東海第二発電所 審査資料
資料番号
SA 設-C-9 改 5
提出年月日
平成 30 年 5 月 2 日

東海第二発電所

基本設計 比較表

平成 30 年 5 月
日本原子力発電株式会社

本資料のうち，は営業秘密又は防護上の観点から公開できません。

目

次

基本設計比較表
2.1

耐震性・耐津波性
2.1.1

発電用原子炉施設の位置

2.1.2

耐震設計の基本方針 【39 条】

2.1.3

耐津波設計の基本方針【40 条】

2.2 火災による損傷の防止【41 条】
2.3

重大事故等対処設備の基本設計方針 【43 条】

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 【44 条】
3.2 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 【45 条】
3.3 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備 【46 条】
3.4 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 【47 条】
3.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備 【48 条】
3.6 原子炉格納容器内の冷却等のための設備 【49 条】
3.7 原子炉格納容器内の過圧破損を防止するための設備 【50 条】
3.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備 【51 条】
3.9 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備 【52 条】
3.10 水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備 【53 条】
3.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備 【54 条】
3.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための設備 【55 条】
3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備 【56 条】
3.14 電源設備 【57 条】
3.15 計装設備 【58 条】
目-2

3.16 原子炉制御室 【59 条】
3.17 監視測定設備 【60 条】
3.18 緊急時対策所 【61 条】
3.19 通信連絡を行うために必要な設備【62 条】

目-3

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：第３９条】

柏崎刈羽６・７号炉

東海第二発電所

1.4.2 重大事故等対処施設の耐震設計

1.3.2

1.4.2.1 重大事故等対処施設の耐震設計の基本方針

1.3.2.1

重大事故等対処施設については，設計基準対象施設の耐震設計における動的地震力又は静的地震力に対する設計方針を踏襲し，重大事故等対処施設の構造上の特徴，重大事故等における運転状態，重大事故等時の状態で施設に作用する荷重等を考慮し，適用する地震力に対して重大事故等に対処するために必要な機能が損なわれるおそれがないことを目的として，設備分類に応じて，以下の項目に従って耐震設計を行う。
(1) 常設耐震重要重大事故防止設備が設置される重大事故等対処施設（特定重大事故等対処施設を除く。）
基準地震動による地震力に対して，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が損なわれるおそれがないように設計する。
(2) 常設耐震重要重大事故防止設備以外の常設重大事故防止設備が設置される(1)

項目番号の相違

常設耐震重要重大事故防止設備が設置される重大事故等対処施設（特定重大事故等対処施設を除く。）
基準地震動ＳＳによる地震力に対して，重大事故に至るおそれがある事故 基準地震動の表記の相違に対処するために必要な機能が損なわれるおそれがないように設計する。
(2) 常設耐震重要重大事故防止設備以外の常設重大事故防止設備が設置される重大事故等対処施設（特定重大事故等対処施設を除く。）
代替する機能を有する設計基準事故対処設備が属する耐震重要度分類のクラスに適用される地震力に十分に耐えることができるように設計する。
(3)れる重大事故等対処施設（特定重大事故等対処施設を除く。）
基準地震動による地震力に対して，重大事故に対処するために必要な機能が損なわれるおそれがないように設計する。
なお，本施設と(2)の両方に属する重大事故等対処施設については，基準地震動による地震力を適用するものとする。
(4) 常設重大事故防止設備（設計基準拡張）が設置される重大事故等対処施設（特重大事故等対処施設の耐震設計の基本方針

項目番号の相違

重大事故等対処施設については，設計基準対象施設の耐震設計における動的地
震力又は静的地震力に対する設計方針を踏襲し，重大事故等対処施設の構造上の特徴，重大事故等における運転状態，重大事故等時の状態で施設に作用する荷重等を考慮し，適用する地震力に対して重大事故等に対処するために必要な機能が損なわれるおそれがないことを目的として，設備分類に応じて，以下の項目にし 社内記載ルール準拠
たがって耐震設計を行う。

重大事故等対処施設（特定重大事故等対処施設を除く。）
代替する機能を有する設計基準事故対処設備が属する耐震重要度分類のクラスに適用される地震力に十分に耐えることができるように設計する。
(3) 常設重大事故緩和設備又は常設重大事故緩和設備（設計基準拡張）が設置さ重大事故等対処施設の耐震設計

備考

常設重大事故緩和設備が設置される重大事故等対処施設（特定重大事故等対 設備区分定義の相違（DB拡張は東二になし。以下同じ）
処施設を除く。）
基準地震動ＳＳによる地震力に対して，重大事故に対処するために必要な機 基準地震動の表記の相違

能が損なわれるおそれがないように設計する。
なお，本施設と(2)の両方に属する重大事故等対処施設については，基準地
震動ＳＳによる地震力を適用するものとする。

基準地震動の表記の相違
設備区分定義の相違

定重大事故等対処施設を除く。）
当該設備が属する耐震重要度分類のクラスに適用される地震力に十分に耐えることができるように設計する。
(5) 可搬型重大事故等対処設備
地震による周辺斜面の崩壊，溢水，火災等の影響を受けない場所に適切に保管する。

(6) 常設耐震重要重大事故防止設備，常設重大事故緩和設備又は常設重大事故緩和設備（設計基準拡張）が設置される重大事故等対処施設については，基準地震動による地震力が作用した場合においても，接地圧に対する十分な支持力を有する地盤に設置する。

(4)

可搬型重大事故等対処設備

項目番号の相違

地震による周辺斜面の崩壊，溢水，火災等の影響を受けない場所に適切に保管する。
なお，東海第二発電所では，「1. 安全設計 1.1 安全設計の方針 1.1.7 プラントの立地条件から，東海第二では重大事故等対処設備に関する基本方針」に記載のとおり，立地的要因により洪 設計上の考慮不要事項追記
水及び地滑りについては，設計上考慮する必要はない。
(5) 常設耐震重要重大事故防止設備又は常設重大事故緩和設備が設置される重 項目番号の相違
大事故等対処施設については，基準地震動ＳＳによる地震力が作用した場合に 設備区分定義の相違
基準地震動の表記の相違
おいても，接地圧に対する十分な支持力を有する地盤に設置する。

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柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：第３９条】

柏崎刈羽６・７号炉
また，常設耐震重要重大事故防止設備以外の常設重大事故防止設備が設置される重大事故等対処施設については，代替する機能を有する設計基準事故対処
設備が属する耐震重要度分類のクラスに適用される地震力，常設重大事故防止
設備（設計基準拡張）が設置される重大事故等対処施設については，当該設備

東海第二発電所

備考

また，常設耐震重要重大事故防止設備以外の常設重大事故防止設備が設置される重大事故等対処施設については，代替する機能を有する設計基準事故対処
設備が属する耐震重要度分類のクラスに適用される地震力が作用した場合に 設備区分定義の相違
おいても，接地圧に対する十分な支持力を有する地盤に設置する。
東二は設計基準拡張設備なし。

が属する耐震重要度分類のクラスに適用される地震力が作用した場合においても，接地圧に対する十分な支持力を有する地盤に設置する。
(7) 重大事故等対処施設に適用する動的地震力は，水平2 方向及び鉛直方向について適切に組み合わせて算定するものとする。なお，水平2 方向及び鉛直方向の地震力が同時に作用し，影響が考えられる施設，設備については許容限界の範囲内に留まることを確認する。
(8) 常設耐震重要重大事故防止設備，常設重大事故緩和設備，常設重大事故防止(6)

重大事故等対処施設に適用する動的地震力は，水平 2 方向及び鉛直方向につ 項目番号の相違
いて適切に組み合わせて算定するものとする。なお，水平 2 方向及び鉛直方向の地震力が同時に作用し，影響が考えられる施設及び設備については許容限界 社内記載ルール準拠の範囲内にとどまることを確認する。
社内記載ルール準拠(7) 常設耐震重要重大事故防止設備又は常設重大事故緩和設備が設置される重 項目番号の相違

設備（設計基準拡張）（当該設備が属する耐震重要度分類がS クラスのもの）

大事故等対処施設の土木構造物は，基準地震動ＳＳによる地震力に対して，重 設備区分定義の相違
大事故等に対処するために必要な機能が損なわれるおそれがないように設計 基準地震動の表記の相違する。

又は常設重大事故緩和設備（設計基準拡張）が設置される重大事故等対処施設の土木構造物は，基準地震動による地震力に対して，重大事故等に対処するために必要な機能が損なわれるおそれがないように設計する。
(9) 重大事故等対処施設を津波から防護するための津波防護施設，浸水防止設備(8)及び津波監視設備並びに浸水防止設備が設置された建物・構築物は，基準地震動による地震力に対して，それぞれの施設及び設備に要求される機能が保持できるように設計することとし，「1.4.1 設計基準対象施設の耐震設計」に示す

持できるように設計することとし，「1.3.1 設計基準対象施設の耐震設計」に 項目番号の相違
示す津波防護施設，浸水防止設備及び津波監視設備並びに浸水防止設備が設置された建物・構築物の設計方針に基づき設計する。

津波防護施設，浸水防止設備及び津波監視設備並びに浸水防止設備が設置された建物・構築物の設計方針に基づき設計する。
(10)常設耐震重要重大事故防止設備，常設重大事故緩和設備，常設重大事故防止

重大事故等対処施設を津波から防護するための津波防護施設，浸水防止設備 項目番号の相違
及び津波監視設備並びに浸水防止設備が設置された建物・構築物は，基準地震
動ＳＳによる地震力に対して，それぞれの施設及び設備に要求される機能が保 基準地震動の表記の相違(9)する耐震重要度分類がB クラス又はC クラスのもの）が設置される重大事故等

常設耐震重要重大事故防止設備又は常設重大事故緩和設備が設置される重 項目番号の相違
大事故等対処施設が，Ｂクラス及びＣクラスの施設，常設耐震重要重大事故防 設備区分定義の相違
止設備以外の常設重大事故防止設備が設置される重大事故等対処施設，
可搬型
重大事故等対処設備，常設重大事故防止設備及び常設重大事故緩和設備のいずれにも属さない常設の重大事故等対処施設の波及的影響によって，重大事故等 設備区分定義の相違に対処するために必要な機能を損なわないように設計する。

対処施設，可搬型重大事故等対処設備，常設重大事故防止設備及び常設重大事
故緩和設備並びに常設重大事故防止設備（設計基準拡張）及び常設重大事故緩設備区分定義の相違

設備（設計基準拡張）（当該設備が属する耐震重要度分類がS クラスのもの）
又は常設重大事故緩和設備（設計基準拡張）が設置される重大事故等対処施設
が，B クラス及びC クラスの施設，常設耐震重要重大事故防止設備以外の常設
重大事故防止設備又は常設重大事故防止設備（設計基準拡張）（当該設備が属

和設備（設計基準拡張）のいずれにも属さない常設の重大事故等対処施設の波及的影響によって，重大事故等に対処するために必要な機能を損なわないように設計する。
(11)重大事故等対処施設の構造計画及び配置計画に際しては，地震の影響が低減 (10)重大事故等対処施設の構造計画及び配置計画に際しては，地震の影響が低減 項目番号の相違
されるように考慮する。
されるように考慮する。
(12)緊急時対策所の耐震設計の基本方針については，「1.4.2.7 緊急時対策所」 (11) 緊急時対策所建屋の耐震設計の基本方針については，「1.3.2.7 緊急時対 項目番号の相違に示す。

策所建屋」に示す。

施設名称の相違

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基本設計比較表

【対象項目：第３９条】

柏崎刈羽６・７号炉

東海第二発電所

備考(13)常設耐震重要重大事故防止設備，常設重大事故緩和設備，常設重大事故防止

先行 BWR との地盤特性の相違（先行 BWR
は地盤特有の着目すべき考慮事項を特記している）

設備（設計基準拡張）（当該設備が属する耐震重要度分類がS クラスのもの）
又は常設重大事故緩和設備（設計基準拡張）が設置される重大事故等対処施設
は，地震動及び地殻変動による基礎地盤の傾斜が基本設計段階の目安値である
1/2,000 を上回る場合，傾斜に対する影響を地震力に考慮する。
1.4.2.2 重大事故等対処設備の設備分類

1.3.2.2

重大事故等対処設備の設備分類

重大事故等対処設備について，施設の各設備が有する重大事故等に対処するために必要な機能及び設置状態を踏まえて，以下の区分に分類する。
(1) 常設重大事故防止設備

重大事故等対処設備について，施設の各設備が有する重大事故等に対処するために必要な機能及び設置状態を踏まえて，以下の区分に分類する。
(1) 常設重大事故防止設備

重大事故等対処設備のうち，重大事故に至るおそれがある事故が発生した場合であって，設計基準事故対処設備の安全機能又は使用済燃料プールの冷却機

重大事故等対処設備のうち，重大事故に至るおそれがある事故が発生した場合であって，設計基準事故対処設備の安全機能又は使用済燃料プールの冷却機能若しくは注水機能が喪失した場合において，その喪失した機能（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に限る。）を代替すること
により重大事故の発生を防止する機能を有する設備であって常設のもの

能若しくは注水機能が喪失した場合において，その喪失した機能（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に限る。）を代替すること
により重大事故の発生を防止する機能を有する設備であって常設のもの

a. 常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故防止設備であって，耐震重要施設に属する設計基準事故対処設
備が有する機能を代替するもの

ａ．常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故防止設備であって，耐震重要施設に属する設計基準事故対処
設備が有する機能を代替するもの

b. 常設耐震重要重大事故防止設備以外の常設重大事故防止設備

ｂ．常設耐震重要重大事故防止設備以外の常設重大事故防止設備

項目番号の相違

常設重大事故防止設備であって，a．以外のもの(2) 常設重大事故緩和設備
重大事故等対処設備のうち，重大事故が発生した場合において，当該重大事

常設重大事故防止設備であって，ａ．以外のもの(2) 常設重大事故緩和設備
重大事故等対処設備のうち，重大事故が発生した場合において，当該重大事故の拡大を防止し，又はその影響を緩和するための機能を有する設備であって常設のもの(3) 常設重大事故防止設備（設計基準拡張）

故の拡大を防止し，又はその影響を緩和するための機能を有する設備であって常設のもの
設備区分定義の相違

設計基準対象施設のうち，重大事故等時に機能を期待する設備であって，重大事故の発生を防止する機能を有する（1）以外の常設のもの(4) 常設重大事故緩和設備（設計基準拡張）

設備区分定義の相違

設計基準対象施設のうち，重大事故等時に機能を期待する設備であって，重大事故の拡大を防止し，又はその影響を緩和するための機能を有する（2）以外の常設のもの(3) 可搬型重大事故等対処設備(5) 可搬型重大事故等対処設備
項目番号の相違
重大事故等対処設備であって可搬型のもの
重大事故等対処設備であって可搬型のもの
重大事故等対処設備のうち，耐震評価を行う主要設備の設備分類について，
重大事故等対処設備のうち，耐震評価を行う主要設備の設備分類について，第1.4.2−1 表に示す。
第 1.3−2 表に示す。
表番号の相違1.4.2.3 地震力の算定方法
重大事故等対処施設の耐震設計に用いる地震力の算定方法は，「1.4.1.3地

1.3.2.3

地震力の算定方法

重大事故等対処施設の耐震設計に用いる地震力の算定方法は，「1.3.1.3

項目番号の相違
地 項目番号の相違

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基本設計比較表

【対象項目：第３９条】

柏崎刈羽６・７号炉

東海第二発電所

震力の算定方法」に示す設計基準対象施設の静的地震力，動的地震力及び設計
用減衰定数について，以下のとおり適用する。
(1) 静的地震力
常設耐震重要重大事故防止設備以外の常設重大事故防止設備又は常設重大震力の算定方法」に示す設計基準対象施設の静的地震力，動的地震力及び設計用
減衰定数について，以下のとおり適用する。

事故防止設備（設計基準拡張）（当該設備が属する耐震重要度分類がB クラス
又はC クラスのもの）が設置される重大事故等対処施設について，「1.4.1.3 地
震力の算定方法」の「(1) 静的地震力」に示すB クラス又はC クラスの施設に適用する静的地震力を適用する。
(2) 動的地震力
常設耐震重要重大事故防止設備，常設重大事故緩和設備，常設重大事故防止
設備（設計基準拡張）（当該設備が属する耐震重要度分類がS クラスのもの）
又は常設重大事故緩和設備（設計基準拡張）が設置される重大事故等対処施設

(1)

備考

静的地震力

常設耐震重要重大事故防止設備以外の常設重大事故防止設備が設置される 設備区分定義の相違
重大事故等対処施設について，「1.3.1.3 地震力の算定方法」の「(1) 静的 項目番号の相違
地震力」に示すＢクラス又はＣクラスの施設に適用する静的地震力を適用す
る。
(2)

動的地震力
常設耐震重要重大事故防止設備又は常設重大事故緩和設備が設置される重 設備区分定義の相違
大事故等対処施設について，「1.3.1.3 地震力の算定方法」の「(2) 動的地 項目番号の相違
震力」に示す入力地震動を用いた地震応答解析による地震力を適用する。

について，「1.4.1.3 地震力の算定方法」の「(2) 動的地震力」に示す入力地
震動を用いた地震応答解析による地震力を適用する。
常設耐震重要重大事故防止設備以外の常設重大事故防止設備が設置される重大事故等対処施設のうち，B クラスの施設の機能を代替する共振のおそれのある施設，常設重大事故防止設備（設計基準拡張）が設置される重大事故等対処施設のうち，当該設備が属する耐震重要度分類がB クラスで共振のおそれの常設耐震重要重大事故防止設備以外の常設重大事故防止設備が設置される重大事故等対処施設のうち，Ｂクラスの施設の機能を代替する共振のおそれのある施設については，「1.3.1.3

地震力の算定方法」の「(2)動的地震力」 設備区分定義の相違に示す共振のおそれのあるＢクラスの施設に適用する地震力を適用する。

項目番号の相違ある施設については，「1.4.1.3 地震力の算定方法」の「(2) 動的地震力」に示す共振のおそれのあるB クラスの施設に適用する地震力を適用する。
常設耐震重要重大事故防止設備，常設重大事故緩和設備，常設重大事故防止
設備（設計基準拡張）（当該設備が属する耐震重要度分類がS クラスのもの）
又は常設重大事故緩和設備（設計基準拡張）が設置される重大事故等対処施設の土木構造物については，「1.4.1.3 地震力の算定方法」の「(2) 動的地震力」に示す屋外重要土木構造物に適用する地震力を適用する。
なお，重大事故等対処施設のうち，設計基準対象施設の基本構造と異なる施設については，適用する地震力に対して，要求される機能及び構造健全性が維持されることを確認するため，当該施設の構造を適切にモデル化した上での地震応答解析又は加振試験等を実施する。

常設耐震重要重大事故防止設備又は常設重大事故緩和設備が設置される重 設備区分定義の相違
大事故等対処施設の土木構造物については，「1.3.1.3 地震力の算定方法」 項目番号の相違
の「(2)
る。

動的地震力」に示す屋外重要土木構造物に適用する地震力を適用す(3) 設計用減衰定数「1.4.1.3 地震力の算定方法」の「(3) 設計用減衰定数」を適用する。
1.4.2.4 荷重の組合せと許容限界

なお，重大事故等対処施設のうち，設計基準対象施設の基本構造と異なる施設については，適用する地震力に対して，要求される機能及び構造健全性が維持されることを確認するため，当該施設の構造を適切にモデル化した上での地震応答解析，加振試験等を実施する。
社内記載ルール準拠(3) 設計用減衰定数「1.3.1.3 地震力の算定方法」の「(3) 設計用減衰定数」を適用する。
項目番号の相違
1.3.2.4 荷重の組合せと許容限界

重大事故等対処施設の耐震設計における荷重の組合せと許容限界は以下による。
(1) 耐震設計上考慮する状態
地震以外に設計上考慮する状態を次に示す。

重大事故等対処施設の耐震設計における荷重の組合せと許容限界は以下によ 項目番号の相違
る。
(1) 耐震設計上考慮する状態
地震以外に設計上考慮する状態を次に示す。

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柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：第３９条】

柏崎刈羽６・７号炉

東海第二発電所

a. 建物・構築物(a) 運転時の状態「1.4.1.4 荷重の組合せと許容限界」の「(1) 耐震設計上考慮する状態 a. 建

ａ．建物・構築物(a) 運転時の状態「1.3.1.4 荷重の組合せと許容限界」の「(1)物・構築物」に示す「(a) 運転時の状態」を適用する。
(b) 設計基準事故時の状態「1.4.1.4 荷重の組合せと許容限界」の「(1) 耐震設計上考慮する状態 a. 建

ａ．建物・構築物」に示す「(a)(b) 設計基準事故時の状態「1.3.1.4 荷重の組合せと許容限界」の「(1)物・構築物」に示す「(b) 設計基準事故時の状態」を適用する。
(c) 重大事故等時の状態
発電用原子炉施設が，重大事故に至るおそれがある事故又は重大事故時の状

態ａ．建物・構築物」に示す「(b)(c) 重大事故等時の状態
発電用原子炉施設が，重大事故に至るおそれのある事故又は重大事故時

態で，重大事故等対処施設の機能を必要とする状態(d) 設計用自然条件の状態で，重大事故等対処施設の機能を必要とする状態(d) 設計用自然条件

耐震設計上考慮する状態 項目番号の相違
運転時の状態」を適用する。
耐震設計上考慮する状 項目番号の相違
設計基準事故時の状態」を適用する。

「1.4.1.4 荷重の組合せと許容限界」の「(1) 耐震設計上考慮する状態 a. 建

「1.3.1.4 荷重の組合せと許容限界」の「(1)

耐震設計上考慮する状 項目番号の相違
設計用自然条件」を適用する。

物・構築物」に示す「(c) 設計用自然条件」を適用する。
b. 機器・配管系

態ａ．建物・構築物」に示す「(c)ｂ．機器・配管系(a) 通常運転時の状態「1.4.1.4 荷重の組合せと許容限界」の「(1) 耐震設計上考慮する状態 b. 機

(a)器・配管系」に示す「(a) 通常運転時の状態」を適用する。
(b) 運転時の異常な過渡変化時の状態

態ｂ．機器・配管系」に示す「(a)(b) 運転時の異常な過渡変化時の状態「1.4.1.4 荷重の組合せと許容限界」の「(1) 耐震設計上考慮する状態 b. 機
器・配管系」に示す「(b) 運転時の異常な過渡変化時の状態」を適用する。
(c) 設計基準事故時の状態「1.4.1.4 荷重の組合せと許容限界」の「(1) 耐震設計上考慮する状態 b. 機
器・配管系」に示す「(c) 設計基準事故時の状態」を適用する。
(d) 重大事故等時の状態
発電用原子炉施設が，重大事故に至るおそれのある事故又は重大事故時の状態で，重大事故等対処施設の機能を必要とする状態(e) 設計用自然条件「1.4.1.4 荷重の組合せと許容限界」の「(1) 耐震設計上考慮する状態 b. 機
器・配管系」に示す「(d) 設計用自然条件」を適用する。
(2) 荷重の種類
a. 建物・構築物(a) 発電用原子炉のおかれている状態にかかわらず常時作用している荷重，すなわち固定荷重，積載荷重，土圧，水圧及び通常の気象条件による荷重(b) 運転時の状態で施設に作用する荷重(c) 設計基準事故時の状態で施設に作用する荷重

備考

通常運転時の状態「1.3.1.4 荷重の組合せと許容限界」の「(1)

耐震設計上考慮する状 項目番号の相違
通常運転時の状態」を適用する。

「1.3.1.4 荷重の組合せと許容限界」の「(1)態ｂ．機器・配管系」に示す「(b)
適用する。
(c)

耐震設計上考慮する状 項目番号の相違
運転時の異常な過渡変化時の状態」を

設計基準事故時の状態「1.3.1.4 荷重の組合せと許容限界」の「(1)

耐震設計上考慮する状 項目番号の相違
設計基準事故時の状態」を適用する。

態ｂ．機器・配管系」に示す「(c)(d) 重大事故等時の状態
発電用原子炉施設が，重大事故に至るおそれのある事故又は重大事故時の状態で，重大事故等対処施設の機能を必要とする状態(e) 設計用自然条件「1.3.1.4 荷重の組合せと許容限界」の「(1) 耐震設計上考慮する状 項目番号の相違
態ｂ．機器・配管系」に示す「(d) 設計用自然条件」を適用する。
(2) 荷重の種類
ａ．建物・構築物(a) 発電用原子炉のおかれている状態にかかわらず常時作用している荷重，
すなわち固定荷重，積載荷重，土圧，水圧及び通常の気象条件による荷重(b) 運転時の状態で施設に作用する荷重(c) 設計基準事故時の状態で施設に作用する荷重5/15

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：第３９条】

柏崎刈羽６・７号炉(d) 重大事故等時の状態で施設に作用する荷重(e) 地震力，風荷重，積雪荷重等
ただし，運転時の状態，設計基準事故時の状態及び重大事故等時の状態での荷重には，機器・配管系から作用する荷重が含まれるものとし，地震力には，
地震時土圧，機器・配管系からの反力，スロッシング等による荷重が含まれるものとする。
b. 機器・配管系(a) 通常運転時の状態で施設に作用する荷重(b) 運転時の異常な過渡変化時の状態で施設に作用する荷重(c) 設計基準事故時の状態で施設に作用する荷重(d) 重大事故等時の状態で施設に作用する荷重(e) 地震力，風荷重，積雪荷重等(3) 荷重の組合せ
地震力と他の荷重との組合せは次による。
a. 建物・構築物(a) 常設耐震重要重大事故防止設備，常設重大事故緩和設備，常設重大事故防止
設備（設計基準拡張）（当該設備が属する耐震重要度分類がS クラスのもの）
又は常設重大事故緩和設備（設計基準拡張）が設置される重大事故等対処施設

東海第二発電所

備考(d) 重大事故等時の状態で施設に作用する荷重(e) 地震力，風荷重，積雪荷重等
ただし，運転時の状態，設計基準事故時の状態及び重大事故等時の状態での荷重には，機器・配管系から作用する荷重が含まれるものとし，地震力には，地震時土圧，機器・配管系からの反力，スロッシング等による荷重が含まれるものとする。
ｂ．機器・配管系(a) 通常運転時の状態で施設に作用する荷重
(b)
(c)
(d)

運転時の異常な過渡変化時の状態で施設に作用する荷重
設計基準事故時の状態で施設に作用する荷重重大事故等時の状態で施設に作用する荷重(e) 地震力，風荷重，積雪荷重等(3) 荷重の組合せ
地震力と他の荷重との組合せは次による。
ａ．建物・構築物(a) 常設耐震重要重大事故防止設備又は常設重大事故緩和設備が設置され 設備区分定義の相違
る重大事故等対処施設の建物・構築物については，常時作用している荷重
及び運転時の状態で施設に作用する荷重と地震力とを組み合わせる。

の建物・構築物については，常時作用している荷重及び運転時の状態で施設に作用する荷重と地震力とを組み合わせる。
(b) 常設耐震重要重大事故防止設備，常設重大事故緩和設備，常設重大事故防止
設備（設計基準拡張）（当該設備が属する耐震重要度分類がS クラスのもの）
又は常設重大事故緩和設備（設計基準拡張）が設置される重大事故等対処施設の建物・構築物については，常時作用している荷重，設計基準事故時の状態及び重大事故等時の状態で施設に作用する荷重のうち，地震によって引き起こされるおそれがある事象によって作用する荷重と地震力とを組み合わせる。重大事故等が地震によって引き起こされるおそれがある事象であるかについては，
設計基準対象施設の耐震設計の考え方に基づくとともに，確率論的な考察も考慮した上で設定する。
(c) 常設耐震重要重大事故防止設備，常設重大事故緩和設備，常設重大事故防止
設備（設計基準拡張）（当該設備が属する耐震重要度分類がS クラスのもの）
又は常設重大事故緩和設備（設計基準拡張）が設置される重大事故等対処施設の建物・構築物については，常時作用している荷重，設計基準事故時の状態及び重大事故等時の状態で施設に作用する荷重のうち，地震によって引き起こされるおそれがない事象による荷重は，その事故事象の発生確率，継続時間及び地震動の年超過確率の関係を踏まえ，適切な地震力(基準地震動又は弾性設計(b)

常設耐震重要重大事故防止設備又は常設重大事故緩和設備が設置され 設備区分定義の相違
る重大事故等対処施設の建物・構築物については，常時作用している荷重，
設計基準事故時の状態及び重大事故等時の状態で施設に作用する荷重のうち，地震によって引き起こされるおそれがある事象によって作用する荷重と地震力とを組み合わせる。重大事故等が地震によって引き起こされる
おそれがある事象であるかについては，設計基準対象施設の耐震設計の考
え方に基づくとともに，確率論的な考察も考慮した上で設定する。

(c)

常設耐震重要重大事故防止設備又は常設重大事故緩和設備が設置され 設備区分定義の相違
る重大事故等対処施設の建物・構築物については，常時作用している荷重，
設計基準事故時の状態及び重大事故等時の状態で施設に作用する荷重のうち，地震によって引き起こされるおそれがない事象による荷重は，その事故事象の発生確率，継続時間及び地震動の年超過確率の関係を踏まえ，適切な地震力（基準地震動ＳＳ又は弾性設計用地震動Ｓｄによる地震力）と 地震動の表記の相違
組み合わせる。この組合せについては，事故事象の発生確率，継続時間及 社内記載ルール準拠

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基本設計比較表

【対象項目：第３９条】

柏崎刈羽６・７号炉
用地震動による地震力) と組み合わせる。この組み合わせについては，事故事
象の発生確率，継続時間及び地震動の年超過確率の積等を考慮し，工学的，総合的に勘案の上設定する。なお，継続時間については対策の成立性も考慮した上で設定する。
以上を踏まえ，原子炉格納容器バウンダリを構成する施設（原子炉格納容器
内の圧力，温度の条件を用いて評価を行うその他の施設を含む。）については，
いったん事故が発生した場合，長時間継続する事象による荷重と弾性設計用地
震動による地震力とを組み合わせ，その状態からさらに長期的に継続する事象
による荷重と基準地震動による地震力を組み合わせる。また，その他の施設については，いったん事故が発生した場合，長時間継続する事象による荷重と基準地震動による地震力とを組み合わせる。
(d) 常設耐震重要重大事故防止設備以外の常設重大事故防止設備又は常設重大事故防止設備（設計基準拡張）（当該設備が属する耐震重要度分類がB クラス
又はC クラスのもの）が設置される重大事故等対処施設の建物・構築物については，常時作用している荷重及び運転時の状態で施設に作用する荷重と，動的地震力又は静的地震力とを組み合わせる。
b. 機器・配管系(a) 常設耐震重要重大事故防止設備，常設重大事故緩和設備，常設重大事故防止
設備（設計基準拡張）（当該設備が属する耐震重要度分類がS クラスのもの）
又は常設重大事故緩和設備（設計基準拡張）が設置される重大事故等対処施設の機器・配管系については，通常運転時の状態で作用する荷重と地震力とを組み合わせる。
(b) 常設耐震重要重大事故防止設備，常設重大事故緩和設備，常設重大事故防止
設備（設計基準拡張）（当該設備が属する耐震重要度分類がS クラスのもの）
又は常設重大事故緩和設備（設計基準拡張）が設置される重大事故等対処施設の機器・配管系については，運転時の異常な過渡変化時の状態，設計基準事故時の状態及び重大事故等時の状態で作用する荷重のうち，地震によって引き起
こされるおそれがある事象によって作用する荷重と地震力とを組み合わせる。
重大事故等が地震によって引き起こされるおそれがある事象であるかについては，設計基準対象施設の耐震設計の考え方に基づくとともに，確率論的な考察も考慮した上で設定する。
(c) 常設耐震重要重大事故防止設備，常設重大事故緩和設備，常設重大事故防止
設備（設計基準拡張）（当該設備が属する耐震重要度分類がS クラスのもの）
又は常設重大事故緩和設備（設計基準拡張）が設置される重大事故等対処施設の機器・配管系については，運転時の異常な過渡変化時の状態，設計基準事故

東海第二発電所

備考

び地震動の年超過確率の積等を考慮し，工学的，総合的に勘案の上設定する。なお，継続時間については対策の成立性も考慮した上で設定する。

以上を踏まえ，原子炉格納容器バウンダリを構成する施設（原子炉格納容器内の圧力，温度の条件を用いて評価を行うその他の施設を含む。）については，いったん事故が発生した場合，長時間継続する事象による荷重と弾性設計用地震動Ｓｄによる地震力とを組み合わせ，その状態からさら 弾性設計用地震動の表記の相違に長期的に継続する事象による荷重と基準地震動ＳＳによる地震力を組み 基準地震動の表記の相違合わせる。また，その他の施設については，いったん事故が発生した場合，
長時間継続する事象による荷重と基準地震動ＳＳによる地震力とを組み合 基準地震動の表記の相違わせる。
(d) 常設耐震重要重大事故防止設備以外の常設重大事故防止設備が設置さ 設備区分定義の相違れる重大事故等対処施設の建物・構築物については，常時作用している荷重及び運転時の状態で施設に作用する荷重と，動的地震力又は静的地震力とを組み合わせる。
ｂ．機器・配管系(a)

常設耐震重要重大事故防止設備又は常設重大事故緩和設備が設置され 設備区分定義の相違
る重大事故等対処施設の機器・配管系については，通常運転時の状態で作用する荷重と地震力とを組み合わせる。

(b)

常設耐震重要重大事故防止設備又は常設重大事故緩和設備が設置され 設備区分定義の相違
る重大事故等対処施設の機器・配管系については，運転時の異常な過渡変化時の状態，設計基準事故時の状態及び重大事故等時の状態で作用する荷重のうち，地震によって引き起こされるおそれがある事象によって作用す
る荷重と地震力とを組み合わせる。重大事故等が地震によって引き起こされるおそれがある事象であるかについては，設計基準対象施設の耐震設計の考え方に基づくとともに，確率論的な考察も考慮した上で設定する。

(c)

常設耐震重要重大事故防止設備又は常設重大事故緩和設備が設置され 設備区分定義の相違
る重大事故等対処施設の機器・配管系については，運転時の異常な過渡変化時の状態，設計基準事故時の状態及び重大事故等時の状態で作用する荷重のうち地震によって引き起こされるおそれがない事象による荷重は，そ7/15

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基本設計比較表

【対象項目：第３９条】

柏崎刈羽６・７号炉時の状態及び重大事故等時の状態で作用する荷重のうち地震によって引き起
こされるおそれがない事象による荷重は，その事故事象の発生確率，継続時間
及び地震動の年超過確率の関係を踏まえ，適切な地震力（基準地震動又は弾性
設計用地震動による地震力）と組み合わせる。この組み合わせについては，事
故事象の発生確率，継続時間及び地震動の年超過確率の積等を考慮し，工学的，総合的に勘案の上設定する。なお，継続時間については対策の成立性も考慮した上で設定する。
以上を踏まえ，重大事故等時の状態で作用する荷重と地震力（基準地震動又は弾性設計用地震動による地震力）との組合せについては，以下を基本設計とする。原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する設備については，いったん事故が発生した場合，長時間継続する事象による荷重と弾性設計用地震動による地震力とを組み合わせ，その状態からさらに長期的に継続する事象による荷重と基準地震動による地震力を組み合わせる。原子炉格納容器バウンダリを構成する設備（原子炉格納容器内の圧力，温度の条件を用いて評価を行うその他の施設を含む。）については，いったん事故が発生した場合，長時間継続する事象
による荷重と弾性設計用地震動による地震力とを組み合わせ，その状態からさらに長期的に継続する事象による荷重と基準地震動による地震力を組み合わせる。その他の施設については，いったん事故が発生した場合，長時間継続する事象による荷重と基準地震動による地震力とを組み合わせる。
(d) 常設耐震重要重大事故防止設備以外の常設重大事故防止設備又は常設重大事故防止設備（設計基準拡張）（当該設備が属する耐震重要度分類がB クラス
又はC クラスのもの）が設置される重大事故等対処施設の機器・配管系については，通常運転時の状態又は運転時の異常な過渡変化時の状態で作用する荷重と動的地震力又は静的地震力とを組み合わせる。
c. 荷重の組合せ上の留意事項(a) 常設耐震重要重大事故防止設備，常設重大事故緩和設備，常設重大事故防止
設備（設計基準拡張）（当該設備が属する耐震重要度分類がS クラスのもの）
又は常設重大事故緩和設備（設計基準拡張）が設置される重大事故等対処施設に作用する地震力のうち動的地震力については，水平2 方向と鉛直方向の地震力とを適切に組み合わせ算定するものとする。
(b) ある荷重の組合せ状態での評価が明らかに厳しいことが判明している場合には，その他の荷重の組合せ状態での評価は行わないことがある。
(c) 複数の荷重が同時に作用する場合，それらの荷重による応力の各ピークの生起時刻に明らかなずれがあることが判明しているならば，必ずしもそれぞれの

東海第二発電所

備考の事故事象の発生確率，継続時間及び地震動の年超過確率の関係を踏まえ，適切な地震力（基準地震動ＳＳ又は弾性設計用地震動Ｓｄによる地震力） 地震動の表記の相違と組み合わせる。この組合せについては，事故事象の発生確率，継続時間 社内記載ルール準拠
及び地震動の年超過確率の積等を考慮し，工学的，総合的に勘案の上設定する。なお，継続時間については対策の成立性も考慮した上で設定する。

以上を踏まえ，重大事故等時の状態で作用する荷重と地震力（基準地震
動ＳＳ又は弾性設計用地震動Ｓｄによる地震力）との組合せについては，以 地震動の表記の相違
下を基本設計とする。原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する設備については，いったん事故が発生した場合，長時間継続する事象による荷重と弾性設計用地震動Ｓｄによる地震力とを組み合わせ，その状態からさらに長 弾性設計用地震動の表記の相違
期的に継続する事象による荷重と基準地震動ＳＳによる地震力を組み合わ 基準地震動の表記の相違せる。原子炉格納容器バウンダリを構成する設備（原子炉格納容器内の圧力，温度の条件を用いて評価を行うその他の施設を含む。）については，
いったん事故が発生した場合，長時間継続する事象による荷重と弾性設計
用地震動Ｓｄによる地震力とを組み合わせ，その状態からさらに長期的に 弾性設計用地震動の表記の相違
継続する事象による荷重と基準地震動ＳＳによる地震力を組み合わせる。 基準地震動の表記の相違
その他の施設については，いったん事故が発生した場合，長時間継続する事象による荷重と基準地震動ＳＳによる地震力とを組み合わせる。
基準地震動の表記の相違(d) 常設耐震重要重大事故防止設備以外の常設重大事故防止設備が設置さ 設備区分定義の相違れる重大事故等対処施設の機器・配管系については，通常運転時の状態又は運転時の異常な過渡変化時の状態で施設に作用する荷重と動的地震力
又は静的地震力を組み合わせる。

c．荷重の組合せ上の留意事項(a) 常設耐震重要重大事故防止設備又は常設重大事故緩和設備が設置され 設備区分定義の相違
る重大事故等対処施設に作用する地震力のうち動的地震力については，水平２方向と鉛直方向の地震力とを適切に組み合わせ算定するものとする。

(b) ある荷重の組合せ状態での評価が明らかに厳しいことが判明している
場合には，その他の荷重の組合せ状態での評価は行わないことがある。
(c) 複数の荷重が同時に作用する場合，それらの荷重による応力の各ピークの生起時刻に明らかなずれがあることが判明しているならば，必ずしもそ

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基本設計比較表

【対象項目：第３９条】

柏崎刈羽６・７号炉

東海第二発電所

応力のピーク値を重ねなくてもよいものとする。
(d) 重大事故等対処施設を支持する建物・構築物の当該部分の支持機能を確認する場合においては，支持される施設の設備分類に応じた地震力と常時作用している荷重，重大事故等時の状態で施設に作用する荷重及びその他必要な荷重とを組み合わせる。
(4) 許容限界
各施設の地震力と他の荷重とを組み合わせた状態に対する許容限界は次のとおりとし，安全上適切と認められる規格及び基準又は試験等で妥当性が確認されている許容応力等を用いる。
a. 建物・構築物(a) 常設耐震重要重大事故防止設備，常設重大事故緩和設備，常設重大事故防止
設備（設計基準拡張）（当該設備が属する耐震重要度分類がS クラスのもの）

備考

れぞれの応力のピーク値を重ねなくてもよいものとする。
(d) 重大事故等対処施設を支持する建物・構築物の当該部分の支持機能を確認する場合においては，支持される施設の設備分類に応じた地震力と常時作用している荷重，重大事故等時の状態で施設に作用する荷重及びその他
必要な荷重とを組み合わせる。
(4)

許容限界
各施設の地震力と他の荷重とを組み合わせた状態に対する許容限界は次のとおりとし，安全上適切と認められる規格及び基準又は試験等で妥当性が確認されている許容応力等を用いる。
ａ．建物・構築物(a) 常設耐震重要重大事故防止設備又は常設重大事故緩和設備が設置され 設備区分定義の相違
る重大事故等対処施設の建物・構築物((e)に記載のものを除く。)

又は常設重大事故緩和設備（設計基準拡張）が設置される重大事故等対処施設の建物・構築物((e)に記載のものを除く。)「1.4.1.4 荷重の組合せと許容限界」の「(4) 許容限界」に示すS クラスの建物・構築物の基準地震動による地震力との組合せに対する許容限界を適用する。
ただし，原子炉格納容器バウンダリを構成する施設の設計基準事故時の状態における長期的荷重と弾性設計用地震動による地震力との組合せに対する許容限界は，「1.4.1.4 荷重の組合せと許容限界」の「(4) 許容限界」に示すS クラスの建物・構築物の弾性設計用地震動による地震力又は静的地震力との組合せに対する許容限界を適用する。
(b) 常設耐震重要重大事故防止設備以外の常設重大事故防止設備又は常設重大事故防止設備（設計基準拡張）（当該設備が属する耐震重要度分類がB クラス「1.3.1.4 荷重の組合せと許容限界」の「(4)許容限界」に示すＳク 項目番号の相違
ラスの建物・構築物の基準地震動ＳＳによる地震力との組合せに対する許 基準地震動の表記の相違
容限界を適用する。
ただし，原子炉格納容器バウンダリを構成する施設の設計基準事故時の状態における長期的荷重と弾性設計用地震動Ｓｄによる地震力の組合せに 弾性設計用地震動の表記の相違
対する許容限界は，「1.3.1.4 荷重の組合せと許容限界」の「(4) 許容 項目番号の相違限界」に示すＳクラスの建物・構築物の弾性設計用地震動Ｓｄによる地震 弾性設計用地震動の表記の相違
力又は静的地震力との組合せに対する許容限界を適用する。
(b) 常設耐震重要重大事故防止設備以外の常設重大事故防止設備が設置さ 設備区分定義の相違れる重大事故等対処施設の建物・構築物((f)に記載のものを除く。)

又はC クラスのもの）が設置される重大事故等対処施設の建物・構築物((f）に記載のものを除く。）「1.4.1.4 荷重の組合せと許容限界」の「(4) 許容限界」に示すB クラス及びC クラスの建物・構築物の許容限界を適用する。
(c) 設備分類の異なる重大事故等対処施設を支持する建物・構築物（(e)及び(f)に記載のものを除く。）「1.4.1.4 荷重の組合せと許容限界」の「(4) 許容限界」に示す耐震重要度分
類の異なる施設を支持する建物・構築物の許容限界を適用する。
なお，適用に当たっては，「耐震重要度分類」を「設備分類」に読み替える。
(d) 建物・構築物の保有水平耐力（（e），(f)に記載のものを除く。）「1.4.1.4 荷重の組合せと許容限界」の「(4) 許容限界」に示す建物・構築物「1.3.1.4 荷重の組合せと許容限界」の「(4)許容限界」に示すＢク 項目番号の相違
ラス及びＣクラスの建物・構築物の許容限界を適用する。
(c) 設備分類の異なる重大事故等対処施設を支持する建物・構築物（(e)及び(f)に記載のものを除く。）「1.3.1.4 荷重の組合せと許容限界」の「(4) 許容限界」に示す耐震 項目番号の相違
重要度分類の異なる施設を支持する建物・構築物の許容限界を適用する。
なお，適用に当たっては，「耐震重要度分類」を「設備分類」に読み替える。
(d) 建物・構築物の保有水平耐力（(e)及び(f)に記載のものを除く。）
社内記載ルール準拠「1.3.1.4 荷重の組合せと許容限界」の「(4)許容限界」に示す建物・ 項目番号の相違

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基本設計比較表

【対象項目：第３９条】

柏崎刈羽６・７号炉

東海第二発電所の保有水平耐力に対する許容限界を適用する。
なお，適用に当たっては，「耐震重要度分類」を「重大事故等対処施設が代替する機能を有する設計基準事故対処設備が属する耐震重要度分類のクラス」に読み替える。ただし，常設重大事故緩和設備又は常設重大事故緩和設備（設

構築物の保有水平耐力に対する許容限界を適用する。
なお，適用に当たっては，「耐震重要度分類」を「重大事故等対処施設が代替する機能を有する設計基準事故対処設備が属する耐震重要度分類のクラス」に読み替える。ただし，常設重大事故緩和設備が設置される重 設備区分定義の相違
大事故等対処施設については，当該クラスをＳクラスとする。

計基準拡張）が設置される重大事故等対処施設については，当該クラスをS ク
ラスとする。
(e) 常設耐震重要重大事故防止設備，常設重大事故緩和設備，常設重大事故防止
設備（設計基準拡張）（当該設備が属する耐震重要度分類がS クラスのもの）

備考

(e)

常設耐震重要重大事故防止設備又は常設重大事故緩和設備が設置され 設備区分定義の相違
る重大事故等対処施設の土木構造物

又は常設重大事故緩和設備（設計基準拡張）が設置される重大事故等対処施設の土木構造物「1.4.1.4 荷重の組合せと許容限界」の「(4) 許容限界」に示す屋外重要土木
構造物の基準地震動による地震力との組合せに対する許容限界を適用する。
(f) 常設耐震重要重大事故防止設備以外の常設重大事故防止設備又は常設重大「1.3.1.4 荷重の組合せと許容限界」の「(4)許容限界」に示す屋外 項目番号の相違
重要土木構造物の基準地震動ＳＳによる地震力との組合せに対する許容限 基準地震動の表記の相違
界を適用する。
(f) 常設耐震重要重大事故防止設備以外の常設重大事故防止設備が設置さ 設備区分定義の相違れる重大事故等対処施設の土木構造物

事故防止設備（設計基準拡張）（当該設備が属する耐震重要度分類がB クラス
又はC クラスのもの）が設置される重大事故等対処施設の土木構造物「1.3.1.4 荷重の組合せと許容限界」の「(4)「1.4.1.4 荷重の組合せと許容限界」の「(4) 許容限界」に示すその他の土木構造物の許容限界を適用する。
b. 機器・配管系

他の土木構造物の許容限界を適用する。
ｂ．機器・配管系(a) 常設耐震重要重大事故防止設備，常設重大事故緩和設備，常設重大事故防止(a)

設備（設計基準拡張）（当該設備が属する耐震重要度分類がS クラスのもの）

許容限界」に示すその 項目番号の相違

常設耐震重要重大事故防止設備又は常設重大事故緩和設備が設置され 設備区分定義の相違
る重大事故等対処施設の機器・配管系

又は常設重大事故緩和設備（設計基準拡張）が設置される重大事故等対処施設の機器・配管系「1.4.1.4 荷重の組合せと許容限界」の「(4) 許容限界」に示すS クラスの機器・配管系の基準地震動による地震力との組合せに対する許容限界を適用する。
ただし，原子炉格納容器バウンダリを構成する設備及び非常用炉心冷却設備
等の弾性設計用地震動と設計基準事故時の状態における長期的荷重との組合せに対する許容限界は，「1.4.1.4 荷重の組合せと許容限界」の「(4) 許容限界」に示すS クラスの機器・配管系の弾性設計用地震動による地震力又は静的
地震力との組合せに対する許容限界を適用する。
(b) 常設耐震重要重大事故防止設備以外の常設重大事故防止設備又は常設重大事故防止設備（設計基準拡張）（当該設備が属する耐震重要度分類がB クラス「1.3.1.4 荷重の組合せと許容限界」の「(4)許容限界」に示すＳク 項目番号の相違
ラスの機器・配管系の基準地震動ＳＳによる地震力との組合せに対する許 基準地震動の表記の相違
容限界を適用する。
ただし，原子炉格納容器バウンダリを構成する設備及び非常用炉心冷却設備等の弾性設計用地震動Ｓｄと設計基準事故時の状態における長期的荷 弾性設計用地震動の表記の相違
重との組合せに対する許容限界は，「1.3.1.4

荷重の組合せと許容限界」 項目番号の相違の「(4) 許容限界」に示すＳクラスの機器・配管系の弾性設計用地震動
Ｓ ｄ による地震力又は静的地震力との組合せに対する許容限界を適用す 弾性設計用地震動の表記の相違
る。
(b) 常設耐震重要重大事故防止設備以外の常設重大事故防止設備が設置さ 設備区分定義の相違れる重大事故等対処施設の機器・配管系

又はC クラスのもの）が設置される重大事故等対処施設の機器・配管系「1.4.1.4 荷重の組合せと許容限界」の「(4) 許容限界」に示すB クラス及び「1.3.1.4 荷重の組合せと許容限界」の「(4)許容限界」に示すＢク 項目番号の相違

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基本設計比較表

【対象項目：第３９条】

柏崎刈羽６・７号炉
C クラスの機器・配管系の許容限界を適用する。
c.基礎地盤の支持性能(a) 常設耐震重要重大事故防止設備，常設重大事故緩和設備，常設重大事故防止

東海第二発電所

備考

ラス及びＣクラスの機器・配管系の許容限界を適用する。
c．基礎地盤の支持性能(a)

又は常設重大事故緩和設備（設計基準拡張）が設置される重大事故等対処施設

常設耐震重要重大事故防止設備又は常設重大事故緩和設備が設置され 設備区分定義の相違
る重大事故等対処施設の建物・構築物，機器・配管系及び土木構造物の基
礎地盤の建物・構築物，機器・配管系及び土木構造物の基礎地盤「1.4.1.4 荷重の組合せと許容限界」の「(4) 許容限界」に示すS クラスの建物・構築物及びS クラスの機器・配管系，屋外重要土木構造物，津波防護施設，
浸水防止設備及び津波監視設備並びに浸水防止設備が設置された建物・構築物「1.3.1.4 荷重の組合せと許容限界」の「(4) 許容限界」に示すＳク 項目番号の相違
ラスの建物・構築物及びＳクラスの機器・配管系，屋外重要土木構造物，
津波防護施設，浸水防止設備及び津波監視設備並びに浸水防止設備が設置

設備（設計基準拡張）（当該設備が属する耐震重要度分類がS クラスのもの）の基礎地盤の基準地震動による地震力との組合せに対する許容限界を適用する。
(b) 常設耐震重要重大事故防止設備以外の常設重大事故防止設備又は常設重大された建物・構築物の基礎地盤の基準地震動ＳＳによる地震力との組合せ 基準地震動の表記の相違に対する許容限界を適用する。
(b) 常設耐震重要重大事故防止設備以外の常設重大事故防止設備が設置さ 設備区分定義の相違れる重大事故等対処施設の建物・構築物，機器・配管系及び土木構造物の基礎地盤事故防止設備（設計基準拡張）（当該設備が属する耐震重要度分類がB クラス
又はC クラスのもの）が設置される重大事故等対処施設の建物・構築物，機器・配管系及び土木構造物の基礎地盤「1.4.1.4 荷重の組合せと許容限界」の「(4) 許容限界」に示すB，C クラスの「1.3.1.4 荷重の組合せと許容限界」の「(4)許容限界」に示すＢ， 項目番号の相違
Ｃクラスの建物・構築物，機器・配管系及びその他の土木構造物の基礎地
盤の許容限界を適用する。

建物・構築物，機器・配管系及びその他の土木構造物の基礎地盤の許容限界を適用する。
1.4.2.5 設計における留意事項「1.4.1.5 設計における留意事項」を適用する。
ただし，適用に当たっては，「耐震重要施設」を「常設耐震重要重大事故防止設備，常設重大事故緩和設備，常設重大事故防止設備（設計基準拡張）（当該設備が属する耐震重要度分類がS クラスのもの）又は常設重大事故緩和設備

1.3.2.5

設計における留意事項「1.3.1.5

設計における留意事項」を適用する。

項目番号の相違
項目番号の相違

ただし，適用に当たっては，「耐震重要施設」を「常設耐震重要重大事故防止
設備又は常設重大事故緩和設備が設置される重大事故等対処施設」に，「安全機 設備区分定義の相違
能」を「重大事故等に対処するために必要な機能」に読み替える。

（設計基準拡張）が設置される重大事故等対処施設」に，「安全機能」を「重大事故等に対処するために必要な機能」に読み替える。
なお，耐震重要度分類の下位のクラスに属する施設の波及的影響について
は，B クラス及びC クラスの施設に加え，常設耐震重要重大事故防止設備以外の常設重大事故防止設備又は常設重大事故防止設備（設計基準拡張）（当該設備が属する耐震重要度分類がB クラス又はC クラスのもの）が設置される重大事故等対処施設，可搬型重大事故等対処設備，常設重大事故防止設備及び常設
重大事故緩和設備並びに常設重大事故防止設備（設計基準拡張）及び常設重大事故緩和設備（設計基準拡張）のいずれにも属さない常設の重大事故等対処施設の影響についても評価する。
また，可搬型重大事故等対処設備については，地震による周辺斜面の崩壊，溢水，火災等の影響を受けない場所に適切な保管がなされていることを併せて確認する。

なお，耐震重要度分類の下位のクラスに属する施設の波及的影響については，
Ｂクラス及びＣクラスの施設に加え，常設耐震重要重大事故防止設備以外の常設
重大事故防止設備が設置される重大事故等対処施設，可搬型重大事故等対処設 設備区分定義の相違
備，常設重大事故防止設備及び常設重大事故緩和設備のいずれにも属さない常設の重大事故等対処施設の影響についても評価する。
設備区分定義の相違

また，可搬型重大事故等対処設備については，地震による周辺斜面の崩壊，溢水，火災等の影響を受けない場所に適切な保管がなされていることを併せて確認
する。

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基本設計比較表

【対象項目：第３９条】

柏崎刈羽６・７号炉
1.4.2.6 構造計画と配置計画
重大事故等対処施設の構造計画及び配置計画に際しては，地震の影響が低減
されるように考慮する。
建物・構築物は，原則として剛構造とし，重要な建物・構築物は，地震力に対し十分な支持性能を有する地盤に支持させる。剛構造としない建物・構築物
は，剛構造と同等又はそれを上回る耐震安全性を確保する。
機器・配管系は，応答性状を適切に評価し，適用する地震力に対して構造強度を有する設計とする。配置に自由度のあるものは，耐震上の観点からできる
限り重心位置を低くし，かつ，安定性のよい据付け状態になるよう配置する。
また，建物・構築物の建屋間相対変位を考慮しても，建物・構築物及び機器・配管系の耐震安全性を確保する設計とする。
B クラス及びC クラスの施設，常設耐震重要重大事故防止設備以外の常設重大事故防止設備又は常設重大事故防止設備（設計基準拡張）（当該設備が属す
る耐震重要度分類がB クラス又はC クラスのもの）が設置される重大事故等対処施設，可搬型重大事故等対処設備，常設重大事故防止設備及び常設重大事故
緩和設備並びに常設重大事故防止設備（設計基準拡張）及び常設重大事故緩和

東海第二発電所
1.3.2.6構造計画と配置計画

備考
項目番号の相違

重大事故等対処施設の構造計画及び配置計画に際しては，地震の影響が低減されるように考慮する。
建物・構築物は，原則として剛構造とし，重要な建物・構築物は，地震力に対し十分な支持性能を有する地盤に支持させる。剛構造としない建物・構築物は，
剛構造と同等又はそれを上回る耐震安全性を確保する。
機器・配管系は，応答性状を適切に評価し，適用する地震力に対して構造強度を有する設計とする。配置に自由度のあるものは，耐震上の観点からできる限り
重心位置を低くし，かつ，安定性のよい据付け状態になるよう配置する。
また，建物・構築物の建屋間相対変位を考慮しても，建物・構築物及び機器・配管系の耐震安全性を確保する設計とする。
Ｂクラス及びＣクラスの施設，常設耐震重要重大事故防止設備以外の常設重大 設備区分定義の相違
事故防止設備が設置される重大事故等対処施設，可搬型重大事故等対処設備，常設重大事故防止設備及び常設重大事故緩和設備のいずれにも属さない常設の重大事故等対処施設は，原則，常設耐震重要重大事故防止設備又は常設重大事故緩 設備区分定義の相違

則，常設耐震重要重大事故防止設備，常設重大事故緩和設備，常設重大事故防和設備が設置される重大事故等対処施設に対して離隔をとり配置する，若しくは基準地震動ＳＳに対し構造強度を保つようにし，常設耐震重要重大事故防止設備 基準地震動の表記の相違
又は常設重大事故緩和設備が設置される重大事故等対処施設の重大事故等に対 設備区分定義の相違

止設備（設計基準拡張）（当該設備が属する耐震重要度分類がS クラスのもの）

処するために必要な機能を損なわない設計とする。

設備（設計基準拡張）のいずれにも属さない常設の重大事故等対処施設は，原又は常設重大事故緩和設備（設計基準拡張）が設置される重大事故等対処施設に対して離隔をとり配置する，若しくは基準地震動に対し構造強度を保つようにし，常設耐震重要重大事故防止設備，常設重大事故緩和設備，常設重大事故防止設備（設計基準拡張）（当該設備が属する耐震重要度分類がS クラスのもの）又は常設重大事故緩和設備（設計基準拡張）が設置される重大事故等対処
施設の重大事故等に対処するために必要な機能を損なわない設計とする。
1.4.2.7 緊急時対策所
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所は，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）及び5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）から構成される。

項目番号の相違
緊急時対策所建屋については，基準地震動ＳＳによる地震力に対して，重大事 施設名称の相違
基準地震動の表記の相違
故等に対処するために必要な機能が損なわれるおそれがないように設計する。

1.3.2.7

緊急時対策所建屋

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所については，基準地震動による地震力に対して，重大事故等に対処するために必要な機能が損なわれるおそれがないように設計する。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）を設置する5 号炉原子炉建屋については，耐震構造とし，基準地震動による地震力に対して，遮蔽性能を確保する。また，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の居住性を確保するため，鋼製の高気密室を設置し，基準地震動による地震力に対して，5 号
炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）換気設備の性能とあいまって十分な

緊急時対策所建屋については，耐震構造とし，基準地震動ＳＳによる地震力に 設備配置・施設名称の相違
基準地震動の表記の相違
対して，遮蔽性能を確保する。
また，緊急時対策所の居住性を確保するため，鉄筋コンクリート製の高気密室 設備構造の相違を設置し，基準地震動ＳＳによる地震力に対して，緊急時対策所建屋の換気設備 基準地震動の表記の相違
施設名称の相違の性能とあいまって十分な気密性を確保する。

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基本設計比較表

【対象項目：第３９条】

柏崎刈羽６・７号炉

東海第二発電所

気密性を確保する。
また，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）を設置する5 号炉原子備考
設備構造の相違

炉建屋及び5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）内に設置する室内遮蔽については，基準地震動による地震力に対して，遮蔽性能を確保する。また，
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）の居住性を確保するため，基準
地震動による地震力に対して，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）
換気設備の性能とあいまって十分な気密性を確保する。
なお，地震力の算定方法及び荷重の組合せと許容限界については，「1.4.1.3
地震力の算定方法」及び「1.4.1.4 荷重の組合せと許容限界」に示す建物・構

なお，地震力の算定方法及び荷重の組合せと許容限界については，「1.3.1.3 項目番号の相違
地震力の算定方法」及び「1.3.1.4

荷重の組合せと許容限界」に示す建物・構 項目番号の相違

築物及び機器・配管系のものを適用する。
1.4.3 主要施設の耐震構造

築物及び機器・配管系のものを適用する。
1.3.3 主要施設の耐震構造

1.4.3.1 原子炉建屋

1.3.3.1

原子炉建屋は，地上4 階，地下3 階建で，平面が約57m（南北方向）×約60m（東西方向）の鉄筋コンクリート造（一部鉄骨鉄筋コンクリート造及び鉄骨造）の建物である。
最下階床面からの高さは約58m で地上高さは約38m である。
建物中央部には鉄筋コンクリート製原子炉格納容器があり，鉄筋コンクリー
ト造の基礎版上に設置し原子炉建屋と一体構造としている。その外側に外壁である原子炉建屋側壁がある。
これらは，原子炉建屋の主要な耐震壁を構成している。また，それぞれ壁の間は強固な床版で一体に連結し，全体として剛な構造としている。

1.4.3.2 タービン建屋
タービン建屋は，地上2 階(一部3 階)，地下2 階建で平面が約97m（南北方向）×約82m（東西方向）の鉄筋コンクリート造（一部鉄骨鉄筋コンクリート
造及び鉄骨造）の建物である。
建物の内部は，多くの遮蔽壁をもち，剛性が高い。したがって十分な耐震性を有する構造となっている。
1.4.3.3 原子炉格納容器
原子炉格納容器は，鋼製ライナを内張りした鉄筋コンクリート造であり，原子炉圧力容器を取り囲む円筒型ドライウェル，円筒型サプレッション・チェン
バ及び基礎版等で構成され，容器の主要寸法は，円筒部直径が約29m，全高が約36m である。

項目番号の相違

以下，各プラント固有の内容であり違い
原子炉建屋は，地上 6 階，地下 2 階建で，平面が約 67m（南北方向）×約 67m は自明であることから相違点表示及び補足説明は割愛（東西方向）の鉄筋コンクリート造（一部鉄骨造）の建物である。
原子炉建屋

最下階床面からの高さは約 68m で地上高さは約 56m である。
建物中央部には一次格納容器を囲む円型の一次遮蔽壁があり，その外側に二次格納施設である原子炉棟の外壁及び原子炉建屋付属棟（以下，「付属棟」という。
）の外壁がある。
これらは，原子炉建屋の主要な耐震壁を構成している。
これらの耐震壁間を床が一体に連絡し，全体として剛な構造としている。
原子炉建屋の基礎は，平面が約 67m（南北方向）×約 67m（東西方向），厚さ
約 5m のべた基礎で，人工岩盤を介して，砂質泥岩である久米層に岩着している。
項目番号の相違
1.3.3.2 タービン建屋
タービン建屋は，地上 2 階，地下 1 階建で，平面が約 70m（南北方向）×約105m（東西方向）の鉄筋コンクリート造（一部鉄骨造）の建物であり，適切に配置された耐震壁で構成された剛な構造としている。
タービン建屋の基礎は，平面が約 70m（南北方向）×約 105m（東西方向），
厚さ約 1.9m で，杭及びケーソンを介して，砂質泥岩である久米層に岩着している。
項目番号の相違
1.3.3.3 原子炉格納容器
原子炉格納容器は，内径約 26m，高さ約 16m，厚さ約 3.2cm〜約 3.8cm の鋼製円筒殻と底部内径約 26m，頂部内径約 12m，高さ約 24m，厚さ約 2.8cm〜約 3.8cmの鋼製円錘殻，底部内径約 12m，頂部内径約 9.7m，高さ約 2m の鋼製円錘殻，
その上に載る格納容器ヘッド及び底部コンクリートスラブより構成され全体

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基本設計比較表

【対象項目：第３９条】

柏崎刈羽６・７号炉
内部にはドライウェルとサプレッション・チェンバを仕切る鉄筋コンクリー
ト造のダイヤフラム・フロアがある。
原子炉格納容器は，原子炉建屋床版，使用済燃料プール，キャスク・ピット，
蒸気乾燥器・気水分離器ピット等と一体にしているので，原子炉圧力容器から
原子炉格納容器に伝えられる地震力及び原子炉格納容器にかかる地震力を，原
子炉建屋耐震壁とともに負担する構造である。
1.4.3.4 原子炉圧力容器
原子炉圧力容器は，内径約7.1m，内高約21m，重量は原子炉圧力容器内部構
造物，原子炉冷却材及び燃料集合体を含めて約1,900t である。
この容器は，胴下部の鋼製スカートで支持し，スカートは鋼製円筒形基礎に
アンカ・ボルトで接続されている。原子炉圧力容器は上部を，その外周の円筒状原子炉遮蔽壁頂部でスタビライザによって水平方向に支持する。スタビライ
ザはプリコンプレッションによって原子炉圧力容器を締めつけており地震力に対し原子炉圧力容器の上部を横方向に支持している。
なお，原子炉圧力容器の熱膨張によってこのプリコンプレッションが弛緩して零にならないようにする。

1.4.3.5 原子炉圧力容器内部構造物
炉心に作用する水平力は，ステンレス鋼製の炉心シュラウドで支持する。
炉心シュラウドは円筒形をした構造でシュラウド支持脚を介して原子炉圧力容器の下部に溶接する。燃料集合体に作用する水平力は，上部格子板及び炉心支持板を通して炉心シュラウドに伝える。燃料集合体は，ジルカロイ製の細長いチャンネル・ボックスに納める。燃料棒は，過度の変形を生ずることがな
いように，燃料集合体頂部及び底部のタイ・プレートで押さえ，中間部もスペーサによって押さえる。
気水分離器は，シュラウド・ヘッドに取り付けられたスタンド・パイプに溶接する。蒸気乾燥器は，原子炉圧力容器に付けたブラケットで支持する。
10 台の冷却材再循環ポンプは，炉心シュラウドの外周下端に配置する。
冷却材再循環ポンプ・モータケーシングは，原子炉圧力容器と一体構造とする。冷却材再循環ポンプは，ケーシングにより原子炉圧力容器下鏡部で支持する。
制御棒駆動機構ハウジングは，上部は原子炉圧力容器底部のスタブ・チュー
ブに溶接し，下部は地震力に対しハウジング・サポートで支持し，地震力に対しても十分な強度を持つように設計する。

東海第二発電所の高さは約 48m である｡
円筒殻と底部コンクリートスラブとの接続にはアンカーボルトを用いる。

備考
設備名称の相違

円筒殻と円錘殻の接続部の高さに，原子炉格納容器を上下に分けるダイヤフ
ラム・フロアがあり,下部はサプレッション・チェンバになっている。
円錘殻頂部付近には上部シアラグ及びスタビライザがあり，原子炉圧力容器
より原子炉格納容器に伝えられる水平力及び原子炉格納容器にかかる水平力の一部を周囲の一次遮蔽壁に伝える構造となっている。
項目番号の相違
1.3.3.4 原子炉圧力容器
原子炉圧力容器は内径約 6.4m，高さ約 23m，重量は原子炉圧力容器内部構造
物，原子炉冷却材及び燃料集合体を含めて約 1,600 t である｡
この容器は底部の鋼製スカートで支持され，スカートは鉄筋コンクリート造
円筒形の原子炉本体の基礎に固定されたベヤリングプレートにボルトで接続 設備名称の相違されている。
原子炉圧力容器は，その外周の原子炉遮蔽頂部で原子炉圧力容器スタビライ
ザによって水平方向に支持されて，原子炉遮蔽の頂部は原子炉格納容器スタビ
ライザによって原子炉格納容器に結合されている。原子炉圧力容器スタビライ
ザは地震力に対し原子炉圧力容器の上部を横方向に支持している。
したがって，水平力に対して原子炉圧力容器はスカートで下端固定，原子炉
圧力容器スタビライザで上部ピン支持となっている｡
1.3.3.5 原子炉圧力容器内部構造物
項目番号の相違
炉心に作用する水平力は，ステンレス鋼の炉心シュラウドによって支持されている。炉心シュラウドは，円筒形をした構造で原子炉圧力容器の下部に溶接されている。
燃料集合体に作用する水平力は，上部格子板及び炉心支持板を通して炉心シ
ュラウドに伝えられ，燃料集合体はジルカロイ製の細長いチャンネル・ボック
スに納められている。燃料棒は，過度の変形を生ずることがないように，燃料 設備名称の相違
集合体頂部と底部のタイプレートで押さえ，中間部もスぺーサによって押さえられている｡
設備名称の相違
スタンドパイプと気水分離器は溶接によって一体となっている。蒸気乾燥器
は原子炉圧力容器につけたブラケットによって支持されている。ジェットポン
プは炉心シュラウドの外周に配置されている。ライザは原子炉圧力容器を貫通して立上り，上部において原子炉圧力容器に支持され，ジェットポンプは上部においてライザに結合されている｡
ジェットポンプの下部はシュラウドサポートプレートに溶接されている。
この機構によってジェットポンプは熱膨脹を拘束されずに振動を防止できる構造となっている｡制御棒駆動機構ハウジングは，上部は原子炉圧力容器底部

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柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：第３９条】

柏崎刈羽６・７号炉
1.4.3.6 その他
その他の機器・配管については，運転荷重，地震荷重，熱膨脹による荷重を考慮して，必要に応じてスナバ，リジットハンガ，その他の支持装置を使用して耐震的にも熱的にも安全な設計とする。
1.4.4 地震検知による耐震安全性の確保(1) 地震感知器
安全保護系の一つとして地震感知器を設け，ある程度以上の地震が起こった
場合に原子炉を自動的に停止させる。スクラム設定値は弾性設計用地震動の加速度レベルに余裕を持たせた値とする。安全保護系は，フェイル・セーフ設備とするが，地震以外のショックによって原子炉をスクラムさせないよう配慮する。
地震感知器は，基盤の地震動をできるだけ直接的に検出するため建屋基礎版

東海第二発電所に溶接されており，地震荷重に対しても十分な強度を持つように設計する。
1.3.3.6 その他

項目番号の相違その他の機器・配管については，運転荷重，地震荷重，熱膨脹による荷重を考慮して，必要に応じてスナバ，リジットハンガ，その他の支持装置を使用して耐震的にも熱的にも安全な設計とする。
項目番号の相違
1.3.4 地震検知による耐震安全性の確保
設備名称の相違(1) 地震検出計
安全保護系の一つとして地震検出計を設け，ある程度以上の地震が起こった 設備名称の相違
場合に原子炉を自動的に停止させる。スクラム設定値は弾性設計用地震動Ｓｄ 弾性設計用地震動の表記の相違の加速度レベルに余裕を持たせた値とする。安全保護系は，フェイル・セーフ
設備とするが，地震以外のショックによって原子炉をスクラムさせないよう配慮する。
地震検出計は，基盤の地震動をできるだけ直接的に検出するため建屋基礎版 設備名称の相違の位置，また主要な機器が配置されている代表的な床面に設置する。なお，設置に当たっては試験及び保守が可能な原子炉建屋の適切な場所に設置する。

の位置，また主要な機器が配置されている代表的な床面に設置する。なお，設置に当たっては試験及び保守が可能な原子炉建屋の適切な場所に設置する。

(2) 地震観測等による耐震性の確認
発電用原子炉施設のうち安全上特に重要なものに対しては，地震観測網を適切に設置し，地震観測等により振動性状の把握を行い，それらの測定結果に基(2) 地震観測等による耐震性の確認
発電用原子炉施設のうち安全上特に重要なものに対しては，地震観測網を適切づく解析等により施設の機能に支障のないことを確認していくものとする。
地震観測を継続して実施するために，地震観測網の適切な維持管理を行う。

備考に設置し，地震観測等により振動性状の把握を行い，それらの測定結果に基づく解析等により施設の機能に支障のないことを確認していくものとする。
地震観測を継続して実施するために，地震観測網の適切な維持管理を行う。

1.4.5 参考文献

1.3.5 参考文献

(1) 「静的地震力の見直し（建築編）に関する調査報告書（概要）」（社）日本
電気協会 電気技術調査委員会 原子力発電耐震設計特別調査委員会 建築部会
平成6 年3 月(1) 「静的地震力の見直し（建築編）に関する調査報告書（概要）」（社）日本電気協会 電気技術調査委員会原子力発電耐震設計特別調査委員会 建築部会 平成6年3月

項目番号の相違

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柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目：第４０条 1.4.2 重大事故等対処施設の耐津波設計方針】
柏崎刈羽６・７号炉
1.5

耐津波設計

東海第二発電所
1.4

耐津波設計

1.5.2 重大事故等対処施設の耐津波設計

1.4.2

1.5.2.1 重大事故等対処施設の耐津波設計の基本方針

1.4.2.1

重大事故等対処施設の耐津波設計
重大事故等対処施設の耐津波設計の基本方針

重大事故等対処施設は，基準津波に対して重大事故等に対処するために必要な機能が損なわれるおそれがない設計とする。

重大事故等対処施設は，基準津波に対して重大事故等に対処するために必要な機能が損なわれるおそれがない設計とする。

(1) 津波防護対象の選定
設置許可基準規則第四十条（津波による損傷の防止）においては，「重大事(1)

故等対処施設は，基準津波に対して重大事故等に対処するために必要な機能が損なわれるおそれがないものでなければならない」ことを要求している。
なお，設置許可基準規則第四十三条（重大事故等対処設備）における可搬型
重大事故等対処設備の接続口，保管場所及び機能保持に対する要求事項を満足するため，可搬型重大事故等対処設備についても津波防護の対象とする。
このため，津波から防護する設備は，重大事故等対処施設（可搬型重大事故等対処設備を含む。）（以下「重大事故等対処施設の津波防護対象設備」という。）とし，これらを内包する建屋及び区画について1.5−7 表に分類を示す。
なお，津波防護施設，浸水防止設備及び津波監視設備は，設置許可基準規則の解釈別記3 で入力津波に対して機能を十分に保持できることが要求されており，同要求を満足できる設計とする。

(2) 敷地及び敷地周辺における地形，施設の配置等
a. 敷地及び敷地周辺の地形，標高並びに河川の存在の把握「1.5.1 設計基準対象施設の耐津波設計」に同じ。

備考
項目番号の相違
項目番号の相違

津波防護対象の選定
設置許可基準規則第四十条（津波による損傷の防止）においては，「重大事故等対処施設は，基準津波に対して重大事故等に対処するために必要な機能が損なわれるおそれがないものでなければならない」ことを要求している。
なお，設置許可基準規則第四十三条（重大事故等対処設備）における可搬型
重大事故等対処設備の接続口，保管場所及び機能保持に対する要求事項を満足するため，可搬型重大事故等対処設備についても津波防護の対象とする。
このため，津波から防護する設備は，重大事故等対処施設（可搬型重大事故等対処設備を含む。）（以下「重大事故等対処施設の津波防護対象設備」という。）とし，これらを内包する建屋及び区画について第 1.4−5 表に分類を示 図表番号の相違
す。
なお，津波防護施設，浸水防止設備及び津波監視設備は，設置許可基準規則の解釈別記 3 で入力津波に対して機能を十分に保持できることが要求されており，同要求を満足できる設計とする。
(2) 敷地及び敷地周辺における地形，施設の配置等
ａ．敷地及び敷地周辺の地形，標高並びに河川の存在の把握「1.4.1 設計基準対象施設の耐津波設計」に同じ。

1

項目番号の相違柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目：第４０条 1.4.2 重大事故等対処施設の耐津波設計方針】
柏崎刈羽６・７号炉b.

敷地における施設の位置，形状等の把握
重大事故等対処施設の津波防護対象設備を内包する建屋及び区画として，「1.5.1 設計基準対象施設の耐津波設計」で示した範囲に加え，格納容器圧

東海第二発電所

備考用）を設定する区画），5号炉東側保管場所（6 号及び7 号炉共用），5 号

ｂ．敷地における施設の位置，形状等の把握
重大事故等対処施設の津波防護対象設備を内包する建屋及び区画として，「1.4.1 設計基準対象施設の耐津波設計」で示した範囲に加え，T.P.＋8m の 項目番号の相違
敷地に格納容器圧力逃がし装置格納槽，常設低圧代替注水系格納槽，ＳＡ用 設備，配置等の相違
海水ピット，緊急用海水ポンプピット，常設代替高圧電源装置用カルバート 高所設置施設及び配置の相違（立坑部），原子炉建屋東側接続口及び原子炉建屋西側接続口，T.P.＋11m の炉東側第二保管場所（6 号及び7 号炉共用），大湊側高台保管場所（6 号及び7 号炉共用）及び荒浜側高台保管場所（6 号及び7 号炉共用）を設置す

敷地に常設代替高圧電源装置置場（西側淡水貯水設備，高所東側接続口，高所西側接続口，西側ＳＡ立坑及び東側ＤＢ立坑含む）及び軽油貯蔵タンク，

る。なお，いずれの建屋及び区画も第1.5−7 図で示した「浸水を防止する

T.P.＋23m の敷地に緊急時対策所建屋及び可搬型重大事故等対処設備保管場

敷地」に設置する。（第1.5−14 図）所（西側），T.P.＋25m の敷地に可搬型重大事故等対処設備保管場所（南側）

力逃がし装置を敷設する区画，常設代替交流電源設備（6 号及び7 号炉共用）を敷設する区画，5 号炉原子炉建屋（緊急時対策所（6 号及び7 号炉共を設置する。
また，原子炉建屋西側と常設代替高圧電源装置置場の間の地下岩盤内に，常設代替高圧電源装置用カルバート（トンネル部），原子炉建屋西側の地下に常設代替高圧電源装置用カルバート（カルバート部）を設置する。（第 1.4 図表番号の相違−6 図）
防潮堤外側の海域にはＳＡ用海水ピット取水塔を設置し，地下岩盤内に海
水引込み管及び緊急用海水取水管を設置する。
津波防護施設は，「1.4.1

設計基準対象施設の耐津波設計」を適用する。 記載方針の相違（設計基準対象施設の耐津波設計に整合）

浸水防止設備として，「1.4.1

設計基準対象施設の耐津波設計」に記載す 記載方針の相違（設計基準対象施設の耐津波る設備に加え，T.P.＋8m の敷地に設置する格納容器圧力逃がし装置格納槽， 設計に整合）
常設低圧代替注水系格納槽及び緊急用海水ポンプピット上部の開口部に水密ハッチ又は浸水防止蓋，常設代替高圧電源装置用カルバート（立坑部）の地下
1 階開口部に水密扉を設置する。
津波監視設備は，「1.4.1

設計基準対象施設の耐津波設計」に同じ。

敷地内の遡上域（防潮堤外側）の建物・構築物等は，「1.4.1

記載方針の相違（設計基準対象施設の耐津波

設計基準対 設計に整合）

象施設の耐津波設計」を適用する。
ｃ．敷地周辺の人工構造物の位置，形状等の把握「1.5.1 設計基準対象施設の耐津波設計」に同じ。
(3) 入力津波の設定「1.5.1 設計基準対象施設の耐津波設計」に同じ。
1.5.2.2 敷地の特性に応じた津波防護の基本方針
津波防護の基本方針は，以下の(1)から(5)のとおりである。

ｃ．敷地周辺の人工構造物の位置，形状等の把握「1.4.1 設計基準対象施設の耐津波設計」に同じ。
(3) 入力津波の設定「1.4.1 設計基準対象施設の耐津波設計」に同じ。
1.4.2.2 敷地の特性に応じた津波防護の基本方針
津波防護の基本方針は，以下の(1)から(5)のとおりである。

2

項目番号の相違
項目番号の相違
項目番号の相違柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目：第４０条 1.4.2 重大事故等対処施設の耐津波設計方針】
柏崎刈羽６・７号炉

東海第二発電所(1) 重大事故等対処施設の津波防護対象設備（非常用取水設備を除く。下記(3)において同じ。）を内包する建屋及び区画の設置された敷地において，基準津
波による遡上波を地上部から到達又は流入させない設計とする。また，取水路，放水路等の経路から流入させない設計とする。

(1) 重大事故等対処施設の津波防護対象設備（非常用取水設備を除く。下記(3)において同じ。）を内包する建屋及び区画の設置された敷地において，基準津
波による遡上波を地上部から到達又は流入させない設計とする。また，取水路，放水路等の経路から流入させない設計とする。

(2) 取水・放水施設，地下部等において，漏水する可能性を考慮の上，漏水による浸水範囲を限定して，重大事故等に対処するために必要な機能への影響を防止できる設計とする。

(2)(3) 上記 2 方針のほか，重大事故等対処施設の津波防護対象設備を内包する建屋及び区画については，浸水防護をすることにより，津波による影響等から隔(3)離可能な設計とする。

備考

取水・放水施設，地下部等において，漏水する可能性を考慮の上，漏水による浸水範囲を限定して，重大事故等に対処するために必要な機能への影響を防止できる設計とする。
上記 2 方針のほか，重大事故等対処施設の津波防護対象設備を内包する建屋及び区画については，浸水防護をすることにより，津波による影響等から隔離可能な設計とする。

(4) 水位変動に伴う取水性低下による重大事故等に対処するために必要な機能への影響を防止できる設計とする。

(4) 水位変動に伴う取水性低下による重大事故等に対処するために必要な機能への影響を防止できる設計とする。

(5) 津波監視設備については，入力津波に対して津波監視機能が保持できる設計とする。

(5) 津波監視設備については，入力津波に対して津波監視機能が保持できる設計とする。

敷地の特性に応じた津波防護としては，基準津波による遡上波を地上部から到達又は流入させない設計とするため，重大事故等対処施設の津波防護対象設

敷地の特性に応じた津波防護としては，基準津波による遡上波を地上部から到達又は流入させない設計とするため，数値シミュレーションに基づき設定し備（非常用取水設備を除く。）を内包する建屋及び区画を，「1.5.1 設計基準対

た，外郭防護として防潮堤及び防潮扉を設置する。

象施設の耐津波設計」で設定した「浸水を防止する敷地」に設置することで，同防潮堤のうち鋼製防護壁には，鋼製防護壁と取水構造物の境界部からの津波

建屋及び区画が設置された敷地への，遡上波の地上部からの到達及び流入を敷の流入を防止するために，１次止水機構及び２次止水機構を多様化して設置す

地高さにより防止する。

る。

設備設計の相違

なお，緊急時対策所建屋，可搬型重大事故等対処設備保管場所（西側）及び可搬型重大事故等対処設備保管場所（南側）は，津波の影響を受けない位置に設置 設備設計・配置の相違する設計とすることから，新たな津波防護対策は必要ない。
また，取水路から津波を流入させない設計とするため，外郭防護として，ター
ビン建屋の補機取水槽の上部床面に設けられた開口部に取水槽閉止板を設置する。

また，取水路，放水路等の経路から津波を流入させない設計とするため，外郭防護として取水路に取水路点検用開口部浸水防止蓋，海水ポンプ室に海水ポン 設備設計の相違
プグランドドレン排出口逆止弁，循環水ポンプ室に取水ピット空気抜き配管逆止弁，放水路に放水路ゲート及び放水路ゲート点検用開口部浸水防止蓋，ＳＡ用海水ピットにＳＡ用海水ピット開口部浸水防止蓋並びに緊急用海水ポンプ室に緊急用海水ポンプピット点検用開口部浸水防止蓋，緊急用海水ポンプグラン
ドドレン排水口逆止弁及び緊急用海水ポンプ室床ドレン排水口逆止弁並びに構内排水路に構内排水路逆流防止設備を設置する。防潮堤及び防潮扉下部貫通部に対しては，止水処置を実施する。

3

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目：第４０条 1.4.2 重大事故等対処施設の耐津波設計方針】
柏崎刈羽６・７号炉

東海第二発電所

重大事故等対処施設の津波防護対象設備（非常用取水設備を除く。）を内包する建屋及び区画については，津波による影響等から隔離可能な設計とするため，内郭防護として，タービン建屋内の区画境界部及び他の建屋との境界部に水密重大事故等対処施設の津波防護対象設備（非常用取水設備を除く。
）を内包する建屋及び区画については，津波による影響等から隔離可能な設計とするため，内郭防護として，「1.4.1 設計基準対象施設の耐津波設計」に記載する浸水防止扉，止水ハッチ，ダクト閉止板（6 号炉），浸水防止ダクト（7 号炉）及び床ド設備及び止水処置に加え，緊急用海水ポンプ点検用開口部浸水防止蓋，緊急用 設備設計の相違
海水ポンプ室人員用開口部浸水防止蓋，格納容器圧力逃がし装置格納槽点検用

レンライン浸水防止治具の設置並びに貫通部止水処置を実施する。

備考

水密ハッチ，常設低圧代替注水系格納槽点検用水密ハッチ，常設低圧代替注水
系格納槽可搬型ポンプ用水密ハッチ，常設代替高圧電源装置用カルバート原子炉建屋側水密扉を設置する。
引き波時の水位低下に対して，補機取水槽の水位が原子炉補機冷却海水ポン
プの取水可能水位を下回らないよう，海水貯留堰を設置する。
地震発生後，津波が発生した場合に，その影響を俯瞰的に把握するため，津波監視設備として補機取水槽に取水槽水位計を，7 号炉の主排気筒に津波監視カ
メラ（6 号及び7 号炉共用）を設置する。

引き波時の水位の低下に対して，取水構造物である取水ピットの水位が非常 設備設計の相違
用海水ポンプの取水可能水位を下回らないよう貯留堰を設置する。
地震発生後，津波が発生した場合に，その影響を俯瞰的に把握するため，津波監視設備として，取水路に潮位計，取水ピットに取水ピット水位計，原子炉建屋 設備設計の相違
屋上及び防潮堤上部に津波・構内監視カメラを設置する。

格納容器圧力逃がし装置を敷設する区画，常設代替交流電源設備を敷設する

設備設計・配置の相違

区画，5 号炉原子炉建屋（緊急時対策所を設定する区画），5 号炉東側保管場
所，5 号炉東側第二保管場所，大湊側高台保管場所及び荒浜側高台保管場所は，津波の影響を受けない位置に設置するため，新たな津波防護対策は必要ない。
津波防護対策の設備分類と設置目的を第1.5−3 表に示す。また，敷地の特性に応じた津波防護の概要を第1.5−15 図に示す。

津波防護対策の設備分類と設置目的を第 1.4-2 表に示す。また，敷地の特性 図表番号の相違に応じた津波防護の概要を第 1.4-7 図に示す。
図表番号の相違4

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目：第４０条 1.4.2 重大事故等対処施設の耐津波設計方針】
柏崎刈羽６・７号炉
1.5.2.3 敷地への浸水防止（外郭防護1)(1) 遡上波の地上部からの到達，流入の防止
重大事故等対処施設の津波防護対象設備（非常用取水設備を除く。）を内包する建屋及び区画は，基準津波による遡上波が到達しない十分に高い敷地として設定した「浸水を防止する敷地」に設置する。
遡上波の地上部からの到達防止に当たっての検討は，「1.5.1 設計基準対
象施設の耐津波設計」を適用する。

東海第二発電所
1.4.2.3

敷地への浸水防止（外郭防護１）

備考
項目番号の相違(1) 遡上波の地上部からの到達，流入の防止
重大事故等対処施設の津波防護対象設備（非常用取水設備を除く。）を内包する建屋及び区画として，海水ポンプ室及び非常用海水系配管が設置されて 施設配置及び設備設計の相違いる敷地高さは T.P.＋3m，原子炉建屋，格納容器圧力逃がし装置格納槽，常設低圧代替注水系格納槽，緊急用海水ポンプピット，排気筒，常設代替高圧電源装置用カルバート（立坑部），原子炉建屋西側接続口及び原子炉建屋東側接続口が設置されている敷地高さは T.P.＋8m，常設代替高圧電源装置置場（西側淡水貯水設備，高所東側接続口，高所西側接続口及びＤＢ／ＳＡ用シャフト含む）及び軽油貯蔵タンクが設置されている敷地高さは T.P.＋11m であり，津波による遡上波が到達，流入する高さに設置している。このため，高潮ハザー
ドの再現期間 100 年に対する期待値を踏まえた潮位を考慮した上で，敷地前
面東側においては入力津波高さ T.P.＋17.9m に対して天端高さ T.P.＋20m の防潮堤及び防潮扉，敷地側面北側においては入力津波高さ T.P.＋15.4m に対して天端高さ T.P.＋18m の防潮堤，
敷地側面南側においては入力津波高さ T.P.
＋16.8m に対して T.P.＋18m の防潮堤及び防潮扉を設置することにより，津波が到達，流入しない設計とする。また，防潮堤のうち鋼製防護壁には，１次止水機構を設置し，津波が到達，流入しない設計とする。なお，遡上波の地上部からの到達及び流入の防止として，地山斜面，盛土斜面等は活用しない。
緊急時対策所建屋及び可搬型重大事故等対処設備保管場所（西側）が設置されている敷地高さは T.P.＋23m，可搬型重大事故等対処設備保管場所（南側）が設置される敷地高さは T.P.＋25m であり，津波による遡上波は到達しない。

(2) 取水路，放水路等の経路からの津波の流入防止(2) 取水路，放水路等の経路からの津波の流入防止
取水路，放水路等の経路から，津波が流入する可能性のある経路（扉，開口
取水路，放水路等の経路から，津波が流入する可能性のある経路（扉，開口部，貫通口等）を特定し，必要に応じて実施する浸水対策については「1.4.1 項目番号の相違
部，貫通口等）を特定し，必要に応じて実施する浸水対策については「1.5.1
設計基準対象施設の耐津波設計」を適用する。
設計基準対象施設の耐津波設計」を適用する。

5

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柏崎刈羽６・７号炉

東海第二発電所

備考

1.5.2.4 漏水による重大事故等に対処するために必要な機能への影響防止（外郭 1.4.2.4
防護2）取水・放水施設，地下部等において，漏水する可能性を検討の上，漏水による(1)

浸水範囲を限定し，重大事故等に対処するために必要な機能への影響を防止す
る設計とする。具体的には，「1.5.1 設計基準対象施設の耐津漏水による重大事故等に対処するために必要な機能への影響防止（外郭 項目番号の相違
防護２）
漏水対策

海水ポンプ室の漏水対策については，「1.4.1

設計基準対象施設の耐津波 設備設計の相違

設計」に同じ。

波設計」を適用する。

緊急用海水ポンプピットの緊急用海水ポンプモータ設置エリア（以下「緊急用海水ポンプモータ設置エリア」という。）については，取水・放水施設，地下部等における漏水の可能性を検討した結果，緊急用海水ポンプピットの入力津波高さが，重大事故等に対処するために必要な機能を有する設備である
緊急用海水ポンプモータ設置エリアの床面高さを上回り，床面に開口部等が存在する場合には，当該部で漏水が生じる可能性があることから，緊急用海水ポンプモータ設置エリアを漏水が継続することによる浸水の範囲（以下 1.4 において「浸水想定範囲」という。）として想定する。
緊急用海水ポンプの海水の流路である非常用取水設備の構造上の特徴等を考慮して，緊急用海水ポンプモータ設置エリアの床面における漏水の可能性を検討した結果，床面における開口部等として挙げられる緊急用海水ポンプ
グランドドレン排出口及び緊急用海水ポンプ室床ドレン排出口については，
逆止弁を設置する設計上の配慮を施しており，漏水による浸水経路とならない。緊急用海水ポンプ室における浸水対策の概要を第 1.4-5 図に示す。また，緊急用海水ポンプ浸水防止対策の概要を第 1.4-6 図に示す。
以上より，緊急用海水ポンプモータ設置エリアへの漏水の可能性はない。
(2)

重大事故等に対処するために必要な機能への影響評価
海水ポンプへの影響評価については，「1.4.1

設計基準対象施設の耐津波 記載方針の相違

設計」に同じ。
緊急用海水ポンプピットの緊急用海水ポンプモータ設置エリアについて 設備設計の相違
は，重大事故等に対処するために必要な機能を有する設備である緊急用海水ポンプのモータが設置されているため，緊急用海水ポンプモータ設置エリア
を防水区画化する。
上記(1)より，重大事故等対処施設の津波防護対象設備（非常用取水設備を 記載方針，設備設計の相違除く。）を内包する建屋及び区画への漏水による浸水の可能性はないが，保守的な想定として，緊急用海水ポンプグランドドレン排出口逆止弁及び緊急用
海水ポンプ室床ドレン排出口逆止弁の弁体（フロート）の開固着による動作不良を考慮し，漏水想定範囲における浸水を仮定する。その上で重大事故等に対処するために必要な機能を有する緊急用海水ポンプについて，緊急用海水ポ
ンプモータ設置エリアへの漏水による浸水量を評価し，重大事故等に対処するために必要な機能への影響がないことを確認する。

6

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柏崎刈羽６・７号炉

東海第二発電所

備考(3) 排水設備の影響
海水ポンプへの影響評価については，「1.4.1

記載方針の相違
設計基準対象施設の耐津波設計」に同じ。
緊急用海水ポンプについては，上記(2)において浸水想定範囲である緊急用
海水ポンプモータ設置エリアで長期間冠水することが想定される場合は，排水設備を設置する。
1.5.2.5 重大事故等対処施設の津波防護対象設備を内包する建屋及び区画の隔離 1.4.2.5 重大事故等対処施設の津波防護対象設備を内包する建屋及び区画の隔 項目番号の相違（内郭防護）
離（内郭防護）(1) 浸水防護重点化範囲の設定(1) 浸水防護重点化範囲の設定
浸水防護重点化範囲として，「1.5.1 設計基準対象施設の耐津波設計」で示
浸水防護重点化範囲として，「1.4.1 設計基準対象施設の耐津波設計」で 項目番号の相違
した範囲に加え，格納容器圧力逃がし装置を敷設する区画，常設代替交流電源
示した範囲（使用済燃料乾式貯蔵建屋を除く）に加え，緊急時対策所建屋，可 設備設計の相違
設備を敷設する区画，5 号炉原子炉建屋（緊急時対策所を設定する区画），5
搬型重大事故等対処設備保管場所（西側），可搬型重大事故等対処設備保管場
号炉東側保管場所，5 号炉東側第二保管場所，大湊側高台保管場所及び荒浜側

所（南側），格納容器圧力逃がし装置格納槽，常設低圧代替注水系格納槽，緊高台保管場所を設定する。

急用海水ポンプピット，常設代替高圧電源装置（西側淡水貯水設備，高所東側接続口，高所西側接続口，西側ＳＡ立坑及び東側ＤＢ立坑含む）及び常設代替
高圧電源装置用カルバート（トンネル部，立坑部及びカルバート部）を設定する。

(2) 浸水防護重点化範囲の境界における浸水対策(2)

浸水防護重点化範囲の境界における浸水対策
津波による溢水を考慮した浸水範囲，浸水量については，以下のとおり地震 記載方針／設備の相違による溢水の影響も含めて確認を行い，浸水防護重点化範囲への浸水の可能性のある経路，浸水口等を特定し，浸水対策を実施する。

浸水防護重点化範囲のうち，設計基準対象施設と同じ範囲については，「1.5.1 設計基準対象施設の耐津波設計」を適用する。
また，その他の範囲については，津波による溢水の影響を受けない位置に設置する又は津波による溢水の浸水経路がない設計とする。

浸水防護重点化範囲のうち，原子炉建屋，海水ポンプ室，格納容器圧力逃がし装置格納槽，常設低圧代替注水系格納槽，緊急用海水ポンプピット及び常設
代替高圧電源装置用カルバート（トンネル部，立坑部及びカルバート部）については，「1.4.1 設計基準対象施設の耐津波設計」と同じように，浸水防止
重点化範囲の境界において浸水防止対策を講じる。
常設代替高圧電源装置（西側淡水貯水設備，高所東側接続口，高所西側接続
口，西側ＳＡ立坑及び東側ＤＢ立坑含む），緊急時対策所建屋，可搬型重大事
故等対処設備保管場所（西側）及び可搬型重大事故等対処設備保管場所（南側）は津波による溢水の影響を受けない位置に設置する。
浸水対策の実施に当たっては，以下のａ．からｅ．の影響を考慮する。

7

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東海第二発電所

備考

ａ．地震に起因するタービン建屋内の循環水系配管の伸縮継手の破損並びに 記載方針の相違
耐震Ｂクラス及びＣクラス機器の損傷により，保有水が溢水するとともに，津波が取水ピット及び放水ピットから循環水系配管に流れ込み，循環水系
配管の伸縮継手の損傷箇所を介して，タービン建屋内に流入することが考えられる。このため，タービン建屋内に流入した海水による，タービン建屋に隣接する浸水防護重点化範囲（原子炉建屋）への影響を評価する。
ｂ．地震に起因する循環水ポンプ室の循環水系配管の伸縮継手の破損により， 記載方針の相違
津波が取水ピットから循環水系配管に流れ込み，循環水系配管の伸縮継手の破損箇所を介して，循環水ポンプ室内に流入することが考えられる。このため，循環水ポンプ室内に流入した海水による，隣接する浸水防護重点化範囲（海水ポンプ室）への影響を評価する。
ｃ．地震に起因する屋外に敷設する非常用海水系配管（戻り管）の損傷により， 記載方針の相違
海水が配管の損傷箇所を介して，重大事故等対処施設の津波防護対象設備（非常用取水設備を除く。）の設置された敷地に流入することが考えられる。このため，敷地に流入した津波による浸水防護重点化範囲（原子炉建屋，海水ポンプ室，格納容器圧力逃がし装置格納槽，常設低圧代替注水系格納槽，緊急用海水ポンプピット及び常設代替高圧電源装置用カルバート（トンネル部，立坑部及びカルバート部）））への影響を評価する。
ｄ．地下水については，地震時の地下水の流入が浸水防護重点化範囲へ与える 記載方針の相違
影響について評価する。
ｅ．地震に起因する屋外タンク等の損傷による溢水が，浸水防護重点化範囲へ 記載方針の相違
与える影響について評価する。
(3)

上記(2)ａ．からｅ．の浸水範囲，浸水量の評価については，以下のとおり 記載方針の相違
安全側の想定を実施する。

ａ．タービン建屋内の機器・配管の損傷による津波，溢水等の事象想定

記載方針の相違「1.4.1 設計基準対象施設の耐津波設計」を適用する。
ｂ．循環水ポンプ室内の機器・配管の損傷による津波，溢水等の事象想定

記載方針の相違「1.4.1 設計基準対象施設の耐津波設計」を適用する。
ｃ．非常用海水系配管（戻り管）の損傷による津波，溢水等の事象想定「1.4.1

設計基準対象施設の耐津波設計」を適用する。

ｄ．機器・配管損傷による津波浸水量の考慮「1.4.1

記載方針の相違

設計基準対象施設の耐津波設計」を適用する。

ｅ．機器・配管等の損傷による内部溢水の考慮「1.4.1

記載方針の相違

設計基準対象施設の耐津波設計」を適用する。

8

記載方針の相違柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目：第４０条 1.4.2 重大事故等対処施設の耐津波設計方針】
柏崎刈羽６・７号炉

東海第二発電所
ｆ．地下水の溢水影響の考慮「1.4.1

備考
記載方針の相違

設計基準対象施設の耐津波設計」を適用する。

ｇ．屋外タンク等の損傷による溢水等の事象想定

記載方針の相違
屋外タンクの損傷による溢水については，地震時の屋外タンクの溢水に 記載方針／設備設計の相違
より浸水防護重点化範囲に浸水することを想定し，格納容器圧力逃がし装置格納槽，常設低圧代替注水系格納槽，緊急用海水ポンプピット及び常設代替高圧電源装置用カルバート（立坑部）に浸水対策を実施するため，浸水防護重点化範囲の建屋又は区域に浸入することはない。

原子炉建屋の扉等の開口部下端位置は T.P.＋8.2m であり，屋外タンクの損
傷による溢水が到達しないことから，浸水防護重点化範囲の建屋に浸入することはない。
常設代替高圧電源装置置場（西側淡水貯水設備，高所東側接続口，高所西側接続口，西側ＳＡ立坑及び東側ＤＢ立坑含む）の扉等の開口部下端位置は
T.P.＋11.2m であり，屋外タンクの損傷による溢水が到達しないことから，
浸水防護重点化範囲の区画に浸入することはない。
ｈ．施設・設備施工上生じうる隙間部等についての考慮「1.4.1

記載方針の相違

設計基準対象施設の耐津波設計」に同じ。なお，新設の重大事

故等対処設備を内包する建屋等については，予め津波対策を考慮した設計とする。
1.5.2.6 水位変動に伴う取水性低下による重大事故等に対処するために必要な機能への影響防止(1) 重大事故時に使用するポンプの取水性
水位変動に伴う取水性低下による重大事故等に対処するために必要な機能への影響を防止する設計とする。そのため，非常用海水冷却系については，「1.5.1
設計基準対象施設の耐津波設計」を適用する。
重大事故時に使用する可搬型の海水を取水するポンプは，大容量送水車の取1.4.2.6

水位変動に伴う取水性低下による重大事故等に対処するために必要な 項目番号の相違
機能への影響防止(1) 非常用海水ポンプ及び緊急用海水ポンプの取水性
設備設計の相違
水位変動に伴う取水性低下による重大事故等に対処するために必要な機能への影響を防止する設計とする。非常用海水ポンプについては，「1.4.1 設計基 設備単位の相違
準対象施設の耐津波設計」を適用する。
項目番号の相違

水ポンプであり，設計基準対象施設の非常用取水設備である取水路から海水を重大事故時に使用する緊急用海水ポンプは，非常用取水設備のＳＡ用海水ピ 設備設計の相違（可搬対応と常設対応）
ット取水塔，海水引込み管，ＳＡ用海水ピット及び緊急用海水取水管を流路と取水する。

して使用する設計であり，基準津波による引き波時に，取水箇所であるＳＡ用

同取水ポンプについては，海水貯留堰の貯留容量及び想定する最大同時運転台数（3 台）による運転時に必要な水量を考慮し，ポンプの設置高さを設定す

海水ピット取水塔の天端高さ（T.P.−2.2m）より海面の高さが一時的に低い状況となる可能性があるが，この時点で緊急用海水ポンプは運転していないため，る等により，重大事故時においてポンプの機能が保持できるとともに，必要な津波による水位変動に伴う取水性への影響はない。

海水が確保できる設計とする。

基準津波に対する重大事故等時は，非常用海水ポンプが健全であれば非常用
海水ポンプを使用し，緊急用海水ポンプは，非常用海水ポンプの故障時に使用する設計とする。

9

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目：第４０条 1.4.2 重大事故等対処施設の耐津波設計方針】
柏崎刈羽６・７号炉

東海第二発電所(2)(2) 津波の二次的な影響による重大事故等対処施設の機能保持確認

津波の二次的な影響による非常用海水ポンプ及び緊急用海水ポンプの機能 設備設計の相違
保持確認
基準津波による水位変動に伴う海底の砂移動・堆積及び漂流物に対して，取 設備設計の相違

基準津波による水位変動に伴う海底の砂移動・堆積及び漂流物に対して，6号及び 7 号炉の取水口及び取水路の通水性が確保できる設計とする。

水構造物の通水性が確保できる設計とする。

また，基準津波による水位変動に伴う浮遊砂等の混入に対して，原子炉補機冷却海水ポンプは機能保持できる設計とする。具体的には，「1.5.1 設計基
準対象施設の耐津波設計」を適用する。
重大事故時に使用する可搬型の海水を取水する大容量送水車については，
浮遊砂等の混入に対して，機能保持できる設計とする。
1.5.2.7 津波監視
津波の襲来を監視するための津波監視設備の設置については，「1.5.1
計基準対象施設の耐津波設計」を適用する。

備考

また，基準津波による水位変動に伴う浮遊砂等の混入に対して，非常用海水 設備の相違
ポンプ及び緊急用海水ポンプは機能保持できる設計とする。具体的には，「1.4.1 設計基準対象施設の耐津波設計」に同じ。
項目番号の相違
重大事故時に使用する可搬型の海水を取水する可搬型代替注水大型ポンプ 記載方針の相違
及び可搬型代替注水中型ポンプについては，浮遊砂等の混入に対して，機能保 設備設計の相違
持できる設計とする。
1.4.2.7

設

津波監視

津波の襲来を監視するための津波監視設備の設置については，「1.4.1

項目番号の相違
設 項目番号の相違

計基準対象施設の耐津波設計」に同じ。
(1)

津波・構内監視カメラ「1.4.1(2)(3)

設計基準対象施設の耐津波設計」に同じ。

取水ピット水位計「1.4.1

記載方針の相違

設計基準対象施設の耐津波設計」に同じ。

潮位計「1.4.1

記載方針の相違

記載方針の相違
設計基準対象施設の耐津波設計」に同じ。

10

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目：第４０条 10.6 津波及び内部溢水に対する浸水防護設備】
柏崎原子力発電所

6/7 号炉10.6 津波及び内部溢水に対する浸水防護設備
10.6.1 津波に対する防護設備
10.6.1.2 重大事故等対処施設
10.6.1.2.1 概要
発電用原子炉施設の耐津波設計については，「重大事故等対処施設は，基準津波に対して重大事故等に対処するために必要な機能が損なわれるおそれがない
ものでなければならない」ことを目的として，津波の敷地への流入防止，漏水による重大事故等に対処するために必要な機能への影響防止，津波防護の多重化
及び水位低下による重大事故等に対処するために必要な機能への影響防止を考慮した津波防護対策を講じる。
津波から防護する設備は，重大事故等対処施設（可搬型重大事故等対処設備を含む。
）（以下 10.では「重大事故等対処施設の津波防護対象設備」という。
）とする。
津波の敷地への流入防止は，重大事故等対処施設の津波防護対象設備（非常用取水設備を除く。
）を内包する建屋及び区画の設置された敷地において，基準津
波による遡上波の地上部からの到達及び流入の防止対策並びに取水路，放水路
等の経路からの流入の防止対策を講じる。
漏水による重大事故等に対処するために必要な機能への影響防止は，取水・放水施設，地下部等において，漏水の可能性を考慮の上，漏水による浸水範囲を限定して，重大事故等に対処するために必要な機能への影響を防止する対策を講じる。

東海第二発電所

10.6.1.2 重大事故等対処施設
10.6.1.2.1 概要
発電用原子炉施設の耐津波設計については，「重大事故等対処施設は，基準津波に対して重大事故等に対処するために必要な機能が損なわれるおそれがない
ものでなければならない」ことを目的として，津波の敷地への流入防止，漏水による重大事故等に対処するために必要な機能への影響防止，津波防護の多重化
及び水位低下による重大事故等に対処するために必要な機能への影響防止を考慮した津波防護対策を講じる。
津波から防護する設備は，重大事故等対処施設（可搬型重大事故等対処設備を含む。
）（以下 10.では「重大事故等対処施設の津波防護対象設備」という。
）とする。
津波の敷地への流入防止は，重大事故等対処施設の津波防護対象設備（非常用取水設備を除く。
）を内包する建屋及び区画の設置された敷地において，基準津
波による遡上波の地上部からの到達及び流入の防止対策並びに取水路，放水路
等の経路からの流入防止対策を講じる。
漏水による重大事故等に対処するために必要な機能への影響防止は，取水・放水施設，地下部等において，漏水の可能性を考慮の上，漏水による浸水範囲を限定して，重大事故等に対処するために必要な機能への影響を防止する対策を講じる。

津波防護の多重化として，上記 2 つの対策のほか，重大事故等対処施設の津波防護対象設備（非常用取水設備を除く。
）を内包する建屋及び区画において，浸水防護をすることにより津波による影響等から隔離する対策を講じる。

津波防護の多重化として，上記 2 つの対策のほか，重大事故等対処施設の津波防護対象設備（非常用取水設備を除く。
）を内包する建屋及び区画において，浸水防護をすることにより津波による影響等から隔離する対策を講じる。

水位低下による重大事故等に対処するために必要な機能への影響防止は，水位変動に伴う取水性低下による重大事故等に対処するために必要な機能への影響を防止する対策を講じる。

水位低下による重大事故等に対処するために必要な機能への影響防止は，水位変動に伴う取水性低下による重大事故等に対処するために必要な機能への影響を防止する対策を講じる。

10.6.1.2.2 設計方針
10.6.1.2.2 設計方針
重大事故等対処施設は，基準津波に対して重大事故等に対処するために必要
重大事故等対処施設は，基準津波に対して重大事故等に対処するために必要な機能が損なわれるおそれがない設計とする。
な機能が損なわれるおそれがない設計とする。
耐津波設計に当たっては，以下の方針とする。
耐津波設計に当たっては，以下の方針とする。

1

備考（基準津波に対する耐津波設計との相違点等）柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目：第４０条 10.6 津波及び内部溢水に対する浸水防護設備】
柏崎原子力発電所

6/7 号炉(1) 重大事故等対処施設の津波防護対象設備（非常用取水設備を除く。）を内包する建屋及び区画の設置された敷地において，基準津波による遡上波を地上部から到達又は流入させない設計とする。また，取水路，放水路等の経路から流入させない設計とする。具体的な設計内容を以下に示す。
a. 重大事故等対処施設の津波防護対象設備（非常用取水設備を除く。
）を内包する建屋及び区画は，基準津波による遡上波が到達しない十分高い場所に設置する。

備考（基準津波に対する耐津波設計との相東海第二発電所

違点等）(1) 重大事故等対処施設の津波防護対象設備（非常用取水設備を除く。
）を内包する建屋及び区画の設置された敷地において，基準津波による遡上波を地上部から到達又は流入させない設計とする。また，取水路，放水路等の経路から流入させない設計とする。具体的な設計内容を以下に示す。
ａ．重大事故等対処施設の津波防護対象設備（非常用取水設備を除く。
）を内包する建屋（緊急時対策所建屋）及び区画（可搬型重大事故等対処設備保管 敷地及び施設・設備の設置状況並びに場所（西側）及び可搬型重大事故等対処設備保管場所（南側）を除く。
）は， 津波規模等の相違による設計の相違
基準津波による遡上波が到達する可能性があるため，津波防護施設及び浸水防止設備を設置し，基準津波による遡上波を地上部から到達又は流入させない設計とする。
また，重大事故等対処施設の津波防護対象設備を内包する建屋及び区画のうち，緊急時対策所建屋，可搬型重大事故等対処設備保管場所（西側）及び可搬型重大事故等対処設備保管場所（南側）については基準津波による遡上波が到達しない十分高い場所に設置する。

b. 上記 a.の遡上波の到達防止に当たっての検討は，「10.6.1.1 設計基準対象施設」を適用する。

ｂ．上記 a.の遡上波の到達防止に当たっての検討は，「10.6.1.1
象施設」を適用する。

c. 取水路，放水路等の経路から，津波が流入する可能性のある経路（扉，開口部，貫通口等）を特定し，必要に応じて実施する浸水対策については，

ｃ．取水路，放水路等の経路から，津波が流入する可能性のある経路（扉，開口部，貫通口等）を特定し，必要に応じて実施する浸水対策については，「10.6.1.1 設計基準対象施設」を適用する。

「10.6.1.1 設計基準対象施設」を適用する。
(2) 取水・放水施設，地下部等において，漏水する可能性を考慮の上，漏水による浸水範囲を限定し，重大事故等に対処するために必要な機能への影響を防止する設計とする。
具体的には「10.6.1.1 設計基準対象施設」を適用する。

(2)

設計基準対

取水・放水施設，地下部等において，漏水する可能性を考慮の上，漏水による浸水範囲を限定し，重大事故等に対処するために必要な機能への影響を防止する設計とする。
具体的には「10.6.1.1 設計基準対象施設」を適用する。

(3) 上記(1)及び(2)に規定するもののほか，重大事故等対処施設の津波防護対象 (3) 上記(1)及び(2)に規定するもののほか，重大事故等対処施設の津波防護対象
設備（非常用取水設備を除く。
）を内包する建屋及び区画については，浸水防設備（非常用取水設備を除く。
）を内包する建屋及び区画については，浸水防護をすることにより津波による影響等から隔離する。そのため，浸水防護重点
護をすることにより津波による影響等から隔離する。 そのため，浸水防護重化範囲を明確化するとともに，必要に応じて実施する浸水対策については，
点化範囲を明確化するとともに，必要に応じて実施する浸水対策については，「10.6.1.1 設計基準対象施設」を適用する。
「10.6.1.1 設計基準対象施設」を適用する。
(4) 水位変動に伴う取水性低下による重大事故等に対処するために必要な機能への影響を防止する設計とする。そのため，非常用海水冷却系については，「10.6.1.1 設計基準対象施設」を適用する。
また，大容量送水車については，基準津波による水位の変動に対して取水性(4) 水位変動に伴う取水性低下による重大事故等に対処するために必要な機能への影響を防止する設計とする。そのため，非常用海水ポンプについては， 設備の相違「10.6.1.1 設計基準対象施設」を適用する。
また，緊急用海水ポンプについては，基準津波による水位の変動に対して取 代替ＲＨＲＳ設備の相違（東海第二は常設設備）を確保でき，6 号及び 7 号炉の取水口からの砂の混入に対して，ポンプが機能

水性を確保でき，ＳＡ用海水ピット取水塔からの砂の混入に対して，ポンプが保持できる設計とする。

機能保持できる設計とする。
2

海水取水箇所の相違

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目：第４０条 10.6 津波及び内部溢水に対する浸水防護設備】
柏崎原子力発電所

6/7 号炉東海第二発電所(5) 津波防護施設，浸水防止設備及び津波監視設備の機能の保持については，「10.6.1.1 設計基準対象施設」を適用する。

(5) 津波防護施設，浸水防止設備及び津波監視設備の機能の保持については，「10.6.1.1 設計基準対象施設」を適用する。

(6) 津波防護施設，浸水防止設備及び津波監視設備の設計に当たって考慮する自然現象については，「10.6.1.1 設計基準対象施設」を適用する。

(6) 津波防護施設，浸水防止設備及び津波監視設備の設計に当たって考慮する自然現象については，「10.6.1.1 設計基準対象施設」を適用する。

(7) 津波防護施設，浸水防止設備及び津波監視設備の設計における荷重の組合せを考慮する自然現象については，「10.6.1.1 設計基準対象施設」を適用す(7) 津波防護施設，浸水防止設備及び津波監視設備の設計における荷重の組合せを考慮する自然現象については，「10.6.1.1 設計基準対象施設」を適用する。

る。

(8) 津波防護施設，浸水防止設備及び津波監視設備の設計並びに非常用海水冷却系等の取水性の評価における入力津波の評価に当たっては，「10.6.1.1 設計
基準対象施設」を適用する。

備考（基準津波に対する耐津波設計との相(8)津波防護施設，浸水防止設備及び津波監視設備の設計並びに非常用海水ポン 設備の相違
プ等の取水性の評価における入力津波の評価に当たっては，「10.6.1.1 設計基準対象施設」を適用する。

10.6.1.2.3 主要設備
「10.6.1.1 設計基準対象施設」に同じ。

10.6.1.2.3 主要設備
「10.6.1.1 設計基準対象施設」に同じ。

10.6.1.2.4 主要設備の仕様
浸水防護設備の主要仕様を第 10.6−1 表に示す。

10.6.1.2.4 主要設備の仕様
浸水防護設備の主要仕様を第 10.6-1 表に示す。

10.6.1.2.5 試験検査
「10.6.1.1 設計基準対象施設」に同じ。

10.6.1.2.5 試験検査
「10.6.1.1 設計基準対象施設」に同じ。

10.6.1.2.6 手順等「10.6.1.1 設計基準対象施設」に同じ。

10.6.1.2.6 手順等「10.6.1.1 設計基準対象施設」に同じ。

3

違点等）

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目：第４０条 10.8 非常用取水設備】
柏崎原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

10.8 非常用取水設備
10.8.2 重大事故等時
10.8.2.1 概要

10.8 非常用取水設備
10.8.2 重大事故等時
10.8.2.1 概要

非常用取水設備の取水構造物及び貯留堰は，設計基準事故対処設備の一部を流 設備の相違
び補機取水槽は，設計基準事故対処設備の一部を流路として使用することから， 路として使用することから，流路に係る機能について重大事故等対処設備としての設計を行う。
流路に係る機能について重大事故等対処設備としての設計を行う。
重大事故等に対処するために必要となる可搬型代替注水大型ポンプ及び可搬型 東海第二では非常用海水ポンプの流路の他
代替注水中型ポンプの取水箇所としてＳＡ用海水ピットを設置し，ＳＡ用海水ピ に，緊急用海水ポンプの流路を独立して設置
非常用取水設備の海水貯留堰，スクリーン室，取水路，補機冷却用海水取水路及ットに海水を導水するため，ＳＡ用海水ピット取水塔及び海水引込み管を設置す する。また，その一部を可搬型設備の水源とる。また,重大事故等に対処するために必要となる残留熱除去系及び代替燃料プー して使用する。
ル冷却系の冷却用の海水を確保するために，緊急用海水ポンプの流路として，ＳＡ用海水ピット取水塔，海水引込み管及びＳＡ用海水ピットに加え，緊急用海水取水管及び緊急用海水ポンプピットを設置する。
10.8.2.2 設計方針
10.8.2.2.1 悪影響防止

10.8.2.2 設計方針
10.8.2.2.1 悪影響防止
基本方針については，「1.1.7.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

海水貯留堰，スクリーン室，取水路，補機冷却用海水取水路及び補機取水槽は，通常時の系統構成を変えることなく重大事故等対処設備としての系統構成をすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

基本方針については，「1.1.8.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。 項目番号の相違

取水構造物は，通常時の系統構成を変えることなく重大事故等対処設備とし 設備の相違ての系統構成をすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
ＳＡ用海水ピット取水塔，海水引込み管，ＳＡ用海水ピット，緊急用海水取水 設備の相違
管及び緊急用海水ポンプピットは，緊急用海水ポンプ専用の独立した流路とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプ及び可搬型代替注水中型ポンプの取水箇所である 設備の相違
ＳＡ用海水ピットは，通常時の系統構成を変えることなく重大事故等対処設備としての系統構成をすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

10.8.2.2.2

共用の禁止

基本方針については，「1.1.7.1

東海第二発電所には，二以上の発電用原子炉

多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

施設はなく共用しない。

非常用取水設備である海水貯留堰，スクリーン室及び取水路は，共用により他号炉の海水取水箇所も使用することで安全性の向上が図れることから，6 号及び 7号炉で共用する設計とする。
これらの設備は，共用により悪影響を及ぼさないよう，6 号及び 7 号炉に必要な取水容量を十分に有する設計とする。なお，海水貯留堰，スクリーン室及び取水路
は，重大事故等時のみ 6 号及び 7 号炉共用とする。

1

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目：第４０条 10.8 非常用取水設備】
柏崎原子力発電所 ６／７号炉

10.8.2.2.3

10.8.2.2.2

環境条件等

基本方針については，「1.1.7.3

東海第二発電所

環境条件等」に示す。

海水貯留堰，スクリーン室，取水路，補機冷却用海水取水路及び補機取水槽は，想定される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。
海水貯留堰は，鋼製構造物であり，海水中に設置するため，防食等により腐食を防止する設計とする。
スクリーン室，取水路，補機冷却用海水取水路及び補機取水槽は，コンクリート構
造物であり，常時海水を通水するため，腐食を考慮して鉄筋に対して十分なかぶり厚さを確保する設計とする。

環境条件等

基本方針については，「1.1.8.3

備考
項目番号の相違

環境条件等」に示す。

取水構造物，ＳＡ用海水ピット取水塔，海水引込み管，ＳＡ用海水ピット，緊 設備の相違
急用海水引込み管及び緊急用海水ポンプピットは，想定される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。
海水引込み管及び緊急用海水引込み管は，鋼製構造物であり，常時海水を通水するため，腐食代を考慮した厚さを確保する設計とする。
取水構造物，ＳＡ用海水ピット取水塔，ＳＡ用海水ピット及び緊急用海水ポ
ンプピットは，コンクリート構造物であり，常時海水を通水するため，腐食を考慮して鉄筋に対して十分なかぶり厚さを確保する設計とする。

10.8.2.3

主要設備の仕様

10.8.2.3

主要設備の仕様

非常用取水設備（重大事故等時）の主要仕様を第 10.8−1 表に示す。

非常用取水設備（重大事故等時）の主要仕様を第 10.8−1 表に示す。

10.8.2.4 試験検査
基本方針については，「1.1.7.4

10.8.2.4 試験検査
基本方針については，「1.1.7.4

操作性及び試験・検査性」に示す。

海水貯留堰は，機能・性能の確認が可能な設計とする。
スクリーン室，取水路，補機冷却用海水取水路，補機取水槽は，外観の確認が可能な設計とする。

操作性及び試験・検査性」に示す。

貯留堰は，機能・性能の確認が可能な設計とする。
取水構造物，ＳＡ用海水ピット取水塔，ＳＡ用海水ピット及び緊急用海水ポン
プピットは，外観の確認が可能な設計とする。

2

設備の相違

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：

第４１条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

1.6.2 重大事故等対処施設の火災防護に関する基本方針

1.5.2 重大事故等対処施設の火災防護に関する基本方針

項目番号の相違(以下，①の相違)①の相違

1.6.2.1 基本事項

1.5.2.1 基本事項

①の相違

1.6

火災防護に関する基本方針

1.5 火災防護に関する基本方針

備考

重大事故等対処施設は，火災により重大事故等に対処するために必要な機能を損なうおそれがないよう，火災防護対策を講じる設計とする。火災防護対策を講じる設計を行うに当たり，重大事故等対処施設を設置する区域を，火災区域及び火災区画に設定する。設定する火災区域及び火災区画に対して，火災の発生防止，火災の感知及び消火のそれぞれを考慮した火災防護対策を講じる設計とする。

重大事故等対処施設は，火災により重大事故等に対処するために必要な機能を損なうおそれがないよう，火災防護対策を講じる設計とする。火災防護対策を講じる設計を行うに当たり，重大事故等対処施設を設置する区域を，火災区域及び火災区画に設定する。設定する火災区域及び火災区画に対して，火災の発生防止，火災の感知及び消火のそれぞれを考慮した火災防護対策を講じる設計とする。

火災防護対策を講じる設計とするための基本事項を，以下の「1.6.2.1(1) 火災区域

火災防護対策を講じる設計とするための基本事項を，以下の「1.5.2.1(1)火災区域

及び火災区画の設定」から「1.6.2.1(3) 火災防護計画」に示す。

及び火災区画の設定」から「1.5.2.1(3)火災防護計画」に示す。

(1) 火災区域及び火災区画の設定(1) 火災区域及び火災区画の設定

原子炉建屋，タービン建屋，廃棄物処理建屋，コントロール建屋及び緊急時対策

原子炉建屋原子炉棟，原子炉建屋付属棟，原子炉建屋廃棄物処理棟，緊急時対策所の建屋内と屋外の重大事故等対処施設を設置するエリアについて，重大事故等対所建屋の建屋内と屋外の重大事故等対処施設を設置するエリアについて，重大事故

処施設と設計基準事故対処設備の配置も考慮して，火災区域及び火災区画を設定する。

等対処施設と設計基準事故対処設備の配置も考慮して，火災区域及び火災区画を設定する。

建屋内の火災区域は，設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針に基づき設定した火災区域を適用し，他の区域と分離して火災防護対策を実施するために，重大事故等対処施設を設置する区域を，「1.6.2.1(2)火災防護対象機器及び火災防護対

建屋内の火災区域は，設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針に基づき設定した火災区域を適用し，他の区域と分離して火災防護対策を実施するために，重大事故等対処施設を設置する区域を，「1.5.2.1(2)火災防護対象機器及び火災防護対

象ケーブル」において選定する構築物，系統及び機器と設計基準事故対処設備の配置も考慮して，火災区域として設定する。

象ケーブル」において選定する構築物，系統及び機器と設計基準事故対処設備の配置も考慮して，火災区域として設定する。

屋外については，非常用ディーゼル発電機軽油タンク及び燃料移送系ポンプを設

屋外については，軽油貯蔵タンク及び海水ポンプ室を設置する火災区域は，設計置する火災区域は，設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針に基づき設定した火災区域を適用する。
また，他の区域と分離して火災防護対策を実施するために，重大事故等対処施設を設置する区域を，「1.6.2.1(2) 火災防護対象機器及び火災防護対象ケーブル」に基準対象施設の火災防護に関する基本方針に基づき設定した火災区域を適用する。

おいて選定する構築物，系統及び機器と設計基準事故対処設備の配置も考慮して火災区域として設定する。
屋外の火災区域の設定に当たっては，火災区域外への延焼防止を考慮して，資機
材管理，火気作業管理，危険物管理，可燃物管理，巡視を行う。本管理について
は，火災防護計画に定める。
また，火災区画は，建屋内及び屋外で設定した火災区域を重大事故等対処施設と設計基準事故対処設備の配置も考慮し，分割して設定する。

おいて選定する構築物，系統及び機器と設計基準事故対処設備の配置も考慮して火災区域として設定する。
屋外の火災区域の設定に当たっては，火災区域外への延焼防止を考慮して，資機
材管理，火気作業管理，危険物管理，可燃物管理，巡視を行う。本管理について
は，火災防護計画に定める。
また，火災区画は，建屋内及び屋外で設定した火災区域を重大事故等対処施設と設計基準事故対処設備の配置も考慮し，分割して設定する。

(2) 火災防護対象機器及び火災防護対象ケーブル
重大事故等対処施設のうち常設のもの及び当該設備に使用しているケーブルを火災防護対象とする。
なお，重大事故等対処施設のうち，可搬型のものに対する火災防護対策について

また，他の区域と分離して火災防護対策を実施するために，重大事故等対処施設を設置する区域を，「1.5.2.1(2) 火災防護対象機器及び火災防護対象ケーブル」に

①の相違
①の相違

東海第二の設備名または建屋名を反映(以下，②の相違)

①の相違

②の相違

①の相違

(2) 火災防護対象機器及び火災防護対象ケーブル
重大事故等対処施設のうち常設のもの及び当該設備に使用しているケーブルを火災防護対象とする。
なお，重大事故等対処施設のうち，可搬型のものに対する火災防護対策について
1／45

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：

第４１条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉
は，火災防護計画に定めて実施し，その内容については「1.6.2.2 火災発生防止」

東海第二発電所
は，火災防護計画に定めて実施する。

東海第二は，可搬型のものに対する火災防護は，火災防護計画に定及び「1.6.2.3 火災の感知及び消火」に記載のとおりである。
(3) 火災防護計画
設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を適用する。

備考(3) 火災防護計画
設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を適用する。

めて実施するため，記載を適正化。KK は「火災の発生防止」と「火災の感知及び消火」に定める通りと記載。記載内容に相違はな

1.6.2.2 火災発生防止

1.5.2.2 火災発生防止

い。
①の相違

(1) 重大事故等対処施設の火災発生防止

1.5.2.2.1 重大事故等対処施設の火災発生防止①の相違

重大事故等対処施設の火災発生防止については，発火性又は引火性物質を内包する
設備及びこれらの設備を設置する火災区域又は火災区画に対する火災の発生防止対策

重大事故等対処施設の火災発生防止については，発火性又は引火性物質を内包する
設備及びこれらの設備を設置する火災区域又は火災区画に対する火災の発生防止対策を講じるほか，可燃性の蒸気又は可燃性の微粉に対する対策，発火源への対策，水素を講じるほか，可燃性の蒸気又は可燃性の微粉に対する対策，発火源への対策，水素ガスに対する換気及び漏えい検知対策，放射線分解等により発生する水素ガスの蓄積に対する換気及び漏えい検出対策，放射線分解等により発生する水素の蓄積防止対

社内ルールで統一（ガスを削除）防止対策，並びに電気系統の過電流による過熱及び焼損の防止対策等を講じた設計とする。具体的な設計を「1.6.2.2(1)a. 発火性又は引火性物質」から「1.6.2.2(1)f.

策，並びに電気系統の過電流による過熱及び焼損の防止対策等を講じた設計とする。
具体的な設計を「1.5.2.2.1(1)発火性又は引火性物質」から「1.5.2.2.1(6)過電流に過電流による過熱防止対策」に示す。

よる過熱防止対策」に示す。

(以下，③の相違)，漏えいは審査基準で使用している「検出」を使用。
①の相違

a. 発火性又は引火性物質
発火性又は引火性物質を内包する設備及びこれらの設備を設置する火災区域には，以下の火災の発生防止対策を講じる設計とする。

(1) 発火性又は引火性物質
発火性又は引火性物質を内包する設備及びこれらの設備を設置する火災区域又は火災区画には，以下の火災の発生防止対策を講じる設計とする。
ここでいう発火性又は引火性物質としては，消防法で定められている危険物のうち「潤滑油」及び「燃料油」，高圧ガス保安法で定められている水素，窒素，液化炭①の相違
記載の適正化（東海第二は８条と記載を統一）（以下，記載の適正化①）
東海第二では，対象を明確とする
ため、追記している。

酸ガス及び空調用冷媒等のうち，可燃性である「水素」を対象とする。
(a) 漏えいの防止，拡大防止
火災区域に対する漏えいの防止対策，拡大防止対策について，以下を考慮した設計とする。
ⅰ. 発火性又は引火性物質である潤滑油又は燃料油を内包する設備
火災区域内に設置する発火性又は引火性物質である潤滑油又は燃料油を内包する
設備は，溶接構造，シール構造の採用による漏えいの防止対策を講じるとともに，堰等を設置し，漏えいした潤滑油又は燃料油が拡大することを防止する設計とする。

ａ．漏えいの防止，拡大防止①の相違

火災区域に対する漏えいの防止対策，拡大防止対策について，以下を考慮した設計とする。
(a) 発火性又は引火性物質である潤滑油又は燃料油を内包する設備①の相違

火災区域内に設置する発火性又は引火性物質である潤滑油又は燃料油を内包する
設備は，溶接構造，シール構造の採用による漏えいの防止対策を講じるとともに，堰等を設置し，漏えいした潤滑油又は燃料油が拡大することを防止する設計とす
る。

2／45

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：

第４１条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉
ⅱ. 発火性又は引火性物質である水素ガスを内包する設備
火災区域内に設置する発火性又は引火性物質である水素ガスを内包する設備は，溶接構造等による水素ガスの漏えいを防止する設計とする。

(b) 配置上の考慮
火災区域に対する配置については，以下を考慮した設計とする。
ⅰ. 発火性又は引火性物質である潤滑油又は燃料油を内包する設備

東海第二発電所

備考(b) 発火性又は引火性物質である水素を内包する設備①の相違，③の相違
火災区域内に設置する発火性又は引火性物質である水素を内包する設備は，溶接 ③の相違③の相違
構造等による水素の漏えいを防止する設計とする。

ｂ．配置上の考慮
火災区域に対する配置については，以下を考慮した設計とする。
(a) 発火性又は引火性物質である潤滑油又は燃料油を内包する設備

①の相違
①の相違

火災区域内に設置する発火性又は引火性物質である潤滑油又は燃料油を内包する設備の火災により，重大事故等に対処する機能を損なわないよう，潤滑油又は燃料火災区域内に設置する発火性又は引火性物質である潤滑油又は燃料油を内包する設備の火災により，重大事故等に対処する機能を損なわないよう，潤滑油又は燃料油を内包する設備と重大事故等対処施設は，壁等の設置及び隔離による配置上の考油を内包する設備と重大事故等対処施設は，壁等の設置及び離隔による配置上の考 記載の適正化

慮を行う設計とする。

慮を行う設計とする。

ⅱ. 発火性又は引火性物質である水素ガスを内包する設備(b) 発火性又は引火性物質である水素を内包する設備①の相違，③の相違

災により，重大事故等に対処する機能を損なわないよう，水素ガスを内包する設備

火災区域内に設置する発火性又は引火性物質である水素を内包する設備の火災に ③の相違
より，重大事故等に対処する機能を損なわないよう，水素を内包する設備と重大事 ③の相違と重大事故等対処施設は，壁等の設置による配置上の考慮を行う設計とする。

故等対処施設は，壁等の設置による配置上の考慮を行う設計とする。

火災区域内に設置する発火性又は引火性物質である水素ガスを内包する設備の火(c) 換気火災区域に対する換気については，以下の設計とする。
ⅰ. 発火性又は引火性物質である潤滑油又は燃料油を内包する設備

ｃ．換気

①の相違

火災区域に対する換気については，以下の設計とする。
(a) 発火性又は引火性物質である潤滑油又は燃料油を内包する設備①の相違

発火性又は引火性物質である潤滑油又は燃料油を内包する設備がある火災区域の建屋等は，火災の発生を防止するために，原子炉区域・タービン区域送風機及び排発火性又は引火性物質である潤滑油又は燃料油を内包する設備がある火災区域の建屋等は，火災の発生を防止するために，原子炉建屋送風機及び排風機等の空調機 ②の相違

風機等の空調機器による機械換気を行う設計とする。

器による機械換気を行う設計とする。

また，屋外開放の火災区域（非常用ディーゼル発電機軽油タンク区域，燃料移送系ポンプ区域及び非常用ディーゼル発電機燃料移送系ケーブルトレンチ）について

また，屋外開放の火災区域（常設代替高圧電源装置置場，海水ポンプ室）につい②の相違ては，自然換気を行う設計とする。

は，自然換気を行う設計とする。
①の相違，③の相違(b) 発火性又は引火性物質である水素を内包する設備
ⅱ. 発火性又は引火性物質である水素ガスを内包する設備
発火性又は引火性物質である水素ガスを内包する設備である蓄電池及び水素ガス
発火性又は引火性物質である水素を内包する設備である蓄電池及び水素ボンベを ③の相違
ボンベを設置する火災区域又は火災区画は，火災の発生を防止するために，以下に示す空調機器による機械換気により換気を行う設計とする。

設置する火災区域又は火災区画は，火災の発生を防止するために，以下に示す空調機器による機械換気により換気を行う設計とする。
ｉ） 蓄電池・蓄電池を設置する火災区域又は火災区画は機械換気を行う設計とする。特に，重大事故等対処施設である AM 用直流 125V 蓄電池を設置する火災区域は，常設代替交
流電源設備からも給電できる非常用母線に接続される耐震 S クラス，又は基準地震①の相違

蓄電池を設置する火災区域又は火災区画は機械換気を行う設計とする。特に，重大事故等対処施設である緊急用 125V 系蓄電池を設置する火災区域は，常設代替高圧 ②の相違
電源装置からも給電できる緊急用母線に接続される耐震Ｓクラス又は基準地震動Ｓ ②の相違
3／45

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基本設計比較表

【対象項目：

第４１条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

動に対して機能維持可能な設計とする排風機による機械換気を行うことによって，ｓに対して機能維持可能な設計とする排風機による機械換気を行うことによって，記載の適正化（，の削除及びＳｓ

水素濃度を燃焼限界濃度以下とするよう設計する。

水素濃度を燃焼限界濃度以下とするように設計する。

追記）
記載の適正化ⅱ） 水素ボンベ

①の相違
③の相違

・格納容器雰囲気モニタ校正用水素ガスボンベを設置する火災区域又は火災区画

格納容器雰囲気モニタ校正用水素ボンベを設置する火災区域又は火災区画は，常は，常用電源から給電される原子炉区域・タービン区域送風機及び排風機による機械換気を行うことにより水素濃度を燃焼限界濃度以下とするよう設計する。

用電源から給電される原子炉建屋送風機及び排風機による機械換気を行うことにより水素濃度を燃焼限界濃度以下とするように設計する。

水素ガスを内包する機器を設置する火災区域又は火災区画は，水素濃度が燃焼限界濃水素を内包する機器を設置する火災区域又は火災区画は，水素濃度が燃焼限界濃度以度以下の雰囲気となるよう送風機及び排風機で換気されるが，送風機及び排風機は多重化して設置する設計とするため，動的機器の単一故障を想定しても換気は可能である。

下の雰囲気となるように送風機及び排風機で換気されるが，送風機及び排風機は多重化(d) 防爆ｄ．防爆①の相違

火災区域に対する防爆については，以下の設計とする。
ⅰ. 発火性又は引火性物質である潤滑油又は燃料油を内包する設備

火災区域に対する防爆については，以下の設計とする。
(a) 発火性又は引火性物質である潤滑油又は燃料油を内包する設備

①の相違

②の相違
記載の適正化③の相違
記載の適正化して設置する設計とするため，動的機器の単一故障を想定しても換気は可能である。

重大事故等対処施設を設置する火災区域内に設置する発火性又は引火性物質である
潤滑油又は燃料油を内包する設備は，「1.6.2.2(1)a.(a) 漏えいの防止，拡大防止」

重大事故等対処施設を設置する火災区域内に設置する発火性又は引火性物質である
潤滑油又は燃料油を内包する設備は，「1.5.2.2.1(1) ａ.漏えいの防止，拡大防止」 ①の相違に示すように，溶接構造，シール構造の採用による潤滑油又は燃料油の漏えい防止対策を講じる設計とするとともに，万一，漏えいした場合を考慮し堰等を設置するに示すように，溶接構造，シール構造の採用による潤滑油又は燃料油の漏えい防止対策を講じる設計とするとともに，万一，漏えいした場合を考慮し堰等を設置することで，漏えいした潤滑油又は燃料油が拡大することを防止する設計とする。

ことで，漏えいした潤滑油又は燃料油が拡大することを防止する設計とする。

なお，潤滑油又は燃料油が設備の外部へ漏えいしても，引火点は油内包機器を設置する火災区域の重大事故発生時における最高温度よりも十分高く，機器運転時の温度よりも高いため，可燃性の蒸気となることはない。
また，重大事故等対処施設で軽油を内包する軽油タンク，常設代替交流電源設備及なお，潤滑油又は燃料油が設備の外部へ漏えいしても，引火点は油内包設備を設置 記載の適正化（審査基準の用語（設備）に統一する火災区域の重大事故発生時における最高温度よりも十分高く，機器運転時の温度よりも高いため，可燃性の蒸気となることはない。
また，重大事故等対処施設で軽油を内包する軽油貯蔵タンク，常設代替高圧電源装 ②の相違

び地下燃料タンクは屋外に設定されており，可燃性の蒸気が滞留するおそれはな

置，可搬型設備用軽油タンク及び緊急時対策所用発電機燃料油貯蔵タンクは屋外にい。

設定されており，可燃性の蒸気が滞留するおそれはない。

ⅱ. 発火性又は引火性物質である水素ガスを内包する設備
重大事故等対処施設を設置する火災区域に設置する発火性又は引火性物質である水
素ガスを内包する設備は，「1.6.2.2(1)a.(a)漏えいの防止，拡大防止」に示すように，溶接構造等の採用により水素ガスの漏えいを防止する設計とするとともに，「1.6.2.2(1)a.(c) 換気」に示す機械換気により水素濃度を燃焼限界濃度以下とするよう設計する。

以上の設計により，「電気設備に関する技術基準を定める省令」第六十九条及び①の相違，③の相違(b) 発火性又は引火性物質である水素を内包する設備
重大事故等対処施設を設置する火災区域に設置する発火性又は引火性物質である水 ③の相違①の相違
素を内包する設備は，「1.5.2.2.1(1)ａ.漏えいの防止，拡大防止」に示すように，③の相違
溶接構造等の採用により水素の漏えいを防止する設計とするとともに，「1.5.2.2.1(1)ｃ.換気」に示す機械換気により水素濃度を燃焼限界濃度以下とする ①の相違
記載の適正化ように設計する。

以上の設計により，「電気設備に関する技術基準を定める省令」第六十九条及び4／45

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基本設計比較表

【対象項目：

第４１条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所「工場電気設備防爆指針」で要求される爆発性雰囲気とならないため，当該の設備を設ける火災区域又は火災区画に設置する電気・計装品を防爆型とせず，防爆を目的とした電気設備の接地も必要としない設計とする。
なお，電気設備が必要な箇所には，「原子力発電工作物に係る電気設備に関する技術基準を定める命令」第十条及び第十一条に基づく接地を施す設計とする。

「工場電気設備防爆指針」で要求される爆発性雰囲気とならないため，当該の設備を設ける火災区域又は火災区画に設置する電気・計装品を防爆型とせず，防爆を目的とした電気設備の接地も必要としない設計とする。
なお，電気設備が必要な箇所には，「原子力発電工作物に係る電気設備に関する技術基準を定める命令」第十条及び第十一条に基づく接地を施す設計とする。

(e) 貯蔵
重大事故等対処施設を設置する火災区域に設置される発火性又は引火性物質を内包する貯蔵機器については，以下の設計とする。

ｅ．貯蔵
重大事故等対処施設を設置する火災区域に設置される発火性又は引火性物質を内包する貯蔵機器については，以下の設計とする。

貯蔵機器とは，供給設備へ補給するために設置する機器のことであり，重大事故等対処施設を設置する火災区域内における，発火性又は引火性物質である潤滑油又は燃料油の貯蔵機器としては，常設代替交流電源設備及び地下燃料タンク，非常用貯蔵機器とは，供給設備へ補給するために設置する機器のことであり，重大事故等対処施設を設置する火災区域内における，発火性又は引火性物質である潤滑油又は燃料油の貯蔵機器としては，常設代替高圧電源装置及び軽油貯蔵タンク，可搬型

ディーゼル発電機燃料ディタンク及び軽油タンクがある。

設備用軽油タンク，緊急時対策所用発電機燃料油貯蔵タンク及び非常用ディーゼル

備考

①の相違

②の相違

発電機燃料デイタンクがある。
常設代替交流電源設備及び地下燃料タンクは，常設代替交流電源設備を 12 時間

軽油貯蔵タンクは，重大事故等時に機能を要求される設備が 7 日間連続で運転で②の相違及びタンクの容量設定根以上連続運転するために必要な量を貯蔵することを考慮した設計とする。燃料ディ

きるように，タンク（2 基）の容量に対して，非常用ディーゼル発電機（2 台），高

タンクについては，非常用ディーゼル発電機を 8 時間連続運転するために必要な量

圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機（1 台）及び常設代替高圧電源装置（2 台）が 7

拠の違いを反映。
（東海第二は，SA 時に要求されを貯蔵することを考慮した設計とする。軽油タンクについては，1 基あたり非常用

日間連続運転するために必要な量を貯蔵することを考慮した設計とする。

ディーゼル発電機 2 台，又は常設代替交流電源設備等の重大事故時に必要となる設
備を 7 日間連続運転するために必要な量を貯蔵することを考慮した設計とする。

る運転台数(非常用ディーゼル発
電機２台，高圧炉心スプレイ系ディーゼル１台及び手動起動する常設代替高圧電源装置２台）が 7 日
間連続運転するのに必要な容量を考慮)

可搬型設備用軽油タンクについては，可搬型代替低圧電源車等の可搬型設備が 7②の相違及び設備構成を反映

日間連続で運転するために必要な量を貯蔵することを考慮した設計とする。
緊急時対策所用発電機燃料油貯蔵タンクについては，重大事故時に緊急時対策所
建屋に 7 日間連続で電源供給するために必要な量を貯蔵することを考慮した設計とする。
非常用ディーゼル発電機燃料デイタンクについては，非常用ディーゼル発電機を重大事故等対処施設を設置する火災区域内における，発火性又は引火性物質である水素ガスの貯蔵機器としては，格納容器内雰囲気モニタ校正用水素ガスボンベが8 時間連続運転するために必要な量を貯蔵することを考慮した設計とする。
重大事故等対処施設を設置する火災区域内における，発火性又は引火性物質である水素の貯蔵機器としては，格納容器雰囲気モニタ校正用水素ボンベがあり，これあり，これらのボンベは運転上必要な量を考慮し貯蔵する設計とする。

らのボンベは運転上必要な量を考慮し貯蔵する設計とする。

b. 可燃性の蒸気及び微粉への対策
設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を適用する。
c. 発火源への対策(2) 可燃性の蒸気及び微粉への対策②の相違及び設備構成を反映（補足：緊急時対策所建屋の燃料タンクは 100％容量×２基）②の相違②の相違，③の相違①の相違

設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を適用する。
(3) 発火源への対策

①の相違
5／45

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基本設計比較表

【対象項目：

第４１条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉
設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を適用する。
d. 水素ガス対策
火災区域に対する水素ガス対策については，以下の設計とする。

東海第二発電所

備考

設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を適用する。
(4)

水素対策
火災区域に対する水素対策については，以下の設計とする。

①の相違，③の相違
③の相違

区画は，
「1.6.2.2.(1)a.(a) 漏えいの防止，拡大防止」に示すように，発火性又は引発火性又は引火性物質である水素を内包する設備を設置する火災区域又は火災区画 ③の相違
は，「1.5.2.2.1(1)ａ.漏えいの防止，拡大防止」に示すように，発火性又は引火性物 ①の相違

火性物質である水素ガスを内包する設備を溶接構造等とすることにより雰囲気への水
素ガスの漏えいを防止するとともに，「1.6.2.2.(1)a.(c) 換気」に示すように，機械質である水素を内包する設備を溶接構造等とすることにより雰囲気への水素の漏えい ③の相違を防止するとともに，「1.5.2.2.1(1)ｃ.換気」に示すように，機械換気を行うことに ①の相違

換気を行うことによって水素濃度が燃焼限界濃度以下となるように設計する。

よって水素濃度が燃焼限界濃度以下となるように設計する。

発火性又は引火性物質である水素ガスを内包する設備を設置する火災区域又は火災

蓄電池を設置する火災区域又は火災区画は，充電時において蓄電池から水素ガスが蓄電池を設置する火災区域又は火災区画は，充電時において蓄電池から水素が発③の相違発生するおそれがあることから，当該区域又は区画に可燃物を持ち込まないこととする。また，蓄電池室の上部に水素濃度検出器を設置し，水素ガスの燃焼限界濃度であ生するおそれがあることから，当該区域又は区画に可燃物を持ち込まないこととする。また，蓄電池室の上部に水素濃度検出器を設置し，水素の燃焼限界濃度である③の相違

る 4vol%の 1/4 以下の濃度にて中央制御室に警報を発する設計とする。
格納容器雰囲気モニタ校正用水素ガスボンベを設置する火災区域又は火災区画につ

4vol％の 1／4 以下の濃度にて中央制御室に警報を発する設計とする。
格納容器雰囲気モニタ校正用水素ボンベを設置する火災区域又は火災区画についいては， 通常時は元弁を閉とする運用とし，「1.6.2.2.(1)a.(c) 換気」に示す機械ては，通常時は元弁を閉とする運用とし，「1.5.2.2.1(1)ｃ.換気」に示す機械換気

換気により水素濃度を燃焼限界以下とすることから，水素濃度検出器は設置しない設

により水素濃度を燃焼限界濃度以下とすることから，水素濃度検出器は設置しない計とする。

設計とする。

e. 放射線分解等により発生する水素ガスの蓄積防止対策
放射線分解により水素ガスが発生する火災区域又は火災区画における，水素ガスの蓄積防止対策としては，社団法人火力原子力発電技術協会「BWR 配管における混合ガス（水素・酸素）蓄積防止に関するガイドライン（平成 17 年 10 月）」に基づき，水素ガスの蓄積を防止する設計とする。

(5) 放射線分解等により発生する水素の蓄積防止対策
放射線分解により水素が発生する火災区域又は火災区画における，水素の蓄積防蓄電池を設置する火災区域又は火災区画は，「1.6.2.2.(1)d. 水素ガス対策」に示
すように，機械換気を行うことによって水素濃度が燃焼限界濃度以下となるように設計する。

うに，機械換気を行うことによって水素濃度が燃焼限界濃度以下となるように設計する。

設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を適用する。
(2) 不燃性材料又は難燃性材料の使用
重大事故等対処施設に対しては，不燃性材料又は難燃性材料を使用する設計とし，不燃性材料又は難燃性材料が使用できない場合は，以下のいずれかの設計とする。
・不燃性材料又は難燃性材料と同等以上の性能を有するもの（以下「代替材料」という。
）を使用する設計とする。
・重大事故等対処施設の機能を確保するために必要な代替材料の使用が技術上困難な場合には，当該構築物，系統及び機器における火災に起因して他の重大事故等対処
施設及び設計基準事故対処設備において火災が発生することを防止するための措置

記載の適正化（下記（5）の記載と整合）①の相違，③の相違③の相違

止対策としては，社団法人火力原子力発電技術協会「ＢＷＲ配管における混合ガス（水素・酸素）蓄積防止に関するガイドライン（平成 17 年 10 月）」に基づき，水素 ③の相違の蓄積を防止する設計とする。
蓄電池を設置する火災区域又は火災区画は，「1.5.2.2.1(4) 水素対策」に示すよ

f. 過電流による過熱防止対策

③の相違
①の相違

(6) 過電流による過熱防止対策①の相違，③の相違①の相違

設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を適用する。
1.5.2.2.2 不燃性材料又は難燃性材料の使用①の相違

重大事故等対処施設に対しては，不燃性材料又は難燃性材料を使用する設計とし，不燃性材料又は難燃性材料が使用できない場合は，以下のいずれかの設計とする。
・不燃性材料又は難燃性材料と同等以上の性能を有するもの（以下「代替材料」という。
）を使用する設計とする。
・重大事故等対処施設の機能を確保するために必要な代替材料の使用が技術上困難な場合には，当該構築物，系統及び機器における火災に起因して他の重大事故等対処
施設及び設計基準事故対処設備において火災が発生することを防止するための措置
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基本設計比較表

【対象項目：

第４１条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉を講じる設計とする。

東海第二発電所を講じる設計とする。

a. 主要な構造材に対する不燃性材料の使用(1) 主要な構造材に対する不燃性材料の使用

重大事故等対処施設を構成する構築物，系統及び機器のうち，機器，配管，ダクト，
トレイ，電線管，盤の筐体及びこれらの支持構造物の主要な構造材は，火災の発生防止及び当該設備の強度確保等を考慮し，ステンレス鋼，低合金鋼，炭素鋼等の金属材料，
又はコンクリート等の不燃性材料を使用する設計とする。

重大事故等対処施設を構成する構築物，系統及び機器のうち，機器，配管，ダクト，
トレイ，電線管，盤の筐体及びこれらの支持構造物の主要な構造材は，火災の発生防止及び当該設備の強度確保を考慮し，ステンレス鋼，低合金鋼，炭素鋼等の金属材料，又はコンクリートの不燃性材料を使用する設計とする。

ただし，配管のパッキン類は，その機能を確保するために必要な代替材料の使用が技術上困難であるが，金属で覆われた狭隘部に設置し直接火炎に晒されることはなく，こただし，配管のパッキン類は，その機能を確保するために必要な代替材料の使用が技術上困難であるが，金属で覆われた狭隘部に設置し直接火炎に晒されることはなく，これにより他の重大事故等対処施設及び設計基準事故対処設備を構成する構築物，系統及れにより他の重大事故等対処施設及び設計基準事故対処設備を構成する構築物，系統及び機器において火災が発生するおそれはないことから不燃性材料又は難燃性材料ではない材料を使用する設計とする。また，金属で覆われたポンプ及び弁等の駆動部の潤滑油
並びに金属に覆われた機器躯体内部に設置される電気配線は，発火した場合でも，他の重大事故等対処施設及び設計基準事故対処設備を構成する構築物，系統及び機器に延焼

b. 変圧器及び遮断器に対する絶縁油等の内包(2) 変圧器及び遮断器に対する絶縁油等の内包

重大事故等対処施設に使用するケーブルには，実証試験により自己消火性（UL 垂直燃焼試験）及び延焼性（IEEE383（光ファイバケーブルの場合は IEEE1202）垂直トレイ
燃焼試験）を確認した難燃ケーブルを使用する設計とする。
ただし，一部のケーブルについては製造中止のため自己消火性を確認する UL 垂直燃
焼試験を実施できない。このケーブルについては，UL 垂直燃焼試験と同様の試験である
ICEA 垂直燃焼試験の結果と，同じ材質のシースを持つケーブルで実施した UL 垂直燃焼試験結果より，自己消火性を確認する設計とする。

東海第二では，強度確保の他に該当するものはない。
東海第二では，コンクリートの他に該当するものはない。

重大事故等対処施設及び設計基準事故対処設備を構成する構築物，系統及び機器に延焼しないことから，不燃性材料又は難燃性材料ではない材料を使用する設計とする。

c. 難燃ケーブルの使用①の相違

び機器において火災が発生するおそれはないことから不燃性材料又は難燃性材料ではない材料を使用する設計とする。また，金属で覆われたポンプ及び弁等の駆動部の潤滑油
並びに金属に覆われた機器躯体内部に設置される電気配線は，発火した場合でも，他のしないことから，不燃性材料又は難燃性材料ではない材料を使用する設計とする。

重大事故等対処施設を構成する構築物，系統及び機器のうち，屋内の変圧器及び遮断器は可燃性物質である絶縁油を内包していないものを使用する設計とする。

備考

①の相違

重大事故等対処施設を構成する構築物，系統及び機器のうち，屋内の変圧器及び遮断器は可燃性物質である絶縁油を内包していないものを使用する設計とする。
(3) 難燃ケーブルの使用①の相違

重大事故等対処施設に使用するケーブルには，実証試験により自己消火性（UL 垂直燃焼試験）及び延焼性（IEEE383（光ファイバケーブルの場合は IEEE1202）垂直トレイ燃焼試験）を確認した難燃ケーブルを使用する設計とする。
ただし，重大事故等対処施設に使用するケーブルには，自己消火性を確認する UL 垂 東海第二は，非難燃ケーブルにつ
直燃焼試験は満足するが，延焼性を確認する IEEE383 垂直トレイ燃焼試験の要求を満足 いて難燃ケーブルと同等以上の難燃性能を確保するため，代替措置
しない非難燃ケーブルがある。
したがって，非難燃ケーブルについては，原則，難燃ケーブルに引き替えて使用する （複合体）を施す設計である記載
設計とする。ただし，ケーブルの引き替えに伴い安全上の課題が生じる場合には，非難 を追記。
燃ケーブルを使用し，施工後の状態において，以下に示すように範囲を限定した上で， （先行 PWR を参考に記載）
難燃ケーブルと同等以上の難燃性能を確保できる代替措置（複合体）を施す設計とする。
(a)ケーブルの引き替えに伴う課題が回避される範囲(b)難燃ケーブルと比較した場合に，火災リスクに有意な差がない範囲
ａ．複合体を形成する設計
複合体は，難燃ケーブルと同等以上の難燃性能を確保する設計とする。
このため，複合体外部及び複合体内部の火災を想定した設計とする。また，複合体は，防火シートが与える化学的影響，複合体内部への熱の蓄積及び重量増加による耐震性へ
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基本設計比較表

【対象項目：

第４１条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考の影響を考慮しても非難燃ケーブルの通電機能や絶縁機能及びケーブルトレイの耐震性低下により，ケーブル保持機能が損なわれないことを確認するとともに，施工後において，複合体の難燃性能を維持する上で，防火シートのずれ，隙間及び傷の範囲を考慮する設計とし，これらを実証試験により確認して使用する設計とする。使用する防火シートは，耐寒性，耐水性，耐薬品性などの耐性に問題がないことを確認する。
(a) 複合体外部の火災を想定した場合の設計
複合体は，外部の火災に対して，不燃材の防火シートにより外部からの火炎を遮断し，直接ケーブルに火炎が当たり燃焼することを防止することにより，難燃ケーブルと同等以上の難燃性能が確保できる設計とする。
このため，複合体は，火炎を遮断するため，非難燃ケーブルが露出しないように非難燃ケーブル及びケーブルトレイを防火シートで覆い，その状態を維持するため結束
ベルトで固定する設計とする。
実証試験では，この設計の妥当性を確認するため，防火シートが遮炎性を有していること，その上で，複合体としては，延焼による損傷長が難燃ケーブルよりも短くなることを確認した上で使用する。
(b) 複合体内部の火災を想定した場合の設計
複合体は，短絡又は地絡に起因する過電流により発火した内部の火災に対して，燃焼の３要素のうち，酸素量を抑制することにより，難燃ケーブルと同等以上の難燃性能が確保できる設計とする。
このため，複合体は，「(a) 複合体外部の火災を想定した場合の設計」に加え，複合体内部の延焼を燃え止まらせるため，ケーブルトレイが火災区画の境界となる壁，天井又は床を貫通する部分に耐火シールを処置し，延焼の可能性のあるケーブルトレイ
設置方向にファイアストッパを設置する設計とする。
また，複合体内部の火炎が外部に露出しないようにするため，防火シート間を重ねて覆う設計とする。
実証試験では，この設計の妥当性を確認するため，ケーブル単体の試験により自己消火性が確保できること，防火シートで複合体内部の酸素量を抑制することにより耐延焼性を確保できることを確認した上で使用する。
ｂ．電線管に収納する設計
複合体とするケーブルトレイから重大事故等対処施設に接続するために電線管で敷設される非難燃ケーブルは，火災を想定した場合にも延焼が発生しないように，電線管に収納するとともに，電線管の両端は電線管外部からの酸素供給防止を目的として，難燃性の耐熱シール材を処置する設計とする。

また，核計装ケーブルは，微弱電流又は微弱パルスを扱う必要があり，耐ノイズ性を

東海第二は，核計装ケーブルは難
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基本設計比較表

【対象項目：

第４１条

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉】

東海第二発電所

備考確保するために高い絶縁抵抗を有する同軸ケーブルを使用する設計とする。放射線モニ

なお，放射線モニタケーブルは，放射線検出のためには微弱電流又は微弱パルスを扱 燃ケーブルであり記載なし。

タケーブルについても，放射線検出のためには微弱電流又は微弱パルスを扱う必要があ

う必要があり，耐ノイズ性を確保するため，絶縁体に誘電率の低い架橋ポリエチレンを
東海第二は，核計装ケーブルは難使用することで高い絶縁抵抗を有する同軸ケーブルを使用する設計とする。
燃ケーブルであり記載なし。

り，核計装ケーブルと同様に耐ノイズ性を確保するため，絶縁体に誘電率の低い架橋ポリエチレンを使用することで高い絶縁抵抗を有する同軸ケーブルを使用する設計とする。
これらのケーブルは，自己消火性を確認する UL 垂直燃焼試験は満足するが，耐延焼性を確認する IEEE383 垂直トレイ燃焼試験の要求を満足することが困難である。

このケーブルは，自己消火性を確認する UL 垂直燃焼試験は満足するが，延焼性を確 東海第二は，核計装ケーブルは難燃ケーブルであり「これらの」で認する IEEE383 垂直トレイ燃焼試験の要求を満足することが困難である。
はなく，「この」と記載。
東海第二は，審査基準の用語「延焼性」を使用し，８条とも整合。

焼が発生しないよう専用電線管に収納するとともに，電線管の両端を電線管外部からのこのため，放射線モニタケーブルは，火災を想定した場合にも延焼が発生しないよう 東海第二は，核計装ケーブルは難に，専用電線管に収納するとともに，電線管の両端は，電線管外部からの酸素供給防止 燃ケーブルであり記載なし。

酸素供給防止を目的とした耐火性を有するシール材による処置を行う設計とする。

を目的とし，耐火性を有するシール材による処置を行う設計とする。

このため，核計装ケーブル及び放射線モニタケーブルは，火災を想定した場合にも延記載の適正化「しないように，」。
記載の適正化①（「電線管の両端は，・・・・」の記載）

耐火性を有するシール材を処置した電線管内は外気から容易に酸素の供給がない閉 東海第二では，放射線モニタケー
塞した状態であるため，放射線モニタケーブルに火災が発生してもケーブルの燃焼に必 ブルは KK と同様，IEEE383 に要な酸素が不足し，燃焼の維持ができなくなるので，すぐに自己消火し，ケーブルは延 合格する代替材料がないため電線管で敷設する設計とするが，「シ焼しない。
このため，専用電線管で収納し，耐火性を有するシール材により酸素の供給防止を講 ール材により酸素の供給防止を講じた放射線モニタケーブルは，IEEE383 垂直トレイ燃焼試験の判定基準を満足するケー じた放射線モニタケーブルがブルと同等以上の延焼防止性能を有する。

d. 換気設備のフィルタに対する不燃性材料又は難燃性材料の使用
重大事故等対処施設に対して，設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を適用(4) 換気設備のフィルタに対する不燃性材料又は難燃性材料の使用
設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を適用する。

する。

e. 保温材に対する不燃性材料の使用
重大事故等対処施設に対して，設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を適用(5) 保温材に対する不燃性材料の使用
設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を適用する。

する。

f. 建屋内装材に対する不燃性材料の使用(6) 建屋内装材に対する不燃性材料の使用

IEEE383 垂直トレイ燃焼試験の判定基準を満足するケーブルと同等以上の延焼防止性能を有する」
ことを明記。
①の相違
東海第二では，文章中の記載を統一するため「重大事故等対処施設
に対して，」は記載していない。
①の相違
東海第二では，文章中の記載を統一するため「重大事故等対処施設
に対して，」は記載していない。
①の相違
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基本設計比較表

【対象項目：

第４１条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉重大事故等対処施設に対して，設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を適用

東海第二発電所
設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を適用する。

東海第二では，文章中の記載を統一するため「重大事故等対処施設
に対して，」は記載していない。

する。

(3) 落雷，地震等の自然現象による火災発生の防止

備考

1.5.2.2.3 落雷，地震等の自然現象による火災発生の防止①の相違

東海第二発電所の安全を確保する上で設計上考慮すべき自然現象としては，地震，津波 発電所名の違いを反映。
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 （基準津波を超え敷地に遡上する津波（以下「敷地に遡上する津波」という。
）を含む。
）， 抽出した自然現象の違いを反映，東海第二の
生物学的事象を抽出した。
洪水，風（台風），竜巻，凍結，降水，積雪，落雷，火山の影響，生物学的事象，森林火災 （以下，④の相違）
柏崎刈羽原子力発電所の安全を確保する上で設計上考慮すべき自然現象としては，地及び高潮を抽出した。

特徴である基準超津波を含むことを記載④の相違（低温削除，地滑り削除）これらの自然現象のうち，津波（敷地に遡上する津波を含む。
）については，重大事故 ④の相違，東海第二の特徴である事故等に対処するために必要な機能が損なわれないように防護することで火災の発生を 等に対処するために必要な機能が損なわれないように防護することで火災の発生を防止 基準超津波を含むことを記載防止する設計とする。
する設計とする。
これらの自然現象のうち，津波及び地滑りについては，それぞれの現象に対して，重大

生物学的事象のうちネズミ等の小動物に対して，屋外の重大事故等対処施設は侵入防止
生物学的事象のうちネズミ等の小動物に対して，屋外の重大事故等対処施設は侵入防対策により影響を受けない設計とする。
止対策により影響を受けない設計とする。
低温（凍結），降水，積雪及び生物学的事象のうちクラゲ等の海生生物の影響について。
凍結，降水，積雪，高潮及び生物学的事象のうちクラゲ等の海生生物の影響については， ④の相違（低温削除）

は，火災が発生する自然現象ではなく，火山の影響についても，火山から発電用原子炉施 火災が発生する自然現象ではなく，火山の影響についても，火山から発電用原子炉施設に設に到達するまでに火山灰等が冷却されることを考慮すると，火災が発生する自然現象で 到達するまでに火山灰等が冷却されることを考慮すると，火災が発生する自然現象ではなはない。
い。
洪水については，立地的要因により，重大事故等に対処するために必要な機能に影響を ④の相違（KK は，洪水の抽出なし，地滑り削除）
与える可能性がないため，火災が発生するおそれはない。
したがって，落雷，地震，竜巻（風（台風）含む）について，これらの現象によって火したがって，落雷，地震，竜巻（風（台風）を含む。
）について，これらの現象によって 記載の適正化災が発生しないように，以下のとおり火災防護対策を講じる設計とする。
火災が発生しないように，以下のとおり火災防護対策を講じる設計とする。
また，森林火災についても，以下のとおり火災防護対策を講じる設計とする。
また，森林火災についても，以下のとおり火災防護対策を講じる設計とする。
a. 落雷による火災の発生防止
重大事故等対処施設の構築物，系統及び機器は，落雷による火災発生を防止するため，地盤面から高さ 20m を超える建築物には建築基準法に基づき「JIS A 4201 建築物等の避雷設備（避雷針）」に準拠した避雷針の設置，接地網の敷設を行う設計とする。なお，
これらの避雷設備は，基準地震動に対して機能維持可能な主排気筒に設置する設計とする。

(1) 落雷による火災の発生防止①の相違

重大事故等対処施設の構築物，系統及び機器は，落雷による火災発生を防止するため，地盤面から高さ 20m を超える建築物には建築基準法に基づき「JIS A 4201 建築物等の避雷設備（避雷針）（1992 年度版）
」又は「JIS A 4201 建築物等の雷保護（2003 年度版）
」 規定の改訂（適用年度）を反映に準拠した避雷設備の設置，接地網の敷設を行う設計とする。なお，これらの避雷設備 記載の適正化（避雷設備）
は，基準地震動Ｓｓに対して機能維持可能な排気筒，常設代替高圧電源装置置場，緊急 東海第二は、避雷設備は主排気筒以外にも設置するため，設置箇所
時対策所建屋に設置する設計とする。
の違いを反映。
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基本設計比較表

【対象項目：

第４１条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉
送電線については架空地線を設置する設計とするとともに，「1.6.2.2(1)f. 過電流による過熱防止対策」に示すとおり，故障回路を早期に遮断する設計とする。
常設代替交流電源設備のガスタービン発電機には，落雷による火災発生を防止するため，避雷設備を設置する設計とする。さらに，ガスタービン発電機の制御回路に避雷器

東海第二発電所
送電線については架空地線を設置する設計とするとともに，「1.5.2.2.1(6) 過電流 ①の相違による過熱防止対策」に示すとおり，故障回路を早期に遮断する設計とする。
常設代替高圧電源装置置場には，落雷による火災発生を防止するため，避雷設備の設置，接地網の敷設を行う設計とする。

・5 号炉主排気筒②の相違（東海第二は電源装置ではなく，常設代替電源装置置場に避雷設備を設置。
）

を設置する設計とする。

【避雷設備設置箇所】

備考【避雷設備設置箇所】
・排気筒

②の相違

・常設代替高圧電源装置置場
・緊急時対策所建屋
b. 地震による火災の発生防止(2) 地震による火災の発生防止

重大事故等対処施設は，施設の区分に応じて十分な支持性能をもつ地盤に設置するとともに，自らが破壊又は倒壊することによる火災の発生を防止する設計とする。

重大事故等対処施設は，施設の区分に応じて十分な支持性能をもつ地盤に設置するとともに，自らが破壊又は倒壊することによる火災の発生を防止する設計とする。

①の相違

基準に関する規則第三十九条」に示す要求を満足するよう，「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」に従い耐震設計を行う設

なお，耐震については「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 記載の適正化基準に関する規則第三十九条」に示す要求を満足するように，「実用発電用原子炉及び 記載の適正化
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」に従い耐震設計を行う 記載の適正化

計とする。

設計する。

c. 竜巻（風（台風）含む）による火災の発生防止(3) 竜巻（風（台風）含む。
）による火災の発生防止

なお，耐震については「実用発電用原子炉及びその附属施設の位置，構造及び設備の屋外の重大事故等対処施設は，重大事故等時の竜巻（風（台風）を含む）発生を考慮し，竜巻防護対策設備の設置や固縛等により，火災の発生防止を講じる設計とする。

①の相違，記載の適正化

屋外の重大事故等対処施設は，重大事故等時の竜巻（風（台風）を含む。
）発生を考慮し，竜巻飛来物防護対策設備の設置や固縛等により，火災の発生防止を講じる設計と 記載の適正化，②の相違する。

d. 森林火災による火災の発生防止(4) 森林火災による火災の発生防止

①の相違
①の相違

屋外の重大事故等対処施設は，「1.8.10 外部火災防護に関する基本方針」に基づき外屋外の重大事故等対処施設は，「1.7.9 外部火災防護に関する基本方針」に基づき外部火災影響評価（発電所敷地外で発生する森林火災の影響評価）を行い，森林火災による発電用原子炉施設への延焼防止対策として発電所敷地内に設置した防火帯で囲んだ内側に配置することで，火災の発生を防止する設計とする。

部火災影響評価（発電所敷地外で発生する森林火災の影響評価）を行い，森林火災による発電用原子炉施設への延焼防止対策として発電所敷地内に設置した防火帯で囲んだ内側に配置することで，火災の発生を防止する設計とする。

1.6.2.3 火災の感知及び消火

1.5.2.3 火災の感知及び消火①の相違

火災の感知及び消火については，重大事故等対処施設に対して，早期の火災感知及び消火を行うための火災感知設備及び消火設備を設置する設計とする。具体的な設計を「1.6.2.3(1) 火災感知設備」から「1.6.2.3(4)消火設備の破損，誤動作又は誤操作によ

火災の感知及び消火については，重大事故等対処施設に対して，早期の火災感知及び消火を行うための火災感知設備及び消火設備を設置する設計とする。具体的な設計を「1.5.2.3.1 火災感知設備」から「1.5.2.3.4 消火設備の破損，誤動作又は誤操作によ①の相違

る重大事故等対処施設への影響」に示し，このうち，火災感知設備及び消火設備が，地震等の自然現象に対して，火災感知及び消火の機能，性能が維持され，かつ，重大事故等対処施設の区分に応じて，機能を維持できる設計とすることを「1.6.2.3(3) 自然現る重大事故等対処施設への影響」に示し，このうち，火災感知設備及び消火設備が，地震等の自然現象に対して，火災感知及び消火の機能，性能が維持され，かつ，重大事故等対処施設の区分に応じて，機能を維持できる設計とすることを「1.5.2.3.3 自然現

①の相違
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基本設計比較表

【対象項目：

第４１条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所象」に示す。また，消火設備は，破損，誤動作又は誤操作が起きた場合においても，重大事故等に対処する機能を損なわない設計とすることを「1.6.2.3(4) 消火設備の破損，象」に示す。また，消火設備は，破損，誤動作又は誤操作が起きた場合においても，重大事故等に対処する機能を損なわない設計とすることを「1.5.2.3.4 消火設備の破損，誤動作又は誤操作による重大事故等対処施設への影響」に示す。

誤動作又は誤操作による重大事故等対処施設への影響」に示す。

(1) 火災感知設備

1.5.2.3.1 火災感知設備

火災感知設備は，重大事故等対処施設を設置する火災区域又は火災区画の火災を早期に感知できるよう設置する設計とする。
火災感知器と受信機を含む火災受信機盤等で構成される火災感知設備は，以下を踏まえて設置する設計とする。

火災感知設備は，重大事故等対処施設を設置する火災区域又は火災区画の火災を早期に感知できるように設置する設計とする。
火災感知器と受信機を含む火災受信機盤等で構成される火災感知設備は，以下を踏まえて設置する設計とする。

a. 火災感知器の環境条件等の考慮(1) 火災感知器の環境条件等の考慮

設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を適用する。
b. 固有の信号を発する異なる種類の感知器の設置
火災感知設備の火災感知器は，環境条件等を考慮し，火災感知器を設置する火災区域
又は火災区画の重大事故等対処施設の種類に応じ，火災を早期に感知できるよう，固有の信号を発するアナログ式の煙感知器，アナログ式の熱感知器，又は非アナログ式の炎感知器から異なる種類の感知器を組み合わせて設置する設計とする。炎感知器は非アナログ式であるが，炎が発する赤外線又は紫外線を感知するため，炎が生じた時点で感知することができ，火災の早期感知に優位性がある。

ここで，アナログ式とは「平常時の状況（温度，煙の濃度）を監視し，かつ，火災現象（急激な温度や煙の濃度の上昇）を把握することができる」ものと定義し，非ア
ナログ式とは「平常時の状況（温度，煙の濃度）を監視することはできないが，火災現象（急激な温度や煙の濃度の上昇等）を把握することができる」ものと定義する。

(2) 固有の信号を発する異なる種類の感知器の設置

記載の適正化（できるように）

①の相違

①の相違

又は火災区画の重大事故等対処施設の種類に応じ，火災を早期に感知できるように，固 記載の適正化（できるように）有の信号を発するアナログ式の煙感知器及びアナログ式の熱感知器の異なる種類の感 東海第二は、原則としてアナログ式の煙感知器と熱感知器を異なる
知器を組み合わせて設置する設計とする。
ただし，発火性又は引火性の雰囲気を形成するおそれのある場所及び屋外等は，非ア 種類の組み合わせとする。これにナログ式も含めた組み合わせで設置する設計とする。炎感知器は非アナログ式である 屋外等については非アナログ式もが，炎が発する赤外線又は紫外線を感知するため，炎が生じた時点で感知することがで 組み合わせて設置することを記載。
き，火災の早期感知が可能である。
記載の適正化①
ここで，アナログ式とは「平常時の状況（温度，煙の濃度）を監視し，かつ，火災現象（急激な温度や煙の濃度の上昇）を把握することができる」ものと定義し，非ア
ナログ式とは「平常時の状況（温度，煙の濃度）を監視することはできないが，火災現象（急激な温度や煙の濃度の上昇等）を把握することができる」ものと定義する。

(a) 原子炉建屋オペレーティングフロア

ａ．原子炉建屋原子炉棟 6 階(b) 原子炉格納容器①の相違

火災感知設備の火災感知器は，環境条件等を考慮し，火災感知器を設置する火災区域

以下に，上記に示す火災感知器の組み合わせのうち，特徴的な火災区域又は火災区画を示す。

の検知に影響を及ぼす死角がないよう設置する設計とする。

①の相違

設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を適用する。

以下に，上記に示す火災感知器の組み合わせのうち，特徴的な火災区域又は火災区画を示す。

原子炉建屋オペレーティングフロアは天井が高く大空間となっているため，火災による熱が周囲に拡散することから，熱感知器による感知は困難である。
そのため炎感知器とアナログ式の光電分離型煙感知器をそれぞれの監視範囲に火災

備考①の相違，オペレーティングフロ
原子炉建屋原子炉棟 6 階は天井が高く大空間となっているため，火災による熱が周囲 ア⇒原子炉棟６階は社内ルールで統一。
（以下,⑤の相違）に拡散することから，熱感知器による感知は困難である。
このため，アナログ式の光電分離型煙感知器と非アナログ式の炎感知器（赤外線方式） 東海第二は，炎感知器が非アナロをそれぞれの監視範囲に火災の検知に影響を及ぼす死角がないように設置する設計と グ式である旨記載，記載の適正化（赤外線方式の追記）する。

ｂ．原子炉格納容器

①の相違
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基本設計比較表

【対象項目：

第４１条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉
原子炉格納容器内には，アナログ式の煙感知器及び熱感知器を設置する設計とする。
運転中の原子炉格納容器は，閉鎖した状態で長期間高温かつ高線量環境となることから，アナログ式の火災感知器が故障する可能性がある。
このため，通常運転中，窒素ガス封入による不活性化により火災が発生する可能性がない期間については，原子炉格納容器内に設置する火災感知器は，起動時の窒素ガス封入後に作動信号を除外する運用とし，プラント停止後に速やかに取り替える設計とする。

東海第二発電所
原子炉格納容器内は，アナログ式の煙感知器及び熱感知器を設置する設計とする。

後に作動信号を除外する運用とし，プラント停止後に速やかに取り替える設計とする。

東海第二においては，屋外部分はe.常設代替電源装置置場及び海水

第一ガスタービン発電機のケーブルは，屋外の一部においては火災の発生するおそれ

ポンプ室の記載に含まれる。屋内（常設代替高圧電源装置置場地がないようケーブルを埋設して敷設し，その他の屋外部分についてはアナログ式の異なる 2 種類の感知器（炎感知器及び熱感知カメラ）を設置する。建屋内においてはアナ下）部分は原則通り，アナログ式の煙感知器と熱感知器であり、特記していない。

ログ式の異なる 2 種の感知器（煙感知器及び熱感知器）を設置する火災区域又は火災区画に敷設する設計とする。

東海第二おいては，非常用ディー(d) 非常用ディーゼル発電機燃料移送系ケーブルトレンチ

ゼル発電機用の燃料移送系配管
は，常設代替高圧電源装置置場から地下のトンネル部を介して原子

非常用ディーゼル発電機燃料移送系ケーブルトレンチは，ハッチからの雨水の浸入によって高湿度環境になりやすく，一般的な煙感知器による火災感知に適さない。このため，防湿対策を施したアナログ式の煙吸引式検出設備，及び湿気の影響を受けにくいア

炉建屋まで接続されているが，設置する感知器は原則通りのアナロ
グ式の煙感知器、熱感知器であり，特記していない。

ナログ式の光ファイバケーブル式の熱感知器を設置する設計とする。

東海第二は、これ以降にも原則（アナログ式の煙感知器と熱感知器を異なる種類の組み合わせとする。これに屋外等については非ア
ナログ式も組み合わせて設置する）通りの記載があるため記載なし。

対して，以下に示す火災区域又は火災区画には，環境条件等を考慮し，上記とは異なる火災感知器を組み合わせて設置する。

充電時に水素ガス発生のおそれがある蓄電池室は，万一の水素濃度の上昇を考慮し，火災を早期に感知できるよう，非アナログ式の防爆型で，かつ固有の信号を発する異なる種類の煙感知器及び熱感知器を設置する設計とする。
(f) 常設代替交流電源設備（ガスタービン発電機一式，燃料地下タンク含む）設置区

記載の適正化①

運転中の原子炉格納容器は，閉鎖した状態で長期間高温かつ高線量環境となることから，アナログ式の火災感知器が故障する可能性がある。
このため，通常運転中，窒素封入による不活性化により火災が発生する可能性がない ③の相違
期間については，原子炉格納容器内に設置する火災感知器は，原子炉起動時の窒素封入 記載の適正化，③の相違(c) 常設代替交流電源設備ケーブル敷設区域(e) 蓄電池室

備考①の相違
充電時に水素発生のおそれがある蓄電池室は，万一の水素濃度の上昇を考慮し，火災 ③の相違
を早期に感知できるように，非アナログ式の防爆型で，かつ固有の信号を発する異なる 記載の適正化

ｃ．蓄電池室種類の煙感知器及び熱感知器を設置する設計とする。
屋外開放となる火災区域の記載で13／45

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基本設計比較表

【対象項目：

第４１条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

域，可搬型重大事故等対処施設設置区域，モニタリング・ポスト用発電機区域，非あり，東海第二においては e.常

常用ディーゼル発電機燃料移送系ポンプ区域，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用

設代替高圧電源装置置場及び海水ポンプ室にて記載。

可搬型電源設備設置区域
常設代替交流電源設備（ガスタービン発電機一式，燃料地下タンク含む）設置区域，
可搬型重大事故等対処施設設置区域，モニタリング・ポスト用発電機区域，非常用ディーゼル発電機燃料移送系ポンプ区域及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備設置区域は屋外開放であるため，区域全体の火災を感知する必要があるが，火災による煙は周囲に拡散し，煙感知器による火災感知は困難である。また，降水等の浸入により火災感知器の故障が想定される。
このため，アナログ式の屋外仕様の熱感知カメラ及び非アナログ式の屋外仕様の炎感
知器をそれぞれの監視範囲に火災の検知に影響を及ぼす死角がないよう設置する設計とする。
(g) 常設代替交流電源設備燃料地下タンク

ｄ．軽油貯蔵タンク設置区域,可搬型設備用軽油タンク設置区域及び緊急時対策所用発電①の相違，②の相違

機燃料油貯蔵タンク設置区域
常設代替交流電源設備設置区域には上述のとおり炎感知器と熱感知カメラを設置す
る設計とする。これらに加えて，常設代替交流電源設備燃料地下タンク内部は燃料の気化による引火性又は発火性の雰囲気を形成していることから，タンク内部の空間部に非アナログ式の防爆型の熱感知器を設置する設計とする。

軽油貯蔵タンク，可搬型設備用軽油タンク及び緊急時対策所用発電機燃料油貯蔵タン ②の相違
ク内部は，燃料の気化による引火性又は発火性の雰囲気を形成している。
このため，タンクマンホール内の空間部に非アナログ式の防爆型熱感知器及び防爆型 記載の適正化①
煙感知器を設置する設計とする。
屋外開放となる火災区域の記載で常設代替高圧電源装置置場及び海水ポンプ室は屋外であるため，区域全体の火災を感 あり、KK では（f）常設代替交流
知する必要があるが，火災による煙は周囲に拡散し，煙感知器による火災感知は困難で 電源設備（ガスタービン発電機一式，燃料地下タンク含む）設置区あること及び降水等の浸入により火災感知器の故障が想定される。
このため，アナログ式の屋外仕様の熱感知カメラ（赤外線方式）及び非アナログ式の 域，可搬型重大事故等対処施設設
屋外仕様の炎感知器（赤外線方式）をそれぞれの監視範囲に火災の検知に影響を及ぼす 置区域，モニタリング・ポスト用発電機区域，非常用ディーゼル発
死角がないように設置する設計とする。
電機燃料移送系ポンプ区域，5 号
炉原子炉建屋内緊急時対策所用可
搬型電源設備設置区域 で記載。

ｅ．常設代替高圧電源装置置場及び海水ポンプ室(h) 格納容器フィルタベント設置区域
格納容器フィルタベント設置区域は，上部が外気に開放されていることから，当該エリアで火災が発生した場合は，煙は屋外に拡散する。また，降水等の浸入により火災感知器の故障が想定される。

①の相違，②の相違
格納容器圧力逃がし装置格納槽は，原子炉建屋に隣接した鉄筋コンクリート製の地下 KK は地上設置、東海第二は地下格納槽である。この区域で火災が発生した場合，煙は格納槽内部に充満することから煙 格納槽に設置であるため、設置す
感知器による感知は可能である。格納容器圧力逃がし装置が稼働した場合，フィルタ装 る感知器も異なる。

ｆ．格納容器圧力逃がし装置格納槽

このため，当該区域に設置する機器の特性を考慮し，制御盤内にアナログ式の煙感知

置の温度上昇に伴い雰囲気温度も上昇するが，その温度はアナログ式の熱感知器の使用器を設置する設計とし，格納容器フィルタベント設置区域全体を感知する屋外仕様の炎範囲内である。以上により，異なる種類の感知器として煙感知器と熱感知器を設置する

感知器を設置する設計とする。

設計とする。
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基本設計比較表

【対象項目：

第４１条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所(i) 非常用ディーゼル発電機軽油タンク区域

備考
東海第二は，ｄ．軽油貯蔵タンク
設置区域,可搬型設備用軽油タン
ク設置区域及び緊急時対策所用発
電機燃料油貯蔵タンク設置区域に記載。

屋外開放の区域である非常用ディーゼル発電機軽油タンク区域は，火災による煙は周囲に拡散し，煙感知器による火災感知は困難である。また，降水等の浸入により火災感知器の故障が想定される。さらに，軽油タンク内部は燃料の気化による引火性又は発火性の雰囲気を形成している。
このため，非常用ディーゼル発電機軽油タンク区域には非アナログ式の屋外仕様の炎感知器を監視範囲に火災の検知に影響を及ぼす死角がないよう設置することに加え，タンク内部の空間部に防爆型の非アナログ式熱感知器を設置する設計とする。
ｇ．常設低圧代替注水系ポンプ室及び緊急用海水ポンプピット

東海第二固有の設備であり、KK
常設低圧代替注水系ポンプ室及び緊急用海水ポンプピットは，原子炉建屋に隣接した では記載なし。

鉄筋コンクリート製の地下格納槽である。これらの区域で火災が発生した場合，煙は格納槽内部に充満することから，煙感知器による感知は可能であるため，異なる種類の感知器として煙感知器と熱感知器を設置する設計とする。
(j) 主蒸気管トンネル室
主蒸気管トンネル室については，通常運転中は高線量環境となることから，アナログ①の相違
放射線量が高い場所（主蒸気管トンネル室）は，アナログ式の火災感知器を設置する 記載の適正化①ｈ．主蒸気管トンネル室式の火災感知器を設置する場合，放射線の影響により火災感知器の故障が想定される。
このため，放射線の影響を受けないよう検出器部位を当該区画外に配置するアナログ式

場合，放射線の影響により火災感知器の故障が想定される。
このため，放射線の影響を受けないよう検出器部位を当該区画外に配置するアナログの煙吸引式検出設備を設置する設計とする。加えて，放射線の影響を考慮した非アナロ
グ式の熱感知器を設置する設計とする。

式の煙吸引式検出設備を設置する設計とする。加えて，放射線の影響を考慮した非アナログ式の熱感知器を設置する設計とする。
KK 固有の設備であり，東海第二に記載なし。

(k) 5 号炉原子炉建屋緊急時対策所用可搬型電源設備ケーブル敷設区域
可搬型電源設備ケーブルの敷設区域のうち，電線管が屋外に露出する部分は，電線管にアナログ式の光ファイバケーブル式熱感知器を設置するとともに，屋外仕様の炎感知器を設置する。
これら(a)〜(k)のうち非アナログ式の火災感知器は，以下の環境条件等を考慮すること

これらａ．〜ｈ．のうち非アナログ式の火災感知器は，以下の環境条件等を考慮するこ ①の相違により誤作動を防止する設計とする。
とにより誤作動を防止する設計とする。
・煙感知器は蒸気等が充満する場所に設置しない。
・煙感知器は蒸気等が充満する場所に設置しない。
・熱感知器は作動温度が周囲温度より高い温度で作動するものを選定する。
・熱感知器は作動温度が周囲温度より高い温度で作動するものを選定する。
・炎感知器は平常時より炎の波長の有無を連続監視し，火災現象（急激な環境変化）を把 ・炎感知器は平常時より炎の波長の有無を連続監視し，火災現象（急激な環境変化）を把握でき，感知原理に「赤外線 3 波長式」
（物質の燃焼時に発生する特有な放射エネルギ
握でき，感知原理に「赤外線 3 波長式」
（物質の燃焼時に発生する特有な放射エネルギ
ーの波長帯を 3 つ検知した場合にのみ発報する）を採用するものを選定する。さらに， ーの波長帯を 3 つ検知した場合にのみ発報する）を採用するものを選定する。さらに，屋内に設置する場合は外光が当たらず，高温物体が近傍にない箇所に設置することと屋内に設置する場合は外光が当たらず，高温物体が近傍にない箇所に設置することとし，屋外に設置する場合は，屋外仕様を採用するとともに，太陽光の影響に対しては視し，屋外に設置する場合は，屋外仕様を採用するとともに，太陽光の影響に対しては視野角への影響を考慮した遮光板を設置することで誤作動を防止する設計とする。
野角への影響を考慮した遮光板を設置することで誤作動を防止する設計とする。
また，以下に示す火災区域又は火災区画は,火災の影響を受けるおそれが考えにくいこ

また，火災の影響を受けるおそれが考えにくい火災区域又は火災区画は，消防法又は東海第二には,KK の(1)に記載の15／45

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：

第４１条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉とから，消防法又は建築基準法に基づく火災感知器を設置する設計とする。

東海第二発電所
建築基準法に基づく火災感知器を設置する設計とする。

備考
ように不燃材料であるコンクリー

設けた火災区域又は火災区画

ト又は金属によりにより構成された火災防護対象機器のみを設けた

火災防護対象機器のうち，不燃性材料であるコンクリート又は金属により構成された

火災区域又は火災区画はないた(l) 不燃性材料であるコンクリート又は金属により構成された火災防護対象機器のみをめ．記載していない。

配管，容器，タンク，手動弁，コンクリート構築物については流路，バウンダリとしての機能が火災により影響を受けることは考えにくいため，消防法又は建築基準法に基づく火災感知器を設ける設計とする。
c. 火災受信機盤
設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を適用する。
d. 火災感知設備の電源確保
重大事故等対処施設を設置する火災区域又は火災区画の火災感知設備は，全交流動力
電源喪失時に常設代替交流電源から電力が供給されるまでの約 70 分間電力を供給できる容量を有した蓄電池を設け，電源を確保する設計とする。
また，重大事故等対処施設を設置する火災区域又は火災区画の火災感知設備に供給する電源は，非常用ディーゼル発電機が接続されている非常用電源より供給する設計とする。

(3) 火災受信機盤
設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を適用する。
(4) 火災感知設備の電源確保
緊急時対策所建屋を除く重大事故等対処施設を設置する火災区域又は火災区画の火災感知設備は，全交流動力電源喪失時に常設代替交流電源から電力が供給されるまでの92 分間以上の電力を供給できる容量を有した蓄電池を設け，電源を確保する設計とす

KK と東海第二の緊急時対策所建屋の電源構成の違いを反映る。
また，緊急時対策所建屋を除く重大事故等対処施設を設置する火災区域又は火災区画の火災感知設備に供給する電源は，非常用ディーゼル発電機が接続されている非常用電源及び常設代替高圧電源装置が接続されている緊急用電源より供給する設計とする。

屋の電源構成の違いを反映
東海第二は，常設代替交流電源でなお，緊急時対策所建屋の火災区域又は火災区画の火災感知設備については，外部電ある常設代替高圧電源装置からも電源供給可能なことを明記
東海第二の緊急時対策所建屋は電の間，電力を供給できる容量を有した蓄電池を設け，電源を確保する設計とする。蓄電池の容量については，外部電源喪失時は緊急時対策所用発電機が自動起動し，速やかに電力を供給する設計であるが，保守的な条件として自動起動に失敗し，緊急時対策所への移動時間も考慮した手動起動により電力を供給する場合に電力が供給されるまでの時間である 30 分間以上の容量を有する設計とする。

消火設備は，重大事故等対処施設を設置する火災区域又は火災区画の火災を早期に消①の相違

KK と東海第二の電力供給までの時間の違いを反映
KK と東海第二の緊急時対策所建源喪失時に機能を失わないように，緊急時対策所用発電機からの電力が供給されるまで(2) 消火設備①の相違

1.5.2.3.2 消火設備

源構成が異なることから記載。
緊急時対策所用発電機は，外部電源喪失時には直ちに自動起動し、電源を供給する設計であるが、蓄電池の容量算定には，保守的な条件として自動起動に失敗し，緊急時対策所建屋にて手動起動するケースを想定。
・緊急時対策所までの移動時間２０分
・緊急時対策所用発電機の手動起動による供給までの時間１０分を足し合わせて３０分以上の蓄電池容量と設定。
①の相違

消火設備は，重大事故等対処施設を設置する火災区域又は火災区画の火災を早期に消16／45

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：

第４１条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

火できるよう設置する設計とする。消火設備は，以下を踏まえた設計とする。

火できるように設置する設計とする。消火設備は，以下を踏まえた設計とする。

記載の適正化（できるように）

a. 重大事故等対処施設を設置する火災区域又は火災区画に設置する消火設備(1) 重大事故等対処施設を設置する火災区域又は火災区画に設置する消火設備①の相違

重大事故等対処施設を設置する火災区域又は火災区画に設置する消火設備は，当該火災区域又は火災区画が，火災発生時の煙の充満又は放射線の影響により消火活動が困難となる火災区域又は火災区画であるかを考慮して設計する。

重大事故等対処施設を設置する火災区域又は火災区画に設置する消火設備は，当該火災区域又は火災区画が，火災発生時の煙の充満又は放射線の影響により消火活動が困難となる火災区域又は火災区画であるかを考慮して設計する。

(a) 火災発生時の煙の充満又は放射線の影響により消火活動が困難となる火災区域又は

ａ．火災発生時の煙の充満又は放射線の影響により消火活動が困難となる火災区域又は火災区画の選定
建屋内の重大事故等対処施設を設置する火災区域又は火災区画は，「(b) 火災発生時

火災区画の選定
建屋内の重大事故等対処施設を設置する火災区域又は火災区画は，「ｂ．火災発生時 ①の相違の煙の充満又は放射線の影響により消火活動が困難とならない火災区域又は火災区画の選定」に示した火災区域又は火災区画を除き，火災発生時の煙の充満又は放射線のの煙の充満又は放射線の影響により消火活動が困難とならない火災区域又は火災区画の選定」に示した火災区域又は火災区画を除き，火災発生時の煙の充満又は放射線の影響により消火活動が困難となるものとして選定する。

影響により消火活動が困難となるものとして選定する。

(b) 火災発生時の煙の充満又は放射線の影響により消火活動が困難とならない火災区域

ｂ．火災発生時の煙の充満又は放射線の影響により消火活動が困難とならない火災区域

又は火災区画の選定
建屋内の重大事故等対処施設を設置する火災区域又は火災区画において，消火活動

又は火災区画の選定
建屋内の重大事故等対処施設を設置する火災区域又は火災区画のうち，消火活動がが困難とならない箇所を以下に示す。

困難とならないところを以下に示す。

なお，屋外については煙の充満又は放射線の影響により消火活動が困難とはならないものとする。

なお，屋外については煙の充満又は放射線の影響により消火活動が困難とはならないものとする。

ⅰ. 中央制御室，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）(a) 中央制御室及び緊急時対策所

中央制御室，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）は，常駐する運転員並

中央制御室は，常駐する運転員によって火災感知器による早期の火災感知及び消火びに職員によって火災感知器による早期の火災感知及び消火活動が可能であり，火災活動が可能であり，火災が拡大する前に消火可能であること，万一，火災によって煙が発生した場合でも建築基準法に準拠した容量の排煙設備によって排煙が可能な設計とすることから，消火活動が困難とならない火災区域又は火災区画として選定する。

が拡大する前に消火可能であること，万一，火災によって煙が発生した場合でも建築基準法に準拠した容量の排煙設備によって排煙が可能な設計とすることから，消火活動が困難とならない火災区域又は火災区画として選定する。

緊急時対策所は，火災発生時には中央制御室同様に建築基準法に準拠した容量の排煙設備により煙を排出することが可能なため，消火活動が困難とならない火災区域又は火災区画として選定する。
なお，中央制御室床下フリーアクセスフロアは，速やかな火災発生場所の特定が困

なお，中央制御室床下コンクリートピットは，速やかな火災発生場所の特定が困難

難であると考えられることから，固有の信号を発する異なる種類の火災感知設備（煙感知器と熱感知器），及び中央制御室からの手動操作により早期の起動が可能な固定であると考えられることから，固有の信号を発する異なる種類の火災感知設備（煙感
知器と熱感知器）及び中央制御室からの手動操作により早期の起動も可能なハロゲン式ガス消火設備（消火剤はハロン 1301）を設置する設計とする。

化物自動消火設備（局所）を設置する設計とする。

ⅱ. 原子炉格納容器
原子炉格納容器内において，万一，火災が発生した場合でも，原子炉格納容器の空①の相違(b) 原子炉格納容器①の相違
記載の適正化①①の相違，②の相違
東海第二は中央制御室と緊急時対策所に分けて記載。また,東海第二の中央制御室は運転員のみ常駐。
東海第二は中央制御室と緊急時対策所に分けて記載。
②の相違
東海第二は早期消火の観点から自動消火設備であり手動起動も可能な旨記載，KK は，手動起動式。
①の相違

原子炉格納容器内において，万一火災が発生した場合でも，原子炉格納容器の空間
17／45

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：

第４１条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

間体積（約 7,300m3）に対してパージ用排風機の容量が 22,000m3/h であり，排煙が体積（約 9,800m３）に対してパージ用排風機の容量が約 16,980m３／h であり，排煙が東海第二と KK の設備仕様の違い

可能な設計とすることから，消火活動が困難とならない火災区域又は火災区画として選定する。

可能な設計とすることから，消火活動が困難とならない火災区域又は火災区画として
選定する。

を反映。

常設代替高圧電源装置置場及び海水ポンプ室は屋外の火災区域又は火災区画であ

屋外についてはｂ．の項目にまとめて記載しているが，東海第二り，火災が発生しても煙が充満しない。よって，煙の充満又は放射線の影響により消火活動が困難とならない火災区域又は火災区画として選定する。

は，屋外の火災区域又は火災区画を更に具体的に記載。

(c) 常設代替高圧電源装置置場及び海水ポンプ室(d) 格納容器圧力逃がし装置格納槽
格納容器圧力逃がし装置格納槽は，原子炉建屋に隣接した地下格納槽であり，本格納槽に設置される機器はフィルタ装置，テストタンク，移送ポンプ，排水ポンプ，電動弁である。フィルタ装置及びテストタンクは不燃性材料で構成されており，移送ポ
ンプ，排水ポンプは潤滑油を有しないため油内包設備ではなく，電動弁のケーブルは

KK は、屋外設置であり、(b) 火災発生時の煙の充満又は放射線の影響により消火活動が困難とならない火災区域又は火災区画の選定
で屋外の機器として記載。

電線管に収納する。以上のことから当該区域の火災荷重は小さく，煙の充満により消火活動が困難とならない火災区域又は火災区画として選定する。
（e）原子炉建屋原子炉棟 6 階
原子炉建屋原子炉棟 6 階は可燃物が少なく大空間となっているため，煙の充満により消火活動が困難とならない火災区域又は火災区画として選定する。

⑤の相違
東海第二は，煙の充満により消火活動が困難とならない火災区域又は火災区画として整理。KK は、(a) 火災発生時の煙の充満又は放射線の影響により消火活動が困難となる可能性が否定できない火災
区域又は火災区画と選定。

ⅲ. 可燃物の設置状況等により火災が発生しても煙が充満しない火災区域又は火災区画
以下に示す火災区域又は火災区画は，可燃物を少なくすることで煙の発生を抑える設計とし，煙の充満により消火困難とはならない箇所として選定する。各火災区域又は火災区画とも不要な可燃物を持ち込まないよう持ち込み可燃物管理を実施するとともに，点検に係る資機材等の可燃物を一時的に仮置きする場合は，不燃性のシートによる養生を実施し火災発生時の延焼を防止する。なお，可燃物の状況については，重大事故等対処施設以外の構築物，系統及び機器も含めて確認する。
(ⅰ)計装ラック室，地震計室（6 号炉），感震器室（7 号炉），制御棒駆動系マスターコ
ントロール室
室内に設置している機器は，計装ラック，地震観測装置，空気作動弁，計器等であ（f）可燃物が少なく，火災が発生しても煙が充満しない火災区域又は火災区画①の相違。記載の適正化①

以下に示す火災区域又は火災区画は，可燃物を少なくすることで煙の発生を抑える設計とし，煙の充満により消火困難とはならない箇所として選定する。各火災区域又は火災区画とも不要な可燃物を持ち込まないよう持ち込み可燃物管理を実施するとともに，点検に係る資機材等の可燃物を一時的に仮置きする場合は，不燃性のシートによる養生を実施し火災発生時の延焼を防止する。なお，可燃物の状況については，重大事故等対処施設以外の構築物，系統及び機器も含めて確認する。
計装ラック室，地震計室，感震器
室，制御棒駆動系マスターコント
ロール室はないる。これらは，不燃性材料又は難燃性材料で構成されており，ケーブルは電線管及び金属製の可とう電線管で敷設する設計とする。
18／45

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：

第４１条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考(ⅱ)サプレッションプール浄化系ポンプ室，ペネ室（7 号炉），原子炉冷却材浄化系非再サプレッションプール浄化系ポン

生熱交換器漏えい試験用ラック室（6 号炉）

プ室，ペネ室，原子炉冷却材浄化
系非再生熱交換器漏えい試験用ラ室内に設置している機器は，計装ラック，ポンプ，空気作動弁等である。これら

ック室はないは，不燃性材料又は難燃性材料で構成されており，可燃物としては軸受に潤滑油グリスを使用している。軸受は，不燃性材料である金属で覆われており，設備外部で燃え広がることはない。その他に可燃物は設置しておらず，ケーブルは電線管及び金属製の可とう電線管で敷設する設計とする。

火災防護対策不要機器のみ(ⅲ)原子炉冷却系浄化系逆洗水移送ポンプ・配管室（6 号炉），プリコートタンク室（6号炉）
室内に設置している機器は，ポンプ，タンク，空気作動弁等である。これらは，不燃性材料又は難燃性材料で構成されており，可燃物としては軸受に潤滑油グリスを使用している。軸受は，不燃性材料である金属で覆われており，設備外部で燃え広がることはない。その他に可燃物は設置しておらず，ケーブルは電線管及び金属製の可とう電線管で敷設する設計とする。

弁室及び配管室はない(ⅳ)弁室及び配管室室内に設置している機器は，電動弁，電磁弁，空気作動弁，計器等である。これら
は，不燃性材料又は難燃性材料で構成されており，可燃物を設置しておらず，ケーブ
ルは電線管及び金属製の可とう電線管で敷設する設計とする。

移動式炉心内計装系駆動装置室及びバルブアッセンブリ室はない(ⅴ)移動式炉心内計装系駆動装置室及びバルブアッセンブリ室
室内に設置している機器は，駆動装置，バルブアッセンブリ（ボール弁）等である。これらは，不燃性材料又は難燃性材料で構成されており，可燃物としては駆動部に潤滑油グリスを使用している。駆動部は，不燃性材料である金属で覆われており，
設備外部で燃え広がることはない。その他に可燃物は設置しておらず，ケーブルは電線管及び金属製の可とう電線管で敷設する設計とする。

除染パン室はない(ⅵ)除染パン室（6 号炉）
室内に設置している機器は，除染シンク等である。これらは，不燃性材料又は難燃性材料で構成されており，可燃物としては除染シンクに一部ゴム使用しているが，不燃性材料である金属で覆われており，設備外部で燃え広がることはない。その他に可燃物は設置しておらず，ケーブルは電線管及び金属製の可とう電線管で敷設する設計とする。
(ⅶ)主蒸気管トンネル室
室内に設置している機器は，主蒸気外側隔離弁（空気作動弁），電動弁等である。
これらは，不燃性材料又は難燃性材料で構成されており，可燃物としては駆動部に潤ｉ）主蒸気管トンネル室①の相違

室内に設置している機器は，主蒸気外側隔離弁（空気作動弁），電動弁等である。これらは，不燃性材料又は難燃性材料で構成されており，可燃物としては駆動部に潤滑19／45

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：

第４１条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

滑油を使用している。駆動部は，不燃性材料である金属で覆われており，設備外部で燃え広がることはない。その他に可燃物は設置しておらず，ケーブルは電線管及び金属製の可とう電線管で敷設する設計とする。

油を使用している。駆動部は，不燃性材料である金属で覆われており，設備外部で燃
え広がることはない。その他に可燃物は設置しておらず，ケーブルは電線管及び金属製の可とう電線管で敷設する設計とする。

備考

非常用ディーゼル発電機非常用送風機室及び電気品区域送風機室はない(ⅷ)非常用ディーゼル発電機非常用送風機室及び電気品区域送風機室室内に設置している機器は，送風機，電動機，空気作動弁等である。これらは，不燃性材料又は難燃性材料で構成されており，可燃物としては軸受に潤滑油グリスを使用している。軸受は，不燃性材料である金属で覆われており，設備外部で燃え広がることはない。その他に可燃物は設置しておらず，ケーブルは電線管及び金属製の可とう電線管で敷設する設計とする。
(ⅸ)燃料プール冷却浄化系ポンプ室，保持ポンプ室（6 号炉），熱交換器室，弁室ⅱ）FPC ポンプ室，FPC 保持ポンプ A 室，FPC 保持ポンプ B 室，FPC 熱交換器室室内に設置している機器は，ポンプ，熱交換器，電動弁，計器等である。これら
は，不燃性材料又は難燃性材料で構成されており，可燃物としては軸受に潤滑油グリ

室内に設置している機器は，ポンプ，熱交換器，電動弁，計器等である。これらは，不燃性材料又は難燃性材料で構成されており，可燃物としては軸受に潤滑油グリスを使スを使用している。
軸受は，不燃性材料である金属で覆われており，設備外部で燃え広がることはない。その他に可燃物は設置しておらず，ケーブルは電線管及び金属製の可とう電線管用している。
軸受は，不燃性材料である金属で覆われており，設備外部で燃え広がることはない。
その他に可燃物は設置しておらず，ケーブルは電線管及び金属製の可とう電線管で敷設で敷設する設計とする。

する設計とする。

(ⅹ)格納容器所員用エアロック室（6 号炉）
室内に設置している機器は，エアロック，電動弁，空気作動弁等である。これら①の相違，②の相違

格納容器所員用エアロック室はな
いは，不燃性材料又は難燃性材料で構成されており，ケーブルは電線管及び金属製の可とう電線管で敷設する設計とする。
(ⅹⅰ)主蒸気隔離弁・逃がし安全弁ラッピング室（6 号炉）
室内に設置している機器は，空気作動弁，逃がし安全弁（予備品）等である。これ

主蒸気隔離弁・逃がし安全弁ラッ
ピング室はないらは，不燃性材料又は難燃性材料で構成されており，ケーブルは電線管及び金属製の可とう電線管で敷設する設計とする。
(ⅹⅱ)格納容器雰囲気モニタ室，ダストモニタ室（6 号炉），漏えい検出系モニタ室（6号炉），サプレッションチェンバ室及び非常用ガス処理系モニタ室（6 号及び 7 号炉）
室内に設置している機器は，空調機，サンプリングラック，放射線モニタ，ダスト
サンプラ，電磁弁，サンプルポンプ，計装ラック，計器等である。これらは，不燃性材料又は難燃性材料で構成されており，可燃物としては軸受に潤滑油グリスを使用し格納容器雰囲気モニタ室，ダストモニタ室，漏えい検出系モニタ
室，サプレッションチェンバ室及び非常用ガス処理系モニタ室はな
いている。軸受は，不燃性材料である金属で覆われており，設備外部で燃え広がることはない。その他に可燃物は設置しておらず，ケーブルは電線管及び金属製の可とう電線管で敷設する設計とする。
(ⅹⅲ)非常用ディーゼル発電機燃料移送系ケーブルトレンチ

トンネル構造であり距離が長いた
20／45

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：

第４１条

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉】

東海第二発電所

室内に設置している機器は，配管等である。これらは，不燃性材料又は難燃性材料

備考
め，ハロゲン化物自動消火設備（全域）を設置するで構成されており，ケーブルは電線管及び金属製の可とう電線管で敷設する設計とする。

非常用送風機室，コントロール建(ⅹⅳ)非常用送風機室，コントロール建屋計測制御電源盤区域送風機室（7 号炉）

屋計測制御電源盤区域送風機室はない室内に設置している機器は，送風機，電動機，空気作動弁等である。これらは，不燃性材料又は難燃性材料で構成されており，可燃物としては軸受に潤滑油グリスを使用している。軸受は，不燃性材料である金属で覆われており，設備外部で燃え広がることはない。その他に可燃物は設置しておらず，ケーブルは電線管及び金属製の可とう電線管で敷設する設計とする。

室内に設置している機器は，クレーン，ボックス等である。

原子炉冷却材浄化系／燃料プール
冷却材浄化系ろ過脱塩器ハッチ室

これらは，不燃性材料又は難燃性材料で構成されており，ケーブルは電線管及び金はない(ⅹⅴ)原子炉冷却材浄化系／燃料プール冷却材浄化系ろ過脱塩器ハッチ室（7 号炉）

属製の可とう電線管で敷設する設計とする。
管理区域連絡通路はない(ⅹⅵ)管理区域連絡通路（7 号炉）
室内に設置している機器は，空調ダクト，操作盤等である。
これらは，不燃性材料又は難燃性材料で構成されており，可燃物としては操作盤があるが少量かつ近傍に可燃物がなく，不燃性材料である金属で覆われており燃え広がることはない。その他に可燃物は設置しておらず，ケーブルは電線管及び金属製の可とう電線管で敷設する設計とする。

計装用圧縮空気系／高圧窒素ガス
供給系ペネ室はない(ⅹⅶ)計装用圧縮空気系／高圧窒素ガス供給系ペネ室（7 号炉）
室内に設置している機器は，配管，空気作動弁等である。これらは，不燃性材料又は難燃性材料で構成されており，ケーブルは電線管及び金属製の可とう電線管で敷設する設計とする。

南北連絡通路，原子炉建屋 4 階
クリーン通路はない(ⅹⅷ)南北連絡通路（7 号炉），原子炉建屋 4 階クリーン通路（7 号炉）
室内に設置している機器は，ボックス，ボンベ，配管等である。これらは，不燃性材料又は難燃性材料で構成されており，ケーブルは電線管及び金属製の可とう電線管で敷設する設計とする。

階段室はない(ⅹⅸ)階段室室内に設置している機器は，ボックス，ボンベ等である。これらは，不燃性材料又は難燃性材料で構成されており，ケーブルは電線管，金属製の可とう電線管及び密閉型ダクトで敷設する設計とする。
(c) 火災発生時の煙の充満又は放射線の影響により消火活動が困難となる火災区域又はｃ．火災発生時の煙の充満又は放射線の影響により消火活動が困難となる火災区域又は

①の相違
21／45

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：

第４１条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉
火災区画に設置する消火設備
火災発生時の煙の充満又は放射線の影響により消火活動が困難となる火災区域又は火災区画は，自動又は中央制御室からの手動操作による固定式消火設備である全域ガス消火設備を設置し消火を行う設計とする。
なお，これらの固定式消火設備に使用するガスは，消防法施行規則を踏まえハロゲン化物消火剤とする設計とする。
全域ガス消火設備の自動起動用の煙感知器と熱感知器は，当該火災区域又は火災区画に設置した「固有の信号を発する異なる種類の感知器」とする。

東海第二発電所

備考

火災区画に設置する消火設備
火災発生時の煙の充満又は放射線の影響により消火活動が困難となる火災区域又は火災区画は，自動又は中央制御室からの手動操作による固定式消火設備である全域ガス消火設備を設置し消火を行う設計とする。
なお，これらの固定式消火設備に使用するガスは，消防法施行規則を踏まえハロゲン化物消火剤とする設計とする。
固定式ガス消火設備の自動起動用の煙感知器と熱感知器は，当該火災区域又は火災区画に設置した「固有の信号を発する異なる種類の感知器」とは別に設置する。

東海第二は局所も含むため，「固定式ガス」と記載
東海第二は自動起動用の感知器は別に設置する。

ただし，以下については，上記と異なる消火設備を設置し消火を行う設計とする。

ただし，以下については，ハロゲン化物自動消火設備（全域）と異なる消火設備を設 記載の適正化①
置し消火を行う設計とする。

(a) 常設低圧代替注水系ポンプ室及び緊急用海水ポンプピット
常設低圧代替注水系ポンプ室及び緊急用海水ポンプピットは，いずれも原子炉建屋

東海第二固有の設備であり、KKには記載なし。

に隣接した地下格納槽であるため，これらの区域で火災が発生した場合，煙が格納槽内部に充満し，消火活動が困難となる可能性が否定できないことから，可燃物である
油内包設備については，自動又は中央制御室からの手動操作により早期の消火も可能
なハロゲン化物自動消火設備（全域）又はハロゲン化物自動消火設備（局所）を設置
し消火を行う設計とする。
ⅰ. 原子炉建屋通路部及びオペレーティングフロア
原子炉建屋通路部及びオペレーティングフロアは，ほとんどの階層で周回できる通(b) 原子炉建屋通路部

路となっており，その床面積は最大で約 1,000m2（原子炉建屋地下 2 階周回通路）と原子炉建屋通路部は，ほとんどの階層で周回できる通路となっており，その床面積は最大で約 969m２（原子炉建屋 3 階周回通路）と大きい。さらに，各階層間には開口大きい。さらに，各階層間には開口部（機器ハッチ）が存在するが，これらは内部溢部（機器ハッチ）が存在するが，これらは水素対策として通常より開口状態となって水対策として通常より開口状態となっている。

いる。

とに加え，火災発生時の煙の充満又は放射線の影響により消火活動が困難となる可能性が否定できないことから，煙の充満を発生させるおそれのある可燃物（ケーブル，
電源盤・制御盤，潤滑油内包設備）に対しては自動又は中央制御室からの手動操作に

原子炉建屋通路部は，このようなレイアウトであることに加え，火災発生時の煙の充満又は放射線の影響により消火活動が困難となる可能性が否定できないことから，煙の充満を発生させるおそれのある可燃物（ケーブル，電源盤・制御盤，潤滑油内包
設備）に対しては自動又は中央制御室からの手動操作により早期の起動も可能なハロよる固定式消火設備である局所ガス消火設備を設置し消火を行う設計とし，これら以ゲン化物自動消火設備（局所）を設置し消火を行う設計とし，これ以外（計器など）外の可燃物については量が少ないことから消火器で消火を行う設計とする。

の可燃物については量が少ないことから消火器で消火を行う設計とする。

原子炉建屋通路部及びオペレーティングフロアは，このようなレイアウトであるこ①の相違
東海第二は，原子炉建屋原子炉棟
6 階は可燃物が少なく大空間となっているため，煙の充満等により消火活動が困難とならない火災区画に設定。②の相違。東海第二は水素対策，KK は内部溢水対策で開口状態としている。
東海第二は，原子炉建屋原子炉棟
6 階は可燃物が少なく大空間となっているため，煙の充満等により消火活動が困難とならない火災区画に設定。
記載の適正化①
記載の適正化①
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基本設計比較表

【対象項目：

第４１条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

なお，これらの固定式消火設備に使用するガスは，ハロゲン化物消火剤とする。

ⅱ. 非常用ディーゼル発電機室，非常用ディーゼル発電機燃料ディタンク室

備考
東海第二は，ハロゲン化自動消火設備（局所）と記載しており，重複するので記載しない。

(c) 緊急時対策所用発電機室，非常用ディーゼル発電機室及び非常用ディーゼル発電機①の相違，②の相違

非常用ディーゼル発電機室及び非常用ディーゼル発電機燃料ディタンク室は，人が燃料デイタンク室
緊急時対策所用発電機室，非常用ディーゼル発電機室及び非常用ディーゼル発電機

常駐する場所ではないことから，ハロゲン化物消火剤を使用する全域ガス消火設備は

燃料デイタンク室は，人が常駐する場所ではないことから，二酸化炭素消火設備（全

②の相違
②の相違

設置せず，全域自動放出方式の二酸化炭素消火設備を設置する設計とする。また，自域）を設置する設計とする。また，自動起動について，万一，当該区域に作業員等が記載の適正化

動起動について，万一，室内に作業員等がいた場合の人身安全を考慮し，煙感知器及いた場合の人身安全を考慮し，煙感知器及び熱感知器の両方の動作をもって消火する設計とする。

び熱感知器の両方の動作をもって消火する設計とする。

東海第二は，ｄ．火災発生時の煙の充満又は放射線の影響により消ⅲ. 不燃性材料であるコンクリート又は金属により構成された火災防護対象機器のみを設置する火災区域又は火災区画

火活動が困難とならない火災区域
又は火災区画に設置する消火設備

火災防護対象機器のうち，不燃性材料であるコンクリート又は金属により構成された配管，容器，タンク，手動弁，コンクリート構築物については流路，バウンダリとの(f) 可燃物が少ない火災区域
又は火災区画に含まれるものとして整理。

しての機能が火災により影響を受けることは考えにくいため，消防法又は建築基準法に基づく対策を行う設計とする。

(d) 火災発生時の煙の充満又は放射線の影響により消火活動が困難とならない火災区域
又は火災区画に設置する消火設備

ｄ．火災発生時の煙の充満又は放射線の影響により消火活動が困難とならない火災区域①の相違

又は火災区画に設置する消火設備
KK は、(d)ⅳ. 屋外の火災区域に
屋外の火災区域である常設代替高圧電源装置置場及び海水ポンプ室等は，消火器又 て記載。

(a) 屋外の火災区域（常設代替高圧電源装置置場及び海水ポンプ室等）
は移動式消火設備で消火を行う設計とする。
ⅰ. 中央制御室，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）
火災発生時の煙の充満又は放射線の影響により消火活動が困難とならない中央制御室，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）には，全域ガス消火設備，局所ガス消火設備は設置せず，消火器で消火を行う設計とする。中央制御室制御盤内又は 5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の制御盤内の火災については，電気機器への影響がない二酸化炭素消火器で消火を行う。

中央制御室床下フリーアクセスフロアは，中央制御室からの手動操作により早期の起動が可能な固定式ガス消火設備（消火剤はハロン 1301）を設置する設計とする。

(b) 中央制御室及び緊急時対策所①の相違，②の相違

火災発生時の煙の充満又は放射線の影響により消火活動が困難とならない中央制御室及び緊急時対策所には，ハロゲン化物自動消火設備（全域）等は設置せず，消火器で ②の相違。東海第二は，ハロン消消火を行う設計とする。また，中央制御室制御盤内の火災については，電気機器への 火設備（全域及び局所）と二酸化
炭素消火設備（全域）をまとめて影響がない二酸化炭素消火器で消火を行う。
等で表現。東海第二は，緊急時対策所は分けて記載。
なお，中央制御室床下コンクリートピットについては，中央制御室からの手動操作 KK は、手動起動式であり，東海により早期の起動も可能なハロゲン化物自動消火設備（局所）を設置する設計とする。 第二は，自動消火設備であるが手動によっても早期の起動も可能な
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東海第二発電所

備考
旨記載。

緊急時対策所は，中央制御室の運転員あるいは監視所の警備員により，粉末消火器
又は二酸化炭素消火器で消火を行う設計とする。

東海第二の緊対所は監視所の警備員による消火も想定しているので別に記載。

(c) 格納容器圧力逃がし装置格納槽
格納容器圧力逃がし装置格納槽は可燃物が少なく，煙の充満により消火活動が困難

KK は，ⅳ. 屋外の火災区域の記載に含まれるとならない火災区域であることから，消火器で消火を行う設計とする。
ⅱ. 原子炉格納容器(d) 原子炉格納容器

原子炉格納容器内において，万一，火災が発生した場合でも，原子炉格納容器の空間体積（約 7,300m3）に対してパージ用排風機の容量が 22,000m3/h であることから，

原子炉格納容器内において，万一，火災が発生した場合でも，原子炉格納容器の空間体積（約 9,800m３）に対してパージ用排風機の容量が約 16,980m３／h であることか

煙が充満しないため，消火活動が可能である。
したがって，原子炉格納容器内の消火については，消火器を用いて行う設計とすら，煙が充満しないため，消火活動が可能である。
したがって，原子炉格納容器内の消火については，消火器を用いて行う設計とする。また，消火栓を用いても対応できる設計とする。

る。また，消火栓を用いても対応できる設計とする。
(e) 原子炉建屋原子炉棟 6 階
原子炉建屋原子炉棟 6 階は煙の充満により消火活動が困難とならない火災区域又は火災区画であるため，消火器で消火を行う設計とする。

①の相違
②の相違

①の相違，⑤の相違⑤の相違。東海第二は，煙の充満により消火活動が困難とならない
火災区域又は火災区画として整理。KK は、(a) 火災発生時の煙の充満又は放射線の影響により消火活動が困難となる可能性が否定できない火災区域又は火災区画と選定。

ⅲ. 可燃物が少ない火災区域又は火災区画(f) 可燃物が少ない火災区域又は火災区画

火災発生時の煙の充満又は放射線の影響により消火活動が困難とならない火災区域
又は火災区画のうち，中央制御室以外で可燃物が少ない火災区域又は火災区画につい

火災発生時の煙の充満又は放射線の影響により消火活動が困難とならない火災区域
又は火災区画のうち，可燃物が少ない火災区域又は火災区画については，消火器で消ては，消火器で消火を行う設計とする。

火を行う設計とする。

屋外の火災区域については，消火器又は移動式消火設備により消火を行う設計とする。

設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を適用する。

東海第二は，中央制御室でも消火器は使用するので記載せず。
東海第二は，(a) 屋外の火災区域（常設代替高圧電源装置置場及び海水ポンプ室等）で記載

ⅳ. 屋外の火災区域

b. 消火用水供給系の多重性又は多様性の考慮①の相違(2) 消火用水供給系の多重性又は多様性の考慮①の相違

設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を適用する。
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c. 系統分離に応じた独立性の考慮(3) 系統分離に応じた独立性の考慮

重大事故等対処施設は，重大事故に対処する機能と設計基準事故対処設備の安全機能が単一の火災によって同時に機能喪失しないよう，区分分離や位置的分散を図る設計とする。
重大事故等対処施設のある火災区域又は火災区画，及び設計基準事故対処設備のある
火災区域又は火災区画に設置する全域ガス消火設備は，上記の区分分離や位置的分散に応じた独立性を備えた設計とする。

重大事故等対処施設は，重大事故に対処する機能と設計基準事故対処設備の安全機能が単一の火災によって同時に機能喪失しないように，区分分離や位置的分散を図る設計とする。
重大事故等対処施設のある火災区域又は火災区画，及び設計基準事故対処設備のある
火災区域又は火災区画に設置する全域ガス消火設備は，上記の区分分離や位置的分散に応じた独立性を備えた設計とする。

d. 火災に対する二次的影響の考慮(4) 火災に対する二次的影響の考慮

設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を適用する。
e. 想定火災の性質に応じた消火剤の容量
設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を適用する。
f. 移動式消火設備の配備
設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を適用する。
g. 消火用水の最大放水量の確保
設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を適用する。
h. 水消火設備の優先供給
設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を適用する。
i. 消火設備の故障警報
設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を適用する。
j. 消火設備の電源確保
設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を適用する。

備考
①の相違

①の相違

設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を適用する。
(5) 想定火災の性質に応じた消火剤の容量①の相違

設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を適用する。
(6) 移動式消火設備の配備①の相違

設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を適用する。
(7) 消火用水の最大放水量の確保①の相違

設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を適用する。
(8) 水消火設備の優先供給①の相違

設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を適用する。
(9) 消火設備の故障警報①の相違

設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を適用する。
(10) 消火設備の電源確保①の相違

設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を適用する。
なお，緊急時対策所建屋の火災区域又は火災区画のハロゲン化物自動消火設備（全東海第二の緊急時対策所建屋は電域），二酸化炭素自動消火設備(全域)は，外部電源喪失時にも消火ができるように，緊急 源構成が異なるので分けて記載。
時対策所用発電機から受電できる設計とするとともに，緊急時対策所用発電機からの電 緊急時対策所用発電機は，外部電源が供給されるまでの間，電力を供給できる容量を有した蓄電池を設け，電源を確保す 源喪失時には直ちに自動起動し、る設計とする。蓄電池の容量については，外部電源喪失時は緊急時対策所用発電機が自 電源を供給する設計であるが、蓄動起動し，速やかに電力を供給する設計であるが，保守的な条件として自動起動に失敗 電池の容量算定には，保守的な条し，緊急時対策所への移動時間も考慮した手動起動により電力を供給する場合に電力が 件として自動起動に失敗し，緊急時対策所建屋にて手動起動するケ供給されるまでの時間である 30 分間以上の容量を有する設計とする。
ースを想定。
・緊急時対策所までの移動時間２
０分
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東海第二発電所

備考
・緊急時対策所用発電機の手動起動による供給までの時間１０分を足し合わせて３０分以上の蓄電池容量と設定。

k. 消火栓の配置
重大事故等対処施設を設置する火災区域又は火災区画に設置する消火栓は，消防法施行令第十一条（屋内消火栓設備に関する基準）及び第十九条（屋外消火栓設備に関する(11) 消火栓の配置
設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を適用する。

るため、記載なし。前後の文章中の記載と整合。

基準）に準拠し，屋内は消火栓から半径 25m の範囲，屋外は消火栓から半径 40m の範囲
における消火活動を考慮した設計とする。
l. 固定式消火設備等の職員退避警報
設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を適用する。

m. 管理区域内からの放出消火剤の流出防止
設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を適用する。
n. 消火用非常照明
設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を適用する。
(3) 自然現象①の相違
東海第二は，8 条（設計基準対象施設）の記載の基本方針を適用す(12) 固定式ガス消火設備等の職員退避警報
設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を適用する。

(13) 管理区域内からの放出消火剤の流出防止①の相違。消火剤がガスである消火設備を対象としていることを明記①の相違

設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を適用する。
(14) 消火用非常照明①の相違

設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を適用する。
1.5.2.3.3 自然現象

柏崎刈羽原子力発電所の安全を確保する上で設計上考慮すべき自然現象としては，網東海第二発電所の安全を確保する上で設計上考慮すべき自然現象としては，網羅的に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。これらの事象のうち，発電所及びその周辺抽出するために，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。これらの事象のうち，発電所敷地及びその周辺ででの発生可能性，重大事故等対処施設への影響度，事象進展速度や事象進展に対する時
間的余裕の観点から，重大事故等対処施設に影響を与えるおそれがある事象として，地震，津波，風（台風），竜巻，低温（凍結），降水，積雪，落雷，地滑り，火山の影響及の発生可能性，重大事故等対処施設への影響度，事象進展速度や事象進展に対する時間的余裕の観点から，重大事故等対処施設に影響を与えるおそれがある事象として，地震，津波（敷地に遡上する津波を含む。
），洪水，風（台風），竜巻，凍結，降水，積雪，

び生物学的事象を抽出した。

落雷，火山の影響，生物学的事象，森林火災及び高潮を抽出した。

①の相違
発電所名の違いを反映
記載の適正化これらの自然現象のうち，落雷については，「1.6.2.2(3)a. 落雷による火災の発生防

これらの自然現象のうち，落雷については，「1.5.2.2.3(1)落雷による火災の発生防止」に示す対策により，機能を維持する設計とする。低温（凍結）については，「1.6.2.3(3)a．凍結防止対策」に示す対策により機能を維持する設計とする。風（台止」に示す対策により，機能を維持する設計とする。凍結については，「(1)凍結防止対策」に示す対策により機能を維持する設計とする。風（台風）及び竜巻に対しては，

風）に対しては，「1.6.2.3(3)b．風水害対策」に示す対策により機能を維持する設計と「(2)風水害対策」に示す対策により機能を維持する設計とする。地震については，「(3)する。地震については，「1.6.2.3(3)c．地震対策」に示す対策により機能を維持する設

地震対策」に示す対策により機能を維持する設計とする。上記以外の津波（敷地に遡上計とする。上記以外の津波，竜巻，降水，積雪，地滑り，火山の影響及び生物学的事象

する津波を含む。
），洪水，降水，積雪，火山の影響，高潮及び生物学的事象についてについては，「1.6.2.3(3)d．想定すべきその他の自然現象に対する対策について」に示

は，「(4)想定すべきその他の自然現象に対する対策について」に示す対策により機能を④の相違（敷地に遡上する津波を含む追記，低温削除，地滑り削除），①の相違①の相違，④の相違（低温削除）
記載の適正化①①の相違④の相違（敷地に遡上する津波を含む追記，低温削除，地滑り削
除）
，①の相違

す対策により機能を維持する設計とする。
また，森林火災についても，「1.6.2.3(3)d．想定すべきその他の自然現象に対する対維持する設計とする。
また，森林火災についても，「(4)想定すべきその他の自然現象に対する対策につい①の相違

策について」に示す対策により機能を維持する設計とする。

て」に示す対策により機能を維持する設計とする。
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【対象項目：

第４１条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉
a. 凍結防止対策
設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を適用する。
b. 風水害対策
設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を適用する。

東海第二発電所(1) 凍結防止対策(2) 風水害対策(a) 地震対策

ａ．地震対策

設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を適用する。
d. 想定すべきその他の自然現象に対する対策について
上記の自然現象を除き，柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉で考慮すべき自然現象

ｂ．地盤変位対策(4) 想定すべきその他の自然現象に対する対策について
設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を適用する。

置や，代替消火設備の配備等を行い，必要な機能並びに性能を維持することとする。

設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を適用する。

①の相違
東海第二は、設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を適用するため、記載なし。
（KK も設計
基準対象施設に対する記載と違いはない。
）

原因の除去又は早期の取替え，復旧を図る設計とするが，必要に応じて火災監視員の配1.6.2.4 その他①の相違

設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を適用する。

これらの自然現象及び森林火災により感知及び消火の機能，性能が阻害された場合は，

設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を適用する。

①の相違
①の相違

設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を適用する。

については，津波，竜巻，降水，積雪，地滑り，火山の影響及び生物学的事象がある。

(4) 消火設備の破損，誤作動又は誤操作による重大事故等対処施設への影響①の相違

設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を適用する。
(3) 地震対策(b) 地盤変位対策①の相違

設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を適用する。

c. 地震対策
設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を適用する。

備考

1.5.2.3.4 消火設備の破損，誤動作又は誤操作による重大事故等対処施設への影響
設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を適用する。

1.5.2.4 その他①の相違
東海第二は、審査基準で使用している「誤動作」と記載し，設計基準対象施設（8 条）に対する記載と整合（KK は、設計基準対象施設に対する記載は「誤動作」
）
。
①の相違

設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を適用する。

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【対象項目：

第４１条】

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東海第二発電所

1.安全設計

1. 安全設計

1.10 発電用原子炉設置変更許可申請に係る安全設計の方針

1.11 発電用原子炉設置変更許可申請に係る安全設計の方針

備考

①の相違

1.10.2 発電用原子炉設置変更許可申請（平成 25 年 9 月 27 日申請）に係る実用 1.11.7 発電用原子炉設置変更許可申請（平成26年5月20日申請）に係る実用発 ①の相違，申請日の違いを反映
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への適合（火災による損傷の防止）

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への適合第四十一条 火災による損傷の防止第四十一条 重大事故等対処施設は、火災により重大事故等に対処するために重大事故等対処施設は、火災により重大事故等に対処するために必要な機必要な機能を損なうおそれがないよう、火災の発生を防止することができ、能を損なうおそれがないよう、火災の発生を防止することができ、かつ、火災

かつ、火災感知設備及び消火設備を有するものでなければならない。

感知設備及び消火設備を有するものでなければならない。

適合のための設計方針
重大事故等対処施設は火災により重大事故等に対処するために必要な機能を損なうおそれがないよう，火災発生防止，火災感知及び消火の措置を講じるものとする。
(1) 火災発生防止
潤滑油等の発火性又は引火性物質を内包する機器は，漏えいを防止する設計とする。万一，潤滑油等が漏えいした場合に，漏えいの拡大を防止する堰等を設ける設計とする。
重大事故等対処施設は，不燃性材料若しくは難燃性材料と同等以上の性能を有するものである場合又は他の重大事故等対処施設，設計基準事故対処設備等に火災が発生することを防止するための措置が講じられている場合を除き，不燃性材料若しくは難燃性材料を使用した設計とする。

東海第二の他条文の記載との整合適合のための設計方針
重大事故等対処施設は火災により重大事故等に対処するために必要な機能を損なうおそれがないよう，火災発生防止，火災感知及び消火の措置を講じるものとする。
(1) 火災発生防止
潤滑油等の発火性又は引火性物質を内包する設備は，漏えいを防止する設計 記載の適正化とする。万一，潤滑油等が漏えいした場合に，漏えいの拡大を防止する堰等を設ける設計とする。
重大事故等対処施設は，不燃性材料若しくは難燃性材料と同等以上の性能を有するものである場合又は他の重大事故等対処施設，設計基準事故対処設備等に火災が発生することを防止するための措置が講じられている場合を除き，不燃性材料若しくは難燃性材料を使用した設計とする。

電気系統については，必要に応じて，過電流継電器等の保護装置と遮断器の組電気系統については，必要に応じて，過電流継電器等の保護装置と遮断器の組み合わせ等により，過電流による過熱，焼損の防止を図るとともに，必要な電気 み合わせ等により，過電流による過熱，焼損の防止を図るとともに，必要な電気設備に接地を施す設計とする。
設備に接地を施す設計とする。
落雷や地震により火災が発生する可能性を低減するため，避雷設備を設ける
落雷や地震により火災が発生する可能性を低減するため，避雷設備を設けるとともに，施設の区分に応じた耐震設計を行う。
とともに，施設の区分に応じた耐震設計を行う。
(2) 火災感知及び消火(2) 火災感知及び消火
重大事故等対処施設に対して，早期の火災感知及び消火を行うため異なる種
重大事故等対処施設に対して，早期の火災感知及び消火を行うため異なる種類の感知器を設置する設計とする。
類の感知器を設置する設計とする。
消火設備は，自動消火設備，手動操作による固定式消火設備，水消火設備及び消火設備は，自動消火設備，手動操作による固定式消火設備，水消火設備及び消火器を設置する設計とし，重大事故等対処施設を設置する火災区域又は火災 消火器を設置する設計とし，重大事故等対処施設を設置する火災区域又は火災
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【対象項目：

第４１条

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉】

東海第二発電所

備考

区画のうち，煙の充満又は放射線の影響により消火活動が困難なところには，自 区画のうち，煙の充満又は放射線の影響により消火活動が困難なところには，自動消火設備又は手動操作による固定式消火設備を設置する設計とする。
動消火設備又は手動操作による固定式消火設備を設置する設計とする。
火災区域又は火災区画の火災感知設備及び消火設備は，重大事故等対処施設
火災区域又は火災区画の火災感知設備及び消火設備は，重大事故等対処施設の区分に応じて，地震発生時に機能を維持できる設計とする。
の区分に応じて，地震発生時に機能を維持できる設計とする。

(3) 消火設備の破損，誤動作又は誤操作について
消火設備の破損，誤動作又は誤操作が起きた場合においても，消火設備の消
火方法，消火設備の配置設計等を行うことにより，重大事故等に対処する機能を損なわない設計とする。

(3) 消火設備の破損，誤動作又は誤操作について
消火設備の破損，誤動作又は誤操作が起きた場合においても，消火設備の消
火方法，消火設備の配置設計等を行うことにより，重大事故等に対処する機能を損なわない設計とする。

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【対象項目：

第４１条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

10.5 火災防護設備
10.5.2 重大事故等対処施設
10.5.2.1 概要
発電用原子炉施設内の火災区域及び火災区画に設置される重大事故等対処施設を火災から防護することを目的として，火災の発生防止，火災の感知及び消火のそれぞれを考慮した火災防護対策を講じる。
発電用原子炉施設の火災の発生防止については，発火性又は引火性物質を内包する設備
及びこれらの設備を設置する火災区域又は火災区画に対する火災の発生防止対策を講じ

10.5 火災防護設備
10.5.2 重大事故等対処施設
10.5.2.1 概要
発電用原子炉施設内の火災区域及び火災区画に設置される重大事故等対処施設を火災から防護することを目的として，火災の発生防止，火災の感知及び消火のそれぞれを考慮した火災防護対策を講じる。
発電用原子炉施設の火災の発生防止については，発火性又は引火性物質を内包する設備
及びこれらの設備を設置する火災区域又は火災区画に対する火災の発生防止対策を講じ

備考

るほか，可燃性の蒸気又は可燃性の微粉に対する対策，発火源への対策，水素ガスに対す るほか，可燃性の蒸気又は可燃性の微粉に対する対策，発火源への対策，水素に対する換 ③の相違
る換気及び漏えい検知対策，放射線分解等により発生する水素ガスの蓄積防止対策，並び 気及び漏えい検出対策，放射線分解等により発生する水素の蓄積防止対策，並びに電気系 東海第二は，審査基準の用語「検出」と記載，③の相違に電気系統の過電流による過熱及び焼損の防止対策等を行う。
統の過電流による過熱及び焼損の防止対策等を行う。
火災の感知及び消火については，重大事故等対処施設に対して，早期の火災感知及び消火災の感知及び消火については，重大事故等対処施設に対して，早期の火災感知及び消火を行うための火災感知設備及び消火設備を設置する。
火を行うための火災感知設備及び消火設備を設置する。
火災感知設備及び消火設備は，想定される自然現象に対して当該機能が維持され，かつ， 火災感知設備及び消火設備は，想定される自然現象に対して当該機能が維持され，かつ，重大事故等対処施設は，消火設備の破損，誤動作又は誤操作によって重大事故等に対処す 重大事故等対処施設は，消火設備の破損，誤動作又は誤操作によって重大事故等に対処する機能を失うことのないように設置する。

る機能を失うことのないように設置する。

10.5.2.2 設計方針
10.5.2.2 設計方針
火災区域又は火災区画に設置される重大事故等対処施設を火災から防護することを目
火災区域又は火災区画に設置される重大事故等対処施設を火災から防護することを目的として，火災発生防止，火災の感知及び消火のそれぞれを考慮した火災防護対策を講じる。
(1) 火災発生防止
発火性又は引火性物質の漏えい防止の措置や不燃性材料又は難燃性材料の使用等，火災の発生を防止する。

的として，火災発生防止，火災の感知及び消火のそれぞれを考慮した火災防護対策を講じる。
(1) 火災発生防止
発火性又は引火性物質の漏えい防止の措置や不燃性材料又は難燃性材料の使用等，火災の発生を防止する。

(2) 火災の感知及び消火(2) 火災の感知及び消火
火災感知設備及び消火設備は，重大事故等対処施設に対して，早期の火災感知及び消火
火災感知設備及び消火設備は，重大事故等対処施設に対して，早期の火災感知及び消火を行うよう設置する。

を行うよう設置する。

10.5.2.3 主要設備の仕様(1) 火災感知設備

10.5.2.3 主要設備の仕様(1) 火災感知設備

重大事故等対処施設に対する火災感知設備の火災感知器の概略を第 10.5−2 表に示す。 重大事故等対処施設に対する火災感知設備の火災感知器の概略を第 10.5−2 表に示す。
(2) 消火設備(2) 消火設備
重大事故等対処施設に対する消火設備の主要機器仕様を第 10.5−3 表に示す。
重大事故等対処施設に対する消火設備の主要機器仕様を第 10.5−3 表に示す。
10.5.2.4 主要設備

10.5.2.4 主要設備

(1) 火災発生防止設備
重大事故等対処施設は，「1.6.2 重大事故等対処施設の火災防護に関する基本方針」に(1) 火災発生防止設備
重大事故等対処施設は，「1.5.2 重大事故等対処施設の火災防護に関する基本方針」に ①の相違
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第４１条】

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東海第二発電所

備考

おける「1.6.2.2(1) 重大事故等対処施設の火災発生防止」に示すとおり，発火性又は引 おける「1.5.2.2.1 重大事故等対処施設の火災発生防止」に示すとおり，発火性又は引火 ①の相違
火性物質の漏えい防止，拡大防止のための堰等を設置する。

性物質の漏えい防止，拡大防止のための堰等を設置する。
また，非難燃ケーブルについては，難燃ケーブルと同等以上の性能を確保するため，非 東海第二は、非難燃ケーブルにつ
難燃ケーブル及びケーブルトレイを防火シートで覆い，複合体を形成する設計とする。 いて難燃ケーブルと同等以上の複合体の概要図を第 10.5−1 図に示す。

難燃性能を確保するため、代替措
置（複合体）を施す設計であることを記載。

(2) 火災感知設備(2) 火災感知設備
火災感知設備の火災感知器は，各火災区域又は火災区画における放射線，取付面高さ，火災感知設備の火災感知器は，各火災区域又は火災区画における放射線，取付面高さ，温度，湿度，空気流等の環境条件や，炎が生じる前に発煙すること等，予想される火災の 温度，湿度，空気流等の環境条件や，炎が生じる前に発煙すること等，予想される火災の性質を考慮して，火災感知器を設置する火災区域又は火災区画の重大事故等対処施設の種 性質を考慮して，火災感知器を設置する火災区域又は火災区画の重大事故等対処施設の種類に応じ，火災を早期に感知できるよう，固有の信号を発するアナログ式の煙感知器，ア 類に応じ，火災を早期に感知できるよう，固有の信号を発するアナログ式の煙感知器，ア
ナログ式の熱感知器，又は非アナログ式の炎感知器から異なる種類の感知器を組み合わせ ナログ式の熱感知器の異なる種類の感知器を組み合わせて設置する設計とする。
て設置する設計とする。炎感知器は非アナログ式であるが，炎が発する赤外線又は紫外線
ただし，発火性又は引火性の雰囲気を形成するおそれのある場所及び屋外等は，非アナ 東海第二は、原則としてアナログを感知するため，炎が生じた時点で感知することができ，火災の早期感知に優位性がある。 ログ式も含めた組合せで設置する設計とする。炎感知器は非アナログ式であるが，炎が発 式の煙感知器と熱感知器を異なする赤外線又は紫外線を感知するため，炎が生じた時点で感知することができ，火災の早 る種類の組み合わせとする。これに屋外等については非アナログ
期感知に優位性がある。
式も組み合わせて設置することを記載。

東海第二は、原則としてアナログ
a. 一般区画
ａ．一般区画
一般区画は，アナログ式の煙感知器，アナログ式の熱感知器，又は非アナログ式の炎感
一般区画は，アナログ式の煙感知器，アナログ式の熱感知器の異なる種類の感知器を組 式の煙感知器と熱感知器を異なる種類の組み合わせとする。
知器（赤外線）から異なる種類の感知器を組み合わせて設置する。
み合わせて設置する。
b. 原子炉建屋オペレーティングフロア
原子炉建屋オペレーティングフロアは天井が高く大空間となっているため，火災による⑤の相違
原子炉建屋原子炉棟 6 階は天井が高く大空間となっているため，火災による熱が周囲に ⑤の相違

ｂ．原子炉建屋原子炉棟 6 階

熱が周囲に拡散することから，熱感知器による感知は困難である。
拡散することから，熱感知器による感知は困難である。
このため，アナログ式の光電分離型煙感知器と非アナログ式の炎感知器をそれぞれの監
このため，アナログ式の光電分離型煙感知器と非アナログ式の炎感知器（赤外線方式） 記載の適正化（赤外線方式の追視範囲に火災の検知に影響を及ぼす死角がないよう設置する設計とする。
をそれぞれの監視範囲に火災の検知に影響を及ぼす死角がないよう設置する設計とする。 記）
c. 原子炉格納容器
原子炉格納容器内には，アナログ式の煙感知器及び熱感知器を設置する設計とする。

ｃ．原子炉格納容器
原子炉格納容器内は，アナログ式の煙感知器及び熱感知器を設置する設計とする。

記載の適正化①

運転中の原子炉格納容器は，閉鎖した状態で長期間高温かつ高線量環境となることか
運転中の原子炉格納容器は，閉鎖した状態で長期間高温かつ高線量環境となることから，アナログ式の火災感知器が故障する可能性がある。このため，通常運転中，窒素ガス ら，アナログ式の火災感知器が故障する可能性がある。このため，通常運転中，窒素封入 ③の相違
封入により不活性化し火災が発生する可能性がない期間については，原子炉格納容器内の により不活性化し火災が発生する可能性がない期間については，原子炉格納容器内の火災火災感知器は，起動時の窒素ガス封入後に作動信号を除外する運用とし，プラント停止後 感知器は，原子炉起動時の窒素封入後に作動信号を除外する運用とし，プラント停止後に 記載の適正化（原子炉起動時）に速やかに取り替える設計とする。

速やかに取り替える設計とする。
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備考
東海第二においては，屋外部分はd. 常設代替交流電源設備ケーブル敷設区域
第一ガスタービン発電機のケーブルは，屋外の一部においては火災の発生するおそれがf.常設代替電源装置置場及び海ないようケーブルを埋設して敷設し，その他の屋外部分についてはアナログ式の異なる 2

水ポンプ室の記載に含まれる。屋

種類の感知器（炎感知器及び熱感知カメラ）を設置する設計とする。建屋内においてはケ

内（常設代替高圧電源装置置場地下）部分は原則通り，アナログ式

ーブルを敷設する火災区域又は火災区画にアナログ式の異なる 2 種の感知器（煙感知器
及び熱感知器）を設置する設計とする。

の煙感知器と熱感知器であり、特記していない。

e. 非常用ディーゼル発電機燃料移送系ケーブルトレンチ

東海第二おいては，非常用ディーゼル発電機用の年用移送系配非常用ディーゼル発電機燃料移送系ケーブルトレンチは，ハッチからの雨水の浸入によ

管は，常設代替高圧電源装置置場から地下のトンネル部を介しって高湿度環境になりやすく，一般的な煙感知器による火災感知に適さない。このため，防湿対策を施したアナログ式の煙吸引式検出設備，及び湿気の影響を受けにくいアナログて原子炉建屋まで接続されているが，設置する感知器は原則通りのアナログ式の煙感知器、熱式の光ファイバケーブル式の熱感知器を設置する設計とする。

感知器であり，特記していない。
東海第二は、これ以降にも原則（アナログ式の煙感知器と熱感

一方，以下に示す火災区域又は火災区画には，環境条件等を考慮し，上記とは異なる火災感知器を組み合わせて設置する。

知器を異なる種類の組み合わせとする。これに屋外等については
非アナログ式も組み合わせて設置する）通りの記載があるため記載なし。
f. 蓄電池室

ｄ．蓄電池室①の相違

充電時に水素発生のおそれがある蓄電池室は，万一の水素濃度の上昇を考慮し，火災を充電時に水素発生のおそれがある蓄電池室は，万一の水素濃度の上昇を考慮し，火災を早期に感知できるよう，非アナログ式の防爆型で，かつ固有の信号を発する異なる種類の 早期に感知できるよう，非アナログ式の防爆型で，かつ固有の信号を発する異なる種類の煙感知器及び熱感知器を設置する設計とする。
煙感知器及び熱感知器を設置する設計とする。
g. 常設代替交流電源設備（ガスタービン発電機一式，燃料地下タンク含む）設置区域，可 ｅ．常設代替高圧電源装置置場及び海水ポンプ室①の相違，②の相違

搬型重大事故等対処施設設置区域，モニタリング・ポスト用発電機区域，非常用ディー
ゼル発電機燃料移送系ポンプ区域，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設
備設置区域
常設代替交流電源設備（ガスタービン発電機一式，燃料地下タンク含む）設置区域，可常設代替高圧電源装置置場及び海水ポンプ室は屋外であるため，区域全体の火災を感知 ②の相違

搬型重大事故等対処施設設置区域，モニタリング・ポスト用発電機区域，非常用ディーゼ する必要があるが，火災による煙は周囲に拡散し煙感知器による火災感知は困難である。
ル発電機燃料移送系ポンプ区域，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備設置 また，降水等の浸入により火災感知器の故障が想定される。
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備考

区域は屋外開放であるため，区域全体の火災を感知する必要があるが，火災による煙は周囲に拡散し，煙感知器による火災感知は困難である。また，降水等の浸入により火災感知器の故障が想定される。
このため，アナログ式の屋外仕様の熱感知カメラ（赤外線方式），及び非アナログ式の 記載の適正化(赤外線方式の追このため，アナログ式の屋外仕様の熱感知カメラ及び非アナログ式の屋外仕様の炎感知器をそれぞれの監視範囲に火災の検知に影響を及ぼす死角がないよう設置する設計とす 屋外仕様の炎感知器（赤外線方式）をそれぞれの監視範囲に火災の検知に影響を及ぼす死 記)る。
角がないように設置する設計とする。
h. 常設代替交流電源設備燃料地下タンク
常設代替交流電源設備設置区域には上述のとおり炎感知器と熱感知カメラを設置する設計とする。これらに加えて，常設代替交流電源設備燃料地下タンク内部は燃料の気化に

ｆ．軽油貯蔵タンク設置区域，可搬型設備用軽油タンク設置区域及び緊急時対策所用発電 ①の相違，②の相違
機燃料油貯蔵タンク
軽油貯蔵タンク，可搬型設備用軽油タンク及び緊急時対策所用発電機燃料油貯蔵タンク ②の相違

よる引火性又は発火性の雰囲気を形成していることから，タンク内部の空間部に非アナロ 内部は，燃料の気化による引火性又は発火性の雰囲気を形成している。
グ式の防爆型の熱感知器を設置する設計とする。

このため，タンクマンホール内の空間部に非アナログ式の防爆型熱感知器及び防爆型煙 記載の適正化①
感知器を設置する設計とする。

①の相違，②の相違
格納容器フィルタベント設置区域は，上部が外気に開放されていることから，当該区域
格納容器圧力逃がし装置格納槽は，原子炉建屋に隣接した鉄筋コンクリート製の地下格 KK は地上設置で屋外仕様の感知で火災が発生した場合は，煙は屋外に拡散する。
納槽である。この区域で火災が発生した場合，煙は格納槽内部に充満することから煙感知 器を設置、東海第二は地下格納槽
また，降水等の浸入により火災感知器の故障が想定される。このため，当該区域に設置 器による感知は可能である。格納容器圧力逃がし装置が稼働した場合，フィルタ装置の温 に設置であるため、設置する感知する機器の特性を考慮し，制御盤内にアナログ式の煙感知器を設置する設計とし，格納容 度上昇に伴い雰囲気温度も上昇するが，その温度はアナログ式の熱感知器の使用範囲内で 器も異なる。

i. 格納容器フィルタベント設置区域

ｇ．格納容器圧力逃がし装置格納槽器フィルタベント設置区域全体を感知する屋外仕様の炎感知器を設置する設計とする。

ある。以上により，異なる種類の感知器として煙感知器と熱感知器を設置する設計とする。
東海第二は，e．軽油貯蔵タンク
設置区域,可搬型設備用軽油タン
ク設置区域及び緊急時対策所用
発電機燃料油貯蔵タンク設置区
域 に記載。

j. 非常用ディーゼル発電機軽油タンク区域
屋外開放の区域である非常用ディーゼル発電機軽油タンク区域は，火災による煙は周囲に拡散し，煙感知器による火災感知は困難である。また，降水等の浸入により火災感知器の故障が想定される。さらに，軽油タンク内部は燃料の気化による引火性又は発火性の雰
囲気を形成している。
このため，非常用ディーゼル発電機軽油タンク区域には非アナログ式の屋外仕様の炎感
知器を監視範囲に火災の検知に影響を及ぼす死角がないよう設置することに加え，タンク
内部の空間部に防爆型の非アナログ式熱感知器を設置する設計とする。

東海第二固有の設備であり、KK
常設低圧代替注水系ポンプ室及び緊急用海水ポンプピットは，原子炉建屋に隣接した鉄 では記載なし。

ｈ．常設低圧代替注水系ポンプ室及び緊急用海水ポンプピット

筋コンクリート製の地下格納槽である。これらの区域で火災が発生した場合，煙は格納槽内部に充満することから，煙感知器による感知は可能であるため，異なる種類の感知器として煙感知器と熱感知器を設置する設計とする。
k. 主蒸気管トンネル室
主蒸気管トンネル室については，通常運転中は高線量環境となることから，アナログ式①の相違
放射線量が高い場所（主蒸気管トンネル室）にアナログ式の火災感知器を設置する場合， 記載の適正化①ｉ．主蒸気管トンネル室の火災感知器を設置する場合，放射線の影響により火災感知器の故障が想定される。この 放射線の影響により火災感知器の故障が想定される。このため，放射線の影響を受けない
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備考

ため，放射線の影響を受けないよう検出器部位を当該区画外に配置するアナログ式の煙吸 よう検出器部位を当該区画外に配置するアナログ式の煙吸引式検出設備を設置する設計
引式検出設備を設置する設計とする。加えて，放射線の影響を考慮した非アナログ式の熱 とする。加えて，放射線の影響を考慮した非アナログ式の熱感知器を設置する設計とする。
感知器を設置する設計とする。
KK 固有の設備であり，東海第二l. 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備ケーブル敷設区域に記載なし

可搬型電源設備ケーブルの敷設区域のうち，電線管が屋外に露出する部分は，電線管にアナログ式の光ファイバケーブル式熱感知器を設置するとともに，屋外仕様の炎感知器を設置する。
また，火災により重大事故等対処施設としての機能への影響が考えにくい火災防護対象機器のみを設けた火災区域又は火災区画については，消防法又は建築基準法に基づく火災 機器のみを設けた火災区域又は火災区画については，消防法又は建築基準法に基づく火災感知器を設置する設計とする。
感知器を設置する設計とする。
また，火災により重大事故等対処施設としての機能への影響が考えにくい火災防護対象(3) 消火設備(3) 消火設備
重大事故等対処施設を設置する火災区域又は火災区画の火災を早期に消火するために，重大事故等対処施設を設置する火災区域又は火災区画の火災を早期に消火するために，すべての火災区域の消火活動に対処できるように，「1.6.1.3.2. (12) 消火栓の配置」に すべての火災区域の消火活動に対処できるように，「1.5.1.3.2 (12) 消火栓の配置」に ①の相違
基づき消火栓設備を設置する。消火栓設備の系統構成を第 10.5−1 図に示す。

基づき消火栓設備を設置する。消火栓設備の系統構成を第 10.5−2 図に示す。

図面番号の相違

また，その他の消火設備は，火災発生時の煙の充満又は放射線の影響により消火活動がまた，その他の消火設備は，火災発生時の煙の充満又は放射線の影響により消火活動が困難な火災区域又は火災区画であるかを考慮し，以下のとおり設置する。
困難な火災区域又は火災区画であるかを考慮し，以下のとおり設置する。
消火設備は，第 10.5−1 表に示す故障警報を中央制御室に発する設備を設置する。

消火設備は，第 10.5−1 表に示す故障警報を中央制御室に発する設備を設置する。

a. 重大事故等対処施設を設置する火災区域又は火災区画に設置する消火設備
ａ．重大事故等対処施設を設置する火災区域又は火災区画に設置する消火設備(a) 火災発生時の煙の充満又は放射線の影響により消火活動が困難となる火災区域又は (a) 火災発生時の煙の充満又は放射線の影響により消火活動が困難となる火災区域又は火災区画に設置する消火設備
火災区画に設置する消火設備
火災発生時の煙の充満又は放射線の影響により消火活動が困難となる火災区域又は火火災発生時の煙の充満又は放射線の影響により消火活動が困難となる火災区域又は火災区画には，自動又は中央制御室からの手動起動による消火設備である全域ガス消火設
災区画には，自動又は手動起動による消火設備である全域ガス消火設備又は局所ガス消 東海第二は，現場での手動操作も考慮した記載。
火設備を設置する。
備又は局所ガス消火設備を設置する。
全域ガス消火設備，局所ガス消火設備の概要図を第 10.5−2 図に示す。

全域ガス消火設備及び局所ガス消火設備の概要図を第 10.5−3 図に示す。

記載の適正化，図面番号の相違

ただし，以下に示す火災区域又は火災区画については上記と異なる消火設備を設置する
ただし，以下に示す火災区域又は火災区画については上記と異なる消火設備を設置する設計とし，非常用ディーゼル発電機室及び非常用ディーゼル発電機燃料ディタンク室は， 設計とし，非常用ディーゼル発電機室及び非常用ディーゼル発電機燃料デイタンク室及び ②の相違
二酸化炭素消火設備を設置する。

緊急時対策所用発電機室は，二酸化炭素消火設備を設置する。

東海第二は,原子炉建屋原子炉棟
6 階は消火困難とならないエリア
置する。
火災により重大事故等対処施設の機能へ影響を及ぼすおそれが考えにくい火災区域又火災により重大事故等対処施設の機能へ影響を及ぼすおそれが考えにくい火災区域又 として整理しており,記載に相違があるものの，オペレーティング
は火災区画には，消防法又は建築基準法に基づく消火設備を設置する。
は火災区画には，消防法又は建築基準法に基づく消火設備を設置する。
フロアは KK も同様に消火器で消原子炉建屋通路部及びオペレーティングフロアには，局所ガス消火設備及び消火器を設

原子炉建屋通路部は，局所ガス消火設備及び消火器を設置する。

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備考(b) 火災発生時の煙の充満又は放射線の影響により消火活動が困難とならない火災区域 (b) 火災発生時の煙の充満又は放射線の影響により消火活動が困難とならない火災区域 火する設計としている。
又は火災区画に設置する消火設備
又は火災区画に設置する消火設備ⅰ) 中央制御室及び緊急時対策所①の相違，②の相違
ⅰ. 中央制御室，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）
火災発生時の煙の充満又は放射線の影響により消火活動が困難とならない中央制御室，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）には，消火器を設置する。

火災発生時の煙の充満又は放射線の影響により消火活動が困難とならない中央制御②の相違
室及び緊急時対策所には，消火器を設置する。

中央制御室床下フリーアクセスフロアは，中央制御室からの手動操作により早期の起動が可能な固定式ガス消火設備を設置する設計とする。

中央制御室床下コンクリートピットは，中央制御室からの手動操作により早期の起 ②の相違
東海第二は手動起動も可能な自動も可能なハロゲン化物自動消火設備（局所）を設置する設計とする。
動消火設備で，KK は手動式。
緊急時対策所は，中央制御室の運転員あるいは監視所の警備員により，粉末消火器 東海第二の緊対所は監視所の警備員による消火も想定しているまたは二酸化炭素消火器で消火を行う設計とする。
ので別に記載。

ⅱ. 原子炉格納容器
原子炉格納容器について，起動中においては所員用エアロック室及びその近傍の通路に必要な消火能力を満足する消火器を設置し，低温停止中においては原子炉格納容
器内の各フロアに必要な消火能力を満足する消火器を設置する。
ⅲ. 可燃物が少ない火災区域又は火災区画
可燃物が少ない火災区域又は火災区画には，消火器を設置する。
ⅳ. 屋外の火災区域
屋外の火災区域については，消火器又は移動式消火設備により消火を行う設計とする。

①の相違
原子炉格納容器について，起動中においては所員用エアロック近傍に必要な消火能 東海第二はエアロック室という力を満足する消火器を設置し，低温停止中においては原子炉格納容器内の各フロアに 名称の部屋はないため、近傍に配置と記載。
必要な消火能力を満足する消火器を設置する。

ⅱ) 原子炉格納容器ⅲ) 可燃物が少ない火災区域又は火災区画①の相違

可燃物が少ない火災区域又は火災区画には，消火器を設置する。
ⅳ) 屋外の火災区域①の相違

屋外の火災区域については，消火器又は移動式消火設備により消火を行う設計とする。

10.5.2.5 試験検査
(1) 火災感知設備「10.5.1.5(1) 火災感知設備」の基本方針を適用する。

10.5.2.5 試験検査
(1) 火災感知設備「10.5.1.5(1) 火災感知設備」の基本方針を適用する。

(2) 消火設備「10.5.1.5(2) 消火設備」の基本方針を適用する。

(2) 消火設備「10.5.1.5(2) 消火設備」の基本方針を適用する。

10.5.2.6 体制「10.5.1.6 体制」の基本方針を適用する。

10.5.2.6 体
制「10.5.1.6 体制」の基本方針を適用する。

10.5.2.7 手順等
10.5.2.7 手 順 等
火災防護計画には，計画を遂行するための体制，責任の所在，責任者の権限，体制の運火災防護計画には，計画を遂行するための体制，責任の所在，責任者の権限，体制の運35／45

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備考

営管理，必要な要員の確保及び教育訓練並びに火災防護対策を実施するために必要な手順 営管理，必要な要員の確保及び教育訓練並びに火災防護対策を実施するために必要な手順について定める。また，重大事故等対処施設を火災から防護するため，火災区域及び火災 について定める。また，重大事故等対処施設を火災から防護するため，火災区域及び火災区画を考慮した火災の発生防止，火災の早期感知及び消火のそれぞれの深層防護の概念に 区画を考慮した火災の発生防止，火災の早期感知及び消火のそれぞれの深層防護の概念に基づく火災防護対策等について定める。
基づく火災防護対策等について定める。
このうち，火災防護対策を実施するために必要な手順の主なものを以下に示す。
このうち，火災防護対策を実施するために必要な手順の主なものを以下に示す。
(1) 火災が発生していない平常時の対応においては，以下の手順を整備し，操作を行う。 (1) 火災が発生していない平常時の対応においては，以下の手順を整備し，操作を行う。
ａ．中央制御室内の巡視点検によって，火災が発生していないこと及び火災感知設備に
a. 中央制御室内の巡視点検によって，火災が発生していないこと及び火災感知設備に異異常がないことを火災受信機盤で確認する。
常がないことを火災受信機盤で確認する。
ｂ．消火設備の故障警報が発信した場合には，中央制御室及び必要な現場の制御盤の警b. 消火設備の故障警報が発信した場合には，中央制御室及び必要な現場の制御盤の警報を確認するとともに，消火設備が故障している場合には，早期に必要な補修を行う。

報を確認するとともに，消火設備が故障している場合には，早期に必要な補修を行う。

(2) 消火設備のうち，自動消火設備を設置する火災区域又は火災区画における火災発生時 (2) 消火設備のうち，自動消火設備を設置する火災区域又は火災区画における火災発生時の対応においては，以下の手順を整備し，操作を行う。
の対応においては，以下の手順を整備し，操作を行う。
ａ．火災感知器が作動した場合は，火災区域又は火災区画からの退避警報及び自動消火
a. 火災感知器が作動した場合は，火災区域又は火災区画からの退避警報及び自動消火設備の作動状況を確認する。
設備の作動状況を確認する。
ｂ．自動消火設備の作動後は，消火状況の確認，プラント運転状況の確認等を行う。
b. 自動消火設備の作動後は，消火状況の確認，プラント運転状況の確認等を行う。
(3) 消火設備のうち，手動操作による固定式消火設備を設置する火災区域又は火災区画に (3) 消火設備のうち，手動操作による固定式消火設備を設置する火災区域又は火災区画
における火災発生時の対応においては，以下の手順を整備し，操作を行う。
おける火災発生時の対応においては，以下の手順を整備し，操作を行う。
a. 火災感知器が作動し，火災を確認した場合は，初期消火活動を行う。
b. 消火が困難な場合は，職員の退避を確認後，固定式消火設備を手動操作により作動させ，作動状況の確認，消火状況の確認，プラント運転状況の確認等を行う。
(4) 原子炉格納容器内における火災発生時の対応においては，以下の手順を整備し，操作を行う。
a. 原子炉格納容器内の火災の早期感知及び消火を図るために，低温停止中，起動中の火災発生に対する消火戦略を整備し，訓練を実施する。
b. 起動中の原子炉格納容器内の火災感知器が発報した場合には，プラントを停止するとともに，消火戦略に基づき原子炉格納容器内への進入の可否を判断し，消火活動を行う。なお，原子炉格納容器内点検終了後から窒素ガス置換完了までの間で原子炉格
納容器内の火災が発生した場合には，火災による延焼防止の観点から窒素ガス封入作
業を継続し，原子炉格納容器内の等価火災時間が経過した後に開放し現場確認を行う。

(5) 中央制御室内における火災発生時の対応においては，以下の手順を整備し，操作をａ．火災感知器が作動し，火災を確認した場合は，初期消火活動を行う。
ｂ．消火が困難な場合は，職員の退避を確認後，固定式消火設備を手動操作により作動させ，作動状況の確認，消火状況の確認，プラント運転状況の確認等を行う。
(4) 原子炉格納容器内における火災発生時の対応においては，以下の手順を整備し，操作を行う。
ａ．原子炉格納容器内の火災の早期感知及び消火を図るために，低温停止中，起動中の火災発生に対する消火戦略を整備し，訓練を実施する。
ｂ．起動中の原子炉格納容器内の火災感知器が発報した場合には，プラントを停止するとともに，消火戦略に基づき原子炉格納容器内への進入の可否を判断し，消火活動を行う。なお，原子炉格納容器内点検終了後から窒素置換完了までの間で原子炉格納容 ③の相違
器内の火災が発生した場合には，火災による延焼防止の観点から，窒素封入開始後， 東海第二は，より早期の消火活動
約 1.5 時間を目安に窒素封入作業の継続による窒息消火又は窒素封入作業を中止し， を行う観点から，窒素封入継続による窒息消火か空気置換を行っ
早期の消火活動を実施する。
た後の消火活動による消火のいずれかを選択するための目安時
間を過去の窒素封入の実績時間から設定。
(5) 中央制御室内における火災発生時の対応においては，以下の手順を整備し，操作を
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柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：

第４１条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉行う。
a. 火災感知器，高感度煙検出設備により火災を感知し，火災を確認した場合は，常駐する運転員により制御盤内では二酸化炭素消火，それ以外では消火器を用いた初期消火
活動，プラント運転状況の確認等を行う。
b. 煙の充満により運転操作に支障がある場合は，火災発生時の煙を排気するため，排煙設備を起動する。
(6) 水素濃度検出器を設置する火災区域又は火災区画における水素濃度上昇時の対応として，換気設備の運転状態の確認，換気設備の追加起動等を実施する手順を整備し，操作を行う。

東海第二発電所行う。
ａ．火災感知器，高感度煙感知器により火災を感知し，火災を確認した場合は，常駐す 記載の適正化①
る運転員により制御盤内では二酸化炭素消火器，それ以外では粉末消火器を用いた初 記載の適正化
期消火活動，プラント運転状況の確認等を行う。
ｂ．煙の充満により運転操作に支障がある場合は，火災発生時の煙を排気するため，排煙設備を起動する。
(6) 水素濃度検出器を設置する火災区域又は火災区画における水素濃度上昇時の対応として，換気設備の運転状態の確認，換気設備の追加起動等を実施する手順を整備し，操作を行う。

(7) 火災発生時の消火戦略を整備し，訓練を実施する。

(7) 火災発生時の消火戦略を整備し，訓練を実施する。

(8) 可燃物の持込み状況，防火扉の状態，火災の原因となり得る，過熱や引火性液体の漏(8) 可燃物の持込み状況，防火扉の状態，火災の原因となり得る，過熱や引火性液体の漏えい等を監視するための監視手順を定め，防火監視を実施する。

えい等を監視するための監視手順を定め，防火監視を実施する。
(9) 火気作業における火災発生防止及び火災発生時の規模の局限化，影響軽減を目的とした火気作業管理手順について定め，これを実施する。火気作業管理手順には，以下を含める。
a. 火気作業における作業体制

備考(9) 火気作業における火災発生防止及び火災発生時の規模の局限化，影響軽減を目的とした火気作業管理手順について定め，これを実施する。火気作業管理手順には，以下を含める。

b. 火気作業前の確認事項

ａ．火気作業における作業体制
ｂ．火気作業前の確認事項

c. 火気作業中の留意事項（火気作業時の養生，消火器等の配備，監視人の配置等）
d. 火気作業後の確認事項（残り火の確認等）
e. 安全上重要と判断された区域における火気作業の管理
f. 火気作業養生材に関する事項（不燃シートの使用等）
g. 仮設ケーブル（電工ドラム含む）の使用制限
h. 火気作業に関する教育

ｃ．火気作業中の留意事項（火気作業時の養生，消火器等の配備，監視人の配置等）
ｄ．火気作業後の確認事項（残り火の確認等）
ｅ．安全上重要と判断された区域における火気作業の管理
ｆ．火気作業養生材に関する事項（不燃シートの使用等）
ｇ．仮設ケーブル（電工ドラム含む）の使用制限
ｈ．火気作業に関する教育(10)火災防護設備は，その機能を維持するため，保守計画に基づき適切に保守管理，点検 (10) 火災防護設備は，その機能を維持するため，保守計画に基づき適切に保守管理，点を実施するとともに，必要に応じ補修を行う。
検を実施するとともに，必要に応じ補修を行う。
(11)発電用原子炉施設内の火災区域又は火災区画に設置される重大事故等対処施設を火 (11) 発電用原子炉施設内の火災区域又は火災区画に設置される重大事故等対処施設を災から防護することを目的として，以下のとおり教育・訓練を定め，これを実施する。
火災から防護することを目的として，以下のとおり教育・訓練を定め，これを実施す
a. 防火・防災管理者及びその代行者は，消防機関が行う講習会及び研修会等に参加する。
る。
ａ．防火・防災管理者及びその代行者は，消防機関が行う講習会及び研修会等に参加
b. 自衛消防隊に係る訓練として総合消防訓練，初期対応訓練，火災対応訓練等を定めする。
る。
ｂ．自衛消防隊に係る訓練として総合消防訓練，初期対応訓練，火災対応訓練等を定c. 所員に対して，火災の発生防止，火災の感知及び消火を考慮し，火災防護関連法
める。
令・規程類等，火災発生時における対応手順，可燃物及び火気作業に関する運営管ｃ．所員に対して，火災の発生防止，火災の感知及び消火を考慮し，火災防護関連法
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柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：

第４１条

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉
理，危険物（液体，気体）の漏えい・流出時の措置に関する教育を行うことを定める。

】

東海第二発電所

備考

令・規程類等，火災発生時における対応手順，可燃物及び火気作業に関する運営管
理，危険物（液体，気体）の漏えい・流出時の措置に関する教育を行うことを定め
る。

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柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：

第４１条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

第 10.5−1 表 消火設備の主な故障警報

第10.5−1表 消火設備の主な故障警報

備考

②の相違

※火災感知は火災区域に設置された感知器または消火設備のガス放出信号により中央制御室に警報を発報する。また，動作原理を含め極めて単純な構造であることから故障は考えにくいが，中央制御室での警報と現場状況の確認により誤動作は確認可能。

※1：火災検知については火災区域に設置された感知器又は消火設備のガス放出信号により中操に警報発報。
また，作動原理を含め極めて単純な構造であることから故障は考えにくいが，誤作動についてはガス放出信号により確認可能。

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柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：

第４１条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

第 10.5−2 表 火災感知設備の火災感知器の概略

第 10.5−2 表 火災感知設備の火災感知器の概略

備考

②の相違

＊1：ここでいう「アナログ式」は，平常時の状況（温度，煙の濃度）を監視し，かつ，火災現象（急激な温度や煙の濃度の上昇）を把握することができる機能を持つものと定義する。
＊2：原子炉格納容器に設置する火災感知器は，運転中は信号を除外する設定とし，プラント停止後に取替えを行う。
＊3：非常用ディーゼル発電機軽油タンク区域は屋外であるが，タンク内に軽油を内包していることから，火災感知器は屋外仕様炎感知器（赤外線）と，タン
ク内への熱感知器（防爆型）を設置。

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柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：

第４１条

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

第 10.5−3 表 消火設備の主要機器仕様

第 10.5−3 表 消火設備の主要機器仕様(1) 電動機駆動消火ポンプ（5 号，6 号及び 7 号炉共用）
個
数
1 台以上
容
量
約 2950 L/min(2) ディーゼル駆動消火ポンプ（5 号，6 号及び 7 号炉共用）
個

数

】

1 台以上

容
量
約 2950 L/min(3) 全域ガス消火設備
消 火 剤：ハロン 1301 又は HFC-227ea
必要消火剤量 ：ハロン 1301 防護区画の体積 1m3 当たり 0.32kg 以上

備考②の相違，設備仕様の相違(1)電動機駆動消火ポンプ
１）電動機駆動消火ポンプ（東海発電所及び東海第二発電所共用，既設）
台
数
1
出
力
約 110kW容量約 227m３／h

２）構内消火用ポンプ（東海発電所及び東海第二発電所共用）
台
出
容

数
力
量

1
約 110kW
約 227m３／h

HFC-227ea 防護区画の体積 1m3 当たり 0.55〜0.72kg 以上
設置箇所：火災発生時の煙の充満等による消火活動が困難な火災区域又は火災区画(4) 局所ガス消火設備
消 火 剤：ハロン 1301 又は FK-5-1-12
必要消火剤量 ：ハロン 1301 防護対象の空間体積 1m3 当たり 5.0kg 以下
FK-5-1-12 防護対象の空間体積 1m3 当たり 0.84〜1.46kg に開口設置箇所補償を見込む：原子炉建屋通路部における主要な可燃物（油内包機器，電源盤，制御盤，ケーブルトレイ）(2)ディーゼル駆動消火ポンプ
１）ディーゼル駆動消火ポンプ（東海発電所及び東海第二発電所共用，既設）
台
数
1
出
容

力
量

約 131kW
約 261m３／h２）ディーゼル駆動構内消火ポンプ（東海発電所及び東海第二発電所共用）
台
出
容

数
力
量

1
約 131kW
約 261m３／h(3)二酸化炭素自動消火設備
消 火 剤：二酸化炭素
消火方式：全域放出方式
設置個所：ディーゼル発電機室(4)ハロゲン化物自動消火設備
消 火 剤：ハロン 1301（全域／局所）：FK-5-1-12（局所）
消火方式：全域放出方式（ハロン 1301）：局所放出方式（FK-5-1-12／ハロン 1301）
設置個所：火災発生時の煙の充満等による消火活動が困難な火災区域又は火災区
画

41／45

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

第４１条

】

東海第二発電所

備考

第 10.5−1 図 非難燃ケーブルに対する複合体の形成

東海第二固有であり,KK にはない

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柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：

第４１条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

第 10.5−1 図 消火栓設備系統概要図

第 10.5−2 図 屋内及び構内消火栓設備の系統構成

第 10.5−3(1)図 二酸化炭素自動消火設備（全域）概要図

備考

図番号の相違設備名称の相違
東海第二は二酸化炭素自動消火
設備も記載

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柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：

第４１条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

第 10.5−2 図 全域ガス消火設備概要図

第 10.5−3(2)図 ハロゲン化物自動消火設備（全域）概要図

設備名称の相違

第 10.5−3(3)図 ハロゲン化物自動消火設備（局所）概要図

設備名称の相違
東海第二は局所の概要図も記載

44／45

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：

第４１条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

第 10.5−3 図 全域ハロン自動消火設備系統概要図

第 10.5−4 図 系統分離に応じた独立性を考慮した消火設備概要

図番の相違。東海第二はハロンの全域だけでなく二酸化炭素消火設備もあるため、図タイトルが違う

第 10.5−4 図 自衛消防組織体制

第 10.5−5 図 自衛消防隊の編成

東海第二の社内規定で用いている用語を記載
図番の相違

45／45

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：第４３条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉
1.1.7

重大事故等対処設備に関する基本方針

東海第二発電所
1.1.7 重大事故等対処設備に関する基本方針

発電用原子炉施設は，重大事故に至るおそれがある事故が発生した場合において，炉心，使用済

発電用原子炉施設は，重大事故に至るおそれがある事故が発生した場合において，炉心，使用済

燃料プール内の燃料体等及び運転停止中における原子炉の燃料体の著しい損傷を防止するため

燃料プール内の燃料体等及び運転停止中における原子炉の燃料体の著しい損傷を防止するために，また，重大事故が発生した場合においても，原子炉格納容器の破損及び発電所外への放射性物に，また，重大事故が発生した場合においても，原子炉格納容器の破損及び発電所外への放射性物

質の異常な放出を防止するために，重大事故等対処設備を設ける。

質の異常な放出を防止するために，重大事故等対処設備を設ける。

これらの設備については，当該設備が機能を発揮するために必要な系統（水源から注入先まで，流路を含む。
）までを含むものとする。

備考

これらの設備については，当該設備が機能を発揮するために必要な系統（水源から注入先まで，流路を含む。
）までを含むものとする。

また，設計基準対象施設のうち，想定される重大事故等時にその機能を期待するものは，重大事■先行 BWR との相違点

故等時に設計基準対象施設としての機能を期待する重大事故等対処設備（以下「重大事故等対処

・先行 BWR では重大事故等時に期待する DB

設備（設計基準拡張）」という。
）と位置付ける。

設備を「重大事故防止設備（設計基準拡張）」，「重大事故緩和設備（設計基準拡張）」として定義している。東二では，重大事故等時に期待する DB 設備を SA 設備（a.）と分類する。

重大事故等対処設備は，常設のものと可搬型のものがあり，以下のとおり分類する。
(1) 常設重大事故等対処設備
重大事故等対処設備のうち常設のもの
a． 常設重大事故防止設備

重大事故等対処設備は，常設のものと可搬型のものがあり，以下のとおり分類する。
(1) 常設重大事故等対処設備
重大事故等対処設備のうち常設のもの
a． 常設重大事故防止設備

重大事故に至るおそれがある事故が発生した場合であって，設計基準事故対処設備の安全重大事故に至るおそれがある事故が発生した場合であって，設計基準事故対処設備の安全機能又は使用済燃料プールの冷却機能若しくは注水機能が喪失した場合において，その喪失

機能又は使用済燃料プールの冷却機能若しくは注水機能が喪失した場合において，その喪失した機能（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に限る。
）を代替すした機能（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に限る。
）を代替することにより重大事故の発生を防止する機能を有する設備（重大事故防止設備）のうち，常設ることにより重大事故の発生を防止する機能を有する設備（重大事故防止設備）のうち，常設

のもの

のもの

b． 常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故防止設備であって，耐震重要施設（耐震 S クラス施設）に属する設計基準事
故対処設備が有する機能を代替するもの

ｂ．常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故防止設備であって，耐震重要施設に属する設計基準事故対処設備が有する機能を代替するもの■先行 BWR の記載を反映
・「耐震重要施設」は設置許可基準規則第三条にて定義されていることから，「（耐震
S クラス施設）」の記載は削除した。

c． 常設重大事故緩和設備

ｃ．常設重大事故緩和設備

重大事故等対処設備のうち，重大事故が発生した場合において，当該重大事故の拡大を防重大事故等対処設備のうち，重大事故が発生した場合において，当該重大事故の拡大を防止し，又はその影響を緩和するための機能を有する設備（重大事故緩和設備）のうち，常設の止し，又はその影響を緩和するための機能を有する設備（重大事故緩和設備）のうち，常設の

もの

もの

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柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：第４３条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考■先行 BWR との相違点

d． 常設重大事故防止設備（設計基準拡張）
設計基準対象施設のうち，重大事故等時に機能を期待する設備であって，重大事故の発生

・先行 BWR では，重大事故等時に期待するを防止する機能を有する上記 a.以外の常設のもの

DB 設備を「重大事故防止設備（設計基準e． 常設重大事故緩和設備（設計基準拡張）

拡張）」，「重大事故緩和設備（設計基準拡

設計基準対象施設のうち，重大事故等時に機能を期待する設備であって，重大事故の拡大

張）」として定義している。東二では，重を防止し，又はその影響を緩和するための機能を有する上記 c.以外の常設のもの

大事故等時に期待する DB 設備を SA 設備（a.）と分類する。

f. 常設重大事故等対処設備のうち防止でも緩和でもない設備
常設重大事故等対処設備のうち，上記 a.，b.，c.，d.,e.以外の常設設備で，防止又は緩和の機能がないもの(2) 可搬型重大事故等対処設備
重大事故等対処設備のうち可搬型のもの
a． 可搬型重大事故防止設備
重大事故防止設備のうち可搬型のもの
b． 可搬型重大事故緩和設備
重大事故緩和設備のうち可搬型のもの
c． 可搬型重大事故等対処設備のうち防止でも緩和でもない設備

ｄ．常設重大事故等対処設備のうち防止でも緩和でもない設備
常設重大事故等対処設備のうち，上記ａ．，ｂ．，ｃ．以外の常設設備で，防止又は緩和(2) 可搬型重大事故等対処設備
重大事故等対処設備のうち可搬型のもの
ａ．可搬型重大事故防止設備
重大事故防止設備のうち可搬型のもの
ｂ．可搬型重大事故緩和設備
重大事故緩和設備のうち可搬型のもの
ｃ．可搬型重大事故等対処設備のうち防止でも緩和でもない設備
可搬型重大事故等対処設備のうち，上記ａ．，ｂ.以外の可搬型設備で，防止又は緩和の機ないもの

能がないもの

主要な重大事故等対処設備の設備種別及び設備分類を第 1.1.7−1 表に示す。

主要な重大事故等対処設備の設備種別及び設備分類を第1.1.7−1表に示す。

常設重大事故防止設備及び可搬型重大事故防止設備については，当該設備が機能を代替する設

常設重大事故防止設備及び可搬型重大事故防止設備については，当該設備が機能を代替する設

また，主要な重大事故等対処設備の設置場所及び保管場所を第1.1.7−1図から第1.1.7−14図に示す。

・先行 BWR と設備分類の違いによる。

の機能がないもの可搬型重大事故等対処設備のうち，上記 a.，b.以外の可搬型設備で，防止又は緩和の機能が計基準対象施設とその耐震重要度分類を併せて示す。

■先行 BWR との相違点

計基準対象施設とその耐震重要度分類を併せて示す。

また，主要な重大事故等対処設備の設置場所及び保管場所を第 1.1.7−1 図から第 1.1.7−9 図 ■先行 BWR との相違点に示す。

・図番の違い

2／24

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉【対象項目：第４３条】
東海第二発電所

備考
重大事故等対処設備の分類については，先行 BWR との整合を図っているが，一部異なる扱いをしていたため，以下のように整理した。
①（58 条）可搬型計測器
・東 2：防止・緩和以外
・先行 BWR：防止設備／緩和設備【対応】先行 BWR に整合させ，防止設備／緩和設備とする。
【理由】「可搬型計測器」は，直流電源喪失時にパラメータを計測又は監視する設備であることから，常設設備と同等な設備分類にすることが適切と判断した。
また，「データ表示装置」も SPDS と同様，必要なパラメータを計測又は監視する設備であることから，「防止・緩和以外」から「緩和設備」に変更する。
②（59 条）衛星電話（可搬型）
（待避室）
・東 2
：防止・緩和以外
・先行 BWR：防止設備／緩和設備【対応】変更なし。
【理由】東 2 の「衛星電話（可搬型）（待避室）」は，待避室
内専用の機器でありフィルタベント時の待避室滞在
中に緊急時対策所との運転操作に関わらない情報共有用である。したがって，重大事故等に直接対処する
ものでないため「防止・緩和以外」とした。先行 BWR
は，待避室内に加え中央制御室も含めた設備としており中央制御室側は重大事故等に直接対処するため「防止設備／緩和設備」とされている。
【補足】機器名称は使用形態に応じて各々設定している。
固定型：常設し使用場所を限定するもの。携帯型：
可搬であり携行しながら使う等接続・使用場所を限定しないもの。可搬型：可搬であり接続後は常設し使う等接続・使用場所を限定するもの。
③（61 条）可搬型モニタリング・ポスト
・東 2
：緩和設備
・先行 BWR：防止・緩和以外【対応】変更なし。
【理由】東二では緊急時対策所の加圧の判断に用いる可搬型Ｍ／Ｐを緊急時対策所エリアモニタと合わせて「緩和設備」に位置付けた。
④（61 条）差圧計
・東 2
：緩和設備
・先行 BWR：防止・緩和以外【対応】変更なし。
【理由】東二緊対所の加圧設備は，差圧計の信号により差圧調整ダンパの制御を行うことから，加圧設備と同じ分類である「緩和設備」としている。
なお，50 条（第二弁操作室）及び 59 条（MCR 待避室）の差圧計は単独の計器であることから「防止・緩和以外」と整理した。
⑤（58 条，62 条）SPDS：【対応】条文間での差異があったため，緩和設備に整合させた。
【理由】当該機器自体に防止機能は有していないが，重大事故が発生した場合において，当該重大事故の拡大を防止し，又はその影響を緩和するために必要なパラメータを共有するための機器であることから「緩和設備」と整理した。先行 BWR 及び先行 PWR も同じ。

3／24

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：第４３条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉
1.1.7.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等(1) 多様性，位置的分散

東海第二発電所

備考

1.1.7.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等(1) 多様性，位置的分散

共通要因としては，環境条件，自然現象，発電所敷地又はその周辺において想定される発電用共通要因としては，環境条件，自然現象，発電所敷地又はその周辺において想定される発電用原子炉施設の安全性を損なわせる原因となるおそれがある事象であって人為によるもの（外部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（外部人為事象），溢水，火災及びサポート系の故障を考慮する。

人為事象），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については，網羅的に抽出するために，地震，津波に加え，発電所敷地で想定される自然現象については，網羅的に抽出するために，地震，津波に加え，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収集

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，

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。

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，重大事故等対処設備に影響を影響度，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，地震，津波，風（台風），竜巻，低温（凍結），降水，積雪，落与えるおそれがある事象として，地震，津波（基準津波を超え敷地に遡上する津波（以下「敷地 ■設計方針の相違

雷，地滑り，火山の影響及び生物学的事象を選定する。また，設計基準事故対処設備等と重大事に遡上する津波」という。
）を含む。
），風（台風），竜巻，凍結，降水，積雪，落雷，火山の影響，・東二では，確率論的リスク評価の知見を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，

生物学的事象，森林火災及び高潮を選定する。また，設計基準事故対処設備等と重大事故等対処踏まえ想定する津波（基準津波を超え敷積雪，落雷，地滑り，火山の影響及び生物学的事象を選定する。なお，森林火災の出火原因とな設備に対する共通要因としては，地震，津波（敷地に遡上する津波を含む。
），風（台風），竜巻，

地に遡上する津波）に対して耐津波設計

るのは，たき火やタバコ等の人為によるものが大半であることを考慮し，森林火災については，

凍結，降水，積雪，落雷，火山の影響，生物学的事象，森林火災及び高潮を選定する。

を行う必要があることから，津波として

人為によるもの（火災・爆発）として選定する。

は，基準津波に加え，基準津波を超え敷地に遡上する津波も考慮する。
（本文「五号ロ (2)耐津波構造 (ⅲ)重大事故等対処施設の基準津波を超え敷地に遡上する津波に対する耐津波設計」）（以下①の相違）・6 条に準じた事象スクリーニングの相違によるもの
・東二は森林火災を自然現象として抽出しているため，人為事象として選定した理由は記載不要

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。

自然現象の組合せについては，地震，津波（敷地に遡上する津波を含む。），風（台風），
積雪及び火山の影響を考慮する。

■設計方針の相違
・①の相違
・設計基準対象施設と同様に，主荷重である
地震，津波，火山の影響に従荷重として風（台風）及び積雪を考慮する。

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柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：第４３条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

発電所敷地又はその周辺において想定される発電用原子炉施設の安全性を損なわせる原因と発電所敷地又はその周辺において想定される発電用原子炉施設の安全性を損なわせる原因となるおそれがある事象であって人為によるものについては，網羅的に抽出するために，発電所なるおそれがある事象であって人為によるものについては，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収集した飛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の衝突その他のテロリズム等の事象を考慮する。これらの事象の障害，故意による大型航空機の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の可能性，重大事故等対処設備への影響度，事象進展速

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，重大事故等対処設備に影響を与えるおそれがある

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，火災・爆発（森林火災，近隣工場等の火災・爆発，航空機落下火災等），有毒ガス，

事象として，飛来物（航空機落下），ダムの崩壊，爆発，近隣工場等の火災，有毒ガス，船舶の ■設計方針の相違

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選定する。ま衝突，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選定する。また，設計 ・6 条に準じた事象スクリーニングの相違にた，設計基準事故対処設備等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（森基準事故対処設備等と重大事故等対処設備に対する共通要因としては，飛来物（航空機落下），

林火災，近隣工場等の火災・爆発，航空機落下火災等），有毒ガス，船舶の衝突，電磁的障害及ダムの崩壊，爆発，近隣工場等の火災，有毒ガス，船舶の衝突，電磁的障害及び故意による大型び故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムを選定する。

航空機の衝突その他のテロリズムを選定する。

故意による大型航空機の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。

よるもの

故意による大型航空機の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。
主要な重大事故等対処施設である原子炉建屋原子炉棟，原子炉建屋付属棟，緊急時対策所建■設備の相違／記載表現の相違

屋，常設代替高圧電源装置置場，格納容器圧力逃がし装置格納槽，常設低圧代替注水系ポンプ室，緊急用海水ポンプピット，常設代替高圧電源装置用カルバート（立坑部），常設代替高圧
電源装置用カルバート（トンネル部），常設代替高圧電源装置用カルバート（カルバート部），
格納容器圧力逃がし装置用配管カルバート，常設低圧代替注水系配管カルバート，緊急用海水系配管カルバート（以下「建屋等」という。
）については，地震，津波（敷地に遡上する津波■設計方針の相違を含む。），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。

・①の相違

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柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：第４３条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉重大事故緩和設備についても，可能な限り多様性を考慮する。

東海第二発電所
重大事故緩和設備についても，共通要因の特性を踏まえ，可能な限り多様性を有し，位置的分散を図ることを考慮する。

備考■基準改正の反映
・「共通要因の特性を踏まえ」を追加。
・当該改正は，記載の明確化を図ったもの
で，要求内容や対象設備については改正前と変わるものではないため，以降の共通要因に関する記載に変更はない。
・重大事故緩和設備は位置的分散を図ることを反映。

a. 常設重大事故等対処設備
常設重大事故防止設備は，設計基準事故対処設備等の安全機能と共通要因によって同時にａ．常設重大事故等対処設備
常設重大事故防止設備は，設計基準事故対処設備等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その機能が損なわれるおそれがないよう，共通要因の特性を踏まえ，可能な限り多様性，独立 ■基準改正の反映

適切な措置を講じる設計とする。

性，位置的分散を考慮して適切な措置を講じる設計とする。

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有する方法によ

量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有する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。

的分散を図る設計とする。

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「1.1.7.3 環境条件等」に記載すする。重大事故等時の環境条件における健全性については「1.1.7.3 環境条件等」に記載する。

る。

常設重大事故防止設備は，「1.10 発電用原子炉設置変更許可申請に係る安全設計の方針」に基づく地盤に設置する。

なお，常設重大事故防止設備（設計基準拡張）（当該設備が属する耐震重要度分類が S クラ

常設重大事故防止設備は，「1.9 発電用原子炉設置変更許可申請に係る安全設計の方針」 ■項目番号の相違に基づく地盤に設置する。

■先行 BWR との相違点

スのもの）及び常設重大事故緩和設備（設計基準拡張）については，「添付書類六 3.4.2.3.3

・先行 BWR では SA 設備（DB 拡張）の地盤

耐震重要施設及び常設重大事故等対処施設下の地質構造」に示す耐震重要施設並びに常設耐に関する項目を呼び出しているが，東二震重要重大事故防止設備及び重大事故緩和設備を設置する重大事故等対処施設下の地盤に設

では SA 設備（DB 拡張）を定義しなかっ置する。

たため反映不要。

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柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：第４３条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉
常設重大事故防止設備は，地震，津波及び火災に対して，「1.4.2 重大事故等対処施設の耐東海第二発電所

備考

常設重大事故防止設備は，地震，津波（敷地に遡上する津波を含む。）及び火災に対して， ■設計方針の相違

震設計」，「1.5.2 重大事故等対処施設の耐津波設計」及び「1.6.2 重大事故等対処施設の火「1.3.2 重大事故等対処施設の耐震設計」，「1.4.2 重大事故等対処施設の耐津波設計」及 ・①の相違

災防護に関する基本方針」に基づく設計とする。

び「1.5.2 重大事故等対処施設の火災防護に関する基本方針」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は，設計基準事故対処設備等と同■項目番号の相違

地震，津波（敷地に遡上する津波を含む。），溢水及び火災に対して常設重大事故防止設備 ■設計方針の相違

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 ・①の相違図る。

準事故対処設備等と位置的分散を図る。

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，

風（台風），竜巻，凍結，降水，積雪，落雷，火山の影響，生物学的事象，森林火災，爆発， ■設計方針の相違

火災・爆発（森林火災，近隣工場等の火災・爆発，航空機落下火災等），有毒ガス，船舶の衝

近隣工場等の火災，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 ・6 条に準じた事象スクリーニングの相違に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は，外部からの衝撃による損傷の防止が図られた建屋等内に設置するか，又は設計基準事故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が損なわれないよ

対処設備等と同時に機能が損なわれないように，設計基準事故対処設備等と位置的分散を図

うに，設計基準事故対処設備等と位置的分散を図り，屋外に設置する。

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。

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

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重大事故等に対処するために必要な機能が損なわれるおそれのない設計とする。

対策により重大事故等に対処するために必要な機能が損なわれるおそれのない設計とする。

よるもの

高潮に対して常設重大事故防止設備（非常用取水設備は除く。）は，高潮の影響を受けない ■設計方針の相違
敷地高さに設置する。

・考慮すべき事象に対しての設計方針を記載

飛来物（航空機落下）に対して常設重大事故防止設備は，設計基準事故対処設備等と同時にその機能が損なわれないように，設計基準事故対処設備等と位置的分散を図り設置する。
なお，洪水及びダムの崩壊については，立地的要因により設計上考慮する必要はない。

常設重大事故緩和設備についても，可能な限り上記を考慮して多様性，位置的分散を図る設計とする。

常設重大事故緩和設備についても，共通要因の特性を踏まえ，可能な限り上記を考慮して ■基準改正の反映
多様性，位置的分散を図る設計とする。

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

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，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

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。

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。

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柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：第４３条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉
b. 可搬型重大事故等対処設備
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

東海第二発電所

備考

ｂ．可搬型重大事故等対処設備
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，可能な限り多様性，独立性，位置

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，共通要因の特性を踏まえ，可能 ■基準改正の反映

的分散を考慮して適切な措置を講じる設計とする。

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る設計とする。

また，可搬型重大事故等対処設備は，地震，津波，その他の自然現象又は故意による大型航また，可搬型重大事故等対処設備は，地震，津波（敷地に遡上する津波を含む。），その他 ■設計方針の相違

空機の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，設計基準事故対処設備等 ・①の相違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設計とす

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。

る保管場所に保管する設計とする。

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，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

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「1.1.7.3 環境条件等」に記計とする。重大事故等時の環境条件における健全性については「1.1.7.3 環境条件等」に記

載する。

載する。

地震に対して，屋内の可搬型重大事故等対処設備は，「1.10 発電用原子炉設置変更許可申地震に対して，屋内の可搬型重大事故等対処設備は，「1.9 発電用原子炉設置変更許可申 ■項目番号の相違

請に係る安全設計の方針」に基づく地盤上に設置する建屋内に保管する。屋外の可搬型重大請に係る安全設計の方針」に基づく地盤上に設置する建屋内に保管する。屋外の可搬型重大事故等対処設備は，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事故等対処設備は，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 ■「固縛等」の「等」とは，輪止めを示す。

に，地震により生ずる敷地下斜面のすべり，液状化又は揺すり込みによる不等沈下，傾斜及びに，地震により生ずる敷地下斜面のすべり，液状化又は揺すり込みによる不等沈下，傾斜及び浮き上がり，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浮き上がり，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位置に保管する設計とする。

ない位置に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等対処設備は，「1.4.2 重大事故等対処施設の耐震設計」，「1.5.2 重大事故等対処施設の耐津波設計」にて考慮された設計とする。

地震及び津波（敷地に遡上する津波を含む。）に対して可搬型重大事故等対処設備は，「1.3.2 ■設計方針の相違
重大事故等対処施設の耐震設計」，「1.4.2 重大事故等対処施設の耐津波方針」にて考慮さ ・①の相違れた設計とする。

火災に対して，可搬型重大事故等対処設備は「1.6.2 重大事故等対処施設の火災防護に関する基本方針」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等対処設備は，設計基準事故対処設備等■項目番号の相違

火災に対して，可搬型重大事故等対処設備は「1.5.2 重大事故等対処施設の火災防護に関 ■項目番号の相違
する基本方針」に基づく火災防護を行う。

地震，津波（敷地に遡上する津波を含む。），溢水及び火災に対して可搬型重大事故等対処 ■設計方針の相違

及び常設重大事故等対処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機能を損なうおそれ ・①の相違

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する設計とする。

散を図り複数箇所に分散して保管する設計とする。

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柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：第４３条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉風（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，

東海第二発電所

備考

風（台風），竜巻，凍結，降水，積雪，落雷，火山の影響，生物学的事象，森林火災，爆発， ■設計方針の相違

火災・爆発（森林火災，近隣工場等の火災・爆発，航空機落下火災等），有毒ガス，船舶の衝

近隣工場等の火災，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 ・6 条に準じた事象スクリーニングの相違に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備は，外部からの衝撃による損傷の防止が図られた建屋等内に保管するか，又は設計基準事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等対処設

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，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

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。

よるものる設計とする。
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■先行 BWR との相違点には，予備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，予備を有する設計とする。

・先行 BWR では，海生生物からの影響に対し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，複数の取水箇所を選定できる設計とする。
高潮に対して可搬型重大事故等対処設備は，高潮の影響を受けない敷地高さに保管する。

て，予備の SA 設備にて注水を継続し，その間に清掃を行う対応としている。
■設計方針の相違
・考慮すべき事象に対しての設計方針を記載

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

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設計とする。

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設計とする。

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

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，常設代替高圧電源装置置場，常 ■先行 BWR との相違点

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設低圧代替注水ポンプ格納槽，格納容器圧力逃がし装置格納槽，緊急用海水ポンプピット，海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

水ポンプエリアから 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。

備がその機能を代替する屋外の設計基準事故対処設備等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設計とする。

・原子炉建屋以外にも SA 設備が設置されている建屋がある。
・具体的には，原子炉建屋，常設代替高圧
電源装置置場，常設低圧代替注水ポンプ
格納槽，格納容器圧力逃がし装置格納槽，緊急用海水ポンプピット，海水ポンプエ
リアから 100m 以上の離隔距離を確保する。

なお，洪水及びダムの崩壊については，立地的要因により設計上考慮する必要はない。

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柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：第４３条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

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

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。

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。

c. 可搬型重大事故等対処設備と常設重大事故等対処設備の接続口

ｃ．可搬型重大事故等対処設備と常設重大事故等対処設備の接続口

原子炉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

原子炉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，それぞれ互いに口は，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，それぞれ互いに異なる複数の場所に設置する設計とする。

異なる複数の場所に設置する設計とする。

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，荷重及備考

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，建屋の異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，建屋等内 ■設計方針の相違

なる面の隣接しない位置又は屋内及び建屋面の適切に離隔した位置に複数箇所設置する。重及び建屋等壁面の適切に離隔し，かつ，隣接しない位置に複数箇所設置する。重大事故等時の ・接続口は，全て「離隔し，かつ，隣接しな

大事故等時の環境条件における健全性については「1.1.7.3 環境条件等」に記載する。風（台

環境条件における健全性については「1.1.7.3 環境条件等」に記載する。風（台風）及び竜風），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，機能が損な巻のうち風荷重，凍結，降水，積雪，火山の影響並びに電磁的障害に対しては，環境条件にて ・敷地への影響を踏まえ，竜巻及び火山の影

われない設計とする。

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，「1.10 発電用原子炉設置変更許可申請に係る安全設計の方針」に基づく地盤上の建屋内又は建屋面に複数箇所設置する。

い位置」としている。
響を，環境条件として考慮する。

地震に対して接続口は，「1.9 発電用原子炉設置変更許可申請に係る安全設計の方針」に ■項目番号の相違
基づく地盤上の建屋等内又は建屋等壁面に複数箇所設置する。

■記載の適正化・東二の接続口の配置は以下のとおり。
低圧 低圧
注水 電源
原子炉建屋東側接続口※配置：EL8m，建屋
等壁面
原子炉建屋東側接続口※配置：EL8m，建屋
等内
原子炉建屋西側接続口※配置：EL8m（立坑内），建屋等内
高所東側接続口※配置：EL11m（常設代替高圧電源装
置置場）
，建屋等壁
面
高所西側接続口※配置：EL11m（常設代替高圧電源装
置置場）
，建屋等内

○

−

−

○

○

○

○

−

○

−

10／24

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：第４３条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉
地震，津波及び火災に対しては，「1.4.2 重大事故等対処施設の耐震設計」，「1.5.2 重大

東海第二発電所

備考

地震，津波（敷地に遡上する津波を含む。）及び火災に対しては，「1.3.2 重大事故等対 ■設計方針の相違

事故等対処施設の耐津波設計」及び「1.6.2 重大事故等対処施設の火災防護に関する基本方

処施設の耐震設計」，「1.4.2 重大事故等対処施設の耐津波設計」及び「1.5.2 重大事故等

針」に基づく設計とする。

対処施設の火災防護に関する基本方針」に基づく設計とする。

①の相違

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。

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，近風（台風），竜巻，落雷，生物学的事象，森林火災，飛来物（航空機落下），爆発，近隣工 ■設計方針の相違■項目番号の相違

隣工場等の火災・爆発，航空機落下火災等），有毒ガス，船舶の衝突及び故意による大型航空場等の火災，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 ・6 条に準じた事象スクリーニングの相違に機の衝突その他テロリズムに対して，建屋の異なる面の隣接しない位置又は屋内及び建屋面

して，建屋等内及び建屋等壁面の適切に離隔し，かつ，隣接しない位置に複数箇所設置する。

の適切に離隔した位置に複数箇所設置する。

よるもの。火山の影響は環境条件として考慮する。
・接続口は全て「離隔し，かつ，隣接しない位置」としている。

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重大事故等に対処するために必要な機能が損なわれるおそれのない設計とする。

また，一つの接続口で複数の機能を兼用して使用する場合には，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，屋外に設置する場合は，開口部の閉止により重大事故等に対処するために必要な機能が損なわれるおそれのない設計とする。

高潮に対して接続口は，高潮の影響を受けない位置に設置する。

■設計方針の相違

なお，洪水及びダムの崩壊については，立地的要因により設計上考慮する必要はない。

・考慮すべき事象に対しての設計方針を記載

また，一つの接続口で複数の機能を兼用して使用する場合には，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設計とする。同時に使用する可能性がある場合は，合計の ■設計方針の相違
容量を確保し，状況に応じて，それぞれの系統に必要な容量を同時に供給できる設計とする。

・東二では，兼用する系統で同時使用が可能であることを明記した。

(2) 悪影響防止(2) 悪影響防止■悪影響についての記載の適正化

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

重大事故等対処設備は発電用原子炉施設（隣接する発電所を含む。
）内の他の設備（設計基設備兼用時の容量に関する影響については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「1.1.7.2 容量等」にて考慮し，地震，火する。

ない設計とする。

災，溢水，風（台風）及び竜巻による影響については「1.1.7.3 環境条件等」にて考慮する。
■設備の相違・東海第二発電所は，単機であり他の発電用原子炉施設は存在しないが，東海発電所が同一敷地内に立地している。

11／24

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：第４３条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

他の設備への悪影響としては，重大事故等対処設備使用時及び待機時の系統的な影響（電気他の設備への悪影響としては，重大事故等対処設備使用時及び待機時の系統的な影響（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，他の設の機能に悪影響を及ぼさない設計とする。

備の機能に悪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）の隔離若しく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

前（通常時）の隔離若しく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，設計基準対象施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，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等により，他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等により，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

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，建屋への放水により，当該設備の使用を想定する重大事故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。

■「弁等」の「等」は遮断機，ダンパを示す。

また，放水砲については，建屋への放水により，当該設備の使用を想定する重大事故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，内部発生エネルギの高い流体を内蔵する弁及び配管

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

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

する。

とする。

(3) 共用の禁止

備考(3) 共用の禁止

常設重大事故等対処設備の各機器については，2 以上の発電用原子炉施設において共用しな

常設重大事故等対処設備の各機器については，一部の敷地を共有する東海発電所内の発電用い設計とする。ただし，共用対象の施設ごとに要求される技術的要件（重大事故等に対処するた

原子炉施設において共用しない設計とする。ただし，共用対象の施設ごとに要求される技術的・東海第二発電所は，単機であり他の発電めに必要な機能）を満たしつつ，2 以上の発電用原子炉施設と共用することにより安全性が向上

要件（重大事故等に対処するために必要な機能）を満たしつつ，東海発電所内の発電用原子炉

用原子炉施設は存在しないが，東海発電

し，かつ，同一の発電所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，共用で施設と共用することにより安全性が向上し，かつ，東海発電所内及び東海第二発電所内の発電所が同一敷地内に立地している。

きる設計とする。

用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。

■設備の相違12／24

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：第４３条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉
1.1.7.2 容量等(1) 常設重大事故等対処設備

東海第二発電所
1.1.7.2 容量等(1) 常設重大事故等対処設備

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

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，これらの系統の組合せにより達成する。

統設計を行う。重大事故等の収束は，これらの系統の組合せにより達成する。

「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，蓄電池容量，
計装設備の計測範囲及び作動信号の設定値等とする。

備考「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，蓄電池容量， ■弁吹出量は「逃がし安全弁」の容量を示す。
計装設備の計測範囲及び作動信号の設定値等とする。

■「設定値等」の「等」とは，ポンプ揚程，
遮蔽厚さ，送風機容量を示す。

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

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。

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

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，重大事故等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

故等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。

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。

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。

(2) 可搬型重大事故等対処設備

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。

(2) 可搬型重大事故等対処設備

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

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，これら系統の組合せにより達成する。

の系統の組合せにより達成する。

「容量等」とは，ポンプ流量，タンク容量，伝熱容量，発電機容量，蓄電池容量，ボンベ容量，計測器の計測範囲等とする。

「容量等」とは，ポンプ流量，タンク容量，発電機容量，蓄電池容量，ボンベ容量，計測器の計測範囲等とする。

■先行 BWR との相違点
・先行 BWR は左記に加えて，可搬型の熱交換器を使用するため，伝熱容量を容量等としている。
■「計測範囲等」の「等」とは，ポンプ揚程を示す。

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，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，必要な容量に加え，十分に余裕のある容量等を有する設計とする。

等に加え，十分に余裕のある容量等を有する設計とする。

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，被ばくの低

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，被ばくの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。

等とし，兼用できる設計とする。

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基本設計比較表

【対象項目：第４３条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

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 基当たり 2 セットに加え，故障時のバックア

電源設備は，必要となる容量等を有する設備を 1 基当たり 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る待機除外時のバックアップとして，発電所全体で予備を確保する。

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，発電所全体で予備を確保する。

備考

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

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高圧窒素ボンベ（非常用窒素■設備名称の相違

は，必要となる容量等を有する設備を 1 基当たり 1 セットに加え，故障時のバックアップ及び供給系），逃がし安全弁用可搬型蓄電池等は，必要となる容量等を有する設備を１基当たり 1■「等」の追加

保守点検による待機除外時のバックアップとして，発電所全体で予備を確保する。

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として，「高圧窒素ボンベ（非常用窒素供給系）及び発電所全体で予備を確保する。

逃がし安全弁用可搬型蓄電池等」の「等」
は可搬型窒素供給装置,高圧窒素ボンベ（非常用逃がし安全弁駆動系），空気ボンベ（第二弁操作室空気ボンベユニット／中央制御室待避室空気ボンベユニット／緊急時対策
所加圧設備）を示す。

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 基当たり 1 セットに加え，設備の信頼度等を考慮し，予備を確保する。

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 基当たり 1 セ ■水・電気を供給する SA 設備，負荷に直接接ットに加え，設備の信頼度等を考慮し，予備を確保する。

続する SA 設備以外の SA 設備についても予備を保有する設計方針としている。

1.1.7.3 環境条件等(1) 環境条件
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1.1.7.3 環境条件等(1) 環境条件
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

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，その設置場所（使用場所）又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，その設置場所（使用場は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。

所）又は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，使用温度），放

重大事故等時の環境条件については，重大事故等における温度（環境温度，使用温度），放射線，荷重に加えて，その他の使用条件として環境圧力，湿度による影響，重大事故等時に海水射線，荷重に加えて，その他の使用条件として環境圧力，湿度による影響，重大事故等時に海を通水する系統への影響，自然現象による影響，発電所敷地又はその周辺において想定される水を通水する系統への影響，自然現象による影響，発電所敷地又はその周辺において想定され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

る発電用原子炉施設の安全性を損なわせる原因となるおそれがある事象であって人為によるもの影響及び周辺機器等からの悪影響を考慮する。

のの影響及び周辺機器等からの悪影響を考慮する。

荷重としては，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，温度及び自然現象による荷重を考慮する。

荷重としては，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，温度及び自然現象による荷重を考慮する。

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基本設計比較表

【対象項目：第４３条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

自然現象の選定に当たっては，網羅的に抽出するために，地震，津波に加え，発電所敷地及び自然現象の選定に当たっては，網羅的に抽出するために，地震，津波に加え，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収集した洪水，風（台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

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。

を考慮する。

備考

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

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

故等時に重大事故等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），低温

故等時に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，地震，津波（敷地に遡上 ■設計方針の相違（凍結），降水及び積雪を選定する。これらの事象のうち，低温（凍結）及び降水については，する津波を含む。
），風（台風），竜巻，凍結，降水，積雪及び火山の影響を選定する。これらの ・①の相違

屋外の天候による影響として考慮する。

事象のうち，凍結及び降水については，屋外の天候による影響として考慮する。

・竜巻及び火山の影響を踏まえ，荷重条件として考慮する。
■津波の反映・耐津波設計は，「1.4.2 重大事故等対処
施設の耐津波設計」に示す。

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。

自然現象による荷重の組合せについては，地震，津波（敷地に遡上する津波を含む。），風（台風），積雪及び火山の影響を考慮する。

■設計方針の相違
・①の相違
・東二は設計基準対象施設と同様に，主荷重である地震，津波，火山の影響に従荷重として風（台風）及び積雪を考慮する。

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，環境圧力，湿度による影響，屋外

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，環境圧力，湿度による影響，屋の天候による影響，重大事故等時の放射線による影響及び荷重に対しては，重大事故等対処設

外の天候による影響，重大事故等時の放射線による影響及び荷重に対しては，重大事故等対処

備を設置（使用）又は保管する場所に応じて，以下の設備分類ごとに必要な機能を有効に発揮で設備を設置（使用）又は保管する場所に応じて，以下の設備分類ごとに必要な機能を有効に発きる設計とする。

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，想定される重大事故等時における原子炉格納容

原子炉格納容器内の重大事故等対処設備は，想定される重大事故等時における原子炉格納容

器内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

器内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，機能を損なわない計とする。操作は，中央制御室から可能な設計とする。

設計とする。操作は，中央制御室から可能な設計とする。

原子炉建屋原子炉区域内の重大事故等対処設備は，想定される重大事故等時における環境条
件を考慮する。

原子炉建屋原子炉棟内の重大事故等対処設備は，想定される重大事故等時における環境条件■建屋・施設名称の相違を考慮する。

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基本設計比較表

【対象項目：第４３条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

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

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

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，中央室，異なる区画若しくは離れた場所又は設置場所で可能な設計とする。

制御室，異なる区画若しくは離れた場所又は設置場所で可能な設計とする。

備考

原子炉建屋内の原子炉区域外及びその他の建屋内の重大事故等対処設備は，重大事故等時に原子炉建屋付属棟内（中央制御室含む。
），緊急時対策所建屋内，常設代替高圧電源装置置場

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（地下階）内，格納容器圧力逃がし装置格納槽内，常設低圧代替注水系格納槽内，緊急用海水・建屋等を具体的に記載した。

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ポンプピット内及び立坑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・補足説明資料（共-2）との整合を図るた

下防止，転倒防止，固縛の措置をとる。操作は中央制御室，異なる区画若しくは離れた場所又は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め，原子炉建屋原子炉棟とそれ以外に分設置場所で可能な設計とする。

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，固けた記載とした。

縛の措置をとる。操作は中央制御室，異なる区画若しくは離れた場所又は設置場所で可能な設計とする。

■記載方針の相違

・常設代替高圧電源装置置場のうち，地上階は天井に囲まれていないため，屋外扱
いとする。

屋外及び建屋屋上の重大事故等対処設備は，重大事故等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，中央制御室，離れた場所又は設置場所で可能な設計とする。

屋外及び常設代替高圧電源装置置場（地上階）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。操作は，中央制御室，離れた場所又は設置場所で■先行 BWR との相違点
設備設置箇所の違いを反映可能な設計とする。
また，地震，風（台風）及び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また，地震，津波（敷地に遡上する津波を含む。），積雪及び火山の影響による荷重を考慮

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，固し，機能を損なわない設計とするとともに，風（台風）及び竜巻による風荷重に対しては，位・①の相違

縛の措置をとる。

置的分散を考慮した保管により，機能を損なわない設計とする。また，可搬型重大事故等対処■設計方針の相違

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，固縛等の措置をとる。

■設計方針の相違

・東二は，位置的分散を考慮した保管により，機能を損なわない設計とする。また，固縛（余長付）については，竜巻による悪影響を防止するため実施している。
■「固縛等」の「等」とは，輪止めによる固定，除雪，除灰を示している。

海水を通水する系統への影響に対しては，常時海水を通水する，海に設置する，又は海で使用

海水を通水する系統への影響に対しては，常時海水を通水する，海に設置する，又は海で使する重大事故等対処設備は耐腐食性材料を使用する設計とする。常時海水を通水するコンクリ

用する重大事故等対処設備は耐腐食性材料を使用する設計とする。常時海水を通水するコンク

・先行 BWR と同様に，使用時に海水を通水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

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する SA 設備は，海水の影響を考慮した設備は，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設計，淡水だけでなく海水も使用できる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，設備は，可能な限り淡水を優先し，海水の海水の影響を考慮する。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

設備への海水の影響を考慮する。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

通水を短期間とすることで，設備への影

る。

計とする。

響を考慮する設計とする。

■海水の影響に関する記載の適正化

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基本設計比較表

【対象項目：第４３条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

発電所敷地又はその周辺において想定される発電用原子炉施設の安全性を損なわせる原因と発電所敷地又はその周辺において想定される発電用原子炉施設の安全性を損なわせる原因となるおそれがある事象であって人為によるものの選定に当たっては，網羅的に抽出するために，なるおそれがある事象であって人為によるもの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収集

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，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の衝突その他のテロリズム等の事象を考慮する。これらの電磁的障害，故意による大型航空機の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の可能性，重大事故等対処設備への影響度，事象

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，重大事故等対処設備に影響を与えるおそれ

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選定する電磁的障害に対しては，重大事故等対処設備は，重大事故等時におがある事象として選定する電磁的障害に対しては，重大事故等対処設備は，重大事故等時においても電磁波により機能を損なわない設計とする。

いても電磁波により機能を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

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により機能を損なわない設計とする。周辺機器等からの悪影響としては，地震，等からの悪影響により機能を損なわない設計とする。周辺機器等からの悪影響としては，地火災，溢水による波及的影響を考慮する。

震，火災，溢水に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機能を損なわないように，重大事故等対処設備の設置区画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，「1.4.2 重大事故等対処施設の耐震設計」に，火災防護については，「1.6.2 重大事故等対処施設の火災防護に関する基本方針」に示す。

備考

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機能を損なわないように，
重大事故等対処設備の設置区画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，「1.3.2 重大事故等対処施設の耐震設計」に，津波（敷地に遡上する津波を含む。）による荷重を含む耐津波設計については，「1.4.2
重大事故等対処施設の耐津波設計」に，火災防護については，「1.5.2 重大事故等対処施設の火災防護に関する基本方針」に示す。

■項目番号の相違■先行 BWR との相違点
・東二では，重大事故等対処施設の耐津波を考慮。
■設計方針の相違
・①の相違■項目番号の相違(2) 重大事故等対処設備の設置場所(2) 重大事故等対処設備の設置場所

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

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なる区画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。

央制御室から操作可能な設計とする。

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基本設計比較表

【対象項目：第４３条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉(3) 可搬型重大事故等対処設備の設置場所

東海第二発電所(3) 可搬型重大事故等対処設備の設置場所

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

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

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。

計とする。

1.1.7.4 操作性及び試験・検査性(1) 操作性の確保
a. 操作の確実性
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。

1.1.7.4 操作性及び試験・検査性(1) 操作性の確保
ａ．操作の確実性
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。

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

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，可搬型照明等は重大事故等時に迅速にう，必要に応じて操作足場を設置する。また，防護具，可搬型照明等は重大事故等時に迅速使用できる場所に配備する。

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。

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。

備考

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

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 ■「簡便な接続方式等」の「等」とは，専用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。

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

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。

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。

の接続方法，プラグ接続を示している。

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， ■ランプ表示等により，SA 設備の作動状態のその作動状態の確認が可能な設計とする。

確認が可能な設計とする。

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柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：第４３条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉
b. 系統の切替性
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東海第二発電所

備考

ｂ．系統の切替性
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 ■本来の用途以外の用途とは，設置している用する設備は，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，系統に必要な設備の本来の機能とは異なる目的で使用す弁等を設ける設計とする。

弁等を設ける設計とする。

る場合に，本来の系統構成とは異なる系統構成を実施し設備を使用する場合をいう。

c. 可搬型重大事故等対処設備の常設設備との接続性
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ｃ．可搬型重大事故等対処設備の常設設備との接続性■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 ・ケーブルはボルト・ネジ接続又は簡便な接きるように，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

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 ・配管については，フランジ接続を用いる設

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，

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。窒素ボンベ，空気ボン計とする。（先行 BWR は口径及び内部流体

タンクローリ等については，各々専用の接続方式を用いる。

ベ，タンクローリ等については，各々専用の接続方式を用いる。

の圧力で接続方法を分けていることが異な続方法（コネクタ）とする。

る。例として，先行 BWR では，低圧代替注
水系の接続方式が結合金具となっているが，東 2 では，フランジ接続としている。）■設備の相違・東海第二では，窒素ボンベ，空気ボンベを使用する。
・東海第二では単体で性状のわかるガスの場合は「ガス」を付けずに「水素」「酸素」「窒素」と記載する社内ルールで統一
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。

また，同一ポンプを接続する配管は口径を統一することにより，複数の系統での接続方式 ■設備の相違の統一も考慮する。

・東海第二は単機プラントであり，可搬型 SA
設備の号炉間の相互使用に関する記載はな
い。

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柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：第４３条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉
d. 発電所内の屋外道路及び屋内通路の確保

東海第二発電所
ｄ．発電所内の屋外道路及び屋内通路の確保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。

設計とする。

屋外及び屋内において，アクセスルートは，自然現象，発電用原子炉施設の安全性を損なわ

屋外及び屋内において，アクセスルートは，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，溢水及び火災を想定しても，運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，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

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。

る。

備考
■設計方針の相違

なお，想定される重大事故等の収束に必要となる屋外アクセスルートは，基準津波の影響 ■想定される重大事故等の収束を受けない防潮堤内に，基準地震動Ｓｓ及び敷地に遡上する津波の影響を受けないルートを

基準地震動 Ss 及び敷地に遡上する津波の少なくとも１つ確保する。

影響を受けずに電源及び水源の確保する方法として 11m 盤での作業を想定。

屋外及び屋内アクセスルートに対する自然現象については，網羅的に抽出するために，地

屋外及び屋内アクセスルートに対する自然現象については，網羅的に抽出するために，地震，津波に加え，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

震，津波に加え，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

献等に基づき収集した洪水，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。

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，屋外アクセスルートへ

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，屋外アクセスルートへの影響度，事象進展速度や事象進展に対する時間余裕の観点から，屋外アクセスルートに影の影響度，事象進展速度や事象進展に対する時間余裕の観点から，屋外アクセスルートに影響を与えるおそれがある事象として，地震，津波，風（台風），竜巻，低温（凍結），降水，積響を与えるおそれがある事象として，地震，津波（敷地に遡上する津波を含む。
），風（台風）， ■設計方針の相違

雪及び火山の影響を選定する。なお，森林火災の出火原因となるのは，たき火やタバコ等の人

竜巻，凍結，降水，積雪，落雷，火山の影響，生物学的事象，森林火災及び高潮を選定する。 ・①の相違

為よるものが大半であることを考慮し，森林火災については，人為によるもの（火災・爆発）

・6 条に準じた事象スクリーニングの相違にとして選定する。また，地滑りについては，地震による影響に包絡される。

よるもの
・森林火災を自然現象として選定しているため，人為事象として選定した理由は記載不要

屋外及び屋内アクセスルートに対する発電所敷地又はその周辺において想定される発電用

屋外及び屋内アクセスルートに対する発電所敷地又はその周辺において想定される発電用原子炉施設の安全性を損なわせる原因となるおそれがある事象であって人為によるものにつ

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，

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収集した飛来物（航空機落下等），ダムの崩壊，爆発，近隣工国内外の基準や文献等に基づき収集した飛来物（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の衝突その他のテロ

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の衝突その他のテロ

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の可能

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の可能性，屋外アクセスルートへの影響度，事象進展速度や事象進展に対する時間余裕の観点から，性，屋外アクセスルートへの影響度，事象進展速度や事象進展に対する時間余裕の観点から，

屋外アクセスルートに影響を与えるおそれがある事象として選定する火災・爆発（森林火災，

屋外アクセスルートに影響を与えるおそれがある事象として選定する飛来物（航空機落下）， ■設計方針の相違

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柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：第４３条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

近隣工場等の火災・爆発，航空機落下火災等）及び有毒ガスに対して，迂回路も考慮した複数

ダムの崩壊，爆発，近隣工場等の火災，有毒ガス，船舶の衝突，電磁的障害及び故意による大 ・6 条に準じた事象スクリーニングの相違にのアクセスルートを確保する設計とする。

型航空機の衝突その他のテロリズムに対して，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。
なお，洪水及びダムの崩壊については，立地的要因により設計上考慮する必要はない。

よるもの
・考慮すべき事象への設計方針は後段に記載（自然現象の記載と整合）

電磁的障害に対しては，道路面が直接影響を受けることはないことからアクセスルートへの影響はない。

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

道路面のすべり），その他自然現象による影響（風（台風）及び竜巻による飛来物，積雪並び

路面のすべり），その他自然現象による影響（風（台風）及び竜巻による飛来物，積雪並びにに火山の影響）を想定し，複数のアクセスルートの中から状況を確認し，早期に復旧可能なア

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，早期に復旧可能なアク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 4 台（予備 1 台）保管，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 1 セット 2 台使用する。ホ ■先行 BWR との相違点使用する。

イールロ一ダの保有数は，1 セット 2 台，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアッ・ホイールローダの保有数について，具体

プ用として 3 台の合計 5 台を分散して保管する設計とする。

的に記載した。

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。

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，敷地に遡上する津波による遡上高さに対して十分余裕を見た高さ ■設計方針の相違に高所のアクセスルートを確保する設計とする。

東二は，敷地に遡上する津波について影響を考慮する必要があるので，この影響を考慮した設計方針としており，複数設定したアクセスルートのうち，基準津波を超え敷地に遡上する津波に対しては，高所のアクセスルートを確保する。

また，高潮に対しては，通行への影響を受けない敷地高さにアクセスルートを確保する設 ■設計方針の相違計とする。

・考慮すべき事象に対しての設計方針を記載

凍結，森林火災，飛来物（航空機落下），爆発，近隣工場等の火災，有毒ガス，船舶の衝突に対しては，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いため，さらに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。

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柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：第４３条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉
屋外アクセスルートは，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

東海第二発電所

備考

屋外アクセスルートは，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 ■設計方針の相違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復旧又は迂回路

先行 BWR では，崩壊土砂量が多く，重機にとで，通行性を確保できる設計とする。

の通行を行うことで，通行性を確保できる設計とする。

よる崩壊箇所の初期対応（車両が通行でき

また，不等沈下等に伴う段差の発生が想定される箇所においては，段差緩和対策等を行う，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。

また，不等沈下等に伴う段差の発生が想定される箇所においては，段差緩和対策等を行う設計とする。

るような復旧（路面の露出なし））を「仮復旧」，2 次的被害を防止するための対応（法面の緩勾配化，押さえ等）を「復旧」と定義している。しかし，東二では崩壊土砂量が少なく，重機による崩壊箇所の初期対応（車両が通行できるような復旧（路面が露出あり））を「復旧」と定義している。また，地震時に使用するアクセスルートは，全て
段差緩和対策等を行う。なお，「段差緩和対策等」の「等」は路盤補強，土のうを予めトレンチ等に入れておく等を示している。

屋外アクセスルートは，考慮すべき自然現象のうち，低温（凍結）及び積雪に対して，道路

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

は融雪剤を配備し，車両についてはタイヤチェーン等を装着することにより通行性を確保で ■先行 PWR の対策反映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，「添付書類十 5.1 重大事故等きる設計とする。なお，地震による薬品タンクからの漏えいに対しては，必要に応じて薬品防車両は，常時スタッドレスタイヤを装着し対策」に示す。

護具の着用により通行する。なお，融雪剤の配備等については，「添付書類十 5.1 重大事故ており，気象情報より，配備した融雪剤の等対策」に示す。

散布等の事前の対策を行うことで，アクセス性の確保が可能であるが，タイヤチェー
ンの配備も行うこととする。
■設計方針の相違
屋外：漏えいした薬品は路面勾配による路
肩への流下，アクセスルートと薬品タンク
が 10m 以上離れていることから，薬品の影
響は小さく，薬品防護具の着用は不要。
屋内：廃棄物処理棟内の作業は薬品の影響が想定されるため，薬品防護具を着用。廃棄物処理棟以外の屋内作業は薬品の影響が想定されないため，薬品防護具の着用は不要。

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

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，「添付書類十 5.2 大規模な自然災害又は故意による大型航発生時の消火活動等については，「添付書類十 5.2 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おける事項」に示す。

空機の衝突その他のテロリズムへの対応における事項」に示す。

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柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：第４３条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

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。

いては，「火災防護計画」に定める。

屋内アクセスルートは，自然現象として選定する津波，風（台風），竜巻，低温（凍結），降

備考

屋内アクセスルートは，自然現象として選定する津波（敷地に遡上する津波を含む。），風 ■設計方針の相違

水，積雪，落雷，火山の影響，生物学的事象による影響に対して，外部からの衝撃による損傷（台風），竜巻，凍結，降水，積雪，落雷，火山の影響，生物学的事象，森林火災及び高潮に ・①の相違の防止が図られた建屋内に確保する設計とする。なお，森林火災の出火原因となるのは，たきよる影響に対して，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 ・6 条に準じたスクリーニングの相違による

火やタバコ等の人為によるものが大半であることを考慮し，森林火災については，人為による。

ものるもの（火災・爆発）として選定する。
また，発電所敷地又はその周辺における発電用原子炉施設の安全性を損なわせる原因とな

また，発電所敷地又はその周辺における発電用原子炉施設の安全性を損なわせる原因とな

るおそれがある事象であって人為によるものとして選定する火災・爆発（森林火災，近隣工場

るおそれがある事象であって人為によるものとして選定する飛来物（航空機落下），爆発，近 ■設計方針の相違

等の火災・爆発，航空機落下火災等）及び有毒ガスに対して，外部からの衝撃による損傷の防

隣工場等の火災，有毒ガス及び船舶の衝突に対して，外部からの衝撃による損傷の防止が図 ・森林火災を自然現象として抽出しているた止が図られた建屋内に確保する設計とする。

られた建屋内に確保する設計とする。

め，人為事象として選定した理由は記載不要

屋内アクセスルートにおいては，機器からの溢水に対して適切な防護具を着用する。
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。

屋内アクセスルートにおいては，機器からの溢水に対してアクセスルートでの被ばくを考 ■記載方針の相違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

アクセスルートにおける放射線防護具の配備，使用について記載。
保護具の着用は炉心損傷の有無による。

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，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

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可搬型照明設備を配備する。これらの運用については，「添付書類十 5.1 重大事故等対策」

め可搬型照明設備を配備する。これらの運用については，「添付書類十 5.1 重大事故等対策」

に示す。

に示す。

(2) 試験・検査性(2) 試験・検査性

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

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，試験又は検査を実施できるよう，機能・性能の確認，漏えいの有無のに必要な箇所の保守点検，試験又は検査を実施できるよう，機能・性能の確認，漏えいの有無

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

近又は検査が困難である箇所を極力少なくする。

上接近又は検査が困難である箇所を極力少なくする。

・「分解点検等」の「等」とは，補足資料共−2「類型化区分及び適合内容」の「試験・検査性について」の試験又は検査を示している。

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

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柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：第４３条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所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，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

計とする。

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。

備考

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

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

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。

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。

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柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第４４条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

6.7 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備
6.7 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備
6.7.1 概要6.7.1 概要
運転時の異常な過渡変化時において発電用原子炉の運転を緊急に停止することがで運転時の異常な過渡変化時において発電用原子炉の運転を緊急に停止することができな
きない事象が発生するおそれがある場合又は当該事象が発生した場合においても炉心い事象が発生するおそれがある場合又は当該事象が発生した場合においても炉心の著しい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
性を維持するとともに，発電用原子炉を未臨界に移行するために必要な重大事故等対処るとともに，発電用原子炉を未臨界に移行するために必要な重大事故等対処設備を設置す
設備を設置する。
る。
緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備の系統概要図を第 6.7−1 ・図番の相違
緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備の説明図及び系統概要図を第図から第 6.7−5 図に示す。
6.7−1 図から第 6.7−3 図に示す。

6.7.2 設計方針
6.7.2 設計方針
緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備のうち，原子炉冷却材圧力バ
緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備のうち，原子炉冷却材圧力
ウンダリ及び原子炉格納容器の健全性を維持するとともに，発電用原子炉を未臨界に移行
し，炉心の著しい損傷を防止するための設備として，ATWS 緩和設備（代替制御棒挿入機能），
ATWS 緩和設備（代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能）及びほう酸水注入系を設ける。
なお，原子炉緊急停止失敗時に自動減圧系が作動すると，高圧炉心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つながるため，自動減圧系の起動阻止ス
イッチにより自動減圧系及び代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能）による自動減圧を阻止する。自動減圧系の起動阻止スイッチについては，「6.8 原子炉冷却材圧力バウン

バウンダリ及び原子炉格納容器の健全性を維持するとともに，発電用原子炉を未臨界に移行し，炉心の著しい損傷を防止するための設備として，ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御
棒挿入機能），ＡＴＷＳ緩和設備（代替再循環系ポンプトリップ機能）及びほう酸水注入 ・設備名称の相違系を設ける。
なお，原子炉緊急停止失敗時に自動減圧系が作動すると，高圧炉心スプレイ系，低圧 ・設備名称の相違
注水系及び低圧炉心スプレイ系から大量の冷水が注水され，出力の急激な上昇につなが ・設備の相違るため，自動減圧系の起動阻止スイッチにより自動減圧系及び過渡時自動減圧機能によ ・起動阻止スイッチは，自動減圧機能及び過渡時自動減る自動減圧を阻止する。
圧機能の自動起動を阻止し，自動減圧による原子炉への冷水注水量の増加に伴う原子炉出力の急上昇を防止するために設置するものでもあるため，東 2 は 44 条でも整理している。
以降標記の理由は、「※１と同様の理由」と記載。

ダリを減圧するための設備」に記載する。

(1) フロントライン系故障時に用いる設備
a. ATWS 緩和設備（代替制御棒挿入機能）による制御棒緊急挿入
発電用原子炉が運転を緊急に停止していなければならない状況にもかかわらず，原子炉出力，原子炉圧力等のパラメータの変化から緊急停止していないことが推定される場合の重大事故等対処設備として，ATWS 緩和設備（代替制御棒挿入機能）を使用する。

(1) フロントライン系故障時に用いる設備
a． ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）による制御棒緊急挿入
発電用原子炉が運転を緊急に停止していなければならない状況にもかかわらず，原子炉出力，原子炉圧力等のパラメータの変化から緊急停止していないことが推定される場合の重大事故等対処設備として，ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）を使
用する。

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柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第４４条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉
ATWS 緩和設備（代替制御棒挿入機能）は，検出器（原子炉圧力及び原子炉水位），
論理回路，代替制御棒挿入機能用電磁弁等で構成し，原子炉圧力高又は原子炉水位低（レベル 2）の信号により，全制御棒を全挿入させて発電用原子炉を未臨界にできる設計とする。
また，ATWS 緩和設備（代替制御棒挿入機能）は，中央制御室の操作スイッチを手動で操作することで作動させることができる設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・ATWS 緩和設備（代替制御棒挿入機能）

東海第二発電所
ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）は，検出器（原子炉圧力及び原子炉水位），

論理回路，代替制御棒挿入機能用電磁弁等で構成し，原子炉圧力高又は原子炉水位異 ・設備名称の相違
常低下（レベル２）の信号により，全制御棒を全挿入させて発電用原子炉を未臨界にできる設計とする。
また，ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）は，中央制御室の操作スイッチを手動で操作することで作動させることができる設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）
・東二は手動で停止するた・ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）手動スイッチ
めに必要となる設備を主要設備として記載・東二は既設設備によるＳ
・制御棒（6.1.2 原子炉停止系）
・制御棒駆動機構（6.1.2 原子炉停止系）
・制御棒駆動系水圧制御ユニット（6.1.2 原子炉停止系）

その他，設計基準対象施設である制御棒駆動系水圧制御ユニット及び設計基準事故対処設備である制御棒，制御棒駆動機構（水圧駆動）を重大事故等対処設備として使用
し，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備を重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用する。

備考

Ａ設備は設計基準拡張とはしないため，主要設備に整理

その他，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備を重大事故等対処設備と する。
・柏崎の制御棒駆動機構にして使用する。
は「水圧」「電動」があるため（水圧駆動）と記載。東二は「水圧駆動」のみのため記載していない。

b. 原子炉冷却材再循環ポンプ停止による原子炉出力抑制

b．再循環系ポンプ停止による原子炉出力抑制

・設備名称の相違

発電用原子炉が運転を緊急に停止していなければならない状況にもかかわらず，原子炉出力，原子炉圧力等のパラメータの変化から緊急停止していないことが推定される場合の重大事故等対処設備として，ATWS 緩和設備（代替冷却材再循環ポンプ・トリ

発電用原子炉が運転を緊急に停止していなければならない状況にもかかわらず，原子炉出力，原子炉圧力等のパラメータの変化から緊急停止していないことが推定される場合の重大事故等対処設備として，ＡＴＷＳ緩和設備（代替再循環系ポンプトリッ

ップ機能）を使用する。
ATWS 緩和設備（代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能）は，検出器（原子炉圧力プ機能）を使用する。
ＡＴＷＳ緩和設備（代替再循環系ポンプトリップ機能）は，検出器（原子炉圧力及 ・設備名称の相違
び原子炉水位），論理回路，再循環系ポンプ遮断器及び低速度用電源装置遮断器で構成 ・先行 BWR は，電源装置によし，原子炉圧力高又は原子炉水位異常低下（レベル２）の信号により再循環系ポンプ り電源を切り離すが，東二では遮断器で電源を開放させ2 台を自動停止させて，発電用原子炉の出力を抑制できる設計とする。
るため相違している。
・記載の適正化・柏崎は冷却材再循環ポン
プが 10 台あり，原子炉水位
低(レベル 3)で 4 台，と原子炉水位低(レベル 2)で 6 台停止することで出力抑制（制及び原子炉水位），論理回路，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）等で構成し，原子炉圧力高又は原子炉水位低（レベル 3）の信号により冷却材再循環ポンプ 4 台を自動停止し，原子炉水位低（レベル 2）の信号により冷却材再循環ポンプ 6 台を自動停止させて，発電用原子炉の出力を制御できる設計とする。

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基本設計比較表 【対象項目： 第４４条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考御）するのに対し，東二は，原子炉水位(レベル 2)で再循環系ポンプ 2 台を停止させ出力抑制する。

また，ATWS 緩和設備（代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能）は，自動で停止しまた，ＡＴＷＳ緩和設備（代替再循環系ポンプトリップ機能）は，自動で停止しな ・設備名称の相違ない場合に，中央制御室の操作スイッチを手動で操作することで，冷却材再循環ポン

い場合に，中央制御室の操作スイッチを手動で操作することで，再循環系ポンプを停

プを停止させることができる設計とする。

止させることができる設計とする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

・ATWS 緩和設備（代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能）

・ＡＴＷＳ緩和設備（代替再循環系ポンプトリップ機能）・再循環系ポンプ遮断器手動スイッチ
・低速度用電源装置遮断器手動スイッチ

その他，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備を重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用する。

・手動操作で出力抑制できる設計のため主要設備に反映。

その他，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備を重大事故等対処設備と ・東二は設計基準拡張がな
く重大事故等対処設備と整して使用する。
理しているため相違している。

c． 自動減圧系の起動阻止スイッチによる原子炉出力急上昇防止※１と同様の理由

運転時の異常な過渡変化時において発電用原子炉の運転を緊急に停止することが出来ない事象が発生した場合に，自動減圧系の起動阻止スイッチを 2 個作動させることで原子炉の自動による減圧を防止する設計とする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

※１と同様の理由

・自動減圧系の起動阻止スイッチ

その他，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備を重大事故等対処設備と ※１と同様の理由して使用する。

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基本設計比較表 【対象項目： 第４４条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉
c. ほう酸水注入
原子炉緊急停止系の機能が喪失した場合の重大事故等対処設備として，ほう酸水注
入系を使用する。
ほう酸水注入系は，ほう酸水注入系ポンプ，ほう酸水注入系貯蔵タンク，配管・弁類，計測制御装置等で構成し，ほう酸水注入系ポンプにより，ほう酸水を高圧炉心注水系等を経由して原子炉圧力容器へ注入することで，発電用原子炉を未臨界にできる設計とする。

東海第二発電所
d． ほう酸水注入

原子炉緊急停止系の機能が喪失した場合の重大事故等対処設備として，ほう酸水注
入系を使用する。
ほう酸水注入系は，ほう酸水注入ポンプ，ほう酸水貯蔵タンク，配管・弁類，計測制 ・設備名称の相違
御装置等で構成し，ほう酸水注入ポンプにより，ほう酸水を原子炉圧力容器へ注入す ・柏崎は高圧炉心注水系等
を経由しほう酸を注入するることで，発電用原子炉を未臨界にできる設計とする。
が，東二は原子炉圧力容器炉
心底部より直接注入するため，相違している。

主要な設備は，以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

・ほう酸水注入系ポンプ

・ほう酸水注入ポンプ

・ほう酸水注入系貯蔵タンク

・ほう酸水貯蔵タンク

本系統の流路として，ほう酸水注入系の配管及び弁並びに高圧炉心注水系の配管，弁及びスパージャを重大事故等対処設備として使用する。

その他，設計基準対象施設である原子炉圧力容器を重大事故等対処設備として使用
し，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備を重大事故等対処設備（設計基

本系統の流路として，ほう酸水注入系の配管及び弁を重大事故等対処設備として使 ・柏崎は高圧炉心注水系等
を経由しほう酸を注入する用する。
が，東二は原子炉圧力容器炉
心底部より直接注入するため，相違している。
その他，設計基準対象施設である原子炉圧力容器及び非常用交流電源設備を重大事
故等対処設備として使用する。

る。
非常用交流電源設備については，「10.2 代替電源設備」に記載する。

・東二は設計基準拡張がな
く重大事故等対処設備を整理しているため相違している。

準拡張）として使用する。

原子炉圧力容器については，「5.1 原子炉圧力容器及び一次冷却材設備」に記載す

備考

原子炉圧力容器については，「3.4 原子炉圧力容器」に記載する。

・資料構成，番号の相違

非常用交流電源設備については，「10.2 代替電源設備」に記載する。

6.7.2.1 多様性，位置的分散
6.7.2.1 多様性，位置的分散
基本方針については，「1.1.7.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
基本方針については，「1.1.7.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
ATWS 緩和設備（代替制御棒挿入機能）は，原子炉緊急停止系と共通要因によって同時に
ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）の電源は，所内常設直流電源設備から給 ・原子炉緊急停止系との電機能を損なわないよう，論理回路をアナログ回路で構築することで，ディジタル回路で構電することで，非常用交流電源設備から給電する原子炉緊急停止系の論理回路の交流 源給電（直流と交流の相違）の違いによる多様性を反映。
築する原子炉緊急停止系に対して多様性を有する設計とする。
電源に対して多様性を有する設計とする。

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基本設計比較表 【対象項目： 第４４条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉
ATWS 緩和設備（代替制御棒挿入機能）は，検出器から代替制御棒挿入機能用電磁弁まで
原子炉緊急停止系に対して独立した構成とすることで，原子炉緊急停止系と共通要因によって同時に機能を損なわない設計とする。
また，ATWS 緩和設備（代替制御棒挿入機能）は，原子炉緊急停止系の電源と電気的に分離することで，共通要因によって同時に機能を損なわない設計とする。
ATWS 緩和設備（代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能）は，原子炉緊急停止系と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，論理回路をアナログ回路で構築することで，ディジタル回路で構築する原子炉緊急停止系に対して多様性を有する設計とする。

東海第二発電所

備考

ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）は，検出器から代替制御棒挿入機能用電磁弁まで原子炉緊急停止系に対して独立した構成とすることで，原子炉緊急停止系と共通要因によって同時に機能を損なわない設計とする。
また，ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）は，原子炉緊急停止系の電源と電気的に分離することで，共通要因によって同時に機能を損なわない設計とする。
ＡＴＷＳ緩和設備（代替再循環系ポンプトリップ機能）の電源は，所内常設直流電 ・原子炉緊急停止系との電源設備から給電することで，非常用交流電源設備から給電する原子炉緊急停止系の論 源給電（直流と交流の相違）の違いによる多様性を反映。
理回路の交流電源に対して多様性を有する設計とする。

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に対して独ＡＴＷＳ緩和設備（代替再循環系ポンプトリップ機能）は，検出器から再循環系ポ ・設備名称の相違
ンプ遮断器及び低速度用電源装置遮断器まで原子炉緊急停止系に対して独立した構 ・先行 BWR は，電源装置によ立した構成とすることで，共通要因によって同時に機能を損なわない設計とする。

成とすることで，共通要因によって同時に機能を損なわない設計とする。

ATWS 緩和設備（代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能）は，検出器から原子炉冷却材

り電源を切り離すが，東二では遮断器で電源を開放させるため相違している。

また，ATWS 緩和設備（代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能）は，原子炉緊急停止系

また，ＡＴＷＳ緩和設備（代替再循環系ポンプトリップ機能）は，原子炉緊急停止 ・設備名称の相違の電源と電気的に分離することで，原子炉緊急停止系と共通要因によって同時に機能を損なわない設計とする。

系の電源と電気的に分離することで，原子炉緊急停止系と共通要因によって同時に機能を損なわない設計とする。

ほう酸水注入系は，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

ほう酸水注入系は，制御棒，制御棒駆動機構及び制御棒駆動系水圧制御ユニットと共通要因によって同時に機能を損なわないよう，ほう酸水注入ポンプを非常用交流電源設備からの給電により駆動することで，アキュムレータにより駆動する制御棒，制御棒駆動機構及び制御棒駆動系水圧制御ユニットに対して多様性を有する設計とする。

ニットと共通要因によって同時に機能を損なわないよう，ほう酸水注入系ポンプを非常用
交流電源設備からの給電により駆動することで，アキュムレータにより駆動する制御棒，
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に対して多様性を有する設計とする。

ほう酸水注入系ポンプ及びほう酸水注入系貯蔵タンクは，原子炉建屋原子炉区域内の制
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と異なる区画に設置することで，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と共通要因によって同時に機能を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。

・柏崎の制御棒駆動機構には「水圧」「電動」があるため（水圧駆動）と記載。東二は「水圧駆動」のみのため記載していない。
・設備名称の相違

ほう酸水注入ポンプ及びほう酸水貯蔵タンクは，原子炉建屋原子炉棟内の制御棒， ・柏崎の制御棒駆動機構に「電動」があるため
制 御棒駆 動機構 及び制御棒駆動系水圧制御ユニットと異なる区画に設置すること は「水圧」
で，制御棒，制御棒駆動機構及び制御棒駆動系水圧制御ユニットと共通要因によっ （水圧駆動）と記載。東二は「水圧駆動」のみのため記載て同時に機能を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。
していない。
・設備名称の相違

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基本設計比較表 【対象項目： 第４４条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

6.7.2.2 悪影響防止
6.7.2.2 悪影響防止
基本方針については，「1.1.7.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
基本方針については，「1.1.7.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）は，検出器から代替制御棒挿入機能用電ATWS 緩和設備（代替制御棒挿入機能）は，検出器から代替制御棒挿入機能用電磁弁まで，
磁弁まで，原子炉緊急停止系に対して独立した構成とすることで，原子炉緊急停止系
原子炉緊急停止系に対して独立した構成とすることで，原子炉緊急停止系に悪影響を及ぼさない設計とする。また，ATWS 緩和設備（代替制御棒挿入機能）は，原子炉緊急停止系の電源と電気的に分離することで，原子炉緊急停止系に悪影響を及ぼさない設計とする。

に悪影響を及ぼさない設計とする。また，ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）
は，原子炉緊急停止系の電源と電気的に分離することで，原子炉緊急停止系に悪影響を及ぼさない設計とする。
ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）により動作する制御棒，制御棒駆動機構 ・東二は設計基準拡張がな
及び制御棒駆動系水圧制御ユニットは，設計基準事故対処設備として使用する場合と く重大事故等対処設備を整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で，他の設備に悪影響を及ぼ 理しているため相違している。
さない設計とする。

ATWS 緩和設備（代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能）は，検出器から原子炉冷却材
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，原子炉緊急停止系に対して独立した構成とすることで，原子炉緊急停止系に悪影響を及ぼさない設計とする。

ＡＴＷＳ緩和設備（代替再循環系ポンプトリップ機能）は，検出器から再循環系ポ ・設備名称の相違
ンプ遮断器及び低速度用電源装置遮断器まで，原子炉緊急停止系に対して独立した構 ・先行 BWR は，電源装置により電源を切り離すが，東二で成とすることで，原子炉緊急停止系に悪影響を及ぼさない設計とする。
は遮断器で電源を開放させまた，ATWS 緩和設備（代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能）は，原子炉緊急停止系

るため相違している。
また，ＡＴＷＳ緩和設備（代替再循環系ポンプトリップ機能）は，原子炉緊急停止系 ・設備名称の相違の電源と電気的に分離することで，原子炉緊急停止系に悪影響を及ぼさない設計とする。

の電源と電気的に分離することで，原子炉緊急停止系に悪影響を及ぼさない設計とする。

ほう酸水注入系は，設計基準事故対処設備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。

ほう酸水注入系は，設計基準事故対処設備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。
自動減圧系の起動阻止スイッチは，過渡時自動減圧機能と自動減圧系で阻止スイッ ※１と同様の理由
チ（ハードスイッチ）を共用しているが，スイッチの接点で分離することで，自動減圧系に悪影響を及ぼさない設計とする。

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基本設計比較表 【対象項目： 第４４条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

6.7.2.3 容 量 等
6.7.2.3 容量等
基本方針については，「1.1.7.2 容量等」に示す。
基本方針については，「1.1.7.2 容量等」に示す。
緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備として使用するＡＴＷ
緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備として使用する ATWS 緩和設
Ｓ緩和設備（代替制御棒挿入機能）は，想定される重大事故等時において，原子炉圧
備（代替制御棒挿入機能）は，想定される重大事故等時において，原子炉圧力高の信号又力高の信号又は原子炉水位異常低下（レベル２）の信号の計器誤差を考慮して確実に ・設備名称の相違
は原子炉水位低（レベル 2）の信号の計器誤差を考慮して確実に作動する設計とする。
作動する設計とする。
制御棒駆動系水圧制御ユニットは，設計基準事故対処設備としての仕様が重大事故 ・東二は設計基準拡張がな
等時において，発電用原子炉を未臨界にするために必要な制御棒を全挿入することが く重大事故等対処設備を整可能な駆動水を有する容量に対して十分であるため，設計基準事故対処設備と同仕様 理しているため相違していで設計する。

緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備として使用する ATWS 緩和設

る。

備（代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能）は，想定される重大事故等時において，原

緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備として使用するＡＴＷ
Ｓ緩和設備（代替再循環系ポンプトリップ機能）は，想定される重大事故等時におい ・設備名称の相違

子炉水位低（レベル 2，レベル 3）及び原子炉圧力高の信号の計器誤差を考慮して確実に作て，原子炉圧力高又は原子炉水位異常低下（レベル２）信号の計器誤差を考慮して確動する設計とする。

実に作動させることで，再循環系ポンプ 2 台を自動停止する設計とする。

ATWS 緩和設備（代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能）は，炉心流量の急激な減少を・先行 BWR は，原子炉水位レ
ベル 3 の信号で 4 台,原子炉

ンプ 4 台を自動停止し，原子炉水位低（レベル 2）の信号により冷却材再循環ポンプ 6 台

水位レベル２の信号で 6 台
再循環ポンプ停止する設計を自動停止する設計とする。

としているため相違。

緩和させるため，原子炉圧力高又は原子炉水位低（レベル 3）の信号により冷却材再循環ポ

ほう酸水注入系ポンプ及びほう酸水注入系貯蔵タンクは，設計基準事故対処設備としての仕様が，想定される重大事故等時において，発電用原子炉を未臨界にするために必要な負の反応度添加率を確保するための容量に対して十分であるため，設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。

ほう酸水注入ポンプ及びほう酸水貯蔵タンクは，設計基準事故対処設備としての仕 ・設備名称の相違
様が，想定される重大事故等時において，発電用原子炉を未臨界にするために必要な負の反応度添加率を確保するための容量に対して十分であるため，設計基準事故対処
設備と同仕様で設計する。

6.7.2.4 環境条件等
6.7.2.4 環境条件等
基本方針については，「1.1.7.3 環境条件等」に示す。
基本方針については，「1.1.7.3 環境条件等」に示す。
ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）は，中央制御室，原子炉建屋付属棟及び ・建屋名称の相違
ATWS 緩和設備（代替制御棒挿入機能）は，中央制御室及び原子炉建屋原子炉区域内に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
原子炉建屋原子炉棟内に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮しATWS 緩和設備（代替制御棒挿入機能）の操作は，想定される重大事故等時において，中央制御室で可能な設計とする。

た設計とする。
ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）の操作は，想定される重大事故等時において，中央制御室で可能な設計とする。

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基本設計比較表 【対象項目： 第４４条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）により動作する制御棒，制御棒駆動機構 ・東二は設計基準拡張がな
及び制御棒駆動系水圧制御ユニットは，原子炉格納容器内及び原子炉建屋原子炉棟内 く重大事故等対処設備を整理しているため相違していに設置し，重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。

屋原子炉区域内に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
ＡＴＷＳ緩和設備（代替再循環系ポンプトリップ機能）は，中央制御室，原子炉建 ・設備名称の相違
屋付属棟及び原子炉建屋原子炉棟内に設置し，想定される重大事故等時における環境 ・建屋名称の相違る。

条件を考慮した設計とする。

ATWS 緩和設備（代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能）は，中央制御室及び原子炉建

ATWS 緩和設備（代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能）の操作は，想定される重大事
故等時において，中央制御室で可能な設計とする。
ほう酸水注入系ポンプ及びほう酸水注入系貯蔵タンクは，原子炉建屋原子炉区域内に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
ほう酸水注入系の操作は，想定される重大事故等時において，中央制御室で可能な設計とする。

ＡＴＷＳ緩和設備（代替再循環系ポンプトリップ機能）の操作は，想定される重大事 ・設備名称の相違
故等時において，中央制御室で可能な設計とする。
ほう酸水注入ポンプ及びほう酸水貯蔵タンクは，原子炉建屋原子炉棟内に設置し， ・設備名称の相違
・建屋名称の相違想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
ほう酸水注入系の操作は，想定される重大事故等時において，中央制御室で可能な設計とする。
自動減圧系の起動阻止スイッチは，中央制御室に設置し，想定される重大事故等時 ※1 と同様の理由
における環境条件を考慮した設計とする。自動減圧系の起動阻止スイッチの操作は想定される重大事故等時において，中央制御室で可能な設計とする。

6.7.2.5

操作性の確保基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
ATWS 緩和設備（代替制御棒挿入機能）は，想定される重大事故等時において他の系統と切り替えることなく使用できる設計とする。
ATWS 緩和設備（代替制御棒挿入機能）は検出器を多重化し，「2 out of 4」論理又は「2out of 3」論理で自動的に作動する設計とする。

また，ATWS 緩和設備（代替制御棒挿入機能）は，中央制御室の操作スイッチにより操作が可能な設計とする。

6.7.2.5 操作性の確保
基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）は，想定される重大事故等時において他の系統と切り替えることなく使用できる設計とする。
ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）は，原子炉圧力高及び原子炉水位異常低 ・先行 BWR は，検出器を多重下（レベル２）の検出器各 4 個及び論理回路 2 チャンネルで構成し，原子炉圧力高の 化し「2 out of 4」論理又は「1 out of 2 twice」論理又は原子炉水位異常低下（レベル２）の「1 out of 2 twice」 「2 out of 3」論理。論理回
論理が論理回路 2 チャンネルで同時に成立することで自動的に作動する設計とする。 路構成に差異あり。
・2 チャンネルともに成立することで機能が成立することを追記。
また，ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）手動スイッチは，中央制御室の操 ・東二は主要設備の手動ス
イッチ毎の操作性を反映
作スイッチにより操作が可能な設計とする。
ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）により動作する制御棒，制御棒駆動機構 ・先行 BWR は，制御棒等を設
計基準拡張設備と位置付け
及び制御棒駆動系水圧制御ユニットは，操作不要な設計とする。
ているため記載していない。

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基本設計比較表 【対象項目： 第４４条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉
ATWS 緩和設備（代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能）は，想定される重大事故等時において他の系統と切り替えることなく使用できる設計とする。
ATWS 緩和設備（代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能）は検出器を多重化し，「2 outof 4」論理又は「2 out of 3」論理で自動的に作動する設計とする。

東海第二発電所

備考

ＡＴＷＳ緩和設備（代替再循環系ポンプトリップ機能）は，想定される重大事故等 ・設備名称の相違時において他の系統と切り替えることなく使用できる設計とする。
ＡＴＷＳ緩和設備（代替再循環系ポンプトリップ機能）は，原子炉圧力高及び原子 ・先行 BWR は検出器を多重化
炉水位異常低下（レベル２）の検出器各 4 個，論理回路 4 チャンネルで構成し，論理 し「2 out of 4」論理又は「2回路の各チャンネルは原子炉圧力高の「1 out of 2 twice」論理又は原子炉水位異常 out of 3」論理。論理回路構
低下（レベル２）の「1 out of 2 twice」論理で自動的に作動する設計とする。

成に差異ありまた，ATWS 緩和設備（代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能）は，中央制御室の操作スイッチにより操作が可能な設計とする。

再循環系ポンプ遮断器手動スイッチは，中央制御室の操作スイッチにより操作が可 ・先行 BWR は，手動スイッチ
を主要設備と位置づけてい能な設計とする。
低速度電源装置遮断器手動スイッチは，中央制御室の操作スイッチにより操作が可 なく，東二は主要設備のため
手動スイッチ毎の操作性を能な設計とする。
反映

ほう酸水注入系は，想定される重大事故等時において，設計基準事故対処設備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し，弁操作等により速やかに切り替えられる設計とする。ほう酸水注入系は，中央制御室の操作スイッチにより操作がほう酸水注入系は，想定される重大事故等時において，設計基準事故対処設備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し，弁操作等により可能な設計とする。

速やかに切り替えられる設計とする。ほう酸水注入系は，中央制御室の操作スイッチ
により操作が可能な設計とする。

自動減圧系の起動阻止スイッチは，想定される重大事故等時において，中央制御室 ※１と同様の理由
にて操作が可能な設計とする。

6.7.3 主要設備及び仕様
6.7.3 主要設備及び仕様
緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備の主要機器仕様を第 6.7−1
緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備の主要機器仕様を第 6.7−表に示す。
1 表に示す。

6.7.4 試験検査
6.7.4 試験検査
基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性に」に示す。
ATWS 緩和設備（代替制御棒挿入機能）は，発電用原子炉の停止中に機能・性能の確認とＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）は，発電用原子炉の停止中に機能・性能のして，模擬入力による論理回路の動作確認，校正及び設定値確認が可能な設計とする。
確認として，模擬入力による論理回路の動作確認，校正及び設定値確認が可能な設計とする。
ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）により動作する制御棒駆動機構及び制御棒 ・先行 BWR は，制御棒等を設
駆動系水圧制御ユニットは，発電用原子炉の停止中に分解検査として表面状態の確認が 計基準拡張設備と位置付けているため記載していない。
可能な設計とする。

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基本設計比較表 【対象項目： 第４４条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）手動スイッチは，発電用原子炉の停止中に ・先行 BWR は，手動スイッチ
機能・性能の確認が可能なように，スイッチによる電磁弁の開閉動作確認が可能な設計 を主要設備と位置づけていないため記載なし。東二は主とする。
要設備のため手動スイッチの試験検査の反映
また，発電用原子炉の停止中に機能・性能の確認が可能なように，スイッチ操作によ ・先行 BWR は，制御棒等を設
計基準拡張設備と位置付け
り制御棒の全引き抜き位置からのスクラム性能確認が可能な設計とする。
ているため記載していない。

ATWS 緩和設備（代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能）は，発電用原子炉の停止中に
機能・性能の確認として，模擬入力による論理回路の動作確認，校正及び設定値確認が可能な設計とする。

ＡＴＷＳ緩和設備（代替再循環系ポンプトリップ機能）は，発電用原子炉の停止中に ・設備名称の相違
機能・性能の確認として，模擬入力による論理回路の動作確認，校正及び設定値確認が可能な設計とする。
再循環系ポンプ遮断器手動スイッチは，発電用原子炉の停止中に機能・性能の確認と ・先行 BWR は，手動スイッチ
を主要設備と位置づけていして，操作スイッチによる遮断器の動作確認が可能な設計とする。
低速度用電源装置遮断器手動スイッチは，発電用原子炉の停止中に機能・性能の確認 ないため記載なし。東二は主として，操作スイッチによる遮断器の動作確認が可能な設計とする。

ほう酸水注入系は，発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能及び漏えいの有無の確認並びに弁の開閉動作の確認が可能な設計とする。
ほう酸水注入系ポンプは，発電用原子炉の停止中に分解及び外観の確認が可能な設計とする。
また，ほう酸水注入系貯蔵タンクは，発電用原子炉の停止中にほう酸濃度及びタンク水
位の確認によるほう酸質量の確認及び外観の確認が可能な設計とする。

要設備のため手動スイッチの試験検査の反映

ほう酸水注入系は，発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能及び漏えいの有無の確認並びに弁の開閉動作の確認が可能な設計とする。
ほう酸水注入ポンプは，発電用原子炉の停止中に分解及び外観の確認が可能な設計と ・設備名称の相違する。
また，ほう酸水貯蔵タンクは，発電用原子炉の運転中又は停止中にほう酸濃度及びタ ・東二は運転中において試
験検査を行うことから試験
ンク水位の確認によるほう酸質量の確認及び外観の確認が可能な設計とする。
項目を反映
自動減圧系の起動阻止スイッチは，発電用原子炉の停止中にスイッチによる論理回路 ※１と同様の理由の確認が可能な設計とする。

第 6.7−1 表 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備の主要機器仕様(1) ATWS 緩和設備（代替制御棒挿入機能）個数
1

第 6.7−1 表 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備の主要機器仕様(1) ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）
個
数
1

10／18

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第４４条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所(2) ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）手動スイッチ
個(2) ATWS 緩和設備（代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能）
個

数

数

2

(3) ＡＴＷＳ緩和設備（代替再循環系ポンプトリップ機能）

1

個

数

数

4

(5) 低速度用電源装置遮断器手動スイッチ
個数

2・設備名称の相違

・東二は主要設備のため記
載・東二は主要設備のため記
載・先行 BWR は，制御棒等を設(6) 制御棒兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉停止系
種・東二は主要設備のため記
載

1(4) 再循環系ポンプ遮断器手動スイッチ
個

備考

類

中性子吸収材

計基準拡張設備と位置付けているため記載していない。

十字型
ボロン・カーバイド粉末，
ハフニウム

有 効 長 さ

約 3.63m

本

185

数・先行 BWR は，制御棒等を設(7) 制御棒駆動機構兼用する設備は以下のとおり。

計基準拡張設備と位置付け

・原子炉停止系ているため記載していない。

個
(8)

数

185

制御棒駆動系水圧制御ユニット
兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉停止系(3) ほう酸水注入系
第 6.1.2−3 表 ほう酸水注入系主要仕様に記載する。

容量

約 18L（1 個当たり）

個

数

185

・先行 BWR は，制御棒等を設
計基準拡張設備と位置付けているため記載していない。

(9) ほう酸水注入ポンプ
兼用する設備は以下のとおり。
・ほう酸水注入系
・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備
11／18

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第４４条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所
台

数

1（予備 1）

容量

約 9.78m３／h

程約 870m

全揚

備考(10) ほう酸水貯蔵タンク
兼用する設備は以下のとおり。
・ほう酸水注入系
・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
基

数

1

容

量

約 19.5m３(11) 自動減圧系の起動阻止スイッチ
個数※１と同様の理由2

12／18

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第４４条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考
・東二は ATWS 緩和設備の概
要図を記載

13／18

計装用圧縮空気系から排気
バックアップ
スクラム弁

ND

2/4

2/3

ND

F043

ARI信号

ARI信号

F047

ND

F044

ND

排気

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

F048A

ND

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

スクラム
パイロット弁

NE

NE

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

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

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説明図（ATWS 緩和設備（代替制御棒挿入機能）による制御棒緊急挿入）

排気第 6.7−1 図

ND

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）

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所
基本設計比較表 【対象項目： 第４４条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉
東海第二発電所
備考

14／18

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）

2/4

※

※

RIP
(B)

RIP
(A)

※

※

RIP
(E)

RIP
(H)

RIP
(C)

RIP
(G)

G

※

M

※

6.9kV M/C B-2

RIP
(J)

G

※

RIP
(D)

※

M

※

6.9kV M/C A-2

RIP
(F)

※

6.9kV M/C B-1

代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能原子炉冷却材再循環ポンプ
可変周波数電源装置

タイマー（6秒）

RIP(K)

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。

ATWS-RPT

RIP-ASDTD

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

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説明図（原子炉冷却材再循環ポンプ停止による原子炉出力抑制）

ATWS-RPT信号※

第 6.7−2 図

TD

TD

TD

TD

ATWS-RPT信号

2/4

ATWS-RPT信号

原子炉圧力高（C）

原子炉水位低（A）（レベル2）

2/3

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）

6.9kV M/C A-1

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所
基本設計比較表 【対象項目： 第４４条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉
東海第二発電所
備考

15／18

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第４４条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

16／18

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第４４条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

17／18

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第４４条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

18／18

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第４５条 】

柏崎原子力発電所 ６／７号炉
5.4

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

5.4.1

概要

東海第二発電所
5.7 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

項目，図表番号の相違（以下①の相違）

5.7.1 概①の相違

要

原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態であって，設計基準事故対処設備が有する発電

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を防止するために必要な重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を防止するために必要

大事故等対処設備を設置する。

な重大事故等対処設備を設置する。

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の系統概要図を
第 5.4−1 図から第 5.4−3 図に示す。

備考

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の系統概要図を第 5.7−1 図から第 5.7−4 図に示す。

①の相違

また，想定される重大事故等時において，設計基準事故対処設備である高圧炉心注水系及また，想定される重大事故等時において，設計基準事故対処設備である高圧炉心スプレ

び原子炉隔離時冷却系が使用できる場合は重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用

イ系及び原子炉隔離時冷却系が使用できる場合は重大事故等対処設備として使用する。高する。高圧炉心注水系及び原子炉隔離時冷却系については，「5.3 非常用炉心冷却系」に記

圧炉心スプレイ系については，「5.2 非常用炉心冷却系」，原子炉隔離時冷却系について 設備の相違（以下②の相違）載する。

は，「5.3 原子炉隔離時冷却系」に記載する。

5.4.2

設計方針

5.7.2 設計方針

既設設備によるＳＡ対応について記載の整合（設計方針に記載していた詳述は削除し，本段落に概要として記載）
東２では既設設備によるＳＡ設備はＳＡ設備とする。

①の相違

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のうち，炉心を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のうち，炉心冷却するための設備として，高圧代替注水系を設ける。また，設計基準事故対処設備であるを冷却するための設備として，高圧代替注水系を設ける。また，設計基準事故対処設備で

高圧炉心注水系及び原子炉隔離時冷却系が全交流動力電源及び常設直流電源系統の機能喪失ある高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系が全交流動力電源及び常設直流電源系統②の相違

により起動できない，かつ，中央制御室からの操作により高圧代替注水系を起動できない場の機能喪失により起動できない，かつ，中央制御室からの操作により高圧代替注水系を起合に，高圧代替注水系及び原子炉隔離時冷却系を現場操作により起動させる。

動できない場合に，高圧代替注水系を現場操作により起動させる。

東２では，現場環境の悪化等を考慮し，RCIC の現場
起動には期待しない。

(1) フロントライン系故障時に用いる設備(1) フロントライン系故障時に用いる設備a.

高圧代替注水系による発電用原子炉の冷却

ａ．高圧代替注水系による発電用原子炉の冷却(a) 中央制御室からの高圧代替注水系起動

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の重大事故等対処設備として，高圧代替注水系を使用する。

高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系が機能喪失した場合の重大事故等対①の相違

処設備として，高圧代替注水系を使用する。

高圧代替注水系は，蒸気タービン駆動ポンプである高圧代替注水系ポンプ，配管・弁類，

高圧代替注水系は，蒸気タービン駆動ポンプである常設高圧代替注水系ポンプ，配 ②の相違

計測制御装置等で構成し，蒸気タービン駆動ポンプにより復水貯蔵槽の水を高圧炉心注管・弁類，計測制御装置等で構成し，蒸気タービン駆動ポンプによりサプレッション・ ②の相違

水系等を経由して，原子炉圧力容器へ注水することで炉心を冷却できる設計とする。

チェンバの水を高圧炉心スプレイ系等を経由して，原子炉圧力容器へ注水すること を冷却するための設備（常設高圧代替注水系ポンプ

原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉

で炉心を冷却できる設計とする。また，原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電 等）による注水等が，炉圧上昇により阻害されないよ
う逃がし安全弁（安全弁機能）の作動による圧力上昇

用原子炉を冷却するために必要な設備として，逃がし安全弁（安全弁機能）を使用 抑制に期待することから，「原子炉を冷却するための設備」と位置付けて第 45 条対応のＳＡ設備として整理する。
（先行 BWR は同等の機能を 46 条にて逃し弁機能で整理）（以下③の相違）する。

1

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第４５条 】

柏崎原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

高圧代替注水系は，常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備又は常設代 東２では，常設代替直流電源設備に加え，常設代替交

高圧代替注水系は，常設代替直流電源設備からの給電が可能な設計とし，中央制御室

流電源設備又は可搬型代替交流電源設備から所内常設替直流電源設備からの給電が可能な設計とし，中央制御室からの操作が可能な設計 直流電源設備への給電による直流電源確保に期待すからの操作が可能な設計とする。

る。

とする。

また，高圧代替注水系は，常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備及び 電源設備の相違

また，高圧代替注水系は，常設代替直流電源設備の機能喪失により中央制御室からの高圧代替注水系の人力による現場起動については，サ操作ができない場合においても，現場での人力による弁の操作により，原子炉冷却材圧

常設代替直流電源設備の機能喪失により中央制御室からの操作ができない場合にお ポート系故障時に用いる設備として後段で詳述

力バウンダリの減圧対策及び原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の冷却対策の準備が整いても，現場での人力による弁の操作により，原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧

うまでの期間にわたり，発電用原子炉の冷却を継続できる設計とする。なお，人力によ対策及び原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の冷却対策の準備が整うまでの期間にる措置は容易に行える設計とする。

わたり，発電用原子炉の冷却を継続できる設計とする。なお，人力による措置は容易に行える設計とする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

②の相違

・高圧代替注水系ポンプ

・常設高圧代替注水系ポンプ③の相違

・逃がし安全弁（安全弁機能）（5.1.1.3.2 主蒸気系）②の相違

・復水貯蔵槽（5.7 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）

・サプレッション・チェンバ（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備） 記載の適正化

・常設代替直流電源設備（10.2 代替電源設備）

・常設代替直流電源設備（10.2 代替電源設備）
・常設代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）②の相違，記載の適正化

・可搬型代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）②の相違，記載の適正化

・燃料補給設備（10.2 代替電源設備）②の相違

本系統の流路として，高圧代替注水系，高圧炉心注水系，原子炉隔離時冷却系，主蒸本系統の流路として，高圧代替注水系，高圧炉心スプレイ系，原子炉隔離時冷却②の相違

気系及び残留熱除去系（7 号炉のみ）の配管及び弁，復水補給水系の配管，並びに給水系の配管及び弁，スプレイノズル及び主蒸気系の配管，弁を重大事故等対処設備と②の相違

系の配管，弁及びスパージャを重大事故等対処設備として使用する。

して使用する。

その他，設計基準対象施設である原子炉圧力容器を重大事故等対処設備として使用す

その他，設計基準対象施設である原子炉圧力容器を重大事故等対処設備として使用る。
(2) サポート系故障時に用いる設備する。
(2) サポート系故障時に用いる設備

により高圧代替注水系が起動できない場合の重大事故等対処設備として，原子炉隔離時

先行 BWR の「a.原子炉隔離時冷却系の現場操作による発電用原子炉の冷却」にあたる操作
全交流動力電源及び常設直流電源系統の機能喪失により，高圧炉心スプレイ系及 ・現場での人力操作による常設高圧代替注水系ポンプ
び原子炉隔離時冷却系での発電用原子炉の冷却ができない場合であって，中央制御 の起動を容易に可能とすることにより，設置許可基準
規則解釈 1(1)の要求である RCIC 又は非常用復水器に室からの操作により高圧代替注水系が起動できない場合の重大事故等対処設備とし よる対応と同等以上の対応と位置付けている。

冷却系を現場操作により起動させて使用する。

て，高圧代替注水系を現場操作により起動させて使用する。

a.

原子炉隔離時冷却系の現場操作による発電用原子炉の冷却
全交流動力電源及び常設直流電源系統の機能喪失により，高圧炉心注水系及び原子炉

隔離時冷却系での発電用原子炉の冷却ができない場合であって，中央制御室からの操作

a.

高圧代替注水系の現場操作による発電用原子炉の冷却

原子炉隔離時冷却系は，全交流動力電源及び常設直流電源系統が機能喪失した場合に高圧代替注水系は，全交流動力電源及び常設直流電源系統が喪失した場合においおいても，現場で弁を人力操作することにより起動し，蒸気タービン駆動ポンプによりても，現場で弁を人力操作することにより起動し，蒸気タービン駆動ポンプにより復水貯蔵槽の水を原子炉圧力容器へ注水することで原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧

サプレッション・チェンバのプール水を原子炉圧力容器へ注水することで原子炉冷対策及び原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の冷却対策の準備が整うまでの期間にわた却材圧力バウンダリの減圧対策及び原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の冷却対策

り，発電用原子炉の冷却を継続できる設計とする。なお，人力による措置は容易に行えの準備が整うまでの期間にわたり，発電用原子炉の冷却を継続できる設計とする。

る設計とする。

また，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に必要な設備として，逃がし安全弁（安全弁機能）を使用する。

2

②の相違

③の相違

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第４５条 】

柏崎原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

主要な設備は，以下のとおりとする。
・常設高圧代替注水系ポンプ
・高圧代替注水系タービン止め弁③の相違

・逃がし安全弁（安全弁機能）（5.1.1.3.2 主蒸気系）
本系統の流路については，「5.7.2 (1) ａ．(a) 中央制御室からの高圧代替注水系起動」と同じである。
なお，設計基準対象施設である原子炉圧力容器を重大事故等対処設備として使用し，設計基準事故対処設備である原子炉隔離時冷却系を重大事故等対処設備（設計基準拡張）

その他，設計基準対象施設である原子炉圧力容器を重大事故等対処設備として使用する。

として使用する。
b.

代替電源設備による原子炉隔離時冷却系の復旧

ｂ．代替電源設備による原子炉隔離時冷却系の復旧

全交流動力電源が喪失し，原子炉隔離時冷却系の起動又は運転継続に必要な直流電源

全交流動力電源が喪失し，原子炉隔離時冷却系の起動又は運転継続に必要な直流を所内蓄電式直流電源設備により給電している場合は，所内蓄電式直流電源設備の蓄電電源を所内常設直流電源設備により給電している場合は，所内常設直流電源設備の池が枯渇する前に代替交流電源設備及び可搬型直流電源設備により原子炉隔離時冷却系

蓄電池が枯渇する前に常設代替交流電源設備，可搬型代替直流電源設備又は常設代の運転継続に必要な直流電源を確保する。

替直流電源設備により原子炉隔離時冷却系の運転継続に必要な直流電源を確保す

③の相違

②の相違

る。
原子炉隔離時冷却系は，常設代替交流電源設備，可搬型代替電源設備又は可搬型直流

原子炉隔離時冷却系は，常設代替交流電源設備，可搬型代替電源設備又は常設代

電源設備からの給電により機能を復旧し，蒸気タービン駆動ポンプにより復水貯蔵槽の替直流電源設備からの給電により機能を復旧し，蒸気タービン駆動ポンプによりサ

水を原子炉圧力容器へ注水することで炉心を冷却できる設計とする。

プレッション・チェンバの水を原子炉圧力容器へ注水することで炉心を冷却できる

②の相違
②の相違

設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

・逃がし安全弁（安全弁機能）（5.1.1.3.2 主蒸気系）
・常設代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）

・常設代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）
・常設代替直流電源設備（10.2 代替電源設備）

・可搬型代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）
・可搬型直流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2

代替電源設備）

③の相違
②の相違
②の相違

・可搬型直流電源設備（10.2 代替電源設備）②の相違

・燃料補給設備（10.2 代替電源設備）②の相違

本系統の流路として，主蒸気系 の配管及び弁を重大事故等対処設備として使用す
その他，設計基準対象施設である原子炉圧力容器を重大事故等対処設備として使用し，設計基準事故対処設備である原子炉隔離時冷却系を重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用する。
(3) 監視及び制御に用いる設備

る。
その他，設計基準対象施設である原子炉圧力容器を重大事故等対処設備として使用する。
(3) 監視及び制御に用いる設備

原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態で発電用原子炉を冷却する場合に監視及び制原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態で発電用原子炉を冷却する場合に監視及び御に使用する重大事故等対処設備として，原子炉水位（広帯域），原子炉水位（燃料域），

制御に使用する重大事故等対処設備として，原子炉水位（広帯域），原子炉水位（燃料原子炉水位（SA），原子炉圧力，原子炉圧力（SA），高圧代替注水系系統流量及び復水貯域），原子炉水位（ＳＡ広帯域），原子炉水位（ＳＡ燃料域），原子炉圧力，原子炉圧

3

②の相違

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第４５条 】

柏崎原子力発電所 ６／７号炉
蔵槽水位（SA）を使用する。

東海第二発電所
力（ＳＡ），高圧代替注水系系統流量及びサプレッション・プール水位を使用する。

原子炉水位（広帯域），原子炉水位（燃料域）及び原子炉水位（SA）は，原子炉水位を

原子炉水位（広帯域），原子炉水位（燃料域），原子炉水位（ＳＡ広帯域）及び原子監視又は推定でき，原子炉圧力，原子炉圧力（SA），高圧代替注水系系統流量及び復水貯炉水位（ＳＡ燃料域）は，原子炉水位を監視又は推定でき，原子炉圧力，原子炉圧力（SA），

蔵槽水位（SA）は原子炉圧力容器へ注水するための高圧代替注水系の作動状況を確認でき

高圧代替注水系系統流量及びサプレッション・プール水位は原子炉圧力容器へ注水するる設計とする。

ための高圧代替注水系の作動状況を確認できる設計とする。

備考
②の相違

②の相違

主要な設備は，以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

・原子炉水位（広帯域）（6.4 計装設備（重大事故等対処設備））

・原子炉水位（広帯域）（6.4 計装設備（重大事故等対処設備））

・原子炉水位（燃料域）（6.4 計装設備（重大事故等対処設備））

・原子炉水位（燃料域）（6.4 計装設備（重大事故等対処設備））

・原子炉水位（SA）（6.4 計装設備（重大事故等対処設備））

・原子炉水位（ＳＡ広帯域）（6.4 計装設備（重大事故等対処設備））②の相違

・原子炉水位（ＳＡ燃料域）（6.4 計装設備（重大事故等対処設備））②の相違

・原子炉圧力（6.4 計装設備（重大事故等対処設備））

・原子炉圧力（6.4 計装設備（重大事故等対処設備））

・原子炉圧力（SA）（6.4 計装設備（重大事故等対処設備））

・原子炉圧力（ＳＡ）（6.4 計装設備（重大事故等対処設備））

・高圧代替注水系系統流量（6.4 計装設備（重大事故等対処設備））

・高圧代替注水系系統流量（6.4 計装設備（重大事故等対処設備））

・復水貯蔵槽水位（SA）（6.4 計装設備（重大事故等対処設備））

・サプレッション・プール水位（6.4 計装設備（重大事故等対処設備））(4) 事象進展抑制のために用いる設備a.

ほう酸水注入系による進展抑制②の相違(4) 事象進展抑制のために用いる設備
ａ．ほう酸水注入系による進展抑制

高圧代替注水系及び原子炉隔離時冷却系を用いた発電用原子炉への高圧注水により原高圧代替注水系及び原子炉隔離時冷却系を用いた発電用原子炉への高圧注水によ

子炉水位を維持できない場合を想定した重大事故等対処設備として，ほう酸水注入系をり原子炉水位を維持できない場合を想定した重大事故等対処設備として，ほう酸水使用する。

注入系を使用する。また，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③の相違却するために必要な設備として，逃がし安全弁（安全弁機能）を使用する。
ほう酸水注入系は，ほう酸水注入系ポンプ，ほう酸水注入系貯蔵タンク，配管・弁類，

ほう酸水注入系は，ほう酸水注入ポンプ，ほう酸水貯蔵タンク，配管・弁類，計測

計測制御装置等で構成し，ほう酸水注入系ポンプにより，ほう酸水を高圧炉心注水系等

制御装置等で構成し，ほう酸水注入ポンプにより，ほう酸水をほう酸水注入系を経由を経由して原子炉圧力容器へ注入することで，重大事故等の進展を抑制できる設計とす

して原子炉圧力容器へ注入することで，重大事故等の進展を抑制できる設計とする。

②の相違

る。
本系統の詳細については，「6.7 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備」に記載する。

本系統の詳細については，「6.7 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備」に記載する。
原子炉隔離時冷却系ポンプ，高圧炉心スプレイ系ポンプ，ほう酸水注入ポンプ，ほう酸水貯蔵タンク及び逃がし安全弁（安全弁機能）は，設計基準事故対処設備であるとともに，重大事故等時においても使用するため，「1.1.7 重大事故等対処設備に関する基本方針」に示す設計方針を適用する。ただし，多様性及び位置的分散を考慮す
べ き 対 象 の 設 計 基 準 事 故 対 処 設 備 は な い こ と か ら ，「 1.1.7 重 大 事 故 等 対 処 設備
に関する基本方針」のうち多様性及び位置的分散の設計方針は適用しない。

4

東二では既設設備によるＳＡ設備の 43 条適合性を明記

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第４５条 】

柏崎原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

原子炉圧力容器については，「5.1 原子炉圧力容器及び一次冷却材設備」に記載する。

原子炉圧力容器については，「3.5 原子炉圧力容器」に記載する。

原子炉隔離時冷却系については，「5.3 非常用炉心冷却系」に記載する。

原子炉隔離時冷却系ポンプについては，「5.3 原子炉隔離時冷却系」に記載する。

復水貯蔵槽については，「5.7

サプレッション・チェンバについては，「9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供重大事故等の収束に必要となる水の供給設備」に記載する。

給設備」に記載する。

原子炉水位（広帯域），原子炉水位（燃料域），原子炉水位（SA），原子炉圧力，原子炉

原子炉水位（広帯域），原子炉水位（燃料域），原子炉水位（ＳＡ広帯域），原子炉

圧力（SA），高圧代替注水系系統流量及び復水貯蔵槽水位（SA）は，「6.4 計装設備（重水位（ＳＡ燃料域），原子炉圧力，原子炉圧力（ＳＡ），高圧代替注水系系統流量及び大事故等対処設備）」に記載する。

サプレッション・プール水位は，「6.4 計装設備（重大事故等対処設備）」に記載する。

ほう酸水注入系については，
「6.7

①の相違

緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備」に記載する。
常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備及び常設代替直流電源設備については，「10.2 代替電源設備」に記載する。

ほう酸水注入系については，「6.7 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備」に記載する。
逃がし安全弁（安全弁機能）については，「5.1.1.3.2 主蒸気系」に記載する。

③の相違

常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備，常設代替直流電源設備，非常用交流②の相違

電源設備及び燃料補給設備については，「10.2 代替電源設備」に記載する。
高圧炉心スプレイ系ポンプについては，「5.2 非常用炉心冷却系」に示す。

5.4.2.1

多様性，位置的分散

5.7.2.1

多様性，位置的分散①の相違

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

基 本 方 針 に つ い て は ，「 1.1.7.1 多 様 性 ，位 置 的 分 散 ，悪 影 響 防 止 等 」に 示 す 。

高圧代替注水系は，高圧炉心注水系と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，高高 圧 代 替 注 水 系 は ， 高 圧 炉 心 ス プ レ イ 系 と共通要因によって同時に機能を損なわな

圧代替注水系ポンプをタービン駆動とすることで，電動機駆動ポンプを用いた高圧炉心注水

いよう，常設高圧代替注水系ポンプをタービン駆動とすることで，電動機駆動ポンプを用系に対して多様性を有する設計とする。また，高圧代替注水系の起動に必要な電動弁は，常いた高圧炉心スプレイ系に対して多様性を有する設計とする。また，高圧代替注水系の起設代替直流電源設備からの給電及び現場において人力により，ポンプの起動に必要な弁を操動に必要な電動弁は，常 設 代 替 交 流 電 源 設 備 ，可 搬 型 代 替 直 流 電 源 設 備 又は常設代替

作できることで，非常用交流電源設備から給電される高圧炉心注水系及び非常用直流電源設

直流電源設備か ら の給 電 及 び 現場において人力により，ポンプの起動に必要な弁を操作で備から給電される原子炉隔離時冷却系に対して，多様性を有する設計とする。

きることで，非常用交流電源設備から給電される高圧炉心スプレイ系及び非常用直流電源

②の相違
②の相違

設備から給電される原子炉隔離時冷却系に対して，多様性を有する設計とする。
高圧代替注水系ポンプは，原子炉建屋原子炉区域内の高圧炉心注水系ポンプ及び原子炉隔

常設高圧代替注水系ポンプは，原子炉建屋原子炉棟内の高圧炉心スプレイ系ポ

離時冷却系ポンプと異なる区画に設置することで，高圧炉心注水系ポンプ及び原子炉隔離時

ンプ及び原子炉隔離時冷却系ポンプと異なる区画に設置することで，高圧炉心ス

冷却系ポンプと共通要因によって同時に機能を損なわないよう位置的分散を図る設計とす

プ レ イ 系 ポ ン プ 及 び 原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 ポ ン プ と共通要因によって同時に機能を損なる。

わないよう位 置 的 分 散 を 図 る 設 計 と す る 。

原子炉隔離時冷却系の起動に必要な電動弁は，現場において人力による手動操作を可能と東二では，現場環境の悪化を考慮し RCIC の現場起動には期待しない。

することで，非常用直流電源設備からの給電による遠隔操作に対して多様性を有する設計とする。
高圧代替注水系は，水源から原子炉隔離時冷却系配管との合流部までの系統について，原子炉隔離時冷却系に対して独立性を有する設計とする。
高圧代替注水系の蒸気配管は，原子炉隔離時冷却系の蒸気配管から分岐させる
ことで独立性を有する設計とする。
電源設備の多様性，位置的分散については「10.2 代替電源設備」に記載する。

②の相違

電 源 設 備 の 多 様 性 ，位 置 的 分 散 に つ い て は「 10.2

5

代 替 電 源 設 備 」に 記 載 す る 。

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第４５条 】

柏崎原子力発電所 ６／７号炉
5.4.2.2

悪影響防止

東海第二発電所
5.7.2.2 悪影響防止

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

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

高圧代替注水系は，通常時は弁等により他の系統・機器と隔離し，重大事故等時に弁操作

高 圧 代 替 注 水 系 は，通常時は弁等により他の系統・機器と隔離し，重大事故等時に弁操等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で，他の設備に悪影響を及ぼさな作等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で，他の設備に悪影響を及ぼい設計とする。また，高圧代替注水系，原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心注水系は，相互にさない設計とする。また，高圧代替注水系，原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系

悪影響を及ぼすことのないように，同時に使用しない運用とする。高圧代替注水系の蒸気配は，相互に悪影響を及ぼすことのないように，同時に使用しない運用とする。

管及び弁は十分な強度を有する設計とし，高圧代替注水系ポンプは，飛散物となって他の設
備に悪影響を及ぼさない設計とする。

プは，飛散物となって他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
原子炉隔離時冷却系は，設計基準事故対処設備として使用する場合と同じ系統構成で，大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用することにより，他の設備に悪影響を及ぼさ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ない設計とする。

る。

容量等

5.7.2.3 容量等①の相違

基本方針については，「1.1.7.2 容量等」に示す。

基本方針については，「1.1.7.2 容量等」に示す。

高圧代替注水系ポンプは，想定される重大事故等時において，十分な期間にわたって原子

常設高圧代替注水系ポンプは，想定される重大事故等時において，十分な期間にわたっ

炉水位を維持し，炉心の著しい損傷を防止するために必要なポンプ流量を有する設計とする。

て原子炉水位を維持し，炉心の著しい損傷を防止するために必要なポンプ流量を有する設

原子炉隔離時冷却系ポンプは，設計基準事故時の非常用炉心冷却機能と兼用しており，設計基準事故時に使用する場合のポンプ流量が，重大事故等の収束に必要な注水流量に対して十分であるため，設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。

①の相違

高圧代替注水系の蒸気配管及び弁は十分な強度を有する設計とし，高圧代替注水系ポン

原子炉隔離時冷却系は，設計基準事故対処設備として使用する場合と同じ系統構成で，重5.4.2.3

備考

②の相違

計とする。
原子炉隔離時冷却系ポンプは，設計基準事故時の非常用炉心冷却機能と兼用しており，設計基準事故時に使用する場合のポンプ流量が，重大事故等の収束に必要な注水流量に対して十分であるため，設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。

5.4.2.4

環境条件等

5.7.2.4 環境条件等

基本方針については，「1.1.7.3 環境条件等」に示す。

基本方針については，「1.1.7.3 環境条件等」に示す。

高圧代替注水系ポンプは，原子炉建屋原子炉区域内に設置し，想定される重大事故等時に常設高圧代替注水系ポンプ及び原子炉隔離時冷却系ポンプは，原子炉建屋原子炉棟内における環境条件を考慮した設計とする。

①の相違
②の相違

設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。

高圧代替注水系の操作は，想定される重大事故等時において，中央制御室で可能な設計と高圧代替注水系及び原子炉隔離時冷却系の操作は，想定される重大事故等時において，②の相違する。また，中央制御室からの操作により高圧代替注水系を起動できない場合において，高中央制御室で可能な設計とする。また，中央制御室からの操作により高圧代替注水系を起②の相違

圧代替注水系の起動に必要となる弁の操作は，想定される重大事故等時において，設置場所

動できない場合において，高圧代替注水系の起動に必要となる弁の操作は，想定される重で人力により可能な設計とする。また，高圧代替注水系は，淡水だけでなく海水も使用でき

大事故等時において，設置場所で人力により可能な設計とする。

る設計とする。なお，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，設備への影響を考慮する。
原子炉隔離時冷却系ポンプは，原子炉建屋原子炉区域内に設置し，想定される重大事故等②の相違時における環境条件を考慮した設計とする。中央制御室からの操作により原子炉隔離時冷却系を起動できない場合において，原子炉隔離時冷却系の起動に必要となる弁の操作は，想定される重大事故等時において，防護具を装着することで設置場所で人力により可能な設計とする。

6

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第４５条 】

柏崎原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所
逃がし安全弁（安全弁機能）は，原子炉格納容器内に設置し，重大事故等時における原

備考
③の相違

子炉格納容器内の環境条件を考慮した設計とする。
5.4.2.5

操作性の確保5.7.2.5 操作性の確保

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

高圧代替注水系は，想定される重大事故等時において，通常時の隔離された系統構成から高圧代替注水系は，想定される重大事故等時において，通常時の隔離された系統構成か

弁操作等により速やかに切り替えられる設計とする。高圧代替注水系ポンプは，中央制御室

ら弁操作等により速やかに系統構成が可能な設計とする。常設高圧代替注水系ポンプは，の操作スイッチにより弁を操作することで，起動が可能な設計とし，系統構成に必要な弁は，中央制御室の操作スイッチにより弁を操作することで，起動が可能な設計とし，系統構成

中央制御室から操作可能な設計とする。また，高圧代替注水系の操作に必要な弁は，中央制に必要な弁は，中央制御室から操作可能な設計とする。また，高圧代替注水系の操作に必御室から操作ができない場合においても，現場操作が可能となるように手動ハンドルを設け，要な弁は，中央制御室から操作ができない場合においても，現場操作が可能となるように現場で人力により確実に操作が可能な設計とする。

手動ハンドルを設け，現場で人力により確実に操作が可能な設計とする。

原子炉隔離時冷却系は，想定される重大事故等時において，設計基準事故対処設備として原子炉隔離時冷却系は，想定される重大事故等時において，設計基準事故対処設備とし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設計とする。原子炉隔離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設計とする。原子炉

時冷却系の操作に必要な弁は，中央制御室から操作ができない場合においても，現場操作が隔離時冷却系の操作に必要な弁は，中央制御室から操作が可能な設計とする。

①の相違

本来の目的で使用 ②の相違

RCIC の現場操作には期待しない。

可能となるように手動ハンドルを設け，現場での人力により確実に操作が可能な設計とする。
5.4.3

主要設備及び仕様

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の主要機器仕様
を第 5.4−1 表に示す。
5.4.4

試験検査

5.7.3 主要設備及び仕様
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の主要機器仕様を第 5.7−1 表に示す。
5.7.4 試験検査①の相違

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

高圧代替注水系は，発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能及び漏えいの有無の確

高圧代替注水系は，発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能及び漏えいの有無の認並びに弁の開閉動作の確認が可能な設計とする。また，高圧代替注水系ポンプは，発電用原子炉の停止中に分解及び外観の確認が可能な設計とする。

① の相違確認並びに弁の開閉動作の確認が可能な設計とする。
また，常設高圧代替注水系ポンプは，発電用原子炉の停止中に分解及び外観の確認が可能な設計とする。

原子炉隔離時冷却系は，発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能及び漏えいの有無

原子炉隔離時冷却系は，発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能及び漏えいの有の確認並びに弁の開閉動作の確認が可能な設計とする。また，原子炉隔離時冷却系ポンプは，無の確認並びに弁の開閉動作の確認が可能な設計とする。また，原子炉隔離時冷却系ポン

発電用原子炉の停止中に分解及び外観の確認が可能な設計とする。

プは，発電用原子炉の停止中に分解及び外観の確認が可能な設計とする。

第 5.4−1 表

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の主
要機器仕様(1) 高圧代替注水系
ａ. 高圧代替注水系ポンプ

第 5.7−1 表 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の主要機器仕様(1) 高圧代替注水系
a. 常設高圧代替注水系ポンプ兼用する設備は以下のとおり。

兼用する設備は以下のとおり。

・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備

・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備

7

①の相違

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第４５条 】

柏崎原子力発電所 ６／７号炉
台

数

容

量

全

揚 程

東海第二発電所

1

台

数

1

約 180m /h

容量

約 136.7m３／h

約 900m 以上

全程

約 900m3(2) ほう酸水注入系
ａ. ほう酸水注入系ポンプ(2) ほう酸水注入系
a. ほう酸水注入ポンプ

第 6.1.2−3 表 ほう酸水注入系主要仕様に記載する。

第 6.7−1 表 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備(常設)の設備

ｂ. ほう酸水注入系貯蔵タンク
第 6.1.2−3 表 ほう酸水注入系主要仕様に記載する。

揚仕様に記載する。

b.

ほう酸水貯蔵タンク
第 6.7−1 表 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備(常設)の設備
仕様に記載する。

(3) 主蒸気系
a. 逃がし安全弁兼用する設備は以下のとおり。
・主蒸気系
・原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備
型式

バネ式（アクチュエータ付）

個

数

18

（安全弁機能）吹出圧力
MPa[gage]

弁個数

容量／個 t／h（吹出し圧力×1.03にお
いて）

7.78

2

385.2

8.10

4

400.5

8.16

4

403.9

8.23

4

407.2

8.30

4

410.6

吹出圧力
MPa[gage]

弁個数

容量／個 t／h（吹出し圧力において）

7.37

2

354.6

7.44

4

357.8

7.51

4

361.1

7.58

4

364.3

7.64

4

367.6

（逃がし弁機能）8

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第４５条 】

柏崎原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

AO

逃がし安全弁（安全弁機能）
AO

原子炉圧力容器

AO

MO

AO

AO

MO

MO

主蒸気系

主タービンへMO

ドライウェルサプレッション・チェンバ

MO

MO

MO
MO

MO

高圧代替注水系
タービン止め弁

サプレッション・
チェンバへ

MO

MO

MO

MO

復水貯蔵
タンクへ

復水貯蔵
タンク

MO

MO

高圧炉心
スプレイ系ポンプ

タービン

MO

タービン

常設高圧代替
注水系ポンプMO

原子炉隔離時冷却系ポンプ
HO
MO

MO

MO

第 5.7−1 図 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
系統概要図（1）（高圧代替注水系による発電用原子炉の冷却）

9

①の相違

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第４５条 】

柏崎原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

AO

逃がし安全弁（安全弁機能）
AO

原子炉圧力容器

AO

MO

AO

AO

MO

MO

主蒸気系

主タービンへMO

ドライウェルサプレッション・チェンバ

MO

MO

MO
MO

MO

高圧代替注水系
タービン止め弁

サプレッション・
チェンバへ

MO

MO

MO

MO

復水貯蔵
タンクへ

復水貯蔵
タンク

MO

MO

高圧炉心
スプレイ系ポンプ

タービン
MO

タービン

常設高圧代替
注水系ポンプMO

原子炉隔離時冷却系ポンプ
HO
MO

MO

MO

第 5.7−2 図 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①の相違

系統概要図（2）（原子炉隔離時冷却系による発電用原子炉の冷却）

10

②の相違

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第４５条 】

柏崎原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

AO

逃がし安全弁（安全弁機能）
AO

原子炉圧力容器

AO

MO

AO

AO

MO

MO

主蒸気系

主タービンへMO

ドライウェルサプレッション・チェンバ

MO

MO

MO
MO

MO

高圧代替注水系
タービン止め弁

サプレッション・
チェンバへ

MO

MO

MO

MO

復水貯蔵
タンクへ

復水貯蔵
タンク

MO

MO

高圧炉心
スプレイ系ポンプ

タービン
MO

タービン

常設高圧代替
注水系ポンプMO

原子炉隔離時冷却系ポンプ
HO
MO

MO

MO

第 5.7−3 図 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①の相違

系統概要図（3）（高圧炉心スプレイ系による発電用原子炉の冷却）

11

②の相違

基本設計比較表 【対象項目： 第４５条 】

T

電気ヒータ

ほう酸水注入ポンプ(B)

ほう酸水
テストタンク

AO
サプレッション・
プールへ

原子炉
原子炉
圧力容
圧力容器
器

逃がし安全弁
（安全弁機能）

原子炉
格納容器

原子炉建屋
原子炉棟

P

純水

攪拌用空気

RO

ほう酸水注入ポンプ(A)

MO

MO

L

ほう酸水
貯蔵タンク

備考

電気ヒータ

東海第二発電所

T

柏崎原子力発電所 ６／７号炉

主タービンへ

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

第 5.7−4 図 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
系統概要図（4）（ほう酸水注入系による進展抑制）

12

①の相違

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第４５条 】

柏崎原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

13

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第４５条 】

柏崎原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

14

備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第４５条 】

柏崎原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

15

備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：第４６条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

5.5 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備

5.8 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備

・記載の相違(1)5.5.1 概要

5.8.1 概要

東海第二と柏崎刈羽では，
申請項目及び章番号が異な

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 る。

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

炉の減圧機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するため，原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するために必要な重大事故等対処設備を設置及び保管すため，原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するために必要な重大事故等対処設備を設置及び保管する。

る。

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備の系統概要図を第 5.5−1 図及び第 5.5−2 図に示す。

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備の系統概略図を第 5.8−1 図から第 5.8−5 ・記載の相違(1)と同様
図に示す。

5.5.2 設計方針

5.8.2 設計方針

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備のうち，原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備のうち，原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧時に炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するための設備として逃がし安全弁を設

時に炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するための設備として逃がし安全弁を設

ける。

ける。

(1) フロントライン系故障時に用いる設備(1) フロントライン系故障時に用いる設備

a. 原子炉減圧の自動化

・記載の相違(1)と同様

ａ．原子炉減圧の自動化

逃がし安全弁の自動減圧機能が喪失した場合の重大事故等対処設備として，逃がし安全弁を代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能）により作動させ使用する。

逃がし安全弁の自動減圧機能が喪失した場合の重大事故等対処設備として，逃がし安全弁を
過渡時自動減圧機能により作動させ使用する。

・設備名称の相違(1)

逃がし安全弁は，代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能）からの信号により，自動減圧逃がし安全弁は，過渡時自動減圧機能からの信号により，自動減圧機能用アキュムレータに 東海第二の過渡時自動減圧機能は，柏崎刈羽の代替自機能用アキュムレータに蓄圧された窒素ガスをアクチュエータのピストンに供給することで蓄圧された窒素をアクチュエータのピストンに供給することで作動し，蒸気を排気管によりサ 動減圧ロジック（代替自動減圧機能）と同様の機能作動し，蒸気を排気管によりサプレッション・チェンバのプール水面下に導き凝縮させること

プレッション・チェンバのプール水面下に導き凝縮させることで，原子炉冷却材圧力バウンダ ・記載の相違(3)で，原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧できる設計とする。

リを減圧できる設計とする。

東海第二では，気体窒素に対してはガスの記載を省略する方針としている。

なお，原子炉緊急停止失敗時に自動減圧系が作動すると，高圧炉心注水系及び低圧注水系か

なお，原子炉緊急停止失敗時に自動減圧系が作動すると，高圧炉心スプレイ系，低圧注水系 ・設備仕様の相違(1)ら大量の冷水が注水され出力の急激な上昇につながるため，自動減圧系の起動阻止スイッチに及び低圧炉心スプレイ系から大量の冷水が注水され出力の急激な上昇につながるため，自動減 東海第二と柏崎刈羽では，原子炉注水の設計思想が異より自動減圧系及び代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能）による自動減圧を阻止する。

圧系の起動阻止スイッチにより自動減圧系及び過渡時自動減圧機能による自動減圧を阻止す なる。
る。

東海第二の高圧炉心スプレイ系は柏崎刈羽の高圧炉
心注水系
東海第二の低圧注水系及び低圧炉心スプレイ系は柏崎刈羽の低圧注水系

主要な設備は，以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

・逃がし安全弁・逃がし安全弁・自動減圧機能用アキュムレータ

・自動減圧機能用アキュムレータ

・代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能）（6.8

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧

・過渡時自動減圧機能（6.8 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備）

・設備名称の相違(1)と同様するための設備）・自動減圧系の起動阻止スイッチ（6.8 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設
備）・自動減圧系の起動阻止スイッチ（6.8 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設
備）

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柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：第４６条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉
その他，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備を重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用する。

東海第二発電所

備考

その他，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備を重大事故等対処設備として使用 ・記載の相違(2)する。

東海第二では，
柏崎刈羽の設計基準拡張に該当する設
備を重大事故等対処設備に分類している。

b. 手動による原子炉減圧
逃がし安全弁の自動減圧機能が喪失した場合の重大事故等対処設備として，逃がし安全弁を手動により作動させて使用する。
逃がし安全弁は，中央制御室からの遠隔手動操作により，逃がし弁機能用アキュムレータ又ｂ．手動による原子炉減圧
逃がし安全弁の自動減圧機能が喪失した場合の重大事故等対処設備として，逃がし安全弁を手動により作動させて使用する。
逃がし安全弁は，中央制御室からの遠隔手動操作により，自動減圧機能用アキュムレータに ・SA 対応の相違(1)は自動減圧機能用アキュムレータに蓄圧された窒素ガスをアクチュエータのピストンに供給蓄圧された窒素をアクチュエータのピストンに供給することで作動し，蒸気を排気管によりサ 東海第二では，逃がし弁機能用アキュムレータを重大することで作動し，蒸気を排気管によりサプレッション・チェンバのプール水面下に導き凝縮

プレッション・チェンバのプール水面下に導き凝縮させることで，原子炉冷却材圧力バウンダ 事故等対処設備として使用しない。

させることで，原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧できる設計とする。

リを減圧できる設計とする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

・逃がし安全弁・逃がし安全弁

・逃がし弁機能用アキュムレータ

・記載の相違(3)と同様

・SA 対応の相違(1)と同様

・自動減圧機能用アキュムレータ

・自動減圧機能用アキュムレータ

・所内蓄電式直流電源設備（10.2 代替電源設備）

・所内常設直流電源設備（10.2 代替電源設備）

・設備仕様の相違(2)・可搬型直流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）

・可搬型代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）

東海第二と柏崎刈羽では電源設備の構成及び設備名

・常設代替直流電源設備（10.2 代替電源設備）

称が異なる。

・可搬型代替直流電源設備（10.2 代替電源設備）

東海第二の所内常設直流電源設備は，
柏崎刈羽の所内
蓄電式直流電源設備
東海第二の可搬型代替交流電源設備及び可搬型代替
直流電源設備が柏崎刈羽の可搬型直流電源設備
東海第二の常設代替直流電源設備は特有の設備

本系統の流路として，主蒸気系配管及びクエンチャを重大事故等対処設備として使用する。
(2) サポート系故障時に用いる設備
a. 常設直流電源系統喪失時の減圧
原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備のうち，逃がし安全弁の機能回復のための重大事故等対処設備として，可搬型直流電源設備を使用する。

本系統の流路として，主蒸気配管及びクエンチャを重大事故等対処設備として使用する。
(2) サポート系故障時に用いる設備
ａ．常設直流電源系統喪失時の減圧
原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備のうち，逃がし安全弁の機能回復のための重大事故等対処設備として，常設代替直流電源設備，可搬型代替直流電源設備及び逃がし安 ・設備仕様の相違(2)と同様
全弁用可搬型蓄電池を使用する。
(a) 常設代替直流電源設備による逃がし安全弁機能回復・SA 対応の相違(2)原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備のうち，逃がし安全弁の機能回復のた 東海第二では，常設代替直流電源設備による逃がし安めの重大事故等対処設備として，常設代替直流電源設備を使用する。

全弁機能回復を設けている。

常設代替直流電源設備は，逃がし安全弁の作動に必要な常設直流電源系統が喪失した場合においても，緊急用電源切替盤を切り替えることにより，逃がし安全弁（7 個）の作動に必
要な電源を供給できる設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。

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柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：第４６条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉(a) 可搬型直流電源設備による逃がし安全弁機能回復
原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備のうち，逃がし安全弁の機能回復のための重大事故等対処設備として，可搬型直流電源設備及び AM 用切替装置（SRV）を使用する。
可搬型直流電源設備は，逃がし安全弁の作動に必要な常設直流電源系統が喪失した場合にお東海第二発電所

備考

・常設代替直流電源設備（10.2 代替電源設備）

・設備仕様の相違(2)と同様(b) 可搬型代替直流電源設備による逃がし安全弁機能回復・設備仕様の相違(2)と同様

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備のうち，逃がし安全弁の機能回復のための重大事故等対処設備として，可搬型代替直流電源設備を使用する。

・設備仕様の相違(3)可搬型代替直流電源設備は，逃がし安全弁の作動に必要な常設直流電源系統が喪失した場 東海第二と柏崎刈羽では電源設備の構成及び設備名

いても，AM 用切替装置（SRV）を切り替えることにより，逃がし安全弁（8 個）の作動に必要合においても，緊急用電源切替盤を切り替えることにより，逃がし安全弁（7 個）の作動に 称が異なる。

な電源を供給できる設計とする。

必要な電源を供給できる設計とする。

東海第二の緊急用電源切替盤は，柏崎刈羽の AM 用切替装置（SRV）
・設備仕様の相違(4)東海第二と柏崎刈羽では，炉型の違いにより自動減圧機能用の逃がし安全弁の数が異なる。

主要な設備は，以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

・可搬型直流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）

・可搬型代替直流電源設備（10.2 代替電源設備）

・AM 用切替装置（SRV）

・設備仕様の相違(2)と同様・設備仕様の相違(3)と同様
・記載の相違(4)東海第二の緊急用電源切替盤は，
10.2 代替電源設備の整理に従い主要設備として記載しない方針としている。

(b) 逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁機能回復
原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備のうち，逃がし安全弁の機能回復のための重大事故等対処設備として，逃がし安全弁用可搬型蓄電池を使用する。

(c) 逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁機能回復
原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備のうち，逃がし安全弁の機能回復のための重大事故等対処設備として，逃がし安全弁用可搬型蓄電池を使用する。

逃がし安全弁用可搬型蓄電池は，逃がし安全弁の作動に必要な常設直流電源系統が喪失した

逃がし安全弁用可搬型蓄電池は，逃がし安全弁の作動に必要な常設直流電源系統が喪失し場合においても，逃がし安全弁の作動回路に接続することにより，逃がし安全弁（2 個）を一た場合においても，逃がし安全弁の作動回路に接続することにより，逃がし安全弁（2 個）

定期間にわたり連続して開状態を保持できる設計とする。

を一定期間にわたり連続して開状態を保持できる設計とする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

・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

b. 逃がし安全弁の作動に必要な窒素ガス喪失時の減圧

ｂ．逃がし安全弁の作動に必要な窒素喪失時の減圧
原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備のうち，逃がし安全弁の機能回復のため ・記載の相違(3)と同様の重大事故等対処設備として，非常用窒素供給系及び非常用逃がし安全弁駆動系を使用する。 ・記載の相違(5)東海第二では，非常用逃がし安全弁駆動系による逃がし安全弁機能回復を設けているため，
柏崎刈羽との章立てが異なる。

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柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：第４６条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所(a) 非常用窒素供給系による窒素確保

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備のうち，逃がし安全弁の機能回復のための重大事故等対処設備として，高圧窒素ガス供給系を使用する。

備考
・記載の相違(5)と同様

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備のうち，逃がし安全弁の機能回復のための重大事故等対処設備として，非常用窒素供給系を使用する。

・設備名称の相違(2)高圧窒素ガス供給系は，逃がし安全弁の作動に必要な逃がし弁機能用アキュムレータ及び自非常用窒素供給系は，逃がし安全弁の作動に必要な自動減圧機能用アキュムレータの充填 東海第二の非常用窒素供給系は，柏崎刈羽の高圧窒素

動減圧機能用アキュムレータの充填圧力が喪失した場合において，逃がし安全弁の作動に必要圧力が喪失した場合において，逃がし安全弁の作動に必要な窒素を供給できる設計とする。 ガス供給系と同様の設備。但し，逃がし弁機能用アキな窒素ガスを供給できる設計とする。
なお，高圧窒素ガスボンベの圧力が低下した場合は，現場で高圧窒素ガスボンベの切替え及び取替えが可能な設計とする。

ュムレータへの供給経路は有していない。

なお，非常用窒素供給系高圧窒素ボンベの圧力が低下した場合は，現場で高圧窒素ボンベ ・設備名称の相違(2)と同様の取替えが可能な設計とする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

・高圧窒素ガスボンベ（6.8・非常用窒素供給系高圧窒素ボンベ（6.8 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するため ・記載の相違(3)と同様

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備）の設備）

・記載の相違(6)東海第二では，
高圧窒素ボンベに系統名を併記する方
針としている。

本系統の流路として，高圧窒素ガス供給系の配管及び弁並びに逃がし弁機能用アキュムレー
タ及び自動減圧機能用アキュムレータを重大事故等対処設備として使用する。
その他，設計基準事故対処設備である逃がし安全弁を重大事故等対処設備として使用する。

本系統の流路として，非常用窒素供給系の配管及び弁並びに自動減圧機能用アキュムレー ・記載の相違(6)と同様
タを重大事故等対処設備として使用する。
その他，設計基準事故対処設備である逃がし安全弁を重大事故等対処設備として使用する。
(b) 非常用逃がし安全弁駆動系による原子炉減圧・設備名称の相違(2)と同様

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備のうち，逃がし安全弁機能回復のため ・事故時対応の相違(1)と同様の重大事故等対処設備として，非常用逃がし安全弁駆動系を使用する。

・記載の相違(5)と同様

非常用逃がし安全弁駆動系は，逃がし安全弁の作動に必要な逃がし弁機能用アキュムレー ・事故時対応の相違(3)と同様
タ及び自動減圧機能用アキュムレータの充填圧力が喪失した場合において，逃がし安全弁のアクチュエータに直接窒素を供給することで，逃がし安全弁（4 個）を一定期間にわたり連続して開状態を保持できる設計とする。
なお，非常用逃がし安全弁駆動系高圧窒素ボンベの圧力が低下した場合は，現場で高圧窒
素ボンベの切替え及び取替えが可能な設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・非常用逃がし安全弁駆動系高圧窒素ボンベ（6.8 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備）
・常設代替直流電源設備（10.2 代替電源設備）
・可搬型代替直流電源設備（10.2 代替電源設備）
本系統の流路として，非常用逃がし安全弁駆動系の配管及び弁を重大事故等対処設備として使用する。

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柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：第４６条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

その他，設計基準事故対処設備である逃がし安全弁を重大事故等対処設備として使用する。
c. 代替電源設備を用いた逃がし安全弁の復旧

ｃ．全交流動力電源喪失及び常設直流電源喪失における逃がし安全弁の復旧(a) 代替直流電源設備による復旧(a) 代替直流電源設備による復旧

全交流動力電源又は常設直流電源が喪失した場合の重大事故等対処設備として，可搬型直流電源設備を使用する。
逃がし安全弁は，可搬型直流電源設備により作動に必要な直流電源が供給されることにより機能を復旧し，原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧できる設計とする。

・設備仕様の相違(2)と同様

全交流動力電源又は常設直流電源が喪失した場合の重大事故等対処設備として，常設代替 ・設備仕様の相違(2)と同様
直流電源設備及び可搬型代替直流電源設備を使用する。
逃がし安全弁は，常設代替直流電源設備及び可搬型代替直流電源設備により作動に必要な直流電源が供給されることにより機能を復旧し，原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧できる設計とする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。
・常設代替直流電源設備（10.2 代替電源設備）

・可搬型直流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）(b) 代替交流電源設備による復旧
全交流動力電源又は常設直流電源が喪失した場合の重大事故等対処設備として，常設代替交
流電源設備又は可搬型代替交流電源設備を使用する。

・設備仕様の相違(2)と同様・可搬型代替直流電源設備（10.2 代替電源設備）(b) 代替交流電源設備による復旧
全交流動力電源又は常設直流電源が喪失した場合の重大事故等対処設備として，常設代替
交流電源設備及び可搬型代替交流電源設備を使用する。

逃がし安全弁は，常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備により所内蓄電式直流逃がし安全弁は，常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備により所内常設直流電源設備を受電し，作動に必要な直流電源が供給されることにより機能を復旧し，原子炉冷却電源設備を受電し，作動に必要な直流電源が供給されることにより機能を復旧し，原子炉冷材圧力バウンダリを減圧できる設計とする。

却材圧力バウンダリを減圧できる設計とする。

・設備仕様の相違(2)と同様

主要な設備は，以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

・常設代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）

・常設代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）

・記載の相違(7)・可搬型代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）

・可搬型代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）

東海第二に共用するプラントはない。

(3) 炉心損傷時における高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱の防止(3) 炉心損傷時における高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱の防止

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備のうち，炉心損傷時に原子炉冷却材圧力バ

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備のうち，炉心損傷時に原子炉冷却材圧力

ウンダリが高圧状態である場合において，高圧溶融物放出及び格納容器雰囲気直接加熱による原バウンダリが高圧状態である場合において，高圧溶融物放出及び格納容器雰囲気直接加熱によ

子炉格納容器の破損を防止するための重大事故等対処設備として，逃がし安全弁を使用する。

る原子炉格納容器の破損を防止するための重大事故等対処設備として，逃がし安全弁を使用す
る。

本系統は，
「(1) b．手動による原子炉減圧」と同じである。

本系統は，「(1)ｂ．手動による原子炉減圧」と同じである。

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基本設計比較表

【対象項目：第４６条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉(4) インターフェイスシステム LOCA 発生時に用いる設備
インターフェイスシステム LOCA 発生時の重大事故等対処設備として，逃がし安全弁，原子炉建屋ブローアウトパネル及び高圧炉心注水系注入隔離弁を使用する。

東海第二発電所

備考(4) インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時に用いる設備
インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時の重大事故等対処設備として，逃がし安全弁，高 ・事故時対応の相違(4)圧炉心スプレイ系注入弁，原子炉隔離時冷却系原子炉注入弁，低圧炉心スプレイ系注入弁，残 東海第二では，ブローアウトパネルが開しなくても留熱除去系Ａ系注入弁，残留熱除去系Ｂ系注入弁及び残留熱除去系Ｃ系注入弁（以下，「イン IS-LOCA 隔離弁の現場操作が可能であることから，46
ターフェイスシステムＬＯＣＡ隔離弁」という。
）を使用する。

条の SA 設備には位置付けていない。
・事故時対応の相違(5)東海第二と柏崎刈羽では，格納容器外の破断想定箇所が異なるため IS-LOCA 隔離弁も異なるものとなる。

弁は，中央制御室からの手動操作によって作動させ，原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧させることで原子炉冷却材の漏えいを抑制できる設計とする。

弁は，央制御室からの手動操作によって作動させ，原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧させることで原子炉冷却材の漏えいを抑制できる設計とする。

原子炉建屋ブローアウトパネルは，高圧の原子炉冷却材が原子炉建屋原子炉区域へ漏えいして・事故時対応の相違(4)と同様蒸気となり，原子炉建屋原子炉区域内の圧力が上昇した場合において，外気との差圧により自動的に開放し，原子炉建屋原子炉区域内の圧力及び温度を低下させることができる設計とする。
高圧炉心注水系注入隔離弁は，現場で弁を操作することにより原子炉冷却材の漏えい箇所を隔離できる設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。

インターフェイスシステムＬＯＣＡ隔離弁は，現場で弁を操作することにより原子炉冷却材 ・事故時対応の相違(5)と同様の漏えい箇所を隔離できる設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。

・原子炉建屋ブローアウトパネル
・逃がし安全弁・事故時対応の相違(4)と同様・逃がし安全弁

・逃がし弁機能用アキュムレータ

・事故時対応の相違(1)と同様

・自動減圧機能用アキュムレータ

・自動減圧機能用アキュムレータ

・所内蓄電式直流電源設備（10.2 代替電源設備）

・所内常設直流電源設備（10.2 代替電源設備）

・可搬型直流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）

・可搬型代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）

・設備仕様の相違(2)と同様

・常設代替直流電源設備（10.2 代替電源設備）
・可搬型代替直流電源設備（10.2 代替電源設備）
本系統の流路として，主蒸気系配管及びクエンチャを重大事故等対処設備として使用する。

本系統の流路として，主蒸気配管及びクエンチャを重大事故等対処設備として使用する。

なお，設計基準事故対処設備である高圧炉心注水系注入隔離弁を重大事故等対処設備（設計基なお，設計基準事故対処設備であるインターフェイスシステムＬＯＣＡ隔離弁を重大事故等 ・事故時対応の相違(5)と同様

準拡張）として使用する。
高圧炉心注水系注入隔離弁については，「5.3 非常用炉心冷却系」に記載する。

対処設備として使用する。
高圧炉心スプレイ系注入弁については，「5.2 非常用炉心冷却系」に記載する。

・設備名称の相違

・記載の相違(2)と同様

・事故時対応の相違(5)と同様

原子炉隔離時冷却系原子炉注入弁については，「5.3 原子炉隔離時冷却系」に記載する。
低圧炉心スプレイ系注入弁については，「5.2 非常用炉心冷却系」に記載する。
残留熱除去系Ａ系注入弁については，「5.2 非常用炉心冷却系」に記載する。
残留熱除去系Ｂ系注入弁については，「5.2 非常用炉心冷却系」に記載する。
残留熱除去系Ｃ系注入弁については，「5.2 非常用炉心冷却系」に記載する。

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柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：第４６条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉
代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能），自動減圧系の起動阻止スイッチ及び高圧窒素ガ
スボンベについては，「6.8 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備」に記載する。

東海第二発電所

備考

過渡時自動減圧機能，自動減圧系の起動阻止スイッチ，非常用窒素供給系高圧窒素ボンベ及び非 ・設備名称の相違(1)と同様
常用逃がし安全弁駆動系高圧窒素ボンベについては，「6.8 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧す ・記載の相違(6)と同様るための設備」に記載する。

・事故時対応の相違(3)と同様

非常用交流電源設備については，「10.1 非常用電源設備」に記載する。

非常用交流電源設備については，「10.1 非常用電源設備」に記載する。

所内蓄電式直流電源設備，可搬型直流電源設備，常設代替交流電源設備及び可搬型代替交流電

所内常設直流電源設備，可搬型代替交流電源設備，常設代替交流電源設備，常設代替直流電源設 ・設備仕様の相違(2)と同様源設備については，「10.2 代替電源設備」に記載する。
5.5.2.1 多様性，位置的分散

備及び可搬型代替直流電源設備については，「10.2 代替電源設備」に記載する。
5.8.2.1 多様性，位置的分散

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

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

逃がし安全弁，逃がし弁機能用アキュムレータ及び自動減圧機能用アキュムレータは，設計基準

逃がし安全弁及び自動減圧機能用アキュムレータは，設計基準事故対処設備と重大事故等対処設 ・記載の相違(1)と同様

事故対処設備と重大事故等対処設備としての安全機能を兼ねる設備であるが，想定される重大事故備としての安全機能を兼ねる設備であるが，想定される重大事故等時に必要となる個数に対して十 ・事故時対応の相違(1)と同様

等時に必要となる個数に対して十分に余裕をもった個数を分散して設置する設計とする。

分に余裕をもった個数を分散して設置する設計とする。
逃がし安全弁は，非常用逃がし安全弁駆動系による原子炉減圧として使用する 4 個を，異なる主 ・事故時対応の相違(3)と同様
蒸気管に分散して配置する設計とする。
逃がし安全弁は，非常用逃がし安全弁駆動系による原子炉減圧として使用する 4 個を，電磁弁の ・SA 対応の相違(3)と同様
排気側から直接窒素を供給して作動させることで，電磁弁を用いた逃がし安全弁の作動に対し，多様性を有する設計とする。

逃がし安全弁は，中央制御室からの手動操作又は代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能）か逃がし安全弁は，中央制御室からの手動操作又は過渡時自動減圧機能からの信号により作動する ・設備名称の相違(1)と同様

らの信号により作動することで，自動減圧機能による作動に対して多様性を有する設計とする。まことで，自動減圧機能による作動に対して多様性を有する設計とする。また，逃がし安全弁は，所た，逃がし安全弁は，所内蓄電式直流電源設備及び可搬型直流電源設備からの給電により作動する

内常設直流電源設備，常設代替直流電源設備，可搬型代替直流電源設備及び逃がし安全弁用可搬型 ・設備仕様の相違(2)と同様

ことで，非常用直流電源設備からの給電による作動に対して多様性を有する設計とする。代替自動蓄電池からの給電により作動することで，非常用交流電源設備及び非常用直流電源設備からの給電

減圧ロジック（代替自動減圧機能）の多様性，位置的分散については「6.8 原子炉冷却材圧力バによる作動に対して多様性を有する設計とする。過渡時自動減圧機能の多様性，位置的分散についウンダリを減圧させるための設備」に記載し，所内蓄電式直流電源設備及び可搬型直流電源設備のては「6.8 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧させるための設備」に記載し，所内常設直流電源

多様性，位置的分散については「10.2 代替電源設備」に記載する。

設備，常設代替直流電源設備及び可搬型代替直流電源設備の多様性，位置的分散については「10.2代替電源設備」に記載する。

逃がし安全弁用可搬型蓄電池は，共通要因によって同時に機能を損なわないよう，蓄電池（非常逃がし安全弁用可搬型蓄電池は，共通要因によって同時に機能を損なわないよう，125V 系蓄電 ・設備仕様の相違(2)と同様用）及び AM 用直流 125V 蓄電池に対して異なる種類の蓄電池を用いることで多様性を有する設計と池Ａ系及び 125V 系蓄電池Ｂ系に対して異なる種類の蓄電池を用いることで多様性を有する設計と

する。

する。

逃がし安全弁用可搬型蓄電池は，原子炉建屋内の原子炉区域外及びコントロール建屋と異なる区

逃がし安全弁用可搬型蓄電池は，原子炉建屋付属棟内の 125V 系蓄電池Ａ系及び 125V 系蓄電池Ｂ ・記載の相違(10)画の原子炉建屋内の原子炉区域外に分散して保管することで，コントロール建屋の蓄電池（非常用）系と異なる区画の原子炉建屋付属棟内に保管することで，共通要因によって同時に機能を損なわな 東海第二と柏崎刈羽では，機器配置及び施設名称が異及び原子炉建屋内の原子炉区域外の AM 用直流 125V 蓄電池と共通要因によって同時に機能を損なわいよう位置的分散を図る設計とする。

なる。

ないよう位置的分散を図る設計とする。

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柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：第４６条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉
5.5.2.2 悪影響防止

東海第二発電所
5.8.2.2 悪影響防止

備考・記載の相違(1)と同様

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

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

逃がし安全弁，逃がし弁機能用アキュムレータ及び自動減圧機能用アキュムレータは，設計基準

逃がし安全弁及び自動減圧機能用アキュムレータは，設計基準事故対処設備として使用する場合 ・事故時対応の相違(1)と同様

事故対処設備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

り，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

設計とする。
逃がし安全弁は，非常用逃がし安全弁駆動系を通常時の系統構成から，弁の操作によって重大事 ・事故時対応の相違(3)と同様
故等対処設備としての系統構成が可能な設計とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

逃がし安全弁用可搬型蓄電池は，通常時は逃がし安全弁用可搬型蓄電池を接続先の系統と分離し逃がし安全弁用可搬型蓄電池は，通常時は逃がし安全弁用可搬型蓄電池を接続先の系統と分離して保管し，重大事故等時に接続操作等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で，て保管し，重大事故等時に接続操作等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で，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。逃がし安全弁用可搬型蓄電池は，治具による固定等を他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。逃がし安全弁用可搬型蓄電池は，治具による固定等をすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

AM 用切替装置（SRV）は，通常時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とし，・記載の相違(4)と同様

重大事故等時に遮断器操作等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で，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
原子炉建屋ブローアウトパネルは，他の設備と独立して作動することにより，他の設備に悪影響

・事故時対応の相違(4)と同様を及ぼさない設計とする。
また，原子炉建屋ブローアウトパネルは，開放動作により，他の設備に悪影響を及ぼさない設計

・事故時対応の相違(4)と同様

とする。

8／18

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：第４６条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉
5.5.2.3 容量等
基本方針については，「1.1.7.2 容量等」に示す。

東海第二発電所
5.8.2.3 容量等

備考・記載の相違(1)と同様

基本方針については，「1.1.7.2 容量等」に示す。

逃がし安全弁は，設計基準事故対処設備の逃がし安全弁と兼用しており，設計基準事故対処設

逃がし安全弁は，設計基準事故対処設備の逃がし安全弁と兼用しており，設計基準事故対処設備備としての弁吹出量が，想定される重大事故等時において，原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧すとしての弁吹出量が，想定される重大事故等時において，原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するるために必要な弁吹出量に対して十分であるため，設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。

ために必要な弁吹出量に対して十分であるため，設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。

自動減圧機能用アキュムレータは，設計基準事故対処設備の逃がし安全弁の自動減圧機能用ア

自動減圧機能用アキュムレータは，設計基準事故対処設備の逃がし安全弁の自動減圧機能用アキ

キュムレータと兼用しており，設計基準事故対処設備としての自動減圧機能用アキュムレータのュムレータと兼用しており，設計基準事故対処設備としての自動減圧機能用アキュムレータの容量

容量が，想定される重大事故等時において，原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための逃がしが，想定される重大事故等時において，原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための逃がし安全

安全弁の開動作に必要な供給窒素の容量に対して十分であるため，設計基準事故対処設備と同仕様

弁の開動作に必要な供給窒素の容量に対して十分であるため，設計基準事故対処設備と同仕様で設で設計する。

計する。

逃がし弁機能用アキュムレータは，設計基準対象施設の逃がし安全弁の逃がし弁機能用アキュ

・事故時対応の相違(1)と同様

ムレータと兼用しており，設計基準対象施設としての逃がし弁機能用アキュムレータの容量が，想定される重大事故等時において，原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための逃がし安全弁の開動作に必要な供給窒素の容量に対して十分であるため，設計基準対象施設と同仕様で設計する。
逃がし安全弁用可搬型蓄電池は，想定される重大事故等時において，逃がし安全弁 2 個を一定期逃がし安全弁用可搬型蓄電池は，想定される重大事故等時において，逃がし安全弁 2 個を一定期間にわたり連続して開状態を保持できる容量を有するものを 6 号及び 7 号炉それぞれで 1 セット 1

間にわたり連続して開状態を保持できる容量を有するものを 2 個使用する。
保有数は 2 個に加えて， ・記載の相違(6)と同様個使用する。保有数は 6 号及び 7 号炉それぞれで 1 セット 1 個に加えて，故障時及び保守点検によ

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 個の合計 3 個を保管する。

る待機徐外時のバックアップ用として 1 個（6 号及び 7 号炉共用）の合計 3 個を保管する。

・設備仕様の相違(5)東海第二の逃がし安全弁用可搬型蓄電池は，逃がし安
全弁 1 個につき蓄電池 1 個を接続する。

原子炉建屋ブローアウトパネルは，想定される重大事故等時において，原子炉建屋原子炉区域内

・事故時対応の相違(4)と同様に漏えいした蒸気を原子炉建屋外に排気して，原子炉建屋原子炉区域内の圧力及び温度を低下させるために必要となる容量を有する設計とする。

9／18

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：第４６条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉
5.5.2.4 環境条件等

東海第二発電所
5.8.2.4 環境条件等

基本方針については，「1.1.7.3 環境条件等」に示す。

基本方針については，「1.1.7.3 環境条件等」に示す。

逃がし安全弁は，想定される重大事故等時に確実に作動するように，原子炉格納容器内に設置し，逃がし安全弁は，想定される重大事故等時に確実に作動するように，原子炉格納容器内に設置し，備考・記載の相違(1)と同様

制御用空気が喪失した場合に使用する高圧窒素ガス供給系の高圧窒素ガスボンベの容量の設定も制御用空気が喪失した場合に使用する非常用窒素供給系の高圧窒素ボンベの容量の設定も含めて， ・設備名称の相違(2)と同様

含めて，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。

想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。

逃がし安全弁の操作は，想定される重大事故等時において中央制御室で可能な設計とする。

逃がし安全弁の操作は，想定される重大事故等時において中央制御室で可能な設計とする。

また，原子炉格納容器内へスプレイを行うことにより，逃がし安全弁近傍の格納容器温度を低下

また，原子炉格納容器内へスプレイを行うことにより，逃がし安全弁近傍の格納容器温度を低下させることが可能な設計とする。

させることが可能な設計とする。
非常用逃がし安全弁駆動系で使用する逃がし安全弁は，想定される重大事故等時に確実に作動す ・事故時対応の相違(3)と同様
るように，原子炉格納容器内に設置し，制御用空気が喪失した場合に使用する非常用逃がし安全弁
駆動系の高圧窒素ボンベの容量の設定も含めて，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。

逃がし弁機能用アキュムレータ及び自動減圧機能用アキュムレータは，原子炉格納容器内に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
逃がし安全弁用可搬型蓄電池は，原子炉建屋内の原子炉区域外に保管及び設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
逃がし安全弁用可搬型蓄電池の常設設備との接続及び操作は，想定される重大事故等時において，設置場所で可能な設計とする。
AM 用切替装置（SRV）は，中央制御室に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考

自動減圧機能用アキュムレータは，原子炉格納容器内に設置し，想定される重大事故等時におけ ・事故時対応の相違(1)と同様
る環境条件を考慮した設計とする。
逃がし安全弁用可搬型蓄電池は，原子炉建屋原子炉棟内に保管及び設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
逃がし安全弁用可搬型蓄電池の常設設備との接続及び操作は，想定される重大事故等時において，設置場所で可能な設計とする。
・記載の相違(4)と同様慮した設計とする。
AM 用切替装置（SRV）の操作は，想定される重大事故等時において，中央制御室で可能な設計と・記載の相違(4)と同様する。
原子炉建屋ブローアウトパネルは，原子炉建屋原子炉区域と屋外との境界に設置し，想定される・事故時対応の相違(4)と同様

重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。

10／18

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：第４６条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉
5.5.2.5 操作性の確保

東海第二発電所
5.8.2.5 操作性の確保

備考・記載の相違(1)と同様

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

逃がし安全弁，逃がし弁機能用アキュムレータ及び自動減圧機能用アキュムレータは，想定され逃がし安全弁及び自動減圧機能用アキュムレータは，想定される重大事故等時において，設計基 ・事故時対応の相違(1)と同様

る重大事故等時において，設計基準事故対処設備として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等

準事故対処設備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設計と対処設備として使用する設計とする。

する。

逃がし安全弁は，中央制御室の操作スイッチにより操作が可能な設計とする。

逃がし安全弁は，中央制御室の操作スイッチにより操作が可能な設計とする。

逃がし安全弁用可搬型蓄電池は，想定される重大事故等時において，通常時の系統構成から接続

逃がし安全弁用可搬型蓄電池は，想定される重大事故等時において，通常時の系統構成から接続操作により速やかに切り替えられる設計とする。

操作により速やかに切り替えられる設計とする。

逃がし安全弁用可搬型蓄電池は，人力による運搬が可能な設計とし，屋内のアクセスルートを通逃がし安全弁用可搬型蓄電池は，人力による運搬が可能な設計とし，屋内のアクセスルートを通行してアクセス可能な設計とするとともに，設置場所にて固縛による固定等が可能な設計とする。

行してアクセス可能な設計とするとともに，設置場所にて固縛による固定等が可能な設計とする。

逃がし安全弁用可搬型蓄電池の接続は，ボルト・ネジ接続とし，一般的に用いられる工具を用い逃がし安全弁用可搬型蓄電池の接続は，ボルト・ネジ接続とし，一般的に用いられる工具を用いて確実に接続することができる設計とする。
AM 用切替装置（SRV）は，想定される重大事故等時において，通常の系統構成から遮断器操作等て確実に接続することができる設計とする。
・記載の相違(4)と同様

により速やかに切り替えられる設計とする。
AM 用切替装置（SRV）は，中央制御室にて操作が可能な設計とする。

・記載の相違(4)と同様

原子炉建屋ブローアウトパネルは，想定される重大事故等時において，他の系統と切り替えるこ

・事故時対応の相違(4)と同様となく使用できる設計とする。
原子炉建屋ブローアウトパネルは，原子炉建屋原子炉区域内と外気との差圧により自動的に開放・事故時対応の相違(4)と同様する設計とする。

11／18

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：第４６条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉
5.5.3 主要設備及び仕様
原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備の主要機器仕様を第 5.5−1 表に示す。

5.5.4 試験検査

東海第二発電所
5.8.3 主要設備及び仕様

備考・記載の相違(1)と同様

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備の主要機器仕様を第 5.8−1 表に示す。

5.8.4 試験検査・記載の相違(1)と同様

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

逃がし安全弁，逃がし弁機能用アキュムレータ及び自動減圧機能用アキュムレータは，発電用原逃がし安全弁及び自動減圧機能用アキュムレータは，発電用原子炉の停止中に機能・性能検査及 ・記載の相違(2)と同様

子炉の停止中に機能・性能及び漏えいの有無の確認並びに外観の確認が可能な設計とする。また，

び漏えいの有無の確認並びに外観の確認が可能な設計とする。また，逃がし安全弁は，発電用原子逃がし安全弁は，発電用原子炉の停止中に分解が可能な設計とする。

炉の停止中に分解が可能な設計とする。

逃がし安全弁用可搬型蓄電池は，発電用原子炉の運転中又は停止中に，機能・性能及び外観の確認が可能な設計とする。
AM 用切替装置（SRV）は，発電用原子炉の停止中に，機能・性能及び外観の確認が可能な設計と逃がし安全弁用可搬型蓄電池は，発電用原子炉の運転中又は停止中に，機能・性能及び外観の確認が可能な設計とする。
・記載の相違(4)と同様する。
原子炉建屋ブローアウトパネルは，発電用原子炉の運転中又は停止中に，外観の確認が可能な設・事故時対応の相違(4)と同様

計とする。

12／18

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：第４６条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉
第 5.5−1 表 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備の主要機器仕様(1) 逃がし安全弁

東海第二発電所
第 5.8−1 表 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備の主要機器仕様

5.1.1.3.2 主蒸気系に記載する。

(2) 逃がし弁機能用アキュムレータ
個

数

18

容

量

約 15L/個(3) 自動減圧機能用アキュムレータ

(2) 自動減圧機能用アキュムレータ

数

8

個

数

7

容

量

約 200L/個

容量0.25m３（1 個当たり）(4) 逃がし安全弁用可搬型蓄電池(3) 逃がし安全弁用可搬型蓄電池

型

式

リチウムイオン電池型

式

リチウムイオン電池個

数

1（予備 1） ただし，予備は 6 号及び 7 号炉共用個

数

2（予備 1）

容量

約 2,100Wh

容

量780Wh（1 個当たり）

電

圧

135V

電

圧

125V

使用箇所

原子炉建屋地下 1 階

使用箇所

原子炉建屋付属棟 3 階

保管場所

原子炉建屋地下 1 階

保管場所

原子炉建屋付属棟 3 階(5) AM 用切替装置（SRV）

数

取付箇所

・記載の相違(4)と同様

1(6) 原子炉建屋ブローアウトパネル
個

・記載の相違(1)と同様

・事故時対応の相違(1)と同様

個

数・記載の相違(1)と同様(1) 逃がし安全弁

第 5.1−3 表 主蒸気系主要機器仕様に記載する。

個

備考

・事故時対応の相違(4)と同様

1式
原子炉建屋地上 4 階

13／18

非 常用 窒素供 給系 Ｂ系
高 圧窒 素ボ ンベ［非常用窒素供給系Ｂ系］

非常 用窒 素供 給系Ａ 系
高 圧窒 素ボン ベ［非常用窒素供給系Ａ系］

原子炉建屋原子炉棟

MO

MO

非常用 逃が し安全 弁駆 動系
高圧 窒素ボ ンベ

予備

非 常用 逃がし 安全 弁駆動系 Ｂ系
高 圧窒 素ボ ンベ

MO

非 常用 窒素供 給系
高 圧窒 素ボン ベ

予備

P

MO

［非常用逃がし安全弁 駆動 系Ｂ系］

非 常用 逃がし 安全 弁駆動系 Ａ系
高 圧窒 素ボ ンベ

AO

MO

MO

MO

［非常用逃がし安全弁 駆動 系Ａ系］

MO

P

非 常用 窒素供 給系
高 圧窒 素ボン ベ

非常用 逃が し安全 弁駆 動系
高圧 窒素ボ ンベ

AO

予備

予備

MO

MO

MO

主蒸気系

主蒸気系

主蒸気系

主蒸気系

主蒸気系

アキュムレータ（逃がし弁機能用）

アキュム レータ（自動減圧機能用）

クエンチャ

ドライウェルサプレッション・チェンバ

逃がし安全弁(自動減圧機能)
3個逃がし安全弁(自動減圧機能なし)
2個逃がし安全弁(自動減圧機能なし)
7個逃がし安全弁(自動減圧機能なし）
2個逃がし安全弁(自動減圧機能)
4個

原子炉格納容器柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉
第 5.8−1 図 原子炉冷却材圧力を減圧するための設備系統概略図（原子炉減圧の自動化，手動による原子炉減圧，代替直流電源設備による復旧，代替交流電源設備による復旧）

原子炉建屋
廃棄物処理棟

窒素供給系

外

基本設計比較表

屋

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所【対象項目：第４６条】
東海第二発電所
備考

14／18

原子炉建屋
廃棄物処理棟

窒素供給系
MO

MO

非常 用 窒素 供給 系
高 圧窒 素ボ ン ベ

予備

P

MO

MO

MO

MO

主蒸気系

主蒸気系

主蒸気系

主蒸気系

主蒸気系

アキュムレータ（逃がし弁機能用）

アキュムレータ（自動減圧機能用）

クエンチャ（非常用逃がし安全弁駆動系による原子炉減圧）

ドライウェルサプレッション・チェンバ

逃がし安全弁(自動減圧機能)
3個逃がし安全弁(自動減圧機能なし)
2個逃がし安全弁(自動減圧機能なし)
7個逃がし安全弁(自動減圧機能なし）
2個逃がし安全弁(自動減圧機能)
4個

原子炉格納容器原子炉冷却材圧力を減圧するための設備系統概略図

非常 用 逃が し 安全 弁駆 動 系
高圧 窒 素ボン ベ

予備

非 常 用逃 がし 安 全弁駆 動 系Ｂ 系
高 圧 窒素 ボン ベ

第 5.8−2 図MO［ 非常用 逃がし安 全弁駆動 系Ｂ系 ］

非 常 用逃 がし 安 全弁駆 動 系Ａ 系
高 圧 窒素 ボン ベ

AO

MO

MO

MO

［ 非常用 逃がし安 全弁駆動 系Ａ系 ］

MOP

非常 用 窒素 供給 系
高 圧窒 素ボ ン ベ

非常 用 逃が し 安全 弁駆 動 系
高圧 窒 素ボン ベ

AO

予備

予備

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

非常 用 窒素 供 給系 Ｂ系
高圧 窒 素ボ ン ベ［非 常用 窒素 供給 系Ｂ系 ］

非 常 用窒 素 供給 系Ａ 系
高 圧 窒 素ボ ンベ［非 常用 窒素 供給 系Ａ系 ］

原子炉建屋原子炉棟

基本設計比較表

屋 外

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所【対象項目：第４６条】
東海第二発電所
備考

15／18

東海第二発電所

備考

原子炉冷却材圧力を減圧するための設備系統概略図

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉【対象項目：第４６条】（常設代替直流電源設備による逃がし安全弁機能回復）

基本設計比較表

第 5.8−3 図

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

16／18

基本設計比較表

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉【対象項目：第４６条】
東海第二発電所

備考

第 5.8−4 図 原子炉冷却材圧力を減圧するための設備系統概略図（可搬型代替直流電源設備による逃がし安全弁機能回復）

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

17／18

基本設計比較表

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉【対象項目：第４６条】
東海第二発電所

備考

第 5.8−5 図 原子炉冷却材圧力を減圧するための設備系統概略図（逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁機能回復）

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

18／18

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：第４６条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所「6.8 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備」を以下のとおり追加する。

「6.8 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備」を以下のとおり追加する。

6.8 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備

6.8 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備

6.8.1 概要

6.8.1 概要

原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態であって，設計基準事故対処設備が有する発電用原子炉の減圧機能が原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態であって，設計基準事故対処設備が有する発電用原子炉の減圧機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するため，原子炉冷却材圧力バウンダ

喪失した場合においても炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するため，原子炉冷却材圧力バウンダ

リを減圧するために必要な重大事故等対処設備を設置及び保管する。

リを減圧するために必要な重大事故等対処設備を設置及び保管する。

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備の説明図及び系統概要図を第 6.8−1 図及び第 6.8−2 図に示

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備の系統概要図を第 6.8−1 図から第 6.8−3 図に示す。

備考

・記載の相違(1)
原子炉減圧の自動化について,東海第二は概要図としてす。

記載している。

6.8.2 設計方針
原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備のうち，原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧時に炉心の著し

6.8.2 設計方針
原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備のうち，原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧時に炉心の著し

・設備名称の相違(1)い損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するための設備として，逃がし安全弁を作動させる代替自動減圧ロジック

い損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するための設備として，逃がし安全弁を作動させる過渡時自動減圧機能， 東海第二の過渡時自動減圧機能は，柏崎刈羽の代替自動（代替自動減圧機能）及び高圧窒素ガス供給系を設ける。

非常用窒素供給系及び非常用逃がし安全弁駆動系を設ける。

減圧ロジック（代替自動減圧機能）と同様の機能。
・設備名称の相違(2)東海第二の非常用窒素供給系は，柏崎刈羽の高圧窒素ガ
ス供給系と同様の設備
但し，逃がし弁機能用アキュムレータへの供給経路は有していない。
・事故時対応の相違(1)
東海第二では，非常用逃がし安全弁駆動系による逃がし
安全弁機能回復を設けている。

逃がし安全弁については，「5.5 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備」に記載する。

(1) フロントライン系故障時に用いる設備

a. 原子炉減圧の自動化

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

(1) フロントライン系故障時に用いる設備

ａ．原子炉減圧の自動化
自動減圧機能が喪失した場合の重大事故等対処設備として，過渡時自動減圧機能を使用する。

・設備名称の相違(1)と同様

代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能）は，原子炉水位低（ﾚﾍﾞﾙ１）及び残留熱除去系ポンプ運転（低圧注水

過渡時自動減圧機能は，原子炉水位異常低下（レベル１）及び残留熱除去系ポンプ運転（低圧注水系）又・設備名称の相違(1)と同様モード）の場合に，逃がし安全弁用電磁弁を作動させることにより，逃がし安全弁を強制的に開放し，原子炉冷却材

は低圧炉心スプレイ系ポンプ運転の場合に，逃がし安全弁用電磁弁を作動させることにより，逃がし安全弁

・設備名称の相違(3)圧力バウンダリを減圧させることができる設計とする。18 個の逃がし安全弁のうち，4 個がこの機能を有している。

を強制的に開放し，原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧させることができる設計とする。18 個の逃がし安全

東海第二の原子炉水位異常低下（レベル 1）は柏崎刈羽

弁うち，2 個がこの機能を有している。

の原子炉水位低（レベル 1）に相当する。

自動減圧機能が喪失した場合の重大事故等対処設備として，代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能）を使用する。

・事故時対応の相違(2)東海第二では，過渡時自動減圧機能で作動させる逃がし1／12

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：第４６条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考
安全弁を 2 個としている。
・設備仕様の相違(1)
東海第二と柏崎刈羽ではプラント設計思想が異なる。
東海第二の低圧注水系及び低圧炉心スプレイ系は柏崎刈羽の低圧注水系

なお，原子炉緊急停止失敗時に自動減圧系が作動すると，高圧炉心注水系及び低圧注水系から大量の冷水が注水

なお，原子炉緊急停止失敗時に自動減圧系が作動すると，高圧炉心スプレイ系，低圧注水系及び低圧炉心スプ・設備仕様の相違(2)され出力の急激な上昇につながるため，自動減圧系の起動阻止スイッチにより自動減圧系及び代替自動減圧ロジッレイ系から大量の冷水が注水され出力の急激な上昇につながるため，自動減圧系の起動阻止スイッチにより自動

東海第二の高圧炉心スプレイ系は柏崎刈羽の高圧炉心注

ク（代替自動減圧機能）による自動減圧を阻止する。

減圧系及び過渡時自動減圧機能による自動減圧を阻止する。

水系
・設備仕様の相違(1)と同様
・設備名称の相違(1)と同様

主要な設備は，以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

・代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能）・過渡時自動減圧機能・自動減圧系の起動阻止スイッチ

・自動減圧系の起動阻止スイッチ

その他，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備を重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用し，その他，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備及び逃がし安全弁を重大事故等対処設備として設計基準事故対処設備である逃がし安全弁を重大事故等対処設備として使用する。

使用する。

・設備名称の相違(1)と同様

・記載の相違(2)東海第二では，柏崎刈羽の設計基準拡張に該当する設備を重大事故等対処設備に分類している。

(2)サポート系故障時に用いる設備
a. 逃がし安全弁の作動に必要な窒素ガス喪失時の減圧(2) サポート系故障時に用いる設備
ａ．逃がし安全弁の作動に必要な窒素喪失時の減圧・記載の相違(3)東海第二では，気体窒素に対してはガスの記載を省略する方針としている。

(a) 非常用窒素供給系による窒素確保
原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備のうち，逃がし安全弁の機能回復のための重大事故等対処設備として，高圧窒素ガス供給系を使用する。

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備のうち，逃がし安全弁の機能回復のための重大事故等対処設備として，非常用窒素供給系を使用する。

・記載の相違(4)東海第二では，非常用逃がし安全弁駆動系による逃がし
安全弁機能回復を設けているため，柏崎刈羽との章立てが異なる。
・設備名称の相違(2)と同様

2／12

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：第４６条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

高圧窒素ガス供給系は，逃がし安全弁の作動に必要な逃がし弁機能用アキュムレータ及び自動減圧機能用アキュ
ムレータの充填圧力が喪失した場合において，逃がし安全弁の作動に必要な窒素ガスを供給できる設計とする。

東海第二発電所

非常用窒素供給系は，逃がし安全弁の作動に必要な自動減圧機能用アキュムレータの充填圧力が喪失した場合において，逃がし安全弁の作動に必要な窒素を供給できる設計とする。

備考

・設備名称の相違(2)と同様
・事故時対応の相違(3)東海第二では，逃がし弁機能用アキュムレータを重大事
故等対処設備として使用しない。
・記載の相違(3)と同様

なお，高圧窒素ガスボンベの圧力が低下した場合は，現場で高圧窒素ガスボンベの切替え及び取替えが可能な設計とする。

なお，非常用窒素供給系高圧窒素ボンベの圧力が低下した場合は，現場で非常用窒素供給系高圧窒素ボンベの取替えが可能な設計とする。

・設備名称の相違(2)と同様
・事故時対応の相違(1)と同様

主要な設備は，以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

・高圧窒素ガスボンベ

・非常用窒素供給系高圧窒素ボンベ

・設備名称の相違(2)と同様

本系統の流路として，高圧窒素ガス供給系の配管及び弁並びに逃がし弁機能用アキュムレータ及び自動減圧機能

本系統の流路として，非常用窒素供給系の配管及び弁並びに自動減圧機能用アキュムレータを重大事故

・設備名称の相違(2)と同様用アキュムレータを重大事故等対処設備として使用する。

その他，設計基準事故対処設備である逃がし安全弁を重大事故等対処設備として使用する。

等対処設備として使用する。

・事故時対応の相違(1)と同様

その他，設計基準事故対処設備である逃がし安全弁を重大事故等対処設備として使用する。

(b) 非常用逃がし安全弁駆動系による原子炉減圧
原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備のうち，逃がし安全弁の機能回復のための重大事故・記載の相違(4)と同様等対処設備として，非常用逃がし安全弁駆動系を使用する。

非常用逃がし安全弁駆動系は，逃がし安全弁の作動に必要な逃がし弁機能用アキュムレータ及び自動減・記載の相違(4)と同様

圧機能用アキュムレータの充填圧力が喪失した場合において，逃がし安全弁のアクチュエータに直接窒素を供給することで，逃がし安全弁（4 個）を一定期間にわたり連続して開状態を保持できる設計とする。

なお，非常用逃がし安全弁駆動系高圧窒素ボンベの圧力が低下した場合は，現場で非常用逃がし安全弁

・記載の相違(4)と同様駆動系高圧窒素ボンベの切替え及び取替えが可能な設計とする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

・記載の相違(4)と同様・非常用逃がし安全弁駆動系高圧窒素ボンベ
・常設代替直流電源設備（10.2 代替電源設備）
・可搬型代替直流電源設備（10.2 代替電源設備）

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柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：第４６条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

非常用交流電源設備については，「10.1 非常用電源設備」に記載する。

東海第二発電所

備考

本系統の流路として非常用逃がし安全弁駆動系の配管及び弁を重大事故等対処設備として使用する。

・記載の相違(4)と同様

その他，設計基準事故対処設備である逃がし安全弁を重大事故等対処設備として使用する。

・記載の相違(4)と同様

非常用交流電源設備，常設代替直流電源設備及び可搬型代替直流電源設備については，「10.2 代替電源設

・設備仕様の相違(3)備」に記載する。

東海第二と柏崎刈羽では電源設備の構成及び設備名称が異なる。
東海第二の所内常設直流電源設備は，柏崎刈羽の所内蓄
電式直流電源設備
東海第二の可搬型代替交流電源設備及び可搬型代替直流電源設備が柏崎刈羽の可搬型直流電源設備
東海第二の常設代替直流電源設備は特有の設備

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

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

・設備仕様の相違(4)代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能）は，自動減圧系と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，論理回路をアナログ回路で構築することで，ディジタル回路で構築する自動減圧系に対して多様性を有する設計

東海第二は，アナログ回路で構成されているためディジとする。

タル回路とアナログ回路との多様性は記載していない。

過渡時自動減圧機能は，原子炉水位異常低下（レベル１）により残留熱除去系ポンプ吐出圧力高又は低圧炉心代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能）は，他の設備と電気的に分離することで，共通要因によって同時に機能を損なわない設計とする。

代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能）は，自動減圧系と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，
自動減圧系の制御盤と位置的分散を図る設計とする。

・設備名称の相違(1)と同様

スプレイ系ポンプ吐出圧力高が成立した場合に，ドライウェル圧力高信号を必要とせず，原子炉の自動減圧を行・設備仕様の相違(5)うことが可能な設計とし，自動減圧機能の論理回路に対して異なる作動論理とすることで可能な限り多様性を有

東海第二は，自動減圧機能との作動信号の差異による多する設計とする。

様性を記載している。

過渡時自動減圧機能は，他の設備と電気的に分離することで，共通要因によって同時に機能を損なわない設計

・設備名称の相違(1)と同様とする。

過渡時自動減圧機能は，自動減圧系と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，自動減圧系の制御盤と・設備名称の相違(1)と同様

位置的分散を図る設計とする。

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柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：第４６条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

高圧窒素ガスボンベは，予備のボンベも含めて，原子炉建屋内の原子炉区域外に分散して保管及び設置するこ

非常用窒素供給系高圧窒素ボンベは，予備のボンベも含めて，原子炉建屋原子炉棟内に分散して保管及び設置とで，原子炉格納容器内の自動減圧機能用アキュムレータ及び逃がし弁機能用アキュムレータと共通要因によっすることで，原子炉格納容器内の自動減圧機能用アキュムレータと共通要因によって同時に機能を損なわないよ・記載の相違(5)て同時に機能を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。

う位置的分散を図る設計とする。

東海第二と柏崎刈羽では機器配置及び施設名称が異な・設備名称の相違(2)と同様る。
・事故時対応の相違(3)と同様

非常用逃がし安全弁駆動系高圧窒素ボンベは，予備のボンベも含めて，原子炉建屋原子炉棟内に分散して保管

・記載の相違(4)と同様及び設置することで，原子炉格納容器内の逃がし安全弁の逃がし弁機能用アキュムレータと共通要因によって同時に機能を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。

6.8.2.2 悪影響防止

6.8.2.2 悪影響防止

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

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

代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能）の論理回路は，自動減圧系とは別の制御盤に収納することで，自動減

過渡時自動減圧機能の論理回路は，自動減圧系とは別の制御盤に収納することで，自動減圧系に悪影響を及ぼ

圧系に悪影響を及ぼさない設計とする。

・設備名称の相違(1)と同様さない設計とする。

代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能）は，原子炉水位低（ﾚﾍﾞﾙ１）及び残留熱除去系ポンプ吐出圧力高の検過渡時自動減圧機能は，原子炉水位異常低下（レベル１）及び残留熱除去系ポンプ吐出圧力高又は低圧炉心ス

・設備名称の相違(1)と同様出器からの入力信号並びに論理回路からの逃がし安全弁用電磁弁制御信号を自動減圧系と共用するが，自動減圧系

プレイ系ポンプ吐出圧力高の検出器からの入力信号並びに論理回路からの逃がし安全弁用電磁弁制御信号を自動・設備名称の相違(3)と同様と電気的な隔離装置を用いて信号を分離することで，自動減圧系に悪影響を及ぼさない設計とする。

減圧系と共用するが，自動減圧系と電気的な隔離装置を用いて信号を分離することで，自動減圧系に悪影響を及・設備仕様の相違(1)と同様

ぼさない設計とする。

代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能）は，他の設備と電気的に分離することで，他の設備に悪影響を及ぼさ

過渡時自動減圧機能は，他の設備と電気的に分離することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

・設備名称の相違(1)と同様

自動減圧系の起動阻止スイッチは，過渡時自動減圧機能と自動減圧系で阻止スイッチ（ハードスイッチ）を共・設備名称の相違(1)と同様ない設計とする。

自動減圧系の起動阻止スイッチは，代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能）と自動減圧系で阻止スイッチ（ハードスイッチ）を共用しているが，スイッチの接点で分離することで，自動減圧系に悪影響を及ぼさない設計とす用しているが，スイッチの接点で分離することで，自動減圧系に悪影響を及ぼさない設計とする。

る。

高圧窒素ガス供給系は，通常時は弁により他の系統と隔離し，弁操作等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で，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

非常用窒素供給系は，通常時は弁により他の系統と隔離し，弁操作等により重大事故等対処設備としての系統

・設備名称の相違(2)と同様構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

非常用逃がし安全弁駆動系は，通常時は弁により他の系統と隔離し，弁操作等により重大事故等対処設備とし・記載の相違(4)と同様ての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

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柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：第４６条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉
6.8.2.3 容量等

東海第二発電所

備考

6.8.2.3 容量等

基本方針については，「1.1.7.2 容量等」に示す。

基本方針については，「1.1.7.2 容量等」に示す。

代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能）は，想定される重大事故等時において，炉心の著しい損傷を防止する

過渡時自動減圧機能は，想定される重大事故等時において，炉心の著しい損傷を防止するために作動する回路

・設備名称の相違(1)と同様ために作動する回路であることから，炉心が露出しないように有効燃料棒頂部より高い設定として，原子炉水位低であることから，炉心が露出しないように燃料有効長頂部より高い設定として，原子炉水位異常低下（レベル１） ・設備名称の相違(4)（ﾚﾍﾞﾙ１）の信号の計器誤差を考慮して確実に作動する設計とする。また，逃がし安全弁が作動すると冷却材が放出の信号の計器誤差を考慮して確実に作動する設計とする。また，逃がし安全弁が作動すると冷却材が放出され，東海第二の燃料有効長頂部は，柏崎刈羽の有効燃料棒頂され，その補給に残留熱除去系による注水が必要であることから，原子炉水位低（ﾚﾍﾞﾙ１）及び残留熱除去系ポンプ

その補給に残留熱除去系又は低圧炉心スプレイ系による注水が必要であることから，原子炉水位異常低下（レベ部と同様

運転（低圧注水モード）の場合に作動する設計とする。

ル１）及び残留熱除去系ポンプ運転（低圧注水系）又は低圧炉心スプレイ系ポンプ運転の場合に作動する設計と・設備名称の相違(3)と同様する。

・設備仕様の相違(1)と同様

・設備名称の相違(2)と同様

高圧窒素ガス供給系の高圧窒素ガスボンベは想定される重大事故等時において，炉心の著しい損傷及び原子炉格

非常用窒素供給系の高圧窒素ボンベは想定される重大事故等時において，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容

納容器の破損を防止するため，逃がし安全弁を作動させ，原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧させるために必要と器の破損を防止するため，逃がし安全弁を作動させ，原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧させるために必要とななる容量を有するものを 1 セット 5 個使用する。保有数は，1 セット 5 個に加えて，故障時及び保守点検による待る容量を有するものを 1 セット 10 本（Ａ系統 5 本，Ｂ系統 5 本）使用する。保有数は，1 セット 10 本に加えて， 東海第二の非常用窒素供給系高圧窒素ボンベの 1 セット

機除外時のバックアップ用として 20 個の合計 25 個を保管する。

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 10 本の合計 20 本を保管する。

・記載の相違(6)は，逃がし安全弁 7 個の開保持に必要な容量となるため，
1 セットはＡ系統及びＢ系統の合計である 10 本となる。
また，バックアップ用の高圧窒素ボンベ 10 本は，全て系
統から切り離された状態で保管している。

非常用逃がし安全弁駆動系の高圧窒素ボンベは，想定される重大事故等時において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，逃がし安全弁を作動させ，原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧させるために・補足説明必要となる容量を有するものを，1 セット 3 本（Ａ系統 3 本，Ｂ系統 3 本）使用する。

非常用逃がし安全弁駆動系高圧窒素ボンベの 1 セット

保有数は，1 セット 3 本に加えて，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 9 本の合計12 本を保管する。

6.8.2.4 環境条件等

基本方針については，「1.1.7.3 環境条件等」に示す。

代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能）は，中央制御室及び原子炉建屋原子炉区域内に設置し，想定される重過渡時自動減圧機能は，中央制御室，原子炉建屋付属棟及び原子炉建屋原子炉棟内に設置し，想定される重大自動減圧系の起動阻止スイッチは，中央制御室に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。自動減圧系の起動阻止スイッチの操作は，中央制御室で可能な設計とする。

は，逃がし安全弁 2 個の開保持に必要な容量となるため，
1 セットはＡ系統又はＢ系統の 3 本となる。

6.8.2.4 環境条件等

基本方針については，「1.1.7.3 環境条件等」に示す。

大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。

・記載の相違(4)と同様

事故等時における環境条件を考慮した設計とする。

・設備名称の相違(1)と同様
・記載の相違(5)と同様

自動減圧系の起動阻止スイッチは，中央制御室に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。自動減圧系の起動阻止スイッチの操作は，中央制御室で可能な設計とする。

6／12

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：第４６条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

高圧窒素ガス供給系は，想定される重大事故等時において，原子炉格納容器の圧力が設計圧力の 2 倍となった場
合においても逃がし安全弁を確実に作動するために必要な圧力を供給可能な設計とする。

東海第二発電所

非常用窒素供給系は，想定される重大事故等時において，原子炉格納容器の圧力が設計圧力の 2 倍となった場

備考

・設備名称の相違(2)と同様

合においても逃がし安全弁を確実に作動するために必要な圧力を供給可能な設計とする。

非常用逃がし安全弁駆動系は，想定される重大事故等時において，原子炉格納容器の圧力が設計圧力の 2 倍と・記載の相違(4)と同様

なった場合においても逃がし安全弁を確実に作動するために必要な圧力を供給可能な設計とする。

高圧窒素ガス供給系の高圧窒素ガスボンベは，原子炉建屋内の原子炉区域外に保管及び設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。

高圧窒素ガスボンベの予備との取替え及び常設設備との接続は，想定される重大事故等時において，設置場所で可能な設計とする。

非常用窒素供給系の高圧窒素ボンベは，原子炉建屋原子炉棟内に保管及び設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。

高圧窒素ボンベの予備との取替え及び常設設備との接続は，想定される重大事故等時において，設置場所で可

・設備名称の相違(2)と同様
・記載の相違(5)と同様

・設備名称の相違(2)と同様能な設計とする。

非常用逃がし安全弁駆動系の高圧窒素ボンベは，原子炉建屋原子炉棟内に保管及び設置し，想定される重大事

・記載の相違(4)と同様

故等時における環境条件を考慮した設計とする。

非常用逃がし安全弁駆動系の高圧窒素ボンベの予備との取替え及び常設設備との接続は，想定される重大事故・記載の相違(4)と同様

等時において，設置場所で可能な設計とする。

6.8.2.5 操作性の確保

6.8.2.5 操作性の確保

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能）は，想定される重大事故等時において，他の系統と切り替えることな

過渡時自動減圧機能は，想定される重大事故等時において，他の系統と切り替えることなく使用できる設計とく使用できる設計とする。

・設備名称の相違(1)と同様する。

・設備名称の相違(1)と同様

代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能）は，原子炉水位低（ﾚﾍﾞﾙ１）及び残留熱除去系ポンプ運転（低圧注水

過渡時自動減圧機能は，原子炉水位異常低下（レベル１）及び残留熱除去系ポンプ運転（低圧注水系）又は低圧モード）の場合に，4 個の逃がし安全弁を確実に作動させる設計とすることで，操作が不要な設計とする。なお，原

炉心スプレイ系ポンプ運転の場合に，2 個の逃がし安全弁を確実に作動させる設計とすることで，操作が不要な設・設備仕様の相違(6)子炉水位低（ﾚﾍﾞﾙ１）の検出器は多重化し，作動回路のトリップチャンネルは「2 out of 3」論理とし，信頼性の向計とする。なお，原子炉水位異常低下（レベル１）の検出器は多重化し，作動回路は残留熱除去系ポンプ吐出圧力

東海第二の過渡時自動減圧機能は，柏崎刈羽と検出信号上を図った設計とする。

高又は低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力高の条件成立時「2 out of 2」論理とし，信頼性の向上を図った設計

及び論理回路が異なる。

とする。

自動減圧系の起動阻止スイッチは，想定される重大事故等時において，中央制御室にて操作が可能な設計とする。

自動減圧系の起動阻止スイッチは，想定される重大事故等時において，中央制御室にて操作が可能な設計とす
る。

7／12

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：第４６条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉
高圧窒素ガス供給系は，想定される重大事故等時において，通常時の系統構成から接続，弁操作等により速やかに切り替えられる設計とし，系統構成に必要な弁は，設置場所での手動操作が可能な設計とする。

東海第二発電所
非常用窒素供給系は，想定される重大事故等時において，自動減圧機能用アキュムレータへの窒素供給圧力の

備考
・設備名称の相違(2)と同様低下に伴い自動的に通常時の系統構成から接続，弁操作等により速やかに切り替えられる設計とし，系統構成に・設備仕様の相違(7)必要な弁は，設置場所での手動操作が可能な設計とする。

東海第二では，空気作動弁により自動的に系統構成が切り替わる設計としている。

非常用逃がし安全弁駆動系は，重大事故等時において，通常時の系統構成から弁操作により速やかに重大事故・記載の相違(4)と同様等対処設備としての系統構成が可能な設計とする。操作は中央制御室の操作スイッチでの操作が可能な設計とする。

高圧窒素ガス供給系の高圧窒素ガスボンベは，人力による運搬が可能な設計とし，屋内のアクセスルートを通行してアクセス可能な設計とするとともに，設置場所にて固縛による固定等が可能な設計とする。

高圧窒素ガスボンベを接続する接続口については，簡便な接続とし，一般的に用いられる工具を用いて確実に接続することができる設計とする。

非常用窒素供給系の高圧窒素ボンベは，人力による運搬が可能な設計とし，屋内のアクセスルートを通行して・設備名称の相違(2)と同様

アクセス可能な設計とするとともに，設置場所にて固縛による固定等が可能な設計とする。

高圧窒素ボンベを接続する接続口については，簡便な接続とし，一般的に用いられる工具を用いて確実に接続することができる設計とする。

非常用逃がし安全弁駆動系の高圧窒素ボンベは，人力による運搬が可能な設計とし，屋内のアクセスルートを・記載の相違(4)と同様

通行してアクセス可能な設計とするとともに，設置場所にて固縛による固定等が可能な設計とする。

非常用逃がし安全弁駆動系の高圧窒素ボンベを接続する接続口については，簡便な接続とし，一般的に用いら・記載の相違(4)と同様れる工具を用いて確実に接続することができる設計とする。

6.8.3 主要設備及び仕様
原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備の主要機器仕様を第 6.8−1 表に示す。

6.8.4 試験検査

6.8.3 主要設備及び仕様
原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備の主要機器仕様を第 6.8−1 表に示す。

6.8.4 試験検査

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能）は，発電用原子炉の停止中に機能・性能確認として，模擬入力による過渡時自動減圧機能は，発電用原子炉の停止中に機能・性能確認として，模擬入力による論理回路の動作確認

論理回路の動作確認（阻止スイッチの機能確認を含む），校正及び設定値確認が可能な設計とする。

・設備名称の相違(1)と同様（阻止スイッチの機能確認を含む），校正及び設定値確認が可能な設計とする。

高圧窒素ガス供給系は，発電用原子炉の停止中に機能・性能の確認として，系統の供給圧力の確認及び漏えいの有非常用窒素供給系は，発電用原子炉の停止中に機能・性能の確認として，系統の供給圧力の確認及び漏えいの無の確認が可能な設計とする。また，高圧窒素ガス供給系の高圧窒素ガスボンベは，発電用原子炉の運転中又は停止有無の確認が可能な設計とする。また，非常用窒素供給系の高圧窒素ボンベは，発電用原子炉の運転中又は停止

中に規定圧力の確認及び外観の確認が可能な設計とする。

中に規定圧力の確認及び外観の確認が可能な設計とする。

・設備名称の相違(2)と同様

8／12

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：第４６条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

非常用逃がし安全弁駆動系は，発電用原子炉の停止中に機能・性能の確認として，系統の供給圧力の確認及び漏え

備考・記載の相違(4)と同様

いの有無の確認が可能な設計とする。また，非常用逃がし安全弁駆動系の高圧窒素ボンベは，発電用原子炉の運転中
又は停止中に規定圧力の確認及び外観の確認が可能な設計とする。

第 6.8−1 表 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備の主要機器仕様

第 6.8−1 表 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備の主要機器仕様(1) 代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能）(1) 過渡時自動減圧機能

個 数

1(2) 自動減圧系の起動阻止スイッチ
個 数1(3) 高圧窒素ガスボンベ

個

数

・設備名称の相違(1)と同様
1(2) 自動減圧系の起動阻止スイッチ
個数

1

・設備名称の相違(2)と同様(3) 非常用窒素供給系高圧窒素ボンベ

個 数5（予備 20）本

数

10（予備 10）

容 量

約 47L/個容量

約 47L（1 本当たり）

充填圧力

約 15MPa[gage]充 填 圧 力約 15MPa［gage］

使用箇所

原子炉建屋地上 4 階

使 用 箇 所

原子炉建屋原子炉棟 3 階

保管場所

原子炉建屋地上 4 階

保 管 場 所

原子炉建屋原子炉棟 3 階(4) 非常用逃がし安全弁駆動系高圧窒素ボンベ
本

数3（予備 9）容量

約 47L（1 本当たり）

充 填 圧 力約 15MPa［gage］

使 用 箇 所

原子炉建屋原子炉棟 1 階

保 管 場 所

原子炉建屋原子炉棟 1 階

・記載の相違(4)と同様

9／12

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉【対象項目：第４６条】
東海第二発電所

備考

10／12

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉【対象項目：第４６条】
東海第二発電所

備考

11／12

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉【対象項目：第４６条】
東海第二発電所

備考・記載の相違(4)と同様

12／12

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：

第４７条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉
5.6

原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

5.6.1

概要

東海第二発電所
5.9 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

項目、図表番号の相違（以下①の相違）

5.9.1 概要①の相違

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

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，発電用原子炉を冷却するために必要な重大事故等対処設備を設置及び保損を防止するため，発電用原子炉を冷却するために必要な重大事故等対処設備を設置及び保

管する。

管する。

原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備の系統概要図を第 5.6−1 図から第 5.6−4 図に示す。

備考

原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備の系統概要図を第 5.9−1 図から第 5.9−6 図に示す。

①の相違

また，想定される重大事故等時において，設計基準事故対処設備である残留熱除去系（低また，想定される重大事故等時において，設計基準事故対処設備である残留熱除去系（低圧注水モード）及び残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）が使用できる場合は，重大事

圧注水系）及び残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）が使用できる場合は，重大事故等対処

故等対処設備（設計基準拡張）として使用する。残留熱除去系（低圧注水モード）及び残留設備として使用する。残留熱除去系（低圧注水系）及び残留熱除去系（原子炉停止時冷却系） とする。

熱除去系（原子炉停止時冷却モード）については，「5.2 残留熱除去系」に記載する。

については，「5.4 残留熱除去系」に記載する。

東２では既設設備によるＳＡ設備はＳＡ設備①の相違
系統呼称の相違

5.6.2

設計方針

5.9.2 設計方針①の相違

原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備のうち，発原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備のうち，発電用原子炉を冷却し，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

電用原子炉を冷却し，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として，低圧代替注水系（可搬型）を設ける。また，炉心の著しい損傷に至るまでの時間

として，低圧代替注水系（可搬型）を設ける。また，炉心の著しい損傷に至るまでの時間

的余裕のない場合に対応するため，低圧代替注水系（常設）を設ける。

的余裕のない場合に対応するため，低圧代替注水系（常設）を設ける。

(1) 原子炉運転中の場合に用いる設備a.

フロントライン系故障時に用いる設備(a) 低圧代替注水系（常設）による発電用原子炉の冷却残留熱除去系（低圧注水モード）の機能が喪失した場合の重大事故等対処設備として，低圧代替注水系（常設）を使用する。

(1) 原子炉運転中の場合に用いる設備
ａ．フロントライン系故障時に用いる設備(a) 低圧代替注水系（常設）による発電用原子炉の冷却残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ系の機能が喪失した場合の重大 系統設計の違いによる代替対象系統の相違
事故等対処設備として，低圧代替注水系（常設）を使用する。

低圧代替注水系（常設）は，復水移送ポンプ，配管・弁類，計測制御装置等で構成

低圧代替注水系（常設）は，常設低圧代替注水系ポンプ，配管・弁類，計測制御装置

し，復水移送ポンプにより，復水貯蔵槽の水を残留熱除去系等を経由して原子炉圧力等で構成し，常設低圧代替注水系ポンプにより，代替淡水貯槽の水を残留熱除去系等

容器へ注水することで炉心を冷却できる設計とする。

を経由して原子炉圧力容器へ注水することで炉心を冷却できる設計とする。

低圧代替注水系（常設）は，非常用交流電源設備に加えて，代替所内電気設備を経低圧代替注水系（常設）は，非常用交流電源設備に加えて，代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計

由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計

とする。

とする。

（以下②の相違）

主要な設備は，以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

・復水移送ポンプ

・常設低圧代替注水系ポンプ

・復水貯蔵槽（5.7 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）

・代替淡水貯槽（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）

・常設代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）

・常設代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）

共用すべき発電用原子炉はない。

・可搬型代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）

・可搬型代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）

共用すべき発電用原子炉はない。

・代替所内電気設備（10.2

・代替所内電気設備（10.2

代替電源設備）

本系統の流路として，復水補給水系及び高圧炉心注水系の配管及び弁並びに残留熱

KK67 は既設設備、東２は新設設備

代替電源設備）

本系統の流路として，残留熱除去系の配管及び弁を重大事故等対処設備として使用 設備の相違
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柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：

第４７条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉除去系及び給水系の配管，弁及びスパージャを重大事故等対処設備として使用する。
その他，設計基準対象施設である原子炉圧力容器を重大事故等対処設備として使用

東海第二発電所

備考する。
その他，設計基準対象施設である原子炉圧力容器を重大事故等対処設備として使用

し，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備を重大事故等対処設備（設計基

し，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備を重大事故等対処設備として使 設備区分定義の相違準拡張）として使用する。

用する。

(b) 低圧代替注水系（可搬型）による発電用原子炉の冷却残留熱除去系（低圧注水モード）の機能が喪失した場合の重大事故等対処設備として，低圧代替注水系（可搬型）を使用する。

(b) 低圧代替注水系（可搬型）による発電用原子炉の冷却残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ系の機能が喪失した場合の重大 ②の相違
事故等対処設備として，低圧代替注水系（可搬型）を使用する。

低圧代替注水系（可搬型）は，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級），配管・ホース・

低圧代替注水系（可搬型）は，可搬型代替注水中型ポンプ，可搬型代替注水大型ポ

設備の相違

弁類，計測制御装置等で構成し，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）により，代替淡水

ンプ，配管・ホース・弁類，計測制御装置等で構成し，可搬型代替注水中型ポンプ又

設備の相違

源の水を残留熱除去系等を経由して原子炉圧力容器に注水することで炉心を冷却では可搬型代替注水大型ポンプにより，西側淡水貯水設備又は代替淡水貯槽の水を低圧 ・代替淡水貯槽を水源とし，可搬型代替注水大型ポ

きる設計とする。

炉心スプレイ系，残留熱除去系を経由して原子炉圧力容器に注水することで炉心を冷 ンプにより原子炉建屋東側接続口から注水する場合却できる設計とする。

の既設流路として低圧炉心スプレイ系を使用

低圧代替注水系（可搬型）は，代替淡水源が枯渇した場合において，重大事故等の低圧代替注水系（可搬型）は，代替淡水源が枯渇した場合において，重大事故等の収束に必要となる水の供給設備である大容量送水車（海水取水用）により海を利用で収束に必要となる水の供給設備である可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注

きる設計とする。

水大型ポンプにより海を利用できる設計とする。

設備の相違

低圧代替注水系（可搬型）は，非常用交流電源設備に加えて，代替所内電気設備を

低圧代替注水系（可搬型）は，非常用交流電源設備に加えて，代替所内電気設備を

他給水による冷却でないことを明示するため経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。また，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，ディーゼルエンジンにより駆計とする。また，可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，空冷 設備の相違

動できる設計とする。燃料は，燃料補給設備である軽油タンク及びタンクローリ（4kL）

式のディーゼルエンジンにより駆動できる設計とする。燃料は，燃料給油設備であるにより補給できる設計とする。

可搬型設備用軽油タンク及びタンクローリにより補給できる設計とする。

「空冷式」を付記する。

先行 BWR は，容量等の異なるタンクローリを保有していることから，容量等で識別し記載
東２のタンクローリは１種類のみであり識別記載不要

主要な設備は，以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

・可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）（6 号及び 7 号炉共用）

・可搬型代替注水中型ポンプ

主要設備として設備水源は記載し措置水源は記・可搬型代替注水大型ポンプ載しない。

・西側淡水貯水設備（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）

設備の相違

・代替淡水貯槽（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）

設備の相違

・常設代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）

・常設代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）

共用すべき発電用原子炉はない。

・可搬型代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）

・可搬型代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）

共用すべき発電用原子炉はない。

・代替所内電気設備（10.2

・代替所内電気設備（10.2

代替電源設備）

代替電源設備）・燃料補給設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）

・燃料給油設備（10.2 代替電源設備）

本系統の流路として，復水補給水系の配管及び弁，残留熱除去系及び給水系の配管，本系統の流路として，低圧代替注水系の配管及び弁，残留熱除去系の配管及び弁，弁及びスパージャ並びにホースを重大事故等対処設備として使用する。

低圧炉心スプレイ系の配管，弁及びスパージャ並びにホースを重大事故等対処設備と ②の相違
して使用する。

その他，設計基準対象施設である原子炉圧力容器を重大事故等対処設備として使用

その他，設計基準対象施設である原子炉圧力容器を重大事故等対処設備として使用
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基本設計比較表

【対象項目：

第４７条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉b.

東海第二発電所

備考

し，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備を重大事故等対処設備（設計基

し，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備を重大事故等対処設備として使 設備区分定義の相違準拡張）として使用する。

用する。

サポート系故障時に用いる設備(a) 低圧代替注水系（常設）による発電用原子炉の冷却
全交流動力電源喪失により，残留熱除去系（低圧注水モード）が起動できない場合

ｂ．サポート系故障時に用いる設備(a) 低圧代替注水系（常設）による発電用原子炉の冷却
全交流動力電源喪失又は残留熱除去系海水系機能喪失によるサポート系の故障に

東２は RHR ポンプ等の一次冷却に海水を使用しの重大事故等対処設備として使用する低圧代替注水系（常設）は，「(1)a.(a) 低圧より，残留熱除去系（低圧注水系）が起動できない場合の重大事故等対処設備として ており，海水系の機能喪失が RHR 系機能喪失の代替注水系（常設）による発電用原子炉の冷却」と同じである。

使用する低圧代替注水系（常設）は，「(1)a.(a) 低圧代替注水系（常設）による発電 直接原因となり得るため RHR 海水系を記載（以用原子炉の冷却」と同じである。

(b) 低圧代替注水系（可搬型）による発電用原子炉の冷却
全交流動力電源喪失により，残留熱除去系（低圧注水モード）が起動できない場合

下③の相違）(b) 低圧代替注水系（可搬型）による発電用原子炉の冷却
全交流動力電源喪失又は残留熱除去系海水系機能喪失によるサポート系の故障に③の相違の重大事故等対処設備として使用する低圧代替注水系（可搬型）は，「(1)a.(b) 低より，残留熱除去系（低圧注水系）が起動できない場合の重大事故等対処設備として 系統呼称の相違

圧代替注水系（可搬型）による発電用原子炉の冷却」と同じである。

使用する低圧代替注水系（可搬型）は，「(1)a.(b) 低圧代替注水系（可搬型）による発電用原子炉の冷却」と同じである。

(c) 常設代替交流電源設備による残留熱除去系（低圧注水モード）の復旧
全交流動力電源喪失により，残留熱除去系（低圧注水モード）が起動できない場合(c) 常設代替交流電源設備による残留熱除去系（低圧注水系）の復旧
全交流動力電源喪失又は残留熱除去系海水系機能喪失によるサポート系の故障に

系統呼称の相違③の相違の重大事故等対処設備として，常設代替交流電源設備を使用し，残留熱除去系（低圧より，残留熱除去系（低圧注水系）が起動できない場合の重大事故等対処設備として， 系統呼称の相違

注水モード）を復旧する。

常設代替交流電源設備を使用し，残留熱除去系（低圧注水系）を復旧する。

残留熱除去系（低圧注水モード）は，常設代替交流電源設備からの給電により機能

残留熱除去系（低圧注水系）は，常設代替交流電源設備からの給電により機能を復を復旧し，残留熱除去系ポンプによりサプレッション・チェンバのプール水を原子炉

旧し，残留熱除去系ポンプによりサプレッション・チェンバのプール水を原子炉圧力圧力容器へ注水することで炉心を冷却できる設計とする。

容器へ注水することで炉心を冷却できる設計とする。

本系統に使用する冷却水は，原子炉補機冷却系又は代替原子炉補機冷却系から供給できる設計とする。

本系統に使用する冷却水は，残留熱除去系海水系又は緊急用海水系から供給できる 設備の相違設計とする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

・常設代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）

・常設代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）

共用すべき発電用原子炉はない。

・代替原子炉補機冷却系（6 号及び 7 号炉共用）（5.10 最終ヒートシンクへ熱を・緊急用海水系（5.10 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備）設備の相違輸送するための設備）
その他，設計基準対象施設である原子炉圧力容器を重大事故等対処設備として使用

その他，設計基準対象施設である原子炉圧力容器を重大事故等対処設備として使用

し，設計基準事故対処設備である残留熱除去系及び原子炉補機冷却系を重大事故等対し，設計基準事故対処設備である残留熱除去系及び残留熱除去系海水系を重大事故等 設備の相違

処設備（設計基準拡張）として使用する。

対処設備として使用する。
(d) 常設代替交流電源設備による低圧炉心スプレイ系の復旧

設備区分定義の相違②の相違

全交流動力電源喪失又は残留熱除去系海水系機能喪失によるサポート系の故障により低圧炉心スプレイ系が起動できない場合の重大事故等対処設備として常設代替
高圧電源装置を使用し，低圧炉心スプレイ系を復旧する。
低圧炉心スプレイ系は，常設代替交流電源設備からの給電により機能を復旧し，低圧炉心スプレイ系ポンプによりサプレッション・チェンバのプール水を原子炉圧力容器へスプレイすることで炉心を冷却できる設計とする。
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基本設計比較表

【対象項目：

第４７条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

本系統に使用する冷却水は，残留熱除去系海水系又は緊急用海水系から供給できる設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・緊急用海水系（5.10 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備）

設備の相違

・常設代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）
その他，設計基準対象施設である原子炉圧力容器を重大事故等対処設備として使用する。
c.

溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合に用いる設備(a) 低圧代替注水系（常設）による残留溶融炉心の冷却

ｃ．溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合に用いる設備(a) 低圧代替注水系（常設）による残留溶融炉心の冷却

炉心の著しい損傷，溶融が発生した場合において，原子炉圧力容器内に溶融炉心が炉心の著しい損傷，溶融が発生した場合において，原子炉圧力容器内に溶融炉心が存在する場合に，溶融炉心を冷却し，原子炉格納容器の破損を防止するための重大事

存在する場合に，溶融炉心を冷却し，原子炉格納容器の破損を防止するための重大事

故等対処設備として，低圧代替注水系（常設）を使用する。

故等対処設備として，低圧代替注水系（常設）を使用する。

低圧代替注水系（常設）は，復水移送ポンプ，配管・弁類，計測制御装置等で構成

低圧代替注水系（常設）は，常設低圧代替注水系ポンプ，配管・弁類，計測制御装 設備の相違

し，復水移送ポンプにより，復水貯蔵槽の水を残留熱除去系等を経由して原子炉圧力置等で構成し，常設低圧代替注水系ポンプにより，代替淡水貯槽の水を残留熱除去系 設備の相違

容器へ注水することで原子炉圧力容器内に存在する溶融炉心を冷却できる設計とす等を経由して原子炉圧力容器へ注水することで原子炉圧力容器内に存在する溶融炉る。

心を冷却できる設計とする。

低圧代替注水系（常設）は，非常用交流電源設備に加えて，代替所内電気設備を経低圧代替注水系（常設）は，非常用交流電源設備に加えて，代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計

由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計

とする。

とする。

本系統の詳細については，「(1)a.(a) 低圧代替注水系（常設）による発電用原子炉の冷却」に記載する。
(b) 低圧代替注水系（可搬型）による残留溶融炉心の冷却

本系統の詳細については，「(1)ａ.(a) 低圧代替注水系（常設）による発電用原子炉の冷却」に記載する。
(b) 低圧代替注水系（可搬型）による残留溶融炉心の冷却

炉心の著しい損傷，溶融が発生した場合において，原子炉圧力容器内に溶融炉心が炉心の著しい損傷，溶融が発生した場合において，原子炉圧力容器内に溶融炉心が存在する場合に，溶融炉心を冷却し，原子炉格納容器の破損を防止するための重大事

存在する場合に，溶融炉心を冷却し，原子炉格納容器の破損を防止するための重大事

故等対処設備として，低圧代替注水系（可搬型）を使用する。

故等対処設備として，低圧代替注水系（可搬型）を使用する。

低圧代替注水系（可搬型）は，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級），配管・ホース・

低圧代替注水系（可搬型）は，可搬型代替注水中型ポンプ，可搬型代替注水大型ポ

設備の相違

弁類，計測制御装置等で構成し，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）により，代替淡水

ンプ，配管・ホース・弁類，計測制御装置等で構成し，可搬型代替注水中型ポンプ又

設備の相違

源の水を残留熱除去系等を経由して原子炉圧力容器に注水することで原子炉圧力容は可搬型代替注水大型ポンプにより，西側淡水貯水設備又は代替淡水貯槽の水を低圧 ③の相違

器内に存在する溶融炉心を冷却できる設計とする。

炉心スプレイ系若しくは残留熱除去系を経由して原子炉圧力容器に注水することで原子炉圧力容器内に存在する溶融炉心を冷却できる設計とする。

低圧代替注水系（可搬型）は，代替淡水源が枯渇した場合において，重大事故等の低圧代替注水系（可搬型）は，代替淡水源が枯渇した場合において，重大事故等の収束に必要となる水の供給設備である大容量送水車（海水取水用）からの送水により収束に必要となる水の供給設備である可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注

海を利用できる設計とする。

水大型ポンプにより海を利用できる設計とする。

設備の相違

低圧代替注水系（可搬型）は，非常用交流電源設備に加えて，代替所内電気設備を

低圧代替注水系（可搬型）は，非常用交流電源設備に加えて，代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。また，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，ディーゼルエンジンにより駆計とする。また，可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，空冷 設備の相違
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基本設計比較表

【対象項目：

第４７条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

動できる設計とする。燃料は，燃料補給設備である軽油タンク及びタンクローリ（4kL）

式のディーゼルエンジンにより駆動できる設計とする。燃料は，燃料給油設備であるにより補給できる設計とする。

可搬型設備用軽油タンク及びタンクローリにより補給できる設計とする。

備考
先行 BWR は，容量等の異なるタンクローリを保有していることから，容量等で識別記載する必要がある。
東２のタンクローリは１種類のみであり識別不要

本系統の詳細については，「(1)a.(b) 低圧代替注水系（可搬型）による発電用原
子炉の冷却」に記載する。

本系統の詳細については，「(1)ａ.(b) 低圧代替注水系（可搬型）による発電用原
子炉の冷却」に記載する。
(c) 代替循環冷却系による残留溶融炉心の冷却

設備の相違

炉心の著しい損傷，溶融が発生した場合において，原子炉圧力容器内に溶融炉心が存在する場合の重大事故等対処設備として代替循環冷却系を使用する。
代替循環冷却系は，代替循環冷却系ポンプ，配管・弁類，計測制御装置等で構成し，代替循環冷却系ポンプにより，サプレッション・プールの水を残留熱除去系等を経由して原子炉圧力容器へ注水することで原子炉圧力容器内に存在する溶融炉心を冷却できる設計とする。
代替循環冷却系は，非常用交流電源設備に加えて，代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。
本系統に使用する冷却水は，残留熱除去系海水系又は緊急用海水系から供給できる設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。
・代替循環冷却系（9.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備）
・緊急用海水系（5.10 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備）
・常設代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）
・可搬型代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）
・代替所内電気設備（10.2

代替電源設備）

本系統の流路として，残留熱除去系ポンプ，配管及び弁を重大事故等対処設備として使用する。
その他，設計基準対象施設である原子炉圧力容器を重大事故等対処設備として使用
し，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備を重大事故等対処設備として使用する。
(2) 原子炉停止中の場合に用いる設備a.

フロントライン系故障時に用いる設備(a) 低圧代替注水系（常設）による発電用原子炉の冷却原子炉停止中において残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）の機能が喪失した(2) 原子炉停止中の場合に用いる設備
ａ．フロントライン系故障時に用いる設備(a) 低圧代替注水系（常設）による発電用原子炉の冷却原子炉停止中において残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の機能が喪失した場合 系統呼称の相違

場合の重大事故等対処設備として使用する低圧代替注水系（常設）は，「(1)a.(a) 低の重大事故等対処設備として使用する低圧代替注水系（常設）は，「(1)ａ.(a) 低圧

圧代替注水系（常設）による発電用原子炉の冷却」と同じである。

代替注水系（常設）による発電用原子炉の冷却」と同じである。
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柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：

第４７条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉(b) 低圧代替注水系（可搬型）による発電用原子炉の冷却原子炉停止中において残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）の機能が喪失したb.

東海第二発電所

備考(b) 低圧代替注水系（可搬型）による発電用原子炉の冷却原子炉停止中において残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の機能が喪失した場合 系統呼称相違

場合の重大事故等対処設備として使用する低圧代替注水系（可搬型）は，「(1)a.(b)の重大事故等対処設備として使用する低圧代替注水系（可搬型）は，「 (1)ａ.(b)低低圧代替注水系（可搬型）による発電用原子炉の冷却」と同じである。

圧代替注水系（可搬型）による発電用原子炉の冷却」と同じである。

サポート系故障時に用いる設備(a) 低圧代替注水系（常設）による発電用原子炉の冷却原子炉停止中において全交流動力電源喪失により，残留熱除去系（原子炉停止時冷ｂ．サポート系故障時に用いる設備(a) 低圧代替注水系（常設）による発電用原子炉の冷却原子炉停止中において全交流動力電源喪失又は残留熱除去系海水系機能喪失によ③の相違

却モード）が起動できない場合の重大事故等対処設備として使用する低圧代替注水系

るサポート系の故障により，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）が起動できない場 系統呼称の相違（常設）は，「(1)a.(a) 低圧代替注水系（常設）による発電用原子炉の冷却」と同じ合の重大事故等対処設備として使用する低圧代替注水系（常設）は，「(1)a.(a) 低である。

圧代替注水系（常設）による発電用原子炉の冷却」と同じである。

(b) 低圧代替注水系（可搬型）による発電用原子炉の冷却原子炉停止中において全交流動力電源喪失により，残留熱除去系（原子炉停止時冷(b) 低圧代替注水系（可搬型）による発電用原子炉の冷却原子炉停止中において全交流動力電源喪失又は残留熱除去系海水系機能喪失によ③の相違

却モード）が起動できない場合の重大事故等対処設備として使用する低圧代替注水系

るサポート系の故障により，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）が起動できない場 系統呼称の相違（可搬型）は，「(1)a.(b) 低圧代替注水系（可搬型）による発電用原子炉の冷却」と合の重大事故等対処設備として使用する低圧代替注水系（可搬型）は，「(1)a.(b) 低同じである。

圧代替注水系（可搬型）による発電用原子炉の冷却」と同じである。

(c) 常設代替交流電源設備による残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）の復旧
原子炉停止中において全交流動力電源喪失により，残留熱除去系（原子炉停止時冷(c) 常設代替交流電源設備による残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の復旧
原子炉停止中において全交流動力電源喪失又は残留熱除去系海水系機能喪失によ系統呼称の相違③の相違

却モード）が起動できない場合の重大事故等対処設備として，常設代替交流電源設備

るサポート系の故障により，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）が起動できない場 系統呼称の相違を使用し，残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）を復旧する。

合の重大事故等対処設備として，常設代替交流電源設備を使用し，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）を復旧する。

残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）は，常設代替交流電源設備からの給電に残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）は，常設代替交流電源設備からの給電により 系統呼称の相違

より機能を復旧し，冷却材を原子炉圧力容器から残留熱除去系ポンプ及び熱交換器を機能を復旧し，冷却材を原子炉圧力容器から残留熱除去系ポンプ及び熱交換器を経由

経由して原子炉圧力容器に戻すことにより炉心を冷却できる設計とする。

して原子炉圧力容器に戻すことにより炉心を冷却できる設計とする。

本系統に使用する冷却水は原子炉補機冷却系又は代替原子炉補機冷却系から供給できる設計とする。

本系統に使用する冷却水は，残留熱除去系海水系又は緊急用海水系から供給できる 設備の相違設計とする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

・常設代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）

・常設代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）

共用すべき発電用原子炉はない。

・代替原子炉補機冷却系（6 号及び 7 号炉共用）（5.10 最終ヒートシンクへ熱を・緊急用海水系（5.10 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備）共用すべき発電用原子炉はない。

輸送するための設備）

設備の相違

その他，設計基準対象施設である原子炉圧力容器を重大事故等対処設備として使用

その他，設計基準対象施設である原子炉圧力容器を重大事故等対処設備として使用

し，設計基準事故対処設備である残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード)及び原子

し，設計基準事故対処設備である残留熱除去系（原子炉停止時冷却系)及び残留熱除系統呼称の相違

炉補機冷却系を重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用する。

去系海水系を重大事故等対処設備として使用する。

設備区分定義の相違「(1)ａ.(a)

残留熱除去系（低圧注水系）による発電用原子炉の冷却」に使用する残 既設系統を重大事故等対処設備として使用す

留熱除去系ポンプ，残留熱除去系熱交換器，サプレッション・プール，残留熱除去系海水系ポンプ及び残留熱除去系海水系ストレーナ，「(1)ａ.(b)る場合の 43 条適合性を記載

低圧炉心スプレイ系による発電用原子炉の冷却」に使用する低圧炉心スプレイ系ポンプ，サプレッション・プール，
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基本設計比較表

【対象項目：

第４７条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所
残留熱除去系海水系ポンプ及び残留熱除去系海水系ストレーナ，「(1)ｂ.(a)

備考
残留熱除

去系（原子炉停止時冷却系）による発電用原子炉の冷却」に使用する残留熱除去系ポン
プ，残留熱除去系熱交換器，残留熱除去系海水系ポンプ及び残留熱除去系海水系ストレー
ナは，設計基準事故対処設備であるとともに，重大事故等時においても使用するため，「1.1.7 重大事故等対処設備に関する基本方針」に示す設計方針を適用する。ただし，多様性及び位置的分散を考慮すべき対象の設計基準事故対処設備はないことから，「1.1.7
重大事故等対処設備に関する基本方針」のうち多様性及び位置的分散の設計方針は適用しない。
原子炉圧力容器については，「5.1 原子炉圧力容器及び一次冷却材設備」に記載する。
残留熱除去系については，「5.2 残留熱除去系」に記載する。
大容量送水車（海水取水用），復水貯蔵槽及びサプレッション・チェンバについては，「5.7
重大事故等の収束に必要となる水の供給設備」に記載する。

原子炉圧力容器については，「5.1 原子炉圧力容器及び一次冷却材設備」に記載する。
低圧炉心スプレイ系については，「5.2 非常用炉心冷却系」に記載する。

設備の相違

残留熱除去系については，「5.4 残留熱除去系」に記載する。

①の相違

残留熱除去系海水系については，「5.6.1.2 残留熱除去系海水系」に記載する。

設備の相違

サプレッション・チェンバ，西側淡水貯水設備及び代替淡水貯槽については，「9.12 重 設備の相違
大事故等の収束に必要となる水の供給設備」に記載する。

①の相違

原子炉補機冷却系については，「5.9 原子炉補機冷却系」に記載する。
代替原子炉補機冷却系については，「5.10 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備」に記載する。

緊急用海水系については，「5.10 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備」に記載 設備の相違する。

非常用交流電源設備については，「10.1 非常用電源設備」に記載する。

非常用交流電源設備については，「10.1 非常用電源設備」に記載する。

常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備，代替所内電気設備及び燃料補給設備に常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備，代替所内電気設備及び燃料給油設備 設備の相違

ついては，「10.2 代替電源設備」に記載する。

5.6.2.1

多様性及び独立性，位置的分散については，「10.2 代替電源設備」に記載する。

5.9.2.1 多様性及び独立性，位置的分散

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

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

低圧代替注水系（常設）は，残留熱除去系（低圧注水モード）と共通要因によって同時に

低圧代替注水系（常設）は，残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ系と共通

①の相違
②の相違

機能を損なわないよう，復水移送ポンプを代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設

要因によって同時に機能を損なわないよう，常設低圧代替注水系ポンプを代替所内電気設備 設備の相違

備又は可搬型代替交流電源設備からの給電により駆動することで，非常用所内電気設備を経を経由した常設代替交流電源設備からの給電により駆動することで，非常用所内電気設備を由した非常用交流電源設備からの給電により駆動する残留熱除去系ポンプを用いた残留熱経由した非常用交流電源設備からの給電により駆動する残留熱除去系ポンプを用いた残留除去系（低圧注水モード）に対して多様性を有する設計とする。

熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ系ポンプを用いた低圧炉心スプレイ系に対し ②の相違て多様性を有する設計とする。

低圧代替注水系（常設）の電動弁は，ハンドルを設けて手動操作を可能とすることで，非低圧代替注水系（常設）の電動弁は，ハンドルを設けて手動操作を可能とすることで，非常用交流電源設備からの給電による遠隔操作に対して多様性を有する設計とする。また，低常用交流電源設備からの給電による遠隔操作に対して多様性を有する設計とする。また，低圧代替注水系（常設）の電動弁は，代替所内電気設備を経由して給電する系統において，独

圧代替注水系（常設）の電動弁は，代替所内電気設備を経由して給電する系統において，独立した電路で系統構成することにより，非常用所内電気設備を経由して給電する系統に対し立した電路で系統構成することにより，非常用所内電気設備を経由して給電する系統に対して独立性を有する設計とする。

て独立性を有する設計とする。

また，低圧代替注水系（常設）は，復水貯蔵槽を水源とすることで，サプレッション・チ

また，低圧代替注水系（常設）は，代替淡水貯槽を水源とすることで，サプレッション・ 設備の相違
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基本設計比較表

【対象項目：

第４７条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

ェンバを水源とする残留熱除去系（低圧注水モード）に対して異なる水源を有する設計とす

チェンバを水源とする残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ系に対して異なる ②の相違る。

水源を有する設計とする。

復水移送ポンプ及び復水貯蔵槽は，廃棄物処理建屋内に設置することで，原子炉建屋内の常設低圧代替注水系ポンプ及び代替淡水貯槽は，屋外の常設低圧代替注水系格納槽内に設 設備の相違

残留熱除去系ポンプ及びサプレッション・チェンバと共通要因によって同時に機能を損なわ置することで，原子炉建屋内の残留熱除去系ポンプ，低圧炉心スプレイ系ポンプ及びサプレ ②の相違ないよう位置的分散を図る設計とする。

ッション・チェンバと共通要因によって同時に機能を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。

低圧代替注水系（可搬型）は，残留熱除去系（低圧注水モード）及び低圧代替注水系（常低圧代替注水系（可搬型）は，残留熱除去系（低圧注水系），低圧炉心スプレイ系及び低圧②の相違設）と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）を代替注水系（常設）と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，可搬型代替注水中型 設備の相違

ディーゼルエンジンにより駆動することで，電動機駆動ポンプにより構成される残留熱除去

ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプを空冷式のディーゼルエンジンにより駆動すること

系（低圧注水モード）及び低圧代替注水系（常設）に対して多様性を有する設計とする。

で，電動機駆動ポンプにより構成される残留熱除去系（低圧注水系），低圧炉心スプレイ系 ②の相違

他給水不要の明示

及び低圧代替注水系（常設）に対して多様性を有する設計とする。
低圧代替注水系（可搬型）の電動弁は，ハンドルを設けて手動操作を可能とすることで，低圧代替注水系（可搬型）の電動弁は，ハンドルを設けて手動操作を可能とすることで，非常用交流電源設備からの給電による遠隔操作に対して多様性を有する設計とする。また，非常用交流電源設備からの給電による遠隔操作に対して多様性を有する設計とする。また，

低圧代替注水系（可搬型）の電動弁は，代替所内電気設備を経由して給電する系統において，低圧代替注水系（可搬型）の電動弁は，代替所内電気設備を経由して給電する系統において，独立した電路で系統構成することにより，非常用所内電気設備を経由して給電する系統に対独立した電路で系統構成することにより，非常用所内電気設備を経由して給電する系統に対して独立性を有する設計とする。

して独立性を有する設計とする。

また，低圧代替注水系（可搬型）は，代替淡水源を水源とすることで，サプレッション・

低圧代替注水系（可搬型）の可搬型代替注水中型ポンプは，西側淡水貯水設備を水源とす 設備の相違

チェンバを水源とする残留熱除去系（低圧注水モード）及び復水貯蔵槽を水源とする低圧代ることで，サプレッション・チェンバを水源とする残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉

替注水系（常設）に対して異なる水源を有する設計とする。

心スプレイ系並びに代替淡水貯槽を水源とする低圧代替注水系（常設）に対して異なる水源 設備の相違②の相違を有する設計とする。
また，低圧代替注水系（可搬型）の可搬型代替注水大型ポンプは，代替淡水貯槽を水源と設備の相違することで，サプレッション・チェンバを水源とする残留熱除去系（低圧注水系）
，低圧炉心

②の相違

スプレイ系に対して異なる水源を有する設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，原子炉建屋及び廃棄物処理建屋から離れた屋外に分

可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，原子炉建屋から離れた屋外 設備の相違

散して保管することで，原子炉建屋内の残留熱除去系ポンプ及び廃棄物処理建屋内の復水移に分散して保管することで，原子炉建屋内の残留熱除去系ポンプ及び低圧炉心スプレイ系ポ

送ポンプと共通要因によって同時に機能を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。

ンプ並びに常設低圧代替注水系格納槽内の常設低圧代替注水系ポンプと共通要因によって設備の相違

同時に機能を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）の接続口は，共通要因によって接続できなくなることを防止するため，位置的分散を図った複数箇所に設置する設計とする。

可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプの接続口は，共通要因によって 設備の相違
接続できなくなることを防止するため，位置的分散を図った複数箇所に設置する設計とする。

低圧代替注水系（常設）及び低圧代替注水系（可搬型）は，残留熱除去系と共通要因によ

低圧代替注水系（常設）及び低圧代替注水系（可搬型）は，残留熱除去系と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，水源から残留熱除去系配管との合流点までの系統についって同時に機能を損なわないよう，水源から残留熱除去系配管及び低圧炉心スプレイ系配管 ②の相違て，残留熱除去系に対して独立性を有する設計とする。

との合流点までの系統について，残留熱除去系及び低圧炉心スプレイ系に対して独 立 性 を②の相違

有 す る 設計とする。
これらの多様性及び系統の独立性並びに位置的分散によって，低圧代替注水系（常設）及これらの多様性及び系統の独立性並びに位置的分散によって，低圧代替注水系（常設）及び低圧代替注水系（可搬型）は，設計基準事故対処設備である残留熱除去系（低圧注水モーび低圧代替注水系（可搬型）は，設計基準事故対処設備である残留熱除去系（低圧注水系）
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基本設計比較表

【対象項目：

第４７条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉
ド）に対して重大事故等対処設備としての独立性を有する設計とする。
電源設備の多様性及び独立性，位置的分散については「10.2 代替電源設備」に記載する。

東海第二発電所

備考

及び低圧炉心スプレイ系に対して重大事故等対処設備としての独立性を有する設計とする。 ②の相違
電源設備の多様性及び独立性，位置的分散については，「10.2

代替電源設備」に記載する。
5.6.2.2

悪影響防止

5.9.2.2 悪影響防止

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

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

低圧代替注水系（常設）は，通常時は弁により他の系統と隔離し，重大事故等時に弁操作

低圧代替注水系（常設）は，通常時は弁により他の系統と隔離し，重大事故等時に弁操作等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で，他の設備に悪影響を及ぼさな等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で，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

い設計とする。

低圧代替注水系（可搬型）は，通常時は可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）を接続先の系統

低圧代替注水系（可搬型）は，通常時は可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大 設備の相違と分離して保管し，重大事故等時に接続，弁操作等により重大事故等対処設備としての系統型ポンプを接続先の系統と分離して保管し，重大事故等時に接続，弁操作等により重大事故構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，治具や輪留めによる固定等をすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，飛散物となって他の設備に悪影響を及ぼさない設計
とする。

①の相違

可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，車両転倒防止装置や輪留め 設備の相違による固定等をすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，飛散物となって他の設備に 設備の相違
悪影響を及ぼさない設計とする。
代替循環冷却系は，通常時は弁により他の系統と隔離し，重大事故等時に弁操作等により 設備の相違
重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

5.6.2.3 容量等

5.9.2.3 容 量 等①の相違

基本方針については，「1.1.7.2 容量等」に示す。

基本方針については，「1.1.7.2 容量等」に示す。

低圧代替注水系（常設）の復水移送ポンプは，設計基準対象施設の復水補給水系と兼用し低圧代替注水系（常設）の常設低圧代替注水系ポンプは，想定される重大事故等時におい 設備の相違ており，設計基準対象施設としての復水移送ポンプ 2 台におけるポンプ流量が，想定されるて，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注水流量に対して重大事故等時において，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

ポンプ 2 台の運転により十分なポンプ容量を有する設計とする。

な注水流量に対して十分であるため，設計基準対象施設と同仕様で設計する。
常設低圧代替注水系ポンプは，想定される重大事故等時において，低圧代替注水系（常設）， 系統設計の相違
代替格納容器スプレイ冷却系（常設），格納容器下部注水系（常設）及び代替燃料プール注水
系（常設）としての同時使用を想定し，各系統の必要な流量を同時に確保できる容量を有す 系統設計の相違
る設計とする。
低圧代替注水系（可搬型）の可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，想定される重大事故等

低圧代替注水系（可搬型）の可搬型代替注水中型ポンプは，想定される重大事故等時にお 設備設計の相違時において，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注水流量

いて，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注水流量を有す 設備運用の相違を有するものを 1 セット 4 台使用する。保有数は，6 号及び 7 号炉共用で 4 セット 16 台にるものを 1 セット 2 台使用する。保有数は，2 セットで 4 台と，故障時及び保守点検による 共用すべき発電用原子炉はない。

加えて，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（6 号及び 7 号

待機除外時のバックアップ用として 1 台の合計 5 台を保管する。

炉共用）の合計 17 台を保管する。
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基本設計比較表

【対象項目：

第４７条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

低圧代替注水系（可搬型）の可搬型代替注水大型ポンプは，想定される重大事故等時にお 設備の相違
いて，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注水流量を有す 設備設計の相違るものを 1 セット 1 台使用する。保有数は，2 セットで 2 台と，故障時及び保守点検による 設備運用の相違
待機除外時のバックアップ用として 1 台の合計 3 台を保管する。バックアップ用について
は，同型設備である可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）のバックアップ用 1 台と共用可能とする。
また，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，想定される重大事故等時において，低圧代替

また，可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，想定される重大事故 設備の相違

注水系（可搬型）及び代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）として同時に使用するため，等時において，低圧代替注水系（可搬型），代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型），格納容

各系統の必要な流量を同時に確保できる容量を有する設計とする。

器下部注水系（可搬型）及び代替燃料プール注水系（可搬型）として同時に使用するため，

設備設計の相違

各系統の必要な流量を同時に確保できる容量を有する設計とする。
代替循環冷却系は，想定される重大事故等時において，残存溶融炉心を冷却し，原子炉格 設備設計の相違
納容器の破損を防止するために必要な原子炉注水量に対して十分なポンプ容量を有する設

設備運用の相違計とする。代替循環冷却系ポンプは，2 台設置する設計とする。

5.6.2.4

環境条件等

5.9.2.4 環境条件等①の相違

基本方針については，「1.1.7.3 環境条件等」に示す。

基本方針については，「1.1.7.3 環境条件等」に示す。

低圧代替注水系（常設）の復水移送ポンプは，廃棄物処理建屋内に設置し，想定される重低圧代替注水系（常設）の常設低圧代替注水系ポンプは，常設低圧代替注水系格納槽内に 設備の相違

大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
復水移送ポンプの操作は，想定される重大事故等時において，中央制御室で可能な設計とする。
低圧代替注水系（常設）の系統構成に必要な弁の操作は，想定される重大事故等時において，中央制御室若しくは離れた場所から遠隔で可能な設計又は設置場所で可能な設計とす

設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。

系統設計の相違

常設低圧代替注水系ポンプの操作は，想定される重大事故等時において，中央制御室で可能な設計とする。
低圧代替注水系（常設）の系統構成に必要な弁の操作は，想定される重大事故等時において，中央制御室又は設置場所で可能な設計とする。

る。
また，低圧代替注水系（常設）は，淡水だけでなく海水も使用できる設計とする。なお，
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，設備への影響を考慮する。
低圧代替注水系（可搬型）の可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，屋外に保管及び設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）の常設設備との接続及び操作は，想定される重大事故等時において，設置場所で可能な設計とする。
低圧代替注水系（可搬型）の系統構成に必要な弁の操作は，想定される重大事故等時において，中央制御室若しくは離れた場所から遠隔で可能な設計又は設置場所で可能な設計とすまた，低圧代替注水系（常設）は，淡水だけでなく海水も使用できる設計とする。なお，
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，設備への影響を考慮する。
低圧代替注水系（可搬型）の可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは， 設備の相違
屋外に保管及び設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプの常設設備との接続及び操作設備の相違は，想定される重大事故等時において，設置場所で可能な設計とする。
低圧代替注水系（可搬型）の系統構成に必要な弁の操作は，想定される重大事故等時において，中央制御室又は設置場所で可能な設計とする。

る。
また，低圧代替注水系（可搬型）は，淡水だけでなく海水も使用できる設計とする。なお，
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，設備への影響を考慮する。

また，低圧代替注水系（可搬型）は，淡水だけでなく海水も使用できる設計とする。なお，
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，設備への影響を考慮する。

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基本設計比較表

【対象項目：

第４７条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

代替循環冷却系ポンプは，原子炉建屋原子炉棟内に設置し，想定される重大事故等時にお 設備の相違
ける環境条件を考慮した設計とする。
代替循環冷却系ポンプは，想定される重大事故等時において，中央制御室から操作が可能 設備の相違な設計とする。
代替循環冷却系の系統構成に必要となる弁の操作は，想定される重大事故等時において， 設備の相違
中央制御室から可能な設計とする。

5.6.2.5

操作性の確保5.9.2.5 操作性の確保

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

低圧代替注水系（常設）は，想定される重大事故等時において，通常時の系統構成から弁低圧代替注水系（常設）は，想定される重大事故等時において，通常時の系統構成から弁操作等により速やかに切り替えられる設計とする。

操作等により速やかに系統構成が可能な設計とする。

①の相違

本来目的で使用することから切替えではなく低圧代替注水系（常設）の復水移送ポンプは，中央制御室の操作スイッチにより操作が可

低圧代替注水系（常設）の常設低圧代替注水系ポンプは，中央制御室の操作スイッチによ 系統構成

能な設計とし，系統構成に必要な弁は，中央制御室若しくは離れた場所での操作スイッチにり操作が可能な設計とし，系統構成に必要な弁は，中央制御室又は設置場所での手動操作が 設備の相違よる操作又は設置場所での手動操作が可能な設計とする。

可能な設計とする。

低圧代替注水系（可搬型）は，想定される重大事故等時において，通常時の系統構成から接続，弁操作等により速やかに切り替えられる設計とする。

低圧代替注水系（可搬型）は，想定される重大事故等時において，通常時の系統構成から接続，弁操作等により速やかに系統構成が可能な設計とする。

低圧代替注水系（可搬型）の可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，付属の操作スイッチに低圧代替注水系（可搬型）の可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，

より，設置場所での操作が可能な設計とし，系統構成に必要な弁は，中央制御室若しくは離付属の操作スイッチにより，設置場所での操作が可能な設計とし，系統構成に必要な弁は，れた場所での操作スイッチによる操作又は設置場所での手動操作が可能な設計とする。

中央制御室又は設置場所での手動操作が可能な設計とする。

可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，車両として屋外のアクセスルートを通行してアクセス可能な設計とするとともに，設置場所にて輪留めによる固定等が可能な設計とする。

設備の相違

可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，車両として屋外のアクセス 設備の相違
ルートを通行してアクセス可能な設計とするとともに，設置場所にて輪留めによる固定等が可能な設計とする。

可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）を接続する接続口については，簡便な接続とし，接続治可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプを接続する接続口については， 設備の相違

具を用いてホースを確実に接続することができる設計とする。また，6 号及び 7 号炉が相互一般的に使用される工具を用いて接続可能なフランジ接続によりホースを確実に接続するに使用することができるよう，接続口の口径を統一する設計とする。

ことができる設計とする。また，ホースの接続については，接続方式及び接続口の口径を統一する設計とする。

設備の相違
設備の相違

代替循環冷却系は，想定される重大事故等時において，通常時の系統構成から弁操作等に 設備の相違より速やかに系統構成が可能な設計とする。
代替循環冷却系ポンプは，中央制御室の操作スイッチにより操作が可能な設計とし，系統構成に必要な弁は，中央制御室又は設置場所での手動操作が可能な設計とする。

5.6.3

主要設備及び仕様

原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備の主要機器仕様を第 5.6−1 表に示す。

5.9.3 主要設備及び仕様①の相違

原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備の主要機器仕様を第 5.9−1 表に示す。

①の相違
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基本設計比較表

【対象項目：

第４７条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉
5.6.4

試験検査

東海第二発電所
5.9.4 試験検査①の相違

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

低圧代替注水系（常設）は，発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能及び漏えいの低圧代替注水系（常設）は，発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能及び漏えいの有無の確認並びに弁の開閉動作の確認が可能な設計とする。
また，低圧代替注水系（常設）の復水移送ポンプは，発電用原子炉の停止中に分解及び外観の確認が可能な設計とする。

備考

有無の確認並びに弁の開閉動作の確認が可能な設計とする。
また，低圧代替注水系（常設）の常設低圧代替注水系ポンプは，発電用原子炉の停止中に設備の相違

分解及び外観の確認が可能な設計とする。

低圧代替注水系（可搬型）の可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，発電用原子炉の運転中

低圧代替注水系（可搬型）の可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは， 設備の相違

又は停止中に，独立して機能・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，発電用原子炉の運転中又は停止中に，独立して機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な分解又は取替えが可能な設計とする。

設計とするとともに，分解又は取替えが可能な設計とする。

また，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）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。

また，可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，車両として運転状態 設備の相違の確認及び外観の確認が可能な設計とする。
代替循環冷却系による残存溶融炉心の冷却に使用する代替循環冷却系ポンプは，発電用原 設備の相違
子炉の停止中に他系統と独立した試験系統により機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
代替循環冷却系ポンプは，発電用原子炉の停止中に分解が可能な設計とする。

第 5.6−1 表 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備の主要

第 5.9−1 表 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備の

機器仕様

①の相違

主要機器仕様(1) 低圧代替注水系（常設）
a.

設備の相違

(1) 低圧代替注水系（常設）

復水移送ポンプ

以下設備仕様の相違は自明であり特記しな

ａ．常設低圧代替注水系ポンプ兼用する設備は以下のとおり。

兼用する設備は以下のとおり。

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備い。

・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備
・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備

・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備

台
容

数
量

全 揚 程

2（予備 1）

台

数

2

約 125m /h/台

容量

約 200m３／h（1 台当たり）

約 85m

全

程

約 200m3

揚b．代替循環冷却系ポンプ兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉格納容器内の冷却等のための設備
・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備
・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備
台

数

1（予備 1）
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柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：

第４７条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所容
全(2) 低圧代替注水系（可搬型）
a.

揚

量

約 250m３／h

程約 120m

備考(2) 低圧代替注水系（可搬設）

可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）（6 号及び 7 号炉共用）

a．可搬型代替注水中型ポンプ

第 4.3−1 表 使用済燃料プールの冷却等のための設備の主要機器仕様に記載する。

兼用する設備は以下のとおり。
・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
・原子炉格納容器内の冷却等のための設備
・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備
・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備
・水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
台

数

4（予備 1）

容量

約 210m３／h（1 台当たり）

程

約 100m全揚b．可搬型代替注水大型ポンプ兼用する設備は以下のとおり。
・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
・原子炉格納容器内の冷却等のための設備
・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備
・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備
・水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
台

数

2（予備 1※１）

容量

約 1,320m３／h（1 台当たり）

程

約 140m全揚※１「可搬型代替注水大型ポンプ」及び「可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）」は同型設備であり，「可搬型代替注水大型ポンプ」の予備 1 台と「可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）」の予備 1 台の計 2 台は共用可能とする。

13/21

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉【対象項目：

第４７条】
東海第二発電所

第 5.9-1 図 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系統

備考

図表番号の相違

概要図（1）（低圧代替注水系（常設）による原子炉注水）

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柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉【対象項目：

第４７条】
東海第二発電所

第 5.9-2 図 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系統

備考

図表番号の相違

概要図（2）（低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水 原子炉建屋東側接続口使用時）

15/21

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基本設計比較表

【対象項目：

第４７条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

AO

MO

AO

備考

MO

MO
MO

MO

AO

スプレイ
ヘッダ

AO

MO
AO

AO

MO
MO

AO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

スプレイヘッダ

MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

＊2
MO

残留熱除去系
ポンプ

＊3

(B)

(C)
＊2

MO

(A)

LPCS
レグシールより＊3

RHR
レグシールより

MO

MO
MO

MO

(A)

残留熱除去系
熱交換器

(C)

MO

MO

(A)

(B)

(B)

(D)

残留熱除去系
海水系ポンプ

Ａ系使用時の系統を示す。

第 5.9-3 図 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系統

図表番号の相違

概要図（3）（残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水）

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基本設計比較表

【対象項目：

第４７条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

AO

MO

AO

備考

MO

MO
MO

MO

AO

スプレイ AO
ヘッダ

MO
AO

AO

MO
MO

AO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

スプレイヘッダ

MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

＊2
MO

残留熱除去系
ポンプ

＊3

(B)

(C)
＊2

MO

(A)

LPCS
レグシールより＊3

RHR
レグシールより

MO

MO
MO

MO

(A)

残留熱除去系
熱交換器

(C)

MO

MO

(A)

(B)

(B)

(D)

残留熱除去系
海水系ポンプ

Ａ系使用時の系統を示す。

第 5.9-4 図 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系統

図表番号の相違

概要図（4）（残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱）

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基本設計比較表

【対象項目：

第４７条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

NO

備考

MO

MO

原子炉圧力容器

ドライウェルサプレッション・チェンバ
低圧炉心スプレイ
系ポンプ

残留熱除去系
海水系
MO

第 5.9−5 図 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系統

図表番号の相違

概要図（5）（低圧炉心スプレイ系による原子炉注水）

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基本設計比較表

【対象項目：

第４７条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

屋外（西側）

原子炉建屋原子炉棟
ＡＯ

備考

屋外（東側）

ＡＯ
原子炉隔離時
冷却系より

MO

MO

MO

MO MO
MO

MO

MO
MO

MO

MO
NO

NO

MO

NO

MO

NO
MO

MO

MO

MO

MO

NO

MO

MO

MO

MO

ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝ･ﾁｪﾝﾊﾞ
*1

*1

MO

MO
MO

MO

MO

MO

MO

補給水系より

可搬型代替注水接続口 大型ポンプ

補給水系より

MO

MO

*2

残留熱
除去系
ポンプ(B)
代替循環冷却系ポンプ(B)

残留熱除去系
ポンプ(A)

MO

代替循環冷却系ポンプ(A)

MO

MO

MO

MO

MO

残留熱除去系
熱交換器(A)

MO

MO

残留熱除去系
熱交換器(B)

MO

*2
MO

MO

代替残留熱除去系
海水系A系東側接続口
残留熱除去系
海水系ストレーナ(A)
残留熱除去系
海水系ポンプ(A),(C)

MO

MO

MO
MO

代替残留熱除去系
海水系西側接続口

海へ

MO

緊急用海水系
ストレーナ
緊急用海水ポンプ(A),(B)
緊急用海水ポンプピット
MO

残留熱除去系
海水系ストレーナ(B)
残留熱除去系
海水系ポンプ(B),(D)

代替循環冷却系Ａ系及び残留熱除去系海水系Ａ系使用時の図を示す。

代替残留熱除去系
海水系B系東側接続口

第 5.9−6 図 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

図表番号の相違

ための設備系統概要図（6）（代替循環冷却系による残存溶融炉心の冷却）

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基本設計比較表

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉【対象項目：

第４７条】
東海第二発電所

備考

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柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉【対象項目：

第４７条】
東海第二発電所

備考

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柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：

第４８条】

柏崎原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

5.10 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

5.10 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

5.10.1 概要

5.10.1 概 要

設計基準事故対処設備が有する最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失した場合に設計基準事故対処設備が有する最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失した場合において炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損（炉心の著しい損傷が発生する前に生ず

おいて炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損（炉心の著しい損傷が発生する前に生ずるものに限る。
）を防止するため，最終ヒートシンクへ熱を輸送するために必要な重大事故等るものに限る。
）を防止するため，最終ヒートシンクへ熱を輸送するために必要な重大事故等対処設備を設置及び保管する。

対処設備を設置及び保管する。

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備の系統概要図を第 5.10−1 図から第 5.10−3
図に示す。
また，想定される重大事故等時において，設計基準事故対処設備である残留熱除去系（原備考

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備の系統概要図を第 5.10−1 図から第 5.10−3
図に示す。
また，想定される重大事故等時において，設計基準事故対処設備である残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード），残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）及び残留熱除去系

子炉停止時冷却系），残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッ 設備名称の相違（サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード）並びに原子炉補機冷却系が使用できる

ション・プール水冷却系）並びに残留熱除去系海水系が使用できる場合は重大事故等対処設 設備名称の相違場合は重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用する。

備として使用する。

残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード），残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）

東二に設計基準拡張なし。

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系），残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び残留 系統名称の相違

及び残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード）については，「5.2 残熱除去系（サプレッション・プール水冷却系）については，「5.4 残留熱除去系」に記載す

設備名称の相違

留熱除去系」に記載する。

る。残留熱除去系海水系については「5.6.1.2 残留熱除去系海水系」に記載する。

設備設計の相違

原子炉補機冷却系については「5.9 原子炉補機冷却系」に記載する。
5.10.2 設計方針

項目、図表番号の相違

5.10.2 設計方針

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備のうち，設計基準事故対処設備が有する最終最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備のうち，設計基準事故対処設備が有する最終

ヒートシンクへ熱を輸送する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

ヒートシンクへ熱を輸送する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の設備として，格納容器圧力逃がし装置，耐圧強化ベント系

格納容器の破損を防止するための設備として，格納容器圧力逃がし装置，耐圧強化ベント系

及び代替原子炉補機冷却系を設ける。

及び緊急用海水系を設ける。

(1) フロントライン系故障時に用いる設備(1) フロントライン系故障時に用いる設備a.

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱

設備設計の相違

ａ． 格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱

残留熱除去系の故障等により最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失した場合

残留熱除去系の故障等により最終ヒートシンクへ熱を輸送する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の破損を防止するための重大事故等対処設備に，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するための重大事故等対処設備

として，格納容器圧力逃がし装置を使用する。

として，格納容器圧力逃がし装置を使用する。

格納容器圧力逃がし装置は，フィルタ装置，よう素フィルタ，ラプチャーディスク，

熱交換方式の相違

格納容器圧力逃がし装置は，フィルタ装置（フィルタ容器，スクラビング水，金属フ 設備設計の相違

配管・弁類，計測制御装置等で構成し，原子炉格納容器内雰囲気ガスを不活性ガス系等

ィルタ，よう素除去部），圧力開放板，配管・弁類，計測制御装置等で構成し，原子炉格 ただし弁については「配管・弁類」として表現を経由して，フィルタ装置及びよう素フィルタへ導き，放射性物質を低減させた後に原納容器内雰囲気ガスを不活性ガス系等を経由して，フィルタ装置へ導き，放射性物質を子炉建屋屋上に設ける放出口から放出することで，排気中に含まれる放射性物質の環境低減させた後に原子炉建屋原子炉棟屋上に設ける放出口から放出することで，排気中に 設備名称の相違

への放出量を抑制しつつ，原子炉格納容器内に蓄積した熱を最終的な熱の逃がし場であ含まれる放射性物質の環境への放出量を抑制しつつ，原子炉格納容器内に蓄積した熱をる大気へ輸送できる設計とする。

最終的な熱の逃がし場である大気へ輸送できる設計とする。

格納容器圧力逃がし装置を使用した場合に放出される放射性物質の放出量に対して，
あらかじめ敷地境界での線量評価を行うこととする。
本系統の詳細については，「9.3 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備」に記載する。

格納容器圧力逃がし装置を使用した場合に放出される放射性物質の放出量に対して，
あらかじめ敷地境界での線量評価を行うこととする。
本系統の詳細については，「9.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備」 項目、図表番号の相違に記載する。

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柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：

第４８条】

柏崎原子力発電所 ６／７号炉b.

耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱

東海第二発電所
ｂ．耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱

残留熱除去系の故障等により最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失した場合

残留熱除去系の故障等により最終ヒートシンクへ熱を輸送する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の破損を防止するための重大事故等対処設備に，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するための重大事故等対処設備

として，耐圧強化ベント系を使用する。

として，耐圧強化ベント系を使用する。

耐圧強化ベント系は，配管・弁類，計測制御装置等で構成し，格納容器内雰囲気ガス

備考

耐圧強化ベント系は，配管・弁類，計測制御装置等で構成し，格納容器内雰囲気ガス

を不活性ガス系等を経由して，主排気筒（内筒）を通して原子炉建屋外に放出することを不活性ガス系等を経由して，主排気筒に隣接する非常用ガス処理系排気筒を通して原 設備の相違

で，原子炉格納容器内に蓄積した熱を最終的な熱の逃がし場である大気へ輸送できる設

子炉建屋外に放出することで，原子炉格納容器内に蓄積した熱を最終的な熱の逃がし場計とする。

である大気へ輸送できる設計とする。

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備として使用する場合の耐圧強化ベント

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備として使用する場合の耐圧強化ベント

系は，炉心損傷前に使用するため，排気中に含まれる放射性物質及び可燃性ガスは微量

系は，炉心損傷前に使用するため，排気中に含まれる放射性物質及び可燃性ガスは微量

である。

である。

耐圧強化ベント系を使用する際に流路となる不活性ガス系等の配管は，他の発電用原
子炉とは共用しない設計とし，弁により他の系統・機器と隔離することにより，悪影響

耐圧強化ベント系は，使用する際に弁により他の系統・機器と隔離することにより， 東二は単独プラントであり他の発電用原子炉と共用
悪影響を及ぼさない設計とする。

しない。

を及ぼさない設計とする。
耐圧強化ベント系は，想定される重大事故等時において，原子炉格納容器が負圧とな耐圧強化ベント系は，想定される重大事故等時において，原子炉格納容器が負圧とならない設計とする。仮に，原子炉格納容器内にスプレイをする場合においても，原子炉らない設計とする。仮に，原子炉格納容器内にスプレイをする場合においても，原子炉格納容器内圧力が規定の圧力まで減圧した場合には，原子炉格納容器内へのスプレイを

格納容器内圧力が規定の圧力まで減圧した場合には，原子炉格納容器内へのスプレイを停止する運用とする。

停止する運用とする。

耐圧強化ベント系使用時の排出経路に設置される隔離弁は，遠隔手動弁操作設備によ

設備の相違，文章構成の相違（次段落に記載）って人力による操作が可能な設計とする。
遠隔手動弁操作設備の操作場所は，原子炉建屋内の原子炉区域外とし，必要に応じて・東二は第二弁操作室等の設備対応及び本条が炉心遮蔽材を配置することで，放射線防護を考慮した設計とする。また，排出経路に設置さ損傷前の対応であることから，遮蔽対応の記載は不れる隔離弁のうち空気作動弁については遠隔空気駆動弁操作用ボンベから遠隔空気駆要動弁操作設備の配管を経由し，高圧窒素ガスを供給することによる操作も可能な設計と・東二は電動弁での対応につき空気作動弁の記載はする。また，排出経路に設置される隔離弁のうち電動弁については常設代替交流電源設

耐圧強化ベント系使用時の排出経路に設置される隔離弁は電動弁とし，常設代替交流 不要

備又は可搬型代替交流電源設備からの給電による操作も可能な設計とする。これらによ

電源設備又は可搬型代替交流電源設備から給電による操作が可能な設計とする。このう 設備の相違，設備名称の相違

り，隔離弁の操作における駆動源の多様性を有する設計とする。

ち，第一弁（Ｓ／Ｃ側），第一弁（Ｄ／Ｗ側）については，遠隔人力操作機構によって人力による操作が可能な設計とし，隔離弁の操作における駆動源の多様性を有する設計とする。

本系統はサプレッション・チェンバ及びドライウェルと接続し，いずれからも排気で

本系統はサプレッション・チェンバ及びドライウェルと接続し，いずれからも排気できる設計とする。サプレッション・チェンバ側からの排気ではサプレッション・チェン

きる設計とする。サプレッション・チェンバ側からの排気ではサプレッション・チェン

バの水面からの高さを確保し，ドライウェル側からの排気では，ダイヤフラムフロア面

バの水面からの高さを確保し，ドライウェル側からの排気では，ペデスタル（ドライウからの高さを確保するとともに有効燃料棒頂部よりも高い位置に接続箇所を設けるこェル部）の床面からの高さを確保するとともに燃料有効長頂部よりも高い位置に接続箇 設備名称の相違とで長期的にも溶融炉心及び水没の悪影響を受けない設計とする。

所を設けることで長期的にも溶融炉心及び水没の悪影響を受けない設計とする。

耐圧強化ベント系を使用した場合に放出される放射性物質の放出量に対して，あらか
じめ敷地境界での線量評価を行うこととする。

設備名称の相違（格納容器タイプの相違）

耐圧強化ベント系を使用した場合に放出される放射性物質の放出量に対して，あらか
じめ敷地境界での線量評価を行うこととする。

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柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：

第４８条】

柏崎原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

主要な設備は，以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

・常設代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）

・常設代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）

東二は号機間融通なし。

・可搬型代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）

・可搬型代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）

東二は号機間融通なし。

・代替所内電気設備（10.2

・代替所内電気設備（10.2

代替電源設備）

代替電源設備）・常設代替直流電源設備（10.2 代替電源設備）
・可搬型直流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2

東二の当該系統では直流駆動の電動弁は使用しな

代替電源設備）

本系統の流路として，不活性ガス系，耐圧強化ベント系及び非常用ガス処理系の配管及び弁並びに主排気筒（内筒）を重大事故等対処設備として使用する。

い。

本系統の流路として，不活性ガス系，耐圧強化ベント系及び非常用ガス処理系の配管及び弁並びに非常用ガス処理系排気筒を重大事故等対処設備として使用する。

また，耐圧強化ベント系使用時の排出経路に設置される隔離弁のうち空気作動弁に，設備設計の相違
東二は電動弁（交流）での対応につき，空気作動弁

高圧窒素ガスを供給するための流路として，遠隔空気駆動弁操作設備の配管及び弁を重の記載は不要大事故等対処設備として使用する。
その他，設計基準対象施設である原子炉格納容器を重大事故等対処設備として使用する。
(2) サポート系故障時に用いる設備a.

代替原子炉補機冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱
原子炉補機冷却系の故障又は全交流動力電源の喪失により，最終ヒートシンクへ熱をその他，設計基準対象施設である原子炉格納容器を重大事故等対処設備として使用する。
(2) サポート系故障時に用いる設備
ａ．緊急用海水系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱

設備の相違

残留熱除去系海水系の故障又は全交流動力電源の喪失により，最終ヒートシンクへ熱 設備の相違

輸送する機能が喪失した場合の重大事故等対処設備として，代替原子炉補機冷却系を使を輸送する機能が喪失した場合の重大事故等対処設備として，緊急用海水系を使用す

用する。

る。

設備の相違

代替原子炉補機冷却系は，代替原子炉補機冷却水ポンプ及び熱交換器を搭載した熱交

緊急用海水系は，緊急用海水ポンプ，配管・弁類，計測制御装置等で構成し，サプレ

換器ユニット，大容量送水車（熱交換器ユニット用），配管・ホース・弁類，計測制御装ッション・チェンバへの熱の蓄積により原子炉冷却機能が確保できる一定の期間内に，置等で構成し，サプレッション・チェンバへの熱の蓄積により原子炉冷却機能が確保で緊急用海水ポンプにて残留熱除去系熱交換器に海水を送水することで，残留熱除去系等 設備の相違

きる一定の期間内に，熱交換器ユニットを原子炉補機冷却系に接続し，大容量送水車（熱の機器で発生した熱を最終的な熱の逃がし場である海へ輸送できる設計とする。

常設設備と可搬型設備の相違

交換器ユニット用）により熱交換器ユニットに海水を送水することで，残留熱除去系等の機器で発生した熱を最終的な熱の逃がし場である海へ輸送できる設計とする。
熱交換器ユニットは，可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。また，緊急用海水ポンプは，常設代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。

大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，ディーゼルエンジンにより駆動できる設計と設備設計の相違
設備設計の相違する。燃料は燃料補給設備である軽油タンク及びタンクローリ(4kL)により補給できる設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

東二は常設による対応及び号機間融通なし。

・熱交換器ユニット（6 号及び 7 号炉共用）

・緊急用海水系（5.10 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備）

設備設計の相違

・常設代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）

設備設計の相違

・大容量送水車（熱交換器ユニット用）（6 号及び 7 号炉共用）
・可搬型代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）

・可搬型代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）

・燃料補給設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）

・燃料給油設備（10.2 代替電源設備）

本系統の流路として，原子炉補機冷却系の配管，弁及びサージタンク並びに残留熱除

本系統の流路として，残留熱除去系の熱交換器を重大事故等対処設備として使用す

去系の熱交換器，ホースを重大事故等対処設備として使用する。

る。

東二ではＳＡ設備である非常用取水設備のＳＡ用海水ピット取水塔，海水引込み管，ＳＡ用海水ピッ

3/18

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：

第４８条

柏崎原子力発電所 ６／７号炉】
東海第二発電所

その他，設計基準事故対処設備である非常用取水設備の海水貯留堰，スクリーン室及備考
ト，緊急用海水取水管及び緊急用海水ポンプピット

び取水路を重大事故等対処設備として使用する。

を緊急用海水系の流路として使用する。
また，非常用海水ポンプの流路としてＳＡ設備である取水構造物を使用する。

原子炉格納容器については，「9.1 原子炉格納施設」に記載する。

原子炉格納容器については，「9.1 原子炉格納施設」に記載する。

常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備，代替所内電気設備，常設代替直流電

常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備，代替所内電気設備及び燃料給油設備 設備名称の相違

源設備，可搬型直流電源設備及び燃料補給設備については「10.2 代替電源設備」に記載については，「10.2 代替電源設備」に記載する。

設備設計の相違する。
残留熱除去系については，「5.4 残留熱除去系」に記載する。

設備設計の相違

残留熱除去系海水系については，「5.6.1.2 残留熱除去系海水系」に記載する。
非常用取水設備については，「10.8 非常用取水設備」に記載する。

非常用取水設備については，「10.8 非常用取水設備」に記載する。
設計基準事故対処設備の残留熱除去系熱交換器及び残留熱除去系海水系ポンプは，設計 既設ＤＢＡ設備によるＳＡ設備の 43 条適合性を説
基準事故対処設備であるとともに，重大事故等時においても使用するため，「1.1.7 重大事

明故等対処設備に関する基本方針」に示す設計方針を適用する。ただし，多様性及び位置的分散を考慮すべき対象の設計基準事故対処設備はないことから，「1.1.7 重大事故等対処
設備に関する基本方針」のうち多様性及び位置的分散の設計方針は適用しない。
5.10.2.1 多様性及び独立性，位置的分散

5.10.2.1 多様性及び独立性，位置的分散

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

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

格納容器圧力逃がし装置及び耐圧強化ベント系は，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却

格納容器圧力逃がし装置及び耐圧強化ベント系は，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系， 設備設計の相違

モード）及び原子炉補機冷却系と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，ポンプ及格納容器スプレイ冷却系及びサプレッション・プール冷却系）及び残留熱除去系海水系と共び熱交換器を使用せずに最終的な熱の逃がし場である大気へ熱を輸送できる設計とするこ通要因によって同時に機能を損なわないよう，ポンプ及び熱交換器を使用せずに最終的な熱とで，残留熱除去系及び原子炉補機冷却系に対して，多様性を有する設計とする。

の逃がし場である大気へ熱を輸送できる設計とすることで，残留熱除去系及び残留熱除去系 設備設計の相違
海水系に対して，多様性を有する設計とする。

また，格納容器圧力逃がし装置及び耐圧強化ベント系は，排出経路に設置される隔離弁のまた，格納容器圧力逃がし装置及び耐圧強化ベント系は，排出経路に設置される隔離弁のうち電動弁を常設代替交流電源設備若しくは可搬型代替交流電源設備からの給電による遠電動弁を常設代替交流電源設備若しくは可搬型代替交流電源設備からの給電による遠隔操

東二の隔離弁は電動弁のみ

隔操作を可能とすること又は遠隔手動弁操作設備を用いた人力による遠隔操作を可能とす

作を可能とすること又は遠隔人力操作機構又は操作ハンドルを用いた人力による遠隔操作

設備設計の相違ることで，非常用交流電源設備からの給電により駆動する残留熱除去系（格納容器スプレイを可能とすることで，非常用交流電源設備からの給電により駆動する残留熱除去系（原子炉 設備設計の相違

冷却モード）及び原子炉補機冷却系に対して，多様性を有する設計とする。

停止時冷却系，格納容器スプレイ冷却系及びサプレッション・プール冷却系）及び残留熱除去系海水系に対して，多様性を有する設計とする。

また，格納容器圧力逃がし装置及び耐圧強化ベント系は，排出経路に設置される隔離弁のうち空気作動弁を遠隔空気駆動弁操作設備による遠隔操作を可能にすること又は遠隔手動

東二は電動弁での対応につき空気作動弁の記載は不要弁操作設備を用いた人力による遠隔操作を可能とすることで，非常用交流電源設備からの給電により駆動する残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）及び原子炉補機冷却系に対して，多様性を有する設計とする。
格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置及びよう素フィルタ並びにラプチャーディスク

格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置は屋外の格納容器圧力逃がし装置格納槽に，及び 設備設計の相違

は，原子炉建屋近傍の屋外に設置し，耐圧強化ベント系は，原子炉建屋内の残留熱除去系ポ

圧力開放板は原子炉建屋近傍の屋外に設置し，耐圧強化ベント系は，原子炉建屋原子炉棟内 設備名称の相違

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基本設計比較表

【対象項目：

第４８条】

柏崎原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

ンプ及び熱交換器並びにタービン建屋内の原子炉補機冷却水ポンプ，海水ポンプ及び熱交換の残留熱除去系ポンプ，熱交換器及び屋外の残留熱除去系海水系と異なる区画に設置するこ 設備設計の相違器と異なる区画に設置することで，共通要因によって同時に機能を損なわないよう位置的分とで，共通要因によって同時に機能を損なわないよう位置的分散を図った設計とする。

散を図った設計とする。
格納容器圧力逃がし装置及び耐圧強化ベント系は，除熱手段の多様性及び機器の位置的分散によって，残留熱除去系及び原子炉補機冷却系に対して独立性を有する設計とする。

格納容器圧力逃がし装置及び耐圧強化ベント系は，除熱手段の多様性及び機器の位置的分散によって，残留熱除去系及び残留熱除去系海水系に対して独立性を有する設計とする。

設備設計の相違

緊急用海水系は，残留熱除去系海水系と共通要因によって同時に機能を損なわないよう， 東二特有の設備設計に係る記載
常設代替高圧電源装置又は可搬型代替交流電源設備からの給電を可能とすることにより非常用交流電源設備からの給電により駆動する残留熱除去系海水系に対して多様性を有する設計とする。また，緊急用海水系は，格納容器圧力逃がし装置及び耐圧強化ベント系に対して，除熱手段の多様性を有する設計とする。
緊急用海水系は，原子炉建屋に隣接する緊急用海水ポンプピット内に設置することにより，海水ポンプ室に設置する残留熱除去系海水系ポンプ，原子炉建屋内の格納容器圧力逃がし装置及び耐圧強化ベント系と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，位置的分散を図る設計とする。
緊急用海水系は，電源の多様性及び機器の位置的分散により，残留熱除去系海水系に対し独立性を有する設計とする。
代替原子炉補機冷却系は，原子炉補機冷却系と共通要因によって同時に機能を損なわない

設備設計の相違に係る記載

よう，熱交換器ユニットを可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とすることで，非常用交流電源設備からの給電により駆動する原子炉補機冷却系に対して，多様性及び独立性を有する設計とし，大容量送水車（熱交換器ユニット用）をディーゼルエンジンにより駆動することで，電動機駆動ポンプにより構成される原子炉補機冷却系に対して多様性を有する設計とする。また，代替原子炉補機冷却系は，格納容器圧力逃がし装置及び耐圧強化ベント系に対して，除熱手段の多様性を有する設計とする。
代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，
タービン建屋，原子炉建屋，主排気筒及び格納容器圧力逃がし装置から離れた屋外に分散して保管することで，タービン建屋内の原子炉補機冷却水ポンプ，海水ポンプ及び熱交換器，
原子炉建屋内及び屋外に設置される耐圧強化ベント系並びに格納容器圧力逃がし装置と共通要因によって同時に機能を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。
熱交換器ユニットの接続口は，共通要因によって接続できなくなることを防止するため，
位置的分散を図った複数箇所に設置する設計とする。
代替原子炉補機冷却系は，原子炉補機冷却系と共通要因によって同時に機能を損なわない
よう，原子炉補機冷却系の海水系に対して独立性を有するとともに，熱交換器ユニットから
原子炉補機冷却系配管との合流点までの系統について，原子炉補機冷却系に対して独立性を有する設計とする。
これらの多様性及び系統の独立性並びに位置的分散によって，代替原子炉補機冷却系は，設計基準事故対処設備である原子炉補機冷却系に対して重大事故等対処設備としての独立

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基本設計比較表

【対象項目：

第４８条】

柏崎原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

性を有する設計とする。
電源設備の多様性及び独立性，位置的分散については「10.2 代替電源設備」にて記載する。
5.10.2.2 悪影響防止

電源設備の多様性及び独立性，位置的分散については，「10.2 代替電源設備」にて記載する。
5.10.2.2 悪影響防止

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

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

耐圧強化ベント系は，通常時は弁により他の系統・機器と隔離し，重大事故等時に弁操作

耐圧強化ベント系は，通常時は弁により他の系統・機器と隔離し，重大事故等時に弁操作等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で，他の系統・機器に悪影響を及等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で，他の系統・機器に悪影響を及ぼさない設計とする。

ぼさない設計とする。

代替原子炉補機冷却系は，通常時は熱交換器ユニットを接続先の系統と分離して保管し，緊急用海水系は，通常時は弁により他の系統・機器と隔離し，重大事故等時に弁操作等に

設備設計の相違

重大事故等時に接続，弁操作等により重大事故等対処設備としての系統構成とすることで他より重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の系統・機器に悪影響を及ぼさ 設備設計の相違の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。また，原子炉補機冷却系と代替原子炉補機冷却系ない設計とする。また，残留熱除去系海水系と緊急用海水系を同時に使用しないことにより， 設備設計の相違を同時に使用しないことにより，相互の機能に悪影響を及ぼさない設計とする。

相互の機能に悪影響を及ぼさない設計とする。

熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，治具や輪留めによる固定等をすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，飛散物となって他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
5.10.2.3 容量等

5.10.2.3 容量等

基本方針については，「1.1.7.2 容量等」に示す。

基本方針については，「1.1.7.2 容量等」に示す。

耐圧強化ベント系は，原子炉停止後約 16 時間後において原子炉格納容器内で発生する蒸耐圧強化ベント系は，原子炉停止後約 28 時間後において原子炉格納容器内で発生する蒸 設備設計の相違

気を排気し，その熱量分を除熱できる十分な排出流量を有する設計とする。
代替原子炉補機冷却系は，想定される重大事故等時において，炉心の著しい損傷を防止す
るために必要な伝熱容量を有する設計とする。

気を排気し，その熱量分を除熱できる十分な排出流量を有する設計とする。
緊急用海水系は，残留熱除去系海水系ポンプが有する最終ヒートシンクへ熱を輸送する機 設備設計の相違能が喪失した場合であって，残留熱除去系ポンプが起動可能な状況において，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海水を供給するポンプ流量を有する設計とする。

代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，

緊急用海水ポンプは，必要な流量を確保できる容量を有するものを 1 台設置するほか，故 設備の相違（常設と可搬の相違）想定される重大事故等時において，残留熱除去系等の機器で発生した熱を除去するために必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 台を加え，合計 2 台を設置す

要な伝熱容量及びポンプ流量を有する熱交換器ユニット 1 セット 1 式と大容量送水車（熱交る設計とする。

換器ユニット用）1 セット 1 台を使用する。熱交換器ユニットの保有数は，6 号及び 7 号炉
共用で 4 セット 4 式に加えて，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 式（6 号及び 7 号炉共用）の合計 5 式を保管する。大容量送水車（熱交換器ユニット用）の保有数は，6 号及び 7 号炉共用で 4 セット 4 台に加えて，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（6 号及び 7 号炉共用）の合計 5 台を保管する。
また，代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）
は，想定される重大事故等時において，残留熱除去系による発電用原子炉又は原子炉格納容
器内の除熱と燃料プール冷却浄化系による使用済燃料プールの除熱に同時に使用するため，各系統の必要な流量を同時に確保できる容量を有する設計とする。

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基本設計比較表

【対象項目：

第４８条】

柏崎原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

緊急用海水系で使用する残留熱除去系熱交換器は，想定される重大事故等時において，緊 設備の相違（既設熱交換器の使用）
急用海水系での圧力損失を考慮しても残留熱除去系等の機器で発生した熱を除去するために必要な伝熱容量及びポンプ流量を有する設計とする。
5.10.2.4 環境条件等

5.10.2.4 環境条件等

基本方針については，「1.1.7.3 環境条件等」に示す。

基本方針については，「1.1.7.3 環境条件等」に示す。

耐圧強化ベント系は，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。

耐圧強化ベント系は，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。

耐圧強化ベント系の排出経路に設置される隔離弁の操作は，想定される重大事故等時にお設備設計の相違いて，原子炉建屋内の原子炉区域外への遠隔手動弁操作設備の設置に加え必要に応じて遮蔽

東二は設備，運用の相違により仮設遮蔽材使用せ材を設置することにより，離れた場所から人力で容易かつ確実に手動操作が可能な設計とすず。

る。また，排出経路に設置される隔離弁のうち空気作動弁については，原子炉建屋内の原子空気作動弁なしにつき記載の差異

炉区域外への遠隔空気駆動弁操作用ボンベの設置に加え必要に応じて遮蔽材を設置し，離れた場所から遠隔空気駆動弁操作設備の配管を経由した高圧窒素ガスを供給することにより，容易かつ確実に操作が可能な設計とする。また，排出経路に設置される隔離弁のうち電動弁については，中央制御室から操作が可能な設計とする。

耐圧強化ベント系の排出経路に設置される隔離弁のうち第一弁（Ｓ／Ｃ側）及び第一弁（Ｄ 設備設計の相違／Ｗ側）の操作は，想定される重大事故等時において，遠隔人力操作機構により原子炉建屋
原子炉棟外から人力で容易かつ確実に手動操作が可能な設計とする。
耐圧強化ベント系一次隔離弁及び耐圧強化ベント系二次隔離弁については，駆動部にハンドルを設置することにより設置場所から人力で容易かつ確実に操作が可能な設計とする。また，排出経路に設置される電動の隔離弁については，中央制御室から操作が可能な設計とする。

代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，
屋外に保管及び設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。

緊急用海水ポンプは，緊急用海水ポンプピット内に設置し，想定される重大事故等時にお 設備設計の相違
ける環境条件を考慮した設計とする。

熱交換器ユニットの常設設備との接続及び操作は，想定される重大事故等時において設置

設備設計の相違

場所で可能な設計とする。
代替原子炉補機冷却系の系統構成に必要な弁の操作は，想定される重大事故等時において，中央制御室又は設置場所で可能な設計とする。

緊急用海水ポンプは，想定される重大事故等時において，中央制御室から操作が可能な設 設備設計の相違計とする。

大容量送水車（熱交換器ユニット用）の熱交換器ユニットとの接続及び操作は，想定され設備設計の相違る重大事故等時において，設置場所で可能な設計とする。
また，熱交換器ユニットの海水通水側及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，使用時に海水を通水するため，海水影響を考慮した設計とし，海から直接取水する際の異物の流

緊急用海水ポンプは，使用時に海水を通水するため耐腐食性材料を使用する。また，緊急設備設計の相違用海水ポンプによる海水を送水する系統は，異物の流入防止を考慮した設計とする。

入防止を考慮した設計とする。
5.10.2.5 操作性の確保

5.10.2.5 操作性の確保

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

耐圧強化ベント系は，想定される重大事故等時において，通常時の系統構成から弁操作等耐圧強化ベント系は，想定される重大事故等時において，通常時の系統構成から弁操作等

により速やかに切り替えられる設計とする。
耐圧強化ベント系を使用する際の排出経路に設置される隔離弁には，遠隔手動弁操作設備を設置するとともに，操作場所は原子炉建屋内の原子炉区域外とし，必要に応じて遮蔽材をにより速やかに系統構成できる設計とする。

本来目的での使用であり切替えに該当しない。

耐圧強化ベント系を使用する際の排出経路に設置される隔離弁のうち，第一弁（Ｓ／Ｃ側） 設備設計の相違
及び第一弁（Ｄ／Ｗ側）は，遠隔人力操作機構を設置するとともに，操作場所は原子炉建屋

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基本設計比較表

【対象項目：

第４８条】

柏崎原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

設置することで，容易かつ確実に人力による操作が可能な設計とする。また，排出経路に設

原子炉棟外とし，容易かつ確実に人力による操作が可能な設計とする。耐圧強化ベント系一 炉心損傷前の対応として現場（設置場所）での人力置される隔離弁のうち空気作動弁については，遠隔空気駆動弁操作用ボンベ及び遠隔空気駆次隔離弁及び耐圧強化ベント系二次隔離弁については，ハンドルを設けることで，設置場所 操作を想定

動弁操作設備を設置するとともに，操作場所を原子炉建屋内の原子炉区域外とし，必要に応にて容易かつ確実に人力による操作が可能な設計とする。また，排出経路に設置される電動

じて遮蔽材を設置することで，容易かつ確実に操作が可能な設計とする。また，排出経路にの隔離弁については，中央制御室の操作スイッチにより操作が可能な設計とする。

設置される隔離弁のうち電動弁については，中央制御室の操作スイッチにより操作が可能な設計とする。
代替原子炉補機冷却系は，想定される重大事故等時において，通常時の系統構成から接続，設備の相違

弁操作等により速やかに切り替えられる設計とする。
代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，付属の操作スイッチにより，設置場所での操作が可能な設計とする。代替原子炉補機冷却系の系統構成に必要な弁の操作は，中央制御室での操作スイッチによる操作又は設置場所での手動操作が可能な設計とする。
熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，車両として屋外のアクセ
スルートを通行してアクセス可能な設計とするとともに，設置場所にて輪留めによる固定等が可能な設計とする。
熱交換器ユニットを接続する接続口については，フランジ接続とし，一般的に使用される工具を用いて，ホースを確実に接続することができる設計とする。また，6 号及び 7 号炉が相互に使用することができるよう，接続口の口径を統一する設計とする。
大容量送水車（熱交換器ユニット用）と熱交換器ユニットとの接続は，簡便な接続とし，結合金具を用いてホースを確実に接続できる設計とする。また，6 号及び 7 号炉が相互に使用することができるよう，接続口の口径を統一する設計とする。
緊急用海水系は，想定される重大事故等時において，通常時の系統から弁操作等にて速や 設備の相違
かに系統構成が可能な設計とする。
緊急用海水ポンプは，想定される重大事故等時において，中央制御室の操作スイッチにより操作ができる設計とする。
残留熱除去系海水系は，重大事故等時において，設計基準事故対処設備として使用する場
合と同じ系統構成で使用する設計とする。
5.10.3 主要設備及び仕様
最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備の主要機器仕様を第 5.10−1 表に示す。
5.10.4 試験検査

5.10.3 主要設備及び仕様
最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備の主要機器仕様を第 5.10−1 表に示す。
5.10.4 試験検査

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

耐圧強化ベント系は，発電用原子炉の停止中に弁の開閉動作及び漏えいの確認が可能な設

耐圧強化ベント系は，発電用原子炉の停止中に弁の開閉動作及び漏えいの確認が可能な設計とする。
代替原子炉補機冷却系は，発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能及び漏えいの有計とする。
設備設計の相違

無の確認並びに弁の開閉動作の確認が可能な設計とする。また，代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニットの代替原子炉補機冷却水ポンプ及び熱交換器は，発電用原子炉の運転中又は8/18

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基本設計比較表

【対象項目：

第４８条】

柏崎原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

停止中に分解又は取替えが可能な設計とする。代替原子炉補機冷却系の大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，発電用原子炉の運転中又は停止中に分解又は取替えが可能な設計とする。
また，熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）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。
緊急用海水系は，発電用原子炉の停止中に試験系統により機能・性能及び漏えいの確認が 設備設計の相違
可能な設計とする。
緊急用海水ポンプは，発電用原子炉の停止中に分解が可能な設計とする。
第 5.10−1 表 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備の主要機器仕様(1) 格納容器圧力逃がし装置
第 9.3−1 表 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備の主要機器仕様に記載する。

第 5.10−1 表 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備の主要機器仕様(1) 格納容器圧力逃がし装置

以下設備仕様の相違は自明であり特記しない。

第 9.3−1 表 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備の主要機器仕様に記載する。

(2) 耐圧強化ベント系(2) 耐圧強化ベント系兼用する設備は以下のとおり。

兼用する設備は以下のとおり。

・水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備

・水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備

系

統

数

系統設計流量1

系

約 15.8kg/s

系統設計流量(3) 代替原子炉補機冷却系
a.

設備設計の相違統数

1
約 48,000kg／h(3) 緊急用海水ポンプ

熱交換器ユニット（6 号及び 7 号炉共用）兼用する設備は以下のとおり。

兼用する設備は以下のとおり。

・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備・使用済燃料プールの冷却等のための設備

・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

数

量

4 式（予備 1）

熱交換器
組

数

伝熱容量

・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備
台

数

1（予備 1）1/式

容量

約 844m３／h

約 23MW/組（海水温度 30℃において）

全程

約 130m揚代替原子炉補機冷却水ポンプ
台

数

2
1

容

量

約 300m3/h/台
約 600m3/h/台

全 揚 程
b.

約 75m

大容量送水車（熱交換器ユニット用）（6 号及び 7 号炉共用）兼用する設備は以下のとおり。

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基本設計比較表

柏崎原子力発電所 ６／７号炉【対象項目：

第４８条】
東海第二発電所

備考

・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備・使用済燃料プールの冷却等のための設備
台

数

4（予備 1）

容量

約 900m3/h/台

吐出圧力

1.25MPa[gage]

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基本設計比較表

【対象項目：

第４８条】
東海第二発電所

備考

ウエットウェルベント時の系統状態を示す。

柏崎原子力発電所 ６／７号炉

第 5.10−1 図

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

系統概要図（1）（格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱）

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原子炉圧力容器

MO

第 5.10−2 図 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

原子炉建屋付属棟

遠隔人力
操作機構

遠隔人力
操作機構

格納容器
圧力逃がし装置

ウエットウェルベント時の系統状態を示す。

※1

非常用ガス
処理系フィ
ルタ装置

MO

原子炉建屋原子炉棟

原子炉建屋
ガス処理系へMO
窒素ガスボンベ

AO

※2

AO

AO

※1

AO

一次 二次
隔離弁 隔離弁MO

AO

サプレッション・チェンバ

MO

※2

AO

MO

AO

AO
耐圧強化
ベント系

MO

放射線
モニタ
RE

柏崎原子力発電所 ６／７号炉

ドライウェル

原子炉格納容器

水素濃度計
H2E

第４８条

換気空調系へ

【対象項目：

排気筒

基本設計比較表

不活性ガス系

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所】
東海第二発電所
備考

系統概要図（2）（耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱）

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基本設計比較表

【対象項目：

第４８条】

柏崎原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

残留熱除去系海水系Ａ系通水時を示す。

第 5.10−3 図

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

系統概要図（3）（緊急用海水系による冷却水（海水）の確保）

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基本設計比較表

柏崎原子力発電所 ６／７号炉【対象項目：

第４８条】
東海第二発電所

備考

14/18

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

柏崎原子力発電所 ６／７号炉【対象項目：

第４８条】
東海第二発電所

備考

15/18

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基本設計比較表

柏崎原子力発電所 ６／７号炉【対象項目：

第４８条】
東海第二発電所

備考

16/18

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基本設計比較表

柏崎原子力発電所 ６／７号炉【対象項目：

第４８条】
東海第二発電所

備考

17/18

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基本設計比較表

柏崎原子力発電所 ６／７号炉【対象項目：

第４８条】
東海第二発電所

備考

18/18

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基本設計比較表 【対象項目： 第４９条 】

柏崎刈羽発電所 ６／７号炉
9.2

原子炉格納容器内の冷却等のための設備

9.2.1

概要

東海第二発電所
9.6 原子炉格納容器内の冷却等のための設備
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炉心の著しい損傷を防止するため，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために必要心の著しい損傷を防止するため，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために必要な重大事故等対処設備を設置及び保管する。炉心の著しい損傷が発生した場合において原子な重大事故等対処設備を設置及び保管する。炉心の著しい損傷が発生した場合において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必要な重大事故等対処設備を設置及び保管する。

度を低下させるために必要な重大事故等対処設備を設置及び保管する。

示す。

項目番号の相違（以下①の相違）

9.6.1 概要

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炉

原子炉格納容器内の冷却等のための設備の系統概要図を第 9.2−1 図から第 9.2−4 図に

備考

原子炉格納容器内の冷却等のための設備の系統概要図を第 9.6−1 図から第 9.6−4 図に ①の相違示す。

また，想定される重大事故等時において，設計基準事故対処設備である残留熱除去系（格また，想定される重大事故等時において，設計基準事故対処設備である残留熱除去系（格

納容器スプレイ冷却モード）及び残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷却

納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）が使用できるモード）が使用できる場合は重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用する。残留熱

場合は重大事故等対処設備として使用する。残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び 東二では既設設備による SA 設備は SA 設備と除去系（格納容器スプレイ冷却モード）及び残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プ

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）については，「5.4 残留熱除去系」に記載

する（以下③の相違）

ール水冷却モード）については，「5.3 非常用炉心冷却系」に記載する。

する。

章立ての相違9.6.2 設計方針

①の相違

9.2.2

設計方針

原子炉格納容器内の冷却等のための設備のうち，設計基準事故対処設備が有する原子炉格

原子炉格納容器内の冷却等のための設備のうち，設計基準事故対処設備が有する原子炉格

納容器内の冷却機能が喪失した場合において炉心の著しい損傷を防止するために原子炉格

納容器内の冷却機能が喪失した場合において炉心の著しい損傷を防止するために原子炉格

納容器内の圧力及び温度を低下させるため，また，炉心の著しい損傷が発生した場合におい納容器内の圧力及び温度を低下させるため，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に原子炉格納容器内の圧力及び温度並びに放射性て原子炉格納容器の破損を防止するために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の設備として，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）及び代替物質の濃度を低下させるための設備として，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）及び代替

格納容器スプレイ冷却系（可搬型）を設ける。

格納容器スプレイ冷却系（可搬型）を設ける。

(1) 炉心の著しい損傷を防止するための原子炉格納容器内冷却に用いる設備(1) 炉心の著しい損傷を防止するための原子炉格納容器内冷却に用いる設備a.

フロントライン系故障時に用いる設備(a) 代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器の冷却残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）が機能喪失した場合の重大事故等対処設備として，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）を使用する。
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，復水移送ポンプ，配管・弁類，計測制御

系統・設備名称の相違（以下②の相違）

ａ．フロントライン系故障時に用いる設備(a) 代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器の冷却残留熱除去系(格納容器スプレイ冷却系)が機能喪失した場合の重大事故等対処設②の相違

備として，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）を使用する。
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，常設低圧代替注水系ポンプ，配管・弁類， 設備の相違（以下④の相違）

装置等で構成し，復水移送ポンプにより，復水貯蔵槽の水を残留熱除去系等を経由し計測制御装置等で構成し，常設低圧代替注水系ポンプにより，代替淡水貯槽の水を残 ④の相違て格納容器スプレイ・ヘッダからドライウェル内及びサプレッション・チェンバ内に留熱除去系等を経由して原子炉格納容器内のスプレイヘッダからドライウェル内及

スプレイすることで，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させることができる設

びサプレッション・チェンバ内にスプレイすることで，原子炉格納容器内の圧力及び計とする。

温度を低下させることができる設計とする。

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，非常用交流電源設備に加えて，代替所内

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，非常用交流電源設備に加えて，代替所内

電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。

が可能な設計とする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

・復水移送ポンプ

・常設低圧代替注水系ポンプ

1

④の相違

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第４９条 】

柏崎刈羽発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

・復水貯蔵槽（5.7 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）

・代替淡水貯槽（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）④の相違

・常設代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）

・常設代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）

東二は号炉間の共用はしない

・可搬型代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）

・可搬型代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）

東二は号炉間の共用はしない

・代替所内電気設備（10.2

・代替所内電気設備（10.2

代替電源設備）

本系統の流路として，復水補給水系，高圧炉心注水系及び残留熱除去系の配管及び弁，格納容器スプレイ・ヘッダを重大事故等対処設備として使用する。

代替電源設備）

本系統の流路として，残留熱除去系の配管及び弁，スプレイヘッダを重大事故等対処設備として使用する。

その他，設計基準対象施設である原子炉格納容器を重大事故等対処設備として使用

その他，設計基準対象施設である原子炉格納容器を重大事故等対処設備として使用

し，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備を重大事故等対処設備（設計基

し，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備を重大事故等対処設備として使準拡張）として使用する。

用する。

(b) 代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器の冷却残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）の機能が喪失した場合の重大事故等対処設備として，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）を使用する。

(b) 代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器の冷却残留熱除去系(格納容器スプレイ冷却系)の機能が喪失した場合の重大事故等対処設備として，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）を使用する。

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級），配代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，可搬型代替注水中型ポンプ，可搬型代 ④の相違

管・ホース・弁類，計測制御装置等で構成し，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）によ替注水大型ポンプ，配管・ホース・弁類，計測制御装置等で構成し，可搬型代替注水 ④の相違

り，代替淡水源の水を残留熱除去系等を経由して格納容器スプレイ・ヘッダからドラ

中型ポンプにより，西側淡水貯水設備の水を，可搬型代替注水大型ポンプにより，代 ④の相違

イウェル内及びサプレッション・チェンバ内にスプレイすることで，原子炉格納容器

替淡水貯槽の水を残留熱除去系等を経由してスプレイヘッダからドライウェル内及内の圧力及び温度を低下させることができる設計とする。

びサプレッション・チェンバ内にスプレイすることで，原子炉格納容器内の圧力及び④の相違，②の相違

温度を低下させることができる設計とする。
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，代替淡水源が枯渇した場合において，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，代替淡水源が枯渇した場合において，重大事故等の収束に必要となる水の供給設備である大容量送水車（海水取水用）によ

重大事故等の収束に必要となる水の供給設備である可搬型代替注水中型ポンプ又はり海を利用できる設計とする。

可搬型代替注水大型ポンプにより海を利用できる設計とする。

④の相違

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，非常用交流電源設備に加えて，代替所

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，非常用交流電源設備に加えて，代替所

内電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給内電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。また，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，ディーゼルエン

電が可能な設計とする。また，可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポ ④の相違

ジンにより駆動できる設計とする。燃料は，燃料補給設備である軽油タンク及びタンンプは，空冷式のディーゼルエンジンにより駆動できる設計とする。燃料は，燃料給 ④の相違

クローリ（4kL）により補給できる設計とする。

油設備である可搬型設備用軽油タンク及びタンクローリにより補給できる設計とす④の相違，②の相違る。
主要な設備は，以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

・可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）（6 号及び 7 号炉共用）

・可搬型代替注水中型ポンプ④の相違，東二は号炉間の共用はしない

・可搬型代替注水大型ポンプ④の相違

・西側淡水貯水設備（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）④の相違

・代替淡水貯槽（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）④の相違

・常設代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）

・常設代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）

東二は号炉間の共用はしない

・可搬型代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）

・可搬型代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）

東二は号炉間の共用はしない

・代替所内電気設備（10.2

・代替所内電気設備（10.2

代替電源設備）・燃料補給設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）

代替電源設備）・燃料給油設備（10.2 代替電源設備）

2

東二は号炉間の共用はしない

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第４９条 】

柏崎刈羽発電所 ６／７号炉

東海第二発電所
本系統の流路として，残留熱除去系の配管及び弁，スプレイヘッダ並びにホースを ②の相違

本系統の流路として，復水補給水系及び残留熱除去系の配管及び弁，格納容器スプ
レイ・ヘッダ並びにホースを重大事故等対処設備として使用する。

重大事故等対処設備として使用する。

その他，設計基準対象施設である原子炉格納容器を重大事故等対処設備として使用b.

備考

その他，設計基準対象施設である原子炉格納容器を重大事故等対処設備として使用

し，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備を重大事故等対処設備（設計基

し，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備を重大事故等対処設備として使 ③の相違準拡張）として使用する。

用する。

サポート系故障時に用いる設備(a) 代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器の冷却ｂ．サポート系故障時に用いる設備(a) 代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器の冷却

全交流動力電源喪失により，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）が起動

全交流動力電源喪失により，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）が起動でき ②の相違できない場合の重大事故等対処設備として使用する代替格納容器スプレイ冷却系（常ない場合の重大事故等対処設備として使用する代替格納容器スプレイ冷却系（常設）設）は，「(1)a.(a) 代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器の冷は，「(1)a.(a) 代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器の冷却」

却」と同じである。

と同じである。

(b) 代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器の冷却(b) 代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器の冷却

全交流動力電源喪失により，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）が起動

全交流動力電源喪失により，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）が起動でき ②の相違できない場合の重大事故等対処設備として使用する代替格納容器スプレイ冷却系（可ない場合の重大事故等対処設備として使用する代替格納容器スプレイ冷却系（可搬搬型）は，「(1)a.(b) 代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器型）は，「(1)a.(b) 代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器のの冷却」と同じである。

冷却」と同じである。

(c) 常設代替交流電源設備による残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）の復旧(c) 常設代替交流電源設備による残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）の復旧

全交流動力電源喪失により，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）が起動

全交流動力電源喪失により，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）が起動でき ④の相違できない場合の重大事故等対処設備として，常設代替交流電源設備を使用し，残留熱ない場合の重大事故等対処設備として，常設代替交流電源設備を使用し，残留熱除去

除去系（格納容器スプレイ冷却モード）を復旧する。

系（格納容器スプレイ冷却系）を復旧する。

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）は，常設代替交流電源設備からの給残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）は，常設代替交流電源設備からの給電に ②の相違

電により機能を復旧し，残留熱除去系ポンプによりサプレッション・チェンバのプーより機能を復旧し，残留熱除去系ポンプによりサプレッション・チェンバのプール水

ル水をドライウェル内及びサプレッション・チェンバ内にスプレイすることで原子炉をドライウェル内及びサプレッション・チェンバ内にスプレイすることで原子炉格納格納容器を冷却できる設計とする。

容器を冷却できる設計とする。

本系統に使用する冷却水は原子炉補機冷却系又は代替原子炉補機冷却系から供給できる設計とする。

②の相違

本系統に使用する冷却水は残留熱除去系海水系又は緊急用海水系から供給できる④の相違設計とする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

・常設代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）

・常設代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）④の相違，東二は号炉間の共用はしない

・代替原子炉補機冷却系（6 号及び 7 号炉共用）（5.10 最終ヒートシンクへ熱を・緊急用海水系（5.10 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備）④の相違，東二は号炉間の共用はしない輸送するための設備）
その他，設計基準対象施設である原子炉格納容器を重大事故等対処設備として使用

その他，設計基準対象施設である原子炉格納容器を重大事故等対処設備として使用

し，設計基準事故対処設備である残留熱除去系及び原子炉補機冷却系を重大事故等対し，設計基準事故対処設備である残留熱除去系及び残留熱除去系海水系を重大事故等対 ④の相違

処設備（設計基準拡張）として使用する。

処設備として使用する。

(d) 常設代替交流電源設備による残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水
冷却モード）の復旧③の相違(d) 常設代替交流電源設備による残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）の復 ②の相違
旧3

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第４９条 】

柏崎刈羽発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

全交流動力電源喪失により，残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）が起 ④の相違

全交流動力電源喪失により，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）が起動できない場合の重大事故等対処設備として，常設代替交流電源設

動できない場合の重大事故等対処設備として，常設代替交流電源設備を使用し，残留備を使用し，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）を復熱除去系（サプレッション・プール冷却系）を復旧する。

②の相違

旧する。
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）は，常設代替交

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）は，常設代替交流電源設備からの流電源設備からの給電により機能を復旧し，残留熱除去系ポンプ及び熱交換器によ給電により機能を復旧し，残留熱除去系ポンプ及び熱交換器により，サプレッション・り，サプレッション・チェンバのプール水を冷却することで原子炉格納容器を冷却でチェンバのプール水を冷却することで原子炉格納容器を冷却できる設計とする。

②の相違

きる設計とする。
本系統に使用する冷却水は原子炉補機冷却系又は代替原子炉補機冷却系から供給

本系統に使用する冷却水は，残留熱除去系海水系又は緊急用海水系から供給できる ④の相違できる設計とする。

設計とする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

・常設代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）

・常設代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）④の相違，東二は号炉間の共用はしない

・代替原子炉補機冷却系（6 号及び 7 号炉共用）（5.10 最終ヒートシンクへ熱を・緊急用海水系（5.10 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備）④の相違，東二は号炉間の共用はしない輸送するための設備）
その他，設計基準対象施設である原子炉格納容器を重大事故等対処設備として使用
し，設計基準事故対処設備である残留熱除去系及び原子炉補機冷却系を重大事故等対し，設計基準事故対処設備である残留熱除去系及び残留熱除去系海水系を重大事故等 ④の相違

処設備（設計基準拡張）として使用する。

対処設備として使用する。

(2) 原子炉格納容器の破損を防止するための原子炉格納容器内冷却に用いる設備a.

その他，設計基準対象施設である原子炉格納容器を重大事故等対処設備として使用

フロントライン系故障時に用いる設備(a) 代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器の冷却
炉心の著しい損傷が発生した場合において，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却

(2)

③の相違

原子炉格納容器の破損を防止するための原子炉格納容器内冷却に用いる設備

ａ．フロントライン系故障時に用いる設備(a) 代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器の冷却
炉心の著しい損傷が発生した場合において，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）が機能喪失した場合の重大事故等対処設備として，代替格納容器スプレイ冷系）が機能喪失した場合の重大事故等対処設備として，代替格納容器スプレイ冷却系 ②の相違

却系（常設）を使用する。

（常設）を使用する。

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，復水移送ポンプ，配管・弁類，計測制御

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，常設低圧代替注水系ポンプ，配管・弁類， ④の相違

装置等で構成し，復水移送ポンプにより，復水貯蔵槽の水を残留熱除去系等を経由し計測制御装置等で構成し，常設低圧代替注水系ポンプにより，代替淡水貯槽の水を残 ④の相違て格納容器スプレイ・ヘッダからドライウェル内及びサプレッション・チェンバ内に留熱除去系等を経由してスプレイヘッダからドライウェル内及びサプレッション・チ ④の相違

スプレイすることで，原子炉格納容器内の圧力及び温度並びに放射性物質の濃度を低ェンバ内にスプレイすることで，原子炉格納容器内の圧力及び温度並びに放射性物質

下させることができる設計とする。代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，非常用の濃度を低下させることができる設計とする。代替格納容器スプレイ冷却系（常設）

交流電源設備に加えて，代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬は，非常用交流電源設備に加えて，代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。

備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。

本系統の詳細については，「(1)a.(a) 代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器の冷却」に記載する。
(b) 代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器の冷却
炉心の著しい損傷が発生した場合において，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却

本系統の詳細については，「(1)a.(a) 代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器の冷却」に記載する。
(b) 代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器の冷却
炉心の著しい損傷が発生した場合において，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）の機能が喪失した場合の重大事故等対処設備として，代替格納容器スプレイ系）が機能喪失した場合の重大事故等対処設備として，代替格納容器スプレイ冷却系 ②の相違

冷却系（可搬型）を使用する。

（可搬型）を使用する。

4

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第４９条 】

柏崎刈羽発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級），配代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，可搬型代替注水中型ポンプ，可搬型代 ④の相違

管・ホース・弁類，計測制御装置等で構成し，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）によ替注水大型ポンプ，配管・ホース・弁類，計測制御装置等で構成し，可搬型代替注水 ④の相違

り，代替淡水源の水を残留熱除去系等を経由して格納容器スプレイ・ヘッダからドラ

中型ポンプにより西側淡水貯水設備の水を，可搬型代替注水大型ポンプにより代替淡 ④の相違

イウェル内及びサプレッション・チェンバ内にスプレイすることで，原子炉格納容器

水貯槽の水を残留熱除去系等を経由してスプレイヘッダからドライウェル内及びサ

内の圧力及び温度並びに放射性物質の濃度を低下させることができる設計とする。

プレッション・チェンバ内にスプレイすることで，原子炉格納容器内の圧力及び温度②の相違

並びに放射性物質の濃度を低下させることができる設計とする。
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，代替淡水源が枯渇した場合において，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，代替淡水源が枯渇した場合において，重大事故等の収束に必要となる水の供給設備である大容量送水車（海水取水用）によ

重大事故等の収束に必要となる水の供給設備である可搬型代替注水中型ポンプ又は④の相違

り海を利用できる設計とする。

可搬型代替注水大型ポンプにより海を利用できる設計とする。

④の相違

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，非常用交流電源設備に加えて，代替所

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，非常用交流電源設備に加えて，代替所

内電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給内電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。また，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，ディーゼルエン

電が可能な設計とする。また，可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポ ④の相違

ジンにより駆動できる設計とする。燃料は，燃料補給設備である軽油タンク及びタンンプは，空冷式のディーゼルエンジンにより駆動できる設計とする。燃料は，燃料給 ④の相違

クローリ（4kL）により補給できる設計とする。

油設備である可搬型設備用軽油タンク及びタンクローリにより補給できる設計とす②の相違，④の相違る。
本系統の詳細については，「(1)a.(b) 代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器の冷却」に記載する。
b.

サポート系故障時に用いる設備(a) 代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器の冷却

本系統の詳細については，「(1)a. (b) 代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器の冷却」に記載する。
ｂ．サポート系故障時に用いる設備(a) 代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器の冷却

炉心の著しい損傷が発生した場合において，全交流動力電源喪失により，残留熱除炉心の著しい損傷が発生した場合において，全交流動力電源喪失により，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）が起動できない場合の重大事故等対処設備とし

去系（格納容器スプレイ冷却系）が起動できない場合の重大事故等対処設備として使 ②の相違て使用する代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，「(1)b.(a) 代替格納容器スプレ

用する代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，「(1)b.(a) 代替格納容器スプレイ冷

イ冷却系（常設）による原子炉格納容器の冷却」と同じである。

却系（常設）による原子炉格納容器の冷却」と同じである。

(b) 代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器の冷却(b) 代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器の冷却

炉心の著しい損傷が発生した場合において，全交流動力電源喪失により，残留熱除炉心の著しい損傷が発生した場合において，全交流動力電源喪失により，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）が起動できない場合の重大事故等対処設備とし

去系（格納容器スプレイ冷却系）が起動できない場合の重大事故等対処設備として使 ②の相違て使用する代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，「(1)b.(b) 代替格納容器スプ用する代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，「(1)b.(b) 代替格納容器スプレイ

レイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器の冷却」と同じである。

冷却系（可搬型）による原子炉格納容器の冷却」と同じである。

(c) 常設代替交流電源設備による残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）の復旧(c) 常設代替交流電源設備による残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）の復旧②の相違

炉心の著しい損傷が発生した場合において，全交流動力電源喪失により，残留熱除炉心の著しい損傷が発生した場合において，全交流動力電源喪失により，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）が起動できない場合の重大事故等対処設備は，

去系（格納容器スプレイ冷却系）が起動できない場合の重大事故等対処設備は，「(1)b.(c) 常設代替交流電源設備による残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モー「(1)b.(c) 常設代替交流電源設備による残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系） ②の相違

ド）の復旧」と同じである。

の復旧」と同じである。

(d) 常設代替交流電源設備による残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水
冷却モード）の復旧
炉心の著しい損傷が発生した場合において，全交流動力電源喪失により，残留熱除②の相違(d) 常設代替交流電源設備による残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）の復 ②の相違
旧②の相違
炉心の著しい損傷が発生した場合において，全交流動力電源喪失により，残留熱除5

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第４９条 】

柏崎刈羽発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード）が起動できない場合の重大

去系（サプレッション・プール冷却系）が起動できない場合の重大事故等対処設備は， ②の相違

事故等対処設備は，「(1)b.(d) 常設代替交流電源設備による残留熱除去系（サプレ「(1)b.(d)常設代替交流電源設備による残留熱除去系（サプレッション・プール冷却ッション・チェンバ・プール水冷却モード）の復旧」と同じである。

系）の復旧」と同じである。

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）及び代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，炉代替格納容器スプレイ冷却系（常設）及び代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するための設備として兼用する設計とす

心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するための設備として兼用する設計とす

る。

る。

②の相違

残留熱除去系，残留熱除去海水系及び非常用ディーゼル発電機は，設計基準事故対処設備 既設系統を重大事故等対処設備として使用すであるとともに重大事故等時においても使用するため，「1.1.7 重大事故等対処設備に関する場合の第 43 条適合性を記載

る基本方針」に示す設計方針を適用する。ただし，多様性及び位置的分散を考慮すべき対象の設計基準事故対処設備はないことから，「1.1.7 重大事故等対処設備に関する基本方針」のうち多様性及び位置的分散の設計方針は適用しない。
残留熱除去系については，「5.2 残留熱除去系」に記載する。

残留熱除去系については，「5.4 残留熱除去系」に記載する。

①の相違

大容量送水車（海水取水用），復水貯蔵槽及びサプレッション・チェンバについては，「5.7

サプレッション・チェンバ，西側淡水貯水設備及び代替淡水貯槽については，「9.12 重大④の相違，①の相違

重大事故等の収束に必要となる水の供給設備」に記載する。

事故等の収束に必要となる水の供給設備」に記載する。

原子炉補機冷却系については，「5.9 原子炉補機冷却系」に記載する。

残留熱除去系海水系については，「5.6.1.2 残留熱除去系海水系」に記載する。

代替原子炉補機冷却系については，「5.10 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備」

緊急用海水系については，「5.10 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備」に記載す ④の相違に記載する。

る。

原子炉格納容器については，「9.1 原子炉格納施設」に記載する。

原子炉格納容器については，「9.1 原子炉格納施設」に記載する。

非常用交流電源設備については，「10.1 非常用電源設備」に記載する。

非常用交流電源設備については，「10.1 非常用電源設備」に記載する。

常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備，代替所内電気設備及び燃料補給設備に常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備，代替所内電気設備及び燃料給油設備については，「10.2 代替電源設備」に記載する。

9.2.2.1

多様性及び独立性，位置的分散

④の相違

ついては，
「10.2 代替電源設備」に記載する。

9.6.2.1 多様性及び独立性，位置的分散①の相違

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

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

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，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（常設）は，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）と共 ②の相違と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，復水移送ポンプを代替所内電気設備を経通要因によって同時に機能を損なわないよう，常設低圧代替注水系ポンプを代替所内電気設

由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電により駆動できるこ備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電により駆動でとで，非常用所内電気設備を経由した非常用交流電源設備からの給電により駆動する残留熱きることで，非常用所内電気設備を経由した非常用交流電源設備からの給電により駆動する除去系ポンプを用いた残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）に対して多様性を有す

残留熱除去系ポンプを用いた残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）に対して多様性を有 ②の相違る設計とする。

する設計とする。

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の電動弁は，ハンドルを設けて手動操作を可能とす

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の電動弁は，ハンドルを設けて手動操作を可能とすることで，非常用交流電源設備からの給電による遠隔操作に対して多様性を有する設計とすることで，非常用交流電源設備からの給電による遠隔操作に対して多様性を有する設計とする。また，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の電動弁は，代替所内電気設備を経由してる。また，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の電動弁は，代替所内電気設備を経由して給電する系統において，独立した電路で系統構成することにより，非常用所内電気設備を経給電する系統において，独立した電路で系統構成することにより，非常用所内電気設備を経由して給電する系統に対して独立性を有する設計とする。

由して給電する系統に対して独立性を有する設計とする。

6

④の相違

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第４９条 】

柏崎刈羽発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

また，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，復水貯蔵槽を水源とすることで，サプレ

また，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，代替淡水貯槽を水源とすることで，サプ ④の相違

ッション・チェンバを水源とする残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）に対して異レッション・チェンバを水源とする残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）に対して異な ②の相違なる水源を有する設計とする。

る水源を有する設計とする。

復水移送ポンプ及び復水貯蔵槽は，廃棄物処理建屋内に設置することで，原子炉建屋内の常設低圧代替注水系ポンプ及び代替淡水貯槽は，常設低圧代替注水系格納槽内に設置する残留熱除去系ポンプ及びサプレッション・チェンバと共通要因によって同時に機能を損なわことで，原子炉建屋原子炉棟内の残留熱除去系ポンプ及びサプレッション・チェンバと共通ないよう位置的分散を図る設計とする。

要因によって同時に機能を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。

④の相違

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，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（可搬型）は，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及及び代替格納容器スプレイ冷却系（常設）と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，

び代替格納容器スプレイ冷却系（常設）と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，

可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）をディーゼルエンジンにより駆動することで，電動機駆動

可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプを空冷式のディーゼルエンジン

ポンプにより構成される残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）及び代替格納容器スにより駆動することで，電動機駆動ポンプにより構成される残留熱除去系（格納容器スプレ ②の相違

プレイ冷却系（常設）に対して多様性を有する設計とする。

イ冷却系）及び代替格納容器スプレイ冷却系（常設）に対して多様性を有する設計とする。

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の電動弁は，ハンドルを設けて手動操作を可能と代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の電動弁は，ハンドルを設けて手動操作を可能とすることで，非常用交流電源設備からの給電による遠隔操作に対して多様性を有する設計とすることで，非常用交流電源設備からの給電による遠隔操作に対して多様性を有する設計とする。また，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の電動弁は，代替所内電気設備を経由する。また，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の電動弁は，代替所内電気設備を経由して給電する系統において，独立した電路で系統構成することにより，非常用所内電気設備

して給電する系統において，独立した電路で系統構成することにより，非常用所内電気設備

を経由して給電する系統に対して独立性を有する設計とする。

を経由して給電する系統に対して独立性を有する設計とする。

④の相違

また，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，代替淡水源を水源とすることで，サプ

また，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，西側淡水貯水設備を水源とすることで， ②の相違

レッション・チェンバを水源とする残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）及び復水

サプレッション・チェンバを水源とする残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び代替 ④の相違

貯蔵槽を水源とする代替格納容器スプレイ冷却系（常設）に対して異なる水源を有する設計

淡水貯槽を水源とする代替格納容器スプレイ冷却系（常設）に対して異なる水源を有する設

とする。

計とする。

可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，原子炉建屋及び廃棄物処理建屋から離れた屋外に分

可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，原子炉建屋及び常設低圧代 ④の相違

散して保管することで，原子炉建屋内の残留熱除去系ポンプ及び廃棄物処理建屋内の復水移替注水系格納槽から離れた屋外に分散して保管することで，原子炉建屋内の残留熱除去系ポ ④の相違

送ポンプと共通要因によって同時に機能を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。

ンプ及び常設低圧代替注水系格納槽内の常設低圧代替注水系ポンプと共通要因によって同④の相違

時に機能を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）の接続口は，共通要因によって接続できなくなることを防止するため，位置的分散を図った複数箇所に設置する設計とする。

可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプの接続口は，共通要因によって ④の相違
接続できなくなることを防止するため，位置的分散を図った複数箇所に設置する設計とする。

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）及び代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，残代替格納容器スプレイ冷却系（常設）及び代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，残留熱除去系と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，水源から残留熱除去系配管と留熱除去系と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，水源から残留熱除去系配管との合流点までの系統について，残留熱除去系に対して独立性を有する設計とする。

の合流点までの系統について，残留熱除去系に対して独立性を有する設計とする。

これらの多様性及び系統の独立性並びに位置的分散によって，代替格納容器スプレイ冷却

これらの多様性及び系統の独立性並びに位置的分散によって，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）及び代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，設計基準事故対処設備である残系（常設）及び代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，設計基準事故対処設備である残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）に対して重大事故等対処設備としての独立性を留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）に対して重大事故等対処設備としての独立性を有す ②の相違有する設計とする。

る設計とする。

電源設備の多様性，独立性及び位置的分散については「10.2 代替電源設備」に記載する。
9.2.2.2

悪影響防止

電源設備の多様性，独立性及び位置的分散については「10.2 代替電源設備」に記載する。
9.6.2.2 悪影響防止

7

①の相違

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第４９条 】

柏崎刈羽発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

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

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

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，通常時は弁により他の系統と隔離し，重大事故

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，通常時は弁により他の系統と隔離し，重大事故等時に弁操作等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で，他の設備に悪影

等時に弁操作等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で，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

響を及ぼさない設計とする。

備考

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，通常時は可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）を代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，通常時は可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬 ④の相違

接続先の系統と分離して保管し，重大事故等時に接続，弁操作等により重大事故等対処設備

型代替注水大型ポンプを接続先の系統と分離された状態で保管し，重大事故等時に接続，弁 ④の相違

としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

操作等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で，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，治具や輪留めによる固定等をすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，飛散物となって他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
9.2.2.3

容量等

可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，輪留め又は車両転倒防止装④の相違

置による固定等をすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，飛散物となって他の設備に④の相違

悪影響を及ぼさない設計とする。
9.6.2.3 容量等①の相違

基本方針については，「1.1.7.2 容量等」に示す。

基本方針については，「1.1.7.2 容量等」に示す。

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の復水移送ポンプは，設計基準対象施設の復水補給

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の常設低圧代替注水系ポンプは，想定される重大事 ④の相違

水系と兼用しており，設計基準対象施設としての復水移送ポンプ 2 台におけるポンプ流量

故等時において，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スプが，想定される重大事故等時において，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止

レイ流量に対してポンプ 2 台の運転により十分なポンプ容量を有する設計とする。また，常 ④の相違するために必要なスプレイ流量に対して十分であるため，設計基準対象施設と同仕様で設計

設低圧代替注水系ポンプは，想定される重大事故等時において，低圧代替注水系（常設）， ④の相違する。また，復水移送ポンプは，想定される重大事故等時において，代替格納容器スプレイ

代替格納容器スプレイ冷却系（常設），格納容器下部注水系（常設）及び代替燃料プール注 ④の相違

冷却系（常設）及び格納容器下部注水系（常設）として同時に使用するため，各系統の必要

水系（常設）として同時に使用するため，各系統の必要な流量を同時に確保できる容量を有な流量を同時に確保できる容量を有する設計とする。

する設計とする。

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，想定され代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の可搬型代替注水中型ポンプは，想定される重大 ④の相違

る重大事故等時において，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事故等時において，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ス

要なスプレイ流量を有するものを 1 セット 4 台使用する。保有数は，6 号及び 7 号炉共用でプレイ流量を有するものを 1 セット 2 台使用する。保有数は，2 セットで 4 台に加えて，故 ④の相違

4 セット 16 台に加えて，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

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 台の合計 5 台を保管する。

台（6 号及び 7 号炉共用）の合計 17 台を保管する。

④の相違

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の可搬型代替注水大型ポンプは，想定される重大 ④の相違
事故等時において，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ス
プレイ流量を有するものを 1 セット 1 台使用する。保有数は，2 セットで 2 台に加えて，故 ④の相違

また，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，想定される重大事故等時において，代替格納

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 台の合計 3 台を保管する。

④の相違

可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，想定される重大事故等時に④の相違

容器スプレイ冷却系（可搬型）及び低圧代替注水系（可搬型）として同時に使用するため，

おいて，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型），低圧代替注水系（可搬型）及び代替燃料 ④の相違

各系統の必要な流量を同時に確保できる容量を有する設計とする。

プール注水系（可搬型）として同時に使用するため，各系統の必要な流量を同時に確保できる容量を有する設計とする。
予備については，同型設備である可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）の予備 1 台と兼用 ④の相違
可能な設計とする。

8

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第４９条 】

柏崎刈羽発電所 ６／７号炉
9.2.2.4

環境条件等

東海第二発電所
9.6.2.4 環境条件等

備考
①の相違

基本方針については，「1.1.7.3 環境条件等」に示す。

基本方針については，「1.1.7.3 環境条件等」に示す。

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の復水移送ポンプは，廃棄物処理建屋内に設置し，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の常設低圧代替注水系ポンプは，常設低圧代替注水 ④の相違想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
復水移送ポンプの操作は，想定される重大事故等時において，中央制御室で可能な設計とする。

系格納槽内に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
常設低圧代替注水系ポンプの操作は，想定される重大事故等時において，中央制御室で可 ④の相違
能な設計とする。

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の系統構成に必要な弁の操作は，想定される重大事
故等時において，中央制御室若しくは離れた場所から遠隔で可能な設計又は設置場所で可能

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の系統構成に必要な弁の操作は，想定される重大事
故等時において，中央制御室又は設置場所で可能な設計とする。

④の相違な設計とする。
また，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，淡水だけでなく海水も使用できる設計とまた，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，淡水だけでなく海水も使用できる設計とする。なお，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，設備への影響を考する。なお，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，設備への影響を考

慮する。

慮する。

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，屋外に保管及び設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水 ④の相違
大型ポンプは，屋外に保管及び設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。

可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）の常設設備との接続及び操作は，想定される重大事故等時において，設置場所で可能な設計とする。
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の系統構成に必要な弁の操作は，想定される重大事故等時において，中央制御室若しくは離れた場所から遠隔で可能な設計又は設置場所で可

可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプの常設設備との接続及び操作④の相違は，想定される重大事故等時において，設置場所で可能な設計とする。
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の系統構成に必要な弁の操作は，想定される重大事故等時において，中央制御室又は設置場所で可能な設計とする。

④の相違

能な設計とする。
また，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，淡水だけでなく海水も使用できる設計

また，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，淡水だけでなく海水も使用できる設計とする。なお，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，設備への影響をとする。なお，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，設備への影響を

考慮する。

考慮する。

9.2.2.5

操作性の確保9.6.2.5 操作性の確保

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，想定される重大事故等時において，通常時の系

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，想定される重大事故等時において，通常時の系

統構成から弁操作等により速やかに切り替えられる設計とする。

統構成から弁操作等により速やかに系統構成が可能な設計とする。

①の相違

④の相違

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の復水移送ポンプは，中央制御室の操作スイッチに代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の常設低圧代替注水系ポンプは，中央制御室の操作 ④の相違

より操作が可能な設計とし，系統構成に必要な弁は，中央制御室若しくは離れた場所での操スイッチにより操作が可能な設計とし，系統構成に必要な弁は，中央制御室又は設置場所で ④の相違

作スイッチによる操作又は設置場所での手動操作が可能な設計とする。

の手動操作が可能な設計とする。

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，想定される重大事故等時において，通常時の系統構成から接続，弁操作等により速やかに切り替えられる設計とする。

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，想定される重大事故等時において，通常時の系統構成から，接続，弁操作等により速やかに系統構成が可能な設計とする。

④の相違

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，付属の操代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水 ④の相違

作スイッチにより，設置場所での操作が可能な設計とし，系統構成に必要な弁は，中央制御

大型ポンプは，付属の操作スイッチにより，設置場所での操作が可能な設計とし，系統構成 ④の相違

室若しくは離れた場所での操作スイッチによる操作又は設置場所での手動操作が可能な設に必要な弁は，中央制御室又は設置場所での手動操作が可能な設計とする。

計とする。

9

④の相違

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第４９条 】

柏崎刈羽発電所 ６／７号炉
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，車両として屋外のアクセスルートを通行してアクセス可能な設計とするとともに，設置場所にて輪留めによる固定等が可能な設計とする。

東海第二発電所
可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，車両として屋外のアクセス

備考
④の相違

ルートを通行してアクセス可能な設計とするとともに，設置場所にて輪留めによる固定等が可能な設計とする。

可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）を接続する接続口については，簡便な接続とし，接続治可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプを接続する接続口については， ④の相違

具を用いてホースを確実に接続することができる設計とする。また，6 号及び 7 号炉が相互一般的に使用される工具を用いて接続可能なフランジ接続によりホースを確実に接続するに使用することができるよう，接続口の口径を統一する設計とする。

ことができる設計とする。また，接続口の口径を統一する設計とする。

9.2.3

主要設備及び仕様

原子炉格納容器内の冷却等のための設備の主要機器仕様を第 9.2−1 表に示す。
9.2.4

試験検査

9.6.3 主要設備及び仕様
原子炉格納容器内の冷却等のための設備の主要機器仕様を第 9.6−1 表に示す。
基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，発電用原子炉の運転中又は停止中に，機能・性

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，発電用原子炉の運転中又は停止中に，機能・性

また，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の復水移送ポンプは，発電用原子炉の停止中に，分解及び外観の確認が可能な設計とする。

能及び漏えいの有無の確認並びに弁の開閉動作の確認が可能な設計とする。
また，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の常設低圧代替注水系ポンプは，発電用原子代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水

子炉の運転中又は停止中に，独立して機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とす

大型ポンプは，発電用原子炉の運転中又は停止中に，独立して機能・性能及び漏えいの有無るとともに，分解又は取替えが可能な設計とする。

の確認が可能な設計とするとともに，分解又は取替えが可能な設計とする。

可能な設計とする。

④の相違

炉の停止中に，分解及び外観の確認が可能な設計とする。

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，発電用原

また，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，車両として運転状態の確認及び外観の確認が①の相違

9.6.4 試験検査

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
能及び漏えいの有無の確認並びに弁の開閉動作の確認が可能な設計とする。

④の相違

また，可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，車両として運転状態 ④の相違の確認及び外観の確認が可能な設計とする。

10

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第４９条 】

柏崎刈羽発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

第 9.2−1 表 原子炉格納容器内の冷却等のための主要機器仕様

第 9.6−1 表 原子炉格納容器内の冷却等のための主要機器仕様①の相違(1) 代替格納容器スプレイ冷却系（常設）(1) 代替格納容器スプレイ冷却系（常設）以下設備仕様の相違は自明であり特記しない。

a.

復水移送ポンプ
第 5.6−1 表 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備の主要機器仕様に記載する。

a. 常設低圧代替注水系ポンプ兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備(2) 代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）a.

・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備

可搬型代替注水ポンプ（A−2 級）（6 号炉及び 7 号炉共用）

台

数

2

第 5.6−1 表 使用済燃料プールの冷却等のための設備の主要機器仕様に記載する。

容量

約 200m３／h（1 台当たり）

程

約 200m全揚(2) 代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）
a. 可搬型代替注水中型ポンプ兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備
・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備
・水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
台

数

4（予備 1）

容量

約 210m３／h（1 台当たり）

程

約 100m全揚b. 可搬型代替注水大型ポンプ兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備
・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備
・水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
台

数

11

2（予備 1※１）

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第４９条 】

柏崎刈羽発電所 ６／７号炉

東海第二発電所
容
全揚量

約 1,320m３／h（1 台当たり）

程

約 140m※１「可搬型代替注水大型ポンプ」及び「可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）」は同型設備であり，「可搬型代替注水大型ポンプ」のバックアップ用 1 台と「可搬型代
替注水大型ポンプ（放水用）」のバックアップ用 1 台の計 2 台は共用可能とする。

12

備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第４９条 】

柏崎刈羽発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

第 9.6−1 図 原子炉格納容器内の冷却等のための設備 系統概要図（1）（代替格納容器スプレイ系（常設）による原子炉格納容器の冷却）

第 9.6−2 図 原子炉格納容器内の冷却等のための設備 系統概要図（2）（代替格納容器スプレイ系（可搬型）による原子炉格納容器の冷却 原子炉建屋東側接続口
使用時）

13

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第４９条 】

柏崎刈羽発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

NO

MO

AO

備考

MO

MO
MO

MO

NO

スプレイ
ヘッダ

NO

MO
NO

NO

MO
MO

NO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

スプレイヘッダ

MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

＊2
MO

残留熱除去系
ポンプ

＊3

(B)

(C)
＊2

MO

(A)

LPCS
レグシールより

＊3

MO

RHR
レグシールより
MO

MO

MO

(A)

残留熱除去系
熱交換器

(C)

MO

MO

(A)

(B)

(B)

(D)

残留熱除去系
海水系ポンプ

第 9.6−3 図 原子炉格納容器内の冷却等のための設備 系統概要図（3）（残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）による原子炉格納容器内の除熱）

14柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第４９条 】

柏崎刈羽発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

NO

MO

AO

備考

MO

MO
MO

MO

NO

スプレイ
ヘッダ

NO

MO
NO

NO

MO
MO

NO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

スプレイヘッダ

MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

＊2
MO

残留熱除去系
ポンプ

＊3

(B)

(C)
＊2

MO

(A)

LPCS
レグシールより

＊3

MO

RHR
レグシールより
MO

MO

MO

(A)

残留熱除去系
熱交換器

(C)

MO

MO

(A)

(B)

(B)

(D)

残留熱除去系
海水系ポンプ

第 9.6−4 図 原子炉格納容器内の冷却等のための設備 系統概要図（4）（残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によるサプレッション・プール水の除熱）

15

柏崎刈羽発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５０条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

9.3 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

9.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

項目の相違

9.3.1 概要

9.7.1 概要

項目の相違

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過圧による破損を防止するため，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために必要な重大事故等対処設備を設置及び保管する。
原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備の系統概要図を第 9.3−1 図から第 9.3−4 図に示す。

9.3.2 設計方針

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過圧による破損を防止するため，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために必要な重大事故等対処設備を設置及び保管する。
原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備の系統概要図を第 9.7−1 図から第 9.7−4 図に示す。

9.7.2 設計方針

原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備のうち，原子炉格納容器バウンダリを維持しながら原子炉格納

原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備のうち，原子炉格納容器バウンダリを維持しながら原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるための設備として，代替循環冷却系を設ける。また，原子炉格納容器内の圧力を

容器内の圧力及び温度を低下させるための設備として，代替循環冷却系を設ける。また，原子炉格納容器内の圧力

大気中に逃がすための設備として，格納容器圧力逃がし装置を設ける。

を大気中に逃がすための設備として，格納容器圧力逃がし装置を設ける。

(1) 代替循環冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱
炉心の著しい損傷が発生した場合に原子炉格納容器の過圧破損を防止するための重大事故等対処設備として，代替循環冷却系を使用する。
代替循環冷却系は，復水移送ポンプ，残留熱除去系熱交換器，配管・弁類，計測制御装置等で構成し，復水移送

図表番号の相違

項目の相違(1) 代替循環冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱
炉心の著しい損傷が発生した場合に原子炉格納容器の過圧破損を防止するための重大事故等対処設備として，代替循環冷却系を使用する。
代替循環冷却系は，Ｍａｒｋ−Ⅱ型原子炉格納容器の特徴を踏まえ多重化設計とする。また，代替循環冷却系は， 東二が代替循環冷却系を 2 系統設置する理由を記載

ポンプによりサプレッション・チェンバのプール水を残留熱除去系熱交換器にて冷却し，残留熱除去系等を経由し代替循環冷却系ポンプ，残留熱除去系熱交換器，配管・弁類，計測制御装置等で構成し，代替循環冷却系ポンプに東二の代替循環冷却系ポンプは新設の設備（以下同て原子炉圧力容器又は原子炉格納容器下部へ注水するとともに，原子炉格納容器内へスプレイすることで，原子炉よりサプレッション・チェンバのプール水を残留熱除去系熱交換器にて冷却し，残留熱除去系等を経由して原子炉様）

格納容器バウンダリを維持しながら原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下できる設計とする。原子炉圧力容器に

圧力容器へ注水又は原子炉格納容器内へスプレイすることで，原子炉格納容器バウンダリを維持しながら原子炉格系統が異なる。

注水された水は，原子炉圧力容器又は原子炉格納容器内配管の破断口等から流出し，原子炉格納容器内へスプレイ

納容器内の圧力及び温度を低下できる設計とする。原子炉圧力容器に注水された水は，原子炉圧力容器又は原子炉「連通孔」はＡＢＷＲ特有の設備で東二にはない。

された水とともに，格納容器ベント管に設けられている連通孔を経て，サプレッション・チェンバに戻ることで循

格納容器内配管の破断口等から流出し，原子炉格納容器内へスプレイされた水とともに，格納容器ベント管を経て，環する。

サプレッション・チェンバに戻ることで循環する。

代替循環冷却系は，代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。
残留熱除去系熱交換器は，代替循環冷却系で使用する代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニット及び大容量送水

代替循環冷却系は，代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。
残留熱除去系熱交換器は，代替循環冷却系で使用する緊急用海水系により冷却できる設計とする。

東二は常設の ESW を設置

車（熱交換器ユニット用）により冷却できる設計とする。

代替原子炉補機冷却系は，代替原子炉補機冷却水ポンプ及び熱交換器を搭載した熱交換器ユニット及び大容量送緊急用海水系は，緊急用海水ポンプにて非常用取水設備であるＳＡ用海水ピット，海水引込み管，ＳＡ用海KK6/7 は中間ループの熱交換器ユニット等の可搬設水車（熱交換器ユニット用），配管・ホース・弁類，計測制御装置等で構成し，熱交換器ユニットを原子炉補機冷却

水ピット取水塔，緊急用海水取水管及び緊急用海水ポンプピットを通じて海水を取水し，緊急用海水ポンプ出備であるが，東二は中間ループがなく，海水ポンプは系に接続し，大容量送水車（熱交換器ユニット用）により熱交換器ユニットに海水を送水することで，残留熱除去口に設置される緊急用海水系ストレーナにより異物を除去し，残留熱除去系熱交換器に海水を送水することで，常設の ESW を設置

系熱交換器で発生した熱を最終的な熱の逃がし場である海へ輸送できる設計とする。

残留熱除去系熱交換器で発生した熱を最終的な熱の逃がし場である海へ輸送できる設計とする。

大容量送水車（熱交換器ユニット用）の燃料は，燃料補給設備である軽油タンク及びタンクローリ（4kL）により補給できる設計とする。

KK6/7 は可搬設備なので燃料を記載，東二は常設のESW を設置

1／19

柏崎刈羽発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５０条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

主要な設備は，以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

・復水移送ポンプ

・代替循環冷却系ポンプ

・残留熱除去系熱交換器

・残留熱除去系熱交換器

備考
KK6/7 は既設流用，東二は新設

・緊急用海水ポンプ（5.10 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備）
・緊急用海水系ストレーナ（5.10 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備）
東二は中間ループがなく，海水ポンプは ESW を設置

・熱交換器ユニット（6 号及び 7 号炉共用）
・大容量送水車（熱交換器ユニット用）（6 号及び 7 号炉共用）・サプレッション・チェンバ（5.7 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）

・サプレッション・チェンバ（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）

・常設代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）

・常設代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）

・可搬型代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）

・可搬型代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）

・代替所内電気設備（10.2 代替電源設備）

・代替所内電気設備（10.2 代替電源設備）

・燃料補給設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）

・燃料給油設備（10.2 代替電源設備）

代替循環冷却系の流路として，高圧炉心注水系，復水補給水系の配管及び弁，給水系の配管，弁及びスパージャ，

代替循環冷却系の流路として，残留熱除去系の配管，弁，ストレーナ及びポンプ並びに格納容器スプレイ・

残留熱除去系の配管，弁，ストレーナ及びポンプ並びに格納容器スプレイ・ヘッダを重大事故等対処設備として使系統構成の相違

ヘッダを重大事故等対処設備として使用する。

用する。
東二は中間ループがない。

代替原子炉補機冷却系の流路として，原子炉補機冷却系の配管，弁及びサージタンク並びにホースを重大事故等対処設備として使用する。
その他，設計基準対象施設である原子炉圧力容器及び原子炉格納容器を重大事故等対処設備として使用する。

その他，設計基準対象施設である原子炉圧力容器及び原子炉格納容器を重大事故等対処設備として使用する。
KK6/7 は可搬設備で使用する海水取水設備を記載，東

その他，設計基準事故対処設備である非常用取水設備の海水貯留堰，スクリーン室及び取水路を重大事故等対処

二は常設の ESW で 48 条で記載

設備として使用する。

(2) 格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱
炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器の過圧破損を防止するための重大事故等対処設備
として，格納容器圧力逃がし装置を使用する。
格納容器圧力逃がし装置は，フィルタ装置，よう素フィルタ，ラプチャーディスク，配管・弁類，計測制御装(2) 格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱
炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器の過圧破損を防止するための重大事故等対処設備
として，格納容器圧力逃がし装置を使用する。
格納容器圧力逃がし装置は，フィルタ装置（フィルタ容器，スクラビング水，金属フィルタ，よう素除去部）， KK6/7 は自社製，東二は AREVA 製の FV で異なる（以置等で構成し，原子炉格納容器内雰囲気ガスを不活性ガス系等を経由して，フィルタ装置及びよう素フィルタへ

圧力開放板，配管・弁類，計測制御装置等で構成し，原子炉格納容器内雰囲気ガスを不活性ガス系及び耐圧強化

下同様）

導き，放射性物質を低減させた後に原子炉建屋屋上に設ける放出口から排出することで，排気中に含まれる放射ベント系を経由して，フィルタ装置へ導き，放射性物質を低減させた後に原子炉建屋屋上に設ける放出口から排機器名称の装置（以下同様）性物質の環境への放出量を低減しつつ，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下できる設計とする。

出することで，排気中に含まれる放射性物質の環境への放出量を低減しつつ，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下できる設計とする。

フィルタ装置は，排気中に含まれる粒子状放射性物質及びガス状の無機よう素を除去し，よう素フィルタは，
排気中に含まれる有機よう素を除去できる設計とする。

フィルタ装置は，排気中に含まれる粒子状放射性物質，ガス状の無機よう素及び有機よう素を除去できる設計

経由する系統を全て記載

東二のフィルタ装置は，よう素除去部が一体型

とする。

2／19

柏崎刈羽発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５０条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

本系統はサプレッション・チェンバ及びドライウェルと接続し，いずれからも排気できる設計とする。サプレ

本系統はサプレッション・チェンバ及びドライウェルと接続し，いずれからも排気できる設計とする。サプレッション・チェンバ側からの排気ではサプレッション・チェンバの水面からの高さを確保し，ドライウェル側かッション・チェンバ側からの排気ではサプレッション・チェンバの水面からの高さを確保し，ドライウェル側からの排気では，ダイヤフラム・フロア面からの高さを確保するとともに有効燃料棒頂部よりも高い位置に接続箇らの排気では，ドライウェル床面からの高さを確保するとともに燃料有効長頂部よりも高い位置に接続箇所を設所を設けることで長期的にも溶融炉心及び水没の悪影響を受けない設計とする。

けることで長期的にも溶融炉心及び水没の悪影響を受けない設計とする。

備考

機器名称の相違

格納容器圧力逃がし装置は，排気中に含まれる可燃性ガスによる爆発を防ぐため，系統内を不活性ガス（窒素

格納容器圧力逃がし装置は，排気中に含まれる可燃性ガスによる爆発を防ぐため，系統内を不活性ガス（窒素）ガス）で置換した状態で待機させ，使用後においても不活性ガスで置換できる設計とするとともに，系統内に可で置換した状態で待機させ，不活性ガスで置換できる設計とするとともに，系統内に可燃性ガスが蓄積する可能気体の窒素に「ガス」はつけない。
（社内統一ルール）

燃性ガスが蓄積する可能性のある箇所にはバイパスラインを設け，可燃性ガスを連続して排出できる設計とする性のある箇所にはベントラインを設け，可燃性ガスを排出できる設計とすることで，系統内で水素濃度及び酸素使用後（ベント停止後）には隔離弁を閉めており，水ことで，系統内で水素濃度及び酸素濃度が可燃領域に達することを防止できる設計とする。

濃度が可燃領域に達することを防止できる設計とする。

素が滞留すれば窒素置換をするので「連続して」の表

格納容器圧力逃がし装置は，他の発電用原子炉とは共用しない設計とする。また，格納容器圧力逃がし装置と格納容器圧力逃がし装置は，他の発電用原子炉とは共用しない設計とする。また，格納容器圧力逃がし装置と他の系統・機器を隔離する弁は直列で 2 弁設置し，格納容器圧力逃がし装置と他の系統・機器を確実に隔離する

他の系統・機器を隔離する弁は直列で 2 弁設置し，格納容器圧力逃がし装置と他の系統・機器を確実に隔離することで，悪影響を及ぼさない設計とする。

ことで，悪影響を及ぼさない設計とする。

格納容器圧力逃がし装置の使用後に再度，代替格納容器スプレイ冷却系等により原子炉格納容器内にスプレイ

格納容器圧力逃がし装置の使用後に再度，代替格納容器スプレイ冷却系等により原子炉格納容器内にスプレイする場合は，原子炉格納容器が負圧とならないよう，原子炉格納容器が規定の圧力に達した場合には，スプレイ

する場合は，原子炉格納容器が負圧とならないよう，原子炉格納容器が規定の圧力に達した場合には，スプレイを停止する運用とする。

を停止する運用とする。

格納容器圧力逃がし装置使用時の排出経路に設置される隔離弁は，遠隔手動弁操作設備によって人力による操作が可能な設計とする。

遠隔手動弁操作設備の操作場所は，原子炉建屋内の原子炉区域外とし，必要に応じて遮蔽材を配置することで，放射線防護を考慮した設計とする。

格納容器圧力逃がし装置使用時の排出経路に設置される隔離弁は，遠隔人力操作機構によって人力による操作

現はしない。
ベント：機器名称の相違

機器名称の相違（以下同様）が可能な設計とする。

遠隔人力操作機構の操作場所は，原子炉建屋原子炉棟外とし，第二弁及び第二弁バイパス弁の操作を行う第二弁操作室は，必要な要員を収容可能な遮蔽体に囲まれた空間とし，第二弁操作室空気ボンベユニット（空気ボン

東二は予め遮蔽及び空気ボンベユニットを設置する。

ベ）にて正圧化することにより外気の流入を一定時間遮断することで，放射線防護を考慮した設計とする。

東二にはＡＯ弁はない。

また，排出経路に設置される隔離弁のうち空気作動弁については，原子炉建屋内の原子炉区域外への遠隔空気（ＭＯ弁に取替）

駆動弁操作用ボンベの設置に加え必要に応じて遮蔽材を設置し，離れた場所から遠隔空気駆動弁操作設備の配管を経由して高圧窒素ガスを供給することにより，容易かつ確実に操作が可能な設計とする。また，排出経路に設置される隔離弁のうち電動弁については，常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電により，排出経路に設置される隔離弁の電動弁については，常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの東二の隔離弁はＭＯ弁のみ。

給電により，中央制御室から操作が可能な設計とする。

中央制御室から操作が可能な設計とする。
系統内に設けるラプチャーディスクは，格納容器圧力逃がし装置の使用の妨げにならないよう，原子炉格納容器からの排気圧力と比較して十分に低い圧力で破裂する設計とする。

格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置等の周囲には遮蔽体を設け，格納容器圧力逃がし装置の使用時に本系統内に蓄積される放射性物質から放出される放射線から作業員を防護する設計とする。

系統内に設ける圧力開放板は，格納容器圧力逃がし装置の使用の妨げにならないよう，原子炉格納容器からの機器名称の相違（以下同様）

排気圧力と比較して十分に低い圧力で破裂する設計とする。

格納容器圧力逃がし装置は，格納容器圧力逃がし装置格納槽（地下埋設）内に設置し，フィルタ装置等の周囲

東二のＦＶは地下埋設には遮蔽体を設け，格納容器圧力逃がし装置の使用時に本系統内に蓄積される放射性物質から放出される放射線から作業員を防護する設計とする。

3／19

柏崎刈羽発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５０条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

主要な設備は，以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

・フィルタ装置

・フィルタ装置

備考

東二はフィルタ装置と一体型

・よう素フィルタ
・第二弁操作室遮蔽条文要求の「遮蔽又は遠隔等」に該当する設備を記載

・第二弁操作室空気ボンベユニット（空気ボンベ）
・第二弁操作室差圧計・遠隔人力操作機構
・ラプチャーディスク

・圧力開放板・窒素供給装置（9.9 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備）

条文要求の「爆発防止等」「負圧破損防止」に該当す

・窒素供給装置用電源車（9.9 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備）

る設備を記載・常設代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）

・常設代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）

東二は複数号炉で共用しない（以下同様）

・可搬型代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）

・可搬型代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）

・常設代替直流電源設備（10.2 代替電源設備）

・常設代替直流電源設備（10.2 代替電源設備）

・可搬型直流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）

・可搬型代替直流電源設備（10.2 代替電源設備）

・代替所内電気設備（10.2 代替電源設備）

・代替所内電気設備（10.2 代替電源設備）

本系統の流路として，不活性ガス系，耐圧強化ベント系及び格納容器圧力逃がし装置の配管及び弁を重大事故

本系統の流路として，不活性ガス系，耐圧強化ベント系及び格納容器圧力逃がし装置の配管及び弁を重大事故等対処設備として使用する。

等対処設備として使用する。
東二にはＡＯ弁はない。

また，格納容器圧力逃がし装置使用時の排出経路に設置される隔離弁のうち空気作動弁に，高圧窒素ガスを供（ＭＯ弁に取替）給するための流路として，遠隔空気駆動弁操作設備の配管及び弁を重大事故等対処設備として使用する。
その他，設計基準対象施設である原子炉格納容器を重大事故等対処設備として使用する。

その他，設計基準対象施設である原子炉格納容器を重大事故等対処設備として使用する。

原子炉圧力容器については，「5.1 原子炉圧力容器及び一次冷却材設備」に記載する。

原子炉圧力容器については，「3.5 原子炉圧力容器」に記載する。

資料構成の相違

サプレッション・チェンバについては，「5.7 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備」に記載する。

サプレッション・チェンバについては，「9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備」に記載する。

資料構成の相違

窒素供給装置及び窒素供給装置用電源車については，「9.9 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止する

9.9 項で兼用する設備であり，メインの設備なのでための設備」に記載する。
原子炉格納容器については，「9.1 原子炉格納施設」に記載する。

原子炉格納容器については，「9.1 原子炉格納施設」に記載する。

常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備，常設代替直流電源設備，可搬型直流電源設備，代替所内電

常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備，常設代替直流電源設備，可搬型代替直流電源設備，代替所

気設備及び燃料補給設備については，「10.2 代替電源設備」に記載する。

9.9 項に記載

内電気設備及び燃料給油設備については，「10.2 代替電源設備」に示す。
KK6/7 は可搬設備で使用する海水取水設備を記載，東非常用取水設備については，「10.8 非常用取水設備」に記載する。

二は常設の ESW で 48 条で記載

9.3.2.1 多様性，位置的分散

9.7.2.1 多様性，位置的分散

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

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

代替循環冷却系及び格納容器圧力逃がし装置は，共通要因によって同時に機能を損なわないよう，原理の異なる

代替循環冷却系及び格納容器圧力逃がし装置は，共通要因によって同時に機能を損なわないよう，原理の異なる

冷却及び原子炉格納容器内の減圧手段を用いることで多様性を有する設計とする。

項目の相違

冷却及び原子炉格納容器内の減圧手段を用いることで多様性を有する設計とする。

4／19

柏崎刈羽発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５０条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

代替循環冷却系及び格納容器圧力逃がし装置は，非常用交流電源設備に対して多様性を有する常設代替交流電源

代替循環冷却系及び格納容器圧力逃がし装置は，非常用交流電源設備に対して多様性を有する常設代替交流電源

設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電により駆動できる設計とする。また，格納容器圧力逃がし装置は，人設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電により駆動できる設計とする。また，格納容器圧力逃がし装置は，人力により排出経路に設置される隔離弁を操作できる設計とすることで，代替循環冷却系に対して駆動源の多様性を力により排出経路に設置される隔離弁を操作できる設計とすることで，代替循環冷却系に対して駆動源の多様性を有する設計とする。

有する設計とする。

備考

KK6/7 は可搬設備を記載，東二は常設の ESW で 48 条

代替循環冷却系に使用する代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）

で記載

は，格納容器圧力逃がし装置から離れた屋外に分散して保管することで，格納容器圧力逃がし装置と共通要因によって同時に機能を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。
熱交換器ユニットの接続口は，共通要因によって接続できなくなることを防止するため，互いに異なる複数箇所に設置し，かつ格納容器圧力逃がし装置との離隔を考慮した設計とする。

東二の代替循環冷却系ポンプは原子炉棟内に新設

代替循環冷却系の復水移送ポンプは廃棄物処理建屋内に，残留熱除去系熱交換器及びサプレッション・チェンバ

代替循環冷却系の代替循環冷却系ポンプ，残留熱除去系熱交換器及びサプレッション・チェンバは原子炉建屋原

は原子炉建屋内に設置し，格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置及びよう素フィルタ並びにラプチャーディスク

子炉棟内に設置し，格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置は原子炉建屋近傍の格納容器圧力逃がし装置格納槽（地東二のＦＶは地下埋設

は原子炉建屋近傍の屋外に設置することで共通要因によって同時に機能を損なわないよう位置的分散を図る設計と下埋設）に，第二弁操作室遮蔽，第二弁操作室空気ボンベユニット（空気ボンベ）及び第二弁操作室差圧計は原子

主要な設備にあげた機器について記載する。

炉建屋付属棟に，圧力開放板は原子炉建屋近傍の屋外に設置することで共通要因によって同時に機能を損なわない
よう位置的分散を図る設計とする。

代替循環冷却系と格納容器圧力逃がし装置は，共通要因によって同時に機能を損なわないよう，流路を分離する
ことで独立性を有する設計とする。
これらの多様性及び流路の独立性並びに位置的分散によって，代替循環冷却系と格納容器圧力逃がし装置は，互
いに重大事故等対処設備として，可能な限りの独立性を有する設計とする。
電源設備の多様性，位置的分散については「10.2 代替電源設備」に記載する。

9.3.2.2 悪影響防止

代替循環冷却系と格納容器圧力逃がし装置は，共通要因によって同時に機能を損なわないよう，流路を分離する
ことで独立性を有する設計とする。
これらの多様性及び流路の独立性並びに位置的分散によって，代替循環冷却系と格納容器圧力逃がし装置は，互
いに重大事故等対処設備として，可能な限りの独立性を有する設計とする。
電源設備の多様性，位置的分散については，「10.2 代替電源設備」に記載する。

9.7.2.2 悪影響防止

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

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

代替循環冷却系は，通常時は弁により他の系統と隔離し，重大事故等時に弁操作等により重大事故等対処設備と代替循環冷却系は，通常時は弁により他の系統と隔離し，重大事故等時に弁操作等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で，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。また，サプレッション・チェンバのプー

しての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。また，サプレッション・チェンバのプ

ル水に含まれる放射性物質の系外放出を防止するため，代替循環冷却系は閉ループにて構成する設計とする。

ール水に含まれる放射性物質の系外放出を防止するため，代替循環冷却系は閉ループにて構成する設計とする。

代替循環冷却系に使用する代替原子炉補機冷却系は，通常時は熱交換器ユニットを接続先の系統と分離して保管

項目の相違

東二の緊急用海水系は 5.10 最終ヒートシンクへ熱をし，重大事故等時に接続，弁操作等により重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を移送するための設備に記載及ぼさない設計とする。また，原子炉補機冷却系と代替原子炉補機冷却系を同時に使用しないことにより，相互の機

東二は中間ループがない。

能に悪影響を及ぼさない設計とする。
熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，治具や輪留めによる固定等をすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，飛散物となって他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

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柏崎刈羽発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５０条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

格納容器圧力逃がし装置は，通常時は弁により他の系統と隔離し，重大事故等時に弁操作等により重大事故等対格納容器圧力逃がし装置は，通常時は弁により他の系統と隔離し，重大事故等時に弁操作等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で，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。また，格納容器圧力逃がし装処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。また，格納容器圧力逃がし装置は，重大事故等時の排出経路と非常用ガス処理系，原子炉区域・タービン区域換気空調系等の他系統及び機器と置は，重大事故等時の排出経路と換気空調系，原子炉建屋ガス処理系及び耐圧強化ベント系の他系統及び機器とのの間に隔離弁を直列に 2 弁設置し，格納容器圧力逃がし装置使用時に確実に隔離することで，他の設備に悪影響を間に隔離弁を直列に 2 弁設置し，格納容器圧力逃がし装置使用時に確実に隔離することで，他の設備に悪影響を及及ぼさない設計とする。

ぼさない設計とする。
第二弁操作室遮蔽，第二弁操作室空気ボンベユニット（空気ボンベ）及び第二弁操作室差圧計は，通常時は使用

備考

ＦＶに繋がる設備の相違

東二特有の設備について記載

しない設備であり，他の設備から独立して単独で使用可能な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，第二弁操作室空気ボンベユニット（空気ボンベ）は，転倒のおそれがないよう固定して保管することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

9.3.2.3 容量等

9.7.2.3 容量等

基本方針については，「1.1.7.2 容量等」に示す。

基本方針については，「1.1.7.2 容量等」に示す。

代替循環冷却系の復水移送ポンプは，設計基準対象施設の復水補給水系と兼用しており，設計基準対象施設とし

代替循環冷却系は，2 系統設置し，代替循環冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱に使用する。各々のての復水移送ポンプ 2 台におけるポンプ流量が，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代替循環冷却系ポンプは，原子炉格納容器の過圧破損防止に必要となる原子炉圧力容器及び原子炉格納容器に注水損を防止するために必要な流量に対して十分であるため，設計基準対象施設と同仕様で設計する。

可能なポンプ容量を有する設計とする。

代替循環冷却系の残留熱除去系熱交換器は，設計基準事故対処設備の残留熱除去系と兼用しており，設計基準事

代替循環冷却系の残留熱除去系熱交換器は，設計基準事故対処設備の残留熱除去系と兼用しており，設計基準事

故対処設備としての伝熱容量が，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故対処設備としての伝熱容量が，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に必要な伝熱容量に対して十分であるため，設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。

めに必要な伝熱容量に対して十分であるため，設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。

代替循環冷却系で使用する代替原子炉補機冷却系は，炉心の著しい損傷が発生した場合において，代替原子炉補機冷却系での圧力損失を考慮しても原子炉格納容器の破損を防止するために必要な伝熱容量を有する設計とする。

代替循環冷却系で使用する緊急用海水系は，炉心の著しい損傷が発生した場合において，緊急用海水系での圧力

項目の相違

東二の代替循環冷却系ポンプは新設の設備

系統構成の相違

損失を考慮しても原子炉格納容器の破損を防止するために必要な伝熱容量を有する設計とする。

代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，炉心の著しい損傷が発生した場合において，残留熱除去系熱交換器で発生した熱を除去するために必要な伝熱容量及びポンプ流量を有す
る熱交換器ユニット 1 セット 1 式と大容量送水車（熱交換器ユニット用）1 セット 1 台を使用する。熱交換器ユニットの保有数は，6 号及び 7 号炉共用で 4 セット 4 式に加えて，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 式（6 号及び 7 号炉共用）の合計 5 式を保管する。大容量送水車（熱交換器ユニット用）の保有数
は，6 号及び 7 号炉共用で 4 セット 4 台に加えて，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（6 号及び 7 号炉共用）の合計 5 台を保管する。
東二は中間ループがない。

また，代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，想定される重大事故等時において，代替循環冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱と燃料プール冷却浄化系による使用済
燃料プールの除熱を同時に使用するため，各系統の必要な流量を同時に確保できる容量を有する設計とする。

格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置及びよう素フィルタは，想定される重大事故等時において，原子炉格納格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置は，想定される重大事故等時において，原子炉格納容器内を減圧させる

容器内を減圧させるため，原子炉格納容器内で発生する蒸気量に対して，格納容器圧力逃がし装置での圧力損失をため，原子炉格納容器内で発生する蒸気量に対して，格納容器圧力逃がし装置での圧力損失を考慮しても十分な排考慮しても十分な排出流量を有する設計とする。

出流量を有する設計とする。

東二のフィルタ装置は一体型

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基本設計比較表 【対象項目： 第５０条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

フィルタ装置は，想定される重大事故等時において，粒子状放射性物質に対する除去効率が 99.9%以上確保できる

フィルタ装置は，想定される重大事故等時において，粒子状放射性物質に対する除去効率が 99.9％以上確保でき設計とする。また，スクラバ水の待機時の薬物添加濃度は，想定される重大事故等時のスクラバ水の pH 値の低下をる設計とする。また，スクラビング水の待機時の薬物添加濃度は，想定される重大事故等時のスクラビング水のｐ

機器名称の相違（以下同様）

考慮しても，無機よう素に対する除去効率が 99.9%以上確保できる pH 値を維持できる設計とする。フィルタ装置は，Ｈ値の低下を考慮しても，無機よう素に対する除去効率が 99％以上確保できるｐＨ値を維持できる設計とする。フ

機器仕様の相違

サプレッション・チェンバへの排水及び薬液注入によるスクラバ水の pH 値の調整が可能な設計とする。フィルタ装

ィルタ装置のスクラビング水は，補給による水位の確保及びサプレッション・チェンバへの移送が可能な設計とす

スクラビング水の補給について記載

置の金属フィルタは，想定される重大事故等時において，金属フィルタに流入するエアロゾル量に対して十分な容る。フィルタ装置の金属フィルタは，想定される重大事故等時において，金属フィルタに流入するエアロゾル量にKK6/7 はベント中のスクラバ水の排水が必要なため，量を有する設計とする。

対して十分な容量を有する設計とする。

pH 調整を行うが，東二はベント中のスクラビング水よう素フィルタの銀ゼオライト吸着層は，想定される排気ガスの流量に対して，有機よう素に対する除去効率が98%以上となるために必要な排気ガス滞留時間を確保できる吸着層の厚さ及び有効面積を有する設計とする。

ラプチャーディスクは，格納容器圧力逃がし装置の使用の妨げにならないよう，原子炉格納容器からの排気圧力と比較して十分に低い圧力で破裂する設計とする。

フィルタ装置のよう素除去部の銀ゼオライト吸着層は，想定される排気ガスの流量に対して，有機よう素に対すの排水が不要であり，pH 調整が不要

る除去効率が 98％以上となるために必要な排気ガス滞留時間を確保できる吸着層の厚さ及び有効面積を有する設計

スクラビング水を送るポンプが「移送ポンプ」のためとする。

「移送」と記載

圧力開放板は，格納容器圧力逃がし装置の使用の妨げにならないよう，原子炉格納容器からの排気圧力と比較し機器名称の相違て十分に低い圧力で破裂する設計とする。

第二弁操作室空気ボンベユニット（空気ボンベ）は，炉心の著しい損傷時においても，現場において，人力で第主要な設備にあげた設備について記載

二弁又は第二弁バイパス弁の操作が可能なよう第二弁操作室を正圧化することにより操作員の放射線防護に必要な容量を有するものを 1 セット 19 本使用する。保有数は，1 セット 19 本に加えて，故障時及び保守点検による待機除外時の予備として 5 本の合計 24 本を保管する。
第二弁操作室差圧計は，第二弁操作室と周囲の差圧の基準値を上回る範囲の測定が可能な設計とする。

9.3.2.4 環境条件等

9.7.2.4 環境条件等

基本方針については，「1.1.7.3 環境条件等」に示す。

基本方針については，「1.1.7.3 環境条件等」に示す。

代替循環冷却系の復水移送ポンプは廃棄物処理建屋内に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考

代替循環冷却系の代替循環冷却系ポンプ及び残留熱除去系熱交換器は，原子炉建屋原子炉棟内に設置し，想定さ慮した設計とする。
復水移送ポンプの操作は，想定される重大事故等時において，中央制御室で可能な設計とする。

主要な設備にあげた設備について記載

項目の相違

原子炉棟内に設置するものをまとめて記載れる重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
代替循環冷却系ポンプの操作，代替循環冷却系の系統構成に必要な弁の操作及び代替循環冷却系運転後における中央制御室で操作するものをまとめて記載

弁の操作は，想定される重大事故等時において，配管等の周囲の線量を考慮して，中央制御室で可能な設計とする。
代替循環冷却系の残留熱除去系熱交換器は原子炉区域内に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
代替循環冷却系の系統構成に必要な弁の操作は，想定される重大事故等時において，中央制御室若しくは離れた場所から遠隔で可能な設計又は設置場所で可能な設計とする。代替循環冷却系運転後における弁の操作は，配管等の周囲の線量を考慮して，中央制御室又は離れた場所から遠隔で可能な設計とする。
代替循環冷却系に使用する代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）
は屋外に保管及び設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
熱交換器ユニットの常設設備との接続及び操作は，想定される重大事故等時において，設置場所で可能な設計とする。
代替原子炉補機冷却系の系統構成に必要な弁の操作は，想定される重大事故等時において，中央制御室若しくは東二は中間ループがない。
東二の緊急用海水系は 5.10 最終ヒートシンクへ熱を移送するための設備に記載

離れた場所から遠隔で可能な設計又は設置場所で可能な設計とする。
大容量送水車（熱交換器ユニット用）の熱交換器ユニットとの接続及び操作は，想定される重大事故等時において，設置場所で可能な設計とする。

東二の緊急用海水系は常設設備で中央制御室からの
操作が可能

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基本設計比較表 【対象項目： 第５０条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考
東二には常設の緊急用海水系がある。

また，熱交換器ユニットの海水通水側及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，使用時に海水を通水するため，海水影響を考慮した設計とし，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。
代替循環冷却系運転後における配管等の周囲の線量低減のため，フラッシングが可能な設計とする。

代替循環冷却系運転後における配管等の周囲の線量低減のため，フラッシングが可能な設計とする。

格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置，よう素フィルタ及びラプチャーディスクは，屋外に設置し，想定され格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置は，原子炉建屋近傍の格納容器圧力逃がし装置格納槽（地下埋設）に，る重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。

機器の設置場所の相違

遠隔人力操作機構（操作部を除く）は，原子炉建屋原子炉棟内に，遠隔人力操作機構（操作部），第二弁操作室遮蔽， 主要な設備にあげた設備について記載
第二弁操作室空気ボンベユニット（空気ボンベ）及び第二弁操作室差圧計は，原子炉建屋付属棟内に，圧力開放板
は，原子炉建屋近傍の屋外に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。

中央制御室から操作できることをはじめに記載

格納容器圧力逃がし装置の排出経路に設置される隔離弁のうち原子炉建屋内に設置する弁の操作は，原子炉建屋

格納容器圧力逃がし装置の排出経路に設置される隔離弁は，中央制御室から操作が可能な設計とする。また，排内の原子炉区域外への遠隔手動弁操作設備の設置及び必要に応じた遮蔽材の設置により，想定される重大事故等時

出経路に設置されるこれらの隔離弁の遠隔人力操作機構の操作部を原子炉建屋原子炉棟外へ設け，必要に応じた遮

東二は遮蔽等を予め設置において，離れた場所から人力で容易かつ確実に手動操作が可能な設計とする。また，排出経路に設置される隔離蔽の設置並びに第二弁操作室遮蔽，第二弁操作室空気ボンベユニット（空気ボンベ）及び第二弁操作室差圧計を設

東二にはＡＯ弁はない。

弁のうち空気作動弁については，原子炉建屋内の原子炉区域外への遠隔空気駆動弁操作用ボンベの設置に加え必要置することにより，想定される重大事故等時において，離れた場所から人力で容易かつ確実に手動操作が可能な設（ＭＯ弁に取替）に応じて遮蔽材を設置し，離れた場所から遠隔空気駆動弁操作設備の配管を経由して高圧窒素ガスを供給すること計とする。

中央制御室からの操作は 2 段落前に既述により，容易かつ確実に操作が可能な設計とする。また，排出経路に設置される隔離弁のうち電動弁については，
中央制御室から操作が可能な設計とする。フィルタ装置，よう素フィルタの周囲及び必要に応じて配管等の周囲に格納容器圧力逃がし装置は，フィルタ装置の周囲及び必要に応じて配管等の周囲に遮蔽体を設けることで，格納遮蔽体を設けることで，屋外に設置する弁の操作，スクラバ水の排水，給水操作等のフィルタ装置周辺での操作が容器圧力逃がし装置格納槽内で実施するスクラビング水の補給操作及びサプレッション・チェンバへの移送操作が可能な設計とする。

可能な設計とする。

9.3.2.5 操作性の確保

9.7.2.5 操作性の確保

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

代替循環冷却系は，想定される重大事故等時において，通常時の系統構成から弁操作等により速やかに切り替え

代替循環冷却系は，想定される重大事故等時において，通常時の系統構成から弁操作等により速やかに切り替えられる設計とする。

代替循環冷却系ポンプ及び系統構成に必要な弁は，中央制御室の操作スイッチにより操作が可能な設計とする。

室若しくは離れた場所での操作スイッチにより操作又は設置場所での手動操作が可能な設計とする。また，代替循

また，代替循環冷却系の運転中に残留熱除去系ストレーナが閉塞した場合においては，逆洗操作が可能な設計とす

環冷却系の運転中に残留熱除去系ストレーナが閉塞した場合においては，逆洗操作が可能な設計とする。

る。

接続，弁操作等により速やかに切り替えられる設計とする。
代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，付属の操作スイッチに

設置

項目の相違

られる設計とする。

復水移送ポンプは，中央制御室の操作スイッチにより操作が可能な設計とし，系統構成に必要な弁は，中央制御

代替循環冷却系に使用する代替原子炉補機冷却系は，想定される重大事故等時において，通常時の系統構成から操作する弁について KK6/7 は屋外，東二は格納槽内に

東二は系統構成も中央制御室で実施可能

東二の緊急用海水系は 5.10 最終ヒートシンクへ熱を移送するための設備に記載
東二は中間ループがない。

より，設置場所での操作が可能な設計とする。代替原子炉補機冷却系の系統構成に必要な弁の操作は，中央制御室

東二の緊急用海水系は常設設備で中央制御室からの若しくは離れた場所での操作スイッチによる操作又は設置場所での手動操作が可能な設計とする。

操作が可能

熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，車両として屋外のアクセスルートを通行してアクセス可能な設計とするとともに，設置場所にて輪留めによる固定等が可能な設計とする。
熱交換器ユニットを接続する接続口については，フランジ接続とし，一般的に使用される工具を用いて，ホースを確実に接続することができる設計とする。また，6 号及び 7 号炉が相互に使用することができるよう，接続口の口径を統一する設計とする。

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基本設計比較表 【対象項目： 第５０条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

大容量送水車（熱交換器ユニット用）と熱交換器ユニットとの接続は，簡便な接続とし，結合金具を用いてホースを確実に接続できる設計とする。
格納容器圧力逃がし装置は，想定される重大事故等時において，通常時の系統構成から弁操作等により速やかに切り替えられる設計とする。
格納容器圧力逃がし装置使用時の排出経路に設置される隔離弁には，炉心の著しい損傷が発生した場合において，現場において人力で弁の操作ができるよう，遠隔手動弁操作設備を設置するとともに，操作場所は原子炉建屋内の原子炉区域外とし，必要に応じて遮蔽材を設置することで，容易かつ確実に人力による操作が可能な設計とする。

格納容器圧力逃がし装置は，想定される重大事故等時において，通常時の系統構成から弁操作等により速やかに切り替えられる設計とする。
格納容器圧力逃がし装置使用時の排出経路に設置される隔離弁は，中央制御室の操作スイッチにより操作が可能

中央制御室から操作できることをはじめに記載

な設計とし，また，炉心の著しい損傷が発生した場合において，現場において人力で弁の操作ができるよう，遠隔操作場所については 1 段落後に記述

人力操作機構を設置する。

東二にはＡＯ弁はない。
（ＭＯ弁に取替）

また，排出経路に設置される隔離弁のうち，空気作動弁については，遠隔空気駆動弁操作用ボンベ及び遠隔空気駆動
弁操作設備を設置するとともに，操作場所を原子炉建屋内の原子炉区域外とし，必要に応じて遮蔽材を設置すること

中央制御室からの操作は 1 段落前に既述で，容易かつ確実に操作が可能な設計とする。また，排出経路に設置される隔離弁のうち電動弁については，中央制御室の操作スイッチにより操作が可能な設計とする。
遠隔人力操作機構の操作場所は，原子炉建屋原子炉棟外とし，第二弁及び第二弁バイパス弁の操作を行う第二弁操作室は，必要な要員を収容可能な遮蔽に囲まれた空間とし，第二弁操作室空気ボンベユニット（空気ボンベ）に

操作場所について KK6/7 は 1 段落前に既述
東二特有の設備について記載て正圧化することにより外気の流入を一定時間遮断することで，格納容器圧力逃がし装置を使用する際のプルームの影響による操作員の被ばくを低減する設計とすることで，容易かつ確実に人力による操作が可能な設計とする。

9.3.3 主要設備及び仕様
原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備の主要機器仕様を第 9.3−1 表に示す。

9.3.4 試験検査
基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

代替循環冷却系は，発電用原子炉の運転中又は停止中に弁の開閉動作の確認が可能な設計とする。また，復水移送
ポンプ及び残留熱除去系熱交換器は，発電用原子炉の停止中に分解及び外観の確認が可能な設計とする。

9.7.3 主要設備及び仕様
原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備の主要機器仕様を第 9.7−1 表に示す。

9.7.4 試験検査

項目の相違
図表番号の相違

項目の相違

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

代替循環冷却系は，発電用原子炉の運転中又は停止中に弁の開閉動作の確認が可能な設計とする。また，代替循

系統仕様の相違

環冷却系ポンプ及び残留熱除去系熱交換器は，発電用原子炉の停止中に分解及び外観の確認が可能な設計とする。

東二の緊急用海水系は 5.10 最終ヒートシンクへ熱を代替循環冷却系に使用する代替原子炉補機冷却系は，発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能及び漏えいの有無の確認並びに弁の開閉動作の確認が可能な設計とする。また，代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニットの移送するための設備に記載

代替原子炉補機冷却水ポンプ及び熱交換器は，発電用原子炉の運転中又は停止中に分解又は取替えが可能な設計と東二の緊急用海水系は常設設備で中央制御室からのする。代替原子炉補機冷却系の大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，発電用原子炉の運転中又は停止中に独立操作が可能

して機能・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，分解又は取替えが可能な設計とする。
また，熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）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。
格納容器逃がし装置は，発電用原子炉の停止中に排出経路の隔離弁の開閉動作及び漏えいの確認が可能な設計とする。

格納容器圧力逃がし装置は，発電用原子炉の停止中に排出経路の隔離弁の開閉動作及び漏えいの有無の確認が可KK の誤記と思われる。

能な設計とする。

格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置は，発電用原子炉の停止中に内部構造物の外観の確認が可能な設計とす

格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置は，発電用原子炉の停止中に内部構造物の外観の確認が可能な設計とする。また，よう素フィルタは，発電用原子炉の停止中に内部構造物の外観の確認及び内部に設置されている銀ゼオ

る。また，よう素除去部は，発電用原子炉の停止中に内部に設置されている銀ゼオライト試験片を用いた性能の確

東二はフィルタ装置と一体型なので外観は前文に含ライト試験片を用いた性能の確認が可能な設計とする。

認が可能な設計とする。

まれる

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柏崎刈羽発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５０条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉
ラプチャーディスクは，発電用原子炉の停止中に取替えが可能な設計とする。

東海第二発電所

備考

圧力開放板は，発電用原子炉の停止中に取替えが可能な設計とする。

機器名称の相違

第二弁操作室空気ボンベユニット（空気ボンベ）及び第二弁操作室差圧計は，発電用原子炉の運転中又は停止中

主要な設備にあげた設備について記載に外観の確認が可能な設計とする。また，第二弁操作室空気ボンベユニット（空気ボンベ）及び第二弁操作室差圧計は，発電用原子炉の停止中に機能・性能の確認が可能な設計とする。

第 9.3−1 表 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備の主要機器仕様

第 9.7−1 表 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備の主要機器仕様

図表番号の相違(1) 代替循環冷却系(1) 代替循環冷却系

以下設備仕様の相違は自明であり特記しない。

a. 復水移送ポンプ

ａ．代替循環冷却系ポンプ

第 5.6−1 表 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備の主要機器仕様

兼用する設備は以下のとおり。

に記載する。

・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・原子炉格納容器内の冷却等のための設備
台

数

1（予備 1）

容量

約 250m３／h

程約 120m全

b. 残留熱除去系熱交換器

ｂ．残留熱除去系熱交換器兼用する設備は以下のとおり。

兼用する設備は以下のとおり。

・残留熱除去系
基

数

伝熱容量

揚

・残留熱除去系
1

基

約 8.1MW

伝 熱 容 量c. 熱交換器ユニット（6 号及び 7 号炉共用）
第 5.10−1 表 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備の主要機数

2
約 19.4×10３kW（1 基当たり）（原子炉停止時冷却モード）

ｃ．緊急用海水ポンプ
第 5.10−1 表 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備の主要機器仕様に記載する。

器仕様に記載する。

d. 大容量送水車（熱交換器ユニット用）（6 号及び 7 号炉共用）
第 5.10−1 表 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備の主要機器仕様に記載する。

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柏崎刈羽発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５０条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所(2) 格納容器圧力逃がし装置(2) 格納容器圧力逃がし装置兼用する設備は以下のとおり。

兼用する設備は以下のとおり。

・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

・水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備

・水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備
ａ．フィルタ装置

a. フィルタ装置
1個

系統設計流量

約 31.6kg/s

系統設計流量13.4kg／s

放射性物質除去効率

99.9%以上（粒子状放射性物質及び無機よう

放射性物質除去効率

99.9％以上（粒子状放射性物質に対して）

個

数

備考

数

1

99％以上（無機よう素に対して）素に対して）

98％以上（有機よう素に対して）
材

材

料

スクラバ水
金属フィルタ料

水酸化ナトリウム水溶液（pH□以上）

スクラビング水ステンレス鋼

金属フィルタステンレス鋼b. よう素フィルタ個数2

系統設計流量

約 15.8kg/s（1 基あたりの設計流量）

放射性物質除去効率98%以上（有機よう素に対して）材

銀ゼオライト料

ｂ．第二弁操作室遮蔽
材
遮

蔽

料

鉄筋コンクリート厚1,200mm 以上（フィルタ装置上流配管が敷設される側の遮蔽）400mm 以上（上記以外の遮蔽）

ｃ．第二弁操作室空気ボンベユニット（空気ボンベ）
本

数

19（予備 5）

容量

約 47L（1 本当たり）

ｄ．第二弁操作室差圧計個

数

1ｅ．遠隔人力操作機構
個c. ラプチャーディスク個数

設定破裂圧力数

4数

1ｆ．圧力開放板2個

約 100kPa[gage]

設定破裂圧力

0.08MPa［gage］

ｇ．窒素供給装置
第 9.9−1 表 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備の主要機器仕様に記載する。
ｈ．窒素供給装置用電源車
第 9.9−1 表 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備の主要機器仕様に記載する。

11／19

柏崎刈羽発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５０条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

設備の相違

第 9.7−1 図 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備系統概要図（代替循環冷却系による原子炉格納容器の減圧及び除熱（原子炉格納容器へのスプレイを実施する場合）
）

12／19

柏崎刈羽発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５０条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

設備の相違

第 9.7−2 図 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備系統概要図（代替循環冷却系による原子炉格納容器の減圧及び除熱（サプ
レッション・プール水の除熱を実施する場合）
）

13／19

柏崎刈羽発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５０条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

設備の相違

第 9.7−3 図 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備系統概要図（代替循環冷却系による原子炉格納容器の減圧及び除熱（原子炉圧力容器への注水及び原子炉格納容器へのスプレイを実施す
る場合）
）

14／19

柏崎刈羽発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５０条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

設備の相違

15／19

柏崎刈羽発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５０条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

東二の緊急用海水系は 5.10 最終ヒートシンクへ熱を移送するための設備に記載

16／19

柏崎刈羽発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５０条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

東二の緊急用海水系は 5.10 最終ヒートシンクへ熱を移送するための設備に記載

17／19

柏崎刈羽発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５０条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

設備の相違

第 9.7−4 図 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備系統概要図（格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器の減圧及び除熱）

18／19

柏崎刈羽発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５０条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

設備の相違（東二は単機プラント）

19／19

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５１条 】
東海第二発電所

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

9.4

原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備

9.4.1

概要

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

9.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備

項目番号の相違

9.8.1 概要

項目番号の相違

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

炉格納容器の下部（以下「ペデスタル（ドライウェル部）」という。
）に落下した炉心を冷却するた 先行電力（A-BWR）と東二（BWR5）のサプレる。

めに必要な重大事故等対処設備を設置及び保管する。

原子炉格納容器下部に落下した溶融炉心を冷却することで，溶融炉心・コンクリート相互作用（MCCI）を抑制し，溶融炉心が原子炉格納容器バウンダリに接触することを防止する。

ッション・チェンバ形状の違いによる名称

ペデスタル（ドライウェル部）に落下した溶融炉心を冷却することで，溶融炉心・コンクリート の相違（以下①の相違）相互作用（ＭＣＣＩ）を抑制し，溶融炉心が原子炉格納容器バウンダリに接触することを防止する。

原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備の系統概要図を第 9.4−1 図から第 9.4−
6 図に示す。

9.4.2

設計方針

ペデスタル（ドライウェル部）の溶融炉心を冷却するための設備の系統概要図を第 9.8−1 図か 図表番号の相違
ら第 9.8−2 図に示す。

9.8.2 設計方針

項目番号の相違

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

ペデスタル（ドライウェル部）の溶融炉心を冷却するための設備のうち，炉心の著しい損傷が ①の相違

合において原子炉格納容器の破損を防止できるよう，原子炉格納容器下部に落下した溶融炉心の発生した場合において原子炉格納容器の破損を防止できるよう，ペデスタル（ドライウェル部） ①の相違

冷却を行うための設備として，格納容器下部注水系（常設）及び格納容器下部注水系（可搬型）をに落下した溶融炉心の冷却を行うための設備として，格納容器下部注水系（常設）及び格納容器設ける。また，溶融炉心が原子炉格納容器下部へと落下した場合に，ドライウェル高電導度廃液サ

下部注水系（可搬型）を設ける。また，溶融炉心がペデスタル（ドライウェル部）に落下するま 【先行 BWR との相違】

ンプ及びドライウェル低電導度廃液サンプへの溶融炉心の流入を抑制するための設備として，コでに，ペデスタル（ドライウェル部）にあらかじめ十分な水量を確保し，落下した溶融炉心の冷 東二：

リウムシールドを設ける。

却が可能な設計とする。なお，格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（ドライウェル部） への熱影響を抑制するための受け構造

溶融炉心によるペデスタル（ドライウェル部）構造への注水及び格納容器下部注水系（可搬型）によるペデスタル（ドライウェル部）への注水と合わせて，溶融炉心が原子炉圧力容器からペデスタル（ドライウェル部）へ落下する場合に，溶融
炉心とペデスタル（ドライウェル部）のコンクリートの相互作用による侵食及び溶融炉心からペデスタル（ドライウェル部）のコンクリートへの熱影響を抑制するため，ペデスタル（ドライウ

コリウムシールドの目的の違い。東二は，MCCI によるコンクリートへの熱影響を抑制する目的を記載
先行ＢＷＲ：
溶融炉心のドライウェルサンプへの流入を防止す
る堰構造（以下②の相違）ェル部）にコリウムシールドを設ける。

(1) 原子炉格納容器下部に落下した溶融炉心の冷却に用いる設備
a. 格納容器下部注水系（常設）による原子炉格納容器下部への注水
原子炉格納容器下部に落下した溶融炉心の冷却を行うための重大事故等対処設備として，
格納容器下部注水系（常設）を使用する。

(1) ペデスタル（ドライウェル部）に落下した溶融炉心の冷却に用いる設備
ａ．格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（ドライウェル部）への注水

①の相違
①の相違

ペデスタル（ドライウェル部）に落下した溶融炉心の冷却を行うための重大事故等対処設備 ①の相違
として，格納容器下部注水系（常設）を使用する。

格納容器下部注水系（常設）は，復水移送ポンプ，配管・弁類，計測制御装置等で構成し，格納容器下部注水系（常設）は，常設低圧代替注水系ポンプ，配管・弁類，計測制御装置等

復水移送ポンプにより，復水貯蔵槽の水を復水補給水系等を経由して原子炉格納容器下部へで構成し，常設低圧代替注水系ポンプにより，代替淡水貯槽の水を格納容器下部注水系を経由

注水し，溶融炉心が落下するまでに原子炉格納容器下部にあらかじめ十分な水位を確保する

してペデスタル（ドライウェル部）へ注水し，溶融炉心が落下するまでにペデスタル（ドライとともに，落下した溶融炉心を冷却できる設計とする。

ウェル部）にあらかじめ十分な水位を確保するとともに，落下した溶融炉心を冷却できる設計【注水系統説明時の文章構成】「主機，配管弁，計装等で構成すること」，「主機により水
源の水を系統を経由し注水先へ注水すること」，「以上により目的（溶融炉心を冷却）を達成すること」で構成する。
東二の格納容器下部注水系に使用するポンプ及び水源の相違（以下③の相違）

とする。

1／24

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５１条 】

格納容器下部注水系（常設）は，代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。

格納容器下部注水系（常設）は，代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。

また，コリウムシールドは，溶融炉心が原子炉格納容器下部へと落下した場合において，ドまた，コリウムシールドは，溶融炉心がペデスタル（ドライウェル部）へと落下した場合に ①の相違

ライウェル高電導度廃液サンプ及びドライウェル低電導度廃液サンプへの溶融炉心の流入をおいて，溶融炉心とペデスタル（ドライウェル部）のコンクリートの相互作用による侵食及び ②の相違

抑制する設計とする。更に格納容器下部注水系（常設）を使用することにより，ドライウェル

溶融炉心からペデスタル（ドライウェル部）のコンクリートへの熱影響を抑制する設計とす

高電導度廃液サンプ及びドライウェル低電導度廃液サンプのコンクリートの侵食を抑制し，る。

溶融炉心が原子炉格納容器バウンダリに接触することを防止できる設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

・復水移送ポンプ

・常設低圧代替注水系ポンプ

・コリウムシールド・コリウムシールド・復水貯蔵槽（5.7 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）

・代替淡水貯槽（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）

設備名称の相違

・常設代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）

・常設代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）

東二は号機間融通なし。

・可搬型代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）

・可搬型代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）

東二は号機間融通なし。

・代替所内電気設備（10.2 代替電源設備）

・代替所内電気設備（10.2 代替電源設備）

本系統の流路として，復水補給水系及び高圧炉心注水系の配管及び弁を重大事故等対処設

設備名称の相違

ＤＢ設備をＳＡとして使用するため記載が備として使用する。

あるが東二は新規ＳＡ設備のため記載なし。

その他，設計基準対象施設である原子炉格納容器を重大事故等対処設備として使用する。
b. 格納容器下部注水系（可搬型）による原子炉格納容器下部への注水
原子炉格納容器下部に落下した溶融炉心の冷却を行うための重大事故等対処設備として，
格納容器下部注水系（可搬型）を使用する。
格納容器下部注水系（可搬型）は，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級），配管・ホース・弁類，計測制御装置等で構成し，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）により，代替淡水源の水を復水補給水系を経由して原子炉格納容器下部へ注水し，溶融炉心が落下するまでに原子炉格納容器
下部にあらかじめ十分な水位を確保するとともに，落下した溶融炉心を冷却できる設計とする。

その他，設計基準対象施設である原子炉格納容器を重大事故等対処設備として使用する。
ｂ．格納容器下部注水系（可搬型）によるペデスタル（ドライウェル部）への注水①の相違

ペデスタル（ドライウェル部）に落下した溶融炉心の冷却を行うための重大事故等対処設備 ①の相違
として，格納容器下部注水系（可搬型）を使用する。
【先行 BWR との相違】
東二：制御装置等で構成し，可搬型代替注水中型ポンプにより，西側淡水貯水設備又は代替淡水源 ポンプ 可搬型代替注水中型ポンプ（代替淡水貯槽を除く）の水を格納容器下部注水系を経由してペデスタル（ドライウェル部） 水源⇒西側淡水貯水設備又は代替淡水源
先行ＢＷＲ：
へ注水し，溶融炉心が落下するまでにペデスタル（ドライウェル部）にあらかじめ十分な水位 ポンプ 可搬型代替注水ポンプ
水源 代替淡水源

格納容器下部注水系（可搬型）は，可搬型代替注水中型ポンプ，配管・ホース・弁類，計測を確保するとともに，落下した溶融炉心を冷却できる設計とする。

また，可搬型代替注水大型ポンプ，配管・ホース・弁類，計測制御装置等で構成し，可搬型
代替注水大型ポンプにより，代替淡水源（代替淡水貯槽を除く）の水を格納容器下部注水系を経由してペデスタル（ドライウェル部）へ注水し，溶融炉心が落下するまでにペデスタル（ド【先行 BWR との相違】
東二：ポンプ 可搬型代替注水大型ポンプ
水源⇒代替淡水貯槽又は代替淡水源

ライウェル部）にあらかじめ十分な水位を確保するとともに，落下した溶融炉心を冷却できる設計とする。
なお，代替淡水貯槽からも取水できる設計とする。

水源の相違（「なお」書きにて淡水源からの2／24

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５１条 】
取水を記載）（以下③の相違）

格納容器下部注水系（可搬型）は，代替淡水源が枯渇した場合において，重大事故等の収束

格納容器下部注水系（可搬型）は，代替淡水源（代替淡水貯槽を除く）が枯渇した場合にに必要となる水の供給設備である大容量送水車（海水取水用）により海を利用できる設計とす

おいて，重大事故等の収束に必要となる水の供給設備である可搬型代替注水中型ポンプ又はる。

可搬型代替注水大型ポンプにより海を利用できる設計とする。

格納容器下部注水系（可搬型）は，代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は③の相違
設備名称の相違

格納容器下部注水系（可搬型）は，代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。また，可搬型代替注水ポンプ（A-2

可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。また，可搬型代替注水中型ポンプ及 設備名称の相違

級）は，ディーゼルエンジンにより駆動できる設計とする。燃料は，燃料補給設備である軽油

び可搬型代替注水大型ポンプは，空冷式のディーゼルエンジンにより駆動できる設計とする。 他給水による冷却でないことを明示するため「空冷タンク及びタンクローリ（4kL）により補給できる設計とする。

燃料は，燃料給油設備である可搬型設備用軽油タンク及びタンクローリにより補給できる設 式」を付記する。
計とする。

設備名称の相違

また，コリウムシールドは，溶融炉心が原子炉格納容器下部へと落下した場合において，ドまた，コリウムシールドは，溶融炉心がペデスタル（ドライウェル部）へ落下した場合にお ①の相違

ライウェル高電導度廃液サンプ及びドライウェル低電導度廃液サンプへの溶融炉心の流入をいて，溶融炉心とペデスタル（ドライウェル部）のコンクリートの相互作用による侵食及び溶 ②の相違

抑制する設計とする。更に格納容器下部注水系（可搬型）を使用することにより，ドライウェ

融炉心からペデスタル（ドライウェル部）のコンクリートへの熱影響を抑制できる設計とす

ル高電導度廃液サンプ及びドライウェル低電導度廃液サンプのコンクリートの侵食を抑制る。

し，溶融炉心が原子炉格納容器バウンダリに接触することを防止できる設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

・可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）（6 号及び 7 号炉共用）

・可搬型代替注水中型ポンプ

設備名称の相違・可搬型代替注水大型ポンプ

設備名称の相違・コリウムシールド・コリウムシールド・西側淡水貯水設備（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）

主要設備として設備水源は記載し措置水源は・代替淡水貯槽（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）

記載しない（措置水源は説明文中では一括名

・常設代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）

・常設代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）

称等で記載）

・可搬型代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）

・可搬型代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）

主機はディーゼルエンジン駆動につき電源は・代替所内電気設備（10.2 代替電源設備）

・代替所内電気設備（10.2 代替電源設備）不要であるが，系統の電動弁を想定した電源を記載

・燃料補給設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）

・燃料給油設備（10.2 代替電源設備）

先行ＢＷＲとの整合により「可搬型設備用軽油タンク」及び「タンクローリ」を一括名称「燃料給油設備」として記載

本系統の流路として，復水補給水系の配管及び弁並びにホースを重大事故等対処設備とし本系統の流路として，ホースを重大事故等対処設備として使用する。

先行はＤＢ格上げＳＡ設備，東二は新設Ｓ
Ａ設備で対応するため。

て使用する。
その他，設計基準対象施設である原子炉格納容器を重大事故等対処設備として使用する。

(2) 溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下遅延・防止に用いる設備

その他，設計基準対象施設である原子炉格納容器を重大事故等対処設備として使用する。

(2) 溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下遅延・防止に用いる設備

①の相違

3／24

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基本設計比較表 【対象項目： 第５１条 】

a. 低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水
炉心の著しい損傷が発生した場合に溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下を遅延・防止

a．低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水
炉心の著しい損傷が発生した場合に溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落 ①の相違するための重大事故等対処設備として，低圧代替注水系（常設）を使用する。なお，この場合

下を遅延・防止するための重大事故等対処設備として，低圧代替注水系（常設）を使用する。

は，ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入と並行して行う。

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

本系統の詳細については，「5.6 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備」に記載する。

b. 低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水
炉心の著しい損傷が発生した場合に溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下を遅延・防止

本系統の詳細については，「5.9 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷 項目番号の相違
却するための設備」に記載する。

b．低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水
炉心の著しい損傷が発生した場合に溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落 ①の相違するための重大事故等対処設備として，低圧代替注水系（可搬型）を使用する。なお，この場

下を遅延・防止するための重大事故等対処設備として，低圧代替注水系（可搬型）を使用する。

合は，ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入と並行して行う。

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

本系統の詳細については，「5.6 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備」に記載する。

c. 高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水
炉心の著しい損傷が発生した場合に溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下を遅延・防止

本系統の詳細については，「5.9 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷 項目番号の相違
却するための設備」に記載する。

c．高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水
炉心の著しい損傷が発生した場合に溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落 ①の相違するための重大事故等対処設備として，高圧代替注水系を使用する。なお，この場合は，ほう下を遅延・防止するための重大事故等対処設備として，高圧代替注水系を使用する。なお，こ酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入と並行して行う。

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

本系統の詳細については，「5.4 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」に記載する。

本系統の詳細については，「5.7 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷 項目番号の相違
却するための設備」に記載する。

d．代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水落下遅延防止に用いる設備の相違

炉心の著しい損傷が発生した場合に溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下を遅延・防止するための重大事故等対処設備として，代替循環冷却系を使用する。なお，この場合は，ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入と並行して行う。
本系統の詳細については，「5.9 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備」に記載する。

d. ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入
炉心の著しい損傷が発生した場合に溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下を遅延・防止するための重大事故等対処設備として，ほう酸水注入系を使用する。なお，この場合は，低圧

e．ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入
炉心の著しい損傷が発生した場合に溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への①の相違

落下を遅延・防止するための重大事故等対処設備として，ほう酸水注入系を使用する。な4／24

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基本設計比較表 【対象項目： 第５１条 】

代替注水系（常設），低圧代替注水系（可搬型）及び高圧代替注水系のいずれかによる原子炉，低圧代替注水系（可搬型），代替循環冷却系及びお，この場合は，低圧代替注水系（常設）

圧力容器への注水と並行して行う。

高圧代替注水系のいずれかによる原子炉圧力容器への注水と並行して行う。

本系統の詳細については，「6.7 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備」に記載する。

大容量送水車（海水取水用），復水貯蔵槽については，「5.7 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備」に記載する。

本系統の詳細については，「6.8 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための対応設備の相違
項目番号の相違

設備」に記載する。

可搬型代替注水中型ポンプ，可搬型代替注水大型ポンプ及び代替淡水貯槽については，「9.12 設備名称の相違
重大事故等の収束に必要となる水の供給設備」に記載する。

項目番号の相違

原子炉格納容器については，「9.1 原子炉格納施設」に記載する。

原子炉格納容器については，「9.1 原子炉格納施設」に記載する。

常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備，代替所内電気設備及び燃料補給設備について常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備，代替所内電気設備及び燃料給油設備について 設備名称の相違は，「10.2 代替電源設備」に記載する。

9.4.2.1

多重性又は多様性及び独立性，位置的分散

は，「10.2 代替電源設備」に記載する。

9.8.2.1 多重性又は多様性及び独立性，位置的分散

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

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

格納容器下部注水系（常設）及び格納容器下部注水系（可搬型）は，共通要因によって同時に格納容器下部注水系（常設）及び格納容器下部注水系（可搬型）は，共通要因によって同時に機能を損なわないよう，格納容器下部注水系（常設）の復水移送ポンプを代替所内電気設備を経機能を損なわないよう，格納容器下部注水系（常設）の常設低圧代替注水系ポンプを代替所内電由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電による電動機駆動とし，格気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電による電動機

納容器下部注水系（可搬型）の可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）をディーゼルエンジンによる駆動駆動とし，格納容器下部注水系（可搬型）の可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型とすることで，多様性を有する設計とする。

ポンプを空冷式のディーゼルエンジンによる駆動とすることで，多様性を有する設計とする。

格納容器下部注水系（常設）の電動弁は，ハンドルを設けて手動操作を可能とすることで，常設

格納容器下部注水系（常設）の電動弁は，ハンドルを設けて手動操作を可能とすることで，常設

代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電による遠隔操作に対して多様性を有す

代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電による遠隔操作に対して多様性を有する設計とする。また，格納容器下部注水系（常設）の電動弁は，代替所内電気設備を経由して給電る設計とする。また，格納容器下部注水系（常設）の電動弁は，代替所内電気設備を経由して給電する系統において，独立した電路で系統構成することにより，非常用所内電気設備を経由して給電する系統において，独立した電路で系統構成することにより，独立性を有する設計とする。

する系統に対して独立性を有する設計とする。

また，格納容器下部注水系（常設）及び格納容器下部注水系（可搬型）の水源は，それぞれ復水貯蔵槽と代替淡水源とすることで，異なる水源を有する設計とする。

項目番号の相違

設備名称の相違
設備名称の相違

格納容器下部注水系（常設）として使用するポンプが相違しており，ポンプへの給電系統がことなるため，「非常用所内電気設備を経由して給電する系統に対して」を東二では記載しない。
先行ＢＷＲは，ＤＢ格上げＳＡ（復水移送ポンプ）の給電系統として記載している。
（以下 の相違）

また，格納容器下部注水系（常設）及び格納容器下部注水系（可搬型）の水源は，それぞれ代替 ③の相違
淡水貯槽と代替淡水源（代替淡水貯槽を除く）とすることで，異なる水源を有する設計とする。

5／24

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５１条 】

復水移送ポンプは，廃棄物処理建屋内に設置し，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は廃棄物処理

常設低圧代替注水系ポンプは，常設低圧代替注水系格納槽内に設置し，可搬型代替注水中型ポン 機器及び保管場所の相違

建屋から離れた屋外に分散して保管することで，共通要因によって同時に機能を損なわないよう

プ及び可搬型代替注水大型ポンプは常設低圧代替注水系格納槽から離れた屋外に分散して保管す

位置的分散を図る設計とする。

ることで，共通要因によって同時に機能を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。

格納容器下部注水系（可搬型）の電動弁は，ハンドルを設けて手動操作を可能とすることで，常格納容器下部注水系（可搬型）の電動弁は，ハンドルを設けて手動操作を可能とすることで，常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電による遠隔操作に対して多様性を有

設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電による遠隔操作に対して多様性を有する設計とする。また，格納容器下部注水系（可搬型）の電動弁は，代替所内電気設備を経由してする設計とする。また，格納容器下部注水系（可搬型）の電動弁は，代替所内電気設備を経由して給電する系統において，独立した電路で系統構成することにより，非常用所内電気設備を経由して給電する系統において，独立した電路で系統構成することにより，独立性を有する設計とする。

④の相違

給電する系統に対して独立性を有する設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）の接続口は，共通要因によって接続できなくなることを防止するため，位置的分散を図った複数箇所に設置する設計とする。

可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプの接続口は，共通要因によって接続 設備名称の相違
できなくなることを防止するため，位置的分散を図った複数箇所に設置する設計とする。

これらの多様性及び系統の独立性並びに位置的分散によって，格納容器下部注水系（常設）及びこれらの多様性及び系統の独立性並びに位置的分散によって，格納容器下部注水系（常設）及び格納容器下部注水系（可搬型）は，互いに重大事故等対処設備としての独立性を有する設計とす

格納容器下部注水系（可搬型）は，互いに重大事故等対処設備としての独立性を有する設計とする。

る。

電源設備の多重性又は多様性及び独立性，位置的分散については「10.2 代替電源設備」に記載する。

9.4.2.2

電源設備の多重性又は多様性及び独立性，位置的分散については「10.2 代替電源設備」に記載
する。

悪影響防止

9.8.2.2 悪影響防止

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

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

格納容器下部注水系（常設）は，通常時は弁により他の系統と隔離し，重大事故等時に弁操作等

格納容器下部注水系（常設）は，通常時は弁により他の系統と隔離し，重大事故等時に弁操作等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で，他の設備に悪影響を及ぼさない設計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で，他の設備に悪影響を及ぼさない設計

とする。

とする。

格納容器下部注水系（可搬型）は，通常時は可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）を接続先の系統と格納容器下部注水系（可搬型）は，通常時は可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型 設備名称の相違

分離して保管し，重大事故等時に接続，弁操作等により重大事故等対処設備としての系統構成とす

ポンプを接続先の系統と分離して保管し，重大事故等時に接続，弁操作等により重大事故等対処設ることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，治具や輪留めによる固定等をすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，飛散物となって他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

項目番号の相違

可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，治具や輪留めによる固定等をす 設備名称の相違ることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，飛散物となって他の設備に悪影 設備名称の相違
響を及ぼさない設計とする。

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基本設計比較表 【対象項目： 第５１条 】

コリウムシールドは，他の設備と独立して設置することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計

コリウムシールドは，他の設備と独立して設置することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。また，コリウムシールドは，下部にスリットを設けることで，原子炉格納容器下部に設置とする。また，コリウムシールド内に設置する機器ドレンサンプ及び床ドレンサンプの排水経路 排水流路の相違されているドライウェル高電導度廃液サンプの原子炉冷却材圧力バウンダリからの原子炉冷却材

は，十分な排水流量を確保することで，原子炉冷却材圧力バウンダリからの原子炉冷却材の漏えい 東二：排水配管の漏えい検出機能に対して悪影響を及ぼさない設計とする。

検出機能に対して悪影響を及ぼさない設計とする。

9.4.2.3

容量等

9.8.2.3 容量等

先行ＢＷＲ：スリット

項目番号の相違

基本方針については，「1.1.7.2 容量等」に示す。

基本方針については，「1.1.7.2 容量等」に示す。

格納容器下部注水系（常設）の復水移送ポンプは，設計基準対象施設の復水補給水系と兼用して格納容器下部注水系（常設）の常設低圧代替注水系ポンプは，想定される重大事故等時におい ＤＢ設備をＳＡ時に使用するための記載のおり，設計基準対象施設としてのポンプ流量が，想定される重大事故等時において，原子炉格納容て，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）及び格納容器下部注水系（常設）として同時に使用する ため，東二は記載なし。

器下部に落下した溶融炉心を冷却するために必要な注水流量に対して十分であるため，設計基準ため，各系統の必要な流量を同時に確保できる容量を有する設計とする。

対象施設と同仕様で設計する。また，復水移送ポンプは，想定される重大事故等時において，代替
格納容器スプレイ冷却系（常設）及び格納容器下部注水系（常設）として同時に使用するため，各系統の必要な流量を同時に確保できる容量を有する設計とする。
格納容器下部注水系（可搬型）の可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，想定される重大事故等時

格納容器下部注水系（可搬型）の可搬型代替注水中型ポンプは，想定される重大事故等時におい 設備名称の相違において，原子炉格納容器下部に落下した溶融炉心を冷却するために必要な注水流量を有するもて，原子炉格納容器下部に落下した溶融炉心を冷却するために必要な注水流量を有するものを 1のを 1 セット 4 台使用する。保有数は，6 号及び 7 号炉共用で 4 セット 16 台に加えて，故障時及セット 2 台使用する。保有数は，2 セットで 4 台に加えて，故障時及び保守点検による待機除外時 1 セット使用台数の相違

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（6 号及び 7 号炉共用）の合計 17 台をのバックアップ用として 1 台の合計 5 台を保管する。

保管する。

東二：2 台，先行ＢＷＲ：4 台プラント間共用の有無の相違
東二：共用なし。
先行ＢＷＲ：6，7 号共用

格納容器下部注水系（可搬型）の可搬型代替注水大型ポンプは，想定される重大事故等時におい 東二の可搬型代替注水大型ポンプ及び可搬て，原子炉格納容器下部に落下した溶融炉心を冷却するために必要な注水流量を有するものを 1 型代替注水大型ポンプ（放水用）は，同型
セット 1 台使用する。保有数は，2 セットで 2 台に加えて，故障時及び保守点検による待機除外時 設備でありバックアップを共用するためののバックアップ用として 1 台の合計 3 台を保管する。バックアップについては，同型設備である 記載
可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）のバックアップ用 1 台と共用可能とする。

コリウムシールドは，原子炉格納容器下部に落下した溶融炉心が，ドライウェル高電導度廃液サ

コリウムシールドは，溶融炉心が原子炉圧力容器からペデスタル（ドライウェル部）へ落下す

ンプ及びドライウェル低電導度廃液サンプへ流入することを抑制するために必要な厚さ及び高さる場合に，溶融炉心とペデスタル（ドライウェル部）のコンクリートの相互作用による侵食及びを有する設計とする。

溶融炉心からペデスタル（ドライウェル部）のコンクリートへの熱影響を抑制するために必要な②の相違

厚さ及び高さを有する設計とする。

7／24

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9.4.2.4

基本設計比較表 【対象項目： 第５１条 】

環境条件等

9.8.2.4 環境条件等

項目番号の相違

基本方針については，「1.1.7.3 環境条件等」に示す。

基本方針については，「1.1.7.3 環境条件等」に示す。

格納容器下部注水系（常設）の復水移送ポンプは，廃棄物処理建屋内に設置し，想定される重大格納容器下部注水系（常設）の常設低圧代替注水系ポンプは，常設低圧代替注水系格納槽内に設 設備名称の相違

事故等時における環境条件を考慮した設計とする。復水移送ポンプの操作は，想定される重大事故

置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。常設低圧代替注水系ポン 設備名称の相違

等時において，中央制御室で可能な設計とする。

プの操作は，想定される重大事故等時において，中央制御室で可能な設計とする。

格納容器下部注水系（常設）の系統構成に必要な弁の操作は，想定される重大事故等時において，中央制御室若しくは離れた場所から遠隔で可能な設計又は設置場所で可能な設計とする。
また，格納容器下部注水系（常設）は，淡水だけでなく海水も使用できる設計とする。なお，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，設備への影響を考慮する。
格納容器下部注水系（可搬型）の可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，屋外に保管及び設置し，格納容器下部注水系（常設）の系統構成に必要な弁の操作は，想定される重大事故等時において，中央制御室から遠隔で可能な設計又は設置場所で可能な設計とする。

東二は遠隔操作なし。

また，格納容器下部注水系（常設）は，淡水だけでなく海水も使用できる設計とする。なお，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，設備への影響を考慮する。
格納容器下部注水系（可搬型）の可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは， 設備名称の相違想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）

屋外に保管及び設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。可搬型の常設設備との接続及び操作は，想定される重大事故等時において，設置場所で可能な設計とす

代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプの常設設備との接続及び操作は，想定される 設備名称の相違る。

重大事故等時において，設置場所で可能な設計とする。

格納容器下部注水系（可搬型）の系統構成に必要な弁の操作は，想定される重大事故等時において，中央制御室若しくは離れた場所から遠隔で可能な設計又は設置場所で可能な設計とする。
また，格納容器下部注水系（可搬型）は，淡水だけでなく海水も使用できる設計とする。なお，
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，設備への影響を考慮する。
コリウムシールドは，原子炉格納容器下部に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
9.4.2.5

操作性の確保

格納容器下部注水系（可搬型）の系統構成に必要な弁の操作は，想定される重大事故等時において，中央制御室から遠隔で可能な設計又は設置場所で可能な設計とする。

東二は遠隔操作なし。

また，格納容器下部注水系（可搬型）は，淡水だけでなく海水も使用できる設計とする。なお，
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，設備への影響を考慮する。
コリウムシールドは，ペデスタル（ドライウェル部）に設置し，想定される重大事故等時におけ ①の相違
る環境条件を考慮した設計とする。
9.8.2.5 操作性の確保

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

格納容器下部注水系（常設）は，想定される重大事故等時において，通常時の系統構成から弁操格納容器下部注水系（常設）は，想定される重大事故等時において，通常時の系統構成から弁操

項目番号の相違

作等により速やかに切り替えられる設計とする。格納容器下部注水系（常設）の復水移送ポンプ

作等により速やかに切り替えられる設計とする。格納容器下部注水系（常設）の常設低圧代替注水 設備名称の相違

は，中央制御室の操作スイッチにより操作が可能な設計とし，系統構成に必要な弁は，中央制御室

系ポンプは，中央制御室の操作スイッチにより操作が可能な設計とし，系統構成に必要な弁は，中若しくは離れた場所での操作スイッチによる操作又は設置場所での手動操作が可能な設計とす

央制御室での操作スイッチによる操作又は設置場所での手動操作が可能な設計とする。

東二は遠隔操作なし。

る。
格納容器下部注水系（可搬型）は，想定される重大事故等時において，通常時の系統構成から接続，弁操作等により速やかに切り替えられる設計とする。
格納容器下部注水系（可搬型）の可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，付属の操作スイッチによ

格納容器下部注水系（可搬型）は，想定される重大事故等時において，通常時の系統構成から接続，弁操作等により速やかに切り替えられる設計とする。
格納容器下部注水系（可搬型）の可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは， 設備名称の相違

り，設置場所での操作が可能な設計とし，系統構成に必要な弁は，中央制御室若しくは離れた場所

付属の操作スイッチにより，設置場所での操作が可能な設計とし，系統構成に必要な弁は，中央制 東二は遠隔操作なし。

での操作スイッチによる操作又は設置場所での手動操作が可能な設計とする。

御室での操作スイッチによる操作又は設置場所での手動操作が可能な設計とする。

8／24

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基本設計比較表 【対象項目： 第５１条 】

可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，車両として屋外のアクセスルートを通行してアクセス可能な設計とするとともに，設置場所にて輪留めによる固定等が可能な設計とする。

可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，車両として屋外のアクセスルー

設備名称の相違

トを通行してアクセス可能な設計とするとともに，設置場所にて輪留めによる固定等が可能な設計とする。

可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）を接続する接続口については，簡便な接続とし，接続治具を用いてホースを確実に接続することができる設計とする。また，6 号及び 7 号炉が相互に使用するこ

可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプを接続する接続口については，簡便な接続とし，接続治具を用いてホースを確実に接続することができる設計とする。

とができるよう，接続口の口径を統一する設計とする。

9.4.3

主要設備及び仕様

原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備の主要機器仕様を第 9.4−1 表に示す。

9.4.4

試験検査

設備名称の相違
東二は，号機間の共用がないため，記載なし。

9.8.3 主要設備及び仕様
原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備の主要機器仕様を第 9.8−1 表に示す。

9.8.4 試験検査

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

格納容器下部注水系（常設）は，発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能及び漏えいの有格納容器下部注水系（常設）は，発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能及び漏えいの有項目番号の相違
図表番号の相違

項目番号の相違

無の確認並びに弁の開閉動作の確認が可能な設計とする。また，格納容器下部注水系（常設）の復

無の確認並びに弁の開閉動作の確認が可能な設計とする。また，格納容器下部注水系（常設）の常 設備名称の相違

水移送ポンプは，発電用原子炉の停止中に分解及び外観の確認が可能な設計とする。

設低圧代替注水系ポンプは，発電用原子炉の停止中に分解及び外観の確認が可能な設計とする。

格納容器下部注水系（可搬型）の可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，発電用原子炉の運転中又格納容器下部注水系（可搬型）の可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは， 設備名称の相違

は停止中に，独立して機能・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，分解又は発電用原子炉の運転中又は停止中に，独立して機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計と取替えが可能な設計とする。また，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，車両として運転状態の確するとともに，分解又は取替えが可能な設計とする。また，可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型 設備名称の相違

認及び外観の確認が可能な設計とする。

代替注水大型ポンプは，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。

コリウムシールドは，発電用原子炉の停止中に外観の確認が可能な設計とする。

コリウムシールドは，発電用原子炉の停止中に外観の確認が可能な設計とする。

第 9.4−1 表 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備の主要機器仕様

第 9.8−1 表 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備の主要機器仕様

図表番号の相違
以下設備仕様の相違は自明であり特記しない。

(1) 格納容器下部注水系（常設）
a. 復水移送ポンプ
第 5.6−1 表 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備の主要機器仕様に記載する。

(1) 格納容器下部注水系（常設）a. 常設低圧代替注水系ポンプ兼用する設備は以下のとおり。
・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

9／24

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基本設計比較表 【対象項目： 第５１条 】
・原子炉格納容器内の冷却等のための設備・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備
台

数

2

容

量

約 200m３／h（1 台当たり）

程

約 200m

全(2) 格納容器下部注水系（可搬型）
a. 可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）（6 号及び 7 号炉共用）
第 4.3−1 表 使用済燃料プールの冷却等のための設備の主要機器仕様に記載する。

揚(2) 格納容器下部注水系（可搬型）
a. 可搬型代替注水中型ポンプ兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
・原子炉格納容器内の冷却等のための設備
・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備
・水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
台

数

4（予備 1）

容量

約 210m３／h（1 台当たり）

程

約 100m全揚ｂ. 可搬型代替注水大型ポンプ兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
・原子炉格納容器内の冷却等のための設備
・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備
・水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備

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基本設計比較表 【対象項目： 第５１条 】
台数

2（予備 1＊）

容量

約 1,320m３／h（1 台当たり）

程

約 140m

全揚＊「可搬型代替注水大型ポンプ」及び「可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）
」は同型設
備であり，
「可搬型代替注水大型ポンプ」の予備 1 台と「可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）」の予備 1 台の計 2 台は共用可能とする。
(3) コリウムシールド(3) コリウムシールド

材

質

ジルコニア

材

料

ジルコニア（ＺｒＯ２）

高さ

6 号炉 約 0.85m

高さ

約1.88m7 号炉 約 0.65m

厚さ

約0.15m厚さ

約 0.13m(4) 低圧代替注水系（常設）
a. 復水移送ポンプ
第 5.6−1 表 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備の主要機器仕様に記載する。
(5) 低圧代替注水系（可搬型）
a. 可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）（6 号及び 7 号炉共用）
第 4.3−1 表 使用済燃料プールの冷却等のための設備の主要機器仕様に記載する。
(6) 高圧代替注水系
ａ． 高圧代替注水系ポンプ
第 5.4−1 表 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の主要機器仕様に記載する。

(4) 高圧代替注水系
ａ．常設高圧代替注水系ポンプ兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
台

数

1

容

量

約 136.7m３／h

程

約 900m全揚(5) 代替循環冷却系
a. 代替循環冷却系ポンプ兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・原子炉格納容器内の冷却等のための設備
・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備
台

数

１(予備 1)

容量

約 250m３／h

11／24

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基本設計比較表 【対象項目： 第５１条 】
全(7) ほう酸水注入系
ａ． ほう酸水注入系ポンプ
第 6.1.2−3 表 ほう酸水注入系主要仕様に記載する。
ｂ． ほう酸水注入系貯蔵タンク
第 6.1.2−3 表 ほう酸水注入系主要仕様に記載する。

揚程

約 120m(6) ほう酸水注入系
a. ほう酸水注入ポンプ
兼用する設備は以下のとおり。
・ほう酸水注入系
・緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備
・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
台

数

1（予備1）

容量

約9.78m３／h

程

約870m

全

揚

(7) 西側淡水貯水設備
兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
・原子炉格納容器内の冷却等のための設備
・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備
・水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
基

数

1

容

量

約 5,000m３(8) 代替淡水貯槽兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
・原子炉格納容器内の冷却等のための設備
・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備
・水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
基

数

1

容

量

約 5,000m３

12／24

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５１条 】

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

13／24

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５１条 】

第 9.8−2 図 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備 系統概要図（2） （格納容器下部注水系（可搬型）によるペデスタル（ドライウェル部）への注水）

14／24

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５１条 】

15／24

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５１条 】

16／24

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５１条 】

17／24

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５１条 】

18／24

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５１条 】

19／24

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５１条 】

20／24

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５１条 】

21／24

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５１条 】

22／24

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５１条 】

23／24

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５１条 】

24／24

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５２条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉
9.5

水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備

9.5.1

概要

東海第二発電所
9.9 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備

項目番号の相違

9.9.1 概要

項目番号の相違

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内における水素による爆発（以下「水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内における水素による爆発（以下「水素爆発」という。
）による破損を防止する必要がある場合には，水素爆発による原子炉格納容器の破素爆発」という。
）による破損を防止する必要がある場合には，水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するために必要な重大事故等対処設備を設置及び保管する。

損を防止するために必要な重大事故等対処設備を設置及び保管する。

水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備の系統概要図を第 9.5−1 図から第9.5−3 図に示す。
9.5.2

設計方針

備考

水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備の系統概要図を第 9.9−1 図から第 項目番号の相違
9.9−3 図に示す。
9.9.2 設計方針

項目番号の相違

水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備のうち，炉心の著しい損傷が発生し 設備設計の相違。東二は柏崎とた場合において原子炉格納容器内における水素爆発による破損を防止できるよう，原子炉格納容器 比べ格納容器が小さく，重大事
内を不活性化するための設備として，可搬型窒素供給装置を設ける。

故等時に酸素濃度上昇が早いた
め，可搬型窒素供給装置により窒素を供給し，酸素濃度上昇を抑制する。
以降，同様の相違理由によるものは相違理由①と示す。

水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備のうち，炉心の著しい損傷が発生し水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備のうち，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内における水素爆発による破損を防止できるよう，原子炉格納容器

た場合において原子炉格納容器内における水素爆発による破損を防止できるよう，原子炉格納容器内に滞留する水素ガス及び酸素ガスを大気へ排出するための設備として，格納容器圧力逃がし装置内に滞留する水素及び酸素を大気へ排出するための設備として，格納容器圧力逃がし装置を設ける。 東二は単体で性状が分かるガス及び耐圧強化ベント系を設ける。

の場合は「ガス」を付けずに「水素」「酸素」「窒素」と記載する社
内ルールで統一
以降，同様の相違理由によるものは相違理由②と示す。
東二は炉心損傷後に耐圧強化ベント系を使用しないため，52 条
としては設定しない。
以降，同様の相違理由によるものは相違理由③と示す。

水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備のうち，炉心の著しい損傷が発生し水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備のうち，炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器内の水素濃度を監視する設備として，水素濃度監視設備を設ける。

た場合において，原子炉格納容器内の水素濃度を監視する設備として，水素濃度監視設備を設ける。

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内における水素爆発による破損

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内における水素爆発による破損を防止できるよう，発電用原子炉の運転中は，原子炉格納容器内を不活性ガス系により常時不活性を防止できるよう，発電用原子炉の運転中は，原子炉格納容器内を不活性ガス系により常時不活性化する設計とする。

化する設計とする。

1

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基本設計比較表 【対象項目： 第５２条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉(1) 炉心の著しい損傷が発生した場合の原子炉格納容器水素爆発防止

東海第二発電所

備考(1) 炉心の著しい損傷が発生した場合の原子炉格納容器水素爆発防止
ａ．可搬型窒素供給装置による原子炉格納容器内の不活性化

東二はベント後に格納容器内を

原子炉格納容器内を不活性化するための重大事故等対処設備として，可搬型窒素供給装置を 不活性化するため可搬型窒素供使用する。

給装置を設定。

可搬型窒素供給装置は，窒素供給装置及び窒素供給装置用電源車で構成し，格納容器圧力逃 以降，同様の相違理由によるもがし装置の使用後に原子炉格納容器内に窒素を供給することで，ジルコニウム−水反応及び水 のは相違理由④と示す。
の放射線分解等により原子炉格納容器内に発生する水素及び酸素の濃度を可燃限界未満にすることが可能な設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・窒素供給装置
・窒素供給装置用電源車
本系統の流路として，不活性ガス系の配管及び弁を重大事故等対処設備として使用する。
その他，設計基準対象施設である原子炉格納容器を重大事故等対処設備として使用する。
a. 格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の水素ガス及び酸素ガスの排出
原子炉格納容器内に滞留する水素ガス及び酸素ガスを大気へ排出するための重大事故等対処
設備として，格納容器圧力逃がし装置を使用する。
格納容器圧力逃がし装置は，フィルタ装置，よう素フィルタ，ラプチャーディスク，配管・弁ｂ．格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の水素及び酸素の排出

項目番号の相違

原子炉格納容器内に滞留する水素及び酸素を大気へ排出するための重大事故等対処設備とし 相違理由②て，格納容器圧力逃がし装置を使用する。
格納容器圧力逃がし装置は，フィルタ装置（フィルタ容器，スクラビング水，金属フィルタ， KK6/7 は自社製，東二は AREVA 製類，計測制御装置等で構成し，炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器内よう素除去部），圧力開放板，配管・弁類，計測制御装置等で構成し，炉心の著しい損傷が発生 の FV で設備が異なる。

雰囲気ガスを不活性ガス系等を経由して，フィルタ装置及びよう素フィルタへ導き，放射性物した場合において，原子炉格納容器内雰囲気ガスを不活性ガス系等を経由して，フィルタ装置 以降，同様の相違理由によるも質を低減させた後に原子炉建屋屋上に設ける放出口から排出することで，排気中に含まれる放へ導き，放射性物質を低減させた後に原子炉建屋屋上に設ける放出口から排出することで，排 のは相違理由⑤と示す。

射性物質の環境への排出を低減しつつ，ジルコニウム−水反応及び水の放射線分解等により発気中に含まれる放射性物質の環境への排出を低減しつつ，ジルコニウム−水反応及び水の放射

生する原子炉格納容器内の水素ガス及び酸素ガスを大気に排出できる設計とする。

線分解等により発生する原子炉格納容器内の水素及び酸素を大気に排出できる設計とする。

格納容器圧力逃がし装置は，排気中に含まれる可燃性ガスによる爆発を防ぐため，系統内を相違理由②

格納容器圧力逃がし装置は，排気中に含まれる可燃性ガスによる爆発を防ぐため，系統内を不活性ガス（窒素ガス）で置換した状態で待機させ，使用後においても不活性ガスで置換でき不活性ガス（窒素）で置換した状態で待機させ，ベント開始後においても不活性ガスで置換で 相違理由②

る設計とし，排出経路に可燃性ガスが蓄積する可能性のある箇所にはバイパスラインを設け，きる設計とし，排出経路に可燃性ガスが蓄積する可能性のある箇所にはベントラインを設け， 東二は，使用後（ベント停止後）

可燃性ガスを連続して排出できる設計とすることで，系統内で水素濃度及び酸素濃度が可燃領

可燃性ガスを排出できる設計とすることで，系統内で水素濃度及び酸素濃度が可燃領域に達す でなくても窒素置換を行うので域に達することを防止できる設計とする。

ることを防止できる設計とする。

「ベント開始後」とした。
ベント：機器名称の相違
東二は使用後（ベント停止後）には隔離弁を閉めており，水素が滞留すれば窒素置換をするので「連続して」の表現はしない。

排出経路における水素濃度を測定し，監視できるよう，水素ガスが蓄積する可能性のある排出経路の配管頂部にフィルタ装置水素濃度を設ける。また，放射線量率を測定し，放射性物質

排出経路における水素濃度を測定し，監視できるよう，水素が蓄積する可能性のある排出経 相違理由②路の配管頂部にフィルタ装置入口水素濃度を設ける。また，放射線量率を測定し，放射性物質 設備設計の相違。東二は格納容

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基本設計比較表 【対象項目： 第５２条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

濃度を推定できるよう，フィルタ装置出口配管にフィルタ装置出口放射線モニタを設ける。フ

濃度を推定できるよう，フィルタ装置出口配管にフィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・ 器圧力逃がし装置の入口側に配ィルタ装置水素濃度は，常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備から給電が可能な低レンジ）を設ける。フィルタ装置入口水素濃度は，常設代替交流電源設備又は可搬型代替交 管頂部があるため，入口側に水設計とする。また，フィルタ装置出口放射線モニタは，常設代替直流電源設備又は可搬型直流

流電源設備から給電が可能な設計とする。また，フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・ 素濃度計を設置する。以降，同様

電源設備から給電が可能な設計とする。

低レンジ）は，常設代替直流電源設備又は可搬型代替直流電源設備から給電が可能な設計とす の相違理由によるものは相違理る。

由⑥と示す。
設備設計の相違。フィルタ装置
出口放射線モニタについて，東二は幅広いレンジの計測ができるよう高レンジ及び低レンジを設置する。柏崎は高レンジのみを設置する設計。以降，同様の相違理由によるものは相違理由⑦と示す。
設備名称の相違。

主要な設備は，以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

・フィルタ装置

・フィルタ装置

・よう素フィルタ

相違理由⑤
東二はフィルタ装置一体型
・圧力開放板・ラプチャーディスク

50 条要求の「爆発防止等」「負圧破損防止」に該当する設備を記
載・窒素供給装置相違理由①

・窒素供給装置用電源車

相違理由①

・フィルタ装置水素濃度・フィルタ装置入口水素濃度

相違理由⑥・フィルタ装置出口放射線モニタ

・フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）

相違理由⑦

・常設代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）

・常設代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）

東二は複数号炉で共用しない

・可搬型代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）

・可搬型代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）

東二は複数号炉で共用しない

・代替所内電気設備（10.2

・代替所内電気設備（10.2

代替電源設備）・常設代替直流電源設備（10.2 代替電源設備）
・可搬型直流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2

代替電源設備）・常設代替直流電源設備（10.2 代替電源設備）
代替電源設備）・可搬型代替直流電源設備（10.2 代替電源設備）

設備名称の相違，東二は複数号炉で共用しない

本系統の流路として，不活性ガス系，耐圧強化ベント系及び格納容器圧力逃がし装置の配管及び弁を重大事故等対処設備として使用する。

本系統の流路として，不活性ガス系，耐圧強化ベント系及び格納容器圧力逃がし装置の配管及び弁を重大事故等対処設備として使用する。
設備設計の相違，東二にはＡＯ

また，格納容器圧力逃がし装置使用時の排出経路に設置される隔離弁のうち空気作動弁に，高圧窒素ガスを供給するための流路として，遠隔空気駆動弁操作設備の配管及び弁を重大事故

弁はない

等対処設備として使用する。

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基本設計比較表 【対象項目： 第５２条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

その他，設計基準対象施設である原子炉格納容器を重大事故等対処設備として使用する。

その他，設計基準対象施設である原子炉格納容器を重大事故等対処設備として使用する。

本系統のうちフィルタ装置水素濃度及びフィルタ装置出口放射線モニタの詳細については，

本系統のうちフィルタ装置入口水素濃度及びフィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低 相違理由⑥⑦「6.4

計装設備（重大事故等対処設備）」に記載し，その他系統の詳細については，「9.3 原

子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備」に記載する。

レンジ）の詳細については，「6.4 計装設備（重大事故等対処設備）」に記載し，その他系統の詳細については，「9.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備」に記載する。

項目番号の相違
相違理由③b. 耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の水素ガス及び酸素ガスの排出
原子炉格納容器内に滞留する水素ガス及び酸素ガスを大気へ排出するための重大事故等対処
設備として，耐圧強化ベント系を使用する。
水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するために用いる耐圧強化ベント系は，サプレッション・チェンバ，可搬型窒素供給装置，配管・ホース・弁類，計測制御装置等で構成し，炉心の著しい損傷が発生した場合であって，代替循環冷却系を長期使用した際に，ジルコニウム−水反応及び水の放射線分解等により原子炉格納容器内に発生する水素ガス及び酸素ガスを不活性ガス系等を経由して，主排気筒（内筒）を通して大気に排出できる設計とする。
炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器内雰囲気ガスを排出するために使用する際には，排気中に含まれる水素ガス及び酸素ガスによる水素爆発を防止するため，系
統待機中に原子炉格納容器から耐圧強化ベント弁までの配管については，系統内を不活性ガス（窒素ガス）で置換しておく運用とする。また，排出経路に水素ガス及び酸素ガスが蓄積する
可能性のある箇所についてはバイパスラインを設け，水素ガス及び酸素ガスを連続して排出できる設計とする。可搬型窒素供給装置は，外部より排出経路の配管へ不活性ガス（窒素ガス）を供給できる設計とする。
耐圧強化ベント系はサプレッション・チェンバ及びドライウェルのいずれにも接続し，炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器内の水素ガス及び酸素ガスを排出するために使用する場合は，サプレッション・チェンバのプール水によるスクラビング効果が期待できるサプレッション・チェンバ側からの排出経路のみを使用する。
排出経路における水素濃度を測定し，監視できるよう，水素ガスが蓄積する可能性のある排出経路の配管頂部にフィルタ装置水素濃度を設ける。また，放射線量率を測定し，放射性物質濃度を推定できるよう，排出経路の配管に耐圧強化ベント系放射線モニタを設ける。フィルタ装置水素濃度は，常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備から給電が可能な設計とする。また，耐圧強化ベント系放射線モニタは，常設代替直流電源設備又は可搬型直流電源設
備から給電が可能な設計とする。
可搬型窒素供給装置は，ディーゼルエンジンにより駆動できる設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・サプレッション・チェンバ・可搬型窒素供給装置（6 号及び 7 号炉共用）・フィルタ装置水素濃度・耐圧強化ベント系放射線モニタ

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基本設計比較表 【対象項目： 第５２条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

・常設代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）
・可搬型代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）
・代替所内電気設備（10.2

代替電源設備）・常設代替直流電源設備（10.2 代替電源設備）
・可搬型直流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2

代替電源設備）

本系統の流路として，不活性ガス系，耐圧強化ベント系及び非常用ガス処理系の配管，弁並
びに主排気筒（内筒），ホースを重大事故等対処設備として使用する。
また，耐圧強化ベント系使用時の排出経路に設置される隔離弁のうち空気作動弁に，高圧窒素ガスを供給するための流路として，遠隔空気駆動弁操作設備の配管及び弁を重大事故等対処
設備として使用する。
その他，設計基準対象施設である原子炉格納容器を重大事故等対処設備として使用する。
本系統のうちフィルタ装置水素濃度及び耐圧強化ベント系放射線モニタの詳細については，「6.4 計装設備（重大事故等対処設備）」に記載する。
(2) 原子炉格納容器内の水素濃度監視及び酸素濃度監視(2) 原子炉格納容器内の水素濃度監視及び酸素濃度監視
a.

設備設計の相違

格納容器内水素濃度（SA）による原子炉格納容器内の水素濃度監視

柏崎は，(2)a.項に記載の現場設

原子炉格納容器内の水素濃度監視を行うための重大事故等対処設備として，格納容器内水素

置型の水素濃度計（新設 SA）及び(2)b.項に記載のサンプリン

濃度（SA）を使用する。
格納容器内水素濃度（SA）は，炉心の著しい損傷が発生した時に水素濃度が変動する可能性

グ方式の水素濃度計・酸素濃度のある範囲の水素濃度を中央制御室より監視できる設計とする。格納容器内水素濃度（SA）は，計（DB 水素・酸素濃度計を SA で常設代替直流電源設備又は可搬型直流電源設備から給電が可能な設計とする。

兼用）を設定。

主要な設備は，以下のとおりとする。

東二は，サンプリング方式の水・格納容器内水素濃度（SA）

素濃度計・酸素濃度計（新設 SA）

・常設代替直流電源設備（10.2 代替電源設備）を多重化設定。

・可搬型直流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）
（10.2
b.

代替電源設備）

格納容器内雰囲気計装による原子炉格納容器内の水素濃度監視及び酸素濃度監視

ａ．格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）による原子炉格納容器内の水素 項目番号，設備名称の相違
濃度監視及び酸素濃度監視

原子炉格納容器内の水素濃度監視及び酸素濃度監視を行うための重大事故等対処設備として，格納容器内水素濃度及び格納容器内酸素濃度を使用する。

原子炉格納容器内の水素濃度監視及び酸素濃度監視を行うための重大事故等対処設備として，格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）を使用する。

設備設計の相違

格納容器内水素濃度及び格納容器内酸素濃度は，炉心の著しい損傷が発生した場合に，サン

格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）は，炉心の著しい損傷が発生し 設備設計の相違

プリング装置により原子炉格納容器内の雰囲気ガスを原子炉区域内へ導き，検出器で測定する

た場合に，サンプリング装置により原子炉格納容器内の雰囲気ガスを原子炉建屋原子炉棟内へ 建屋名称の相違ことで，原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度を中央制御室より監視できる設計とする。

導き，検出器で測定することで，原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度を中央制御室より格納容器内水素濃度及び格納容器内酸素濃度は，常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電監視できる設計とする。格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）は，常設 設備設計の相違。

源設備から給電が可能な設計とする。なお，代替原子炉補機冷却系から冷却水を供給すること

代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備から給電が可能な設計とする。

により，サンプリングガスを冷却できる設計とする。

柏崎のサンプリング装置は冷却水が必要であるが，東二のサン5

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基本設計比較表 【対象項目： 第５２条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

備考

主要な設備は，以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

プリング装置は冷却水が不要。

・格納容器内水素濃度

・格納容器内水素濃度（ＳＡ）

設備設計の相違

・格納容器内酸素濃度

・格納容器内酸素濃度（ＳＡ）

・常設代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）

・常設代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）

東二は複数号炉で共用しない

・可搬型代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）

・可搬型代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）

東二は複数号炉で共用しない

原子炉格納容器及び不活性ガス系については，「9.1原子炉格納施設」に記載する。

常設代替直流電源設備，可搬型直流電源設備，常設代替交流電源設備及び可搬型代替交流電源
設備については，「10.2 代替電源設備」に記載する。
9.5.2.1

東海第二発電所

多様性，位置的分散

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

原子炉格納容器及び不活性ガス系については，「9.1

原子炉格納施設」に記載する。

常設代替直流電源設備，可搬型代替直流電源設備，常設代替交流電源設備及び可搬型代替交流 設備名称の相違
電源設備については，「10.2

代替電源設備」に記載する。

9.9.2.1 多様性，位置的分散

項目番号の相違

基本方針については，「1.1.7.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
可搬型窒素供給装置は，屋外の保管場所に分散して保管することで，位置的分散を図る設計とす 相違理由④る。

格納容器圧力逃がし装置及び耐圧強化ベント系は，非常用交流電源設備に対して多様性を有する

格納容器圧力逃がし装置は，非常用交流電源設備に対して多様性を有する常設代替交流電源設備 相違理由③

常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備，及び常設代替直流電源設備又は可搬型直流電

又は可搬型代替交流電源設備，及び常設代替直流電源設備又は可搬型代替直流電源設備からの給電 設備名称の相違

源設備からの給電により駆動できる設計とする。

により駆動できる設計とする。

耐圧強化ベント系は，同一目的の水素爆発による原子炉格納容器の損傷を防止するための設備で相違理由③ある可燃性ガス濃度制御系と異なる方式にて水素ガス及び酸素ガスの濃度を低減することで多様性を有する設計とし，共通要因によって同時に機能を損なわないよう，位置的分散を図る設計とする。
格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置及びよう素フィルタ並びにラプチャーディスクは原子炉建屋近傍の屋外に設置し，耐圧強化ベント系のサプレッション・チェンバは原子炉建屋内に設置することで共通要因によって同時に機能を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。
格納容器内水素濃度（SA）は，格納容器内水素濃度と共通要因によって同時に機能を損なわない

東二の格納容器内水素／酸素濃よう，異なる計測方式とすることで多様性を有する設計とする。格納容器内水素濃度（SA）は，格納格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）は，格納容器内水素濃度及び格納容 度と格納容器内水素／酸素濃度

容器内水素濃度と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，検出器の設置箇所も位置的分散

器内酸素濃度と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，検出器の設置箇所の位置的分散を （ＳＡ）は，同じ計測方式（サンを図る設計とする。また，格納容器内水素濃度（SA）は，非常用交流電源設備に対して多様性を有す図る設計とする。また，格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）は，非常用交 プリング方式）を設置する。柏崎る常設代替直流電源設備又は可搬型直流電源設備から給電が可能な設計とする。

流電源設備に対して多様性を有する常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備から給電が は，水素濃度計のみ，計測方式が可能な設計とする。

異なる現場設置型の検出器を設置する。
東二は交流駆動のサンプリング
方式であり，柏崎は直流駆動の格納容器内水素濃度（SA）を設置する。

格納容器内水素濃度及び格納容器内酸素濃度は，非常用交流電源設備に対して多様性を有する常設備設計の相違。

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基本設計比較表 【対象項目： 第５２条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備から給電が可能な設計とする。また，サンプリン

柏崎のサンプリング装置は冷却

グガスの冷却に必要な冷却水は，原子炉補機冷却系に対して多様性を有する代替原子炉補機冷却系水が必要であるが，東二は冷却から供給が可能な設計とする。

水が不要な設備である。

電源設備の多様性，位置的分散については，「10.2 代替電源設備」に記載する。代替原子炉補機

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

東二のサンプリング装置は冷却冷却系の多様性，位置的分散については，「5.10 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備」に水が不要であるため，代替原子記載する。

炉補機冷却系の記載は不要

9.5.2.2

悪影響防止

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

9.9.2.2 悪影響防止

項目番号の相違

基本方針については，「1.1.7.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
可搬型窒素供給装置は，通常時は接続先の系統と分離して保管し，重大事故等時に接続，弁操作 相違理由④
等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で，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
可搬型窒素供給装置は，輪留め又は車両転倒防止装置による固定をすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
可搬型窒素供給装置は，飛散物となって他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

耐圧強化ベント系は，通常時は弁により他の系統と隔離し，重大事故等時に弁操作等により重大

相違理由③

事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
耐圧強化ベント系の可搬型窒素供給装置は，通常時は接続先の系統と分離して保管し，重大事故等時に接続，弁操作等により重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
可搬型窒素供給装置は，治具や輪留めによる固定等をすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
可搬型窒素供給装置は，飛散物となって他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
格納容器内水素濃度（SA），格納容器内水素濃度及び格納容器内酸素濃度は，他の設備と電気的な分離をすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
9.5.2.3

容量等

基本方針については，「1.1.7.2 容量等」に示す。

格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）は，他の設備と電気的な分離をする 設備設計の相違
ことで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
9.9.2.3 容量等

項目番号の相違

基本方針については，「1.1.7.2 容量等」に示す。
可搬型窒素供給装置のうち，窒素供給装置は，想定される重大事故等時において，格納容器圧力 相違理由④逃がし装置により原子炉格納容器内における水素及び酸素を排出する前までに，原子炉格納容器内の水素及び酸素の濃度を可燃限界未満にするために必要な窒素供給容量を確保するため 1 セット 2台使用する。保有数は，1 セット 2 台に加えて，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として 2 台の合計 4 台を保管する。
可搬型窒素供給装置のうち，窒素供給装置用電源車は，窒素供給装置 1 セット 2 台への電源供給に必要な容量を有するものを 1 台に加えて，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 台の合計 2 台を保管する。

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基本設計比較表 【対象項目： 第５２条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考
相違理由③

耐圧強化ベント系は，想定される重大事故等時において，代替循環冷却系を長期使用した際に，原子炉格納容器内に発生する水素ガス及び酸素ガスを大気へ排出し，水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するために十分な排出流量を有する設計とする。
サプレッション・チェンバは，設計基準対象施設と兼用しており，設計基準対象施設としての保有水量が，想定される重大事故等時の原子炉格納容器内の水素ガス及び酸素ガスを排出する際において，スクラビング効果による放射性物質の低減が可能な水量に対して十分であるため，設計基準
対象施設と同仕様で設計する。
耐圧強化ベント系の可搬型窒素供給装置は，想定される重大事故等時に，代替循環冷却系を長期使用した場合であって，耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内における水素ガス及び酸素ガスを排出する場合において，水素爆発を防止するため，水素ガス及び酸素ガスを排出する前までに排出経路の空気を窒素に置換するために十分な容量を有するものを１セット１台使用する。保有数は6 号及び 7 号炉共用で 2 セット 2 台に加えて，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（6 号及び 7 号炉共用）の合計 3 台を保管する。
格納容器内水素濃度（SA）は，想定される重大事故等時に原子炉格納容器内の水素濃度が変動する可能性のある範囲を測定できる設計とする。
格納容器内水素濃度及び格納容器内酸素濃度は，想定される重大事故等時に原子炉格納容器内の水素爆発を防止するため，その可燃限界濃度を測定できる設計とする。
9.5.2.4

環境条件等

基本方針については，「1.1.7.3 環境条件等」に示す。

格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）は，想定される重大事故等時に原子 設備設計の相違
炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度が変動する可能性のある範囲を測定できる設計とする。
格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）は，想定される重大事故等時に原子 設備設計の相違
炉格納容器内の水素爆発を防止するため，その可燃限界濃度を測定できる設計とする。
9.9.2.4 環境条件等

項目番号の相違

基本方針については，「1.1.7.3 環境条件等」に示す。
可搬型窒素供給装置は，屋外に保管及び設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考 相違理由④
慮した設計とする。
可搬型窒素供給装置の常設設備との接続及び操作は，想定される重大事故等時において，設置場所で可能な設計とする。

耐圧強化ベント系は，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。

相違理由③

耐圧強化ベント系の排出経路に設置される隔離弁の操作は，想定される重大事故等時において，原子炉建屋内の原子炉区域外への遠隔手動弁操作設備の設置及び必要に応じた遮蔽材の設置により，離れた場所から人力で容易かつ確実に手動操作が可能な設計とする。また，排出経路に設置される隔離弁のうち空気作動弁については，原子炉建屋内の原子炉区域外への遠隔空気駆動弁操作用ボンベの設置に加え必要に応じて遮蔽材を設置し，離れた場所から遠隔空気駆動弁操作設備の配管を経由して高圧窒素ガスを供給することにより，容易かつ確実に操作が可能な設計とする。また，排出経路に設置される隔離弁のうち電動弁については，中央制御室から操作が可能な設計とする。
耐圧強化ベント系の可搬型窒素供給装置は，屋外に保管及び設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
相違理由①

可搬型窒素供給装置の常設設備との接続及び操作は，想定される重大事故等時において，設置場所で可能な設計とする。

8

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５２条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考
設備設計の相違

格納容器内水素濃度（SA）は，原子炉格納容器内に設置し，想定される重大事故等時における環
境条件を考慮した設計とする。
格納容器内水素濃度及び格納容器内酸素濃度は，原子炉区域内に設置し，想定される重大事故等

格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）は，原子炉建屋原子炉棟内に設置 設備設計の相違，建屋名称の相時における環境条件を考慮した設計とする。格納容器内水素濃度及び格納容器内酸素濃度のサンプ

し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。格納容器内水素濃度（ＳＡ） 違

リング装置の操作は，想定される重大事故等時において，中央制御室で可能な設計とする。

及び格納容器内水素濃度（ＳＡ）のサンプリング装置の操作は，想定される重大事故等時において， 設備設計の相違
中央制御室で可能な設計とする。

9.5.2.5

操作性の確保基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

9.9.2.5 操作性の確保

項目番号の相違

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
可搬型窒素供給装置は，付属の操作スイッチにより，設置場所での操作が可能な設計とし，系統 相違理由④
構成に必要な弁は，設置場所での手動操作が可能な設計とする。
可搬型窒素供給装置は，車両として屋外のアクセスルートを通行してアクセス可能な設計とするとともに，設置場所にて輪留め又は車両転倒防止装置により固定等が可能な設計とする。
可搬型窒素供給装置の窒素供給装置と接続口の接続は，簡便な接続とし，ホースを確実に接続することができる設計とする。また，接続口の口径を統一する設計とする。

耐圧強化ベント系は，想定される重大事故等時において，通常時の系統構成から接続，弁操作等

相違理由③により速やかに切り替えられる設計とする。耐圧強化ベント系を使用する際の排出経路に設置される隔離弁は，遠隔手動弁操作設備を設置するとともに，操作場所は原子炉建屋内の原子炉区域外とし，必要に応じて遮蔽材を設置することで，容易かつ確実に人力による操作が可能な設計とする。
また，排出経路に設置される隔離弁のうち，空気作動弁については，遠隔空気駆動弁操作用ボンベ
及び遠隔空気駆動弁操作設備を設置するとともに，操作場所は原子炉建屋内の原子炉区域外とし，必要に応じて遮蔽材を設置することで，容易かつ確実に操作が可能な設計とする。また，排出経路に設置される隔離弁のうち，電動弁については，中央制御室の操作スイッチにより操作が可能な設計とする。
耐圧強化ベント系の可搬型窒素供給装置は，付属の操作スイッチにより，設置場所での操作が可能な設計とし，系統構成に必要な弁は，設置場所での手動操作が可能な設計とする。
可搬型窒素供給装置は，車両として屋外のアクセスルートを通行してアクセス可能な設計とするとともに，設置場所にて輪留めによる固定等が可能な設計とする。
可搬型窒素供給装置を接続する接続口については，簡便な接続とし，ホースを確実に接続することができる設計とする。また，6 号及び 7 号炉が相互に使用することができるよう，接続口の口径を統一する設計とする。
格納容器内水素濃度（SA），格納容器内水素濃度及び格納容器内酸素濃度は，想定される重大事故
等時において，他の系統と切り替えることなく使用できる設計とする。
格納容器内水素濃度及び格納容器内酸素濃度は，想定される重大事故等時において，中央制御室にて監視及びサンプリング装置の操作が可能な設計とする。

格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）は，想定される重大事故等時におい 設備設計の相違て，他の系統と切り替えることなく使用できる設計とする。
格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）は，想定される重大事故等時におい 設備設計の相違て，中央制御室にて監視及びサンプリング装置の操作が可能な設計とする。

9

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５２条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉
9.5.3

主要設備及び仕様

水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備の主要機器仕様を第 9.5−1 表に示
す。
9.5.4

東海第二発電所
9.9.3 主要設備及び仕様

備考
項目番号の相違

水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備の主要機器仕様を第 9.9−1 表に示 項目番号の相違
す。

試験検査

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

9.9.4 試験検査

項目番号の相違

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
可搬型窒素供給装置は，発電用原子炉の運転中又は停止中に独立して機能・性能及び漏えいの有 相違理由④
無の確認が可能な設計とするとともに，分解又は取替えが可能な設計とする。
可搬型窒素供給装置は，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。
相違理由③

耐圧強化ベント系は，発電用原子炉の停止中に排出経路の隔離弁の開閉動作及び漏えいの確認が可能な設計とする。
耐圧強化ベント系の可搬型窒素供給装置は，発電用原子炉の運転中又は停止中に独立して機能・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，分解又は取替えが可能な設計とする。
サプレッション・チェンバは，発電用原子炉の運転中に水位の監視により異常のないことの確認が可能な設計とする。また，発電用原子炉の停止中に内部の確認及び気密性能の確認が可能な設計とする。
また，可搬型窒素供給装置は，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。
格納容器内水素濃度（SA），格納容器内水素濃度及び格納容器内酸素濃度は，発電用原子炉の停格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）は，発電用原子炉の停止中に模擬入 設備設計の相違

止中に模擬入力による機能・性能の確認（特性の確認）及び校正が可能な設計とする。格納容器内力による機能・性能の確認（特性の確認）及び校正が可能な設計とする。格納容器内水素濃度（Ｓ 設備設計の相違

水素濃度及び格納容器内酸素濃度のサンプリング装置は，発電用原子炉の停止中に運転により機能・Ａ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）のサンプリング装置は，発電用原子炉の停止中に運転により性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。

機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。

10

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５２条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉
第 9.5−1 表 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備の主要機器仕様

東海第二発電所

備考

第 9.9−1 表 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備の主要機器仕様

項目番号の相違(1) 可搬型窒素供給装置

設備設計の相違

兼用する設備は以下のとおり。
・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備
窒素供給装置台

数

2（予備 2）

容量

約 200Nm３／h／（1 台あたり）

窒素供給装置用電源車(1) 格納容器圧力逃がし装置a.

フィルタ装置
第 9.3−1 表 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備の主要機器仕様に記載する。

b.

台

数

1（予備 1）

容量

約 500kVA／個

電

圧

440V

(2) 格納容器圧力逃がし装置

項目番号の相違ａ．フィルタ装置
第 9.7−1 表 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備の主要機器仕様に記載する。 項目番号の相違

よう素フィルタ

相違理由⑤

第 9.3−1 表 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備の主要機器仕様に記載する。
c.

ラプチャーディスク
第 9.3−1 表 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備の主要機器仕様に記載する。

ｂ．圧力開放板

設備名称の相違

第 9.7−1 表 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備の主要機器仕様に記載する。 項目番号の相違
ｃ．窒素供給装置

相違理由①

第 9.9−1 表 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備の主要機器仕様 (1) 可搬型窒素供給装置に記載する。
ｄ．窒素供給装置用電源車

相違理由①

第 9.9−1 表 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備の主要機器仕様 (1) 可搬型窒素供給装置に記載する。
d. フィルタ装置水素濃度
第 6.4−1 表 計装設備（重大事故等対処設備）の主要機器仕様に記載する。
e.

フィルタ装置出口放射線モニタ
第 8.1−2 表 放射線管理設備（重大事故等時）の主要機器仕様に記載する。

ｅ．フィルタ装置入口水素濃度
第 6.4−1 表 計装設備（重大事故等対処設備）の主要機器仕様に記載する。
ｆ．フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）

相違理由③

第 5.10−1 表 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備の主要機器仕様に記載する。
サプレッション・チェンバ第 9.1−1 表 一次格納施設主要仕様に記載する。
b.

相違理由⑦

第 8.1−2 表 放射線管理設備（重大事故等時）の主要機器仕様に記載する。

(2) 耐圧強化ベント系
a.

相違理由⑥

可搬型窒素供給装置（6 号及び 7 号炉共用）11柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５２条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

c.

台

数

2（予備 1）

容量

約 70Nm3/h/台

東海第二発電所

備考

フィルタ装置水素濃度
第 6.4−1 表 計装設備（重大事故等対処設備）の主要機器仕様に記載する。

d.

耐圧強化ベント系放射線モニタ
第 8.1−2 表 放射線管理設備（重大事故等時）の主要機器仕様に記載する。

(3) 水素濃度監視設備及び酸素濃度監視設備a.

格納容器内水素濃度（SA）
第 6.4−1 表 計装設備（重大事故等対処設備）の主要機器仕様に記載する。

(3) 水素濃度監視設備及び酸素濃度監視設備
ａ．格納容器内水素濃度（ＳＡ）
第 6.4−1 表 計装設備（重大事故等対処設備）の主要機器仕様に記載する。
ｂ．格納容器内酸素濃度（ＳＡ）

設備設計の相違

第 6.4−1 表 計装設備（重大事故等対処設備）の主要機器仕様に記載する。
b.

格納容器内水素濃度

設備設計の相違

第 6.4−1 表 計装設備（重大事故等対処設備）の主要機器仕様に記載する。
c.

格納容器内酸素濃度

設備設計の相違

第 6.4−1 表 計装設備（重大事故等対処設備）の主要機器仕様に記載する。

12

基本設計比較表 【対象項目： 第５２条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考
設備設計の相違。東二は柏崎と比べ格納容器が小さく，重大事
故等時に酸素濃度上昇が早いた
め，可搬型窒素供給装置により窒素を供給し，酸素濃度上昇を

第 9.9−１図

水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備

系統概要図

抑制する。

13

（可搬型窒素供給装置による原子炉格納容器内の不活性化）

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備系統概要図

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

14（格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の水素及び酸素の排出）第 9.9−2 図

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所
基本設計比較表 【対象項目： 第５２条 】
東海第二発電所
備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５２条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考
東二は複数号炉で申請していない。

15

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５２条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考
相違理由③

16

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５２条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考
相違理由③

17

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５２条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考
原子炉建屋付属棟

中央制御室

演算装置

指示

設備設計の相違
柏崎は，現場設置型の水素濃度計（新設 SA）及びサンプリング

サンプリング装置（Ａ）

方式の水素濃度計・酸素濃度計

ドライウェルMO

コイル（DB 水素・酸素濃度計を SA で

MO

ME

MO

H2E

兼用）を設定。
東二は，サンプリング方式の水素濃度計・酸素濃度計（新設 SA）

SV

電源を多重化設定。

冷却器
圧縮機

O2E

ガスサンプラペルチェガス
クーラー

タンク

サプレッション・チェンバ
サンプリング装置（Ｂ）

コイル

MO
MO

ME

MO

H2E

SV

電源
冷却器
圧縮機

O2E

ペルチェガス
クーラー

タンク

サンプリングライン

ME ：湿度検出器
H2E：水素検出器

トレースヒータ

O2E：酸素検出器

検出器信号

キャビネットヒータ範囲

空気作動弁
SV

電磁弁

背圧弁

MO

電動弁

逆止弁

第 9.9−3 図 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備系統概要図（水素濃度監視設備及び酸素濃度監視設備）

18

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５３条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

9.6 水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備

9.10 水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備

9.6.1 概要

9.10.1 概要

炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉建屋等の水素爆発による損傷を防止す
るために必要な重大事故等対処設備を設置する。

水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備の構造図及び系統概要図を第9.6−1 図から第 9.6−3 図に示す。

9.6.2 設計方針
水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備のうち，原子炉建屋等の損傷を

備考■項目番号の相違

炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉建屋等の水素爆発による損傷を防止す
るために必要な重大事故等対処設備を設置する。

水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備の構造図及び系統概要図を第9.10−1 図から第 9.10−4 図に示す。

9.10.2 設計方針

■図表番号の相違■項目番号の相違

水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備のうち，原子炉建屋等の損傷を防止するための水素濃度制御設備として，静的触媒式水素再結合器及び静的触媒式水素再結防止するための水素排出設備として，原子炉建屋ガス処理系を設けるとともに，水素濃度制 ■設備の相違

合器動作監視装置を設ける。また，原子炉建屋内の水素濃度が変動する可能性のある範囲に御設備として，静的触媒式水素再結合器及び静的触媒式水素再結合器動作監視装置を設け・先行ＢＷＲは，53 条の適合方針をＰＡＲによる水

わたり測定するための設備として，原子炉建屋水素濃度監視設備を設ける。

る。また，原子炉建屋内の水素濃度が変動する可能性のある範囲にわたり測定するための設

素濃度制御のみとしており，水素排出設備である備として，原子炉建屋水素濃度監視設備を設ける。

ＳＧＴＳを５３条設備としていない。
（以下，①の相違）(1) 水素濃度制御による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備(1) 水素濃度制御による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備
ａ．原子炉建屋ガス処理系による水素排出
水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備のうち，炉心の著しい損傷
により原子炉格納容器から原子炉建屋原子炉棟内に漏えいした水素等を含む気体を排出することで，水素爆発による原子炉建屋原子炉棟の損傷を防止するとともに，放射性物質を低減するための重大事故等対処設備として，水素排出設備である原子炉建屋ガス処理系の非常用ガス処理系排風機，非常用ガス再循環系排風機，非常用ガス処理系フィ
ルタトレイン及び非常用ガス再循環系フィルタトレインを使用する。
非常用ガス処理系排風機及び非常用ガス再循環系排風機は，原子炉格納容器から原子
炉建屋原子炉棟内に漏えいする水素等を含む気体を吸引し，非常用ガス処理系フィルタ
トレイン及び非常用ガス再循環系フィルタトレインにて放射性物質を低減して主排気筒に隣接する非常用ガス処理系排気筒から排出することで，原子炉建屋原子炉棟内に水素が滞留せず，水素爆発による原子炉建屋原子炉棟の損傷の防止が可能な設計とする。
非常用ガス処理系排風機及び非常用ガス再循環系排風機は，非常用交流電源設備に加えて，常設代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。
・非常用ガス処理系排風機

1

■①の相違

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５３条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

・非常用ガス再循環系排風機
・非常用ガス処理系フィルタトレイン
・非常用ガス再循環系フィルタトレイン
・常設代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）
その他，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備を重大事故等対処設備として使用する。
a. 静的触媒式水素再結合器による水素濃度の上昇抑制

ｂ．静的触媒式水素再結合器による水素濃度の上昇抑制■項目番号の相違

水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備のうち，炉心の著しい損傷

水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備のうち，炉心の著しい損傷

により原子炉格納容器から原子炉建屋内に水素ガスが漏えいした場合において，原子炉により原子炉格納容器から原子炉建屋原子炉棟内に水素が漏えいした場合において，原

建屋内の水素濃度上昇を抑制し，水素濃度を可燃限界未満に制御する重大事故等対処設

子炉建屋原子炉棟内の水素濃度上昇を抑制し，水素濃度を可燃限界未満に制御する重大

東二：原子炉建屋原子炉棟備として，水素濃度制御設備である静的触媒式水素再結合器及び静的触媒式水素再結合

事故等対処設備として，水素濃度制御設備である静的触媒式水素再結合器及び静的触媒

ＫＫ：原子炉建屋

器動作監視装置を使用する。

式水素再結合器動作監視装置を使用する。

■設備名称の相違（以下，②の相違）

静的触媒式水素再結合器は，運転員の起動操作を必要とせずに，原子炉格納容器から

静的触媒式水素再結合器は，運転員の起動操作を必要とせずに，原子炉格納容器から

原子炉建屋に漏えいした水素ガスと酸素ガスを触媒反応によって再結合させることで，原子炉建屋原子炉棟内に漏えいした水素と酸素を触媒反応によって再結合させること

原子炉建屋内の水素濃度の上昇を抑制し，原子炉建屋の水素爆発を防止できる設計とすで，原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度の上昇を抑制し，原子炉建屋原子炉棟の水素爆発 ■記載方針の相違。東二は，単体で性状が分かるガスる。

を防止できる設計とする。

■②の相違の場合は「ガス」を付けずに「水素」
「酸素」
「窒素」
と記載する。
（以下，③の相違）

静的触媒式水素再結合器動作監視装置は，静的触媒式水素再結合器の入口側及び出口

静的触媒式水素再結合器動作監視装置は，静的触媒式水素再結合器の入口側及び出口側の温度により静的触媒式水素再結合器の作動状態を中央制御室から監視できる設計

側の温度により静的触媒式水素再結合器の作動状態を中央制御室から監視できる設計とする。静的触媒式水素再結合器動作監視装置は，常設代替直流電源設備又は可搬型直とする。静的触媒式水素再結合器動作監視装置は，常設代替直流電源設備又は可搬型代 ■設備名称の相違

流電源設備から給電が可能な設計とする。

替直流電源設備から給電が可能な設計とする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

・静的触媒式水素再結合器

・静的触媒式水素再結合器

・静的触媒式水素再結合器動作監視装置

・静的触媒式水素再結合器動作監視装置

・常設代替直流電源設備（10.2 代替電源設備）

・常設代替直流電源設備（10.2 代替電源設備）

・可搬型直流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）

・可搬型代替直流電源設備（10.2 代替電源設備）■設備名称の相違■プラントの相違
東二は共用しない。

本系統の流路として，原子炉区域を重大事故等対処設備として使用する。

本系統の流路として，原子炉建屋原子炉棟を重大事故等対処設備として使用する。

2

■②の相違

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５３条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉b.

水素濃度監視(a) 原子炉建屋水素濃度監視設備による水素濃度測定

東海第二発電所
ｃ.水素濃度監視

備考■項目番号の相違(a)原子炉建屋水素濃度監視設備による水素濃度測定

水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備のうち，炉心の著しい損傷

水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備のうち，炉心の著しい損傷

により原子炉格納容器から原子炉建屋内に漏えいした水素ガスの濃度を測定するため，

により原子炉格納容器から原子炉建屋原子炉棟内に漏えいした水素の濃度を測定する

炉心の著しい損傷が発生した場合に水素濃度が変動する可能性のある範囲で測定できため，炉心の著しい損傷が発生した場合に水素濃度が変動する可能性のある範囲で測定 ■③の相違

る重大事故等対処設備として，原子炉建屋水素濃度監視設備である原子炉建屋水素濃度できる重大事故等対処設備として，原子炉建屋水素濃度監視設備である原子炉建屋水素を使用する。

濃度を使用する。

原子炉建屋水素濃度は，中央制御室において連続監視できる設計とし，常設代替直流電源設備又は可搬型直流電源設備からの給電が可能な設計とする。

■②の相違

原子炉建屋水素濃度は，中央制御室において連続監視できる設計とし，原子炉建屋水 ■設備設計の相違
素濃度のうち，原子炉建屋原子炉棟 6 階に設置するものについては，常設代替交流電源 ・原子炉建屋水素濃度の給電元の相違（以下，④の相設備又は可搬型代替交流電源設備から，原子炉建屋原子炉棟 6 階を除く原子炉建屋原子違）

炉棟に設置するものについては，常設代替直流電源設備又は可搬型代替直流電源設備からの給電が可能な設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

・原子炉建屋水素濃度

・原子炉建屋水素濃度
・常設代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）■④の相違

・可搬型代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）
・常設代替直流電源設備（10.2 代替電源設備）

・常設代替直流電源設備（10.2 代替電源設備）

・可搬型直流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）

・可搬型代替直流電源設備（10.2 代替電源設備）■プラントの相違
・東二は共用しない。

水素排出に使用する原子炉建屋ガス処理系及び非常用ディーゼル発電機並びに静的触媒
式水素再結合器による水素濃度の上昇抑制に使用する原子炉建屋原子炉棟は，設計基準事故対処設備であるとともに，重大事故等時においても使用するため，「1.1.7 重大事故等対処■記載方針の相違
・既設系統を重大事故等対処設備として使用する場
合の 43 条適合性を記載

設備に関する基本方針」に示す設計方針を適用する。ただし，多様性及び位置的分散を考慮すべき対象の設計基準事故対処設備はないことから，「1.1.7 重大事故等対処設備に関する基本方針」のうち多様性及び位置的分散の設計方針は適用しない。
「10.2 代替電源設備」に記
常設代替直流電源設備及び可搬型直流電源設備については，載する。

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

常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備，常設代替直流電源設備及び可搬型代替 ■④の相違
直流電源設備については，「10.2 代替電源設備」に記載する。

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

3■項目番号の相違

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５３条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所
非常用ガス処理系排風機及び非常用ガス再循環系排風機は，非常用交流電源設備に対して

備考
■①の相違

多様性を有する常設代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。

静的触媒式水素再結合器動作監視装置と原子炉建屋水素濃度は，共通要因によって同時に静的触媒式水素再結合器動作監視装置と原子炉建屋水素濃度は，共通要因によって同時に機能を損なわないよう，異なる計測方式とすることで多様性を有する設計とする。また，静機能を損なわないよう，異なる計測方式とすることで多様性を有する設計とする。また，静的触媒式水素再結合器動作監視装置及び原子炉建屋水素濃度は，非常用交流電源設備に対し的触媒式水素再結合器動作監視装置及び原子炉建屋水素濃度は，非常用交流電源設備に対して多様性を有する常設代替直流電源設備又は可搬型直流電源設備からの給電により作動でて多様性を有する常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備，常設代替直流電源設備 ■④の相違

きる設計とする。電源設備の多様性，位置的分散については，「10.2又は可搬型代替直流電源設備からの給電により作動できる設計とする。

代替電源設備」に記載する。

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

電源設備の多様性及び位置的分散については，「10.2 代替電源設備」に記載する。

9.10.2.2 悪影響防止■項目番号の相違

基本方針については，「1.1.7.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
原子炉建屋ガス処理系は，設計基準事故対処設備として使用する場合と同じ系統構成で重 ■①の相違
大事故等対処設備として使用することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

静的触媒式水素再結合器は，原子炉建屋オペレーティングフロア壁面近傍に設置し，他の静的触媒式水素再結合器は，原子炉建屋原子炉棟 6 階壁面近傍に設置し，他の設備と独立 ■建屋名称の相違

設備と独立して作動する設計とするとともに，重大事故等時の再結合反応による温度上昇がして作動する設計とするとともに，重大事故等時の再結合反応による温度上昇が重大事故等

重大事故等時に使用する他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

時に使用する他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

静的触媒式水素再結合器動作監視装置及び原子炉建屋水素濃度は，他の設備と電気的な分静的触媒式水素再結合器動作監視装置及び原子炉建屋水素濃度は，他の設備と電気的な分離を行うことで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。また，静的触媒式水素再結合離を行うことで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。また，静的触媒式水素再結合器動作監視装置は，静的触媒式水素再結合器内の水素ガス流路を妨げない配置及び寸法とす

器動作監視装置は，静的触媒式水素再結合器内の水素流路を妨げない配置及び寸法とするこ ■③の相違

ることで，静的触媒式水素再結合器の水素処理性能に悪影響を及ぼさない設計とする。

とで，静的触媒式水素再結合器の水素処理性能に悪影響を及ぼさない設計とする。

9.6.2.3 容量等
基本方針については，「1.1.7.2 容量等」に示す。

9.10.2.3 容量等■項目番号の相違

基本方針については，「1.1.7.2 容量等」に示す。
原子炉建屋ガス処理系は，原子炉格納容器外に漏えいした可燃限界濃度未満の水素を含む ■①の相違
空気を排出させる機能に対して，設計基準事故対処設備としての原子炉建屋原子炉棟内の空気の排出能力を使用することにより，原子炉建屋原子炉棟内の水素を屋外に排出し水素濃度を可燃限界濃度未満にして水素爆発による原子炉建屋原子炉棟の損傷を防止できるため，設計基準事故対処設備と同仕様のファン容量及びフィルタ容量を有する設計とする。

4

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５３条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

静的触媒式水素再結合器は，想定される重大事故等時において，有効燃料部の被覆管がジ静的触媒式水素再結合器は，想定される重大事故等時において，有効燃料部の被覆管がジルコニウム−水反応により全て反応したときに発生する水素ガス（約 1,600kg）が，原子炉

ルコニウム−水反応により全て反応したときに発生する水素（約 1,400kg）が，原子炉格納格納容器の設計圧力の 2 倍における原子炉格納容器漏えい率に対して保守的に設定した漏容器の設計圧力の 2 倍における原子炉格納容器漏えい率に対して保守的に設定した漏えい

えい率（10%/日）で漏えいした場合において，ガス状よう素による性能低下及び水素再結合率（10％／日）で漏えいした場合において，ガス状よう素による性能低下及び水素再結合反反応開始の不確かさを考慮しても，原子炉建屋の水素濃度及び酸素濃度が可燃領域に達する

応開始の不確かさを考慮しても，原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度及び酸素濃度が可燃領域 ■②の相違

ことを防止するために必要な水素処理容量を有する設計とする。

に達することを防止するために必要な水素処理容量を有する設計とする。

また，静的触媒式水素再結合器は，原子炉建屋内の水素ガスの効率的な除去を考慮して分散させ，適切な位置に配置する。
静的触媒式水素再結合器動作監視装置は，静的触媒式水素再結合器作動時に想定される温度範囲を測定できる設計とする。

■③の相違

また，静的触媒式水素再結合器は，原子炉建屋原子炉棟内の水素の効率的な除去を考慮し ■②③の相違て分散させ，適切な位置に配置する。
静的触媒式水素再結合器動作監視装置は，静的触媒式水素再結合器作動時に想定される温度範囲を測定できる設計とする。
■建屋階名称の相違■設備設計の相違

原子炉建屋水素濃度は，原子炉建屋オペレーティングフロアの天井付近及び非常用ガス処

原子炉建屋水素濃度は，原子炉建屋原子炉棟 6 階の天井付近に分散させた適切な位置に配 ・東二は水素が成層化しないことを評価で確認して理系吸込配管付近に分散させた適切な位置に配置し，想定される重大事故等時において，原置し，想定される重大事故等時において，原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度を測定できる設

いるが，万が一水素が滞留するとすれば天井付近で

子炉建屋内の水素濃度を測定できる設計とする。また，原子炉建屋水素濃度は，原子炉建屋計とする。また，原子炉建屋水素濃度は，原子炉建屋原子炉棟 6 階以外の水素が漏えいするある。よって，非常用ガス処理系吸込配管付近に比オペレーティングフロア以外の水素ガスが漏えいする可能性の高いエリアにも設置し，水素可能性の高いエリアにも設置し，水素の早期検知及び滞留状況を把握できる設計とする。

べ天井付近が水素濃度の変動が大きいため，天井のガスの早期検知及び滞留状況を把握できる設計とする。

水素濃度計だけでも問題ない。
■③の相違

9.6.2.4 環境条件等
基本方針については，「1.1.7.3 環境条件等」に示す。

9.10.2.4 環境条件等■項目番号の相違

基本方針については，「1.1.7.3 環境条件等」に示す。
原子炉建屋ガス処理系は，原子炉建屋原子炉棟内に設置し，想定される重大事故等時にお ■①の相違
ける環境条件を考慮した設計とする。
また，中央制御室から操作が可能な設計とする。

静的触媒式水素再結合器，静的触媒式水素再結合器動作監視装置及び原子炉建屋水素濃度

静的触媒式水素再結合器，静的触媒式水素再結合器動作監視装置及び原子炉建屋水素濃度

は，原子炉区域内に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とすは，原子炉建屋原子炉棟内に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した ■②の相違

る。

設計とする。

9.6.2.5 操作性の確保
基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

9.10.2.5 操作性の確保
基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

5■項目番号の相違

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５３条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

水素排出設備として設ける原子炉建屋ガス処理系は，想定される重大事故等時において， ■①の相違
設計基準事故対処設備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し弁操作等により速やかに切り替えられる設計とする。原子炉建屋ガス処理系は，中央制御室の操作スイッチにより操作が可能な設計とする。
静的触媒式水素再結合器，静的触媒式水素再結合器動作監視装置及び原子炉建屋水素濃度

静的触媒式水素再結合器，静的触媒式水素再結合器動作監視装置及び原子炉建屋水素濃度

は，想定される重大事故等時において，他の系統と切り替えることなく使用できる設計とす

は，想定される重大事故等時において，他の系統と切り替えることなく使用できる設計とする。

る。

静的触媒式水素再結合器は，水素ガスと酸素ガスが流入すると触媒反応によって受動的に

静的触媒式水素再結合器は，水素と酸素が流入すると触媒反応によって受動的に起動する ■③の相違

起動する設備とし，操作不要な設計とする。静的触媒式水素再結合器動作監視装置及び原子設備とし，操作不要な設計とする。静的触媒式水素再結合器動作監視装置及び原子炉建屋水

炉建屋水素濃度は，中央制御室で監視が可能な設計とする。

素濃度は，中央制御室で監視が可能な設計とする。

9.6.3 主要設備及び仕様
水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備の主要機器仕様を第 9.6−1 表

9.10.3 主要設備及び仕様
水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備の主要機器仕様を第 9.10−1

に示す。

表に示す。

9.6.4 試験検査

9.10.4 試験検査

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

■項目番号の相違■表番号の相違■項目番号の相違

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
原子炉建屋ガス処理系は，発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能及び漏えいの有 ■①の相違
無の確認が可能な設計とする。
非常用ガス処理系排風機及び非常用ガス再循環系排風機は，発電用原子炉の停止中に分解及び外観の確認が可能な設計とする。

静的触媒式水素再結合器は，発電用原子炉の停止中に機能・性能の確認として触媒カート
リッジの水素処理性能の確認及び外観の確認が可能な設計とする。
静的触媒式水素再結合器動作監視装置は，発電用原子炉の停止中に模擬入力による機能・性能の確認（特性の確認）及び校正が可能な設計とする。
原子炉建屋水素濃度は，発電用原子炉の停止中に模擬入力による機能・性能の確認（特性の確認）及び校正が可能な設計とする。

静的触媒式水素再結合器は，発電用原子炉の停止中に機能・性能の確認として触媒カート
リッジの水素処理性能の確認及び外観の確認が可能な設計とする。
静的触媒式水素再結合器動作監視装置は，発電用原子炉の停止中に模擬入力による機能・性能の確認（特性の確認）及び校正が可能な設計とする。
原子炉建屋水素濃度は，発電用原子炉の停止中に模擬入力による機能・性能の確認（特性の確認）及び校正が可能な設計とする。

6

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５３条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

第 9.6−1 表 水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備の主要機器仕様

東海第二発電所

第 9.10-1 表 水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備の主要機器仕様

備考■図表番号の相違
以下設備仕様の相違は自明であり特記しない。

(1) 非常用ガス処理系排風機
第 6.10-2 表 中央制御室（重大事故等時）（常設）の設備の主要機器仕様に記載する。
(2) 非常用ガス再循環系排風機
第 6.10-2 表 中央制御室（重大事故等時）（常設）の設備の主要機器仕様に記載する。
(3) 非常用ガス処理系フィルタトレイン
兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉建屋ガス処理系
型

式

電気加熱器，粒子用高効率フィルタ及びよう素用チャコールフィ
ルタ内蔵型

基

数

1（予備 1）

容量

約 3,570m３／h（1 基当たり）

チャコール層厚さ 約 150mm
よう素除去効率97％以上（系統効率）

粒子除去効率99.97％以上（直径 0.5μm 以上の粒子）(4) 非常用ガス再循環系フィルタトレイン
兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉建屋ガス処理系
型

式

電気加熱器，粒子用高効率フィルタ及びよう素用チャコールフィ
ルタ内蔵型

基

数

1（予備 1）

容量

約 17,000m３／h（1 基当たり）

チャコール層厚さ 約 50mm
よう素除去効率90％以上（系統効率）

粒子除去効率99.97％以上（直径 0.5μm 以上の粒子）

7

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５３条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉(1)静的触媒式水素再結合器

東海第二発電所(5) 静的触媒式水素再結合器

種

類

触媒反応式

種

類

触媒反応式

個

数

56

基

数

24

約 0.25kg/h/個（水素濃度 4.0vol%，100℃，大気圧において）水素処理容量

水素処理容量

約 0.5kg／h（1 基当たり）（水素濃度 4.0vol％，100℃，大気圧において）(2)静的触媒式水素再結合器動作監視装置
第 6.4−1 表 計装設備（重大事故等対処設備）の主要機器仕様に記載する。
(3)原子炉建屋水素濃度
第 6.4−1 表 計装設備（重大事故等対処設備）の主要機器仕様に記載する。

(6) 静的触媒式水素再結合器動作監視装置
第 6.4−1 表 計装設備（重大事故等対処設備）の主要機器仕様に記載する。
(7) 原子炉建屋水素濃度
第 6.4−1 表 計装設備（重大事故等対処設備）の主要機器仕様に記載する。

8

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５３条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

触媒カートリッジ

静的触媒式水素再結合器

第 9.10-1 図 水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備構造図（静的触媒式水素再結合器による水素濃度の上昇抑制）

9

備考■図表番号の相違

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５３条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

第 9.10−2 図 水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備 系統概要図（1）（原子炉建屋ガス処理系による水素排出）

10

備考

■①の相違

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５３条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

第 9.10−3 図 水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備 系統概要図（2）（静的触媒式水素再結合器による水素濃度の上昇抑制）

11

備考■図表番号の相違

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５３条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

第 9.10−4 図 水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備 系統概要図（3）（原子炉建屋水素濃度監視による水素濃度測定）

12

備考■図表番号の相違

東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：

第５４条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉
4.3

使用済燃料プールの冷却等のための設備

4.3.1

概要

東海第二発電所
4.3 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備
使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能が喪失し，又は使用済燃料プールからの水のえいその他の要因により当該使用済燃料プールの水位が低下した場合において使用済燃料

漏えいその他の要因により当該使用済燃料プールの水位が低下した場合において使用済燃

プール内燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止するために必要な重大事故等

料プール内燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止するために必要な重大事対処設備を設置及び保管する。

故等対処設備を設置及び保管する。

使用済燃料プールからの大量の水の漏えいその他の要因により使用済燃料プールの水位

使用済燃料プールからの大量の水の漏えいその他の要因により使用済燃料プールの水位が異常に低下した場合において，使用済燃料プール内燃料体等の著しい損傷の進行を緩和が異常に低下した場合において，使用済燃料プール内燃料体等の著しい損傷の進行を緩和

し，及び臨界を防止するために必要な重大事故等対処設備を設置及び保管する。

し，及び臨界を防止するために必要な重大事故等対処設備を設置及び保管する。

示す。
4.3.2

設計方針

表題は，基準規則に準じる。

4.3.1 概要

使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能が喪失し，又は使用済燃料プールからの水の漏

使用済燃料プールの冷却等のための設備の系統概要図を第 4.3−1 図から第 4.3−8 図に

備考

使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備の系統概要図を第 4.3−1 図から第 4.3−7 図に示す。

図表タイトルは，基準規則に準じる。
図表番号の相違

4.3.2 設計方針

使用済燃料プールの冷却等のための設備のうち，使用済燃料プールの冷却機能又は注水機

使用済燃料プールの冷却等のための設備のうち，使用済燃料プールの冷却機能又は注水能が喪失し，又は使用済燃料プールからの小規模な水の漏えいその他の要因により使用済燃機能が喪失し，又は使用済燃料プールからの小規模な水の漏えいその他の要因により使用

料プールの水位が低下した場合においても使用済燃料プール内燃料体等を冷却し，放射線を済燃料プールの水位が低下した場合においても使用済燃料プール内燃料体等を冷却し，放遮蔽し，及び臨界を防止できるよう使用済燃料プールの水位を維持するための設備，並びに射線を遮蔽し，及び臨界を防止できるよう使用済燃料プールの水位を維持するための設

使用済燃料プールからの大量の水の漏えいその他の要因により使用済燃料プールの水位が備，並びに使用済燃料プールからの大量の水の漏えいその他の要因により使用済燃料プー

異常に低下した場合においても使用済燃料プール内燃料体等の著しい損傷を緩和し，及び臨ルの水位が異常に低下した場合においても使用済燃料プール内燃料体等の著しい損傷を緩界を防止するための設備として，燃料プール代替注水系を設ける。

和し，及び臨界を防止するための設備として，代替燃料プール注水系を設ける。

系統名称の相違

使用済燃料プールに接続する配管の破損等により，使用済燃料プールディフューザ配管か

使用済燃料プールに接続する配管の破損等により，使用済燃料プール水戻り配管からサ

設備名称の相違らサイフォン現象による水の漏えいが発生した場合に，漏えいの継続を防止するため，ディイフォン現象による水の漏えいが発生した場合に，漏えいの継続を防止するため，戻り配設備設計の相違

フューザ配管上部にサイフォンブレーク孔を設ける。また，現場での手動弁の隔離操作によ

管上部に静的サイフォンブレーカを設ける。

東二：サイフォンブレーカ（端部を開放した配管）にっても漏えいを停止できる設計とする。

よる対応
柏崎：サイフォンブレーク孔と手動弁による対応、東二の静的サイフォンブレーカ（配管）は，手動弁の隔離操作に期待せずサイフォン効果を除去することことが可能となるように口径、長さを設定する。

1/51

東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：

第５４条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

使用済燃料プールの冷却等のための設備のうち，使用済燃料プール内燃料体等の著しい損

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

建屋放水設備を設ける。

使用済燃料プールの冷却等のための設備のうち，重大事故等時において，使用済燃料プー

備考

使用済燃料プールの冷却等のための設備のうち，重大事故等時において，使用済燃料プ

ルの状態を監視するための設備として，使用済燃料プールの監視設備を設ける。

ールの状態を監視するための設備として，使用済燃料プールの監視設備を設ける。

(1) 使用済燃料プールの冷却機能若しくは注水機能の喪失時又は使用済燃料プール水の小(1) 使用済燃料プールの冷却機能若しくは注水機能の喪失時，又は使用済燃料プール水の規模な漏えい発生時に用いる設備

小規模な漏えい発生時に用いる設備

a. 燃料プール代替注水a.

代替燃料プール注水

系統設計の相違(a) 常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水
残留熱除去系（使用済燃料プール水の冷却及び補給）及び燃料プール冷却浄化系の有する使用済燃料プールの冷却機能喪失又は残留熱除去系ポンプによる使用済燃料プールへの補給機能が喪失し，又は使用済燃料プールに接続する配管の破断等による使用済燃料プール水の小規模な漏えいにより使用済燃料プールの水位が低下した場合に，使用済燃料プール内燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止するための重大事故等対処設備として，常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用する。

主機

系統

注水

スプレイ

常設低圧代替 注水系ポンプによる

代替燃料プー ル注
水系（注水ライン）○−

可搬型代替注 水中型ポンプ又は 可搬型代替注水大 型ポンプによる常設低圧代替 注水系ポンプによる

代替燃料プー ル注
水系（注水ライン）

○

−

○

○

○

○

○

○

可搬型代替注 水大型ポンプによる
可搬型代替注 水大型ポンプによる

代替燃料プー ル注
水系（常設スプレイ
ヘッダ）
代替燃料プー ル注
水系（常設スプレイ
ヘッダ）
代替燃料プー ル注
水系（可搬型スプレ
イノズル）

常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）は，常設低圧代替注水系ポンプ，配管・弁類，計測制御装置等で構成し，常設低圧代替注水系ポンプにより，代替淡水貯槽の水を代替燃料プール注水系配管から使用済燃料プールへ注水することで，使用済燃料プールの水位を維持できる設計とする。
常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）は，非常用交流電源設備に加えて，代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代
替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。
また，使用済燃料貯蔵ラックの形状を維持することにより臨界を防止できる設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・常設低圧代替注水系ポンプ
・代替淡水貯槽（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）
・常設代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）
・可搬型代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）
・代替所内電気設備（10.2

代替電源設備）

2/51

東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：

第５４条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

本系統の流路として，配管及び弁を重大事故等対処設備として使用する。
その他，設計基準対象施設である使用済燃料プールを重大事故等対処設備として使用し，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備を重大事故等対処設備として使用する。
(b)可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水

系統設計の相違
主機
常設低圧代替注水系ポンプによる系統
代替燃料プール注
水系（注水ライン）
代替燃料プール注
水系（注水ライン）ールへの補給機能が喪失し，又は使用済燃料プールに接続する配管の破断等により使可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる用済燃料プール水の小規模な漏えいにより使用済燃料プールの水位が低下した場合

常設低圧代替注水系ポンプによる

代替燃料プール注
水系（常設スプレ
イヘッダ）
代替燃料プール注
水系（常設スプレ
イヘッダ）
代替燃料プール注
水系（可搬型スプレイノズル）

残留熱除去系（使用済燃料プール水の冷却及び補給）及び燃料プール冷却浄化系の有する使用済燃料プールの冷却機能喪失又は残留熱除去系ポンプによる使用済燃料プに，使用済燃料プール内燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止するための重大事故等対処設備として，可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型
ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用する。

可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注

可搬型代替注水大型ポンプによる
可搬型代替注水大型ポンプによる

注水

スプレイ

○

−

○

−

○

○

○

○

○

○

系統名称の相違

水系（注水ライン）は，可搬型代替注水中型ポンプ，可搬型代替注水大型ポンプ，配管・ホース・弁類，計測制御装置等で構成し，可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型
代替注水大型ポンプにより，西側淡水貯水設備又は代替淡水貯槽の水を代替燃料プー
ル注水系配管から使用済燃料プールへ注水することで，使用済燃料プールの水位を維持できる設計とする。
可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）は，非常用交流電源設備に加えて，代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。
また，使用済燃料貯蔵ラックの形状を維持することにより臨界を防止できる設計とする。
可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）は，淡水源が枯渇した場合において，重大事故等の収束に必要となる水の供給設備である可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプにより海を利用できる設計とする。また，可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，空冷式のディーゼルエンジンにより駆動できる設計とする。燃料は，燃料補給設備である可搬型設備用軽油タンク及びタンクローリにより補給できる設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・可搬型代替注水中型ポンプ
・可搬型代替注水大型ポンプ
・西側淡水貯水設備（9.12

重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）

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東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：

第５４条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

・代替淡水貯槽（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）
・常設代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）
・可搬型代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）
・代替所内電気設備（10.2

代替電源設備）・燃料補給設備（10.2 代替電源設備）

東二は号機間融通なし。

本系統の流路として，配管，弁及びホースを重大事故等対処設備として使用する。
その他，設計基準対象施設である使用済燃料プールを重大事故等対処設備として使用し，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備を重大事故等対処設備として使用する。
(c) 常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールへの注水
残留熱除去系（使用済燃料プール水の冷却及び補給）及び燃料プール冷却浄化系の有する使用済燃料プールの冷却機能喪失又は残留熱除去系ポンプによる使用済燃料プールへの補給機能が喪失し，又は使用済燃料プールに接続する配管の破断等により使用済燃料プール水の小規模な漏えいにより使用済燃料プールの水位が低下した場合に，使用済燃料プール内燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止するための重大事故等対処設備として，常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用する。
常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）
は，常設低圧代替注水系ポンプ，常設スプレイヘッダ，配管・弁類，計測制御装置等

系統構成の相違
主機
常設低圧代替 注水系ポンプによる
可搬型代替注 水中型ポンプ又は 可搬型代替注水大 型ポンプによる系統
代替燃料プール
注水系（注水ライン）
代替燃料プール
注水系（注水ライン）

常設低圧代替 注水系ポンプによる

代替燃料プール
注水系（常設スプ
レイヘッダ）

可搬型代替注 水大型ポンプによる

代替燃料プール
注水系（常設スプ
レイヘッダ）
代替燃料プール
注水系（可搬型ス
プレイノズル）

可搬型代替注 水大型ポンプによる

注水

スプレイ

○

−

○

−

○

○

○

○

○

○

で構成し，常設低圧代替注水系ポンプにより，代替淡水貯槽の水を代替燃料プール注水系配管等を経由して常設スプレイヘッダから使用済燃料プールへ注水することで，使用済燃料プールの水位を維持できる設計とする。
常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）は，
非常用交流電源設備に加えて，代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。
また，使用済燃料貯蔵ラックの形状を維持することにより臨界を防止できる設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・常設低圧代替注水系ポンプ
・代替淡水貯槽（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）
・常設スプレイヘッダ
・常設代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）
・可搬型代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）
・代替所内電気設備（10.2

代替電源設備）

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基本設計比較表

【対象項目：

第５４条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

本系統の流路として，配管及び弁を重大事故等対処設備として使用する。
その他，設計基準対象施設である使用済燃料プールを重大事故等対処設備として使用し，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備を重大事故等対処設備として使用する。
(a) 燃料プール代替注水系による常設スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへの注水(d) 可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールへの注水

残留熱除去系（燃料プール冷却モード）及び燃料プール冷却浄化系の有する使用済

残留熱除去系（使用済燃料プール水の冷却及び補給）及び燃料プール冷却浄化系の燃料プールの冷却機能喪失又は残留熱除去系ポンプによる使用済燃料プールへの補有する使用済燃料プールの冷却機能喪失又は残留熱除去系ポンプによる使用済燃料プ給機能が喪失し，又は使用済燃料プールに接続する配管の破損等により使用済燃料プールへの補給機能が喪失し，又は使用済燃料プールに接続する配管の破断等により使ール水の小規模な漏えいにより使用済燃料プールの水位が低下した場合に，使用済燃

用済燃料プール水の小規模な漏えいにより使用済燃料プールの水位が低下した場合

料プール内燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止するための重大事故に，使用済燃料プール内燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止するた等対処設備として，燃料プール代替注水系を使用する。

めの重大事故等対処設備として，可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用する。

燃料プール代替注水系は，可搬型代替注水ポンプ（A-1 級），可搬型代替注水ポンプ

可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）（A-2 級），常設スプレイヘッダ，配管・ホース・弁類，計測制御装置等で構成し，可は，可搬型代替注水大型ポンプ，常設スプレイヘッダ，配管・ホース・弁類，計測制

搬型代替注水ポンプ（A-1 級）及び可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）又は可搬型代替

御装置等で構成し，可搬型代替注水大型ポンプにより，代替淡水貯槽の水を代替燃料

注水ポンプ（A-2 級）により，代替淡水源の水を燃料プール代替注水系配管等を経由

プール注水系配管等を経由して常設スプレイヘッダから使用済燃料プールへ注水する

して常設スプレイヘッダから使用済燃料プールへ注水することで，使用済燃料プールことで，使用済燃料プールの水位を維持できる設計とする。

系統構成の相違
主機
常設低圧代替注水系ポンプによる

注水

スプレイ

○

−

○

−

代替燃料プール
注水系（常設スプ
レイヘッダ）○○

可搬型代替注水大型ポンプによる

代替燃料プール
注水系（常設スプ
レイヘッダ）○○

可搬型代替注水大型ポンプによる

代替燃料プール
注水系（可搬型ス
プレイノズル）○○

可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる常設低圧代替注水系ポンプによる系統
代替燃料プール
注水系（注水ライン）
代替燃料プール
注水系（注水ライン）の水位を維持できる設計とする。
また，使用済燃料貯蔵ラックの形状を維持することにより臨界を防止できる設計とする。

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

常設スプレイヘッダを使用した燃料プール代替注水系は，代替淡水源が枯渇した場

可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）

合において，重大事故等の収束に必要となる水の供給設備である大容量送水車（海水は，淡水源が枯渇した場合において，重大事故等の収束に必要となる水の供給設備で取水用）により海を利用できる設計とする。また，可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）

ある可搬型代替注水大型ポンプにより海を利用できる設計とする。また，可搬型代替

及び可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，ディーゼルエンジンにより駆動できる設計

注水大型ポンプは，空冷式のディーゼルエンジンにより駆動できる設計とする。燃料とする。燃料は，燃料補給設備である軽油タンク及びタンクローリ（4kL）により補は，燃料給油設備である可搬型設備用軽油タンク及びタンクローリにより給油できる

給できる設計とする。

設計とする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

・可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）（6 号及び 7 号炉共用）

・可搬型代替注水大型ポンプ

・可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）（6 号及び 7 号炉共用）

東二は共用なし。
東二は共用なし。

・代替淡水貯槽（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）
・常設スプレイヘッダ

・常設スプレイヘッダ
・常設代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）
・可搬型代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）
・代替所内電気設備（10.2

・燃料補給設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）

代替電源設備）・燃料給油設備（10.2 代替電源設備）

東二は共用なし。

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基本設計比較表

【対象項目：

第５４条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

本系統の流路として，配管，弁及びホースを重大事故等対処設備として使用する。

本系統の流路として，配管，弁及びホースを重大事故等対処設備として使用する。

その他，設計基準対象施設である使用済燃料プールを重大事故等対処設備として使その他，設計基準対象施設である使用済燃料プールを重大事故等対処設備として使

用する。

備考

用し，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備を重大事故等対処設備として使用する。

(b) 燃料プール代替注水系による可搬型スプレイヘッダを使用した使用済燃料プール
への注水(e) 可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル） 系統構成の相違を使用した使用済燃料プールへの注水

残留熱除去系（燃料プール冷却モード）及び燃料プール冷却浄化系の有する使用済

残留熱除去系（使用済燃料プール水の冷却及び補給）及び燃料プール冷却浄化系の燃料プールの冷却機能喪失又は残留熱除去系ポンプによる使用済燃料プールへの補有する使用済燃料プールの冷却機能喪失又は残留熱除去系ポンプによる使用済燃料給機能が喪失し，又は使用済燃料プールに接続する配管の破損等により使用済燃料プ

プールへの補給機能が喪失し，又は使用済燃料プールに接続する配管の破損等によりール水の小規模な漏えいにより使用済燃料プールの水位が低下した場合に，使用済燃

使用済燃料プール水の小規模な漏えいにより使用済燃料プールの水位が低下した場

料プール内燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止するための重大事故

合に，使用済燃料プール内燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止する等対処設備として，燃料プール代替注水系を使用する。

ための重大事故等対処設備として，可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール
注水系（可搬型スプレイノズル）を使用する。

燃料プール代替注水系は，可搬型代替注水ポンプ（A-1 級），可搬型代替注水ポンプ

可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）（A-2 級），可搬型スプレイヘッダ，ホース・弁類，計測制御装置等で構成し，可搬型

は，可搬型代替注水大型ポンプ，可搬型スプレイノズル，ホース・弁類，計測制御装代替注水ポンプ（A-1 級）及び可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）又は可搬型代替注水置等で構成し，可搬型代替注水大型ポンプにより代替淡水貯槽の水をホースを経由しポンプ（A-2 級）により代替淡水源の水をホースを経由して可搬型スプレイヘッダかて可搬型スプレイノズルから使用済燃料プールへ注水することで，使用済燃料プール

ら使用済燃料プールへ注水することで，使用済燃料プールの水位を維持できる設計との水位を維持できる設計とする。

主機
常設低圧代替注水系ポンプによる
可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる常設低圧代替注水系ポンプによる
可搬型代替注水大型ポンプによる
可搬型代替注水大型ポンプによる系統
代替燃料プール注
水系（注水ライン）
代替燃料プール注
水系（注水ライン）

代替燃料プール注
水系（常設スプレ
イヘッダ）
代替燃料プール注
水系（常設スプレ
イヘッダ）
代替燃料プール注
水系（可搬型スプレイノズル）

注水

スプレイ

○

−

○

−

○

○

○

○

○

○

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

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

可搬型スプレイヘッダを使用した燃料プール代替注水系は，代替淡水源が枯渇した

可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）

場合において，重大事故等の収束に必要となる水の供給設備である大容量送水車（海は，淡水源が枯渇した場合において，重大事故等の収束に必要となる水の供給設備で水取水用）により海を利用できる設計とする。また，可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）

ある可搬型代替注水大型ポンプにより海を利用できる設計とする。また，可搬型代替

及び可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，ディーゼルエンジンにより駆動できる設計

注水大型ポンプは，空冷式のディーゼルエンジンにより駆動できる設計とする。燃料とする。燃料は，燃料補給設備である軽油タンク及びタンクローリ（4kL）により補は，燃料給油設備である可搬型設備用軽油タンク及びタンクローリにより給油できる

給できる設計とする。

設計とする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

・可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）（6 号及び 7 号炉共用）

・可搬型代替注水大型ポンプ

・可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）（6 号及び 7 号炉共用）

東二は共用なし。
東二は共用なし。

・可搬型スプレイヘッダ

・可搬型スプレイノズル

・燃料補給設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）

・燃料給油設備（10.2 代替電源設備）

東二は共用なし。

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基本設計比較表

【対象項目：

第５４条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

本系統の流路として，配管，弁及びホースを重大事故等対処設備として使用する。

本系統の流路として，配管，弁及びホースを重大事故等対処設備として使用する。

その他，設計基準対象施設である使用済燃料プールを重大事故等対処設備として使その他，設計基準対象施設である使用済燃料プールを重大事故等対処設備として使用する。
(2) 使用済燃料プールからの大量の水の漏えい発生時に用いる設備a.

燃料プールスプレイ

備考用する。
(2) 使用済燃料プールからの大量の水の漏えい発生時に用いる設備a.

燃料プールスプレイ(a) 常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールへのスプレイ
使用済燃料プールからの大量の水の漏えい等により使用済燃料プールの水位が異常に低下した場合に，燃料損傷を緩和するとともに，燃料損傷時には使用済燃料プール
内燃料体等の上部全面にスプレイすることによりできる限り環境への放射性物質の放出を低減するための重大事故等対処設備として，常設低圧代替注水系ポンプによる代系統構成の相違
主機
常設低圧代替注水系ポンプによる
可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる常設低圧代替注水系ポンプによる

代替燃料プール
注水系（常設スプ
レイヘッダ）

可搬型代替注水大型ポンプによる

代替燃料プール
注水系（常設スプ
レイヘッダ）
代替燃料プール
注水系（可搬型ス
プレイノズル）

替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用する。
常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）
は，常設低圧代替注水系ポンプ，常設スプレイヘッダ，配管・弁類，計測制御装置等で構成し，常設低圧代替注水系ポンプにより，代替淡水貯槽の水を代替燃料プール注系統
代替燃料プール
注水系（注水ライン）
代替燃料プール
注水系（注水ライン）

可搬型代替注水大型ポンプによる

注水

スプレイ

○

−

○

−

○

○

○

○

○

○

水系配管等を経由して常設スプレイヘッダから使用済燃料プール内燃料体等に直接スプレイすることで，燃料損傷を緩和するとともに，環境への放射性物質の放出をできる限り低減できる設計とする。
常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）
は，非常用交流電源設備に加えて，代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設
備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。
また，スプレイや蒸気条件下でも臨界にならないよう配慮したラック形状によって，臨界を防止することができる設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・常設低圧代替注水系ポンプ
・代替淡水貯槽（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）
・常設スプレイヘッダ
・常設代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）
・可搬型代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）
・代替所内電気設備（10.2

代替電源設備）

本系統の流路として，配管及び弁を重大事故等対処設備として使用する。
その他，設計基準対象施設である燃料貯蔵設備の使用済燃料プールを重大事故等対処設備として使用し，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備を重大事故等対処設備として使用する。

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基本設計比較表

【対象項目：

第５４条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉(a) 燃料プール代替注水系による常設スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへのスプレイ

東海第二発電所(b) 可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールへのスプレイ

使用済燃料プールからの大量の水の漏えい等により使用済燃料プールの水位が異

使用済燃料プールからの大量の水の漏えい等により使用済燃料プールの水位が異常常に低下した場合に，燃料損傷を緩和するとともに，燃料損傷時には使用済燃料プーに低下した場合に，燃料損傷を緩和するとともに，燃料損傷時には使用済燃料プール

ル内燃料体等の上部全面にスプレイすることによりできる限り環境への放射性物質

内燃料体等の上部全面にスプレイすることによりできる限り環境への放射性物質の放の放出を低減するための重大事故等対処設備として，燃料プール代替注水系を使用す

出を低減するための重大事故等対処設備として，可搬型代替注水大型ポンプによる代る。

替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用する。

燃料プール代替注水系は，可搬型代替注水ポンプ（A-1 級），可搬型代替注水ポンプ

可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）は，（A-2 級），常設スプレイヘッダ，配管・ホース・弁類，計測制御装置等で構成し，可可搬型代替注水大型ポンプ，常設スプレイヘッダ，配管・ホース・弁類，計測制御装置

搬型代替注水ポンプ（A-1 級）及び可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）により，代替淡等で構成し，可搬型代替注水大型ポンプにより，代替淡水貯槽の水を代替燃料プール注

水源の水を燃料プール代替注水系配管等を経由して常設スプレイヘッダから使用済

水系配管等を経由して常設スプレイヘッダから使用済燃料プール内燃料体等に直接ス

燃料プール内燃料体等に直接スプレイすることで，燃料損傷を緩和するとともに，環プレイすることで，燃料損傷を緩和するとともに，環境への放射性物質の放出をできる

境への放射性物質の放出をできる限り低減できる設計とする。

限り低減できる設計とする。

備考
系統構成の相違
主機
常設低圧代替注水系ポンプによる
可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる常設低圧代替注水系ポンプによる系統
代替燃料プール注
水系（注水ライン）
代替燃料プール注
水系（注水ライン）

注水

スプレイ

○

−

○

−

代替燃料プール注
水系（常設スプレ
イヘッダ）

○

○

可搬型代替注水大型ポンプによる

代替燃料プール注
水系（常設スプレ
イヘッダ）

○

○

可搬型代替注水大型ポンプによる

代替燃料プール注
水系（可搬型スプレイノズル）○○

可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）
は，非常用交流電源設備に加えて，代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設
備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。
また，スプレイや蒸気条件下でも臨界にならないよう配慮したラック形状によって，臨界を防止することができる設計とする。

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

常設スプレイヘッダを使用した燃料プール代替注水系は，代替淡水源が枯渇した場

可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）は，

合において，重大事故等の収束に必要となる水の供給設備である大容量送水車（海水淡水源が枯渇した場合において，重大事故等の収束に必要となる水の供給設備である可取水用）により海を利用できる設計とする。また，可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）

搬型代替注水大型ポンプにより海を利用できる設計とする。また，可搬型代替注水大型及び可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，ディーゼルエンジンにより駆動できる設計

ポンプは，空冷式のディーゼルエンジンにより駆動できる設計とする。燃料は，燃料給とする。燃料は，燃料補給設備である軽油タンク及びタンクローリ（4kL）により補油設備である可搬型設備用軽油タンク及びタンクローリにより給油できる設計とする。

給できる設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

・可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）（6 号及び 7 号炉共用）

・可搬型代替注水大型ポンプ

・可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）（6 号及び 7 号炉共用）

東二は共用なし。
東二は共用なし。

・代替淡水貯槽（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）
・常設スプレイヘッダ

・常設スプレイヘッダ
・常設代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）
・可搬型代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）
・代替所内電気設備（10.2

代替電源設備）・燃料補給設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）

・燃料給油設備（10.2 代替電源設備）

本系統の流路として，配管，弁及びホースを重大事故等対処設備として使用する。

本系統の流路として，配管，弁及びホースを重大事故等対処設備として使用する。

東二は共用なし。

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基本設計比較表

【対象項目：

第５４条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉
その他，設計基準対象施設である使用済燃料プールを重大事故等対処設備として使用する。

東海第二発電所

備考

その他，設計基準対象施設である使用済燃料プールを重大事故等対処設備として使用し，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備を重大事故等対処設備として使用する。

(b) 燃料プール代替注水系による可搬型スプレイヘッダを使用した使用済燃料プール
へのスプレイ(c) 可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールへのスプレイ

使用済燃料プールからの大量の水の漏えい等により使用済燃料プールの水位が異

使用済燃料プールからの大量の水の漏えい等により使用済燃料プールの水位が異常常に低下した場合に，燃料損傷を緩和するとともに，燃料損傷時には使用済燃料プーに低下した場合に，燃料損傷を緩和するとともに，燃料損傷時には使用済燃料プール

ル内燃料体等の上部全面にスプレイすることによりできる限り環境への放射性物質

内燃料体等の上部全面にスプレイすることによりできる限り環境への放射性物質の放の放出を低減するための重大事故等対処設備として，燃料プール代替注水系を使用す

出を低減するための重大事故等対処設備として，可搬型代替注水大型ポンプによる代る。

替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用する。

燃料プール代替注水系は，可搬型代替注水ポンプ（A-1 級），可搬型代替注水ポンプ

可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）（A-2 級），可搬型スプレイヘッダ，ホース・弁類，計測制御装置等で構成し，可搬型

は，可搬型代替注水大型ポンプ，可搬型スプレイノズル，ホース・弁類，計測制御装代替注水ポンプ（A-1 級）及び可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）又は可搬型代替注水置等で構成し，可搬型代替注水大型ポンプにより，代替淡水貯槽の水をホース等を経ポンプ（A-2 級）により，代替淡水源の水をホース等を経由して可搬型スプレイヘッ

由して可搬型スプレイノズルから使用済燃料プール内燃料体等に直接スプレイするこ

ダから使用済燃料プール内燃料体等に直接スプレイすることで，燃料損傷を緩和するとで，燃料損傷を緩和するとともに，環境への放射性物質の放出をできる限り低減でとともに，環境への放射性物質の放出をできる限り低減できる設計とする。

きる設計とする。

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

系統構成の相違
主機
常設低圧代替注水系ポンプによる
可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる常設低圧代替注水系ポンプによる
可搬型代替注水大型ポンプによる
可搬型代替注水大型ポンプによる系統
代替燃料プール注
水系（注水ライン）
代替燃料プール注
水系（注水ライン）

代替燃料プール注
水系（常設スプレ
イヘッダ）
代替燃料プール注
水系（常設スプレ
イヘッダ）
代替燃料プール注
水系（可搬型スプレイノズル）

注水

スプレイ

○

−

○

−

○

○

○

○

○

○

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

可搬型スプレイヘッダを使用した燃料プール代替注水系は，代替淡水源が枯渇した

可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）

場合において，重大事故等の収束に必要となる水の供給設備である大容量送水車（海は，淡水源が枯渇した場合において，重大事故等の収束に必要となる水の供給設備で水取水用）により海を利用できる設計とする。また，可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）

ある可搬型代替注水大型ポンプにより海を利用できる設計とする。また，可搬型代替

及び可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，ディーゼルエンジンにより駆動できる設計

注水大型ポンプは，空冷式のディーゼルエンジンにより駆動できる設計とする。燃料とする。燃料は，燃料補給設備である軽油タンク及びタンクローリ（4kL）により補は，燃料給油設備である可搬型設備用軽油タンク及びタンクローリにより給油できる

給できる設計とする。

設計とする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

・可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）（6 号及び 7 号炉共用）

・可搬型代替注水大型ポンプ

・可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）（6 号及び 7 号炉共用）

東二は共用なし。
東二は共用なし。

・代替淡水貯槽（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）
・可搬型スプレイヘッダ

・可搬型スプレイノズル

・燃料補給設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）

・燃料給油設備（10.2 代替電源設備）

本系統の流路として，配管，弁及びホースを重大事故等対処設備として使用する。

本系統の流路として，配管，弁及びホースを重大事故等対処設備として使用する。

その他，設計基準対象施設である使用済燃料プールを重大事故等対処設備として使その他，設計基準対象施設である使用済燃料プールを重大事故等対処設備として使用する。

東二は共用なし。

用する。

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東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：

第５４条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉b.

大気への放射性物質の拡散抑制(a) 原子炉建屋放水設備による大気への放射性物質の拡散抑制(a) 原子炉建屋放水設備による大気への放射性物質の拡散抑制
使用済燃料プールからの大量の水の漏えい等により使用済燃料プールの水位の異常な低下により，使用済燃料プール内燃料体等の著しい損傷に至った場合において，常な低下により，使用済燃料プール内燃料体等の著しい損傷に至った場合において，

燃料損傷時にはできる限り環境への放射性物質の放出を低減するための重大事故等

燃料損傷時にはできる限り環境への放射性物質の放出を低減するための重大事故等対処設備として，原子炉建屋放水設備を使用する。

対処設備として，原子炉建屋放水設備を使用する。

原子炉建屋放水設備は，大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），放水砲，ホース

原子炉建屋放水設備は，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用），放水砲，ホース等で等で構成し，大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）により海水をホースを経由して構成し，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）により海水をホースを経由して放水砲

放水砲から原子炉建屋へ放水することで，環境への放射性物質の放出を可能な限り低から原子炉建屋へ放水することで，環境への放射性物質の放出を可能な限り低減でき減できる設計とする。

る設計とする。

設備」に記載する。
(3) 重大事故等時の使用済燃料プールの監視に用いる設備
使用済燃料プールの監視設備による使用済燃料プールの状態監視

備考b．大気への放射性物質の拡散抑制

使用済燃料プールからの大量の水の漏えい等により使用済燃料プールの水位の異

本系統の詳細については，「9.7 発電所外への放射性物質の拡散を抑制するためのa.

東海第二発電所

本系統の詳細については，「9.11 発電所外への放射性物質の拡散を抑制するため

設備名称の相違

項目番号の相違の設備」に記載する。
(3) 重大事故等時の使用済燃料プールの監視に用いる設備
ａ．使用済燃料プールの監視設備による使用済燃料プールの状態監視

使用済燃料プールの監視設備として，使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA），使用

使用済燃料プールの監視設備として，使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域），使

済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域），使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レン

用済燃料プール温度（ＳＡ），使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レ

計器の相違は以下のとおり。

ジ・低レンジ）及び使用済燃料貯蔵プール監視カメラ（使用済燃料貯蔵プール監視カメンジ）及び使用済燃料プール監視カメラ（使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置を【柏崎】

ラ用空冷装置を含む。
）を使用する。

含む。
）を使用する。

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA）

パラメータ名称の相違

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA），使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域）

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域），使用済燃料プール温度（ＳＡ）及び使用

及び使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）は，想定される重大事

済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）は，想定される重大事故等測する。

故等により変動する可能性のある範囲にわたり測定可能な設計とする。

により変動する可能性のある範囲にわたり測定可能な設計とする。

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域）

また，使用済燃料貯蔵プール監視カメラは，想定される重大事故等時の使用済燃料プールの状態を監視できる設計とする。

また，使用済燃料プール監視カメラは，想定される重大事故等時の使用済燃料プー
ルの状態を監視できる設計とする。

熱電対を多段に備えた計器により水位及び温度を計

熱電対を多段に備えた計器により水位及び温度を計測する。

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA），使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域）

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域），使用済燃料プール温度（ＳＡ），使用済

及び使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）は，所内蓄電式直流電

燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）及び使用済燃料プール監視カ

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）源設備及び可搬型直流電源設備から給電が可能であり，使用済燃料貯蔵プール監視カメ

メラは，常設代替直流電源設備又は可搬型代替直流電源設備から給電が可能な設計とガイドパルス式水位計と測温抵抗体式温度計が内蔵

ラは，常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備から給電が可能な設計とすする。

されている計器にて計測する。

る。

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

【東二】

使用済燃料プール温度（ＳＡ）
熱電対を多段に備えた計器により温度を計測する。
電源設備の名称の相違
東二のカメラは直流電源設備から給電する設計とする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

カメラ用空冷装置の給電元を記載

・使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA）

・使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）

パラメータ名称の相違

・使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域）

・使用済燃料プール温度（ＳＡ）

・使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）

・使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）

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東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：

第５４条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

・使用済燃料貯蔵プール監視カメラ（使用済燃料貯蔵プール監視カメラ用空冷装置を

備考

・使用済燃料プール監視カメラ（使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置を含む。
）

含む。
）
・常設代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）

・常設代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）

カメラの給電元の相違

・所内蓄電式直流電源設備（10.2 代替電源設備）

・常設代替直流電源設備（10.2 代替電源設備）

東二は号機間融通なし。

・可搬型代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）

・可搬型代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）

電源設備の名称の相違

・可搬型直流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2

・可搬型代替直流電源設備（10.2 代替電源設備）

代替電源設備）(4) 使用済燃料プールから発生する水蒸気による悪影響を防止するための設備a.

燃料プール冷却浄化系による使用済燃料プールの除熱
使用済燃料プールから発生する水蒸気による悪影響を防止するための重大事故等対処設備として，燃料プール冷却浄化系を使用する。
燃料プール冷却浄化系は，ポンプ，熱交換器，配管・弁類，計測制御装置等で構成し，(4)

使用済燃料プールから発生する水蒸気による悪影響を防止するための設備

ａ．代替燃料プール冷却系による使用済燃料プール除熱

系統名称の相違

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

系統名称の相違

代替燃料プール冷却系は，ポンプ，熱交換器，配管・弁類，計測制御装置等で構成し， 系統名称の相違

使用済燃料プールの水をポンプにより熱交換器等を経由して循環させることで，使用済

使用済燃料プールの水をポンプにより熱交換器等を経由して循環させることで，使用済

燃料プールを冷却できる設計とする。

燃料プールを冷却できる設計とする。

燃料プール冷却浄化系は，非常用交流電源設備及び原子炉補機冷却系が機能喪失した代替燃料プール冷却系は，非常用交流電源設備及び原子炉補機冷却系が機能喪失した 系統名称の相違場合でも，常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備及び代替原子炉補機冷却場合でも，常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備及び緊急用海水系を用い 系統名称の相違

系を用いて，使用済燃料プールを除熱できる設計とする。

て，使用済燃料プールを除熱できる設計とする。

燃料プール冷却浄化系で使用する代替原子炉補機冷却系は，代替原子炉補機冷却水ポ

代替燃料プール冷却系は，代替燃料プール冷却系ポンプ，代替燃料プール冷却系熱

ンプ及び熱交換器を搭載した熱交換器ユニット，大容量送水車（熱交換器ユニット用），

交換器，配管・弁類，計測制御装置等で構成し，緊急用海水系ポンプにより代替燃料

東二は，常設ＳＡ設備として，代替燃料プール冷却系

配管・ホース・弁類，計測制御装置等で構成し，熱交換器ユニットを原子炉補機冷却系

プール冷却系熱交換器に海水を送水することで，代替燃料プール冷却系熱交換器で発及び緊急用海水系で対応に接続し，大容量送水車（熱交換器ユニット用）により熱交換器ユニットに海水を送水生した熱を最終的な熱の逃がし場である海へ輸送できる設計とする。

設備の相違することで，燃料プール冷却浄化系の熱交換器等で発生した熱を最終的な熱の逃がし場
である海へ輸送できる設計とする。また，大容量送水車（熱交換器ユニット用）の燃料系統構成の相違は，燃料補給設備である軽油タンク及びタンクローリ（4kL）により補給できる設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

・燃料プール冷却浄化系ポンプ

・代替燃料プール冷却系ポンプ

・燃料プール冷却浄化系熱交換器

・代替燃料プール冷却系熱交換器

・熱交換器ユニット（6 号及び 7 号炉共用）

設備名称の相違

東二は共用なし。

・大容量送水車（熱交換器ユニット用）（6 号及び 7 号炉共用）

・緊急用海水系ポンプ（5.10 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備）

設備の相違

・常設代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）

・常設代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）

東二は共用なし。

・可搬型代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）

東二は共用なし。

・燃料補給設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）

東二は共用なし。
設備の相違

燃料プール冷却浄化系の流路として，配管，弁，スキマサージタンク及びディフュー
ザを重大事故等対処設備として使用する。

代替燃料プール冷却系の流路として，配管，弁，スキマサージタンク及びディフュー 系統構成の相違
ザを重大事故等対処設備として使用する。

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東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：

第５４条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉
代替原子炉補機冷却系の流路として，原子炉補機冷却系の配管，弁及びサージタンク
並びにホースを重大事故等対処設備として使用する。
その他，設計基準事故対処設備である使用済燃料プール並びに非常用取水設備の海水貯留堰，スクリーン室及び取水路を重大事故等対処設備として使用する。
使用済燃料プールについては，「4.1 燃料体等の取扱設備及び貯蔵設備」に記載する。

東海第二発電所

備考

緊急用海水系の流路として，緊急用海水系の配管，弁を重大事故等対処設備として使 設備の相違用する。
その他，設計基準対象施設である使用済燃料プールを重大事故等対処設備として使用する。
使用済燃料プールについては，「4.1 燃料体等の取扱設備及び貯蔵設備」に記載する。

大容量送水車（海水取水用）については，「5.7 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備」に記載する。
常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備，所内蓄電式直流電源設備，可搬型直流

緊急用海水系ポンプについては，「5.10 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設

系統構成の相違

備」に記載する。
常設代替交流電源設備については，「10.2 代替電源設備」に記載する。

系統構成の相違

電源設備及び燃料補給設備については，「10.2 代替電源設備」に記載する。
海水貯留堰，スクリーン室及び取水路については，「10.8 非常用取水設備」に記載する。
4.3.2.1

多様性，位置的分散

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

4.3.2.1 多様性，位置的分散
基本方針については，「1.1.7.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
常設低圧代替注水系は，残留熱除去系及び燃料プール冷却浄化系と共通要因によって同系統構成の相違

時に機能を損なわないよう，常設代替交流電源設備からの給電が可能な設計とすること
で，非常用交流電源設備からの給電により駆動する燃料プール冷却浄化系及び残留熱除去
系に対して，多様性を有し位置的分散を図る設計とする。
常設低圧代替注水系ポンプは，冷却水を不要（自然冷却）とすることで，残留熱除去系
海水系により冷却する残留熱除去系ポンプ及び自然冷却により冷却する燃料プール冷却浄化系ポンプに対して多様性を有する設計とする。
常設低圧代替注水系ポンプは，屋外の常設低圧代替注水系格納槽内に設置することで，原子炉建屋原子炉棟内の燃料プール冷却浄化系ポンプ及び残留熱除去系ポンプと位置的分散を図る設計とする。
燃料プール代替注水系は，残留熱除去系及び燃料プール冷却浄化系と共通要因によって同可搬型代替注水中型ポンプを使用した使用済燃料プール注水は，残留熱除去系及び燃料時に機能を損なわないよう，可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）及び可搬型代替注水ポンプ（A-プール冷却浄化系と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，可搬型代替注水中型2 級）をディーゼルエンジンにより駆動することで，電動機駆動ポンプにより構成される燃ポンプを空冷式のディーゼルエンジンにより駆動することで，電動駆動ポンプにより構成

料プール冷却浄化系及び残留熱除去系に対して多様性を有する設計とする。

される燃料プール冷却浄化系及び残留熱除去系に対して多様性を有する設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプを使用した使用済燃料プール注水及び使用済燃料プールスプ

系統構成の相違

系統構成の相違

レイは，残留熱除去系及び燃料プール冷却浄化系と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，可搬型代替注水大型ポンプを空冷式のディーゼルエンジンにより駆動することで，電動駆動ポンプにより構成される燃料プール冷却浄化系及び残留熱除去系に対して多様性を有する設計とする。
また，燃料プール代替注水系は，代替淡水源を水源とすることで，使用済燃料プールを水

常設低圧代替注水系及び可搬型代替注水大型ポンプは，代替淡水貯槽を水源とすること源とする残留熱除去系及び燃料プール冷却浄化系に対して異なる水源を有する設計とする。

で，使用済燃料プールを水源とする燃料プール冷却浄化系及び残留熱除去系に対して異な系統構成の相違る水源を有する設計とする。

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東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：

第５４条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所
可搬型代替注水中型ポンプは，西側淡水貯水設備を水源とすることで，使用済燃料プー

備考

系統構成の相違ルを水源とする燃料プール冷却浄化系及び残留熱除去系に対して異なる水源を有する設計とする。
燃料プール代替注水系の可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）及び可搬型代替注水ポンプ（A-

可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，原子炉建屋原子炉棟から2 級）は，原子炉建屋から離れた屋外に分散して保管することで，原子炉建屋内の残留熱除

離れた屋外に分散して保管することで，原子炉建屋原子炉棟内の燃料プール冷却浄化系ポ去系ポンプ及び燃料プール冷却浄化系ポンプと共通要因によって同時に機能を喪失しない

ンプ，残留熱除去系ポンプ及び常設低圧代替注水系格納槽内の常設低圧代替注水系ポンプ

よう位置的分散を図る設計とする。

と共通要因によって同時に機能を喪失しないよう位置的分散を図る設計とする。

可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）及び可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）の接続口は，共通

可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプの接続口は，共通要因によっ

要因によって接続できなくなることを防止するため，位置的分散を図った複数箇所に設置すて接続できなくなることを防止するため，位置的分散を図った複数箇所に設置する設計とる設計とする。

する。

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA），使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域），使

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域），使用済燃料プール温度（ＳＡ），使用済燃料

用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ），使用済燃料貯蔵プール監視カメ

プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ），使用済燃料プール監視カメラ及び使用

ラ及び使用済燃料貯蔵プール監視カメラ用空冷装置は，使用済燃料貯蔵プール水位，燃料プ

済燃料プール監視カメラ用空冷装置は，使用済燃料プール水位，燃料プール冷却浄化系ポール冷却浄化系ポンプ入口温度，使用済燃料貯蔵プール温度，燃料貯蔵プールエリア放射線

ンプ入口温度，使用済燃料プール温度，燃料取替フロア燃料プールエリア放射線モニタ，モニタ，燃料取替エリア排気放射線モニタ及び原子炉区域換気空調系排気放射線モニタと共原子炉建屋換気系燃料取替床排気ダクト放射線モニタ及び原子炉建屋換気系排気ダクト放通要因によって同時に機能を損なわないよう，使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA），使

射線モニタと共通要因によって同時に機能を損なわないよう，使用済燃料プール水位・温用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域）及び使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レン

度（ＳＡ広域），使用済燃料プール温度（ＳＡ），使用済燃料プールエリア放射線モニタ

ジ・低レンジ）は，非常用交流電源設備に対して，多様性を有する所内蓄電式直流電源設備（高レンジ・低レンジ）及び使用済燃料プール監視カメラは，非常用交流電源設備に対し及び可搬型直流電源設備から給電が可能な設計とし，使用済燃料貯蔵プール監視カメラ及びて，多様性を有する常設代替直流電源設備及び可搬型代替直流電源設備から給電が可能な

使用済燃料貯蔵プール監視カメラ用空冷装置は，非常用交流電源設備に対して多様性を有す設計とし，使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置は，非常用交流電源設備に対して多様る常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備から給電が可能な設計とする。

性を有する常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備から給電が可能な設計とす

設備名称の相違

系統構成の相違パラメータ名称の相違

カメラは直流電源設備から給電する設計とする。

る。
燃料プール冷却浄化系ポンプ及び燃料プール冷却浄化系熱交換器は，残留熱除去系ポンプ

代替燃料プール冷却系ポンプ及び代替燃料プール冷却系熱交換器は，燃料プール冷却浄及び熱交換器と異なる区画に設置することで，残留熱除去系ポンプ及び熱交換器と共通要因

化系ポンプ及び燃料プール冷却浄化系熱交換器並びに残留熱除去系ポンプ及び残留熱除去

によって同時に機能を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。

系熱交換器と異なる区画に設置することで，燃料プール冷却浄化系ポンプ及び燃料プール

系統構成の相違

冷却浄化系熱交換器並びに残留熱除去系ポンプ及び残留熱除去系熱交換器と共通要因によって同時に機能を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。
緊急用海水ポンプは，緊急用海水ポンプピットに設置することで，屋外の海水ポンプ室に設置する残留熱除去系海水系ポンプに対して位置的分散を図る設計とする。
代替燃料プール冷却系及び緊急用海水系は，燃料プール冷却浄化系及び残留熱除去系と共 系統構成の相違
通要因によって同時に機能を損なわないよう，常設代替交流電源設備からの給電が可能な設計とすることで，非常用交流電源設備からの給電により駆動する燃料プール冷却浄化系及び残留熱除去系に対して，多様性を有し位置的分散を図る設計とする。

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東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：

第５４条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

緊急用海水系により代替燃料プール冷却系熱交換器に冷却水を供給する系統は，燃料プー 系統構成の相違
ル冷却浄化系及び残留熱除去系の冷却水系統である残留熱除去系海水系の系統に対して多様性を有する設計とする。
代替燃料プール冷却系ポンプは，冷却を不要（自然冷却）とすることで，残留熱除去系海 系統構成の相違
水系により冷却する残留熱除去系ポンプ及び自然冷却の燃料プール冷却浄化系ポンプに対して多様性を有する設計とする。
代替燃料プール冷却系ポンプ及び代替燃料プール冷却系熱交換器を使用する代替燃料プ

系統構成の相違ール冷却系の配管は，燃料プール冷却浄化系配管の分岐点から燃料プール冷却浄化系の配管との合流点までを独立した系統とすることで，燃料プール冷却浄化系ポンプ及び残留熱除去系ポンプを使用した冷却系統に対して独立性を有する設計とする。
燃料プール冷却浄化系で使用する代替原子炉補機冷却系は，原子炉補機冷却系と共通要因

系統構成の相違

によって同時に機能を損なわないよう，熱交換器ユニットを可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とすることで，非常用交流電源設備からの給電により駆動する原子炉補機
冷却系に対して，多様性を有する設計とし，大容量送水車（熱交換器ユニット用）をディー
ゼルエンジンにより駆動することで，電動機駆動ポンプにより構成される原子炉補機冷却系に対して多様性を有する設計とする。
代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，
タービン建屋から離れた屋外に分散して保管することで，タービン建屋内の原子炉補機冷却水ポンプ，原子炉補機冷却水系熱交換器及び原子炉補機冷却海水ポンプと共通要因によって同時に機能を損わないよう位置的分散を図る設計とする。
熱交換器ユニットの接続口は，共通要因によって接続できなくなることを防止するため，
位置的分散を図った複数箇所に設置する設計とする。
電源設備の多様性，位置的分散については「10.2 代替電源設備」に記載する。

4.3.2.2

悪影響防止

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

4.3.2.2 悪影響防止

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

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

燃料プール代替注水系は，他の設備と独立して使用することにより，他の設備に悪影響を代替燃料プール注水系は，他の設備と独立して使用することにより，他の設備に悪影響及ぼさない設計とする。
燃料プール代替注水系の可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）及び可搬型代替注水ポンプ（A-を及ぼさない設計とする。
可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，設置場所において輪留め

2 級）は，治具や輪留めによる固定等をすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計と又は車両転倒防止装置により固定することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とす

する。

る。

可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）及び可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，飛散物となって他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

系統名称の相違

可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，飛散物となって他の設備

系統構成の相違

系統構成の相違に悪影響を及ぼさない設計とする。
使用済燃料プール注水及び使用済燃料プールスプレイに使用する常設低圧代替注水系ポ

系統構成の相違

ンプ，代替淡水貯槽及び常設スプレイヘッダは，通常時は隔離弁により他の系統と隔離

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東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：

第５４条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

し，重大事故等時に弁操作等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で，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA），使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域），使

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域），使用済燃料プール温度（ＳＡ），使用済燃料

用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ），使用済燃料貯蔵プール監視カメ

プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ），使用済燃料プール監視カメラ及び使用

ラ及び使用済燃料貯蔵プール監視カメラ用空冷装置は，他の設備と電気的な分離を行うこと

済燃料プール監視カメラ用空冷装置は，他の設備と電気的な分離を行うことで，他の設備

で，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

に悪影響を及ぼさない設計とする。

燃料プール冷却浄化系ポンプ及び燃料プール冷却浄化系熱交換器は，設計基準対象施設と使用済燃料プールの冷却に使用する代替燃料プール冷却系ポンプ，代替燃料プール冷却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，他の設系熱交換器及び緊急用海水ポンプは，通常時は隔離弁により他の系統と隔離し，重大事故

備に悪影響を及ぼさない設計とする。

等時に弁操作等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で，他の設備に悪パラメータ名称の相違

系統構成の相違

影響を及ぼさない設計とする。
燃料プール冷却浄化系で使用する代替原子炉補機冷却系は，通常時は熱交換器ユニットを系統構成の相違

接続先の系統と分離して保管し，重大事故等時に接続，弁操作等により重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。また，原子炉
補機冷却系と代替原子炉補機冷却系を同時に使用しないことにより，相互の機能に悪影響を及ぼさない設計とする。
代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，治具や輪留めによる固定等をすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，飛散物となって他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

4.3.2.3

容量等

4.3.2.3 容 量 等

基本方針については，「1.1.7.2 容量等」に示す。

基本方針については，「1.1.7.2 容量等」に示す。

燃料プール代替注水系の可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）及び可搬型代替注水ポンプ（A-

可搬型代替注水中型ポンプは，想定される重大事故等時において，使用済燃料プール内

2 級）は，想定される重大事故等時において，使用済燃料プール内燃料体等を冷却し，放射燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止するために必要な注水流量を有する線を遮蔽し，及び臨界を防止するために必要な注水流量を有するものとして，可搬型スプレ

ものとして，1 セット 2 台の運転により十分なポンプ容量を有する設計とする。保有数は，

イヘッダ又は常設スプレイヘッダを使用する場合は，可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）を１

2 セット 4 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 台の合計

セット１台及び可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）を１セット 3 台，又は可搬型代替注水ポン

5 台を保管する。

プ（A-2 級）を 1 セット 4 台使用する。保有数は，6 号及び 7 号炉共用で可搬型代替注水ポ

可搬型代替注水大型ポンプは，想定される重大事故等時において，使用済燃料プール内

ンプ（A-2 級）の場合に 4 セット 16 台に加えて，故障時及び保守点検による待機除外時の燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止するために必要な注水流量を有する

バックアップ用として 1 台（6 号及び 7 号炉共用）の合計 17 台，可搬型代替注水ポンプ（A-ものとして，1 セット 1 台の運転により十分なポンプ容量を有する設計とする。保有数は，

1 級）の場合に 6 号及び 7 号炉共用で 1 セット 1 台に加えて，故障時及び保守点検による待2 セット 2 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 台の合計

機除外時のバックアップ用として 1 台（6 号及び 7 号炉共用）の合計 2 台を保管する。

3 台を保管する。予備については，同型設備である可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）の設備名称の相違

バックアップ 1 台と共用可能とする。

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東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：

第５４条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

燃料プール代替注水系の可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）及び可搬型代替注水ポンプ（A-備考
系統構成の相違

2 級）は，想定される重大事故等時において，使用済燃料プール内燃料体等の損傷を緩和し，及び臨界を防止するために必要なスプレイ量を有するものとして，可搬型スプレイヘッダを使用する場合は，可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）を 1 セット 1 台及び可搬型代替注水ポン
プ（A-2 級）を 1 セット 3 台，又は可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）を 1 セット 4 台使用し，常設スプレイヘッダを使用する場合は，可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）を 1 セット 1 台及び可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）を 1 セット 3 台として使用する。保有数は 6 号及び 7 号
炉共用で可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）の場合に 1 セット 4 台に加えて，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（6 号及び 7 号炉共用）の合計 5 台，可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）の場合に 6 号及び 7 号炉共用で 1 セット 1 台に加えて，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（6 号及び 7 号炉共用）の合
計 2 台を保管する。
常設低圧代替注水系ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，使用済燃料プール全面にスプレイ又は大量の水を放水することにより，できる限り環境への放射性物質の放出を低減するために必要なポンプ流量を有するものとして使用する。
可搬型スプレイノズルは，使用済燃料プール全面にスプレイすることで，できる限り環境への放射性物質の放出を低減することができるものを 1 セット 3 個使用する。保有数
は，2 セット 6 個，故障時の予備として 1 個の合計 7 個を保管する。
使用済燃料プール注水及び使用済燃料プールスプレイに使用する代替淡水貯槽は，使用済燃料プールへの注水量に対して可搬型代替注水中型ポンプにより淡水又は海水を補給するまでの間，水源を確保できる十分な容量を有する設計とする。
使用済燃料プール注水に使用する西側淡水貯水設備は，使用済燃料プールへの注水量に対して可搬型代替注水大型ポンプにより淡水又は海水を補給するまでの間，水源を確保できる十分な容量を有する設計とする。
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA）は，想定される重大事故等時において変動する可記載方針の相違

能性のある使用済燃料プール上部から使用済燃料上端近傍までの範囲を測定できる設計と柏崎は水位の変動範囲を記載をしているが，東二はする。

水位と温度の変動範囲について記載する。

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域）は，想定される重大事故等時において変動す

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）は，想定される重大事故等時において変動する可能性のある使用済燃料プール上部から底部近傍までの範囲を測定できる設計とする。

る可能性のある使用済燃料プール上部から底部近傍までの範囲にわたり水位を測定できる設計とする。
使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）及び使用済燃料プール温度（ＳＡ）は，想定される重大事故等時において変動する可能性のある範囲にわたり温度を測定できる設計とする。

使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）は，想定される重大事故等時において変動する可能性のある範囲を測定できる設計とする。

使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）は，重大事故等時においパラメータ名称の相違て変動する可能性のある範囲を測定できる設計とする。

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基本設計比較表

【対象項目：

第５４条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉
使用済燃料貯蔵プール監視カメラは，想定される重大事故等時において赤外線機能により使用済燃料プール及びその周辺の状況が把握できる設計とする。

東海第二発電所

備考

使用済燃料プール監視カメラは，想定される重大事故等時において赤外線機能により使用 東二は，カメラの配置関係上，使用済燃料プールの周済燃料プールの状況が把握できる設計とする。

辺（通路等）まで監視出来ない設計である。なお，条文要求である使用済燃料プールの状態は監視可能である。

燃料プール冷却浄化系ポンプ及び燃料プール冷却浄化系熱交換器は，設計基準対象施設と使用済燃料プールの冷却に使用する代替燃料プール冷却系ポンプ，代替燃料プール冷却兼用しており，設計基準対象施設としてのポンプ流量及び伝熱容量が，想定される重大事故

系熱交換器及び緊急用海水ポンプは，想定される重大事故等時において，使用済燃料プー

等時において，使用済燃料プール内に貯蔵する使用済燃料から発生する崩壊熱を除去するた

ル内に貯蔵する使用済燃料から発生する崩壊熱を除去できるポンプ流量及び伝熱容量に対めに必要なポンプ流量及び伝熱容量に対して十分であるため，設計基準対象施設と同仕様でして十分な容量を確保できる容量を有する設計とする。

系統構成の相違設計する。
燃料プール冷却浄化系で使用する代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，想定される重大事故等時において，燃料プール冷却浄化
系熱交換器等で発生した熱を除去するために必要な伝熱容量及びポンプ流量を有する熱交換器ユニット 1 セット 1 式と大容量送水車（熱交換器ユニット用）1 セット 1 台を使用する。熱交換器ユニットの保有数は，6 号及び 7 号炉共用で 4 セット 4 式に加えて，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 式（6 号及び 7 号炉共用）の合計 5式を保管する。大容量送水車（熱交換器ユニット用）の保有数は，6 号及び 7 号炉共用で 4
セット 4 台に加えて，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（6 号及び 7 号炉共用）の合計 5 台を保管する。
また，熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，想定される重大事
故等時において，燃料プール冷却浄化系による使用済燃料プールの除熱と残留熱除去系による発電用原子炉若しくは原子炉格納容器内の除熱又は代替循環冷却系による原子炉格納容
器内の減圧及び除熱を同時に使用するため，各系統の必要な除熱量を同時に確保できる容量を有する設計とする。

4.3.2.4

環境条件等

基本方針については，「1.1.7.3 環境条件等」に示す。

4.3.2.4 環境条件等
基本方針については，「1.1.7.3 環境条件等」に示す。
使用済燃料プール注水及び使用済燃料プールスプレイに使用する常設低圧代替注水系ポ

系統構成の相違

ンプは，常設低圧代替注水系格納槽内に設置し，重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
常設低圧代替注水系ポンプは，中央制御室から操作が可能な設計とする。

系統構成の相違

燃料プール代替注水系の可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）及び可搬型代替注水ポンプ（A-

使用済燃料プール注水及び使用済燃料プールスプレイに使用する可搬型代替注水大型ポ

設備名称の相違

2 級）は，屋外に保管及び設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設

ンプは，屋外に保管及び設置し，重大事故等時における屋外の環境条件を考慮した設計と

計とする。

する。

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基本設計比較表

【対象項目：

第５４条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所
使用済燃料プール注水に使用する可搬型代替注水中型ポンプは，屋外に保管及び設置

備考
系統構成の相違

し，重大事故等時における屋外の環境条件を考慮した設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）及び可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）の常設設備との接続及び操作は，想定される重大事故等時において，設置場所で可能な設計とする。

可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプの操作は，想定される重大事

系統構成の相違

故等時において，設置場所で可能な設計とする。
常設低圧代替注水系ポンプ，可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプ

系統構成の相違は，淡水だけでなく海水も使用可能な設計とする。なお，可能な限り淡水源を優先し，海水通水を短期間とすることで，設備への影響を考慮する。また，可搬型代替注水中型ポン
プ及び可搬型代替注水大型ポンプは，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。
燃料プール代替注水系の可搬型スプレイヘッダは，原子炉建屋原子炉区域内に保管及び設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。

代替燃料プール注水系の可搬型スプレイノズルは，原子炉建屋原子炉棟内に保管及び設設備名称の相違

置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。

可搬型スプレイヘッダは，現場据付け後の操作は不要な設計とする。また，設置場所への可搬型スプレイノズルは，現場据付け後の操作は不要な設計とする。また，設置場所へ据付けが困難な作業環境に備え，常設のスプレイヘッダを設ける。常設スプレイヘッダは，の据付けが困難な作業環境に備え，常設のスプレイヘッダを設ける。常設スプレイヘッダ

原子炉建屋原子炉区域内に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設

は，原子炉建屋原子炉棟内に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮し計とする。

た設計とする。

常設スプレイヘッダを使用した代替注水及びスプレイは，スロッシング又は使用済燃料プ

代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水及び代替燃料プールからの大量の水の漏えい等により使用済燃料プール付近の線量率が上昇した場合でも，ール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイは，スロッシン

被ばく低減の観点から原子炉建屋の外で操作可能な設計とする。

グ又は使用済燃料プールからの大量の水の漏えい等により使用済燃料プール付近の線量率が上昇した場合でも，被ばく低減の観点から原子炉建屋原子炉棟の外で操作可能な設計と設備名称の相違

系統構成の相違

設備名称の相違する。
また，燃料プール代替注水系は，淡水だけでなく海水も使用できる設計とする。なお，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，設備への影響を考慮する。
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA），使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域），使

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域），使用済燃料プール温度（ＳＡ），使用済燃料

用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）及び使用済燃料貯蔵プール監視カ

プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）及び使用済燃料プール監視カメラは，

メラは，原子炉建屋原子炉区域内に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考

原子炉建屋原子炉棟内に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設

建屋名称の相違

慮した設計とする。使用済燃料貯蔵プール監視カメラ用空冷装置は，原子炉建屋内の原子炉計とする。使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置は，原子炉建屋付属棟内に設置し，想建屋名称の相違

区域外に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。使用済

定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。使用済燃料プール監視カ

燃料貯蔵プール監視カメラ用空冷装置の操作は，想定される重大事故等時において，原子炉

メラ用空冷装置の操作は，想定される重大事故等時において，中央制御室で可能な設計と使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置の起動につ

建屋内の原子炉区域外で可能な設計とする。

する。

いて，柏崎は現場起動であるが，東二は中央制御室よパラメータ名称の相違

り遠隔起動が可能な設計とする。

燃料プール冷却浄化系ポンプ及び燃料プール冷却浄化系熱交換器は，原子炉建屋原子炉区域内に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。

代替燃料プール冷却系ポンプ及び代替燃料プール冷却系熱交換器は，原子炉建屋原子炉

系統構成の相違

棟内に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
緊急用海水系ポンプは，緊急用海水ポンプピット内に設置し，重大事故等時における環系統構成の相違

境条件を考慮した設計とする。

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基本設計比較表

【対象項目：

第５４条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉
燃料プール冷却浄化系ポンプの操作は，想定される重大事故等時において，中央制御室で可能な設計とする。

東海第二発電所
代替燃料プール冷却系ポンプ及び緊急用海水系ポンプの操作は，想定される重大事故等

備考
系統構成の相違時において，中央制御室で可能な設計とする。

燃料プール冷却浄化系の系統構成に必要な弁の操作は，想定される重大事故等時におい系統構成の相違て，中央制御室又は設置場所で可能な設計とする。
燃料プール冷却浄化系で使用する代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニット及び大容量系統構成の相違

送水車（熱交換器ユニット用）は，屋外に保管及び設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
熱交換器ユニットの常設設備との接続及び操作は，想定される重大事故等時において設置

系統構成の相違

場所で可能な設計とする。
代替原子炉補機冷却系の系統構成に必要な弁の操作は，想定される重大事故等時におい系統構成の相違て，中央制御室又は設置場所で可能な設計とする。
大容量送水車（熱交換器ユニット用）の熱交換器ユニットとの接続及び操作は，想定され系統構成の相違る重大事故等時において，設置場所で可能な設計とする。
また，熱交換器ユニットの海水通水側及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，使用

また，緊急用海水ポンプ及び代替燃料プール冷却系熱交換器は，使用時に海水を通水す

時に海水を通水するため，海水影響を考慮した設計とし，海から直接取水する際の異物の流るため，海水影響を考慮した設計とし，海から直接取水する際の異物の流入防止を考慮し入防止を考慮した設計とする。

た設計とする。

4.3.2.5

操作性の確保基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

系統構成の相違

4.3.2.5 操作性の確保
基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
常設低圧代替注水系による使用済燃料プール注水及び使用済燃料プールスプレイを行う

系統構成の相違

系統は，重大事故等時において，通常時の系統から弁の操作にて速やかに系統構成が可能な設計とする。
常設低圧代替注水系は，中央制御室の操作盤のスイッチにより操作が可能な設計とす

系統構成の相違る。
燃料プール代替注水系は，想定される重大事故等時において，他の系統と切り替えること

系統構成の相違なく使用できる設計とする。
燃料プール代替注水系の可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）及び可搬型代替注水ポンプ（A-

代替燃料プール注水系の可搬型代替注水中型ポンプは，付属の操作スイッチにより，設2 級）は，付属の操作スイッチにより，設置場所での操作が可能な設計とし，系統構成に必

置場所での操作が可能な設計とし，系統構成に必要な弁は，設置場所での手動操作が可能

要な弁は，設置場所での手動操作が可能な設計とする。

な設計とする。

系統構成の相違

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基本設計比較表

【対象項目：

第５４条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所
可搬型代替注水中型ポンプ及び西側淡水貯水設備を使用する使用済燃料プール注水を行

備考
系統構成の相違う系統は，重大事故等時において，通常時の隔離又は分離された状態から弁の操作や接続により速やかに系統構成が可能な設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）及び可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，車両として屋外のアクセスルートを通行してアクセス可能な設計とするとともに，設置場所にて輪留めに可搬型代替注水中型ポンプは，車両として屋外のアクセスルートを通行してアクセス可能 系統構成の相違な設計とするとともに，設置場所にて輪留めによる固定等が可能な設計とする。

よる固定等が可能な設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）及び可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）を接続する接続口

可搬型代替注水中型ポンプを接続する高所東側接続口，高所西側接続口，原子炉建屋東側 系統構成の相違については，簡便な接続とし，接続治具を用いてホースを確実に接続することができる設計

接続口及び原子炉建屋西側接続口については，一般的に使用される工具を用いて接続可能なとする。また，6 号及び 7 号炉が相互に使用することができるよう，接続口の口径を統一す

フランジ接続により確実に接続することができる設計とする。ホースの接続については，接る設計とする。

続方式及びホース口径の統一により確実に接続することができる設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプは，付属の操作スイッチにより設置場所での操作が可能な設計 系統構成の相違とし，系統構成に必要な弁は，設置場所での手動操作が可能な設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプ及び代替淡水貯槽を使用する使用済燃料プール注水及び使用

系統構成の相違済燃料プールスプレイを行う系統は，重大事故等時において，通常時の隔離又は分離された状態から弁の操作や接続により速やかに系統構成が可能な設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプは，車両として屋外のアクセスルートを通行してアクセス可能 系統構成の相違な設計とするとともに，設置場所にて輪留め又は車両転倒防止装置により固定が可能な設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプを接続する高所東側接続口，高所西側接続口，原子炉建屋東側 系統構成の相違
接続口及び原子炉建屋西側接続口については，一般的に使用される工具を用いて接続可能な
フランジ接続により確実に接続することができる設計とする。ホースの接続については，接続方式及びホース口径の統一により確実に接続することができる設計とする。
燃料プール代替注水系の可搬型スプレイヘッダとホースの接続については，簡便な接続と系統構成の相違

し，結合金具を用いてホースを確実に接続することができる設計とする。
可搬型スプレイヘッダは，現場据付け後の操作は不要な設計とする。
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA），使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域），使

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域），使用済燃料プール温度（ＳＡ），使用済燃料

用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ），使用済燃料貯蔵プール監視カメ

プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ），使用済燃料プール監視カメラ及び使用

ラ及び使用済燃料貯蔵プール監視カメラ用空冷装置は，想定される重大事故等時において他済燃料プール監視カメラ用空冷装置は，想定される重大事故等時において他の系統と切りの系統と切り替えることなく使用できる設計とする。

替えることなく使用できる設計とする。

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA），使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域），使

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域），使用済燃料プール温度（ＳＡ），使用済燃料

用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）及び使用済燃料貯蔵プール監視カ

プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）及び使用済燃料プール監視カメラは，

メラは，想定される重大事故等時において，操作を必要とすることなく中央制御室から監視想定される重大事故等時において，操作を必要とすることなく中央制御室から監視が可能が可能な設計とする。

な設計とする。

また，使用済燃料貯蔵プール監視カメラ用空冷装置は，想定される重大事故等時においても，原子炉建屋内の原子炉区域外で弁及び付属の操作スイッチにより，設置場所での操作が可能な設計とする。

パラメータ名称の相違

また，使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置は，想定される重大事故等時においても，中央制御室制御盤の操作スイッチにより，操作が可能な設計とする。

設備設計の相違
使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置の起動につ

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基本設計比較表

【対象項目：

第５４条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考
いて，柏崎は現場起動であるが，東二は中央制御室より遠隔起動が可能な設計とする。

燃料プール冷却浄化系は，想定される重大事故等時において，通常時の系統構成から弁操
作等により速やかに切り替えられる設計とする。

代替燃料プール冷却系ポンプ及び代替燃料プール冷却系熱交換器並びに緊急用海水ポン

系統構成の相違

プによる使用済燃料プールの冷却を行う系統は，想定される重大事故等時において，通常時の系統構成から弁操作等により速やかに切り替えられる設計とする。

燃料プール冷却浄化系ポンプは，中央制御室の操作スイッチにより操作が可能な設計とし，系統構成に必要な弁は，中央制御室の操作スイッチによる操作又は設置場所での手動操代替燃料プール冷却系ポンプ及び緊急用海水ポンプは，中央制御室操作盤の操作スイッ

系統構成の相違

チにより操作が可能な設計とする。

作が可能な設計とする。
燃料プール冷却浄化系で使用する代替原子炉補機冷却系は，想定される重大事故等時にお系統構成の相違いて，通常時の系統構成から接続，弁操作等により速やかに切り替えられる設計とする。
代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，系統構成の相違

付属の操作スイッチにより，設置場所での操作が可能な設計とする。代替原子炉補機冷却系の系統構成に必要な弁の操作は，中央制御室での操作スイッチによる操作又は設置場所での手動操作が可能な設計とする。
熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，車両として屋外のアクセ

系統構成の相違

スルートを通行してアクセス可能な設計とするとともに，設置場所にて輪留めによる固定等が可能な設計とする。
熱交換器ユニットを接続する接続口については，フランジ接続とし，一般的に使用される系統構成の相違

工具を用いて，ホースを確実に接続することができる設計とする。また，6 号及び 7 号炉が相互に使用することができるよう，接続口の口径を統一する設計とする。
大容量送水車（熱交換器ユニット用）と熱交換器ユニットとの接続は，簡便な接続とし，系統構成の相違

接続治具を用いてホースを確実に接続できる設計とする。

4.3.3

主要設備及び仕様

使用済燃料プールの冷却等のための設備の主要機器仕様を第 4.3−1 表に示す。

4.3.4

試験検査

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

4.3.3 主要設備及び仕様
使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備の主要機器仕様を第 4.3−1 表に示す。

表題は基準規則に準じる。

4.3.4 試験検査
基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
使用済燃料プール注水及び使用済燃料プールスプレイに使用する常設低圧代替注水系ポ

系統構成の相違

ンプは，発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能及び漏えいの有無の確認並びに弁

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基本設計比較表

【対象項目：

第５４条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

開閉操作の確認が可能な設計とする。
常設低圧代替注水系ポンプは，発電用原子炉の停止中に分解が可能な設計とする。
燃料プール代替注水系の可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）及び可搬型代替注水ポンプ（A-

使用済燃料プール注水に使用する可搬型代替注水中型ポンプは，発電用原子炉の運転中2 級）は，発電用原子炉の運転中又は停止中に独立して機能・性能及び漏えいの有無の確認

又は停止中に独立して機能・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，が可能な設計とするとともに，分解又は取替えが可能な設計とする。

分解又は取替えが可能な設計とする。
使用済燃料プール注水及び使用済燃料プールスプレイに使用する可搬型代替注水大型ポ

設備名称の相違

系統構成の相違

ンプは，発電用原子炉の運転中又は停止中に他系統と独立した試験系統により機能・性能
及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
また，可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）及び可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）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。

可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，車両として運転状態の確

系統構成の相違

認及び外観の確認が可能な設計とする。

燃料プール代替注水系の可搬型スプレイヘッダ及び常設スプレイヘッダは，発電用原子炉

使用済燃料プール注水及び使用済燃料プールスプレイに使用する可搬型スプレイノズルの運転中又は停止中に独立して機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とするとと及び常設スプレイヘッダは，発電用原子炉の運転中又は停止中に独立して機能・性能及び漏もに，外観の確認が可能な設計とする。

えいの有無の確認が可能な設計とするとともに，外観の確認が可能な設計とする。

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA）及び使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域）

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）及び使用済燃料プール温度（ＳＡ）は，発電

は，発電用原子炉の運転中又は停止中に模擬入力による機能・性能の確認（特性の確認）及用原子炉の運転中又は停止中に模擬入力による機能・性能の確認（特性の確認）及び校正

び校正が可能な設計とする。

が可能な設計とする。

使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）は，発電用原子炉の運転中又使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）は，発電用原子炉の運転は停止中に模擬入力による機能・性能の確認（特性の確認）及び校正が可能な設計とする。

中又は停止中に模擬入力による機能・性能の確認（特性の確認）及び校正が可能な設計と系統構成の相違パラメータ名称の相違

パラメータ名称の相違する。
使用済燃料貯蔵プール監視カメラ及び使用済燃料貯蔵プール監視カメラ用空冷装置は，発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能の確認が可能な設計とする。

使用済燃料プール監視カメラ及び使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置は，発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能の確認が可能な設計とする。

燃料プール冷却浄化系は，発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能及び漏えいの確

使用済燃料プールの冷却に使用する代替燃料プール冷却系ポンプ，代替燃料プール冷却

認並びに弁開閉操作の確認が可能な設計とする。また，燃料プール冷却浄化系ポンプ及び燃系熱交換器及び緊急用海水ポンプは，発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能及び料プール冷却浄化系熱交換器は，発電用原子炉の運転中又は停止中に分解及び外観の確認が漏えいの確認並びに弁開閉操作の確認が可能な設計とする。

可能な設計とする。

パラメータ名称の相違

系統構成の相違

代替燃料プール冷却系ポンプ，代替燃料プール冷却系熱交換器及び緊急用海水ポンプ
は，発電用原子炉の運転中又は停止中に分解及び外観の確認が可能な設計とする。

燃料プール冷却浄化系で使用する代替原子炉補機冷却系は，発電用原子炉の運転中又は停系統構成の相違

止中に機能・性能及び漏えいの有無の確認並びに弁の開閉動作の確認が可能な設計とする。
また，代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニットの代替原子炉補機冷却水ポンプ及び熱交換器は，発電用原子炉の運転中又は停止中に分解又は取替えが可能な設計とする。
代替原子炉補機冷却系の大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，発電用原子炉の運転中

系統構成の相違又は停止中に独立して機能・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，分解又は取替えが可能な設計とする。また，熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユ22/51

東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：

第５４条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考ニット用）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。

第 4.3−1 表 使用済燃料プールの冷却等のための設備の主要機器仕様(1) 燃料プール代替注水系
a.

第 4.3−1 表 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備の主要機器仕様(1) 代替燃料プール注水系

可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）（6 号及び 7 号炉共用）

a. 常設低圧代替注水系ポンプ

型

式

うず巻形

台

数

1（予備 1）

・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

容量168m3/h/台以上（吐出圧力 0.85MPa[gage]において）・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

3120m /h/台以上（吐出圧力 1.4MPa[gage]において）
吐出圧力0.85MPa[gage]〜1.4MPa[gage]以上兼用する設備は以下のとおり。

・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備
型

式

ターボ形

台

数

2

容

量

約 200m３／h（1 台当たり）

程

約 200m

全b.

可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）（6 号及び 7 号炉共用）兼用する設備は以下のとおり。

b. 可搬型代替注水中型ポンプ兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備

・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

型

式

うず巻形

・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備

台

数

16（予備 1）

・水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備

3120m /h/台以上（吐出圧力 0.85MPa[gage]において）

量

吐出圧力

・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備

84m3/h/台以上（吐出圧力 1.4MPa[gage]において）

型

式

うず巻形

0.85MPa[gage]〜1.4MPa[gage]以上台

数

4（予備 1）

容量

約 210m３／h（1 台当たり）

程

約 100m

全c.

可搬型スプレイヘッダ（6 号及び 7 号炉共用）
数

d.

揚

・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に原子炉を冷却するための設備

容量

1（予備 1）

常設スプレイヘッダ
数量

以下設備仕様の相違は自明であり特記しない。

1

揚c. 可搬型代替注水大型ポンプ兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
・原子炉格納容器内の冷却等のための設備
・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備
・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備

23/51

東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：

第５４条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

・水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
型

式

うず巻形

台

数

2（予備 1※）

容量

約 1,320m３／h（1 台当たり）

程

約 140m

全揚※「可搬型代替注水大型ポンプ」及び「可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）」は同型設備であり，「可搬型代替注水大型ポンプ」の予備 1 台と「可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）」の予備 1 台の計 2 台は共用可能とする。
d. 西側淡水貯水設備
兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
・原子炉格納容器内の冷却等のための設備
・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備
・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備
・水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
基

数

1

容

量

約 5,000m３

e. 代替淡水貯槽
兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
・原子炉格納容器内の冷却等のための設備
・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備
・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備
・水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
基

数

1

容

量

約 5,000m３

24/51

東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：

第５４条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

f. 可搬型スプレイノズル個

数6（予備 1）g. 常設スプレイヘッダ個

大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）（6 号及び 7 号炉共用）
第 9.7−1 表

発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備の主要機器仕様に記

a. 可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）
兼用する設備は以下のとおり。
・発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備

載する。
b.

1

(2) 原子炉建屋放水設備(2) 原子炉建屋放水設備a.

数

放水砲（6 号及び 7 号炉共用）

型

式

うず巻形

第 9.7−1 表台数

1（予備 1※）

容量

約 1,380m３／h

程約 135m

発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備の主要機器仕様に記

載する。

全

揚

※「可搬型代替注水大型ポンプ」及び「可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）」は同型設備であり，「可搬型代替注水大型ポンプ」の予備 1 台と「可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）」の予備 1 台の計 2 台は共用可能とする。
b. 放水砲兼用する設備は以下のとおり。
・発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備
個ａ．使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域）
兼用する設備は以下のとおり。

兼用する設備は以下のとおり。

・計装設備（重大事故等対処設備）

・計装設備（重大事故等対処設備）

個

数

個

1（検出点 14 箇所）
計測範囲

水位 6 号炉

T.M.S.L.20,180〜31,170mm

7 号炉

T.M.S.L.20,180〜31,123mm

温度 0〜150℃b.

1（予備 1）(3) 使用済燃料プール監視設備(3) 使用済燃料プール監視設備a.

数

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA）

数

水位：1
温度：1（検出点 2 箇所）

計 測 範 囲水位：EL.35,077mm〜EL.46,577mm
温度：0〜120℃ｂ．使用済燃料プール温度（ＳＡ）

兼用する設備は以下のとおり。

兼用する設備は以下のとおり。

・計装設備（重大事故等対処設備）

・計装設備（重大事故等対処設備）

25/51

東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：

第５４条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉
個

数

東海第二発電所

1（検出点 8 箇所）
計測範囲個

水位 6 号炉

T.M.S.L.23,420〜30,420mm

7 号炉

T.M.S.L.23,373〜30,373mm数

備考

1（検出点 8 箇所）

計 測 範 囲0〜120℃

温度 0〜150℃c.

使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
第 8.1−2 表 放射線管理設備（重大事故等時）の主要機器仕様に記載する。

d.

使用済燃料貯蔵プール監視カメラ（使用済燃料貯蔵プール監視カメラ用空冷装置を含ｃ．使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
第 8.1−2 表 放射線管理設備（重大事故等時）の主要機器仕様に記載する。
ｄ．使用済燃料プール監視カメラ（使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置を含む）

む。
）

兼用する設備は以下のとおり。

兼用する設備は以下のとおり。

・計装設備（重大事故等対処設備）

・計装設備（重大事故等対処設備）
個

数

数

1

1

(4) 燃料プール冷却浄化系a.

個(4) 代替燃料プール冷却系

ポンプ

a. 代替燃料プール冷却系ポンプ兼用する設備は以下のとおり。

台

数

1

・燃料プール冷却浄化系

容量

約 124m３／h

程

約 40m

台

数

1（予備 1※1）

容量

約 250m3/h/台

全 揚 程

全

揚

約 80m
※1 6 号炉は代替循環冷却系と同時に使用する場合を除く。

b.

熱交換器

b. 代替燃料プール冷却系熱交換器兼用する設備は以下のとおり。

基・燃料プール冷却浄化系

伝

基

数

伝熱容量

熱

容

数

1

量

約 2.31MW※2

1（予備 1 ）約 1.9MW※2 代替循環冷却系と同時に使用する場合を除く。

(5) 代替原子炉補機冷却系(5) 緊急用海水系

a.

a. 緊急用海水ポンプ

熱交換器ユニット（6 号及び 7 号炉共用）
第 5.10−1 表

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備の主要機器仕様に記載する。
b.

兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

大容量送水車（熱交換器ユニット用）（6 号及び 7 号炉共用）

・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

第 5.10−1 表

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備する。

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備の主要機器仕様に記載

・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備
台

数

1（予備 1）

容量

約 844m３／h

26/51

東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：

第５４条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所
全

揚

程

備考

約 130mb. 緊急用海水系ストレーナ
兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
・原子炉格納容器内の冷却等のための設備
・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備
基

数

1

27/51

東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：

第５４条

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉】
東海第二発電所

備考

第 4.3−1 図 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備の系統概要図(1)（常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済
燃料プール注水）28/51

東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：

第５４条

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉】
東海第二発電所

備考

第 4.3−2 図 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備の系統概要図(2)（可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水）

29/51

東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：

第５４条

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉】
東海第二発電所

備考

第 4.3−3 図 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備の系統概要図(3)（常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プール注水及びスプレイ）

30/51

東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：

第５４条

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉】
東海第二発電所

備考

第 4.3−4 図 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備の系統概要図(4)（可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プール注水及びスプレイ）

31/51

東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：

第５４条

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉】
東海第二発電所

備考

第 4.3−5 図 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備の系統概要図(5)（可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用
した使用済燃料プール注水及びスプレイ）

32/51

東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：

第５４条

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉】
東海第二発電所

備考

第 4.3−6 図 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備の系統概要図(6)（代替燃料プール冷却系による使用済燃料プール冷却）

33/51

東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：

第５４条

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉】
東海第二発電所

備考

34/51

東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：

第５４条

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉】
東海第二発電所

備考

35/51

東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：

第５４条

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉】
東海第二発電所

備考

36/51

東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：

第５４条

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉】
東海第二発電所

備考

37/51

東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：

第５４条

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉】
東海第二発電所

備考

38/51

東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：

第５４条

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉】
東海第二発電所

備考

39/51

東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：

第５４条

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉】
東海第二発電所

備考

40/51

東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：

第５４条

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉】
東海第二発電所

備考

41/51

東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：

第５４条

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉】
東海第二発電所

備考

42/51

東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：

第５４条

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉】
東海第二発電所

備考

43/51

東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：

第５４条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

原子炉建屋付属棟

備考

原子炉建屋原子炉棟

④

冷却器

③

高レンジ

低レ ンジ

①

②

使用済燃料貯蔵ラック

使用済燃料プール⑤

MO
コンプレッサー除湿器①使用済燃料プール水位・温度(ＳＡ広域)②使用済燃料プール温度(ＳＡ)③使用済燃料プールエリア放射線モニタ(高レンジ・低レンジ)④使用済燃料プール監視カメラ⑤使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置

第 4.3−7 図 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備の系統概要図（7）
使用済燃料プール監視設備

44/51

東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：

第５４条

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉】
東海第二発電所

備考

45/51

東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：

第５４条

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉】
東海第二発電所

備考

46/51

東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：

第５４条

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉】
東海第二発電所

備考

47/51

東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：

第５４条

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉】
東海第二発電所

備考

48/51

東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：

第５４条

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉】
東海第二発電所

備考

49/51

東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：

第５４条

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉】
東海第二発電所

備考

50/51

東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：

第５４条

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉】
東海第二発電所

備考

51/51

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５５条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉
9.7

発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備

9.7.1

概要

東海第二発電所
9.11 発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備

項目番号の相違

9.11.1 概要

項目番号の相違

炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損又は使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷

炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損又は使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷に至った場合において，発電所外への放射性物質の拡散を抑制するために必要な重大事故等対処に至った場合において，発電所外への放射性物質の拡散を抑制するために必要な重大事故等対処

設備を保管する。

設備を保管する。

発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備の系統概要図及び配置図を第 9.7−1 図から第 9.7−3 図に示す。
9.7.2

設計方針

発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備の系統概要図及び配置図を第 9.11−1 図 図表番号の相違
から第 9.11−3 図に示す。
9.11.2 設計方針

発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備のうち，炉心の著しい損傷及び原子炉格発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備のうち，炉心の著しい損傷及び原子炉格

納容器の破損又は使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷に至った場合において，発電所外

納容器の破損又は使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷に至った場合において，発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備として，原子炉建屋放水設備及び海洋拡散抑制設備

への放射性物質の拡散を抑制するための設備として，原子炉建屋放水設備及び海洋拡散抑制設備

を設ける。

を設ける。

また，原子炉建屋周辺における航空機衝突による航空機燃料火災に対応できる設備として，原子炉建屋放水設備を設ける。

(1) 炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損又は使用済燃料プール内燃料体等の著しい損傷(1) 炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損又は使用済燃料プール内燃料体等の著しい損傷時に用いる設備時に用いる設備a. 大気への放射性物質の拡散抑制

ａ．大気への放射性物質の拡散抑制

大気への放射性物質の拡散を抑制するための重大事故等対処設備として，原子炉建屋放水設備を使用する。

項目番号の相違

また，原子炉建屋周辺における航空機衝突による航空機燃料火災に対応できる設備として，原子炉建屋放水設備を設ける。

(a) 原子炉建屋放水設備による大気への放射性物質の拡散抑制

備考(a) 原子炉建屋放水設備による大気への放射性物質の拡散抑制
大気への放射性物質の拡散を抑制するための重大事故等対処設備として，原子炉建屋放水設備を使用する。

原子炉建屋放水設備は，大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），放水砲，ホース等で構

原子炉建屋放水設備は，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用），放水砲，ホース等で構成 設備名称の相違成し，大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）により海水をホースを経由して放水砲からし，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）により海水をホースを経由して放水砲から原子 設備名称の相違

原子炉建屋へ放水できる設計とする。大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）及び放水砲

炉建屋へ放水できる設計とする。可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）及び放水砲は，設 設備名称の相違

は，設置場所を任意に設定し，複数の方向から原子炉建屋に向けて放水できる設計とする。

置場所を任意に設定し，複数の方向から原子炉建屋に向けて放水できる設計とする。

大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）の燃料は，燃料補給設備である軽油タンク及びタンクローリ（4kL）により補給できる設計とする。

可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）の燃料は，燃料給油設備である可搬型設備用軽油 設備名称の相違
タンク及びタンクローリにより補給できる設計とする。

設備名称の相違

主要な設備は，以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

・大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）（6 号及び 7 号炉共用）

・可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）

設備名称の相違，東二は号機間融通なし。

・放水砲（6 号及び 7 号炉共用）

・放水砲

東二は号機間融通なし。

・燃料補給設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）

・燃料給油設備（10.2 代替電源設備）

先行ＢＷＲとの整合により「可搬型設備用軽油タン
ク」及び「タンクローリ」を一括名称「燃料給油設備」として記載

本系統の流路として，ホースを重大事故等対処設備として使用する。

本系統の流路として，ホースを重大事故等対処設備として使用する。

東二は号機間融通なし

1／11

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５５条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

b. 海洋への放射性物質の拡散抑制(a) 海洋拡散抑制設備による海洋への放射性物質の拡散抑制
海洋への放射性物質の拡散を抑制するための重大事故等対処設備として，海洋拡散抑制設備を使用する。
海洋拡散抑制設備は，放射性物質吸着材，汚濁防止膜等で構成する。放射性物質吸着材

東海第二発電所

備考

ｂ．海洋への放射性物質の拡散抑制(a) 海洋拡散抑制設備による海洋への放射性物質の拡散抑制
海洋への放射性物質の拡散を抑制するための重大事故等対処設備として，海洋拡散抑制設
備を使用する。
海洋拡散抑制設備は，汚濁防止膜等で構成する。

放水開始前に対応可能な対応をＳＡ対応とす

は，雨水排水路等に流入した汚染水が通過する際に放射性物質を吸着できるよう，5 号，6るが，東二は汚濁防止膜設置箇所が構内の雨号及び 7 号炉の雨水排水路集水桝並びにフラップゲート入口 3 箇所の計 6 箇所に設置でき

水排水集水桝及び放水口であり放水開始前にる設計とする。

設置可能であることから，汚濁防止膜をＳＡ設備とする。
（柏崎は、放水開始前の対応として放射性物質吸着剤及び汚濁防止膜等をＳＡとしている。
（以下①の相違）

汚濁防止膜は，汚染水が発電所から海洋に流出する 4 箇所（北放水口 1 箇所及び取水口 3箇所）に設置することとし，小型船舶（汚濁防止膜設置用）により設置できる設計とする。

汚濁防止膜は，汚染水が発電所から海洋に流出する 12 箇所（雨水排水路集水桝 9 箇所及び 発電所外への流出経路の相違
放水路 3 箇所）に設置できる設計とする。

東二は全ての汚濁防止膜設置箇所が海上ではなく構内にあること及び作業員による展張が可能であることから，小型船舶は不要（以下②の相違）

主要な設備は，以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

・放射性物質吸着材（6 号及び 7 号炉共用）・汚濁防止膜（6 号及び 7 号炉共用）・汚濁防止膜・小型船舶（汚濁防止膜設置用）（6 号及び 7 号炉共用）①の相違，東二は号機間融通なし
東二は号機間融通なし②の相違，東二号機間融通なし(2) 原子炉建屋周辺における航空機衝突による航空機燃料火災時に用いる設備
a. 航空機燃料火災への泡消火(a) 原子炉建屋放水設備による航空機燃料火災への泡消火
原子炉建屋周辺における航空機衝突による航空機燃料火災に対応するための重大事故等対処設備として，原子炉建屋放水設備を使用する。
原子炉建屋放水設備は，大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），放水砲，泡原液混合装(2) 原子炉建屋周辺における航空機衝突による航空機燃料火災時に用いる設備
ａ．航空機燃料火災への泡消火(a) 原子炉建屋放水設備による航空機燃料火災への泡消火
原子炉建屋周辺における航空機衝突による航空機燃料火災に対応するための重大事故等対処設備として，原子炉建屋放水設備を使用する。
原子炉建屋放水設備は，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用），放水砲，泡混合器，泡消火 設備名称の相違

置，泡原液搬送車，ホース等で構成し，大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）により海薬剤容器（大型ポンプ用），ホース等で構成し，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）により 東二は泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）を運

水を泡消火薬剤と混合しながらホースを経由して放水砲から原子炉建屋周辺へ放水できる

海水を泡消火薬剤と混合しながらホースを経由して放水砲から原子炉建屋周辺へ放水できる搬用車両に積載し、運搬する運用（以下③の設計とする。

設計とする。

相違）

2／11

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５５条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉
大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）の燃料は，燃料補給設備である軽油タンク及びタンクローリ（4kL）により補給できる設計とする。

9.7.2.1

東海第二発電所
可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）の燃料は，燃料給油設備である可搬型設備用軽油タ
ンク及びタンクローリにより補給できる設計とする。

備考
設備名称の相違
設備名称の相違

主要な設備は，以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

・大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）（6 号及び 7 号炉共用）

・可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）

設備名称の相違，東二は号機間融通なし

・放水砲（6 号及び 7 号炉共用）

・放水砲

東二は号機間融通なし

・泡原液混合装置（6 号及び 7 号炉共用）

・泡混合器

設備名称の相違，東二は号機間融通なし

・泡原液搬送車（6 号及び 7 号炉共用）・泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）

設備名称の相違，東二は号機間融通なし

・燃料補給設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）

・燃料給油設備（10.2 代替電源設備）

東二は号機間融通なし

本系統の流路として，ホースを重大事故等対処設備として使用する。

本系統の流路として，ホースを重大事故等対処設備として使用する。

燃料補給設備については，「10.2 代替電源設備」にて記載する。

燃料給油設備については，「10.2 代替電源設備」にて記載する。

多様性，位置的分散

9.11.2.1 多様性，位置的分散

項目番号の相違

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

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

原子炉建屋放水設備又は海洋拡散抑制設備である大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），放水

原子炉建屋放水設備又は海洋拡散抑制設備である可搬型代替注水大型ポンプ（放水用），放水砲， 設備名称の相違

砲，泡原液混合装置，泡原液搬送車，放射性物質吸着材，汚濁防止膜及び小型船舶（汚濁防止膜

泡混合器，泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）及び汚濁防止膜は，原子炉建屋，タービン建屋及び ③の相違

設置用）は，原子炉建屋，タービン建屋及び廃棄物処理建屋から離れた屋外に保管する。

廃棄物処理建屋から離れた屋外に保管する。

9.7.2.2

悪影響防止

9.11.2.2 悪影響防止

項目番号の相違

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

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

原子炉建屋放水設備又は海洋拡散抑制設備である大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），放水

原子炉建屋放水設備又は海洋拡散抑制設備である可搬型代替注水大型ポンプ（放水用），放水砲， 設備名称の相違

砲，泡原液混合装置，泡原液搬送車，放射性物質吸着材，汚濁防止膜及び小型船舶（汚濁防止膜

泡混合器，泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）及び汚濁防止膜は，他の設備から独立して保管及び ③の相違

設置用）は，他の設備から独立して保管及び使用することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設

使用することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

計とする。なお，放射性物質吸着材は，透過性を考慮した設計とすることで，雨水排水路集水桝①の相違

等からの溢水により他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。また，仮に閉塞した場合においても，放射性物質吸着材の吊り上げ等によって流路を確保することができる設計とする。
放水砲は，放水砲の使用を想定する重大事故等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。

放水砲は，放水砲の使用を想定する重大事故等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。

3／11

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５５条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉
大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），放水砲及び泡原液搬送車は，治具や輪留めによる固定等をすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）は，飛散物となって他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

東海第二発電所

備考

可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）及び放水砲は，治具や輪留めによる固定等をすることで， 設備名称の相違
他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）は，飛散物となって他の設備に悪影響を及ぼさない設計

設備名称の相違とする。
項目番号の相違

9.7.2.3

容量等

9.11.2.3 容量等

基本方針については，「1.1.7.2 容量等」に示す。

基本方針については，「1.1.7.2 容量等」に示す。

原子炉建屋放水設備である大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），放水砲，泡原液混合装置及原子炉建屋放水設備である可搬型代替注水大型ポンプ（放水用），放水砲，泡混合器及び泡消火 設備名称の相違

び泡原液搬送車は，想定される重大事故等時において，大気への放射性物質の拡散抑制又は航空

薬剤容器（大型ポンプ用）は，想定される重大事故等時において，大気への放射性物質の拡散抑機燃料火災への対応に対して，1 台で複数号炉に放水するため，移動等ができる設計とし，放水砲

制又は航空機燃料火災への対応に対して，放水砲による直状放射により原子炉建屋の最高点であによる直状放射により原子炉建屋の最高点である屋上に放水又は噴霧放射により広範囲に放水す

る屋上に放水又は噴霧放射により広範囲に放水するために必要な容量を有するものを 1 セット 1

るために必要な容量を有するものを 6 号及び 7 号炉共用で 1 セット 1 台使用する。保有数は，6台使用する。保有数は， 1 セット 1 台に加えて，故障時及び保守点検による待機除外時のバック

東二は号機間融通なし

号及び 7 号炉共用で 1 セット 1 台に加えて，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアッ

アップ用として 1 台の合計 2 台を保管する。

東二は号機間融通なし

プ用として 1 台（6 号及び 7 号炉共用）の合計 2 台を保管する。

可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）のバックアップについては，同型設備である可搬型代替

東二は号機間融通なし

東二は号機間融通なし

注水大型ポンプのバックアップ用の 1 台と共用可能とする。

海洋拡散抑制設備である放射性物質吸着材は，想定される重大事故等時において，6 号及び 7

設備設計・運用の相違

号炉の雨水排水路集水桝並びに 6 号及び 7 号炉の雨水排水路から汚染水が溢れた場合の代替排水路となる 5 号炉の雨水排水路集水桝及びフラップゲート入口 3 箇所の計 6 箇所に設置する。保有数は，各設置場所に対して 1 式を保管する。
海洋拡散抑制設備である汚濁防止膜は，想定される重大事故等時において，海洋への放射性物

海洋拡散抑制設備である汚濁防止膜は，想定される重大事故等時において，海洋への放射性物質の拡散を抑制するため，設置場所に応じた高さ及び幅を有する設計とする。保有数は，各設置

質の拡散を抑制するため，設置場所に応じた高さ及び幅を有する設計とする。保有数は，各設置場所の幅に応じて必要な本数を 2 組（6 号及び 7 号炉共用）に加えて，故障時及び保守点検による場所の幅に応じた必要な本数計 24 本に加えて，故障時の待機除外時のバックアップ用として各設 ①の相違

待機除外時のバックアップ用として各設置場所に対して 2 本（6 号及び 7 号炉共用）を保管する。

置場所に対して 2 本を保管する。

①の相違，東二は号機間融通なし

海洋拡散抑制設備である小型船舶（汚濁防止膜設置用）は，想定される重大事故等時において，東二は設置個所毎の汚濁防止膜について同仕設置場所に汚濁防止膜を設置するために対応できる容量として，6 号及び 7 号炉共用で 1 セット 1

様のバックアップを同数確保する方針として台使用する。保有数は，6 号及び 7 号炉共用で 1 セット 1 台に加えて，故障時及び保守点検によるいるため，記載単位を整合させている。また，

待機除外時のバックアップ用として 1 台（6 号及び 7 号炉共用）の合計 2 台を保管する。

東二における保守点検は外観目視であり待機除外の必要無し。

4／11

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５５条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉
9.7.2.4

環境条件等

東海第二発電所
9.11.2.4 環境条件等

備考
項目番号の相違

基本方針については，「1.1.7.3 環境条件等」に示す。

基本方針については，「1.1.7.3 環境条件等」に示す。

原子炉建屋放水設備又は海洋拡散抑制設備である大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），放水

原子炉建屋放水設備又は海洋拡散抑制設備である可搬型代替注水大型ポンプ（放水用），放水砲， 設備名称の相違

砲，泡原液混合装置，泡原液搬送車，放射性物質吸着材，汚濁防止膜及び小型船舶（汚濁防止膜

泡混合器，泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）及び汚濁防止膜は，屋外に保管及び設置し，想定さ設置用）は，屋外に保管及び設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計

れる重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。

③の相違

とする。

大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），放水砲，泡原液混合装置及び泡原液搬送車の接続及び操作は，想定される重大事故等時において，設置場所で可能な設計とする。

可搬型代替注水大型ポンプ（放水用），放水砲，泡混合器及び泡消火薬剤容器（大型ポンプ用） 設備名称の相違の接続及び操作は，想定される重大事故等時において，設置場所で可能な設計とする。

小型船舶（汚濁防止膜設置用）の操作は，想定される重大事故等時において，設置場所で可能

③の相違

②の相違

な設計とする。

大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），放水砲，泡原液混合装置及び放射性物質吸着材は，使用時に海水を通水するため，海水影響を考慮した設計とする。

大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）は，海水を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。

汚濁防止膜は海に設置し，小型船舶（汚濁防止膜設置用）は海で使用するため，耐腐食性材料

可搬型代替注水大型ポンプ（放水用），放水砲及び泡混合器は，使用時に海水を通水するため， 設備名称の相違
海水影響を考慮した設計とする。

可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）は，海水を直接取水する際の異物の流入防止を考慮した

設備名称の相違設計とする。

汚濁防止膜は海に設置するため，耐腐食性材料を使用する設計とする。

②の相違を使用する設計とする。

9.7.2.5

操作性の確保9.11.2.5 操作性の確保

項目番号の相違

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

原子炉建屋放水設備又は海洋拡散抑制設備である大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），放水

原子炉建屋放水設備又は海洋拡散抑制設備である可搬型代替注水大型ポンプ（放水用），放水砲， 設備名称の相違

砲，泡原液混合装置，泡原液搬送車，放射性物質吸着材，汚濁防止膜及び小型船舶（汚濁防止膜

泡混合器，泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）及び汚濁防止膜は，想定される重大事故等時におい ③の相違

設置用）は，想定される重大事故等時において，他の系統と切り替えることなく使用できる設計て，他の系統と切り替えることなく使用できる設計とする。

とする。

5／11

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５５条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），放水砲，泡原液混合装置及び泡原液搬送車は，車両と東海第二発電所

備考

可搬型代替注水大型ポンプ（放水用），放水砲，泡混合器及び泡消火薬剤容器（大型ポンプ用） 設備名称の相違

して屋外のアクセスルートを通行してアクセス可能な設計とするとともに，大容量送水車（原子は，車両として屋外のアクセスルートを通行してアクセス可能な設計とするとともに，可搬型代 ③の相違

炉建屋放水設備用），放水砲及び泡原液搬送車は設置場所にて輪留めにより固定等ができる設計と替注水大型ポンプ（放水用）及び放水砲は設置場所にて輪留めにより固定等ができる設計とする。 設備名称の相違する。
大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），放水砲，泡原液混合装置及び泡原液搬送車の接続は，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用），放水砲，泡混合器及び泡消火薬剤容器（大型ポンプ用） 設備名称の相違

簡便な接続とし，一般的に使用される工具を用いて，ホースを確実に接続することができる設計の接続は，簡便な接続とし，一般的に使用される工具を用いて，ホースを確実に接続することが ③の相違とする。

できる設計とする。

大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）は，付属の操作スイッチにより，設置場所での操作が可能な設計とする。

大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），放水砲，泡原液混合装置及び泡原液搬送車は，設置場所を任意に設定し，複数の方向から放水できる設計とする。

可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）は，付属の操作スイッチにより，設置場所での操作が可 設備名称の相違
能な設計とする。

可搬型代替注水大型ポンプ（放水用），放水砲，泡混合器及び泡消火薬剤容器（大型ポンプ用） 設備名称の相違
は，設置場所を任意に設定し，複数の方向から放水できる設計とする。

放射性物質吸着材は，車両により屋外のアクセスルートを通行してアクセス可能な設計とする①の相違

とともに，容易に設置できる設計とする。
汚濁防止膜は，車両により屋外のアクセスルートを通行してアクセス可能な設計とするとともに，小型船舶（汚濁防止膜設置用）を用いて設置できる設計とする。

小型船舶（汚濁防止膜設置用）は，車両により屋外のアクセスルートを通行してアクセス可能②の相違な設計とするとともに，設置場所で容易に操縦できる設計とする。

9.7.3

主要設備及び仕様

発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備の主要機器仕様を第 9.7−1 表に示す。

9.11.3 主要設備及び仕様
発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備の主要機器仕様を第 9.11−1 表に示す。

項目番号の相違
図表番号の相違

6／11

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５５条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉
9.7.4

試験検査

東海第二発電所
9.11.4 試験検査

備考
項目番号の相違

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

原子炉建屋放水設備である大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），放水砲及び泡原液混合装置

原子炉建屋放水設備である可搬型代替注水大型ポンプ（放水用），放水砲及び泡混合器は，発電 設備名称の相違

は，発電用原子炉の運転中又は停止中に，独立して機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な用原子炉の運転中又は停止中に，独立して機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とす ③の相違設計とするとともに，外観の確認が可能な設計とする。また，大容量送水車（原子炉建屋放水設るとともに，外観の確認が可能な設計とする。また，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）は，

備用）は，発電用原子炉の運転中又は停止中に，分解又は取替えが可能な設計とする。

発電用原子炉の運転中又は停止中に，分解又は取替えが可能な設計とする。

原子炉建屋放水設備である泡原液搬送車は，発電用原子炉の運転中又は停止中に，内容量及び外観の確認が可能な設計とする。

また，大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）及び泡原液搬送車は，発電用原子炉の運転中又は停止中に，車両として運転状態の確認が可能な設計とする。

海洋拡散抑制設備である放射性物質吸着材，汚濁防止膜及び小型船舶（汚濁防止膜設置用）は，発電用原子炉の運転中又は停止中に，外観の確認が可能な設計とする。

第 9.7−1 表 発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備の主要機器仕様(1) 原子炉建屋放水設備

原子炉建屋放水設備である泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）は，発電用原子炉の運転中又は停止中に，内容量及び外観の確認が可能な設計とする。

また，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）は，発電用原子炉の運転中又は停止中に，車両と 設備名称の相違
して運転状態の確認が可能な設計とする。

兼用する設備は以下のとおり。
・使用済燃料プールの冷却等のための設備能な設計とする。

第 9.11−1 表 発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備の主要機器仕様

図表番号の相違
以下設備仕様の相違は自明であり特記しな

a. 可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）

い。

兼用する設備は以下のとおり。
・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備

台

数

1（予備 1）台

数

1（予備 1＊）

容量900m3/h

容量

約 1,380m３／h

1.25MPa[gage]全程約 135m

吐出圧力③の相違

海洋拡散抑制設備である汚濁防止膜は，発電用原子炉の運転中又は停止中に，外観の確認が可 ①，②の相違(1) 原子炉建屋放水設備

a. 大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）（6 号及び 7 号炉共用）

設備名称の相違

揚＊「可搬型代替注水大型ポンプ」及び「可搬型代替注水大型ポ

運用の相違

ンプ（放水用）」は同型設備であり，「可搬型代替注水大型ポ 基準要求上は、1 台（N）＋１台（α）で合計ンプ」の予備 1 台と「可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）」 2 台を満たしているが，ポンプの発電所外点の予備 1 台の計 2 台は共用可能とする。

検（車検等）時においても発電所内に N＋αを確保できるように注釈で補足

7／11

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５５条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉
b. 放水砲（6 号及び 7 号炉共用）兼用する設備は以下のとおり。
・使用済燃料プールの冷却等のための設備
台

数

1（予備 1）c. 泡原液混合装置（6 号及び 7 号炉共用）台

数

1（予備 1）d. 泡原液搬送車（6 号及び 7 号炉共用）

東海第二発電所

備考

b. 放水砲兼用する設備は以下のとおり。
・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備
個

数

1（予備 1）数

1（予備 1）c. 泡混合器
個d. 泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）

台

数

1（予備 1）個

数

5（予備 5）容量4,000L容量

約 1m３（1 個当たり）(2) 海洋拡散抑制設備(2) 海洋拡散抑制設備
a. 放射性物質吸着材（6 号及び 7 号炉共用）(a) 6 号及び 7 号炉雨水排水路集水桝用
個数

1 式/箇所(b) 5 号雨水排水路集水桝用及びフラップゲート入口用
個数

1 式/箇所b. 汚濁防止膜（6 号及び 7 号炉共用）

a. 汚濁防止膜(a)雨水排水路集水桝-1,2,3,4,7 及び 8(a) 北放水口側
組

数

2※1

個

数

12（予備 12）

高

さ

6m

高

さ

約 3m（1 個当たり）幅140m/組

約 3m（1 個当たり）幅※1 汚濁防止膜（幅 20m）を 7 本で 1 組として，2 組分 14 本と予備 2本を含む。
(b)雨水排水路集水桝-5，6 及び 9(b) 取水口側（3 箇所）
組

数

2※2/箇所

個

数

6（予備 6）

高

さ

8m

高

さ

約 2m（1 個当たり）

幅

80m/組

約 3m（1 個当たり）幅※2 汚濁防止膜（幅 20m）を 4 本で 1 組として，2 組分 8 本と予備 2本を含む。
(c)放水路−A，B 及び C個

数

6（予備 6）

高さ

約 4m（1 個当たり）幅

約 4m（1 個当たり）

c. 小型船舶（汚濁防止膜設置用）（6 号及び 7 号炉共用）台

数

1（予備 1）

8／11

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５５条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

第 9.11−1 図 発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備系統概要図（原子炉建屋放水設備による大気への放射性物質の拡散抑制）

9／11

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５５条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

第 9.11−2 図 発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備配置図（海洋拡散抑制設備による海洋への放射性物質の拡散抑制）

10／11

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５５条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

第 9.11−3 図 発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備系統概要図（原子炉建屋放水設備による航空機燃料火災への泡消火）

11／11

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５６条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉
5.7

重大事故等の収束に必要となる水の供給設備

5.7.1

概要

東海第二発電所
9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備

項目番号の相違

9.12.1 概

項目番号の相違

要設計基準事故の収束に必要な水源とは別に，重大事故等の収束に必要となる十分な量の水を有設計基準事故の収束に必要な水源とは別に，重大事故等の収束に必要となる十分な量の水を有する水源を確保することに加えて，発電用原子炉施設には，設計基準事故対処設備及び重大事故する水源を確保することに加えて，発電用原子炉施設には，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備に対して重大事故等の収束に必要となる十分な量の水を供給するために必要な重大等対処設備に対して重大事故等の収束に必要となる十分な量の水を補給するために必要な重大事故等対処設備を設置及び保管する。

事故等対処設備を設置及び保管する。

重大事故等の収束に必要となる水の供給設備の系統概要図を第 5.7−1 図から第 5.7−8 図に
示す。
5.7.2

設計方針

備考

重大事故等の収束に必要となる水の供給設備の系統概要図を第 9.12−1 図から第 9.12−25 図 図番の相違に示す。
9.12.2 設計方針

重大事故等の収束に必要となる水の供給設備のうち，重大事故等の収束に必要となる水源とし重大事故等の収束に必要となる水の供給設備のうち，重大事故等の収束に必要となる水源として，復水貯蔵槽，サプレッション・チェンバ及びほう酸水注入系貯蔵タンクを設ける。これら重て，代替淡水貯槽，西側淡水貯水設備，サプレッション・チェンバ及びほう酸水貯蔵タンクを設大事故等の収束に必要となる水源とは別に，代替淡水源として防火水槽及び淡水貯水池を設けける。これら重大事故等の収束に必要となる水源とは別に，代替淡水源として多目的タンク，原る。また，淡水が枯渇した場合に，海を水源として利用できる設計とする。

水タンク，ろ過水貯蔵タンク及び純水貯蔵タンクを設ける。
代替淡水貯槽を水源として重大事故等の対応を実施する際には，西側淡水貯水設備を代替淡水源とし，西側淡水貯水設備を水源として重大事故等の対応を実施する際には，代替淡水貯槽を代替淡水源とする。また，淡水が枯渇した場合に，海を水源として利用できる設計とする。

重大事故等の収束に必要となる水の供給設備のうち，設計基準事故対処設備及び重大事故等対重大事故等の収束に必要となる水の供給設備のうち，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備に対して，重大事故等の収束に必要となる十分な量の水を供給するために必要な設備とし処設備に対して，重大事故等の収束に必要となる十分な量の水を供給するために必要な設備として，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）を設ける。また，海を利用するために必要な設備として，て，可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプを設ける。また，海を利用するた

大容量送水車（海水取水用）を設ける。

めに必要な設備として，可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプを設ける。

項目番号の相違ＳＡ収束に必要となる水源及び代替淡水源の相違
56 条解釈
a)ＳＡ収
束に必要
となる水
源

東二
柏崎
・西側淡水貯水設備
・復水貯蔵槽・代替淡水貯槽――・サプレッション・プール
・サプレッション・チェンバ
・ほう酸水貯蔵タンク
・ほう酸水注入系貯蔵タンクb)代替淡・多目的タンク・防火水槽
水源・原水タンク・淡水貯水池・ろ過水貯蔵タンク
・純粋貯蔵タンク（・西側淡水貯水設備※）（・代替淡水貯槽※）c)海海
海※第１水源として西側淡水貯水設備使用時は，代替淡水貯槽を代替淡水源として使用可能。また，第１水源として代替淡水貯槽使用時は，西側淡水貯水設備を代替淡水源として使用可能。

（以下①の相違）
十分な量の水を供給するために必要な設備の相違
水を供給す
るために必
要な設備
海を利用す
る設備

東二
・可搬型代替注水中型ポンプ
・可搬型代替注水大型ポンプ

柏崎・可搬型代替注水ポン
プ（A-2 級）

・可搬型代替注水中型ポンプ
・可搬型代替注水大型ポンプ

・大容量送水車（海水取水用）（以下同じ）

代替水源からの移送ルートを確保し，移送ホース及びポンプについては，複数箇所に分散して代替水源からの移送ルートを確保し，ホース及びポンプについては，複数箇所に分散して保管 設備名称の相違

保管する。

する。

(1) 重大事故等の収束に必要となる水源(1) 重大事故等の収束に必要となる水源

a. 復水貯蔵槽を水源とした場合に用いる設備

a. 代替淡水貯槽を水源とした場合に用いる設備想定される重大事故等時において，原子炉圧力容器及び原子炉格納容器への注水に使用す想定される重大事故等時において，原子炉圧力容器及び原子炉格納容器への注水に使用する設計基準事故対処設備が機能喪失した場合の代替手段である高圧代替注水系，低圧代替注る設計基準事故対処設備が機能喪失した場合の代替手段である低圧代替注水系（常設），低圧

水系（常設），代替格納容器スプレイ冷却系（常設）及び格納容器下部注水系（常設）並びに代替注水系（可搬型），代替格納容器スプレイ冷却系（常設），代替格納容器スプレイ冷却系

重大事故等対処設備（設計基準拡張）である原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心注水系の水源（可搬型），格納容器下部注水系（常設）及び格納容器下部注水系（可搬型）の水源として，として，復水貯蔵槽を使用する。

また，使用済燃料プールの冷却又は注水に使用する設計基準事故対処設備が機能喪失した場

設備設計の相違合の代替手段である代替燃料プール注水系（注水ライン），代替燃料プール注水系（常設スプ
レイヘッダ）及び代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）の水源として，代替淡水貯槽を使用する。

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柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５６条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

主要な設備は，以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

・復水貯蔵槽・代替淡水貯槽各系統の詳細については，「5.3 非常用炉心冷却系」，「5.4 原子炉冷却材圧力バウンダ

備考

設備設計の相違

各系統の詳細については，「4.3 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備」，「5.9 原子炉冷却 系統，項目番号の相違

リ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備」，「5.6 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧

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」，「9.6 原子炉格納容器内の冷時に発電用原子炉を冷却するための設備」，「5.8 原子炉隔離時冷却系」，「9.2 原子炉格納却等のための設備」及び「9.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備」に記載す

容器内の冷却等のための設備」及び「9.4 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するためる。

の設備」に記載する。
b. 西側淡水貯水設備を水源とした場合に用いる設備

56 条解釈 a)設備として，上記の代替淡水貯槽想定される重大事故等時において，原子炉圧力容器及び原子炉格納容器への注水に使用す に加えて，西側淡水貯水設備を設置。
る設計基準事故対処設備が機能喪失した場合の代替手段である低圧代替注水系（可搬型），代 先行ＢＷＲに類似設備なし。
替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）及び格納容器下部注水系（可搬型）の水源として，また，使用済燃料プールの注水に使用する設計基準事故対処設備が機能喪失した場合の代替手
段である代替燃料プール注水系（注水ライン）の水源として，西側淡水貯水設備を使用する。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・西側淡水貯水設備
各系統の詳細については，「4.3 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備」，「5.9 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備」，「9.6 原子炉格納容器内の冷却等のための設備」及び「9.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備」に記載する。
b. サプレッション・チェンバを水源とした場合に用いる設備

c. サプレッション・チェンバを水源とした場合に用いる設備想定される重大事故等時において，原子炉圧力容器及び原子炉格納容器への注水に使用す想定される重大事故等時において，原子炉圧力容器及び原子炉格納容器への注水に使用する設計基準事故対処設備が機能喪失した場合の代替手段である代替循環冷却系並びに重大る設計基準事故対処設備が機能喪失した場合の代替手段である高圧代替注水系，代替循環冷

事故等対処設備（設計基準拡張）である原子炉隔離時冷却系，高圧炉心注水系，残留熱除去

却系，原子炉隔離時冷却系，高圧炉心スプレイ系，残留熱除去系（低圧注水系），低圧炉心系（低圧注水モード），残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）及び残留熱除去系（サスプレイ系及び残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系及びサプレッション・プール冷却系）

プレッション・チェンバ・プール水冷却モード）の水源として，サプレッション・チェンバの水源として，サプレッション・チェンバを使用する。

を使用する。

サプレッション・チェンバを水源とする系統の相違
東二
高圧代替注水系
代替循環冷却系
原子炉隔離時冷却系
高圧炉心スプレイ系
残留熱除去系（低圧注水系）
低圧炉心スプレイ系
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷
却系及びサプレッション・プール冷却系）

柏崎
高圧炉心注水系
代替循環冷却系
原子炉隔離時冷却系−
残留熱除去系（低圧注水モード）−
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷
却モード）
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）

主要な設備は，以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

（以下同じ）

・サプレッション・チェンバ・サプレッション・チェンバ各系統の詳細については，「5.2 残留熱除去系」，「5.3 非常用炉心冷却系」，「5.8 原子

各系統の詳細については，「5.7 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷東二に設計基準拡張として分類及び整理した設備はない。
（以下同じ）

炉隔離時冷却系」及び「9.3 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備」に記載す却するための設備」，「5.9 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却する 系統，項目番号の相違

る。

ための設備」及び「9.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備」に記載する。

c. ほう酸水注入系貯蔵タンクを水源とした場合に用いる設備

ｄ. ほう酸水貯蔵タンクを水源とした場合に用いる設備想定される重大事故等時において，原子炉圧力容器への注水に使用する設計基準事故対処想定される重大事故等時において，原子炉圧力容器への注水に使用する設計基準事故対処

設備が機能喪失した場合の代替手段であるほう酸水注入系の水源として，ほう酸水注入系貯設備が機能喪失した場合の代替手段であるほう酸水注入系の水源として，ほう酸水貯蔵タン

設備名称の相違

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柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５６条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉
蔵タンクを使用する。

東海第二発電所
クを使用する。

主要な設備は，以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

・ほう酸水注入系貯蔵タンク（6.7 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするため

・ほう酸水貯蔵タンク（6.7 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備）の設備）
本系統の詳細については，「6.7 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設

備考

本系統の詳細については，「6.7 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備」に記載する。

備」に記載する。
d. 代替淡水源を水源とした場合に用いる設備想定される重大事故等時において，復水貯蔵槽へ水を供給するための水源であるととも

e. 代替淡水源を水源とした場合に用いる設備想定される重大事故等時において，代替淡水貯槽又は西側淡水貯水設備へ水を供給するた ①の相違に，原子炉圧力容器及び原子炉格納容器への注水に使用する設計基準事故対処設備が機能喪めの水源であるとともに，原子炉圧力容器及び原子炉格納容器への注水に使用する設計基準失した場合の代替手段である低圧代替注水系（可搬型），代替格納容器スプレイ冷却系（可事故対処設備が機能喪失した場合の代替手段である低圧代替注水系（可搬型），代替格納容器搬型）及び格納容器下部注水系（可搬型）の水源として，また，使用済燃料プールの冷却又

スプレイ冷却系（可搬型）及び格納容器下部注水系（可搬型）の水源として，また，使用済は注水に使用する設計基準事故対処設備が機能喪失した場合の代替手段である燃料プール

燃料プールの冷却又は注水に使用する設計基準事故対処設備が機能喪失した場合の代替手

代替注水系の水源として，代替淡水源である防火水槽及び淡水貯水池を使用する。

段である代替燃料プール注水系（注水ライン），代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッ 代替燃料プール注水系の系統名称の相違
ダ）及び代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）の水源として，代替淡水源である （以下②の相違）
多目的タンク，原水タンク，ろ過水貯蔵タンク及び純水貯蔵タンクを使用する。

各系統の詳細については，「4.3 使用済燃料プールの冷却等のための設備」，「5.6 原子

各系統の詳細については，「4.3 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備」，「5.9 原子炉

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」，「9.2 原子炉格納

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」，「9.6 原子炉格納容

容器内の冷却等のための設備」及び「9.4 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するため器内の冷却等のための設備」及び「9.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設の設備」に記載する。

備」に記載する。

e. 海を水源とした場合に用いる設備想定される重大事故等時において，淡水が枯渇した場合に，復水貯蔵槽へ水を供給するた

f. 海を水源とした場合に用いる設備想定される重大事故等時において，淡水が枯渇した場合に，代替淡水貯槽又は西側淡水貯 ①の相違

めの水源であるとともに，原子炉圧力容器及び原子炉格納容器への注水に使用する設計基準

水設備へ水を供給するための水源であるとともに，原子炉圧力容器及び原子炉格納容器への事故対処設備が機能喪失した場合の代替手段である低圧代替注水系（可搬型），代替格納容注水に使用する設計基準事故対処設備が機能喪失した場合の代替手段である低圧代替注水器スプレイ冷却系（可搬型）及び格納容器下部注水系（可搬型）の水源として，また，使用

系（可搬型），代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）及び格納容器下部注水系（可搬型）の済燃料プールの冷却又は注水に使用する設計基準事故対処設備が機能喪失した場合の代替水源として，また，使用済燃料プールの冷却又は注水に使用する設計基準事故対処設備が機手段である燃料プール代替注水系の水源として海を利用するための重大事故等対処設備と能喪失した場合の代替手段である代替燃料プール注水系（注水ライン），代替燃料プール注水 ②の相違

して，大容量送水車（海水取水用）を使用する。

系（常設スプレイヘッダ）及び代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）の水源として海を利用するための重大事故等対処設備として，可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代
替注水大型ポンプを使用する。

大容量送水車（海水取水用）は，海水を各系統へ供給できる設計とする。

可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，海水を各系統へ供給できる 設備名称の相違設計とする。

3／38

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５６条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉
また，代替原子炉補機冷却系の大容量送水車（熱交換器ユニット用）及び原子炉建屋放水設備の大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）の水源として，海を使用する。
大容量送水車（海水取水用）の燃料は，燃料補給設備である軽油タンク及びタンクローリ（4kL）により補給できる設計とする。

東海第二発電所

備考「代替原子炉補機冷却また，放水設備（大気への放射性物質の拡散抑制）の可搬型代替注水大型ポンプ（放水用） 設備に以下の相違があるため．柏崎は，の水源として，海を使用する。

系の大容量送水車（熱交換器ユニット用）」を記載。
東二：常設のＥＳＷ（緊急用海水系）
先行ＢＷＲ：可搬対応

可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプの燃料は，燃料給油設備である 設備名称の相違
可搬型設備用軽油タンク及びタンクローリにより補給できる設計とする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

・大容量送水車（海水取水用）(6 号及び 7 号炉共用)

・可搬型代替注水中型ポンプ

設備名称の相違・可搬型代替注水大型ポンプ

設備名称の相違・可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）

設備名称の相違

・燃料補給設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）

・燃料給油設備（10.2 代替電源設備）

東二は号機間融通なし

本系統の流路として，ホースを重大事故等対処設備として使用する。

本系統の流路として，ホースを重大事故等対処設備として使用する。

その他，設計基準事故対処設備である非常用取水設備の海水貯留堰，スクリーン室及び取東二はＥＳＷ（緊急用海水系）

水路を重大事故等対処設備として使用する。
各系統の詳細については，「4.3 使用済燃料プールの冷却等のための設備」，「5.6 原子

各系統の詳細については，「4.3 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備」，「5.9 原子炉冷却 項目番号の相違

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」，「5.10 最終ヒート

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」，「9.6 原子炉格納容器内の冷

シンクへ熱を輸送するための設備」，「9.2 原子炉格納容器内の冷却等のための設備」，「9.4

却等のための設備」，「9.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備」及び「9.11原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備」及び「9.7 発電所外への放射性物

発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備」に記載する。

設備に以下の相違があるため．柏崎は，「5.10 最終ヒート
シンクへ熱を輸送するための設備」を記載。
東二：常設のＥＳＷ（緊急用海水系）
柏崎：可搬対応

質の拡散を抑制するための設備」に記載する。
(2) 水源へ水を供給するための設備
a. 復水貯蔵槽へ水を供給するための設備
重大事故等の収束に必要な水源である復水貯蔵槽へ淡水を供給するための重大事故等対処設備として，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）を使用する。
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，代替淡水源である防火水槽及び淡水貯水池の淡水を復水補給水系等を経由して復水貯蔵槽へ供給できる設計とする。

(2) 水源へ水を供給するための設備
a. 代替淡水貯槽へ水を供給するための設備
重大事故等の収束に必要な水源である代替淡水貯槽へ淡水を供給するための重大事故等対処設備として，可搬型代替注水中型ポンプを使用する。
可搬型代替注水中型ポンプは，代替淡水源である西側淡水貯水設備，多目的タンク，原水 設備名称の相違
タンク，ろ過水貯蔵タンク及び純水貯蔵タンクの淡水を代替淡水貯槽へ供給できる設計とす 東二は，ホースで直接供給するため，常設配る。

また，淡水が枯渇した場合に，重大事故等の収束に必要な水源である復水貯蔵槽へ海水を供給するための重大事故等対処設備として，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）及び大容量送設備名称の相違

管の経由の記載はない。
（以下③の相違）

また，淡水が枯渇した場合に，重大事故等の収束に必要な水源である代替淡水貯槽へ海水 設備名称の相違を供給するための重大事故等対処設備として，可搬型代替注水中型ポンプを使用する。

設備名称の相違水車（海水取水用）を使用する。

4／38

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５６条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）及び大容量送水車（海水取水用）は，海水を復水補給水

東海第二発電所
可搬型代替注水中型ポンプは，海水を代替淡水貯槽へ供給できる設計とする。

系等を経由して復水貯蔵槽へ供給できる設計とする。

可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）及び大容量送水車（海水取水用）の燃料は，燃料補給設
備である軽油タンク及びタンクローリ（4kL）により補給できる設計とする。

備考
設備名称の相違③の相違

可搬型代替注水中型ポンプの燃料は，燃料給油設備である可搬型設備用軽油タンク及びタ 設備名称の相違
ンクローリにより補給できる設計とする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

・可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）（6 号及び 7 号炉共用）

・可搬型代替注水中型ポンプ

設備名称の相違，東二は号機間融通なし

・大容量送水車（海水取水用）(6 号及び 7 号炉共用)
・燃料補給設備(6 号及び 7 号炉共用)（10.2 代替電源設備）

・燃料給油設備（10.2 代替電源設備）

本系統の流路として，復水補給水系の配管及び弁並びにホースを重大事故等対処設備とし本系統の流路として，ホースを重大事故等対処設備として使用する。

系統構成の相違て使用する。
その他，設計基準事故対処設備である非常用取水設備の海水貯留堰，スクリーン室及び取東二は常設のＥＳＷ（緊急海水系）を設置す

水路並びに設計基準対象施設である復水貯蔵槽を重大事故等対処設備として使用する。

る設計であるため記載なし
ｂ. 西側淡水貯水設備へ水を供給するための設備
重大事故等の収束に必要な水源である西側淡水貯水設備へ淡水を供給するための重大事 56 条解釈 a 設備として，代替淡水貯槽及び西故等対処設備として，可搬型代替注水大型ポンプを使用する。

側淡水貯水設備を設置することから，上記の可搬型代替注水大型ポンプは，代替淡水源である代替淡水貯槽，多目的タンク，原水タン 代替淡水貯槽と同様に西側淡水貯水設備へ水
ク，ろ過水貯蔵タンク及び純水貯蔵タンクの淡水を西側淡水貯水設備へ供給できる設計とす を供給するための設備を記載する。
る。
また，淡水が枯渇した場合に，重大事故等の収束に必要な水源である西側淡水貯水設備へ海水を供給するための重大事故等対処設備として，可搬型代替注水大型ポンプを使用する。
可搬型代替注水大型ポンプは，海水を西側淡水貯水設備へ供給できる設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプの燃料は，燃料給油設備である可搬型設備用軽油タンク及びタ
ンクローリにより補給できる設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・可搬型代替注水大型ポンプ
・燃料給油設備（10.2 代替電源設備）
本系統の流路として，ホースを重大事故等対処設備として使用する。
ほう酸水注入系については，「6.7 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設

ほう酸水注入系については，「6.7 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備」

備」に記載する。

に記載する。

燃料補給設備については，「10.2 代替電源設備」に記載する。

燃料給油設備については，「10.2 代替電源設備」に記載する。

5／38

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５６条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

非常用取水設備については，「10.8 非常用取水設備」に記載する。
5.7.2.1

多様性，位置的分散

9.12.2.1 多様性，位置的分散

項目番号の相違

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

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

復水貯蔵槽を水源とする高圧代替注水系，低圧代替注水系（常設），代替格納容器スプレイ冷

代替淡水貯槽を水源とする低圧代替注水系（常設），低圧代替注水系（可搬型），代替格納容器 設備名称の相違，①の相違

却系（常設）及び格納容器下部注水系（常設）の多様性，位置的分散については，「5.4 原子炉

スプレイ冷却系（常設），代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型），格納容器下部注水系（常設），

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」，「5.6 原子炉冷却材圧力格納容器下部注水系（可搬型），代替燃料プール注水系（注水ライン），代替燃料プール注水系（常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」，「9.2 原子炉格納容器内の冷却等の設スプレイヘッダ）及び代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）の多様性，位置的分散ための設備」及び「9.4 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備」に記載する。

については，「4.3 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備」，「5.9 原子炉冷却材圧力バウンダ 項目番号の相違
リ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備」，「9.6 原子炉格納容器内の冷却等のための設備」及び「9.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備」に記載する。
西側淡水貯水設備を水源とする低圧代替注水系（可搬型），代替格納容器スプレイ冷却系（可搬 設備名称の相違，①の相違型），格納容器下部注水系（可搬型）及び代替燃料プール注水系（注水ライン）の多様性，位置的分散については，「4.3 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備」，「5.9 原子炉冷却材圧力バウ
ンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備」，「9.6 原子炉格納容器内の冷却等のための設備」及び「9.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備」に記載する。

サプレッション・チェンバを水源とする代替循環冷却系の多様性，位置的分散については，「9.3
原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備」に記載する。

サプレッション・チェンバを水源とする高圧代替注水系，代替循環冷却系の多様性，位置的分 系統構成の相違
散については，「5.7 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設 項目番号の相違
備」及び「9.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備」に記載する。

可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，屋外の複数の異なる場所に分散して保管することで，共通要因によって同時に機能を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）の接続口は，共通要因によって接続できなくなることを防止するため，位置的分散を図った複数箇所に設置する設計とする。
大容量送水車（海水取水用）は，屋外の複数の異なる場所に分散して保管することで，共通要因によって同時に機能を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。

可搬型代替注水中型ポンプは，屋外の複数の異なる場所に分散して保管することで，共通要因 設備名称の相違によって同時に機能を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。
可搬型代替注水中型ポンプの接続口は，共通要因によって接続できなくなることを防止するた 設備名称の相違
め，位置的分散を図った複数箇所に設置する設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプは，屋外の複数の異なる場所に分散して保管することで，共通要因 設備名称の相違によって同時に機能を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプの接続口は，共通要因によって接続できなくなることを防止するた 柏崎の大容量送水車（海水取水用）は，海水
め，位置的分散を図った複数箇所に設置する設計とする。

取水のみに使用する。東二の可搬型代替注水
大型ポンプは，海水取水及び接続口を介して系統への注水等に使用するため，接続口の記
載あり。

6／38

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５６条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉
5.7.2.2

悪影響防止

東海第二発電所
9.12.2.2 悪影響防止

備考
項目番号の相違

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

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

復水貯蔵槽及びサプレッション・チェンバは，重大事故等時に弁操作等により重大事故等対処

代替淡水貯槽，西側淡水貯水設備及びサプレッション・チェンバは，重大事故等時に弁操作等 ①の相違

設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

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で，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）及び大容量送水車（海水取水用）は，通常時は接続先の系統

可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，通常時は接続先の系統と分離し 設備名称の相違と分離して保管し，重大事故等時に接続，弁操作等により重大事故等対処設備としての系統構成て保管し，重大事故等時に接続，弁操作等により重大事故等対処設備としての系統構成とすることすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

とで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）及び大容量送水車（海水取水用）は，治具や輪留めによる固定等をすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）及び大容量送水車（海水取水用）は，飛散物となって他の設
備に悪影響を及ぼさない設計とする。
5.7.2.3

容量等

基本方針については，「1.1.7.2 容量等」に示す。

可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，治具や輪留めによる固定等をす 設備名称の相違ることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，飛散物となって他の設備に悪影 設備名称の相違
響を及ぼさない設計とする。
9.12.2.3 容量等

項目番号の相違

基本方針については，「1.1.7.2 容量等」に示す。

復水貯蔵槽は，設計基準対象施設と兼用しており，設計基準対象施設としての容量が，想定さ東二の代替淡水貯槽及び西側淡水貯水設備はれる重大事故等時において，代替淡水源又は海を使用するまでの間に必要な容量を有しているた

新設ＳＡのため記載なし。

め，設計基準対象施設と同仕様で設計する。
サプレッション・チェンバは，設計基準対象施設と兼用しており，設計基準対象施設としてのサプレッション・チェンバは，設計基準対象施設と兼用しており，設計基準対象施設としての保有水量での水頭が，想定される重大事故等時において，代替循環冷却系で使用する復水移送ポ

保有水量での水頭が，想定される重大事故等時において，高圧代替注水系で使用する常設高圧代 系統構成の相違

ンプの必要有効吸込水頭の確保に必要な容量に対して十分であるため，設計基準対象施設と同仕替注水系ポンプ及び代替循環冷却系で使用する代替循環冷却系ポンプの必要有効吸込水頭の確様で設計する。

保に必要な容量に対して十分であるため，設計基準対象施設と同仕様で設計する。

可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，想定される重大事故等時において，重大事故等の収束に可搬型代替注水中型ポンプは，想定される重大事故等時において，重大事故等の収束に必要と必要となる十分な量の水の供給が可能な容量を有するものを 1 セット 4 台使用する。保有数は，なる十分な量の水の供給が可能な容量を有するものを 1 セット 2 台使用する。保有数は，2 セッ 1 セット使用台数の相違

6 号及び 7 号炉共用で 4 セット 16 台に加えて，故障時及び保守点検による待機除外時のバック

ト 4 台に加えて，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 台の合計 5 台 東二は，号機間融通なし

アップ用として 1 台（6 号及び 7 号炉共用）の合計 17 台を保管する。

を保管する。

大容量送水車（海水取水用）は，想定される重大事故等時において，重大事故等の収束に必要

可搬型代替注水大型ポンプは，想定される重大事故等時において，重大事故等の収束に必要と 設備名称の相違となる十分な量の水の供給が可能な容量を有するものを 6 号及び 7 号炉共用で 1 セット 1 台使用

なる十分な量の水の供給が可能な容量を有するものを 1 セット 1 台使用する。保有数は，2 セッ 東二は，号機間融通なしする。保有数は，6 号及び 7 号炉共用で 2 セット 2 台に加えて，故障時及び保守点検による待機

ト 2 台に加えて，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 台の合計 3 台

除外時のバックアップ用として 1 台（6 号及び 7 号炉共用）の合計 3 台を保管する。

を保管する。

東二は，号機間融通なし

バックアップについては，同型設備である可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）のバックアッ 設備設計・運用の相違
プ用 1 台と共用可能とする。

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基本設計比較表 【対象項目： 第５６条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉
代替水源からの移送ホースは，複数ルートを考慮してそれぞれのルートに必要なホースの長さ

東海第二発電所
代替水源からのホースは，複数ルートを考慮してそれぞれのルートに必要なホースの長さを満 設備名称の相違を満足する数量の合計に，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップを考慮した数量

足する数量の合計に，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップを考慮した数量を分を分散して保管する。

散して保管する。

5.7.2.4

環境条件等

備考

9.12.2.4 環境条件等

項目番号の相違

基本方針については，「1.1.7.3 環境条件等」に示す。

基本方針については，「1.1.7.3 環境条件等」に示す。

復水貯蔵槽は，廃棄物処理建屋内に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮

代替淡水貯槽は，屋外に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計と 設置場所の相違，①の相違した設計とする。

する。
西側淡水貯水設備は，屋外に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。

サプレッション・チェンバは，原子炉建屋原子炉区域内に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）及び大容量送水車（海水取水用）は，屋外に保管及び設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）の常設設備との接続及び操作並びに系統構成に必要な弁操作

サプレッション・チェンバは，原子炉建屋原子炉棟内に設置し，想定される重大事故等時にお 設備名称の相違
ける環境条件を考慮した設計とする。
可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，屋外に保管及び設置し，想定さ 設備名称の相違れる重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプの常設設備との接続及び操作並び 設備名称の相違

は，想定される重大事故等時において，設置場所で可能な設計とする。また，可搬型代替注水ポに系統構成に必要な弁操作は，想定される重大事故等時において，設置場所で可能な設計とする。

ンプ（A-2 級）は，淡水だけでなく海水も使用できる設計とする。なお，可能な限り淡水を優先

また，可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，淡水だけでなく海水も使用 設備名称の相違

し，海水通水を短期間とすることで，設備への影響を考慮する。

できる設計とする。なお，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，設備への影響を考慮する。

大容量送水車（海水取水用）の操作等は，想定される重大事故等時において，設置場所で可能な設計とする。
大容量送水車（海水取水用）は，使用時に海水を通水するため，海水影響を考慮した設計とし，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。

5.7.2.5

操作性の確保

可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプの操作等は，想定される重大事故等 設備名称の相違時において，設置場所で可能な設計とする。
可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，使用時に海水を通水するため， 設備名称の相違
海水影響を考慮した設計とし，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。

9.12.2.5 操作性の確保

項目番号の相違

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

復水貯蔵槽を水源とする高圧代替注水系，低圧代替注水系（常設），代替格納容器スプレイ冷

代替淡水貯槽を水源とする低圧代替注水系（常設），低圧代替注水系（可搬型），代替格納容器 ①の相違

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基本設計比較表 【対象項目： 第５６条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

却系（常設）及び格納容器下部注水系（常設）の操作性については，「5.4 原子炉冷却材圧力バ

スプレイ冷却系（常設），代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型），格納容器下部注水系（常設），

ウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備」，「5.6 原子炉冷却材圧力バウンダリ低

格納容器下部注水系（可搬型），代替燃料プール注水系（注水ライン），代替燃料プール注水系（常圧時に発電用原子炉を冷却するための設備」，「9.2 原子炉格納容器内の冷却等のための設備」

設スプレイヘッダ）及び代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）の操作性については，

及び「9.4 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備」に記載する。

「4.3 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備」，「5.9 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に備考

発電用原子炉を冷却するための設備」，「9.6 原子炉格納容器内の冷却等のための設備」及び「9.8
原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備」に記載する。
西側淡水貯水設備を水源とする低圧代替注水系（可搬型），代替格納容器スプレイ冷却系（可搬 ①の相違型）
，格納容器下部注水系（可搬型）及び代替燃料プール注水系（注水ライン）の操作性について
は，「4.3 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備」，「5.9 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備」，「9.6 原子炉格納容器内の冷却等のための設備」及び「9.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備」に記載する。
サプレッション・チェンバを水源とする代替循環冷却系の操作性については，「9.3 原子炉格
納容器の過圧破損を防止するための設備」に記載する。

サプレッション・チェンバを水源とする高圧代替注水系及び代替循環冷却系の操作性について 系統構成の相違は，「5.7 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備」及び「9.7原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備」に記載する。

可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）を用いて復水貯蔵槽へ淡水を供給する系統及び可搬型代替注

可搬型代替注水中型ポンプを用いて代替淡水貯槽へ淡水を供給する系統及び可搬型代替注水 設備名称の相違

水ポンプ（A-2 級）と大容量送水車（海水取水用）を用いて復水貯蔵槽へ海水を供給する系統は，

中型ポンプを用いて代替淡水貯槽へ海水を供給する系統は，想定される重大事故等時において，想定される重大事故等時において，通常時の系統構成から接続，弁操作等により速やかに切り替

通常時の系統構成から接続，弁操作等により速やかに切り替えられる設計とする。

えられる設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプを用いて西側淡水貯水設備へ淡水を供給する系統及び可搬型代替 ①の相違
注水大型ポンプを用いて西側淡水貯水設備へ海水を供給する系統は，想定される重大事故等時において，通常時の系統構成から接続，弁操作等により速やかに切り替えられる設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）及び大容量送水車（海水取水用）は，付属の操作スイッチに可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，付属の操作スイッチにより，設 設備名称の相違

より，設置場所での操作が可能な設計とし，系統構成に必要な弁は，設置場所での手動操作が可

置場所での操作が可能な設計とし，系統構成に必要な弁は，設置場所での手動操作が可能な設計

能な設計とする。

とする。

可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）及び大容量送水車（海水取水用）は，車両として屋外のアク可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，車両として屋外のアクセスルー 設備名称の相違

セスルートを通行してアクセス可能な設計とするとともに，設置場所にて輪留めによる固定等がトを通行してアクセス可能な設計とするとともに，設置場所にて輪留めによる固定等が可能な設可能な設計とする。

計とする。

可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）を接続する接続口については，簡便な接続とし，接続治具を可搬型代替注水中型ポンプを接続する接続口及び可搬型代替注水大型ポンプを接続する接続 設備名称の相違

用いてホースを確実に接続することができる設計とする。また，6 号及び 7 号炉が相互に使用す

口については，簡便な接続とし，接続治具を用いてホースを確実に接続することができる設計と 東二は号機間融通なし。

ることができるよう，接続口の口径を統一する設計とする。

する。

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基本設計比較表 【対象項目： 第５６条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

東二は，型式が異なるポンプの接続運用はな

大容量送水車（海水取水用）と可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）との接続は，簡便な接続とし，接続治具を用いてホースを確実に接続できる設計とする。
大容量送水車（海水取水用）を用いて海水を各系統に供給する系統は，想定される重大事故等時において，通常時の系統構成から接続，弁操作等により速やかに切り替えられる設計とする。

備考

い。
可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプを用いて海水を各系統に供給する 設備名称の相違
系統は，想定される重大事故等時において，通常時の系統構成から接続，弁操作等により速やかに切り替えられる設計とする。

大容量送水車（海水取水用）は，付属の操作スイッチにより，設置場所での操作が可能な設計とする。
大容量送水車（海水取水用）は，車両として屋外のアクセスルートを通行してアクセス可能な設計とするとともに，設置場所にて輪留めによる固定等が可能な設計とする。

可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，付属の操作スイッチにより，設 設備名称の相違
置場所での操作が可能な設計とする。
可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，車両として屋外のアクセスルー 設備名称の相違
トを通行してアクセス可能な設計とするとともに，設置場所にて輪留めによる固定等が可能な設計とする。

大容量送水車（海水取水用）と各系統との接続は，簡便な接続とし，接続治具を用いてホースを確実に接続できる設計とする。
5.7.3

主要設備及び仕様

重大事故等の収束に必要となる水の供給設備の主要機器仕様を第 5.7−1 表に示す。
5.7.4

試験検査

可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプと各系統との接続は，簡便な接続と 設備名称の相違
し，接続治具を用いてホースを確実に接続できる設計とする。
9.12.3 主要設備及び仕様
重大事故等の収束に必要となる水の供給設備の主要機器仕様を第 9.12−1 表に示す。
9.12.4 試験検査

項目番号の相違
図表番号の相違
項目番号の相違

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

復水貯蔵槽は，発電用原子炉の運転中に漏えいの有無の確認が可能な設計とする。また，発電

代替淡水貯槽及び西側淡水貯水設備は，発電用原子炉の運転中に漏えいの有無の確認が可能な 設備名称の相違

用原子炉の停止中に漏えいの有無の確認並びに内部の確認が可能な設計とする。

設計とする。また，発電用原子炉の停止中に漏えいの有無の確認並びに内部の確認が可能な設計とする。

サプレッション・チェンバは，発電用原子炉の運転中に漏えいの有無の確認が可能な設計とする。また，発電用原子炉の停止中に内部の確認及び気密性能の確認が可能な設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，発電用原子炉の運転中又は停止中に，独立して機能・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，分解又は取替えが可能な設計とする。

サプレッション・チェンバは，発電用原子炉の運転中に漏えいの有無の確認が可能な設計とする。また，発電用原子炉の停止中に内部の確認及び気密性能の確認が可能な設計とする。
可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，発電用原子炉の運転中又は停止 設備名称の相違
中に，独立して機能・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，分解又は取替えが可能な設計とする。

また，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）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。
大容量送水車（海水取水用）は，発電用原子炉の運転中又は停止中に，独立して機能・性能及また，可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，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。
東二の海水取水用ポンプは．可搬型代替注水

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基本設計比較表 【対象項目： 第５６条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

び漏えいの有無の確認が可能な設計とするとともに，分解又は取替えが可能な設計とする。

備考
中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプでまた，大容量送水車（海水取水用）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あるため，上述の記載で読む。

計とする。
第 5.7−1 表 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備の主要機器仕様

第 9.12−1 表 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備の主要機器仕様

図表番号の相違(1) 復水貯蔵槽(1) 西側淡水貯水設備

以下設備仕様の相違は自明であり特記しな

第 10.13−1 表 補給水系主要機器仕様に記載する。
(2) サプレッション・チェンバ第 9.1−1 表 一次格納施設主要仕様に記載する。
(3) ほう酸水注入系貯蔵タンク
第 6.1.2−3 表 ほう酸水注入系主要仕様に記載する。

兼用する設備は以下のとおり。

い。

・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
・原子炉格納容器内の冷却等のための設備
・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備
・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備
・水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備
基

数

1

容

量

約 5,000m３(2) 代替淡水貯槽兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
・原子炉格納容器内の冷却等のための設備
・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備
・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備
・水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備
基

数

1

容

量

約 5,000m３(3) サプレッション・チェンバ
兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉格納施設
・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
・原子炉格納容器内の冷却等のための設備
・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

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基本設計比較表 【対象項目： 第５６条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備
基

数

1

容

量

約 3,400m３(4) ほう酸水貯蔵タンク
兼用する設備は以下のとおり。
・ほう酸水注入系
・緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備
・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備(4) 可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）（6 号及び 7 号炉共用）
第 4.3−1 表 使用済燃料プールの冷却等のための設備の主要機器仕様に記載する。
(5) 大容量送水車（海水取水用）（6 号及び 7 号炉共用）

基

数

1

容

量

約19.5m３(5) 可搬型代替注水中型ポンプ兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

個

数

2（予備 1）

・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

容量900m3/h

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備
・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備
・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備
・水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備
台

数

4（予備 1）

容量

約 210m３／h（1 台当たり）(6) 可搬型代替注水大型ポンプ兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
・原子炉格納容器内の冷却等のための設備
・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備
・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備
・水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備
台

数

2（予備 1＊）

容量

約 1,320m３／h（1 台当たり）

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基本設計比較表 【対象項目： 第５６条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考＊「可搬型代替注水大型ポンプ」及び「可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）」は同型設備であり，「可搬型代替注水大型ポンプ」の予備 1 台と「可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）」の予備 1 台の計 2 台は共用可能とする。

13／38

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基本設計比較表 【対象項目： 第５６条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

第 9.12−1 図 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備 系統概要図(1)（代替淡水貯槽への補給）

14／38

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基本設計比較表 【対象項目： 第５６条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

第 9.12−2 図 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備 系統概要図(2)（西側淡水貯水設備への補給）

15／38

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基本設計比較表 【対象項目： 第５６条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

第 9.12−3 図 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備 系統概要図(3)（代替淡水貯槽を水源とした原子炉圧力容器への注水）（低圧代替注水系（常設）による原子炉注水及び残存溶融炉心の冷却）

16／38

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基本設計比較表 【対象項目： 第５６条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

第 9.12−4 図 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備 系統概要図(4)（代替淡水貯槽を水源とした原子炉圧力容器への注水）（低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水及び残存溶融炉心の冷却）

17／38

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基本設計比較表 【対象項目： 第５６条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

AO

逃がし安全弁（安全弁機能）
AO

原子炉圧力容器

AO

MO

AO

AO

MO

MO

主蒸気系

主タービンへMO

ドライウェルサプレッション・チェンバ

MO

MO

MO
MO

MO

高圧代替注水系
タービン止め弁

サプレッション・
チェンバへ

MO

MO

MO

MO

復水貯蔵
タンクへ

復水貯蔵
タンク

MO

MO

高圧炉心
スプレイ系ポンプ

タービン

MO

タービン

常設高圧代替
注水系ポンプMO

原子炉隔離時冷却系ポンプ
HO
MO

MO

MO

第 9.12−5 図 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備 系統概要図(5)（サプレッション・チェンバを水源とした原子炉圧力容器への注水）（高圧代替注水系による原子炉の冷却）18／38

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基本設計比較表 【対象項目： 第５６条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

19／38

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基本設計比較表 【対象項目： 第５６条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

20／38

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５６条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

AO

逃がし安全弁（安全弁機能）
AO

原子炉圧力容器

AO

MO

AO

AO

MO

MO

主蒸気系

主タービンへMO

ドライウェルサプレッション・チェンバ

MO

MO

MO
MO

MO

高圧代替注水系
タービン止め弁

サプレッション・
チェンバへ

MO

MO

MO

MO

復水貯蔵
タンクへ

復水貯蔵
タンク

MO

MO

高圧炉心
スプレイ系ポンプ

タービン

MO

タービン

常設高圧代替
注水系ポンプMO

原子炉隔離時冷却系ポンプ
HO
MO

MO

MO

第 9.12−6 図 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備 系統概要図(6)（サプレッション・チェンバを水源とした原子炉圧力容器への注水）（高圧炉心スプレイ系による原子炉注水）21／38

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基本設計比較表 【対象項目： 第５６条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

AO

MO

AO

備考

MO

MO
MO

MO

AO

スプレイ
ヘッダ

AO

MO
AO

AO

MO
MO

AO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

スプレイヘッダ

MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

＊2
MO

残留熱除去系
ポンプ

＊3

(B)

(C)
＊2

MO

(A)

LPCS
レグシールより＊3

RHR
レグシールより

MO

MO
MO

MO

(A)

残留熱除去系
熱交換器

(C)

MO

MO

(A)

(B)

(B)

(D)

残留熱除去系
海水系ポンプ

第 9.12−7 図 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備 系統概要図(7)（サプレッション・チェンバを水源とした原子炉圧力容器への注水）（残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水）22／38

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基本設計比較表 【対象項目： 第５６条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

AO

備考

MO

原子炉圧力容器

MO

ドライウェルサプレッション・チェンバ

低圧炉心
スプレイ系ポンプMO

第 9.12−8 図 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
系統概要図(8)（サプレッション・チェンバを水源とした原子炉圧力容器への注水）（低圧炉心スプレイ系による原子炉注水）

23／38

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５６条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

第 9.12−9 図 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
系統概要図(9)（西側淡水貯水設備を水源とした原子炉圧力容器への注水）（低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水及び残存溶融炉心の冷却）24／38

サプレッション・
チェンバへ

原子炉
原子炉
圧力容
圧力容器
器

原子炉
格納容器

AO

原子炉建屋
原子炉棟

ほう酸水注入ポンプ(B)

ほう酸水注入ポンプ(A)

ほう酸水
テストタンク

RO

MO

MO

ほう酸水
貯蔵タンク
電気ヒータ

L

電気ヒータ

T

T

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

主タービンへ

逃がし安全弁
（安全弁機能）

P

純水

攪拌用空気

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所
基本設計比較表 【対象項目： 第５６条 】
東海第二発電所
備考

第 9.12−10 図 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
系統概要図(10)（ほう酸水注入系による原子炉注水）

25／38

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５６条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

第 9.12−11 図 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
系統概要図(11)（代替淡水貯槽を水源とした原子炉格納容器内の冷却）（代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器スプレイ）

26／38

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５６条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

第 9.12−12 図 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
系統概要図(12)（代替淡水貯槽を水源とした原子炉格納容器内の冷却）（代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器スプレイ）

27／38

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５６条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

第 9.12−13 図 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
系統概要図(13)（西側淡水貯水設備を水源とした原子炉格納容器の冷却）（代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器の冷却）28／38

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５６条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

第 9.12−14 図 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
系統概要図(14)（代替淡水貯槽を水源とした原子炉格納容器下部への注水）（格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（ドライウェル部）への注水）

29／38

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５６条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

第 9.12−15 図 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
系統概要図(15)（代替淡水貯槽を水源とした原子炉格納容器下部への注水）（格納容器下部注水系（可搬型）によるペデスタル（ドライウェル部）への注水）

30／38

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５６条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

第 9.12−16 図 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
系統概要図(16)(西側淡水貯水設備を水源とした格納容器下部注水系（可搬型）によるペデスタル（ドライウェル部）への注水)31／38

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５６条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

第 9.12−17 図 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
系統概要図(17)（代替淡水貯槽を水源とした使用済燃料プールへの注水）（代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水）32／38

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５６条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

第 9.12−18 図 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
系統概要図(18)（西側淡水貯水設備を水源とした代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プ
ール注水）

33／38

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５６条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

第 9.12−19 図 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
系統概要図(19)（代替淡水貯槽を水源とした使用済燃料プールへのスプレイ）（代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイ）

34／38

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５６条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

第 9.12−20 図 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
系統概要図(20)（代替淡水貯槽を水源とした使用済燃料プールへのスプレイ）（代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールスプレイ）

35／38

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５６条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

第 9.12−21 図 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
系統概要図(21)（西側淡水貯水設備を水源としたフィルタ装置用スクラビング水の補給）

36／38

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５６条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

第 9.12−22 図 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
系統概要図(22)（原子炉建屋原子炉棟への放水（放水設備）
）

37／38

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５６条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

第 9.12−23 図 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
系統概要図(23)（可搬型代替注水大型ポンプ，放水砲及び泡消火薬剤容器による航空機燃料火災への泡消火）

38／38

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５７条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

10.2 代替電源設備

10.2 代替電源設備

10.2.110.2.1

概要

備考

概要

設計基準事故対処設備の電源が喪失したことにより重大事故等が発生した場合において炉設計基準事故対処設備の電源が喪失したことにより重大事故等が発生した場合において炉心の著しい損傷，原子炉格納容器の破損，使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷及び運心の著しい損傷，原子炉格納容器の破損，使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷及び運転停止中原子炉内燃料体の著しい損傷を防止するため，必要な電力を確保するために必要な重転停止中原子炉内燃料体の著しい損傷を防止するため，必要な電力を確保するために必要な重大事故等対処設備を設置及び保管する。

大事故等対処設備を設置及び保管する。

代替電源設備の系統図を第 10.2−1 図から第 10.2−18 図に示す。

代替電源設備の系統図を第 10.2−1 図から第 10.2−11 図に示す。

また，想定される重大事故等時において，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備

また，想定される重大事故等時において，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備

及び非常用直流電源設備が使用できる場合は，重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使及び非常用直流電源設備が使用できる場合は，重大事故等対処設備として使用する。非常用交・東二では，既設設備をＳＡ設備とするも用する。非常用交流電源設備及び非常用直流電源設備については，「10.1

流電源設備及び非常用直流電源設備については，「10.1のはＳＡ設備と分類。

非常用電源設備」

非常用電源設備」に記載する。

・項目，図番号の相違。
（以下①の相違）に記載する。
10.2.2

設計方針

10.2.2

代替電源設備のうち，重大事故等の対応に必要な電力を確保するための設備として，常設代

設計方針
代替電源設備のうち，重大事故等の対応に必要な電力を確保するための設備として，常設代

替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備，号炉間電力融通電気設備，所内蓄電式直流電源設

替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備，所内常設直流電源設備，可搬型代替直流電源設備， ・敷地内に二以上の発電用原子炉施設はな

備（常設代替直流電源設備を含む），可搬型直流電源設備及び代替所内電気設備を設ける。ま

常設代替直流電源設備及び代替所内電気設備を設ける。また，重大事故等時に重大事故等対処いことから，号炉間電力融通を実施しない。

た，重大事故等時に重大事故等対処設備の補機駆動用の軽油を補給するための設備として，燃設備の補機駆動用の軽油を補給するための設備として，燃料給油設備を設ける。

（以下②の相違）

料補給設備を設ける。

・設備名称の相違。
・先行ＢＷＲは，24 時間要求を満足させるため，所内蓄電式直流電源設備と常設代替
直流電源設備を使用するが，東二は，所内常設直流電源設備のみで 24 時間要求を満足させている。このため,常設代替直流電源設
備を含めていない。

(1) 代替交流電源設備による給電
a.

常設代替交流電源設備による給電
設計基準事故対処設備の交流電源が喪失（全交流動力電源喪失）した場合の重大事故等対処
設備として，常設代替交流電源設備を使用する。

(1)

代替交流電源設備による給電
a.

常設代替交流電源設備による給電

・東二は，「1.14 電源の確保に関する手順

設計基準事故対処設備の交流電源が喪失（外部電源喪失，２Ｃ・２Ｄ非常用ディーゼル

等」にて非常用所内電気設備への給電手段

発電機及び高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機の故障（以下「全交流動力電源喪失」とと代替所内電気設備への給電手段を分けていう。））した場合の重大事故等対処設備として，常設代替交流電源設備を使用する。

記載している。
（以下③の相違）
・東二は，全交流動力電源喪失の定義を記載している。

常設代替交流電源設備は，第一ガスタービン発電機，第一ガスタービン発電機用燃料タンク，

常設代替交流電源設備は，常設代替高圧電源装置，電路，計測制御装置等で構成し，常第一ガスタービン発電機用燃料移送ポンプ，軽油タンク，タンクローリ（16kL），電路，計測設代替高圧電源装置を中央制御室での操作にて速やかに起動し，メタルクラッド開閉装置

・東二では，燃料補給に関する設備は，燃料制御装置等で構成し，第一ガスタービン発電機を中央制御室での操作にて速やかに起動し，非２Ｃ又はメタルクラッド開閉装置２Ｄへ接続することで電力を供給できる設計とする。

給油設備の項に記載。
（以下④の相違）

常用高圧母線 C 系及び非常用高圧母線 D 系，又は AM 用 MCC へ接続することで電力を供給できる設計とする。

1

・設備名称の相違。

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５７条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

第一ガスタービン発電機の燃料は，第一ガスタービン発電機用燃料タンクより第一ガスター

備考
・④の相違

ビン発電機用燃料移送ポンプを用いて補給できる設計とする。また，第一ガスタービン発電機
用燃料タンクの燃料は，軽油タンクよりタンクローリ（16kL）を用いて補給できる設計とする。
常設代替交流電源設備は，非常用交流電源設備に対して，独立性を有し，位置的分散を図る

常設代替交流電源設備は，非常用交流電源設備に対して，独立性を有し，位置的分散を設計とする。

図る設計とする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

・第一ガスタービン発電機（6 号及び 7 号炉共用）

・常設代替高圧電源装置

・東二では，敷地内に二以上の発電用原子・第一ガスタービン発電機用燃料タンク（6 号及び 7 号炉共用）

炉施設はないことから，共用しない。
（以下

・第一ガスタービン発電機用燃料移送ポンプ（6 号及び 7 号炉共用）⑤の相違）

・軽油タンク（6 号及び 7 号炉共用）

・燃料給油設備・タンクローリ（16kL）（6 号及び 7 号炉共用）

・先行ＢＷＲでは，軽油タンクからタンク
ローリにてＧＴＧ用燃料タンクへ燃料移送を行うが，東二では，軽油貯蔵タンクから燃料移送ポンプにて常設代替高圧電源装置へ
自動で燃料補給を行う設計である。

b.

可搬型代替交流電源設備による給電
設計基準事故対処設備の交流電源が喪失（全交流動力電源喪失）した場合の重大事故等対処
設備として，可搬型代替交流電源設備を使用する。

b.

可搬型代替交流電源設備による給電

・③の相違

設計基準事故対処設備の交流電源が喪失（全交流動力電源喪失）した場合の重大事故等対処設備として，可搬型代替交流電源設備を使用する。

可搬型代替交流電源設備は，電源車，軽油タンク，タンクローリ（4kL），電路，計測制御装

可搬型代替交流電源設備は，可搬型代替低圧電源車，電路，計測制御装置等で構成し，可置等で構成し，電源車を非常用高圧母線 C 系及び非常用高圧母線 D 系，又は AM 用 MCC へ接続

搬型代替低圧電源車をパワーセンタ２Ｃ又はパワーセンタ２Ｄへ接続することで電力を供・先行ＢＷＲは，高圧の電源車を使用し，高することで電力を供給できる設計とする。

給できる設計とする。

圧母線に接続するのに対し，東二では，低圧・設備の相違の電源車を使用し，低圧母線に接続する設計である。
（以下⑥の相違）
電源車の燃料は，軽油タンクよりタンクローリ（4kL）を用いて補給できる設計とする。
可搬型代替交流電源設備は，非常用交流電源設備に対して，独立性を有し，位置的分散を図る設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。

・④の相違
可搬型代替交流電源設備は，非常用交流電源設備に対して，独立性を有し，位置的分散を図る設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。

・電源車（6 号及び 7 号炉共用）

・可搬型代替低圧電源車

・⑤の相違

・軽油タンク（6 号及び 7 号炉共用）

・燃料給油設備・④の相違

・タンクローリ（4kL）（6 号及び 7 号炉共用）c.

号炉間電力融通電気設備による給電

・②の相違

設計基準事故対処設備の交流電源が喪失（全交流動力電源喪失）した場合の重大事故等対処
設備として，号炉間電力融通電気設備を使用する。
号炉間電力融通電気設備は，号炉間電力融通ケーブル（常設），号炉間電力融通ケーブル（可搬型），計測制御装置等で構成し，号炉間電力融通ケーブル（常設）をあらかじめ敷設し，6 号
及び 7 号炉の緊急用電源切替箱断路器に手動で接続することで，他号炉の電源設備から非常

2

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５７条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

用高圧母線 C 系及び非常用高圧母線 D 系に電力を供給できる設計とする。また，号炉間電力融通ケーブル（常設）が使用できない場合に，予備ケーブルとして号炉間電力融通ケーブル（可搬型）を 6 号及び 7 号炉の緊急用電源切替箱断路器に手動で接続することで，他号炉の電源設
備から非常用高圧母線 C 系及び非常用高圧母線 D 系に電力を供給できる設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・号炉間電力融通ケーブル（常設）（6 号及び 7 号炉共用）
・号炉間電力融通ケーブル（可搬型）（6 号及び 7 号炉共用）(2) 代替直流電源設備による給電
a.

所内蓄電式直流電源設備及び常設代替直流電源設備による給電
設計基準事故対処設備の交流電源が喪失（全交流動力電源喪失）した場合の重大事故等対処
設備として，所内蓄電式直流電源設備及び常設代替直流電源設備を使用する。

(2)

代替直流電源設備による給電
a.

・③の相違

所内常設直流電源設備による給電
設計基準事故対処設備の交流電源が喪失（全交流動力電源喪失）した場合の重大事故等対処設備として，所内常設直流電源設備を使用する。

・設備名称の相違
・東二では，所内常設直流電源設備で 24 時
間要求を満足するため，常設代替直流電源
設備を含めていない。

所内蓄電式直流電源設備は，直流 125V 蓄電池 A，直流 125V 蓄電池 A-2，AM 用直流 125V 蓄
電池，直流 125V 充電器 A，直流 125V 充電器 A-2，AM 用直流 125V 充電器，電路，計測制御装

所内常設直流電源設備は，125V 系蓄電池Ａ系・Ｂ系・ＨＰＣＳ系及び中性子モニタ用蓄電池Ａ系・Ｂ系，電路，計測制御装置等で構成する。

・設備名称の相違
・設備の相違置等で構成し，全交流動力電源喪失から 8 時間後に，不要な負荷の切り離しを行い，全交流動

所内常設直流電源設備のうち，125V 系蓄電池Ａ系・Ｂ系は，全交流動力電源喪失から 1 時

・東二では，125V 直流充電器Ａ・Ｂ及び直力電源喪失から 24 時間にわたり，直流 125V 蓄電池 A，直流 125V 蓄電池 A-2 及び AM 用直流間以内に中央制御室において，全交流動力電源喪失から 8 時間後に，不要な負荷の切り離し

流±24V 充電器Ａ・Ｂは，電源からの電力を

125V 蓄電池から電力を供給できる設計とする。

を行い，全交流動力電源喪失から 24 時間にわたり，125V 系蓄電池Ａ系・Ｂ系から電力を供流すための電路として整理しており，所内給できる設計とする。

常設直流電源設備の主要設備として分類していない。
（以下⑦の相違）
・先行ＢＷＲでは，中央制御室において，簡易な操作による切り離し操作は行わない。
・先行ＢＷＲは，蓄電池を切り替えること
で，24 時間にわたり必要な負荷へ直流給電を継続する。
・東二では，全交流動力電源喪失時に限らず，母線２Ａ系・２Ｂ系の交流が喪失した場
合には，不要負荷を切り離す手順としているため。

また，交流電源復旧後に，交流電源を直流 125V 充電器 A,直流 125V 充電器 A-2 又は AM 用直・東二では，充電器については，電源からの流 125V 充電器を経由し直流母線へ接続することで電力を供給できる設計とする。

電力を流すための電路として整理していることから，所内常設直流電源設備に分類していないが，非常用所内電気設備の電路の一部と分類しており,交流電源復旧後は充3

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５７条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考
電器を介して電力を供給できる設計とする。
（以下⑧の相違）

所内常設直流電源設備のうち，125V 系蓄電池ＨＰＣＳ系は，外部電源喪失によりＨＰＣ

・125V 系蓄電池ＨＰＣＳ系は，事象発生初

Ｓ Ｄ／Ｇが自動起動しメタルクラッド開閉装置ＨＰＣＳが受電する時間に余裕を考慮した期のＨＰＣＳ Ｄ／Ｇ起動に必要な電源で1 時間まで，高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機の起動信号及び初期励磁並びにメタルクある為，24 時間にわたる給電は不要。

ラッド開閉装置ＨＰＣＳの制御回路等の高圧炉心スプレイ系の負荷に直流電力を給電できる設計とする。
所内常設直流電源設備のうち，中性子モニタ用蓄電池Ａ系・Ｂ系は，全交流動力電源喪失

・中性子モニタ用蓄電池は，起動領域計装から，起動領域計装によるパラメータ確認が終了する時間に余裕を考慮した 1 時間まで，こによるパラメータ確認のために使用する電れら負荷に直流電力を給電できる設計とする。

源であるため，24 時間にわたる給電は不要。

常設代替直流電源設備は，AM 用直流 125V 蓄電池，AM 用直流 125V 充電器，電路，計測制御装置等で構成し，全交流動力電源喪失から 24 時間にわたり，AM 用直流 125V 蓄電池から電力を供給できる設計とする。また，交流電源復旧後に，交流電源を AM 用直流 125V 充電器を経由し直流母線へ接続することで電力を供給できる設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

・直流 125V 蓄電池 A

・125V 系蓄電池Ａ系

・直流 125V 蓄電池 A-2

・125V 系蓄電池Ｂ系

・AM 用直流 125V 蓄電池
・直流 125V 充電器 A

・⑧の相違

・直流 125V 充電器 A-2・AM 用直流 125V 充電器b.

可搬型直流電源設備による給電
設計基準事故対処設備の交流電源及び直流電源が喪失した場合の重大事故等対処設備として，可搬型直流電源設備を使用する。

b.

可搬型代替直流電源設備による給電

・③の相違

設計基準事故対処設備の交流電源及び直流電源が喪失した場合の重大事故等対処設備として，可搬型代替直流電源設備を使用する。

・③の相違

可搬型直流電源設備は，電源車，AM 用直流 125V 充電器，軽油タンク，タンクローリ（4kL），

可搬型代替直流電源設備は，可搬型代替低圧電源車，可搬型整流器，電路，計測制御装置

・設備名称の相違

電路，計測制御装置等で構成し，電源車を代替所内電気設備及び AM 用直流 125V 充電器を経由等で構成し，可搬型代替低圧電源車と可搬型整流器を経由し，直流 125V 主母線盤２Ａ又は・設備名称の相違

し直流母線へ接続することで電力を供給できる設計とする。

直流 125V 主母線盤２Ｂへ接続することで電力を供給できる設計とする。

・④の相違

電源車の燃料は，軽油タンクよりタンクローリ（4kL）を用いて補給できる設計とする。

・設備設計の相違

可搬型直流電源設備は，電源車の運転を継続することで，設計基準事故対処設備の交流電源

可搬型代替直流電源設備は，可搬型代替低圧電源車の運転を継続することで，設計基準事及び直流電源の喪失から 24 時間にわたり必要な負荷に電力の供給を行うことができる設計と故対処設備の交流電源及び直流電源の喪失から 24 時間にわたり必要な負荷に電力の供給をする。

行うことができる設計とする。

可搬型直流電源設備は，非常用直流電源設備に対して，独立性を有し，位置的分散を図る設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・電源車（6 号及び 7 号炉共用）

可搬型代替直流電源設備は，非常用直流電源設備に対して，独立性を有し，位置的分散を

・④の相違
・設備名称の相違

・設備名称の相違図る設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・可搬型代替低圧電源車

4

・⑤の相違

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５７条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所・AM 用直流 125V 充電器

・可搬型整流器

・軽油タンク（6 号及び 7 号炉共用）

・燃料給油設備

備考

・④の相違

・タンクローリ（4kL）（6 号及び 7 号炉共用）(3) 代替所内電気設備による給電(3)

代替所内電気設備による代替所内電気設備への給電設計基準事故対処設備の非常用所内電気設備が機能喪失した場合の重大事故等対処設備と・③の相違
・先行ＢＷＲについては，本項目内で代替

して，代替所内電気設備を使用する。

所内電気設備のみ記載しているが，東二で代替所内電気設備は，緊急用断路器，緊急用電源切替箱断路器，緊急用電源切替箱接続装置，は，非常用所内電気設備と代替所内電気設

AM 用動力変圧器，AM 用 MCC，AM 用切替盤，AM 用操作盤，非常用高圧母線 C 系及び非常用高圧

備への給電手段を分けて記載していること

母線 D 系，計測制御装置等で構成し，常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備の電から，各代替電源設備についても本項目内

路として使用し電力を供給できる設計とする。

で記載する整理としている。（以下⑨の相代替所内電気設備は，共通要因で設計基準事故対処設備である非常用所内電気設備と同時に違）機能を喪失しない設計とする。また，代替所内電気設備及び非常用所内電気設備は，少なくとも 1 系統は機能の維持及び人の接近性を図る設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・緊急用断路器（6 号及び 7 号炉共用）・緊急用電源切替箱断路器
・緊急用電源切替箱接続装置
・AM 用動力変圧器
・AM 用 MCC・AM 用切替盤
・AM 用操作盤
・非常用高圧母線 C 系
・非常用高圧母線 D 系
a.

常設代替交流電源設備による代替所内電気設備への給電設計基準事故対処設備の非常用所内電気設備が機能喪失した場合の重大事故等対処設備
として，常設代替交流電源設備及び代替所内電気設備を使用する。
常設代替交流電源設備は，常設代替高圧電源装置，電路，計測制御装置等で構成し，常設代替高圧電源装置を中央制御室での操作にて速やかに起動し，代替所内電気設備へ接続することで電力を供給できる設計とする。
接続する代替所内電気設備は，緊急用メタルクラッド開閉装置，計測制御装置等で構成
し，常設代替交流電源設備の電路として使用し電力を供給できる設計とする。
代替所内電気設備は，共通要因で設計基準事故対処設備である非常用所内電気設備と同時に機能を喪失しない設計とする。また，代替所内電気設備及び非常用所内電気設備は，少なくとも 1 系統は機能の維持及び人の接近性の確保を図る設計とする。

5

・⑨の相違

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５７条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

主要な設備は，以下のとおりとする。
・常設代替高圧電源装置
・緊急用メタルクラッド開閉装置b.

可搬型代替交流電源設備による代替所内電気設備への給電

・⑨の相違

設計基準事故対処設備の非常用所内電気設備が機能喪失した場合の重大事故等対処設備
として，可搬型代替交流電源設備を使用する。
可搬型代替交流電源設備は，可搬型代替低圧電源車，電路，計測制御装置等で構成し，可搬型代替低圧電源車を代替所内電気設備へ接続することで電力を供給できる設計とする。
接続する代替所内電気設備は，緊急用パワーセンタ，計測制御装置等で構成し，可搬型代
替交流電源設備の電路として使用し電力を供給できる設計とする。
代替所内電気設備は，共通要因で設計基準事故対処設備である非常用所内電気設備と同時に機能を喪失しない設計とする。また，代替所内電気設備及び非常用所内電気設備は，少なくとも 1 系統は機能の維持及び人の接近性の確保を図る設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・可搬型代替低圧電源車
・緊急用パワーセンタ(4)

代替直流電源設備による代替所内電気設備への給電

・③の相違

a.

・⑨の相違

常設代替直流電源設備による代替所内電気設備への給電設計基準事故対処設備の非常用所内電気設備が機能喪失した場合の重大事故等対処設備
として，常設代替直流電源設備を使用する。

常設代替直流電源設備は，緊急用 125V 系蓄電池，電路，計測制御装置等で構成し，外部電源喪失及び全交流動力電源喪失から不要な負荷を切り離すことなく 24 時間にわたり，緊急用 125V 系蓄電池から電力を給電できる設計とする。
代替所内電気設備は，緊急用 125V 主母線盤，計測制御装置等で構成し，常設代替直流電
源設備の電路として使用し電力を供給できる設計とする。
代替所内電気設備は，共通要因で設計基準事故対処設備である非常用所内電気設備と同時に機能を喪失しない設計とする。また，代替所内電気設備及び非常用所内電気設備は，少なくとも 1 系統は機能の維持及び人の接近性の確保を図る設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・緊急用 125V 系蓄電池
・緊急用直流 125V 主母線盤

6

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５７条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所b.

可搬型代替直流電源設備による代替所内電気設備への給電

備考
・⑨の相違

設計基準事故対処設備の非常用所内電気設備が機能喪失した場合の重大事故等対処設備
として，代替所内電気設備を使用する。
可搬型代替直流電源設備は，可搬型代替低圧電源車，可搬型整流器，電路，計測制御装置
等で構成し，可搬型代替低圧電源車と可搬型整流器を経由し，代替所内電気設備へ接続することで電力を供給できる設計とする。
接続する代替所内電気設備は，緊急用直流 125V 主母線盤，計測制御装置等で構成し，可搬型代替直流電源設備の電路として使用し電力を供給できる設計とする。
代替所内電気設備は，共通要因で設計基準事故対処設備である非常用所内電気設備と同時に機能を喪失しない設計とする。また，代替所内電気設備及び非常用所内電気設備は，少なくとも 1 系統は機能の維持及び人の接近性の確保を図る設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・可搬型代替低圧電源車
・可搬型整流器
・緊急用直流 125V 主母線盤
・燃料給油設備(5)

非常用ディーゼル発電機機能喪失時の代替電源による給電

・東二では，全交流動力電源喪失時以外（Ｈa.

常設代替交流電源設備による非常用高圧母線への給電

ＰＣＳ Ｄ／Ｇが使用可能な時）でも代替電

外部電源装置及び２Ｃ・２Ｄ非常用ディーゼル発電機が故障した場合の重大事故等対処

源を使用する場合があるため，本項では，そ設備として，常設代替交流電源設備を使用する。
常設代替交流電源設備は，常設代替高圧電源装置，電路，計測制御装置等で構成し，常設の時に使用する代替電源について説明している。
（以下⑩の相違）

代替高圧電源装置を中央制御室での操作にて速やかに起動し，メタルクラッド開閉装置２
Ｃ又はメタルクラッド開閉装置２Ｄへ接続することで電力を供給できる設計とする。
常設代替交流電源設備は，非常用交流電源設備に対して，独立性を有し，位置的分散を図る設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・常設代替高圧電源装置
・燃料給油設備ｂ.

可搬型代替交流電源設備による非常用低圧母線への給電
外部電源装置及び２Ｃ・２Ｄ非常用ディーゼル発電機が故障した場合の重大事故等対処

設備として，可搬型代替交流電源設備を使用する。
可搬型代替交流電源設備は，可搬型代替低圧電源車，電路，計測制御装置等で構成し，可搬型代替交流電源設備をパワーセンタ２Ｃ又はパワーセンタ２Ｄへ接続することで電力を供給できる設計とする。

7

・⑩の相違

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５７条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

可搬型代替交流電源設備は，非常用交流電源設備に対して，独立性を有し，位置的分散を図る設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・可搬型代替低圧電源車
・燃料給油設備ｃ.

所内常設直流電源設備による直流 125V 主母線盤への給電

・⑩の相違

外部電源装置及び２Ｃ・２Ｄ非常用ディーゼル発電機が故障した場合の重大事故等対処
設備として，所内常設直流電源設備を使用する。
所内常設直流電源設備設備は，125V 系蓄電池Ａ系・Ｂ系・ＨＰＣＳ系及び中性子モニタ
用蓄電池Ａ系・Ｂ系，電路，計測制御装置等で構成する。
所内常設直流電源設備のうち，125V 系蓄電池Ａ系・Ｂ系は，非常用所内電気設備への交流電源喪失から 1 時間以内に中央制御室において，交流電源喪失から 8 時間後に，不要な負荷の切り離しを行い，交流電源喪失から 24 時間にわたり，125V 系蓄電池Ａ系・Ｂ系から電力を供給できる設計とする。
所内常設直流電源設備のうち，125V 系蓄電池ＨＰＣＳ系は，外部電源喪失によりＨＰＣ

・125V 系蓄電池ＨＰＣＳ系は，事象発生初

Ｓ Ｄ／Ｇが自動起動しメタルクラッド開閉装置ＨＰＣＳが受電する時間に余裕を考慮した期のＨＰＣＳ Ｄ／Ｇ起動に必要な電源で1 時間まで，高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機の起動信号及び初期励磁並びにメタルクある為，24 時間にわたる給電は不要。

ラッド開閉装置ＨＰＣＳの制御回路等の高圧炉心スプレイ系の負荷に直流電力を給電できる設計とする。
所内常設直流電源設備のうち，中性子モニタ用蓄電池Ａ系・Ｂ系は，外部電源喪失及び２
Ｃ・２Ｄ非常用ディーゼル発電機が故障による交流電源喪失から，起動領域計装によるパラメータ確認が終了する時間に余裕を考慮した 1 時間まで，これら負荷に直流電力を給電できる設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・125V 系蓄電池Ａ系
・125V 系蓄電池Ｂ系
・125V 系蓄電池ＨＰＣＳ系
・中性子モニタ用蓄電池Ａ系
・中性子モニタ用蓄電池Ｂ系

ｄ.

可搬型代替直流電源設備による直流 125V 主母線盤への給電
外部電源装置及び２Ｃ・２Ｄ非常用ディーゼル発電機が故障し，直流電源が喪失した場合の重大事故等対処設備として，可搬型代替直流電源設備を使用する。
可搬型代替直流電源設備は，可搬型代替低圧電源車及び可搬型整流器，電路，計測制御装置等で構成し，可搬型代替低圧電源車と可搬型整流器を経由し，直流 125V 主母線盤２Ａ又

8

・⑩の相違

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５７条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

は直流 125V 主母線盤２Ｂへ接続することで電力を供給できる設計とする。
可搬型代替直流電源設備は，可搬型代替代替低圧電源車の運転を継続することで，設計基準事故対処設備の交流電源及び直流電源の喪失から 24 時間にわたり必要な負荷に電力の供給を行うことができる設計とする。
可搬型代替直流電源設備は，非常用直流電源設備に対して，独立性を有し，位置的分散を図る設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・可搬型代替低圧電源車
・可搬型整流器(4) 燃料補給設備による給油(6)

燃料給油設備による給油・①の相違
・設備名称の相違

a.
重大事故等時に補機駆動用の軽油を補給する設備として，軽油タンク，タンクローリ（4kL）
及びホースを使用する。

可搬型設備用軽油タンクから各機器への給油

・④の相違

重大事故等時に補機駆動用の軽油を補給する設備として，可搬型設備用軽油タンク及び・設備名称の相違

タンクローリを使用する。

可搬型代替注水ポンプ（A-1 級），可搬型代替注水ポンプ（A-2 級），大容量送水車（熱交換

可搬型代替低圧電源車，可搬型代替注水大型ポンプ，可搬型代替注水中型ポンプ，窒素供器ユニット用），大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），大容量送水車（海水取水用），モニ

給装置用電源車及びタンクローリ（走行用の燃料タンク）等は，可搬型設備用軽油タンクか・「等」はホイールローダ，消防設備等の可

タリング・ポスト用発電機及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備は，軽油タ

らタンクローリを用いて燃料を補給できる設計とする。

搬型自主対策設備を示す。

・設備設計の相違

ンクからタンクローリ（4kL）を用いて燃料を補給できる設計とする。
軽油タンクからタンクローリ（4kL）への軽油の補給は，ホースを用いる設計とする。

・東二では，ホースは，タンクローリ搭載の付属品と整理し，本文の記載内容は不要としている。
（以下⑪の相違）

主要な設備は，以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

・軽油タンク（6 号及び 7 号炉共用）

・可搬型設備用軽油タンク

・タンクローリ（4kL）（6 号及び 7 号炉共用）・タンクローリ

本系統の流路として，ホースを重大事故等対処設備として使用する。

・⑤の相違

・⑪の相違

b.

軽油貯蔵タンクから常設代替高圧電源装置への給油

・④の相違

重大事故等時に常設代替高圧電源装置に軽油を補給する設備として，軽油貯蔵タンク及・軽油貯蔵タンク及び常設代替高圧電源装

び常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプを使用する。
常設代替高圧電源装置は，軽油貯蔵タンクから常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプを用いて燃料を補給できる設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプ

9

置燃料移送ポンプの軽油を送る設備が複数でなく常設代替高圧電源装置のみであることから具体的に記載した。

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５７条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉
10.2.2.1 多様性及び独立性，位置的分散
基本方針については，「1.1.7.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。常設代替交

東海第二発電所
10.2.2.1

備考

多様性及び独立性，位置的分散
基本方針については，「1.1.7.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。常設代

流電源設備は，非常用交流電源設備と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，第一ガ替交流電源設備は，非常用交流電源設備と共通要因によって同時に機能を損なわないよう， ・設備名称の相違

スタービン発電機をガスタービンにより駆動することで，ディーゼルエンジンにより駆動する

常設代替高圧電源装置の冷却方式を空冷とすることで，冷却方式が水冷である２Ｃ・２Ｄ非・設備設計の相違

非常用ディーゼル発電機を用いる非常用交流電源設備に対して多様性を有する設計とする。

常用ディーゼル発電機を用いる非常用交流電源設備に対して多様性を有する設計とする。

・常設代替高圧電源装置は，２Ｃ・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機の代替であり，高圧
炉心スプレイ系ディーゼル発電機の整理はしていない。
（以下⑫の相違）

常設代替交流電源設備の第一ガスタービン発電機，タンクローリ（16kL），第一ガスタービ

常設代替交流電源設備の常設代替高圧電源装置は，原子炉建屋付属棟から離れた屋外（常・設備名称の相違

ン発電機用燃料タンク及び第一ガスタービン発電機用燃料移送ポンプは，原子炉建屋から離れ設代替高圧電源装置置場）に設置することで，原子炉建屋付属棟内の２Ｃ・２Ｄ非常用ディ・設備場所の相違

た屋外に設置又は保管することで，原子炉建屋内の非常用ディーゼル発電機並びに燃料ディターゼル発電機と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，位置的分散を図る設計と・④の相違

ンク及び原子炉建屋近傍の燃料移送ポンプと共通要因によって同時に機能を損なわないよう，する。

位置的分散を図る設計とする。
常設代替交流電源設備は，第一ガスタービン発電機から非常用高圧母線までの系統におい常設代替交流電源設備は，常設代替高圧電源装置からメタルクラッド開閉装置２Ｃ及びて，独立した電路で系統構成することにより，非常用ディーゼル発電機から非常用高圧母線まメタルクラッド開閉装置２Ｄまでの系統において，独立した電路で系統構成することによでの系統に対して，独立性を有する設計とする。

り，２Ｃ・２Ｄ非常用ディーゼル発電機からメタルクラッド開閉装置２Ｃ及びメタルクラッ

・設備名称の相違

ド開閉装置２Ｄまでの系統に対して，独立性を有する設計とする。

これらの多様性及び位置的分散並びに電路の独立性によって，常設代替交流電源設備は非常用交流電源設備に対して独立性を有する設計とする。

これらの多様性及び位置的分散並びに電路の独立性によって，常設代替交流電源設備は
非常用交流電源設備に対して独立性を有する設計とする。

可搬型代替交流電源設備は，非常用交流電源設備と共通要因によって同時に機能を損なわな可搬型代替交流電源設備は，非常用交流電源設備と共通要因によって同時に機能を損ないよう，電源車の冷却方式を空冷とすることで，冷却方式が水冷である非常用ディーゼル発電

わないよう，可搬型代替低圧電源車の冷却方式を空冷とすることで，冷却方式が水冷である機を用いる非常用交流電源設備に対して多様性を有する設計とする。

２Ｃ・２Ｄ非常用ディーゼル発電機を用いる非常用交流電源設備に対して多様性を有する・設備名称の相違設計とする。
また，可搬型代替交流電源設備は，常設代替交流電源設備と共通要因によって同時に機能を・設備設計の相違

損なわないよう，電源車をディーゼルエンジンにより駆動することで，ガスタービンにより駆動する第一ガスタービン発電機を用いる常設代替交流電源設備に対して多様性を有する設計とする。
可搬型代替交流電源設備の電源車及びタンクローリ（4kL）は，屋外の原子炉建屋から離れ可搬型代替交流電源設備の可搬型代替低圧電源車は，屋外の原子炉建屋付属棟から離れ・設備名称の相違た場所に保管することで，原子炉建屋内の非常用ディーゼル発電機並びに燃料ディタンク及びた場所に保管することで，原子炉建屋付属棟内の２Ｃ・２Ｄ非常用ディーゼル発電機と共通

・設置場所の相違

原子炉建屋近傍の燃料移送ポンプと共通要因によって同時に機能を損なわないよう，位置的分要因によって同時に機能を損なわないよう，位置的分散を図る設計とする。また，可搬型代・④の相違

散を図る設計とする。また，可搬型代替交流電源設備の電源車及びタンクローリ（4kL）は，

替交流電源設備の可搬型代替低圧電源車は，屋外（常設代替高圧電源装置置場）の常設代替

・設備名称の相違

屋外のタービン建屋近傍の第一ガスタービン発電機，第一ガスタービン発電機用燃料タンク及高圧電源装置から離れた場所に保管することで，共通要因によって同時に機能を損なわな・設置場所の相違

び第一ガスタービン発電機用燃料移送ポンプから離れた場所に保管することで，共通要因によいよう，位置的分散を図る設計とする。

・④の相違って同時に機能を損なわないよう，位置的分散を図る設計とする。

10

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５７条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

可搬型代替交流電源設備は，電源車から非常用高圧母線までの系統において，独立した電路

可搬型代替交流電源設備は，可搬型代替低圧電源車からパワーセンタ２Ｃ及びパワーセ

・設備名称の相違で系統構成することにより，非常用ディーゼル発電機から非常用高圧母線までの系統に対し

ンタ２Ｄまでの系統において，独立した電路で系統構成することにより，２Ｃ・２Ｄ非常用・設備設計の相違て，独立性を有する設計とする。

ディーゼル発電機からメタルクラッド開閉装置２Ｃ及びメタルクラッド開閉装置２Ｄまで

・⑥の相違の系統に対して，独立性を有する設計とする。

これらの多様性及び位置的分散並びに電路の独立性によって，可搬型代替交流電源設備は非常用交流電源設備に対して独立性を有する設計とする。

これらの多様性及び位置的分散並びに電路の独立性によって，可搬型代替交流電源設備
は非常用交流電源設備である２Ｃ・２Ｄ非常用ディーゼル発電機に対して独立性を有する

・⑫の相違設計とする。

可搬型代替交流電源設備の電源車の接続箇所は，共通要因によって接続できなくなることを防止するため，位置的分散を図った複数箇所に設置する設計とする。

可搬型代替交流電源設備の可搬型代替低圧電源車の接続箇所は，共通要因によって接続・設備名称の相違

できなくなることを防止するため，位置的分散を図った複数箇所に設置する設計とする。

号炉間電力融通電気設備の号炉間電力融通ケーブル（常設）は，コントロール建屋内に設置

・②の相違することで，原子炉建屋内の非常用ディーゼル発電機と共通要因によって同時に機能を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。
号炉間電力融通電気設備の号炉間電力融通ケーブル（可搬型）は，原子炉建屋及びコントロール建屋から離れた屋外に保管することで，原子炉建屋内の非常用ディーゼル発電機及びコントロール建屋内の号炉間電力融通ケーブル（常設）と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，位置的分散を図る設計とする。

所内蓄電式直流電源設備は，コントロール建屋内の非常用直流電源設備 4 系統のうち 3 系

所内常設直流電源設備は，原子炉建屋付属棟内の２Ｃ・２Ｄ非常用ディーゼル発電機及び・設備名称の相違

統と異なる区画及び原子炉建屋内に設置することで，非常用直流電源設備と共通要因によって高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機と異なる区画に設置することで，非常用交流電源設

・設置場所の相違

同時に機能を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。

備と共通要因によって同時に機能を損なわないように位置的分散を図る設計とする。

・東二では，所内常設直流電源設備と非常用直流電源設備は同じ設備を指すことから，非常用交流電源設備と位置的分散を図る設計としている。

所内蓄電式直流電源設備は，蓄電池及び充電器から直流母線までの系統において，独立した所内常設直流電源設備は，125V 系蓄電池Ａ系・Ｂ系・ＨＰＣＳ系から直流 125V 主母線盤

電路で系統構成することにより，非常用直流電源設備 4 系統のうち 3 系統の蓄電池及び充電

２Ａ・２Ｂ・ＨＰＣＳ及び中性子モニタ用蓄電池Ａ系・Ｂ系から直流±24V 中性子モニタ用器から直流母線までの系統に対して，独立性を有する設計とする。

分電盤２Ａ・２Ｂまでの系統において，独立した電路で系統構成することにより，２Ｃ・２

・設備名称の相違

・設備設計の相違

Ｄ非常用ディーゼル発電機及び高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機の交流を直流に変換する電路を用いた直流 125V 主母線盤２Ａ・２Ｂ・ＨＰＣＳ及び直流±24V 中性子モニタ用
分電盤２Ａ・２Ｂまでの系統に対して，独立性を有する設計とする。

これらの位置的分散及び電路の独立性によって，所内蓄電式直流電源設備は非常用直流電源
設備 4 系統のうち 3 系統に対して独立性を有する設計とする。
常設代替直流電源設備は，原子炉建屋内に設置することで，コントロール建屋内の非常用直これらの位置的分散及び電路の独立性によって，所内常設直流電源設備は非常用交流電源設備に対して独立性を有する設計とする。
常設代替直流電源設備は，原子炉建屋廃棄物処理棟内に設置することで，原子炉建屋付属

11

・設備名称の相違
・設備設計の相違
・設置場所の相違

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５７条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉
流電源設備と共通要因によって同時に機能を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。

東海第二発電所

備考

棟内の非常用直流電源設備と共通要因によって同時に機能を損なわないように位置的分散を図る設計とする。

常設代替直流電源設備は，蓄電池及び充電器から直流母線までの系統において，独立した電常設代替直流電源設備は，緊急用 125V 系蓄電池から緊急用直流 125V 主母線盤までの系

路で系統構成することにより，非常用直流電源設備の蓄電池及び充電器から直流母線までの系

統において，独立した電路で系統構成することにより，非常用直流電源設備の 125V 蓄電池

統に対して，独立性を有する設計とする。

Ａ系・Ｂ系から直流 125V 主母線盤２Ａ・２Ｂまでの系統に対して，独立性を有する設計と・設備名称の相違する。

これらの位置的分散及び電路の独立性によって，常設代替直流電源設備は非常用直流電源設
備に対して独立性を有する設計とする。

これらの位置的分散及び電路の独立性によって，常設代替直流電源設備は非常用直流電
源設備に対して独立性を有する設計とする。

可搬型直流電源設備は，非常用直流電源設備と共通要因によって同時に機能を損なわないよ

可搬型代替直流電源設備は，非常用交流電源設備と共通要因によって同時に機能を損な・設備名称の相違

う，電源車の冷却方式を空冷とすることで，冷却方式が水冷である非常用ディーゼル発電機かわないよう，可搬型代替低圧電源車の冷却方式を空冷とすることで，冷却方式が水冷である

・設備設計の相違

ら給電する非常用直流電源設備に対して多様性を有する設計とする。また，AM 用直流 125V 充

２Ｃ・２Ｄ非常用ディーゼル発電機に対して多様性を有する設計とする。また，可搬型整流

・⑧の相違

電器により交流電力を直流に変換できることで，蓄電池（非常用）を用いる非常用直流電源設

器により交流電力を直流に変換できることで，125V 系蓄電池Ａ系・Ｂ系を用いる非常用直備に対して多様性を有する設計とする。

流電源設備に対して多様性を有する設計とする。

可搬型直流電源設備の電源車，AM 用直流 125V 充電器及びタンクローリ（4kL）は，屋外の可搬型代替直流電源設備の可搬型代替低圧電源車及び可搬型整流器は，屋外の原子炉建・設備名称の相違

原子炉建屋から離れた場所及び原子炉建屋内に設置又は保管することで，原子炉建屋内の非常屋付属棟から離れた場所に保管することで，原子炉建屋付属棟内の２Ｃ・２Ｄ非常用ディー・設置場所の相違

用ディーゼル発電機並びに燃料ディタンク，原子炉建屋近傍の燃料移送ポンプ及びコントロー

ゼル発電機及び 125V 蓄電池Ａ系・Ｂ系と共通要因によって同時に機能を損なわないように

・設備設計の相違

ル建屋内の充電器と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，位置的分散を図る設計と位置的分散を図る設計とする。

する。

可搬型直流電源設備は，電源車から直流母線までの系統において，独立した電路で系統構成

可搬型代替直流電源設備は，可搬型代替低圧電源車から直流 125V 主母線盤２Ａ・２Ｂま・設備名称の相違することにより，非常用ディーゼル発電機から直流母線までの系統に対して，独立性を有するでの系統において，独立した電路で系統構成することにより，125V 系蓄電池Ａ系・Ｂ系か

・設備設計の相違設計とする。

ら直流 125V 主母線盤２Ａ・２Ｂまでの系統に対して，独立性を有する設計とする。

これらの多様性及び位置的分散並びに電路の独立性によって，可搬型直流電源設備は非常用
直流電源設備に対して独立性を有する設計とする。

可搬型直流電源設備の電源車の接続箇所は，共通要因によって接続できなくなることを防止するため，位置的分散を図った複数箇所に設置する設計とする。

これらの多様性及び位置的分散並びに電路の独立性によって，可搬型代替直流電源設備

・設備名称の相違

は非常用直流電源設備に対して独立性を有する設計とする。

可搬型代替直流電源設備の可搬型代替低圧電源車及び可搬型整流器の接続箇所は，共通

・設備名称の相違

要因によって接続できなくなることを防止するため，位置的分散を図った複数箇所に設置する設計とする。

代替所内電気設備の緊急用断路器，緊急用電源切替箱断路器，緊急用電源切替箱接続装置，代替所内電気設備の緊急用メタルクラッド開閉装置及び緊急用パワーセンタは，屋内（常AM 用動力変圧器，AM 用 MCC 及び AM 用操作盤は，非常用所内電気設備と異なる区画に設置する設代替高圧電源装置置場）に設置することで，非常用所内電気設備と共通要因によって同時ことで，非常用所内電気設備と共通要因によって同時に機能を損なわないよう位置的分散を図に機能を損なわないように位置的分散を図る設計とする。

る設計とする。

12

・設備名称の相違

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５７条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所
代替所内電気設備の緊急用直流 125V 主母線盤は，原子炉建屋廃棄物処理棟内に設置する

備考
・設備名称の相違

ことで，非常用所内電気設備と共通要因によって同時に機能を損なわないように位置的分散を図る設計とする。
代替所内電気設備は，独立した電路で系統構成することにより，非常用所内電気設備に対して，独立性を有する設計とする。

代替所内電気設備は，独立した電路で系統構成することにより，非常用所内電気設備に対して，独立性を有する設計とする。なお，独立した電路には緊急用電源切替盤や可搬型代替

・東二では，緊急用電源切替盤や可搬型代

直流電源設備用電源切替盤も含む。

替直流電源設備用電源切替盤は，代替所内
電気設備の関連設備である電路として整理している。

これらの位置的分散及び電路の独立性によって，代替所内電気設備は非常用所内電気設備に対して独立性を有する設計とする。

これらの位置的分散及び電路の独立性によって，代替所内電気設備は非常用所内電気設
備に対して独立性を有する設計とする。

燃料補給設備のタンクローリ（4kL）は，原子炉建屋近傍の燃料移送ポンプから離れた屋外

燃料給油設備のタンクローリは，原子炉建屋付属棟内の２Ｃ・２Ｄ非常用ディーゼル発電に分散して保管することで，燃料移送ポンプと共通要因によって同時に機能を損なわないよう機から離れた屋外に分散して保管することで，原子炉建屋付属棟内の２Ｃ・２Ｄ非常用ディ・燃料移送ポンプについては，タンクロー

位置的分散を図る設計とする。

ーゼル発電機と共通要因によって同時に機能を損なわないように位置的分散を図る設計とリと同様の燃料給油設備として分類していする。

ることから，同一設備内での位置的分散の・設備名称の相違

考慮ではなく，非常用交流電源設備との位
置的分散を考慮する設計とする。
軽油タンクは，屋外に分散して設置することで，共通要因によって同時に機能を損なわない
よう位置的分散を図る設計とする。

可搬型設備用軽油タンクは，屋外に分散して設置することで，共通要因によって同時に機・設備名称の相違

能を損なわないように位置的分散を図る設計とする。

常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプは，屋内（常設代替高圧電源装置置場）に設置することで，原子炉建屋付属棟内の２Ｃ・２Ｄ非常用ディーゼル発電機と共通要因によって同時に機能を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。

13

・設備設計の相違

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５７条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉
10.2.2.2 悪影響防止

東海第二発電所
10.2.2.2

備考

悪影響防止

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

基本方針については，「1.1.7.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

常設代替交流電源設備の第一ガスタービン発電機，第一ガスタービン発電機用燃料タンク及常設代替交流電源設備の常設代替高圧電源装置は，通常時は遮断器等により接続先の系

び第一ガスタービン発電機用燃料移送ポンプは，通常時は遮断器等により接続先の系統から隔統から隔離し，重大事故等時に遮断器操作等により重大事故等対処設備としての系統構成

離し，重大事故等時に遮断器操作等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とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

・設備名称の相違
・④の相違

で，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
常設代替交流電源設備のタンクローリ（16kL）は，接続先の系統と分離して保管し，重大事

・設備設計の相違

故等時に接続，弁操作等により重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
常設代替交流電源設備の軽油タンクは，重大事故等時に弁操作等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で，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
第一ガスタービン発電機及び第一ガスタービン発電機用燃料移送ポンプは，飛散物となって燃料給油設備の軽油貯蔵タンクは，重大事故等時に弁操作等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で，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

・④の相違
・設備名称の相違

常設代替高圧電源装置は，飛散物となって他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
可搬型代替交流電源設備の電源車及びタンクローリ（4kL）は，接続先の系統と分離して保可搬型代替交流電源設備の可搬型代替低圧電源車は，接続先の系統と分離して保管し，重管し，重大事故等時に接続，弁操作，遮断器操作等により重大事故等対処設備としての系統構

大事故等時に接続，遮断器操作等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成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

で，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

可搬型代替交流電源設備の軽油タンクは，重大事故等時に弁操作等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で，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
電源車は治具や輪留めによる固定等をすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

燃料給油設備の可搬型設備用軽油タンクは，重大事故等時に弁操作等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で，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

・設備名称の相違
・④の相違

・④の相違
・設備設計の相違

可搬型代替低圧電源車は連結材や輪留めによる固定等をすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

号炉間電力融通電気設備の号炉間電力融通ケーブル（常設）は，接続先の系統と分離し，重・②の相違

大事故等時に接続等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で，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
号炉間電力融通電気設備の号炉間電力融通ケーブル（可搬型）は，接続先の系統と分離して・②の相違保管し，重大事故等時に接続等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で，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
号炉間電力融通ケーブル（可搬型）は治具による固定等をすることで，他の設備に悪影響を

・②の相違及ぼさない設計とする。
所内蓄電式直流電源設備の直流 125V 蓄電池 A，直流 125V 蓄電池 A-2，直流 125V 充電器 A 及所内常設直流電源設備の 125V 系蓄電池Ａ系・Ｂ系・ＨＰＣＳ系及び中性子モニタ用蓄電・東二では，所内常設直流電源設備は遮断

び直流 125V 充電器 A-2 は，通常時は設計基準事故対処設備として使用する場合と同じ系統構

池Ａ系・Ｂ系は，通常時は設計基準事故対処設備として使用する場合と同じ系統構成とし， 器操作をすることなく重大事故等時にも使成とし，重大事故等時に遮断器操作等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

重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計

で，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

とする。

所内蓄電式直流電源設備及び常設代替直流電源設備の AM 用直流 125V 蓄電池及び AM 用直流

常設代替直流電源設備の緊急用 125V 系蓄電池は，重大事故等時に通常時と同じ系統構成

用することが可能な設計としている。

・設備設計の相違

125V 充電器は，通常時は非常用直流電源設備と分離し，重大事故等時に通常時と同じ系統構で重大事故等対処設備として使用することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。 ・東二では，常設代替直流電源設備は，代替成で重大事故等対処設備として使用する，及び遮断器等により重大事故等対処設備としての系

所内電気設備への給電しか行わない設計と14

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５７条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

備考
している。

可搬型直流電源設備の AM 用直流 125V 充電器は，通常時は非常用直流電源設備と分離し，重・設備設計の相違

大事故等時に通常時と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用する，及び遮断器等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で，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
可搬型直流電源設備の電源車及びタンクローリ（4kL）は，接続先の系統と分離して保管し，可搬型代替直流電源設備の可搬型代替低圧電源車及び可搬型整流器は，接続先の系統と重大事故等時に接続，弁操作，遮断器操作等により重大事故等対処設備としての系統構成とす

分離して保管し，重大事故等時に接続，遮断器操作等により重大事故等対処設備としての系

ることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

可搬型直流電源設備の軽油タンクは，重大事故等時に弁操作等により重大事故等対処設備と・設備設計の相違
・④の相違

・④の相違

しての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

代替所内電気設備の緊急用断路器，緊急用電源切替箱断路器，緊急用電源切替箱接続装置，代替所内電気設備の緊急用メタルクラッド開閉装置，緊急用パワーセンタ及び緊急用

AM 用動力変圧器，AM 用 MCC 及び AM 用操作盤は，通常時は遮断器等により接続先の系統から隔125V 主母線盤は，遮断器等により接続先の系統から隔離し，重大事故等時に遮断器操作等

・東二は，通常時において非常用所内電気

離し，重大事故等時に遮断器操作等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

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で，他の設備に悪影響を及ぼさな設備から電源を受電している設計としていで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

い設計とする。

る。

代替所内電気設備の AM 用切替盤，非常用高圧母線 C 系及び非常用高圧母線 D 系は，重大事

・設備設計の相違

・設備設計の相違

故等時に遮断器操作等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で，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
燃料補給設備のタンクローリ（4kL）は，接続先の系統と分離して保管し，重大事故等時に燃料給油設備のタンクローリは，接続先の系統と分離して保管し，重大事故等時に接続， ・設備名称の相違

接続，弁操作等により重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響

弁操作等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で，他の設備に悪影響をを及ぼさない設計とする。

及ぼさない設計とする。

燃料補給設備の軽油タンクは，重大事故等時に弁操作等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で，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
タンクローリ（4kL）及びタンクローリ（16kL）は治具や輪留めによる固定等をすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

燃料給油設備の軽油貯蔵タンクは，重大事故等時に弁操作等により重大事故等対処設備

・設備名称の相違

としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
タンクローリは連結材や輪留めによる固定等をすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

15

・設備設計の相違

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基本設計比較表 【対象項目： 第５７条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

10.2.2.3 共用の禁止

備考
・②の相違

基本方針については，「1.1.7.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
第一ガスタービン発電機，第一ガスタービン発電機用燃料タンク，第一ガスタービン発電機
用燃料移送ポンプ及び緊急用断路器は，共用により第一ガスタービン発電機から自号炉だけでなく他号炉にも電力の供給が可能となり，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。第一ガスタービン発電機，第一ガスタービン発電機用燃料タンク，第一ガスタービン発電機用燃料移送ポンプ及び緊急用断路器は，共用により悪影響を及ぼさないよう，6 号及び 7 号炉を断路器等により系統を隔離して使用する設計とする。
号炉間電力融通ケーブル（常設）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とし，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。号炉間電力融通ケーブル（常設）は，共用により悪影響を及ぼさないよう，通常時は接続先の系統と分離した状態で設置する設計とする。
軽油タンクは，第一ガスタービン発電機，電源車，可搬型代替注水ポンプ（A-1 級），可搬型
代替注水ポンプ（A-2 級），大容量送水車（熱交換器ユニット用），大容量送水車（原子炉建屋
放水設備用），大容量送水車（海水取水用），モニタリング・ポスト用発電機及び 5 号炉原子炉
建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備の燃料を貯蔵しており，共用により他号炉のタンクに貯蔵している燃料も使用可能となり，安全性の向上が図られることから，6 号及び 7 号炉で共用する設計とする。軽油タンクは，共用により悪影響を及ぼさないよう，6 号及び 7 号炉で必要な重大事故等対処設備の燃料を確保するとともに，号炉の区分けなくタンクローリ（16kL）及びタンクローリ（4kL）を用いて燃料を利用できる設計とする。
なお，軽油タンクは，重大事故等時に重大事故等対処設備へ燃料補給を実施する場合のみ 6号及び 7 号炉共用とする。

10.2.2.4 容量等

10.2.2.3

容量等

・①の相違

基本方針については，「1.1.7.2 容量等」に示す。

基本方針については，「1.1.7.2

容量等」に記載する。

第一ガスタービン発電機は，想定される重大事故等時において，炉心の著しい損傷，原子炉

常設代替高圧電源装置は，想定される重大事故等時において，炉心の著しい損傷，原子炉

格納容器の破損，使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷及び運転停止中原子炉内燃料体

格納容器の破損，使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷及び運転停止中原子炉内燃の著しい損傷を防止するために必要な容量を有する設計とする。

料体の著しい損傷を防止するために必要な容量を有する設計とする。

第一ガスタービン発電機用燃料タンクは，想定される重大事故等時において，タンクローリ

・設備名称の相違

・設備設計の相違（16kL）で燃料を補給するまでの間，第一ガスタービン発電機に燃料を補給可能な容量を有する設計とする。
第一ガスタービン発電機用燃料移送ポンプは，想定される重大事故等時において，第一ガスタービン発電機の運転に必要な燃料を補給できるポンプ容量を有する設計とする。
電源車は，想定される重大事故等時において，最低限必要な設備に電力を供給できる容量を常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプは，想定される重大事故等時において，常設代替高・設備名称の相違

圧電源装置の運転に必要な燃料を補給できるポンプ容量を有する設計とする。
可搬型代替低圧電源車は，想定される重大事故等時において，最低限必要な設備に電力を・設備名称の相違有するものを 1 セット 2 台使用する。保有数は，6 号及び 7 号炉共用で 4 セット 8 台に加え供給できる容量を有するものを 1 セット 2 台使用する。保有数は，2 セット 4 台に加えて， ・設備設計の相違て，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（6 号及び 7 号炉共

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 台の合計 5 台を保管する。 ・設備設計の相違

16

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基本設計比較表 【対象項目： 第５７条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考用）の合計 9 台を保管する。
号炉間電力融通ケーブル（常設）は，想定される重大事故等時において，必要な設備に電力・②の相違を供給できる容量を有する設計とする。
号炉間電力融通ケーブル（可搬型）は，想定される重大事故等時において，必要な設備に電・②の相違力を供給できる容量を有するものを 1 式として使用する。保有数は，号炉間電力融通ケーブル（常設）の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 式（6 号及び 7 号
炉共用）を保管する。
直流 125V 蓄電池 A，直流 125V 蓄電池 A-2 及び AM 用直流 125V 蓄電池は，想定される重大事

125V 系蓄電池Ａ系・Ｂ系は，想定される重大事故等時において， 1 時間以内に中央制御

故等時において，負荷の切り離しを行わず 8 時間，その後必要な負荷以外を切り離して 16 時

室において行なう簡易な操作での切り離し以外の負荷切り離しを行わず 8 時間，その後必・先行ＢＷＲでは，中央制御室において、簡間の合計 24 時間にわたり必要な設備に電力を供給できる容量を有する設計とする。

要な負荷以外を切り離して 16 時間の合計 24 時間にわたり必要な設備に電力を供給できる易な操作による切り離し操作は行わない。

・設備名称の相違

容量を有する設計とする。
AM 用直流 125V 充電器は，想定される重大事故等時において，必要な設備に電力を供給でき・設備設計の相違

る容量を有する設計とする。
125V 系蓄電池ＨＰＣＳ系は，外部電源喪失により高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機

・125V 系蓄電池ＨＰＣＳ系は，事象発生初が自動起動しメタルクラッド開閉装置ＨＰＣＳが受電する時間に余裕を考慮した 1 時間ま期に，ＨＰＣＳ Ｄ／Ｇ起動に必要な電源ので，外部電源喪失から高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機が起動するために必要な高圧為，24 時間にわたる給電は不要。

炉心スプレイ系ディーゼル発電機の起動信号及び初期励磁並びにメタルクラッド開閉装置
ＨＰＣＳの制御回路等の高圧炉心スプレイ系の負荷に直流電力を供給できる設計とする。
中性子モニタ用蓄電池Ａ系・Ｂ系は，外部電源喪失及び２Ｃ・２Ｄ非常用ディーゼル発電・中性子モニタ用蓄電池は，起動領域計装機等の故障により非常用所内電気設備への給電が喪失してから，起動領域計装によるパラ

によるパラメータ確認のために使用する電メータ確認が終了する時間に余裕を考慮した 1 時間まで，これら負荷に直流電力を供給で源であるため，24 時間にわたる給電は不要。

きる設計とする。
緊急用 125V 系蓄電池は，想定される重大事故等時において，負荷の切り離しを行わずに・設備設計の相違

24 時間にわたり必要な設備に電力を供給できる容量を有する設計とする。
緊急用断路器，緊急用電源切替箱断路器，緊急用電源切替箱接続装置，AM 用動力変圧器及緊急用メタルクラッド開閉装置，緊急用パワーセンタ及び緊急用直流 125V 主母線盤は，び AM 用 MCC は，想定される重大事故等時において，必要な設備に電力を供給できる容量を有想定される重大事故等時において，必要な設備に電力を供給できる容量を有する設計とすする設計とする。

る。

軽油タンクは，設計基準事故対処設備と兼用しており，設計基準事故対処設備としての容量

軽油貯蔵タンクは，設計基準事故対処設備と兼用しており，設計基準事故対処設備としてが，想定される重大事故等時において，その機能を発揮することが必要な重大事故等対処設備の容量が，想定される重大事故等時において，その機能を発揮することが必要な重大事故等

が，事故後 7 日間連続運転するために必要となる燃料を供給できる容量を有しているため，設対処設備が，事故後 7 日間連続運転するために必要となる燃料を供給できる容量を有して計基準事故対処設備と同仕様で設計する。

いるため，設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。
可搬型設備用軽油タンクは，想定される重大事故等時において，その機能を発揮すること

・設備設計の相違

・設備名称の相違

・設備設計の相違が必要な重大事故等対処設備が，事故後 7 日間連続運転するために必要となる燃料を供給できる容量を有する設計とする。
タンクローリ（16kL）は，想定される重大事故等時において，第一ガスタービン発電機用燃・設備設計の相違

料タンクに，燃料を補給できる容量を有するものを 1 セット 1 台使用する。保有数は，6 号及17柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５７条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

び 7 号炉共用で 1 セット 1 台に加えて，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（6 号及び 7 号炉共用）の合計 2 台を保管する。
タンクローリ（4kL）は，想定される重大事故等時において，その機能を発揮することが必

タンクローリは，想定される重大事故等時において，その機能を発揮することが必要な重要な重大事故等対処設備に，燃料を補給できる容量を有するものを 1 セット 3 台使用する。保

大事故等対処設備に，燃料を補給できる容量を有するものを 1 セット 2 台使用する。保有数

有数は，6 号及び 7 号炉共用で 1 セット 3 台に加えて，故障時及び保守点検による待機除外時

は，1 セット 2 台に加えて，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のバックアップ用として 1 台（6 号及び 7 号炉共用）の合計 4 台を保管する。

3 台の合計 5 台を保管する。
可搬型代替低圧電源車及び可搬型整流器は，想定される重大事故等時において，その機能・設備名称の相違

・設備設計の相違を発揮することが必要な重大事故等対処設備に，電力を供給できる容量を有するものを可
搬型代替低圧電源車 1 台及び可搬型整流器 4 台を 1 セットとして使用し， 24 時間にわたり必要な設備に電力を供給できる容量を有する設計とする。
可搬型代替低圧電源車は，可搬型代替交流電源設備と兼用しており，保有数は，2 セット

・設備設計の相違

2 台に加えて，故障時及び保守点検による待機除外時の予備として 1 台の合計 3 台を保管する。
可搬型整流器の保有数は，2 セット 8 台に加えて，故障時及び保守点検による待機除外時

・設備設計の相違の予備として 1 台の合計 9 台を保管する。

10.2.2.5 環境条件等

10.2.2.4

環境条件等

基本方針については，「1.1.7.3 環境条件等」に示す。

基本方針については，「1.1.7.3 環境条件等」に記載する。

第一ガスタービン発電機，第一ガスタービン発電機用燃料タンク及び第一ガスタービン発電

常設代替高圧電源装置は，屋外（常設代替高圧電源装置置場）に設置し，想定される重大機用燃料移送ポンプは，屋外に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した

事故等時における環境条件を考慮した設計とする。

・①の相違

・設備名称の相違
・設置場所の相違設計とする。
第一ガスタービン発電機の操作は，想定される重大事故等時において，中央制御室で可能な設計とする。

常設代替高圧電源装置の操作は，想定される重大事故等時において，中央制御室及び設置場所で可能な設計とする。

第一ガスタービン発電機用燃料タンクの系統構成に必要な弁の操作は，想定される重大事故

・設備名称の相違
・設備設計の相違
・設備設計の相違

等時において，設置場所で可能な設計とする。
第一ガスタービン発電機用燃料移送ポンプの操作は，想定される重大事故等時において，設
置場所で可能な設計とする。

常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプの操作は，想定される重大事故等時において，中央制御室で可能な設計とする。

・設備名称の相違
・設備設計の相違

常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプは，屋内（常設代替高圧電源装置置場）に設置し， ・設備設計の相違想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
電源車は，屋外に保管及び設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
電源車の常設設備との接続及び操作は，想定される重大事故等時において，設置場所で可能な設計とする。

可搬型代替低圧電源車は，屋外に保管及び設置し，想定される重大事故等時における環境

・設備名称の相違

条件を考慮した設計とする。
可搬型代替低圧電源車の常設設備との接続及び操作は，想定される重大事故等時におい・設備名称の相違て，設置場所で可能な設計とする。

号炉間電力融通ケーブル（常設）は，コントロール建屋に設置し，想定される重大事故等時

・②の相違における環境条件を考慮した設計とする。
号炉間電力融通ケーブル（常設）の操作は想定される重大事故等時において設置場所で可能

・②の相違

18

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基本設計比較表 【対象項目： 第５７条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

な設計とする。
号炉間電力融通ケーブル（可搬型）は，屋外に保管及びコントロール建屋内に設置し，想定・②の相違される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
号炉間電力融通ケーブル（可搬型）の常設設備との接続及び操作は，想定される重大事故等

・②の相違時において，設置場所で可能な設計とする。
直流 125V 蓄電池 A，直流 125V 蓄電池 A-2，直流 125V 充電器 A 及び直流 125V 充電器 A-2 は，

125V 系蓄電池Ａ系，125V 系蓄電池Ｂ系，125V 系蓄電池ＨＰＣＳ，中性子モニタ用蓄電池Ａ

コントロール建屋に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とす

系及び中性子モニタ用蓄電池Ｂ系は，原子炉建屋付属棟に設置し，想定される重大事故等時にる。

おける環境条件を考慮した設計とする。

AM 用直流 125V 蓄電池及び AM 用直流 125V 充電器は，原子炉建屋内の原子炉区域外に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
緊急用断路器は，屋外に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
緊急用断路器の操作は想定される重大事故等時において設置場所で可能な設計とする。

・設備名称の相違

緊急用 125V 系蓄電池は，原子炉建屋廃棄物処理棟に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
緊急用メタルクラッド開閉装置及び緊急用パワーセンタは，屋内（常設代替高圧電源装置置場）に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
緊急用メタルクラッド開閉装置及び緊急用パワーセンタの操作は想定される重大事故等時において中央制御室及び設置場所で可能な設計とする。

緊急用電源切替箱断路器は，コントロール建屋に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
緊急用電源切替箱断路器の操作は想定される重大事故等時において設置場所で可能な設計とする。

緊急用直流 125V 主母線盤は，原子炉建屋廃棄物処理棟に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
緊急用直流 125V 主母線盤の操作は想定される重大事故等時において設置場所で可能な設計とする。

緊急用電源切替箱接続装置，AM 用動力変圧器，AM 用 MCC，AM 用切替盤，AM 用操作盤，非常・設備設計の相違

用高圧母線 C 系及び非常用高圧母線 D 系は，原子炉建屋内の原子炉区域外に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
緊急用電源切替箱接続装置，AM 用 MCC，AM 用切替盤，AM 用操作盤，非常用高圧母線 C 系及び非常用高圧母線 D 系の操作は想定される重大事故等時において設置場所で可能な設計とする。
軽油タンクは，屋外に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
軽油タンクの系統構成に必要な弁の操作は，想定される重大事故等時において，設置場所で可能な設計とする。

軽油貯蔵タンクは，常設代替高圧電源装置置場南側（地下）に設置し，想定される重大事

・設備名称の相違

故等時における環境条件を考慮した設計とする。
軽油貯蔵タンクの系統構成に必要な弁の操作は，想定される重大事故等時において，中央・設備名称の相違

制御室で可能な設計とする。
可搬型設備用軽油タンクは，屋外に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を・設備設計の相違考慮した設計とする。
タンクローリ（16kL）及びタンクローリ（4kL）は，屋外に保管及び設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
タンクローリ（16kL）及びタンクローリ（4kL）の常設設備との接続及び操作は，想定される重大事故等時において，設置場所で可能な設計とする。

タンクローリは，屋外に保管及び設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
タンクローリの常設設備との接続及び操作は，想定される重大事故等時において，設置場所で可能な設計とする。

19

・設備名称の相違

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５７条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉
10.2.2.6 操作性の確保

東海第二発電所
10.2.2.5

操作性の確保・①の相違

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

基本方針については，「1.1.7.4

常設代替交流電源設備は，想定される重大事故等時において，通常時の系統構成から遮断器

常設代替交流電源設備は，想定される重大事故等時において，通常時の系統構成から遮断操作等により速やかに切り替えられる設計とする。

備考

操作性及び試験・検査性」に記載する。

器操作等により速やかに切り替えられる設計とする。

第一ガスタービン発電機は，中央制御室の操作スイッチ等により，操作が可能な設計とする。

常設代替高圧電源装置は，中央制御室の操作スイッチ等により，操作が可能な設計とす系統構成に必要な遮断器等は，設置場所でのスイッチ操作等により操作が可能な設計とする。

る。系統構成に必要な遮断器等は，設置場所でのスイッチ操作等により操作が可能な設計と・設備名称の相違する。
可搬型代替交流電源設備は，想定される重大事故等時において，通常時の系統構成から遮断器操作等により速やかに切り替えられる設計とする。
電源車は，付属の操作スイッチ等により，設置場所での操作が可能な設計とする。系統構成に必要な遮断器等は，設置場所でのスイッチ操作等により操作が可能な設計とする。

可搬型代替交流電源設備は，想定される重大事故等時において，通常時の系統構成から遮断器操作等により速やかに切り替えられる設計とする。
可搬型代替低圧電源車は，付属の操作スイッチ等により，設置場所での操作が可能な設計

・設備名称の相違とする。系統構成に必要な遮断器等は，中央制御室等でのスイッチ操作等により操作が可能な設計とする。

電源車は，車両として屋外のアクセスルートを通行してアクセスできる設計とするとともに，設置場所にて輪留めによる固定等が可能な設計とする。
電源車を接続する接続箇所については，ボルト・ネジ接続又はより簡便な接続とし，一般的な工具を用いてケーブルを確実に接続できる設計とするとともに，確実な接続ができるよう足可搬型代替低圧電源車は，車両として屋外のアクセスルートを通行してアクセスできる・設備名称の相違設計とするとともに，設置場所にて輪留めによる固定等が可能な設計とする。
可搬型代替低圧電源車を接続する接続箇所については，ボルト・ネジ接続又はより簡便な接続とし，一般的な工具を用いてケーブルを確実に接続できる設計とする。

・設備名称の相違
・設備設計の相違場を設ける設計とする。また，6 号及び 7 号炉が相互に使用できるよう，接続箇所の形状を統一する設計とする。
号炉間電力融通電気設備は，想定される重大事故等時において，通常時の系統構成から遮断・②の相違

器操作等により速やかに切り替えられる設計とする。
号炉間電力融通ケーブル（常設）及び号炉間電力融通ケーブル（可搬型）は，系統構成に必・②の相違

要な遮断器等を，設置場所での遮断器操作等により操作が可能な設計とする。
号炉間電力融通ケーブル（可搬型）は，人力による運搬が可能な設計とし，屋外及び屋内の・②の相違

アクセスルートを通行してアクセス可能な設計とするとともに，設置場所にて固縛による固定等が可能な設計とする。
号炉間電力融通ケーブル（可搬型）を接続する接続箇所については，ボルト・ネジ接続とし，・②の相違

接続治具を用いてケーブルを確実に接続することが可能な設計とする。また，6 号及び 7 号炉が相互に使用できるよう，接続箇所の形状を統一する設計とする。
所内蓄電式直流電源設備（常設代替直流電源設備を含む）は，想定される重大事故等時において，通常時の系統構成から遮断器操作等により速やかに切り替えられる設計とする。

所内常設直流電源設備は，想定される重大事故等時において，通常時の系統構成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設計とする。
可搬型代替直流電源設備は，想定される重大事故等時において，通常時の系統構成から遮断器操作等により速やかに切り替えられる設計とする。

・東二では，所内常設直流電源設備のみで24 時間要求を満足することから，一緒に常設代替直流電源設備を使用しない整理としている。そのため，通常時の系統構成のまま
で遮断器操作をしなくても重大事故等対処
設備として使用できる設計としている。

可搬型直流電源設備は，想定される重大事故等時において，通常時の系統構成から弁操作及・設備名称の相違

び遮断器操作等により速やかに切り替えられる設計とする。

・④の相違

20

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５７条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所
可搬型整流器は，屋外に保管及び設置し，車両及び人力により運搬ができるとともに，設備考
・設備設計の相違

置場所にて固縛が可能な設計とする。また，ケーブル接続は，一般的な工具を用いてボルト・ネジ接続を用いることで，容易かつ確実に接続可能な設計とする。
可搬型整流器は，付属の操作スイッチ等により，設置場所での操作が可能な設計とする。 ・設備設計の相違
緊急用 125V 蓄電池は，想定される重大事故等時において，通常時の系統構成として使用

・設備設計の相違

する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用する設計とする。
代替所内電気設備は，想定される重大事故等時において，通常時の系統構成から遮断器操代替所内電気設備は，想定される重大事故等時において，通常時の系統構成から遮断器操作

作等により速やかに切り替えられる設計とする。

等により速やかに切り替えられる設計とする。

緊急用メタルクラッド開閉装置及び緊急用パワーセンタは，付属の操作スイッチ等によ

緊急用断路器，緊急用電源切替箱断路器，緊急用電源切替箱接続装置，AM 用 MCC，AM 用切
替盤，AM 用操作盤，非常用高圧母線 C 系及び非常用高圧母線 D 系は，付属の操作スイッチ等

り，設置場所等での操作が可能な設計とする。

・設備設計の相違
・等には，現場の操作も含む。

により，設置場所での操作が可能な設計とする。
燃料補給設備は，想定される重大事故等時において，通常時の系統構成から弁操作等により燃料給油設備は，想定される重大事故等時において，通常時の系統構成から弁操作等によ速やかに切り替えられる設計とする。

・設備名称の相違

り速やかに切り替えられる設計とする。

軽油タンクは，系統構成に必要な弁を，設置場所での手動操作が可能な設計とする。

軽油貯蔵タンクは，系統構成に必要な弁を，中央制御室での遠隔操作が可能な設計とする。

タンクローリ（16kL）及びタンクローリ（4kL）は，付属の操作スイッチにより，設置場所

・設備設計の相違

タンクローリは，付属の操作スイッチにより，設置場所での操作が可能な設計とし，系統での操作が可能な設計とし，系統構成に必要な弁は設置場所での手動操作が可能な設計とす・設備名称の相違

・設備名称の相違

構成に必要な弁は設置場所での手動操作が可能な設計とする。

る。
タンクローリ（16kL）及びタンクローリ（4kL）は，車両として屋外のアクセスルートを通

タンクローリは，車両として屋外のアクセスルートを通行してアクセス可能な設計とす

行してアクセス可能な設計とするとともに，設置場所にて輪留めによる固定等が可能な設計と・設備名称の相違

るとともに，設置場所にて輪留めによる固定等が可能な設計とする。

する。

10.2.3

タンクローリ（16kL）及びタンクローリ（4kL）を接続する接続口については，専用の接続

タンクローリを接続する接続口については，簡便な接続規格を用いた専用の接続方式と・設備名称の相違方式とし，接続治具を用いてホースを確実に接続することができる設計とする。また，6 号及し，可搬型設備用軽油タンク及び重大事故等対処設備に確実に接続することができる設計

・設備設計の相違

び 7 号炉が相互に使用することができるよう，接続口の口径を統一する設計とする。

とする。

主要設備及び仕様

10.2.3

代替電源設備の主要機器仕様を第 10.2−1 表に示す。

10.2.4

試験検査

主要設備及び仕様
代替電源設備の主要機器仕様を第 10.2−1 表に示す。

10.2.4

試験検査

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

基本方針については，「1.1.7.4

第一ガスタービン発電機は，発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能及び外観の確認

常設代替高圧電源装置は，発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能及び外観の確認が可能な設計とするとともに，分解が可能な設計とする。

操作性及び試験・検査性」に記載する。
・設備名称の相違が可能な設計とするとともに，分解が可能な設計とする。

第一ガスタービン発電機用燃料タンクは，発電用原子炉の運転中に漏えいの有無の確認が可・先行ＢＷＲでは，軽油タンクからタンク能な設計とする。また，発電用原子炉の運転中又は停止中に内部の確認が可能な設計とする。

ローリにてＧＴＧ用燃料タンクへ燃料移送を行うが，東二では，軽油貯蔵タンクから燃料移送ポンプにて常設代替高圧電源装置へ

21

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５７条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考
自動で燃料補給を行う設計であることから，ＧＴＧ燃料タンクに該当する設備はない。

第一ガスタービン発電機用燃料移送ポンプは，発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
また，第一ガスタービン発電機用燃料移送ポンプは，発電用原子炉の運転中又は停止中に分解及び外観の確認が可能な設計とする。

常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプは，発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能

・設備名称の相違

及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
また，常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプは，発電用原子炉の運転中又は停止中に分解・設備名称の相違

及び外観の確認が可能な設計とする。

電源車は，発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能の確認が可能な設計とするととも可搬型代替低圧電源車は，発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能の確認が可能なに，分解又は取替えが可能な設計とする。また，電源車は，車両として運転状態の確認及び外設計とするとともに，分解又は取替えが可能な設計とする。また，可搬型代替低圧電源車は，観の確認が可能な設計とする。

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。

号炉間電力融通ケーブル（常設）及び号炉間電力融通ケーブル（可搬型）は，発電用原子炉・設備名称の相違

・②の相違の運転中又は停止中に機能・性能及び外観の確認が可能な設計とするとともに，号炉間電力融通ケーブル（可搬型）は取替えが可能な設計とする。
直流 125V 蓄電池 A，直流 125V 蓄電池 A-2，AM 用直流 125V 蓄電池，直流 125V 充電器 A，直125V 系蓄電池Ａ系・Ｂ系・ＨＰＣＳ系，中性子モニタ用蓄電池Ａ系・Ｂ系及び緊急用 125V流 125V 充電器 A-2 及び AM 用直流 125V 充電器は，発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・系蓄電池は，発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能及び外観の確認が可能な設計と性能及び外観の確認が可能な設計とする。

する。
可搬型整流器は，発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能及び外観の確認が可能な・設備名称の相違

・設備設計の相違設計とする。
緊急用断路器は，発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能及び外観の確認が可能な設・設備設計の相違計とする。
緊急用電源切替箱断路器，緊急用電源切替箱接続装置，AM 用動力変圧器，AM 用 MCC，AM 用

緊急用メタルクラッド開閉装置，緊急用パワーセンタ及び緊急用直流 125V 主母線盤は，切替盤，AM 用操作盤，非常用高圧母線 C 系及び非常用高圧母線 D 系は，発電用原子炉の停止

発電用原子炉の停止中に機能・性能の確認が可能な設計とする。また，発電用原子炉の運転中に機能・性能の確認が可能な設計とする。また，発電用原子炉の運転中又は停止中に外観の中又は停止中に外観の確認が可能な設計とする。

・設備名称の相違確認が可能な設計とする。
軽油タンクは，発電用原子炉の運転中に漏えいの有無の確認が可能な設計とする。また，発電用原子炉の停止中に内部の確認が可能な設計とする。

軽油貯蔵タンクは，発電用原子炉の運転中又は停止中に漏えいの有無の確認が可能な設計とする。また，発電用原子炉の停止中に内部の確認が可能な設計とする。

・設備名称の相違
・東二は，発電用原子炉の停止中にも軽油貯蔵タンクの漏えいの有無の確認が可能。

可搬型設備用軽油タンクは，発電用原子炉の運転中又は停止中に漏えいの有無の確認及・設備設計の相違

び内部の確認が可能な設計とする。
タンクローリ（16kL）及びタンクローリ（4kL）は，発電用原子炉の運転中又は停止中に外タンクローリは，発電用原子炉の運転中又は停止中に外観検査及び機能試験，漏えいの有観検査及び機能試験，漏えいの有無の確認が可能な設計とするとともに，分解又は取替えが可

無の確認が可能な設計とするとともに，分解又は取替えが可能な設計とする。また，タンク

能な設計とする。また，タンクローリ（16kL）及びタンクローリ（4kL）は，車両として運転

ローリは，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。

状態の確認及び外観の確認が可能な設計とする。

22

・設備名称の相違

・設備名称の相違

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５７条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉
第 10.2−1 表

代替電源設備の主要機器仕様(1) 常設代替交流電源設備a.

東海第二発電所

第 10.2−1 表ａ．常設代替高圧電源装置

ガスタービン
数

c.

d.

・⑤の相違

ディーゼル
2

台

使用燃料

軽油

使用燃料

軽油

出

約 3,600kW/台

出

力

約 1,540kW（1 台当たり）

力

発電機

b.

代替電源設備の主要機器仕様

常設代替交流電源設備(1)

第一ガスタービン発電機（6 号及び 7 号炉共用）

台

備考

数

6

発電機

台

数

2

台

数

6

種

類

同期発電機

種

類

三相同期発電機容量

約 4,500kVA/台

容量

約 1,725kVA（1 台当たり）

力

率

0.8

力

率

0.8

電

圧

6.9kV

電

圧

6,600V

周 波 数

50Hz

周 波 数

50Hz

第一ガスタービン発電機用燃料タンク（6 号及び 7 号炉共用）
基

数

2

容

量

約 50kL/基・④の相違

第一ガスタービン発電機用燃料移送ポンプ（6 号及び 7 号炉共用）
台

数

2

容

量

約 3m3/h/台・④の相違

軽油タンク（6 号及び 7 号炉共用）

・④の相違

兼用する設備は以下のとおり。
・非常用電源設備（通常運転時等）
・非常用電源設備（重大事故等時）

e.

基

数

1（予備 3）容量

約 550kL/基タンクローリ（16kL）（6 号及び 7 号炉共用）台

数

1（予備 1）

容量

約 16kL/台(2) 可搬型代替交流電源設備a.

(2)

電源車（6 号及び 7 号炉共用）
エンジン
台

・④の相違

可搬型代替交流電源設備

・⑤の相違

ａ．可搬型代替低圧電源車
エンジン

数

8（予備 1）個

数

234（予備 1）

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５７条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉
使用燃料

東海第二発電所

軽油

使用燃料

発電機

備考

軽油

発電機

台

数

8（予備 1）台

数

4（予備 1）※１

種

類

同期発電機

種

類

三相交流発電機容量

約 500kVA/台

容量

約 500kVA（1 台当たり）

力

率

0.8

力

率

0.8

電

圧

6.9kV

電

圧

440V

周 波 数

50Hz

周 波 数

50Hz

※1 必要台数は，2 台 2 セット（予備 1 台）
b.

軽油タンク（6 号及び 7 号炉共用）

・④の相違

兼用する設備は以下のとおり。
・非常用電源設備（通常運転時等）
・非常用電源設備（重大事故等時）

c.

基

数

1（予備 3）容量

約 550kL/基タンクローリ（4kL）（6 号及び 7 号炉共用）台

数

3（予備 1）

容量

約 4kL/台・④の相違(3) 号炉間電力融通電気設備
a.

号炉間電力融通ケーブル（常設）（6 号及び 7 号炉共用）
個

b.

・②の相違

数

1

号炉間電力融通ケーブル（可搬型）（6 号及び 7 号炉共用）個数

1(4) 所内蓄電式直流電源設備及び常設代替直流電源設備a.

直流 125V 蓄電池 A 及び直流 125V 蓄電池 A-2(3）所内常設直流電源設備
ａ．125V 系蓄電池 Ａ系・Ｂ系

兼用する設備は以下のとおり。

兼用する設備は以下のとおり。

・非常用電源設備（通常運転時等）

・非常用電源設備

・非常用電源設備（重大事故等時）

・代替電源設備

組

数

1

組

数

2

電

圧

125V

電

圧

125V

容

量

約 10,000Ah

容量

約 6,000Ah（1 組当たり）（直流 125V 蓄電池 A：約 6,000Ah

直流 125V 蓄電池 A-2：約 4,000Ah）

24

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５７条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉
b.

c.

d.

AM 用直流 125V 蓄電池

東海第二発電所
ｂ．125V 系蓄電池 ＨＰＣＳ系

組

数

1

兼用する設備は以下のとおり。

電

圧

125V

・非常用電源設備

容量

約 3,000Ah

・代替電源設備

直流 125V 充電器 A 及び直流 125V 充電器 A-2

組

数

1

電

圧

125V

容

量

約 500Ahｃ．中性子モニタ用蓄電池Ａ系・Ｂ系

兼用する設備は以下のとおり。

兼用する設備は以下のとおり。

・非常用電源設備（通常運転時等）

・非常用電源設備

・非常用電源設備（重大事故等時）

・代替電源設備

個

数

2

組

数

2

電

圧

125V

電

圧

±24V

容

量

約 700A 及び約 400A

容量

約 150Ah（1 組当たり）

AM 用直流 125V 充電器
個

数

1

電

圧

125V

容

量

約 300A(4）常設代替直流電源設備
ａ．緊急用 125V 系蓄電池電源車（6 号及び 7 号炉共用）
エンジン
台

数

1

電

圧

125V

容

量

約 6,000Ah(5）可搬型代替直流電源設備(5) 可搬型直流電源設備a.

組

ａ．可搬型代替低圧電源車
第 10.2−1 表 代替電源設備の主要機器仕様に記載する。

数

使用燃料

8（予備 1）
軽油

発電機
台

数

8（予備 1）

種

類

同期発電機

容

量

約 500kVA/台

力

率

0.8

電

圧

6.9kV

周 波 数

50Hz

25

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５７条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉b.

c.

AM 用直流 125V 充電器

東海第二発電所
ｂ．可搬型整流器

個

数

1

台

数

8（予備 1）※２

電

圧

125V

容

量

100A（1 台当たり）

容量

約 300A

出力電圧

軽油タンク（6 号及び 7 号炉共用）

0〜150V※2 必要台数は，4 台 2 セット（予備 1 台）

兼用する設備は以下のとおり。
・非常用電源設備（通常運転時等）
・非常用電源設備（重大事故等時）

d.

基

数

1（予備 3）容量

約 550kL/基タンクローリ（4kL）（6 号及び 7 号炉共用）台

数

3（予備 1）

容量

約 4kL/台(6) 代替所内電気設備
a.

(6)AM 用動力変圧器

ａ．緊急用メタルクラッド開閉装置

個

数

1

容

量

6 号炉

約 750kVA

7 号炉

約 800kVA

電

圧代替所内電気設備個

6.9kV/480V

数

1

定格電圧

7,200Vｂ．緊急用パワーセンタ
個

数

1

定格電圧

600V

ｃ．緊急用直流 125V 主母線盤
個

数

1

定格電圧
(7）燃料給油設備(7) 燃料補給設備
a.

b.

125V

軽油タンク（6 号及び 7 号炉共用）

ａ．軽油貯蔵タンク兼用する設備は以下のとおり。

兼用する設備は以下のとおり。

・非常用電源設備（通常運転時等）

・非常用電源設備

・非常用電源設備（重大事故等時）

・代替電源設備基

数

1（予備 3）

基

数

2

容

量

約 550kL/基容量

約 400kL（1 基当たり）

タンクローリ（4kL）（6 号及び 7 号炉共用）

ｂ．常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプ台

数

3（予備 1）型

式

スクリュー型容量

約 4kL/台

台

数

2

容

量

約 3.0m３／h（1 台当たり）

吐出圧力

約 0.3MPa［gage］

最高使用圧力1.0MPa［gage］

26

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５７条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所
最高使用温度

66℃

ｃ．可搬型設備用軽油タンク
基

数

8

容

量

約 30kL（1 基当たり）ｄ．タンクローリ
兼用する設備は以下のとおり。
・代替電源設備
・補機駆動用燃料設備台

数

2（予備 3）※３

容量

約 4kL（1 台当たり）※3

必要台数は，2 台 1 セット（予備 3 台）27

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５７条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

第 10.2−1 図 代替電源設備 系統図（1）（常設代替交流電源設備による給電）28

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５７条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考
東海第二は、「第10.2−6図 代替電源設備 系統概要
図（6）
」に記載。

29

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５７条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考
東海第二は，「第 10.2−11 図 代替電源設備 系
統概要図（11）」に記載。

30

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５７条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

第 10.2−2 図 代替電源設備 系統図（2）（可搬型代替交流電源設備による給電）31

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５７条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考
東海第二の「第 10.2−2 図 代替電源設備 系統
概要図（2）」に同じ。

32

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５７条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考
東海第二は，「第 10.2−7 図 代替電源設備 系
統概要図（7）」に記載。

33

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５７条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考
東海第二は，「第 10.2−7 図 代替電源設備 系
統概要図（7）」に記載。

34

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５７条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考
・②の相違

35

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５７条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考
・②の相違

36

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５７条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

第 10.2−3 図 代替電源設備 系統図（3）（所内常設直流電源設備による給電）37

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５７条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考
・東海第二発電所分は，柏崎刈羽原子力発電所 6号炉分に記載。

38

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５７条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考
東海第二は，「第 10.2−3 図 代替電源設備 系
統概要図（3」に記載。

39

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５７条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考
・東海第二発電所分は，柏崎刈羽原子力発電所 6号炉分に記載。

40

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５７条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考
東海第二は，「第 10.2−3 図 代替電源設備 系
統概要図（3）」に記載。

41

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５７条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考
・東海第二発電所分は，柏崎刈羽原子力発電所 6号炉分に記載。

42

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５７条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考
・設備設計の相違

第 10.2−4 図 代替電源設備 系統図（4）（所内常設直流電源設備による給電）

43

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５７条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

第 10.2−5 図 代替電源設備 系統図（5）（可搬型代替直流電源設備による給電）44

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５７条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考
東海第二は，「第 10.2−9 図 代替電源設備 系
統概要図（9）」に記載。

45

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５７条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考
東海第二は，「第 10.2−9 図 代替電源設備 系
統概要図（9）」に記載。

46

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５７条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考
東海第二は，「第 10.2−9 図 代替電源設備 系
統概要図（9）」に記載。

47

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５７条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考
東海第二は，「第 10.2−6 図から第 10.2-9 図」に記載。

48

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５７条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考
東海第二は，「第 10.2−10 図 代替電源設備 系
統概要図（10）」に記載。

49

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５７条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考
東海第二は，「第 10.2−10 図 代替電源設備 系
統概要図（10）」に記載。

50

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５７条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

第 10.2−6 図 代替電源設備 系統図（6）（常設代替交流電気設備による代替所内電気設備への給電）

51

備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５７条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

第 10.2−7 図 代替電源設備 系統図（7）（可搬型代替交流電気設備による代替所内電気設備への給電）

52

備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５７条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

第 10.2−8 図 代替電源設備 系統図（8）（常設代替直流電源設備による代替所内電気設備への給電）

53

備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５７条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

第 10.2−9 図 代替電源設備 系統図（9）（可搬型代替直流電源設備による代替所内電気設備への給電）

54

備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５７条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

第 10.2−10 図 代替電源設備 系統図（10）（可搬型設備用軽油タンクから各機器への給油）

55

備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５７条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

第 10.2−11 図 代替電源設備 系統図（11）（軽油貯蔵タンクから常設代替高圧電源装置への給油）

56

備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５８条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉
6.4

計装設備（重大事故等対処設備）

6.4.1

概要

東海第二発電所

備考

6.4 計装設備（重大事故等対処設備）
6.4.1 概要重大事故等が発生し，計測機器（非常用のものを含む。
）の故障により，当該重大事故等に対処す

重大事故等が発生し，計測機器（非常用のものを含む。
）の故障により，当該重大事故等に対処するために監視することが必要なパラメータを計測することが困難となった場合において，当該パラるために監視することが必要なパラメータを計測することが困難となった場合において，当該パラメータを推定するために必要なパラメータを計測する設備を設置又は保管する。

メータを推定するために必要なパラメータを計測する設備を設置又は保管する。

当該重大事故等に対処するために監視することが必要なパラメータ（炉心損傷防止対策及び格納

当該重大事故等に対処するために監視することが必要なパラメータ（炉心損傷防止対策及び格納容器破損防止対策等を成功させるために必要な発電用原子炉施設の状態を把握するためのパラメ

容器破損防止対策等を成功させるために必要な発電用原子炉施設の状態を把握するためのパラメータ）は，添付書類十の「第 5.1−1 表 重大事故等対策における手順書の概要」のうち，「1.15 事ータ）は，添付書類十の「第 5.1−1 表 重大事故等対策における手順書の概要」のうち，「1.15 事故時の計装に関する手順等」のパラメータの選定で分類された主要パラメータ（重要監視パラメー

故時の計装に関する手順等」のパラメータの選定で分類された主要パラメータ（重要監視パラメー

タ及び有効監視パラメータ）とする。

タ及び有効監視パラメータ）とする。

当該パラメータを推定するために必要なパラメータは，添付書類十の「第 5.1−1 表 重大事故

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

で分類された代替パラメータ（重要代替監視パラメータ及び常用代替監視パラメータ）とする。

東二では以下としている。
有効監視パラメータ：主要パラメータでＳＡ設備としての要求を満足しないもの。
常用代替監視パラメータ：代替
パラメータでＳＡ設備としての要求を満足しないもの。

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

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを計測する設備（重大事故等対処設備）について，設計基準を超える状態における発電用原子炉施設の状態を把握するための能力（最高計測可能て，設計基準を超える状態における発電用原子炉施設の状態を把握するための能力（最高計測可能

温度等（設計基準最大値等））を明確にする。計測範囲を第 6.4−1 表に，設計基準最大値等を第 6.4

温度等（設計基準最大値等））を明確にする。計測範囲を第 6.4−1 表に，設計基準最大値等を第 6.4−2 表に示す。重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータの計装設備概要図等を第 6.4-1 図−2 表に示す。計装設備（重大事故等対処設備）の系統概要図を第 6.4−1 図から第 6.4−6 図に示 東二は図のタイトルを章名のから第 6.4-3 図に示す。

す。

後に「系統概要図」と記載。
図番の相違

6.4.2

設計方針

(1) 監視機能喪失時に使用する設備
発電用原子炉施設の状態の把握能力を超えた場合に発電用原子炉施設の状態を推定する手段を有する設計とする。

6.4.2 設計方針
(1) 監視機能喪失時に使用する設備
発電用原子炉施設の状態の把握能力を超えた場合に発電用原子炉施設の状態を推定する手段を有する設計とする。

重要監視パラメータ又は有効監視パラメータ（原子炉圧力容器内の温度，圧力及び水位並びに重要監視パラメータ又は有効監視パラメータ（原子炉圧力容器内の温度，圧力及び水位並びに原子炉圧力容器及び原子炉格納容器への注水量等）の計測が困難となった場合又は計測範囲を超

原子炉圧力容器及び原子炉格納容器への注水量等）の計測が困難となった場合又は計測範囲を超えた場合は，添付書類十の「第 5.1−1 表 重大事故等対策における手順書の概要」のうち，「1.15

えた場合は，添付書類十の「第 5.1−1 表 重大事故等対策における手順書の概要」のうち，「1.15

事故時の計装に関する手順等」の計器故障時の代替パラメータによる推定又は計器の計測範囲を

事故時の計装に関する手順等」の計器故障時の代替パラメータによる推定又は計器の計測範囲を超えた場合の代替パラメータによる推定の対応手段等により推定ができる設計とする。

超えた場合の代替パラメータによる推定の対応手段等により推定ができる設計とする。

計器故障時に，当該パラメータの他チャンネルの計器がある場合，他チャンネルの計器により

計器故障時に，当該パラメータの他チャンネルの計器がある場合，他チャンネルの計器により

1

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５８条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

計測するとともに，重要代替監視パラメータが複数ある場合は，推定する重要監視パラメータと計測するとともに，重要代替監視パラメータが複数ある場合は，推定する重要監視パラメータとの関係性がより直接的なパラメータ，検出器の種類及び使用環境条件を踏まえた確からしさを考の関係性がより直接的なパラメータ，検出器の種類及び使用環境条件を踏まえた確からしさを考慮し，優先順位を定める。推定手段及び優先順位を第 6.4−3 表に示す。

慮し，優先順位を定める。推定手段及び優先順位を第 6.4−3 表に示す。

(2) 計器電源喪失時に使用する設備(2) 計器電源喪失時に使用する設備

非常用交流電源設備又は非常用直流電源設備の喪失等により計器電源が喪失した場合におい非常用交流電源設備又は非常用直流電源設備の喪失等により計器電源が喪失した場合において，計測設備への代替電源設備として常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備，所内蓄て，計測設備への代替電源設備として常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備，所内常 設備名称の相違

電式直流電源設備又は可搬型直流電源設備を使用する。

設直流電源設備，常設代替直流電源設備又は可搬型代替直流電源設備を使用する。

以降，同様の相違理由によるも主要な設備は，以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

のは相違理由①と示す。

・常設代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）

・常設代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）

東二は共用しない。

・可搬型代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）

・可搬型代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）

東二は共用しない。

・所内蓄電式直流電源設備（10.2 代替電源設備）

・所内常設直流電源設備（10.2 代替電源設備）相違理由①

・常設代替直流電源設備（10.2 代替電源設備）

相違理由①

・可搬型代替直流電源設備（10.2 代替電源設備）相違理由①，東二は共用しな

・可搬型直流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2

代替電源設備）い。
常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備，所内蓄電式直流電源設備及び可搬型直流電
源設備については，「10.2 代替電源設備」に記載する。

常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備，所内常設直流電源設備，常設代替直流電源 相違理由①
設備及び可搬型代替直流電源設備については，「10.2

代替電源設備」に記載する。

また，代替電源設備が喪失し計測に必要な計器電源が喪失した場合，特に重要なパラメータとまた，代替電源設備が喪失し計測に必要な計器電源が喪失した場合，特に重要なパラメータとして，重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを計測する設備については，温度，圧力，して，重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを計測する設備については，温度，圧力，

水位及び流量に係るものについて，乾電池等を電源とした可搬型計測器により計測できる設計と水位及び流量に係るものについて，乾電池を電源とした可搬型計測器（原子炉圧力容器及び原子 東二は乾電池のみのため「等」する。

炉格納容器内の温度，圧力，水位及び流量（注水量）計測用）及び可搬型計測器（原子炉圧力容 を記載しない。
器及び原子炉格納容器内の圧力，水位及び流量（注水量）計測用）（以下「可搬型計測器」とい 東二は可搬型計測器を温度計う。
）により計測できる設計とする。

測機能付きとその機能を有さない 2 種類あるため仕様毎に記載。先行ＢＷＲは温度計測機能付き１種類のため仕様毎の記載がない。

なお，可搬型計測器による計測においては，計測対象の選定を行う際の考え方として，同一パ

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

切なパラメータを選定し計測又は監視するものとする。

切なパラメータを選定し計測又は監視するものとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

・可搬型計測器

・可搬型計測器（原子炉圧力容器及び原子炉格納容器内の温度，圧力，水位及び流量（注水量） 東二は可搬型計測器を仕様毎
計測用）
・可搬型計測器（原子炉圧力容器及び原子炉格納容器内の圧力，水位及び流量（注水量）計測
用）

2

に記載

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５８条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉(3) パラメータ記録時に使用する設備

東海第二発電所(3) パラメータ記録時に使用する設備

原子炉格納容器内の温度，圧力，水位，水素濃度，放射線量率等想定される重大事故等の対応

原子炉格納容器内の温度，圧力，水位，水素濃度，放射線量率等想定される重大事故等の対応に必要となる重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータが計測又は監視及び記録できるに必要となる重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータが計測又は監視及び記録できる設計とする。

設計とする。

重大事故等の対応に必要となるパラメータは，電磁的に記録，保存し，電源喪失により保存し重大事故等の対応に必要となるパラメータは，電磁的に記録，保存し，電源喪失により保存した記録が失われないとともに帳票が出力できる設計とする。また，記録は必要な容量を保存できた記録が失われないとともに帳票が出力できる設計とする。また，記録は必要な容量を保存できる設計とする。

る設計とする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

・安全パラメータ表示システム（SPDS）（データ伝送装置，緊急時対策支援システム伝送装置及・安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）（データ伝送装置，緊急時対策支援システム伝送装

び SPDS 表示装置）
6.4.2.1

多様性，位置的分散

置及びＳＰＤＳデータ表示装置）

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

重要代替監視パラメータを計測する設備は，重要監視パラメータを計測する設備と異なる物理量

重要代替監視パラメータを計測する設備は，重要監視パラメータを計測する設備と異なる物理量の計測又は測定原理とすることで，重要監視パラメータを計測する設備に対して可能な限り多様性の計測又は測定原理とすることで，重要監視パラメータを計測する設備に対して可能な限り多様性を持った計測方法により計測できる設計とする。

を持った計測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。

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。

重要監視パラメータを計測する設備及び重要代替監視パラメータを計測する設備の電源は，共通

重要監視パラメータを計測する設備及び重要代替監視パラメータを計測する設備の電源は，共通要因によって同時に機能を損なわないよう，非常用交流電源設備に対して多様性を有する常設代替要因によって同時に機能を損なわないよう，非常用交流電源設備に対して多様性を有する常設代替

交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備から給電が可能な設計とする。

交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備から給電が可能な設計とする。

6.4.2.2

悪影響防止

相違理由①

6.4.2.1 多様性，位置的分散

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

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

備考

電源設備の多様性，位置的分散については「10.2 代替電源設備」にて記載する。
6.4.2.2 悪影響防止

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

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

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを計測する設備のうち，多重性を有するパラメ

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを計測する設備のうち，多重性を有するパラメータの計測装置は，チャンネル相互を物理的，電気的に分離し，チャンネル間の独立を図る設計とータの計測装置並びに重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータの計測装置の間において 東二は多重性を有するパラメ

する。また，重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータの計測装置の間においてもパラメー

は，パラメータ相互をヒューズ，アイソレータ等により電気的に分離することで，他の設備に悪影 ータ※の一部の検出配管を兼用

タ相互をヒューズにより電気的に分離することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

響を及ぼさない設計とする。

安全パラメータ表示システム（SPDS）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で，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

し，また，電気的な分離をヒュ

安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）は，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統 ーズのほか，アイソレータ，断構成で重大事故等対処設備として使用することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

路器で分離する。
※：該当するパラメータは，格
納容器内水素濃度（ＳＡ），格納
容器内酸素濃度（ＳＡ），フィル
タ装置水位，フィルタ装置入口
水素濃度が対象。

3

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５８条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉
可搬型計測器は，通常時に接続先の系統と分離された状態であること及び重大事故等時は重大事
故等対処設備として系統構成をすることにより，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
6.4.2.3

東海第二発電所

備考

可搬型計測器は，通常時に接続先の系統と分離された状態であること及び重大事故等時は重大事
故等対処設備として系統構成をすることにより，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
東二は共用を有さないため記共用の禁止

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

載なし。

安全パラメータ表示システム（SPDS）は，号炉の区分けなく通信連絡することで，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（事故処理を含む。
）
を行うことができ，安全性の向上が図れることから，6 号及び 7 号炉で共用する設計とする。
また，安全パラメータ表示システム（SPDS）は，共用により悪影響を及ぼさないよう，6 号及び7 号炉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が可能な設計とする。
6.4.2.4

容量等

6.4.2.3 容 量 等

基本方針については，「1.1.7.2 容量等」に示す。

基本方針については，「1.1.7.2 容量等」に示す。

常設の重大事故等対処設備のうち以下のパラメータを計測する設備は，設計基準事故時の計測機

常設の重大事故等対処設備のうち以下のパラメータを計測する設備は，設計基準事故時の計測機能と兼用しており，設計基準事故時に使用する場合の計測範囲が，計器の不確かさを考慮しても設能と兼用しており，設計基準事故時に使用する場合の計測範囲が，計器の不確かさを考慮しても設

計基準を超える状態において発電用原子炉施設の状態を推定できるため，設計基準事故対処設備と計基準を超える状態において発電用原子炉施設の状態を推定できるため，設計基準事故対処設備と同仕様の設計とする。

同仕様の設計とする。

項目番号の相違

・原子炉圧力・原子炉圧力＜先行ＢＷＲとの相違＞

・原子炉水位（広帯域）

・原子炉水位（広帯域）

先行ＢＷＲにあって東二にな

・原子炉水位（燃料域）

・原子炉水位（燃料域）

いパラメータ・原子炉隔離時冷却系系統流量

・原子炉隔離時冷却系系統流量・格納容器内水素濃度，格納容・高圧炉心注水系系統流量

・高圧炉心スプレイ系系統流量

器内酸素濃度･･･既設ＣＡＭＳ

・残留熱除去系系統流量・残留熱除去系系統流量（ＤＢ設備）を柏崎はＳＡ設備

・低圧炉心スプレイ系系統流量に，東二は自主対策設備に位置

・格納容器内水素濃度

付け，これとは別にＳＡ設備を

・格納容器内雰囲気放射線レベル（D/W）

・格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）

新設するため。

・格納容器内雰囲気放射線レベル（S/C）

・格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）

・原子炉補機冷却水系系統流・起動領域モニタ

・起動領域計装量，残留熱除去系熱交換器入口・平均出力領域モニタ

・平均出力領域計装

冷却水流量･･･東二の緊急用海・残留熱除去系熱交換器入口温度・残留熱除去系熱交換器入口温度

水系の流量に相当するため。

・残留熱除去系熱交換器出口温度・残留熱除去系熱交換器出口温度・原子炉補機冷却水系系統流量・残留熱除去系海水系系統流量・残留熱除去系熱交換器入口冷却水流量

東二にあって先行ＢＷＲにな
いパラメータ・原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力・原子炉隔離時冷却系ポンプ吐・高圧炉心注水系ポンプ吐出圧力・高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力

出圧力･･･東二は格納容器バイ・残留熱除去系ポンプ吐出圧力・残留熱除去系ポンプ吐出圧力

パス時の監視パラメータに設4

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５８条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所
・低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力・格納容器内酸素濃度・使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域）

備考
定しているため。
・低圧炉心スプレイ系系統流・使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）量，低圧炉心スプレイ系ポンプ
吐出圧力･･･柏崎はＬＰＣＳ系
がないため。

常設の重大事故等対処設備のうち以下のパラメータを計測する設備は，計器の不確かさを考慮しても設計基準を超える状態において発電用原子炉施設の状態を推定できる設計とする。

常設の重大事故等対処設備のうち以下のパラメータを計測する設備は，計器の不確かさを考慮しても設計基準を超える状態において発電用原子炉施設の状態を推定できる設計とする。

・原子炉圧力容器温度・原子炉圧力容器温度＜先行ＢＷＲとの相違＞

・原子炉圧力（SA）

・原子炉圧力（ＳＡ）

先行ＢＷＲにあって東二にな

・原子炉水位（SA）

・原子炉水位（ＳＡ広帯域）

いパラメータ・原子炉水位（ＳＡ燃料域）

・原子炉水位（SA）･･･柏崎は広・高圧代替注水系系統流量・高圧代替注水系系統流量

帯域 1 台と，広帯域から燃料域・復水補給水系流量（RHR A 系代替注水流量）・低圧代替注水系原子炉注水流量（常設ライン用）

を計測範囲とした 1 台を設定。

・復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量）・低圧代替注水系原子炉注水流量（常設ライン狭帯域用）

東二はそれに相当する計測範

・低圧代替注水系原子炉注水流量（可搬ライン用）

囲にＳＡ広帯域 1 台とＳＡ燃料・低圧代替注水系原子炉注水流量（可搬ライン狭帯域用）

域 1 台を設定。

・代替循環冷却系原子炉注水流量・復水補給水系流量（RHR A 系

・低圧代替注水系格納容器スプレイ流量（常設ライン用）

代替注水流量），復水補給水系

・低圧代替注水系格納容器スプレイ流量（可搬ライン用）

流量（RHR B 系代替注水流量），・低圧代替注水系格納容器下部注水流量

復水補給水系流量（格納容器下・代替循環冷却系格納容器スプレイ流量

部注水流量），復水補給水系温・ドライウェル雰囲気温度

・ドライウェル雰囲気温度度（代替循環冷却系）･･･東二の・サプレッション・チェンバ気体温度

・サプレッション・チェンバ雰囲気温度

常設低圧代替注水系及び代替

・サプレッション・チェンバ・プール水温度

・サプレッション・プール水温度

循環冷却系の流量に相当する・格納容器下部水温ため。

・格納容器内圧力（D/W）

・ドライウェル圧力・フィルタ装置入口圧力･･･東・格納容器内圧力（S/C）

・サプレッション・チェンバ圧力

二はフィルタ装置の通気状態

・サプレッション・チェンバ・プール水位・サプレッション・プール水位をフィルタ装置圧力により監・格納容器下部水位

・格納容器下部水位視可能。

・格納容器内水素濃度（SA）

・格納容器内水素濃度（ＳＡ）

・フィルタ装置金属フィルタ差・復水補給水系流量（格納容器下部注水流量）

・復水補給水系温度（代替循環冷却）

圧･･･東二は金属フィルタの閉・フィルタ装置水位・フィルタ装置水位塞状態をフィルタ装置圧力及・フィルタ装置入口圧力・フィルタ装置圧力びフィルタ装置出口放射線モ

・フィルタ装置スクラビング水温度

ニタにより監視可能。

・フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）・フィルタ装置スクラバ水ｐ・フィルタ装置出口放射線モニタ

5

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５８条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉
・フィルタ装置水素濃度

東海第二発電所
・フィルタ装置入口水素濃度

備考
Ｈ･･･東二のｐＨ管理は系統運・フィルタ装置金属フィルタ差圧

転時及び事故収束時であって・フィルタ装置スクラバ水 pH

もフィルタ性能が維持可能で，・耐圧強化ベント系放射線モニタ

・耐圧強化ベント系放射線モニタ

系統待機時以外はｐＨを監視

・代替循環冷却系ポンプ入口温度する必要がなく，自主対策設備

・緊急用海水系流量（残留熱除去系熱交換器）に位置付けているため。

・緊急用海水系流量（残留熱除去系補機）

・復水貯蔵槽水位（SA），復水移・代替淡水貯槽水位

送ポンプ吐出圧力･･･東二は復・西側淡水貯水設備水位

水貯蔵タンクをＳＡ設備に位・常設高圧代替注水系ポンプ吐出圧力

置付けていないため。

・常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力・使用済燃料貯蔵プール水位・・代替循環冷却系ポンプ吐出圧力

温度（SA）･･･東二はＳＦＰ水位

・原子炉建屋水素濃度

・原子炉建屋水素濃度

はプール上部から底部近傍ま・静的触媒式水素再結合器 動作監視装置

・静的触媒式水素再結合器動作監視装置

で測定可能な使用済燃料プー・格納容器内酸素濃度（ＳＡ）

ル水位・温度（ＳＡ広域）を設

・使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA）

・使用済燃料プール温度（ＳＡ）置。柏崎は測定範囲の異なる使・使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）

・使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）

用済燃料貯蔵プール水位（SA 広・使用済燃料貯蔵プール監視カメラ（使用済燃料貯蔵プール監視カメラ用空冷装置を含む）

・使用済燃料プール監視カメラ（使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置を含む）

域）及び使用済燃料プール水位・復水貯蔵槽水位（SA）

・復水移送ポンプ吐出圧力（SA）を設置のため。
東二にあって先行ＢＷＲにな
いパラメータ・低圧代替注水系原子炉注水流量，代替循環冷却系原子炉注水
流量，低圧代替注水系格納容器
スプレイ流量，低圧代替注水系
格納容器下部注水流量，代替循
環冷却系格納容器スプレイ流量，代替循環冷却系ポンプ入口
温度，常設高圧代替注水系ポン
プ吐出圧力，常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力，代替循環冷却系ポンプ吐出圧力･･･系統・設備の違い。
・格納容器下部水温･･･東二固有のＭＣＣＩ／ＦＣＩ対策の6

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５８条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考
ため。
・フィルタ装置圧力，フィルタ装置スクラビング水温度･･･フ
ィルタ装置の設備設計の違い。
・緊急用海水系流量（残留熱除去系熱交換器），緊急用海水系流量（残留熱除去系補機）･･･東二固有の遡上津波対策のため。
・代替淡水貯槽水位，西側淡水貯水設備水位･･･東二固有の水源対策のため。
・格納容器内酸素濃度（ＳＡ）･･･柏崎は既設ＣＡＭＳ（ＤＢ設備）をＳＡ設備に，東二はＳＡ設備を新設するため。
・使用済燃料プール温度（ＳＡ）･･･東二は緊急安全対策で設置済の温度計をＳＡ設備として追加しているため。

安全パラメータ表示システム（SPDS）は，想定される重大事故等時に発電所内の通信連絡をする必要のある場所に必要なデータ量を伝送することができる設計とする。

安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）は，想定される重大事故等時に発電所内の通信連絡をする必要のある場所に必要なデータ量を伝送することができる設計とする。

可搬型計測器は，原子炉圧力容器及び原子炉格納容器内の温度，圧力，水位及び流量（注水量）

可搬型計測器（原子炉圧力容器及び原子炉格納容器内の温度，圧力，水位及び流量（注水量）の ・東二は可搬型計測器を仕様毎等の計測用として 6 号炉，7 号炉それぞれ 1 セット 24 個（測定時の故障を想定した予備 1 個含む）

計測用）は，1 セット 20 個（測定時の故障を想定した予備 1 個含む）使用する。保有数は，故障時 に設定した配備数を記載。（可使用する。保有数は，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 24 個（6 号及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 20 個を含めて合計 40 個を分散して保管す 搬型計測器の配備数は「Ｎ＋予び 7 号炉共用）を含めて合計 72 個を分散して保管する。

る。

備１」を基本とし，バックアッ

可搬型計測器（原子炉圧力容器及び原子炉格納容器内の圧力，水位及び流量（注水量）の計測用） プ用と併せて「Ｎ＋予備１」×
は，1 セット 19 個（測定時の故障を想定した予備 1 個含む）使用する。保有数は，故障時及び保守２とする考え方は，先行ＢＷＲ

点検による待機除外時のバックアップ用として 19 個を含めて合計 38 個を分散して保管する。

と同様）・先行ＢＷＲは温度，圧力，水位及び流量（注水量）のほか，差圧も計測するため「等」と記載。東二は差圧を計測する対象
パラメータはないため，その記
載はない。

7

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５８条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉
6.4.2.5

環境条件等

東海第二発電所
6.4.2.4 環境条件等

基本方針については，「1.1.7.3 環境条件等」に示す。

基本方針については，「1.1.7.3 環境条件等」に示す。

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータのうち以下のパラメータを計測する設備は，原重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータのうち以下のパラメータを計測する設備は，原子炉格納容器内に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。

備考
項目番号の相違

子炉格納容器内に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。

・原子炉圧力容器温度・原子炉圧力容器温度

設備の違いは，「6.4.2.3 容量・ドライウェル雰囲気温度

・ドライウェル雰囲気温度等」の備考欄同様

・サプレッション・チェンバ気体温度

・サプレッション・チェンバ雰囲気温度

・サプレッション・チェンバ・プール水温度

・サプレッション・プール水温度
・格納容器下部水温・格納容器下部水位

・格納容器下部水位

・格納容器内水素濃度（SA）
・起動領域モニタ

・起動領域計装・平均出力領域モニタ

・平均出力領域計装

なお，起動領域モニタ及び平均出力領域モニタについては，想定される重大事故等時初期におけ

なお，起動領域計装及び平均出力領域計装については，想定される重大事故等時初期における原 相違理由①

る原子炉格納容器内の環境条件を考慮した設計とする。
重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータのうち以下のパラメータを計測する設備は，原子炉建屋原子炉区域内に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とす

子炉格納容器内の環境条件を考慮した設計とする。
重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータのうち以下のパラメータを計測する設備は，原子炉建屋原子炉棟内に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。 建屋名称の相違

る。

以降，同様の相違理由によるも・原子炉圧力・原子炉圧力・原子炉圧力（SA）

・原子炉圧力（ＳＡ）

・原子炉水位（広帯域）

・原子炉水位（広帯域）設備の違いは，「6.4.2.3 容量・原子炉水位（燃料域）

・原子炉水位（燃料域）等」の備考欄同様

・原子炉水位（SA）

・原子炉水位（ＳＡ広帯域）
・原子炉水位（ＳＡ燃料域）

・高圧代替注水系系統流量・高圧代替注水系系統流量・低圧代替注水系原子炉注水流量（常設ライン用）
・低圧代替注水系原子炉注水流量（常設ライン狭帯域用）
・低圧代替注水系原子炉注水流量（可搬ライン用）
・低圧代替注水系原子炉注水流量（可搬ライン狭帯域用）
・代替循環冷却系原子炉注水流量

・原子炉隔離時冷却系系統流量

・原子炉隔離時冷却系系統流量

・高圧炉心注水系系統流量

・高圧炉心スプレイ系系統流量・復水補給水系流量（RHR A 系代替注水流量）
・復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量）・残留熱除去系系統流量・残留熱除去系系統流量8のは相違理由②と示す。

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５８条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

・低圧炉心スプレイ系系統流量・低圧代替注水系格納容器スプレイ流量（常設ライン用）
・低圧代替注水系格納容器スプレイ流量（可搬ライン用）
・復水補給水系流量（格納容器下部注水流量）・低圧代替注水系格納容器下部注水流量
・代替循環冷却系格納容器スプレイ流量

・格納容器内圧力（D/W）

・ドライウェル圧力・格納容器内圧力（S/C）

・サプレッション・チェンバ圧力・サプレッション・チェンバ・プール水位・サプレッション・プール水位

・格納容器内水素濃度

・格納容器内水素濃度（ＳＡ）

・格納容器内雰囲気放射線レベル（D/W）

・格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）

・格納容器内雰囲気放射線レベル（S/C）

・格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）

・復水補給水系温度（代替循環冷却）・代替循環冷却系ポンプ入口温度・耐圧強化ベント系放射線モニタ（7 号炉）
・残留熱除去系熱交換器入口温度・残留熱除去系熱交換器入口温度・残留熱除去系熱交換器出口温度・残留熱除去系熱交換器出口温度・原子炉補機冷却水系系統流量（6 号炉区分Ⅲ）・残留熱除去系海水系系統流量（Ａ系）

・残留熱除去系熱交換器入口冷却水流量
・常設高圧代替注水系ポンプ吐出圧力・代替循環冷却系ポンプ吐出圧力・原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力・高圧炉心注水系ポンプ吐出圧力・高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力・残留熱除去系ポンプ吐出圧力・残留熱除去系ポンプ吐出圧力・低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力・原子炉建屋水素濃度

・原子炉建屋水素濃度

・静的触媒式水素再結合器 動作監視装置

・静的触媒式水素再結合器動作監視装置

・格納容器内酸素濃度

・格納容器内酸素濃度（ＳＡ）

・使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域）

・使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）・使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA）

・使用済燃料プール温度（ＳＡ）

・使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）

・使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）

・使用済燃料貯蔵プール監視カメラ

・使用済燃料プール監視カメラ

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータのうち以下のパラメータを計測する設備は，原重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータのうち以下のパラメータを計測する設備は，原 先行ＢＷＲは，原子炉格納容器

子炉建屋内の原子炉区域外，タービン建屋内又は廃棄物処理建屋内に設置し，想定される重大事故

子炉建屋廃棄物処理棟内に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とす 内，二次格内，屋外以外はまと等時における環境条件を考慮した設計とする。

る。

めて「原子炉建屋内の原子炉区・フィルタ装置入口圧力・フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）

域外，タービン建屋内又は廃棄・フィルタ装置水素濃度・フィルタ装置入口水素濃度

物処理建屋内」として記載。東9

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５８条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

・耐圧強化ベント系放射線モニタ（6 号炉）

・残留熱除去系海水系系統流量（Ｂ系）

二は設置場所が多岐に渡るた・原子炉補機冷却水系系統流量（6 号炉区分Ⅰ，Ⅱ，7 号炉）

・緊急用海水系流量（残留熱除去系熱交換器）

め，それぞれに分けて記載す・復水貯蔵槽水位（SA）

・緊急用海水系流量（残留熱除去系補機）る。

・復水移送ポンプ吐出圧力・使用済燃料貯蔵プール監視カメラ用空冷装置
重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータのうち以下のパラメータを計測する設備は，格
納容器圧力逃がし装置格納槽内に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
・フィルタ装置水位・フィルタ装置圧力・フィルタ装置スクラビング水温度
重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータのうち以下のパラメータを計測する設備は，常設低圧代替注水系ポンプ室内に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
・代替淡水貯槽水位
・常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力
重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータのうち以下のパラメータを計測する設備は，常設代替高圧電源装置置場（地下）に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
・西側淡水貯水設備水位重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータのうち以下のパラメータを計測する設備は，原子炉建屋付属棟内に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
・使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置
重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータのうち以下のパラメータを計測する設備は，屋外に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータのうち以下のパラメータを計測する設備は，屋外に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。

・フィルタ装置水位・フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ）・フィルタ装置金属フィルタ差圧

・耐圧強化ベント系放射線モニタ

・フィルタ装置スクラバ水 pH
重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータのうち以下のパラメータを計測する設備は，原東二は原子炉建屋屋上に設置

子炉建屋屋上に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。

する対象パラメータはない。

・フィルタ装置出口放射線モニタ

10

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５８条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉
安全パラメータ表示システム（SPDS）のうちデータ伝送装置は，コントロール建屋内に設置し，東海第二発電所
安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）のうちデータ伝送装置は，原子炉建屋付属棟内に設置 相違理由②想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。データ伝送装置は，想定される

し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。データ伝送装置は，想定さ重大事故等時に操作を行う必要がない設計とする。

れる重大事故等時に操作を行う必要がない設計とする。

安全パラメータ表示システム（SPDS）のうち緊急時対策支援システム伝送装置は，5 号炉原子炉

備考

安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）のうち緊急時対策支援システム伝送装置は，緊急時対 相違理由②

建屋内緊急時対策所内に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とす

策所建屋内に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。緊急時対る。緊急時対策支援システム伝送装置は，想定される重大事故等時に操作を行う必要がない設計と策支援システム伝送装置は，想定される重大事故等時に操作を行う必要がない設計とする。

する。
安全パラメータ表示システム（SPDS）のうち SPDS 表示装置は，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所

安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）のうちＳＰＤＳデータ表示装置は，緊急時対策所内に 相違理由①②内に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。SPDS 表示装置の操設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。ＳＰＤＳデータ表示装 相違理由①

作は，想定される重大事故等時において，設置場所で可能な設計とする。

置の操作は，想定される重大事故等時において，設置場所で可能な設計とする。

可搬型計測器は，コントロール建屋内及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に保管し，想定さ可搬型計測器は，原子炉建屋付属棟内及び緊急時対策所建屋内に保管し，想定される重大事故等 相違理由②れる重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。可搬型計測器の操作は，想定される重時における環境条件を考慮した設計とする。可搬型計測器の操作は，想定される重大事故等時にお大事故等時において，設置場所で可能な設計とする。

いて，設置場所で可能な設計とする。

6.4.2.6

操作性の確保6.4.2.5 操作性の確保

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

常設の重大事故等対処設備のうち，以下のパラメータを計測する設備は設計基準対象施設として常設の重大事故等対処設備のうち，以下のパラメータを計測する設備は設計基準対象施設として使用する場合と同じ構成で使用できる設計とする。

項目番号の相違

使用する場合と同じ構成で使用できる設計とする。

・原子炉圧力・原子炉圧力設備の違いは，「6.4.2.3 容量・原子炉水位（広帯域）

・原子炉水位（広帯域）等」の備考欄同様

・原子炉水位（燃料域）

・原子炉水位（燃料域）

・原子炉隔離時冷却系系統流量

・原子炉隔離時冷却系系統流量

・高圧炉心注水系系統流量

・高圧炉心スプレイ系系統流量・残留熱除去系系統流量・残留熱除去系系統流量・低圧炉心スプレイ系系統流量・格納容器内水素濃度
・格納容器内雰囲気放射線レベル（D/W）

・格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）

・格納容器内雰囲気放射線レベル（S/C）

・格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）

・起動領域モニタ

・起動領域計装・平均出力領域モニタ

・平均出力領域計装・残留熱除去系熱交換器入口温度・残留熱除去系熱交換器入口温度・残留熱除去系熱交換器出口温度・残留熱除去系熱交換器出口温度・原子炉補機冷却水系系統流量・残留熱除去系海水系系統流量・残留熱除去系熱交換器入口冷却水流量11柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５８条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

・原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力・高圧炉心注水系ポンプ吐出圧力・高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力・残留熱除去系ポンプ吐出圧力・残留熱除去系ポンプ吐出圧力・低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力・格納容器内酸素濃度・使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域）

・使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）

格納容器内水素濃度及び格納容器内酸素濃度は，設計基準対象施設として使用する場合と同じ構

東二は既設ＣＡＭＳを自主対成で，重大事故等対処設備として使用できる設計とする。格納容器内水素濃度及び格納容器内酸素策設備の位置付けで使用する濃度を計測するためのサンプリング装置は，中央制御室の操作スイッチにより操作が可能な設計とため記載なし。

する。
常設の重大事故等対処設備のうち，以下のパラメータを計測する設備は設計基準対象施設と兼用
せず，他の系統と切り替えることなく使用できる設計とする。

常設の重大事故等対処設備のうち，以下のパラメータを計測する設備は設計基準対象施設と兼用
せず，他の系統と切り替えることなく使用できる設計とする。

・原子炉圧力容器温度・原子炉圧力容器温度

設備の違いは，「6.4.2.3 容量

・原子炉圧力（SA）

・原子炉圧力（ＳＡ）

等」の備考欄同様

・原子炉水位（SA）

・原子炉水位（ＳＡ広帯域）
・原子炉水位（ＳＡ燃料域）

・高圧代替注水系系統流量・高圧代替注水系系統流量・復水補給水系流量（RHR A 系代替注水流量）・低圧代替注水系原子炉注水流量（常設ライン用）

・復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量）・低圧代替注水系原子炉注水流量（常設ライン狭帯域用）
・低圧代替注水系原子炉注水流量（可搬ライン用）
・低圧代替注水系原子炉注水流量（可搬ライン狭帯域用）
・代替循環冷却系原子炉注水流量・低圧代替注水系格納容器スプレイ流量（常設ライン用）
・低圧代替注水系格納容器スプレイ流量（可搬ライン用）

・復水補給水系流量（格納容器下部注水流量）・低圧代替注水系格納容器下部注水流量
・代替循環冷却系格納容器スプレイ流量

・ドライウェル雰囲気温度

・ドライウェル雰囲気温度

・サプレッション・チェンバ気体温度

・サプレッション・チェンバ雰囲気温度

・サプレッション・チェンバ・プール水温度

・サプレッション・プール水温度
・格納容器下部水温・格納容器内圧力（D/W）

・ドライウェル圧力・格納容器内圧力（S/C）

・サプレッション・チェンバ圧力・サプレッション・チェンバ・プール水位・サプレッション・プール水位

・格納容器下部水位

・格納容器下部水位

12柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５８条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉・格納容器内水素濃度（SA）

東海第二発電所

備考

・格納容器内水素濃度（ＳＡ）

・復水補給水系温度（代替循環冷却）・フィルタ装置水位・フィルタ装置水位・フィルタ装置入口圧力・フィルタ装置圧力・フィルタ装置スクラビング水温度・フィルタ装置出口放射線モニタ

・フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）・フィルタ装置入口水素濃度

・フィルタ装置金属フィルタ差圧・フィルタ装置スクラバ水 pH
・耐圧強化ベント系放射線モニタ

・耐圧強化ベント系放射線モニタ
・代替循環冷却系ポンプ入口温度・緊急用海水系流量（残留熱除去系熱交換器）
・緊急用海水系流量（残留熱除去系補機）

・復水貯蔵槽水位（SA）

・代替淡水貯槽水位
・西側淡水貯水設備水位・常設高圧代替注水系ポンプ吐出圧力・復水移送ポンプ吐出圧力・常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力・代替循環冷却系ポンプ吐出圧力・原子炉建屋水素濃度

・原子炉建屋水素濃度

・静的触媒式水素再結合器 動作監視装置

・静的触媒式水素再結合器動作監視装置
・格納容器内酸素濃度（ＳＡ）

・使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA）

・使用済燃料プール温度（ＳＡ）

・使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）

・使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）

・使用済燃料貯蔵プール監視カメラ（使用済燃料貯蔵プール監視カメラ用空冷装置を含む）

・使用済燃料プール監視カメラ（使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置を含む）

フィルタ装置スクラバ水 pH を計測するためのサンプリング装置は，想定される重大事故等時に東二のフィルタ装置のｐＨ管切り替えることなく使用できる設計とする。フィルタ装置スクラバ水 pH を計測するためのサンプ

理は，系統運転時及び事故収束リング装置は，屋外で弁及び付属の操作スイッチにより操作が可能な設計とする。

時でもフィルタ性能が維持可能で，系統待機時以外はｐＨを監視する必要がなく，自主対策
設備の位置付けで使用するため記載なし。
格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）並びにフィルタ装置入口水素濃度 東二はＭＣＲ操作（スイッチ操は，想定される重大事故等時に切り替えることなく使用できる設計とする。格納容器内水素濃度（Ｓ 作）が必要な格納容器内水素・Ａ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）並びにフィルタ装置入口水素濃度を計測するためのサンプリ 酸素濃度（ＳＡ）及びフィルタ

13

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５８条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所
ング装置は，中央制御室の制御盤の操作スイッチにより操作が可能な設計とする。

備考
装置入口水素濃度を一緒に記載。

使用済燃料貯蔵プール監視カメラ用空冷装置は，想定される重大事故等時に切り替えることなく使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置は，想定される重大事故等時に切り替えることなく使用 先行ＢＷＲは現場操作である使用できる設計とする。使用済燃料貯蔵プール監視カメラ用空冷装置は，原子炉建屋内の原子炉区できる設計とする。使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置は，中央制御室の制御盤の操作スイッ のに対し，東二はＭＣＲ操作に域外で弁及び付属の操作スイッチにより操作が可能な設計とする。

チにより操作が可能な設計とする。

よる違い。

フィルタ装置水素濃度は，耐圧強化ベント系と格納容器圧力逃がし装置で兼用するものであり，

先行ＢＷＲは現場操作である想定される重大事故等時において耐圧強化ベント系を使用する際に，弁操作により，サンプリングのに対し，東二はＭＣＲ操作のラインを格納容器圧力逃がし装置から耐圧強化ベント系に速やかに切り替えられる設計とする。フため前述に記載。

ィルタ装置水素濃度を計測するためのサンプリング装置は，原子炉建屋内の原子炉区域外で弁及び付属の操作スイッチにより操作が可能な設計とする。
安全パラメータ表示システム（SPDS）は，想定される重大事故等時において，設計基準対象施設

安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）は，想定される重大事故等時において，設計基準対象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設計とする。安全パラメ

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設計とする。安全パータ表示システム（SPDS）のうちデータ伝送装置及び緊急時対策支援システム伝送装置は，常時伝ラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）のうちデータ伝送装置及び緊急時対策支援システム伝送装置は，送を行うため，通常操作を必要としない設計とする。安全パラメータ表示システム（SPDS）のうち常時伝送を行うため，通常操作を必要としない設計とする。安全パラメータ表示システム（ＳＰＤSPDS 表示装置は，付属の操作スイッチにより 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内で操作が可能な設Ｓ）のうちＳＰＤＳデータ表示装置は，付属の操作スイッチにより緊急時対策所内で操作が可能な 相違理由①②計とする。

設計とする。

可搬型計測器は，設計基準対象施設とは兼用しないため，想定される重大事故等時に切り替える

可搬型計測器は，設計基準対象施設とは兼用しないため，想定される重大事故等時に切り替える

ことなく使用できる設計とする。可搬型計測器は，運転員等が携行して屋内のアクセスルートを通ことなく使用できる設計とする。可搬型計測器は，重大事故等対応要員が携行して屋外・屋内のア 可搬型計測器の対応要員及び行できる設計とする。可搬型計測器の計装ケーブルの接続は，ボルト・ネジ接続とし，接続規格を

クセスルートを通行できる設計とする。可搬型計測器の計装ケーブルの接続は，ボルト・ネジ接続 それに伴うアクセスルートの統一することにより，一般的に使用される工具を用いて確実に接続できる設計とし，付属の操作スとし，接続規格を統一することにより，一般的に使用される工具を用いて確実に接続できる設計と 相違

イッチにより設置場所で操作が可能な設計とする。

し，付属の操作スイッチにより設置場所で操作が可能な設計とする。

6.4.3

主要設備及び仕様

6.4.3 主要設備及び仕様

計装設備（重大事故等対処設備）の主要機器仕様並びに重要監視パラメータ及び重要代替監視パ

計装設備（重大事故等対処設備）の主要機器仕様並びに重要監視パラメータ及び重要代替監視パ

ラメータを第 6.4−1 表及び第 6.4−2 表に，代替パラメータによる主要パラメータの推定を第 6.4

ラメータを第 6.4−1 表及び第 6.4−2 表に，代替パラメータによる主要パラメータの推定を第 6.4−3 表に示す。また，重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いる補助パ−3 表に示す。また，重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いる補助パ

ラメータを第 6.4−4 表に示す。

ラメータを第 6.4−4 表に示す。

6.4.4

試験検査

6.4.4 試験検査

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを計測する設備は，発電用原子炉の運転中又は重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを計測する設備は，発電用原子炉の運転中又は停止中に，模擬入力による機能・性能の確認（特性の確認）及び校正が可能な設計とする。

停止中に，模擬入力による機能・性能の確認（特性の確認）及び校正が可能な設計とする。

14

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５８条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉
安全パラメータ表示システム（SPDS）は，発電用原子炉の運転中又は停止中に，機能・性能の確認及び外観の確認が可能な設計とする。
可搬型計測器は，発電用原子炉の運転中又は停止中に，模擬入力による性能の確認が可能な設計とする。

東海第二発電所
安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）は，発電用原子炉の運転中又は停止中に，機能・性能の確認及び外観の確認が可能な設計とする。
可搬型計測器は，発電用原子炉の運転中又は停止中に，模擬入力による性能の確認が可能な設計
とする。

15

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

第 6.4−1 表 計装設備（重大事故等対処設備）の主要機器仕様

第 6.4−1 表 計装設備（重大事故等対処設備）の主要機器仕様(1) 原子炉圧力容器温度個

基本設計比較表 【対象項目： 第５８条 】

数

計測範囲

個

0〜350℃

計測範囲(2) 原子炉圧力対処設備，設備仕様，設備名称(1) 原子炉圧力容器温度

2

数

4

の相違を下線で示す。（次頁以0〜500℃

降同様）(2) 原子炉圧力兼用する設備は以下のとおり。

兼用する設備は以下のとおり。

・原子炉プラント・プロセス計装

・原子炉プラント・プロセス計装

個

数

計測範囲

3

個

0〜10MPa[gage]

計測範囲(3) 原子炉圧力（SA）
個

数

計測範囲

数

2
0〜10.5MPa［gage］(3) 原子炉圧力（ＳＡ）
1個

0〜11MPa[gage]

計測範囲(4) 原子炉水位（広帯域）数

20〜10.5MPa［gage］(4) 原子炉水位（広帯域）兼用する設備は以下のとおり。

兼用する設備は以下のとおり。

・原子炉プラント・プロセス計装

・原子炉プラント・プロセス計装

個

数

計測範囲

3

個

-3,200〜3,500mm *1

計測範囲(5) 原子炉水位（燃料域）

数

2−3,800mm〜1,500mm※１(5) 原子炉水位（燃料域）

兼用する設備は以下のとおり。

兼用する設備は以下のとおり。

・原子炉プラント・プロセス計装

・原子炉プラント・プロセス計装

個

数

計測範囲

2

個

-4,000〜1,300mm *2

計測範囲(6) 原子炉水位（SA）
個

数

数

2
−3,800mm〜1,300mm※２(6) 原子炉水位（ＳＡ広帯域）
1

個

数

1

1
計測範囲

-3,200〜3,500mm *1

計測範囲−3,800mm〜1,500mm※１-8,000〜3,500mm *1(7) 原子炉水位（ＳＡ燃料域）
個

数

計測範囲

16

備考

1
−3,800mm〜1,300mm※２

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５８条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉(7) 高圧代替注水系系統流量
個

数

計測範囲

東海第二発電所(8) 高圧代替注水系系統流量

1

個

数

0〜300m3/h

計測範囲

1
0〜50L／s(9) 低圧代替注水系原子炉注水流量（常設ライン用）
個

数

計測範囲

1
0〜500m３／h(10) 低圧代替注水系原子炉注水流量（常設ライン狭帯域用）
個

数

計測範囲

1
0〜80m３／h(11) 低圧代替注水系原子炉注水流量（可搬ライン用）
個

数

計測範囲

1
0〜300m３／h(12) 低圧代替注水系原子炉注水流量（可搬ライン狭帯域用）
個

数

計測範囲

1
0〜80m３／h(13) 代替循環冷却系原子炉注水流量
個

数

計測範囲
(8) 原子炉隔離時冷却系系統流量20〜150m３／h(14) 原子炉隔離時冷却系系統流量兼用する設備は以下のとおり。

兼用する設備は以下のとおり。

・原子炉プラント・プロセス計装

・原子炉プラント・プロセス計装

個

数

計測範囲

1

個

0〜300m3/h

計測範囲(9) 高圧炉心注水系系統流量数

1
0〜50L／s(15) 高圧炉心スプレイ系系統流量兼用する設備は以下のとおり。

兼用する設備は以下のとおり。

・原子炉プラント・プロセス計装

・原子炉プラント・プロセス計装

個

数

計測範囲

2

個

数

0〜1,000m3/h

計測範囲

17

1
0〜500L／s

備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５８条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所(10)復水補給水系流量（RHR A 系代替注水流量）
個

数

計測範囲

1
6 号炉 0〜200m3/h
7 号炉 0〜150m3/h(11)復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量）
個

数

計測範囲

1
0〜350m3/h(12)残留熱除去系系統流量(16) 残留熱除去系系統流量兼用する設備は以下のとおり。

兼用する設備は以下のとおり。

・原子炉プラント・プロセス計装

・原子炉プラント・プロセス計装

個

数

計測範囲

3

個
3

0〜1,500m /h

数

計測範囲

3
0〜600L／s(17) 低圧炉心スプレイ系系統流量兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉プラント・プロセス計装
個

数

計測範囲

1
0〜600L／s(18) 低圧代替注水系格納容器スプレイ流量（常設ライン用）
個

数

計測範囲

1
0〜500m３／h(19) 低圧代替注水系格納容器スプレイ流量（可搬ライン用）
個

数

計測範囲
(13)復水補給水系流量（格納容器下部注水流量）
個

数

計測範囲

1
6 号炉 0〜150m /h

0〜500m３／h(20) 低圧代替注水系格納容器下部注水流量
個

3

1

数

計測範囲

1
0〜200m３／h

7 号炉 0〜100m3/h(21) 代替循環冷却系格納容器スプレイ流量
個

数

計測範囲

18

2
0〜300m３／h

備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５８条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所(14)ドライウェル雰囲気温度
個

数

計測範囲

(22) ドライウェル雰囲気温度

2個

0〜300℃

計測範囲(15)サプレッション・チェンバ気体温度
個

数

計測範囲

数

計測範囲

8
0〜300℃(23) サプレッション・チェンバ雰囲気温度

1個

0〜300℃

計測範囲(16)サプレッション・チェンバ・プール水温度
個

数

数

2
0〜200℃(24) サプレッション・プール水温度

3

個

数

0〜200℃

計測範囲

30〜200℃(25) 格納容器下部水温
ペデスタル床面高さ 0m 検知用※３
個

数

計測範囲

5
0〜500℃

ペデスタル床面高さ＋0.2m 検知用※３
個

数

計測範囲

数

計測範囲

1

個

0〜1,000kPa[abs]計測範囲(18)格納容器内圧力（S/C）
個

数

計測範囲

数

計測範囲

数

1
0〜1MPa［abs］(27) サプレッション・チェンバ圧力

1個

0〜980.7kPa[abs]計測範囲(19)サプレッション・チェンバ・プール水位
個0〜500℃(26) ドライウェル圧力(17)格納容器内圧力（D/W）
個

5

数

1
0〜1MPa［abs］(28) サプレッション・プール水位

1個-6〜11m（T.M.S.L.-7,150〜+9,850mm）*3

計測範囲(20)格納容器下部水位数

1−1m〜9m（EL.2,030mm〜12,030mm）※４(29) 格納容器下部水位
ペデスタル床面高さ＋0.50m 検知用※３

個

数

計測範囲

個

3
*3

+1m，+2m，+3m（T.M.S.L.-5,600mm，-4,600mm，-3,600mm）

数

計測範囲

19

2
EL.12,306mm

備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５８条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所
ペデスタル床面高さ＋0.95m 検知用※３
個

数

計測範囲

2
EL.12,756mm

ペデスタル床面高さ＋1.05m 検知用※３
個

数

計測範囲

2
EL.12,856mm

ペデスタル床面高さ＋2.25m 満水管理用※３
個

数

計測範囲

2
EL.14,056mm

ペデスタル床面高さ＋2.75m 満水管理用※３
個

数

計測範囲

2
EL.14,556mm(21)格納容器内水素濃度
兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉プラント・プロセス計装・水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備
個

数

計測範囲

2
6 号炉 0〜30vol%
7 号炉 0〜20vol%／0〜100vol%(22)格納容器内水素濃度（SA）(30) 格納容器内水素濃度（ＳＡ）

兼用する設備は以下のとおり。

兼用する設備は以下のとおり。

・水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備

・水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備

個

数

計測範囲

2

個

0〜100vol%

計測範囲(23)格納容器内雰囲気放射線レベル（D/W）
第 8.1−2 表 放射線管理設備（重大事故等時）の主要機器仕様に記載する。
(24)格納容器内雰囲気放射線レベル（S/C）
第 8.1−2 表 放射線管理設備（重大事故等時）の主要機器仕様に記載する。
(25)起動領域モニタ数

20〜100vol％(31) 格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）
第 8.1−2 表 放射線管理設備（重大事故等時）の主要機器仕様に記載する。
(32) 格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）
第 8.1−2 表 放射線管理設備（重大事故等時）の主要機器仕様に記載する。
(33) 起動領域計装兼用する設備は以下のとおり。

兼用する設備は以下のとおり。

・原子炉核計装

・核計装

20

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５８条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉
個

数

計測範囲

10
-1

東海第二発電所
個

6 -1

3

9

-2

-1

10 〜10 s （1.0×10 〜1.0×10 cm ・s ）

数

計測範囲

0〜40%又は 0〜125%（1.0×108〜2.0×1013cm-2・s-1）

8
10−１cps〜10６cps（1.0×10３cm−２・s−１〜1.0×10９cm−２・s−１）
0〜40％又は 0〜125％（1.0×10８cm−２・s−１〜1.5×10１３
cm−２・s−１）(26)平均出力領域モニタ(34) 平均出力領域計装兼用する設備は以下のとおり。

兼用する設備は以下のとおり。

・原子炉核計装

・核計装

個

数

計測範囲

4*4

個

0〜125%（1.2×1012〜2.8×1014cm-2・s-1）

計測範囲

数

2※５
0〜125％（1.0×10１２cm−２・s−１〜1.0×10１４cm−２・s−１）(27)復水補給水系温度（代替循環冷却）
個

数

計測範囲

1
0〜200℃(28)フィルタ装置水位
個

数

計測範囲

(35) フィルタ装置水位
2個

0〜6,000mm

計測範囲(29)フィルタ装置入口圧力
個

数

計測範囲

数

2
180mm〜5,500mm(36) フィルタ装置圧力

1

個

数

0〜1MPa[gage]

計測範囲

1
0〜1MPa［gage］(37) フィルタ装置スクラビング水温度
個

数

計測範囲
(30)フィルタ装置出口放射線モニタ
第 8.1−2 表 放射線管理設備（重大事故等時）の主要機器仕様に記載する。
(31)フィルタ装置水素濃度

10〜300℃(38) フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
第 8.1−2 表 放射線管理設備（重大事故等時）の主要機器仕様に記載する。
(39) フィルタ装置入口水素濃度兼用する設備は以下のとおり。

兼用する設備は以下のとおり。

・水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備

・水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備

個

数

計測範囲

2

個

数

0〜100vol%

計測範囲

21

2
0〜100vol％備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５８条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所(32)フィルタ装置金属フィルタ差圧
個

数

計測範囲

2
0〜50kPa(33)フィルタ装置スクラバ水 pH
個

数

計測範囲

1
pH0〜14(34)耐圧強化ベント系放射線モニタ(40) 耐圧強化ベント系放射線モニタ

第 8.1−2 表 放射線管理設備（重大事故等時）の主要機器仕様に記載する。

第 8.1−2 表 放射線管理設備（重大事故等時）の主要機器仕様に記載する。
(41) 代替循環冷却系ポンプ入口温度
個

数

計測範囲

2
0〜100℃(35)残留熱除去系熱交換器入口温度(42) 残留熱除去系熱交換器入口温度兼用する設備は以下のとおり。

兼用する設備は以下のとおり。

・原子炉プラント・プロセス計装

・原子炉プラント・プロセス計装

個

数

計測範囲

3

個

数

0〜300℃

計測範囲

20〜300℃(36)残留熱除去系熱交換器出口温度(43) 残留熱除去系熱交換器出口温度兼用する設備は以下のとおり。

兼用する設備は以下のとおり。

・原子炉プラント・プロセス計装

・原子炉プラント・プロセス計装

個

数

計測範囲

3

個

0〜300℃

計測範囲(37)原子炉補機冷却水系系統流量数

20〜300℃(44) 残留熱除去系海水系系統流量兼用する設備は以下のとおり。

兼用する設備は以下のとおり。

・原子炉プラント・プロセス計装

・原子炉プラント・プロセス計装

個

数

計測範囲

3

個
3

6 号炉 区分Ⅰ，Ⅱ 0〜4,000m /h
区分Ⅲ

数

計測範囲

0〜3,000m3/h

7 号炉 区分Ⅰ，Ⅱ 0〜3,000m3/h
区分Ⅲ

0〜2,000m3/h

2220〜550L／s

備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５８条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所(45) 緊急用海水系流量（残留熱除去系熱交換器）(38)残留熱除去系熱交換器入口冷却水流量兼用する設備は以下のとおり。

個

・原子炉プラント・プロセス計装

計測範囲

個

数

計測範囲

数

1
0〜800m３／h

3
6 号炉 0〜2,000m3/h
3

7 号炉 0〜1,500m /h(46) 緊急用海水系流量（残留熱除去系補機）
個

数

計測範囲

1
0〜50m３／h(39)高圧炉心注水系ポンプ吐出圧力兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉プラント・プロセス計装
個

数

計測範囲

2
0〜12MPa[gage](40)残留熱除去系ポンプ吐出圧力兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉プラント・プロセス計装
個

数

計測範囲

3
0〜3.5MPa[gage](41)復水貯蔵槽水位（SA）
個

数

計測範囲

(47) 代替淡水貯槽水位

1

個

数

6 号炉 0〜16m

計測範囲

1
0〜20m

7 号炉 0〜17m(48) 西側淡水貯水設備水位
個

数

計測範囲

1
0〜6.5m(49) 常設高圧代替注水系ポンプ吐出圧力
個

数

計測範囲
(42)復水移送ポンプ吐出圧力
個

数

計測範囲

1
0〜10MPa［gage］(50) 常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力

3

個

数

0〜2MPa[gage]

計測範囲

2
0〜5MPa［gage］(51) 代替循環冷却系ポンプ吐出圧力23

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５８条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所
個

数

計測範囲

備考

2
0〜5MPa［gage］(52) 原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉プラント・プロセス計装
個

数

計測範囲

1
0〜10MPa［gage］(53) 高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力

先行ＢＷＲに相当するパラメ

兼用する設備は以下のとおり。

ータ（前頁に記載）との差異を

・原子炉プラント・プロセス計装

下線引き

個

数

計測範囲

1
0〜10MPa［gage］(54) 残留熱除去系ポンプ吐出圧力兼用する設備は以下のとおり。

ータ（前頁に記載）との差異を

・原子炉プラント・プロセス計装

下線引き

個

数

計測範囲

3
0〜4MPa［gage］(55) 低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉プラント・プロセス計装
個

数

計測範囲
(43)原子炉建屋水素濃度

10〜4MPa［gage］(56) 原子炉建屋水素濃度兼用する設備は以下のとおり。

兼用する設備は以下のとおり。

・水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備

・水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備
原子炉建屋原子炉棟 6 階
個

数

計測範囲

2
0〜10vol％

原子炉建屋原子炉棟地下 1 階，2 階
個

数

計測範囲

先行ＢＷＲに相当するパラメ

8

個

0〜20vol%

計測範囲

24

数

3
0〜20vol％

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５８条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉(44)静的触媒式水素再結合器 動作監視装置

東海第二発電所(57) 静的触媒式水素再結合器動作監視装置兼用する設備は以下のとおり。

兼用する設備は以下のとおり。

・水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備

・水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備

個

数

計測範囲

4

個

0〜300℃

計測範囲(45)格納容器内酸素濃度
兼用する設備は以下のとおり。

備考

数

4
0〜300℃(58) 格納容器内酸素濃度（ＳＡ）
兼用する設備は以下のとおり。

・原子炉プラント・プロセス計装・水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備
個

数

計測範囲

・水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備

2個

6 号炉 0〜30vol%

計測範囲

数

2
0〜25vol％

7 号炉 0〜10vol%／0〜30vol%(46)使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域）
第 4.3−1 表 使用済燃料プールの冷却等のための設備の主要機器仕様に記載する。
(47)使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA）
第 4.3−1 表 使用済燃料プールの冷却等のための設備の主要機器仕様に記載する。
(48)使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
第 8.1−2 表 放射線管理設備（重大事故等時）の主要機器仕様に記載する。
(49)使用済燃料貯蔵プール監視カメラ（使用済燃料貯蔵プール監視カメラ用空冷装置を含む）
第 4.3−1 表 使用済燃料プールの冷却等のための設備の主要機器仕様に記載する。
(50)安全パラメータ表示システム（SPDS）
第 10.12−2 表 通信連絡を行うために必要な設備（常設）の主要機器仕様に記載する。

(59) 使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）
第 4.3−1 表 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備の主要機器仕様に記載する。

東二は基準規則に準じる。

(60) 使用済燃料プール温度（ＳＡ）
第 4.3−1 表 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備の主要機器仕様に記載する。

東二は基準規則に準じる。

(61) 使用済燃料プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
第 8.1−2 表 放射線管理設備（重大事故等時）の主要機器仕様に記載する。
(62) 使用済燃料プール監視カメラ（使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置を含む）
第 4.3−1 表 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備の主要機器仕様に記載する。

東二は基準規則に準じる。

(63) 安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）
第 10.12−2 表 通信連絡を行うために必要な設備（常設）の主要機器仕様に記載する。
(64) 可搬型計測器（原子炉圧力容器及び原子炉格納容器内の温度，圧力，水位及び流量（注水量） 東二は可搬型計測器が 2 種類あ
計測用）
個

数

るため記載。
20（予備 20）(65) 可搬型計測器（原子炉圧力容器及び原子炉格納容器内の圧力，水位及び流量（注水量）計測用）
個

数

25

19（予備 19）

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５８条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考*1：基準点は蒸気乾燥器スカート下端（原子炉圧力容器零レベルより 1,224cm）※1：基準点は蒸気乾燥器スカート下端（原子炉圧力容器零レベルより 1,340cm）

設備仕様の相違*2：基準点は有効燃料棒頂部（原子炉圧力容器零レベルより 905cm）※2：基準点は燃料有効長頂部（原子炉圧力容器零レベルより 920cm）

設備仕様の相違※3：ペデスタル底面（コリウムシールド上表面：EL.11,806mm）からの高さ

東二はＭＣＣＩ／ＦＣＩ対策の格納容器下部水位，格納容器
下部水温の注釈を追加。

*3：T.M.S.L.＝東京湾平均海面※4：基準点は通常運転水位 EL.3,030mm（サプレッション・チェンバ底部より 7,030mm）*4：局部出力領域モニタの検出器は 208 個であり，平均出力領域モニタの各チャンネルには，52※5：平均出力領域計装 A〜F の 6 チャンネルのうち，A，B の 2 チャンネルが対象。平均出力領域 設備仕様の相違

個ずつの信号が入力される。

計装の A，C，E チャンネルにはそれぞれ 21 個，B，D，F にはそれぞれ 22 個の検出器がある。

26

設備仕様の相違柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５８条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考①東二は表のタイトルを各頁毎に記載。
②先行ＢＷＲと東二の対比箇
所を黒太枠で示す。
③対処設備，設備仕様，設備名称の相違及び把握能力（計測範
囲の考え方）の相違を下線で示す。
※上記①から③の内容は，次頁
以降同様。

27

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５８条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

28

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５８条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

29

備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５８条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所30

備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５８条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

31

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５８条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

32

備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５８条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

33

備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５８条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

34

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５８条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

35

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５８条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所36

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５８条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所37

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５８条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

38

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５８条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

39

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５８条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所40

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５８条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

41

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５８条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考①東二は表のタイトルを各頁毎に記載。
②東二は表毎に注釈を記載③対処設備，設備名称の相違及び代替パラメータ推定方法の相違を下線で示す。
※上記①から③の内容は，次頁
以降同様。

42

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５８条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

43

備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５８条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

44

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５８条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所45

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５８条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所46

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５８条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所47

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５８条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所48

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５８条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所49

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５８条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所50

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５８条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

51

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５８条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所52

備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５８条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所53

備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５８条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

54

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５８条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

55

備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５８条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

56

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５８条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所57

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５８条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考
設備の相違
補助パラメータのうち，重大事
故等対処設備を活用する手順
等の着手の判断基準として用いるパラメータを対象にＳＡ設備に設定。
東二は電源関係と 46 条の非常用窒素供給系及び非常用逃がし安全弁駆動系の圧力計を設
定58

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５８条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考
設備の相違（以降の系統概要図
同様）

図のタイトルの相違
東二は章タイトル（設備名）に加え，括弧書きで設計方針のタイトルを記載（以降の系統概要
図同様）

59

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５８条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

60

備考

※２

61
緊急用125V系
蓄電池

ＭＣＣ ２Ｄ系
【区分Ⅱ】

計測機器

※３

緊急用直流125V計装分電盤

計測機器

無停電
電源装置A

ＭＣＣ ２Ｃ系
【区分Ⅰ】

計測機器

緊急用
電源切替盤

緊急用直流125VＭＣＣ

緊急用直流125V主母線盤

緊急用直流125V
充電器

緊急用
ＭＣＣ

可搬型代替
直流電源設備
用電源切替盤※１※１

ＭＣＣ ＨＰＣＳ
【区分Ⅲ】

緊急用
電源切替盤

計測機器

※３

125V系
蓄電池Ｂ系

計測機器

データ伝送装置

緊急用
電源切替盤

※２

直流125V主母線盤２Ｂ

直流125V
充電器Ｂ

ＭＣＣ ２Ｄ系【区分Ⅱ】

直流125V分電盤２Ｂ系

原子炉建屋 原子炉建屋
西側接続口 東側接続口

直流125V
予備充電器

ＭＣＣ ２Ｄ系
【区分Ⅱ】

計測機器

無停電
電源装置B

計測機器

ＭＣＣ ２Ｄ系【区分Ⅱ】

第 6.4−3 図 計装設備（重大事故等対処設備）系統概要図（3）（計器電源喪失時に使用する設備）

計測機器

直流125V分電盤２Ａ系

緊急用
電源切替盤

ＭＣＣ ２Ｃ系【区分Ⅰ】

直流125V主母線盤２Ａ

直流125V
充電器Ａ

直流125VＭＣＣ ２Ａ系

125V系
蓄電池Ａ系

ＭＣＣ ２Ｃ系【区分Ⅰ】

点線 ：可搬型設備・電路：蓄電池

可搬型計測器

可搬型整流器

可搬型
整流器用
変圧器

電源車

（位置的分散を図った
東西２箇所に設置）

可搬型代替低圧電源車
接続盤

Ｐ／Ｃ ２Ｃ・２Ｄ及び緊急用Ｐ／Ｃへ： モータコントロールセンタ※１： パワーセンタ
ＭＣＣ：変圧器

実線 ：常設設備・電路：切替装置：可搬型代替低圧電源車

：接続口
電源車

：配線用遮断器

：遮断器

Ｐ／Ｃ

【略語】

【凡例】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

計測機器

緊急用
無停電
電源装置

ＭＣＣ ２Ｃ系【区分Ⅰ】

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所
基本設計比較表 【対象項目： 第５８条 】
東海第二発電所
備考

62
計測機器

中性子モニタ用
蓄電池A系

第 6.4−4 図

計測機器

直流±24V
充電器Ａ

計測機器

直流±24V中性子モニタ用分電盤２Ｂ

中性子モニタ用
蓄電池B系

直流±24V
充電器Ｂ

計装設備（重大事故等対処設備）系統概要図（4）（計器電源喪失時に使用する設備）

120/240V計装用主母線盤

直流±24V
充電器Ｂ

120/240V計装用主母線盤２Ｂ

ＭＣＣ ２Ｄ系
【区分Ⅱ】
※５

計測機器

【凡例】
：配線用遮断器

：蓄電池

：変圧器

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

直流±24V中性子モニタ用分電盤２Ａ

直流±24V
充電器Ａ

120/240V計装用主母線盤２Ａ

ＭＣＣ ２Ｃ系【区分Ⅰ】※４

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所
基本設計比較表 【対象項目： 第５８条 】
東海第二発電所
備考

63
※４

計測機器

計装用
電源

計装用
変圧器

Ｐ／Ｃ ２ＣM

Ｍ／Ｃ ２ＣM

ＭＣＣ ２Ｃ系

動力
変圧器
２Ｃ

（２Ｃ）

D/G

G

G

：変圧器

：可搬型代替低圧電源車
電源車

第 6.4−5 図

M

直流125V
充電器Ｂ

※６

常用電源
設備より

電源車

（位置的分散を図った
東西２箇所に設置）

M

M

計測機器

計装用電源
ＨＰＣＳ

計装用
変圧器

ＭＣＣ ＨＰＣＳ

動力
変圧器
ＨＰＣＳ

Ｍ／Ｃ ＨＰＣＳ（ＨＰＣＳ）

D/G： モータコントロールセンタ

ＭＣＣ

可搬型代替低圧電源車
接続盤

可搬型計測器電源車★

Ｍ／Ｃ ２Ｅ

154kV系
予備変圧器より： パワーセンタ

Ｐ／Ｃ

Ｍ／Ｃ ： メタルクラッド開閉装置

ＨＰＣＳ ： 高圧炉心スプレイ系【略語】

計装設備（重大事故等対処設備）系統概要図（5）（計器電源喪失時に使用する設備）

点線 ：可搬型設備・電路

実線 ：常設設備・電路

：接続口

計装用
電源

※５
計装用
変圧器

常用電源
設備より

計測機器

：モータ(電動弁等)

：切替装置
M

：配線用遮断器
D/G

：断路器

M

※７

：遮断器

計測機器

緊急用
電源
切替盤

M

M

ＭＣＣ ２Ｄ系：常設代替高圧電源装置

計測機器

緊急用
計装用電源

計装用
変圧器

Ｐ／Ｃ ２Ｄ動力
変圧器
２Ｄ

Ｍ／Ｃ ２Ｄ（２Ｄ）

D/G：ディーゼル発電機

M

★

★

原子炉建屋
西側接続口

緊急用ＭＣＣ

※７

G
予備

原子炉建屋
東側接続口

緊急用Ｐ／ＣM

緊急用Ｍ／Ｃ

緊急用断路器

緊急用直流
125V充電器

緊急用
動力
変圧器

G

G

【凡例】

緊急用
電源
切替盤

M

G

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

直流125V
充電器Ａ

M

※６

常用電源
設備より

G

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所
基本設計比較表 【対象項目： 第５８条 】
東海第二発電所
備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５８条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

64

備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５９条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考■設備名称の相違（以下，①の相違）
（東二）
（ＫＫ）
○可搬型照明（ＳＡ）――――――――――――――― 可搬型蓄電池内蔵型照明○中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ） 中央制御室待避室陽圧化装置（空気ボンベ）○中央制御室待避室遮蔽 ――――――――――――― 中央制御室待避室遮蔽（常設）○酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計 ―――――――― 酸素濃度・二酸化炭素濃度計○中央制御室換気空調系給排気隔離弁 ――――――― 中央制御室換気系給排気隔離弁○緊急時対策所 ―――――――――――――――― 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所○原子炉建屋原子炉棟 ―――――――――――――― 原子炉建屋原子炉区域○原子炉建屋外側ブローアウトパネル ――――――― 原子炉建屋ブローアウトパネル■設計方針の相違（以下，②の相違）（東二）○中央制御室換気系の閉回路循環運転で外気流入防止○中央制御室待避室遮蔽 ―――――――――――――○中央制御室と中央制御室待避室との差圧確保 ――○衛星電話設備（可搬型） ――――――――――――○常設代替交流電源設備 ―――――――――――――（ＫＫ）
中央制御室陽圧化空調機による陽圧化で外気流入防止
中央制御室待避室遮蔽（常設、可搬）コントロール建屋と中央制御室又は中央制御室待避室との差圧確保
無線連絡設備（常設）、衛星電話設備（常設）常設代替交流電源設備、可搬型代替交流電源設備■設備の相違（以下，③の相違）
（東二）
（ＫＫ）
○原子炉建屋ガス処理系 ――――――――――――― 非常用ガス処理系（非常用ガス処理系，非常用ガス再循環系の総称）○非常用ガス処理系排気筒 ―――――――――――― 主排気筒（内筒）

6.10.2 重大事故等時

6.10.2 重大事故等時

6.10.2.1 概要

6.10.2.1 概要

中央制御室には，炉心の著しい損傷が発生した場合においても運転員がとどまるために必要な重大事故等対処設備を設置及び保管する。
中央制御室の系統概要図を第 6.10−1 図から第 6.10−4 図に示す。

6.10.2.2 設計方針
(1) 居住性を確保するための設備

中央制御室には，炉心の著しい損傷が発生した場合においても運転員がとどまるために必要な重大事故等対処設備を設置及び保管する。
中央制御室の系統概要図を第 6.10−1 図から第 6.10−4 図に示す。

6.10.2.2 設計方針
(1) 居住性を確保するための設備重大事故が発生した場合における炉心の著しい損傷後の格納容器圧力逃がし装置を作重大事故が発生した場合における炉心の著しい損傷後の格納容器圧力逃がし装置を作動させる場合に，放出される放射性雲による運転員の被ばくを低減するため，中央制御室

動させる場合に，放出される放射性雲による運転員の被ばくを低減するため，中央制御室

内に中央制御室待避室を設ける設計とする。炉心の著しい損傷が発生した場合においても内に中央制御室待避室を設ける設計とする。炉心の著しい損傷が発生した場合においても運転員がとどまるために必要な重大事故等対処設備として，可搬型蓄電池内蔵型照明，中運転員がとどまるために必要な重大事故等対処設備として，可搬型照明（ＳＡ），中央制

央制御室可搬型陽圧化空調機，中央制御室待避室陽圧化装置（空気ボンベ），中央制御室

御室換気系空気調和機ファン，中央制御室換気系フィルタ系ファン，中央制御室換気系フ

遮蔽，中央制御室待避室遮蔽（常設），中央制御室待避室遮蔽（可搬型），差圧計及び酸素ィルタユニット，中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ），中央制御室遮蔽，

濃度・二酸化炭素濃度計を設置する設計とする。

中央制御室待避室遮蔽，中央制御室待避室差圧計，酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計を設置する設計とする。

1■①②の相違柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５９条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉a.

換気空調設備及び遮蔽設備

東海第二発電所

備考

ａ．換気空調設備及び遮蔽設備

炉心の著しい損傷が発生した場合においても運転員がとどまるために必要な重大事

炉心の著しい損傷が発生した場合においても運転員がとどまるために必要な重大事

故等対処設備として，中央制御室及び中央制御室待避室の運転員を過度の放射線被ばく

故等対処設備として，中央制御室及び中央制御室待避室の運転員を過度の放射線被ばくから防護するために中央制御室可搬型陽圧化空調機を使用する。

から防護するために中央制御室換気系空気調和機ファン，中央制御室換気系フィルタ系■②の相違

ファン及び中央制御室換気系フィルタユニットを使用する。
中央制御室可搬型陽圧化空調機は，重大事故等時に炉心の著しい損傷が発生した場合

中央制御室換気系は，重大事故等時に炉心の著しい損傷が発生した場合において高性において中央制御室を陽圧化することにより，放射性物質を含む外気が中央制御室に直能粒子フィルタ及びチャコールフィルタを内蔵した中央制御室換気系フィルタユニッ

接流入することを防ぐことができる設計とする。

ト並びに中央制御室換気系フィルタ系ファンからなる非常用ラインを設け，外気との連

■②の相違
■②の相違

絡口を遮断し，中央制御室換気系フィルタユニットを通る閉回路循環方式とすることにより，放射性物質を含む外気が中央制御室に直接流入することを防ぐことができる設計とする。
また，炉心の著しい損傷後の格納容器圧力逃がし装置を作動させる場合に放出される

また，炉心の著しい損傷後の格納容器圧力逃がし装置を作動させる場合に放出される

放射性雲通過時において，中央制御室待避室を中央制御室待避室陽圧化装置（空気ボン

放射性雲通過時において，中央制御室待避室を中央制御室待避室空気ボンベユニットベ）で陽圧化することにより，放射性物質が中央制御室待避室に流入することを一定時（空気ボンベ）で正圧化することにより，放射性物質が中央制御室待避室に流入するこ間完全に防ぐことができる設計とする。

とを一定時間完全に防ぐことができる設計とする。

■①の相違

中央制御室遮蔽及び中央制御室待避室遮蔽（常設）は，運転員の被ばくの観点から結中央制御室遮蔽及び中央制御室待避室遮蔽は，運転員の被ばくの観点から結果が最も■①の相違

果が最も厳しくなる重大事故時に，中央制御室待避室遮蔽（可搬型），中央制御室可搬厳しくなる重大事故時に，中央制御室換気系及び中央制御室待避室空気ボンベユニット■①②の相違型陽圧化空調機及び中央制御室待避室陽圧化装置（空気ボンベ）の機能とあいまって，（空気ボンベ）の機能とあいまって，運転員の実効線量が7日間で100mSvを超えない設

運転員の実効線量が 7 日間で 100mSv を超えない設計とする。

計とする。

また，全面マスク等（電動ファン付き全面マスク又は全面マスク）の着用及び運転員の交替要員体制を考慮し，その実施のための体制を整備する。

また，全面マスク等の着用及び運転員の交替要員体制を考慮し，その実施のための体■東二では全面マスクによる防護によって従制を整備する。

事者の被ばく防護が可能

中央制御室換気系は，外部との遮断が長期にわたり，室内の環境条件が悪化した場合■②の相違には，外気を中央制御室換気系フィルタユニットで浄化しながら取り入れることも可能な設計とする。
中央制御室可搬型陽圧化空調機は，全交流動力電源喪失時においても常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。

中央制御室換気系空気調和機ファン及び中央制御室換気系フィルタ系ファンは，全交
流動力電源喪失時においても常設代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。

2

■②の相違
・

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５９条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

主要な設備は，以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

・中央制御室可搬型陽圧化空調機（6 号及び 7 号炉共用）・中央制御室換気系空気調和機ファン

備考
■②の相違

・中央制御室換気系フィルタ系ファン
・中央制御室換気系フィルタユニット
・中央制御室待避室陽圧化装置（空気ボンベ）（6 号及び 7 号炉共用）・中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ）■①の相違

・中央制御室遮蔽（6 号及び 7 号炉共用）・中央制御室遮蔽（以下，④の相違）■東二では共用としていない、・中央制御室待避室遮蔽（常設）（6 号及び 7 号炉共用）・中央制御室待避室遮蔽■②の相違

・中央制御室待避室遮蔽（可搬型）（6 号及び 7 号炉共用）
・常設代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）

・常設代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）

・可搬型代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）

■④の相違
■②の相違

その他，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備を重大事故等対処設備として使用する。

■②の相違
・東二では，既設の中央制御室換気系を使用するため，設計基準対処設備である非常用電源設備（非常用ディーゼル発電機）も使用可能としている。

本系統の流路として，中央制御室可搬型陽圧化空調機用仮設ダクト，中央制御室換気

本系統の流路として，中央制御室換気系ダクト，中央制御室待避室空気ボンベユニッ■①②の相違空調系ダクト（MCR 外気取入ダクト，MCR 排気ダクト），中央制御室待避室陽圧化装置（配ト（配管・弁）及び中央制御室換気系給排気隔離弁を重大事故等対処設備として使用す■①の相違

管・弁）及び中央制御室換気空調系給排気隔離弁（MCR 外気取入ダンパ，MCR 非常用外る。

気取入ダンパ，MCR 排気ダンパ）を重大事故等対処設備として使用する。
b.

通信連絡設備b．通信連絡設備

炉心の著しい損傷が発生した場合においても運転員がとどまるために必要な重大事

炉心の著しい損傷が発生した場合においても運転員がとどまるために必要な重大故等対処設備として，中央制御室待避室に待避した運転員が，5 号炉原子炉建屋内緊急事故等対処設備として，中央制御室待避室に待避した運転員が，緊急時対策所と通信■①の相違

時対策所と通信連絡を行うため，無線連絡設備（常設）及び衛星電話設備（常設）を使連絡を行うため，衛星電話設備（可搬型）（待避室）を使用する。

■②の相違

用する。
無線連絡設備（常設）及び衛星電話設備（常設）は，全交流動力電源喪失時においても常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。

衛星電話設備（可搬型）（待避室）は，全交流動力電源喪失時においても常設代替
交流電源設備からの給電が可能な設計とする。

・東二では，衛星電話設備（可搬型）（待避室）を使用し緊急時対策所と連絡する。

主要な設備は，以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。
・無線連絡設備（常設）（10.12 通信連絡設備）■②の相違

・衛星電話設備（常設）（10.12 通信連絡設備）

・衛星電話設備（可搬型）（待避室）（10.12 通信連絡設備）■②の相違

・常設代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）

・常設代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）■④の相違

・可搬型代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）

■②の相違

3

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５９条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉c.

データ表示装置（待避室）

東海第二発電所
c．データ表示装置（待避室）

炉心の著しい損傷が発生した場合においても運転員がとどまるために必要な重大事

炉心の著しい損傷が発生した場合においても運転員がとどまるために必要な重大事

故等対処設備として，中央制御室待避室に待避した運転員が，中央制御室待避室の外に故等対処設備として，中央制御室待避室に待避した運転員が，中央制御室待避室の外に出ることなく発電用原子炉施設の主要な計測装置の監視を行うためにデータ表示装置

出ることなく発電用原子炉施設の主要な計測装置の監視を行うためにデータ表示装置（待避室）を設置する。

（待避室）を設置する。

データ表示装置（待避室）は，全交流動力電源喪失時においても常設代替交流電源設
備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。

データ表示装置（待避室）は，全交流動力電源喪失時においても常設代替交流電源設
備からの給電が可能な設計とする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

・データ表示装置（待避室）

・データ表示装置（待避室）

・常設代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）

・常設代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）

・可搬型代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）d.

中央制御室の照明を確保する設備想定される重大事故等時において，設計基準対象施設である中央制御室照明が使用できない場合の重大事故等対処設備として，可搬型蓄電池内蔵型照明を使用する。
可搬型蓄電池内蔵型照明は，全交流動力電源喪失時においても常設代替交流電源設備
又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。

■②の相違

■④の相違
■②の相違

d.

中央制御室の照明を確保する設備想定される重大事故等時において，設計基準対象施設である中央制御室照明が使用できない場合の重大事故等対処設備として，可搬型照明（ＳＡ）を使用する。
可搬型照明（ＳＡ）は，全交流動力電源喪失時においても常設代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。

■①の相違
■①の相違
■②の相違

主要な設備は，以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

・可搬型蓄電池内蔵型照明（6 号及び 7 号炉共用）

・可搬型照明（ＳＡ）■①④相違

・常設代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）

・常設代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）■④の相違

・可搬型代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）e.

備考

差圧計，酸素濃度・二酸化炭素濃度計■②④の相違ｅ．中央制御室待避室差圧計，酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計

炉心の著しい損傷が発生した場合においても運転員がとどまるために必要な重大事

炉心の著しい損傷が発生した場合においても運転員がとどまるために必要な重大事

故等対処設備として，コントロール建屋と中央制御室との間が陽圧化に必要な差圧が確

故等対処設備として，中央制御室待避室と中央制御室との間が正圧化に必要な差圧が確保できていること，及びコントロール建屋と中央制御室待避室との間が陽圧化に必要な保できていることを把握するため，中央制御室待避室差圧計を使用する。

■①の相違
■②の相違

差圧を確保できていることを把握するため，差圧計を使用する。
また，中央制御室内及び中央制御室待避室内の酸素及び二酸化炭素濃度が活動に支障がない範囲にあることを把握するため，酸素濃度・二酸化炭素濃度計を使用する。

また，中央制御室内及び中央制御室待避室内の酸素及び二酸化炭素濃度が活動に支障がない範囲にあることを把握するため，酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計を使用する。 ■①の相違

主要な設備は，以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

・差圧計

・中央制御室待避室差圧計

・酸素濃度・二酸化炭素濃度計

・酸素濃度計■①の相違

・二酸化炭素濃度計4

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５９条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所■東２では「設計基準拡張」を設定していな

その他，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備を重大事故等対処設備（設計
基準拡張）として使用する。
常設代替交流電源設備及び可搬型代替交流電源設備については，「10.2 代替電源設備」

備考

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

■②の相違にて記載する。
無線連絡設備（常設）及び衛星電話設備（常設）については，「10.12 通信連絡設備」■東二では，衛星電話設備（可搬型）を使用にて記載する。

し緊急時対策所と連絡する。衛星電話設備（可搬型）（待避室）の用途は待避室のみで使用するため，データ表示装置（待避室）と同様に当該条文にて記載する。

(2) 汚染の持ち込みを防止するための設備(2) 汚染の持ち込みを防止するための設備

重大事故等が発生し，中央制御室の外側が放射性物質により汚染したような状況下にお重大事故等が発生し，中央制御室の外側が放射性物質により汚染したような状況下にいて，運転員が中央制御室の外側から中央制御室に放射性物質による汚染を持ち込むこと

おいて，運転員が中央制御室の外側から中央制御室に放射性物質による汚染を持ち込むを防止するため，身体サーベイ及び作業服の着替え等を行うための区画を設ける設計とすことを防止するため，身体サーベイ及び作業服の着替え等を行うための区画を設ける設

る。

計とする。

身体サーベイの結果，運転員の汚染が確認された場合は，運転員の除染を行うことがで

身体サーベイの結果，運転員の汚染が確認された場合は，運転員の除染を行うことがきる区画を，身体サーベイを行う区画に隣接して設置する設計とする。また，照明についできる区画を，身体サーベイを行う区画に隣接して設置する設計とする。また，照明にては，乾電池内蔵型照明により確保できる設計とする。

ついては，可搬型照明（ＳＡ）により確保できる設計とする。

(3) 運転員の被ばくを低減するための設備
炉心の著しい損傷が発生した場合において，運転員の被ばくを低減するための重大事故等対処設備として，非常用ガス処理系を使用する。

■①の相違(3) 運転員の被ばくを低減するための設備
炉心の著しい損傷が発生した場合において，運転員の被ばくを低減するための重大事
故等対処設備として，原子炉建屋ガス処理系及びブローアウトパネル閉止装置を使用す

■③の相違

る。

■③の相違

非常用ガス処理系は，非常用ガス処理系排風機，配管・弁類，計測制御装置等で構成し，原子炉建屋ガス処理系は，非常用ガス処理系排風機，非常用ガス再循環系排風機，配■③の相違

非常用ガス処理系排風機により原子炉建屋原子炉区域内を負圧に維持するとともに，原子管・弁類及び計測制御装置等で構成し，非常用ガス処理系排風機により原子炉建屋原子■①の相違

炉格納容器から原子炉建屋原子炉区域内に漏えいした放射性物質を含む気体を主排気筒

炉棟内を負圧に維持するとともに，原子炉格納容器から原子炉建屋原子炉棟内に漏えい■①の相違（内筒）から排気することで，中央制御室の運転員の被ばくを低減することができる設計

した放射性物質を含む気体を非常用ガス処理系排気筒から排気することで，中央制御室■③の相違とする。なお，本系統を使用することにより緊急時対策要員の被ばくを低減することも可の運転員の被ばくを低減することができる設計とする。なお，本系統を使用することに能である。

より緊急時対策要員の被ばくを低減することも可能である。

原子炉建屋原子炉区域の気密バウンダリの一部として原子炉建屋に設置する原子炉建

原子炉建屋原子炉棟の気密バウンダリの一部として原子炉建屋に設置する原子炉建屋ブローアウトパネルは，閉状態を維持できる，又は開放時に容易かつ確実に再閉止でき

屋外側ブローアウトパネルは，閉状態を維持できる，又は開放時に容易かつ確実にブロる設計とする。また，現場において，人力により操作できる設計とする。

ーアウトパネル閉止装置により開口部を再閉止できる設計とする。また，ブローアウト
パネル閉止装置は現場において，人力により操作できる設計とする。

5

■①の相違
■③の相違

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基本設計比較表 【対象項目： 第５９条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

非常用ガス処理系は，非常用交流電源設備に加えて，常設代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。

原子炉建屋ガス処理系及びブローアウトパネル閉止装置は，非常用交流電源設備に加

備考
■③の相違

えて，常設代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

・非常用ガス処理系排風機

・非常用ガス処理系排風機
・非常用ガス再循環系排風機■③の相違

・ブローアウトパネル閉止装置■③の相違

・常設代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）

・常設代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）■④の相違

本系統の流路として，非常用ガス処理系の乾燥装置，フィルタ装置，配管及び弁並びに本系統の流路として，原子炉建屋ガス処理系の乾燥装置，フィルタ装置，配管及び弁■③の相違

主排気筒（内筒）を重大事故等対処設備として使用する。

並びに非常用ガス処理系排気筒を重大事故等対処設備として使用する。

その他，設計基準事故対処設備である原子炉建屋原子炉区域を重大事故等対処設備として使用し，非常用交流電源設備を重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用する。

その他，設計基準事故対処設備である原子炉建屋原子炉棟を重大事故等対処設備とし

■③の相違
■①の相違
■東２では「設計基準拡張」を設定していなて使用する。

非常用交流電源設備については，「10.1 非常用電源設備」にて記載する。

非常用交流電源設備については，「10.1 非常用電源設備」にて記載する。

常設代替交流電源設備については，「10.2 代替電源設備」にて記載する。

常設代替交流電源設備については，「10.2 代替電源設備」にて記載する。

い。

中央制御室遮蔽，中央制御室換気系空気調和機ファン，中央制御室換気系フィルタ系ファ■東二では，既設系統を重大事故等対処設備

ン，中央制御室換気系フィルタユニット，非常用ガス処理系排風機，非常用ガス再循環系排として使用する場合の 43 条適合性を記載。

風機，原子炉建屋外側ブローアウトパネル，原子炉建屋原子炉棟及び非常用ディーゼル発電機は，設計基準事故対処設備であるとともに，重大事故等時においても使用するため，「1.1.7
重大事故等対処設備に関する基本方針」に示す設計方針を適用する。ただし，多様性及び位置的分散を考慮すべき対象の設計基準事故対処設備はないことから，「1.1.7 重大事故等対処設備に関する基本方針」のうち多様性及び位置的分散の設計方針は適用しない。
原子炉建屋外側ブローアウトパネル及び原子建屋原子炉棟については，「9.1 原子炉格納施設 9.1.2 重大事故等時」に示す。
非常用交流電源設備及び常設代替交流電源設備については，「10.2 代替電源設備」に示す。

6

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５９条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉
6.10.2.2.1 多様性，位置的分散
基本方針については，「1.1.7.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

東海第二発電所

備考

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

中央制御室可搬型陽圧化空調機は，中央制御室換気空調系と共通要因によって同時に機能■②の相違を損なわないよう独立性を有した設備構成とすることで多様性を有する設計とする。
中央制御室可搬型陽圧化空調機及び中央制御室待避室陽圧化装置（空気ボンべ）は，コン■空気ボンベ，衛星電話設備，データ表示装

トロール建屋に保管し，中央制御室換気空調設備とは共通要因によって同時に機能を損なわ

置，中央制御室待避室差圧計， 酸素濃度計

ないよう，位置的分散を図る設計とする。

及び二酸化炭素濃度計は，防止設備ではな

差圧計及び酸素濃度・二酸化炭素濃度計は，中央制御室内及び中央制御室待避室内に分散

く，代替する DB 設備がないため，多様性及して保管することで，共通要因によって同時に機能を損なわないよう，位置的分散を図る設

び位置的分散の要求事項は該当しない。そ計とする。

のため記載を削除した。先行 PWR も酸素濃可搬型蓄電池内蔵型照明は，遮断器を設けることで中央制御室の非常用照明設備と共通要度計及び二酸化炭素濃度計を記載していな因によって同時に機能を損なわないよう，電気的分離を図る設計とする。

い。

可搬型蓄電池内蔵型照明は，中央制御室の非常用照明設備と共通要因によって同時に機能

・ただし，原子炉建屋ガス処理系及び可搬型を損なわないよう，位置的分散を図る設計とする。

照明は，防止設備ではないものの，空調及データ表示装置（待避室）は，計測制御設備と共通要因によって同時に機能を損なわない

び照明に対する代替電源からの給電が基準

よう，電気的分離を図る設計とする。

要求であるため記載している。
中央制御室換気系及び原子炉建屋ガス処理系は，多重性を有する非常用交流電源設備からの給電が可能な設計とする。

非常用ガス処理系は，非常用交流電源設備に対して多様性を有する常設代替交流電源設備

中央制御室換気系空気調和機ファン，中央制御室換気系フィルタ系ファン，原子炉建屋ガからの給電により駆動できる設計とする。電源設備の多様性，位置的分散については，「10.2

ス処理系の非常用ガス処理系排風機及び非常用ガス再循環系排風機，ブローアウトパネル閉

代替電源設備」に記載する。

止装置並びに可搬型照明（ＳＡ）は，非常用交流電源設備に対して多様性を有する常設代替
交流電源設備からの給電により駆動できる設計とする。電源設備の多様性及び位置的分散については，「10.2 代替電源設備」に記載する。

6.10.2.2.2 悪影響防止

6.10.2.2.2 悪影響防止

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

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

中央制御室の居住性の確保のために使用する中央制御室遮蔽及び中央制御室待避室遮蔽

中央制御室の居住性の確保のために使用する中央制御室遮蔽及び中央制御室待避室遮蔽（常設）は，コントロール建屋と一体のコンクリート構造物とし，倒壊等により他の設備には，原子炉建屋付属棟と一体のコンクリート構造物とし，倒壊等により他の設備に悪影響を

東二：原子炉建屋付属棟

悪影響を及ぼさない設計とする。

及ぼさない設計とする。

ＫＫ：コントロール建屋

中央制御室換気系空気調和機ファン，中央制御室換気系フィルタ系ファン及び中央制御室■設置場所の相違■記載方針の相違

換気系フィルタユニット，原子炉建屋ガス処理系の非常用ガス処理系排風機及び非常用ガス

・東二では，既設の設備である中央制御室換

再循環系排風機は，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

気系，原子炉建屋ガス処理系を使用するた設備として使用することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

め，悪影響防止に関する設計方針を記載。

ブローアウトパネル閉止装置は，他の設備から独立して使用が可能なことで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

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基本設計比較表 【対象項目： 第５９条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

中央制御室待避室遮蔽（可搬型），中央制御室可搬型陽圧化空調機，中央制御室待避室陽中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ），データ表示装置（待避室），差圧

圧化装置（空気ボンベ），データ表示装置（待避室），差圧計，酸素濃度・二酸化炭素濃度計

計及び衛星電話設備（可搬型）（待避室）は，他の設備から独立して使用することで，他の及び可搬型蓄電池内蔵型照明は，他の設備から独立して使用することで，他の設備に悪影響

設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

を及ぼさない設計とする。

備考■①②の相違■東二では，衛星電話設備（可搬型）（待避室）
を使用し緊急時対策所と連絡する。衛星電話設備（可搬型）（待避室）の用途は待避室のみでの使用のため，データ表示装置（待避室）と同様に当該条文にて記載する。

可搬型蓄電池内蔵型照明は，遮断器により，中央制御室の非常用照明と電気的に分離する
ことで，中央制御室の非常用照明に悪影響を及ぼさない設計とする。

可搬型照明（ＳＡ）は，他の設備から独立して使用することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

■東二では，可搬型照明（ＳＡ）をチェンジ
ングエリア（原子炉建屋付属棟 4 階）においても使用するため、中央制御室に限定しない。

中央制御室可搬型陽圧化空調機は，飛散物となって他の設備に悪影響を及ぼさない設計と■東二では，可搬型の陽圧化空調機を使用しする。

中央制御室可搬型陽圧化空調機，中央制御室待避室陽圧化装置（空気ボンベ），可搬型蓄
電池内蔵型照明，差圧計，酸素濃度・二酸化炭素濃度計は，固定により，他の設備に悪影響ない。

酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計は，他の設備から独立して使用が可能なことで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

■②の相違
■①の相違

を及ぼさない設計とする。
非常用ガス処理系は，設計基準事故対処設備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。

原子炉建屋ガス処理系は，設計基準事故対処設備として使用する場合と同じ系統構成で， ■②の相違
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。

6.10.2.2.3 共用の禁止

6.10.2.2.3 共用の禁止

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

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

中央制御室遮蔽及び中央制御室待避室遮蔽（常設）は，重大事故等時において，隣接する中央制御室は，重大事故等時において，共用しない設計とする。

6 号及び 7 号炉の事故対応を一つの中央制御室として共用することによって，プラント状態に応じた運転員の融通により安全性が向上することから，6 号及び 7 号炉で共用する設計とする。

6.10.2.2.4 容量等
基本方針については，「1.1.7.2 容量等」に示す。

6.10.2.2.4 容量等
基本方針については，「1.1.7.2 容量等」に示す。

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■④の相違

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基本設計比較表 【対象項目： 第５９条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

中央制御室可搬型陽圧化空調機は，想定される重大事故等時において中央制御室の居住性

備考
■②の相違

を確保するため，運転員の放射線被ばくを防止するとともに中央制御室内の換気に必要な容量を確保できる設計とする。
中央制御室可搬型陽圧化空調機フィルタユニットは，想定される重大事故等時において中央制御室の居住性を確保するため，運転員を過度の放射線被ばくから防護するために必要な放射性物質の除去効率及び吸着能力を有する設計とする。
中央制御室可搬型陽圧化空調機のフィルタユニットは，必要な容量を有するものを 1 セット 1 台使用する。保有数は，6 号及び 7 号炉それぞれ 1 セット 1 台に加えて，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（6 号及び 7 号炉共用）の合計 3 台を保管する設計とする。
中央制御室可搬型陽圧化空調機のブロワユニットは，必要な容量を有するものを 1 セット
2 台使用する。保有数は，6 号及び 7 号炉それぞれ 1 セット 2 台に加えて，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として 2 台（6 号及び 7 号炉共用）の合計 6 台を保管する設計とする。

中央制御室待避室陽圧化装置（空気ボンベ）は，想定される重大事故等時において中央制

中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ）は，想定される重大事故等時におい御室待避室の居住性を確保するため，中央制御室待避室を陽圧化することにより，必要な運て中央制御室待避室の居住性を確保するため，中央制御室待避室を正圧化することにより，転員の窒息を防止及び給気ライン以外から中央制御室待避室内へ外気の流入を一定時間遮必要な運転員の窒息を防止及び給気ライン以外から中央制御室待避室内へ外気の流入を一■記載方針の相違断するために必要な容量を有するものを 1 セット 174 本使用する。保有数は，6 号及び 7 号

定時間遮断するために必要な容量を有するものを1セット13本使用する。保有数は，1セット

東二：正圧化

炉共用で 1 セット 174 本に加えて，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

13本に加えて，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7本を加えた

ＫＫ：陽圧化として 20 本以上（6 号及び 7 号炉共用）の合計 194 本以上を保管する。

合計20本を保管する。

■①の相違■設計方針の相違
・東二は，待避室のみを加圧するため，必要本数がＫＫに比べ少ない。

中央制御室待避室差圧計は，中央制御室待避室の正圧化された室内と中央制御室との差圧■②の相違の監視が可能な計測範囲を有する設計とする。
データ表示装置（待避室）は，中央制御室待避室に待避中の運転員が，発電用原子炉施設の主要な計測装置の監視を行うために必要なデータの伝送及び表示が可能な設計とする。

データ表示装置（待避室）は，中央制御室待避室に待避中の運転員が，発電用原子炉施設の主要な計測装置の監視を行うために必要なデータの伝送及び表示が可能な設計とする。
データ表示装置（待避室）は，重大事故等時に必要な1式に，故障時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式を加えた合計2式を中央制御室内に保管する。

■先行ＢＷＲと東二では扱いが異なる。
・東二ではデータ表示装置（退避室）は可搬型，（ＫＫは常設）・衛星電話設備：常設⇒可搬型
・衛星電話設備の記載は，先行ＢＷＲの 62 条と整合

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基本設計比較表 【対象項目： 第５９条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考（待避室）
中央制御室待避室による居住性の確保として使用する衛星電話設備（可搬型）（待避室） ■東二では，衛星電話設備（可搬型）
は，重大事故等時に正圧化した中央制御室待避室に待避した運転員が緊急時対策所と通信連を使用し緊急時対策所と連絡する。衛星電絡を行うために必要な式数を保管する設計とする。保有数は，重大事故等に対処するために話設備（可搬型）（待避室）の用途は待避室必要な1式に，故障時及び保守点検時の待機除外時のバックアップ用として1式を加えた合計のみでの使用のため，データ表示装置同様

2式を中央制御室内に保管する。

に当該条文にて記載する。

可搬型蓄電池内蔵型照明は，想定される重大事故等時に，運転員が中央制御室内で操作可

可搬型照明（ＳＡ）は，想定される重大事故等時に，運転員が中央制御室内で操作可能な能な照度を確保するために必要な容量を有するものを 1 セット 3 台使用する。保有数は，6照度を確保するために必要な容量を有するものを3個，中央制御室待避室内で操作可能な照号及び 7 号炉共用で 1 セット 3 台に加えて，故障時及び保守点検による待機除外時のバック度を確保するために必要な容量を有するものを1個及び身体サーベイ，作業服の着替え等にアップ用として 1 台（6 号及び 7 号炉共用）の合計 4 台を保管する設計とする。

必要な照度を有するものを3個使用する。保有数は，中央制御室用として1セット3個，中央■ＫＫではチェンジングエリア用に壁づけの制御室待避室用として1セット1個，保守点検は目視点検であり保守点検中でも使用が可能で電池内蔵照明を用いるが東二では MCR 内とあるため，保守点検用は考慮せずに，故障時のバックアップ用として2個の合計9個を中央制同様の可搬式の照明を可搬 SA として使用す

御室内に保管する設計とする。

る。

差圧計は，中央制御室内とコントロール建屋，中央制御室待避室内とコントロール建屋の■①の相違■東二の可搬型照明（ＳＡ）は，保守点検時においても使用可能。

■東二の差圧計は常設であるため，保管に関居住環境の基準値を上回る範囲を測定できるものを 1 セット 2 個使用する。保有数は，6 号

する記載はなし。

及び 7 号炉共用で 1 セット 2 個に加えて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 個（6 号及び 7 号炉共用）の合計 3 個を保管する設計とする。
酸素濃度・二酸化炭素濃度計は，中央制御室内及び中央制御室待避室内の居住環境の基準

酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計は，中央制御室内及び中央制御室待避室内の酸素濃度及値を上回る範囲を測定できるものを，1 セット 3 個使用する。保有数は，6 号及び 7 号炉共

び二酸化炭素濃度が活動に支障がない範囲内にあることの測定が可能なものを，それぞれ1用で 1 セット 3 個に加えて故障時及び保守点検時による待機除外時のバックアップ用として個を1セットとし，1セット使用する。保有数は，重大事故等時に必要な1セットに加えて故1 個（6 号及び 7 号炉共用）の合計 4 個を保管する設計とする。

障時及び保守点検時による待機除外時のバックアップ用として1セットを加えた合計2セッ■①の相違

トを保管する設計とする。
中央制御室換気系空気調和機ファン及び中央制御室換気系フィルタ系ファンは，設計基準
事故対処設備の中央制御室換気系と兼用しており，運転員を過度の被ばくから防護するための中央制御室内の換気に必要な容量に対して十分であるため，設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。
中央制御室換気系フィルタユニットは，設計基準事故対処設備としてのフィルタ性能が，想定される重大事故等時においても，中央制御室の運転員を過度の被ばくから防護するために必要な放射性物質の除去効率及び吸着能力に対して十分であるため，設計基準事故対処設
備と同仕様で設計する。

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■②の相違

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５９条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

非常用ガス処理系排風機は，設計基準事故対処設備としての仕様が，想定される重大事故

非常用ガス処理系排風機及び非常用ガス再循環系排風機は，設計基準事故対処設備として■②の相違

等時において，中央制御室の運転員の被ばくを低減できるよう，原子炉建屋原子炉区域内をの仕様が，想定される重大事故等時において，中央制御室の運転員の被ばくを低減できるよ■①の相違

負圧に維持するとともに，主排気筒（内筒）を通して排気口から放出するために必要な容量

う，原子炉建屋原子炉棟内を負圧に維持するとともに，非常用ガス処理系排気筒を通して排■①の相違に対して十分であるため，設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。

気口から放出するために必要な容量に対して十分であるため，設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。

6.10.2.2.5 環境条件等

6.10.2.2.5 環境条件等

基本方針については，「1.1.7.3 環境条件等」に示す。

基本方針については，「1.1.7.3 環境条件等」に示す。

中央制御室遮蔽，中央制御室待避室遮蔽（常設），中央制御室待避室遮蔽（可搬型），中央

中央制御室遮蔽，中央制御室待避室遮蔽，中央制御室換気系空気調和機ファン，中央制御■①②の相違

制御室可搬型陽圧化空調機，データ表示装置（待避室），可搬型蓄電池内蔵型照明，差圧計

室換気系フィルタ系ファン，中央制御室換気系フィルタユニット，非常用ガス処理系排風機■②の相違

及び酸素濃度・二酸化炭素濃度計は，コントロール建屋内に設置し，想定される重大事故等

及び非常用ガス再循環系排風機は，原子炉建屋付属棟内に設置し，想定される重大事故等時時における環境条件を考慮した設計とする。

における環境条件を考慮した設計とする。
中央制御室待避室差圧計は，中央制御室待避室に設置し，重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。

中央制御室待避室陽圧化装置（空気ボンベ）は，コントロール建屋内及び廃棄物処理建屋
内に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。

■ＫＫでは差圧計を可搬としているが，東二では常設としている。

中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ）は，原子炉建屋付属棟内に設置し， ■①の相違想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。

■設置場所の相違

ブローアウトパネル閉止装置は，原子炉建屋原子炉棟の壁面（屋外）に設置し，重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。

中央制御室待避室遮蔽（可搬型），中央制御室可搬型陽圧化空調機，中央制御室待避室陽中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ），衛星電話設備（可搬型）（待避室）， ■①の相違

圧化装置（空気ボンベ），データ表示装置（待避室），可搬型蓄電池内蔵型照明，差圧計，酸

データ表示装置（待避室），可搬型照明（ＳＡ），中央制御室待避室差圧計，酸素濃度計及■東二では，衛星電話設備（可搬型）（待避室）

素濃度・二酸化炭素濃度計の接続及び操作は，想定される重大事故等時において，設置場所

び二酸化炭素濃度計の接続及び操作は，想定される重大事故等時において，設置場所で可能を使用し緊急時対策所と連絡する。衛星電で可能な設計とする。

な設計とする。

話設備（可搬型）（待避室）の用途は待避室のみでの使用のため，データ表示装置（待避室）と同様に当該条文にて記載する。

非常用ガス処理系排風機は，原子炉建屋原子炉区域内に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
非常用ガス処理系の操作は，想定される重大事故等時において，中央制御室で可能な設計とする。

非常用ガス処理系排風機及び非常用ガス再循環系排風機は，原子炉建屋原子炉棟内に設置■①の相違

し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
原子炉建屋ガス処理系の操作は，想定される重大事故等時において，中央制御室で可能な設計とする。

11■③の相違

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５９条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉
6.10.2.2.6 操作性の確保

東海第二発電所
6.10.2.2.6 操作性の確保

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

中央制御室遮蔽，中央制御室待避室遮蔽（常設）は，コントロール建屋と一体構造とし，中央制御室遮蔽，中央制御室待避室遮蔽は，原子炉建屋付属棟と一体構造とし，重大事故

重大事故等時において，特段の操作を必要とせず直ちに使用できる設計とする。

備考■設置箇所の相違

等時において，特段の操作を必要とせず直ちに使用できる設計とする。

中央制御室待避室遮蔽（可搬型）は，中央制御室待避室の均圧室内の壁面に固定して保管■②の相違することで，重大事故等時において，特段の操作を必要とせずに直ちに使用できる設計とする。
中央制御室可搬型陽圧化空調機，中央制御室待避室陽圧化装置（空気ボンベ），データ表

中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ），中央制御室待避室差圧計，酸素濃示装置（待避室），差圧計及び酸素濃度・二酸化炭素濃度計は，通常時に使用する設備では度計及び二酸化炭素濃度計は，通常時に使用する設備ではなく，重大事故等時において，他なく，重大事故等時において，他の系統と切り替えることなく使用できる設計とする。

の系統と切り替えることなく使用できる設計とする。
ブローアウトパネル閉止装置は，中央制御室の操作盤のスイッチでの操作が可能な設計と■①②の相違■東二の差圧計は常設である。

■②の相違する。また，ブローアウトパネル閉止装置は，電源供給ができない場合においても，現場で人力により容易かつ確実に操作が可能な設計とする。
可搬型蓄電池内蔵型照明は，通常時に使用する設備ではなく，重大事故等時において，他の系統と切り替えることなく使用できる設計とする。

可搬型照明（ＳＡ）は，通常時に使用する設備ではなく，重大事故等時において，他の系■①の相違

統と切り替えることなく使用できる設計とする。
■②の相違

中央制御室可搬型陽圧化空調機は，付属の操作スイッチにより設置場所で操作可能な設計とする。
中央制御室待避室陽圧化装置（空気ボンベ）は，重大事故等時において，現場での弁操作

中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ）は，重大事故等時において，中央制により，通常時の隔離された系統構成から重大事故等対処設備としての系統構成に速やかに御室内での手動弁操作により，通常時の隔離された系統構成から重大事故等対処設備として切替えが可能な設計とする。

の系統構成に速やかに切替えが可能な設計とする。

中央制御室換気空調系給排気隔離弁は，電源供給ができない場合においても，現場操作が中央制御室換気系の運転モード切替に使用する空気作動ダンパは，駆動源（空気）が喪失■①の相違■設置場所の相違■設備の相違可能となるように手動操作ハンドルを設け，現場で人力により確実に操作が可能な設計とすした場合又は電源が喪失した場合に開となり，現場での人力による操作が不要な構造とす・東二のＡＯ弁は，フェイルオープンであり，る。

る。

現場での人力操作は発生しない。

原子炉建屋ガス処理系の起動に使用する空気作動ダンパは，駆動源（空気）が喪失した場
合又は電源が喪失した場合に開となり，現場での人力による操作が不要な構造とする。

12

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５９条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所
衛星電話設備（可搬型）（待避室）は，汎用の接続コネクタを用いて接続することで，容易かつ確実に使用が可能な設計とする。

備考■東２では，衛星電話設備（可搬型）（待避室）
を使用し緊急時対策所と連絡する。衛星電話設備（可搬型）（待避室）の用途は待避室のみでの使用のため，データ表示装置（待避室）と同様に当該条文にて記載する。

データ表示装置（待避室）は，通常は，操作を行わずに常時伝送が可能な設計とする。

データ表示装置（待避室）は，汎用の電源ケーブル及びネットワークケーブルを用いて接続することにより，容易かつ確実に接続し，原子炉施設の主要な計測装置を継続して監視が■東２ではデータ表示装置は可搬で接続操作が必要。

可能な設計とする。
可搬型蓄電池内蔵型照明は，全交流動力電源喪失時に，内蔵している蓄電池により自動で可搬型照明（ＳＡ）の電源ケーブルの接続は，コンセントによる接続とし，接続規格を統■保守的に，操作性の観点から最も手間がか点灯する設計とする。可搬型蓄電池内蔵型照明は，人力による持ち運びが可能な設計とする。

一することで，確実に接続が可能な設計とする。可搬型照明（ＳＡ）は，人力による持ち運

かるケーブル接続について記載。点灯方法

びが可能な設計とする。

については次段落に記載。
（本体付属スイッチによる手動点灯）。

差圧計は，汎用の接続コネクタを用いて接続することにより，容易かつ確実に接続し，指示を監視することが可能な設計とする。
酸素濃度・二酸化炭素濃度計は，付属の操作スイッチにより設置場所で操作が可能な設計とする。

中央制御室待避室差圧計は，中央制御室待避室に設置し，操作を必要とせず直ちに指示を監視することが可能な設計とする。
可搬型照明（ＳＡ），酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計は，付属のスイッチにより設置場所で操作が可能な設計とする。

■東二の差圧計は常設であるため，接続を必要としない。
■①の相違■東二の可搬型照明（ＳＡ）はスイッチ操作
により点灯。

差圧計及び酸素濃度・二酸化炭素濃度計は，人力による持ち運びが可能な設計とする。

衛星電話設備（可搬型）（待避室），データ表示装置（待避室），酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計は，人力による持ち運びが可能な設計とする。

中央制御室可搬型陽圧化空調機，可搬型蓄電池内蔵型照明，差圧計，酸素濃度・二酸化炭■東二では差圧計は常設のため持ち運び不要。
■東二では，中央制御室に保管しているため，

素濃度計は，屋内のアクセスルートを確保できる設計とし，設置場所にて固定できる設計とアクセスルートの確保は不要である。

する。
また，中央制御室待避室陽圧化装置（空気ボンベ）は，設置場所にて固縛等により固定できる設計とする。

また，中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ）は，設置場所にて固縛等により固定できる設計とする。

非常用ガス処理系は，想定される重大事故等時において，設計基準事故対処設備として使原子炉建屋ガス処理系及び中央制御室換気系は，想定される重大事故等時において，設計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し，弁操作等により速やかに切基準事故対処設備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し，り替えられる設計とする。

弁操作等により速やかに切り替えられる設計とする。

非常用ガス処理系は，中央制御室の操作スイッチにより操作が可能な設計とする。

■①の相違

原子炉建屋ガス処理系及び中央制御室換気系は，中央制御室の操作スイッチにより操作が可能な設計とする。

13■①③の相違■①③の相違柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５９条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉
6.10.2.3 主要設備及び仕様
中央制御室（重大事故等時）の主要設備及び仕様を第 6.10−1 表から第 6.10−3 表に示す。

6.10.2.4 試験検査

東海第二発電所
6.10.2.3 主要設備及び仕様
中央制御室（重大事故等時）の主要設備及び仕様を第6.10−2表及び第6.10−3表に示す。 ■図表番号の相違

6.10.2.4 試験検査

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

中央制御室遮蔽，中央制御室待避室遮蔽（常設），中央制御室待避室遮蔽（可搬型）は，

中央制御室遮蔽及び中央制御室待避室遮蔽は，発電用原子炉の運転中又は停止中に外観の発電用原子炉の運転中又は停止中に外観の確認が可能な設計とする。

中央制御室可搬型陽圧化空調機，中央制御室待避室陽圧化装置（空気ボンベ），データ表
示装置（待避室），可搬型蓄電池内蔵型照明，差圧計及び酸素濃度・二酸化炭素濃度計は，発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能及び外観の確認が可能な設計とする。

備考

■②の相違

確認が可能な設計とする。

中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ）は，発電用原子炉の運転中又は停止■②の相違

中に機能・性能及び外観の確認が可能な設計とする。
衛星電話設備（可搬型）（待避室）及びデータ表示装置（待避室）可搬型照明（ＳＡ）， ■東二では，衛星電話設備（可搬型）（待避室）
中央制御室待避室差圧計，酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計は，発電用原子炉の運転中又はを使用し緊急時対策所と連絡する。衛星電停止中に機能・性能及び外観の確認が可能な設計とする。

話設備（可搬型）（待避室）の用途は待避室のみでの使用のため，データ表示装置（待避室）と同様に当該条文にて記載する。

中央制御室換気系空気調和機ファン，中央制御室換気系フィルタ系ファン及び中央制御室
換気系フィルタユニットは，発電用原子炉の運転中又は停止中に閉回路循環ラインによる機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
中央制御室可搬型陽圧化空調機は，発電用原子炉の運転中又は停止中に分解又は取替えが可能な設計とする。

中央制御室換気系空気調和機ファン及び中央制御室換気系フィルタ系ファンは，発電用原子炉の停止中に分解が可能な設計とする。
中央制御室換気系フィルタユニットは，発電用原子炉の運転中又は停止中に差圧確認が可能な設計とする。また，中央制御室換気系フィルタユニットは，発電用原子炉の停止中に内部確認を行えるように，点検口を設ける設計とし，性能の確認を行えるように，フィルタを取り出すことが可能な設計とする。

非常用ガス処理系は，発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能及び漏えいの有無の確認並びに弁の開閉動作の確認が可能な設計とする。
また，非常用ガス処理系排風機は，発電用原子炉の停止中に分解及び外観の確認が可能な設計とする。

原子炉建屋ガス処理系は，発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能及び漏えいの有
無の確認並びに弁の開閉動作の確認が可能な設計とする。
また，非常用ガス処理系排風機及び非常用ガス再循環系排風機は，発電用原子炉の停止中に分解及び外観の確認がが可能な設計とする。
ブローアウトパネル閉止装置は，発電用原子炉の運転中又は停止中に外観の確認が可能な設計とする。また，ブローアウトパネル閉止装置は，発電用原子炉の停止中に機能・性能の確認が可能な設計とする。

14■東二では，可搬型の陽圧化空調機は使用しない。既設の中央制御室換気系の試験検査項目を記載している。

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５９条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

第 6.10−2 表 中央制御室（重大事故等時）（常設）の設備の主要機器仕様

第 6.10−2 表 中央制御室（重大事故等時）（常設）の設備の主要機器仕様(1) 居住性を確保するための設備
a.

中央制御室遮蔽（6 号及び 7 号炉共用）
第 8.3−1 表 遮蔽設備の主要機器仕様に記載する。

備考(1) 居住性を確保するための設備
a．中央制御室遮蔽第8.3−3表 遮蔽設備の主要機器仕様に記載する。

■①の相違■表番号の相違b.

中央制御室待避室遮蔽（常設）（6 号及び 7 号炉共用）
第 8.3−1 表 遮蔽設備の主要機器仕様に記載する。

b．中央制御室待避室遮蔽
第 8.3−3 表 遮蔽設備の主要機器仕様に記載する。

■①の相違■表番号の相違c.

無線連絡設備（常設）第 10.12−2 表 通信連絡を行うために必要な設備（常設）の主要機器仕様に記載■東二では無線電話設備は使用しない。

する。
d.

衛星電話設備（常設）第 10.12−2 表 通信連絡を行うために必要な設備（常設）の主要機器仕様に記載■東二の衛星電話設備は可搬である。

する。
e.

データ表示装置（待避室）
個

数

一式

■東二のデータ表示装置は可搬を使用している。
c．中央制御室換気系■②の相違(a)中央制御室換気系空気調和機ファン■②の相違

第8.2−1表

換気空調設備の主要機器仕様に記載する。

(b)中央制御室換気系フィルタ系ファン
第8.2−1表

換気空調設備の主要機器仕様に記載する。

(c)中央制御室換気系フィルタユニット
第8.2−1表

換気空調設備の主要機器仕様に記載する。

d． 中央制御室待避室差圧計
個

■②の相違

数

1

測定範囲

0〜60Pa［gage］

15

■②の相違

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５９条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉(2) 中央制御室の運転員の被ばくを低減するための設備
a. 非常用ガス処理系

東海第二発電所(2) 中央制御室の運転員の被ばくを低減するための設備
a． 原子炉建屋ガス処理系(a) 非常用ガス処理系排風機兼用する設備は以下のとおり。

・非常用ガス処理系

備考
■③の相違

(a)非常用ガス処理系排風機兼用する設備は以下のとおり。
・水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備■兼用設備の相違

・原子炉建屋ガス処理系

■①の相違

数

1（予備 1）

台

数

1（予備1）■記載方針の相違

系統設計流量

約 2,000m3/h

容量

約3,570m３／h（1台当たり）■設備容量の相違（原子炉建屋原子炉棟内空気を1日に1回換気が可能な量）

■①の相違

基

（原子炉区域内空気を 1 日に 0.5 回換気できる量）(b)非常用ガス再循環系排風機■③の相違

兼用する設備は以下のとおり。
・水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備
・原子炉建屋ガス処理系
台

数

1（予備1）

容量

約17,000m３／h（1台当たり）

b．ブローアウトパネル閉止装置
個数■設計方針の相違

10■東二の差圧系は常設である。

第 6.10−3 表 中央制御室（重大事故等時）（可搬型）の設備の主要機器仕様(1) 居住性を確保するための設備
a.

(1) 居住性を確保するための設備

中央制御室可搬型陽圧化空調機（6 号及び 7 号炉共用）
第 8.2−1 表b.

第6.10−3表 中央制御室（重大事故等時）（可搬型）の設備の主要機器仕様■②の相違

換気空調設備の主要機器仕様に記載する。

中央制御室待避室陽圧化装置（空気ボンベ）（6 号及び 7 号炉共用）
第 8.2−1 表■記載方針の相違

換気空調設備の主要機器仕様に記載する。

a．中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ）
第8.2−1表

換気空調設備の主要機器仕様に記載する。

16

■①の相違

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５９条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉
c.

東海第二発電所

中央制御室待避室遮蔽（可搬型）（6 号及び 7 号炉共用）
第 8.3−1 表■②の相違

遮蔽設備の主要機器仕様に記載する。
b．衛星電話設備（可搬型）（待避室）
式

数

1（予備1）

使用回線

衛星系回線

c．データ表示装置（待避室）
式
d.

可搬型蓄電池内蔵型照明（6 号及び 7 号炉共用）個

e.

3（予備 1）数

d．可搬型照明（ＳＡ）
個

数

数■東二のデータ表示装置は可搬である。

数

■①の相違
4（予備1）■東二の差圧計は常設である。

2（予備 1）酸素濃度・二酸化炭素濃度計（6 号及び 7 号炉共用）個■東二の衛星電話設備は可搬である。

1（予備1）

差圧計（6 号及び 7 号炉共用）
個

f.

数

備考

2（予備 1）

f．酸素濃度計
個

■①の相違

数

1（予備1）

g．二酸化炭素濃度計
個

数

■①の相違
1（予備 1）17

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５９条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

凡

例

MO

中央制御室換気系
排気隔離弁
MO

MO

MO

MO

MO

MO

： 弁「閉」

中央制御室排煙装置
隔離弁
MO

： ダンパ

中央制御室排煙装置へ： 軸流ファン

外気

中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ）

外気

外気

中央制御室換気系
給気隔離弁

中央制御室換気系
空気調和機ファン
中央制御室換気系
フィルタユニット
チャ コール フィル タ

高 性能 粒子フ ィルタ

高 性能 粒子フ ィルタチャ コール フィルタ

高性能 粒 子 フ ィ ル タ

AO

高 性能 粒子フ ィルタ

AO

AO

DPI
差圧計

中央制御室待避室
酸素濃度計

中央制御室換気系
フィルタ系ファン二酸化炭素濃度計
可搬型照明（ＳＡ）

中央制御室待避室遮蔽
AO

中央制御室
酸素濃度計
二酸化炭素濃度計
可搬型照明（ＳＡ）

中央制御室遮蔽

第 6.10−1 図 中央制御室（重大事故等時） 系統概要図（居住性を確保するための設備（中央制御室換気系，可搬型照明（ＳＡ），酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計））18

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５９条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

19

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５９条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

凡 例
MO

中央制御室換気系
排気隔離弁
MO

MO

MO

MO

MO

MO

： 弁「閉」

中央制御室排煙装置
隔離弁
MO

： ダンパ

中央制御室排煙装置へ： 軸流ファン

外気

中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ）

外気

外気

中央制御室換気系
給気隔離弁

中央制御室換気系
空気調和機ファン
AO

中央制御室換気系
フィルタユニット
高性能粒子フィルタ

高性能粒子フィルタ

高性能粒子フィ ルタ

チャコールフィ ルタ

高性能粒子フィ ルタ

AO

チャコー ルフィルタ

AO

中央制御室換気系
フィルタ系ファン

DPI
差圧計

中央制御室待避室
酸素濃度計
二酸化炭素濃度計
可搬型照明（ＳＡ）

中央制御室待避室遮蔽
AO

中央制御室
酸素濃度計
二酸化炭素濃度計
可搬型照明（ＳＡ）

中央制御室遮蔽

第 6.10−2 図 中央制御室（重大事故等時） 系統概要図（居住性を確保するための設備（中央制御室待避室空気ボンベユニット））20

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５９条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

第 6.10−3 図 中央制御室（重大事故等時） 系統概要図（居住性を確保するための設備（データ表示装置（待避室）
）
）

21

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５９条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

原子炉建屋原子炉棟
ブローアウトパネル
閉止装置

非常用ガス再循環系
フィルタトレイン（Ａ）

AO（Ａ）
非常用ガス処理系排気筒へ

AO

AO

非常用ガス
再循環系排風機（Ｂ）
AO

AO

非常用ガス再循環系
フィルタトレイン（Ｂ）

AO

AO

AO

原子炉建屋
換気系へ

AO

AO

（Ａ）

AO

非常用ガス処理系
フィルタトレイン（Ａ）

AO

非常用ガス
処理系排風機（Ｂ）

AO

非常用ガス処理系
フィルタトレイン（Ｂ）

AO

第 6.10−4 図 中央制御室（重大事故等時） 系統概要図（運転員の被ばくを低減するための設備（原子炉建屋ガス処理系，ブローアウトパネル閉止装
置）
）

22

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５９条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉
8.2

換気空調設備

8.2.1

東海第二発電所
8.2 換気空調設備

概要

8.2.1 概 要
（中略）

（中略）

中央制御室には，炉心の著しい損傷が発生した場合においても運転員がとどまるために必

中央制御室には，炉心の著しい損傷が発生した場合においても運転員がとどまるために必要な重大事故等対処設備を設置及び保管する。

要な重大事故等対処設備を設置及び保管する。

重大事故等が発生した場合においても，当該事故等に対処するために必要な指示を行う要重大事故等が発生した場合においても， 当該重大事故等に対処するために必要な指示を行員がとどまることができるよう，緊急時対策所の居住性を確保するための換気空調設備としう要員がとどまることができるよう，緊急時対策所の居住性を確保するための換気空調設備て，緊急時対策所換気空調設備を設置及び保管する。

として， 緊急時対策所非常用換気設備を設置及び保管する。

8.2.4

備考

主要設備

(2) 中央制御室換気空調系
中央制御室換気空調系は，設計基準事故時に放射線業務従事者等を内部被ばくから防護■設備名称の相違

8.2.4 主要設備
(2) 中央制御室換気系
この系統概略図を第 8.2−2 図に示す。

し，必要な運転操作を継続することができるようにするため，他の換気系とは独立にして，中央制御室は， 他の建屋の換気系とは完全に独立した換気系をもち，通常， 一部外気を外気との連絡口を遮断し，中央制御室換気空調系チャコール・フィルタを通して再循環す取り入れる。再循環方式によって空気調節を行う。また， 事故時にも必要な運転操作が汚染ることができ，また，必要に応じて，外気を中央制御室換気空調系チャコール・フィルタの可能性なく継続できるように，外気取入口を遮断して， チャコールフィルタを通る閉回路

を通して取り入れることができる設計とする。

循環方式としうるものである。

■既許可の記載の相違

中央制御室換気空調系の系統概要を第 8.2−2 図に示す。
中央制御室換気空調系は，空気調和機，チャコール・フィルタ，再循環ファン及び排気■②の相違

ファン等で構成する。
空気調和機には給気ファン，フィルタのほか，冷却コイルを設け，循環空気の冷却によって中央制御室内の空気調節を行う。
なお，本系統の電源は，外部電源喪失時に非常用電源に切替えることができる設計とす

■②の相違

る。

(3) 中央制御室可搬型陽圧化空調機
炉心の著しい損傷が発生した場合においても，中央制御室に運転員がとどまるために必要

炉心の著しい損傷が発生した場合においても，中央制御室に運転員がとどまるために必要な換気空調設備として，中央制御室可搬型陽圧化空調機を設ける。本設備については，「6.10

な換気空調設備として，中央制御室換気系を設ける。本設備については，「6.10 制御室」に

制御室」に記載する。

記載する。

23

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５９条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉(4) 中央制御室待避室陽圧化装置（空気ボンベ）（6 号及び 7 号炉共用）

東海第二発電所(3) 中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ）

炉心の著しい損傷後の格納容器圧力逃がし装置を作動させる場合に放出される放射性雲に炉心の著しい損傷後の格納容器圧力逃がし装置を作動させる場合に放出される放射性よる運転員の被ばくを低減するため，中央制御室待避室を陽圧化し，放射性物質が中央制御

雲による運転員の被ばくを低減するため，中央制御室待避室を正圧化し，放射性物質が中室待避室に流入することを一定時間完全に防ぐために必要な換気空調設備として，中央制御

央制御室待避室に流入することを一定時間完全に防ぐために必要な換気空調設備として，室待避室陽圧化装置（空気ボンベ）を設ける。本設備については，「6.10 制御室」に記載す

中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ）を設ける。本設備については，「6.10る。

制御室」に記載する。

■①の相違
■①の相違
■②の相違

第 8.2−1 表 換気空調設備の主要機器仕様

第 8.2−1 表 換気空調設備の主要機器仕様(1) 中央制御室換気系(2) 中央制御室換気空調系
a.

備考

ａ．中央制御室換気系空気調和機ファン

給気ファン

■②の相違

兼用する設備は以下のとおり。
・中央制御室（通常運転時等）
・中央制御室（重大事故等時）

b.

台

数

2（うち 1 台は予備）台

数

2（うち1台は予備）容量

約 10 万 m3/h/台

容量

約42,500m３／h（1台当たり）

再循環ファンｂ．中央制御室換気系フィルタ系ファン■設備容量の相違■②の相違

兼用する設備は以下のとおり。
・中央制御室（通常運転時等）
・中央制御室（重大事故等時）
台
容
c.

数

2（うち 1 台は予備）台

数

2（うち1台は予備）

量

3

容

量

約5,100m３／h（1台当たり）

約 8,000m /h/台

フィルタ・ユニット

ｄ．中央制御室換気系フィルタユニット■設備容量の相違■②の相違

兼用する設備は以下のとおり。
・中央制御室（通常運転時等）
・中央制御室（重大事故等時）
基

数

1

型

式

高性能粒子フィルタ及びチャコール■記載方針の相違

基数

1（予備 1）■記載方針の相違

3

処理容量

約 8,000m /h■記載方針の相違

ﾁｬｺｰﾙ･ﾌｨﾙﾀ･ﾍﾞｯﾄﾞ厚さ

約 5cm■記載方針の相違
粒子除去効率系統よう素除去効率90%以上（相対湿度 70%以下において）99.97％以上（直径 0.5μm 以上の粒子）

よう素除去効率（総合除去効率） 97％以上

24■記載方針の相違■記載方針の相違

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５９条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所(4) 中央制御室可搬型陽圧化空調機（6 号及び 7 号炉共用）
a.

備考
■②の相違

フィルタユニット
兼用する設備は以下のとおり。
・中央制御室（重大事故等時）
台

b.

数

2（予備 1）

よう素除去効率99.9%以上

粒子除去効率

99.9%以上

ブロワユニット
兼用する設備は以下のとおり。
・中央制御室（重大事故等時）
台

数

4（予備 2）

容量

約 1,500m3/h（1 台当たり）(5) 中央制御室待避室陽圧化装置（6 号及び 7 号炉共用）a.

(2) 中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ）

空気ボンベ

■①の相違
■記載方針の相違

兼用する設備は以下のとおり。

兼用する設備は以下のとおり。

・中央制御室（重大事故等時）

・中央制御室（重大事故等時）

本数174（予備 20 以上）個

数13（予備7）■設備台数の相違

容量

約 47L/本容量

約47L／個■設備容量の相違

約 15MPa[gage]

充填圧力

充填圧力

約15MPa［gage］

25

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５９条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

8.3

遮蔽設備

8.3 遮蔽設備

8.3.1

概要

8.3.1 概 要

遮蔽設備は，発電所周辺の一般公衆及び放射線業務従事者等の線量の低減を図るもので，
原子炉一次遮蔽，原子炉二次遮蔽等で構成する。
中央制御室には，炉心の著しい損傷が発生した場合においても運転員がとどまるために必要な中央制御室遮蔽，中央制御室待避室遮蔽（常設）及び中央制御室待避室遮蔽（可搬型）

備考

遮蔽設備は，発電所周辺の一般公衆及び放射線業務従事者等の線量の低減を図るもので，一次遮蔽，二次遮蔽等で構成する。
中央制御室には，炉心の著しい損傷が発生した場合においても運転員がとどまるために必要な中央制御室遮蔽及び中央制御室待避室遮蔽を設置及び保管する設計とする。

■設備名称の相違■記載方針の相違■②の相違を設置及び保管する設計とする。
緊急時対策所には，重大事故等が発生した場合においても，当該事故等に対処するために

緊急時対策所には，重大事故等が発生した場合においても，当該事故等に対処するために必要な指示を行う要員がとどまることができるよう，緊急時対策所の居住性を確保するため

必要な指示を行う要員がとどまることができるよう，緊急時対策所の居住性を確保するための遮蔽設備として，緊急時対策所遮蔽を設置する設計とする。

の遮蔽設備として，緊急時対策所遮蔽を設置する設計とする。

8.3.4
8.3.4.5

主要設備
中央制御室遮蔽（6 号及び 7 号炉共用）(1) 通常運転時等

8.3.4 主要設備
8.3.4.5 中央制御室遮蔽(1）通常運転時

中央制御室遮蔽は，コントロール建屋内に設置し，原子炉冷却材喪失等の設計基準事故時

中央制御室遮蔽は，原子炉建屋付属棟内に設置し，原子炉冷却材喪失等の設計基準事故時に，中央制御室内にとどまり必要な操作，措置を行う運転員が過度の被ばくを受けないように，中央制御室内にとどまり必要な操作，措置を行う運転員が過度の被ばくを受けないよう施設する。また，運転員の勤務形態を考慮し，事故後 30 日間において，運転員が中央制御室施設する。また，運転員の勤務形態を考慮し，事故後 30 日間において，運転員が中央制御に入り，とどまっても，中央制御室遮蔽を透過する放射線による線量，中央制御室に侵入し室に入り，とどまっても，中央制御室遮蔽を透過する放射線による線量，中央制御室に侵入た外気による線量及び入退域時の線量が，中央制御室換気空調系等の機能とあいまって，「実した外気による線量及び入退域時の線量が， 中央制御室換気系等の機能とあいまって，「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則」及び「実用発電用原子炉及びそ用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則」及び「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則の解釈」に示される 100mSv を下回る遮蔽とする。

の附属施設の技術基準に関する規則の解釈」に示される 100mSv を下回る遮蔽とする。

(2) 重大事故等時

炉心の著しい損傷が発生した場合においても中央制御室に運転員がとどまるために必要な遮蔽設備として，中央制御室遮蔽を設ける。中央制御室遮蔽については，「6.10 制御室」に遮蔽設備として，中央制御室遮蔽を設ける。中央制御室遮蔽については，「6.10 制御室」に

記載する。

記載する。

中央制御室待避室遮蔽（6 号及び 7 号炉共用）

■①の相違

■①の相違

(2) 重大事故等時

炉心の著しい損傷が発生した場合においても中央制御室に運転員がとどまるために必要な

8.3.4.6■東二では号機間の共用はしない。

8.3.4.6

中央制御室待避室遮蔽

炉心の著しい損傷後の格納容器圧力逃がし装置を作動させる場合に放出される放射性雲に炉心の著しい損傷後の格納容器圧力逃がし装置を作動させる場合に放出される放射性雲による運転員の被ばくを低減するため，中央制御室内に中央制御室待避室を設け，中央制御室

よる運転員の被ばくを低減するため，中央制御室内に中央制御室待避室を設け，中央制御室

待避室には，遮蔽設備として，中央制御室待避室遮蔽を設ける。中央制御室待避室遮蔽につ待避室には，遮蔽設備として，中央制御室待避室遮蔽を設ける。中央制御室待避室遮蔽については，「6.10 制御室」に記載する。

いては，「6.10 制御室」に記載する。

26■東二は号機間の共用はしない。

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５９条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

第 8.3−1 表 遮蔽設備の主要機器仕様

第 8.3−3 表 遮蔽設備の主要機器仕様(4) 中央制御室遮蔽（6 号及び 7 号炉共用）兼用する設備は以下のとおり。

・中央制御室（通常運転時等）

・中央制御室（通常運転時等）

・中央制御室（重大事故等時）

・中央制御室（重大事故等時）

さ

材

料

mm 以上
コンクリート材

料mm 以上
鉄筋コンクリート

中央制御室待避室遮蔽（常設）（6 号及び 7 号炉共用）兼用する設備は以下のとおり。

・中央制御室（重大事故等時）

・中央制御室（重大事故等時）

材

さ

コンクリート

mm 以上

鉛

mm 以上

料

コンクリート及び鉛

厚

さ

mm 以上

材

料

鉄筋コンクリート・中央制御室（重大事故等時）
材

料■材料の相違■②の相違兼用する設備は以下のとおり。
さ■材料の相違■材料の相違中央制御室待避室遮蔽（可搬型）（6 号及び 7 号炉共用）

厚■材料の相違■①の相違兼用する設備は以下のとおり。
厚

b.

さ

(5) 中央制御室待避室遮蔽(5) 中央制御室待避室遮蔽a.

厚■表番号の相違■東二は号機間の共用はしない。

(4) 中央制御室遮蔽兼用する設備は以下のとおり。

厚

備考

mm 以上
鉛

27

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目：第６０条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉
8.

放射線管理施設

東海第二8.

放射線管理施設8.1

放射線管理設備

8.1 放射線管理設備

8.1.2

重大事故等時8.1.2 重大事故等時

8.1.2.1

概要

8.1.2.1 概要

重大事故等が発生した場合に発電所及びその周辺（発電所の周辺海域を含む。）に重大事故等が発生した場合に発電所及びその周辺（発電所の周辺海域を含む。）において発電用原子炉施設から放出される放射性物質の濃度及び放射線量を監視し，及おいて発電用原子炉施設から放出される放射性物質の濃度及び放射線量を監視し，及び測定し，並びにその結果を記録するために必要な重大事故等対処設備を保管する。

び測定し，並びにその結果を記録するために必要な重大事故等対処設備を保管する。

重大事故等が発生した場合に発電所において風向，風速その他の気象条件を測定し，重大事故等が発生した場合に発電所において風向，風速その他の気象条件を測定し，及びその結果を記録するために必要な重大事故等対処設備を保管する。

及びその結果を記録するために必要な重大事故等対処設備を保管する。

放射線管理設備（重大事故等時）の保管，設置又は使用場所の概要図を第8.1−2図から第8.1−6図に示す。

放射線管理設備（重大事故等時）の保管，設置又は使用場所の概要図を第8.1−2図から第8.1−4図に示す。

使用済燃料プールに係る重大事故等により，使用済燃料プール上部の空間線量率が

使用済燃料プールに係る重大事故等により，使用済燃料プール上部の空間線量率が変動する可能性のある範囲にわたり測定するために必要な重大事故等対処設備を設置

変動する可能性のある範囲にわたり測定するために必要な重大事故等対処設備を設置

する。

する。

重大事故等が発生し，計測機器（非常用のものを含む。）の故障により，当該重大重大事故等が発生し，計測機器（非常用のものを含む。）の故障により，当該重大事故等に対処するために監視することが必要なパラメータである原子炉格納容器内の事故等に対処するために監視することが必要なパラメータである原子炉格納容器内の放射線量率を計測又は監視及び記録するために必要な重大事故等対処設備を設置す

放射線量率を計測又は監視及び記録するために必要な重大事故等対処設備を設置する。

る。

格納容器圧力逃がし装置及び耐圧強化ベント系の排出経路における放射性物質濃度を測定するために必要な重大事故等対処設備を設置する。

を測定するために必要な重大事故等対処設備を設置する。
緊急時対策所内への希ガス等の放射性物質の侵入を低減又は防止するための加圧判止するための加圧判断ができるよう，放射線量を監視，測定するために必要な重大事断ができるよう，放射線量を監視，測定するために必要な重大事故等対処設備を保管

故等対処設備を保管する。

する。

設計方針

(1) 放射性物質の濃度及び放射線量の測定に用いる設備a.

可搬型モニタリングポストによる放射線量の測定及び代替測定
モニタリング・ポストが機能喪失した場合にその機能を代替する重大事故等対処設備として，可搬型モニタリングポストを使用する。
可搬型モニタリングポストは，重大事故等が発生した場合に，発電所敷地境界付

・図表番号の相違

格納容器圧力逃がし装置及び耐圧強化ベント系の排出経路における放射性物質濃度

5号炉原子炉建屋内緊急時対策所内への希ガス等の放射性物質の侵入を低減又は防8.1.2.2

備考

・設備名称の相違

8.1.2.2 設計方針
（1）放射性物質の濃度及び放射線量の測定に用いる設備
ａ. 可搬型モニタリング・ポストによる放射線量の測定及び代替測定・設備名称の相違

モニタリング・ポストが機能喪失した場合にその機能を代替する重大事故等対処設備として，可搬型モニタリング・ポストを使用する。

・設備名称の相違

可搬型モニタリング・ポストは，重大事故等が発生した場合に，周辺監視区域境 ・東二では敷地境界と周辺監視

近において，発電用原子炉施設から放出される放射線量を監視し，及び測定し，並界付近において，発電用原子炉施設から放出される放射線量を監視し，及び測定

区域境界が異なっており，周びにその結果を記録できる設計とし，モニタリング・ポストを代替し得る十分な個し，並びにその結果を記録できる設計とし，モニタリング・ポストを代替し得る十辺監視区域境界付近に M/P を数を保管する。

分な台数を保管する。

設置している。

1

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目：第６０条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二

備考
・数え方の相違

また，可搬型モニタリングポストは，重大事故等が発生した場合に，発電所海側

また，可搬型モニタリング・ポストは，重大事故等が発生した場合に，発電所海 ・設備名称の相違及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所付近等において，発電用原子炉施設から放側及び緊急対策所付近等において，発電用原子炉施設から放出される放射線量を出される放射線量を監視し，及び測定し，並びにその結果を記録できる設計とす

監視し，及び測定し，並びにその結果を記録できる設計とする。

・設備名称の相違る。
可搬型モニタリングポストの指示値は，無線により伝送し，5 号炉原子炉建屋内

可搬型モニタリング・ポストの指示値は，衛星系回線により伝送し，緊急時対策 ・通信方式の相違

緊急時対策所で監視できる設計とする。可搬型モニタリングポストで測定した放所で監視できる設計とする。可搬型モニタリング・ポストで測定した放射線量は， ・設備名称の相違

射線量は，電源喪失により保存した記録が失われないよう，電磁的に記録，保存す

電源喪失により保存した記録が失われないよう，電磁的に記録，保存する設計とす

る設計とする。また，記録は必要な容量を保存できる設計とする。

る。また，記録は必要な容量を保存できる設計とする。

b.

・設備名称の相違

可搬型モニタリングポストの電源は，蓄電池を使用する設計とする。

可搬型モニタリング・ポストの電源は，外部バッテリーを使用する設計とする。 ・設備名称の相違

主要な設備は，以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

・可搬型モニタリングポスト

・可搬型モニタリング・ポスト

可搬型放射線計測器による空気中の放射性物質の濃度の代替測定

ｂ. 可搬型放射能測定装置による空気中の放射性物質の濃度の代替測定

・設備名称の相違
・設備名称の相違

放射能観測車のダスト・よう素サンプラ，よう素測定装置又は GM 計数装置が機放射能観測車のダスト・よう素サンプラ，よう素測定装置又はダストモニタが ・設備名称の相違

能喪失した場合にその機能を代替する重大事故等対処設備として，可搬型放射線機能喪失した場合にその機能を代替する重大事故等対処設備として，可搬型放射 ・設備名称の相違

計測器（ダスト・よう素サンプラの代替として可搬型ダスト・よう素サンプラ，よ能測定装置（ダスト・よう素サンプラの代替として可搬型ダスト・よう素サンプ

う素測定装置の代替として NaI シンチレーションサーベイメータ，GM 計数装置のラ，よう素測定装置の代替としてＮａＩシンチレーションサーベイ・メータ，ダ・東二のダストモニタはα線の代替として GM 汚染サーベイメータ）を使用する。

ストモニタの代替としてβ線サーベイ・メータ及びＺｎＳシンチレーションサー

測定機能も有するため，代替

ベイ・メータ）を使用する。

測定に ZnS シンチレーション

可搬型放射線計測器は，重大事故等が発生した場合に，発電所及びその周辺にお可搬型放射能測定装置は，重大事故等が発生した場合に，発電所及びその周辺

いて，発電用原子炉施設から放出される放射性物質の濃度（空気中）を監視し，及において，発電用原子炉施設から放出される放射性物質の濃度（空気中）を監視

び測定し，並びにその結果を記録できるように測定値を表示する設計とし，放射能

し，及び測定し，並びにその結果を記録できるように測定値を表示する設計とし，観測車を代替し得る十分な個数を保管する。

放射能観測車を代替し得る十分な台数を保管する。

可搬型放射線計測器のうち NaI シンチレーションサーベイメータ及び GM 汚染サ

サーベイ・メ−タも含む。
（以下①の相違）
・数え方の相違

可搬型放射能測定装置のうちＮａＩシンチレーションサーベイ・メータ，β線 ・設備名称の相違

ーベイメータの電源は，乾電池を使用する設計とし，可搬型ダスト・よう素サンプ

サーベイ・メータ及びＺｎＳシンチレーションサーベイ・メータの電源は，乾電・設備名称の相違

ラの電源は，蓄電池を使用する設計とする。

池を使用する設計とし，可搬型ダスト・よう素サンプラの電源は，外部バッテリ

・①の相違ーを使用する設計とする。

・設備名称の相違

主要な設備は，以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

・可搬型放射線計測器（可搬型ダスト・よう素サンプラ，NaI シンチレーション

・可搬型放射能測定装置（可搬型ダスト・よう素サンプラ，ＮａＩシンチレ

・設備名称の相違

2

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目：第６０条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉
サーベイメータ，GM 汚染サーベイメータ）c.

可搬型放射線計測器等による放射性物質の濃度及び放射線量の測定

東海第二

備考

ーションサーベイ・メータ，β線サーベイ・メータ及びＺｎＳシンチレーシ

・設備名称の相違ョンサーベイ・メータ）

・①の相違

ｃ. 可搬型放射能測定装置等による放射性物質の濃度及び放射線量の測定

重大事故等が発生した場合に，発電所及びその周辺（発電所の周辺海域を含む。）

重大事故等が発生した場合に，発電所及びその周辺（発電所の周辺海域をにおいて，発電用原子炉施設から放出される放射性物質の濃度（空気中，水中，土含む。）において，発電用原子炉施設から放出される放射性物質の濃度（空壌中）及び放射線量を測定するための重大事故等対処設備として，可搬型放射線計

気中，水中，土壌中）及び放射線量を測定するための重大事故等対処設備と測器及び小型船舶（海上モニタリング用）を使用する。

して，可搬型放射能測定装置，電離箱サーベイ・メータ及び小型船舶を使用

・設備名称の相違

・設備名称の相違する。
可搬型放射線計測器は，重大事故等が発生した場合に，発電所及びその周辺（発可搬型放射能測定装置及び電離箱サーベイ・メータは，重大事故等が発生し・柏崎は可搬型放射線計測器に電所の周辺海域を含む。
）において，発電用原子炉施設から放出される放射性物質た場合に，発電所及びその周辺（発電所の周辺海域を含む。
）において，発電

電離箱サーベイメータを含の濃度（空気中，水中，土壌中）及び放射線量を監視し，及び測定し，並びにその用原子炉施設から放出される放射性物質の濃度（空気中，水中，土壌中）及びむが，東海第二は含まない

結果を記録できるように測定値を表示する設計とする。

放射線量を監視し，及び測定し，並びにその結果を記録できるように測定値を（以下②の相違）表示する設計とする。
発電所の周辺海域においては，小型船舶（海上モニタリング用）を用いる設計と発電所の周辺海域においては，小型船舶を用いる設計とする。

・設備名称の相違

可搬型放射能測定装置のうちＮａＩシンチレーションサーベイ・メータ，β・設備名称の相違する。
可搬型放射線計測器のうち NaI シンチレーションサーベイメータ，GM 汚染サー
ベイメータ，ZnS シンチレーションサーベイメータ及び電離箱サーベイメータの電線サーベイ・メータ及びＺｎＳシンチレーションサーベイ・メータ並びに電離 ・設備名称の相違

源は，乾電池を使用する設計とし，可搬型ダスト・よう素サンプラの電源は，蓄電箱サーベイ・メータの電源は，乾電池を使用する設計とし，可搬型ダスト・よ ・設備名称の相違池を使用する設計とする。

う素サンプラの電源は，外部バッテリーを使用する設計とする。

②の相違
・設備名称の相違

主要な設備は，以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

・可搬型放射線計測器（可搬型ダスト・よう素サンプラ，NaI シンチレーション

・可搬型放射能測定装置（可搬型ダスト・よう素サンプラ，ＮａＩシンチ

・設備名称の相違

サーベイメータ，GM 汚染サーベイメータ，ZnS シンチレーションサーベイメー

レーションサーベイ・メータ，β線サーベイ・メータ，ＺｎＳシンチレ

・設備名称の相違

タ，電離箱サーベイメータ）ーションサーベイ・メータ）

・小型船舶（海上モニタリング用）

・電離箱サーベイ・メータ

②の相違

・小型船舶

・設備名称の相違

これらの設備は，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損が発生した場合にこれらの設備は，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損が発生した

放出されると想定される放射性物質の濃度及び放射線量を測定できる設計とする。

場合に放出されると想定される放射性物質の濃度及び放射線量を測定できる設計とする。

3

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目：第６０条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉(2) 風向，風速その他の気象条件の測定に用いる設備a.

可搬型気象観測装置による気象観測項目の代替測定
気象観測設備が機能喪失した場合にその機能を代替する重大事故等対処設備として，可搬型気象観測装置を使用する。
可搬型気象観測装置は，重大事故等が発生した場合に，発電所において風向，風東海第二（2）風向，風速その他の気象条件の測定に用いる設備
ａ. 可搬型気象観測設備による気象観測項目の代替測定として，可搬型気象観測設備を使用する。

を代替し得る十分な個数を保管する。

設備を代替し得る十分な台数を保管する。

可搬型気象観測装置で測定した風向，風速その他の気象条件は，電源喪失により・設備名称の相違

可搬型気象観測設備は，重大事故等が発生した場合に，発電所において風向， ・設備名称の相違
風速その他の気象条件を測定し，及びその結果を記録できる設計とし，気象観測対策所で監視できる設計とする。

・設備名称の相違

気象観測設備が機能喪失した場合にその機能を代替する重大事故等対処設備

速その他の気象条件を測定し，及びその結果を記録できる設計とし，気象観測設備
可搬型気象観測装置の指示値は，無線により伝送し，5 号炉原子炉建屋内緊急時

備考

可搬型気象観測設備の指示値は，衛星系回線により伝送し，緊急時対策所で監視できる設計とする。
可搬型気象観測設備で測定した風向，風速その他の気象条件は，電源喪失によ・数え方の相違・通信方式の相違
・設備名称の相違

保存した記録が失われないよう，電磁的に記録，保存する設計とする。また，記録り保存した記録が失われないよう，電磁的に記録，保存する設計とする。また， ・設備名称の相違は必要な容量を保存できる設計とする。

記録は必要な容量を保存できる設計とする。

可搬型気象観測装置の電源は，蓄電池を使用する設計とする。

可搬型気象観測設備の電源は，外部バッテリーを使用する設計とする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

・可搬型気象観測装置(3) モニタリング・ポストの代替交流電源設備

・可搬型気象観測設備

・設備名称の相違

・設備名称の相違（3）モニタリング・ポストの代替交流電源設備

モニタリング・ポストは，常用所内電源に接続しており，常用所内電源が喪失した

モニタリング・ポストは，非常用交流電源設備に接続しており，非常用交流電源

・柏崎ではモニタリングポスト

場合は，代替交流電源設備であるモニタリング・ポスト用発電機から給電できる設計

設備からの給電が喪失した場合は，代替交流電源設備である常設代替交流電源設備

専用の発電機から給電するとする。モニタリング・ポスト用発電機は，定期的に燃料を給油することで，モニタ（常設代替高圧電源装置）及び可搬型代替交流電源設備（可搬型代替低圧電源車）

が，東二では常設代替高圧電リング・ポストでの監視，及び測定，並びに記録を継続できる設計とする。

から給電できる設計とする。

源装置等から給電する。（以下③の相違）

主要な設備は，以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

・モニタリング・ポスト用発電機

・常設代替交流電源設備③の相違

・可搬型代替交流電源設備③の相違

・非常用交流電源設備③の相違

常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備及び非常用交流電源設備につい・常設代替交流電源設備等は代ては，「10.2 代替電源設備」に記載する。

替電源設備のため，10.2 で整理する。
（以下④の相違）(4) 使用済燃料プールの状態監視に用いる設備
重大事故等時の使用済燃料プール上部の空間線量率を測定するための使用済燃料（4）使用済燃料プールの状態監視に用いる設備
重大事故等時の使用済燃料プール上部の空間線量率を測定するための使用済燃料・設備名称の相違

4

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目：第６０条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）については，「4.3 使用済燃料プー

プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）については，「4.3 使用済燃料

ルの冷却等のための設備」に記載する。

貯蔵槽の冷却等のための設備」に記載する。

(5) 原子炉格納容器内の状態監視に用いる設備（5） 原子炉格納容器内の状態監視に用いる設備

重大事故等時の原子炉格納容器内の放射線量率を測定するための格納容器雰囲気
放射線モニタについては，「6.4 計装設備（重大事故等対処設備）」に記載する。

重大事故等時の原子炉格納容器内の放射線量率を測定するための格納容器雰囲気

備考
・条文の記載を使用

・設備名称の相違

放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）及び格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）については，「6.4 計装設備（重大事故等対処設備）」に記載する。

(6) 格納容器圧力逃がし装置等の状態監視に用いる設備（6） 格納容器圧力逃がし装置等の状態監視に用いる設備

格納容器圧力逃がし装置及び耐圧強化ベント系の排出経路における放射性物質濃格納容器圧力逃がし装置及び耐圧強化ベント系の排出経路における放射性物質濃度を測定するためのフィルタ装置出口放射線モニタ及び耐圧強化ベント系放射線モ

度を測定するためのフィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）及び耐・設備名称の相違

ニタについては，「9.5 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設

圧強化ベント系放射線モニタについては，「9.9 水素爆発による原子炉格納容器の・項番号の相違

備」に記載する。

破損を防止するための設備」に記載する。

(7) 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の放射線量の測定に用いる設備（7） 緊急時対策所の放射線量の測定に用いる設備

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内への希ガス等の放射性物質の侵入を低減又は緊急時対策所内への希ガス等の放射性物質の侵入を低減又は防止するための加圧・設備名称の相違防止するための加圧判断ができるよう，放射線量を監視，測定するための可搬型エリ判断ができるよう，放射線量を監視，測定するための緊急時対策所エリアモニタに・設備名称の相違

アモニタ（対策本部・待機場所）については，「10.9 緊急時対策所」に記載する。

ついては，「10.9 緊急時対策所」に記載する。

・設備名称の相違

8.1.2.2.1

多様性，位置的分散

8.1.2.2.1 多様性，位置的分散

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

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

可搬型モニタリングポストは，屋外のモニタリング・ポストと離れた 5 号炉原子炉建

可搬型モニタリング・ポストは，屋外のモニタリング・ポストと離れた緊急時対策所 ・設備名称の相違

屋内緊急時対策所及び屋外の高台保管場所に分散して保管することで，共通要因によ

建屋内に分散して保管することで，共通要因によって同時に機能を損なわないよう位って同時に機能を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。

置的分散を図る設計とする。

可搬型放射線計測器は，屋外に保管する放射能観測車と離れた 5 号炉原子炉建屋内

可搬型放射能観測装置は，屋外に保管する放射能観測車と離れた緊急時対策所建屋

・設備名称の相違

緊急時対策所に保管することで，共通要因によって同時に機能を損なわないよう位置内に保管することで，共通要因によって同時に機能を損なわないよう位置的分散を図

・設備名称の相違

的分散を図る設計とする。

る設計とする。

小型船舶（海上モニタリング用）は，予備と分散して屋外の高台保管場所に保管することで，共通要因によって同時に機能を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。

小型船舶は，予備と分散して屋外の可搬型重大事故等対処設備保管場所に保管する・設備名称の相違

ことで，共通要因によって同時に機能を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。 ・設備名称の相違

可搬型気象観測装置は，屋外の気象観測設備と離れた屋外の高台保管場所に分散し可搬型気象観測設備は，屋外の気象観測設備と離れた緊急時対策所建屋内に分散して保管することで，共通要因によって同時に機能を損なわないよう位置的分散を図るて保管することで，共通要因によって同時に機能を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。

設計とする。

・設備名称の相違

5

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目：第６０条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉
モニタリング・ポスト用発電機は，常用所内電源設備と離れた屋外のモニタリング・

東海第二
電源設備の多様性，位置的分散については，「10.2 代替電源設備」に記載する。

備考
④の相違

ポスト 2，5，8 周辺エリアに設置することで，共通要因によって同時に機能が損なわれないよう位置的分散を図る設計とする。
8.1.2.2.2

悪影響防止

8.1.2.2.2 悪影響防止

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

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

可搬型モニタリングポスト，可搬型放射線計測器，小型船舶（海上モニタリング用）

可搬型モニタリング・ポスト，可搬型放射能測定装置，電離箱サーベイ・メータ，小及び可搬型気象観測装置は，他の設備から独立して単独で使用可能とし，他の設備に悪型船舶及び可搬型気象観測設備は，他の設備から独立して単独で使用可能とし，他の設影響を及ぼさない設計とする。

備に悪影響を及ぼさない設計とする。

モニタリング・ポスト用発電機は，通常時は遮断器により切り離し，重大事故等時に・設備名称の相違②の相違③の相違

遮断器を投入することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
8.1.2.2.3

・東二の放射線管理設備（重大共用の禁止

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

事故等時）に東一と共有する

モニタリング・ポスト用発電機は，モニタリング・ポストに給電する設備であるため，ものはない。

モニタリング・ポストと同様に 6 号及び 7 号炉で共用することで，操作に必要な時間
及び要員を減少させて安全性の向上を図る設計とする。
8.1.2.2.4

容量等

8.1.2.2.3 容量等

・項番号の相違

基本方針については，「1.1.7.2 容量等」に示す。

基本方針については，「1.1.7.2 容量等」に示す。

可搬型モニタリングポスト及び可搬型放射線計測器は，炉心の著しい損傷及び原子可搬型モニタリング・ポスト，可搬型放射能測定装置及び電離箱サーベイ・メータは， ・設備名称の相違

炉格納容器の破損が発生した場合に放出されると予想される放射性物質の濃度及び放炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損が発生した場合に放出されると予想され射線量を測定できるよう，「発電用軽水型原子炉施設における事故時の放射線計測に関る放射性物質の濃度及び放射線量を測定できるよう，「発電用軽水型原子炉施設におけする審査指針」に定める測定上限値を満足する設計とする。

る事故時の放射線計測に関する審査指針」に定める測定上限値を満足する設計とする。

可搬型モニタリングポストの保有数は，6 号及び 7 号炉共用で，モニタリング・ポス②の相違

可搬型モニタリング・ポストの保有数は，モニタリング・ポストの機能喪失時の代替 ・設備名称の相違

トの機能喪失時の代替としての 9 台，発電所海側等での監視・測定のための 5 台，5 号

としての4台，発電所海側等での監視・測定のための5台，緊急時対策所の加圧判断用と ・モニタリング・ポストの台数

炉原子炉建屋内緊急時対策所の加圧判断用としての 1 台と故障時及び保守点検によるしての1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2台を保管

待機除外時のバックアップ用として 1 台（6 号及び 7 号炉共用）を保管する。

する。

の相違
・東二はモニタリング・ポストの代替の予備として 1 台並びに発電所海側等及び緊急時対策所の加圧判断用の予備6柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目：第６０条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二

備考
として 1 台を保管する。

可搬型放射線計測器のうち可搬型ダスト・よう素サンプラ，NaI シンチレーションサ

可搬型放射能測定装置（可搬型ダスト・よう素サンプラ，ＮａＩシンチレーションサ ・設備名称の相違

ーベイメータ，GM 汚染サーベイメータ及び電離箱サーベイメータの保有数は，放射能ーベイ・メータ，β線サーベイ・メータ及びＺｎＳシンチレーションサーベイ・メータ） ・東二は放射能観測車にα線の観測車の代替並びに発電所及びその周辺（発電所の周辺海域を含む。
）において発電用の保有数は，放射能観測車の代替並びに発電所及びその周辺（発電所の周辺海域を含測定機能があるため，ZnS ｼﾝ

原子炉施設から放出される放射性物質の濃度及び放射線量を測定し得る十分な個数とむ。
）において発電用原子炉施設から放出される放射性物質の濃度を測定し得る十分な

ﾁﾚｰｼｮﾝｻｰﾍﾞｲﾒｰﾀについて，放して，6 号及び 7 号炉共用で 2 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

台数として2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台を射能観測車の代替として 1プ用として 1 台（6 号及び 7 号炉共用）を保管する。可搬型放射線計測器のうち ZnS シ保管する。電離箱サーベイ・メータの保有数は，発電所及びその周辺（発電所の周辺海台，発電所及びその周辺の測

ンチレーションサーベイメータの保有数は，発電所及びその周辺（発電所の周辺海域を域を含む。）において放射線量を測定し得る十分な台数として1台と故障時及び保守点定として 1 台及び予備 1 台を含む。
）において発電用原子炉施設から放出される放射性物質の濃度を測定し得る十分検による待機除外時のバックアップ用として1台を保管する。

保管する。

な個数として，6 号及び 7 号炉共用で 1 台と故障時及び保守点検による待機除外時のバ・数え方の相違ックアップ用として 1 台（6 号及び 7 号炉共用）を保管する。

・東二は共用なし②の相違
・電離箱サーベイ・メータは放射線量の測定に使用・数え方の相違

小型船舶（海上モニタリング用）は，発電所の周辺海域において，発電用原子炉施設

小型船舶は，発電所の周辺海域において，発電用原子炉施設から放出される放射性物 ・設備名称の相違から放出される放射性物質の濃度及び放射線量の測定を行うために必要な設備及び要質の濃度及び放射線量の測定を行うために必要な設備及び要員を積載し得る十分な艇・数え方の相違

員を積載し得る十分な個数として，6 号及び 7 号炉共用で 1 台と故障時及び保守点検に数として1艇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艇を保・数え方の相違

よる待機除外時のバックアップ用として 1 台（6 号及び 7 号炉共用）を保管する。

管する。

・東二は共用なし

可搬型気象観測装置は，「発電用原子炉施設の安全解析に関する気象指針」に定める観測項目を測定できる設計とする。

可搬型気象観測設備は，「発電用原子炉施設の安全解析に関する気象指針」に定める ・設備名称の相違
観測項目を測定できる設計とする。

可搬型気象観測装置の保有数は，気象観測設備が機能喪失しても代替し得る十分な可搬型気象観測設備の保有数は，気象観測設備が機能喪失しても代替し得る十分な・設備名称の相違個数として，6 号及び 7 号炉共用で 1 台と故障時及び保守点検による待機除外時のバッ

台数として1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台を・数え方の相違

クアップ用として 1 台（6 号及び 7 号炉共用）を保管する。

保管する。

・東二は共用なし

モニタリング・ポスト用発電機は，常用所内電源復旧までの期間，モニタリング・ポ③の相違

スト 3 台に必要な電力を供給できる容量を有するものを 6 号及び 7 号炉共用で 3 台設置する設計とする。
可搬型モニタリングポスト，可搬型ダスト・よう素サンプラ，NaI シンチレーション

可搬型モニタリング・ポスト，可搬型放射能測定装置，電離箱サーベイ・メータ及・名称の相違サーベイメータ，GM 汚染サーベイメータ，ZnS シンチレーションサーベイメータ，電離び可搬型気象観測設備の電源は，外部バッテリー又は乾電池を使用し，予備品と交換

・名称の相違7

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目：第６０条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉
箱サーベイメータ及び可搬型気象観測装置の電源は，蓄電池又は乾電池を使用し，予備

東海第二

備考

することで，重大事故等時の必要な期間測定できる設計とする。

品と交換することで，重大事故等時の必要な期間測定できる設計とする。
8.1.2.2.5

環境条件等

8.1.2.2.4 環境条件等

・項番号の相違

基本方針については，「1.1.7.3 環境条件等」に示す。

基本方針については，「1.1.7.3 環境条件等」に示す。

可搬型モニタリングポストは，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内及び屋外に保管

可搬型モニタリング・ポストは，緊急時対策所建屋内に保管し，及び屋外に設置し， ・設備名称の相違

し，並びに屋外に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計と想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。可搬型モニタリン

する。可搬型モニタリングポストの操作は，重大事故等時において設置場所で可能な設

グ・ポストの操作は，重大事故等時において設置場所で可能な設計とする。

・東二は緊急時対策所内に全て
保管する。

計とする。
可搬型放射線計測器は，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に保管し，及び屋内又は可搬型放射能測定装置及び電離箱サーベイ・メータは，緊急時対策所建屋内に保管

屋外で使用し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。可搬

し，及び屋内又は屋外で使用し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した②の相違

型放射線計測器の操作は，重大事故等時において使用場所で可能な設計とする。

設計とする。可搬型放射能測定装置の操作は，重大事故等時において使用場所で可能な・設備名称の相違

・設備名称の相違設計とする。
小型船舶（海上モニタリング用）は，屋外に保管し，及び屋外で使用し，想定される小型船舶は，屋外に保管し，及び屋外で使用し，想定される重大事故等時における環 ・設備名称の相違

重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。また，小型船舶（海上モニタリ

境条件を考慮した設計とする。また，小型船舶は，海で使用するため，耐腐食性材料を ・設備名称の相違

ング用）は，海で使用するため，耐腐食性材料を使用する設計とする。小型船舶（海上使用する設計とする。小型船舶の操作は，重大事故等時において使用場所で可能な設計 ・設備名称の相違

モニタリング用）の操作は，重大事故等時において使用場所で可能な設計とする。

とする。

可搬型気象観測装置は，屋外に保管し，及び屋外に設置し，想定される重大事故等時

可搬型気象観測設備は，緊急時対策所建屋内に保管し，及び屋外に設置し，想定され ・設備名称の相違における環境条件を考慮した設計とする。可搬型気象観測装置の操作は，重大事故等時

る重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。可搬型気象観測設備の操作・設備名称の相違において設置場所で可能な設計とする。

は，重大事故等時において設置場所で可能な設計とする。

・設備名称の相違

モニタリング・ポスト用発電機は，屋外に設置し，想定される重大事故等時における③の相違

環境条件を考慮した設計とする。モニタリング・ポスト用発電機の操作は，重大事故等時において設置場所で可能な設計とする。
8.1.2.2.6

操作性の確保8.1.2.2.5 操作性の確保

・項番号の相違

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

可搬型モニタリングポスト及び可搬型気象観測装置は，屋内及び屋外のアクセスル

可搬型モニタリング・ポスト及び可搬型気象観測設備は，屋内及び屋外のアクセスル ・設備名称の相違

ートを通行し，車両等により運搬することができるとともに，設置場所において，固縛ートを通行し，車両等により運搬することができるとともに，設置場所において，固縛等の転倒防止措置が可能な設計とする。可搬型モニタリングポスト及び可搬型気象観等の転倒防止措置が可能な設計とする。可搬型モニタリング・ポスト及び可搬型気象観 ・設備名称の相違

測装置は，測定器と蓄電池を簡便な接続方式により確実に接続できるとともに，設置場

測設備は，測定器と外部バッテリーを簡便な接続方式により確実に接続できるととも所において，操作スイッチにより操作ができる設計とする。

に，設置場所において，操作スイッチにより操作ができる設計とする。

可搬型放射線計測器は，屋内及び屋外のアクセスルートを通行し，人が携行して使用可能な設計とする。可搬型放射線計測器は，使用場所において，操作スイッチにより操可搬型放射能測定装置及び電離箱サーベイ・メータは，屋内及び屋外のアクセスルー ・設備名称の相違
トを通行し，人が携行して使用可能な設計とする。可搬型放射能測定装置及び電離箱サ

②の相違

8

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目：第６０条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉
作ができる設計とする。

東海第二

備考

ーベイ・メータは，使用場所において，操作スイッチにより操作ができる設計とする。 ・設備名称の相違

小型船舶（海上モニタリング用）は，屋外のアクセスルートを通行し，車両等により小型船舶は，屋外のアクセスルートを通行し，車両等により運搬することができる設 ・設備名称の相違

運搬することができる設計とする。小型船舶（海上モニタリング用）は，使用場所にお計とする。小型船舶は，使用場所において，操作スイッチにより起動し，容易に操縦が ・設備名称の相違

いて，操作スイッチにより起動し，容易に操縦ができる設計とする。

できる設計とする。

・設備名称の相違

モニタリング・ポスト用発電機は，設置場所において，操作スイッチにより操作ができるとともに，遮断器操作により通常時に使用する系統からの切替操作ができる設計

③の相違

とする。
8.1.2.3

主要設備及び仕様

放射線管理設備（重大事故等時）の主要機器仕様を第 8.1−2 表に示す。
8.1.2.4

試験検査

8.1.2.3 主要設備及び仕様
放射線管理設備（重大事故等時）の主要機器仕様を第8.1−2表に示す。
8.1.2.4 試験検査

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

可搬型モニタリングポスト，可搬型放射線計測器のうち NaI シンチレーションサー

可搬型モニタリング・ポスト，可搬型放射能測定装置のうちＮａＩシンチレーショ

ベイメータ，GM 汚染サーベイメータ，ZnS シンチレーションサーベイメータ及び電離箱

ンサーベイ・メータ，β線サーベイ・メータ，ＺｎＳシンチレーションサーベイ・メ②の相違

サーベイメータ並びに可搬型気象観測装置は，発電用原子炉の運転中又は停止中に，模ータ及び電離箱サーベイ・メータ並びに可搬型気象観測設備は，発電用原子炉の運転・設備名称の相違

擬入力による機能・性能の確認（特性確認）及び校正ができる設計とする。

中又は停止中に，模擬入力による機能・性能の確認（特性確認）及び校正ができる設・設備名称の相違計とする。

・設備名称の相違

・設備名称の相違

可搬型放射線計測器のうち可搬型ダスト・よう素サンプラ及び小型船舶（海上モニタ

可搬型放射能測定装置のうち可搬型ダスト・よう素サンプラ及び小型船舶は，発電・設備名称の相違

リング用）は，発電用原子炉の運転中又は停止中に，機能・性能の確認（特性確認）及用原子炉の運転中又は停止中に，機能・性能の確認（特性確認）及び外観の確認がで・設備名称の相違

び外観の確認ができる設計とする。

きる設計とする。

・設備名称の相違

モニタリング・ポスト用発電機は，発電用原子炉の運転中又は停止中に，模擬負荷に③の相違よる機能・性能の確認（特性確認）ができる設計とする。また，分解検査が可能な設計とする。

9柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目：第６０条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二

第 8.1−2 表 放射線管理設備（重大事故等時）の主要機器仕様

第8.1−2表 放射線管理設備（重大事故等時）の主要機器仕様(1) 環境モニタリング設備(1) 環境モニタリング設備
a.

備考

③の相違

固定式モニタリング設備(a) モニタリング・ポスト用発電機（6 号及び 7 号炉共用）
ディーゼルエンジン
個

数

3

使用燃料

軽油

発電機

b.

種

類

3 相同期発電機

容量

約 40kVA/台

力

率

0.8

電

圧

460V

周 波 数

50Hz
a.

移動式モニタリング設備(a) 可搬型モニタリングポスト（6 号及び 7 号炉共用）

移動式モニタリング設備（a） 可搬型モニタリング・ポスト

兼用する設備は以下のとおり。

兼用する設備は以下のとおり。

・緊急時対策所（重大事故等時）・緊急時対策所（重大事故等時）

種

類

NaI（Tl）シンチレーション

種

類

半導体
9

・設備名称の相違、東二は共用なし

Ｎａｌ（Ｔｌ）シンチレーション式検出器

・設備名称の相違

半導体式検出器・設備名称の相違

９

計測範囲

10〜10 nGy/h

計測範囲

B.G.〜10 nGy/h・仕様の相違個15（予備 1）台

数10（予備2）

・数え方の相違

無線

伝送方法

衛星系回線

・モニタリング・ポストの台数

数

伝送方法

の相違
・通信方式の相違(b) 可搬型放射線計測器（6 号及び 7 号炉共用）(b) 可搬型放射能測定装置

・設備名称の相違、東二は共用(b-1) 可搬型ダスト・よう素サンプラ(b-1) 可搬型ダスト・よう素サンプラ

なし

個

数

2（予備 1）(b-2) NaI シンチレーションサーベイメータ

台

2（予備1）

・数え方の相違ＮａＩシンチレーションサーベイ・メータ

・設備名称の相違

NaI（Tl）シンチレーション

種

Ｎａｌ（Ｔｌ）シンチレーション式検出器

・仕様の相違

計測範囲

0.1〜30μGy/h

計測範囲

B.G.〜30μGy／h・数え方の相違個2（予備 1）

台

2（予備1）

・設備名称の相違

種

類
数

(b-2)

数
類
数

10

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目：第６０条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉(b-3) GM 汚染サーベイメータ
種

類

東海第二

備考

(b-3) β線サーベイ・メータ

GM 管

種
-1

類

・設備名称の相違

ＧＭ管式検出器−１

・設備名称の相違

計測範囲

0〜100kmin

計測範囲

B.G.〜99.9kmin

・仕様の相違個2（予備 1）

台

2（予備1）

・数え方の相違数(b-4) ZnS シンチレーションサーベイメータ
種類(b-4) ＺｎＳシンチレーションサーベイ・メータ

ZnS（Ag）シンチレーション

種

計測範囲

0〜100kmin-1

個1（予備 1）

数

数
類

・設備名称の相違

ＺｎＳ（Ａｇ）シンチレーション式検出器

・設備名称の相違

計測範囲

B.G.〜99.9kmin−１

・仕様の相違台

2（予備1）

・数え方の相違数・東海第二には放射能観測車にα線の測定機能があるため，
放射能観測車の代替用として 1 台を含む(b-5) 電離箱サーベイメータ

ｂ. 電離箱サーベイ・メータ

電離箱

種

計測範囲

0.001〜1000mSv/h

計測範囲0.001〜1000mSv／h

個2（予備 1）台

1（予備1）

種

類
数

類

・設備名称の相違

電離箱式検出器

数

・設備名称の相違
・数え方の相違
・東海第二は単号炉のため 1 台

c.

小型船舶（海上モニタリング用）（6 号及び 7 号炉共用）
個

d.

数

1（予備 1）

可搬型気象観測装置（6 号及び 7 号炉共用）数

1（予備1）

ｄ. 可搬型気象観測設備

・数え方の相違・設備名称の相違、東二は共用

風向，風速，日射量，放射収支量，雨量

観測項目

風向，風速，日射量，放射収支量，雨量個

1（予備 1）

台

数

1（予備1）

・数え方の相違

無線

伝送方法

衛星系回線

・通信方式の相違

数(2) プロセス放射線モニタリング設備
格納容器雰囲気放射線モニタ（D/W）

ａ．格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）
兼用する設備は以下のとおり。

・原子炉プラント・プロセス計装

・原子炉プラント・プロセス計装・計装設備（重大事故等対処設備）

・計装設備（重大事故等対処設備）

・放射線管理設備（通常運転時等）

・放射線管理設備（通常運転時等）

数

計測範囲

個

2
-2

5

10 〜10 Sv/h

格納容器雰囲気放射線モニタ（S/C）

なし(2) プロセス放射線モニタリング設備

兼用する設備は以下のとおり。

個
b.

艇

・名称の相違，東二は共用なし

観測項目
伝送方法

a.

ｃ. 小型船舶数

計 測 範 囲2
10−２〜10５Sv／hｂ．格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）

11

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目：第６０条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉兼用する設備は以下のとおり。

兼用する設備は以下のとおり。

・原子炉プラント・プロセス計装

・原子炉プラント・プロセス計装・計装設備（重大事故等対処設備）

・計装設備（重大事故等対処設備）

・放射線管理設備（通常運転時等）

・放射線管理設備（通常運転時等）

個

数

計測範囲
c.

東海第二

2

個

10-2〜105Sv/h

計 測 範 囲フィルタ装置出口放射線モニタ数210−２〜10５Sv／hｃ．フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）

兼用する設備は以下のとおり。

兼用する設備は以下のとおり。

・計装設備（重大事故等対処設備）

・計装設備（重大事故等対処設備）

・水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備

・水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備

個

数

計測範囲

備考

・高レンジ及び低レンジのモニタを設置する。

高レンジ

2
10-2〜105mSv/h

個

数

2

・高レンジ及び低レンジのモニ−２

計 測 範 囲10５

〜10 Sv／h

タを設置する。

低レンジ
個

数

1
10−３〜10４mSv／h

計 測 範 囲d.

耐圧強化ベント系放射線モニタ

ｄ．耐圧強化ベント系放射線モニタ兼用する設備は以下のとおり。

兼用する設備は以下のとおり。

・計装設備（重大事故等対処設備）

・計装設備（重大事故等対処設備）

・水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備

・水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備

個

数

計測範囲

2

個

10-2〜105mSv/h

計 測 範 囲(3) エリア放射線モニタリング設備a.

使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）数

10−２〜10５mSv／h(3) エリア放射線モニタリング設備
ａ．使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
兼用する設備は以下のとおり。

・使用済燃料プールの冷却等のための設備・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備

・計装設備（重大事故等対処設備）

・計装設備（重大事故等対処設備）

個

数

計測範囲
数

・設備名称の相違
・条文の記載を使用

高レンジ
1

個

101〜108mSv/h

計 測 範 囲低レンジ
個タを設置する。

2

兼用する設備は以下のとおり。

高レンジ

・高レンジ及び低レンジのモニ数

110−２〜10５Sv／h

・仕様の相違

低レンジ
1

個

数

1

12

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目：第６０条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉
計測範囲
b.

6 号炉

10-2〜105mSv/h

7 号炉

10-3〜104mSv/h

可搬型エリアモニタ（対策本部）（6 号及び 7 号炉共用）

東海第二
計 測 範 囲10−３〜10４mSv／hｂ．緊急時対策所エリアモニタ兼用する設備は以下のとおり。

・緊急時対策所（重大事故等時）・緊急時対策所（重大事故等時）

類

半導体

種

計測範囲

0.001〜99.9mSv/h

個

1（予備 1※1）

数・東二は単号炉のため，計測範
囲は 1 つ兼用する設備は以下のとおり。
種

備考

類

・設備名称の相違
・東二は共用なし

半導体式検出器・名称の相違計測範囲

B.G.〜999.9mSv／h

・仕様の相違台

1（予備 1）

・数え方の相違数※1 可搬型エリアモニタ（待機場所）と一部兼用
c.

可搬型エリアモニタ（待機場所）（6 号及び 7 号炉共用）・緊急時対策所内に設置する可

兼用する設備は以下のとおり。

搬型エリアモニタを用いて・緊急時対策所（重大事故等時）

加圧判断を行う（緊急時対策

種

類

計測範囲
個

数

半導体

所と別に待機場所を設けて0.001〜99.9mSv/h

いない）

※2

1（予備 1 ）※2 可搬型エリアモニタ（対策本部）と一部兼用

13

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目：第６０条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二

備考

・名称の相違14

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目：第６０条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二

備考

・名称の相違15

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目：第６０条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二

備考

・名称の相違16

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目：第６０条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二

備考
③の相違

17

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：

６１条

柏崎原子力発電所 ６／７号炉】
東海第二発電所

備考

10. その他発電用原子炉の附属施設
10.9 緊急時対策所
10.9.2 重大事故等時

10.9.2 重大事故等時

10.9.2.1 概要

10.9.2.1 概要

緊急時対策所は，重大事故等が発生した場合においても，当該重大事故等に対処するために必要な

緊急時対策所は，重大事故等が発生した場合においても,当該重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員がとどまることができるよう，適切な措置を講じた設計とするとともに，重大事故等指示を行う要員がとどまることができるよう，適切な措置を講じた設計とするとともに，重大事故等に対処するために必要な情報を把握できる設備及び発電所内外の通信連絡をする必要のある場所と通に対処するために必要な情報を把握できる設備及び発電所内外の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行うために必要な設備を設置又は保管する。また，重大事故等に対処するために必要な数の信連絡を行うために必要な設備を設置又は保管する。また，重大事故等に対処するために必要な数の要員を収容できる設計とする。

要員を収容できる設計とする。

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の系統概要図を第 10.9−1 図から第 10.9−5 図に示す。

緊急時対策所の系統概要図を第 10.9−1 図から第 10.9−6 図に示す。

設備の相違（以下①の相違）
図番の相違

10.9.2.2 設計方針
緊急時対策所として，対策本部と待機場所から構成する 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所を 5 号炉
原子炉建屋付属棟内に設置する。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所は，重大事故等が発生した場合においても，当該事故等に対処す

10.9.2.2 設計方針
緊急時対策所として，災害対策本部室及び宿泊・休憩室から構成する緊急時対策所を緊急時対策所 ①の相違
建屋内に設置する。
緊急時対策所は，重大事故等が発生した場合においても，当該事故等に対処するための適切な措置 ①の相違るための適切な措置が講じることができるよう，その機能に係る設備を含め，基準地震動による地震が講じることができるよう，その機能に係る設備を含め，基準地震動による地震力に対し，機能を損力に対し，機能を損なわない設計とするとともに，基準津波の影響を受けない設計とする。地震及びなわない設計とするとともに，基準津波の影響を受けない設計とする。地震及び津波に対しては，津波に対しては，「1.4.2 重大事故等対処施設の耐震設計」及び「1.5.2 重大事故等対処施設の耐津波「1.3.2 重大事故等対処施設の耐震設計」及び「1.4.2 重大事故等対処施設の耐津波設計」に基づ 章番号の相違

設計」に基づく設計とする。また，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の機能に係る設備は，中央制御室

く設計とする。また，緊急時対策所の機能に係る設備は，中央制御室との共通要因により同時に機能 ①の相違との共通要因により同時に機能喪失しないよう，中央制御室に対して独立性を有する設計とするとと喪失しないよう，中央制御室に対して独立性を有する設計とするとともに，中央制御室とは離れた位

もに，中央制御室とは離れた位置に設置又は保管する。

置に設置又は保管する。

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所は，重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員に加え，緊急時対策所は，重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員に加え，原子炉格納容器の破 ①の相違

原子炉格納容器の破損等による発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための対策に対処するため損等による発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための対策に対処するために必要な数の要員に必要な数の要員を含め，重大事故等に対処するために必要な数の要員を収容することができる設計を含め，重大事故等に対処するために必要な数の要員を収容することができる設計とする。

とする。
重大事故等が発生し，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の外側が放射性物質により汚染したような重大事故等が発生し，緊急時対策所の外側が放射性物質により汚染したような状況下において，対 ①の相違

状況下において，対策要員が 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に放射性物質による汚染を持ち込む

策要員が緊急時対策所内に放射性物質による汚染を持ち込むことを防止するため，身体サーベイ及ことを防止するため，身体サーベイ及び作業服の着替え等を行うための区画を設置する設計とする。

び作業服の着替え等を行うための区画を設置する設計とする。身体サーベイの結果，対策要員の汚染

身体サーベイの結果，対策要員の汚染が確認された場合は，対策要員の除染を行うことができる区画が確認された場合は，対策要員の除染を行うことができる区画を，身体サーベイを行う区画に隣接しを，身体サーベイを行う区画に隣接して設置することができるよう考慮する。

て設置することができるよう考慮する。

1／21

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：

６１条

柏崎原子力発電所 ６／７号炉(1) 居住性を確保するための設備
重大事故等が発生した場合においても，当該事故等に対処するために必要な指示を行う要員がと】
東海第二発電所

備考（１）居住性を確保するための設備
重大事故等が発生した場合においても，当該事故等に対処するために必要な指示を行う要員がとどどまることができるよう，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の居住性を確保するための設備として，まることができるよう，緊急時対策所の居住性を確保するための設備として，緊急時対策所遮蔽，緊 ①の相違

緊急時対策所遮蔽，緊急時対策所換気空調設備，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）高気

急時対策所非常用換気設備，緊急時対策所非常用フィルタ装置，緊急時対策所用差圧計，酸素濃度計，

密室，差圧計，酸素濃度計，二酸化炭素濃度計，可搬型モニタリングポスト及び可搬型エリアモニ

二酸化炭素濃度計，可搬型モニタリング・ポスト及び緊急時対策所エリアモニタを設ける。

タを設ける。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の居住性については，想定する放射性物質の放出量等を福島第緊急時対策所の居住性については，想定する放射性物質の放出量等を東京電力ホールディングス株 ①の相違

一原子力発電所事故と同等とし，かつ，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内でのマスクの着用，交式会社福島第一原子力発電所事故と同等とし，かつ，緊急時対策所内でのマスクの着用，交替要員体替要員体制，安定よう素剤の服用及び仮設設備を考慮しない条件においても，5 号炉原子炉建屋内制，安定ヨウ素剤の服用及び仮設設備を考慮しない条件においても，緊急時対策所にとどまる要員の

緊急時対策所にとどまる要員の実効線量が事故後 7 日間で 100mSv を超えない設計とする。

実効線量が事故後 7 日間で 100mSv を超えない設計とする。

a. 緊急時対策所遮蔽，緊急時対策所換気空調設備

ａ． 緊急時対策所遮蔽，緊急時対策所非常用換気設備

緊急時対策所遮蔽として，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）遮蔽，5 号炉原子炉建①の相違
東二の緊急時対策所には，複数の遮屋内緊急時対策所（待機場所）遮蔽及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）室内遮蔽

蔽設備がないを設ける。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）遮蔽は，重大事故が発生した場合において，5 号

緊急時対策所遮蔽は，重大事故が発生した場合において，緊急時対策所の気密性及び緊急時対策所 ①の相違

炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）高気密室の気密性及び緊急時対策所換気空調設備の機

非常用換気設備の機能とあいまって，緊急時対策所にとどまる要員の実効線量が7日間で100mSvを超能とあいまって，対策本部にとどまる要員の実効線量が 7 日間で 100mSv を超えない設計とする。

えない設計とする。

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）遮蔽及び室内遮蔽は，待機場所の気密性及び緊

東二の緊急時対策所には，複数の遮急時対策所換気空調設備の機能とあいまって，待機場所にとどまる要員の実効線量が 7 日間で

蔽設備がない100mSv を超えない設計とする。
緊急時対策所換気空調設備として，対策本部には，可搬型陽圧化空調機，可搬型外気取入送風機，陽圧化装置（空気ボンベ），二酸化炭素吸収装置及び差圧計を設け，待機場所には，可搬型陽

緊急時対策所非常用換気設備として緊急時対策所には，緊急時対策所非常用送風機，緊急時対策所 ①の相違
加圧設備及び緊急時対策所用差圧計を設ける。

圧化空調機，陽圧化装置（空気ボンベ）及び差圧計を設ける。
対策本部の可搬型陽圧化空調機は，仮設ダクトを用いて高気密室を陽圧化し，放射性物質の侵緊急時対策所の緊急時対策所用非常用送風機は，緊急時対策所を正圧化し，放射性物質の侵入を低 ①の相違

入を低減できる設計とする。また，陽圧化装置（空気ボンベ）は，放射性雲通過時において，高減できる設計とする。また，緊急時対策所加圧設備は，放射性雲通過時において，緊急時対策所を正

気密室を陽圧化し，希ガスを含む放射性物質の侵入を防止できる設計とする。差圧計は，高気密圧化し，希ガスを含む放射性物質の侵入を防止できる設計とする。緊急時対策所差圧計は，緊急時対室が陽圧化された状態であることを監視できる設計とする。

策所が正圧化された状態であることを監視できる設計とする。

二酸化炭素吸収装置は，高気密室内の二酸化炭素を除去することにより，対策要員の窒息を防止する設計とする。

東二には，二酸化炭素吸収装置を設
置しない

2／21

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：

６１条

柏崎原子力発電所 ６／７号炉

可搬型外気取入送風機は，放射性雲通過後の 5 号炉原子炉建屋付属棟内を換気できる設計とする。

】
東海第二発電所

備考

緊急時対策所非常用送風機及び緊急時対策所非常用フィルタ装置は，放射性雲通過後の緊急時対策 ①の相違
所建屋内を換気できる設計とする。

待機場所の可搬型陽圧化空調機は，仮設ダクトを用いて待機場所を陽圧化し，放射性物質の侵東二には，二酸化炭素吸収装置を設入を低減できる設計とする。また，陽圧化装置（空気ボンベ）は，放射性雲通過時において，待置しない機場所を陽圧化することにより，希ガスを含む放射性物質の侵入を防止できる設計とする。差圧計は，待機場所が陽圧化された状態であることを監視できる設計とする。
主要な設備は以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

・5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）遮蔽（6 号及び 7 号炉共用）・緊急時対策所遮蔽（東海発電所及び東海第二発電所共用）①の相違

・5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）高気密室（6 号及び 7 号炉共用）
・5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）可搬型陽圧化空調機（6 号及び 7 号炉共用）・緊急時対策所非常用送風機（東海発電所及び東海第二発電所共用）

・5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）陽圧化装置（空気ボンベ）（6 号及び 7 号炉共・緊急時対策所加圧設備（東海発電所及び東海第二発電所共用）用）
・緊急時対策所非常用フィルタ装置（東海発電所及び東海第二発電所共用）
・5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）二酸化炭素吸収装置（6 号及び 7 号炉共用）
・5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）可搬型外気取入送風機（6 号及び 7 号炉共用）・差圧計（対策本部）（6 号及び 7 号炉共用）・緊急時対策所用差圧計（東海発電所及び東海第二発電所共用）

・5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）遮蔽（6 号及び 7 号炉共用）

東二緊急時対策所には，待機場所を・5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）室内遮蔽（6 号及び 7 号炉共用）

設置しない

・5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）可搬型陽圧化空調機（6 号及び 7 号炉共用）
・5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）陽圧化装置（空気ボンベ）（6 号及び 7 号炉共用）
・差圧計（待機場所）（6 号及び 7 号炉共用）
本系統の流路として，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所可搬型陽圧化空調機用仮設ダクト，5 号
炉原子炉建屋内緊急時対策所陽圧化装置（配管・弁）を重大事故等対処設備として使用する。
b. 酸素及び二酸化炭素濃度の測定設備
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所は，酸素濃度及び二酸化炭素濃度が活動に支障がない範囲にあることを把握できるよう酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計を保管する設計とする。

本系統の流路として，緊急時対策所非常用換気設備ダクト，緊急時対策所加圧設備（配管・弁）を ①の相違
重大事故等対処設備として使用する。
ｂ．酸素及び二酸化炭素濃度の測定設備
緊急時対策所は，酸素濃度及び二酸化炭素濃度が活動に支障がない範囲にあることを把握できるよ ①の相違
う酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計を保管する設計とする。

主要な設備は以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

・酸素濃度計（対策本部）（6 号及び 7 号炉共用）・酸素濃度計（東海発電所及び東海第二発電所共用）

・二酸化炭素濃度計（対策本部）（6 号及び 7 号炉共用）・二酸化炭素濃度計（東海発電所及び東海第二発電所共用）①の相違

・酸素濃度計（待機場所）（6 号及び 7 号炉共用）

東二緊急時対策所には，待機場所を・二酸化炭素濃度計（待機場所）（6 号及び 7 号炉共用）

設置しない

3／21

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：

６１条

柏崎原子力発電所 ６／７号炉

c. 放射線量の測定設備
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所には，室内への希ガス等の放射性物質の侵入を低減又は防止】
東海第二発電所

備考

ｃ．放射線量の測定設備
緊急時対策所には，室内への希ガス等の放射性物質の侵入を低減又は防止するための確実な判断が ①の相違するための確実な判断ができるよう放射線量を監視，測定するため，さらに 5 号炉原子炉建屋内できるよう放射線量を監視，測定するため，さらに緊急時対策所加圧設備による加圧判断のために使

緊急時対策所陽圧化装置による加圧判断のために使用する可搬型エリアモニタ及び可搬型モニタ

用する緊急時対策所エリアモニタ及び可搬型モニタリング・ポストを保管する設計とする。

リングポストを保管する設計とする。
主要な設備は以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

・可搬型エリアモニタ（対策本部）（6 号及び 7 号炉共用）・緊急時対策所エリアモニタ

・可搬型エリアモニタ（待機場所）（6 号及び 7 号炉共用）①の相違
東二緊急時対策所には，待機場所を設置しない・可搬型モニタリングポスト（6 号及び 7 号炉共用）（8.1 放射線管理設備）

・可搬型モニタリング・ポスト（8.1 放射線管理設備）

緊急時対策所の加圧判断は，東二側で行うため，東海発電所と共用はしない(2) 重大事故等に対処するために必要な指示及び通信連絡に関わる設備

a. 必要な情報を把握できる設備
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所には，重大事故等が発生した場合においても当該事故等に対（２）重大事故等に対処するために必要な指示及び通信連絡に関わる設備

ａ．必要な情報を把握できる設備
緊急時対策所には，重大事故等が発生した場合においても当該事故等に対処するために必要な指示 ①の相違

処するために必要な指示ができるよう，重大事故等に対処するために必要な情報を把握できる設ができるよう，重大事故等に対処するために必要な情報を把握できる設備として，データ伝送装置，備として，データ伝送装置，緊急時対策支援システム伝送装置及び SPDS 表示装置で構成する安全

緊急時対策支援システム伝送装置及びＳＰＤＳデータ表示装置で構成する安全パラメータ表示シス

パラメータ表示システム（SPDS）を設置する。

テム（ＳＰＤＳ）を設置する。

安全パラメータ表示システム（SPDS）は，重大事故等に対処するために必要な情報を中央制御
室内の運転員を介さずに 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所において把握できる設計とする。

安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）は，重大事故等に対処するために必要な情報を中央制御
室内の運転員を介さずに緊急時対策所において把握できる設計とする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

・安全パラメータ表示システム（SPDS）（緊急時対策支援システム伝送装置及び SPDS 表示装置

・安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）（10.12 通信連絡設備）

は 6 号及び 7 号炉共用）（10.12 通信連絡設備）①の相違

安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）は，東海発電所の情報を表示しないため，共用はしない

b. 通信連絡設備
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所には，重大事故等が発生した場合においても発電所の内外のｂ．通信連絡設備
緊急時対策所には，重大事故等が発生した場合においても発電所の内外の通信連絡をする必要のあ ①の相違

通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行うための設備として，無線連絡設備，衛星電話設る場所と通信連絡を行うための設備として，衛星電話設備，無線連絡設備，携行型有線通話装置及び 通信設備に記載順は，62 条と整合

備，統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備，携帯型音声呼出電話設備及び 5 号炉屋

統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備を設置又は保管する。

外緊急連絡用インターフォンを設置又は保管する。

4／21

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：

６１条

柏崎原子力発電所 ６／７号炉】
東海第二発電所

主要な設備は，以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

・衛星電話設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.12 通信連絡設備）

・衛星電話設備（東海発電所及び東海第二発電所共用）（10.12 通信連絡設備）

・無線連絡設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.12 通信連絡設備）

・無線連絡設備（10.12 通信連絡設備）

備考

①の相違

・携行型有線通話装置（10.12 通信連絡設備）
・統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.12 通信連絡
設備）

・統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（東海発電所及び東海第二発電所共用）（10.12 通信連絡設備）

・携帯型音声呼出電話設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.12 通信連絡設備）
・5 号炉屋外緊急連絡用インターフォン（6 号及び 7 号炉共用）（10.12 通信連絡設備）(3) 代替電源設備からの給電
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所は，全交流動力電源が喪失した場合に，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備からの給電が可能な設計とする。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備は，１台で 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（３）代替電源設備からの給電
緊急時対策所は，常用電源設備が喪失した場合に，代替電源設備からの給電が可能な設計とする。 ①の相違
緊急時対策所用発電機は，1 台で緊急時対策所に給電するために必要な容量を有するものを，2 台設置することで，多重性を有する設計とする。

に給電するために必要な容量を有するものを，燃料補給時の切替えを考慮して，2 台を１セットと代替電源設備の設計の相違して使用することに加え，予備を 3 台保管することで，多重性を有する設計とする。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備の燃料は，燃料補給設備である軽油タンク及緊急時対策所用発電機の燃料は，緊急時対策所用発電機燃料油貯蔵タンク及び緊急時対策所用発電 ①の相違

びタンクローリ（4kL）により補給できる設計とする。なお，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可

機給油ポンプにより補給できる設計とする。なお，緊急時対策所用発電機は，放射性雲が通過時にお搬型電源設備は，放射性雲が通過時において，燃料を補給せずに運転できる設計とする。

いて，燃料を自動で補給し運転できる設計とする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

・5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備（6 号及び 7 号炉共用）・緊急時対策所用発電機（東海発電所及び東海第二発電所共用）①の相違

・緊急時対策所用発電機燃料油貯蔵タンク（東海発電所及び東海第二発電所共用）①の相違

・負荷変圧器（6 号及び 7 号炉共用）
・交流分電盤（6 号及び 7 号炉共用）・可搬ケーブル（6 号及び 7 号炉共用）
・燃料補給設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）

・緊急時対策所用発電機給油ポンプ（東海発電所及び東海第二発電所共用）
燃料補給設備については，「10.2 代替電源設備」に記載する。
衛星電話設備，無線連絡設備，携帯型音声呼出電話設備及び統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備については，「10.12 通信連絡設備」に記載する。

安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ），衛星電話設備，無線連絡設備，携行型有線通話装置及 ①の相違
び統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備については，「10.12 通信連絡設備」に記載 東二は，kk67 で使用するインターフする。

ォンに該当するものとして携行型
有線通話装置を使用する

10.9.2.2.1 多様性，多重性，独立性及び位置的分散
基本方針については，「1.1.7.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

10.9.2.2.1 多重性，多様性，独立性及び位置的分散
基本方針については，「1.1.7.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

5／21

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：

柏崎原子力発電所 ６／７号炉

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の対策本部は，中央制御室から独立した 5 号炉原子炉建屋と一体

６１条】
東海第二発電所

備考

緊急時対策所は，中央制御室から独立した緊急時対策所建屋と一体の遮蔽及び非常用換気設備とし ①の相違の遮蔽並びに換気空調設備として，可搬型陽圧化空調機，陽圧化装置（空気ボンベ），二酸化炭素吸収て，緊急時対策所非常用送風機，緊急時対策所非常用フィルタ装置，緊急時対策所加圧設備，緊急時装置，可搬型外気取入送風機，差圧計，酸素濃度計，二酸化炭素濃度計及び可搬型エリアモニタを有対策所用差圧計，酸素濃度計，二酸化炭素濃度計及び緊急時対策所エリアモニタを有し，非常用換気し，換気空調設備の電源を 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備から給電できる設計と設備の電源を緊急時対策所用発電機から給電できる設計とする。

東二には，待機場所を設置しない

これらは中央制御室に対して独立性を有した設備により居住性を確保できる設計とする。

①の相違する。待機場所は，中央制御室から独立した 5 号炉原子炉建屋及びそれと一体の遮蔽及び室内遮蔽並
びに換気空調設備として，可搬型陽圧化空調機及び陽圧化装置（空気ボンベ），差圧計，酸素濃度計，
二酸化炭素濃度計及び可搬型エリアモニタを有し，換気空調設備の電源を 5 号原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備から給電できる設計とする。これらは中央制御室に対して独立性を有した設備により居住性を確保できる設計とする。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所，対策本部の遮蔽，高気密室，可搬型陽圧化空調機，陽圧化装置

緊急時対策所，緊急時対策所遮蔽，緊急時対策所非常用送風機，緊急時対策所非常用フィルタ装置， ①の相違

（空気ボンベ），二酸化炭素吸収装置，可搬型外気取入送風機，差圧計，酸素濃度計，二酸化炭素濃度

緊急時対策所用差圧計，緊急時対策所用発電機，緊急時対策所加圧設備，酸素濃度計，二酸化炭素濃計及び可搬型エリアモニタ並びに待機場所の遮蔽，室内遮蔽，可搬型陽圧化空調機，陽圧化装置（空度計及び緊急時対策所エリアモニタは，中央制御室とは離れた緊急時対策所建屋に保管又は設置する

気ボンベ），差圧計，酸素濃度計，二酸化炭素濃度計及び可搬型エリアモニタは，中央制御室とは離れことで，共通要因によって同時に機能を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。

た 5 号炉原子炉建屋に保管又は設置することで，共通要因によって同時に機能を損なわないよう位置
的分散を図る設計とする。
緊急時対策所非常用送風機及び緊急時対策所非常用フィルタ装置は，1 台で緊急時対策所内を換気 ①の相違するために必要なファン容量及びフィルタ容量を有するものを合計 2 台設置することで，多重性を有する設計とする。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備は，6 号及び 7 号炉原子炉建屋内に設置する非緊急時対策所用発電機，緊急時対策所用発電機燃料油貯蔵タンク及び緊急時対策所用発電機給油ポ ①の相違

常用交流電源設備とは離れた建屋の屋外に保管することで共通要因によって同時に機能を損なわない

ンプは，原子炉建屋付属棟内に設置する非常用交流電源設備とは離れた緊急時対策所建屋内に設置すよう，位置的分散を図る設計とする。

ることで共通要因によって同時に機能を損なわないよう，位置的分散を図る設計とする。

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電設備は，中央制御室の電源である非常用交流電源設備と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，電源の冷却方式を空冷式とすることで多様性を有

緊急時対策所用発電機は，中央制御室の電源である非常用交流電源設備と共通要因によって同時に ①の相違
機能を損なわないよう，電源の冷却方式を空冷式とすることで多様性を有する設計とする。

する設計とする。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備は，１台で 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所に給電するために必要な容量を有するものを，燃料補給時の切替えを考慮して，2 台を１セットとして

緊急時対策所用発電機は，1 台で緊急時対策所に給電するために必要な容量を有するものを， 2 台 ①の相違
設置することで，多重性を有する設計とする。

使用することに加え，予備を 3 台保管することで，多重性を有する設計とする。
緊急時対策所用発電機燃料油貯蔵タンクは，外部からの支援がなくとも，1 基で緊急時対策所用発 ①の相違
電機の 7 日分の連続運転に必要なタンク容量を有するものを 2 基設置することで，多重性を有する設
計とする。

6／21

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：

６１条

柏崎原子力発電所 ６／７号炉】
東海第二発電所

備考

緊急時対策所用発電機給油ポンプは，1 台で緊急時対策所用発電機の連続運転に必要な燃料を供給 ①の相違
できるポンプ容量を有するものを 2 台設置することで，多重性を有する設計とする。
10.9.2.2.2 悪影響防止

10.9.2.2.2 悪影響防止

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

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

対策本部の遮蔽及び待機場所の遮蔽は，5 号炉原子炉建屋と一体のコンクリート構造物とし，倒壊緊急時対策所の遮蔽は，緊急時対策所建屋と一体のコンクリート構造物とし，倒壊等により他の設 ①の相違

等により他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。待機場所の室内遮蔽は，建屋床面に設置する鋼備に悪影響を及ぼさない設計とする。

構造物とし，倒壊等により他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
対策本部の可搬型陽圧化空調機，陽圧化装置（空気ボンベ）及び可搬型外気取入送風機並びに待機緊急時対策所の緊急時対策所非常用送風機，緊急時対策所非常用フィルタ装置及び緊急時対策所加 ①の相違

場所の可搬型陽圧化空調機及び陽圧化装置（空気ボンベ）は，通常時に接続先の系統と分離された状

圧設備は，通常時に接続先の系統と分離された状態であること及び重大事故等時は重大事故等対処設 東二には，待機場所を設置しない態であること及び重大事故等時は重大事故等対処設備として系統構成ができることで，他の設備に悪備として系統構成ができることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

影響を及ぼさない設計とする。
対策本部の二酸化炭素吸収装置，差圧計，酸素濃度計，二酸化炭素濃度計及び差圧計及び可搬型エリアモニタ並びに待機場所の差圧計，酸素濃度計，二酸化炭素濃度計，可搬型エリアモニタは，他の緊急時対策所の緊急時対策所用差圧計，酸素濃度計，二酸化炭素濃度計及び緊急時対策所エリアモ ①の相違
ニタは，他の設備から独立して使用することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

設備から独立して使用することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
また，対策本部の可搬型陽圧化空調機，陽圧化装置（空気ボンベ），二酸化炭素吸収装置及び可搬型
外気取入送風機並びに待機場所の可搬型陽圧化空調機及び陽圧化装置（空気ボンベ）は，固縛等実施

また，緊急時対策所の緊急時対策所加圧設備用空気ボンベは，固縛等実施することで他の設備に悪 ①の相違
影響を及ぼさない設計とする。

することで他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
対策本部の可搬型陽圧化空調機，可搬型外気取入送風機及び二酸化炭素吸収装置並びに待機場所の東二の緊急時対策所非常用換気設

可搬型陽圧化空調機は，飛散物となって他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

備は，常設設備であるため飛散物とならない

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備，負荷変圧器，交流分電盤及び可搬ケーブルは，
通常時は遮断器により他の設備から切り離すことで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

緊急時対策所用発電機は，通常時は遮断器により他の設備から切り離すことで，他の設備に悪影響 ①の相違を及ぼさない設計とする。

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備，負荷変圧器，交流分電盤及び可搬ケーブルは，

緊急時対策所用発電機は，常設設備

固縛等実施することで他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

であるため，固縛の記載はしない
緊急時対策所用発電機燃料油貯蔵タンク及び緊急時対策所用発電機給油ポンプは，通常時に接続先 ①の相違の系統と分離された状態であること及び重大事故等時は重大事故等対処設備として系統構成ができることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

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

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

7／21

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：

６１条

柏崎原子力発電所 ６／７号炉
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所は，事故対応において 6 号及び 7 号炉双方のプラント状況を考慮】
東海第二発電所

備考

緊急時対策所は，事故対応において東海第二発電所及び廃止措置中の東海発電所双方のプラント状 ①の相違

した指揮命令を行う必要があるため，対策本部及び待機場所を共用化し，事故収束に必要な緊急時対況を考慮した指揮命令を行う必要があるため，緊急時対策所を共用化し，事故収束に必要な緊急時対策所遮蔽，緊急時対策所換気空調設備，重大事故等に対処するために必要な情報を把握できる設備等

策所遮蔽，緊急時対策所非常用換気設備を設置する。共用により，必要な情報（相互のプラント状況， 安全パラメータ表示システム（ＳＰを設置する。共用により，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。
）を行うことで，安全 ＤＳ）は，東海発電所と共用はしなながら，総合的な管理（事故処置を含む。
）を行うことで，安全性の向上が図れることから，6 号及び性の向上が図れることから，東海第二発電所及び廃止措置中の東海発電所で共用する設計とする。各 い

7 号炉で共用する設計とする。各設備は，共用により悪影響を及ぼさないよう，号炉の区分けなく使設備は，共用により悪影響を及ぼさないよう，発電所の区分けなく使用できる設計とする。

用できる設計とする。
10.9.2.2.4 容量等

10.9.2.2.4 容量等

基本方針については，「1.1.7.2 容量等」に示す。

基本方針については，「1.1.7.2 容量等」に示す。

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所は，想定される重大事故等時において，重大事故等に対処するた

緊急時対策所は，想定される重大事故等時において，重大事故等に対処するために必要な指示を行 ①の相違

めに必要な指示を行う要員に加え，原子炉格納容器の破損等による発電所外への放射性物質の拡散をう要員に加え，原子炉格納容器の破損等による発電所外への放射性物質の拡散を抑制するために必要抑制するために必要な対策を行う要員として，対策本部に最大 86 名，待機場所に最大 98 名を収容すな対策を行う要員と廃止措置中の東海発電所の事故が同時に発生した場合に対処する対策要員としることで，合計 184 名を収容できる設計とする。また，対策要員等が 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策て，緊急時対策所に最大 100 名を収容できる設計とする。また，対策要員等が緊急時対策所に 7 日間 対策要員数の相違

所に 7 日間とどまり重大事故等に対処するために必要な数量の放射線管理用資機材や食料等を配備でとどまり重大事故等に対処するために必要な数量の放射線管理用資機材や食料等を配備できる設計

きる設計とする。

とする。

対策本部の可搬型陽圧化空調機は，対策要員の放射線被ばくを低減及び防止するとともに，高気密室

緊急時対策所の緊急時対策所非常用送風機及び緊急時対策所非常用フィルタ装置は，対策要員の放 ①の相違

内の酸素濃度及び二酸化炭素濃度を活動に支障がない範囲に維持するために必要な換気容量を有する

射線被ばくを低減及び防止するとともに，緊急時対策所内の酸素濃度及び二酸化炭素濃度を活動に支設計とする。保有数は，6 号及び 7 号炉共用で 1 セット 1 台に加えて，故障時及び保守点検による待障がない範囲に維持するために必要な換気容量を有する設計とする。保有数は，東海発電所及び東海

機除外時のバックアップ用として 1 台（6 号及び 7 号炉共用）の合計 2 台を保管する。

第二発電所共用で緊急時対策所非常用送風機 1 台，緊急時対策所非常用フィルタ装置 1 基で 1 セットに加えて，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 セット（東海発電所及び東海第二発電所共用）の合計 2 セットを設置する。

対策本部の可搬型外気取入送風機は，必要な換気容量を有するもの 1 セット 2 台使用する。保有数①の相違

は，6 号及び 7 号炉共用で 1 セット 2 台に加えて，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（6 号及び 7 号炉共用）の合計 3 台を保管する。
緊急時対策所非常用フィルタ装置は，身体サーベイ及び作業服の着替え等を行うための区画を含め ①の相違
緊急時対策所建屋内に対して放射線による悪影響を及ぼさないよう，十分な放射性物質の除去効率及び吸着能力を有する設計とする。
対策本部の陽圧化装置（空気ボンベ）は，重大事故時において対策本部の居住性を確保するため，

緊急時対策所加圧設備は，重大事故時において緊急時対策所の居住性を確保するため，緊急時対策 ①の相違

高気密室を陽圧化し，高気密室内へ希ガスを含む放射性物質の侵入を防止するとともに，酸素濃度及所等を正圧化し，緊急時対策所等内へ希ガスを含む放射性物質の侵入を防止するとともに，酸素濃度

び二酸化炭素濃度を活動に支障がない範囲に維持するために必要な容量に加え，故障時及び保守点検

及び二酸化炭素濃度を活動に支障がない範囲に維持するために必要な容量に加え，故障時及び保守点による待機除外時のバックアップを考慮し，十分な容量を保管する。

検による待機除外時のバックアップを考慮し，十分な容量を保管する。

8／21

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

柏崎原子力発電所 ６／７号炉【対象項目：

６１条】
東海第二発電所

備考

東二には，二酸化炭素吸収装置を設対策本部の二酸化炭素吸収装置は，重大事故時に陽圧化装置（空気ボンベ）により高気密室を陽圧化する場合において，対策要員等が二酸化炭素濃度の増加により窒息することを防止できる処理容量置しないを有する設計とする。保有数は，6 号及び 7 号炉共用で 1 台に加えて，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（6 号及び 7 号炉共用）の合計 2 台を設置する設計とする。
待機場所の可搬型陽圧化空調機は，対策要員の放射線被ばくを低減及び防止するとともに，待機場

東二には，待機場所を設置しない

所内の酸素濃度及び二酸化炭素濃度を活動に支障がない範囲に維持するために必要な換気容量を有する設計とする。保有数は，6 号及び 7 号炉共用で 1 セット 2 台に加えて，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（6 号及び 7 号炉共用）の合計 3 台を保管する設計とする。
待機場所の陽圧化装置（空気ボンベ）は，重大事故時において待機場所の居住性を確保するため，待機場所を陽圧化し，待機場所へ希ガスを含む放射性物質の侵入を防止するとともに，酸素濃度及び二酸化炭素濃度を活動に支障がない範囲に維持するために必要な容量に加え，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップを考慮し，十分な容量本を保管する。
酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計は，高気密室及び待機場所の酸素濃度及び二酸化炭素濃度が活動

酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計は，緊急時対策所の酸素濃度及び二酸化炭素濃度が活動に支障が ①の相違に支障がない範囲内であることの測定が可能なものを，対策本部及び待機場所それぞれで 1 台使用すない範囲内であることの測定が可能なものを，それぞれ１個使用する。保有数は，東海発電所及び東る。保有数は，6 号及び 7 号炉共用で対策本部及び待機場所それぞれ 1 台に加え，故障時及び保守点

海第二発電所共用で，それぞれ 1 個に加え，故障時及び保守点検時による待機除外時のバックアップ

検時による待機除外時のバックアップ用として 1 台（6 号及び 7 号炉共用，対策本部と待機場所で共用として１個（東海発電所及び東海第二発電所共用）のそれぞれ合計 2 個を保管する。

用）の合計 3 台を保管する。
差圧計は，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の陽圧化された室内と周辺エリアとの差圧範囲を監視できるものを，対策本部及び待機場所それぞれで 1 台使用する。保有数は，6 号及び 7 号炉共用で対緊急時対策所差圧計は，緊急時対策所の正圧化された室内と周辺エリアとの差圧範囲を監視できる ①の相違
ものを，1 台使用する。保有数は，東海発電所及び東海第二発電所共用で 1 台を設置する。

策本部及び待機場所それぞれ 1 台に加え，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緊急時対策所差圧計は，常設設備である

して 1 台（6 号及び 7 号炉共用，対策本部と待機場所で共用）の合計 3 台を保管する。
可搬型エリアモニタは，重大事故時において，対策本部内及び待機場所内の放射線量の監視に必要

緊急時対策所エリアモニタは，重大事故時において，緊急時対策所の放射線量の監視に必要な測定 ①の相違

な測定範囲を有するものを，対策本部及び待機場所それぞれで 1 台使用する。保有数は，6 号及び 7 号

範囲を有するものを，1 台使用する。保有数は，東海発電所及び東海第二発電所共用で 1 台に加え，炉共用で対策本部及び待機場所それぞれ 1 台に加え，故障時及び保守点検による待機除外時のバック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台の合計 2 台を保管する。

アップ用として 1 台（6 号及び 7 号炉共用，対策本部と待機場所で共用）の合計 3 台を保管する。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備は，1 台で 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所に

緊急時対策所用発電機は，1 台で緊急時対策所に給電するために必要な容量を有するものを，1 台使 ①の相違

給電するために必要な容量を有するものを，補給時の切替えを考慮し，2 台を 1 セットとして使用す用する。保有数は，東海発電所及び東海第二発電所共用で 1 台に加え，故障対応時及び保守点検時のる。保有数は，6 号及び 7 号炉共用で 1 セット 2 台に加え，故障対応時及び保守点検時のバックアッ

バックアップ用として 1 台の合計 2 台を設置する。

プ用として 3 台の合計 5 台を保管する。

9／21

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：

柏崎原子力発電所 ６／７号炉

６１条】
東海第二発電所

備考

緊急時対策所用発電機燃料油貯蔵タンク（東海発電所及び東海第二発電所共用）は，外部からの支 東二は，緊急時対策所用発電機専用
援がなくとも，緊急時対策所用発電機の 7 日分の連続運転に必要なタンク容量を有する設計とする。 の燃料油貯蔵タンクを設置している
緊急時対策所用発電機給油ポンプ（東海発電所及び東海第二発電所共用）は，緊急時対策所用発電 東二は，緊急時対策所用発電機専用
機の連続運転に必要な燃料を給油できるポンプ容量を有する設計とする。
10.9.2.2.5 環境条件等の給油ポンプを設置している

10.9.2.2.5 環境条件等

基本方針については，「1.1.7.3 環境条件等」に示す。

基本方針については，「1.1.7.3 環境条件等」に示す。

対策本部の遮蔽及び待機場所の遮蔽は 5 号炉原子炉建屋と一体設置した屋外設備であり，重大事故

緊急時対策所の遮蔽は緊急時対策所建屋と一体設置した屋外設備であり，重大事故等時の環境条件 ①の相違

等時の環境条件を考慮した設計とする。
対策本部の高気密室，可搬型陽圧化空調機，陽圧化装置（空気ボンベ），二酸化炭素吸収装置，可搬を考慮した設計とする。
緊急時対策所，緊急時対策所非常用送風機，緊急時対策所非常用フィルタ装置，緊急時対策所用差 ①の相違

型外気取入送風機，差圧計，酸素濃度計，二酸化炭素濃度計及び可搬型エリアモニタ，待機場所の室

圧計，緊急時対策所用発電機，緊急時対策所用発電機給油ポンプ，緊急時対策所加圧設備，酸素濃度

内遮蔽，可搬型陽圧化空調機，陽圧化装置（空気ボンベ），差圧計，酸素濃度計，二酸化炭素濃度計及計，二酸化炭素濃度計及び緊急時対策所エリアモニタは，緊急時対策所建屋内に設置又は保管し，想 東二においては，操作は緊急時対策

び可搬型エリアモニタ並びに負荷変圧器，交流分電盤及び可搬ケーブルは，5 号炉原子炉建屋内に設定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。緊急時対策所非常用送風機，緊急時 所内で可能な設計としている

置又は保管し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。可搬型陽圧化空調対策所用差圧計，緊急時対策所用発電機，緊急時対策所用発電機給油ポンプ，緊急時対策所加圧設備， ①の相違

機，陽圧化装置（空気ボンベ），二酸化炭素吸収装置，可搬型外気取入送風機差圧計，酸素濃度計，二酸素濃度計，二酸化炭素濃度計及び緊急時対策所エリアモニタの操作は，緊急時対策所内で可能な設

酸化炭素濃度計，可搬型エリアモニタ及び負荷変圧器の操作は，設置場所で可能な設計とする。

計とする。
緊急時対策所用発電機燃料油貯蔵タンクは，屋外に設置し，重大事故等時における環境条件を考慮 東二は，緊急時対策所用発電機専用した設計とする。

の燃料油貯蔵タンクを設置している

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備は，屋外に保管及び設置し，想定される重大事

東二は，緊急時対策所用発電機を常故等時における環境条件を考慮した設計とする。操作は，設置場所で可能な設計とする。

設設備として，緊急時対策所建屋内に設置している10.9.2.2.6 操作性の確保
基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

10.9.2.2.6 操作性の確保
基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

10／21

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：

柏崎原子力発電所 ６／７号炉

６１条】
東海第二発電所

備考①の相違

対策本部の換気空調設備である可搬型陽圧化空調機，陽圧化装置（空気ボンベ），二酸化炭素吸収装

緊急時対策所の緊急時対策所非常用送風機，緊急時対策所非常用フィルタ装置，緊急時対策所加圧

置及び可搬型外気取入送風機及び差圧計並びに待機場所の換気空調設備である可搬型陽圧化空調機，設備及び緊急時対策所差圧計は，設計基準対象施設と兼用せず，他の系統と切り替えることなく使用

陽圧化装置（空気ボンベ），及び差圧計は，設計基準対象施設と兼用せず，他の系統と切り替えることできる設計とする。

なく使用できる設計とする。
可搬型陽圧化空調機は，付属の操作スイッチにより，設置場所での操作が可能な設計とする。可搬

東二の緊急時対策所非常用送風機，緊急時対策所非常用送風機は，緊急時対策所内の操作スイッチにより操作が可能な設計とする。

緊急時対策所非常用フィルタ装置

型陽圧化空調機は，対策本部又は待機場所近傍に保管することで，速やかに対策本部の高気密室又は及び緊急時対策所加圧設備は，常設待機場所を陽圧化できる設計とする。可搬型陽圧化空調機と接続口との接続は簡便な接続とし，一般設備であるため緊急時対策所内で的な工具を用いて容易かつ確実に接続できる設計とする。

の操作が可能①の相違

陽圧化装置（空気ボンベ）は，対策本部又は待機場所近傍に保管し，設置場所及び対策本部内又は東二の緊急時対策所加圧設備は，緊待機場所内での弁の手動操作により，速やかに対策本部の高気密室又は待機場所を陽圧化できる設計

急時対策所内の操作スイッチによとする。

り操作可能であることを上段に記
載
東二は，二酸化炭素吸収装置を設置

二酸化炭素吸収装置は，付属の操作スイッチにより，設置場所での操作が可能な設計とする。

しない
緊急時対策所非常用送風機は，常設

可搬型外気取入送風機は，付属の操作スイッチにより，設置場所での操作が可能な設計とする。可設備であるため記載しない

搬型外気取入送風機は，人力により持ち運びが可能な設計とするとともに，設置場所にて固定等が可能な設計とする。

緊急時対策所用差圧計は，常設設備

可搬型外気取入送風機と仮設ダクトの接続については，簡便な接続とし，一般的に使用される工具であるため記載しないを用いて容易かつ確実に接続することができる設計とする。

①の相違

差圧計の接続は，簡便な接続とし，容易かつ確実に接続でき，指示を監視できる設計とする。差圧計は，人力により容易に持ち運びが可能な設計とする。
酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計は，想定される重大事故等時において，設計基準対処施設として

酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計は，想定される重大事故等時において，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設計とする。酸素濃度計及び二酸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設計とする。

化炭素濃度計は，人力により容易に持ち運びが可能な設計とするとともに，付属の操作スイッチによ

酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計は，人力により容易に持ち運びが可能な設計とするとともに，付り，使用場所で操作が可能な設計とする。

属の操作スイッチにより，使用場所で操作が可能な設計とする。

可搬型エリアモニタは，設計基準対象施設と兼用せず，他の系統と切り替えることなく使用できる

緊急時対策所エリアモニタは，設計基準対象施設と兼用せず，他の系統と切り替えることなく使用 ①の相違設計とする。可搬型エリアモニタは，人力により容易に持ち運びが可能な設計とするとともに，設置できる設計とする。緊急時対策所エリアモニタは，人力により容易に持ち運びが可能な設計とすると場所にて固定等が可能な設計とする。可搬型エリアモニタは，付属の操作スイッチにより，設置場所

ともに，設置場所にて固定等が可能な設計とする。緊急時対策所エリアモニタは，付属の操作スイッ

で操作が可能な設計とする。

チにより，設置場所で操作が可能な設計とする。

11／21

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：

６１条

柏崎原子力発電所 ６／７号炉

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備，負荷変圧器，交流分電盤及び可搬ケーブルは，
設計基準対象施設と兼用せず，他の系統と切り替えることなく使用できる設計とする。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備は，付属の操作スイッチにより，設置場所で使用するための操作が可能な設計とする。

】
東海第二発電所

備考

緊急時対策所用発電機，緊急時対策所用発電機燃料油貯蔵タンク及び緊急時対策所用発電機給油ポ ①の相違
ンプは，設計基準対象施設と兼用せず，他の系統と切り替えることなく使用できる設計とする。
緊急時対策所用発電機は，緊急時対策所内の操作スイッチにより,操作が可能な設計とする。

東二の緊急時対策所非常用発電機

緊急時対策所用発電機給油ポンプは，緊急時対策所内の操作スイッチにより操作が可能な設計とす の操作は，緊急時対策所内で実施可る。

負荷変圧器は遮断器を切替えることにより，給電の切替えが可能な設計とする。

能①の相違

可搬ケーブルは，人力による持ち運びが可能な設計とする。
10.9.2.3 主要設備及び仕様
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の主要設備及び仕様を第 10.9−2 表に示す。

10.9.2.3 主要設備及び仕様
緊急時対策所の主要設備及び仕様を第 10.9−2 表に示す。

①の相違
表番号の相違10.9.2.4 試験検査

10.9.2.4 試験検査

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

対策本部の遮蔽並びに待機場所の遮蔽及び室内遮蔽は，発電用原子炉の運転中又は停止中に外観の緊急時対策所の遮蔽は，発電用原子炉の運転中又は停止中に外観の確認が可能な設計とする。

①の相違確認が可能な設計とする。
対策本部の高気密室，可搬型陽圧化空調機，可搬型外気取入送風機，陽圧化装置（空気ボンベ）及
び二酸化炭素吸収装置並びに待機場所の可搬型陽圧化空調機及び陽圧化装置（空気ボンベ）は，発電

緊急時対策所非常用送風機及び緊急時対策所加圧設備は，発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・ ①の相違
性能検査及び外観の確認が可能な設計とする。

用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能検査及び外観の確認が可能な設計とする。
差圧計，酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計は，機能・性能の確認（特性の確認）及び校正が可能なように，標準器等による模擬入力ができる設計とする。
可搬型エリアモニタは，校正用線源による機能・性能の確認（特性の確認）及び校正ができる設計とする。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備，負荷変圧器，交流分電盤及び可搬ケーブルは，発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能検査及び外観の確認が可能な設計とする。

緊急時対策所用差圧計，酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計は，機能・性能の確認（特性の確認）及 ①の相違
び校正が可能なように，標準器等による模擬入力ができる設計とする。
緊急時対策所エリアモニタは，校正用線源による機能・性能の確認(特性の確認)及び校正ができる ①の相違設計とする。
緊急時対策所用発電機は，発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能検査及び外観の確認が可 ①の相違
能な設計とする。
緊急時対策所用発電機燃料油貯蔵タンクは，発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能検査及 東二は，緊急時対策所用発電機専用
び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。また，発電用原子炉の停止中に内部確認が可能なように， の燃料油貯蔵タンクを設置していマンホールを設ける設計とする。

る

緊急時対策所用発電機給油ポンプは，発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能検査及び外観 東二は，緊急時対策所用発電機専用の確認が可能な設計とする。

の給油ポンプを設置している

12／21

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：

６１条】

柏崎原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

第 10.9−2 表 緊急時対策所（重大事故等時）の主要機器仕様

第 10.9−2 表 緊急時対策所（重大事故等時）主要機器仕様(1) 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）(1) 緊急時対策所①の相違

a. 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）高気密室（6 号及び 7 号炉共用）
個

数

備考

東二には，高気密室を設置しない

1

b. 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）遮蔽（6 号及び 7 号炉共用）
第 8.3−1 表 遮蔽設備の主要機器仕様に記載する。
c. 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）可搬型陽圧化空調機（6 号及び 7 号炉共用）
第 8.2−1 表 換気空調設備の主要機器仕様に記載する。
d. 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）可搬型外気取入送風機（6 号及び 7 号炉共用）
第 8.2−1 表 換気空調設備の主要機器仕様に記載する。

a.緊急時対策所遮蔽（東海発電所及び東海第二発電所共用）
第 8.3−4 表 遮蔽設備の主要機器仕様に記載する。
b.緊急時対策所非常用送風機（東海発電所及び東海第二発電所共用）①の相違
表番号の相違①の相違

第 8.2−2 表 換気空調設備の主要機器仕様に記載する。

表番号の相違台数

1（予備 1）

東二には，二酸化炭素吸収装置を設

容量

約 5,000m３／h （1 台当たり）置しない

e. 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）陽圧化装置（空気ボンベ）（6 号及び 7 号炉共c.緊急時対策所非常用フィルタ装置（東海発電所及び東海第二発電所共用）用）
第 8.2−1 表 換気空調設備の主要機器仕様に記載する。
f. 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）二酸化炭素吸収装置（6 号及び 7 号炉共用）

第 8.2−2 表 換気空調設備の主要機器仕様に記載する。
基

数

1（予備 1）
約 5,000m３／h （1 基当たり）台

数

1(予備 1)

容

量

風

量

600 m3/h/台

効

率

3

0.062 m /kg

吸収剤能力

単体除去効率99.97%以上(0.15μm 粒子)／99.75%以上(有機よう素)，g. 差圧計（対策本部）（6 号及び 7 号炉共用）
個

数

※１

1（予備 1）①の相違
表番号の相違①の相違

99.75%以上(無機よう素)総合除去効率99.99%以上(0.5μm 粒子)／99.75%以上(有機よう素)，※1 「待機場所」と兼用

99.75%以上(無機よう素)

h. 酸素濃度計（対策本部）（6 号及び 7 号炉共用）兼用する設備は以下のとおり。

d.緊急時対策所用差圧計（東海発電所及び東海第二発電所共用）

・緊急時対策所（通常運転時等）

第8.2−2表 換気空調設備の主要機器仕様に記載する。

個

数

測定範囲

1（予備 1※1）個※1 「待機場所」と兼用

測定範囲

エンジン

・緊急時対策所（通常運転時等）

台

1（予備 1※１）※1 「待機場所」と兼用

測定範囲

0.0〜100.0 Pa以上

（2）緊急時対策所用発電機（東海発電所及び東海第二発電所共用）

兼用する設備は以下のとおり。
数

10〜100%

i. 二酸化炭素濃度計（対策本部）（6 号及び 7 号炉共用）

個

数

①の相違

0〜10,000ppm

j. 可搬型エリアモニタ（対策本部）（6 号及び 7 号炉共用）
第 8.1−2 表 放射線管理設備（重大事故等時）の主要機器仕様に記載する。
k. 可搬型モニタリングポスト（6 号及び 7 号炉共用）

数

使用燃料

①の相違

：2
：軽油

発電機
種

類

：3相同期発電機(両軸受け式)

台

数

：2

容

量

：約1,725kVA（1台当たり）

力

率

：0.8

13／21

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基本設計比較表

【対象項目：

６１条

柏崎原子力発電所 ６／７号炉
第 8.1−2 表 放射線管理設備（重大事故等時）の主要機器仕様に記載する。
l. 5 号炉屋外緊急連絡用インターフォン（6 号及び 7 号炉共用）】
東海第二発電所

電

圧

周 波 数

備考

：6,600V：50Hz

第 10.12−2 表 通信連絡を行うために必要な設備（常設）の主要機器仕様に記載する。
（3）緊急時対策所用発電機燃料油貯蔵タンク（東海発電所及び東海第二発電所共用）(2) 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）
a. 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）遮蔽（6 号及び 7 号炉共用）
第 8.3−1 表 遮蔽設備の主要機器仕様に記載する。

基

数

2

容

量

約 75kL（1 基当たり）

使用燃料

①の相違

軽油

b. 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）室内遮蔽（6 号及び 7 号炉共用）
第 8.3−1 表 遮蔽設備の主要機器仕様に記載する。
c. 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）可搬型陽圧化空調機（6 号及び 7 号炉共用）
第 8.2−1 表 換気空調設備の主要機器仕様に記載する。

（4）緊急時対策所用発電機給油ポンプ（東海発電所及び東海第二発電所共用）
台

数

2

容

量

約1.3 m３／h（1台当たり）①の相違

d. 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）陽圧化装置（空気ボンベ）（6 号及び 7 号炉共用）
第 8.2−1 表 換気空調設備の主要機器仕様に記載する。
e. 差圧計（待機場所）（6 号及び 7 号炉共用）個

数

1（予備 1※2）※2 「対策本部」と兼用

f. 酸素濃度計（待機場所）（6 号及び 7 号炉共用）兼用する設備は以下のとおり。
・緊急時対策所（通常運転時等）
個

数

1（予備 1※2）※2 「対策本部」と兼用

測定範囲

0〜100%

g. 二酸化炭素濃度計（待機場所）（6 号及び 7 号炉共用）兼用する設備は以下のとおり。
・緊急時対策所（通常運転時等）
個

数

1（予備 1※2）※2 「対策本部」と兼用

測定範囲

0〜10,000ppm

h. 可搬型エリアモニタ（待機場所）（6 号及び 7 号炉共用）
第 8.1−2 表 放射線管理設備（重大事故等時）の主要機器仕様に記載する。
(3) 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備（6 号及び 7 号炉共用）
エンジン
個

数

使用燃料

2 （予備 3）本

数320（予備 80）

容量

約 47L（1 本当たり）(6) 酸素濃度計（東海発電所及び東海第二発電所共用）
数

①の相違

軽油

発電機
個

(5) 緊急時対策所加圧設備（東海発電所及び東海第二発電所共用）

2 （予備 3）①の相違兼用する設備は以下のとおり。

14／21

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：

６１条

柏崎原子力発電所 ６／７号炉】
東海第二発電所

種類

横軸回転界磁 3 相同期発電機

容量

約 200kVA/台

個

力

率

0.8

測定範囲

電

圧

440V

周 波 数

50Hz

備考

・緊急時対策所(通常運転時)数

1（予備1）
0.0〜40.0vol％(7) 二酸化炭素濃度計（東海発電所及び東海第二発電所共用）①の相違

兼用する設備は以下のとおり。
・緊急時対策所(通常運転時)
個

数

測定範囲

1（予備1）
0.0〜5.0vol％(8) 緊急時対策所エリアモニタ①の相違

第 8.1−2 放射線管理設備（重大事故等時）の主要機器仕様に記載する。
(9) 可搬型モニタリング・ポスト①の相違

第 8.1−2 放射線管理設備（重大事故等時）の主要機器仕様に記載する。

15／21

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所
柏崎原子力発電所 ６／７号炉

基本設計比較表

【対象項目：

６１条】
東海第二発電所

備考

16／21

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所
柏崎原子力発電所 ６／７号炉

基本設計比較表

【対象項目：

６１条】
東海第二発電所

備考

17／21

【対象項目：

６１条】
東海第二発電所

備考（居住性の確保）柏崎原子力発電所 ６／７号炉

基本設計比較表

第 10.9−3 図 緊急時対策所 系統概要図(3)

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

18／21

【対象項目：

６１条】
東海第二発電所

備考（必要な情報の把握及び通信連絡）

柏崎原子力発電所 ６／７号炉

基本設計比較表

第 10.9−4 図 緊急時対策所 系統概要図(4)

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

19／21

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所
柏崎原子力発電所 ６／７号炉

基本設計比較表

【対象項目：

６１条】
東海第二発電所

備考

第 10.9−5 図 緊急時対策所 系統概要図(5)(代替電源設備からの給電)

20／21

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所
柏崎原子力発電所 ６／７号炉

基本設計比較表

【対象項目：

６１条】
東海第二発電所

備考

21／21

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表【対象項目： ６２条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

10. その他発電用原子炉の附属施設

10.

10.12 通信連絡設備

10.12

その他発電用原子炉の附属施設
通信連絡設備10.12.2 重大事故等時

10.12.2 重大事故等時

10.12.2.1 概要

10.12.2.1

重大事故等が発生した場合において，発電所の内外の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行うために必要な通信連絡設備を設置又は保管する。

通信連絡設備の系統概要図を第 10.12−1 図に示す。

10.12.2.2

設計方針(1) 発電所内の通信連絡を行うための設備

備考

概

要

重大事故等が発生した場合において，発電所の内外の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行うために必要な通信連絡設備を設置又は保管する。

通信連絡設備の系統概要図を第 10.12−1 図に示す。

10.12.2.2
(1)

設計方針

発電所内の通信連絡を行うための設備

重大事故等が発生した場合において，発電所内の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行う

重大事故等が発生した場合において，発電所内の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行うための通信連絡設備（発電所内），5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所へ重大事故等に対処するために必ための通信設備（発電所内），緊急時対策所へ重大事故等に対処するために必要なデータを伝送でき

設備名称の相違。以降，同様の相要なデータを伝送できる安全パラメータ表示システム（SPDS）及び計測等を行った特に重要なパラメるデータ伝送設備（発電所内）及び計測等を行った特に重要なパラメータを発電所内の必要な場所で違理由によるものは「相違理由ータを発電所内の必要な場所で共有するための通信連絡設備（発電所内）を設ける。

共有するための通信設備（発電所内）として，通信連絡設備（発電所内）を設ける。

①」と示す。
記載表現の相違（KK では装置名：
SPDS を記載しているが，東二では設備名：通信設備（発電所内）と記載階層を統一させるため設
備名：データ伝送設備（発電所内）を記載している。以降，同様記載のため記載省略）a.

通信連絡設備（発電所内）

ａ．通信連絡設備（発電所内）

相違理由①。

重大事故等が発生した場合において，発電所内の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行

重大事故等が発生した場合において，発電所内の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行

うための通信連絡設備（発電所内）として，衛星電話設備，無線連絡設備，携帯型音声呼出電話設

うための通信設備（発電所内）として，衛星電話設備，無線連絡設備及び携行型有線通話装置を設

運用・設備の相違（KK がインタ

備及び 5 号炉屋外緊急連絡用インターフォンを設置又は保管する設計とする。

置又は保管する設計とする。

ーフォンを使用する用途では携行型有線通話装置を使用する）以降，同様の相違理由によるものは「相違理由②」と示す。
）

緊急時対策所へ重大事故等に対処するために必要なデータを伝送するためのデータ伝送設備（発記載箇所の相違（規則では SPDS

電所内）として，データ伝送装置，緊急時対策支援システム伝送装置及びＳＰＤＳデータ表示装置

も通信連絡設備の一部であり「通で構成する安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）（以下「ＳＰＤＳ」という。）を使用する。

信連絡設備（発電所内）」に含む

1

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表【対象項目： ６２条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考
ものと整理している。したがって，通信連絡設備に含めて記載している。所外も同様。）
以降，同様の相違理由によるもの
は「相違理由③」と示す。

衛星電話設備のうち衛星電話設備（可搬型）及び無線連絡設備のうち無線連絡設備（可搬型）は，
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に保管する設計とする。

携帯型音声呼出電話設備は，中央制御室及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に保管する設計

衛星電話設備のうち衛星電話設備（携帯型）及び無線連絡設備のうち無線連絡設備（携帯型）は， 相違理由①。
緊急時対策所内に保管する設計とする。

携行型有線通話装置は，中央制御室及び緊急時対策所内に保管する設計とする。

相違理由①

ＳＰＤＳのうちデータ伝送装置は，中央制御室内に設置し，緊急時対策支援システム伝送装置

相違理由③

とする。

及びＳＰＤＳデータ表示装置は，緊急時対策所建屋内に設置する設計とする。

衛星電話設備のうち衛星電話設備（常設）及び無線連絡設備のうち無線連絡設備（常設）は，中央制御室及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に設置し，屋外に設置したアンテナと接続するこ衛星電話設備のうち衛星電話設備（固定型）は，中央制御室及び緊急時対策所内に設置し，屋外に設置したアンテナと接続することにより，屋内で使用できる設計とする。

相違理由①
運用・設備の相違（東二は、“屋とにより，屋内で使用できる設計とする。また，衛星電話設備及び無線連絡設備のうち中央制御室

外⇔屋内”の連絡手段を“衛星（携内に設置する衛星電話設備（常設）及び無線連絡設備（常設）は，中央制御室待避室においても使帯）⇔衛星（固定）”を使用する）

用できる設計とする。

以降，同様の相違理由によるもの
は「相違理由④」と示す。
運用の相違（中央制御室の居住性確保時のみ使用する衛星電話設
備（可搬型）（待避室）は，居住性確保が要求される 59 条側の記載として整理している。
）以降，同様の相違理由によるものは「相違理由⑤」と示す。

5 号炉屋外緊急連絡用インターフォンは，5 号炉原子炉建屋屋外，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策

相違理由②

所内及び 5 号炉中央制御室内に設置する設計とする。

衛星電話設備及び無線連絡設備のうち中央制御室内に設置する衛星電話設備（常設）及び無線連

衛星電話設備のうち中央制御室内に設置する衛星電話設備（固定型）は，非常用交流電源設備

絡設備（常設）は，非常用交流電源設備に加えて，全交流動力電源が喪失した場合においても，代に加えて，全交流動力電源が喪失した場合においても，代替電源設備である常設代替交流電源設

相違理由①④2

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表【対象項目： ６２条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

替電源設備である常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計と備考

備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。

する。
衛星電話設備及び無線連絡設備のうち 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に設置する衛星電話設

衛星電話設備のうち緊急時対策所内に設置する衛星電話設備（固定型）は，非常用交流電源設

備（常設）及び無線連絡設備（常設）は，非常用交流電源設備に加えて，全交流動力電源が喪失し備に加えて，全交流動力電源が喪失した場合においても，代替電源設備である緊急時対策所用代た場合においても，代替電源設備である 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備からの替電源設備からの給電が可能な設計とする。

相違理由①④給電が可能な設計とする。

5 号炉屋外緊急連絡用インターフォンは，非常用交流電源設備に加えて，全交流動力電源が喪失

相違理由②した場合においても，代替電源設備である 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備からの給電が可能な設計とする。

衛星電話設備のうち衛星電話設備（可搬型），無線連絡設備のうち無線連絡設備（可搬型）及び携
帯型音声呼出電話設備は，充電式電池又は乾電池を使用する設計とする。

衛星電話設備のうち衛星電話設備（携帯型），無線連絡設備のうち無線連絡設備（携帯型）及相違理由①。

び携行型有線通話装置は，充電池又は乾電池を使用する設計とする。

充電式電池を用いるものについては，別の端末若しくは予備の充電式電池と交換することにより充電池を用いるものについては，ほかの端末又は予備の充電池と交換することにより7日間以上

相違理由①。記載表現の相違（手7 日間以上継続して通話を可能とし，使用後の充電式電池は，中央制御室又は 5 号炉原子炉建屋内

継続して通話を可能とし，使用後の充電池は，中央制御室又は緊急時対策所の電源から充電する

順（1.19）との整合記載（KK 手

緊急時対策所の電源から充電することができる設計とする。また，乾電池を用いるものについては，ことができる設計とする。また，乾電池を用いるものについては，予備の乾電池と交換すること

順側では“ほかの端末”と記載。）

予備の乾電池と交換することにより，7 日間以上継続して通話ができる設計とする。

により，7日間以上継続して通話ができる設計とする。

又はで統一。

相違理由①③

主要な設備は，以下のとおりとする。
・衛星電話設備（常設）（5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に設置するものは 6 号及び 7 号炉共用）
・衛星電話設備（可搬型）（6 号及び 7 号炉共用）
・無線連絡設備（常設）（5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に設置するものは 6 号及び 7 号炉共用）
・無線連絡設備（可搬型）（6 号及び 7 号炉共用）
・携帯型音声呼出電話設備（携帯型音声呼出電話機）（5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に設置するものは 6 号及び 7 号炉共用）
・5 号炉屋外緊急連絡用インターフォン（6 号及び 7 号炉共用）
・常設代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2
・可搬型代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2

代替電源設備）
代替電源設備）・5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備（6 号及び 7 号炉共用）
（10.9

緊急時対策

所）

その他，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備を重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用する。

KK では，設計基準事故対処設備が健全で重大事故等の対処に用3

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表【対象項目： ６２条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考
いる際，これらの設計基準事故対
処設備を重大事故等対処設備（設計基準拡張）と位置付けている。
以降，同様の相違理由によるもの
は「相違理由⑥」と示す。

b.

安全パラメータ表示システム（SPDS）

相違理由③

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所へ重大事故等に対処するために必要なデータを伝送するための相違理由③

設備として，データ伝送装置，緊急時対策支援システム伝送装置及び SPDS 表示装置で構成する安全パラメータ表示システム（SPDS）を設置する設計とする。

相違理由③

安全パラメータ表示システム（SPDS）のうちデータ伝送装置は，コントロール建屋内に設置し，緊急時対策支援システム伝送装置及び SPDS 表示装置は，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に設置する設計とする。

安全パラメータ表示システム（SPDS）のうちデータ伝送装置は，非常用交流電源設備に加えて，ＳＰＤＳのうちデータ伝送装置は，非常用交流電源設備に加えて，全交流動力電源が喪失した

全交流動力電源が喪失した場合においても，代替電源設備である常設代替交流電源設備又は可搬型場合においても，代替電源設備である常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。

給電が可能な設計とする。

安全パラメータ表示システム（SPDS）のうち緊急時対策支援システム伝送装置及び SPDS 表示装

ＳＰＤＳのうち緊急時対策支援システム伝送装置及びＳＰＤＳデータ表示装置は，非常用交流

置は，非常用交流電源設備に加えて，全交流動力電源が喪失した場合においても，代替電源設備で電源設備に加えて，全交流動力電源が喪失した場合においても，代替電源設備である緊急時対策

ある 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備からの給電が可能な設計とする。

所用代替電源設備からの給電が可能な設計とする。

相違理由①

相違理由①

主要な設備は，以下のとおりとする。
・安全パラメータ表示システム（SPDS）（データ伝送装置，緊急時対策支援システム伝送装置及相違理由③

び SPDS 表示装置）（緊急時対策支援システム伝送装置及び SPDS 表示装置は 6 号及び 7 号炉共用）
・常設代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2
・可搬型代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2

代替電源設備）
代替電源設備）・5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備（6 号及び 7 号炉共用）
（10.9

緊急時対策

所）

その他，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備を重大事故等対処設備（設計基準拡張）

相違理由⑥として使用する。

4

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表【対象項目： ６２条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

主要な設備は，以下のとおりとする。

相違理由③・衛星電話設備（固定型）（東海発電所及び東海第二発電所共用）

相違理由①③・衛星電話設備（携帯型）（東海発電所及び東海第二発電所共用）

相違理由①③・無線連絡設備（携帯型）

相違理由①③・携行型有線通話装置

相違理由①③

・ＳＰＤＳ

相違理由①③

・常設代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）

相違理由③

・可搬型代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）

相違理由③

・緊急時対策所用代替電源設備（東海発電所及び東海第二発電所共用）（10.9 緊急時対策所）

相違理由①③

その他，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備を重大事故等対処設備として使用す

相違理由③⑥る。

c.

計測等を行った特に重要なパラメータを発電所内の必要な場所で共有する通信連絡設備（発電所ｂ．計測等を行った特に重要なパラメータを発電所内の必要な場所で共有する通信設備（発電所内）

章番号の相違内）

重大事故等が発生した場合に計測等を行った特に重要なパラメータを発電所内の必要な場所で重大事故等が発生した場合に計測等を行った特に重要なパラメータを発電所内の必要な場所で共共有する通信連絡設備（発電所内）は，「(1) a. 通信連絡設備（発電所内）」と同じである。

相違理由①

有する通信設備（発電所内）は，「(1)ａ．通信連絡設備（発電所内）」と同じである。

発電所外（社内外）との通信連絡を行うための設備

記載表現の相違（本文との整合）

重大事故等が発生した場合において，発電所外（社内外）の通信連絡をする必要のある場所と通信

重大事故等が発生した場合において，発電所外（社内外）の通信連絡をする必要のある場所と通信

相違理由①③

連絡を行うために必要な通信連絡設備（発電所外），発電所内から発電所外の緊急時対策支援システム

連絡を行うために必要な通信設備（発電所外），発電所内から発電所外の緊急時対策支援システム（Ｅ（ERSS）等へ必要なデータを伝送できるデータ伝送設備及び計測等を行った特に重要なパラメータをＲＳＳ）へ必要なデータを伝送できるデータ伝送設備（発電所外）及び計測等を行った特に重要なパ設備構成の相違（東二においてデ発電所外の必要な場所で共有するための通信連絡設備（発電所外）を設ける。

ラメータを発電所外（社内外）の必要な場所で共有するための通信設備（発電所外）として，通信連

ータ伝送設備の接続はＥＲＳＳ

絡設備（発電所外）を設ける。

のみ）以降，同様記載のため記載(2) 発電所外との通信連絡を行うための設備

(2)

省略

a.

通信連絡設備（発電所外）

ａ．通信連絡設備（発電所外）

重大事故等が発生した場合において，発電所外（社内外）の通信連絡をする必要のある場所と通重大事故等が発生した場合において，発電所外（社内外）の通信連絡をする必要のある場所と通信連

信連絡を行うための通信連絡設備（発電所外）として，衛星電話設備及び統合原子力防災ネットワ

絡を行うための通信設備（発電所外）として，衛星電話設備及び統合原子力防災ネットワークに接続す

相違理由①

5

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表【対象項目： ６２条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉
ークを用いた通信連絡設備を設置又は保管する設計とする。

東海第二発電所

備考

る通信連絡設備を設置又は保管する設計とする。

重大事故等が発生した場合において，発電所内から発電所外の緊急時対策支援システム（ＥＲＳＳ） 相違理由①③
へ重大事故等に対処するために必要なデータの伝送をするためのデータ伝送設備（発電所外）として，
緊急時対策支援システム伝送装置で構成するデータ伝送設備を設置する設計とする。

衛星電話設備は，「(1) a.通信連絡設備（発電所内）」と同じである。

衛星電話設備は，「(1)ａ．通信連絡設備（発電所内）」と同じである。

データ伝送設備は，緊急時対策所建屋内に設置する設計とする。なお，データ伝送設備を構成する緊相違理由①③急時対策支援システム伝送装置は，「(1)ａ．通信連絡設備（発電所内）」と同じである。

統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備は，緊急時対策所内に設置する設計とする。

相違理由①

統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備は，非常用交流電源設備に加えて，全交流動

統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備は，非常用交流電源設備に加えて，全交流動力

相違理由①

力電源が喪失した場合においても，代替電源設備である 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型

電源が喪失した場合においても，代替電源設備である緊急時対策所用代替電源設備からの給電が可能

電源設備からの給電が可能な設計とする。

な設計とする。

統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備は，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に設置する設計とする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

・衛星電話設備（常設）（5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に設置するものは 6 号及び 7 号炉共・衛星電話設備（固定型）（東海発電所及び東海第二発電所共用）

相違理由①

・衛星電話設備（可搬型）（6 号及び 7 号炉共用）

・衛星電話設備（携帯型）（東海発電所及び東海第二発電所共用）

相違理由①

・統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備（テレビ会議システム，IP-電話機及び IP-

・統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議システム，ＩＰ電話及びＩＰ−

相違理由①

用）

FAX）
（6 号及び 7 号炉共用）

ＦＡＸ）（東海発電所及び東海第二発電所共用）
・データ伝送設備

・常設代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2
・可搬型代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2

代替電源設備）
代替電源設備）・5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.9 緊急時対策

相違理由③

・常設代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）
・可搬型代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）
・緊急時対策所用代替電源設備（東海発電所及び東海第二発電所共用）（10.9 緊急時対策所）

相違理由①

その他，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備を重大事故等対処設備として使用する。

相違理由⑥

所）

その他，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備を重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用する。

b.

データ伝送設備相違理由③

重大事故等が発生した場合において，発電所内から発電所外の緊急時対策支援システム（ERSS）

6

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表【対象項目： ６２条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

等へ必要なデータを伝送できる設備として，緊急時対策支援システム伝送装置で構成するデータ伝送設備を設置する設計とする。
データ伝送設備は，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に設置する設計とする。なお，データ伝送設備を構成する緊急時対策支援システム伝送装置は，「(1)b.安全パラメータ表示システム（SPDS）」と同じである。

c.

計測等を行った特に重要なパラメータを発電所外の必要な場所で共有する通信連絡設備（発電所外）

ｂ．計測等を行った特に重要なパラメータを発電所外（社内外）の必要な場所で共有する通信設備（発章番号の相違。本文との整合

電所外）

重大事故等が発生した場合に計測等を行った特に重要なパラメータを発電所外の必要な場所で共有する通信連絡設備（発電所外）は，「(2) a. 通信連絡設備（発電所外）」と同じである。

重大事故等が発生した場合に計測等を行った特に重要なパラメータを発電所外（社内外）の必要な場

相違理由①。本文との整合所で共有する通信設備（発電所外）は，「(2) a. 通信連絡設備（発電所外）」と同じである。

相違理由①

緊急時対策支援システム（ERSS）等へのデータ伝送の機能に係る設備及び 5 号炉原子炉建屋内緊急重大事故等に対処するためのデータ伝送の機能に係る設備，緊急時対策支援システム（ＥＲＳＳ）へ

時対策所の通信連絡機能に係る設備としての安全パラメータ表示システム（SPDS），データ伝送設備，のデータ伝送の機能に係る設備及び緊急時対策所の通信連絡機能に係る設備としてのＳＰＤＳ，デー

記載表現の相違（ＳＰＤＳの明確

無線連絡設備，携帯型音声呼出電話設備，5 号炉屋外緊急連絡用インターフォン，衛星電話設備及びタ伝送設備，衛星電話設備，無線連絡設備，携行型有線通話装置及び統合原子力防災ネットワークに接化）

統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備については，固縛又は転倒防止処置を講じる等，

続する通信連絡設備については，固縛又は転倒防止処置を講じる等，基準地震動Ｓｓによる地震力に対

記載順の統一。

基準地震動による地震力に対し，機能喪失しない設計とする。

し，機能喪失しない設計とする。

基準地震動の表記の相違。

非常用交流電源設備については，「10.1

非常用電源設備」に記載する。

常設代替交流電源設備及び可搬型代替交流電源設備については，「10.2

非常用交流電源設備については，「10.1 非常用電源設備」に記載する。

代替電源設備」に記載す

常設代替交流電源設備及び可搬型代替交流電源設備については，「10.2 代替電源設備」に記載する。

る。

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備については，「10.9 緊急時対策所」に記載する。

緊急時対策所用代替電源設備については，「10.9 緊急時対策所」に記載する。

非常用交流電源設備は，設計基準事故対処設備であるとともに，重大事故等時においても使用する

非常用交流電源設備は，設計基準事故対処設備であるとともに，重大事故等時においても使用するたため，「1.1.7 重大事故等対処設備に関する基本方針」のうち，多様性，位置的分散等を除く設計方針

め，「1.1.7 重大事故等対処設備に関する基本方針」のうち，多様性，位置的分散等を除く設計方針をを適用する。非常用交流電源設備については「10.1 非常用電源設備」にて記載する。

適用する。

10.12.2.2.1

多様性，位置的分散

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

相違理由①

前述で既に記載のため不要。

10.12.2.2.1 多様性，位置的分散
基本方針については，「1.1.7.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

7

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表【対象項目： ６２条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

無線連絡設備のうち無線連絡設備（常設）及び衛星電話設備のうち衛星電話設備（常設）の電源は，衛星電話設備のうち衛星電話設備（固定型）の電源は，送受話器（ページング）及び電力保安通信用

送受話器及び電力保安通信用電話設備と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，常設代替交流

電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦＡＸ）と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，常電源設備若しくは可搬型代替交流電源設備及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備から設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備又は緊急時対策所用代替電源設備からの給電により使用の給電により使用することで，非常用交流電源設備及び充電器（蓄電池）からの給電により使用する送することで，非常用交流電源設備又は蓄電池からの給電により使用する送受話器（ページング）及び電受話器及び電力保安通信用電話設備に対して多様性を有する設計とする。また，無線連絡設備（常設）

力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦＡＸ）に対して多様性を有する設計とする。ま及び衛星電話設備（常設）は，中央制御室及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に設置することで，た，衛星電話設備（固定型）は，中央制御室及び緊急時対策所内に設置することで，送受話器（ページ

送受話器及び電力保安通信用電話設備と共通要因によって同時に機能を損なわないよう位置的分散を図ング）及び電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦＡＸ）と共通要因によって同時にる設計とする。

機能を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。

備考
相違理由①④設備の電源構成の相違

相違理由①④

携帯型音声呼出電話設備の電源は，送受話器及び電力保安通信用電話設備と共通要因によって同時に携行型有線通話装置の電源は，送受話器（ページング）及び電力保安通信用電話設備（固定電話機，

機能を損なわないよう，乾電池等を使用することで，非常用交流電源設備及び充電器（蓄電池）からのＰＨＳ端末及びＦＡＸ）と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，乾電池を使用することで，設備の相違（東二の携行型有線通給電により使用する送受話器及び電力保安通信用電話設備に対して多様性を有する設計とする。また，非常用交流電源設備又は蓄電池からの給電により使用する送受話器（ページング）及び電力保安通信用

話装置の電源は乾電池のみ）

携帯型音声呼出電話設備は，中央制御室及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に保管することで，送電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦＡＸ）に対して多様性を有する設計とする。また，携行型有設備の電源構成の相違

受話器及び電力保安通信用電話設備と共通要因によって同時に機能を損なわないよう位置的分散を図る

線通話装置は，中央制御室及び緊急時対策所内に保管することで，送受話器（ページング）及び電力保設計とする。

安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦＡＸ）と共通要因によって同時に機能を損なわない
よう位置的分散を図る設計とする。

相違理由②5 号炉屋外緊急連絡用インターフォンの電源は，送受話器及び電力保安通信用電話設備と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備からの給電により使用することで，非常用交流電源設備及び充電器（蓄電池）からの給電により使用する送受話器及び電力保安通信用電話設備に対して多様性を有する設計とする。また，5 号炉屋外緊急連絡用インターフォンは，5 号炉原子炉建屋屋外，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内及び 5 号炉中央制御室内に設置することで，送受話器及び電力保安通信用電話設備と共通要因によって同時に機能を損なわないよう位置
的分散を図る設計とする。

無線連絡設備のうち無線連絡設備（可搬型）及び衛星電話設備のうち衛星電話設備（可搬型）の電源

無線連絡設備のうち無線連絡設備（携帯型）及び衛星電話設備のうち衛星電話設備（携帯型）の電源

は，送受話器及び電力保安通信用電話設備と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，充電式電は，送受話器（ページング）及び電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦＡＸ）と共池を使用することで，非常用交流電源設備及び充電器（蓄電池）からの給電により使用する送受話器及通要因によって同時に機能を損なわないよう，充電池を使用することで，非常用交流電源設備又は蓄電

び電力保安通信用電話設備に対して多様性を有する設計とする。また，無線連絡設備（可搬型）及び衛池からの給電により使用する送受話器（ページング）及び電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨ星電話設備（可搬型）は，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に保管することで，送受話器及び電力保Ｓ端末及びＦＡＸ）に対して多様性を有する設計とする。また，衛星電話設備（携帯型）及び無線連絡

安通信用電話設備と共通要因によって同時に機能を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。

設備（携帯型）は，緊急時対策所内に保管することで，送受話器（ページング）及び電力保安通信用電

相違理由①

話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦＡＸ）と共通要因によって同時に機能を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。

無線連絡設備，衛星電話設備，携帯型音声呼出電話設備及び 5 号炉屋外緊急連絡用インターフォンは，異なる通信方式を使用し，共通要因によって同時に機能を損なわないよう多様性を有する設計とする。

無線連絡設備，衛星電話設備及び携行型有線通話装置は，異なる通信方式を使用し，共通要因によっ

相違理由①②て同時に機能を損なわないよう多様性を有する設計とする。

8

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柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に設置する統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備の緊急時対策所内に設置する統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備の電源は，電力保安

電源は，テレビ会議システム，専用電話設備及び衛星電話設備（社内向）と共通要因によって同時に機

通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦＡＸ），加入電話設備（加入電話及び加入ＦＡＸ），

能を損なわないよう，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備からの給電により使用するこテレビ会議システム（社内）及び専用電話設備（専用電話（ホットライン）（地方公共団体向））と共とで，非常用交流電源設備及び乾電池からの給電により使用するテレビ会議システム，専用電話設備及通要因によって同時に機能を損なわないよう，緊急時対策所用代替電源設備からの給電により使用する

び衛星電話設備（社内向）に対して多様性を有する設計とする。

ことで，非常用交流電源設備又は蓄電池からの給電により使用する電力保安通信用電話設備（固定電話

備考
相違理由①②機，ＰＨＳ端末及びＦＡＸ），加入電話設備（加入電話及び加入ＦＡＸ），テレビ会議システム（社内）及び専用電話設備（専用電話（ホットライン）（地方公共団体向））に対して多様性を有する設計とする。

コントロール建屋及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に設置する安全パラメータ表示システム

中央制御室及び緊急時対策所内に設置するＳＰＤＳ及びデータ伝送設備の電源は，常設代替交流電源（SPDS）及びデータ伝送設備の電源は，常設代替交流電源設備若しくは可搬型代替交流電源設備及び 5

設備，可搬型代替交流電源設備又は緊急時対策所用代替電源設備からの給電により使用することで，非号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備からの給電により使用することで，非常用交流電源設

常用交流電源設備に対して多様性を有する設計とする。

相違理由①。又はで統一。

備に対して多様性を有する設計とする。

電源設備の多様性，位置的分散については「10.2代替電源設備」及び「10.9 緊急時対策所」にて記載する。

電源設備の多様性，位置的分散については「10.2 代替電源設備」及び「10.9 緊急時対策所」にて記載する。

10.12.2.2.2 悪影響防止

10.12.2.2.2

悪影響防止

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

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

無線連絡設備のうち無線連絡設備（常設），衛星電話設備のうち衛星電話設備（常設），携帯型音声呼衛星電話設備のうち衛星電話設備（固定型），統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設

出電話設備，統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備，安全パラメータ表示システム（SPDS）

備，ＳＰＤＳ及びデータ伝送設備は，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

設備構成の相違（東二の携行型有及びデータ伝送設備は，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等対処設備として使用することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

線通話装置は独立で使用する）

相違理由①④。

して使用することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

相違理由②5 号炉屋外緊急連絡用インターフォンは，他の設備から独立した系統構成で使用することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

無線連絡設備のうち無線連絡設備（可搬型）及び衛星電話設備のうち衛星電話設備（可搬型）は，他の設備と独立して使用することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

無線連絡設備のうち無線連絡設備（携帯型），衛星電話設備のうち衛星電話設備（携帯型）及び携行型有線通話装置は，他の設備と独立して使用することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

相違理由①
設備構成の相違（東二の携行型有線通話装置は独立で使用する）

10.12.2.2.3

共用の禁止

10.12.2.2.3 共用の禁止

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

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

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に設置する無線連絡設備（常設），5 号炉原子炉建屋内緊急時対策

緊急時対策所内に設置する衛星電話設備（固定型）及び統合原子力防災ネットワークに接続する

所内に設置する衛星電話設備（常設），5 号炉屋外緊急連絡用インターフォン，統合原子力防災ネットワ

通信連絡設備は，同一の端末を使用することにより，端末を変更する場合に生じる情報共有の遅延を相違理由①②④9

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柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

ークを用いた通信連絡設備，安全パラメータ表示システム（SPDS）及びデータ伝送設備は，号炉の区分防止することができ，安全性の向上が図れることから，東海発電所及び東海第二発電所で共用する設

記載表現の相違（安全性の向上のけなく通信連絡することで，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・考慮し計とする。

明確化，東海要員の一部は別の通ながら，総合的な管理（事故処置を含む。
）を行うことができ，安全性の向上が図れることから，6 号及信連絡設備を用いることによるび 7 号炉で共用する設計とする。

措置の相違）

また，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に設置する無線連絡設備（常設），5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に設置する衛星電話設備（常設），5 号炉屋外緊急連絡用インターフォン，統合原子力防災ネ

また，これらの通信連絡設備は，共用により悪影響を及ぼさないよう，東海発電所及び東海第二発
電所の使用する要員が通信連絡するために必要な容量を確保する設計とする。

設備の相違（ＳＰＤＳ及びデータ伝送設備は共用使用しない）

ットワークを用いた通信連絡設備，安全パラメータ表示システム（SPDS）及びデータ伝送設備は，共用
により悪影響を及ぼさないよう，6 号及び 7 号炉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が可能な設計とする。

10.12.2.2.4

容量等

10.12.2.2.4

容量等

基本方針については，「1.1.7.2 容量等」に示す。

基本方針については，「1.1.7.2 容量等」に示す。

携帯型音声呼出電話設備は，想定される重大事故等時において，発電所内の建屋内で必要な通信連絡

携行型有線通話装置は，想定される重大事故等時において，発電所内の建屋内で必要な通信連絡を行を行うために必要な個数を保管する設計とする。保有数は，6 号及び 7 号炉で重大事故等に対処するた

うために必要な個数を保管する設計とする。保有数は，重大事故等に対処するために必要な個数と故障めに必要な個数と故障時及び保守点検時のバックアップ用を加え，一式（5 号炉原子炉建屋内緊急時対時及び保守点検時のバックアップ用を加え，一式を保管する設計とする。

相違理由①。共用使用しない。

策所内に設置するものは 6 号及び 7 号炉共用）を保管する設計とする。

無線連絡設備のうち無線連絡設備（常設）は，想定される重大事故等時において，発電所内の通信連

相違理由④

絡をする必要のある場所と通信連絡を行うために必要な個数を設置する設計とする。

無線連絡設備のうち無線連絡設備（可搬型）は，想定される重大事故等時において，発電所内の通信

無線連絡設備のうち無線連絡設備（携帯型）は，想定される重大事故等時において，発電所内の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行うために必要な個数を保管する設計とする。保有数は，6 号連絡をする必要のある場所と通信連絡を行うために必要な個数を保管する設計とする。保有数は，重大及び 7 号炉で重大事故等に対処するために必要な個数と故障時及び保守点検時のバックアップ用を加事故等に対処するために必要な個数と故障時及び保守点検時のバックアップ用を加え，一式を保管するえ，一式（6 号及び 7 号炉共用）を保管する設計とする。

設計とする。

衛星電話設備のうち衛星電話設備（常設）は，想定される重大事故等時において，発電所内及び発電所外の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行うために必要な個数を設置する設計とする。

衛星電話設備のうち衛星電話設備（可搬型）は，想定される重大事故等時において，発電所内及び発衛星電話設備のうち衛星電話設備（固定型）は，想定される重大事故等時において，発電所内及び発相違理由①。共用使用しない。

相違理由①

電所外の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行うために必要な個数を設置する設計とする。

衛星電話設備のうち衛星電話設備（携帯型）は，想定される重大事故等時において，発電所内及び発

相違理由①

10

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柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

電所外の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行うために必要な個数を保管する設計とする。保

電所外の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行うために必要な個数を保管する設計とする。保

有数は，6 号及び 7 号炉で重大事故等に対処するために必要な個数と故障時及び保守点検時のバックア

有数は，東海発電所及び東海第二発電所で重大事故等に対処するために必要な個数と故障時及び保守点

ップ用を加え，一式（6 号及び 7 号炉共用）を保管する設計とする。

検時のバックアップ用を加え，一式（東海発電所及び東海第二発電所共用）を保管する設計とする。

5 号炉屋外緊急連絡用インターフォンは，対策要員が 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所と屋外のアク

備考

相違理由②

セスを円滑かつ安全に行うことができるようにするため，5 号炉原子炉建屋屋外，5 号炉原子炉建屋内緊
急時対策所内及び 5 号炉中央制御室内にそれぞれ設置する設計とする。

安全パラメータ表示システム（SPDS）は，想定される重大事故等時において，発電所内の通信連絡をする必要のある場所に必要なデータ量を伝送することができる設計とする。

統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備は，想定される重大事故等時において，発電所外の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行うために必要な個数を設置する設計とする。

データ伝送設備は，想定される重大事故等時において，発電所外の通信連絡をする必要のある場所に必要なデータ量を伝送することができる設計とする。

10.12.2.2.5

環境条件等

ＳＰＤＳは，想定される重大事故等時において，発電所内の通信連絡をする必要のある場所に必要なデータ量を伝送することができる設計とする。

統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備は，想定される重大事故等時において，発電所

データ伝送設備は，想定される重大事故等時において，発電所外の通信連絡をする必要のある場所に必要なデータ量を伝送することができる設計とする。

10.12.2.2.5

環境条件等

基本方針については，「1.1.7.3

携帯型音声呼出電話設備は，中央制御室及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に保管し，想定され携行型有線通話装置は，中央制御室及び緊急時対策所内に保管し，想定される重大事故等時における携帯型音声呼出電話設備は，想定される重大事故等時において，発電所内の建屋内で使用し，使用場所で操作が可能な設計とする。

無線連絡設備のうち無線連絡設備（常設）及び衛星電話設備のうち衛星電話設備（常設）は，中央制御室及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考

相違理由①外の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行うために必要な個数を設置する設計とする。

基本方針については，「1.1.7.3 環境条件等」に示す。

る重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。

相違理由①

環境条件等」に示す。

相違理由①

環境条件を考慮した設計とする。
携行型有線通話装置は，想定される重大事故等時において，発電所内の建屋内で使用し，使用場所で相違理由①

操作が可能な設計とする。

衛星電話設備のうち衛星電話設備（固定型）は，中央制御室及び緊急時対策所内に設置し，想定され相違理由①④

る重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。

慮した設計とする。

無線連絡設備のうち無線連絡設備（常設）及び衛星電話設備のうち衛星電話設備（常設）の操作は，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。

無線連絡設備のうち無線連絡設備（可搬型）及び衛星電話設備のうち衛星電話設備（可搬型）は，発電所内の屋外で使用し，使用場所で操作が可能な設計とする。

衛星電話設備のうち衛星電話設備（固定型）の操作は，想定される重大事故等時における環境条件を相違理由①④考慮した設計とする。

無線連絡設備のうち無線連絡設備（携帯型）及び衛星電話設備のうち衛星電話設備（携帯型）は，発相違理由①

電所内の屋外で使用し，使用場所で操作が可能な設計とする。

11

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表【対象項目： ６２条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

5 号炉屋外緊急連絡用インターフォンは，5 号炉原子炉建屋屋外，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内

備考
相違理由②

及び 5 号炉中央制御室内に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
また，設置場所で操作が可能な設計とする。

安全パラメータ表示システム（SPDS）のうちデータ伝送装置は，コントロール建屋内に設置し，想定

ＳＰＤＳのうちデータ伝送装置は，中央制御室内に設置し，想定される重大事故等時における環境条

される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。データ伝送装置は，想定される重大事故件を考慮した設計とする。データ伝送装置は，想定される重大事故等時に操作を行う必要がない設計と等時に操作を行う必要がない設計とする。

する。

安全パラメータ表示システム（SPDS）のうち緊急時対策支援システム伝送装置は，5 号炉原子炉建屋

ＳＰＤＳのうち緊急時対策支援システム伝送装置は，緊急時対策所建屋内に設置し，想定される重大内緊急時対策所内に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。緊急時

事故等時における環境条件を考慮した設計とする。緊急時対策支援システム伝送装置は，想定される重対策支援システム伝送装置は，想定される重大事故等時に操作を行う必要がない設計とする。

大事故等時に操作を行う必要がない設計とする。

安全パラメータ表示システム（SPDS）のうち SPDS 表示装置は，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に

ＳＰＤＳのうちＳＰＤＳデータ表示装置は，緊急時対策所内に設置し，想定される重大事故等時にお設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。SPDS 表示装置の操作は，想ける環境条件を考慮した設計とする。ＳＰＤＳデータ表示装置の操作は，想定される重大事故等時にお定される重大事故等時において，設置場所で可能な設計とする。

いて，設置場所で可能な設計とする。

統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備は，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に設置し，統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備は，緊急時対策所内に設置し，想定される重大想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。統合原子力防災ネットワークを用い

事故等時における環境条件を考慮した設計とする。統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設

た通信連絡設備の操作は，想定される重大事故等時において，設置場所で可能な設計とする。

備の操作は，想定される重大事故等時において，設置場所で可能な設計とする。

データ伝送設備は，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。データ伝送設備は，想定される重大事故等時に操作を行う必要がない

データ伝送設備は，緊急時対策所建屋内に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮

相違理由①。設置場所の相違。

相違理由①。設置場所の相違。

相違理由①

相違理由①

相違理由①。設置場所の相違。

した設計とする。データ伝送設備は，想定される重大事故等時に操作を行う必要がない設計とする。

設計とする。

10.12.2.2.6

操作性の確保10.12.2.2.6

操作性の確保基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

基本方針については，「1.1.7.4

衛星電話設備のうち衛星電話設備（常設），無線連絡設備のうち無線連絡設備（常設）及び統合原子力

衛星電話設備のうち衛星電話設備（固定型）及び統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設

防災ネットワークを用いた通信連絡設備は，想定される重大事故等時において，設計基準対象施設とし備は，想定される重大事故等時において，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設計とし，付属の操作スイッチに事故等対処設備として使用する設計とし，付属の操作スイッチにより，設置場所で操作が可能な設計とより，設置場所で操作が可能な設計とする。

する。

無線連絡設備のうち無線連絡設備（常設）は，中央制御室待避室で使用する場合，切替スイッチを操操作性及び試験・検査性」に示す。

相違理由①④

相違理由⑤

作することにより，速やかに切り替えられる設計とする。

12

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表【対象項目： ６２条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

衛星電話設備のうち衛星電話設備（可搬型），無線連絡設備のうち無線連絡設備（可搬型）及び携帯型

衛星電話設備のうち衛星電話設備（携帯型），無線連絡設備のうち無線連絡設備（携帯型）及び携行

音声呼出電話設備は，想定される重大事故等時において，設計基準対象施設として使用する場合と同じ型有線通話装置は，想定される重大事故等時において，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系

系統構成で重大事故等対処設備として使用する設計とし，人が携行して移動し，付属の操作スイッチに統構成で重大事故等対処設備として使用する設計とし，人が携行して移動し，付属の操作スイッチによより，使用場所で操作が可能な設計とする。

り使用場所で操作が可能な設計とする。

備考
相違理由①

相違理由①

携帯型音声呼出電話設備は，端末である携帯型音声呼出電話機と中継用ケーブルドラム及び専用接続

携行型有線通話装置は，端末である携行型有線通話装置と中継用ケーブルドラム及び専用接続箱内の箱内の端子の接続を簡便な端子接続とし，接続規格を統一することにより，使用場所において確実に接端子の接続を簡便な端子接続とし，接続規格を統一することにより，使用場所において確実に接続でき設備の相違（東二の携行型有線通続できる設計とする。また，乾電池等の交換も含め容易に操作ができるとともに，通信連絡をする必要る設計とする。また，乾電池の交換も含め容易に操作ができるとともに，通信連絡をする必要のある場

話装置の電源は乾電池のみ）のある場所と確実に通信連絡が可能な設計とする。

所と確実に通信連絡が可能な設計とする。

相違理由②5 号炉屋外緊急連絡用インターフォンは，想定される重大事故等時において他の系統と切り替えることなく使用できる設計とする。
5 号炉屋外緊急連絡用インターフォンのうち 5 号炉原子炉建屋屋外に設置するインターフォンは，付

相違理由②

属の操作スイッチにより，設置場所で操作が可能な設計とする。また，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所及び 5 号炉中央制御室内に設置するインターフォンは，一般的な電話機と同様の構造を有し，受話器部分を持ち上げることで 5 号炉原子炉建屋屋外のインターフォンと通信連絡が可能な設計とする。

安全パラメータ表示システム（SPDS）及びデータ伝送設備は，想定される重大事故等時において，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設計とする。

安全パラメータ表示システム（SPDS）のうちデータ伝送装置，安全パラメータ表示システム（SPDS）のうち緊急時対策支援システム伝送装置及びデータ伝送設備は，常時伝送を行うため，通常操作を必要

ＳＰＤＳ及びデータ伝送設備は，想定される重大事故等時において，設計基準対象施設として使用す

相違理由①

る場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用する設計とする。

ＳＰＤＳのうちデータ伝送装置，ＳＰＤＳのうち緊急時対策支援システム伝送装置及びデータ伝送設

相違理由①

備は，常時伝送を行うため，通常操作を必要としない設計とする。

としない設計とする。

安全パラメータ表示システム（SPDS）のうち SPDS 表示装置は，付属の操作スイッチにより 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内で操作が可能な設計とする。

10.12.2.3

主要設備及び仕様

通信連絡を行うために必要な設備の主要機器仕様を第 10.12−2 表及び第 10.12−3 表に示す。

10.12.2.4

試験検査

ＳＰＤＳのうちＳＰＤＳデータ表示装置は，付属の操作スイッチにより緊急時対策所内で操作が可能

相違理由①な設計とする。

10.12.2.3

主要設備及び仕様

通信連絡を行うために必要な設備の主要機器仕様を第10.12−2表及び第10.12−3表に示す。

10.12.2.4

試験検査

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

基本方針については，「1.1.7.4

無線連絡設備，衛星電話設備，携帯型音声呼出電話設備，5 号炉屋外緊急連絡用インターフォン，安無線連絡設備，衛星電話設備，携行型有線通話装置，ＳＰＤＳ，統合原子力防災ネットワークに接続

全パラメータ表示システム（SPDS），統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備及びデータ伝送する通信連絡設備及びデータ伝送設備は，発電用原子炉の運転中又は停止中に，機能・性能及び外観の設備は，発電用原子炉の運転中又は停止中に，機能・性能及び外観の確認が可能な設計とする。

確認が可能な設計とする。

操作性及び試験・検査性」に示す。

相違理由①②13

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表【対象項目： ６２条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

第 10.12−2 表 通信連絡を行うために必要な設備（常設）の主要機器仕様

第 10.12−2 表 通信連絡を行うために必要な設備（常設）の主要機器仕様

備考(1) 無線連絡設備
無線連絡設備（常設）（6 号及び 7 号炉共用）

相違理由④

兼用する設備は以下のとおり。
・緊急時対策所（通常運転時等）
・緊急時対策所（重大事故等時）・通信連絡設備（通常運転時等）
使用回線

無線系回線

個

一式

数

無線連絡設備（常設）兼用する設備は以下のとおり。
・中央制御室（重大事故等時）・通信連絡設備（通常運転時等）
使用回線

無線系回線

個

一式

数

(2) 衛星電話設備(1)

番号の相違。相違理由①

衛星電話設備衛星電話設備（常設）（6 号及び 7 号炉共用）

衛星電話設備（固定型）（東海発電所及び東海第二発電所共用）

兼用する設備は以下のとおり。

兼用する設備は以下のとおり。

・緊急時対策所（通常運転時等）

・緊急時対策所（通常運転時等）

・緊急時対策所（重大事故等時）・緊急時対策所（重大事故等時）・通信連絡設備（通常運転時等）

・通信連絡設備（通常運転時等）

使用回線

衛星系回線

使用回線

衛星系回線

個

一式

個

一式

数

数

衛星電話設備（常設）兼用する設備は以下のとおり。
・中央制御室（重大事故等時）・通信連絡設備（通常運転時等）
使用回線

衛星系回線

個

一式

数

(3) 安全パラメータ表示システム（SPDS）(2) ＳＰＤＳ

兼用する設備は以下のとおり。

兼用する設備は以下のとおり。

・計装設備（重大事故等対処設備）

・計装設備（重大事故等対処設備）

・緊急時対策所（通常運転時等）

・緊急時対策所（通常運転時等）

番号の相違。相違理由①。
共用使用しない14

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表【対象項目： ６２条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

・緊急時対策所（重大事故等時）・緊急時対策所（重大事故等時）・通信連絡設備（通常運転時等）

・通信連絡設備（通常運転時等）

a.

b.

c.

データ伝送装置

ａ．データ伝送装置

使用回線

有線系回線及び無線系回線

使用回線

有線系回線及び無線系回線

個

一式

個

一式

数

緊急時対策支援システム伝送装置（6 号及び 7 号炉共用）数ｂ．緊急時対策支援システム伝送装置

使用回線

有線系回線及び無線系回線

使用回線

有線系回線及び無線系回線

個

一式

個

一式

数

SPDS 表示装置（6 号及び 7 号炉共用）
個

数

一式

(4) 統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備（6 号及び 7 号炉共用）

数

ｃ．ＳＰＤＳデータ表示装置
個

数

一式

(3) 統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（東海発電所及び東海第二発電所共用）

兼用する設備は以下のとおり。

兼用する設備は以下のとおり。

・緊急時対策所（通常運転時等）

・緊急時対策所（通常運転時等）

・緊急時対策所（重大事故等時）・緊急時対策所（重大事故等時）・通信連絡設備（通常運転時等）

・通信連絡設備（通常運転時等）

a.

b.

c.

テレビ会議システム（6 号及び 7 号炉共用）
有線系回線及び衛星系回線

使用回線

有線系回線及び衛星系回線

個

一式

個

一式

IP−電話機（6 号及び 7 号炉共用）

数

ｂ．ＩＰ電話（東海発電所及び東海第二発電所共用）

相違理由①

使用回線

有線系回線及び衛星系回線

使用回線

有線系回線又は衛星系回線

記載表現（両方で使用出来る機器

個

一式

個

一式

は“及び”で記載。いずれか他方数

IP−FAX（6 号及び 7 号炉共用）数

ｃ．ＩＰ−ＦＡＸ（東海発電所及び東海第二発電所共用）

使用回線

有線系回線及び衛星系回線

使用回線

有線系回線又は衛星系回線

個

一式

個

一式

数

(5) データ伝送設備（6 号及び 7 号炉共用）

数兼用する設備は以下のとおり。

・通信連絡設備（通常運転時等）

・通信連絡設備（通常運転時等）

緊急時対策支援システム伝送装置（6 号及び 7 号炉共用）

ａ．緊急時対策支援システム伝送装置

使用回線

有線系回線及び衛星系回線

使用回線

有線系回線及び衛星系回線

個

一式

個

一式

数

(6) 5 号炉屋外緊急連絡用インターフォン（6 号及び 7 号炉共用）数に限定される機器は“又は”で記載。）

番号の相違。共用使用しない。

(4) データ伝送設備

兼用する設備は以下のとおり。

a.

番号の相違。相違理由①

ａ．テレビ会議システム（東海発電所及び東海第二発電所共用）

使用回線
数

備考

共用使用しない。

相違理由②

兼用する設備は以下のとおり。
・緊急時対策所（重大事故等時）

15柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表【対象項目： ６２条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉
a.

東海第二発電所

備考

インターフォン
使用回線

有線系回線

個

一式

数

第 10.12−3 表 通信連絡を行うために必要な設備（可搬型）の主要機器仕様(1) 携帯型音声呼出電話設備（6 号及び 7 号炉共用）兼用する設備は以下のとおり。

第 10.12−3 表 通信連絡を行うために必要な設備（可搬型）の主要機器仕様(1)

相違理由①。共用使用しない。

携行型有線通話装置兼用する設備は以下のとおり。

・緊急時対策所（通常運転時等）

・緊急時対策所（通常運転時等）

・緊急時対策所（重大事故等時）・緊急時対策所（重大事故等時）・通信連絡設備（通常運転時等）

・通信連絡設備（通常運転時等）

a.

携帯型音声呼出電話機（6 号及び 7 号炉共用）
使用回線

有線系回線

個

一式

数

使用回線

有線系回線

個

一式

数

(2) 携帯型音声呼出電話設備
兼用する設備は以下のとおり。
・通信連絡設備（通常運転時等）
a.

携帯型音声呼出電話機
使用回線

有線系回線

個

一式

数

(3) 無線連絡設備

番号の相違。

（2) 無線連絡設備

無線連絡設備（可搬型）（6 号及び 7 号炉共用）

無線連絡設備（携帯型）

相違理由①。共用使用しない。

兼用する設備は以下のとおり。

兼用する設備は以下のとおり。

・緊急時対策所（通常運転時等）

・緊急時対策所（通常運転時等）

・緊急時対策所（重大事故等時）・緊急時対策所（重大事故等時）・通信連絡設備（通常運転時等）

・通信連絡設備（通常運転時等）

使用回線

無線系回線

使用回線

無線系回線

個

一式

個

一式

数

数

衛星電話設備

番号の相違。

衛星電話設備（可搬型）（6 号及び 7 号炉共用）

衛星電話設備（携帯型）（東海発電所及び東海第二発電所共用）

相違理由①

兼用する設備は以下のとおり。

兼用する設備は以下のとおり。

・緊急時対策所（通常運転時等）

・緊急時対策所（通常運転時等）(4) 衛星電話設備

(3)

16

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表【対象項目： ６２条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

・緊急時対策所（重大事故等時）・緊急時対策所（重大事故等時）・通信連絡設備（通常運転時等）

・通信連絡設備（通常運転時等）

使用回線

衛星系回線

使用回線

衛星系回線

個

一式

個

一式

数

数

備考

17

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表【対象項目： ６２条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

18