場合であり，同時に 57 条の可搬型代替交流電源設備等に期待して低圧代替注水系（常設）による原子炉注水を行いつつ，各種計測設備による状態監視を続けている状態である。
これらは同時に発生することなく，いずれも 1 基あたり 2 台以下の可搬型代替交
流電源設備（電源車）にて実施可能である。

45 条，57 条（直流）46 条，57 条（交流）・高圧代替注水系

・逃がし安全弁（減圧）・低圧代替注水系（常設）

・計測設備

・計測設備
図4

条文毎の給電対象
共 4－5

以上の有効性評価における必要数，ならびに条文毎の最大必要数から，必要となる
容量は 1 基あたり 2 台となる。上述の通り，本設備は「2n＋α」の対象施設となることから，2 セットを準備することが必要であるため，1 基あたり 2 台×2 セット＝4 台が必要となる。従って，6 号及び 7 号炉合計で 8 台が必要数となる。
これらプラント側で必要となる可搬型代替交流電源設備（電源車）とは別に，6 号
及び 7 号炉の緊急時対策所である免震重要棟内緊急時対策所では，61 条における要求である「緊急時対策所の電源設備は、多重性又は多様性を有すること。」に対して，免震重要棟内緊急時対策所用ガスタービン発電機（必要数 1 台）と電源車（必要数 2台）を配備する。従って，プラント側の必要数と合わせて，6 号及び 7 号炉合計で 10台が必要数となる。
なお，同緊急時対策所である 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所では，可搬型代替交
流電源設備（電源車）を使用せず，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備を使用する。

(2) 可搬型代替注水ポンプ（消防車）
可搬型代替注水ポンプ（消防車）については，原子炉建屋の外側から水を供給する
可搬型重大事故等対処設備であり，重大事故の防止及び影響緩和の観点から故障時の影響が大きい重要な設備であることから，1.(1)に示す「2n＋α」の対象施設と考える。本設備の台数を表 6(1)に示す。
重大事故等対策の有効性評価において，本設備が担う機能を要求するのは，注水機能を有する設計基準対象施設が機能喪失している状態，設計基準対象施設が有していない注水機能が必要な状態，水源を補給する必要のある状態，もしくは重大事故等対処設備に給水する必要のある状態である。
炉心への注水機能を有する設計基準対象施設が機能喪失している状態に対しては早期の機能回復が必須であることから，低圧代替注水系（常設）（復水移送ポンプ）等の常設設備による注水によって対応する。従って，本設備に期待するのは更なる安
全性向上のためにバックアップとして待機する場合である。
格納容器内への注水のうち設計基準対象施設が有していない機能である格納容器
下部への注水が必要な状態に対しては，早期の対応が必要ではないことから，可搬型
代替注水ポンプ（消防車）による注水を待つことが可能である。従って，格納容器下部への注水については，本設備を期待する。このとき，間欠使用による対応も可能ではあるが，1 基あたり 3 台が必要となる。
使用済燃料プールへの注水機能を有する設計基準対象施設が機能喪失している状態に対しては，使用済燃料プールに貯蔵しうる燃料の崩壊熱と使用済燃料プール内の水量との関係から，可搬型代替注水ポンプ（消防車）による給水を待つことが可能
共 4－6

である。従って，使用済燃料プールへの注水については，本設備を期待する。このとき，間欠使用による対応も可能ではあるが，1 基あたり 1 台が必要となる。
水源を補給する必要のある状態に対しては，設計基準対象施設である復水貯蔵槽が有する水量と各シナリオにおける水の使用量との関係から，可搬型代替注水ポンプ（消防車）による給水を待つことが可能である。従って，復水貯蔵槽への水源補給については，本設備を期待する。このとき，一時中断も可能ではあるが，1 基あたり 3台が必要となる。
重大事故等対処設備に給水する必要のある状態に対しては，早期の対応が必要とな
る設備がないことから，可搬型代替注水ポンプ（消防車）による給水を待つことが可能である。従って，格納容器圧力逃がし装置への給水については，本設備を期待する。
このとき，間欠使用による対応も可能ではあるが，1 基あたり 1 台が必要となる。

常設設備

可搬型代替注水ポンプ

炉心注水

使用済燃料プール注水（間欠可能）

可搬型代替注水ポンプ

可搬型代替注水ポンプ

復水貯蔵槽補給（一時中断可能）

格納容器下部注水
格納容器圧力逃がし装置給水（間欠可能）

図5

重大事故等対策の有効性評価における給水対象

これらの可搬型代替注水ポンプによる給水は同時に実施する可能性もあるが，いずれも間欠使用による対応が可能なものであり，復水貯蔵槽に十分な淡水が貯蔵できた段階で淡水補給を一時中断することで対応可能である。水使用の観点から厳しいシナリオとなる格納容器過圧・過温破損シナリオ（代替循環冷却を使用しない場合）の復水貯蔵槽の水量変化を図 6 に示す。

共 4－7

2500
復水貯蔵槽水量2000
低圧代替注水系（常設）により原子炉注水開始↓
代替格納容器スプレイ冷却系により格納容器スプレイ開始↓

水量 [ton]

1500

1000
補給が2.0時間遅れた場合

格納容器スプレイ停止↓

500
復水貯蔵槽への補給開始（130m3/h）
0

0

5

10

15

20

25

30

35

40

時間 [h]

水使用パターン①低圧代替注水系(常設)による原子炉注水
事象発生 70 分後から低圧代替注水系(常設)により注水する。
冠水後は，破断口～原子炉水位低(レベル 1)の範囲で注水する(約 90m 3/h)。
②代替格納容器スプレイ冷却系による代替格納容器スプレイ
原子炉水位が破断口～原子炉水位低(レベル 1)の範囲で，代替格納容器スプレイを実施(140m 3/h)。
③淡水貯水池から復水貯蔵槽への移送
12 時間後から，淡水貯水池の水を防火水槽へ移送する。
防火水槽からは可搬型代替注水ポンプ 3 台を用いて 130m 3/h で復水貯蔵槽へ給水する。

図 6 復水貯蔵槽の水量変化（格納容器過圧・過温シナリオ（代替循環冷却を使用しない場合））
また，復水貯蔵槽の水量の観点から厳しいシナリオとなる高圧溶融物放出／格納
容器雰囲気直接加熱（DCH），原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用（FCI）
及び溶融炉心・コンクリート相互作用（MCCI）シナリオにおける復水貯蔵槽の水量変化を図 7 に示す。

共 4－8

2500

2000
格納容器スプレイ（70m3/h）及び下部ドライウェル水張り（90m3/h）開始↓

格納容器圧力0.465MPa（1.5Pd）到達を受けて格納容器スプレイ流量を130m3/hに切り替え↓

水量（ton）

1500

1000
外部水源からの注水及び格納容器
スプレイ停止↓500↑
補給が1.5時間遅れた場合↑
復水貯蔵槽への補給開始
3（130m /h）

0

0

5

10

15

20

25

30

35

時間（h）

水使用パターン①格納容器下部注水
原子炉圧力容器下鏡部温度が 300℃に到達した時点で開始(約 90m 3/h で 2 時間)。
原子炉圧力容器破損後は崩壊熱相当で注水。
②代替格納容器スプレイ冷却系による代替格納容器スプレイ
原子炉圧力容器下鏡部温度が 300℃に到達した時点で開始（70m 3/h）。
原子炉圧力容器破損以降，465kPa[gage]に到達以降は 130m3/h 以上で注水。
③淡水貯水池から復水貯蔵槽への移送
12 時間後から，淡水貯水池の水を防火水槽へ移送する。
防火水槽からは可搬型代替注水ポンプ 3 台を用いて 130m 3/h で復水貯蔵槽へ給水する。

図7

復水貯蔵槽の水量変化（DCH，FCI，MCCI シナリオ）

これらの復水貯蔵槽への補給に対して，使用済燃料プールへの注水は，仮に原子炉停止中の重大事故等対策の有効性評価の想定事故１または２が発生したとしても，
燃料有効長頂部まで水位が低下するまでの時間はいずれも 3 日以上であり，図 6 及び図 7 右端より後の復水貯蔵槽水位回復後に対応可能である。かつ，7 日間合計でも最大で約 3,300m3（45m3/h で注水した場合でも 3 日強で注水可能）と十分余裕のできる使用量である。
可搬型代替注水ポンプ（消防車）を用いた格納容器下部への注水，格納容器圧力逃がし装置への給水はいずれも間欠使用による対応が可能なものであり，かつ，いずれも数 100m3 程度と十分余裕のできる使用量である。
従って，前述の通り，復水貯蔵槽に十分な淡水が貯蔵できた段階で淡水補給を一時中断することでいずれも対応可能である。

共 4－9

一方，設置許可基準規則第三章（重大事故等対処施設）において，代替注水等設備を要求しているのは表 2 に示す 6 条文である。
表2

代替注水等設備を要求している条文

条文

要求事項

47 条

可搬型低圧代替注水設備

49 条

代替格納容器スプレイ冷却設備（常設または可搬型）

50 条

格納容器圧力逃がし装置の給水設備（常設または可搬型）

51 条

格納容器下部注水設備（常設または可搬型）

54 条

使用済燃料プールへの可搬型代替注水設備，可搬型スプレイ設備

56 条

水源からの移送設備（常設または可搬型）

このうち，可搬型代替注水等設備を必須のものとして要求している条文は 47 条，54条である。
47 条の可搬型代替注水設備に期待する場合は，低圧代替注水系（常設）等の常設設備による原子炉注水に失敗している状態であり，可搬型代替注水ポンプによる原子炉注水を続けている状態である。重大事故等発生時点においては期待できないものであり，かつ初期の低圧代替注水系（常設）等の常設設備による原子炉注水に成功しなければ基本的には燃料損傷防止・格納容器破損防止が成立しないことから，条文上要求されているものではあるが，更なる安全性向上のためのバックアップという位置付けとなる。このための必要数は 1 基あたり 3 台である。
一方，54 条の可搬型代替注水設備に期待する場合は，崩壊熱等によって徐々に減少する使用済燃料プール水位を維持するために間欠使用による対応も可能な状態である。このための必要数は 1 基あたり 1 台であり，前述の通り復水貯蔵槽への補給等と同時に発生しても復水貯蔵槽への補給を一時中断することで対応可能である。
54 条の可搬型スプレイ設備に期待する場合は，重大事故等対策の有効性評価の範疇を超える使用済燃料プールの損傷が発生し，注水による水位維持が出来ず，スプレ
イによる可能な限りの影響緩和を行っている状態である。可搬型スプレイヘッダを使用できる場合は当該設備を設置してスプレイを行うが，使用済燃料プールの損傷の規模によっては可搬型スプレイヘッダの設置場所への据え付けが困難となるため，
そのような状態においては更なる信頼性向上策である常設スプレイヘッダを用いてスプレイを行う。いずれの場合においても可搬型スプレイ設備の台数を増やすことで影響緩和の程度を拡大することも可能であるが，必要数としては 1 基あたり最低 2台で影響緩和が可能である。このような状態は，2.に記載の「第３７条において想定する（中略）使用済燃料貯蔵槽内における想定事故」には該当しないことから，前述の通り，「想定する重大事故等」を超える状態であり，大規模損壊に繋がる状態の一種となる。従って，必要数 1 セットに加えて設備の信頼度等を考慮して 6 号及び 7 号
炉合計で 1 台の予備を確保することとし，「2n＋α」の対象施設としての必要数算出においては，総数として包含されることを確認する。
共 4－10以上の有効性評価における必要数，ならびに条文毎の最大必要数から，必要となる
容量は 1 基あたり 3 台となる。上述の通り，本設備は「2n＋α」の対象施設となることから，2 セットを準備することが必要であるため，1 基あたり 3 台×2 セット＝6 台が必要となる。従って，6 号及び 7 号炉合計で 12 台が必要数となる。この必要数は54 条の可搬型スプレイ設備の必要数及び予備の 6 号及び 7 号炉合計で 5 台を総数として包含するものである。

(3) 代替原子炉補機冷却系
代替原子炉補機冷却系（代替循環冷却系の熱交換器ユニット等を含む）については，
タービン建屋の外側もしくは建屋内に設置した接続口を通じて原子炉建屋内の残留熱除去系熱交換器との間で淡水を循環させるとともに，取水した海水を使用して車載熱交換器によって除熱を行うための可搬型重大事故等対処設備である。
格納容器内での重大事故の防止及び影響緩和の観点からは，格納容器ベントの前に使用する設備であり，仮に故障した場合には格納容器ベントによって除熱機能を維持することが可能である。また，除熱設備という特徴から，注水や電源供給のための設備と異なり，初期対応においては不要であるため，現場状況等を考慮した対応が可能である。従って，原子炉圧力容器・原子炉格納容器の除熱設備全体として 1.(1)に示す「2n＋α」の対象施設が有する設備数と同等の数を持てばよいと考える。
一方，使用済燃料プール内での重大事故の防止の観点からは，仮に故障した場合に除熱機能を維持するための代替設備がないことから，本設備のみで 1.(1)に示す「2n＋α」の対象施設が有する設備数を持つこととする。
以上を踏まえた本設備の台数を表 6(2)に示す。
重大事故等対策の有効性評価において，本設備が担う機能を要求するのは，海水を用いた除熱機能が喪失している状態である。前述の通り初期対応においては不要であり，一定時間経過後の除熱機能復旧の段階において，本設備に期待する。このとき，
1 基あたり 1 式（熱交換器ユニット 1 式，大容量送水車（熱交換器ユニット用）1 台）が必要となる。
一方，設置許可基準規則第三章（重大事故等対処施設）において，代替除熱設備を要求しているのは表 3 に示す 2 条文である。

共 4－11

表3

代替除熱設備を要求している条文

条文

要求事項

48 条

炉心損傷前において，残留熱除去系が使用可能な場合，使用不可
能な場合の代替除熱設備（所内車載代替最終ヒートシンクシステ
ムなど）

50 条

炉心損傷後において，格納容器の圧力及び温度を低下させるための代替除熱設備（格納容器圧力逃がし装置など）

このうち，可搬型の代替除熱設備を必須のものとして要求している条文は 48 条である。
48 条の可搬型代替除熱設備に期待する場合は，海水を用いた除熱機能が喪失している状態である。このための必要数は 1 基あたり 1 式（熱交換器ユニット 1 式，大容量送水車（熱交換器ユニット用）1 台）である。ただし，上述の通り，一定時間経過後に期待するものであり，常設代替除熱設備である格納容器ベント（格納容器圧力逃がし装置）を用いても条文の要求である最終ヒートシンクへの熱輸送を達成する
ことは可能である。
以上の有効性評価における必要数，ならびに条文毎の最大必要数から，必要となる
容量は 1 基あたり 1 式（熱交換器ユニット 1 式，大容量送水車（熱交換器ユニット用）1 台）となる。上述の通り，原子炉圧力容器・原子炉格納容器の除熱に用いる本設備は格納容器ベント（格納容器圧力逃がし装置）と相まって「2n＋α」の対象施設が有する設備数と同等の数を持てばよいと整理し，予備を格納容器圧力逃がし装置とすることで，本設備は 2 セット分を準備することが必要となる。
一方，使用済燃料プールの除熱に用いる本設備は「2n＋α」の対象施設となることから，2 セットを準備することが必要となる。
本設備は原子炉圧力容器・原子炉格納容器と使用済燃料プールの除熱を同時に行うことができる容量を有することから，6 号及び 7 号炉合計で 4 式が必要数となる。

(4) 高圧窒素ガスボンベ
高圧窒素ガスボンベについては，負荷に直接接続する可搬型重大事故等対処設備であり，1.(2)に示す「n＋α」の対象施設と考える。本設備の台数を表 6(3)に示す。
重大事故等対策の有効性評価において，本設備が担う機能を要求するのは，減圧機能を有する逃がし安全弁の作動機能が喪失している状態である。初期対応としてこのような状態になった場合，高圧注水機能が健全であれば早期の対応は不要であるが，高圧注水機能が機能喪失している状態が重畳した場合においては早期に機能回復させ，減圧・低圧注水を行う必要がある。しかしながら，早期機能回復は困難であることから，減圧機能の多重性・頑健性確保による機能喪失回避が必須である。従っ共 4－12

て，減圧機能の維持において，本設備に期待する。このとき，1 基あたり 5 本が必要となる。
一方，設置許可基準規則第三章（重大事故等対処施設）において，代替ボンベ等ガス供給設備を要求しているのは表 4 に示す 2 条文である。
表4

代替ボンベ等ガス供給設備を要求している条文

条文

要求事項

45 条

弁操作用の可搬型代替直流電源設備または代替ボンベ設備

46 条

減圧弁操作用の可搬型コンプレッサーまたは代替ボンベ設備

このうち，可搬型の代替ボンベ等ガス供給設備を必須のものとして要求している条文は 46 条である。
46 条の可搬型代替ボンベ設備に期待する場合は，減圧用の逃がし安全弁操作用のガスが喪失している状態である。上述の通り，初期対応として期待する設備ではない
ことから，条文上要求されているものではあるが，更なる安全性向上のためのバック
アップという位置付けとなる。このための必要数は 1 基あたり 5 本である。
以上の有効性評価における必要数，ならびに条文毎の最大必要数から，必要となる
容量は 1 基あたり 5 本となる。上述の通り，本設備は「n＋α」の対象施設となることから，1 セットを準備することが必要であるため，6 号及び 7 号炉それぞれで 5 本ずつが必要数となる。

(5) 逃がし安全弁用可搬型蓄電池
逃がし安全弁用可搬型蓄電池については，負荷に直接接続する可搬型重大事故等対処設備であり，1.(2)に示す「n＋α」の対象施設と考える。本設備の台数を表 6(3)に示す。
重大事故等対策の有効性評価において，本設備が担う機能を要求するのは，減圧機能を有する逃がし安全弁の作動機能が喪失している状態である。初期対応としてこのような状態になった場合，高圧注水機能が健全であれば早期の対応は不要であるが，高圧注水機能が機能喪失している状態が重畳した場合においては早期に機能回復させ，減圧・低圧注水を行う必要がある。しかしながら，早期機能回復は困難であることから，減圧機能の多重性・頑健性確保による機能喪失回避が必須である。従って，減圧機能の維持において，本設備に期待する。このとき，1 基あたり 1 個が必要となる。
一方，設置許可基準規則第三章（重大事故等対処施設）において，逃がし安全弁用
共 4－13

可搬型蓄電池を要求しているのは表 5 に示す 46 条のみである。
表5
条文
46 条

逃がし安全弁用可搬型蓄電池を要求している条文
要求事項

減圧弁操作用の可搬型代替直流電源設備

46 条の逃がし安全弁用可搬型蓄電池に期待する場合は，減圧用の逃がし安全弁操作用の直流電源が喪失している状態である。上述の通り，初期対応として期待する設
備ではないことから，条文上要求されているものではあるが，更なる安全性向上のためのバックアップという位置付けとなる。このための必要数は 1 基あたり 1 個である。
以上の有効性評価における必要数，ならびに条文毎の最大必要数から，必要となる
容量は 1 基あたり 1 個となる。上述の通り，本設備は「n＋α」の対象施設となることから，1 セットを準備することが必要であるため，6 号及び 7 号炉それぞれで 1 個ずつが必要数となる。

共 4－143.

可搬型重大事故等対処設備の予備数の考え方について(1) 可搬型代替交流電源設備（電源車）
可搬型代替交流電源設備（電源車）については，2.(1)の通り，必要となる容量は1 基あたり 2 台であり，「2n＋α」の対象施設となることから，免震重要棟内緊急時対策所の 2 台と合わせて，6 号及び 7 号炉合計で 10 台が必要数となる。これに加えて，
故障時のバックアップ及び保守点検による待機除外時のバックアップを発電所全体で確保する。
本設備は，2 台以上同時に保守点検することのないよう運用することとしたうえで，
故障時のバックアップ及び保守点検による待機除外時のバックアップとして，6 号
及び 7 号炉合計で 1 台を確保する。
以上から，合計で 11 台保有する。

(2) 可搬型代替注水ポンプ（消防車）
可搬型代替注水ポンプ（消防車）については，2.(2)の通り，必要となる容量は 1基あたり 3 台であり，「2n＋α」の対象施設となることから，６号及び７号炉合計で12 台が必要数となる。これに加えて，故障時のバックアップ及び保守点検による待機除外時のバックアップを発電所全体で確保する。
本設備は，2 台以上同時に保守点検することのないよう運用することとしたうえで，
故障時のバックアップ及び保守点検による待機除外時のバックアップとして，6 号
及び 7 号炉合計で 1 台を確保する。
以上から，合計で 13 台保有する。

(3) 代替原子炉補機冷却系
代替原子炉補機冷却系については，2.(3)の通り，必要となる容量は 1 基あたり 1式（熱交換器ユニット 1 式，大容量送水車（熱交換器ユニット用）1 台）である。本
設備は原子炉圧力容器・原子炉格納容器と使用済燃料プールの除熱を同時に行うことができる容量を有するものである。
原子炉圧力容器・原子炉格納容器の除熱に用いる本設備は格納容器ベント（格納容器圧力逃がし装置）と相まって「2n＋α」の対象施設が有する設備数と同等の数を持つことから，本設備としては 2 セット分を準備することとしており，6 号及び 7 号炉
合計で 4 式が必要数となる。これに加えて，故障時のバックアップ及び保守点検による待機除外時のバックアップを発電所全体で確保する。この場合の故障時のバックアップ及び保守点検による待機除外時のバックアップとしては，2.(3)の通り，格
納容器ベント（格納容器圧力逃がし装置）が該当するものと整理しており，1 基あた
共 4－15

り 1 式を確保する。
一方，使用済燃料プールの除熱に用いる本設備は「2n＋α」の対象施設となることから，６号及び７号炉合計で 4 式が必要数となる。これに加えて，故障時のバックア
ップ及び保守点検による待機除外時のバックアップを発電所全体で確保する。この場合の故障時のバックアップ及び保守点検による待機除外時のバックアップとしては，6 号及び 7 号炉合計で 1 式を確保する。
以上から，代替原子炉補機冷却系は合計で 5 式保有し，原子炉圧力容器・原子炉格
納容器の除熱における予備として格納容器ベント（格納容器圧力逃がし装置）を合計で 2 式配備する。

(4) 高圧窒素ガスボンベ
高圧窒素ガスボンベについては，2.(4)の通り，必要となる容量は 1 基あたり 5 本であり，「n＋α」の対象施設となることから，1 セットを準備することが要求となるため，6 号及び 7 号炉でそれぞれ 5 本ずつが必要数となる。
この 5 本ずつに加えて，故障時のバックアップ及び保守点検による待機除外時のバックアップを発電所全体で確保する。
本設備は，高い信頼度を有する設備である。一方で，本設備は各原子炉建屋内に配置することから，バックアップについても建屋毎に配置することが適切である。従って，1 基あたり最大で 5 本同時に保守点検を実施する運用としたうえで，故障時のバックアップ及び保守点検による待機除外時のバックアップとして，1 基あたり 5 本以上を確保する。
以上から，合計で 1 基あたり 10 本以上を確保することとし，余裕を見て 1 基あたり 25 本保有する。

(5) 逃がし安全弁用可搬型蓄電池
逃がし安全弁用可搬型蓄電池については，2.(5)の通り，必要となる容量は 1 基あたり 1 個であり，「n＋α」の対象施設となることから，1 セットを準備することが要求となるため，6 号及び 7 号炉でそれぞれ 1 個ずつが必要数となる。
この 1 個ずつに加えて，故障時のバックアップ及び保守点検による待機除外時のバックアップを発電所全体で確保する。
本設備は，2 台以上同時に保守点検することのないよう運用することとしたうえで，
故障時のバックアップ及び保守点検による待機除外時のバックアップとして，6 号
及び 7 号炉合計で 1 台を確保する。
以上から，合計で 3 個保有する。

共 4－16

4.

その他の可搬型重大事故等対処設備の台数について
その他の設備については，原子炉建屋の外側から水・電力を供給するものではなく，かつ負荷に直接接続する可搬型重大事故等対処設備でもないことから，1.(3)に示す「n」の対象施設と考える。本設備の台数及び必要となる容量を表 6(4)に示す。
本設備は「n」の対象施設となることから，設置許可基準規則 43 条 3 項 1 号に定められる「十分に余裕のある容量を有する」ための予備台数を確保する。
また，がれき等によってアクセスルートの確保が困難となった場合に備えて配備しているホイールローダの配備数を表 7 に示す。

共 4－17

表6

主要可搬型設備(1)「2n＋α」の可搬型設備
設備名

配備数

可搬型代替交流電源設備（電源車）【6 号及び 7 号炉共用】

11 台

必要数
【6 号炉分】2台（2n=4）【7 号炉分】2台（2n=4）【免震重要棟内緊急時対策
所分】
2台

予備

保管場所
荒浜側

1台

5台

6台

1式

5式

6式

【合計】
10 台
ケーブル（一式：40ｍ）

可搬型代替注水ポンプ（A-2 級消防車）【6 号及び 7 号炉共用】

11 式

13 台

10 式
【6 号炉分】3台（2n=6）【7 号炉分】3台（2n=6）

1台

6台

7台

1式

6式

7式

【合計】
12 台
ホース（一式：75A 840ｍ）
※

13 式

12 式

備考

大湊側

・ 必要数（1 基あたり2 台）の 2 セット，
2 基で合計 8 台・ 免震重要棟内緊急時対策所の必要数 2台（共用）・ 故障時バックアップ及び保守点検待機除外時バックア
ップ 1 台（共用）・ 必要数（1 基あたり3 台）の 2 セット，
2 基で合計 12 台
・ 故障時バックアップ及び保守点検待機除外時バックア
ップ 1 台（共用）各設備の保管場所・数量については，今後の検討結果等により変更となる可能性がある。

(2)一部機能において当該機能全体で「2n＋α」を確保する可搬型設備
設備名
代替原子炉補機冷却系（代替循環冷却系の熱交換器ユニット等を含む）【6 号及び 7 号炉共用】
1 式あたり・熱交換器ユニット：1 式
・大容量送水車（熱交換器ユニット用）：1 台ホース（一式：約 400ｍ，
口径 300A）

※

配備数

5式

必要数
【6 号炉分】1式（2n=2）【7 号炉分】1式（2n=2）

予備

①
0式
②
1式

保管場所
荒浜側

2式

①
2式
②
3式

2式

①
2式
②
3式

【合計】
4式

5式

4式

①
0式
②
1式

備考

大湊側

・ 必要数（1 基あたり 1式）の 2 セット，2 基
で合計 4 式
・ ①原子炉圧力容器・
原子炉格納容器の除熱についての故障時
バックアップ及び保守点検待機除外時バックアップは格納容器圧力逃がし装置（1基あたり 1 式）（代替除熱設備）にて確保
・ ②使用済燃料プールの除熱についての故
障時バックアップ及び保守点検待機除外
時バックアップは 1式（共用）

各設備の保管場所・数量については，今後の検討結果等により変更となる可能性がある。

共 4－18(3)「n＋α」の可搬型設備
設備名

※

配備数

必要数

予備

6 号炉
高圧窒素ガスボンベ

25 本

5本

20 本
（5 本以
上）

7 号炉
高圧窒素ガスボンベ

25 本

5本

20 本
（5 本以
上）

備考

6 号炉原子炉建屋 ・ 必要数 5 本（1 基あた
り）
25 本
・
故障時バックアップ（10 本・10 本・及び保守点検待機除
5 本で分散）外時バックアップ 5 本
7 号炉原子炉建屋
以上（1 基あたり）
25 本
余裕を見て 20 本配備（10 本・10 本・（1 基あたり）
5 本で分散）各設備の保管場所・数量については，今後の検討結果等により変更となる可能性がある。

設備名

配備数

6 号炉
逃がし安全弁用可搬型蓄電池

必要数

7 号炉
逃がし安全弁用可搬型蓄電池

予備

1個
3個

※

保管場所

1個
1個

保管場所

6 号炉原子炉建屋 ・ 必要数 1 個（1 基あたり）
1個
・ 故障時バックアップ及び保守点検待機除外時
7 号炉原子炉建屋
バックアップ 1 個（共用）
2個

各設備の保管場所・数量については，今後の検討結果等により変更となる可能性がある。

共 4－19

備考(4)「n」の可搬型設備
設備名

配備数

必要数

予備

可搬型代替注水ポンプ（A-1 級消防車）【6 号及び 7 号炉共用】

2台

1台

ホース（一式：720ｍ）
・65A：560ｍ，75A：160m

2式

1式

6 号炉可搬型窒素供給装置（格納容器圧力逃がし装置用）
7 号炉可搬型窒素供給装置（格納容器圧力逃がし装置用）

1台
3台
1台

保管場所
荒浜側

大湊側

1台

1台

1台

1式

1式

1式

1台
（共用）

1台

1台
1台

備考（必要数 n の補足）
1 台でスプレイが必要な大規模な損壊が発生している 1 プラントの使用済燃料
プールのスプレイ冷却が可能。
号炉あたり 1 台で窒素供給が可能。

大容量送水車（海水取水用）【6 号及び 7 号炉共用】

2台

1台

1台

1台

1台

1 台で 6 号及び 7 号炉の注水等のための海水取水が可能。
なお，予備 1 台は使用済燃料プールの除熱に用いる 6号炉及び 7 号炉代替原子炉
補機冷却系の予備として配備している大容量送水車（熱交換器ユニット用）
1 台及び原子炉建屋放水設
備の予備として配備している大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）1 台と兼用。

取水口用汚濁防止膜（ｼﾙﾄﾌｪﾝｽ）（1 箇所あたり）

約 200m

約 80m

約 120m

約 100m

約 100m

1 箇所あたり 80m で汚濁防止膜を設置可能。

放水口用汚濁防止膜（ｼﾙﾄﾌｪﾝｽ）【6 号及び 7 号炉共用】

約 320m

約 140m

約 180m

約 160m

約 160m

１箇所あたり 140ｍで汚濁防止膜を設置可能。

原子炉建屋放水設備【6 号及び 7 号炉共用】
一式あたり
・大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）：1 台・放水砲：1 台
・泡原液搬送車：1 台

2式

1式

1式

1式

1式

ホース
・送水側一式：950m、口径 300A
・吸込側一式： 80m、口径 150A

2式

1式

送水側
50m 1 本
10m 1 本
5m 1 本吸込側
20m 1 本号炉間電力融通ケーブル【6 号及び 7 号炉共用】

1式

0式
（常設）

1式

タンクローリ【発電所共用】※

申請プラント数の半数以上の１式。
ただし，泡原液搬送車は，
1 台で 1 プラントの航空機
火災発生時に対応が可能。

送水側
50m 1 本
10m 1 本
5m 1 本吸込側
20m 1 本

1式

1式

0式

号炉間電力融通ケーブル（常設）の予備。

【4kL】 【4kL】 【4kL】
4台
3台
1台【4kL】 【4kL】 4kL3 台及び 16kL1 台で 6 号【16kL】 【16kL】 【16kL】
2台
2台
及び 7 号炉が運転中かつ 1
2台
1台
1台【16kL】 【16kL】 ～5 号炉が停止中の場合の【合計】 【合計】 【合計】1台
1台
給油作業を実施可能。
6台
4台
2台

各設備の保管場所・数量については，今後の検討結果等により変更となる可能性がある。

共 4－20

※

設備名

配備数

必要数

予備

小型船舶
（海上モニタリング用）【発電所共用】

2隻

1隻

1隻

可搬型モニタリングポスト【発電所共用】

16 台

15 台

1台

可搬型気象観測装置【発電所共用】

2台

1台

1台

保管場所
荒浜側

大湊側

1隻

1隻

備考（必要数 n の補足）
1 隻で海上モニタリングを実施可能。

モニタリングポストの陸側代替測定用で 9 台，海側
8台
7台
測定用で 5 台，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の5 号炉原子炉建屋 陽圧化判断用で 1 台の合計15 台で測定可能。
1台
1台

1台

気 象 観測は 1 台 で測 定可能。

各設備の保管場所・数量については，今後の検討結果等により変更となる可能性がある。

共 4－21

設備名

配備数

ホース
【6 号及び 7 号炉共用】（淡水貯水池からの移送用，
口径 150A）
・第一送水ライン：約 940m
・第二送水ライン：約 690m

中央制御室 可搬型陽圧化空調機【6 号及び 7 号炉共用】
一式あたり
・フィルタユニット：1 台
・ブロワユニット：2 台

必要数

2 ライン

2 ライン

3式

【6 号炉分】1式【7 号炉分】
1式

予備

備考

100m

第 一 送 水 ラ イ ン は No.14 ，No.15 防火水槽の両方に淡水を供給可能。
第二送水ラインは No.14 防火
水槽に淡水を供給可能。
荒浜側の送水ラインが約
2100m あるため，緊急時には活
用可能。

1式
（共用）

6 号及び 7 号炉合計 2 式で中央制御室内を隣接区画＋20Pa
以上＋40Pa 未満の範囲内で陽圧化することが可能。

【合計】
2式

中央制御室待避室
空気ボンベ陽圧化装置（空気ボンベ）【6 号及び 7 号炉共用】

194 本

174 本

20 本

6 号及び 7 号炉合計 174 本で中央制御室待避室を窒息防止
しつつ 10 時間陽圧化することが可能。

免震重要棟内緊急時対策所
可搬型陽圧化空調機【6 号及び 7 号炉共用】（フィルタ，ブロワ一体型）

6台

3台

3台

3 台で免震重要棟内緊急時対策所（待避室）を陽圧化することが可能。

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所
可搬型陽圧化空調機【6 号及び 7 号炉共用】（フィルタ，ブロワ一体型）

2台

1台

1台

1 台で 5 号炉原子炉建屋内緊
急時対策所（対策本部）を陽圧化することが可能。

15 本

95 本で 5 号炉原子炉建屋内緊
急時対策所（対策本部）を窒息防止しつつ 10 時間陽圧化することが可能。

3台

1 台で 5 号炉原子炉建屋内緊
急時対策所必要負荷へ給電可能。
ただし，燃料補給時に停止す
る必要があるため合計 2 台が必要。

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所
空気ボンベ陽圧化装置（空気ボンベ）【6 号及び 7 号炉共用】

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所
可搬型電源設備【6 号及び 7 号炉共用】

※

5台

95 本

2台

各設備の数量については，今後の検討結果等により変更となる可能性がある。

表7

※

110 本

アクセスルート確保のための可搬型設備

設備名

配備数

ホイールローダ

4台

保管場所
荒浜側高台

大湊側高台

2台

2台

備考
4 台中 2 台は予備として配備。

保管場所・数量については，今後の検討結果等により変更となる可能性がある。

共 4－22

共-5 可搬型重大事故等対処設備の接続口の兼用状況について

原子炉建屋の外から水又は電源を供給する可搬型重大事故等対処設備の接続口の兼用状況は以下のとおり。
表1

原子炉建屋の外から水又は電源を供給する可搬型重大事故等対処設備の接続口の兼用状況（6 号炉）（1/2）

接続口（建屋壁面）

設置場所

使用用途

接続設備

接続方式

備考

結合金具接続低圧代替注水系（可搬型）【47 条】
原子炉格納容器下部注水（可搬型）【51 条】

結合金具接続
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）

共 5-1

結合金具接続（原子炉建屋内北西側接続口までホース敷設）

系統構成上，原子炉注水と格納容器下部注水は同時使用可能結合金具接続
復水貯蔵槽への水の補給【56 条】－
結合金具接続－燃料プール代替注水系【54 条】

可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）（A-2 級）

結合金具接続（可搬ス
プレイヘッダまでホース敷設）
結合金具接続（常設ス
プレイヘッダ配管接
続口へ接続）－－

表1

原子炉建屋の外から水又は電源を供給する可搬型重大事故等対処設備の接続口の兼用状況（6 号炉）（2/2）

接続口（建屋壁面）

設置場所

使用用途

接続設備

代替原子炉補機冷却系【48 条】

代替原子炉補機冷却系【48 条，50 条】

接続方式

備考

フランジ接続熱交換器ユニット

フランジ接続－フランジ接続

共 5-2

可搬型代替交流電源設備
可搬型直流電源設備【57 条】

電源車

貫通口（建屋内で常設
ケーブルにスリップ
オン接続，さらに常設
ケーブルから動力変圧 器 6C に ボ ル ト 接
続）貫通口（建屋内で可搬ケーブルにボルト接続，さらに可搬ケーブルを布設し，動力変圧器 6C 又は AM 用動力変圧器にボルト接続）

交流電源負荷と直流電源負荷へ同時に給電可能表2

原子炉建屋の外から水又は電源を供給する可搬型重大事故等対処設備の接続口の兼用状況（7 号炉）（1/2）

接続口（建屋壁面）

場所

使用用途

接続設備

接続方式

備考

結合金具接続低圧代替注水系（可搬型）【47 条】
原子炉格納容器下部注水（可搬型）【51 条】

結合金具接続
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）

系統構成上，原子炉注水と格納容器下部注水は同時使用可能結合金具接続結合金具接続
復水貯蔵槽への水の補給【56 条】－

共 5-3

結合金具接続－燃料プール代替注水系【54 条】

表2

可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）（A-2 級）

結合金具接続（可搬ス
プレイヘッダまでホース敷設）
結合金具接続（常設ス
プレイヘッダ配管接
続口へ接続）－－

原子炉建屋の外から水又は電源を供給する可搬型重大事故等対処設備の接続口の兼用状況（7 号炉）（2/2）

接続口（建屋壁面）

場所

使用用途

接続設備

代替原子炉補機冷却系【48 条】

接続方式

備考

フランジ接続熱交換器ユニット

フランジ接続

－代替原子炉補機冷却系【48 条，50 条】
フランジ接続

共 5-4

可搬型代替交流電源設備
可搬型直流電源設備【57 条】

電源車

貫通口（建屋内で常設
ケーブルにスリップ
オン接続，さらに常設
ケーブルから動力変圧 器 7C に ボ ル ト 接
続）貫通口（建屋内で可搬ケーブルにボルト接続，さらに可搬ケーブルを布設し，動力変圧器 7C 又は AM 用動力変圧器にボルト接続）

交流電源負荷と直流電源負荷へ同時に給電可能共 5-5
図1

原子炉建屋の外から水又は電源を供給する可搬型重大事故等対処設備の接続口（6 号炉）

共 5-6
図2

原子炉建屋の外から水又は電源を供給する可搬型重大事故等対処設備の接続口（7 号炉）

44 条
44-1 SA 設備基準適合性 一覧表
44-2 単線結線図
44-3 配置図
44-4 系統図
44-5 試験及び検査
44-6 容量設定根拠
44-7 その他設備
44-8 ATWS 緩和設備について
44-9 ATWS 緩和設備に関する健全性について
44-10 各号炉の弁名称及び弁番号

目次

44-1
SA 設備基準適合性

44-1-1

一覧表柏崎刈羽原子力発電所

6 号及び 7 号炉

SA 設備基準適合性

第 44 条：緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備環境条件における健全性

第1号

ATWS 緩和設備（代替制御棒挿入機能）

類型化
区分

二次格納施設内
原子炉建屋の二次格納施設外（中央制御操作室）

Ｂ，Ｃ

荷重

（有効に機能を発揮する）－

海水（海水を通水しない）

対象外

他設備からの影響(周辺機器等からの悪影響により機能を失う
おそれがない）－電磁波による影響（電磁波により機能が損なわれない）－

環境温度・湿度・圧力／
屋外の天候／放射線

関連資料
第
2
号
第
1
項

第
3
号

44-3 配置図

操作性

中央制御室操作

関連資料

第
4
号

試験・検査
(検査性，系統構成・外部入力)

計測制御設備

当該設備の使用にあたり系統の切り替えが不要

関連資料
系統設計

その他

Ａｅ

その他(飛散物)

対象外

対象外

第
6
号

設置場所

第
1
号

常設 SA の容量

第
2
号

共用の禁止

44-8 ATWS 緩和設備について
中央制御室操作関連資料

Ｂ

44-3 配置図
重大事故等への対処を本来の目的として設置するもの

関連資料

Ａ

44-6 容量設定根拠（共用しない設備）

関連資料
共通要因故障防止

第
3
号

Ｂｂ

44-4 系統図

関連資料

第
2
項

Ｊ

44-5 試験及び検査

切り替え性

悪影響防止

第
5
号

Ａ

44-3 配置図

関連資料

第
43
条

一覧表（常設）対象外－

環境条件，自然現象，外部
人為事象，溢水，火災防止設備-対象(代替対象ＤＢ設備有り)-屋内

Ａａ

サポート系故障(サポート系なし)

対象外

関連資料

44-8 ATWS 緩和設備について

44-1-2

柏崎刈羽原子力発電所

6 号及び 7 号炉

SA 設備基準適合性

第44条：緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にす

環境温度・湿度・圧力／
環
屋外の天候／放射線
境
条
件 荷重

号

に
お 海水
け
る 他設備からの影響
健
全 電磁波による影響
性

類型化

制御棒

るための設備第1

一覧表（常設）
区分

原子炉格納容器内

Ａ（有効に機能を発揮する）－（海水を通水しない）

対象外(周辺機器等からの悪影響により機能を失う
おそれがない）（電磁波により機能が損なわれない）

関連資料

－
－

44-3 配置図

第 操作性

中央制御室操作2号 関連資料Ａ

44-3 配置図

第
1
項

試験・検査
第
(検査性、系統構成・外部入力)
3

その他

Ｍ

号
関連資料
第 切り替え性4号 関連資料第43条

44-5 試験及び検査
当該系統の使用にあたり切り替え操作が不要
44-4 系統図

悪 系統設計第5号

影
響 その他(飛散物)
防止 関連資料ＤＢ施設と同じ系統構成

Ａｄ

対象外

対象外

44-3 配置図，44-4 系統図

第 設置場所6

中央制御室操作号 関連資料第2Ｂｂ

Ｂ44-3 配置図

第 常設SAの容量
1
号 関連資料対象外

対象外

第 共用の禁止（共用しない設備）－

2号 関連資料

対象外

－

共

項
第
3
号

通 環境条件、自然現象、外部人為事
要 象、溢水、火災
因故サポート系故障
障（共通要因の考慮対象設備なし）

対象外

対象(サポート系有り)-別の手段

Ｃｂ

防止 関連資料44-4 系統図

44-1-3

柏崎刈羽原子力発電所

6 号及び 7 号炉

SA 設備基準適合性

第44条：緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にす

制御棒駆動機構（水圧駆動）るための設備

環境温度・湿度・圧力／
環 屋外の天候／放射線
境

号

に
お 海水
け
る 他設備からの影響
健
全 電磁波による影響
性

類型化
区分

原子炉格納容器内

Ａ（有効に機能を発揮する）－（海水を通水しない）

対象外(周辺機器等からの悪影響により機能を失う
おそれがない）－（電磁波により機能が損なわれない）

－

条
件 荷重
第
1

一覧表（常設）関連資料

44-3 配置図

第 操作性

中央制御室操作2号 関連資料Ａ

44-3 配置図

第
1
項

試験・検査
第
(検査性、系統構成・外部入力)
3

その他

Ｍ

号
関連資料
第 切り替え性第444-5 試験及び検査
当該系統の使用にあたり切り替え操作が不要

4号 関連資料3条

44-4 系統図

悪 系統設計第5号

影
響 その他(飛散物)
防止 関連資料

障防止サポート系故障対象外（共用しない設備）

2号 関連資料因故Ｂ－

第 共用の禁止

3
号

対象外

対象外

1
号 関連資料第対象外

44-3 配置図

第 常設SAの容量

共通 環境条件、自然現象、外部人為事
要 象、溢水、火災

Ａｄ

中央制御室操作6号 関連資料

2項

ＤＢ施設と同じ系統構成

44-3 配置図，44-4 系統図

第 設置場所

第

Ｂｂ

対象外

－

（共通要因の考慮対象設備なし）

対象外

対象(サポート系有り)-別の手段

Ｃｂ

関連資料

44-4 系統図

44-1-4

柏崎刈羽原子力発電所

6 号及び 7 号炉

SA 設備基準適合性

第44条：緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にす

制御棒駆動系水圧制御ユニット

るための設備

環境温度・湿度・圧力／
環 屋外の天候／放射線
境

号

に
お 海水
け
る 他設備からの影響
健
全 電磁波による影響
性

類型化
区分

二次格納施設内Ｂ（有効に機能を発揮する）－（海水を通水しない）

対象外(周辺機器等からの悪影響により機能を失う
おそれがない）－（電磁波により機能が損なわれない）

－

条
件 荷重
第
1

一覧表（常設）関連資料

44-3 配置図

第 操作性

中央制御室操作2号 関連資料Ａ

44-3 配置図

第
1
項

試験・検査
第
(検査性、系統構成・外部入力)
3

その他

Ｍ

号
関連資料
第 切り替え性第444-5 試験及び検査
当該系統の使用にあたり切り替え操作が不要

4号 関連資料3条

44-4 系統図

悪 系統設計第5号

影
響 その他(飛散物)
防止 関連資料

障防止サポート系故障対象外（共用しない設備）

2号 関連資料因故Ｂ－

第 共用の禁止

3
号

対象外

対象外

1
号 関連資料第対象外

44-3 配置図

第 常設SAの容量

共通 環境条件、自然現象、外部人為事
要 象、溢水、火災

Ａｄ

中央制御室操作6号 関連資料

2項

ＤＢ施設と同じ系統構成

44-3 配置図，44-4 系統図

第 設置場所

第

Ｂｂ

対象外

－

（共通要因の考慮対象設備なし）

対象外

対象(サポート系有り)-別の手段

Ｃｂ

関連資料

44-4 系統図

44-1-5

柏崎刈羽原子力発電所

6 号及び 7 号炉

第 44 条：緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備環境条件における健全性

第1号

SA 設備基準適合性

ATWS 緩和設備（代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能）

類型化
区分

二次格納施設内
原子炉建屋の二次格納施設外（中央制御操作室）

Ｂ，Ｃ

荷重

（有効に機能を発揮する）－

海水（海水を通水しない）

対象外

他設備からの影響(周辺機器等からの悪影響により機能を失う
おそれがない）－電磁波による影響（電磁波により機能が損なわれない）－

環境温度・湿度・圧力／
屋外の天候／放射線

関連資料
第
2
号
第
1
項

第
3
号

44-3 配置図

操作性

中央制御室操作

関連資料

第
4
号

試験・検査
(検査性，系統構成・外部入力)

計測制御設備

当該設備の使用にあたり系統の切り替えが不要

関連資料
系統設計

その他

Ａｅ

その他(飛散物)

対象外

対象外

第
6
号

設置場所

第
1
号

常設 SA の容量

第
2
号

共用の禁止

44-8 ATWS 緩和設備について
中央制御室操作関連資料

Ｂ

44-3 配置図
重大事故等への対処を本来の目的として設置するもの

関連資料

Ａ

44-6 容量設定根拠（共用しない設備）

関連資料
共通要因故障防止

第
3
号

Ｂｂ

44-4 系統図

関連資料

第
2
項

Ｊ

44-5 試験及び検査

切り替え性

悪影響防止

第
5
号

Ａ

44-3 配置図

関連資料

第
43
条

一覧表（常設）対象外－

環境条件，自然現象，外部
人為事象，溢水，火災防止設備-対象(代替対象ＤＢ設備有り)-屋内

Ａａ

サポート系故障(サポート系なし)

対象外

関連資料

44-8 ATWS 緩和設備について

44-1-6

柏崎刈羽原子力発電所

6 号及び 7 号炉

SA 設備基準適合性

第 44 条：緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にする
ための設備

環境条件における健全性

第1号

ほう酸水注入系ポンプ

類型化
区分

二次格納施設内Ｂ

荷重（有効に機能を発揮する）－

海水（海水を通水しない）

対象外

他設備からの影響(周辺機器等からの悪影響により機能を失う
おそれがない）－電磁波による影響（電磁波により機能が損なわれない）－

環境温度・湿度・圧力／
屋外の天候／放射線

関連資料
第
2
号
第
1
項

第
3
号

第
4
号

第
43
条

44-3 配置図

操作性

中央制御室操作関連資料

44-3 配置図，44-4 系統図

試験・検査(検査性，系統構成・外部入力)

ポンプ，弁

関連資料

44-5 試験及び検査

切り替え性

当該設備の使用にあたり系統の切り替えが必要

関連資料
悪影響防止

第
5
号

系統設計
その他(飛散物)

第
6
号

設置場所

第
1
号

常設 SA の容量

第
2
号

共用の禁止

Ａ，Ｂ

Ｂａ

ＤＢ施設と同じ系統構成

Ａｄ

対象外

対象外

44-3 配置図，44-4 系統図
中央制御室操作関連資料

Ｂ

44-3 配置図
ＤＢ施設の系統及び機器の容量が十分（ＤＢ施設と同仕様の送水能力で設計）

関連資料

Ｂ

44-6 容量設定根拠（共用しない設備）

関連資料
共通要因故障防止第3号

Ａ44-4 系統図

関連資料

第
2
項

一覧表（常設）対象外－

環境条件，自然現象，外部人
為事象，溢水，火災

サポート系故障（共通要因の考慮対象設備なし）

対象外

対象(サポート系有り)-異なる駆動源又は冷却源

Ｃａ

関連資料

44-3 配置図，44-4 系統図

44-1-7

柏崎刈羽原子力発電所

6 号及び 7 号炉

SA 設備基準適合性

第 44 条：緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にする
ための設備

環境条件における健全性

第1号

ほう酸水注水系貯蔵タンク

類型化
区分

二次格納施設内Ｂ

荷重（有効に機能を発揮する）－

海水（海水を通水しない）

対象外

他設備からの影響(周辺機器等からの悪影響により機能を失う
おそれがない）－電磁波による影響（電磁波により機能が損なわれない）－

環境温度・湿度・圧力／
屋外の天候／放射線

関連資料
第
2
号
第
1
項

第
3
号

44-3 配置図

操作性（操作不要）

関連資料

第
4
号

試験・検査
(検査性，系統構成・外部入力)

容器(タンク類)

当該設備の使用にあたり系統の切り替えが必要

関連資料
系統設計
その他(飛散物)

ＤＢ施設と同じ系統構成

Ａｄ

対象外

対象外

44-3 配置図，44-4 系統図

第
6
号

設置場所

（操作不要）

関連資料

－

第
1
号

常設 SA の容量

第
2
号

共用の禁止

ＤＢ施設の系統及び機器の容量が十分（ＤＢ施設と同仕様の貯蔵能力で設計）

関連資料

対象外

Ｂ

44-6 容量設定根拠（共用しない設備）

関連資料
共通要因故障防止

第
3
号

Ｂａ

44-4 系統図

関連資料

第
2
項

Ｃ

44-5 試験及び検査

切り替え性

悪影響防止

第
5
号

対象外

－

関連資料

第
43
条

一覧表（常設）対象外－

環境条件，自然現象，外部人
為事象，溢水，火災（共通要因の考慮対象設備なし）

対象外

サポート系故障(サポート系なし)

対象外

関連資料

44-3 配置図，44-4 系統図

44-1-8

44-2
単線結線図

44-2-1

図1②③

交流120V
バイタル
電源装置

6 号炉

直流125V
充電器

単線結線図

44-2-2

・原子炉水位(A)L2・原子炉水位(B)L2・原子炉水位(A)L3・原子炉水位(B)L3・原子炉水位(C)L3・代替冷却材再循環
ﾎﾟﾝﾌﾟ･ﾄﾘｯﾌﾟ機能

直流125V分電盤

・代替冷却材再循環
ﾎﾟﾝﾌﾟ･ﾄﾘｯﾌﾟ機能

交流120V
バイタル分電盤

直流125V
充電器

直流125V分電盤

直流125V
蓄電池
6A-2

(6B)

①

MCC 6D-1-5AM用直流125V
主母線盤

AM用
直流125V
蓄電池

MCC 6C-1-5

D/G

直流125V
充電器

・ARI(B)ロジック
・原子炉水位(B)L2・ ARI用電磁弁(B)・原子炉圧力(B)・原子炉水位(B)L3・代替冷却材再循環
ﾎﾟﾝﾌﾟ･ﾄﾘｯﾌﾟ機能

交流120V
バイタル
電源装置

③

MCC 6D-1-8

P/C 6D-1

動力変圧器

直流125V
蓄電池6D

②

動力変圧器

M/C 6E

(予備)

D/G
(6C)
P/C 6E-1

MCC 6E-1-4

交流120V
バイタル
電源装置

・代替冷却材再循環
ﾎﾟﾝﾌﾟ･ﾄﾘｯﾌﾟ機能

交流120V
バイタル分電盤

・原子炉水位(C)L2・原子炉圧力(C)・原子炉水位(C)L3・代替冷却材再循環
ﾎﾟﾝﾌﾟ･ﾄﾘｯﾌﾟ機能

直流125V
主母線盤6C

直流125V
蓄電池6C

MCC 6E-1-3

・原子炉水位(C)L2・代替冷却材再循環
ﾎﾟﾝﾌﾟ･ﾄﾘｯﾌﾟ機能

直流125V分電盤

・原子炉水位(D)L2・代替冷却材再循環
ﾎﾟﾝﾌﾟ･ﾄﾘｯﾌﾟ機能

直流125V
主母線盤6D

直流125V
充電器

・ARI(A)ロジック
・原子炉水位(A)L2・ARI用電磁弁(A)・原子炉圧力(A)・原子炉水位(A)L3・代替冷却材再循環
ﾎﾟﾝﾌﾟ･ﾄﾘｯﾌﾟ機能(6A)

直流125V
充電器

直流125V
主母線盤6B

直流125V
蓄電池6B

MCC 6D-1-7(予備)

直流125V
充電器

直流125V
主母線盤6A

直流125V
蓄電池6A

MCC 6C-1-7

D/G

M/C 6D：切替装置

MCC：モータ・コントロール・センタ：遮断器：非常用ディーゼル発電機：配線用遮断器

直流125V
充電器

・原子炉水位(A)L3・原子炉水位(B)L3・原子炉水位(C)L3

交流120V
バイタル分電盤①

MCC 6C-1-8

P/C 6C-1

動力変圧器

M/C 6C

D/G【凡例】

P/C：パワーセンタ

M/C：メタルクラッド開閉装置

D/G：非常用ディーゼル発電機（略語）

直流125V
充電器

直流125V
充電器

図2

交流120V
バイタル
電源装置

①

7 号炉

直流125V
充電器

単線結線図

44-2-3・代替冷却材再循環
ﾎﾟﾝﾌﾟ･ﾄﾘｯﾌﾟ機能

・ARI(A)ロジック
・ARI用電磁弁(A)・原子炉水位(A)L2直流125V蓄電池
7A-2

・原子炉水位(B)L2
・ARI(B)ロジック
・ARI用電磁弁(B)・代替冷却材再循環
ﾎﾟﾝﾌﾟ･ﾄﾘｯﾌﾟ機能

直流125V
分電盤(7B)

MCC 7D-1-4

AM用
直流125V
蓄電池

MCC 7C-1-4・原子炉水位(B)L2・原子炉圧力(B)・代替冷却材再循環
ﾎﾟﾝﾌﾟ･ﾄﾘｯﾌﾟ機能
・原子炉水位(B)L3

交流120V
バイタル分電盤

直流125V
充電器

直流125V
分電盤

交流120V
バイタル
電源装置

③

④

D/G

直流125V
充電器

直流125V
分電盤④
直流125V
充電器

直流125V
主母線盤7B

直流125V
蓄電池7B

MCC 7D-1-6

P/C 7D-1

動力変圧器

交流120V
バイタル
電源装置

MCC 7E-1-1A

P/C 7E-1

・原子炉水位(C)L2・原子炉圧力(C)・代替冷却材再循環
ﾎﾟﾝﾌﾟ･ﾄﾘｯﾌﾟ機能
・原子炉水位(C)L3

交流120V
バイタル分電盤

直流125V
充電器

交流120V
原子炉建屋
計測用分電盤(予備)

直流125V
充電器

直流125V
主母線盤7A

直流125V
蓄電池7A(7A)

M/C 7E

動力変圧器

・原子炉水位(C)L2・代替冷却材再循環
ﾎﾟﾝﾌﾟ･ﾄﾘｯﾌﾟ機能

直流125V
分電盤

直流125V
主母線盤7C

直流125V
蓄電池7C

MCC 7E-1-3

直流125V
充電器

・原子炉水位(A)L2・原子炉圧力(A)・代替冷却材再循環
ﾎﾟﾝﾌﾟ･ﾄﾘｯﾌﾟ機能
・原子炉水位(A)L3②

MCC 7D-1-7

D/G

M/C 7DD/G

交流120V
バイタル分電盤

・原子炉水位(D)L2・代替冷却材再循環
ﾎﾟﾝﾌﾟ･ﾄﾘｯﾌﾟ機能

直流125V
分電盤

・原子炉水位(D)L2直流125V
主母線盤7D②

交流120V
バイタル
電源装置

MCC 7C-1-6：切替装置：配線用遮断器：遮断器：非常用ディーゼル発電機①
直流125V
蓄電池7D

(7C)

D/G

【凡例】

(予備)

直流125V
充電器

交流120V
バイタル分電盤

交流120V
原子炉系計測用
主母線盤③

MCC 7C-1-7

P/C 7C-1

動力変圧器

M/C 7C

MCC：モータ・コントロール・センタ

P/C：パワーセンタ

M/C：メタルクラッド開閉装置

D/G：非常用ディーゼル発電機（略語）

直流125V
充電器

【凡例】

（略語）

D/G

D/G：非常用ディーゼル発電機：非常用ディーゼル発電機：遮断器

M/C：メタルクラッド開閉装置：配線用遮断器

P/C：パワーセンタ
MCC：モータ・コントロール・センタ

M/C 6DM/C 6C

動力変圧器

動力変圧器

D/G

D/G
(6B)

(6A)
P/C 6D-1

P/C 6C-1

MCC 6D-1-4

MCC 6C-1-4・ほう酸水注入系ポンプ（Ｂ）

・ほう酸水注入系ポンプ（Ａ）

図3

6 号炉

ほう酸水注入系ポンプに関する単線結線図

【凡例】

（略語）

D/G

D/G：非常用ディーゼル発電機：非常用ディーゼル発電機：遮断器

M/C：メタルクラッド開閉装置：配線用遮断器

P/C：パワーセンタ
MCC：モータ・コントロール・センタ

M/C 7DM/C 7C

動力変圧器

動力変圧器

D/G

D/G
(7B)

(7A)
P/C 7C-1

P/C 7D-1

MCC 7D-1-3

MCC 7C-1-3・ほう酸水注入系ポンプ（Ｂ）

・ほう酸水注入系ポンプ（Ａ）

図4

7 号炉

ほう酸水注入系ポンプに関する単線結線図

44-2-4

44-3
配置図：設計基準対象施設：重大事故等対処設備

44-3-1

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

図 1 ATWS 緩和設備（計器）の配置図（6 号炉 原子炉建屋地下 1 階）

44-3-2

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

図2

ATWS 緩和設備（ARI 用電磁弁）の配置図（6 号炉44-3-3

原子炉建屋地下 3 階）

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

図3

ATWS 緩和設備（原子炉冷却材再循環ポンプ可変周波数電源装置）の配置図（6 号炉 原子炉建屋地下 1 階）

44-3-4

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

図4

ほう酸水注入系に係る機器（ポンプ，タンク）の配置図（6 号炉 原子炉建屋地上 3 階）

44-3-5

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

図5

ほう酸水注入系に係る中央制御室操作盤の配置図（6／7 号炉 コントロール建屋地上 2 階）

44-3-6

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

図6

ほう酸水注入系に係る機器（弁）の配置図（6 号炉 原子炉建屋地上 3 階）

44-3-7

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

図7

制御棒，制御棒駆動機構（水圧駆動）及び制御棒駆動系水圧制御ユニットの配置図（6 号炉 原子炉建屋地下 3 階）
44-3-8

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

図 8 ATWS 緩和設備（計器）の配置図（7 号炉 原子炉建屋地下 1 階）

44-3-9

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

図9ATWS 緩和設備（ARI 用電磁弁）の配置図（7 号炉 原子炉建屋地下 3 階）

44-3-10

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

図 10

ATWS 緩和設備（原子炉冷却材再循環ポンプ可変周波数電源装置）の配置図（7 号炉 原子炉建屋地下 1 階）

44-3-11

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

図 11

ほう酸水注入系に係る機器（ポンプ，タンク）の配置図（7 号炉 原子炉建屋地上 3 階）
44-3-12

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

図 12

ほう酸水注入系に係る中央制御室操作盤の配置図（6／7 号炉 コントロール建屋地上 2 階）
44-3-13

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

図 13

ほう酸水注入系に係る機器（弁）の配置図（7 号炉 原子炉建屋地上 3 階）
44-3-14

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

図 14 制御棒，制御棒駆動機構（水圧駆動）及び制御棒駆動系水圧制御ユニットの配置図（7 号炉 原子炉建屋地下 3 階）
44-3-15

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

図 15 ATWS 緩和設備の配置図（6／7 号炉 コントロール建屋地上 2 階）

44-3-1644-4
系統図

44-4-1

図1

代替制御棒挿入機能の概念図

44-4-2

計装用圧縮
空気系より

排気

ND

バックアップ
スクラム弁

後備緊急停止系作動回路

原子炉水位低（Ｄ）（レベル２）

原子炉水位低（Ｃ）（レベル２）

原子炉水位低（Ｂ）（レベル２）

原子炉水位低（Ａ）（レベル２）

原子炉圧力高（Ｃ ）原子炉圧力高（Ｂ ）

原子炉圧力高（Ａ）

排気

ND

2/4

2/3

F043

ND

ARI信号

ARI信号

F047

排気

ND

F044

ND

手動ARI信号

手動ARI信号Ａ系ＡＲＩ用電磁弁励磁信号Ｂ系ＡＲＩ用電磁弁励磁信号

F048B

ND

F048A

ND

ND

ND

F049B

F049A

Ｂ系ＡＲＩ用電磁弁励磁信号Ａ系ＡＲＩ用電磁弁励磁信号排気排気

アキュムレータ

スクラム弁

制御棒挿入

2/4

2/3

ND

NE

ARI

凡例

他の水圧制御ユニットへ

他の水圧制御ユニットへ

排気

原子炉緊急停止系作動回路

スクラム
パイロット弁

NE

NE

制御棒挿入

常時無励磁

常時励磁

代替制御棒挿入機能

OR 論理

2 out of 4 論理

2 out of 3 論理

図2

代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能の概念図

44-4-3

原子炉圧力高（Ｃ ）原子炉水位低（Ｄ）（レベル２）

原子炉水位低（Ｃ）（レベル２）

原子炉水位低（Ｂ）（レベル２）

TD

TD

TD

TD

2/4

ATWS-RPT信号

2/4

2/3
ATWS-RPT信号

原子炉水位低（Ａ）（レベル２）※

ATWS-RPT信号

2/3

原子炉圧力高（Ｂ ）

原子炉圧力高（Ａ）

原子炉水位低（Ｃ）（レベル３）

原子炉水位低（Ｂ）（レベル３）

原子炉水位低（Ａ）（レベル３）

ＲＩＰ－ＡＳＤ（Ａ～Ｈ，Ｊ，Ｋ）
停止操作（手動操作）

※

※

RIP
(B)

RIP
(A)

※

※

RIP
(F)

RIP
(C)

※

RIP
(E)

RIP
(G)

G

※

6.9kV M/C B-2

RIP
(J)

M

RIP
(H)

RIP
(D)

※

G

※

※

6.9kV M/C B-1

M※

6.9kV M/C A-2

6.9kV M/C A-1

RIP
(K)

タイマー（6秒）

自動又は手動の信号にて，原子炉冷却材再循環
ポンプ可変周波数電源装置の内，停止に必要な部位を動作させることで原子炉冷却材再循環ポンプを停止させる。

TD

2 out of 4 論理

2/4

OR 論理

2 out of 3 論理

原子炉冷却材再循環ポンプ
可変周波数電源装置

原子炉冷却材再循環ポンプ
ＭＧセット

遮断器

原子炉冷却材再循環ポンプ

2/3

G

M

RIP

凡例

図3

ほう酸水注入系

表1
No.

機器番号

系統概要図（6 号炉）

操作対象機器リスト
機器名称

操作方法

操作場所

A系
1

C41-C001A

ほう酸水注入系ポンプ（A）

2

C41-MO-F001A

SLC ポンプ吸込弁（A）

3

C41-MO-F006A

ほう酸水注入弁（A）

キー・スイッチ
操作

中央制御室

B系
4

C41-C001B

ほう酸水注入系ポンプ（B）

5

C41-MO-F001B

SLC ポンプ吸込弁（B）

6

C41-MO-F006B

ほう酸水注入弁（B）

44-4-4

キー・スイッチ
操作

中央制御室

図4

ほう酸水注入系

表2
No.

機器番号

系統概要図（7 号炉）

操作対象機器リスト
機器名称

操作方法

操作場所

A系
1

C41-C001A

ほう酸水注入系ポンプ（A）

2

C41-MO-F001A

SLC ポンプ吸込弁（A）

3

C41-MO-F006A

SLC ほう酸水注入弁（A）

キー・スイッチ
操作

中央制御室

B系
4

C41-C001B

ほう酸水注入系ポンプ（B）

5

C41-MO-F001B

SLC ポンプ吸込弁（B）

6

C41-MO-F006B

SLC ほう酸水注入弁（B）

44-4-5

キー・スイッチ
操作

中央制御室

44-5
試験及び検査44-5-1

警報設定器（高） Ⅱ
警報設定器（高） Ⅲ

炉圧検出器 Ⅱ

炉圧検出器 Ⅲ

図1

代替制御棒挿入機能の試験及び検査

44-5-2
②

2/4

中央制御室

手動ARI信号2/3

手動ARI信号A 検出器に圧力発生装置を接続し検出器の校正を実施（点検）B 警報設定器に電圧電流発生器による設定値確認（点検）①検出器に圧力発生装置を接続し警報設定器の設定値確認（検査）②警報設定器の動作模擬（JP/LT）によりロジックの確認を実施（検査）③ＡＲＩ手動スイッチによる弁動作確認（検査）現場

警報設定器（高） Ⅰ

炉圧検出器 Ⅰ①

警報設定器（L2） Ⅳ

水位検出器 Ⅳ

警報設定器（L2） Ⅲ

警報設定器（L2） Ⅱ

水位検出器 Ⅱ

水位検出器 Ⅲ

警報設定器（L2） Ⅰ

B

水位検出器 ⅠA

B系ARI用電磁弁励磁信号

A系ARI用電磁弁励磁信号③

代替制御棒挿入機能の試験・検査

図244-5-3

警報設定器（L3） Ⅱ
警報設定器（L3） Ⅲ
警報設定器（高） Ⅰ
警報設定器（高） Ⅱ
警報設定器（高） Ⅲ

水位検出器 Ⅱ

水位検出器 Ⅲ

炉圧検出器 Ⅰ

炉圧検出器 Ⅱ

炉圧検出器 Ⅲ

中央制御室 ②

警報設定器（L3） Ⅰ

水位検出器 Ⅰ

現場

警報設定器（L2） Ⅳ

水位検出器 Ⅳ

2/3

2/3

2/4

RIP-ASD停止操作

RIP-ASD停止操作

T.D.(6s)

T.D.(6s)

T.D.(6s)

T.D.(6s)C

2/4

RIP-ASD停止操作

A 検出器に圧力発生装置を接続し検出器の校正を実施（点検）B 警報設定器に電圧電流発生器による設定値確認（点検）C タイマーの確認（点検）①検出器に圧力発生装置を接続し警報設定器の設定値確認（検査）②警報設定器の動作模擬（JP/LT）によりロジック
及び原子炉冷却材再循環ポンプ可変周波数電源装置の停止を確認（検査）③RIP-ASD手動スイッチによる原子炉冷却材再循環ポンプ可変周波数
電源装置の停止を確認（検査）①

警報設定器（L2） Ⅲ

警報設定器（L2） Ⅱ

水位検出器 Ⅱ

水位検出器 Ⅲ

警報設定器（L2） Ⅰ

B

水位検出器 Ⅰ

A

現場③

原子炉冷却材再循環ポンプトリップ信号 ４台

原子炉冷却材再循環ポンプトリップ信号 ３台

原子炉冷却材再循環ポンプトリップ信号 ３台

代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能の試験・検査

代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能の試験及び検査

ATWS 緩和設備の試験に対する考え方について
1. 概要
重大事故等対処設備の試験・検査については，第四十三条（重大事故等対処設備）
第1項第3号に要求されており，解釈には，第十二条（安全施設）第4項の解釈に準ずるものと規定されている。
このうち，ATWS緩和設備については，制御棒挿入機能や原子炉冷却材再循環ポン
プ・トリップ機能の作動信号を発信する設備であり，運転中に試験を実施する場合には，誤操作等によりプラントに外乱を与える可能性があり，かつ，試験中は機能自体が維持できない状態となる為，原子炉の停止中（定期検査時）に試験又は検査を行う設計とする。
2. 第十二条第4項の要求に対する適合性の整理第十二条第4項の要求「安全施設は，その健全性及び能力を確認するため，その安全機能の重要度に応
じ，発電用原子炉の運転中又は停止中に試験又は検査ができるものでなければなら
ない。」
表1
第十二条
解釈
7

8－一

8－二

8－三

9

第十二条第4項の解釈の要求事項
要求事項

適合性の整理第４項に規定する「発電用原子炉の運転中又は停止中に試験又は検査ができる」とは，実系統を用いた試験又は検査が不適当な場合には，試験用のバイパス系を用いること等を許容することを意味する。
発電用原子炉の運転中に待機状態にある安全施設は，運転中に定期的に試験又は検査ができること。
ただし，運転中の試験又は検査によって発電用原子炉の運転に大きな影響を及ぼす場合は，この限りでない。また，多重性又
は多様性を備えた系統及び機器にあっては，各々が独立して試験又は検査ができること。

使用前検査及び停止中（定期検査時）
は，実系統を用いた試験又は検査を実施する。

使用前検査及び停止中（定期検査時）
は，実系統を用いた試験又は検査を実施する。
なお，ATWS緩和設備は，代替制御棒
挿入及び代替冷却材再循環ポンプ・
トリップ信号を発信するため，誤操作等によりプラントに外乱を与える可能性がある。
運転中における安全保護系の各チャンネルの機能確認試験に ATWS緩和設備は，多重性を有していあっては，その実施中においても，その機能自体が維持されて ないため，試験を実施すると，そのいると同時に，原子炉停止系及び非常用炉心冷却系等の不必要 間は，機能自体が維持されない。
な動作が発生しないこと。
また，運転中に試験又は検査を行わないため，原子炉緊急停止系及び非常用炉心冷却系等の不必要な動作は発生しない。
発電用原子炉の停止中に定期的に行う試験又は検査は，原子炉 停止中（定期検査時）に，定期事業等規制法及び技術基準規則に規定される試験又は検査を含む。 者検査にて試験又は検査を実施する。
第４項について，下表の左欄に掲げる施設に対しては右欄に示 ATWS緩和設備は，重大事故等対処設す要求事項を満たさなければならない。
備であることから，多重性を有して「安全保護系」
いない。
原則として原子炉の運転中に，定期的に試験ができるとともに，その健全性及び多重性の維持を確認するため，各チャンネ
ルが独立に試験できる設計であること。

44-5-4

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

3. ATWS緩和設備の試験間隔の検討
ATWS緩和設備は，安全保護系設備による原子炉緊急停止機能が喪失した時に期待される設備である。ATWS緩和設備に関する信頼性評価においては，試験頻度を定期検査毎として評価し，ATWSが発生し，かつATWS緩和設備の故障により緩和機能が動作しない状態が発生する頻度＊は，と十分に低いことを確認しており，定期検査毎の試験頻度としても信頼性は十分確保できる。
＊44-9

参考資料1参照

以上のことから，ATWS緩和設備は，停止中（定期検査時）に試験を実施することをもって対応するものとする。

44-5-5

表2

柏崎刈羽原子力発電所

44-5-6

6 号機

点検計画

表3

柏崎刈羽原子力発電所

44-5-76 号機

点検計画

東京電力株式会社
柏崎刈羽原子力発電所第６号機
第１０保全サイクル定期事業者検査要領書

設 備 名：計測制御系統設備
検 査 名：制御棒駆動機構分解検査（ＡＢＷＲ）
要領書番号：Ｋ６－１０－３５－Ｂ－Ｒ－１

44-5-8東京電力株式会社
柏崎刈羽原子力発電所第６号機
第１０保全サイクル定期事業者検査要領書

設 備 名：計測制御系統設備
検 査 名：制御棒駆動水圧系機能検査
要領書番号：Ｋ６－１０－３３－Ａ－燃

44-5-9東京電力株式会社
柏崎刈羽原子力発電所第６号機
第１０保全サイクル定期事業者検査要領書

検 査 名：制御棒駆動水圧系設備検査（その１）
要領書番号：Ｋ６－１０－１１５－Ｃ－Ｒ１

44-5-10東京電力株式会社
柏崎刈羽原子力発電所第６号機
第１０保全サイクル定期事業者検査要領書

設 備 名：計測制御系統設備
検 査 名：ほう酸水注入系機能検査
要領書番号：Ｋ６－１０－３７－Ｂ－運44-5-11東京電力株式会社
柏崎刈羽原子力発電所第６号機
第８回定期事業者検査要領書

設 備 名：計測制御系統設備
検 査 名：ほう酸水注入系ポンプ検査
要領書番号：Ｋ６－８－１１６－３Ｃ－Ｒ

44-5-12図3

制御棒駆動機構

44-5-13構造図
制御棒駆動機構を構成する機器については分解点検を行うことが可能な設計とする。

図4

ほう酸水注入系ポンプ

44-5-14

構造図

ケーシングカバーを取り外すことで，分解点検が可能である。

表4

柏崎刈羽原子力発電所

6 号機

点検計画

※

※外観点検については、「照射量による」以外の条件においても、必要に応じて実施する。
本点検計画については、７号機も同様の内容である。

44-5-15

表5

柏崎刈羽原子力発電所

44-5-16

６号機

点検計画

外観点検が可能である。

図5

制御棒

44-5-17

構造図

図6

制御棒駆動系水圧制御ユニット

44-5-18

構造図

上部平板及び下部
平板を取り外すことで，分解点検が可能である。

外観点検が可能である。

図7

ほう酸水注入系貯蔵タンク

44-5-19

構造図

図8

制御棒駆動系機能検査系統図

44-5-20

図9

ほう酸水注入系運転性能検査系統図
44-5-21

表6

柏崎刈羽原子力発電所

44-5-22

７号機

点検計画

表7

柏崎刈羽原子力発電所

44-5-23

7 号機

点検計画

東京電力株式会社
柏崎刈羽原子力発電所第７号機
第１０保全サイクル定期事業者検査要領書

設 備 名：計測制御系統設備
検 査 名：制御棒駆動機構分解検査（ＡＢＷＲ）
要領書番号：Ｋ７－１０－３５－Ｂ－Ｒ

44-5-24

東京電力株式会社
柏崎刈羽原子力発電所第７号機
第１０保全サイクル定期事業者検査要領書

設 備 名：計測制御系統設備
検 査 名：制御棒駆動水圧系機能検査
要領書番号：Ｋ７－１０－３３－Ａ－燃

44-5-25

東京電力株式会社
柏崎刈羽原子力発電所第７号機
第１０保全サイクル定期事業者検査要領書

検 査 名：制御棒駆動水圧系設備検査（その１）
要領書番号：Ｋ７－１０－１１５－Ｃ－Ｒ１

44-5-26

東京電力株式会社
柏崎刈羽原子力発電所第７号機
第１０保全サイクル定期事業者検査要領書

設 備 名：計測制御系統設備
検 査 名：ほう酸水注入系機能検査
要領書番号：Ｋ７－１０－３７－Ｂ－運44-5-27

東京電力株式会社
柏崎刈羽原子力発電所第７号機
第８回定期事業者検査要領書

設 備 名：計測制御系統設備
検 査 名：ほう酸水注入系ポンプ検査
要領書番号：Ｋ７－８－１１６－３Ｃ－Ｒ

44-5-28図 10

制御棒駆動機構

44-5-29

構造図
制御棒駆動機構を構成する機器については分解点検を行うことが可能な設計とする。

図 11

ほう酸水注入系ポンプ

44-5-30

構造図

ケーシングカバーを取り外すことで，分解点検が可能である。

表8

柏崎刈羽原子力発電所

44-5-31

7 号機

点検計画

外観点検が可能である。
図 12

制御棒

44-5-32

構造図

図 13

制御棒駆動系水圧制御ユニット

44-5-33

構造図

上部平板及び下部平板を取り外すことで，分解点検が可能である。

外観点検が可能である。
図 14

ほう酸水注入系貯蔵タンク

44-5-34

構造図

図 15

制御棒駆動系機能検査系統図

44-5-35

図 16

ほう酸水注入系運転性能検査系統図

44-5-36

44-6
容量設定根拠44-6-1

・代替制御棒挿入機能名称

保護目的／機能

設 定

原

子

炉

圧

力

高

運転時の異常な過渡変化時において，原子炉を緊急に停止することができない事象が発生した場合において，炉心の著しい損傷を防止し，原子炉冷却材圧力バウンダリ
及び原子炉格納容器の健全性を維持するため，制御棒挿
入を行う。

値

7.48MPa 以下【設定根拠】
設定値は，次の事項を考慮して決定する。
(1)スクラム不作動時に作動するシステムであることを考慮し，原子炉
圧力高スクラム設定値（7.34MPa）より高い設定とする。
(2)逃がし安全弁からの蒸気によるサプレッションプールへの負荷を考慮し，逃がし安全弁第１段設定値（7.51MPa）程度以下とする。
＜補足＞
原子炉圧力が上昇し，原子炉圧力高による原子炉スクラムに失敗した場
合，代替制御棒挿入機能により原子炉を未臨界にする。
＜参考＞
【６号炉】
原子炉圧力高設定値（ARI）

7.48MPa
計器誤差(0.06MPa)
セット値
（ARI）

7.42MPa

ARI：代替制御棒挿入機能

セット値：実機の計装設備に セットする値

計器誤差：検出器などの計器誤差に余裕を加算したもの

計器誤差(0.06MPa)
7.36MPa
原子炉圧力高設定値（スクラム）

7.34MPa
計器誤差(0.04MPa)
7.30MPa
計器誤差(0.04MPa)

セット値（スクラム）

7.26MPa【７号炉】
原子炉圧力高設定値（ARI）

7.48MPa7.475MPa
計器誤差(0.045MPa)
7.43MPa
計器誤差(0.045MPa)

セット値
（ARI）

7.385MPa
原子炉圧力高設定値（スクラム）

7.34MPa
計器誤差(0.05MPa)
セット値（スクラム）

7.29MPa
計器誤差(0.05MPa)
7.24MPa

図1

原子炉圧力高設定値の概要図

44-6-2

名称

原保護目的／機能

設

定

子

炉

水

位

低

（レベル 2）運転時の異常な過渡変化時において，原子炉を緊急に停止することができない事象が発生した場合において，炉心の著しい損傷を防止し，原子炉冷却材圧力バウンダリ
及び原子炉格納容器の健全性を維持するため，制御棒挿入を行う。
原子炉圧力容器零レベル＊より 1165 ㎝以上

値【設定根拠】
原子炉水位低（レベル 3）スクラム発生時の制御棒挿入失敗時において，事象緩和に有効な値として原子炉水位低（レベル 2）を設定値とする。
注記＊：原子炉圧力容器零レベルは，蒸気乾燥器スカート下端より 1224 ㎝下＜補足＞
原子炉水位が低下して，原子炉水位低（レベル 3）による原子炉スクラムに失敗した場合，代替制御棒挿入機能により原子炉を未臨界にする。
＜参考＞
【６号炉】
1288cm
計器誤差(1.4cm)
1286.6cm

セット値（スクラム）

計器誤差(1.4cm)
原子炉水位低（レベル3）設定値（スクラム）

1285.2cm

ARI：代替制御棒挿入機能

セット値：実機の計装設備に セットする値

計器誤差：検出器などの計器誤差に余裕を加算したもの

1175cm
計器誤差(4.9cm)
セット値
（ARI）

1170.1cm
計器誤差(4.9cm)
1165.2cm

原子炉水位低（レベル2）設定値
（ARI）

【７号炉】
1287.6cm
計器誤差(1.2cm)
セット値（スクラム）

1286.4cm
計器誤差(1.2cm)

原子炉水位低（レベル3）設定値（スクラム）

1285.2cm
1175.6cm
計器誤差(5.2cm)
セット値
（ARI）

1170.4cm
計器誤差(5.2cm)

原子炉水位低（レベル2）設定値（ARI）

1165.2cm

図2

原子炉水位低（レベル 2）設定値の概要図

44-6-3

・代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能
名称

原

保護目的／機能

設

定

子

炉

圧

力

高

運転時の異常な過渡変化時において，原子炉を緊急に停止することができない事象が発生した場合において，炉心の著しい損傷を防止し，原子炉冷却材圧力バウンダリ
及び原子炉格納容器の健全性を維持するため，原子炉冷却材再循環ポンプトリップを行う。

値

7.48MPa 以下【設定根拠】
設定値は，次の事項を考慮して決定する。
(1)スクラム不作動時に作動するシステムであることを考慮し，原子炉圧力高スクラム設定値（7.34MPa）より高い設定とする。
(2)逃がし安全弁からの蒸気によるサプレッションプールへの負荷を考慮し，逃がし安全弁第１段設定値（7.51MPa）程度以下とする。
＜補足＞
原子炉圧力が上昇し，原子炉圧力高による原子炉スクラムに失敗した場
合，一時的な原子炉圧力の上昇が圧力容器設計圧力の 1.2 倍（10.34MPa）を
超えないようにする。
＜参考＞
【６号炉】
原子炉圧力高設定値（ATWS-RPT）

7.48MPa
計器誤差(0.06MPa)

セット値（ATWS-RPT）

7.42MPa
計器誤差(0.06MPa)

ATWS-RPT ：代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能
セット値：実機の計装設備に セットする値

計器誤差：検出器などの計器誤差に余裕を加算したもの

7.36MPa
原子炉圧力高設定値（スクラム）

7.34MPa
計器誤差(0.04MPa)
7.30MPa
計器誤差(0.04MPa)

セット値（スクラム）

7.26MPa【７号炉】
原子炉圧力高設定値（ ATWS-RPT ）7.48MPa7.475MPa
計器誤差(0.045MPa)
7.43MPa
計器誤差(0.045MPa)

セット値（ ATWS-RPT ）7.385MPa
原子炉圧力高設定値（スクラム）

7.34MPa
計器誤差(0.05MPa)
セット値（スクラム）

7.29MPa
計器誤差(0.05MPa)
7.24MPa

図3

原子炉圧力高設定値の概要図

44-6-4

名称

原保護目的／機能

設

定

子

炉

水

位

低（レベル 3）運転時の異常な過渡変化時において，原子炉を緊急に停止することができない事象が発生した場合において，炉心の著しい損傷を防止し，原子炉冷却材圧力バウンダリ
及び原子炉格納容器の健全性を維持するため，原子炉冷却材再循環ポンプトリップを行う。
原子炉圧力容器零レベル＊より 1285 ㎝以上

値【設定根拠】
原子炉水位低（レベル 3）スクラム発生時の制御棒挿入失敗時において，事象緩和に有効な値として原子炉水位低（レベル 3）を設定値とする。
注記＊：原子炉圧力容器零レベルは，蒸気乾燥器スカート下端より 1224 ㎝下＜補足＞
原子炉水位が低下して，原子炉水位低（レベル 3）による原子炉スクラムに失敗した場合，代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能により原子炉冷却材再循環ポンプ 4 台をトリップさせ，原子炉出力を低下させる。
＜参考＞
ATWS-RPT ：代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能
セット値：実機の計装設備に セットする値

計器誤差：検出器などの計器誤差に余裕を加算
したもの

【６号炉】
1288cm1288cm
計器誤差(1.4cm)

計器誤差(1.4cm)
セット値
1286.6cm（ATWS-RPT）1286.6cm

セット値（スクラム）
計器誤差(1.4cm)

計器誤差(1.4cm)

原子炉水位低（レベル3）設定値（ATWS-RPT，スクラム）

1285.2cm【７号炉】
1287.6cm

1287.6cm
計器誤差(1.2cm)

計器誤差(1.2cm)
セット値
1286.4cm（ATWS-RPT）1286.4cm
計器誤差(1.2cm)

セット値（スクラム）
計器誤差(1.2cm)
原子炉水位低（レベル3）設定値（ATWS-RPT，スクラム）

1285.2cm

図4

原子炉水位低（レベル 3）設定値の概要図

44-6-5

名称

原保護目的／機能

設

定

子

炉

水

位

低（レベル 2）運転時の異常な過渡変化時において，原子炉を緊急に停止することができない事象が発生した場合において，炉心の著しい損傷を防止し，原子炉冷却材圧力バウンダリ
及び原子炉格納容器の健全性を維持するため，原子炉冷却材再循環ポンプトリップを行う。
原子炉圧力容器零レベル＊より 1165 ㎝以上

値【設定根拠】
原子炉水位低（レベル 3）で原子炉冷却材再循環ポンプ 4 台トリップが作動した後の事象緩和に有効な値として原子炉水位低（レベル 2）を設定値とする。
注記＊：原子炉圧力容器零レベルは，蒸気乾燥器スカート下端より 1224 ㎝下＜補足＞
原子炉水位が低下して，原子炉水位低（レベル 3）による原子炉スクラムに失敗した場合，代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能により原子炉冷却材
再循環ポンプ 6 台をトリップさせ，原子炉出力を低下させる。
（原子炉水位低（レベル 3）の信号により，原子炉冷却材再循環ポンプ 4 台をトリップし，原
子炉水位低（レベル 2）の信号により，原子炉冷却材再循環ポンプ 6 台をトリップする設計とする。）＜参考＞【６号炉】
1288cm
計器誤差(1.4cm)
1286.6cm

ATWS-RPT ：代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能
セット値（ATWS-RPT）

計器誤差(1.4cm)
原子炉水位低（レベル3）設定値（ATWS-RPT）1285.2cm

セット値：実機の計装設備に セットする値

計器誤差：検出器などの計器誤差に余裕を加算したもの

1175cm
計器誤差(4.9cm)
セット値（ATWS-RPT）

1170.1cm
計器誤差(4.9cm)
1165.2cm

原子炉水位低（レベル2）設定値（ATWS-RPT）【７号炉】
1287.6cm
計器誤差(1.2cm)
セット値（ATWS-RPT）1286.4cm
計器誤差(1.2cm)

原子炉水位低（レベル3）設定値（ATWS-RPT）1285.2cm
1175.6cm
計器誤差(5.2cm)

セット値（ATWS-RPT）

1170.4cm
計器誤差(5.2cm)

原子炉水位低（レベル2）設定値（ATWS-RPT）1165.2cm

図5

原子炉水位低（レベル 2）設定値の概要図
44-6-6

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・制御棒駆動系水圧制御ユニット名称

制御棒駆動系水圧制御ユニット

容量

L/個

約

最高使用圧力MPa

18.6MPa

最高使用温度℃66

アキュムレータ(注 1），(66(注 2))（水側有効容量）

注 1：要求値を示す
注 2：公称値を示す

機器仕様に関する注記【設 定 根 拠】
水圧制御ユニットアキュムレータは， 制御棒駆動機構のスクラム時の駆動源として、加圧された駆動水を供給するための設備として設置し，容量として，スクラム時，制御棒を炉心内に挿入するために制御棒駆動機構が全ストロークスクラム可能なアキュムレータ水容量を確保する設計とする。
1.

容量
アキュムレータの水容量は，下記の必要要領を考慮して決定する。
(a)ＦＭＣＲＤ駆動ピストンのフルストローク挿入に消費される容量(b)ラビリンスシール通過容量(c)Ｎ２ガスの周囲環境温度変化（20℃→40℃）に伴う体積膨張(a)ＦＭＣＲＤ駆動ピストンのフルストローク挿入に消費される容量・ＦＭＣＲＤのスクラムストローク：
mm
・ＦＭＣＲＤ中空ピストン断面積
＝
ＶＵ＝

mm×

mm2
mm2×106≒

L/FMCRD(b)ラビリンスシール通過容量
ラビリンスシール通過容量は，試験結果等に基づき～

L/FMCRD で評価する。

(c)Ｎ2 ガスの周囲環境温度変化（20℃→40℃）に伴う体積膨張
Ｎ2 ガスの周囲環境温度変化に伴うガス膨張は，窒素容器容積（L）及びア
キュムレータピストンのガス側容積（L）を考慮すると下記となる。

44-6-7

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以上より，環境温度変化による窒素ガスの体積膨張が生じても，前述のスクラ
ム時の必要容量を確保するように容量設定する。アキュムレータ水の必要容量を纏めると下記となる。

・ピストン移動量
・ラビリンスシール通過量
・Ｎ2 ガス膨張
合計

L×2
L×2
14.0L
L（≒

L）

これに余裕をとり，アキュムレータ公称容量は 66L とする。
2.

最高使用圧力アキュムレータに駆動水を供給する，制御棒駆動水ポンプの吐出側最高使用

圧力に合わせ 18.6MPa とする。
3.

最高使用温度
制御棒駆動系の系統水の供給側（復水給水系及び復水補給水系）の最高使用
温度に合わせ 66℃とする。

44-6-8

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・ほう酸水注入系ポンプ
名称

ほう酸水注入系ポンプ（6 号及び 7 号炉）

容量m3/h/個約 10（注 1)，（約 11（注 2））

全揚程m

6 号炉：約 840，7 号炉：約 838（注 1），（約 860（注 2））

最高使用圧力MPa

吸込側 1.37MPa／吐出側 10.8MPa

最高使用温度

℃

66

原動機出力

kW／個

45

機器仕様に関する注記

注 1：要求値を示す
注 2：公称値を示す【設 定 根 拠】
ほう酸水注入系ポンプは，運転時の異常な過渡変化発生後，原子炉停止機能が喪失した場合に，炉心へのほう酸水注入によって原子炉を停止するための設
備として設置する。
ほう酸水注入系ポンプは，炉 1 基あたり 2 台（予備 1 台）設置する。
1.容 量
ほう酸水注入系ポンプの容量は，タンク有効容量m3（全容量 31.7m3）
を設計上の許容注入時間（設計ボロン濃度ppm を設計ボロン注入速度※
ppm/min で注入する時間）で注入可能な容量とする。
※最低反応度印加速度に相当する必要ボロン注入速度
えて定めた設計値

ppm/min に余裕を加ポンプ容量（1 台当り）
＝タンク容量（ℓ）／注入時間（min）
＝
／（
／
）
3
≒174 ℓ／min＝10.44 m /h
以上より，ポンプ容量は上記を上回るものとし，11.4m3/h/個とする。

44-6-9

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2. 全揚程
ほう酸水注入系ポンプの全揚程は，注入先の圧力（原子炉圧力MPa（逃がし安全弁安全弁機能最低設定圧力）），静水頭，配管及び弁類圧損を基に設定する。
【6 号炉】
原子炉圧力
MPa
静水頭 約
MPa
配管及び弁類圧損 約MPa――――――――――――――――――――合 計 約
MPa（約 840m）【7 号炉】
原子炉圧力
MPa
静水頭 約
MPa
配管及び弁類圧損 約MPa――――――――――――――――――――合 計 約
MPa（約 838m）
以上より，ほう酸水注入系ポンプの全揚程はこれを上回るものとして
約 860m とする。
3. 最高使用圧力
ほう酸水注入系ポンプの吸込側の最高使用圧力は，通常時吸込配管に補給水
系から圧力が加わることを考慮し，補給水系の最高使用圧力に合わせて
1.37MPa とする。
ほう酸水注入系ポンプの吐出側の最高使用圧力は，ほう酸水注入系ポンプの吐出圧力を上回る圧力とし，10.8MPa とする。
4. 最高使用温度
ほう酸水注入系ポンプの最高使用温度は，水源であるほう酸水注入系貯蔵タ
ンクの最高使用温度に合わせ 66℃とする。

44-6-10

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5. 原動機出力
ほう酸水注入系ポンプの原動機出力は，下記の式を用いて，容量及び吐出圧力を考慮して決定する。
103
Ｐu＝
Ｑ ｐ
60
Ｐu
η＝
Ｐ

Ｐ＝

100

103 Ｑ ｐ60 η／100（引用文献：日本工業規格

JIS B 8311(2002)「往復ポンプ－試験方法」）

Ｐ ：軸動力（kW）
Ｐu ：水動力（kW）
Ｑ ：容量（m3/min） ＝
ｐ ：吐出圧力（MPa）＝(ピーク値)
η ：ポンプ効率（％）η＝ηm×ηg×ηv×10-4 ＝
ηm：ポンプ機械効率（％）＝
ηg：減速機効率（％）＝ηv：ポンプ容積効率（％）＝

Ｐ＝
上記から，ほう酸水注入系ポンプの原動機出力は，必要軸動力を上回る出力
として 45kW/個とする。

44-6-11

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・ほう酸水注入系貯蔵タンク
名称

ほう酸水注入系貯蔵タンク（6 号及び 7 号炉）

容量m3/h/個約 28（注 1），（約 30（注 2））

最高使用圧力MPa

静水頭

最高使用温度℃66
注 1：要求値を示す
注 2：公称値を示す

機器仕様に関する注記【設 定 根 拠】
ほう酸水注入系貯蔵タンクは，制御棒の挿入不能の場合に原子炉に注入するほう酸水を貯蔵するために設置する。
ほう酸水注入系貯蔵タンクは炉 1 基あたり 1 基設置する。
1.容 量
ほう酸水注入系貯蔵タンクの容量は，以下の通り。
原子炉停止時における通常水位までの水量はkg であり，
原子炉を冷温停止状態にするために必要な注入ボロン量は，
×ppm(設計ボロン濃度)=kg
必要五ほう酸ナトリウム量は，10 B
0.1831 （各原子量：B=10.8，H=1，O=16，Na=23）
Na2 B10O16・10 H 2 0であることから，／≒kg

上記に，タンク無効容量分の五ほう酸ナトリウム量（kg）を考慮した，
最小必要五ほう酸ナトリウム量（kg）をほう酸水注入系貯蔵タンクに貯蔵することにより，十分な反応度制御能力を満足することができる。
設計飽和温度 15℃の五ほう酸ナトリウム重量%は 13.4%，また，この重量%における 27℃での比重は 1.065 であり，これに対応するほう酸水注入系貯蔵タンクの有効容量は
m3 となり，タンク無効容量
m3 を考慮し，タンク全容量は31.7m3 とする。
2．最高使用圧力
ほう酸水注入系貯蔵タンクの最高使用圧力は，ほう酸水注入系貯蔵タンクが開放型タンクであることから静水頭とする。

44-6-12

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3.最高使用温度
ほう酸水注入系貯蔵タンクの最高使用温度は，ほう酸水注入系貯蔵タンクの通常の温度制御範囲（℃）を上回るものとして，66℃とする。

44-6-13

44-7
その他設備

44-7-1

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以下に，原子炉を未臨界にするための自主対策設備の概要を示す。
緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするために寄与する自主対策設備は以下の通りである。
(1)

手動スクラムボタン
手動スクラムボタンを操作することで，制御棒のスクラム動作が可能である
ことから，手動スクラムボタンを整備している。

(2)

原子炉モードスイッチ
原子炉モードスイッチを「停止」位置に操作することで，制御棒のスクラム動作が可能であることから，原子炉モードスイッチを整備している。

(3)

スクラムテストスイッチ
スクラムテストスイッチを操作することで，制御棒のスクラム動作が可能であることから，スクラムテストスイッチを整備している。

(4)

スクラムソレノイドヒューズ
現場に設置してあるスクラムソレノイドヒューズを引き抜くことでスクラ
ムパイロット弁電磁コイルの電源を遮断し，制御棒のスクラム動作が可能であることから，スクラムソレノイドヒューズを整備している。

図 1 配置図（自主対策設備）（6 号炉 原子炉建屋地下 2 階）
44-7-2

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図 2 配置図（自主対策設備）（7 号炉 原子炉建屋地下 2 階）

44-7-3

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(5)

制御棒操作監視系，制御棒駆動機構
制御棒駆動機構は，原子炉圧力容器下部の制御棒駆動機構ハウジング内に据え付けられており，スクラムテストスイッチ又はスクラムソレノイドヒューズの操作完了までの間，もしくはこれらの操作が実施できない場合に，制御棒を自動若しくは手動にて電動駆動で挿入する手段として有効である。
制御棒挿入及び引き抜きの概要について，図 4 に示す。

図3

制御棒駆動機構

44-7-4概要図

図4

原子炉緊急停止系及び制御棒駆動系水圧制御ユニット

(6)

概要図

給水制御系，給水系（電動駆動原子炉給水ポンプ），原子炉隔離時冷却系，
高圧炉心注水系
給水系（電動駆動原子炉給水ポンプ），原子炉隔離時冷却系，高圧炉心注水系による原子炉への給水量の調整により，原子炉水位を低下でき，原子炉の出力抑制を行えることから，給水制御系，給水系（電動駆動原子炉給水ポンプ），
原子炉隔離時冷却系，高圧炉心注水系を整備している。
電動駆動原子炉給水ポンプの原子炉への給水流量制御は，ポンプ出口側に設置している流量調節弁の開度を制御することにより行う。

44-7-5

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図 5 配置図（自主対策設備）（6／7 号炉 コントロール建屋地上 2 階）

44-7-6

44-8
ATWS 緩和設備について

44-8-1

1. 概要本資料は，運転時の異常な過度変化時における原子炉を緊急に停止することができない事象（ATWS）が発生するおそれがある場合又は当該事象が発生した場合において，炉心の著しい損傷を防止するため，原子炉冷却材圧力バウンダリ及び原子炉格納容器の健全性を維持するとともに，原子炉を未臨界にするために必要な設備について説明する。
2. 基本方針
原子炉の運転を緊急に停止できない事象が発生するおそれがある場合又は当該事象が発生した場合において，自動又は手動により代替制御棒挿入機能にて制御棒を自動挿入させる事により原子炉を未臨界にするとともに，原子炉冷却材再循環ポ
ンプを自動又は手動で停止させる代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能にて原子炉出力を抑制し，原子炉圧力の上昇を緩和することで，原子炉冷却材圧力バウンダ
リ及び原子炉格納容器の健全性を維持し，炉心の著しい損傷を防止するための設備（以下，「ATWS緩和設備」という。）を設置する。
また，ATWS緩和設備のうち，代替制御棒挿入機能による制御棒挿入が失敗した場
合には，手動でほう酸水注入系（SLC）を起動し，反応度を制御するために十分な量のほう酸水を原子炉に注入することで原子炉を未臨界にする。
3. ATWS緩和設備の設計方針
ATWS緩和設備の設計方針を以下に示す。
（1）環境条件
ATWS緩和設備は，中央制御室及び二次格納施設内に設置する設備であることから，その機能を期待される重大事故等が発生した場合における，中央制御室及び二次格納施設内の環境条件（温度，圧力，湿度，放射線及び地震，風（台風），
積雪の影響による荷重，電磁波）において，必要な機能を果たすことができる設計とする。
（2）操作性ATWS緩和設備は，必要な信号を自動的に発信する設計としており，操作性に関する設計上の考慮は不要である。
なお，代替制御棒挿入機能及び代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能については，手動によっても操作可能な設計となっており，操作スイッチは，中央制御室の制御盤に設置しており重大事故時においても操作可能である。
（3）悪影響防止
ATWS緩和設備は，検出器から代替制御棒挿入機能用電磁弁又は原子炉冷却材再循環ポンプ可変周波数電源装置（停止に必要な部位）まで設計基準事故対処設備である多重化された原子炉緊急停止系とは独立した構成となっており，原子炉緊急停止系に悪影響を与えない設計とする。
原子炉緊急停止系とATWS緩和設備の電源は，遮断器又はヒューズによる電気的な分離をすることで原子炉緊急停止系に悪影響を与えない設計とする。

44-8-2

（4）耐震性
ATWS緩和設備は，基準地震動Ssによる地震動に対して，必要な機能を維持する設計とする。
（5）多様性ATWS緩和設備は，検出器から代替制御棒挿入機能用電磁弁又は原子炉冷却材再循環ポンプ可変周波数電源装置（停止に必要な部位）まで原子炉緊急停止系とは独立した構成となっており，地震，火災，溢水等の主要な共通要因故障によって同時に機能が損なわれない設計とする。
ATWS緩和設備の論理回路はアナログ回路であるが，原子炉緊急停止系の論理回路はディジタル回路で構築されており，多様性を有する設計とする。
4. ほう酸水注入系【重大事故等対処設備】
ほう酸水注入系により，反応度を制御するために十分な量のほう酸水を原子炉に注入することで原子炉を未臨界にする。
ほう酸水注入系には，2台のほう酸水注入系ポンプが設置され，このうち1台のポンプを必要に応じて手動起動することにより，ほう酸水注入系貯蔵タンクのほう酸
水を高圧炉心注水系のフラッダスパージャより炉心に注入する。
ほう酸水注入系は，想定する重大事故（ATWS）が発生した場合における中央制御室及び原子炉建屋原子炉区域内の環境条件（温度・湿度・放射線量率等）を考慮した設計とする。操作は中央制御室から可能な設計とする。
ほう酸水注入系は，基準地震動Ssによる地震動に対して，必要な機能を維持するものとする。
5．ATWS緩和設備の不具合による安全保護系への影響防止対策
ATWS緩和設備は，共通要因故障によって原子炉緊急停止系と同時に機能が損なわれないよう以下の措置を講じる設計とする。
ATWS緩和設備を構成する，検出器，論理回路，代替制御棒挿入機能用電磁弁又は原子炉冷却材再循環ポンプ可変周波数電源装置（停止に必要な部位）は，難燃ケー
ブルを使用し，制御盤は耐震性を有した独立の金属筐体に収納した自立盤で構成し，火災の発生を防止する設計とする。
仮に，ATWS／RPT盤で火災が発生した場合，複数の感知器で火災を検知し，二酸
化炭素消火器にて運転員により初期消火を行うことから，原子炉緊急停止系に対して内部火災及び内部溢水による影響は与えない（なお，中央制御室には溢水源は存在しないことを確認している）。
ATWS緩和設備は図1のとおり，検出器から代替制御棒挿入機能用電磁弁又は原子炉冷却材再循環ポンプ可変周波数電源装置（停止に必要な部位）まで，原子炉緊急停止系から独立した構成となっており，ATWS緩和設備が起因による火災により原子炉緊急停止系に影響を与えない設計とする。
なお，原子炉緊急停止系はフェイルセーフ設計であり，火災によって電磁弁のケーブルが損傷した場合，あるいはスクラム弁・スクラムパイロット弁のダイヤフラム等が機能喪失した場合，スクラム弁が作動する。また，溢水によってスクラム弁が没水した場合でも，端子部に水分が侵入した時点で電源が遮断され，スクラム弁が作動する。そのため，火災・溢水等の共通要因故障により原子炉緊急停止機能が44-8-3

喪失することはない。
また，ATWS緩和設備の電源は，遮断器又はヒューズによる電気的な分離をすることで，原子炉緊急停止系と同時に機能が損なわれない設計とする。

44-8-4

6号炉：H11-P661-1～4
7号炉：H11-P661-1～4
原子炉
水位
(L-3)
検出器

Ⅰ
Ⅱ

2

Ⅲ

4

Ⅳ

原子炉緊急停止系
Ⅰ
Ⅱ

原子炉
圧力
検出器

2

Ⅲ
Ⅳ

4

6号炉：H11-P654
7号炉：H11-P654
Ⅰ

原子炉
水位
(L-2)
検出器

Ⅱ

2

Ⅲ

4
代替冷却材再循環
ポンプ・トリップ機能（６台）

Ⅳ

RIP-ASD停止操作（6号炉：H11-P704）（7号炉：H11-P704）
原子炉
水位
(L-3)
検出器

Ⅰ

2

Ⅱ

3
代替冷却材再循環
ポンプ・トリップ機能（４台）

Ⅲ

RIP-ASD停止操作（6号炉：H11-P704）（7号炉：H11-P704）
原子炉
圧力
検出器

Ⅰ
Ⅱ

2

Ⅲ

代替制御棒挿入機能
3

手動ARI信号（6号炉：H11-P701）（7号炉：H11-P701）

図1

原子炉緊急停止系及びATWS緩和設備ロジック図

44-8-5

44-8-6

排気バックアップ
スクラム弁

電磁弁の分離について

ND

後備緊急停止系作動回路

計装用圧縮
空気系より

原子炉水位低（Ｄ）（レベル２）

原子炉水位低（Ｃ）（レベル２）

原子炉水位低（Ｂ）（レベル２）

原子炉水位低（Ａ）（レベル２）

原子炉圧力高（Ｃ ）原子炉圧力高（Ｂ ）

原子炉圧力高（Ａ）

図2
排気

ND

2/4

2/3

F043

ND

ARI信号

ARI信号

F047

排気

ND

F044

ND

手動ARI信号

手動ARI信号Ａ系ＡＲＩ用電磁弁励磁信号Ｂ系ＡＲＩ用電磁弁励磁信号

F048B

ND

F048A

ND

ND

ND

F049B

F049A

Ｂ系ＡＲＩ用電磁弁励磁信号Ａ系ＡＲＩ用電磁弁励磁信号排気排気

アキュムレータ

スクラム弁

制御棒挿入

2/4

2/3

ND

NE

ARI

凡例

他の水圧制御ユニットへ

他の水圧制御ユニットへ

排気

原子炉緊急停止系作動回路

スクラム
パイロット弁

NE

NE

制御棒挿入

常時無励磁

常時励磁

代替制御棒挿入機能

OR 論理

2 out of 4 論理

2 out of 3 論理

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図3

スクラム弁及び代替制御棒挿入機能用電磁弁の設置場所(6 号炉)（6 号炉 原子炉建屋地下 3 階）

44-8-7

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図4

スクラム弁及び代替制御棒挿入機能用電磁弁の設置場所(7 号炉)（7 号炉 原子炉建屋地下 3 階）

44-8-8

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図 5 ATWS/RPT 盤及び安全保護系盤の設置場所（6／7 号炉 コントロール建屋地上 2 階）

44-8-9

44-9
ATWS 緩和設備に関する健全性について

44-9-11. 設計方針（1）設置目的
ATWS緩和設備は，運転時の異常な過渡変化時において原子炉の運転を緊急に停止することができない事象（以下，「ATWS」という。）が発生するおそれがある場合
又は当該事象が発生した場合に，炉心の著しい損傷を防止し，原子炉冷却材圧力バ
ウンダリ及び原子炉格納容器の健全性を維持するとともに，原子炉を未臨界にすることを目的とする。
（2）ATWSの発生要因
ATWSの発生要因としては，安全保護系（原子炉緊急停止系）の故障により，原子炉緊急停止系作動回路によるトリップ信号が発信せず，原子炉スクラムに失敗することを想定する。
（3）ATWS緩和設備に要求される機能
ATWS緩和設備には，①原子炉を未臨界にする，②原子炉の加圧を防止することが求められており，「実用発電用原子炉及びその附属施設の位置，構造及び設備の基準に関する規則の解釈」の第四十四条2(1)に従い，以下の機能を設けている。
ａ）代替制御棒挿入機能（ARI）
検出器信号から最終的な作動装置の入力までを原子炉緊急停止系から独立した回路にて，制御棒を自動で挿入させる。本設備により，原子炉緊急停止系の故障によるATWS事象発生時に原子炉を未臨界にする。
ｂ）代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能
原子炉圧力容器内に設置されている原子炉冷却材再循環ポンプを自動で停止させる。本設備により，急速に負の反応度が投入されるため，原子炉出力を抑制し，原子炉圧力の上昇を緩和する。
また，ATWS緩和設備のうち，代替制御棒挿入機能による制御棒挿入が失敗した場
合に，ほう酸水を原子炉に注入することで原子炉を未臨界にするためのほう酸水注
入系を第四十四条2(1)に従い設けている。
ｃ）ほう酸水注入系（SLC）
代替制御棒挿入機能による制御棒挿入が失敗した場合に，手動でほう酸水注入設備を起動し，反応度を制御するために十分な量のほう酸水を原子炉に注入することで，原子炉を未臨界にする。
（4）ATWS緩和設備の作動論理
主蒸気隔離弁の閉止等において原子炉圧力が上昇すると正の反応度印加により原子炉出力が上昇するため，原子炉スクラムが必要になる。また，給水喪失等により原子炉水位が低下する場合にも，原子炉水位低下を抑制するために原子炉スクラ
ムが必要になる。
このため，ATWS発生時には原子炉圧力の上昇又は原子炉水位の低下を検知することによりATWS緩和設備を作動させるものとする。
ATWS緩和設備の作動論理としては，運転中の検出器故障による不動作を考慮して，

44-9-2

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2 out of 4 論理もしくは2 out of 3 論理とする。
代替制御棒挿入機能及び代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能については，中央制御室の制御盤で手動作動させることが可能な設計とする。
（5）ATWS緩和設備の不具合による安全保護系への影響防止対策
ATWS緩和設備故障による安全保護系の誤動作を防止するため，以下の対策を考慮した設計とする。
ａ．ATWS緩和設備の内部構成を多重化（検出器信号の多重化）し，単一故障により誤動作しない設計とする。
ｂ．ATWS緩和設備は論理成立時に作動信号を励磁出力する設計とし，駆動源である電源の喪失が生じた場合に誤信号を発信しない設計とする。また，ATWS緩
和設備が電源喪失した場合は，中央制御室に警報を発信することから，故障を早期に把握し，復旧対応を行うことが可能である。
ｃ．ATWS緩和設備は，安全保護系に対して電気的，物理的分離を図ることにより，不具合の波及を防止する設計とする。
（6）ATWS緩和設備の信頼性評価
ATWS緩和設備の信頼性評価結果として，プラント稼働性に影響を与えるような誤動作率，及び不動作となる発生頻度を表1に示す。表1より，本設備の誤動作によりプラント外乱が発生する頻度及び不動作の発生頻度も十分小さいことから，高い信頼性を有している。
なお，誤動作率，不動作の発生頻度の評価の詳細は，参考資料1に示す。
表1

ATWS緩和設備の信頼性評価結果
ATWS緩和設備
6号炉
7号炉

誤動作率
不動作の発生頻度※1：代替制御棒挿入機能，代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能のいずれかが誤動作する頻度※2：ATWSが発生し，かつATWS緩和機能が不動作である事象が発生する頻度

44-9-3

2. 設備概要（1）機器仕様a. ATWS緩和設備
取付箇所：コントロール建屋 T.M.S.L. 17.3m
設備概要：原子炉緊急停止系に対し，多様性を備えた設備として設置するものであり，原子炉緊急停止機能喪失時に原子炉出力を抑制するための設備の作動信号を発信する設備である。ATWS緩和設備の機能は以下のとおり。
①原子炉圧力高による代替制御棒挿入②原子炉水位低(レベル2)による代替制御棒挿入③原子炉圧力高による代替冷却材再循環ポンプ・トリップ④原子炉水位低(レベル3)による代替冷却材再循環ポンプ・トリップ⑤原子炉水位低(レベル2)による代替冷却材再循環ポンプ・トリップ⑥手動起動による代替制御棒挿入及び代替冷却材再循環ポンプ・トリップb.

ATWS緩和設備作動信号作動に要する信号：原子炉圧力高の“2 out of 3”信号
原子炉水位低(レベル3)の“2 out of 3”信号
原子炉水位低(レベル2)の“2 out of 4”信号
設定値：
原子炉圧力高：7.48MPa以下
原子炉水位低(レベル3)：原子炉圧力容器零レベル＊より1285cm以上
原子炉水位低(レベル2)：原子炉圧力容器零レベル＊より1165cm以上＊原子炉圧力容器零レベルは，蒸気乾燥器スカート下端より1224cm下作動信号：代替制御棒挿入信号
代替冷却材再循環ポンプ・トリップ信号
作動信号を発信させない条件：該当なし（2）設定根拠ATWS緩和設備作動信号の設定値は以下の事項を考慮して決定する。
【代替制御棒挿入機能（ARI）】〇原子炉圧力高・スクラム不作動時に作動するシステムであることを考慮し，原子炉圧力高ス
クラム設定値（7.34MPa）より高い設定とする。
・逃がし安全弁からの蒸気によるサプレッション・チェンバへの負荷を考慮し，逃がし安全弁第 1 段設定値（7.51MPa）程度以下とする。
〇原子炉水位（レベル 2）
・原子炉水位低（レベル3）スクラム発生時の制御棒挿入失敗時において，事象緩和に有効な値として原子炉水位低（レベル2）を設定値とする。
なお，重大事故時等の有効性評価「原子炉停止機能喪失」において，主蒸気隔離弁の誤閉止＋スクラム失敗＋ARI 不作動を仮定した評価を実施している。ARI

44-9-4

機能を仮定した場合，主蒸気隔離弁の誤閉止により原子炉圧力が上昇することで，ARI が作動するため，事象発生後 1 分程度で原子炉を未臨界にする＊。（SLC 注入
は事象発生から約 11 分後であり，それよりも十分早く未臨界にする）＊44-9

参考資料2参照【代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能】〇原子炉圧力高・スクラム不作動時に作動するシステムであることを考慮し，原子炉圧力高ス
クラム設定値（7.34MPa）より高い設定とする。
・逃がし安全弁からの蒸気によるサプレッション・チェンバへの負荷を考慮し，逃がし安全弁第 1 段設定値（7.51MPa）程度以下とする。
なお，重大事故時等の有効性評価「原子炉停止機能喪失」において，主蒸気隔離弁の誤閉止＋スクラム失敗＋ARI 不作動を仮定した評価を実施している。本設
定値で原子炉冷却材再循環ポンプ 4 台がトリップすれば，原子炉圧力のピークが圧力容器設計圧力の 1.2 倍（10.34MPa）を超えないことを確認している。
〇原子炉水位（レベル 3）
・原子炉水位低（レベル 3）スクラム発生時の制御棒挿入失敗時において，事象緩和に有効な値として原子炉水位低（レベル 3）を設定値とする。
〇原子炉水位（レベル 2）
・原子炉水位低（レベル 3）で原子炉冷却材再循環ポンプ 4 台トリップが作動した後の事象緩和に有効な値として原子炉水位低（レベル 2）を設定値とす
る＊。
＊ABWR の原子炉冷却材再循環ポンプは回転慣性が小さいことから，10 台同時にトリップさせると燃料の冷却能力の低下を招くため，原子炉水位低（レベル 3）で 4 台をトリップさせ，原子炉水位低（レベル 2）で残りの 6 台をトリップさせる設計とする。
なお，重大事故時等の有効性評価「原子炉停止機能喪失」においては，上記の原子炉冷却材再循環ポンプ・トリップの設定値（原子炉圧力高，原子炉水位低（レベル2，レベル3）で動作することで，高圧の非常用炉心冷却系注水機能を用いた原子炉水位の維持，ほう酸水注入系を用いた炉心へのほう酸水の注入，残留熱除去系を用いたサプレッション・チェンバ・プール水の除熱を実施することにより，炉心損傷に至らないことを確認している。

44-9-5

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（3）設備概要
a. 設置場所

図1 ATWS緩和設備（ATWS／RPT盤）設置場所（6／7号炉 コントロール建屋地上2階）

44-9-6

b. 回路構成（a）原子炉緊急停止系とATWS緩和設備の回路構成概略及び設計上の考慮
ATWS緩和設備は，検出器から代替制御棒挿入機能用電磁弁又は原子炉冷却材再循環ポンプ可変周波数電源装置（停止に必要な部位）まで，原子炉緊急停止系か
ら独立した構成となっており，原子炉緊急停止系に悪影響を与えない設計＊とする。
＊悪影響を与えない設計に関する説明は「44-8 ATWS 緩和設備について
5．ATWS緩和設備の不具合による安全保護系への影響防止対策」を参照（b）原子炉出力を抑制する設備の作動信号の回路図
原子炉水位低（レベル2）信号
原子炉圧力高制御記号説明
手動挿入
2/4

作動信号

ループA
原子炉水位

0

動作

一致回路
(2 out of 4)

代替制御棒挿入不動作
設定値 LSG

OR回路

2/4

ループB
ループC
ループD

可変限時励磁回路

代替原子炉冷却材再循環
ポンプトリップ(B,E,H)

RIP-ASD手動停止

RIP-ASD：原子炉冷却材再循環ポンプ
可変周波数電源装置(B,E,H)
代替原子炉冷却材再循環（設定値 ６秒）
RIP-ASD手動停止

ポンプトリップ(C,G,K)(C,G,K)

図2

原子炉出力を抑制する設備の作動信号の回路図（原子炉水位低レベル2信号の例）○タイマー設定根拠
原子炉水位低（レベル2）で原子炉圧力容器内に設置されている原子炉冷却材再循環ポンプ6台がトリップするが，まず始めに3台，6秒後に3台がトリップするよう6秒の時間遅れ回路を設ける。
ABWRの原子炉冷却材再循環ポンプでは回転慣性が小さいことから，多数台の原子炉冷却材再循環ポンプが通常運転中に誤信号等により6台同時にトリップした場合，最小限界出力比は安全限界値を下回り沸騰遷移が発生する可能性があるため，これを回避する設定とする。

44-9-7

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参考資料1
ATWS緩和設備の信頼性評価

44-9-8

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44-9-9

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44-9-10

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図2

誤動作率の評価に適用したフォールトツリー

44-9-11

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44-9-12

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44-9-13

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44-9-14

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図4

非信頼度の評価に適用したフォールトツリー

44-9-15

参考資料2
代替制御棒挿入機能（ARI）による原子炉停止機能について
1．代替制御棒挿入機能（ARI）の設計の基本的考え方
プラント過渡事象が発生し，通常のスクラム機能が，電気的な故障により喪失した
場合に，後備の手段として ARI を作動させることにより原子炉停止機能を確保することとなる。
ARI が作動した場合，SLC を起動させる必要はないため，SLC を起動させる操作の前に制御棒挿入が完了することが必要となる。
この要求を満足するため ARI の設計目標として，① 代替制御棒挿入機能による制御棒の挿入は，検出信号がトリップ設定点に達してから 15 秒以内に開始されること。
② 代替制御棒挿入機能による制御棒の挿入は，検出信号がトリップ設定点に達してから 25 秒以内に完了されること。
の考え方に基づき，具体的な作動信号として，以下の設定とする。
・原子炉圧力高 設定圧力 7.48MPa
・原子炉水位低 設定水位 レベル 2
・手動起動要求
2．ARI による原子炉停止機能の評価について
有効性評価の原子炉停止機能喪失の評価を参考に，ARI による原子炉停止機能の確認を行った。
当評価に際して以下を解析条件とする。
－過渡事象は，初期の燃料被覆管温度の上昇という観点で最も厳しい主蒸気隔離弁
閉を前提とする（有効性評価の前提と同じ）。
－ARI は，保守的に上記 1．②の条件に基づき，原子炉圧力がトリップ設定点に達してから 25 秒以内に制御棒の全挿入が完了するものとする。
－代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能の動作条件他，使用する解析コード含む
その他の条件は，有効性評価における原子炉停止機能喪失と同じとする。
解析結果の纏めを表 1 に，燃料被覆管の温度変化を図 1 に示す。
本ケースでは，主蒸気隔離弁全閉により原子炉圧力が上昇して炉心内のボイドが減
少し，正の反応度が投入され中性子束が上昇する。これに伴い MCPR が低下し，事象発生後約 2 秒後に沸騰遷移が発生し，燃料被覆管温度が上昇する。その後，出力上昇によるボイド発生，原子炉圧力高で再循環ポンプ（4 台）がトリップし炉心流量が低下することにより炉心内のボイド率の増加に伴うボイドフィードバック及び出力上昇による燃料温度上昇に伴うドップラーフィードバックにより出力が低下する。このため燃料被覆管はリウェットし，燃料被覆管の温度が低下する。これら挙動は有効性評価の原子炉停止機能喪失と全く同じ挙動となる。
その後，事象発生後 25 秒には ARI による制御棒挿入が完了することから出力が低
下し事象は収束する。このため有効性評価において見られた給水過熱喪失による出力上昇（事象発生から 100 秒以降）は発生せず，燃料被覆温度は申請解析より低い結果となる。
なお，本評価では保守的に事象発生後 25 秒に ARI による制御棒挿入が完了すると

44-9-16

の前提としたが，約 2 秒後には ARI 動作設定圧力（原子炉圧力高）に到達することか
ら，燃料被覆管温度は本評価より低く抑えられる。
表1

項

目

燃料被覆管温度
燃料被覆管酸化量図1

解析結果（主蒸気隔離弁誤閉止）
解析結果
解析結果
判断基準
（有効性評価結果）（ARI ケース）
約 920℃
約 770℃
1200℃以下（第 4 スペーサー位置） （第 3 スペーサー位置）
1%以下
1%以下
15%以下
（第 3 スペーサー位置） （第 3 スペーサー位置）

燃料被覆管温度変化（主蒸気隔離弁誤閉止［ARI ケース］）

44-9-17

44-10各号炉の弁名称及び弁番号

44-10-1

条文適合性資料本文中に記載の弁名称については，説明資料の構成上，略称等が用いられている場合がある。これらの記載名称と各号炉に設置されている弁の正式名称
及び弁番号の関係について，表 1 の通り整理する。
表1
統一名称
ほう酸水注入系ポンプ（A）
ほう酸水注入系ポンプ（B）
ほう酸水注入系貯蔵タンク
ほう酸水注入系ポンプ吸込弁（A）
ほう酸水注入系ポンプ吸込弁（B）
ほう酸水注入系注入弁（A）
ほう酸水注入系注入弁（B）

各号炉の弁名称及び弁番号

6 号炉
機器名称
ほう酸水注入系ポンプ（A）
ほう酸水注入系ポンプ（B）
ほう酸水注入系貯蔵タンク
SLC ポンプ吸込弁（A）
SLC ポンプ吸込弁（B）
ほう酸水注入弁（A）
ほう酸水注入弁（B）

機器番号
C41-C001A
C41-C001B
C41-A001
C41-MO-F001A
C41-MO-F001B
C41-MO-F006A
C41-MO-F006B

44-10-2

7 号炉
機器名称
ほう酸水注入系ポンプ（A）
ほう酸水注入系ポンプ（B）
ほう酸水注入系貯蔵タンク
SLC ポンプ吸込弁（A）
SLC ポンプ吸込弁（B）
SLC ほう酸水注入弁（A）
SLC ほう酸水注入弁（B）

機器番号
C41-C001A
C41-C001B
C41-A001
C41-MO-F001A
C41-MO-F001B
C41-MO-F006A
C41-MO-F006B

45 条
45-1
45-2
45-3
45-4
45-5
45-6
45-7
45-8
45-9

SA 設備基準適合性 一覧表
単線結線図
配置図
系統図
試験及び検査容量設定根拠その他の原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備について原子炉隔離時冷却系蒸気加減弁（HO 弁）に関する説明書
機器名称覧に記載の弁名称と，各号炉の弁名称・弁番号の関係について

目次

45-1
SA 設備基準適合性 一覧表

45-1-1

柏崎刈羽原子力発電所

6 号及び 7 号炉

SA 設備基準適合性

第45条：原子炉冷却材圧力バウンダ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

環境温度・湿度・圧力／
環 屋外の天候／放射線
境一覧表（常設）高圧代替注水系ポンプ

類型化
区分

二次格納施設内Ｂ（有効に機能を発揮する）－

淡水だけでなく海水も使用

Ⅱ

条
件 荷重
第

に

1

お 海水
け
る 他設備からの影響

号(周辺機器等からの悪影響により機能を失う
おそれがない）健
全 電磁波による影響
性（電磁波により機能が損なわれない）

関連資料

－
－

45-3 配置図

第 操作性

中央制御室操作，現場操作

2号 関連資料Ａ，
Ｂb，Bｆ

45-3 配置図

第
1
項

第
3

試験・検査

ポンプ，弁

(検査性、系統構成・外部入力)

Ａ，Ｂ

号
関連資料
第 切り替え性第45-5 試験及び検査
本来の用途以外の用途として使用するため，切替操作が必
要

4

4
3

号 関連資料Ａ

45-4 系統図

条
悪 系統設計第5号

影
響 その他(飛散物)
防止 関連資料

第 設置場所

通常時は隔離又は分離

Ａｂ

十分な強度をもたせ，タービンが破損により飛散しない

Ｂａ，
Ｂｂ

45-3 配置図，45-4 系統図，45-7その他設備
中央制御室操作，現場操作-放射線量が高くなるおそれが少ない

6
号 関連資料
第 常設SAの容量

Ａａ，Ｂ

45-3 配置図
重大事故等への対処を本来の目的として設置するもの

1
号 関連資料Ａ

45-6 容量設定根拠

第 共用の禁止（共用しない設備）

対象外

2
第

号 関連資料

－

2
共

項
第
3
号

通 環境条件、自然現象、外部人為事
要 象、溢水、火災防止設備-対象(代替対象ＤＢ設備有り)-屋内

Ａａ

対象(サポート系有り)-異なる駆動源又は冷却源

Ｃａ

因
故
障
防
止

サポート系故障
関連資料

45-4 系統図，45-7その他設備

45-1-2

柏崎刈羽原子力発電所

6 号及び 7 号炉

SA 設備基準適合性

第45条：原子炉冷却材圧力バウンダ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

環境温度・湿度・圧力／
環

屋外の天候／放射線一覧表（常設）原子炉隔離時冷却系ポンプ

類型化（設計基準拡張）区分

二次格納施設内

Ｂ

境
条
件 荷重
に

（有効に機能を発揮する）

－

第
1
号

お 海水
け

（海水を通水しない）

対象外

る 他設備からの影響
健
全 電磁波による影響
性(周辺機器等からの悪影響により機能を失う
おそれがない）（電磁波により機能が損なわれない）

関連資料

－
－

－

第 操作性

中央制御室操作2号 関連資料

Ａ

－

第
1
項

試験・検査
第
(検査性、系統構成・外部入力)
3

ポンプ，弁

Ａ，Ｂ

号
関連資料
第 切り替え性

第4－
本来の用途以外の用途として使用するため，切替操作が必要4
号 関連資料3条－

悪 系統設計第5号

影
響 その他(飛散物)防ＤＢ施設と同じ系統構成

Ａｄ

十分な強度をもたせ，タービンが破損により飛散しない

Ｂａ，
Ｂｂ

止 関連資料－

第 設置場所6

中央制御室操作号 関連資料
第 常設SAの容量
1

ＤＢ施設の系統及び機器の容量が十分（ＤＢ施設と同仕様の容量で設計）（共用しない設備）号 関連資料第3号

共通 環境条件、自然現象、外部人為事
要 象、溢水、火災

Ｂ－

第 共用の禁止
2
2
項

Ｂ

－

号 関連資料

第

Ａ

対象外

－

防止設備-対象(代替対象ＤＢ設備有り)-屋内

Ａａ

対象(サポート系有り)-異なる駆動源又は冷却源

Ｃａ

因
故サポート系故障
障
防
関連資料
止

－

45-1-3

柏崎刈羽原子力発電所

6 号及び 7 号炉

SA 設備基準適合性一覧表（常設）第45条：原子炉冷却材圧力バウンダ高圧時に発電用原

高圧炉心注水ポンプ

類型化

子炉を冷却するための設備（設計基準拡張）区分

二次格納施設内Ｂ（有効に機能を発揮する）－（海水を通水しない）

対象外(周辺機器等からの悪影響により機能を失う
おそれがない）－（電磁波により機能が損なわれない）

－

環
境
条
第
1
号

環境温度・湿度・圧力／
屋外の天候／放射線

件 荷重
に
お 海水
け
る 他設備からの影響
健
全 電磁波による影響
性
関連資料

－

第 操作性
2

中央制御室操作号 関連資料

Ａ

－

第
1
項

試験・検査
第
(検査性、系統構成・外部入力)
3

ポンプ，弁

Ａ，Ｂ

号
関連資料
第 切り替え性4

第43－
本来の用途以外の用途として使用するため，切替操作が必要号 関連資料条－

悪 系統設計第5号

Ａ影
響 その他(飛散物)
防止 関連資料ＤＢ施設と同じ系統構成

Ａｄ

対象外

対象外
－

第 設置場所中央制御室操作Ｂ

6
号 関連資料
第 常設SAの容量
1－
ＤＢ施設の系統及び機器の容量が十分（ＤＢ施設と同仕様の容量で設計）

号 関連資料Ｂ－

第 共用の禁止（共用しない設備）

対象外

2
第

号 関連資料

2
項
第
3
号

共
通 環境条件、自然現象、外部人為事
要 象、溢水、火災
因
故
障
防
止

サポート系故障－防止設備-対象(代替対象ＤＢ設備有り)-屋内

Ａａ

対象(サポート系有り)-異なる駆動源又は冷却源

Ｃａ

関連資料

－

45-1-4

45-2
単線結線図

45-2-1

電源車

AM用動力変圧器（区分Ⅰ）
480V母線

AM用MCC（区分Ⅰ）
480V母線（区分Ⅰ）
480V母線（区分Ⅱ）
480V母線（区分Ⅰ）
480V母線

直流125V
蓄電池A-2AM用直流
125V蓄電池（区分Ⅰ）

AM用直流125V主母線盤（区分Ⅰ）
480V母線（区分Ⅱ）
480V母線（区分Ⅱ）
480V母線

直流125V
蓄電池Ａ
充
電
器

充
電
器

充
電
器

（区分Ⅱ）
480V母線

直流125V
蓄電池B
充
電
器

※

充
電
器

充
電
器

（区分Ⅰ）

直流125V主母線盤A

※
（区分Ⅱ）

直流125V主母線盤B
直流母線（分電盤側）

直流母線（MCC側）

125V DC分電盤

125V DC分電盤
高
圧
代
替
注
水
系

（凡例）
ケーブル
収納箱

原
子
炉
隔
離
時
冷
却
系
電
動
機

(

原
子
炉
隔
離
時
冷
却
系

）

図1

ＭＣＣＢ

蓄電池

接続箱
（C/B北）

電源車

6 号炉

ケーブル
収納箱

直流
給電車

高圧代替注水系

45-2-2接続箱（C/B南）

直流
給電車

電源車

単線結線図

電源車

AM用動力変圧器（区分Ⅰ）
480V母線

AM用MCC（区分Ⅰ）
480V母線（区分Ⅰ）
480V母線（区分Ⅱ）
480V母線（区分Ⅰ）
480V母線

直流125V
蓄電池A-2AM用直流
125V蓄電池（区分Ⅰ）

AM用直流125V主母線盤（区分Ⅰ）
480V母線（区分Ⅱ）
480V母線（区分Ⅱ）
480V母線

直流125V
蓄電池Ａ
充
電
器

充
電
器

充
電
器

（区分Ⅱ）
480V母線

直流125V
蓄電池B
充
電
器

※

充
電
器

充
電
器

（区分Ⅰ）

直流125V主母線盤A

※
（区分Ⅱ）

直流125V主母線盤B
直流母線（分電盤側）

直流母線（MCC側）

125V DC分電盤

125V DC分電盤
高
圧
代
替
注
水
系

（凡例）
ケーブル
収納箱

(

原
子
炉
隔
離
時
冷
却
系
電
動
機

）

図2

6 号炉

原
子
炉
隔
離
時
冷
却
系

ケーブル
収納箱

ＭＣＣＢ

蓄電池

接続箱
（C/B北）

電源車

直流
給電車

接続箱
（C/B南）

直流
給電車

電源車

高圧代替注水系の機能回復（可搬型代替直流電源設備による給電）
単線結線図

45-2-3

電源車

AM用動力変圧器（区分Ⅰ）
480V母線

AM用MCC（区分Ⅰ）
480V母線（区分Ⅰ）
480V母線（区分Ⅱ）
480V母線（区分Ⅰ）
480V母線

直流125V
蓄電池A-2AM用直流
125V蓄電池
充
電
器

（区分Ⅱ）
480V母線（区分Ⅰ）
480V母線（区分Ⅱ）
480V母線（区分Ⅱ）
480V母線

直流125V
蓄電池Ａ
充
電
器

充
電
器

直流125V
蓄電池B
充
電
器

充
電
器

充
電
器

※
※
（区分Ⅰ）

（区分Ⅰ）

（区分Ⅱ）

直流125V主母線盤A

直流母線

直流125V主母線盤B

125V DC分電盤
高
圧
代
替
注
水
系

125V DC分電盤
（凡例）
ＭＣＣＢ

原
子
炉
隔
離
時
冷
却
系
電
動
機

(

原
子
炉
隔
離
時
冷
却
系

ケーブル
収納箱

ケーブル
収納箱

接続箱
（C/B北）

接続箱（C/B南）

蓄電池

）
電源車

図3

7 号炉

直流
給電車

高圧代替注水系

45-2-4

直流
給電車

電源車

単線結線図

電源車

AM用動力変圧器（区分Ⅰ）
480V母線

AM用MCC

充
電
器

（区分Ⅰ）
480V母線

AM用直流
125V蓄電池（区分Ⅰ）
480V母線（区分Ⅱ）
480V母線（区分Ⅱ）
480V母線（区分Ⅰ）
480V母線

直流125V
蓄電池A-2（区分Ⅱ）
480V母線（区分Ⅱ）
480V母線

直流125V
蓄電池Ａ
充
電
器

充
電
器

（区分Ⅰ）
480V母線

直流125V
蓄電池B
充
電
器

充
電
器

充
電
器

※
※
（区分Ⅰ）

（区分Ⅰ）

（区分Ⅱ）

直流125V主母線盤A

直流母線

直流125V主母線盤B

125V DC分電盤
高
圧
代
替
注
水
系

125V DC分電盤
（凡例）
ＭＣＣＢ

(

原
子
炉
隔
離
時
冷
却
系
電
動
機

原
子
炉
隔
離
時
冷
却
系

ケーブル
収納箱

ケーブル
収納箱

接続箱
（C/B北）

接続箱（C/B南）

蓄電池

）
電源車

図4

7 号炉

直流
給電車

直流
給電車

電源車

高圧代替注水系の機能回復（可搬型代替直流電源設備による給電）
単線結線図

45-2-5

45-3
配置図

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

設置箇所：常設設備の配置及び可搬型設備を使用時に設置する場所
保管場所：可搬型設備を保管している場所：設計基準対象施設：重大事故等対処設備を示す。

45-3-1

45-3-2
図1

６／７号炉高圧代替注水系の配置図（中央制御室操作スイッチ）

45-3-3
図2

６号炉高圧代替注水系の配置図（原子炉隔離時冷却系現場操作）

45-3-4

図3６号炉高圧代替注水系の配置図（高圧代替注水系ポンプ）

45-3-5図4６号炉高圧代替注水系の配置図（操作対象弁）

45-3-6

図5７号炉高圧代替注水系の配置図（原子炉隔離時冷却系現場操作）

45-3-7図6

７号炉高圧代替注水系の配置図（高圧代替注水系ポンプ）

45-3-8
図7

７号炉高圧代替注水系の配置図（操作対象弁）

45-3-9図8７号炉高圧代替注水系の配置図（操作対象弁）

45-4
系統図

45-4-1

図1

図2

高圧代替注水系（7 号炉の例）系統概要

原子炉隔離時冷却系（7 号炉の例）系統概要

45-4-2

45-5
試験及び検査45-5-1

図1

高圧代替注水系運転性能検査系統図（６号炉）

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45-5-2

図2

高圧代替注水系ポンプ構造図（６号炉）

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45-5-3

図3

高圧代替注水系運転性能検査系統図（７号炉）

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

45-5-4図4

高圧代替注水系ポンプ構造図（７号炉）

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45-5-5

45-6
容量設定根拠45-6-1

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名

称

高圧代替注水系ポンプ

容量

3

m /h

182 以上（注 1），（182（注 2））

全揚程m

900 以上（注 1），（958（注 2））

最高使用圧力MPa

吸込側

最高使用温度℃

77

機器仕様に関する注記

1.37

／

吐出側

11.8

注 1：要求値を示す
注 2：公称値を示す【設 定 根 拠】
高圧代替注水系ポンプは，全交流動力電源喪失に加えて高圧炉心注水系及び原子炉隔離時冷却系が機能喪失した場合においても，炉心の著しい損傷を防止するため，原子炉圧力容器への注水を行うため設置する。
高圧代替注水系は全交流動力電源喪失した場合でも，高圧注水が必要な期間にわたって，運転を継続する機能を有する。
高圧代替注水系ポンプは，重大事故等対処設備として 1 個設置する。
1．

容量
高圧代替注水系ポンプの容量は，原子炉停止 30 分後に注水を確立した場合に炉心損傷を防止するために必要な流量 114m3 /h 以上とし，同じく高圧注水系
である原子炉隔離時冷却系注水流量の 182m3/h 以上とし，公称値は 182m3/ h と
する。

2．

全揚程
高圧代替注水系は，原子炉と水源の差圧が 8.12MPa のときに原子炉圧力容器に 182m3/h 以上の注水ができるように設計する。
① 原子炉圧力容器と復水貯蔵槽の圧力差：② 静水頭③ 配管・機器圧力損失④ ①～③の合計

上記を考慮し，高圧代替注水系ポンプの全揚程は，原子炉隔離時冷却系ポンプに合わせて 900m 以上とし，公称値は 958m とする。

45-6-2

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3． 最高使用圧力(1) ポンプ吸込側
ポンプ吸込側の最高使用圧力は，接続する高圧炉心注水系配管の最高使用圧力に合わせ，1.37MPa とする。
(2)

ポンプ吐出側
ポンプ吐出側の最高使用圧力は，下記を考慮する。
① 復水貯蔵槽の圧力：② 静水頭：③締切り揚程
：④ ①～③の合計：

ポンプ吐出側の最高使用圧力は，④を上回る値とし，原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出側配管と合わせて 11.8MPa とする。

4．

最高使用温度
最高使用温度は，接続する高圧炉心注水系配管の最高使用温度 66℃以上とし，原子炉隔離時冷却系ポンプ入口配管に合わせ，77℃とする。

45-6-3

45-7
その他設備

45-7-1

設備概要（自主対策設備を含む）
以下に，原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設計基準対処設備，並びにその機能を代替可能な重大事故等対処設備，自主対策
設備の設備概要を示す。
(1) 高圧代替注水系【重大事故等対処設備】
高圧代替注水系(HPAC)の系統概要を 45-4，単線結線図を 45-2 に示す。高圧
代替注水系は，設計基準事故対処設備である高圧炉心注水系及び原子炉隔離時冷却系が機能喪失した場合でも，高圧状態の原子炉圧力容器に注水できる設計とする。高圧代替注水系は，蒸気タービン駆動ポンプ，配管・弁類及び計測制御装置からなる。蒸気供給ラインは，原子炉隔離時冷却系蒸気供給ラインから分岐し，排気ラインは，原子炉隔離時冷却系排気ラインに合流する。ポンプ吸込ラインは，高圧炉心注水系ポンプ吸込ラインから分岐し，ポンプ吐出ライン
は，6 号炉においては給水系注水ライン，7 号炉においては残留熱除去系注水ラインに合流する。
また，高圧代替注水系は高圧炉心注水系及び原子炉隔離時冷却系と位置的分散を考慮し，お互いに異なった設置場所にポンプ，電源を設置する。
高圧代替注水系は，全交流動力電源喪失，常設直流電源喪失した場合でも，常設代替直流電源設備からの給電，又は，現場での手動操作により，起動及び高圧注水が必要な期間にわたって運転継続ができる設計とする。さらに，設置許可基準規則第 57 条への適合のため，常設代替直流電源設備が喪失した場合でも，可搬型直流電源設備からの給電により，起動及び高圧注水が必要な期間にわたって運転継続ができる設計とする。
なお，電源設備については，「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」，現場手動操作については，「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」への適合状況について（個別手順）の 1.2 に示す。
また，高圧代替注水系ポンプの構造概要を図 1 に示す。高圧代替注水系ポン
プはタービン及びポンプが 1 つのケーシングに収まる一体型ケーシング構造であり，軸封部の無い設計である。よって，原子炉隔離時冷却系と比較しグラン
ドシール装置が不要となり，必要電源容量が少ない。また，高圧代替注水系ポンプは電源不要の機械式ガバナを用いることにより，ポンプ吐出のベンチュリ
圧力差により圧力ガバナピストンが動作し，リンク機構を通じて蒸気加減弁を45-7-2

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

調整し，ポンプ流量を制御する設計となっている。また，軸受箱に流入する水により軸受が自滑水で潤滑する方式であるため，潤滑油装置も不要な設計となっている。以上のことから，高圧代替注水系ポンプは系統の弁操作のみで起動停止可能であり，起動時に高圧代替注水系注入弁を開操作した後は，高圧代替
注水系タービン止め弁の開閉操作でポンプ起動停止操作が可能な設計となっ
ている。

図1

高圧代替注水系ポンプ

45-7-3構造概要

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

＜高圧代替注水系ポンプの動翼構造について＞
高圧代替注水系ポンプ駆動用タービンは，単段式のタービンであり，タービ
ン翼は一体鍛造品の円板から放電加工により翼型を削り出す方法で製造されているものを適用することで，タービンが破損により飛散することがない設計とする。図 2 にタービン構造を示す。

図2

高圧代替注水系ポンプ駆動用タービンの構造

45-7-4

(2) 原子炉隔離時冷却系【重大事故等対処設備（設計基準拡張）】
原子炉隔離時冷却系(RCIC)の設備概要を図 3 に示す。原子炉隔離時冷却系は，非常用炉心冷却系の１つであり，設計基準事故対処設備として既に設置済みの設備であるが，想定される重大事故時等においてその機能を期待するため，重大事故等対処設備（設計基準拡張）と位置付ける。蒸気駆動タービン，タービ
ン駆動ポンプ，配管・弁類，ストレーナ及び計測制御装置からなり，主蒸気管からの主蒸気を用いて蒸気駆動タービンを回し，これを駆動源としたポンプにより，復水貯蔵槽の水又はサプレッション・チェンバのプール水を給水系等を経由して原子炉圧力容器へ高圧注水する。
原子炉隔離時冷却系は，現場での手動操作により，起動及び運転継続することができるよう，必要な設備及び手順を整備する（図 3 参照）。
なお，現場手動操作については，「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」への適合状況について（個別手順）の 1.2 に示す。

図3

原子炉隔離時冷却系

設備概要（現場手動操作）

45-7-5

(3) 高圧炉心注水系【重大事故等対処設備（設計基準拡張）】
高圧炉心注水系(HPCF)の設備概要を図4に示す。高圧炉心注水系は，非常用炉
心冷却系の1つであり，設計基準事故対処設備として既に設置済みの設備であるが，想定される重大事故時等においてその機能を期待するため，重大事故等対処設備（設計基準拡張）と位置付ける。電動機駆動ポンプ2台，スパージャ，配管・弁類，ストレーナ及び計測制御装置からなり，復水貯蔵槽の水又はサプレッション・チェンバのプール水を炉心上部に取付けられたスパージャから燃料集合体上に注水する。
ただし，自主対策として，全交流動力電源喪失時，原子炉隔離時冷却系及び高圧代替注水系が機能喪失した場合，常設代替交流電源設備により高圧炉心注
水系の電源を復旧し，高圧炉心注水系ポンプを無冷却水の状態で短時間起動し，原子炉圧力容器へ注水を実施する手順（高圧炉心注水系緊急注水）を整備する。

図4

高圧炉心注水系

設備概要（柏崎刈羽原子力発電所 7 号炉の例）

45-7-6

(4) ほう酸水注入系による進展抑制【技術的能力審査基準要求】
ほう酸水注入系(SLC)の設備概要を図5に示す。ほう酸水注入系は，万一，制御棒挿入が失敗した場合に，反応度を制御するために十分な量のほう酸水をほ
う酸水注入系ポンプにより加圧し，高圧炉心注水スパージャから原子炉圧力容器へ注入することで，原子炉を未臨界に移行させる。ポンプ吐出圧力約8.4MPa
であるため，原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態であっても，原子炉圧
力容器への注水が可能である。
また，重大事故等発生時には，ATWS緩和設備として用いる他，高圧炉心注水系，原子炉隔離時冷却系及び高圧代替注水系による原子炉圧力容器への高圧注
水により原子炉水位が維持できない場合に，ほう酸水注入系を重大事故等の進展抑制のために使用する。
なお，ATWS緩和設備については，「3.1 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備（設置許可基準規則第44条に対する設計方針を示す章）」
にて記載する。
ＭＵＷＰ

RCCV

NO

ＲＰＶ

MO
HPCF(B)系

ＳＬＣ
テストタンク
MO
MO
S/C

ＳＬＣ
タンク

SLCﾎﾟﾝﾌﾟ(A)MO
MO
SLCﾎﾟﾝﾌﾟ(B)

図5

ほう酸水注入系

設備概要（柏崎刈羽原子力発電所 7 号炉の例）

45-7-7

(5) ほう酸水注入系による進展抑制（原子炉へ注水を継続させる場合）【自主対策】
ほう酸水注入系（原子炉へ注水を継続させる場合）の設備概要を図6に示す。
(4) ほう酸水注入系による進展抑制に加えて，純水補給水系（水源は純水タンク）の水をほう酸水注入系ポンプにより加圧し，原子炉圧力容器へ注水を継続する。また，仮設ホースを用いて接続することで復水補給水系（水源は復水貯蔵槽）又は消火系（水源はろ過水タンク）の水をほう酸水注入系ポンプにより加圧し，原子炉圧力容器へ注水を継続する。

図6

ほう酸水注入系ポンプによる原子炉注水（柏崎刈羽原子力発電所 7 号炉の例）

45-7-8

設備概要

(6) 制御棒駆動系による進展抑制【自主対策】
制御棒駆動系の設備概要を図 7 に示す。制御棒駆動系は通常，復水脱塩装置
出口又は復水貯蔵槽(CSP)の水を制御棒駆動水系ポンプ(CRD ポンプ)により加圧し，水圧制御ユニット(HCU)のアキュムレータ充てん水，及び制御棒駆動機構のパージ水として供給する。通常運転時のポンプ吐出圧力約 15.3MPa であるため，原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態であっても，原子炉圧力容器への注水が可能である。
重大事故等発生時に使用可能である場合は，復水貯蔵槽の水を制御棒駆動機
構のパージラインを通じて原子炉圧力容器へ注水する。

図7

制御棒駆動水系ポンプによる原子炉注水（柏崎刈羽原子力発電所 7 号炉の例）

45-7-9

設備概要

(7) 直流給電車接続による原子炉隔離時冷却系の機能回復【自主対策】
原子炉隔離時冷却系(RCIC)の設備概要を図 3 に示す。
原子炉隔離時冷却系の運転には本来，制御装置及び電動弁操作用の電源が必要であるが，全交流動力電源喪失，常設直流電源喪失した場合でも，高圧注水が必要な期間にわたって，運転を継続することができるよう，自主対策として，
直流給電車接続による原子炉隔離時冷却系の機能回復を整備する。（図 8,9 参照）。

45-7-10

GTG ガスタービン発電機

電源車

緊急用M/C

荒浜側緊急用
電気品室

接続箱
ケーブルドラム（区分Ⅱ）
480V母線

常設代替直流電源設備
（蓄電池）

（区分Ⅰ）
480V母線

代替所内
電気設備

（区分Ⅰ）
480V母線（区分Ⅱ）
480V母線（区分Ⅰ）
480V母線（区分Ⅰ）
480V母線（区分Ⅱ）
480V母線

直流125V
蓄電池Ａ

直流125V
蓄電池A-2AM用直流
125V蓄電池
AM用直流 充125V充電器 電器

非常用の常設直流電源設備（蓄電池）区分Ⅰ

電源車

充
電
器

充 AM用直流
電 125V充電器
器

充
電
器

ｹｰﾌﾞﾙ
収納箱

（区分Ⅰ）

AM用直流125V主母線盤（区分Ⅰ）

予備充電器へ接続箱

直流125V主母線盤A

ケーブル

125V DC分電盤
高
圧
代
替
注
水
系

原
子
炉
隔
離
時
冷
却
系

（

代
替
格
納
容
器
圧
力
逃
が
し
装
置

原
子
炉
隔
離
時
冷
却
系

ｹｰﾌﾞﾙ
収納箱

自
動
減
圧
系

（

格
納
容
器
圧
力
逃
が
し
装
置

※１
接続箱（北）が使用不能の場合
接続箱（南）へ
接続

逃
が
し
安
全
弁
含

）

）

電
動
機

R/B

C/B

接続箱(北）

ケーブル
※１
電源車

直流給電車

（凡例）
MCCB

遮断器

蓄電池

図8

6 号炉

原子炉隔離時冷却系

単線結線図（直流給電車による給電）

45-7-11

GTG ガスタービン発電機

電源車

緊急用M/C

荒浜側緊急用
電気品室

接続箱
ケーブルドラム（区分Ⅱ）
480V母線

常設代替直流電源設備
（蓄電池）

（区分Ⅰ）
480V母線（区分Ⅰ）
480V母線（区分Ⅰ）
480V母線（区分Ⅱ）
480V母線

AM用直流
125V蓄電池
充
AM用直流
電
125V充電器器

非常用の常設直流電源設備（蓄電池）区分Ⅰ

電源車

（区分Ⅱ）
480V母線（区分Ⅰ）
480V母線

直流125V
蓄電池A-2直流125V
蓄電池Ａ

充
AM用直流
電
125V充電器
器

充
電
器

充
電
器

予備充電器へ

（区分Ⅰ）

（区分Ⅰ）

ｹｰﾌﾞﾙ
収納箱

接続箱(南)
直流125V主母線盤A

ケーブル

125V DC分電盤
高
圧
代
替
注
水
系

原
子
炉
隔
離
時
冷
却
系

（

代
替
格
納
容
器
圧
力
逃
が
し
装
置

ｹｰﾌﾞﾙ
収納箱

原
子
炉
隔
離
時
冷
却
系

自
動
減
圧
系

（

格
納
容
器
圧
力
逃
が
し
装
置

※１
接続箱（北）が使用不能の場合
接続箱（南）へ
接続

逃
が
し
安
全
弁
含

）

）

電
動
機

R/B

C/B

接続箱(北）

（凡例）

ケーブル

MCCB

遮断器

※１
蓄電池

電源車

図9

7 号炉

直流給電車

原子炉隔離時冷却系

単線結線図（直流給電車による給電）

45-7-12

45-8
原子炉隔離時冷却系蒸気加減弁（HO 弁）に関する説明書

45-8-1

原子炉隔離時冷却系蒸気加減弁の動作原理
原子炉隔離時冷却系蒸気加減弁は，制御装置からの開度指令信号を受けて，油圧制御により開度調整され，原子炉圧力，タービン入口蒸気圧力に関わりなく，
ポンプ流量が所定の流量となるようにタービン回転数を制御する役割を担う。
蒸気加減弁廻り制御油系の系統概要を下図に示す。蒸気加減弁の弁棒がレバー
リンク機構を介して，油圧式アクチュエータに接続されており，開度指令信号が電油変換器を介して油圧式アクチュエータを動作させることで，蒸気加減弁を開閉動作させる。
主蒸気配管よりタービン止め弁

タービントリップ弁
レバーリンク
差動ﾄﾗﾝｽ
開度信号

蒸気入口
バネ
蒸気加減弁（ＣＶ）

電油変換器
開度指令信号

制御油
フィルタ

アクチュエータ
油タンクへ

弁棒
S/CまたはCSPより
油タンクよりポンプ
主油ポンプ（タービン駆動）

制御油供給
タービン
原子炉圧力容器へ

図1

原子炉隔離時冷却系蒸気加減弁廻り制御油系

45-8-2系統概要

蒸気加減弁の電源喪失時の挙動
油圧式アクチュエータの作動油はタービン軸直結の主油ポンプから供給されるため，電源喪失した場合においても油圧が切れることはない。なお，タービンが回転しておらず，油圧がかかっていない場合には弁棒に取り付けられたバネにより，蒸気加減弁は全開状態となる。また，電油変換器内にもバネが内蔵されており，開度指令信号断の場合，蒸気加減弁の開方向に油圧がかかる構造となっている。
したがって，電源喪失時，蒸気加減弁は全開状態となり，蒸気加減弁によるタービン回転数の制御は不可能となる。このため，原子炉隔離時冷却系の現場手動起動操作では，可搬型回転計にてタービン回転数を確認する。また，運転継続操作においては，原子炉隔離時冷却系過酷事故時蒸気止め弁を調整開とすることで，タービン回転数の調整を行うこととする。

45-8-3

45-9
各号炉の弁名称及び弁番号

45-9-1

-F511
E51
-F518
E51
-F519

高圧代替注水系
タービン止め弁
原子炉隔離時冷却系
過酷事故時蒸気止め弁
原子炉隔離時冷却系
注入弁
原子炉隔離時冷却系
タービン止め弁
原子炉隔離時冷却系
冷却水ライン止め弁
原子炉隔離時冷却系
潤滑油冷却器出口ドレン弁
原子炉隔離時冷却系
真空タンクドレン弁
原子炉隔離時冷却系
真空ﾎﾟﾝﾌﾟ吐出ｾﾊﾟﾚｰﾀﾄﾞﾚﾝ弁

高圧代替注水系

タービン止め弁

原子炉隔離時冷却系

過酷事故時蒸気止め弁

原子炉隔離時冷却系

注入弁

原子炉隔離時冷却系

タービン止め弁45-9-2

原子炉隔離時冷却系

冷却水ライン止め弁

原子炉隔離時冷却系

その他ドレン弁

E51-MO-F012

E51-MO-F037

E51-MO-F004

E51-MO-F071

E51-MO-F080

E51-MO-F003

注入弁

注入弁

E61

機器番号

高圧代替注水系

機器名称
高圧代替注水系

セパレータドレン弁

原子炉隔離時冷却系

真空ﾀﾝｸ水位検出配管ﾄﾞﾚﾝ弁

原子炉隔離時冷却系

真空タンクドレン弁

原子炉隔離時冷却系

冷却水ライン止め弁

原子炉隔離時冷却系

タービン止め弁

原子炉隔離時冷却系

注入弁

原子炉隔離時冷却系

過酷事故時蒸気止め弁

原子炉隔離時冷却系

タービン止め弁

高圧代替注水系

注入弁

7 号炉
機器名称

各号炉の弁名称及び弁番号

高圧代替注水系

統一名称

6 号炉

表１

-F655

E51

-F653

E51

-F652

E51

-MO-F012

E51-MO-F037

E51-MO-F004

E51-MO-F034

E51-MO-F065

E51-MO-F004

E61

機器番号

条文適合性資料本文中の機器名称覧に記載の弁名称については，説明資料の構
成上，略称等が用いられている場合がある。これらの記載名称と各号炉に設置されている弁の正式名称及び弁番号の関係について，表１の通り整理する。

46 条
46-1 SA 設備基準適合性 一覧表
46-2 単線結線図
46-3 配置図
46-4 系統図
46-5 試験及び検査
46-6 容量設定根拠46-7 接続図
46-8 保管場所図46-9 アクセスルート図
46-10 その他設備
46-11 代替自動減圧機能について
46-12 代替自動減圧機能に関する健全性について

目次

46-1
SA 設備基準適合性 一覧表

46-1-1

柏崎刈羽原子力発電所

6 号及び 7 号炉

SA 設備基準適合性
逃がし安全弁類型
化
区分

原子炉格納容器内

Ａ

荷重（有効に機能を発揮する）－

海水（海水を通水しない）

対象
外

他設備からの影響(周辺機器等からの悪影響により機能を失う
おそれがない）－電磁波による影響（電磁波により機能が損なわれない）－

第 46 条：原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備

環境条件における健全性

第1号

環境温度・湿度・圧力／
屋外の天候／放射線

関連資料
第
２
号
第1項
第
３
号

46-3 配置図

操作性

中央制御室操作関連資料

第 43 条

試験・検査(検査性、系統構成・外部入力)

弁(手動弁)(電動弁)(空気作動弁)(安全弁)

当該系統の使用にあたり切り替え操作が不要

関連資料

その他(飛散物)
関連資料

設置場所

第
1
号

常設 SA の容量

第
2
号

共用の禁止

Ｂｂ

46-4 系統図

系統設計

第
6
号

Ｂ

46-5 試験及び検査

切り替え性

悪影響防止

第
5
号

Ａ

46-3 配置図

関連資料
第
４
号

一覧表（常設）ＤＢ施設と同じ系統構成

Ａｄ

対象外

対象
外

46-3 配置図，46-4 系統図
中央制御室操作関連資料

Ｂ

46-3 配置図
ＤＢ施設の系統及び機器の容量が十分（ＤＢ施設と同仕様の吹出能力で設計）

関連資料

Ｂ

46-6 容量設定根拠（共用しない設備）

関連資料

対象
外

－

第2項
共通要因故障防止第3号

環境条件、自然現象、外部
人為事象、溢水、火災

サポート系故障（共通要因の考慮対象設備なし）

対象
外

対象(サポート系有り)-異なる駆動源又は冷却源

Ｃａ

関連資料

46-3 配置図，46-4 系統図

46-1-2

柏崎刈羽原子力発電所

6 号及び 7 号炉

SA 設備基準適合性

代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能）

類型化
区分

二次格納施設内,
その他の建屋内（原子炉建屋の二次格納施設外を含む）（中央制御室）Ｂ,Ｃ

荷重（有効に機能を発揮する）－

海水（海水を通水しない）

対象外

他設備からの影響(周辺機器等からの悪影響により機能を失う
おそれがない）－電磁波による影響（電磁波により機能が損なわれない）－

第 46 条：原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備

環境条件における健全性

第1号

環境温度・湿度・圧力／
屋外の天候／放射線

関連資料
第
2
号
第1項
第
3
号

46-3 配置図

操作性（操作不要）

関連資料

第 43 条

試験・検査(検査性，系統構成・外部入力)

計測制御設備

当該系統の使用にあたり系統の切り替え操作が不要

関連資料
系統設計

その他

Ａｅ

その他(飛散物)

対象外

対象外

46-11 代替自動減圧機能について
46-12 代替自動減圧機能に関する健全性について

第
6
号

設置場所

（操作不要）

関連資料

－

第
1
号

常設 SA の容量

第
2
号

共用の禁止

重大事故等への対処を本来の目的として設置するもの

関連資料

対象外

Ａ

46-6 容量設定根拠（共用しない設備）

関連資料
共通要因故障防止

第
3
号

Ｂｂ

－

関連資料

第2項

Ｊ

46-5 試験及び検査

切り替え性

悪影響防止

第
5
号

対象外

－

関連資料
第
4
号

一覧表（常設）対象外－

環境条件，自然現象，外部
人為事象，溢水，火災防止設備-対象(代替対象ＤＢ設備有り)-屋内

Ａａ(サポート系なし)

対象外

サポート系故障
関連資料

46-11 代替自動減圧機能について

46-1-3

柏崎刈羽原子力発電所

6 号及び 7 号炉

SA 設備基準適合性

自動減圧系の起動阻止スイッチ

類型化
区分

その他の建屋内（原子炉建屋の二次格納施設外を含む）（中央制御室）Ｃ

荷重（有効に機能を発揮する）－

海水（海水を通水しない）

対象外

他設備からの影響(周辺機器等からの悪影響により機能を失う
おそれがない）－電磁波による影響（電磁波により機能が損なわれない）－

第 46 条：原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備

環境条件における健全性

第1号

環境温度・湿度・圧力／
屋外の天候／放射線

関連資料
第
2
号
第1項
第
3
号

46-3 配置図

操作性

中央制御室操作関連資料

第 43 条

試験・検査(検査性，系統構成・外部入力)

計測制御設備

当該系統の使用にあたり系統の切り替え操作が不要

関連資料

その他(飛散物)

第1号

常設 SA の容量

第
2
号

共用の禁止

第
3
号

Ａｄ

対象外

対象外

中央制御室操作関連資料

Ｂ－
ＤＢ施設の系統及び機器の容量が十分（ＤＢ施設と同仕様のスイッチで設計）

関連資料

Ｂ

－
（共用しない設備）

関連資料
共通要因故障防止第2項

ＤＢ施設と同じ系統構成

46-11 代替自動減圧機能について
46-12 代替自動減圧機能に関する健全性について

関連資料
設置場所

Ｂｂ

－

系統設計

第
6
号

Ｊ

46-5 試験及び検査

切り替え性

悪影響防止

第
5
号

Ａ

－

関連資料
第
4
号

一覧表（常設）対象外－

環境条件，自然現象，外部
人為事象，溢水，火災防止設備-対象(代替対象ＤＢ設備有り)-屋内

Ａａ(サポート系なし)

対象外

サポート系故障
関連資料

46-11 代替自動減圧機能について

46-1-4

柏崎刈羽原子力発電所

6 号及び 7 号炉

SA 設備基準適合性

逃がし安全弁用可搬型蓄電池

類型化
区分

その他の建屋内（原子炉建屋の二次格納施設外を含む）

Ｃ

荷重（有効に機能を発揮する）－

海水（海水を通水しない）

対象外

他設備からの影響(周辺機器等からの悪影響により機能を失う
おそれがない）－電磁波による影響（電磁波により機能が損なわれない）－

第 46 条：原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備

環境条件における健全性

第1号

環境温度・湿度・圧力／
屋外の天候／放射線

関連資料
操作性
関連資料

46-3 配置図，46-4 系統図

第
3
号

試験・検査
(検査性、系統構成・外部入力)

その他の電源設備

第
4
号

切り替え性

現場操作－接続作業

関連資料

当該系統の使用にあたり系統の切り替え操作が必要

Ｉ

Ｂａ

46-4 系統図，46-7 接続図

系統設計
その他(飛散物)
関連資料

通常時は隔離又は分離

Ａｂ

対象外

対象外

46-4 系統図

第
6
号

設置場所

第
1
号

可搬 SA の容量

第2号

可搬 SA の接続性

ボルト・ネジ接続

関連資料

46-4 系統図，46-7 接続図

第3号

異なる複数の接続箇所の確保

第
4
号

設置場所

第
5
号

保管場所

第
6
号

アクセスルート

現場操作

関連資料

Ａ

46-3 配置図
負荷に直接接続する可搬型設備

関連資料

Ｂ

46-6 容量設定根拠

対象外

関連資料

Ａ

対象外
－

（放射線量の高くなるおそれの少ない場所を選定）

関連資料

－

46-3 配置図
屋内(共通要因の考慮対象設備なし)

関連資料

Ａｂ

46-3 配置図
屋内アクセスルートの確保

関連資料
共通要因故障防止

第
7
号

Ｂｇ

46-5 試験及び検査

関連資料
悪影響防止

第
5
号

第3項

46-3 配置図

第
2
号
第1項

第 43 条

一覧表（可搬）Ａ

46-9 アクセスルート図

環境条件、自然現象、外部
人為
事象、溢水、火災防止設備-対象(代替対象ＤＢ設備有り)-屋内

Ａａ(サポート系なし)

対象外

サポート系要因関連資料

46-3 配置図，46-4 系統図，46-8 保管場所図46-1-5

柏崎刈羽原子力発電所

6 号及び 7 号炉

SA 設備基準適合性

第 46 条：原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備

環境条件における健全性

第1号

AM 用切替装置（SRV）

類型化
区分

その他の建屋内（原子炉建屋の二次格納施設外を含む）（中央制御室）Ｃ

荷重（有効に機能を発揮する）－

海水（海水を通水しない）

対象外

他設備からの影響(周辺機器等からの悪影響により機能を失う
おそれがない）－電磁波による影響（電磁波により機能が損なわれない）－

環境温度・湿度・圧力／
屋外の天候／放射線

関連資料
第
2
号
第1項
第
3
号

46-3 配置図

操作性

中央制御室操作関連資料

46-3 配置図，46-4 系統図

試験・検査(検査性，系統構成・外部入力)

その他の電源設備

関連資料
第
4
号

第 43 条

切り替え性

当該系統の使用にあたり系統の切り替え操作が必要

その他(飛散物)
関連資料

設置場所

第
1
号

常設 SA の容量

第
2
号

共用の禁止

第
3
号

通常時は隔離又は分離

Ａｂ

対象外

対象外

中央制御室操作Ｂ

46-3 配置図
重大事故等への対処を本来の目的として設置するもの

関連資料

Ａ

－
（共用しない設備）

関連資料
環境条件，自然現象，外部人為事象，溢水，火災

Ｂａ

46-4 系統図

関連資料

共通要因故障防止第2項

Ｉ

46-4 系統図，46-7 接続図

系統設計

第
6
号

Ａ

46-5 試験及び検査

関連資料
悪影響防止

第
5
号

一覧表（常設）対象外－防止設備-対象(代替対象ＤＢ設備有り)-屋内

Ａａ

サポート系故障(サポート系なし)

対象外

関連資料

46-3 配置図，46-4 系統図

46-1-6

柏崎刈羽原子力発電所

6 号及び 7 号炉

SA 設備基準適合性

アキュムレータ（逃がし弁機能用，自動減圧機能用）

類型
化
区分

原子炉格納容器内

Ａ

荷重（有効に機能を発揮する）－

海水（海水を通水しない）

対象
外

他設備からの影響(周辺機器等からの悪影響により機能を失う
おそれがない）－電磁波による影響（電磁波により機能が損なわれない）－

第 46 条：原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備

環境条件における健全性

第1号

環境温度・湿度・圧力／
屋外の天候／放射線

関連資料
第
２
号
第1項
第
３
号

46-3 配置図

操作性

中央制御室操作関連資料

第 43 条

試験・検査(検査性、系統構成・外部入力)

容器(タンク類)

当該系統の使用にあたり切り替え操作が不要

関連資料

その他(飛散物)
関連資料

設置場所

第
1
号

常設 SA の容量

第
2
号

共用の禁止

Ｂｂ

46-4 系統図

系統設計

第
6
号

Ｃ

46-5 試験及び検査

切り替え性

悪影響防止

第
5
号

Ａ

46-3 配置図

関連資料
第
４
号

一覧表（常設）ＤＢ施設と同じ系統構成

Ａｄ

対象外

対象
外

46-3 配置図，46-4 系統図
中央制御室操作関連資料

Ｂ

46-3 配置図
ＤＢ施設の系統及び機器の容量が十分（ＤＢ施設と同仕様の吹出能力で設計）

関連資料

Ｂ

46-6 容量設定根拠（共用しない設備）

関連資料

対象
外

－

第2項
共通要因故障防止第3号

環境条件、自然現象、外部
人為事象、溢水、火災（共通要因の考慮対象設備なし）

対象外

サポート系故障

サポート系なし

対象
外

関連資料

46-3 配置図，46-4 系統図

46-1-7

柏崎刈羽原子力発電所

6 号及び 7 号炉

SA 設備基準適合性

高圧窒素ガスボンベ

類型化
区分

その他の建屋内（原子炉建屋の二次格納施設外を含む）

Ｃ（有効に機能を発揮する）－

第 46 条：原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備

環境条件における健全性

第1号

環境温度・湿度・圧力／
屋外の天候／放射線荷重
海水（海水を通水しない）

対象外

他設備からの影響(周辺機器等からの悪影響により機能を失う
おそれがない）－電磁波による影響（電磁波により機能が損なわれない）

－

関連資料
操作性
関連資料

46-3 配置図，46-4 系統図

第
3
号

試験・検査
(検査性、系統構成・外部入力)

容器(タンク類)

第
4
号

切り替え性

現場操作

関連資料

（本来の用途として使用）

系統設計
その他(飛散物)
関連資料

Ｂｂ

ＤＢ施設と同じ系統構成

Ａｄ

－

対象外

46-3 配置図，46-4 系統図

設置場所

第
1
号

可搬 SA の容量
関連資料

46-6 容量設定根拠

第2号

可搬 SA の接続性

専用の接続

第
3
号

異なる複数の接続箇所の確保

第
4
号

設置場所

第
5
号

保管場所

第
6
号

アクセスルート

現場操作

関連資料

Ａ

46-3 配置図
負荷に直接接続する可搬型設備

関連資料

Ｂ

Ｄ

46-4 系統図，46-7 接続図
対象外

関連資料

対象外
－

（放射線量の高くなるおそれの少ない場所を選定）

関連資料

－

46-3 配置図
屋内(共通要因の考慮対象設備なし)

関連資料

Ａｂ

46-3 配置図
屋内アクセスルートの確保

関連資料

Ａ

46-9 アクセスルート図

共通要因故障防止

環境条件、自然現象、外部
人為
事象、溢水、火災防止設備-対象(代替対象ＤＢ設備有り)-屋内

Ａａ

サポート系なし

対象外

サポート系要因関連資料

Ｃ46-4 系統図，46-7 接続図

第
6
号

第
7
号

Ｂｇ

46-5 試験及び検査

関連資料
悪影響防止

第
5
号

第3項

46-3 配置図

第
2
号
第1項

第 43 条

一覧表（可搬）46-3 配置図，46-4 系統図，46-8 保管場所図，46-10 その他設
備

46-1-8

柏崎刈羽原子力発電所

6 号及び 7 号炉

SA 設備基準適合性

高圧炉心注水系注入隔離弁（設計基準拡張）

類型化
区分

二次格納施設内Ｂ

荷重（有効に機能を発揮する）－

海水（海水を通水しない）

対象外

他設備からの影響(周辺機器等からの悪影響により機能を失う
おそれがない）－電磁波による影響（電磁波により機能が損なわれない）－

第 46 条：原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備

環境条件における健全性

第1号

環境温度・湿度・圧力／
屋外の天候／放射線

関連資料
第
２
号
第1項
第
３
号

－

操作性

現場操作

関連資料

第 43 条

試験・検査(検査性、系統構成・外部入力)

弁(手動弁)(電動弁)(空気作動弁)(安全弁)

当該弁の使用にあたり切替操作が不要

関連資料

その他(飛散物)
関連資料

設置場所

第
1
号

常設 SA の容量

第
2
号

共用の禁止

Ｂｂ

－

系統設計

第
6
号

Ｂ

－

切り替え性

悪影響防止

第
5
号

Ｂｆ

－

関連資料
第
４
号

一覧表（常設）ＤＢ施設と同じ系統構成

Ａｄ

対象外

対象外
－

現場操作

関連資料

Ａａ

－
ＤＢ施設の系統及び機器の容量等が十分（ＤＢ施設と同仕様の容量等で設計）

関連資料

Ｂ

－
（共用しない設備）

関連資料

対象外

－

第2項
共通要因故障防止第3号

環境条件、自然現象、外部
人為事象、溢水、火災

サポート系故障
関連資料（共通要因の考慮対象設備なし）

対象外

対象外(サポート系なし)

対象外－

46-1-9

46-2
単線結線図

46-2-1

図1

6 号炉

直流電源単線結線図

46-2-2AM用MCC

電源車

充
電
器

（区分Ⅰ）
480V母線

充
電
器

（区分Ⅱ）
480V母線

AM用直流125V主母線盤

AM用直流
125V蓄電池（区分Ⅰ）
480V母線

AM用動力変圧器

逃
が
し
安
全
弁
（

自
動
減
圧
機
能
付
き

逃
が
し
安
全
弁

直流母線
（分電盤側）（区分Ⅰ）

直流125V
蓄電池A-2
充
電
器

※

電源車

直流
給電車

直流125V主母線盤A（区分Ⅱ）
480V母線

125V DC分電盤（区分Ⅰ）
480V母線

接続箱（C/B北）

ケーブル
収納箱

充
電
器

※

（区分Ⅰ）

直流125V
蓄電池Ａ（区分Ⅰ）
480V母線

接続箱（C/B南）

ケーブル
収納箱

（区分Ⅰ）
480V母線

充
電
器

電源車

逃
が
し
安
全
弁

自
動
減
圧
機
能
付
き

逃
が
し
安
全
弁

125V DC分電盤

直流125V
蓄電池B

（区分Ⅱ）

（区分Ⅱ）
480V母線

直流125V主母線盤B

直流
給電車

充
電
器

（区分Ⅱ）
480V母線

（
）

）

蓄電池

ＭＣＣＢ

（凡例）

図２

７号炉

直流電源単線結線図

46-2-3AM用MCC

電源車

充
電
器

（区分Ⅰ）
480V母線

AM用直流
125V蓄電池（区分Ⅰ）
480V母線

AM用動力変圧器

充
電
器

（区分Ⅱ）
480V母線

直流母線

逃
が
し
安
全
弁

（

自
動
減
圧
機
能
付
き

逃
が
し
安
全
弁

125V DC分電盤（区分Ⅰ）

直流125V
蓄電池A-2充電器（区分Ⅱ）
480V母線

電源車

直流125V主母線盤A（区分Ⅰ）
480V母線

直流
給電車

※

接続箱
（C/B北）

ケーブル
収納箱

充
電
器

（区分Ⅰ）

直流125V
蓄電池Ａ（区分Ⅰ）
480V母線

接続箱（C/B南）

ケーブル
収納箱

※

（区分Ⅰ）
480V母線

直流
給電車

充
電
器

充
電
器

電源車

逃
が
し
安
全
弁

125V DC分電盤

直流125V
蓄電池B

（区分Ⅱ）

（区分Ⅱ）
480V母線

直流125V主母線盤B（区分Ⅱ）
480V母線

自
動
減
圧
機
能
付
き

（
）

）

蓄電池

ＭＣＣＢ

（凡例）

図３

6 号炉

②

③

MCC 6C-1-8

P/C 6C-1

直流125V
充電器

直流125V
充電器

46-2-4直流125V
充電器

・SA-ADS(B)ロジック

代替自動減圧機能の電源概要図
直流125V分電盤

直流125V蓄電池
6A-2

・RHRポンプ圧力(区分Ⅱ)
・電磁弁(B)
・水位L1(区分Ⅱ)

直流125V
主母線盤6B③

MCC 6D-1-8

直流125V
充電器

・SA-ADSロジック(A)・RHRポンプ圧力(区分Ⅰ)
・電磁弁(A)
・水位L1(区分Ⅰ)(予備)

直流125V
蓄電池6B

P/C 6D-1

動力変圧器
(6B)

MCC 6D-1-5AM用直流125V
主母線盤

AM用
直流125V
蓄電池

MCC 6C-1-5

D/G

直流125V
充電器

直流125V分電盤(6A)

MCC 6D-1-7

D/G

M/C 6D

(予備)

(6C)

：切替装置

：配線用遮断器：遮断器：非常用ディーゼル発電機

P/C 6E-1

MCC 6E-1-3

D/G

D/G

【凡例】

直流125V
主母線盤6C

直流125V
蓄電池6C

・RHRポンプ圧力(区分Ⅲ)・水位L1(区分Ⅲ)

直流125V分電盤

②

動力変圧器

M/C 6E

直流125V
充電器

直流125V
主母線盤6A

直流125V
蓄電池6A

MCC 6C-1-7

動力変圧器

M/C 6C

MCC：モータ・コントロール・センタ

P/C：パワーセンタ

M/C：メタルクラッド開閉装置

D/G：非常用ディーゼル発電機（略語）

直流125V
充電器

直流125V
充電器

図４

７号炉
(7A)

直流125V
充電器

直流125V
充電器

46-2-5直流125V
分電盤④
直流125V
充電器

直流125V
主母線盤7B④

直流125V
分電盤

直流125V
蓄電池
7A-2

(7B)

MCC 7D-1-4

AM用
直流125V
蓄電池

MCC 7C-1-4

D/G

直流125V
充電器

直流125V
充電器

代替自動減圧機能の電源概要図
・SA-ADSロジック(B)・水位L1(区分Ⅱ)・RHRポンプ圧力(区分Ⅱ)
・電磁弁(B)MCC 7D-1-6

P/C 7D-1

動力変圧器

直流125V
分電盤

直流125V
主母線盤7C

直流125V
蓄電池7C

MCC 7E-1-3

動力変圧器

M/C 7ED/G

MCC 7C-1-6：切替装置：配線用遮断器：遮断器：非常用ディーゼル発電機

直流125V
蓄電池7D

(7C)

D/G

【凡例】

(予備)

・水位L1(区分Ⅲ)・RHRポンプ圧力(区分Ⅲ)

P/C 7E-1

直流125V
充電器

・SA-ADSロジック(A)・電磁弁(A)
・水位L1(区分Ⅰ)・RHRポンプ圧力(区分Ⅰ)(予備)

直流125V
蓄電池7B

MCC 7D-1-7

D/G

M/C 7D

直流125V
充電器

直流125V
主母線盤7A

直流125V
蓄電池7A

動力変圧器

MCC 7C-1-7

P/C 7C-1

M/C 7C

MCC：モータ・コントロール・センタ

P/C：パワーセンタ

M/C：メタルクラッド開閉装置

D/G：非常用ディーゼル発電機（略語）

直流125V
充電器

直流125V
充電器

46-3
配置図

：設計基準対象施設：重大事故等対処設備

46-3-1

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

図1

代替自動減圧機能（計器）の配置図（6 号炉 原子炉建屋地下 1 階）

46-3-2

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

図2

代替自動減圧機能（計器）の配置図（6 号炉 原子炉建屋地下 3 階）46-3-3

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

図3

原子炉蒸気系に係る中央制御室操作盤の配置図（6／7 号炉 コントロール建屋地上 2 階）

46-3-4

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

図4

高圧窒素ガス供給系（非常用）に係る機器（ボンベ）の配置図（6 号炉 原子炉建屋地上 4 階）

46-3-5

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

図5

高圧窒素ガス供給系（非常用）に係る機器（高圧窒素ガスボンベラック）の配置図（6 号炉 原子炉建屋地上 4 階）
46-3-6

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

図6

高圧窒素ガス供給系（非常用）に係る機器（弁）の配置図（6 号炉 原子炉建屋地上 4 階）

46-3-7

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

図7

原子炉蒸気系に係る機器（逃がし安全弁）の配置図（6 号炉 原子炉格納容器内）
46-3-8

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

図8

原子炉蒸気系に係る機器（アキュムレータ）の配置図（6 号炉 原子炉格納容器内）

46-3-9

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

図9

逃がし安全弁用可搬型蓄電池の配置図（6 号炉 原子炉建屋地下 1 階）

46-3-10

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

図 10 常設直流電源系統の配置図（6 号炉 原子炉建屋地上 4 階）

46-3-11

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

図 11 常設直流電源系統の配置図（6／7 号炉 コントロール建屋地下中 2 階）

46-3-12

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

図 12 常設直流電源系統の配置図（6／7 号炉 コントロール建屋地下 1 階）

46-3-13

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

図 13

代替自動減圧機能（計器）の配置図（7 号炉 原子炉建屋地下 1 階）

46-3-14

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

図 14

代替自動減圧機能（計器）の配置図（7 号炉 原子炉建屋地下 3 階）46-3-15

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

図 15

原子炉蒸気系に係る中央制御室操作盤の配置図（6／7 号炉 コントロール建屋地上 2 階）

46-3-16

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

図 16

高圧窒素ガス供給系（非常用）に係る機器（ボンベ）の配置図（7 号炉 原子炉建屋地上 4 階）

46-3-17

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

図 17 高圧窒素ガス供給系（非常用）に係る機器（高圧窒素ガスボンベラック）の配置図（7 号炉 原子炉建屋地上 4 階）

46-3-18

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

図 18

高圧窒素ガス供給系（非常用）に係る機器（弁）の配置図（7 号炉 原子炉建屋地上 4 階）

46-3-19

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

図 19

原子炉蒸気系に係る機器（逃がし安全弁）の配置図（7 号炉 原子炉格納容器内）

46-3-20

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

図 20

原子炉蒸気系に係る機器（アキュムレータ）の配置図（7 号炉 原子炉格納容器内）

46-3-21

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

図 21

逃がし安全弁用可搬型蓄電池の配置図（7 号炉 原子炉建屋地下 1 階）

46-3-22

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

図 22 常設直流電源系統の配置図（7 号炉 原子炉建屋地上 4 階）

46-3-23

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

図 23 常設直流電源系統の配置図（6／7 号炉 コントロール建屋地下中 2 階）

46-3-24

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

図 24 常設直流電源系統の配置図（6／7 号炉 コントロール建屋地下 1 階）

46-3-25

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

図 25 代替自動減圧機能（ロジック機能）の配置図（6／7 号炉 コントロール建屋地上 2 階）

46-3-26

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

図 26 AM 用切替装置の配置図（6／7 号炉 コントロール建屋地上 2 階）

46-3-27

46-4
系統図

46-4-1

図1

残留熱除去系ポンプ吐出圧力高

原子炉水位低(ﾚﾍﾞﾙ1)

46-4-2

C

B

A

区分Ⅲ

区分Ⅱ

区分Ⅰ

KOS

SA-ADS(A)起動
信号リセット

(WO)

A系と同様

2/3

通常

阻止

ADS(A)/SA-ADS(A)
自動起動阻止(WO)

T.D.

B系ロジックA系ロジック代替自動減圧機能の概略回路構成
ND

ND

主蒸気逃がし安全弁
作動用電磁弁

ND

SV-C SV-B SV-A

ＳＲＶアクチュエータ

自動減圧系

ADS

常時無励磁

ND

：代替自動減圧機能（4弁）

主蒸気逃がし安全弁（ADS機能付き（8弁））
A, C, F, H
L, N, T, R

タイマー （10分）

TD

代替自動減圧機能

信号阻止

AND 論理

OR 論理

2 out of 3 論理

(WO)

2/3

SA-ADS

凡例

AM用 MCC
MCC 7B 7C-1-4

MCC
7C-1-6MCC
MCC
7C-1-7 7D-1-7

蓄電池7A
充電器

蓄電池7A-2

充電器

充電器

AM用蓄電池

直流
給電車
（自主）

交流
電源車

切替盤

直流125V
主母線盤7A
直流125V
分電盤7A-1-2A

直流125V
HPAC MCC

RCCV

切替盤
直流125V
原子炉建屋
MCC 7A

直流125V
分電盤7A-1-1

HPAC制御盤
HPAC

ＡＭ用切替装置

NO
ＲＰＶ

主蒸気ﾗｲﾝ

MO

SRV

MO
AC系より

MO

MO

PIS

MO

予備側
ADS用
ｱｷｭﾑﾚｰﾀ

使用側

ＳＲＶ
ｱｷｭﾑﾚｰﾀ

S/C
ﾎﾞﾝﾍﾞ元弁

HPIN N2ガスﾎﾞﾝﾍﾞ

HPIN N2ガスﾎﾞﾝﾍﾞ

図2

可搬型直流電源設備による逃がし安全弁開放

概要図

多重伝送現場盤

端子接続
RCCV

ＳＲＶ用
蓄電池 sw
NO
ＲＰＶ

主蒸気ﾗｲﾝMO

ADS用SRV(A,C,F,H,L,N,R,T)

MO
AC系より

MO

PIS

MO

MO

予備側
ADS用
ｱｷｭﾑﾚｰﾀ

使用側

ＳＲＶ
ｱｷｭﾑﾚｰﾀ

S/C
ﾎﾞﾝﾍﾞ元弁

HPIN N2ガスﾎﾞﾝﾍﾞ

図3

HPIN N2ガスﾎﾞﾝﾍﾞ

逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁(自動減圧機能付き)開放概要図

46-4-3

注記：重大事故等対処設備の範囲をで示す。

：切替操作対象弁：ボンベ交換操作対象弁

RCCV

NO
MO

MO

ＲＰＶ

主蒸気ﾗｲﾝ
SRV

AC系より

P54-F027A,B
MO

MO

MO

逃がし弁
機能用
ｱｷｭﾑﾚｰﾀ

P54-F018A,B

待機側

使用側
ADS用
ｱｷｭﾑﾚｰﾀ

予備ボンベ

予備ボンベ

ﾎﾞﾝﾍﾞ元弁
S/C

HPIN N2ガスﾎﾞﾝﾍﾞ

HPIN N2ガスﾎﾞﾝﾍﾞ

図4

高圧窒素ガス供給系（非常用）

系統概要図（6 号炉）

注記：重大事故等対処設備の範囲をで示す。

：切替操作対象弁：ボンベ交換操作対象弁

RCCV

NO
MO

MO

ＲＰＶ

主蒸気ﾗｲﾝ
SRV

AC系より

P54-F012A,B
MO

MO

MO

逃がし弁
機能用
ｱｷｭﾑﾚｰﾀ

P54-F003A,B

待機側

使用側
ADS用
ｱｷｭﾑﾚｰﾀ

予備ボンベ

予備ボンベ
ﾎﾞﾝﾍﾞ元弁

S/C

HPIN N2ガスﾎﾞﾝﾍﾞ

図5

高圧窒素ガス供給系（非常用）46-4-4

HPIN N2ガスﾎﾞﾝﾍﾞ

系統概要図（7 号炉）

46-4-5(ボンベ元コック弁)

HPIN 窒素ガスボンベ付属止め弁

HPIN 窒素ガスボンベラック元弁

HPIN 非常用窒素ガス供給元弁

HPIN 常用非常用窒素ガス連絡弁

弁名称

ボンベ切り替え操作
及び交換操作

全開⇒全閉
全閉⇒全開

全開⇒全閉
全閉⇒全開

ボンベ切り替え操作
及び交換操作(A,C,E,G,J,L,N,Q,S,U)(B,D,F,H,K,M,P,R,T,V)

全開⇒全閉
全閉⇒全開

全開⇒全閉
全閉⇒全開

ボンベ切り替え操作
及び交換操作

ボンベ切り替え操作
及び交換操作P54-F016
A,C,E,G,J,L,N,Q,S,U

全開⇒全閉
全閉⇒全開

全開⇒全閉
全閉⇒全開

全閉⇒全開

全閉⇒全開

全開⇒全閉

全開⇒全閉

状態の変化

P54-F016
B,D,F,H,K,M,P,R,T,V

ボンベ切り替え操作
及び交換操作

ボンベ切り替え操作
及び交換操作P54-F017B,D

P54-F017A,C

系統構成

系統構成

P54-MO-F018A

P54-MO-F018B

系統隔離

系統隔離

P54-MO-F027A

P54-MO-F027B

操作目的

弁番号

表1 6号炉操作対象弁リスト

原子炉建屋の二次格納施設外

原子炉建屋の二次格納施設外

原子炉建屋の二次格納施設外

原子炉建屋の二次格納施設外

原子炉建屋の二次格納施設外

原子炉建屋の二次格納施設外

原子炉建屋の二次格納施設外

原子炉建屋の二次格納施設外

原子炉建屋の二次格納施設外

原子炉建屋の二次格納施設外

操作場所

46-4-6(ボンベ元コック弁)

HPIN 窒素ガスボンベ出口弁

HPIN 窒素ガスボンベ出口元弁

HPIN 非常用窒素ガス供給弁

HPIN 常用・非常用窒素ガス連絡弁

弁名称

ボンベ切り替え操作
及び交換操作

全開⇒全閉
全閉⇒全開

全開⇒全閉
全閉⇒全開

ボンベ切り替え操作
及び交換操作(A,C,E,G,J,L,N,Q,S,U)(B,D,F,H,K,M,P,R,T,V)

全開⇒全閉
全閉⇒全開

全開⇒全閉
全閉⇒全開

ボンベ切り替え操作
及び交換操作

ボンベ切り替え操作
及び交換操作P54-F001
A,C,E,G,J,L,N,Q,S,U

全開⇒全閉
全閉⇒全開

全開⇒全閉
全閉⇒全開

全閉⇒全開

全閉⇒全開

全開⇒全閉

全開⇒全閉

状態の変化

P54-F001
B,D,F,H,K,M,P,R,T,V

ボンベ切り替え操作
及び交換操作

ボンベ切り替え操作
及び交換操作P54-F002B,D

P54-F002A,C

系統構成

系統構成

P54-MO-F003A

P54-MO-F003B

系統隔離

系統隔離

P54-MO-F012A

P54-MO-F012B

操作目的

7号炉操作対象弁リスト

弁番号

表2

原子炉建屋の二次格納施設

原子炉建屋の二次格納施設

原子炉建屋の二次格納施設

原子炉建屋の二次格納施設

原子炉建屋の二次格納施設

原子炉建屋の二次格納施設

原子炉建屋の二次格納施設

原子炉建屋の二次格納施設

原子炉建屋の二次格納施設外

原子炉建屋の二次格納施設外

操作場所

46-5
試験及び検査46-5-1

46-5-2

東京電力株式会社
柏崎刈羽原子力発電所第６号機
第１０保全サイクル定期事業者検査要領書

設 備 名：原子炉冷却系統設備
検 査 名：主蒸気逃がし安全弁・安全弁機能検査
要領書番号：Ｋ６－１０－８－Ｂ－Ｒ

46-5-3

東京電力株式会社
柏崎刈羽原子力発電所第６号機
第９保全サイクル定期事業者検査要領書

検 査 名：安全弁検査（その２）
要領書番号：Ｋ６－９－１５２－Ｃ－Ｒ２

46-5-4東京電力株式会社
柏崎刈羽原子力発電所第６号機
第９保全サイクル定期事業者検査要領書

設 備 名：原子炉冷却系統設備
検 査 名：主蒸気逃がし安全弁・逃がし弁機能検査
要領書番号：Ｋ６－９－９－Ｂ－Ｍ

46-5-5東京電力株式会社
柏崎刈羽原子力発電所第６号機
第１０保全サイクル定期事業者検査要領書

設 備 名：原子炉冷却系統設備
検 査 名：主蒸気逃がし安全弁分解検査
要領書番号：Ｋ６－１０－１０－Ｂ－Ｒ

46-5-6

東 京 電 力 株 式 会 社
柏崎刈羽原子力発電所 第６号機
第１０保全サイクル定期事業者検査要領書

設 備 名：原子炉冷却系統設備
検 査 名：自動減圧系機能検査
要領書番号：Ｋ６－１０－３２－Ａ－運46-5-7

図1

主蒸気逃がし安全弁

46-5-8構造図

配管よりフランジを切り離すことにより弁の分解検査が可能

図2

主蒸気逃がし安全弁・安全弁機能検査系統図

46-5-9

46-5-10東京電力株式会社
柏崎刈羽原子力発電所第７号機
第１０保全サイクル定期事業者検査要領書

設 備 名：原子炉冷却系統設備
検 査 名：主蒸気逃がし安全弁・安全弁機能検査
要領書番号：Ｋ７－１０－８－Ｂ－Ｒ

46-5-11東京電力株式会社
柏崎刈羽原子力発電所第７号機
第９保全サイクル定期事業者検査要領書

検 査 名：安全弁検査（その１）
要領書番号：Ｋ７－９－１５２－Ｃ－Ｒ

46-5-12東京電力株式会社
柏崎刈羽原子力発電所第７号機
第１０保全サイクル定期事業者検査要領書

設 備 名：原子炉冷却系統設備
検 査 名：主蒸気逃がし安全弁・逃がし弁機能検査
要領書番号：Ｋ７－１０－９－Ｂ－Ｍ

46-5-13東京電力株式会社
柏崎刈羽原子力発電所第７号機
第１０保全サイクル定期事業者検査要領書

設 備 名：原子炉冷却系統設備
検 査 名：主蒸気逃がし安全弁分解検査
要領書番号：Ｋ７－１０－１０－Ｂ－Ｒ

46-5-14

東 京 電 力 株 式 会 社
柏崎刈羽原子力発電所 第７号機
第１０保全サイクル定期事業者検査要領書

設 備 名：原子炉冷却系統設備
検 査 名：自動減圧系機能検査
要領書番号：Ｋ７－１０－３２－Ａ－運46-5-15図3

主蒸気逃がし安全弁

46-5-16

構造図
配管よりフランジを切り離すことにより弁の分解点検が可能

図4

主蒸気逃がし安全弁・安全弁機能検査系統図

46-5-17図546-5-18

代替自動減圧機能の試験及び検査
②

2/3

(WO)

A 検出器に圧力発生装置を接続し検出器の校正を実施（点検）B 警報設定器に電圧電流発生器による設定値確認（点検）C タイマーの確認（点検）①検出器に圧力発生装置を接続し警報設定器の設定値確認（検査）②警報設定器の動作模擬（JP/LT）によりロジックの確認を実施（検査）③タイマー動作時間確認（検査）D SA-ADS自動起動阻止スイッチの操作により阻止機能の確認を実施（点検・検査）

中央制御室

警報設定器（高） C

残留熱除去系ポンプ吐出圧力検出器 C

現場

警報設定器（高） B

残留熱除去系ポンプ吐出圧力検出器 B①

警報設定器（高） A

警報設定器（L1） Ⅲ

残留熱除去系ポンプ吐出圧力検出器 A

原子炉水位検出器 Ⅲ

警報設定器（L1） Ⅱ

警報設定器（L1） Ⅰ

原子炉水位検出器 Ⅰ

原子炉水位検出器 Ⅱ

B

ADS/SA-ADS
自動起動阻止
阻止
KOS
通常

A

D

③

T.D.
10分
C

現場

自動減圧系
逃がし安全弁作動用電磁弁励磁信号

代替自動減圧機能の試験・検査

代替自動減圧機能の試験に対する考え方について
1. 概要
重大事故等対処設備の試験・検査については，第四十三条（重大事故等対処設備）
第1項第3号に要求されており，解釈には，第十二条（安全施設）第4項の解釈に準ずるものと規定されている。
このうち，代替自動減圧機能については，逃がし安全弁の作動信号を発信する設備であり，運転中に試験又は検査を実施する場合には，誤操作等によりプラントに外乱を与える可能性があり，かつ，試験中又は検査中は機能自体が維持できない状態となる為，原子炉の停止中（定期検査時）に試験を行う設計とする。
2. 第十二条第4項の要求に対する適合性の整理第十二条第4項の要求「安全施設は，その健全性及び能力を確認するため，その安全機能の重要度に応
じ，発電用原子炉の運転中又は停止中に試験又は検査ができるものでなければならない。」
表1

第十二条第4項の解釈の要求事項

第十二
条解釈

要求事項

適合性の整理7第4項に規定する「発電用原子炉の運転中又は停止中に試験又は検査ができる」とは，実系統を用いた試
験又は検査が不適当な場合には，試験用のバイパス系を用いること等を許容することを意味する。

使用前検査及び停止中（定期検査時）は，
実系統を用いた試験又は検査を実施する。

8－一

発電用原子炉の運転中に待機状態にある安全施設
は，運転中に定期的に試験又は検査ができること。
ただし，運転中の試験又は検査によって発電用原子炉の運転に大きな影響を及ぼす場合は，この限りでない。また，多重性又は多様性を備えた系統及び機器にあっては，各々が独立して試験又は検査ができること。

代替自動減圧機能は，原子炉減圧信号を発信するため，誤操作等によりプラントに外乱を与える可能性がある為，停止中（定期検査時）に試験を行う設計とする。

8－二

運転中における安全保護系の各チャンネルの機能確認試験にあっては，その実施中においても，その機能自体が維持されていると同時に，原子炉停止系及び非常用炉心冷却系等の不必要な動作が発生しないこと。

代替自動減圧機能は，多重性を有していないため，運転中に試験を実施すると，その間は，機能自体が維持されない。
また，運転中に試験又は検査を行わない
ため，原子炉緊急停止系及び非常用炉心冷却系等の不必要な動作は発生しない。

8－三

発電用原子炉の停止中に定期的に行う試験又は検査
は，原子炉等規制法及び技術基準規則に規定される試験又は検査を含む。

停止中（定期検査時）に，定期事業者検査にて試験又は検査を実施する。

9

第4項について，下表の左欄に掲げる施設に対しては右欄に示す要求事項を満たさなければならない。
「安全保護系」
原則として原子炉の運転中に，定期的に試験ができるとともに，その健全性及び多重性の維持を確認するため，各チャンネルが独立に試験できる設計であること。

代替自動減圧機能は，重大事故等対処設
備であることから，多重性を有しておらず，設計基準事故対処設備である自動減圧系のような対応はできない。

46-5-19

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

3. 代替自動減圧機能の試験間隔の検討
代替自動減圧機能は，原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の場合であって，設計基準事故対処設備の原子炉の有する減圧機能が喪失した場合に期待される設備である。代替自動減圧機能に関する信頼性評価においては，試験頻度を定期検査毎として評価し，自動減圧系による減圧機能が喪失し，かつ代替自動減圧機能の故障により減圧機能が動作しない状態が発生する頻度＊は,又はと十分に低いことを確認しており，定期検査毎の試験頻度としても信頼性は十分確保できる。
＊46-12

参考資料参照以上のことから，代替自動減圧機能は，停止中（定期検査時）に試験を実施する
ことをもって対応するものとする。

46-5-20図646-5-21AM用MCC

電源車

充
電
器

（区分Ⅰ）
480V母線

充
電
器

（区分Ⅱ）
480V母線

AM用直流125V主母線盤

AM用直流
125V蓄電池（区分Ⅰ）
480V母線

AM用動力変圧器

逃
が
し
安
全
弁
（

AM 用切替装置（SRV）の試験及び検査（6 号炉）
自
動
減
圧
機
能
付
き

逃
が
し
安
全
弁

直流母線
（分電盤側）（区分Ⅰ）

直流125V
蓄電池A-2
充
電
器

※

電源車

直流
給電車

直流125V主母線盤A（区分Ⅱ）
480V母線

125V DC分電盤（区分Ⅰ）
480V母線

絶縁抵抗測定が可能である。

接続箱（C/B北）

ケーブル
収納箱

充
電
器

※

（区分Ⅰ）

直流125V
蓄電池Ａ（区分Ⅰ）
480V母線

接続箱（C/B南）

ケーブル
収納箱

（区分Ⅰ）
480V母線

充
電
器

電源車

逃
が
し
安
全
弁

自
動
減
圧
機
能
付
き

逃
が
し
安
全
弁

125V DC分電盤

直流125V
蓄電池B

（区分Ⅱ）

（区分Ⅱ）
480V母線

直流125V主母線盤B

直流
給電車

充
電
器

（区分Ⅱ）
480V母線

（
）

）

蓄電池

ＭＣＣＢ

（凡例）

図7

46-5-22AM用MCC

電源車

充
電
器

（区分Ⅰ）
480V母線

AM用直流
125V蓄電池（区分Ⅰ）
480V母線

AM用動力変圧器

充
電
器

（区分Ⅱ）
480V母線

直流母線

逃
が
し
安
全
弁

（

自
動
減
圧
機
能
付
き

逃
が
し
安
全
弁

125V DC分電盤（区分Ⅰ）

直流125V
蓄電池A-2充電器（区分Ⅱ）
480V母線

電源車

直流125V主母線盤A（区分Ⅰ）
480V母線※

直流
給電車

絶縁抵抗測定が可能である。

接続箱（C/B北）

ケーブル
収納箱

充
電
器

（区分Ⅰ）

直流125V
蓄電池Ａ（区分Ⅰ）
480V母線

接続箱（C/B南）

ケーブル
収納箱

※

（区分Ⅰ）
480V母線

直流
給電車

充
電
器

充
電
器

電源車

逃
が
し
安
全
弁

125V DC分電盤

直流125V
蓄電池B

（区分Ⅱ）

（区分Ⅱ）
480V母線

直流125V主母線盤B（区分Ⅱ）
480V母線

自
動
減
圧
機
能
付
き

（
）

AM 用切替装置（SRV）の試験及び検査（7 号炉）
）

蓄電池

ＭＣＣＢ

（凡例）

電圧確認が可能である。

図8

逃がし安全弁用可搬型蓄電池構造図

46-5-23図9

高圧窒素ガス供給系（非常用）の試験及び検査（6 号炉）
46-5-24

図 10

高圧窒素ガス供給系（非常用）の試験及び検査（7 号炉）

46-5-25

46-6
容量設定根拠46-6-1

・逃がし安全弁
名称

吹出量

逃がし安全弁
t/h/個【設定根拠】記載

表 1 参照【設 定 根 拠】
逃がし安全弁は，原子炉冷却材圧力バウンダリの過度の圧力上昇を防止するため，原子炉格納容器内の主蒸気管に取付けられ，サプレッション・チェンバのプー
ル水中に蒸気を放出する。
逃がし安全弁は，平衡型ばね安全弁（アクチュエータ付）で，以下の機能を有する。
・逃がし弁機能
原子炉圧力高の信号により，アクチュエータのピストンを駆動して強制的に開放する。
逃がし安全弁の逃がし弁機能における吹出し量を表 1 に示す。
表1

逃がし安全弁の逃がし弁機能における吹出し量
個数
吹出量
機能
（個）
((t/h)/個)
1
363
1
367
4
370
逃がし
弁機能
4
373
4
377
4
380
逃がし安全弁は設計基準事故対処設備としての安全機能を兼ね備えた設備であり，設計基準事故対処設備としての吹出量は表１の通りであり，本容量は，逃がし安全弁を必要とする事故シーケンスにて，原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するために必要となる容量と同等であることを確認している。
以上のことから，重大事故等対処設備として使用する逃がし安全弁の吹出量は，設計基準事故対処設備としての吹出量と同仕様とする。

46-6-2

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・逃がし安全弁機能用アキュムレータ
名称

逃がし弁機能用アキュムレータ
以上(注 1），(15(注 2))

容量

L/個

最高使用圧力MPa

1.77

最高使用温度℃

171

機器仕様に関する注記

注 1：要求値を示す
注 2：公称値を示す【設 定 根 拠】
逃がし弁機能用アキュムレータは，逃がし安全弁が逃がし弁機能により，原子炉
冷却材圧力バウンダリの過度の圧力上昇を抑えるために必要な駆動用窒素を供給
する。
1.

容量
逃がし弁機能用アキュムレータからシリンダへの作動ガスは断熱変化（PVk＝一定）を仮定し，逃がし安全弁全開時のアキュムレータ圧力がシリンダ圧力に対して臨界圧力以上となるようアキュムレータ容量を決定する。
弁作動前のアキュムレータ容積 Va を Va1、Va2 に分割して考える。（Va1 は弁作動後もアキュムレータに残る作動ガスの体積、Va2 は弁作動後シリンダ側へ移る作動ガスの体積）逃がし弁機能作動前のアキュムレータ圧力を Pa0，作動後のアキュムレータ圧力をPa1，シリンダ内圧力を Pc（＝駆動シリンダ内必要最低圧力），逃がし安全弁全開時のシリンダ容量を Vc とすると各値に対して下記関係式が成り立つ。
Va = Va1 + Va2
Pa0 ･ Va1K = Pa1 ･ VaK
Pa0 ･ Va2K = Pc ･ VcK∴ Va1 = (Pa1/Pa0)1/K ･ Va
∴ Va2 = (Pc/Pa0)1/K ･ Vc

上記の式を整理すると下記式となり，この式を用いて逃がし安全弁逃がし弁機能用アキュムレータ容量を算出する。

46-6-3

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次に，逃がし弁機能は急速開要求をもつため，アキュムレータからシリンダへの作動ガスが臨界流で流れるように，作動後の圧力バランスとして次の式を考慮する。

Va：アキュムレータ容量（ℓ）
Vc：逃がし安全弁全開時シリンダ容量（ℓ）
K ： 断熱指数==1.433（保守的に 0℃，1.5MPa を考慮）
Pc：逃がし安全弁全開保持に必要なシリンダ内最低圧力（MPa[abs]）=
Pa0：作動前のアキュムレータ最低圧力（MPa[abs]）=1.231
Pa1：逃がし安全弁全開時のアキュムレータ内圧力（MPa[abs]）=
上記から，逃がし安全弁逃がし弁機能用アキュムレータの必要容量は下記となる。

上記から，逃がし安全弁逃がし機能用アキュムレータの容量（要求値）は以上とし，公称値は，要求値を上回るものとして 15ℓ/個とする。
2.

ℓ/個

最高使用圧力逃がし弁機能用アキュムレータの最高使用圧力は，高圧窒素ガス供給系主配管の最高使用圧力に合わせ 1.77MPa とする。

3.

最高使用温度逃がし弁機能用アキュムレータの最高使用温度は，原子炉格納容器の最高使用
温度に合わせて 171℃とする。

46-6-4

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・自動減圧機能用アキュムレータ
名称

自動減圧機能用アキュムレータ
以上(注 1），(200(注 2))

容量

L/個

最高使用圧力MPa

1.77

最高使用温度℃171
注 1：要求値を示す
注 2：公称値を示す

機器仕様に関する注記【設 定 根 拠 】
自動減圧機能用アキュムレータは，原子炉水位低とドライウェル圧力高の両方の信号により，逃がし安全弁（自動減圧機能付き）を強制的に開放するために必要な，駆動用窒素を供給する。18 個の逃がし安全弁のうち 8 個に自動減圧機能を持たせる
ため，自動減圧機能用アキュムレータも 8 個設置する。
1.

容量
自動減圧機能用アキュムレータからシリンダへの作動ガスは断熱変化（PVk＝一定）を仮定し，下記のようにアキュムレータ容量を決定する。
弁作動後のアキュムレータ圧力とシリンダ圧力はバランスが取れて等しいとする。
Pa0・VaK＝PC・（Va＋Vc）K
上記の式から，必要アキュムレータ容量の算出式が求まる。
Vc
Va =
1
Pa0 K
−1
PC
Va：アキュムレータ容量（ℓ）
Vc：逃がし安全弁全開時シリンダ容量（ℓ）
K ： 断熱指数==1.433（保守的に 0℃，1.5MPa を考慮）
Pc ：逃がし安全弁全開保持に必要なシリンダ内最低圧力（MPa[abs]）=
Pa0：作動前のアキュムレータ最低圧力（MPa[abs]）=1.231
上記の式及び値により逃がし安全弁自動減圧機能用アキュムレータの必要容量は下記となる。
Va =

10

1

1.231 1.433

＝
−1

≒

L

46-6-5

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上記から，自動減圧機能用アキュムレータの容量（要求値）は
公称値は要求値を上回るものとして 200ℓ/個とする。
2.

ℓ/個以上とし，最高使用圧力の設定根拠
自動減圧機能用アキュムレータの最高使用圧力は，高圧窒素ガス供給系主配管の最高使用圧力に合わせ 1.77MPa とする。

3.

最高使用温度の設定根拠
自動減圧機能用アキュムレータの最高使用温度は，原子炉格納容器の最高使用
温度に合わせて 171℃とする。

46-6-6

・代替自動減圧機能
名

称

原

子

炉

水

位

低（レベル 1）

原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の場合であって設計基準事故対処設備の原子炉の有する減圧機能が喪失した場
合において，炉心の著しい損傷及び格納容器破損（炉心の保護目的／機能著しい損傷後に発生するものに限る。）を防止するため，原子炉水位低（レベル 1）及び残留熱除去系ポンプ運転状態
で逃がし安全弁を作動させる。
設

定

原子炉圧力容器零レベル＊より 936 ㎝以上

値【設定根拠】
過渡事象時に高圧注水機能が喪失し，原子炉水位のみ低下していく事象
では，格納容器圧力高が発生せず，自動減圧系が自動起動しない。そのため，自動減圧系の代替として，原子炉を減圧させるため，残留熱除去系ポンプ運転中のみ，自動減圧系と同様の原子炉水位低（レベル 1）を設定する。
注記＊：原子炉圧力容器零レベルは，蒸気乾燥器スカート下端より 1,224 ㎝下＜補足＞
・炉心の著しい損傷を防止するためのシステムであることを考慮し，炉心が露出しないように有効燃料棒上端より高い設定として，原子炉水位低（レベル 1）とする。
・逃がし安全弁の作動は冷却材の放出となり，その補給に残留熱除去系による注水が必要であることを考慮して，残留熱除去系が自動起動する原子炉
水位低（レベル 1）の設定とする。
ADS：自動減圧系＜参考＞
SA-ADS ：代替自動減圧機能
セット値

【６号炉】
946cm

計器誤差 ：検出器などの計器誤差

計器誤差(4.9cm)

計器誤差(4.9cm)
セット値（SA-ADS）

941.1cmに余裕を加算したもの

セット値
（ADS）

941.1cm

計器誤差(4.9cm)

計器誤差(4.9cm)
原子炉水位低（レベル1）設定値（ADS，SA-ADS）

936.2cm【７号炉】
946.6cm

946.6cm

計器誤差(5.2cm)

計器誤差(5.2cm)
セット値(SA-ADS）

941.4cm
計器誤差(5.2cm)

セット値
(ADS）

941.4cm
計器誤差(5.2cm)

原子炉水位低（レベル1）設定値（ADS，SA-ADS）

936.2cm

図1：実機の計装設備にセットする値

946cm

原子炉水位低（レベル 1）設定値の概要図

46-6-7

・逃がし安全弁用可搬型蓄電池
名称

逃がし安全弁用可搬型蓄電池

個

数

個

2（予備 1)

容

量

Wh/個

2072

【設定根拠】
常設直流電源が喪失した場合，逃がし安全弁（2 個）の駆動が可能なように逃がし安全弁用可搬型蓄電池を設置する。
1．容量
逃がし安全弁用可搬型蓄電池の容量は，逃がし安全弁を作動させるために必要な容量を基に設定する。
逃がし安全弁を動作させるために必要な容量は，直流電源設備に要求している
24 時間の容量とし以下のとおり。
P1 2 tC
P2
ここで
C：24時間での必要容量[ Wh]

P：逃がし安全弁用電磁弁(1個)の消費電力[Wh] 30
1
P：逃がし安全弁用可搬型蓄電池内部消費電力[Wh]2t：逃がし安全弁用電磁弁への給電時間[h]：DC/DCコンバータ変換効率30 2 24C
45
0.8
1845Wh

45

24

0.8

以上より，逃がし安全弁用可搬型蓄電池の容量は，1845Wh に対し十分な余裕を有する 2072Wh とする。

46-6-8

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・高圧窒素ガスボンベ
名称

高圧窒素ガスボンベ

容量

L/本

約 47

最高使用圧力MPa

約 15 注 1【設 定 根 拠】
高圧窒素ガスボンベは，可搬型重大事故等対処設備として設置する。
高圧窒素ガスボンベは，原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態であって，設計基準事故対処設備が有する発電用原子炉の減圧機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するため，逃がし安全弁（自動減圧機能付き）を作動させ，原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するために設置する。
1. 容量
高圧窒素ガスボンベの容量は，逃がし安全弁（自動減圧機能付き）を 7 日間，開保持するために必要な窒素ガス量を確保している。確保量の根拠は以下のとおり。
1.1 窒素ガス消費量(1)高圧窒素ガス供給系を重大事故等の供給圧力まで加圧するための消費量

ここで，S：系統を加圧するのに必要なガス量 N1
V ：窒素ガス供給ライン
容積＝p（配管容積は保守的に 50 ASch 40の配管m分と仮定。

加えて ADS アキュムレータ 200 l 4）

注1

P：窒素ガス供給ライン
設定最大圧力＝pMPa

P：アキュムレータ機能喪失時の圧力＝L

MPa

最高充填圧力を示す。
46-6-9

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T ：窒素ガス供給ライン
温度p
PN：大気圧273[ K（保守的に]0℃とする）

0 .1013[ MPa ]T N：標準状態の温度

273[ K ](2) 高圧窒素ガス供給系（非常用）1 系列 4 弁を開動作するための消費量

ここで，(3) 高圧窒素ガス供給系（非常用）1 系列 4 弁を７日間開保持するための消費量

ここで，以上より，ＳＲＶ４弁を全て７日間、開維持できるガス容量は
高圧窒素ガス供給系（非常用）1 系列を重大事故等の供給圧力まで加圧するため
の消費量
：
[NL]
高圧窒素ガス供給系（非常用）1 系列 4
弁を開動作するための消費量：[NL]
高圧窒素ガス供給系（非常用）1 系列 4
弁を７日間開保持するための消費量：[NL]―――――――――――――――――――――――――
合計：[NL]
なお､7 日間の減圧機能維持に必要な SRV 台数は 2 台であるが､保守的に 4 台開保
持を考慮している。

46-6-10

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1.2 高圧窒素ガスボンベ）による供給量

ここで開保持するために必要な窒素ガス消費量より多い供給量（ Sb ）が必要であり，

よって，必要ボンベ本数は，1 基当たり 5 本（約 47L/本）/セットとする。
高圧窒素ガスボンベは，負荷に直接接続する可搬型重大事故等対処設備であるため，保有数は 1 基当たり 1 セットに，6 号及び 7 号炉それぞれで故障時のバックア
ップ及び保守点検による待機除外時のバックアップ 5 本以上を加え，保守的に 25本（予備 20 本）を保有する。
2. 最高使用圧力
高圧窒素ガスボンベの最高使用圧力は，ボンベの最高充填圧力である約 15MPa とする。

46-6-11

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・高圧窒素ガス供給系（非常用）
名
供給圧力

称

高圧窒素ガス供給系（非常用）以上

MPa【設 定 根 拠】
高圧窒素ガス供給系（非常用）は，常設重大事故等対処設備として設置する。
高圧窒素ガス供給系（非常用）は，格納容器圧力が上昇した場合，これによる背圧の影響を受け，逃がし安全弁（自動減圧機能付き）エアシリンダで発生する作動力が減少するため，背圧対策として，格納容器圧力が設計圧力の2 倍（2Pd）となった場合においても逃がし安全弁（自動減圧機能付き）を問題なく動作させることを考慮し，供給圧力を「MPa以上」とする。
1. 逃がし安全弁（自動減圧機能付き）の開動作条件
逃がし安全弁（自動減圧機能付き）の開条件は次式で表される。
( FS1 FS 3 )FRFNFS 2 FV FP
FF …①
n
n
ここに，
FN：高圧窒素ガス供給系（非常用）圧力によるピストン押上げ力
FN = PN × S2
PN：高圧窒素ガス供給系（非常用）圧力S2： ピストン受圧面積[mm2]FR：原子炉圧力による弁体の揚力
FR =[N]※安全側の仮定として原子炉圧力として大気圧を用いている。
n：レバー比n =FS2：シリンダスプリング荷重
FS2 =
[N]
FV：可動部重力FV =[N]
FP：格納容器圧力によるピストン押下げ力
FP = PP × S2
PP：格納容器圧力（2Pd= 0.620 [MPa]を想定する）
FS1：弁本体のスプリング荷重
FS1 =
[N]
FS3：弁体付きベローズ荷重
FS3 =
[N]

46-6-12

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FF：ピストンＯリング摩擦力
FF =[N]
上記に基づき評価を行った結果，PN ≧[MPa] のとき，①式の逃がし安全弁（自動減圧機能付き）開条件が成立する。
したがって，高圧窒素ガス供給系圧力が[MPa]以上のとき，格納容器圧力が最高使用圧力の 2 倍の圧力であっても，逃がし安全弁（自動減圧機能付き）は開可
能である。

FS3

図２

逃がし安全弁

46-6-13

機構概要図

46-7
接続図

46-7-1

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図1

逃がし安全弁用可搬型蓄電池の接続部詳細図（6 号炉）

46-7-2

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図2

逃がし安全弁用可搬型蓄電池の接続部詳細図（7 号炉）

46-7-3

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図3

高圧窒素ガス供給系（非常用）に係る機器（高圧窒素ガスボンベ）の接続部詳細図46-7-4

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図4

高圧窒素ガス供給系（非常用）に係る機器（高圧窒素ガスボンベ）の接続部詳細図46-7-5

46-8
保管場所図

46-8-1

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図1

高圧窒素ガス供給系（非常用）に係る機器（ボンベ）の配置図（6 号炉 原子炉建屋地上 4 階）

46-8-2

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図2

逃がし安全弁用可搬型蓄電池の配置図（6 号炉 原子炉建屋地下 1 階）

46-8-3

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図3

高圧窒素ガス供給系（非常用）に係る機器（ボンベ）の配置図（7 号炉 原子炉建屋地上 4 階）

46-8-4

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図4

逃がし安全弁用可搬型蓄電池の配置図（7 号炉 原子炉建屋地下 1 階）

46-8-5

46-9
アクセスルート図柏崎刈羽原子力発電所6号及び7号炉『可搬型重大事故等対処設備保管場所及びアクセ
スルートについて』より抜粋
46-9-1

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図1

屋内アクセスルート
46-9-2

ルート図（1/6）

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図2

屋内アクセスルート ルート図（2/6）
46-9-3

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図3

屋内アクセスルート

46-9-4

ルート図（3/6）

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図4

屋内アクセスルート

46-9-5

ルート図（4/6）

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図5

屋内アクセスルート ルート図（5/6）

46-9-6

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図6

屋内アクセスルート

46-9-7

ルート図（6/6）

46-10
その他設備

46-10-1以下に，原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための自主対策設備の概要を示す。

（1）タービンバイパス弁，タービン制御系
主蒸気隔離弁が全開状態であり，かつ常用電源が健全で，復水器真空が維持できている場合に，タービンバイパス弁を開操作することで原子炉冷却材圧力バウンダ
リを減圧する。

図1

タービン制御系

概要図（2）直流給電車
直流給電車は，可搬型代替交流電源設備（電源車）の交流電源を整流することにより，直流電源を供給することができ，直流 125V 主母線に接続することで，逃がし安全弁の機能を回復させて原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧する。
単線結線図について，補足説明資料 46-2-2,3 に示す。
（3）代替逃がし安全弁駆動装置
代替逃がし安全弁駆動装置は，高圧窒素ガス供給系が機能喪失した場合においても，逃がし安全弁の開操作を可能とし，原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧操作が行える
よう，窒素ガス供給を行うことができる。
本系統は，高圧窒素ガスボンベ，減圧弁等により構成する。また，高圧窒素ガスは，逃がし安全弁のうち自動減圧機能なしの4個（6号炉においてB21-F001D,E,K,U，7号炉においてB21-F001D,E,K,U）へ供給される。
なお，本系統は，既設の高圧窒素ガス供給系とは別に，高圧窒素ガスボンベを配備する。
本系統は，電磁弁操作を必要とせず，高圧窒素ガス供給系が機能喪失した場合に，46-10-2

自動減圧機能なしの4個（6号炉においてB21-F001D,E,K,U，7号炉においてB21-F001D，
E,K,U）へ，高圧窒素ガスボンベの窒素ガスを減圧し，供給を行う。また，設置する設備はすべて現場手動操作を行うものとし，電源に依存しないものとする。

46-10-3

46-10-4
図3

高圧窒素ガス供給系

概略系統図

（参考）
逃がし安全弁の機能
逃がし安全弁は，以下 3 つの機能を有する。
a.逃がし弁機能
本機能における逃がし安全弁は，原子炉冷却材圧力バウンダリの過度の圧力上昇を抑えるため，原子炉圧力高の信号によりアクチュエータのピストンを駆動して強制的に開放する。18 個の逃がし安全弁は，すべてこの機能を有している。
b.安全弁機能
本機能における逃がし安全弁は，原子炉冷却材圧力バウンダリの過度の圧力上昇を抑えるため，逃がし弁機能のバックアップとして，圧力の上昇に伴いスプリングに打ち勝って自動開放されることにより，原子炉冷却材圧力バウンダリの最も過酷な圧力変化の場合にも原子炉圧力が最高使用圧力の 1.1 倍を超えないように設計されている。
18 個の逃がし安全弁は，すべてこの機能を有している。
c.自動減圧機能
自動減圧機能は，非常用炉心冷却系の一部であり，原子炉水位低とドライウェル圧
力高の同時信号により，ピストンを駆動して逃がし安全弁（自動減圧機能付き）を強制的に開放し，LOCA 時等に原子炉圧力を速やかに低下させて，低圧注水系の早期の注水を促す。18 個の逃がし安全弁のうち，8 個がこの機能を有している。

46-10-5

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図3

逃がし安全弁

46-10-6

設備概要図

逃がし安全弁動作時の機構（自動減圧機能）（逃がし弁機能）ADS 作動信号

逃がし弁作動信号（原子炉圧力高）

ADS 機能用電磁弁
励磁（直列－2 重化）

逃がし弁機能用
電磁弁励磁

アキュムレータの窒素圧力がシリンダ内のピストンに供給されるピストンとピストンロッドが上昇し，レバーが動作する

安全弁本体のスプリング力に打ち勝ち，弁棒をリフトする

弁体が蒸気圧力（原子炉圧力）によって持ち上げられる（安全弁機能）逃がし弁機能のバックアップとして，蒸気圧力（原子炉圧力）の上昇に伴いスプリングに打ち勝って自動開放される。

46-10-7

46-11
代替自動減圧機能について

46-11-1

1. 概要本資料は，原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の場合であって，自動減圧系が有する原子炉の減圧機能喪失（以下，「原子炉減圧機能喪失」という。）が発生する
おそれがある場合又は当該事象が発生した場合において，原子炉冷却材圧力バウン
ダリを減圧し，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するために必要な設備について説明する。
2. 基本方針
原子炉減圧機能喪失が発生するおそれがある場合又は当該事象が発生した場合において，原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧し，炉心の著しい損傷及び原子炉格
納容器の破損を防止するための設備（以下，「代替自動減圧機能」という。）を設置する。
3. 代替自動減圧機能の設計方針
代替自動減圧機能の設計方針を以下に示す。
（1）環境条件
代替自動減圧機能は，想定される重大事故（原子炉減圧機能喪失）が発生した場合における環境条件下（温度，圧力，放射線等）において，重大事故に必要な機能を有効に発揮できる設計とする。
（2）操作性
代替自動減圧機能は，原子炉水位が設定値に達すること及び残留熱除去系ポン
プ運転中で自動的にインターロックが動作する設計としており，操作性に関する設計上の考慮は不要である。
自動減圧系回路と代替自動減圧機能回路の自動起動阻止回路は，中央制御室の制御盤の阻止スイッチ（ハードスイッチ）にて手動による操作が可能な設計とする。阻止スイッチは誤操作防止のために名称が明記され，操作者の操作及び監視性を考慮しており，確実に操作できる設計とする。
（3）悪影響防止
代替自動減圧機能は，多重化された自動減圧系と電気的な隔離装置（リレー）を用いて信号を分離し，万が一故障が生じても，自動減圧系への悪影響を与えない設計とする。
（4）耐震性
代替自動減圧機能は，基準地震動Ssによる地震動に対して，必要な機能を維持する設計とする。
（5）多様性
過渡事象時に高圧注水機能が喪失し，原子炉水位のみ低下していく事象では，格納容器圧力高が発生せず，自動減圧系が自動起動しない。そのため，原子炉水位低（レベル 1）及び残留熱除去系ポンプ運転の場合に，減圧自動化ロジックを設け，自動減圧系とは多様性を有する設計とする。
46-11-2

4．代替自動減圧機能の不具合による自動減圧系への影響防止対策
代替自動減圧機能は，共通要因故障によって自動減圧系と同時に機能が損なわれないよう以下の措置を講じる設計とする。
代替自動減圧機能の盤は，難燃ケーブルを使用し，耐震性を有した独立の金属筐体に収納した自立盤で構成し，火災の発生を防止する設計とする。
仮に，代替自動減圧機能の盤で火災が発生した場合，複数の感知器で火災を検知
し，二酸化炭素消火器にて運転員により初期消火を行うことから，自動減圧系に対して内部火災及び内部溢水による影響は与えない（なお，中央制御室には溢水源は存在しないことを確認している）。
自動減圧系と代替自動減圧機能の論理回路は図 1 のとおりであり，論理回路を自動減圧系に対して独立した構成としており，自動減圧系に悪影響を与えない設計とする。
図 2 のとおり検出器（原子炉水位低（レベル 1），残留熱除去系ポンプ吐出圧力高）
からの入力信号については共有しているが，自動減圧系と電気的な隔離装置（リレー）を用いて信号を分離し，自動減圧系への悪影響を与えない設計とする。また，
論理回路からの作動用電磁弁制御信号についても共用しているが，自動減圧系と電気的な隔離装置（リレー）を用いて信号を分離しており，自動減圧系への悪影響を与えない設計とする。
原子炉スクラム失敗時に自動減圧が自動起動すると，高圧炉心注水系及び低圧注
水系から大量の冷水が注水され，出力の急激な上昇に繋がるため，自動減圧系及び代替自動減圧機能の自動起動阻止回路を用いて，自動起動を阻止する設計とする。
自動減圧系回路と代替自動減圧機能回路の自動起動阻止回路は，手動阻止スイッチ（ハードスイッチ）を共用しているが，ハードスイッチは単純な構造であり，スイッチ接点以降は分離していることから，自動減圧系に悪影響を与えない設計とする。
また，代替自動減圧機能の論理回路の電源は，遮断器又はヒューズによる電気的な分離をすることで，自動減圧系と同時に機能が損なわれない設計とする。

46-11-3

図1

自動減圧系及び代替自動減圧機能の論理回路

46-11-4

配線用
遮断器

ロジック回路

自動減圧系と代替自動減圧機能のロジック回路の電源は,それぞれ分
離されており自動減圧系に悪影響を与えない設計とする（遮断器によって分離を実施）。

配線用
遮断器

ヒューズ
主蒸気逃がし安全弁
作動用電磁弁

自動減圧系

検出器

ヒューズ

代替自動減圧機能

隔離装置

原子炉水位検出器信号

Ⅰ

自動減圧系

Ⅱ
Ⅲ
隔離装置
隔離装置

代替自動減圧機能

隔離装置

代替自動減圧機能
起動信号

Ry

Ry

自動減圧系
起動信号

A

残留熱除去系ポンプ吐出圧力信号

B

自動減圧系

C
隔離装置
隔離装置

代替自動減圧機能

電磁弁

隔離装置

隔離装置の概要図

論理回路からの作動用電磁弁制御
信号についても共用しているが，自動減圧系と電気的な隔離装置（リレー）を用いて信号を分離しており，
自動減圧系への悪影響を与えない設計とする。

警報設定器
検出器信号
設定値

Ry

出力信号

自動減圧系と電気的な隔離装置（リレー）を用いて信号を分離し，自動減圧系への悪影響を与えない設計
とする。

図2

信号の分離について

46-11-5

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図3

代替自動減圧機能及び ESF 盤の設置場所

46-11-6

46-12
代替自動減圧機能に関する健全性について

46-12-1

1. 設計方針（1）設置目的
代替自動減圧機能は，原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の場合であって，自動減圧系が有する原子炉の減圧機能喪失（以下，「原子炉減圧機能喪失」という。）が発生するおそれがある場合又は発生した場合に，原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧し，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止することを目的とする。
（2）原子炉減圧機能喪失の発生要因
原子炉減圧機能喪失は，原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の場合であって，自動減圧系が有する原子炉の減圧機能喪失を想定する。
（3）代替自動減圧機能に要求される機能
代替自動減圧機能には，原子炉を減圧することが求められており，「実用発電用原子炉及びその附属施設の位置，構造及び設備の基準に関する規則の解釈」の第四十六条1（1）a)に従い，以下の機能を設けている。
・代替自動減圧機能
原子炉水位低かつ低圧注水系が利用可能な状態で，逃がし安全弁を作動させる減圧自動化ロジックを設ける。
（4）代替自動減圧機能の作動ロジック
原子炉減圧機能喪失の要因の一つとして，高圧注水機能が喪失し，原子炉水位のみ低下し，格納容器圧力高が発生しない場合があるため，原子炉水位の低下を検知することにより代替自動減圧機能を作動させるものとする。
代替自動減圧機能の作動ロジックとしては，運転中の検出器故障による不動作を考慮して，残留熱除去系ポンプ運転中における原子炉水位低（レベル1）の 2 out of
3 論理とする。
（5）代替自動減圧機能の不具合による自動減圧系への影響防止対策
代替自動減圧機能故障による自動減圧系の誤動作を防止するため，以下の対策を考慮した設計とする。
a． 代替自動減圧機能の内部構成を多重化（検出器信号の多重化）し，単一故障により誤動作しない設計とする。
b． 代替自動減圧機能はロジック成立時に作動信号を励磁出力する設計とし，駆動源である電源の喪失が生じた場合に誤信号を発信しない設計とする。また，
代替自動減圧機能が電源喪失した場合は，中央制御室に警報を発信することから，故障を早期に把握し，復旧対応を行うことが可能である。
c． 代替自動減圧機能の論理回路は，多重化された自動減圧系の制御盤と位置的分散を図ることで，地震，火災，溢水等の主要な共通要因故障によって同時に機能を損なわれない設計とすることで基準に適合させる。
（6）代替自動減圧機能の信頼性評価
代替自動減圧機能の信頼性評価結果として，プラント稼働性に影響を与えるような誤動作率，及び不動作となる発生頻度を表1に示す。表1より，本設備の誤動作によりプラント外乱が発生する頻度及び不動作の発生頻度も十分小さいことから，高46-12-2

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

い信頼性を有している。
なお，誤動作率，不動作の発生頻度の評価の詳細は，参考資料に示す。
表1

代替自動減圧機能の信頼性評価結果
代替自動減圧機能
6号炉
7号炉

誤動作率
不動作の発生頻度※1：代替自動減圧機能が誤動作する頻度※2：原子炉減圧機能喪失が発生し，かつ代替自動減圧機能が不動作である事象が発生する頻度

46-12-3

2. 設備概要（1）機器仕様a. 代替自動減圧機能
取付箇所：コントロール建屋 T.M.S.L. 17.3m
設備概要：原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の場合であって，設計基準事
故対処設備の原子炉の有する減圧機能が喪失した場合に，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器破損を防止するため，原子炉水位
低（レベル1）及び残留熱除去系ポンプ運転状態で逃がし安全弁4弁を作動させる。
代替自動減圧機能の主な機能・設備
・原子炉水位低（レベル1）及び残留熱除去系ポンプ運転状態による代替
自動減圧信号を発信する回路である。
b.

代替自動減圧機能作動信号
作動に要する信号：残留熱除去系ポンプ運転中における原子炉水位低（レベル1）の“2 out of 3”信号
設定値：
原子炉水位低（レベル1）：原子炉圧力容器零レベル＊より936cm以上＊原子炉圧力容器零レベルは，蒸気乾燥器スカート下端より1224cm下
作動信号：代替自動減圧信号
作動信号を発信させない条件：自動減圧起動の阻止スイッチ（2）設定根拠
代替自動減圧機能作動信号の設定値は以下の事項を考慮して決定する。
原子炉水位低（レベル 1）
過渡事象時に高圧注水機能が喪失し，原子炉水位のみ低下していく事象では，格納容器圧力高が発生せず，自動減圧系が自動起動しない。そのため，
自動減圧系の代替として，原子炉を減圧させるため，残留熱除去系ポンプ運
転中のみ，自動減圧系と同様の原子炉水位低（レベル 1）を設定する。
なお，重大事故時等の有効性評価「高圧注水・減圧機能喪失」において，上記の設定値（レベル 1）が動作してから 10 分後で逃がし安全弁 4 弁が開く
ことで，残留熱除去系を用いた原子炉注水及び除熱を実施することにより，
炉心損傷しないことを確認している。

46-12-4

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（3）設備概要
a. 設置場所

図1

代替自動減圧機能（盤）設置場所

46-12-5

b. 回路構成（a）自動減圧系と代替自動減圧機能の回路構成概略及び設計上の考慮
自動減圧系と代替自動減圧機能の論理回路は，信号回路を自動減圧系に対して独立した構成としており，自動減圧系に悪影響を与えない設計＊とする。
＊悪影響を与えない設計に関する説明は「46-11 代替自動減圧機能について
4．代替自動減圧機能の不具合による自動減圧系への影響防止対策」を参照（b）原子炉圧力を減圧する設備の作動信号のタイマー設定根拠

図2

タイマー設定根拠

代替自動減圧機能は，自動減圧系が不動作時に期待される機能であるため，不要な動作を回避する観点から，作動信号の発信に対してタイマーを設置している。
自動減圧系本来の安全機能と干渉しないように，自動減圧系の原子炉水位低（レベル1）後29秒で成立する減圧信号より遅く起動する必要がある。また，代替自動減圧機能には，設備誤作動時に原子炉の運転を阻害しないように起動阻止スイッチ
及びリセット回路を設置している。運転員による起動阻止スイッチ及びリセットの判断操作の時間的余裕を考慮し，設備作動までに10分の時間遅れを設ける。これより，代替自動減圧機能論理回路タイマー設定値は10分とする。なお，事象発生から10分後に代替自動減圧機能ロジックによる減圧で低圧注水系により十分な炉心冷却が可能である。

表2

代替自動減圧機能の作動遅れ時間
ADS起動遅延自動減圧系自動起動信号
29秒※
代替自動減圧機能自動起動信号
10分※：低圧注水ポンプの確立に要する時間を考慮

46-12-6

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参考資料
代替自動減圧機能の信頼性評価

46-12-7

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46-12-8

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図1 誤動作率評価モデル

46-12-9

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図2

誤動作率評価フォルトツリー

46-12-10

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46-12-11

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46-12-12

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図3

アンアベイラビリティ評価モデル

46-12-13

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図4

アンアベイラビリティ評価フォルトツリー

46-12-14

47 条
47-1 SA 設備基準適合性 一覧表
47-2 単線結線図
47-3 配置図
47-4 系統図
47-5 試験及び検査
47-6 容量設定根拠
47-7 接続図
47-8 保管場所図47-9 アクセスルート図
47-10 その他設備
47-11 各号炉の弁名称及び弁番号

目次

47-1
SA 設備基準適合性一覧表

柏崎刈羽原子力発電所

6 号及び 7 号炉 SA 設備基準適合性

第 47 条：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

第
1
号

環
境
条
件
に
お
け
る
健
全
性

復水移送ポンプ

類型化
区分

原子炉建屋の二次格納施設外及びその他の建屋内

Ｃ

荷重（有効に機能を発揮する）－

海水

淡水だけでなく海水も使用

Ⅱ

他設備からの影響(周辺機器等からの悪影響により機能を失うおそれがない）－

電磁波による影響（電磁波により機能が損なわれない）－

環境温度・湿度・圧力／屋外の天候／放射線

関連資料
第
2
号
第
1
項

第
3
号

操作性

47-3 配置図，47-4 系統図，47-8 保管場所図
中央制御室操作，
現場操作（操作スイッチ操作）

関連資料

第
4
号

試験・検査
(検査性、系統構成・外部入力)

第
5
号

第
2
項

切り替え性

ポンプ，弁

本来の用途以外の用途として使用するため，切替操作が必要

系統設計
その他(飛散物)
関連資料

弁等の操作で系統構成

Ａａ

対象外

対象外

47-3 配置図，47-4 系統図

設置場所

中央制御室操作，現場操作関連資料

47-3 配置図

第1号

常設 SA の容量

第
2
号

共用の禁止

第
3
号

ＤＢ施設の系統及び機器の容量等が十分

関連資料

サポート系故障

Ａａ，Ｂ

Ｂ

47-6 容量設定根拠（共用しない設備）

関連資料
環境条件、自然現象、
外部人為事象、溢水、
火災

Ａ

47-4 系統図

第
6
号

共
通
要
因
故
障
防
止

Ａ，Ｂ

47-5 試験及び検査

関連資料
悪
影
響
防
止

Ａ，Ｂｂ，
Ｂｆ

47-3 配置図，47-4 系統図

関連資料

第
43
条

一覧表（常設）対象外－防止設備-対象(代替対象ＤＢ設備有り)-屋内

Ａａ

対象(サポート系有り)-異なる駆動源又は冷却源

Ｃａ

関連資料

本文

47-1-1

柏崎刈羽原子力発電所

6 号及び 7 号炉

第 47 条：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

第
1
号

第
1
項

第
3
項

一覧表（可搬型）

可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）

類型化
区分

屋外

Ｄ

荷重

（有効に機能を発揮する）－

海水

淡水だけでなく海水も使用

Ⅱ

他設備からの影響(周辺機器等からの悪影響により機能を失うおそれがない）－

電磁波による影響（電磁波により機能が損なわれない）－

環境温度・湿度・圧力／
屋外の天候／放射線関連資料

47-4 系統図，47-8 保管場所図
現場操作（設備の運搬・設置）
現場操作（操作スイッチ操作）

第
2
号

操作性

第
3
号

試験・検査
(検査性、系統構成・外部入力)

ポンプ

関連資料

47-5 試験及び検査

第
4
号

切り替え性

第
5
号
第
43
条

環
境
条
件
に
お
け
る
健
全
性

SA 設備基準適合性

関連資料

関連資料

第
1
号

可搬 SA の容量

第
2
号
第
3
号
第
4
号
第
5
号
第
6
号

可搬 SA の接続性

Ａ

47-6 容量設定根拠
より簡便な接続Ｃ

47-7 接続図
複数の機能で同時に使用

関連資料

Ａａ

47-7 接続図（放射線量の高くなるおそれの少ない場所を選定）

関連資料

－

47-7 接続図
屋外(共通要因の考慮対象設備あり)

関連資料

Ｂａ

47-8 保管場所図

アクセスルート

屋外アクセスルートの確保

関連資料

サポート系要因Ａａ

原子炉建屋の外から水又は電力を供給する可搬型設備

異なる複数の接続箇所の確保

環境条件、自然現象、外部
人為事象、溢水、火災

対象外

47-7 接続図

関連資料

共
通
要
因
故
障
防
止

Ａｂ

－

現場操作

関連資料

保管場所

通常時は隔離又は分離

47-4 系統図

関連資料

設置場所

Ｂａ

47-4 系統図

その他(飛散物)

設置場所

Ａ

本来の用途として使用－切替必要

系統設計

第
6
号

第
7
号

47-4 系統図，47-7 接続図

関連資料
悪
影
響
防
止

Ｂｃ，Ｂｄ

Ｂ

47-9 アクセスルート図
防止設備-対象(代替対象ＤＢ設備有り)-屋内

Ａａ

対象(サポート系有り)-異なる駆動源又は冷却源

Ｃａ

関連資料

本文

47-1-2

柏崎刈羽原子力発電所

6 号及び 7 号炉

第 47 条：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

第
1
号

環
境
条
件
に
お
け
る
健
全
性

SA 設備基準適合性

残留熱除去系（低圧注水モード）ポンプ（設計基準拡張）

類型化
区分

二次格納施設内Ｂ

荷重（有効に機能を発揮する）－

海水（海水を通水しない）

対象外

他設備からの影響(周辺機器等からの悪影響により機能を失うおそれがない）－

電磁波による影響（電磁波により機能が損なわれない）－

環境温度・湿度・圧力／屋外の天候／放射線

関連資料
第
2
号
第
1
項

－

操作性

中央制御室操作

関連資料
試験・検査

第
3
号

第
4
号

第
5
号

第
2
項

Ａ

－

ポンプ，弁

(検査性、系統構成・外部入
力)
関連資料

第
43
条

一覧表（常設）切り替え性－
本来の用途として使用－切替必要

関連資料
悪
影
響
防
止

系統設計
その他(飛散物)
関連資料

ＤＢ施設と同じ系統構成

Ａｄ

対象外

対象外
－

設置場所

中央制御室操作

関連資料

－

第
1
号

常設 SA の容量

第
2
号

共用の禁止

第
3
号

ＤＢ施設の系統及び機器の容量等が十分（ＤＢ施設と同仕様の容量で設計）

関連資料

サポート系故障

Ｂ

Ｂ－（共用しない設備）

関連資料
環境条件、自然現象、
外部人為事象、溢水、
火災

Ｂａ

－

第
6
号

共
通
要
因
故
障
防
止

Ａ，Ｂ

対象外

－

（共通要因の考慮対象設備なし）

対象外

対象(サポート系有り)-異なる駆動源又は冷却源

Ｃａ

関連資料

－

47-1-3

柏崎刈羽原子力発電所

6 号及び 7 号炉

第 47 条：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

第
1
号

環
境
条
件
に
お
け
る
健
全
性

SA 設備基準適合性

残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）ポンプ（設計基準拡張）

類型化
区分

二次格納施設内Ｂ

荷重（有効に機能を発揮する）－

海水（海水を通水しない）

対象外

他設備からの影響(周辺機器等からの悪影響により機能を失うおそれがない）－

電磁波による影響（電磁波により機能が損なわれない）－

環境温度・湿度・圧力／屋外の天候／放射線

関連資料
第
2
号
第
1
項

－

操作性

中央制御室操作

関連資料
試験・検査

第
3
号

第
4
号

第
5
号

第
2
項

Ａ

－

ポンプ，弁

(検査性、系統構成・外部入
力)
関連資料

第
43
条

一覧表（常設）切り替え性－
本来の用途として使用－切替必要

関連資料
悪
影
響
防
止

系統設計
その他(飛散物)
関連資料

ＤＢ施設と同じ系統構成

Ａｄ

対象外

対象外
－

設置場所

中央制御室操作

関連資料

－

第
1
号

常設 SA の容量

第
2
号

共用の禁止

第
3
号

ＤＢ施設の系統及び機器の容量等が十分（ＤＢ施設と同仕様の容量で設計）

関連資料

サポート系故障

Ｂ

Ｂ－（共用しない設備）

関連資料
環境条件、自然現象、
外部人為事象、溢水、
火災

Ｂａ

－

第
6
号

共
通
要
因
故
障
防
止

Ａ，Ｂ

対象外

－

（共通要因の考慮対象設備なし）

対象外

対象(サポート系有り)-異なる駆動源又は冷却源

Ｃａ

関連資料

－

47-1-4

47-2
単線結線図

非常用所内電気設備
【区分Ⅰ】

図1

MCC
6C-1-1

R/B 3FP/C 6C-1

動力変圧器

非常用
M/C 6CR/B 1F(6A)

D/G

非常用ディーゼル発電機

単線結線図（6 号炉）

47-2-1

AM用
切替盤6A

MCC
6C-1-2R/B B1F

緊急用電源切替箱
接続装置6AR/B B1F

MCC
6C-1-5

R/B 3FR/B 4FR/B 4F

GTG
予備

収納
箱

緊急用電源切替箱
断路器

緊急用高圧母線

C/B 2F

常設代替
交流電源設備

荒浜側緊急用
M/C建屋

GTG

第二ガスタービン発電機

緊急用
断路器

荒浜側常設代替
交流電源設備設置場所

R/B 4F

AM用MCC 6B(予備)

AM用切替盤(DC)

M

AM用直流
125V充電器

AM用直流
125V充電器
R/B 4F

GTG
GTG
予備

R/B 3FR/B 3FMCC
6D-1-5R/B B1F

緊急用電源切替箱
接続装置6B

常設代替
交流電源設備

AM用切替盤6B

代替所内電気設備

第一ガスタービン発電機

緊急用
断路器

AM用動力変圧器

７号炉タービン
建屋南側

MCC 6D-1-1

R/B B1F

D/G

P/C 6D-1

動力変圧器

非常用M/C 6D

R/B 1F(6B)

非常用ディーゼル発電機

非常用所内電気設備
【区分Ⅱ】

動力変圧器

MCC 6E-1-1

P/C 6E-1

M：AM用直流125V
蓄電池

：電動切替

：メカニカルインターロック：配線用遮断器：遮断器

M/C：メタルクラッド開閉装置
P/C：パワーセンタ
MCC：モータ・コントロール・センタ

R/B B1F【色分け】
赤色：非常用系（区分Ⅰ）
緑色：非常用系（区分Ⅱ）
青色：非常用系（区分Ⅲ）
水色：重大事故等対処設備
黒色：常用系【凡例】

非常用所内電気設備【区分Ⅲ】
非常用M/C 6E

R/B 1F(6C)

D/G

非常用ディーゼル発電機

残留熱除去系ポンプ（Ｃ）

残留熱除去系注入弁（Ｃ）

残留熱除去系ポンプ（Ｂ）

残留熱除去系注入弁（Ｂ）

タービン建屋負荷遮断弁
残留熱除去系
洗浄水弁（Ｂ）

計装設備

復水移送ポンプ（Ｂ）
復水移送ポンプ（Ｃ）

復水移送ポンプ（Ａ）

残留熱除去系
洗浄水弁（Ａ）

残留熱除去系ポンプ（Ａ）

残留熱除去系注入弁（Ａ）

非常用所内電気設備
【区分Ⅰ】

図2

47-2-2MCC
7C-1-1

単線結線図（7 号炉）

R/B 3FP/C 7C-1

動力変圧器

非常用
M/C 7CR/B 1F(7A)

D/G

R/B 2F

緊急用
断路器

AM用
切替盤7A

MCC
7C-1-4

R/B 3FGTG

R/B 4FR/B 3F

収納箱

緊急用電源切替箱
断路器

緊急用高圧母線

C/B 2F

常設代替
交流電源設備予備

荒浜側緊急用
M/C建屋

GTG

第二ガスタービン発電機

緊急用電源切替箱
接続装置7AR/B B1F

非常用ディーゼル発電機

荒浜側常設代替
交流電源設備設置場所

R/B 3F

AM用MCC 7B(予備)

AM用切替盤(DC)

M

AM用直流
125V充電器

AM用直流
125V充電器

R/B 4F

GTG
GTG
予備

R/B 3FR/B 3FMCC
7D-1-4R/B B1F

緊急用電源切替箱
接続装置7B

常設代替
交流電源設備

AM用切替盤7B

代替所内電気設備

第一ガスタービン発電機

緊急用
断路器

AM用動力変圧器

７号炉タービン
建屋南側

MCC 7D-1-1

R/B B1FP/C 7D-1

動力変圧器

非常用M/C 7D

R/B 1F(7B)

D/G

非常用ディーゼル発電機

非常用所内電気設備
【区分Ⅱ】

D/G

動力変圧器

MCC 7E-1-1A

P/C 7E-1

M：AM用直流125V
蓄電池

：電動切替

：メカニカルインターロック：配線用遮断器：遮断器

M/C：メタルクラッド開閉装置
P/C：パワーセンタ
MCC：モータ・コントロール・センタ

R/B B1F【色分け】
赤色：非常用系（区分Ⅰ）
緑色：非常用系（区分Ⅱ）
青色：非常用系（区分Ⅲ）
水色：重大事故等対処設備
黒色：常用系【凡例】

非常用所内電気設備【区分Ⅲ】
非常用M/C 7E

R/B 1F(7C)

非常用ディーゼル発電機

残留熱除去系ポンプ（Ｃ）

残留熱除去系注入弁（Ｃ）

残留熱除去系ポンプ（Ｂ）

残留熱除去系注入弁（Ｂ）

タービン建屋負荷遮断弁

残留熱除去系
洗浄水弁（Ｂ）

復水移送ポンプ（Ｃ）

計装設備

復水移送ポンプ（Ｂ）

復水移送ポンプ（Ａ）

残留熱除去系
洗浄水弁（Ａ）

残留熱除去系注入弁（Ａ）

残留熱除去系ポンプ（Ａ）

47-3
配置図

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

図1

配置図（6/7 号炉

中央制御室(コントロール建屋地上 2 階)）
47-3-1

図2

配置図（6/7 号炉

廃棄物処理建屋地下 3 階）

47-3-2

図3

配置図（6 号炉

原子炉建屋地下 3 階）

47-3-3

図4

配置図（7 号炉

原子炉建屋地下 3 階）

47-3-4

図5

配置図（6 号炉

原子炉建屋地下 2 階）

47-3-5

図6

配置図（6 号炉

原子炉建屋地上 1 階）

47-3-6

図7

配置図（7 号炉

原子炉建屋地上 1 階）

47-3-7

図8

配置図（6 号炉

原子炉建屋地上 3 階）

47-3-8

図9

配置図（7 号炉

原子炉建屋地上 3 階）

47-3-9

47-4
系統図

R/B

6号炉

47-4-1

E11-F005A ④

MO

図1
低圧代替注水系（常設）系統概要図
残留熱除去系(B)注入配管からの低圧代替注水（6 号炉）

E11-F032A ⑥

MO

S/C

RCCV

ＲＰＶ

NO

MO

MO

MO

MO

E11-F005B ⑤

FDW(A)ﾗｲﾝAO

RHR(B)注入ﾗｲﾝ

MO

E11-F032B

MO

MO⑬ P13-F131⑪ P13-F130

東側

⑦

⑫

エクステンション

遠隔手動弁
ジョイント付弁操作設備

P13-F138

P13-F190 ⑲⑱ P13-F193⑯ P13-F135

エクステンション
遠隔手動弁
ジョイント付弁操作設備⑮

P13-F150

MO⑧

P13-F192 ⑰

P13-F139

P13-F134⑭海水MUWCﾎﾟﾝﾌﾟ(C) ③

MUWCﾎﾟﾝﾌﾟ(B) ②
P13-F011⑨

P13-F012⑩

復水貯蔵槽：重大事故等時に操作する弁MUWCﾎﾟﾝﾌﾟ(A) ①

T/B 各負荷

東側

南側

防火水槽

淡水貯水池

R/B

6号炉

47-4-2

E11-F005AMO

図 2 低圧代替注水系（常設）系統概要図
残留熱除去系(A)注入配管からの低圧代替注水（6 号炉）⑥④

E11-F032A

MO

S/C

RCCV

ＲＰＶ

NO

MO

MO

MO

MO

E11-F005B ⑤

FDW(A)ﾗｲﾝAO

RHR(B)注入ﾗｲﾝ

MO⑬

E11-F032B ⑦MOMO

P13-F131⑪ P13-F130

東側⑫

エクステンションジ

遠隔
手動弁
ョイント付弁操作設備

P13-F138

P13-F190 ⑲⑱ P13-F193⑯ P13-F135

遠隔手動弁
エクステンションジ
ョイント付弁操作設備⑮

P13-F150

MO⑧

P13-F192 ⑰

P13-F139

P13-F134⑭

各負荷

MUWCﾎﾟﾝﾌﾟ(C)③MUWCﾎﾟﾝﾌﾟ(B) ②
P13-F011⑨

P13-F012⑩

復水貯蔵槽：重大事故等時に操作する弁MUWCﾎﾟﾝﾌﾟ(A) ①

T/B

東側

南側

海水

防火水槽

淡水貯水池

R/B

6号炉

47-4-3

E11-F005A ④

MO

E11-F032A ⑥

MO

図3
低圧代替注水系（可搬型）系統概要図
残留熱除去系(B)注入配管からの低圧代替注水（6 号炉）
S/C

RCCV

ＲＰＶ

NO

MO

MO

MO

MO

E11-F005B ⑤

FDW(A)ﾗｲﾝAO

RHR(B)注入ﾗｲﾝ

MO

東側

E11-F032B

MO

MO⑬ P13-F131⑪ P13-F130

⑦

⑫

操作設備

エクステンションジ
遠隔手動弁
ョイント付弁

P13-F138⑱

P13-F190 ⑲

P13-F193⑯ P13-F135

遠隔手動弁
エクステンションジ
ョイント付弁操作設備⑮

P13-F150

MO⑧

P13-F192 ⑰

P13-F139

P13-F134⑭③

MUWCﾎﾟﾝﾌﾟ(B) ②

MUWCﾎﾟﾝﾌﾟ(C)海水

P13-F011⑨

P13-F012⑩

復水貯蔵槽：重大事故等時に操作する弁MUWCﾎﾟﾝﾌﾟ(A) ①

T/B 各負荷

東側

南側

防火水槽

淡水貯水池

弁閉→弁開
弁閉→弁開
弁閉→弁開
弁閉→弁開
弁閉→弁開
弁閉→弁開
弁閉→弁開
弁閉→弁開
弁閉→弁開
弁閉→弁開
弁閉→弁開

復水補給水系常／非常用連絡１次止め弁

復水補給水系常／非常用連絡２次止め弁各接続口付属の弁（屋外）
各接続口付属の弁（屋外）

各接続口エクステンションジョイント付操作弁（屋外）
各接続口付属の弁（屋外）
各接続口付属の弁（屋外）

各接続口エクステンションジョイント付操作弁（屋内）各接続口付属の弁（屋外）
各接続口付属の弁（屋内）各接続口付属の弁（屋内）

13

14

16

17

19

18

15

12

11

10

9

R/B

47-4-4

E11-F005A

MO

E11-F032A

⑥

④

弁開→弁閉

タービン建屋負荷遮断弁

8

S/C

NO

弁閉→弁開

残留熱除去系洗浄水弁（B）

7

ＲＰＶ

弁閉→弁開

MO

RHR(B)注入ﾗｲﾝ

MO

MO

MO

屋外接続口位置

屋外接続口位置

屋外接続口位置

屋外接続口位置

屋外接続口位置

操作設備

エクステンションジ
遠隔手動弁
ョイント付弁

P13-F138⑫

屋内接続口位置

屋内接続口位置

屋外接続口位置

原子炉建屋地上2階

E11-F032B ⑦

MO

中央制御室

中央制御室

中央制御室

原子炉建屋地上3階

原子炉建屋地上3階

中央制御室

中央制御室

廃棄物処理建屋地下3階⑬ P13-F131

MO

操作場所
中央制御室

廃棄物処理建屋地下3階⑪ P13-F130

東側

手動操作

手動操作

手動操作

手動操作

手動操作

手動操作

手動操作

手動操作

手動操作

手動操作

手動操作

スイッチ操作

スイッチ操作

スイッチ操作

スイッチ操作

スイッチ操作E11-F005B ⑤

FDW(A)ﾗｲﾝ

AO

弁閉→弁開

残留熱除去系注入弁（B）
残留熱除去系洗浄水弁（A）

6

5

MO

弁閉→弁開

残留熱除去系注入弁（A）

4

RCCV

スイッチ操作

起動停止

復水移送ポンプ（C)

6号炉

スイッチ操作

起動停止

復水移送ポンプ（B)

3

2

操作方法

起動停止

スイッチ操作状態の変化

機器名称
復水移送ポンプ（A)

1

No

MO

図4
低圧代替注水系（可搬型）系統概要図
残留熱除去系(A)注入配管からの低圧代替注水（6 号炉）
P13-F190⑲⑱ P13-F193⑯ P13-F135

操作設備

エクステンションジ
遠隔手動弁
ョイント付弁

⑮

P13-F150

MO⑧

P13-F192 ⑰

P13-F139

P13-F134⑭海水MUWCﾎﾟﾝﾌﾟ(C) ③

MUWCﾎﾟﾝﾌﾟ(B) ②

MUWCﾎﾟﾝﾌﾟ(A) ①

P13-F011⑨

P13-F012⑩

復水貯蔵槽：重大事故等時に操作する弁

T/B 各負荷

東側

南側

防火水槽

淡水貯水池

R/B

7号炉

47-4-5
E11-F005A ④MO

図5
低圧代替注水系（常設）系統概要図
残留熱除去系(B)注入配管からの低圧代替注水（7 号炉）
E11-F032A ⑥

MO

S/C

RCCV

ＲＰＶ

NO

MO

MO

MO

MO

E11-F005B ⑤

FDW(A)ﾗｲﾝAO

RHR(B)注入ﾗｲﾝ

MO

E11-F032B ⑦

MO

MO

⑯

P13-F133⑭

P13-F132

北側⑮

エクステンションジ
遠隔手動弁
ョイント付弁操作設備

P13-F140

P13-F124 ⑲⑱

P13-F131⑬

P13-F137

エクステンションジ
遠隔手動弁
ョイント付弁操作設備

P13-F029MO⑧⑰

P13-F129⑫

P13-F141

P13-F136⑪海水MUWCﾎﾟﾝﾌﾟ(C)③MUWCﾎﾟﾝﾌﾟ(B) ②

MUWCﾎﾟﾝﾌﾟ(A) ①

P13-F019⑨

P13-F020⑩

復水貯蔵槽：重大事故等時に操作する弁

T/B 各負荷

東側

南側

防火水槽

淡水貯水池

R/B

7号炉

47-4-6

E11-F005A ④MO

図6
低圧代替注水系（常設）系統概要図
残留熱除去系(A)注入配管からの低圧代替注水（7 号炉）

E11-F032A ⑥

MO

S/C

RCCV

ＲＰＶ

NO

MO

MO

MO

MO

E11-F005B ⑤

FDW(A)ﾗｲﾝAO

RHR(B)注入ﾗｲﾝ

MO

E11-F032B ⑦

MO

MO

⑯

P13-F133⑭

P13-F132

北側⑮

エクステンション
遠隔手動弁
ジョイント付弁操作設備

P13-F140

操作設備

P13-F124 ⑲⑱

P13-F131⑬

P13-F137

エクステンション
遠隔手動弁
ジョイント付弁P13-F029MO⑧⑰

P13-F129⑫

P13-F141

P13-F136⑪海水MUWCﾎﾟﾝﾌﾟ(C)③MUWCﾎﾟﾝﾌﾟ(B) ②

MUWCﾎﾟﾝﾌﾟ(A) ①

P13-F019⑨

P13-F020⑩

復水貯蔵槽：重大事故等時に操作する弁

T/B 各負荷

東側

南側

防火水槽

淡水貯水池

R/B

7号炉

47-4-7

E11-F005A ④MO

図 7 低圧代替注水系（可搬型）系統概要図
残留熱除去系(B)注入配管からの低圧代替注水（7 号炉）

E11-F032A ⑥

MO

S/C

RCCV

ＲＰＶ

NO

MO

MO

MO

MO

E11-F005B ⑤

FDW(A)ﾗｲﾝAO

RHR(B)注入ﾗｲﾝ

MO

E11-F032B ⑦

MO

MO

⑯

P13-F133⑭

P13-F132

北側⑮

エクステンションジ
遠隔手動弁
ョイント付弁操作設備

P13-F140

操作設備

P13-F124 ⑲⑱

P13-F131⑬

P13-F137

エクステンションジ
遠隔手動弁
ョイント付弁

P13-F029MO⑧⑰

P13-F129⑫

P13-F141

P13-F136⑪海水MUWCﾎﾟﾝﾌﾟ(C)③MUWCﾎﾟﾝﾌﾟ(B) ②

MUWCﾎﾟﾝﾌﾟ(A) ①

P13-F019⑨

P13-F020⑩

復水貯蔵槽：重大事故等時に操作する弁

T/B 各負荷

東側

南側

防火水槽

淡水貯水池

R/B

7号炉

47-4-8

E11-F005A ④

MO

E11-F032A ⑥MO

図8
低圧代替注水系（可搬型）系統概要図
残留熱除去系(A)注入配管からの低圧代替注水（7 号炉）
S/C

RCCV

ＲＰＶ

NO

MO

MO

MO

MO

E11-F005B ⑤

FDW(A)ﾗｲﾝAO

RHR(B)注入ﾗｲﾝ

MO

E11-F032B ⑦

MO

MO

⑯

P13-F133⑭

P13-F132

北側⑮

エクステンションジ
遠隔手動弁
ョイント付弁操作設備

P13-F140

操作設備

P13-F124 ⑲⑱

P13-F131⑬

P13-F137

エクステンションジ
遠隔手動弁
ョイント付弁

P13-F029MO⑧⑰

P13-F129⑫

P13-F141

P13-F136⑪海水MUWCﾎﾟﾝﾌﾟ(C)③MUWCﾎﾟﾝﾌﾟ(B) ②

MUWCﾎﾟﾝﾌﾟ(A) ①

P13-F019⑨

P13-F020⑩

復水貯蔵槽：重大事故等時に操作する弁

T/B 各負荷

東側

南側

防火水槽

淡水貯水池

・復水移送ポンプを用いた確実な注水について

復水移送ポンプを用いた低圧代替注水については，多岐に分岐した復水補給水系を流路として使用することから，バイパス流を防止する必要がある。低圧代替注水のバ
イパス流を防止するため，低圧代替注水系の主流路からの分岐部については，主流路から最も近い弁（第一止め弁）で閉止する運用とする。事故時の対応に支障を来たす等の理由から第一止め弁が閉止できないライン（非常用炉心冷却系ポンプ封水ライン
等）についても，低圧代替注水のバイパス流を防止するため，第一止め弁以降の弁で閉止されたバウンダリ構成とし，このバウンダリ範囲においては，適切な地震荷重との組合せを考慮した上でバウンダリ機能が喪失しない設計とする。

以下に，代替循環冷却系の運転時の回り込み防止対策として，復水補給水系弁の閉止可否検討の結果を示す。本対策は，代替循環冷却系の回り込み防止対策だけでなく，低圧代替注水系としての回り込み防止対策にもなる。

＜代替循環冷却系の運転時の回り込み防止対応について＞

代替循環冷却系を運用する際，サプレッション・チェンバのプール水を水源とするため，炉心損傷後は高線量の水が循環することから，周辺エリアの線量が大きく上昇することが想定される。その為，代替循環冷却系の運転中及びその後の長期的な収束のための各機器の復旧作業に悪影響を及ぼす懸念がある。
代替循環冷却系の流路を構成する既設の復水補給水系配管は，プラント運転時に様々な供給先（負荷）を持っており，主流路からの分岐が多数ある。これらの分岐
配管は耐震性を有する設計とするとともに，分岐先において閉じた系を構成している（供給先において弁が閉止している）ため，高線量の水が建屋内に溢水すること
や，予期しない他の系統に流入することはない。
しかし，事故後の長期の復旧作業への影響を考慮すると，可能な限り高線量の水の流れる範囲を限定することが必要である。そこで，代替循環冷却系の主流路からの分岐配管については，可能な限りプラント運転時から，主流路から最も近い弁（第一止め弁）にて常時閉止することを検討し，事故時の対応に支障を来たす等の理由から第一止め弁の閉止が不可能な場合には代替循環冷却系の運転前に弁の閉操作を実施することを検討した。
検討の結果を図 9，図 10，表 1～表 4 に示す。分岐配管のうち，非常用炉心冷却系等の封水供給配管については，弁の閉止により供給先の系統に悪影響(ウォーターハンマーの発生等)を及ぼす可能性があるので，常時閉止運用とすることは不可と判断した。また，低圧代替注水系や格納容器下部注水系のように事故対応で使用する弁についても常時閉止運用とすることは不可と判断した。しかし，それ以外の供給先（負荷）については，分岐部を閉止することが可能である。このため，これらの供給先（負荷）に悪影響を及ぼさない箇所については，通常運転中から弁を閉止することにより，高線量の水が流入することを防止する措置を講じることとする。

47-4-9図9代替循環冷却系

47-4-10

系統図(6 号炉)

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

図 10

代替循環冷却系

系統図(7 号炉)

47-4-11

表 1 代替循環冷却系閉止弁リスト(6 号炉)

№※

弁番号

弁名称

対応策

1

P13-F059

廃スラッジ移送ライン復水元弁

プラント運転中から全閉運用とする

2

P13-F056

原子炉冷却材浄化系ろ過脱塩装置補給用
等復水元弁

プラント運転中から全閉運用とする

3

P13-F085

ドライウェル高電導度廃液系サンプ配管
洗浄用等復水元弁

プラント運転中から全閉運用とする

4

P13-F054

原子炉冷却材浄化系逆洗洗浄用復水元弁

プラント運転中から全閉運用とする

5

P13-F090

制御棒駆動系補修室等復水元弁

プラント運転中から全閉運用とする

6

P13-F023

復水補給水系サンプリング戻り止め弁

プラント運転中から全閉運用とする

7

P13－F009

復水貯蔵槽常用給水管止め弁

系統運転時に現場で全閉操作を実施

8

P13-MO-F150

タービン建屋負荷遮断弁

系統運転時に遠隔で全閉操作を実施

9

G51-MO-F009

サプレッションプール浄化系復水貯蔵槽
側吸込弁

系統運転時に遠隔で全閉操作を実施

10

P13-F403

廃棄物処理建屋復水積算流量計バイパス
弁

系統運転時に現場で全閉操作を実施

11

P13-F010

制御棒駆動系復水入口弁

系統運転時に現場で全閉操作を実施

12

P13-F017A

復水移送ポンプ(A)最小流量出口弁

系統運転時に現場で全閉操作を実施

13

P13-F017B

復水移送ポンプ(B)最小流量出口弁

系統運転時に現場で全閉操作を実施

14

P13-F017C

復水移送ポンプ(C)最小流量出口弁

系統運転時に現場で全閉操作を実施

15

E22-F021

高圧炉心注水系復水貯蔵槽出口第一元弁

系統運転時に現場で全閉操作を実施

16

E22-F022

高圧炉心注水系復水貯蔵槽出口第二元弁

系統運転時に現場で全閉操作を実施

17

E22-F023

高圧炉心注水系復水貯蔵槽出口第三元弁

系統運転時に現場で全閉操作を実施※本表の「No.」は，図 1 記載の「弁 No.」を示す。

47-4-12

表 2 代替循環冷却系閉止不可弁リスト(6 号炉)

№※

弁番号

18

P13-F069

消火系連絡弁後弁

SA 時の消防車による原子炉注水時に使用

19

P13-F081

原子炉隔離時冷却系統洗浄用等復水元弁

HPAC/RCIC 封水ライン

20

P13-F058

残留熱除去系(B)系統洗浄用等復水元弁

SA 時の代替格納容器スプレイ冷却系で使用

21

P13-F057

残留熱除去系(A)（C)系統洗浄用復水元弁

HPCF(C)封水ライン
SA 時の格納容器下部注水系で使用

22

P13-F061

スキマサージタンク（B)積算流量計入口弁

SFP スキマサージタンクへの自動注水補給で使用

23

G51-F015

サプレッションプール浄化系復水補給水系
封水弁

SPCU を用いた SFP 注水，原子炉ウェル注水で使用

24

P13-F096B

高圧炉心注水系(B)系統封水用復水減圧オ
リフィス前弁

HPCF(B)封水ライン

25

E22-MO-F001B

高圧炉心注水系復水貯蔵槽側吸込弁（B)HPCF(B)吸込みライン（水源）26E22-F030

高圧代替注水系ポンプ吸込弁

HPAC 吸込みライン（水源）27E51-MO-F001

原子炉隔離時冷却系復水貯蔵槽側吸込弁

RCIC 吸込みライン（水源）28E22-MO-F001C

高圧炉心注水系復水貯蔵槽側吸込弁（C)HPCF(C)吸込みライン（水源）弁名称

閉止不可理由※本表の「No.」は，図 1 記載の「弁 No.」を示す。

47-4-13

表 3 代替循環冷却系閉止弁リスト(7 号炉)
№※

弁番号

1

弁名称

対応策

P13-F087

復水補給水系原子炉冷却材浄化系ろ過脱塩器逆洗水
供給元弁

プラント運転中から全閉運用とする

2

P13-F721

復水補給水系復水移送ポンプ出口復水資料採取元弁

プラント運転中から全閉運用とする

4

P13-F105

復水補給水系蒸気乾燥機気水分離器ピット水張用供給弁

プラント運転中から全閉運用とする

5

P13-F110

復水補給水系原子炉建屋運転階供給元弁

プラント運転中から全閉運用とする

6

P13-F722

復水補給水系復水移送ポンプ入口復水資料採取元弁

プラント運転中から全閉運用とする

7

P13-MO-F029

タービン建屋負荷遮断弁

系統運転時に遠隔で全閉操作を実施

8

G51-MO-F010

サプレッションプール浄化系復水貯蔵槽側吸込弁

系統運転時に遠隔で全閉操作を実施

9

P13-F021

復水補給水系制御棒駆動系駆動水供給元弁

系統運転時に現場で全閉操作を実施

10

P13-F008A

復水移送ポンプ(A)ミニマムフロー逆止弁後弁

系統運転時に現場で全閉操作を実施

11

P13-F008B

復水移送ポンプ(B)ミニマムフロー逆止弁後弁

系統運転時に現場で全閉操作を実施

12

P13-F008C

復水移送ポンプ(C)ミニマムフロー逆止弁後弁

系統運転時に現場で全閉操作を実施

13

P13－F001

復水補給水系復水貯蔵槽出口弁

系統運転時に現場で全閉操作を実施

14

E22-F028

高圧炉心注水系復水貯蔵槽出口第一元弁

系統運転時に現場で全閉操作を実施

15

E22-F029

高圧炉心注水系復水貯蔵槽出口第二元弁

系統運転時に現場で全閉操作を実施

16

E22-F030

高圧炉心注水系復水貯蔵槽出口第三元弁

系統運転時に現場で全閉操作を実施

27

P13-F079

復水補給水系原子炉冷却材浄化系ろ過脱塩器 Y スト
洗浄水供給元弁

プラント運転中から全閉運用とする

28

P13-F075

復水補給水系原子炉冷却材浄化系逆洗水ポンプ入口
洗浄用供給弁プラント運転中から全閉運用とする※本表の「No.」は，図 2 記載の「弁 No.」を示す。

47-4-14

表 4 代替循環冷却系閉止不可弁リスト(7 号炉)
№※

弁番号

3

P13-F077

復水補給水系-075 ライン供給元弁

HPAC 封水ライン

17

P13-F086

復水補給水系 RO-D032 入口弁

HPCF(C)封水ライン

18

P13-F093

復水補給水系格納容器冷却ライン元弁

SA 時の格納容器下部注水系で使用

19

P13-F099

復水補給水系 P13-F091 出口弁

SA 時の消防車による原子炉注水時に使用

20

P13-F101

復水補給水系-101 ライン供給元弁

SFP スキマサージタンクへの自動注水補給で使用

21

P13-F083

復水補給水系-077 ライン供給元弁

SA 時の代替格納容器スプレイ冷却系で使用
HPCF(B)封水ライン

22

E22-MO-F001B

高圧炉心注水系復水貯蔵槽側吸込弁（B)HPCF(B)吸込みライン（水源）23E22-F023

高圧炉心注水系高圧代替注水系冷却水
ライン隔離弁

HPAC 吸込みライン（水源）24E51-MO-F001

原子炉隔離時冷却系復水貯蔵槽側吸込
弁

RCIC 吸込みライン（水源）25E22-MO-F001C

高圧炉心注水系復水貯蔵槽側吸込弁（C)HPCF(C)吸込みライン（水源）26P13-F084

復水補給水系 RO-D030 入口弁

RCIC 封水ライン

弁名称

閉止不可理由※本表の「No.」は，図 2 記載の「弁 No.」を示す。

47-4-15

47-5
試験及び検査検査

図1

構造図（復水移送ポンプ）
47-5-1

図2

構造図（可搬型代替注水ポンプ（A-2 級））
47-5-2

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図 3 運転性能検査系統図（低圧代替注水系（常設） 残留熱除去系(B)注入配管からの低圧代替注水（6 号炉））

47-5-3

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（低圧代替注水系（常設）

図 4 運転性能検査系統図
残留熱除去系(A)注入配管からの低圧代替注水（6 号炉））

47-5-4

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図 5 運転性能検査系統図（低圧代替注水系（常設） 残留熱除去系(B)注入配管からの低圧代替注水（7 号炉））

47-5-5

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図 6 運転性能検査系統図（低圧代替注水系（常設） 残留熱除去系(A)注入配管からの低圧代替注水（7 号炉））

47-5-6

図7

運転性能検査系統図（6 号炉47-5-7

可搬型代替注水ポンプ）

図8

運転性能検査系統図（7 号炉47-5-8可搬型代替注水ポンプ）

47-6
容量設定根拠枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。
名

復水移送ポンプ（低圧代替注水時）

称

容量m3/h/台150（注 1），（125（注 2））

全揚程m

6 号炉:70 以上，7 号炉:68 以上（注 1）（85（注 2））最高使用圧力MPa

1.37

最高使用温度

℃

66

原動機出力

kW/台

機器仕様に関する注記

6 号炉:

以上，7 号炉: 以上（注 1）（55（注 2））

注 1：要求値を示す
注 2：公称値を示す【設 定 根 拠】
復水移送ポンプは重大事故等時に以下の機能を有する。
低圧代替注水系（常設）として使用する復水移送ポンプは，原子炉冷却材圧
力バウンダリが低圧の状態であって，設計基準事故対処設備が有する発電用原
子炉の冷却機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するために設置する。
系統構成は，復水貯蔵槽を水源とした復水移送ポンプより，残留熱除去系，給水系配管を経由して，原子炉圧力容器へ注水することにより炉心の著しい損
傷及び原子炉格納容器の破損を防止する設計とする。
なお，重大事故等対処設備の低圧代替注水系（常設）として使用する復水移送ポンプは，1 プラントあたり 3 台設置しており，このうち必要台数は最大で2 台であり，1 台を予備として確保する。

47-6-1

1.容 量 150 m3/h/台（注１）／125 m3/h/台（注２）
復水移送ポンプを用いて残留熱除去系(B)配管から原子炉圧力容器へ注水する場合の容量は，炉心の著しい損傷の防止の重要事故シーケンスのうち，高圧・低圧注水機能喪失，全交流動力電源喪失，崩壊熱除去機能喪失，LOCA 時
注水機能喪失に係る有効性評価解析（原子炉設置変更許可申請書添付書類十）において，復水移送ポンプ 2 台で最大約 300 m3/h であることから，1 台あたり
約 150m3/h を必要とする。
また，復水移送ポンプを用いて残留熱除去系(A)配管から原子炉圧力容器へ注水する場合の容量は，炉心の著しい損傷の防止の重要事故シーケンスのうち，全交流動力電源喪失(長期 TB，TBU,TBD)に係る有効性評価解析（原子炉設
置変更許可申請書添付書類十）において，事象発生から 24 時間後の代替原子炉補機冷却系運転開始後であることから，24 時間後の崩壊熱相当量を注水す
れば冠水を維持することが可能である。そのときの崩壊熱相当量は保守的に見ても約 35m3/h 程度であることから，重大事故等時における低圧代替注水系（常設）として必要とされる最大流量としては，復水移送ポンプを用いて残留熱除去系(B)配管から原子炉圧力容器へ注水する場合であり，1 台あたり約 150m3/hとする。

2. 揚 程 6 号炉:70m，7 号炉:68m（注１）／85m（注２）原子炉圧力容器へ注水する場合の復水移送ポンプの揚程は，原子炉圧力容器へ注水する場合の水源と注水先の圧力差，静水頭，機器及び配管・弁類圧損を基に設定する。

47-6-2

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【6 号炉】＜残留熱除去系(B)配管からの低圧代替注水＞・注水先の圧力約 0.1MPa（300m3/h 注水可能な炉圧）の場合
水源と注水先の圧力差 約
m
静水頭 約
m
機器及び配管・弁類圧損 約m――――――――――――――――――――
合 計 約 70 m
【7 号炉】＜残留熱除去系(B)配管からの低圧代替注水＞・注水先の圧力約 0.1MPa（300m3/h 注水可能な炉圧）の場合
水源と注水先の圧力差 約
m
静水頭 約
m
機器及び配管・弁類圧損 約m――――――――――――――――――――
合 計 約 68 m
以上より，原子炉圧力容器に注水する場合の復水移送ポンプの揚程は 6 号炉
で 70m，7 号炉で 68m である。

3. 最高使用圧力 1.37MPa
設計基準対象施設として使用する復水移送ポンプの最高使用圧力は，ポンプ
締め切り運転時の揚程約m（約MPa）に静水頭約
m（約
MPa）
を加えた約
MPa を上回る圧力として 1.37MPa としており，重大事故時に低圧代替注水系（常設）として原子炉圧力容器に注水する場合の圧力もこれと同等である。

4. 最高使用温度 66℃
設計基準対象施設として使用する復水移送ポンプの最高使用温度は，水源の復水貯蔵槽の最高使用温度に合わせ 66℃としており，重大事故等時に低圧代
替注水系（常設）として原子炉圧力容器に注水する場合の温度もこれと同様である。

47-6-3

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5.原動機出力

6 号炉:

kW，7 号炉:

kW（注１）／55 kW（注２）【6 号炉】
低圧代替注水系（常設）として使用する復水移送ポンプの容量 150m3/h，揚程 79m のときの必要軸動力は，以下のとおり約kW となる。
P= 10^(-3)×ρ×g×（（Q／3,600）×H）／(η／100)= 10^(-3)×1,000×9.80665×（（150/3,600）×79）/(=kW≒
kW
P ： 必要軸動力（kW）
ρ ： 流体の密度（kg/m3） ＝1,000g ： 重力加速度（m/s2） ＝9.80665
Q ： ポンプ容量（m3/h） ＝150
H ： ポンプ揚程（m） ＝79（図 1 参照）
η ： ポンプ効率（％）＝約 （図 1 参照）（参考文献：「ターボポンプ用語」（JIS B 0131-2002））

図1

復水移送ポンプ性能曲線（6 号炉）

47-6-4/100)

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【7 号炉】
低圧代替注水系（常設）として使用する復水移送ポンプの容量 150m3/h，揚程84m のときの必要軸動力は，以下のとおり約kW となる。
P= 10^(-3)×ρ×g×（（Q／3,600）×H）／(η／100)= 10^(-3)×1,000×9.80665×（（150/3,600）×84）/( /100)=
kW≒kW
P ： 必要軸動力（kW）
ρ ： 流体の密度（kg/m3） ＝1,000g ： 重力加速度（m/s2） ＝9.80665
Q ： ポンプ容量（m3/h） ＝150
H ： ポンプ揚程（m） ＝84（図 2 参照）
η ： ポンプ効率（％）＝約 （図 2 参照）（参考文献：「ターボポンプ用語」（JIS B 0131-2002））

図2

復水移送ポンプ性能曲線（7 号炉）

以上より，設計基準対象施設として使用する復水移送ポンプの原動機出力の公称値は 55kW/台であり，低圧代替注水系（常設）として使用する復水移送ポ
ンプの揚程はこの内数であることから同様の 55kW/台とする。

47-6-5

名称

可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）

容量m3/h/台45(注１)，（（120（注２））

吐出圧力

MPa

1.47(注１)，（0.85（注２））

最高使用圧力MPa

1.76

最高使用温度

℃

40

原動機出力

kW/台

110

機器仕様に関する注記

注１：要求値を示す
注２：規格値を示す【設 定 根 拠】
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，重大事故等時に以下の機能を有する。
低圧代替注水系（可搬型）として使用する可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）
は，原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の状態であって，設計基準事故対処設
備が有する発電用原子炉の冷却機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するために設置する。
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，複数の代替淡水源（防火水槽又は淡水貯水池）を水源として原子炉建屋外壁に設置されている複数の接続口に接続
し，復水補給水系，残留熱除去系，給水系配管を経由して，原子炉圧力容器へ注水することにより炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止する設計とする。
なお，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，重大事故等時において，炉心注水として原子炉冷却に必要な流量を確保できる容量を有するものを 1 セット 3台使用する。保有数は 1 プラントあたり 2 セット 6 台で 6 号及び 7 号炉共用で4 セット 12 台と，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として 1 台（共用）の合計 13 台を分散して保管する。

47-6-6

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1. 容 量 45m3/h(注１)／120m3/h(注２)
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）の容量は，原子炉停止後 8 時間後の崩壊熱除去に必要な注水量として 45m3/h 以上とする。
これを上回るものとして，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，消防法に基づく技術上の規格を満足するものを採用していることから，その規格上要求される性能である 120m3/h 以上を容量の公称値とする。
2. 揚 程 1.32MPa(注１)／0.85MPa(注２)原子炉圧力容器に低圧注水する場合の可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）の揚程は，淡水を原子炉圧力容器に注水する場合の，水源と注水先の圧力差（大気開放である防火水槽等と注水先の圧力），静水頭，ホース直線敷設の圧損，ホース湾曲による影響，機器及び配管・弁類圧損を基に設定する。
6 号及び 7 号炉の複数ある接続口のうち，使用するホース直線敷設の圧損，
ホース湾曲による影響，機器及び配管・弁類圧損等を考慮し，最も保守的となる，7 号炉原子炉建屋東側の接続口へ接続した場合の揚程を以下に示す。
【7 号炉（東側）】＜残留熱除去系(B)配管からの低圧代替注水＞・MUWC 可搬式接続口（東）（屋内ホース引き回し）の場合
最終吐出端必要圧力
約
MPa
静水頭
約
MPa
ホース圧損
約
MPa ※1
ホース湾曲による影響
約
MPa ※1
機器及び配管・弁類圧損
約MPa――――――――――――――――――――合 計
約 1.47 MPa※1：ホースについては保守的な想定で評価したものである。
湾曲の評価については 47-6-11,12 参照。
詳細設計においては，重大事故時のホースの取り回し，作業性，他設備の干渉を考慮し，ポンプ容量を変更しない範囲で適切に選定する。
以上より，低圧代替注水系（可搬型）を用いる場合に必要となる吐出圧力は
約 1.47MPa となるが，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は消防法に基づく技術上の規格を満足するものを採用していることから，公称値は規格値の 0.85MPaとする。

47-6-7

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図3

可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）性能曲線

上記の揚程の確認に加え，使用条件下においてポンプがキャビテーションを起こさないことを確認するため，NPSH の評価を行った。
＜接続口側 可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）＞
低圧代替注水系（可搬型）を用いる場合に必要となる流量（45m3/h）及び揚程（1.47MPa）から，ポンプの必要回転数を 3000rpm とする。この回転数において，所定の流量を確保するための NPSH（必要 NPSH）は，図 4 の水頭に余裕
を見込み，
ｍとする。

47-6-8図4

可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）NPSH

一方，有効 NPSH は，水源となる防火水槽の設置条件から，下記のとおり算出する。
有効 NPSH＝Ｈａ＋Ｈｓ－Ｈｌ－ｈｓ
ここで，Ｈａ：元車からの吐出圧力
Ｈｓ：揚程
Ｈｌ：吸込圧損
ｈｓ：飽和蒸気圧水頭
ポンプにおいてキャビテーションの発生を防ぐため，有効 NPSH＞必要 NPSH となる
Ｈａを設定すると，Ｈａは 0.15MPa となる。
＜防火水槽側 可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）＞
接続口側 可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）に必要となる流量（22.5m3/h/台）及び揚程（0.15MPa）から，ポンプの必要回転数を 2200rpm とする。この回転数において，所定の流量を確保するための NPSH（必要 NPSH）は，図 4 の水頭に余裕を見込み，ｍとする。
一方，有効 NPSH は，水源となる防火水槽の設置条件から，下記のとおり算出する。
有効 NPSH＝Ｈａ’＋Ｈｓ’－Ｈｌ’－ｈｓ’＝10.3－4.6－ －0.8＝ｍ
ここで，Ｈａ’：大気圧
Ｈｓ’：吸込揚程
Ｈｌ’：吸管圧損
ｈｓ’：飽和蒸気圧水頭
これらの算出結果から，有効 NPSH（ｍ）＞必要 NPSH（

47-6-9ｍ）を満足するため，ポンプはキャビテーションを起こすことなく運転することが可能である。
なお，淡水貯水池及び，大容量送水車（海水取水用）から直接，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）へ送水する場合の NPSH 評価は，淡水貯水池の水頭圧又は，大容量送水車（海水取水用）の吐出圧が可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）の吸込口に加わることにより，上記 NPSH 評価のうちＨｓ’（吸込揚程）が防火水槽から取水する場合よりも大きくなることから，防火水槽から取水する場合の可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）の NPSH 評価に包絡される。

3. 最高使用圧力 1.76MPa
低圧代替注水系（可搬型）に必要となる吐出圧力は 1.47MPa であるが，可搬型代替
注水ポンプ（A-2 級）を用いた注水先への注水シナリオのうち，吐出圧が最大となるのは格納容器下部注水系（可搬型）にて要求される吐出圧力（1.76MPa）であり，低圧代替注水系（可搬型）に要求される圧力を上回ることから，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）の最高使用圧力は 1.76MPa とする。

4. 最高使用温度 40℃
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）の最高使用温度は，水源である淡水の温度が常温程度であるため，40℃とする。

5. 原動機出力 約 110kW/台
低圧代替注水系（可搬型）として使用する可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）の原動機については，必要な性能（消防法に基づく技術上の規格）を発揮する出力を有するものとして約 110kW とする。

47-6-10

ホースの湾曲による圧力損失に対する考え方についてホースの圧力損失の評価については，実際に配備するホースのメーカが様々である
こと，また，今後のホース調達先や年式等の種別による個体差等を考慮し，最も一般的な仕様である，『新・消防機器便覧「消防水力学」（東京消防庁監修，東京消防機器研究会編著）』における理論値を使用する。
ホースの湾曲による圧力損失への影響について

可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）

１湾曲（90°）が４回発生した場合図１

可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）

可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）想定されるホースの引き回しパターン（イメージ）＜１湾曲（90°）あたりの圧力損失 hc＞
hc＝fc×v2/（2g）〇損失ヘッド fc
ホースの湾曲による損失ヘッドは新・消防便覧に記載されている曲率半径1000mm における 90°湾曲時の損失ヘッドである
fc=0.068･･･［MPa］(ⅰ)
を引用する。
〇流速 v
v=Q/A
・Q=流量について
流量は各使用条件に合わせた値を用いて評価を行う。
ここでは，例示として， 90［m3/h］の場合の計算を示す。
ホース 2 ラインで送水した場合，1 ラインあたり
45[m3/h]＝0.75[m3/min]となる。
・A＝管路の断面積について
A＝πr2 であることから，75A のホースを使用する場合
r=0.038［m］となる。よって，A=0.00454[m2]47-6-11

・流速 v=Q/A より
v=165.1982[m/min]= 2.7533[m/s] ･･･(ⅱ)
〇上記(ⅰ)(ⅱ)より，１湾曲（90°）あたりの圧力損失を求める。
hc＝fc×v2/(2g)より，重力加速度 9.8[m/s2]を用いて
hc＝0.068×(2.75332/(2×9.8))×3＝0.079[m]47-6-1247-7
接続図

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図1

接続図(防火水槽から接続口)

47-7-1

図2

接続図(建屋内接続

6 号炉原子炉建屋地上 1 階)

47-7-2

図3

接続図(建屋内接続

建屋内接続
47-7-36 号炉原子炉建屋地上 2 階)

図4

接続図(建屋内接続

建屋内接続
47-7-47 号炉原子炉建屋地上 1 階)

図5

接続図(建屋内接続

建屋内接続

47-7-57 号炉原子炉建屋地上 2 階)

47-8
保管場所図

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図1

保管場所図(位置的分散)

47-8-1

図2

保管場所図（機器配置）

47-8-2

47-9
アクセスルート図

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柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉『可搬型重大事故等対処設備保管場所及びアクセスルートについて』より抜粋

図1

保管場所およびアクセスルート図

47-9-1

図2

地震・津波発生時のアクセスルート図

47-9-2

図3

森林火災発生時のアクセスルート図

47-9-3図4

中央交差点が通行不能時のアクセスルート図

47-9-4

47-10
その他設備

原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための自主対策設
備として，以下を整備する。
①

他系の残留熱除去系配管または高圧炉心注水系配管を用いた低圧注水の実施
設計基準事故対処設備である残留熱除去系（低圧注水モード）ポンプが喪失し，残留熱除去系(A)注入ラインまたは残留熱除去系(B)注入ラインの機能が喪失した場合においても低圧注水可能とするために，自主対策設備として残留熱除去系(C)注入ライン等の他系の残留熱除去系配管又は高圧炉心注水系配管用
いた原子炉注水手段を整備している。

①

②

図1

低圧代替注水系（常設）による原子炉注水（残留熱除去系(C)注入配管使用）手順の概要図（柏崎刈羽原子力発電所 7 号炉の例）

No
①
②

弁名称
状態の変化 操作方法
残留熱除去系注入弁（C） 弁閉→弁開 スイッチ操作
残留熱除去系洗浄水弁（C） 弁閉→弁開 手動操作

47-10-1

操作場所
中央制御室
原子炉建屋 1 階(管理区域)

④

図2

No
③
④

③

低圧代替注水系（常設）による原子炉注水（高圧炉心注水系(B)注入配管使用）手順の概要図（柏崎刈羽原子力発電所 7 号炉の例）

弁名称
状態の変化 操作方法
高圧炉心注水去系注入弁（B） 弁閉→弁開 スイッチ操作
高圧炉心注水去系洗浄水弁（B） 弁閉→弁開 手動操作

47-10-2

操作場所
中央制御室
原子炉建屋 1 階(管理区域)

⑤

図3

No
⑤
⑥

⑥

低圧代替注水系（常設）による原子炉注水（高圧炉心注水系(C)注入配管使用）手順の概要図（柏崎刈羽原子力発電所 7 号炉の例）

弁名称
状態の変化 操作方法
高圧炉心注水去系注入弁（C） 弁閉→弁開 スイッチ操作
高圧炉心注水去系洗浄水弁（C） 弁閉→弁開 手動操作

47-10-3

操作場所
中央制御室
原子炉建屋 1 階(管理区域)

②

消火系を用いた低圧注水の実施
設計基準事故対処設備である残留熱除去系ポンプ（低圧注水モード），復水
移送ポンプ，可搬型代替注水ポンプが喪失した場合，炉心の著しい損傷及び原
子炉格納容器の破損を防止するため，自主対策設備として消火系を用いた原子炉注水手段を整備している。
消火系を用いた原子炉注水手段については，ディーゼル駆動消火ポンプを用
い，残留熱除去系（低圧注水モード），低圧代替注水系（常設），低圧代替注水系（可搬型）に用いる水源とは異なるろ過水タンクを水源として消火系，復水
補給水系，残留熱除去系を通じて原子炉へ注水する。

⑧

図4

No
⑦
⑧

⑦

消火系による原子炉注水（残留熱除去系(B)注入配管使用）手順の概要図（柏崎刈羽原子力発電所 7 号炉の例）

弁名称
復水補給水系消火系第二連絡弁
復水補給水系消火系第一連絡弁

状態の変化 操作方法
弁閉→弁開 スイッチ操作
弁閉→弁開 スイッチ操作

47-10-4

操作場所
中央制御室
中央制御室

47-11
各号炉の弁名称及び弁番号

条文適合性資料本文中の機器名称覧に記載の弁名称については，説明資料の構成上，略称等が用いられている場合がある。これらの記載名称と各号炉に設置されている弁の正式名称及び弁番号の関係について，下表の通り整理する。
表1

機器名称覧に記載の弁名称と，正式名称・弁番号の関係について

残留熱除去系注入弁（A）
残留熱除去系注入弁（B）

6 号炉
弁名称
残留熱除去系注入弁（A）
残留熱除去系注入弁（B）

弁番号
E11-MO-F005A
E11-MO-F005B

残留熱除去系洗浄水弁（A）

残留熱除去系低圧注水モード注入ライン洗浄弁（A）

E11-MO-F032A

残留熱除去系洗浄水弁（B）

残留熱除去系低圧注水モード注入ライン洗浄弁（B）

E11-MO-F032B

タービン建屋負荷遮断弁

タービン建屋負荷遮断弁

P13-MO-F150

復水補給水系常／非常用連絡 1 次止め弁

復水貯蔵槽常用，非常用給水管連絡ライン第一止め弁

P13-F011

復水補給水系常／非常用連絡 2 次止め弁

復水貯蔵槽常用，非常用給水管連絡ライン第二止め弁

P13-F012

MUWC 接続口外側隔離弁 1(B)
MUWC 接続口外側隔離弁 2(B)
MUWC 接続口外側隔離弁 1(A)MUWC 接続口外側隔離弁 2(A)MUWC 可搬式接続口隔離弁 1
MUWC 可搬式接続口隔離弁 2
MUWC 可搬式接続口隔離弁 3
MUWC 接続口内側隔離弁(B)
MUWC 接続口内側隔離弁(A)RHR(B)経由 R/B 南側外壁外部注水接続端第一止め弁(1)RHR(B)経由 R/B 南側外壁外部注水接続端第一止め弁(2)RHR(A)経由 R/B 東側外壁外部注水接続端第一止め弁(1)RHR(A)経由 R/B 東側外壁外部注水接続端第一止め弁(2)R/B 外壁外部注水接続端第一止め弁
外部注水入口弁
R/B 外壁外部注水接続端第二止め弁
RHR(B)経由 R/B 南側外壁外部注水接続端第二止め弁
RHR(A)経由 R/B 東側外壁外部注水接続端第二止め弁

P13-F134
P13-F139
P13-F130
P13-F138
P13-F192
P13-F190
P13-F193
P13-F135
P13-F131

統一名称

47-11-1

7 号炉
弁名称
残留熱除去系注入隔離弁（A）
残留熱除去系注入隔離弁（B）
残留熱除去系注入ライン
洗浄水止め弁（A）
残留熱除去系注入ライン
洗浄水止め弁（B）
復水補給水系タービン建屋負荷遮断弁
復水補給水系 常／非常用連絡管
一次止め弁
復水補給水系 常／非常用連絡管
二次止め弁
MUWC 建屋外南側外部注水ライン止め弁 1
MUWC 建屋外南側外部注水ライン止め弁 2
MUWC 建屋外北側外部注水ライン止め弁 1
MUWC 建屋外北側外部注水ライン止め弁 2
MUWC 建屋外東側貫通接続口元弁
MUWC 建屋内北側外部注水ライン元弁
MUWC 建屋内東側貫通接続口元弁
MUWC 建屋内南側外部注水ライン止め弁 1
MUWC 建屋内北側外部注水ライン止め弁 1

弁番号E11-MO-F005A
E11-MO-F005B
E11-MO-F032A
E11-MO-F032B
P13-MO-F029
P13-F019
P13-F020
P13-F136
P13-F141
P13-F132
P13-F140
P13-F129
P13-F124
P13-F131
P13-F137
P13-F13348 条
48-1 SA 設備基準適合性 一覧表
48-2 単線結線図
48-3 計測制御系統図
48-4 配置図
48-5 系統図
48-6 試験及び検査
48-7 容量設定根拠
48-8 接続図
48-9 保管場所図48-10 アクセスルート図
48-11 その他設備
48-12 機器名称覧に記載の弁名称と，各号炉の弁名称・弁番号の関係について

目次

48-1
SA 設備基準適合性

48-1-1

一覧表柏崎刈羽原子力発電所

6 号及び 7 号炉

第48条：
最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

SA 設備基準適合性一覧（可搬型）

大容量送水車（熱交換器ユニット用）

類型化
区分

屋外

Ｄ

（有効に機能を発揮する）－

環境温度・湿度・圧力／
環
屋外の天候／放射線
境
条
件 荷重
第
1
号

に
お 海水
け
る 他設備からの影響
健
全 電磁波による影響
性

海水を通水又は海で使用

Ⅰ(周辺機器等からの悪影響により機能を失う
おそれがない）－（電磁波により機能が損なわれない）

－

関連資料

48-8 接続図，48-9 保管場所図

第 操作性
2
号 関連資料

現場操作

Ｂ

48-8 接続図

第
1
項

試験・検査
第
(検査性、系統構成・外部入力)
3

ポンプ

Ａ

号
関連資料
第 切り替え性448-6

当該設備の使用にあたり系統の切替が不要

号 関連資料

第5号

悪 系統設計影
響 その他(飛散物)
防止 関連資料

通常時は隔離又は分離

Ａｂ

対象外

対象外

48-5 系統図
現場操作

6号 関連資料43Ｂｂ48-5 系統図

第 設置場所

第試験及び検査Ｂ

48-8 接続図条
第 可搬SAの容量
1号

原子炉建屋の外から水又は電力を供給する設備

関連資料
第 可搬SAの接続性
2号 関連資料

48-7

第
3
項

単独の機能で使用（放射線量の高くなるおそれの少ない場所を選定）

屋外(共通要因の考慮対象設備あり)

Ｂａ

48-9 保管場所図
屋外アクセスルートの確保

6号 関連資料7
号－

48-8 接続図

第 アクセスルート

第Ａｂ

48-8 接続図

5号 関連資料共 環境条件、自然現象、外部人為
通 事象、溢水、火災Ｃ

48-8 接続図

4号 関連資料第 保管場所

容量設置根拠より簡便な接続規格等による接続

第 異なる複数の接続箇所の確保
3号 関連資料
第 設置場所Ａ

Ｂ

48-10 アクセスルート図

防止設備-対象(代替対象ＤＢ設備有り)-屋外

Ａｂ

対象(サポート系有り)-異なる駆動源又は冷却源

Ｃａ

要
因
故
サポート系要因障防止48-8 接続図
48-9 保管場所図

関連資料

48-1-2

柏崎刈羽原子力発電所

6 号及び 7 号炉

SA 設備基準適合性一覧（可搬型）

第48条：

環
境
条

類型化

熱交換器ユニット

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

環境温度・湿度・圧力／
屋外の天候／放射線

区分

屋外

Ｄ

件 荷重
に

（有効に機能を発揮する）

－

第
1
号

お 海水
け

海水を通水又は海で使用

Ⅰる 他設備からの影響
健
全 電磁波による影響(周辺機器等からの悪影響により機能を失う
おそれがない）（電磁波により機能が損なわれない）

－
－

性
48-8

関連資料

48-9

第 操作性

接続図
保管場所図

中央制御室操作，現場操作

Ａ，Ｂ

2
号 関連資料
第
1
項

48-8

試験・検査
第
(検査性、系統構成・外部入力)
3

接続図

熱交換器

Ｄ

号
関連資料

48-6

第 切り替え性

当該設備の使用にあたり系統の切替が必要

4
号 関連資料48-5

第悪 系統設計影

5号

響 その他(飛散物)
防

対象外

対象外

第 可搬SAの容量

系統図

中央制御室操作，現場操作

6号 関連資料

3
条

系統図
Ａｂ

48-5

第 設置場所Ｂａ

通常時は隔離又は分離

止 関連資料第4

試験及び検査48-4

配置図，48-8

Ａ，Ｂ

接続図

原子炉建屋の外から水又は電力を供給する設備

Ａ

1
号
関連資料

48-7

第 可搬SAの接続性
2

容量設置根拠フランジ接続号 関連資料48-8

第 異なる複数の接続箇所の確保

接続図

単独の機能で使用

3
号 関連資料48-8（放射線量の高くなるおそれの少ない場所を選定）

第3号 関連資料

48-8

項

第 保管場所屋外(共通要因の考慮対象設備あり)
48-9

第 アクセスルート
6

共 環境条件、自然現象、外部人為
通 事象、溢水、火災
第
7
号

－

接続図
Ｂａ

保管場所図

屋外アクセスルートの確保

号 関連資料Ａｂ

接続図

第 設置場所4

5
号 関連資料Ｂ

Ｂ

48-10 アクセスルート図

防止設備-対象(代替対象ＤＢ設備有り)-屋外

Ａｂ

対象(サポート系有り)-異なる駆動源又は冷却源

Ｃａ

要
因
故
障
防

サポート系要因止48-8 接続図
48-9 保管場所図

関連資料

48-1-3

柏崎刈羽原子力発電所

6 号及び 7 号炉

第48条：最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

耐圧強化ベント系

類型化
区分

二次格納施設内Ｂ（有効に機能を発揮する）－（海水を通水しない）

対象外(周辺機器等からの悪影響により機能を失う
おそれがない）－（電磁波により機能が損なわれない）－

環境温度・湿度・圧力／第1号

環 屋外の天候／放射線
境
条
件 荷重
に
お 海水
け
る 他設備からの影響
健
全性 電磁波による影響
関連資料［配置図］48-4

中央制御室操作
現場操作

第 操作性
2
号
第
1
項

関連資料

第
4
3
条

第 切り替え性4号 関連資料

第
5
号

第
2
項

－

ー

［試験・検査説明資料］48-6 （主要設備ではない設備について記載）
当該系統の使用にあたり系統の切替操作が不要

弁等の操作で系統構成

Ａａ

対象外

対象外

［系統図］48-5
現場操作-放射線量が高くなるおそれが少ない
中央制御室操作

重大事故等への対処を本来の目的として設置するもの

第 共用の禁止2
号 関連資料（共用しない設備）

第
3
号

Ａａ
Ｂ

［配置図］48-4［系統図］48-5

第 常設SAの容量
1
号 関連資料共 環境条件、自然現象、外部人為
通 事象、溢水、火災
要因
故サポート系故障
障防
止 関連資料Ｂｂ［系統図］48-5

悪 系統設計影
響 その他(飛散物)
防止 関連資料

第 設置場所6
号 関連資料Ａ
Ｂ［配置図］48-4

試験・検査
第 (検査性、系統構成・外部入力)
3
号
関連資料

SA 設備基準適合性一覧（常設）Ａ［容量設定根拠］48-7
対象外－防止設備-対象(代替対象ＤＢ設備有り)-屋内

Ａａ

対象(サポート系有り)-異なる駆動源又は冷却源

Ｃａ［配置図］48-4［系統図］48-5

48-1-4

柏崎刈羽原子力発電所

6 号及び 7 号炉

第48条：
最終ヒートシンクヘ熱を移送するための設備

環境温度・湿度・圧力／第1号

環 屋外の天候／放射線
境
条
件 荷重
に
お 海水
け
る 他設備からの影響
健
全性 電磁波による影響

SA 設備基準適合性一覧（常設）

原子炉補機冷却系
中間ループ循環ポンプ

類型化
区分

その他の建屋内（原子炉建屋の二次格納施設外を含む）

Ｃ（有効に機能を発揮する）－（海水を通水しない）

対象外(周辺機器等からの悪影響により機能を失うおそれがない）－（電磁波により機能が損なわれない）

－

関連資料

－

第 操作性
2
号 関連資料
第1項

中央制御室操作－試験・検査
第 (検査性、系統構成・外部入力)
3
号

ポンプ

関連資料
第 切り替え性4号 関連資料

第
4
3
条

第
5
号

当該系統の使用にあたり系統の切替操作が不要

第3号

ＤＢ施設と同じ系統構成

Ａｄ

－

対象外
－

中央制御室操作Ｂ－
ＤＢ施設の系統及び機器の容量が十分（ＤＢ施設と同仕様のポンプ流量で設計）

Ｂ－

第 共用の禁止2
号 関連資料共通 環境条件、自然現象、外部人為事
要 象、溢水、火災
因故障 サポート系故障
防止 関連資料Ｂｂ－

第 設置場所6
号 関連資料

第
2
項

Ａ

－

悪 系統設計影
響 その他(飛散物)
防止 関連資料

第 常設SAの容量
1
号 関連資料Ａ（共用しない設備）

対象外－防止設備-対象(代替対象ＤＢ設備有り)-屋内

Ａａ

対象(サポート系有り)-異なる駆動源又は冷却源

Ｃａ－48-1-5

柏崎刈羽原子力発電所

6 号及び 7 号炉

SA 設備基準適合性一覧（常設）第48条：最終ヒートシンクヘ熱を移送するための設備

環境温度・湿度・圧力／第1号

環 屋外の天候／放射線
境
条
件 荷重
に
お 海水
け
る 他設備からの影響
健
全性 電磁波による影響

原子炉補機冷却系
海水ポンプ

類型化
区分

その他の建屋内（原子炉建屋の二次格納施設外を含む）Ｃ（有効に機能を発揮する）－

海水を通水又は海で使用

Ⅰ(周辺機器等からの悪影響により機能を失うおそれがない）－（電磁波により機能が損なわれない）

－

関連資料

－

第 操作性
2
号 関連資料
第1項

中央制御室操作－試験・検査
第 (検査性、系統構成・外部入力)
3
号

ポンプ

関連資料
第 切り替え性4号 関連資料

第
4
3
条

第
5
号

当該系統の使用にあたり系統の切替操作が不要

第3号

ＤＢ施設と同じ系統構成

Ａｄ

－

対象外
－

中央制御室操作Ｂ－
ＤＢ施設の系統及び機器の容量が十分（ＤＢ施設と同仕様のポンプ流量で設計）

Ｂ－

第 共用の禁止2
号 関連資料共通 環境条件、自然現象、外部人為事
要 象、溢水、火災
因故障 サポート系故障
防止 関連資料Ｂｂ－

第 設置場所6
号 関連資料

第
2
項

Ａ

－

悪 系統設計影
響 その他(飛散物)
防止 関連資料

第 常設SAの容量
1
号 関連資料Ａ（共用しない設備）

対象外－防止設備-対象(代替対象ＤＢ設備有り)-屋内

Ａａ

対象(サポート系有り)-異なる駆動源又は冷却源

Ｃａ－48-1-6

柏崎刈羽原子力発電所

6 号及び 7 号炉

第48条：
最終ヒートシンクヘ熱を移送するための設備

第
1
号

環
境
条
件
に
お
け
る
健
全
性

SA 設備基準適合性一覧（常設）

原子炉補機冷却系
熱交換器

類型化
区分

その他の建屋内（原子炉建屋の二次格納施設外を含
む）

Ｃ

荷重

（有効に機能を発揮する）－

海水

淡水だけでなく海水も使用

Ⅱ

他設備からの影響(周辺機器等からの悪影響により機能を失うおそれがない）－

電磁波による影響（電磁波により機能が損なわれない）－

環境温度・湿度・圧力／
屋外の天候／放射線

関連資料

－

第 操作性
2
号 関連資料
第1項

中央制御室操作－試験・検査
第 (検査性、系統構成・外部入力)
3
号

熱交換器

関連資料
第 切り替え性4号 関連資料

第
4
3
条

第
5
号

当該系統の使用にあたり系統の切替操作が不要

第3号

環境条件、自然現象、外部人為事
象、溢水、火災

サポート系故障

ＤＢ施設と同じ系統構成

Ａｄ

－

対象外
－

中央制御室操作Ｂ－
ＤＢ施設の系統及び機器の容量が十分（ＤＢ施設と同仕様のポンプ流量で設計）

Ｂ－

第 共用の禁止2
号 関連資料
共
通
要
因
故
障
防
止

Ｂｂ

－

第 設置場所6
号 関連資料

第
2
項

Ｄ

－

悪 系統設計影
響 その他(飛散物)
防止 関連資料

第 常設SAの容量
1
号 関連資料Ａ（共用しない設備）

対象外－防止設備-対象(代替対象ＤＢ設備有り)-屋内

Ａａ

対象(サポート系有り)-異なる駆動源又は冷却源

Ｃａ

関連資料

－

48-1-7

48-2
単線結線図

48-2-1

【代替原子炉補機冷却系】

図 48-2-1

代替原子炉補機冷却系

単線結線図（6 号炉（7 号炉も同じ））

48-2-2

【耐圧強化ベント系】

荒浜側常設代替
交流電源設備設置場所

第二ガスタービン発電機
GTG
予備

GTG

【凡例】

（略語）
常設代替
交流電源設備R/B ：原子炉建屋

GTG：ガスタービン発電機

C/B ：コントロール建屋

D/G：非常用ディーゼル発電機：遮断器

MCC ：モータ・コントロール・センタ

：断路器

緊急用
断路器

７号炉タービン建屋南側

常設代替
交流電源設備：配線用遮断器：接続装置

D/G

第一ガスタービン発電機

荒浜側緊急用
高圧母線建屋(6A)

GTG

M ：電動切替装置

D/G

GTG
予備

：切替装置

(6B)

緊急用
高圧母線
緊急用
断路器

C/B 2F
緊急用電源切替箱
断路器

７号炉へ
R/B B1F

R/B B1F
電源車

緊急用
電源切替箱
接続装置6A

緊急用
電源切替箱
接続装置6B

非常用
高圧母線 6C

非常用
高圧母線 6D

R/B B1F

非常用所内
電気設備
【区分Ⅱ】

電源車
R/B B1F
非常用所内
電気設備
【区分Ⅰ】
非常用低圧母線 6C-1
動力変圧器

C/B B1F

R/B B1F
MCC 6C-1-3

代替所内電気設備
AM用動力変圧器

R/B 3FMCC 6C-1-7

C/B B1F

動力変圧器

R/B 4F

非常用低圧母線 6D-1

R/B 3FM
MCC 6C-1-5

MCC 6D-1-8

MCC 6D-1-7

C/B B1FR/B 4F

C/B
MB2F

C/B B1F

MCC 6D-1-5

AM用MCC 6B

変圧器

予備変圧器

（予備）

（予備）

静止 形
交直 変換器

直流
125V充電 器

直流
125V充電 器（B）

AM用直 流125V充電 器

AM用直 流125V充電 器

直流
125V充電 器
（A）

※1

※1
AM用直流125V主母線盤

直流125V分電盤

直流125V分電盤

交流120Vバイタル
分電盤6B-1

CVCF（耐圧強化ベント系負荷）
・電動駆動弁（F070）（耐圧強化ベント系負荷）・計装設備（フィルタ装置水素濃度）（耐圧強化ベント系負荷）・計装設備

図 48-2-2（耐圧強化ベント系負荷）
・空気駆動弁用電磁弁（F002）

耐圧強化ベント系

48-2-3単線結線図（6 号炉）（耐圧強化ベント弁負荷）
・空気駆動弁用電磁弁（F019,F022）

荒浜側常設代替
交流電源設備設置場所

第二ガスタービン発電機
GTG

GTG
予備

常設代替
交流電源設備【凡例】（略語）
R/B ：原子炉建屋

GTG：ガスタービン発電機

C/B ：コントロール建屋

D/G：非常用ディーゼル発電機：遮断器

MCC ：モータ・コントロール・センタ

緊急用
断路器

７号炉タービン建屋南側

常設代替
交流電源設備：断路器：配線用遮断器

第一ガスタービン発電機
荒浜側緊急用
高圧母線建屋

D/G

GTG

：接続装置

GTG
予備

緊急用
高圧母線

(7A)

M ：電動切替装置

D/G

：切替装置

(7B)
緊急用
断路器
C/B 2F
緊急用電源切替箱
断路器

6 号炉へ
R/B B1F
R/B 2F
電源車
緊急用
電源切替箱
接続装置7A

緊急用
電源切替箱
接続装置7B

非常用
高圧母線 7C

非常用
高圧母線 7D

R/B B1F

非常用所内
電気設備
【区分Ⅱ】

電源車
R/B B1F
R/B 3F

動力変圧器

非常用所内
電気設備
【区分Ⅰ】
非常用低圧母線 7C-1

R/B B1F
MCC
7C-1-3C/B B1F

MCC
7C-1-1

代替所内電気設備
AM用動力変圧器
非常用低圧母線 7D-1

R/B 3FMCC 7C-1-7

C/B B1F

動力変圧器

R/B 4FR/B 3FM
AM用MCC 7B

MCC 7C-1-4

R/B 4F

C/B
MB2F

C/B B1F

MCC 7D-1-4

MCC 7D-1-7

C/B B1F

変圧器

（予備）

予備変圧器

（予備）

静止 形
交直 変換器

直流
125V充電 器

直流
125V充電 器（B）

AM用直 流125V充電 器

AM用直 流125V充電 器

直流
125V充電 器（A）※1

MCC 7D-1-6※1AM用直流125V主母線盤

直流125V分電盤

直流125V分電盤

交流120Vバイタル
分電盤7B-1

CVCF（耐圧強化ベント系負荷）
・電動駆動弁（F070）（耐圧強化ベント系装置）
・計装設備（フィルタ装置水素濃度）（耐圧強化ベント系負荷）
・空気駆動弁用電磁弁（F002）（耐圧強化ベント系負荷）・計装設備

図 48-2-3

耐圧強化ベント系

48-2-4単線結線図（7 号炉）（耐圧強化ベント系負荷）
・空気駆動弁用電磁弁（F019,F022）

48-3
計測制御系統図48-3-1

【耐圧強化ベント系】
主排気筒
耐圧強化ベント系
放射線モニタ【7号炉】

格納容器圧力逃がし装置へ

AO

原子炉区域・
タービン区域〔ＦＣ〕
換気空調系排風機へ① RE

原子炉区域より

①

MO

AO
MO

非常用ガス処理系
排風機へ

ボンベ
〔ＦＣ〕

HCWサンプへMO

遠隔手動弁操作設備

AO

ボンベ

AO
〔ＦＯ〕

AO

〔ＦＣ〕

原子炉区域運転階より

・

・

〔ＦＯ〕

〔ＦＯ〕

ドライウェル

遠隔手動弁操作設備

AO

②

〔ＦＣ〕

AO
MO

・

遠隔手動弁操作設備
遠隔手動弁操作設備

〔ＦＣ〕

ボンベ
MO

格納容器圧力(D/W)
PT

格納容器圧力(S/C)
サプレッション・
チェンバ

フィルタ装置水素濃度

H2E

遠隔手動弁操作設備

AO

原
子
炉
圧
力
容
器

耐圧強化ベント系
放射線モニタ【6号炉】

RE

パージ用排風機

・PT

遠隔手動弁操作設備

AO

ボンベ

〔ＦＣ〕

MO

MO

原子炉建屋
(二次格納施設外）

非常用ガス処理系
排風機より

タービン建屋MO

大物搬入口

二次格納施設Ｎ2供給ライン図 48-3-1
表 48-3-1

耐圧強化ベント系

計測制御系統図

耐圧強化ベント系の計測設備主要仕様

監視パラメータ① 耐圧強化ベント系放射線モニタ② フィルタ装置水素濃度※1

計測範囲
10 ～105mSv/h
0～100vol%
-2

個数
2
1

※1 フィルタ装置水素濃度については，52 条において格納容器内の水素ガスを排出する際に要求されるものである。格納容器圧力逃がし装置の水素濃度計と兼用であり，サンプリングラインを切り替えることによって，耐圧強化ベント系も計測可能である。

48-3-2

48-4
配置図

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

48-4-1

48-4-2【代替原子炉補機冷却系】

図 48-4-1

6 号炉原子炉建屋地上 4 階

48-4-3
図 48-4-2

6 号炉原子炉建屋地上中 3 階48-4-4
図 48-4-3

6 号炉原子炉建屋地上 3 階

48-4-5
図 48-4-4

6 号炉原子炉建屋地上 2 階

48-4-6
図 48-4-5

6 号炉原子炉建屋地上 1 階

48-4-7
図 48-4-6

6 号炉原子炉建屋地下 1 階

48-4-8
図 48-4-7

6 号炉原子炉建屋地下２階

48-4-9
図 48-4-8

6 号炉原子炉建屋地下 3 階48-4-10
図 48-4-9

6 号炉タービン建屋地上 1 階

48-4-11
図 48-4-10

6 号炉タービン建屋地下 1 階

48-4-12
図 48-4-11

7 号炉原子炉建屋地上 4 階

48-4-13
図 48-4-12

7 号炉原子炉建屋地上中 4 階48-4-14
図 48-4-13

7 号炉原子炉建屋地上 3 階

48-4-15
図 48-4-14

7 号炉原子炉建屋地上 2 階

48-4-16
図 48-4-15

7 号炉原子炉建屋地上 1 階

48-4-17
図 48-4-16

7 号炉原子炉建屋地下 2 階

48-4-18
図 48-4-17

7 号炉原子炉建屋地下 3 階48-4-19
図 48-4-18

7 号炉タービン建屋地上 1 階

48-4-20
図 48-4-19

7 号炉タービン建屋地下 1 階

48-4-21
図 48-4-20

６／7 号炉コントロール建屋地下 2 階

48-4-22

図 48-4-21

代替原子炉補機冷却系

接続口配置図（6/7 号炉）

図 48-4-22

格納容器圧力逃がし装置，及び耐圧強化ベント系の弁操作位置図（6 号炉）

１／３

弁設置位置
弁遠隔操作位置（手動）弁遠隔操作位置（空気作動）
遠隔手動弁操作設備
弁操作用追加遮蔽【格納容器圧力逃がし装置，及び耐圧強化ベント系】

48-4-23

48-4-24

図 48-4-23

格納容器圧力逃がし装置，及び耐圧強化ベント系の弁操作位置図（6 号炉）

２／３

弁設置位置
弁遠隔操作位置（手動）弁遠隔操作位置（空気作動）
遠隔手動弁操作設備
弁操作用追加遮蔽48-4-25

図 48-4-24

格納容器圧力逃がし装置，及び耐圧強化ベント系の弁操作位置図（6 号炉）

３／３

弁設置位置
弁遠隔操作位置（手動）弁遠隔操作位置（空気作動）
遠隔手動弁操作設備
弁操作用追加遮蔽48-4-26

図 48-4-25

格納容器圧力逃がし装置，及び耐圧強化ベント系の弁操作位置図（7 号炉）

１／４

弁設置位置

48-4-27

図 48-4-26

格納容器圧力逃がし装置，及び耐圧強化ベント系の弁操作位置図（7 号炉）

２／４

弁設置位置
弁遠隔操作位置（手動）弁遠隔操作位置（空気作動）
遠隔手動弁操作設備
弁操作用追加遮蔽48-4-28

図 48-4-27

格納容器圧力逃がし装置，及び耐圧強化ベント系の弁操作位置図（7 号炉）

３／４

弁設置位置
弁遠隔操作位置（手動）弁遠隔操作位置（空気作動）
遠隔手動弁操作設備
弁操作用追加遮蔽48-4-29

図 48-4-28

格納容器圧力逃がし装置，及び耐圧強化ベント系の弁操作位置図（7 号炉）

４／４

弁設置位置
弁遠隔操作位置（手動）弁遠隔操作位置（空気作動）
遠隔手動弁操作設備
弁操作用追加遮蔽図 48-4-29

6/7 号炉

真空破壊弁(S/C→D/W)設置位置図

48-4-30

図 48-4-30

6/7 号炉48-4-31中央制御室配置図

48-5
系統図

48-5-1

図 48-5-1

代替原子炉補機冷却系

48-5-2

P21-F039A

P21-F012A

P21-F041A

ＲＨＲポンプ（Ａ）室空調機

ＲＨＲ熱交換器（Ａ）

ＲＨＲポンプ（Ａ）
軸受冷却器

7

P21-F040A

24

P21-F013A

MO

P21-F042A

23

P21-F058A

22

P21-F034A

21

P21-F044Ａ

20

P21-F046

19

P21-F114

18

P21-F070

17

P21-F028A
F028C

FT

P21-F004D

MO

P21-F004A

MO

FI

ＤＷＣ冷却器（Ｂ）（ＨＶＨ）

ＤＷＣ冷却器（Ａ）（ＨＶＨ）

P21-F266（中央制御室）4

RSWﾎﾟﾝﾌﾟ(D)RCW熱交換器(D)RSWﾎﾟﾝﾌﾟ(A)RCW熱交換器(A)P21-F078C,
F085C

P21-F078A,
F085A

ＲＩＰモータ熱交換器
Ａ，Ｂ，Ｅ，Ｆ，Ｈ

Y/D

P21-F0079C,
F086C

P21-F0079A,
F086A

P21-F088A,
F090A,F092A,
F094A,F096A

P21-F300A

P21-F221A

P21-F139A

P21-F137A

RCWﾎﾟﾝﾌﾟ(D)P21-F002D

RCWﾎﾟﾝﾌﾟ(A)P21-F002A

P21-F081A

ＣＡＭＳ（Ａ）室空調機

14

15，16

P21-F116A

P21-F087A,
F089A,F091A,
F093A,F095A

P21-F101AMO

P21-F109A

P21-F015D

26

P21-F015A

25

6
P27-F102

5ＳＡ空気圧縮機 冷却器

ＩＡ空気圧縮機 冷却器

ＲＩＰ ＭＧセット

ＣＵＷポンプ（Ａ）冷却器

ＣＲＤポンプ（Ａ）油冷却器

ＣＵＷ非再生熱交換器（Ａ）

ＨＷＨ温水熱交換器（Ａ）

2

P21F301A

P21-F222A

P21-F140A

P21-F138A

P21-F108A

P21-F110A

9

1

電源車2台

27

3

P21-F053A

RCW
ｻｰｼﾞﾀﾝｸ(Ａ)

【凡例】
：開操作
：調整開操作：閉操作

P21-F016A

P21-F057A

ＣＡＭＳ冷却器（Ａ）

ＲＨＲポンプ（Ａ）
メカニカルシール冷却器

ＲＣＩＣポンプ室空調機

ＳＰＣＵポンプ軸受冷却器

ＳＰＣＵポンプ室空調機

ＨＥＣＷ冷凍機（Ａ），（Ｃ）

ＦＰＣポンプ（Ａ）軸受冷却器

RCCV

8

MO

P21-F033A

P21-F043Ａ

P21-F045

P21-F113

P21-F069

P21-F024A
F024C

P21-F115A

P21-F030A

13

P21-F036A

12

P21-F032A

11

P21-F038A

MO

P21P21F072A,Ｄ F074A

ＡO

MO

P21-F029A

ＦＰＣ熱交換器（Ａ）

ＳＧＴＳ（Ａ）室空調機

ＦＰＣポンプ（Ａ）室空調機

ＦＣＳ（Ａ）室空調機

10

P21-F055A,D

MO

P21F075A

P21-F035A

P21-F031A

P21-F037A

P21-F061A

非常用Ｄ／Ｇ（Ａ）

海水【代替原子炉補機冷却系】

MO

P21-F082A

P21-F267

系統概要図（6 号炉 A 系）

表 48-5-1

代替原子炉補機冷却系

機器リスト（6 号炉 A 系）

No

機器名称

1
2
3
4
5
6
7
8
9
10
11
12
13
14
15
16
17
18
19
20
21
22
23
24
25
26
27

熱交換器ユニット
代替原子炉補機冷却水ポンプ
大容量送水車（熱交換器ユニット用）
代替冷却系供給ライン北側接続口隔離弁(A)代替冷却系戻りライン北側接続口隔離弁(A)熱交換器ユニット流量調整弁
残留熱除去系熱交換器(A)冷却水出口弁
常用冷却水供給側分離弁(A)
常用冷却水戻り側分離弁(A)
可燃性ガス濃度制御系(A)室空調機冷却水出口弁
燃料プール冷却浄化系ポンプ(A)室空調機冷却水出口弁
非常用ガス処理系室(A)空調機冷却水出口弁
燃料プール冷却浄化系熱交換機(A)冷却水出口弁
燃料プール冷却浄化系ポンプ(A)軸受冷却器冷却水出口弁
換気空調補機非常用冷却水系冷凍機(A)冷却水出口弁
換気空調補機非常用冷却水系冷凍機(C)冷却水出口弁
サプレッションプール浄化系ポンプ室空調機冷却水出口弁
サプレッションプール浄化系ポンプ軸受冷却器冷却水出口弁
原子炉隔離時冷却系ポンプ室空調機冷却水出口弁
残留熱除去系ポンプ(A)メカニカルシール冷却器冷却水出口弁
格納容器内雰囲気モニタ系冷却器(A)冷却水出口弁
納容器内雰囲気モニタ系(A)室空調機冷却水出口弁
残留熱除去系ポンプ(A)モータ軸受冷却器冷却水出口弁
残留熱除去系ポンプ(A)室空調機冷却水出口弁
原子炉補機冷却水ポンプ(A)吸込弁
原子炉補機冷却水ポンプ(D)吸込弁
サージタンク(A)換気空調補機非常用冷却水系側出口弁

48-5-3

図 48-5-2

12

13
P21-F030B

ＳＧＴＳ（Ｂ）室空調機

ＦＰＣ熱交換器（Ｂ）

代替原子炉補機冷却系

48-5-4

P21-F039B

P21-F012B

P21-F041B

P21-F057B

20

ＲＨＲポンプ（Ｂ）室空調機

ＲＨＲ熱交換器（Ｂ）

23

ＲＨＲポンプ（Ｂ）
軸受冷却器

7

P21-F040B

24

P21-F013B

MO

P21-F042B

P21-F058B

22

P21-F034B

21

P21-F044B

FT

P21-F004E

MO

P21-F004B

MO

FI

ＤＷＣ冷却器（Ｃ）（ＨＶＨ）

Ｄ／Ｗ ＬＣＷサンプ冷却器（中央制御室）P21-F268 4

RSWﾎﾟﾝﾌﾟ(E)RCW熱交換器(E)RSWﾎﾟﾝﾌﾟ(Ｂ)RCW熱交換器(Ｂ)P21-F078B,
F085B

P21-F098

P21-F087B,
F089B,F091B,
F093B,F095B

ＲＩＰモータ熱交換器
Ｃ，Ｄ，Ｇ，Ｊ，Ｋ

Y/D

P21-F0079B,
F086B

P21-F099

P21-F088B,
F090B,F092B,
F094B,F096B

P21-F142B

P21-F191

P21-F221B

P21-F139B

P21-F101B

MO

P21-F109B

RCWﾎﾟﾝﾌﾟ(E)P21-F002E

RCWﾎﾟﾝﾌﾟ(Ｂ)P21-F002B

P21-F081B

ＣＡＭＳ（Ｂ）室空調機

ＣＡＭＳ冷却器（Ｂ）

ＲＨＲポンプ（Ｂ）
メカニカルシール冷却器

P21-F043B

RCCV

8

MO

P21-F033B

19

ＨＰＣＦポンプ（Ｂ）
メカニカルシール冷却器

P21-F051B

P21-F052B

18

P21-F050B

P21-F048B

MO

P21P21F072B,Ｅ F074B

ＡO

15,16
17

P21-F028B
F028D

14

P21-F116B

P21-F036B

P21-F032B

ＨＰＣＦポンプ（Ｂ）
軸受冷却器

ＨＰＣＦポンプ（Ｂ）室空調機

ＨＥＣＷ冷凍機（Ｂ），（Ｄ）

ＦＰＣポンプ（Ｂ）軸受冷却器

11

ＦＰＣポンプ（Ｂ）室空調機

P21-F049B

P21-F047B

P21-F024B
F024D

P21-F115B

P21-F029B

10

P21-F038B

ＦＣＳ（Ｂ）室空調機

P21-F055B,E

MO

P21F075B

P21-F035B

P21-F031B

P21-F037B

P21-F061B

非常用Ｄ／Ｇ（Ｂ）

MO
P21-F015E

26

P21-F015B

25

6
P27-F1025

原子炉水 ＰＨ計ラック，
溶存酸素計ラック，
サンプルクーラーラック

Ｒ/Ｂ ＬＣＷサンプル冷却器

ＲＩＰ ＭＧセット

ＣＵＷポンプ（Ｂ）冷却器

ＣＵＷ非再生熱交換器（Ｂ）

ＨＷＨ温水熱交換器（Ｂ）

2

P21-F192

P21-F222B

P21-F140B

P21-F108B

P21-F110B

9

1

電源車2台

27

3

P21-F053B

RCW
ｻｰｼﾞﾀﾝｸ(Ｂ)

【凡例】
：開操作
：調整開操作：閉操作

P21-F016B

MO

P21-F082B

P21-F269

系統概要図（6 号炉 B 系）

海水

表 48-5-2

代替原子炉補機冷却系

機器リスト（6 号炉 B 系）

No

機器名称

1
2
3
4
5
6
7
8
9
10
11
12
13
14
15
16
17
18
19
20
21
22
23
24
25
26
27

熱交換器ユニット
代替原子炉補機冷却水ポンプ
大容量送水車（熱交換器ユニット用）
代替冷却系供給ライン隔離弁(B)代替冷却系戻りライン隔離弁(B)
熱交換器ユニット流量調整弁
残留熱除去系熱交換器(B)冷却水出口弁
常用冷却水供給側分離弁(B)
常用冷却水戻り側分離弁(B)
可燃性ガス濃度制御系(B)室空調機冷却水出口弁
燃料プール冷却浄化系ポンプ(B)室空調機冷却水出口弁
非常用ガス処理系室(B)空調機冷却水出口弁
燃料プール冷却浄化系熱交換器(B)冷却水出口弁
燃料プール冷却浄化系ポンプ(B)軸受冷却器冷却水出口弁
換気空調補機非常用冷却水系冷凍機(B)冷却水出口弁
換気空調補機非常用冷却水系冷凍機(D)冷却水出口弁
高圧炉心注水系ポンプ(B)室空調機冷却水出口弁
高圧炉心注水系ポンプ(B)モータ軸受冷却器冷却水出口弁
高圧炉心注水系ポンプ(B)メカニカルシール冷却器冷却水出口弁
残留熱除去系ポンプ(B)メカニカルシール冷却器冷却水出口弁
格納容器内雰囲気モニタ系冷却器(B)冷却水出口弁
格納容器内雰囲気モニタ系(B)室空調機冷却水出口弁
残留熱除去系ポンプ(B)モータ軸受冷却器冷却水出口弁
残留熱除去系ポンプ(B)室空調機冷却水出口弁
原子炉補機冷却水系ポンプ(B)吸込弁
原子炉補機冷却水系ポンプ(E)吸込弁
換気空調補機非常用冷却水系降水管(B)タイライン止め弁

48-5-5図 48-5-3

代替原子炉補機冷却系

48-5-6

P21-F044A

P21-F041A

FT

ＲＨＲポンプ（Ａ）室空調機

ＲＨＲ熱交換器（Ａ）

10

17

21

7

P21-F045A

22

P21-F042A

MO

P21-F202A

P21-F132A

20

P21-F222A
F222D

18,19

P21-F112

P21-F110

16

P21-F055A
F055C

MO

P21-F014A,C P21-F016A

14,15

P21-F051A

13

P21-F062A

12

P21-F060A

11

P21-F058A

P21-F048A,D

P21-F007DMO

RSWﾎﾟﾝﾌﾟ(D)RCW熱交換器(D)RSWﾎﾟﾝﾌﾟ(A)RCW熱交換器(A)ＤＷＣ冷却器（Ｂ）（ＨＶＨ）

ＤＷＣ冷却器（Ａ）（ＨＶＨ）

FI （中央制御室）

P21-F031B

P21-F031A

P21-F102

ＲＩＰモータ熱交換器
Ａ，Ｂ，Ｅ，Ｆ，Ｈ

Ｄ／Ｗ ＬＣＷサンプ冷却器

P21-F033
A,B,E,F,H

MO

FT

8

RCCV

P21-F007A

P21-F029A

FI （中央制御室）

ＲＨＲポンプ（Ａ）軸受
冷却器

ＣＡＭＳ（Ａ）サンプルクーラ

ＲＳＷポンプモータ軸受
冷却器（Ａ），（Ｄ）

ＲＣＩＣポンプ室空調機

ＳＰＣＵポンプ室空調機

ＨＥＣＷ冷凍機（Ａ），（Ｃ）

ＦＰＣ熱交換器（Ａ）

ＳＧＴＳ（Ａ）室空調機

ＦＰＣポンプ（Ａ）室空調機

ＦＣＳ（Ａ）室空調機

非常用Ｄ／Ｇ（Ａ）

ＡO

P21-F032B

P21-F032A

P21-F103

P21-F034
A,B,E,F,H

P21-F144

Y/D

P21-F402A

RCWﾎﾟﾝﾌﾟ(A)RCWﾎﾟﾝﾌﾟ(D)P21-F003D

4

P21-F120A～F123A

P21-F209A

P21-F211A

P21-F017A

MO

P21-F023A

P21-F104

P21-F003A

MO

P21-F201A

P21-F131A

P21-F221A
F221D

P21-F111

P21-F109

P21-F052A
F052C

P21-F050A

P21-F061A

P21-F059A

P21-F057A

P21-F250A

MO

MO
P21-F001D

24

P21-F001A

23

6
P27-F102

5ＳＡ空気圧縮機 冷却器

ＩＡ空気圧縮機 冷却器

Ｒ／Ｂ ＬＣＷサンプ冷却器

ＲＩＰ ＭＧセット（Ａ）

ＣＵＷポンプ（Ａ）熱交換器

ＣＲＤポンプ（Ａ）油冷却器

ＣＵＷ非再生熱交換器（Ａ）

ＨＷＨ温水熱交換器（Ａ）

2

P21F403A

P21-F105

P21-F124A～F129A

P21-F210A

P21-F212A

P21-F025A

P21-F024A

9

1

電源車2台

25

3

P21-F067A

RCW
ｻｰｼﾞﾀﾝｸ(Ａ)

【凡例】
：開操作
：調整開操作：閉操作

P21-F066A

MO

P21-F037A

P21-F143

P21-F036A

系統概要図（7 号炉 A 系）

海水

表 48-5-3

代替原子炉補機冷却系

機器リスト（7 号炉 A 系）

No

機器名称

1
2
3
4
5
6
7
8
9
10
11
12
13
14
15
16
17
18
19
20
21
22
23
24
25

熱交換器ユニット
代替原子炉補機冷却水ポンプ
大容量送水車（熱交換器ユニット用）
代替冷却水供給止め弁(A)代替冷却水戻り止め弁(A)
熱交換器ユニット流量調整弁
残留熱除去系熱交換器(A)冷却水出口弁
常用冷却水供給側分離弁(A)
常用冷却水戻り側分離弁(A)
可燃性ガス濃度制御系室空調機(A)出口弁
燃料プール冷却浄化系ポンプ室空調機(A)出口弁
非常用ガス処理系室空調機(A)出口弁
燃料プール冷却浄化系熱交換器(A)出口弁
換気空調補機非常用冷却水系冷凍機(A)冷却水温度調節弁後弁
換気空調補機非常用冷却水系冷凍機(C)冷却水温度調節弁後弁
サプレッションプール浄化系ポンプ室空調機出口弁
原子炉隔離時冷却系ポンプ室空調機出口弁
原子炉補機冷却海水ポンプ(A)電動機軸受出口弁
原子炉補機冷却海水ポンプ(D)電動機軸受出口弁
格納容器内雰囲気モニタラック(A)出口弁
残留熱除去系ポンプ(A)冷却水出口弁
残留熱除去系ポンプ室空調機(A)出口弁
原子炉補機冷却水系ポンプ(A)吸込弁
原子炉補機冷却水系ポンプ(D)吸込弁
サージタンク(A)換気空調補機非常用冷却水系側出口弁

48-5-7

図 48-5-4

代替原子炉補機冷却系

48-5-8

P21-F044B

P21-F041B

FT

P21-F201B

ＲＨＲポンプ（Ｂ）室空調機

ＲＨＲ熱交換器（Ｂ）

FI （中央制御室）

7

P21-F045B

22

P21-F042B

MO

P21-F202B

21

P21-F132B

20

18,19

P21-F222B
F222E

P21-F047B

17

P21-F055B,D

15,16

P21-F206B

14

P21-F051B

13

P21-F062B

12

P21-F060B

MO

MO

P21-F148 4

RSWﾎﾟﾝﾌﾟ(E)RCW熱交換器(Ｅ)RSWﾎﾟﾝﾌﾟ(B)RCW熱交換器(Ｂ)ＤＷＣ冷却器（Ｃ）（ＨＶＨ）

ＲＩＰモータ熱交換器
Ｃ，Ｄ，Ｇ，Ｊ，Ｋ

FI （中央制御室）

P21-F031B

P21-F033
C,D,G,J,K

P21-F007E

F
T

8

RCCV

P21-F007B

P21-F029B

ＲＨＲポンプ（Ｂ）軸受
冷却器

ＣＡＭＳ（Ｂ）サンプルクーラ

ＲＳＷポンプモータ軸受
冷却器（Ｂ），（Ｅ）

ＨＰＣＦポンプ（Ｂ）室空調機

ＨＥＣＷ冷凍機（Ｂ）（Ｄ）

ＨＰＣＦポンプ（Ｂ）
軸受冷却器

ＦＰＣ熱交換器（Ｂ）

ＳＧＴＳ（Ｂ）室空調機

ＦＰＣポンプ（Ｂ）室空調機

11

P21-F058B

10

P21-F048B,E

P21-F014B,E P21-F016B

MO

Y/D

P21-F032B

P21-F034
C,D,G,J,K

P21-F209B

P21-F017B

MO

P21-F023B

RCWﾎﾟﾝﾌﾟ(E)P21-F003E

RCWﾎﾟﾝﾌﾟ(B)P21-F001E

24

P21-F001B

6
P27-F102

5

2

P21-F140

原子炉水ＰＨ計
サンプルクーラ

P21-F139

23

P21-134

P21-F136

P21-F138

P21-F124B～F129B

P21-F210B

P21-F025B

P21-F024B

P21-F133

ＬＤＳサンプルクーラ

原子炉水サンプルクーラ

ＲＩＰ ＭＧセット（Ｂ）

ＣＵＷポンプ（Ｂ）熱交換器

ＣＵＷ非再生熱交換器（Ｂ）

ＨＷＨ温水熱交換器（Ｂ）

ＲＨＲ熱交換器出口
サンプルクーラ

P21-F135

P21-F137

P21-F120B～F123B

P21-F003B

MO

P21-F131B

P21-F221B
F221E

P21-F046B

P21-F052B,D

P21-F205B

P21-F050B

P21-F061B

P21-F059B

P21-F057B

ＦＣＳ（Ｂ）室空調機

非常用Ｄ／Ｇ（Ｂ）

MO

ＡO

MO

9

1

電源車2台

25

3

P21-F067B

RCW
ｻｰｼﾞﾀﾝｸ(Ｂ)

【凡例】
：開操作
：調整開操作：閉操作

P21-F066B

MO

P21-F037B

P21-F147

P21-F036B

系統概要図（7 号炉 B 系）

海水

表 48-5-4

代替原子炉補機冷却系

機器リスト（7 号炉 B 系）

No

機器名称

1
2
3
4
5
6
7
8
9
10
11
12
13
14
15
16
17
18
19
20
21
22
23
24
25

熱交換器ユニット
代替原子炉補機冷却水ポンプ
大容量送水車（熱交換器ユニット用）
代替冷却水供給第二止め弁(B)代替冷却水戻り第二止め弁(B)
熱交換器ユニット流量調整弁
残留熱除去系熱交換器(B)冷却水出口弁
常用冷却水供給側分離弁(B)
常用冷却水戻り側分離弁(B)
可燃性ガス濃度制御系室空調機(B)出口弁
燃料プール冷却浄化系ポンプ室空調機(B)出口弁
非常用ガス処理系室空調機(B)出口弁
燃料プール冷却浄化系熱交換器(B)出口弁
高圧炉心注水系ポンプ(B)冷却器冷却水出口弁
換気空調補機非常用冷却水系冷凍機(B)冷却水温度調節弁後弁
換気空調補機非常用冷却水系冷凍機(D)冷却水温度調節弁後弁
高圧炉心注水系ポンプ室空調機(B)出口弁
原子炉補機冷却海水ポンプ(B)電動機軸受出口弁
原子炉補機冷却海水ポンプ(E)電動機軸受出口弁
格納容器雰囲気モニタ系ラック(B)出口弁
残留熱除去系ポンプ(B)冷却水出口弁
残留熱除去系ポンプ室空調機(B)出口弁
原子炉補機冷却水系ポンプ(B)吸込弁
原子炉補機冷却水系ポンプ(E)吸込弁
サージタンク(B)換気空調補機非常用冷却水系側出口弁

48-5-9

：重大事故等対処設備（主要設備）：重大事故等対処設備（附属設備）：弁名称を次頁に示す
主排気筒※６号炉については原子炉建屋内の二次格納施設外に設置

格納容器圧力逃がし装置へ

AO

原子炉区域・
タービン区域〔ＦＣ〕
換気空調系排風機へ

原子炉区域より

10

AO

MO

非常用ガス処理系
排風機へ

RE

9

パージ用排風機

MO

13

11

MO

12

HCWサンプへ

ボンベ

5
AO

〔ＦＣ〕

原子炉区域運転階より

3

〔ＦＯ〕

遠隔手動弁操作設備

AO

AO

・

・

AO
〔ＦＯ〕

6

MO

〔ＦＣ〕

遠隔手動弁操作設備

4

ボンベ
MO

PT

PT

フィルタ装置水素濃度

遠隔手動弁操作設備

格納容器圧力(D/W)
格納容器圧力(S/C)

H2E

遠隔手動弁操作設備

2 AO

サプレッション・
チェンバ

遠隔手動弁操作設備

〔ＦＣ〕

AO

・

原
子
炉
圧
力
容
器

ボンベ

〔ＦＣ〕

〔ＦＯ〕

ドライウェル

耐圧強化ベント系
放射線モニタ※・

1 AO

遠隔手動弁操作設備
ボンベ
MO

〔ＦＣ〕

7 MO
非常用ガス処理系
排風機より

原子炉建屋
(二次格納施設外）

タービン建屋
大物搬入口

8 MO
二次格納施設Ｎ2供給ライン図 48-5-3

耐圧強化ベント系

48-5-10

概略構成図

表 48-5-3
No.
1
2
3
4
5
6
7
8
9
10
11
12
13

耐圧強化ベント系

弁リスト

弁名称
一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）
一次隔離弁（ドライウェル側）
二次隔離弁
二次隔離弁バイパス弁
フィルタ装置入口弁
耐圧強化ベント弁
非常用ガス処理系 フィルタ装置出口弁(A)
非常用ガス処理系 フィルタ装置出口弁(B)
非常用ガス処理系 第一隔離弁
非常用ガス処理系 第二隔離弁
換気空調系 第一隔離弁
換気空調系 第二隔離弁
非常用ガス処理系 Uシール隔離弁

48-5-11

48-6
試験及び検査48-6-1

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

【代替原子炉補機冷却系】

図 48-6-1

代替原子炉補機冷却系熱交換器図（6 号炉）
48-6-2

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

図 48-6-2

代替原子炉補機冷却水ポンプ図（6 号炉）
48-6-3

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

図 48-6-3

代替原子炉補機冷却系熱交換器図（7 号炉）
48-6-4

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

図 48-6-4

代替原子炉補機冷却水ポンプ図（7 号炉）
48-6-5

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

図 48-6-5

大容量送水車（熱交換器ユニット用）図48-6-6

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

図 48-6-6

代替原子炉補機冷却系 運転性能検査（6 号炉 A 系）

48-6-7

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

図 48-6-7

代替原子炉補機冷却系
48-6-8運転性能検査（6 号炉 B 系）

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

図 48-6-8

代替原子炉補機冷却系
48-6-9運転性能検査（7 号炉 A 系）

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

図 48-6-9

代替原子炉補機冷却系
48-6-10運転性能検査（7 号炉 B 系）

【耐圧強化ベント系】
プラント停止中に点検及び検査をすることとしており，
表 48-6-1 のとおりである。
表 48-6-1
対象機器
配管

弁

機械設備の試験・検査内容
点検内容

点検項目

本格点検

簡易点検

1.本体

a.外観点検b.フランジ部点検手入れ―

2.機能確認a.漏えい確認

1.本体

a.弁箱内面点検手入れ
b.弁体，弁座，弁棒の点検

a.窒素封入圧力確認※1
b.弁開閉試験時漏えい確認※2―

手入れ

c.パッキン類取替
d.外観点検2.機能確認a.漏えい確認
b.動作試験

a.窒素封入圧力確認※1
b.弁開閉試験時漏えい確
認※2c.動作試験(駆動部付弁)※1 窒素封入圧力及びスクラバ水位は，簡易点検の他にパトロール時等において定期的に確認を実施する。
※2 空気駆動弁の電磁弁排気ポートへの駆動空気供給による弁開閉試験時に，空気駆動弁『開』
保持状態（駆動空気を供給している状態）において，駆動空気供給系の漏えい確認を行う。
※3 点検周期の単位はサイクル。

48-6-11

配管よりフランジを切り離すことにより，弁の分解点検が可能

図 48-6-10電動駆動弁構造図

配管よりフランジを切り離すことにより，弁の分解点検が可能

図 48-6-11

空気駆動弁構造図

48-6-12

二次隔離弁
遠隔手動弁操作設備

遠隔操作機構を構成する機器については分
解点検を行うことが可能な構造とする

図 48-6-12遠隔手動弁操作設備構造図（例：7 号炉

48-6-13

二次隔離弁）

48-7
容量設定根拠48-7-1

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名
個数

称

熱交換器ユニット（その１）式

容量（設計熱交換量）
最高使用圧力

MW/式

3
約 23

MPa[gage] 淡水側

最高使用温度

℃

伝熱面積

m2/式

1.37 ／

淡水側

海水側

1.4

70 または 90／海水側

80 または 50

注 1：要求値を示す
注 2：公称値を示す

機器仕様に関する注記【設定根拠】
熱交換器ユニット（その１）は，重大事故等時の原子炉補機冷却水系統機能喪失時に，残留熱除去系熱交換器の冷却を行うため設置する。
熱交換器ユニット（その１）は 1 式設置し，熱交換器ユニット内に熱交換器 2 基を設置する。
1.個数，容量の設定根拠
熱交換器ユニット（その１）の容量は，保守性を有した評価による原子炉停止 48 時間
経過後の崩壊熱（約 23MW）を 2 基の熱交換器で除去する容量として，約 23MW/式とする。
なお，熱交換器ユニット（その１）の容量を上記のように設定することで，代替原子炉
補機冷却系を使用する有効性評価「崩壊熱除去機能喪失（取水機能喪失）」のシナリオで，事故発生 20 時間後に代替原子炉補機冷却系を用いた残留熱除去系によるサプレッショ
ン・チェンバ・プール水冷却モード運転で冷却効果が確認されている。
具体的には，図 48-7-1 に有効性評価シナリオ「崩壊熱除去機能喪失（取水機能喪失）」のサプレッション・チェンバ水温を示すように，代替原子炉補機冷却系を使用したサプレッション・チェンバ・プール水冷却モード運転を開始した後に，温度上昇が抑制されていることが確認できている。
300

サ
プ
レ
ッ
シ
ョ
ン
・
チ
ェ
ン
バ
水
温

原子炉減圧に伴う炉内蒸気流入による
水温上昇
原子炉減圧状態の維持により炉内蒸気が流出し水温が
徐々に上昇

200

代替原子炉補機冷却系を用いた
サプレッション・チェンバ・プール水
冷却モード運転による水温低下

100

(℃)

原子炉隔離時冷却系作動による排気蒸気の流入による水温上昇
0
0

10

20

30

事故後の時間(ｈ)JOB No.MA404K-7TW--AF7G004

図 48-7-1

サプレッション・チェンバ水温の推移

48-7-240

2.最高使用圧力の設定根拠
2.1 淡水側
熱交換器ユニット（その１）の淡水側の最高使用圧力は，原子炉補機冷却
水系の最高使用圧力に合わせ，1.37MPa[gage]とする。
2.2 海水側
熱交換器ユニット（その１）の海水側の最高使用圧力は，大容量送水車（熱交換器ユニット用）の締切揚程を考慮し，1.4MPa[gage]とする。
3.最高使用温度の設定根拠
3.1 淡水側
熱交換器ユニット（その１）出口の最高使用温度は，冷却水の供給温度を考慮し，70℃とする。熱交換器ユニット（その１）入口の最高使用温度は冷却水の戻り温度を考慮し，90℃とする。
3.2 海水側
熱交換器ユニット（その１）出口の最高使用温度は，海水の戻り温度を考慮し，80℃とする。熱交換器ユニット（その１）入口の最高使用温度は，
原子炉補機冷却海水系に合わせ，50℃とする。

4.

伝熱面積の設定根拠
熱交換器ユニット（その１）に設置される熱交換器 1 基当たりの必要伝熱面積は，下記のように求める。
4.1 交換熱量
Ｑ＝C1・Wa・ρ1 ・(Ta1-Ta2)∴Ta1＝65.3
Ｑ＝C2・Wb・ρ2 ・(Tb1-Tb2)∴Tb1＝54.0
Ｑ ：熱交換器ユニット除熱能力
Wa ：淡水側流量
Wb ：海水側流量
Ta1 ：熱交換器ユニット淡水側入口温度
Ta2 ：熱交換器ユニット淡水側出口温度
Tb2 ：熱交換器ユニット海水側入口温度
Tb1 ：熱交換器ユニット海水側出口温度
ρ1 ：密度（淡水）ρ2 ：密度（海水）C1 ：比熱（淡水）C2 ：比熱（海水）48-7-3＝23.0MW（82,800,000 kJ/h）＝600m3/h＝840m3/h＝32.0℃＝30.0℃＝990.1kg/m3＝1017kg/m3＝4.18kJ/kg・K＝4.03kJ/kg・K

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4.2 対数平均温度差⊿t＝{(Ta1-Tb2)-(Ta2-Tb1)}／ln{(Ta1-Tb2)／(Ta2-Tb1)}＝5.38K⊿t ：対数平均温度差

4.3 伝熱係数
Uc ＝kW/(m2・K)

4.4 必要伝熱面積
Ａr ＝Ｑ／⊿t／Uc＝23000／5.38／
Ａｒ

／2

＝

m2 ≒

＝

m2

m2

：熱交換器の必要伝熱面積

熱交換器 2 基の必要伝熱面積は，×2

以上より，熱交換器ユニット（その１）の伝熱面積は，約48-7-4m2/式とする。

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名
個数

称

熱交換器ユニット（その２）式

容量（設計熱交換量）
最高使用圧力最高使用温度

1

MW/式

約 23

MPa[gage] 淡水側℃

1.37 ／

淡水側

海水側

70 または 90

／

1.4
海水側

80 または 40

2

m /式

伝熱面積

注 1：要求値を示す
注 2：公称値を示す

機器仕様に関する注記【設定根拠】
熱交換器ユニット（その２）は，重大事故等時の原子炉補機冷却水系統機能喪失時に，残留熱除去系熱交換器の冷却を行うため設置する。
熱交換器ユニット（その２）は 1 式設置し，熱交換器ユニット内に熱交換器 2 基を設置する。
1.個数，容量の設定根拠
熱交換器ユニット（その２）の容量は，保守性を有した評価による原子炉停止 48 時間
経過後の崩壊熱（約 23MW）を 2 基の熱交換器で除去する容量として，約 23MW/式とする。
なお，熱交換器ユニット（その２）の容量を上記のように設定することで，代替原子炉
補機冷却系を使用する有効性評価「崩壊熱除去機能喪失（取水機能喪失）」のシナリオで，事故発生 20 時間後に代替原子炉補機冷却系を用いた残留熱除去系によるサプレッショ
ン・チェンバ・プール水冷却モード運転で冷却効果が確認されている。
具体的には，図 48-7-2 に有効性評価シナリオ「崩壊熱除去機能喪失（取水機能喪失）」のサプレッション・チェンバ水温を示すように，代替原子炉補機冷却系を使用したサプレッション・チェンバ・プール水冷却モード運転を開始した後に，温度上昇が抑制されていることが確認できている。
300

サ
プ
レ
ッ
シ
ョ
ン
・
チ
ェ
ン
バ
水
温

原子炉減圧に伴う炉内蒸気流入による
水温上昇
原子炉減圧状態の維持により炉内蒸気が流出し水温が
徐々に上昇

200

代替原子炉補機冷却系を用いた
サプレッション・チェンバ・プール水
冷却モード運転による水温低下

100

(℃)

原子炉隔離時冷却系作動による排気蒸気の流入による水温上昇
0
0

10

20

30

事故後の時間(ｈ)JOB No.MA404K-7TW--AF7G004

図 48-7-2

サプレッション・チェンバ水温の推移

48-7-540

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2.最高使用圧力の設定根拠
2.1 淡水側
熱交換器ユニット（その２）の淡水側の最高使用圧力は，原子炉補機冷却
水系の最高使用圧力に合わせ，1.37MPa[gage]とする。
2.2 海水側
熱交換器ユニット（その２）の海水側の最高使用圧力は，大容量送水車（熱交換器ユニット用）の最高使用圧力以上とし，1.4MPa[gage]とする。
3.最高使用温度の設定根拠
3.1 淡水側
熱交換器ユニット（その２）出口の最高使用温度は，冷却水の供給温度を考慮し，70℃とする。熱交換器ユニット（その２）入口の最高使用温度は冷却水の戻り温度を考慮し，90℃とする。
3.2 海水側
熱交換器ユニット（その２）出口及び入口の最高使用温度は，海水の戻り
温度及び海水の供給温度を考慮し，出口 80℃，入口 40℃とする。
4.伝熱面積の設定根拠(1) 必要伝熱面積
熱交換器ユニット（その２）に設置される熱交換器１基当たりの必要伝熱
面積は，設計熱交換量 11.61MW/基を満足するための性能計算で求められるm2/基とする。
必要伝熱面積は，設計熱交換量，伝熱板熱通過率及び高温側と低温側の温度差の平均値である対数平均温度差を用いて下記のように求める。
必要伝熱面積

＝

Ko
＝

Q
T

＝

11.602 10 6
8.60
m2／基

Ｑ ：設計熱交換量（W）＝11.602×106 (＝11.61MW)
Ｋｏ ：伝熱板熱通過率（W/(m2･K)）＝
ΔＴ ：対数平均温度差（K）＝8.60（引用文献：「伝熱工学資料 改訂第 4 版」（1986 年 日本機械学会））熱交換器 2 基の必要伝熱面積は，

×2

＝

m2

以上より，熱交換器ユニット（その２）の伝熱面積は，約48-7-6m2/式とする。

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なお，設計基準事故対処設備である残留熱除去系，原子炉補機冷却水系，原子炉補機冷却海水系を使用した場合の，残留熱除去系熱交換器における交換熱量については，
以下の条件において，約 8.2MW である。
・管側（サプレッション・プール水）流量：954m3/h（残留熱除去系定格流量）・胴側（原子炉補機冷却水）流量：1200m3/h
・管側（サプレッション・プール水）入口温度：52℃
・海水温度
：30℃
・(参考)原子炉補機冷却水系熱交換器伝熱面積：m2
上記で示した設計基準事故対処設備の交換熱量に対し，重大事故等対処設備である代替原子炉補機冷却系を使用した場合の，残留熱除去系熱交換器における交換熱量については，以下の条件において，約 6.5MW である。
・管側（サプレッション・プール水）流量：954m3/h（残留熱除去系定格流量）・胴側（代替原子炉補機冷却水）流量：約 600m3/h
・管側（サプレッション・プール水）入口温度：52℃
・海水温度
：30℃
・（参考）熱交換器ユニット伝熱面積：m2

48-7-7

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名
個数

称

代替原子炉補機冷却水ポンプ（その１）
2

台

容量

m3/h/台

全揚程m

最高使用圧力MPa[gage]

1.37

最高使用温度
原動機出力

℃
kW/台

70

機器仕様に関する注記

300 以上（注 1）（300（注 2））
以上（注 1）（75（注 2））

以上（注 1）（110（注 2））
注 1：要求値を示す
注 2：公称値を示す【設定根拠】
代替原子炉補機冷却水ポンプ（その１）は，重大事故等時の原子炉補機冷却水系機能喪失時に，残留熱除去系熱交換器の冷却を行うため設置する。
代替原子炉補機冷却水ポンプ（その１）は 2 台設置する。

1.個数，容量の設定根拠
代替原子炉補機冷却系水ポンプ（その１）の容量は，保守性を有した評価による原子炉停止 48 時間経過後の崩壊熱（約 23MW）を除去するために必要な流量を600m3/h とし，容量 300 m3/h のポンプを 2 台設置する。
なお，代替原子炉補機冷却水ポンプ（その１）の容量を上記のように設定することで，代替原子炉補機冷却系を使用する有効性評価「崩壊熱除去機能喪失（取水機能喪失）」のシナリオで，事故発生 20 時間後に代替原子炉補機冷却系を用いた残留熱除去系によるサプレッション・チェンバ・プール水冷却モード運転で冷却効果が確認されている。具体的には，図 48-7-1 に有効性評価シナリオ「崩壊熱除去機能喪失（取水機能喪失）」のサプレッション・チェンバ水温を示すように，
代替原子炉補機冷却系を使用したサプレッション・チェンバ・プール水冷却モード運転を開始した後に，温度上昇が抑制されていることが確認できている。
2.揚程の設定根拠
代替原子炉補機冷却系水ポンプ（その１）の揚程は，本系統が閉ループとなっていることから下記を考慮する。
【6 号炉のケース】
配管・機器圧力損失 ： 約m
上記から，代替原子炉補機冷却水ポンプ（その１）の揚程は 75m とする。

3.最高使用圧力の設定根拠
代替原子炉補機冷却水ポンプ（その１）の最高使用圧力は，熱交換器ユニット（その１）の最高使用圧力 1.37MPa[gage]とする。
48-7-8

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4.最高使用温度の設定根拠
代替原子炉補機冷却水ポンプ（その１）の最高使用温度は，冷却水の戻り温度を考慮し，70℃とする。
5.原動機出力の設定根拠
代替原子炉補機冷却水ポンプ（その１）（容量 300m3/h）の必要軸動力は，以下のとおり約
kW となる。
P=10^(-3)×ρ×g×（（Q／3,600）×H）／（η／100）=10^(-3)×1,000×9.80665×（（300/3,600）×75）/（
=
kW
≒
kW

/100)

P ： 必要軸動力（kW）
ρ ： 流体の密度（kg/m3） ＝1,000g ： 重力加速度（m/s2） ＝9.80665
Q ： ポンプ容量（m3/h） ＝300
H ： ポンプ揚程（m） ＝75（図 48-7-3 参照）
η ： ポンプ効率（％）＝ （図 48-7-3 参照）（参考文献：「ターボポンプ用語」（JIS B 0131-2002））
以上より，代替原子炉補機冷却水ポンプ（その１）の原動機出力は 110kW/台とする。

図 48-7-3

代替原子炉補機冷却水ポンプ（その１）性能曲線

48-7-9

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名
個数

称

代替原子炉補機冷却水ポンプ（その２）
1

台

容量

m3/h/台

全揚程m

最高使用圧力MPa[gage]

1.37

最高使用温度
原動機出力

℃
kW/台

70

機器仕様に関する注記

600 以上（注 1）（600（注 2））
以上（注 1）（75（注 2））

以上（注 1）（200（注 2））
注 1：要求値を示す
注 2：公称値を示す【設定根拠】
代替原子炉補機冷却水ポンプ（その２）は，重大事故等時の原子炉補機冷却水系機能喪失時に，残留熱除去系熱交換器の冷却を行うため設置する。
代替原子炉補機冷却水ポンプ（その２）は 1 台設置する。
1.個数，容量の設定根拠
代替原子炉補機冷却系水ポンプ（その２）の容量は，保守性を有した評価による原子炉停止 48 時間経過後の崩壊熱（約 23MW）を除去するために必要な流量を600m3/h とし，容量 600 m3/h のポンプを 1 台設置する。
なお，代替原子炉補機冷却水ポンプ（その２）の容量を上記のように設定することで，代替原子炉補機冷却系を使用する有効性評価「崩壊熱除去機能喪失（取水機能喪失）」のシナリオで，事故発生 20 時間後に代替原子炉補機冷却系を用いた残留熱除去系によるサプレッション・チェンバ・プール水冷却モード運転で冷却効果が確認されている。具体的には，図 48-7-2 に有効性評価シナリオ「崩壊熱除去機能喪失（取水機能喪失）」のサプレッション・チェンバ水温を示すように，
代替原子炉補機冷却系を使用したサプレッション・チェンバ・プール水冷却モード運転を開始した後に，温度上昇が抑制されていることが確認できている。

2.揚程の設定根拠
代替原子炉補機冷却系水ポンプ（その２）の揚程は，本系統が閉ループとなっていることから下記を考慮する。
【6 号炉のケース】
配管・機器圧力損失 ： 約m
上記から，代替原子炉補機冷却水ポンプ（その２）の揚程は 75m とする。

3.最高使用圧力の設定根拠
代替原子炉補機冷却水ポンプ（その２）の最高使用圧力は，熱交換器ユニット（その２）の最高使用圧力に合わせ，1.37MPa[gage]とする。

48-7-10

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

4.最高使用温度の設定根拠
代替原子炉補機冷却水ポンプ（その２）の最高使用温度は，熱交換器ユニット（その２）出口の最高使用温度に合わせて，70℃とする。
5.原動機出力の設定根拠
代替原子炉補機冷却水ポンプ（その２）（容量 600m3/h）の必要軸動力は，以下のとおり約
kW となる。
P=10^(-3)×ρ×g×（（Q／3,600）×H）／（η／100）=10^(-3)×1,000×9.80665×（（600/3,600）×75）/（
=
kW
≒
kW

/100)

P ： 必要軸動力（kW）
ρ ： 流体の密度（kg/m3） ＝1,000g ： 重力加速度（m/s2） ＝9.80665
Q ： ポンプ容量（m3/h） ＝600
H ： ポンプ揚程（m） ＝75（図 48-7-4 参照）
η ： ポンプ効率（％）＝約（図 48-7-4 参照）（参考文献：「ターボポンプ用語」（JIS B 0131-2002））
以上より，代替原子炉補機冷却水ポンプの原動機出力は 200kW/台とする。

図 48-7-4

代替原子炉補機冷却水ポンプ（その２）性能曲線

48-7-11

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名
容量

称

大容量送水車（熱交換器ユニット用）
840 以上（注 1）（900（注 2））

3

m /h

吐出圧力

MPa[gage]

0.47 以上（注 1）（1.25（注 2））

最高使用圧力MPa[gage]

1.3

最高使用温度

℃

60

原動機出力

kW/個

機器仕様に関する注記

注 1：要求値を示す
注 2：公称値を示す【設定根拠】
大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，重大事故等時の原子炉補機冷却水系機能喪失時に，残留熱除去系熱交換器の冷却を行うため設置する。
1.容量の設定根拠
大容量送水車（熱交換器ユニット用）の容量は，保守性を有した評価による原子炉停止 48 時間経過後の崩壊熱（約 23MW）を除去するために必要な流量を 840m3/hとし，900m3/h とする。
なお，大容量送水車（熱交換器ユニット用）の容量を上記のように設定することで，代替原子炉補機冷却系を使用する有効性評価「崩壊熱除去機能喪失（取水機能喪失）」のシナリオで，事故発生 20 時間後に代替原子炉補機冷却系を用いた残留熱除去系によるサプレッション・チェンバ・プール水冷却モード運転で冷却効果が確認されている。具体的には，図 48-7-1 に有効性評価シナリオ「崩壊熱除去機能喪失（取水機能喪失）」のサプレッション・チェンバ水温を示すように，代替原子炉補機冷却系を使用したサプレッション・チェンバ・プール水冷却モード
運転を開始した後に，温度上昇が抑制されていることが確認できている。
2.吐出圧力の設定根拠
大容量送水車（熱交換器ユニット用）の吐出圧力は，下記を考慮する。
（6 号炉）①熱交換器ユニット内の圧力損失 ： 約
MPa②ホース直接敷設の圧損： 約MPa③ホース湾曲の影響： 約
MPa④機器類の圧力損失： 約MPa①～④の合計： 約
MPa（7 号炉）①熱交換器ユニット内の圧力損失②ホース直接敷設の圧損③ホース湾曲の影響④機器類の圧力損失①～④の合計：：：：：48-7-12

約
約
約
約
約

MPa
MPa
MPa
MPa
MPa

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上記から，大容量送水車（熱交換器ユニット用）の必要吐出圧力は 0.47MPa[gage]
以上とし，1.25MPa[gage]とする。

図 48-7-5

大容量送水車（熱交換器ユニット用）性能曲線

上記の必要吐出圧力の確認に加え，使用条件下においてポンプがキャビテーションを起こさないことを確認した。
〈大容量送水車の NPSH 評価〉
大容量送水車（熱交換器ユニット用）は,取水路に投入した取水ポンプにより,取水される海水を送水ポンプを用いて送水する構造となっている。取水ポンプは,送水ポンプ設置高さより約 17.6m 下の取水路から取水し,吐出揚程 20m 以上で送水ポンプに送水可能であり,送水ポンプは十分に吸込み揚程を確保可能であることからキャビテーションが発生する恐れはない。
〈取水ポンプの NPSH 評価〉
取水ポンプは空気を吸い込まない水位まで投入して水を押上げる構造の水中ポンプであり,必要 NPSH の代替として,運転必要最低水位を確保するように投入すること
で,キャビテーションを防止する設計となっている。取水ポンプの運転必要最低水位
は水面から-0.5m であり,海水取水時には水面から-1.0m 程度の位置まで取水ポンプを吊り下げることからキャビテーションが発生する恐れはない。

48-7-13

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

熱交換器ユニットへ↑

大容量送水車（熱交換器ユニット用）

1.0m

運転必要最低水位

0.5m

約 17.6m

送水ポンプ↑ 取水ポンプ
図 48-7-6

大容量送水車（熱交換器ユニット用）概要図

3.最高使用圧力の設定根拠
大容量送水車（熱交換器ユニット用）の最高使用圧力は，ホースの最高使用圧力と同等の 1.3MPa[gage]とする。
4.最高使用温度の設定根拠
大容量送水車（熱交換器ユニット用）の最高使用温度は，海水温度 30℃の余裕を考慮し，60℃とする。
5.原動機出力の設定根拠
原動機出力は，定格流量点 (
動力を考慮し，kW とする。

) での軸

48-7-14

ホースの湾曲による圧力損失に対する考え方について
消防用ホースの圧力損失の評価については，実際に配備するホースのメーカが様々であること，また，今後のホース調達先や年式等の種別による個体差等を考慮し，最も一般的な仕様である，『新・消防機器便覧「消防水力学」（東京消防庁監修，東京消防機器研究会編著）』における理論値を使用する。
消防用ホースの湾曲による圧力損失への影響について

１湾曲（45°）が 2 回発生した場合１湾曲（90°）が 3 回発生した場合図 48-7-7想定される消防ホースの引き回しパターン（イメージ）＜１湾曲（90°）あたりの圧力損失 hc＞
hc＝fc×v2/（2g）〇損失ヘッド fc
ホースの湾曲による損失ヘッドは新・消防便覧に記載されている曲率半径1000mm における 90°湾曲時の損失ヘッドである
fc=0.068･･･［MPa］(ⅰ)
を引用する。

48-7-15

〇流速 v
v=Q/A
・Q=流量について
大容量送水車流量は，840m3/h である。

・A=管路の断面積について
A＝πr2 であることから，r=管内径/2 となり，管内径 0.295m より,
r=0.1475。よって，A=0.06834[m2]・流速 v=Q/A より
v=204.8581[m/min]= 3.415[m/s] ･･･(ⅱ)
〇上記(ⅰ)(ⅱ)より，１湾曲（90°）あたりの圧力損失を求める。
hc＝fc×v2/(2g)より，重力加速度 9.8[m/s2]を用いて
hc＝0.068×(3.1452/(2×9.8))＝0.04046[m]48-7-16

名

耐圧強化ベント系（系統容量）

称

最高使用圧力kPa[gage]620

最高使用温度

℃

171

設計流量

kg/s

15.8

(1)

最高使用圧力格納容器の最高使用圧力の 2 倍である 620kPa[gage]とする。
炉心損傷前の格納容器ベントは，格納容器圧力が最高使用圧力である
310kPa[gage]に到達後，実施することとなる。そのため，実際にベントが開始できるまでの格納容器の圧力上昇を考慮しても十分に余裕がある 620kPa[gage]を，耐圧強化ベント系の最高使用圧力とする。

図 48-7-8 格納容器圧力推移（全交流電源喪失）(2)

最高使用温度
格納容器の最高使用圧力である 171℃とする。
なお，有効性評価における炉心損傷前ベントシナリオである全交流電源喪失において，ベント後の格納容器内雰囲気温度は 171℃以下となることを確認している（図 7 参照）。そのため，格納容器に接続される耐圧強化ベント系の温度も 171℃以下となる。

48-7-17図 48-7-9 格納容器温度推移（全交流電源喪失）(3)

設計流量（ベントガス流量）
原子炉格納容器圧力が最高使用圧力にてベントを実施した際に，原子炉の定格熱出力の 1%に相当する発生蒸気量 15.8kg/s を排出可能な設計とする。
なお，炉心の崩壊熱が定格熱出力の 1%となるのは，原子炉停止から 2～3 時間後であり，その際の原子炉格納容器内における発生蒸気量は 15.8kg/s となる。
一方，有効性評価シナリオである全交流電源喪失シナリオにおけるベント開始
時間は，原子炉停止から約 16 時間後となっている。そのため，ベント開始時における格納容器内の発生蒸気量は，耐圧強化ベント系の設計流量よりも小さな値となる。
よって，耐圧強化ベント系を用いて，炉心の崩壊熱を最終ヒートシンクである
大気へ輸送することは可能である。

48-7-18

48-8
接続図48-8-1

枠囲みの内容は核物質防護上の機密事項に属しますので公開できません。

図 48-8-1 代替原子炉補機冷却系（可搬設備）配置図
48-8-2

48-9
保管場所図

48-9-1

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

図 48-9-1

屋外保管場所配置図（代替原子炉補機冷却系）
48-9-2

48-10
アクセスルート図48-10-1

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉『可搬型重大事故等対処設備保管場所及びア
クセスルートについて』より抜粋

図 48-10-1

図 48-10-2

保管場所およびアクセルルート図

地震・津波発生時のアクセスルート図
48-10-2

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

図 48-10-3

図 48-10-4

森林火災発生時のアクセスルート図

中央交差点が通行不能時のアクセスルート図

48-10-3

48-11
その他設備

48-11-1

【自主対策設備】
1.大容量送水車（熱交換器ユニット用）又は代替原子炉補機冷却系海水ポンプによる残留熱除去系除熱手段の整備について
大容量送水車（熱交換器ユニット用）又は代替原子炉補機冷却海水ポンプによる残留熱除去系除熱手段は，代替原子炉補機冷却系熱交換器ユニットが機能喪失した際に，大容量送水車（熱交換器ユニット用）又は代替原子炉補機冷却海水ポンプにより海水を，外部接続口を通じて原子炉補機冷却系に注水し，残留熱除去
系熱交換器の冷却を行うものであり，残留熱除去系を海水で直接冷却して除熱する手段を確保する。

図 48-11-1

代替原子炉補機冷却海水ポンプによる除熱（A 系の例） 概略系統図

図 48-11-2

残留熱除去系（A）による原子炉除熱48-11-2

概略系統図

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

熱交換器ユニットの構造について
代替原子炉補機冷却系（図 48-11-3）の熱交換器ユニットは，図 48-11-4 で示す通りポンプ 2 台，熱交換器 2 基，ストレーナ 2 基で構成される。熱交換器は，大容量送水車（熱交換器ユニット用）により通水した海水により冷却される。

原子炉補機冷却系（A）
系残
熱留
交熱
換除
器去

屋内

屋外
淡水
海水

MO
熱

交 換

器 ユ

ニ ッ

ト

残留熱除去系機器

原子炉補機
冷却系
中間ループ
循環ポンプ

接続口

代替原子炉補機
冷却水ポンプ

原子炉補機冷却系
熱 交 換 器

熱交換器

大容量送水車（熱交換器ユニット用）

図 48-11-3

代替原子炉補機冷却系

図 48-11-4

熱交換器ユニット

48-11-3

系統概要図

概要図

2. 格納容器圧力逃がし装置，耐圧強化ベント系の空気駆動弁駆動用ボンベの整備
格納容器圧力逃がし装置並びに耐圧強化ベント系に設置される空気駆動弁（一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側，ドライウェル側），フィルタ装置入口
弁，耐圧強化ベント弁）については，遠隔手動弁操作設備を設置し，人力による駆動が可能な設計としているが，駆動源の多様化により操作の信頼性を向上させる目的で，これらの空気駆動弁を駆動させるための高圧窒素ガスを供給する空気駆動弁駆動用ボンベを設置する。
なお，空気駆動弁の駆動部に高圧窒素ガスを供給するラインは，図 48-11-5 のに示す通り，駆動空気切替用電磁弁の排気ポートからも，高圧窒素ガスを供給できる構成となっている。これにより，電源喪失等により電磁弁に開信号を印可することができない場合においても，電磁弁の排気ポート側から空気駆動弁駆動部に高圧窒素ガスを供給し，空気駆動弁を操作することができる設計となっている。

電磁弁に開信号が印可できない場合でも，開放している電磁弁の排気側ポートより，高圧窒素ガスを駆動部に供給できる

ＭＯ

空気駆動弁
駆動用ボンベ専用ボンベ

遠隔手動弁
エクステンション
操作設備
ハンドル

予備ボンベを配備

二次格納施設外
電気信号

・
×
・・

×

二次格納施設内

計装用圧縮空気系より

AＯ

図 48-11-5空気駆動弁駆動用高圧窒素ガス供給ライン

48-11-4

48-12
機器名称覧に記載の弁名称と，各号炉の弁名称・弁番号の関係について

48-12-1

条文適合性資料本文中の機器名称覧に記載の弁名称については，説明資料の構成上，略称等が用いられている場合がある。これらの記載名称と各号炉に設置されている弁の正式名称及び弁番号の関係について，下表の通り整理する。
【代替原子炉補機冷却系】
表 48-12-1 機器名称覧に記載の弁名称と，正式名称・弁番号の関係について
条文

48条

統一名称

6号炉

7号炉

弁名称

弁番号

弁名称

弁番号

代替冷却水供給止め弁(A)代替冷却系供給ライン北側接続
口隔離弁(A)

P21-F266

代替冷却水供給止め弁(A)P21-F144

代替冷却水戻り止め弁(A)代替冷却系戻りライン北側接続
口隔離弁(A)

P21-F267

代替冷却水戻り止め弁(A)P21-F143

代替冷却系供給ライン西側接続
口隔離弁(A)

代替冷却系供給ライン西側接続
口隔離弁(A)

P21-F262--

代替冷却系戻りライン西側接続
口隔離弁(A)

代替冷却系戻りライン西側接続
口隔離弁(A)

P21-F265--

熱交換器ユニット流量調整弁

熱交換器ユニット流量調整弁

P27-F102

熱交換器ユニット流量調整弁

P27-F102

残留熱除去系熱交換器(A)冷却水 残留熱除去系熱交換器(A)冷却水
P21-MO-F013A
出口弁
出口弁

残留熱除去系熱交換器(A)冷却水
P21-MO-F042A
出口弁

常用冷却水供給側分離弁(A)

常用冷却水供給側分離弁(A)P21-MO-F074A

常用冷却水供給側分離弁(A)P21-MO-F016A

常用冷却水戻り側分離弁(A)

常用冷却水戻り側分離弁(A)P21-MO-F082A

常用冷却水戻り側分離弁(A)P21-MO-F037A

可燃性ガス濃度制御系室空調機 可燃性ガス濃度制御系(A)室空調
P21-F038A(A)出口弁機冷却水出口弁

可燃性ガス濃度制御系室空調機
P21-F058A(A)出口弁

格納容器雰囲気モニタラック(A) 格納容器内雰囲気モニタ系冷却P21-F034A
出口弁
器(A)冷却水出口弁

格納容器雰囲気モニタラック(A)P21-F132A
出口弁

格納容器内雰囲気モニタ系(A)室 格納容器内雰囲気モニタ系(A)室
P21-F058A
空調機冷却水出口弁
空調機冷却水出口弁--

燃料プール冷却浄化系ポンプ室 燃料プール冷却浄化系ポンプ(A)P21-F032A
空調機(A)出口弁
室空調機冷却水出口弁

燃料プール冷却浄化系ポンプ室
P21-F060A
空調機(A)出口弁

燃料プール冷却浄化系熱交換器 燃料プール冷却浄化系熱交換器
P21-F030A(A)出口弁
(A)冷却水出口弁

燃料プール冷却浄化系熱交換器
P21-F051A(A)出口弁

燃料プール冷却浄化系ポンプ(A) 燃料プール冷却浄化系ポンプ(A)P21-F116A
軸受冷却器冷却水出口弁
軸受冷却器冷却水出口弁--

非常用ガス処理系室空調機(A)出 非常用ガス処理系室(A)空調機冷
P21-F036A
口弁
却水出口弁

非常用ガス処理系室空調機(A)出P21-F062A
口弁

残留熱除去系ポンプ室空調機(A) 残留熱除去系ポンプ(A)室空調機
P21-F040A
出口弁
冷却水出口弁残留熱除去系ポンプ室空調機(A)P21-F045A
出口弁

残留熱除去系ポンプ(A)冷却水出 残留熱除去系ポンプ(A)モータ軸
P21-F042A
口弁
受冷却器冷却水出口弁

残留熱除去系ポンプ(A)冷却水出P21-F202A
口弁

残留熱除去系ポンプ(A)メカニカ 残留熱除去系ポンプ(A)メカニカ
P21-F044A
ルシール冷却器冷却水出口弁
ルシール冷却器冷却水出口弁
サプレッションプール浄化系ポ サプレッションプール浄化系ポP21-F070A
ンプ室空調機出口弁
ンプ室空調機冷却水出口弁
サプレッションプール浄化系ポ サプレッションプール浄化系ポP21-F114
ンプ軸受冷却器冷却水出口弁
ンプ軸受冷却器冷却水出口弁
原子炉隔離時冷却系ポンプ室空 原子炉隔離時冷却系ポンプ室空P21-F046
調機出口弁
調機冷却水出口弁--

サプレッションプール浄化系ポP21-F110
ンプ室空調機出口弁--

原子炉隔離時冷却系ポンプ室空P21-F112
調機出口弁（次頁に続く）48-12-2

条文

統一名称

6号炉

7号炉

弁名称

弁番号

弁名称

弁番号

原子炉補機冷却水系ポンプ(A)吸 原子炉補機冷却水系ポンプ(A)吸P21-F015A
込弁
込弁

原子炉補機冷却水系ポンプ(A)吸P21-F001A
込弁

原子炉補機冷却水系ポンプ(D)吸 原子炉補機冷却水系ポンプ(D)吸P21-F015D
込弁
込弁

原子炉補機冷却水系ポンプ(D)吸P21-F001D
込弁

換気空調補機非常用冷却水系冷 換気空調補機非常用冷却水系冷P21-F028A
凍機(A)冷却水温度調節弁後弁
凍機(A)冷却水出口弁

換気空調補機非常用冷却水系冷P21-F055A
凍機(A)冷却水温度調節弁後弁

換気空調補機非常用冷却水系冷 換気空調補機非常用冷却水系冷P21-F028C
凍機(C)冷却水温度調節弁後弁
凍機(C)冷却水出口弁

換気空調補機非常用冷却水系冷P21-F055C
凍機(C)冷却水温度調節弁後弁

原子炉補機冷却海水ポンプ(A)電動機軸受出口弁--

原子炉補機冷却海水ポンプ(A)電P21-F222A
動機軸受出口弁

原子炉補機冷却海水ポンプ(D)電動機軸受出口弁--

原子炉補機冷却海水ポンプ(D)電P21-F222D
動機軸受出口弁

サージタンク(A)換気空調補機非 換気空調補機非常用冷却水系降P21-F053A
常用冷却水系側出口弁
水管(A)タイライン止め弁

サージタンク(A)換気空調補機非P21-F067A
常用冷却水系側出口弁

代替冷却水供給第二止め弁(B)代替冷却系供給ライン隔離弁(B) P21-F268

代替冷却水供給第二止め弁(B)P21-F148

代替冷却水戻り第二止め弁(B)代替冷却系戻りライン隔離弁(B) P21-F269

代替冷却水戻り第二止め弁(B)P21-F147

残留熱除去系熱交換器(B)冷却水 残留熱除去系熱交換器(B)冷却水
P21-MO-F013B
出口弁
出口弁

残留熱除去系熱交換器(B)冷却水
P21-MO-F042B
出口弁

常用冷却水供給側分離弁(B)

常用冷却水供給側分離弁(B)P21-MO-F074B

常用冷却水供給側分離弁(B)P21-MO-F016B

常用冷却水戻り側分離弁(B)

常用冷却水戻り側分離弁(B)P21-MO-F082B

常用冷却水戻り側分離弁(B)P21-MO-F037B

48条
可燃性ガス濃度制御系室空調機 可燃性ガス濃度制御系(B)室空調
P21-F038B(B)出口弁機冷却水出口弁

可燃性ガス濃度制御系室空調機
P21-F058B(B)出口弁

格納容器雰囲気モニタ系ラック 格納容器内雰囲気モニタ系冷却P21-F034B(B)出口弁器(B)冷却水出口弁

格納容器雰囲気モニタ系ラックP21-F132B(B)出口弁

燃料プール冷却浄化系ポンプ室 燃料プール冷却浄化系ポンプ(B)P21-F032B
空調機(B)出口弁
室空調機冷却水出口弁

燃料プール冷却浄化系ポンプ室
P21-F060B
空調機(B)出口弁

燃料プール冷却浄化系熱交換器 燃料プール冷却浄化系熱交換器
P21-F030B(B)出口弁(B)冷却水出口弁

燃料プール冷却浄化系熱交換器
P21-F051B(B)出口弁

燃料プール冷却浄化系ポンプ(B) 燃料プール冷却浄化系ポンプ(B)P21-F116B
軸受冷却器冷却水出口弁
軸受冷却器冷却水出口弁--

非常用ガス処理系室空調機(B)出 非常用ガス処理系室(B)空調機冷
P21-F036B
口弁
却水出口弁

非常用ガス処理系室空調機(B)出P21-F062B
口弁

残留熱除去系ポンプ室空調機(B) 残留熱除去系ポンプ(B)室空調機
P21-F040B
出口弁
冷却水出口弁残留熱除去系ポンプ室空調機(B)P21-F045B
出口弁

高圧炉心注水系ポンプ(B)冷却器 高圧炉心注水系ポンプ(B)モータ
P21-F050B
冷却水出口弁軸受冷却器冷却水出口弁

高圧炉心注水系ポンプ(B)冷却器
P21-F206B
冷却水出口弁

高圧炉心注水系ポンプ室空調機 高圧炉心注水系ポンプ(B)室空調
P21-F048B(B)出口弁機冷却水出口弁

高圧炉心注水系ポンプ室空調機
P21-F047B(B)出口弁

原子炉補機冷却水系ポンプ(B)吸 原子炉補機冷却水系ポンプ(B)吸P21-F015B
込弁
込弁

原子炉補機冷却水系ポンプ(B)吸P21-F001B
込弁

原子炉補機冷却水系ポンプ(E)吸 原子炉補機冷却水系ポンプ(E)吸P21-F015E
込弁
込弁

原子炉補機冷却水系ポンプ(E)吸P21-F001E
込弁

原子炉補機冷却海水ポンプ(B)電動機軸受出口弁

原子炉補機冷却海水ポンプ(B)電P21-F222B
動機軸受出口弁--（次頁に続く）48-12-3

条文

統一名称
原子炉補機冷却海水ポンプ(E)電動機軸受出口弁

6号炉
弁名称

7号炉
弁番号

弁名称

弁番号

-

原子炉補機冷却海水ポンプ(E)電P21-F222E
動機軸受出口弁

換気空調補機非常用冷却水系冷 換気空調補機非常用冷却水系冷P21-F028B
凍機(B)冷却水温度調節弁後弁
凍機(B)冷却水出口弁

換気空調補機非常用冷却水系冷P21-F055B
凍機(B)冷却水温度調節弁後弁

換気空調補機非常用冷却水系冷 換気空調補機非常用冷却水系冷P21-F028D
凍機(D)冷却水温度調節弁後弁
凍機(D)冷却水出口弁

換気空調補機非常用冷却水系冷P21-F055D
凍機(D)冷却水温度調節弁後弁-

格納容器内雰囲気モニタ系(B)室 格納容器内雰囲気モニタ系(B)室P21-F058B
空調機冷却水出口弁
空調機冷却水出口弁--

残留熱除去系ポンプ(B)モータ軸 残留熱除去系ポンプ(B)モータ軸
P21-F042B
受冷却器冷却水出口弁
受冷却器冷却水出口弁

-

-

48条

残留熱除去系ポンプ(B)冷却水出 残留熱除去系ポンプ(B)メカニカ
P21-F044B
口弁
ルシール冷却器冷却水出口弁
高圧炉心注水系ポンプ(B)メカニ 高圧炉心注水系ポンプ(B)メカニ
P21-F052B
カルシール冷却器冷却水出口弁 カルシール冷却器冷却水出口弁
サージタンク(B)換気空調補機非 換気空調補機非常用冷却水系降P21-F053B
常用冷却水系側出口弁
水管(B)タイライン止め弁

48-12-4

残留熱除去系ポンプ(B)冷却水出P21-F202B
口弁--

サージタンク(B)換気空調補機非P21-F067B
常用冷却水系側出口弁

【格納容器圧力逃がし装置，及び耐圧強化ベント系】
表 48-12-2 機器名称覧に記載の弁名称と，正式名称・弁番号の関係について
条文

48条

6号炉

統一名称

7号炉

弁名称

弁番号

弁名称

弁番号

一次隔離弁（サプレッショ
ン・チェンバ側）

S/Cベント用出口隔離弁

T31-F022

AC S/Cベント用出口隔離弁

T31-F022

一次隔離弁（ドライウェル側）

D/Wベント用出口隔離弁

T31-F019

AC D/Wベント用出口隔離弁

T31-F019

二次隔離弁

PCV耐圧強化ベント用連絡配管
隔離弁

T31-F070

AC PCV耐圧強化ベント用連絡
配管隔離弁

T31-F070

二次隔離弁バイパス弁

PCV耐圧強化ベント用連絡配管
隔離弁バイパス弁

T31-F072

PCV耐圧強化ベント用連絡配管
隔離弁バイパス弁

T31-F072

フィルタ装置入口弁

耐圧強化ベント系PCVベントラ
インフィルタベント側隔離弁

T61-F001

耐圧強化ベント系PCVベントラ
インフィルタベント側隔離弁

T61-F001

耐圧強化ベント弁

耐圧強化ベント系PCVベントラ
イン排気筒側隔離弁

T61-F002

耐圧強化ベント系PCVベントラ
イン排気筒側隔離弁

T61-F002

非常用ガス処理系 フィルタ装
SGTSフィルタ装置出口弁(A)置出口隔離弁 A

T22-F004A

SGTS フィルタ装置出口弁(A)T22-F004A

非常用ガス処理系 フィルタ装
SGTSフィルタ装置出口弁(B)
置出口隔離弁 B

T22-F004B

SGTS フィルタ装置出口弁(B)T22-F004B

非常用ガス処理系 第一隔離弁 SGTS側PCVベント用隔離弁

T31-F020

AC SGTS側PCVベント用隔離弁

T31-F020

非常用ガス処理系 第二隔離弁 SGTS側PCVベント用隔離弁後弁

T22-F040

SGTS側PCVベント用隔離弁後弁

T22-F040

換気空調系 第一隔離弁

HVAC側PCVベント用隔離弁

T31-F021

AC HVAC側PCVベント用隔離弁

T31-F021

換気空調系 第二隔離弁

HVAC側PCVベント用隔離弁後弁

U41-F050

HVAC側PCVベント用隔離弁後弁

U41-F050

非常用ガス処理系
離弁

SGTS出口ドレン弁

T22-F511

SGTS 出口Uシール元弁

T22-F511

Uシール隔

48-12-5

49 条
49-1
49-2
49-3
49-4
49-5
49-6
49-7
49-8

SA 設備基準適合性 一覧表
単線結線図
配置図
系統図
試験及び検査容量設定根拠その他設備
各号炉の弁名称及び弁番号

目次

49-1
SA 設備基準適合性一覧表

柏崎刈羽原子力発電所

6 号及び 7 号炉

SA 設備基準適合性

第 49 条：原子炉格納容器内の冷却等のための
設備

第
1
号

環
境
条
件
に
お
け
る
健
全
性

復水移送ポンプ

類型化
区分

環境温度・湿度・圧力／屋外の天候／放射線

原子炉建屋の二次格納施設外及びその他の建屋内

Ｃ

荷重（有効に機能を発揮する）－

海水

淡水だけでなく海水も使用

Ⅱ

他設備からの影響(周辺機器等からの悪影響により機能を失うおそれがない）－

電磁波による影響（電磁波により機能が損なわれない）

－

関連資料
第
2
号
第
1
項

第
3
号

49-3 配置図，49-4 系統図

操作性

中央制御室操作，現場操作関連資料

49-3 配置図

試験・検査(検査性、系統構成・外部入
力)

ポンプ，弁

関連資料
切り替え性

第
4
号

第
43
条

第
5
号

第
2
項

本来の用途以外の用途として使用するため，切替操作が必要

Ａ

系統設計

弁等の操作で系統構成

Ａａ

その他(飛散物)

対象外

対象外

関連資料

49-3 配置図，49-4 系統図

設置場所

中央制御室操作，現場操作関連資料

49-3 配置図

第1号

常設 SA の容量

第
2
号

共用の禁止

第
3
号

Ａ，Ｂ

49-4 系統図

第6号

ＤＢ施設の系統及び機器の容量等が十分

関連資料

Ａa，Ｂ

Ｂ

49-6 容量設定根拠（共用しない設備）

関連資料
共
通
要
因
故
障
防
止

Ａ，Ｂb，
Ｂf

49-5 試験及び検査

関連資料
悪
影
響
防
止

一覧表（常設）対象外－

環境条件、自然現象、
外部人為事象、溢水、
火災

防止設備-対象(代替対象ＤＢ設備有り)-屋内

Ａａ

サポート系故障対象(サポート系有り)-異なる駆動源又は冷却源

Ｃａ

関連資料

本文

49-1-1

柏崎刈羽原子力発電所

6 号及び 7 号炉

第 49 条：原子炉格納容器内の冷却等のための
設備

第
1
号

環
境
条
件
に
お
け
る
健
全
性

SA 設備基準適合性

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）ポンプ（設計基準拡張）

類型化
区分

二次格納施設内Ｂ

荷重（有効に機能を発揮する）－

海水（海水を通水しない）

対象外

他設備からの影響(周辺機器等からの悪影響により機能を失うおそれがない）－

電磁波による影響（電磁波により機能が損なわれない）－

環境温度・湿度・圧力／屋外の天候／放射線

関連資料
第
2
号
第
1
項

－

操作性

中央制御室操作

関連資料
試験・検査

第
3
号

第
4
号

第
5
号

第
2
項

Ａ

－

ポンプ，弁

(検査性、系統構成・外部入
力)
関連資料

第
43
条

一覧表（常設）切り替え性－
本来の用途として使用－切替必要

関連資料
悪
影
響
防
止

系統設計
その他(飛散物)
関連資料

ＤＢ施設と同じ系統構成

Ａｄ

対象外

対象外
－

設置場所

中央制御室操作

関連資料

－

第
1
号

常設 SA の容量

第
2
号

共用の禁止

第
3
号

ＤＢ施設の系統及び機器の容量等が十分（ＤＢ施設と同仕様の容量で設計）

関連資料

サポート系故障

Ｂ

Ｂ－（共用しない設備）

関連資料
環境条件、自然現象、
外部人為事象、溢水、
火災

Ｂａ

－

第
6
号

共
通
要
因
故
障
防
止

Ａ，Ｂ

対象外

－

（共通要因の考慮対象設備なし）

対象外

対象(サポート系有り)-異なる駆動源又は冷却源

Ｃａ

関連資料

－

49-1-2

柏崎刈羽原子力発電所

6 号及び 7 号炉

第 49 条：原子炉格納容器内の冷却等のための
設備

第
1
号

環
境
条
件
に
お
け
る
健
全
性

SA 設備基準適合性

残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水
冷却モード）ポンプ（設計基準拡張）

類型化
区分

二次格納施設内Ｂ

荷重（有効に機能を発揮する）－

海水（海水を通水しない）

対象外

他設備からの影響(周辺機器等からの悪影響により機能を失うおそれがない）－

電磁波による影響（電磁波により機能が損なわれない）－

環境温度・湿度・圧力／屋外の天候／放射線

関連資料
第
2
号
第
1
項

第
3
号

－

操作性

中央制御室操作

関連資料

第
4
号

試験・検査
(検査性、系統構成・外部入
力)

第
5
号

第
2
項

切り替え性

ポンプ，弁

本来の用途として使用－切替必要

系統設計
その他(飛散物)
関連資料

ＤＢ施設と同じ系統構成

Ａｄ

対象外

対象外
－

設置場所

中央制御室操作

関連資料

－

第
1
号

常設 SA の容量

第
2
号

共用の禁止

第
3
号

ＤＢ施設の系統及び機器の容量等が十分（ＤＢ施設と同仕様の容量で設計）

関連資料

サポート系故障

Ｂ

Ｂ－（共用しない設備）

関連資料
環境条件、自然現象、
外部人為事象、溢水、
火災

Ｂａ

－

第
6
号

共
通
要
因
故
障
防
止

Ａ，Ｂ

－

関連資料
悪
影
響
防
止

Ａ

－

関連資料
第
43
条

一覧表（常設）対象外－（共通要因の考慮対象設備なし）

対象外

対象(サポート系有り)-異なる駆動源又は冷却源

Ｃａ

関連資料

－

49-1-3

49-2
単線結線図

49-1-4

図１

非常用所内電気設備【区分Ⅰ】

P/C 6C-1

動力変圧器

非常用
M/C 6CR/B 1F(6A)

D/G

非常用ディーゼル発電機

MCC
6C-1-2R/B B1F

MCC
6C-1-5

R/B 3F

緊急用電源切替箱
接続装置6AR/B B1FGTG

R/B 4FR/B 4F

収納箱

緊急用電源切替箱
断路器

緊急用高圧母線

C/B 2F

常設代替
交流電源設備予備

荒浜側緊急用
M/C建屋

GTG

第二ガスタービン発電機

緊急用
断路器

荒浜側常設代替
交流電源設備
設置場所

緊急用
断路器

49-2-1
R/B 4F

AM用MCC 6B

単線結線図（6 号炉）(予備)

AM用直流125V
充電器電源切替盤

M

AM用直流
125V充電器

AM用直流
125V充電器
R/B 4F

GTG
GTG
予備

R/B 3FR/B 3FMCC
6D-1-5R/B B1F

R/B B1F

D/G

P/C 6D-1

動力変圧器

非常用M/C 6D

R/B 1F(6B)

非常用ディーゼル発電機

MCC 6D-1-1

緊急用電源切替箱
接続装置6B

常設代替
交流電源設備

AM用切替盤6B

代替所内電気設備

第一ガスタービン発電機

AM用動力変圧器

７号炉タービン
建屋南側

非常用所内電気設備
【区分Ⅱ】

動力変圧器

MCC 6E-1-1

P/C 6E-1

M：AM用直流125V
蓄電池

：電動切替

：メカニカルインターロック：配線用遮断器：遮断器

R/B B1F【色分け】
赤色：非常用系（区分Ⅰ）
緑色：非常用系（区分Ⅱ）
青色：非常用系（区分Ⅲ）
水色：重大事故等対処設備
黒色：常用系【凡例】

非常用所内電気設備【区分Ⅲ】
非常用M/C 6E

R/B 1F(6C)

D/G

非常用ディーゼル発電機

M/C：メタルクラッド開閉装置
P/C：パワーセンタ
MCC：モータ・コントロール・センタ

残留熱除去系格納容器
冷却ライン隔離弁（Ｃ）
残留熱除去系格納容器
冷却流量調節弁（Ｃ）

残留熱除去系 ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝ･・ ﾌﾟｰﾙｽﾌﾟﾚｲ
ﾁｪﾝﾊﾞ
注入隔離弁（Ｃ）
残留熱除去系ポンプ（Ｃ）

残留熱除去系ポンプ（Ｂ）

残留熱除去系格納容器
冷却ライン隔離弁（Ｂ）
残留熱除去系格納容器
冷却流量調節弁（Ｂ）

残留熱除去系 ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝ･・ ﾌﾟｰﾙｽﾌﾟﾚｲ
ﾁｪﾝﾊﾞ
注入隔離弁（Ｂ）

タービン 建屋負荷遮断弁
残留熱除去系
洗浄水止弁（Ｂ）

計装設備

復水移送ポンプ（Ｂ）
復水移送ポンプ（Ｃ）

復水移送ポンプ（Ａ）

図２

非常用所内電気設備
【区分Ⅰ】

MCC
7C-1-1

P/C 7C-1

動力変圧器

非常用
M/C 7CR/B 1F(7A)

D/G

R/B 2F

緊急用
断路器

49-2-2MCC
7C-1-4

R/B 3FGTG

R/B 4FR/B 3F

収納箱

緊急用電源切替箱
断路器

緊急用高圧母線

C/B 2F

常設代替
交流電源設備予備

荒浜側緊急用
M/C建屋

GTG

第二ガスタービン発電機

緊急用電源切替箱
接続装置7AR/B B1F

非常用ディーゼル発電機

荒浜側常設代替
交流電源設備
設置場所

単線結線図（7 号炉）
R/B 3F

AM用MCC 7B(予備)

AM用切替盤(DC)

M

AM用直流
125V充電器

AM用直流
125V充電器
R/B 4F

GTG
GTG
予備

R/B 3FR/B 3FMCC
7D-1-4R/B B1F

緊急用電源切替箱
接続装置7B

常設代替
交流電源設備

AM用切替盤7B

代替所内電気設備

第一ガスタービン発電機

緊急用
断路器

AM用動力変圧器

７号炉タービン
建屋南側

MCC 7D-1-1

R/B B1FP/C 7D-1

動力変圧器

非常用M/C 7D

R/B 1F(7B)

D/G

非常用ディーゼル発電機

非常用所内電気設備
【区分Ⅱ】

動力変圧器

MCC 7E-1-1A

P/C 7E-1

M：AM用直流125V
蓄電池

：電動切替

：メカニカルインターロック：配線用遮断器：遮断器

R/B B1F【色分け】
赤色：非常用系（区分Ⅰ）
緑色：非常用系（区分Ⅱ）
青色：非常用系（区分Ⅲ）
水色：重大事故等対処設備
黒色：常用系【凡例】

非常用所内電気設備【区分Ⅲ】
非常用M/C 7E

R/B 1F(7C)

D/G

非常用ディーゼル発電機

M/C：メタルクラッド開閉装置
P/C：パワーセンタ
MCC：モータ・コントロール・センタ

残留熱除去系格納容器
冷却ライン隔離弁（Ｃ）
残留熱除去系格納容器
冷却流量調節弁（Ｃ）
残留熱除去系 ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝ･・ ﾌﾟｰﾙｽﾌﾟﾚｲ
ﾁｪﾝﾊﾞ
注入隔離弁（Ｃ）

残留熱除去系ポンプ（Ｃ）

残留熱除去系ポンプ（Ｂ）

残留熱除去系格納容器
冷却ライン隔離弁（Ｂ）
残留熱除去系格納容器
冷却流量調節弁（Ｂ）

・
残留熱除去系 ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝ・ ﾌﾟｰﾙｽﾌﾟﾚｲ
ﾁｪﾝﾊﾞ
注入隔離弁（Ｂ）

タービン建屋負荷遮断弁
残留熱除去系
洗浄水止弁（Ｂ）

復水移送ポンプ（Ｃ）
計装設備

復水移送ポンプ（Ｂ）

復水移送ポンプ（Ａ）

49-3
配置図

：設計基準対象施設：重大事故等対処設備を示す

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

図1

配置図（６／７号炉

コントロール建屋地上２階）

49-3-1

図2

配置図（6/7 号炉

廃棄物処理建屋地下 3 階）

49-3-2

図3

配置図（６号炉

原子炉建屋地下 3 階）

49-3-3

図4

配置図（７号炉

原子炉建屋地下 3 階）

49-3-4

図5

配置図（6 号炉

原子炉建屋地下 2 階）

49-3-5

図6

配置図（６号炉

原子炉建屋地下１階）

49-3-6

図7

配置図（７号炉

原子炉建屋地下１階）

49-3-7

図8

配置図（６号炉

原子炉建屋地上１階）

49-3-8

図9

配置図（７号炉

原子炉建屋地上１階）

49-3-9図 10

配置図（６号炉

原子炉建屋地上 3 階）

49-3-10

図 11

配置図（７号炉

原子炉建屋地上 3 階）

49-3-11

49-4
系統図

東側

南側

淡水貯水池

図１

代替格納容器スプレイ冷却系
49-4-1

系統概要図（6 号炉）

東側

南側

淡水貯水池

図２

代替格納容器スプレイ冷却系

49-4-2

系統概要図（7 号炉）

49-5
試験及び検査図１

復水移送ポンプ

49-5-1

構造図

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

図２

代替格納容スプレイ冷却系運転性能検査系統図（６号炉）

49-5-2

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

図３

代替格納容スプレイ冷却系運転性能検査系統図（７号炉）

49-5-3

49-6
容量設定根拠枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

名

復水移送ポンプ(代替格納容器スプレイ冷却系時）

称

容量m3/h/台70（注 1），（125（注 2））

全揚程m

6 号炉:96 以上，7 号炉:93 以上（注 1）（85（注 2））最高使用圧力MPa

1.37

最高使用温度

℃

66

原動機出力

kW/台

機器仕様に関する注記

6 号炉：

以上，7 号炉：
以上（注 1）（55（注 2））

注 1：要求値を示す
注 2：公称値を示す【設 定 根 拠】
復水移送ポンプは重大事故等時に以下の機能を有する。
代替格納容器スプレイ系として使用する復水移送ポンプは、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原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させ炉心の著しい損傷を防止するため使用する。
また、炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の破損を防止するため、原子炉格納容器内の圧力及び温度並びに放射性物質の濃度を低下させるために使用する。
これらの系統構成は、復水貯蔵槽を水源とした復水移送ポンプより、残留熱除去系統を経由して，原子炉格納容器内にあるスプレイリングのスプレイノズル
より原子炉格納容器内にスプレイすることにより炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止する設計とする。
なお，重大事故防止設備の代替格納容器スプレイ系として使用する復水移送
ポンプは，1 基あたり 3 台設置しており，このうち必要台数は最大で 2 台であり，1 台を予備として確保する。

49-6-1

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。
1.容 量 約 125m3/h/台（約 70m3/h/台）
原子炉格納容器内にスプレイする場合の復水移送ポンプの容量は、炉心損傷防止の重要事故シーケンスのうち，高圧・低圧注水機能喪失、崩壊熱除去機能
喪失（取水機能喪失、RHR 機能喪失）、中小 LOCA＋ECCS 機能喪失や、格納容器破損防止の重要事故シーケンスのうち，過温・過圧破損、水素燃焼において、復水貯蔵槽から、復水、淡水又は海水を原子炉格納容器内にスプレイし、原子炉格納容器内の圧力を、原子炉格納容器の最高使用圧力近傍で維持するために必要な容量を基に設定する。
復水移送ポンプの容量は、上記に示す炉心損傷防止の重要事故シーケンスに
おいて 140m3/h(復水移送ポンプ 2 台)の流量にて評価した結果、代替最終ヒー
トシンクによる格納容器の除熱手段確立までの間、原子炉格納容器内の圧力を
原子炉格納容器の最高使用圧力近傍で維持することが可能であることから，1台あたり約 70m3/h とする。
2. 揚 程 約 85m (6 号炉 96m，7 号炉 93m)
原子炉格納容器内にスプレイする場合の復水移送ポンプの揚程は、原子炉格
納容器内にスプレイする場合の水源と移送先の圧力差（大気開放である復水貯蔵槽と原子炉格納容器の圧力
MPa の圧力差）、静水頭、機器圧損、配管・及び弁類圧損を基に設定する。
【6 号炉】
・移送先の圧力約 0.62Pa の場合
水源と移送先の圧力差 約
m
静水頭 約
m
機器及び配管・弁類圧損 約m――――――――――――――――
合 計 約 96 m
・移送先の圧力約 0.18MPa の場合
水源と移送先の圧力差 約
m
静水頭 約
m
機器及び配管・弁類圧損 約m――――――――――――――――
合 計 約 51m

49-6-2

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。
【7 号炉】
・移送先の圧力約 0.62Pa の場合
水源と移送先の圧力差 約
m
静水頭 約
m
機器及び配管・弁類圧損 約m―――――――――――――――
合 計 約 93 m
・移送先の圧力約 0.18MPa の場合
水源と移送先の圧力差 約
m
静水頭 約
m
機器及び配管・弁類圧損 約m―――――――――――――――
合 計 約 48 m
以上より、代替格納容器スプレイ冷却系として使用する場合の復水移送ポンプの揚程は 6 号炉で 96m、7 号炉で 93m である。

また，代替格納容器スプレイ冷却系は，格納容器下部注水系と同時に使用する可能性があるため，同時使用時に各々の必要流量が確保できることを添付(1)「格納容器下部注水系と代替格納容器スプレイ冷却の同時使用について」で示す。
3. 最高使用圧力 1.37MPa
設計基準対象施設として使用する復水移送ポンプの最高使用圧力は，ポンプ
締め切り運転時の揚程約
に静水頭約
を
加えた約
を上回る圧力として 1.37MPa としており、重大事故時に代替
格納容器スプレイ冷却系として原子炉に注入する場合の圧力もこれと同等である。

4. 最高使用温度 66℃
設計基準対象施設として使用する復水移送ポンプの最高使用温度は，水源の復水貯蔵槽の最高使用温度に合わせ 66℃としており、重大事故等時に代替格
納容器スプレイ冷却系として原子炉に注入する場合の温度もこれと同様である。

49-6-3

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。
5.原動機出力 55kW/台（6 号炉）
代替格納容器スプレイ冷却系として使用する復水移送ポンプの容量 70m3/h，
揚程 98m，のときの必要軸動力は，以下のとおり約kW となる。
P= 10^(-3)×ρ×g×（（Q／3,600）×H）／（η／100）= 10^(-3)×1,000×9.80665×（（70/3,600）×98）/(
=
kW ≒
kW
P ： 必要軸動力（kW）
ρ ： 流体の密度（kg/m3） ＝1,000g ： 重力加速度（m/s2） ＝9.80665
Q ： ポンプ容量（m3/h） ＝70
H ： ポンプ揚程（m） ＝98（図 49-6-1 参照）
η ： ポンプ効率（％）＝約 （図 49-6-1 参照）（参考文献：「ターボポンプ用語」（JIS B 0131-2002））

図 49-6-1

復水移送ポンプ性能曲線（6 号炉）

49-6-4/100)

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。
（7 号炉）
代替格納容器スプレイ冷却系として使用する復水移送ポンプの容量 70m3/h，
揚程 95m，のときの必要軸動力は，以下のとおり約kW となる。
P= 10^(-3)×ρ×g×（（Q／3,600）×H）／（η／100）= 10^(-3)×1,000×9.80665×（（70/3,600）×95）/(
=
kW≒
kW

/100)

P ： 必要軸動力（kW）
ρ ： 流体の密度（kg/m3） ＝1,000g ： 重力加速度（m/s2） ＝9.80665
Q ： ポンプ容量（m3/h） ＝70
H ： ポンプ揚程（m） ＝95（図 49-6-2 参照）
η ： ポンプ効率（％）＝約 （図 49-6-2 参照）（参考文献：「ターボポンプ用語」（JIS B 0131-2002））

図 49-6-2

復水移送ポンプ性能曲線（7 号炉）

以上より，設計基準対処施設として使用する復水移送ポンプの原動機出力の公称値は 55kW/台であり，代替格納容器スプレイ冷却系として使用する復水移送ポンプの揚程はこの内数であることから同様の 55kW/台とする。

49-6-5

添付(1)

格納容器下部注水と代替格納容器スプレイ冷却の同時使用について

格納容器下部注水は，代替格納容器スプレイ冷却系による格納容器スプレイと同時に行われることを想定している。格納容器下部注水を行う場合において，原子炉圧力容器の破損前は，格納容器下部注水系により 90m3/h で格納容器下部に注水し水位 2mの水張りを実施し，同時に代替格納容器スプレイ冷却系により 70m3/h で原子炉格納容器内にスプレイすることで原子炉格納容器温度の上昇を抑制できることが評価結果より確認されている。
また，原子炉圧力容器の破損後は，格納容器下部注水系（常設）により崩壊熱相当（注水開始時期を考慮すると最大 50m3/h）の注水を行い，原子炉格納容器圧力が465kPa[gage]に到達した時点で代替格納容器スプレイ冷却系の流量を 130m3/h 以上にすることにより，原子炉格納容器圧力及び温度の上昇を抑制できることが評価結果より確認されている。
従って，格納容器下部注水系と代替格納容器スプレイは表 1 の通り同時に注水することを考慮している。注水系統図を図 1～2 に示すが，いずれの系統も復水移送ポン
プを用いるため，表 1 で示す通りに格納容器下部注水系と代替格納容器スプレイを同時に注水する能力があることを評価により確認する。評価にあたっては，格納容器圧
力が高く注水特性評価が保守的となる原子炉圧力容器の破損後のケースを用いる。従って，格納容器下部注水 50m3/h と代替格納容器スプレイ 130m3/h の同時注水の成立性を確認するために，復水移送ポンプ特性と格納容器下部注水系及び代替格納容器スプ
レイ系の系統圧力損失を考慮して注水特性評価を実施した。注水特性評価結果は図 3の通りであり，格納容器下部注水が 50m3/h である場合，原子炉格納容器圧力が 2Pd（620kPa[gage]）時においてでも，代替格納容器スプレイは 130m3/h でスプレイできることが確認できた。
よって，格納容器下部注水時に必要となる格納容器下部注水系と代替格納容器スプ
レイ系の同時注水について，各々の必要流量が確保可能であることを確認した。

表1

格納容器下部注水，代替格納容器スプレイの同時注水時の必要流量
系統
格納容器下部注水
代替格納容器スプレイ
原子炉圧力容器の破90m3/h70m3/h損前
原子炉圧力容器の破崩壊熱相当
130m3/h
損後（最大 50m3/h）

49-6-6

外部電源

原子炉格納容器※２

非常用ディーゼル発
電機
逃がし安全弁

Gen

主タービン系へ

原子炉圧力容器

給水系
より

※１

代替格納容器スプレイ冷却系

復水貯蔵槽

格納容器下部注水系（常設）

復水移送ポンプＡ(Ｃ)Ｃ
高圧炉心注水系ポンプ

※１
Ａ

Ｂ

残留熱除去系ポンプ

残留熱除去系ポンプ※２

原子炉隔離時冷却系ポンプ

図1

格納容器破損モード「高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」時の重大事故等対処設備の概略系統図（原子炉圧力容器破損前の原子炉減圧，原子炉格納容器冷却及び格納容器下部注水）

外部電源

原子炉格納容器※２

非常用ディーゼル発
電機
逃がし安全弁主タービン系へ

原子炉圧力容器

給水系
より

※１

Gen

代替格納容器スプレイ冷却系

復水貯蔵槽

格納容器下部注水系（常設）

復水移送ポンプＡ(Ｃ)Ｃ
高圧炉心注水系ポンプ

※１
Ａ

Ｂ

残留熱除去系ポンプ

残留熱除去系ポンプ※２

原子炉隔離時冷却系ポンプ

図2

格納容器破損モード「高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」時の重大事故等対処設備の概略系統図（原子炉圧力容器破損後の原子炉減圧，原子炉格納容器冷却及び格納容器下部注水）49-6-7

図3

D/W スプレイ注水特性（ペデスタル 50m3/h 同時注水時）

49-6-8

49-7
その他設備

原子炉格納容器内を冷却するための自主対策設備として，以下を整備する。
①

消火系を用いた代替格納容器スプレイ冷却の実施
設計基準事故対処設備である残留熱除去系ポンプ（格納容器スプレイ冷却モード），復水移送ポンプが喪失した場合，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するため，自主対策設備として消火系を用いた格納容器スプレイ手段を整備している。
消火系を用いた格納容器スプレイ手段については，ディーゼル駆動消火ポンプを用い，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード），代替格納容器スプレイ
冷却系とは異なるろ過水タンクを水源として消火系，復水補給水系，残留熱除去
系を通じて格納容器スプレイを行う手順を整備している。

図１

消火系による格納容器スプレイ

49-7-1

手順の概要図②

可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）による代替格納容器スプレイ冷却の実施
設計基準事故対処設備である残留熱除去系ポンプ（格納容器スプレイ冷却モード），復水移送ポンプが喪失した場合，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するため，自主対策設備として可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）を用いた格納容器スプレイ手段を整備している。
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）を用いた格納容器スプレイ手段については，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）を用い，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード），代替格納容器スプレイ冷却系とは異なる防火水槽又は淡水貯水池を水源として復水補給水系，残留熱除去系を通じて格納容器スプレイを行う手順を整備している。
淡水貯水池

図２

消防車による格納容器スプレイ

49-7-2手順の概要図③ドライウェル冷却系による格納容器除熱
代替格納容器スプレイ及び残留熱除去系ポンプの復旧ができず、格納容器除熱手段がない場合に、常設代替交流電源により原子炉補機冷却水ポンプ及び原子炉補機冷却海水ポンプの電源を復旧し、原子炉格納容器内へ冷却水を通水後、ドライウェル送風機を起動して格納容器を除熱する。
ドライウェル送風機を停止状態としても、原子炉格納容器内への冷却水の通水を継続することで、ドライウェル冷却系冷却器コイル表面で、原子炉格納容器内部の蒸気を凝縮し、原子炉格納容器の圧力上昇を緩和することができる。
原子炉格納容器

ドライウェル冷却器（送風機及び冷却コイル搭載）
原子炉圧力容器

冷却水
熱交換器

原子炉補機
原子炉補機
冷却水ポンプ 冷却海水ポンプ

海常設代替交流電源により電源を復旧し起動
図３ ドライウェル冷却系による原子炉格納容器からの除熱

49-7-3概略図

49-8
各号炉の弁名称及び弁番号

条文適合性資料本文中に記載の弁名称については，説明資料の構成上，略称等が用いられている場合がある。これらの記載名称と各号炉に設置されている弁の正式名称
及び弁番号の関係について，下表の通り整理する。
表１
統一名称

各号炉の弁名称及び弁番号
6 号機

7 号機

弁名称

弁番号

残留熱除去系格納容器冷却流量調節弁（Ｂ）

残留熱除去系格納容器冷却流量調節弁（B）

E11-MO-F017B

残留熱除去系格納容器冷却流量調節弁（B）

E11-MO-F017B

残留熱除去系格納容器冷却ライン隔離弁(Ｂ）

残留熱除去系格納容器冷却ライン隔離弁（B）

E11-MO-F018B

残留熱除去系格納容器冷却ライン隔離弁（B）

E11-MO-F018B

残留熱除去系洗浄水弁（B）

残留熱除去系低圧注水モード注入ライン洗浄弁（B）

E11-MO-F032B

残留熱除去系注入ライン洗浄水止め弁（B）

E11-MO-F032B

復水補給水系 常／非常用連絡 1 次止め弁

復水貯蔵槽常用 ，非常用給水管連絡ライン第一止め弁

P13-F011

復水補給水系 常／非常用連絡管 1 次止め弁

P13-F019

復水補給水系 常／非常用連絡 2 次止め弁

復水貯蔵槽常用 ，非常用給水管連絡ライン第二止め弁

P13-F012

復水補給水系 常／非常用連絡管 2 次止め弁

P13-F020

タービン建屋負荷遮断弁

タービン建屋負荷遮断弁

P13-MO-F150

復水補給水系タービン建屋負荷遮断弁

P13-MO-F029

残留熱除去系サプレッション・チェンバ・
プールスプレイ注入隔離弁（B）

残留熱除去系 S/P スプレイ注入隔離弁（B）

E11-MO-F019B

残留熱除去系 S/P スプレイ注入隔離弁（B）

E11-MO-F019B

49-8-1

弁名称

弁番号