【産業競争力懇談会 ２０２１年度 プロジェクト 最終報告】【浮体式原子力発電】～付

録～

２０２２年２月１０日

【目 次】
付録 1 浮体式原子力発電の課題リスト ..................................................................................................... 1
付録 2 実現までの概略スケジュール検討 ............................................................................................... 13
付録 3 浮体式原子力発電の建造費概略評価............................................................................................ 37
付録 4 浮体式原子力発電所の安全設備【安全系区分の検討】 .............................................................. 49
付録 5 浮体式原子力発電所の安全設備【海水を使用した静的な崩壊熱除去システムの成立性検討】 55
付録 6 浮体式原子力発電（炉型：ABWR）のレイアウト検討 .............................................................. 62
付録 7 洋上における浮体式原子力発電設備の保守............................................................................... 171
付録 8 長期運用を考慮した浮体構造物等の設計・保守 ....................................................................... 262
付録 9 浮体式原子力発電に適した位置保持技術 .................................................................................. 270
付録 10 浮体揺動における BWR 成立性の評価 .................................................................................... 284
付録 11 効率的な燃料交換システム・使用済燃料プールの水面揺動対策 ............................................ 295
付録 12 過酷事故時の原子炉減圧機能の多様化 .................................................................................... 305
付録 13 過酷事故時の原子炉水位計測の多様化 .................................................................................... 315
付録 14 ロンドン条約・議定書への対応（放射性廃棄物の扱い） ....................................................... 328
付録 15 浮体式原子力発電関連の知見収集 ........................................................................................... 336

付録 1

付録 1

浮体式原子力発電の課題リスト（注）朱書き部分は 2021 年度に新たに追加した課題を示す。

No

分類

検討課題
日本では領海を利用する法律が未整備

1-1

検討の進んでいる洋上風力を参考にして検討可能

1-2

国内に船舶に設置する原子炉の技術基準が存在しない。
福島事故の教訓を踏まえて，「船舶に設置する原子炉の設置，運転等に関1-3する規則」（運輸省令第 70 号）の改定が必要
IAEA Safety Standard Series に船舶に設置する原子炉の標準が存在しな

1-4

いため，参考とする文献が乏しい
考慮すべき規制要求の整理が必要。

1-5

新規制基準で要求されている項目（溢水、火災、APC など）により、
OFNP の形状が大きく変わることはないか
法令類については、「放射性物質の海上輸送」に関係する国内外法令・規1-6則を参考に検討が必要。（使用済燃料輸送船等）

1-7
1-8

1-9

送電網整備に関する制度確認
規制

港則法等に基づく港湾区域での許可申請等【ロンドン条約との整合性】
通常運転時に発生する液体放射性廃棄物について、陸上原子力発電と同様に基準値を定めて海洋に管理放出することがロンドン条約と整合的である
か「むつ」の経験も踏まえ確認が必要。
【ロンドン条約に基づく放射性廃棄物の管理】

1-10

ロンドン条約に基づき沖合ではトリチウム等の放射性廃棄物を希釈しても処分できず船内に保管が必要である。陸上で行っているような廃棄処分手法の確立が必要になる。
廃棄物関係は「産業廃棄物」と「一般廃棄物；廃掃法」と「放射性廃棄1-11物」とで現行法律で大きく異なる問題あり。たとえば県をまたいだ移動の禁止等。
廃固体・液処理に関する検討。固体に関しては焼却設備を設け、海上で処

1-12

理（ドラム缶詰め）をして定期的に輸送するのか。そのまま輸送して陸上の焼却設備に輸送するのか。気になるのが、海上原子力発電所で発生した廃棄物を他のプラントで処理できるのかが疑問（法令関係）。

1

付録 1

No

分類

検討課題
「領海」(=12 海里)だけではなく、「接続水域」(=24 海里)における、日本国が他国船等に対して実施可能な規制行為の確認が必要。
理由：
・仮に MIT のコンセプトに基づき海上のエリア設定をした場合、大型船
舶の接近を規制する「Large Ship Exclusive Area(LSEA)」(=6 海里)に設1-13定する必要がある。
・仮に避難計画の観点から地上から「16 海里」(=30km)遠方に OFNP を立地する場合、LSEA は地上から「22 海里」遠方となり、接続水域(=24海里)に収まることとなる。
・接続水域において大型船舶の接近制限等の規制が可能であれば、LSEA
設定の実現可否が判明する。

2-1

関係ステークホルダーの洗い出し(自治体、海上保安庁、等)
洋上利用者との合意形成

2-2

漁業関係者、船舶の航路、利水、海底資源
保守点検のための母港が必要であれば、地元への了解が必要になるのでは立地【日本近海の OFNP 運用海域の選定】
特に世界の震源のうち最も集中している日本で、本州東海岸の 10km20km のところは、東北・太平洋沖地震や南海トラフ地震の震源域直近と2-3なる。日本周辺で北米東海岸相当のような低い地震活動度の海域は、本州
東海岸から 500km 以上沖合の太平洋上となるようである【プロジェクトの初期における超概算建設コストの把握】
既存の類似施設（原子力発電所、大型特殊船舶、大型海洋構造物、原子力船等）をベースとして、浮体式原子力発電所の物量及び建設費の概算値を評価することが重要。
3-1

・プラントシステムの概念設計（BOP 含む)
・サイズ感、建設数量感の把握・製作手順と必要な建設設備
コスト・超概算の建設費の評価
・地上型と比較したメリットの明確化とコスト影響

3-2
3-3
3-4

日本で建設する際のコストの確認が必要
建設費だけではなく、人件費を含めた「運用費」を含め、既設炉との V/C比較が必要。
各コンポーネントで使用する従来と異なる材料などの調達可能性評価（規格、基準等）
2

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No

分類

検討課題

3-5

各コンポーネントで使用する従来と異なる材料などの経済性の評価

3-6

最新技術の適時適用による発電コスト低減

3-7

クリアランス等実施によるトータルコスト低減手法の確立

4-1

サプライ
チェーン

OFNP への機器、電気品の据え付け方法（サポート、基礎ボルト）の確認

5-1
5-2

既存と異なるサプライチェーンの構築の課題が必要
工法

日本で大型海洋構造物を建造できる場所

5-3

日本で大型海洋構造物を建造できる技術

5-4

施工段階毎の必要水深に着目した、施工方法（ドック施工）の検討が必要
OFNP 立地に係る国際的なコンセンサスを得るためには、核物質防護(対6-1

テロ)だけではなく、「核不拡散姓」(対当事国)の有効性確認も必要。
【テロ対策・核物質防護】
海上であるため、テロリズムに攻撃されにくい反面、護りにくい。また、

6-2

一回侵入を許してしまうと外部から救援のためにアクセスしにくいことが考えられる。船舶や炉心・燃料ごとを国外持ち出しされるシナリオへの対策が必要
原子炉の防護対策の検討が必要

6-3

監視区域、防護区域、PP の設定
テロ対策（兵器（魚雷など）、航空機）【周辺監視区域の設定】

6-4

核物質防護

海上であっても漁船等の接近の可能性があるので、周辺監視区域を浮体式
構造物の範囲で設定できるかどうか検討する。
【設計上考慮すべきテロ行為の検討】

6-5

航空機衝突の他、船による衝突など設計上考慮すべきテロ行為について検討する。
【テロに対する規制要求】

6-6

意図的な航空機衝突、船舶衝突、爆発物、原子力発電所ジャック（PP）
等のテロ行為に関する規制要求を想定しておく必要がある。
【テロに対する設計成立性】

6-7

意図的な航空機衝突、船舶衝突、爆発物、原子力発電所ジャック（PP）
等のテロ行為に関する規制要求に対して、設計が技術的に成立する見通しを得ておく必要がある。

3

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No

分類

検討課題
【航空機衝突評価（テロ対策）】
陸上の原子力発電所では航空機衝突対応として建屋コンクリート厚さで貫6-8通を食い止めるような設計としている場合があるが、OFNP においてどのような設計とするか、テロ対策と合わせて検討が必要である。
【意図的な航空機衝突】
既設炉の審査では、意図的な航空機衝突等への対策として、特重施設（緊急時制御室等を常設化）を整備しているが、浮体式施設では、同一施設内

6-9に独立した特重施設を設けられないため、例えば特定重大事故等対処用の専用船を造り、離隔距離や位置的分散を考慮して係留することになることが考えられるが整理が必要である。
【意図的な航空機衝突】

6-10

航空機衝突のほか、船による衝突等も懸念されるため、浮体式施設に応じたテロ全般（PP 管理等を含めて）に対する検討が必要である

6-11

潜水艦のテロ対策【立地評価】
敷地（沖合の海域），気象（暴風），海象（波浪），地震（海震），津7-1

波，社会環境，その他の自然現象（竜巻，低温，降水，積雪，落雷，火山等）の評価方法の構築が必要【耐震・耐津波性能】基準地震動（例えばあるプラントでは、水平993gal/鉛直 613gal）に対する耐震性を確保しているが、浮体式施設が受7-2

ける海震の大さや設備への影響はどの程度か検討が必要である。
【耐震・耐津波性能】基準津波（例えばあるプラントでは、T.P.+6.3m）
7-3

自然現象・
人為現象
（故意を除
く）

に対する対策を実施しているが、洋上の津波高さの程度や設備への影響はどの程度か検討が必要である。
【基準地震動の考え方】
・浮体式原子力発電所への耐震設計要求を整理することが必要＜課題＞
・浮体式原子力発電所の耐震安全評価に必要な因子は何か？
・海底基準地震動の定義位置の考え方

7-4

・震源：基準地震動のレベル感を考察する上で、過去の地震被害、地震記
録、活断層マップ等の過去の大地震あるいはその痕跡に対する情報が不足している。
・距離減衰評価：例えば震源から基準地震動定義位置までの地震動の伝播を評価可能な距離減衰式はあるか？
・地盤調査：海底下の地盤の地形、地層構成、地盤物性が海震に及ぼす影
4

付録 1

No

分類

検討課題
響を評価する必要がある。
・海底火山
・建設海域の海底地盤調査のコスト・期間も概算しておくべき。
【耐震設計の考え方】

7-5

規制が要求する基準地震動に対する浮体式原子力発電所の耐震設計の考え方を整理することが必要。
【船体の応答及び機器振動の評価法】
基準地震動から浮体式原子力発電所直下(周辺)の海底地盤の応答を評価

7-6

し、さらに海水メディアを介して伝播してくる海震による船体応答ならびに機器応答を評価する適切な手法を整理する必要がある。
【原子炉の海震対策】
地震時に発生する海震を考慮した耐震設計が必要である。現地実測データ

7-7が少ないため，設計を決めるために想定する海震の規模や妥当性を示すことが難しい
津波発生時、海面の揺動に伴い建屋、付属設備が海面と接触し（あらゆる7-8方向から）、衝撃を与える可能性があると思われるが、その影響評価。
耐震評価とは違い衝撃評価のような新しい？動的影響評価の確立が必要？
【浮体構造の工夫による海震影響の緩和】浮体式構造物に与える海震（音7-9波）の影響を浮体構造の工夫などによって緩和する方法がないか検討が必
要【海底火山の影響評価】

7-10

海底火山の影響評価（直接的な噴流の影響および火山由来の可燃性ガスや有毒ガスの洋上原子力発電所への到達影響等）【自然現象に対する考慮：竜巻】設計竜巻（例えばあるプラントでは、最大風速 100m/s）に対する対策を実施しているが、浮体式施設が受ける洋

7-11

上竜巻の風速や設備への影響はどの程度か格納容器の船舶や飛来物の衝突からの防護対策。
7-12想定する衝突物は何を考慮するか（大型船舶）衝突により浸水する海水の影響確認が必要。（溢水評価）【短時間の水没対策】

7-13

津波等により短時間、浮体構造物が水没した際の対策【原子炉の揺動対策】

8-1

揺動

浮体式原発の揺れを引き起こす外力として、海震、津波、波浪、暴風がある。これらの外力に対して揺れに強い炉型の選定や配置を考える必要があ
る
5

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No

分類

検討課題
波浪による動揺のシステム（原子炉、タービン、燃料プール）への影響確認。

8-2

考慮すべき波浪条件の設定も必要。
燃料の交換への影響（燃交の使用時）【揺動による反応度投入】
沸騰水型原子炉では炉内で冷却水を沸騰させていることから、浮体式原子8-3

力発電システムに搭載した場合には、揺動により炉内のボイド率分布が変化し、減速材ボイド係数に応じた正または負の反応度が投入されることが考えられ、それに伴う炉内挙動の評価が必要である。
今は過渡時のΔMCPR で OLMCPR を決めているが、揺動時のΔMCPR

8-4の増大分を入れる必要があるか、検討が必要である。
揺動時の限界出力などの熱水力設計式作成（従来の設計式が使えるかどう

8-5かの確認必要）【揺動時の制御棒挿入性】
多くの原子炉では制御棒を炉心外部から（沸騰水型原子炉では燃料集合体

8-6の間隙を下方から）挿入するため、揺動により通常運転時及びスクラム時の制御棒挿入性を確認する必要があると考えます【揺動時の炉内水位計測】
揺動により圧力容器が傾いた場合、水位計装ノズル位置が上下変動するの8-7に対して、圧力容器内水位は水平のままとなり、水位計測が正しく行われるか確認が必要である。
水位が変動した場合の自然循環への影響（全体の流れの変動が大きくなる

8-8

のでは？）
【揺動による設備への応力】

8-9

揺動により、各機器、設備にかかる応力が許容応力以下であるかを確認する必要がある。
【耐震・耐津波性能】

8-10

燃料ピットまたはタンクのスロッシングや長周期動揺の影響についても懸念される。
【塩害対策】
塩害による構造物の腐食対策、ステンレス鋼に対しては SCC 対策を十分

9-1

塩害

に行う必要があると考えます。建設時、定検時を含めて、結露が生じて塩分が混入した状態にステンレスが晒されると SCC リスクが高いと考えら
れる。

6

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No

分類

検討課題
海上の環境下での検討が必要。
・塩による換気空調設備への影響

9-2

・海水による腐食の影響
・海洋生物の発生（貝類の付着、大型海洋動物・生物など）

9-3
10-1

海水に常にさらされる構造部，系統及び機器の設計，対策が必要
淡水確保

河川等から容易に淡水を確保できないため、海水淡水化装置の技術仕様を検討する必要がある【外部電源系】

11-1

外部電源系の扱いについて検討が必要（冗長性や多様性への考え方の整理
が必要）
外部電源

【電源の信頼性：外部電源】既設炉の審査では、外部電源に対し独立した
異なる２以上の変電所等に２回線以上の送電線によって接続することが求11-2められたが、浮体式施設の場合、これらを海底ケーブル等によって対応することになる12-1

浮体構造にすることによる最適なレイアウト

12-2

ABWR のような大型炉を浮体設備内に収めることが可能か

12-3
12-4

浮体構造

屋外設備（軽油タンク等）の設置場所
係留方式、アンカーの構造の検討が必要

12-5

係留方式、アンカーの長期耐久性の検討が必要

12-6

OFNP の耐台風等の暴風波浪を想定した係留装置や固縛対策【確率論的リスク評価（PRA）の積極的活用】
現在の規制における前段否定を中心とする決定論的規制プロセスでは、浮体式原発の利点が適正に評価されない可能性がある。深層防護の一つ一つ

13-1の層に対する対策の評価だけではなく、全体としての深層防護の有効性を的確に評価するためには、PRA の活用が重要と考える。SMR を含む革新
炉の規制のあり方と共通の課題。
有効性評価

13-2

【安全評価】（PRA 等） 想定起因事象（運転時の異常な過渡変化，事故等）や事象シーケンスの選
定が必要

13-3

【安全評価】
重大事故，仮想事故（被ばく評価）の判断基準及び解析手法の検討が必要【有効性評価】

13-4

炉心損傷に至るおそれのある事故，炉心損傷に至る事故等の重大事故シーケンスの選定が必要

7

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分類

検討課題
【全交流電源喪失時の受動安全性】
社会のもつ原子炉事故のイメージは福島第一原子力発電所事故に基づいて13-5いると推察される。本概念での海洋を最終ヒートシンクとした全電源喪失時の受動的熱除去システムの確立とその有効性の証明は社会的受容性の醸成に重要な意味を持つと考えられる。
【動特性解析ツール】
浮体の揺動に伴う動特性解析は、床面が水平ではなくなるため、現在使用

13-6

している動特性解析コードでは扱えず、過渡、事故時の炉内挙動を詳細に把握するためには解析ツールの開発が必要と考えます【有効性評価】

13-7

RPV 破損及びデブリ落下時の格納容器及び船殻の健全性評価が必要
気中ではなく、海中のベントは知見が少ないため、影響評価が必要。

13-8※MIT 先行研究あり【有効性評価】

13-9

万が一の船殻破損事故時における海洋汚染評価、及び陸地における敷地境
界線量率（セシウム換算など）に相当する海域安全評価基準の確立が必要
浮体式原子力発電所で、ＳＡ（炉心溶融）が発生した場合、陸上の原子力

13-10

発電所と比較して、何故安全なのかを検討する。一般の人が理解できる説明をする。
【メンテナンス性】
海上での小規模メンテナンス時（燃料交換を含む）に、揺動で鉛直芯に対14-1して圧力容器が傾いた状態でメンテナンスの必要が出た場合、機器取付・取外、燃料や制御棒の取扱等の楊重設備の位置決めやメンテナンス性について確認が必要と考えます
メンテナンスの仕方

14-2

保守

対象設備をどうするか（予備品の確保、輸送）トラブルがあった際の対応について検討が必要、ドックに輸送することはコスト的に現実的ではない

14-3

浮体原子力発電所の洋上でのメンテナンスの実現性【海上または港湾でのメンテナンス方法の検討】

14-4

洋上浮体のため、海上でメンテナンスをするもしくは陸までプラントが移動して保全を受けて洋上へ帰るかなどが考えられるが、それぞれのメリッ
ト・デメリットの整理が必要

8

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No

分類

検討課題
【海洋生物付着防止装置の検討】

14-5

海水系の配管等に海洋生物が付着してくることから、その防止装置が必要になってくる。
使用済み核燃料の保管方法
・使用済み核燃料の保管箇所（OFNP 内 SFP, 陸上 SFP）

14-6

・使用済み核燃料の輸送方法（OFNP で陸上輸送, 専用船で陸上輸送）【燃料交換】
14-7

運転開始後の燃料交換の頻度をどの程度に設定するか。またどのように・
どこで（海上 or 接岸）行うか。
使用済み核燃料搬出方法の検討（屋上のクレーンを用い、キャスクを運搬船に積込む？）

14-8

設置地点に近い屋外施設（自治体）に一時保管可能か（不可の場合は再処
理工場へ直送）【廃止措置等のための場所・施設の確保】
廃止措置を行う場所・施設をあらかじめ確保しておく必要がある。また、

15-1

廃止措置に限らず大規模保修等が必要な場合も同様である。その場合の、規制上の位置づけを明確にする必要がある

15-2

廃止措置

洋上での解体作業を想定するか
洋上作業の場合、原子炉圧力容器（本体、内部構造物）などの放射化した構造材の解体・持ち出しが可能か

15-3

解体時における海上→陸上への管理区域の移動等の配慮

15-4

海上利用における可逆性の評価（撤去後の影響評価）

15-5

クリアランス制度の適用における塩類の影響評価等→材料選定
インシデント発生時の連絡体制等の構築（国、海上保安庁、立地地域、隣

16-1

国、等）

16-2

事故時対応（避難等）の陸上との違い【緊急時の要員や資機材の確保】

16-3

異常事象・

シビアアクシデント発生時には外部からの要員の確保や資機材の供給が柔

事故対応

軟かつタイムリーに出来ることが必要である。また、一部要員の施設外への退避が必要になる場合も考えられる。このためプラントの事故進展等の特性も考慮したハード・ソフトの対策の検討が必要

16-4

浮体原子力発電所のスタッフィング，特に荒天時のスタッフィング
・別事業の事例が参考となる可能

9

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No

分類

検討課題
【指定感染症等への対策】

16-5

コロナ禍等の集団感染等により運転員が運転の継続が困難になった場合の対策（人員交代，原子炉停止，ドックへの曳航等）【その他設備の性能：緊急時対策所】緊急時対策所の耐性強化で、離隔距
離や位置的分散等を実施しているが、浮体式施設では同一施設上に設置す16-6ることから、制御室と共通要因等によって機能が喪失しないように、例えば緊急時対策所の機能を有する専用船を造り、離隔距離や位置的分散を考慮して係留することになる【電源の信頼性：可搬型設備】
可搬型設備（非常用発電装置等）に対して、必要となる設備数（ユニット

16-7

毎に２セット＋予備１セット）と離隔距離や位置的分散を確保しているが、浮体式施設の場合、例えば、可搬型設備３セットを専用船２隻に分けて搭載し、それらの離隔距離や位置的分散を考慮のうえ係留する等の必要がある【電源の信頼性：非常用電源】

16-8

非常用ディーゼル発電機に対して、連続７日間運転可能となる燃料の備蓄を求められたが、浮体式施設の場合、どの程度を想定するかを整理する必
要がある

16-9
16-10
16-11

【炉心損傷防止対策】（16-7【電源の信頼性：可搬型設備】と同じ）【炉心損傷防止対策】（16-7【電源の信頼性：可搬型設備】と同じ）【放射性物質の拡散抑制対策：放水砲，放水砲用大容量ポンプ】（16-7【電源の信頼性：可搬型設備】と同じ）【放射性物質の拡散抑制対策：シルトフェンス】

16-12

浮体式施設にシルトフェンスを設置する場合、施設の深さに応じた専用のシルトフェンスとそれを取扱う専用船が必要となる【SA 時のアクセス性】

16-13

暴風波浪来襲時に重大事故やプラント被害が発生した場合、緊急時の様々な救援活動のためのプラントへのアクセスが困難となる

16-14

過酷事故による海洋汚染の許容値、処理方法

16-15

浮体設備が沈没した場合のサルベージまでの腐食対策

16-16

原子炉格納容器内を水で満たした時の原子炉の自然冷却と発生したガス圧を逃がす方法 （報告書から表現を修正しています）

10

付録 1

No

分類

検討課題
スロッシング等の発生を考慮すると、使用済燃料プール設計の見直し検討

16-17

が必要
日本における浮体原子力発電所のコンセプト
コンセプト設定の為に先ずは BOP 仕様を設定

17-1

例えば，放射性廃棄物貯蔵可能量により原子力船「むつ」の洋上運転期間は制限されていた【検討用の設計・構造概念】
浮体式としての優位性と課題を検討するためには、たたき台としてのプラ

17-2

ントの設計・構造の概念を準備することにより、より具体的な検討が出来
ると考える

17-3

既存炉からの流用範囲、相違点の評価（耐塩設計等）【安全設計】

17-4

自然循環による長期炉心冷却の系統の設計及び実証試験等が必要
原子力の運用に関わる付帯設備の検討

17-5

原子炉停止時の電源供給について（自家発電、蓄電）
放射性廃棄物の保管【共通要因となり得る外的事象と分散配置】
仮に中小型のモジュール型炉として一定海域内に分散配置をした場合、地その他

震、津波、台風などの共通要因事象による多数基立地上の問題を回避できるか検討が必要。

17-6

浮体式という限られた空間内で高い安全性を確保する上で、１基あたりの放射能インベントリーの少なさや受動的安全機能導入の容易さなどの点で中小型炉は検討に値すると考えるが、複数の浮体式原子炉を一定の海域に配置する場合、小型炉のメリットを生かすためにも多数基立地に伴う課題をクリアする必要がある。
【ソースターム】
浮体式原発のような新しい概念の原子炉の安全性を適正に評価しその特徴を活かす（プラントの事故進展等の特性に応じた合理的な事故時対応を実施する）ためには、事故時に放出される放射性物質の種類、性状、放出

17-7

量、放出開始時期、放出継続時間等のいわゆるソースタームを評価できることが重要かつ有効である。PRA 等と同様であるが、規制の現場で活用出来るようになるためにはある程度の時間を要すると考えられるので、早い段階からの取組が重要である。これらは、浮体式に関わらず原発共通の課題ではあるが、新しい概念の原発をその特徴を活かして導入するためには必要と考える。
11

付録 1

No
17-8
17-9
17-10
17-11

分類

検討課題
環境への影響の把握（生態系、漁業、海上利用） 例：潮流の変化、海水温の変化等
環境影響の継続監視（生態系、漁業、海上利用） 例：潮流の変化、海水温の変化等
環境影響評価手法―例えば温排水デルタ T をどうセットするか。事故時の拡散評価。
周辺監視区域に範囲によっては、洋上にモニタリングポストを設置する必要があり、非常用電源や伝送の多重化が必要【通信手段の強化】

17-12

基本的に沖合に出ると陸上からの電波及び通信が脆弱になりやすいのでその強化並びに多重性が必要となってくる。
【無線設備の設置】

17-13

通信に脆弱性があることから、無線設備で外部との連絡手段を確保できるようにしなければならない。
【交代要員のための移動手段】

17-14

要員の交代あるいは出勤の際に船 or ヘリコプター等での移動となると考えられるが、船で乗り込む手段あるいはヘリコプターでの着陸ポートを設置する必要がある。
【要員の居住性に関して】

17-15

まず大前提として常駐する要員として何人程度が必要になってくるのか。
基本的に交代勤務になると考えられるが、その際の居住スペースまたは生
活環境を整える必要がある。
【本プロジェクトの情報発信】

17-16

本プロジェクトの意義が正しく社会に理解されるための情報発信。特に若
い世代。
以

12

上

付録 2

付録 2

実現までの概略スケジュール検討

1. はじめに浮体式原子力発電の実現までに要する期間（概略）を検討した。

2. 検討の進め方
本検討では、浮体式原子力発電実現までのスケジュールを「立地調査」と「設計・建造」に分け、浮体式原子力発電の実現までに要する期間を検討した。以下に「立地調査」と「設計・建造」の検討方法
を示す。
2.1.

立地調査期間の検討方法

立地調査の段階で実施する主要項目として、図 1 に示す様に、「建設計画」、「建設同意」、「環境影響評価法・電気事業法に基づく環境影響評価」の 3 項目が挙げられるが、「建設計画（設計・建造に関する部分を除く）」、「建設同意」の期間には、大きな不確かさが存在（発電所初号機における議会誘致決
議日から設置許可申請日までの年数（図 2）を確認した結果、大きなばらつきが確認された）するた
め、本検討では「環境影響評価法・電気事業法に基づく環境影響評価」の期間のみを検討することとした。なお、環境影響評価の検討において、社会情勢の影響を受けた評価の長期化までは考慮していない。
環境影響評価とは、発電所の他に道路、鉄道等など環境に大きな影響を及ぼすおそれのある事業について、その事業を実施する事業者自らが環境への影響を予測評価し、事業の内容をより環境に配慮したものとしていくものである。発電所に対する環境影響評価は、環境影響評価法と電気事業法に規定されており、「発電所に係る環境影響評価の手引」 1で環境影響評価の項目と手法の選定が纏められている。
なお、原子力発電所の供用時における一般環境中の放射性物質に関する環境影響評価については、図 3に示す様に原子炉等規制法に基づき審査される一方で、環境影響評価法において対象外としたものではなく、新増設がない現段階では検討が行われていない状況であり、原子力発電所に係る環境影響評価の
あり方については、検討されていない状況である。そのため、本検討では、環境影響評価法に基づく原子力発電所の供用時における一般環境中の放射性物質に関する評価は検討の対象外とすることとした。
浮体式原子力発電の環境影響評価に要する期間は、図 4に示す方法で評価した。浮体式原子力発電に対する評価の実績が存在しないため、調査可能な「至近に実施された他発電の評価期間」と「過去の陸上原子力発電所に対する評価期間」を確認した。次に、浮体式原子力発電で想定される評価項目数を検討し、他発電（沖合の浮体式風力、火力、陸上の原子力発電）の評価項目数を把握した。これらの結果（他発電の評価期間、浮体式原子力発電・その他の発電の評価項目数）から、浮体式原子力発電の評価期間を評価した。

1

経済産業省産業保安グループ電気安全課「発電所に係る環境影響評価の手引」（2020 年 11 月）

13

付録 2

建設計画

建設同意

（建設申入れ等）（立地・折衝・用地買収・漁業補償等建設同意）

環境影響評価図 1

原子力発電所における計画（調査含む）時点のスケジュール

3 ※1

A

13

プラント名

B
C

5

D

3 ※2
19 ※3

E

31

F

3

G

6

H
0

5

10

15

20

25

30

議会誘致決議日～設置許可申請日（年）※1 議会誘致決議日が確認できなかったため、電力会社建設意向表明日を起点日とした。
※2 議会誘致決議日が確認できなかったため、地元申し入れ日を起点日とした。
※3 議会誘致決議日が確認できなかったため、建設計画公表日を起点日とした。

図 22発電所初号機における議会誘致決議日から設置許可申請日までの年数 2

電力会社等のホームページから作成。

14

35

付録 2

図 3

環境影響評価法における原子力発電の環境影響評価について 3

図 4
2.2.

環境影響評価期間の評価方法

設計・建造期間の検討方法

設計・建造期間の検討は、図 5 に示す方法で実施した。初めに過去の実績（原子力船「むつ」の実績）や浮体式原子力発電に関する規制の現状を整理し、本検討の参考情報を収集した。次に建造着手前（設計、規制審査）の期間を検討し、最後に建造に要する期間を検討した。

図 53設計・建造期間の検討方法

平成 28 年度第 3 回札幌市環境影響評価審議会資料 2-3（2016 年 9 月 23 日）

15

付録 2

3. 検討結果
3.1.

立地調査の期間

3.1.1. 評価期間の把握（至近評価、陸上の原子力発電の実績調査）
浮体式原子力発電に対する評価の実績がないため、調査可能な「至近に実施された他発電の評価期間」と「過去の陸上原子力発電所に対する評価期間」を確認した。
 至近に実施された他発電の評価期間
近年、原子力発電所に対する環境影響評価は実施されておらず、環境影響評価法施行後の対象事業種
別の手続き実施状況（図 6）に示されているように、風力発電が多くを占めている。環境影響評価については、迅速化の要望により、以下の 2 点のアプローチが取られており（詳細は図 7 参照）、平均的な期間は迅速化前の 43～55 か月程度から約 30 か月となっている（図 8 参照）。
· 国による審査期間の短縮（国と自治体の審査を並行して実施）· 事業者による調査期間の短縮（前倒環境調査）
平成 28 年度以降に配慮書が受理され、既に評価書の確定通知が出ている件名について、評価期間を調査し、発電種別毎に整理した結果（図 9）より、風力以外は件数が少ないため、一概には言えない
が、発電方式と評価期間に大きな相関関係はないと考えられる。

図 64

環境影響評価法施行後の対象事業種別の手続き実施状況 4

第 1 回再生可能エネルギーの適正な導入に向けた環境影響評価のあり方に関する検討会資料 2 （2021 年 1 月 21 日）

16

付録 2

図 7

図 8

5
6

環境影響評価の迅速化 5

環境影響評価の迅速化の達成状況 6

第 1 回再生可能エネルギーの適正な導入に向けた環境影響評価のあり方に関する検討会資料 2 （2021 年 1 月 21 日）
第 1 回再生可能エネルギーの適正な導入に向けた環境影響評価のあり方に関する検討会資料 2 （2021 年 1 月 21 日）

17

付録 2

70

65
60

60

■ 火力
■ 地熱

58

56

■ 水力

52

評価期間（か月）

50

49
46

46
41

40
33

■ 風力

43
39

39

37

35
31

31

28

30

23

20
10
0
発電種別
図 9

発電種別毎の環境影響評価の期間（配慮書～準備書） 7

 過去の原子力発電所の評価期間
環境影響評価が実施された原子力発電所の評価期間を調査した結果を図 10 に示す。なお、平成 25
年 4 月に完全施行された「環境影響評価法の一部を改正する法律」以前に実施された環境影響評価のため、配慮書は存在しない。プラントにより異なるが、約 22～54 か月の期間を要していた。各発電所の評価期間を比較すると、準備書作成期間がプラント毎により大きく異なるが、その他の項目については、概ね同じ期間であった。

図 10至近の原子力発電所の環境影響評価期間 87経済産業省ホームページ（https://www.meti.go.jp/policy/safety_security/industrial_safety/sangyo/electric/detail/inde
x_assessment.html、2021/12/31 閲覧）から作成
8 経済産業省ホームページ（https://www.meti.go.jp/policy/safety_security/industrial_safety/sangyo/electric/detail/nucl
ear.html、2021/12/31 閲覧）から作成

18

付録 2
3.1.2. 評価項目数の把握
発電所に係る環境影響評価の評価項目数は、「発電所に係る環境影響評価の手引き」等で示されており（参考 1 参照）、風力発電の評価項目数は 34 個、沖合の浮体式風力発電の評価項目数は 18 個、火力
発電は 40 個、陸上の原子力発電は 40 個であった。なお、同じ発電方式でも立地場所等により評価項目数が変わるため、手引き等では評価項目ではなく、参考項目と表現されている。風力発電と沖合の浮体式風力発電の評価項目数を比較すると、沖合の浮体式風力発電の方が少ない。これは、沖合に設置していることによるものだと考えられる。
浮体式原子力発電の評価項目数について、浮体式原子力発電のみの場合と附帯陸上施設を含んだ場合の 2 種類を検討した結果（詳細は参考 1 参照）、浮体式原子力発電のみの場合の評価項目数は 20 個、附帯陸上施設を含んだ場合の評価項目数は 43 個であった。浮体式原子力発電（附帯陸上施設を含む場合）の評価項目数は、風力、火力と比較して大きく変わらず、また、浮体式原子力発電（附帯陸上施設を含まない場合）の評価項目数は、沖合の浮体式風力と概ね同じであった。
表 1

発電方式毎の評価項目数

発電種別
風力

評価項目数
陸上

34

沖合の浮体式

18

火力46

原子力（陸上）40

浮体式原子力附帯陸上施設を含まない

20

附帯陸上施設を含む

43

3.1.3. 浮体式原子力発電の評価期間評価
評価期間の把握（3.1.1）の検討において、以下の 3 点を確認した。
· 近年、環境影響評価の迅速化が進められており、評価期間は平均 30 か月となっている。
· 発電方式と評価期間に大きな相関関係はないと考えられる。
· 過去に実施された原子力発電所に対する評価期間は、約 22～54 か月であった。
評価項目数の把握（3.1.2）の検討において、以下の 2 点を確認した。
· 浮体式原子力発電（附帯陸上施設を含む）の評価項目数は風力発電等の他発電とは大きく変わらない（2 倍以上の増加等はない）。
· 浮体式原子力発電（附帯陸上施設を含まない）の評価項目数は沖合の浮体式風力と同様に他発電方式と比較して少ない（評価項目数で単純に比較した場合には審査期間が短くなることが想定される）。
以上の結果から、浮体式原子力発電の環境影響評価期間として、迅速化が図られてからの平均的な期間である 30 か月を要するとした。

19

付録 2
3.2.

設計・建造の期間

3.2.1. 過去実績・現状の整理
設計・建造の期間を検討の参考にするため、原子力船「むつ」の実績を調査した。また、浮体式原子力発電に対する規制の現状を整理した。
 原子力船「むつ」の実績
原子力船「むつ」は、1963 年 10 月に制定された原子力第 1 船開発基本計画に基づき、建造・運転されている。参考 2 に詳細を記載しているため、ここでは省略するが、1967 年 11 月に原子炉設置許可、同月に臨時船舶建造調整法による建造許可を受け、建造が開始されている。1974 年 8 月には、出力上昇試験のために出港し、同年 9 月に放射線漏れが発生している。放射線漏れに対する様々な対策を実施
後、1989 年 9 月に起動前機能試験を開始し、1991 年 2 月に使用前検査合格・船舶検査証受理をしている。つまり、起動前試験開始～使用前検査合格・船舶検査証受理の期間は約 1.5 年である。その後、1991 年 2 月から約 1 年間の実験航海を行った後に廃船となっている。本検討の参考になる情報として、以下が挙げられる。
· 設置許可の審査期間は約 8 か月
· 起動前試験開始～使用前検査合格・船舶検査証受理の期間は約 1.5 年。
· 船体部の建造期間（推定）は約 2.5 年（臨時船舶建造調整法による建造許可日～石川島播磨重工から船体部引渡しまでの期間）。
· 原子炉ぎ装の期間は約 2 年。
 浮体式原子力発電に対する規制の現状
浮体式原子力発電に対する規制については、整備が必要な状況である。洋上（浮体式）風力発電設備
への法令適用（図 11）と同様の扱いが考えられ、船舶安全法と核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律（原子炉等規制法）により規制されると考えられる。
船舶安全法においては、浮体式風力発電や原子力船「むつ」と同様に特殊船に位置付けられると考えられる。洋上（浮体式）風力発電設備では、浮体式洋上風力発電施設技術基準（国海安第 194 号）（国
交省）、②浮体式洋上風力発電設備に関するガイドライン（日本海事協会）、③鋼船規則集（日本海事協会）が整備されており、浮体式原子力発電に対しても同様に技術基準等の整備が必要である。
原子炉規制法においても、船舶安全法同様に浮体式に対する規則等が必要である。

20

付録 2

図 11

浮体式風力発電設備の法律適用 93.2.2. 建造着手前の期間の検討
建造着手前期間として、設計と規制審査の期間を検討した。図 12 に設計と規制審査の期間の検討における検討項目を示す。なお、検討の前提条件として以下を設定した。
· 原子炉等規制法（実用炉規則第百条）では、燃料体、使用済燃料貯蔵用容器、非常用電源設備の無停電電源装置等のみが型式証明の対象であり、米国のように設計認証（DC）は整備されていないが、整備されていると仮定する。
· 船舶安全法関連の船舶検査（製造検査・第 1 回定期検査）と日本海事協会が実施する製造中登録検査の申請時期は、詳細設計完了後とする（製造中登録検査では、工事に先立ち図面等を提出し承認を得る必要があるため）。
· 規制整備に要する期間については、原子力規制委員会において新規制基準が検討された期間（発電用軽水型原子炉の新安全基準に関する検討チームの第 1 回会議開催日（2012 年 10 月 25 日）から
新規制規制基準施行前（2013 年 7 月 8 日））を参考に、原子炉等規制法の整備と船舶安全法の整
備、それぞれ 1 年とした。
· 建設・運転一括認可または設置許可の申請時期は、重点電源開発地点の指定後（環境影響評価終了後）とする。
設計の期間については、基本設計と詳細設計の期間を改良型沸騰水型軽水炉（ABWR）の実績を参考に検討することとした。また、設計にあたり、浮体式原子力発電特有の課題（揺動が主要な論点になると考えられる）の検討・規制期間との議論が必要と考えられ、この期間を検討した。

9

エンジニアリング協会海洋再生可能エネルギーの動向調査 WG「2019 年度 海洋再生可能エネルギーの動向調査～洋上風力発電の動向調査～」

21

付録 2
規制審査の期間については、原子炉等規制法関連の審査期間と船舶安全法関連の審査期間を検討することとし、原子炉等規制法関連の審査期間の検討では、米国で整備されている設計認証を活用する場合と日本の現状の規制（設置許可等）の両方を検討した。

図 12

建造着手前の期間の検討項目

以下に各検討項目の検討結果を示す。
 浮体式原子力発電特有課題（揺動等）の検討、規制との議論
浮体式原子力発電の論点として、揺動関係が主になると考えられ、揺動関係の検討に加え、規制との議論も必要と考えられる。この期間として、3 年（本文の表 18、表 19 に示すように揺動場関係の検討期間（最短）の 4 年から、今年度分を引いた 3 年））を要すると設定した。
 基本設計図 13 に示す ABWR の実績を参考に検討した。ABWR では基本設計に 5 年を要しているが、以下の 2 点の理由から半分の 2.5 年とした。
· ABWR では RCCV、RIP、FMCRD 等の開発が実施されており、5 年の期間にはこれらが含まれているが、今回の検討では原子力発電設備については新しい機器は導入しない。
· 浮体式原子力発電では、新たに浮体構造物の設計が発生するが、建屋・土木の設計期間と同じと
仮定した。

22

付録 2

図 13 ABWR の開発の経緯 10 詳細設計基本設計と同様に ABWR の実績（図 13）を参考に検討した。詳細設計の期間を「設置許可申請～
工事計画認可申請までの期間」とし、3 年とした。
米国で整備されている設計認証を活用する場合、設計認証に向けた詳細設計に加え、建設・運転一括認可に向けたサイト特有部分の詳細設計が必要となる。建設・運転一括認可に向けたサイト特有部
分の詳細設計に要する期間は、後述する建設・運転一括認可の審査期間（2.5 年）の半分程度の期間を要すると考え、1 年と設定した。
 米国で整備されている設計認証を活用する場合の審査期間（設計認証（DC）、建設・運転一括認可（COL））
設計認証の期間については、NuScale の実績から 4 年と設定した。また、建設・運転一括認可の期間については、米国原子力規制委員会が掲げる標準的な審査期間 2.5 年と設定した。
 日本の現状の規制の審査期間（設置許可、工事計画認可）
規制新規制基準施行後の新設炉に対する審査実績がないため、以下に示す施行前の情報を参考に 5年と設定した。
· 原子力船「むつ」の設置許可審査期間は約 8 か月。
· 東京電力東通原子力発電所の設置許可～工認（新規制基準施行前）は、約 52 か月（約 4 年 4 か月）。また、ABWR 初号機の東京電力柏崎刈羽原子力発電所 6 号の設置許可～工認は、36 か月（3 年）。
· 新規制基準審査期間（設置許可申請～工認）は、最短約 20 か月（1 年 8 か月） 11。

ATOMICA に一部追記
令和 3 年度第 36 回原子力規制委員会 資料 2「原子力発電所の新規制基準適合性審査の状況」（2021 年 10 月 6 日開
催）
10
11

23

付録 2
· 既設炉の実績（新規制基準施行前）として、電源開発基本計画 12組み込み～プラントの運転開始の年までの平均的な期間は約 8 年程度 13。
 製造検査・第 1 回定期検査・製造中船級登録検査
製造中船級登録検査では、工事に先立ち図面等を提出し、承認を得る必要がある。そのため、本検討項目の開始時期は詳細設計終了後とした。終了時期については、海上試運転、復原性試験等が完了した時期になるため、試運転終了時とした。
3.2.3. 建造期間の検討
建造期間については、既にマサチューセッツ工科大学（MIT）で検討されており、モノコラム型浮体式海洋石油・ガス生産貯蔵積出設備（FPSO）の建造実績を参考に 3 工法それぞれでの期間を検討している 14。本検討では、最も選択される可能性が高い Option A による建造とし、建造着手時期は建設・運転一括認可または工事計画認可後とする。試運転期間については、原子力船「むつ」の実績から 1.5
年とした。
図 14

浮体式原子力発電（300MW）の建造方式と期間

Option A

Option B

Option C

建造
3 箇所

イメージ
造船所 1 箇所で建造

建造所 2 箇所で建造し、造船所 3 箇所で建造（1 箇

洋上で最終的に建造

所目：原子力関係、2 箇所
目：船体関係、3 箇所目
BOP、ぎ装、最終組立）

建造
期間※

127 週（約 2.5 年）

102 週（約 2 年）

152 週（約 3 年）

※ここでいう建造期間には、原子炉圧力容器の製造期間等は含まれない。

12

現在は廃止されており、この役割を継承するため、2004 年に「電源開発に係る地点の指定について」が閣議了解され、電気事業者の申請に基づき、経済産業大臣が「重要電源開発地点」の指定を行うこととなった。
13 内閣府第 5 回コスト等検証委員会 資料 6-1（2011 年 11 月 25 日開催）
14 J. M. Jurewicz, “Design and construction of an offshore floating nuclear power plant”.

24

付録 2

4. まとめ
本検討のまとめを表 2、表 3 に示す。米国方式における設計認証申請時期は詳細設計開始から 1 年後とした。日本方式における設置許可申請時期は基本設計終了時点とした。米国で整備されている設計
認証を活用する場合は運転開始までに 17 年、日本の現状の規制の場合は運転開始までに 14.5 年の期間を要すると評価された。なお、米国で整備されている設計認証を活用する場合の期間（17 年）は初号機の場合に要する期間であり、2 号機以降は表 2 に示す項目の多くが省略される（「浮体式原子力特有課
題の検討・規制との議論」、「規制整備」、「基本設計」、「詳細設計」）ため、運転開始までに要する期間
は 9 年と大幅に短くなる。また、設計認証を活用する場合、立地場所決定前に設計に関する議論（立地
特有の部分を除く）が進められる利点がある。

25

表 2

付録 2
実現までのスケジュール（米国方式の規制審査の場合）
年数

1

2

3

4

5

6

7

8

9

10

11

12

13

14

15

16

17

環境影響評価
立地調査

環境影響評価終了に伴う重点電源開発地点の指定

規制整備

浮体式原子力特有課題

建設・運転一括認可に向けたの検討・規制との議論

基本設計

詳細設計（サイト特有部分）

詳細設計
設計認証

建設・運転一括認可

設計・建造

製造検査・第 1 回定期検査
・製造中登録検査
認可に伴う
建造開始

26

建造

試運転

18

19

20

表 3

付録 2
実現までのスケジュール（日本方式の規制審査の場合）
年数

1

2

3

4

5

6

7

8

9

10

11

12

13

14

環境影響評価
立地調査

環境影響評価終了に伴う重点電源開発地点の指定

浮体式原子力特有課題

規制整備の検討・規制との議論

基本設計

設計・建造

詳細設計

設置許可・工事計画認可

製造検査・第 1 回定期検査
・製造中登録検査
認可に伴う
建造開始

建造

27

試運転

15

16

17

18

19

20

付録 2
参考 1 各発電方式の環境影響評価項目数
 風力発電、風力発電（沖合の浮体式）の評価項目· 風力発電の評価項目数として、下表のグレーハッチング箇所をカウントした。
· 風力発電（沖合の浮体式）の評価項目数については、下表のグレーハッチング箇所とすると、陸上風力で必要な評価項目も含んだ数となるため、「グレーハッチング箇所の内、①空欄箇所、②注、と記載の箇所」、「グレーハッチングはされていないが、◇の箇所」の数とした。

Ref. 環境省「洋上風力発電所等に係る環境影響評価の基本的な考え方に関する検討会報告書概要」

28

付録 2

Ref. 環境省「洋上風力発電所等に係る環境影響評価の基本的な考え方に関する検討会報告書概要」

29

付録 2
 火力発電の評価項目· 火力発電の評価項目数については、参考項目（表中のグレーハッチング箇所）の数とした。

Ref. 経済産業省「姫路天然ガス発電株式会社（仮称）姫路天然ガス発電所新設計画環境影響評価準備書に係る審査書」

30

付録 2
 原子力発電所（陸上）の評価項目· 原子力発電（陸上）の評価項目数については、参考項目（表中のグレーハッチング箇所）の数とした。

Ref. 経済産業省原子力安全・保安院「九州電力株式会社川内原子力発電所 3 号機増設計画環境影響評価
準備書に係る審査書」

31

付録 2
 原子力発電（浮体式）で想定される評価項目· 浮体式原子力発電において、想定される評価項目は下表の通り。なお、検討において、附帯陸上施設として、開閉所の他に放射性廃棄物保管施設等の原子力船「むつ」と同様の施設が設置されていることを前提に検討している。そのため、附帯陸上施設の設置により対象になると考えられる評価
項目については、表中に「△」で示している。また、設置海域における工事として、浮体構造物の設置に加え、海底ケーブル（送電線）、係留索の設置が行われるとし、検討した。
· 凡例は以下の通り。
○：環境影響評価項目に該当すると想定される項目△：開閉所の他に放射性廃棄物保管施設等を附帯陸上施設として設置する場合、環境影響評価項目に該当すると想定される項目
工事の実施
環境要因の区分

建
設
機
械
の
稼
働

△

△

△

粉じん等

△

△

△

騒音

騒音

△

△

△

△

振動

振動

△

△

△

△

悪臭

－

大気

硫黄酸化物

質

窒素酸化物

る
一
時
的
な
影
響

造
成
等
の
施
工
に
よ

地
形
の 改
存 変
在 及
び
施
設

施設の稼働

工
事
搬 用
出 資
入 機
材
等
の

環境要素の区分

大気環境

土地又は工作物の存在及び供用

排
水

温
排
水

機
械
等
の
稼
働

資
材
等
の
搬
出
入

浮遊粒子状物質

その他
水環境

水質

水の汚れ

○

富栄養化

○

水の濁り

○

水温

○

付着生物防止剤○

水素イオン濃度
溶存酸素量
大腸菌群数
n-ヘキサン抽出物質（油分等）
健康項目、要監
視項目、特殊項
32

廃
棄
物
の
発
生

付録 2
工事の実施
環境要因の区分

環境要素の区分

工
事
搬 用
出 資
入 機
材
等
の

建
設
機
械
の
稼
働

る
一
時
的
な
影
響

土地又は工作物の存在及び供用
造
成
等
の
施
工
に
よ

地
形
の 改
存 変
在 及
び
施
設

施設の稼働

排
水

温
排
水

機
械
等
の
稼
働

目、塩分、塩化物イオン濃度
水底

有害物質

の底

科学的酸素要求

質量、全硫化物、○

強熱減量、粒度
分布、有害物質
地下

地下水

水の
水質
及び
水位
その

流向・流速

他

河川・湖沼
水中音

○

○

○

その他の環

地形

重要な地形及び

境

及び

地質

地質

陸域地形

△

海岸地形

△

動物

地盤

地盤沈下

土壌

土壌汚染

その

日照阻害

他

風車の影

○

重要な種及び重要な群落（海域に生育するも

○

のを除く。
）
海域に生息する動物
植物

○

○

△

△

○

○

重要な種及び重要な群落（海域に生育するものを除く。
）
海域に生息する動物
33

○

資
材
等
の
搬
出
入

廃
棄
物
の
発
生

付録 2
工事の実施
環境要因の区分

環境要素の区分

生態系

工
事
搬 用
出 資
入 機
材
等
の

建
設
機
械
の
稼
働

地域を特徴づける生態
系

景観

る
一
時
的
な
影
響

土地又は工作物の存在及び供用
造
成
等
の
施
工
に
よ

地
形
の 改
存 変
在 及
び
施
設

○

○

施設の稼働

排
水

温
排
水

機
械
等
の
稼
働

資
材
等
の
搬
出
入

廃
棄
物
の
発
生

主要な眺望点及び景観資源並びに主要な眺望

△

景観
人と自然と

主要な人と自然との触の触れ合い

れ合いの活動の場

△

△

△

の活動の場
廃棄物等

温室効果ガ

産業廃棄物

○

残土

△

○

二酸化炭素

ス等
※本検討では、環境影響評価法に基づく原子力発電所の供用時における一般環境中の放射性物質に関する評価は検討の対象外とすることとした。

以

34

上

付録 2

参考 2 原子力船「むつ」 に関する主な実績
1975

年
1967

1968

1969

1970

1971

1972

1973

1974

1982
1979

～

1980

1981

～

1978

施設

1986

1987

1988

1989

1990

1991

1992

1985

設置許可：約 8 ヶ月

1989/9/11 起動前機能試験開始

1967/4/3 申請
1967/11/21 許可

遮蔽改修のための安全性総点検補修工事に係る設置許可：約 10 ヶ月

設置許可：約 10 ヶ月

1979/1/10 申請

1980/10/9 申請

1979/11/15 許可

1981/8/5 許可

1967/11 臨時船舶建造調整法による建造許可
1968/4/10 船舶安全法に基づく製造検査申請

1990/3/29 出力上昇試験開始
1990/7～1990/12
海上試運転
1991/2/14 使用前検査合格、

1969/6/16 船舶安全法に基づく船舶検査申請

船舶検査証受理

原子

製造・船舶検査力

製造・船舶検査（使用前検査）は、約 23 年。

船

放射線漏れに伴う検査中断期間が含まれる。

1970/7/13 石川島播磨重工から船体部引渡し

1972/8/25 三菱原子力から

1970/7/24 原子炉ぎ装工事開始
船体部建造（推定） 原子炉部ぎ装
船体部建造：約 2.5 年（推定）

原子炉部引渡し1991/2/25～1992/2/14
1974/8/26 出力上昇試験のため出港
1974/9/1 放射線漏れ発生

原子炉部ぎ装：約 2 年

35

実験航海

付録 2
1975

年
1967

1968

1969

1970

1971

1972

1973

1974

1982
1979

～

1980

1978

施設

1968/7/26

1972/9/2

大湊定係港

大湊定係港

第 1 回設工認申請

使用前検査合格

1981

1986

～

1987

1988

1989

1990

1991

1985
1986/8/11
新定係港港湾施設（関根浜） 1987/3/31
設置変更許可申請

設置変更許可附帯補足

1987/12/16

陸1985 年にむつ専用港としての新定係港港湾施設（関根浜）

上

関根浜新定係港建設を決定。

完成

施
1988/10設

新定係港港湾施設（関根浜）
供用開始

Ref.
· 安藤良夫、「原子力船むつ－「むつ」の技術と歴史－」、1996 年 8 月 2 日、ERC 出版· 日本原子力研究所原子力船部門、「ワイド特集 原子力船「むつ」の軌跡－研究開発の現状と今後の展開－」原子力工業 Vol.38, No.4,(1992)· 日本原子力研究所、「原子力船開発の歴史」、平成 7 年 12 月 10 日

36

1992

付録 3

付録 3

浮体式原子力発電の建造費概略評価

1. はじめに浮体式原子力発電の検討を進めるにあたり、事業の視点からは費用面の検討が重要となる。費用には、運転や保守の費用等が挙げられるが、本書では建造費の評価結果を報告する。建造費が陸上原子力発電の建設費に比べて大幅に増減するのかを把握するため、浮体式原子力発電と陸上原子力発電の相違部分の建設費（建造費）を評価し、比較した。

2. 検討の進め方
本検討では、図 15 に示す 4 点を実施した。はじめに浮体式原子力発電と陸上原子力発電の異なる箇所（比較箇所）を確認した。次に、浮体構造物のサイズを把握し、比較箇所の概算建設費（建造費）を評価した。最後に評価結果から、浮体式原子力発電の建造費が陸上の原子力発電と比較し大幅に増減するかを確認した。
本検討の検討対象は建設費（建造費）であり、図 16 に示す CFC 等は対象外である。なお、以下の理由から、電気出力 1100 MW の原子力発電の建設費（建造費）を検討した。
· 検討において浮体式原子力のサイズが必要となるが、MIT で検討されており、そのプラントの電気出力は 300、1000 MW である。
· 比較する陸上原子力発電に関する公開されている建設費の情報は、大型炉の建設費に基づく情報のため、浮体式原子力発電の建造費を評価できる 300MW と 1000MW の内、より信頼性の高い評価ができるのは、1000MW の建設費（建造費）と考えられる。

図 15

検討の進め方

37

付録 3

検討対象

図 16

均等化発電原価（LCOE）に照らした本検討における対象範囲 15

OECD-NEA, “Unlocking Reductions in the Construction Costs of Nuclear: A Practical Guide for Stakeholders",
2020.に一部追記。

15

38

付録 3

3. 検討結果
3.1.

検討対象箇所（比較箇所）の設定

本検討では、浮体式原子力発電と陸上原子力発電で異なる箇所（比較箇所）の建設費（建造費）を評価することとし、はじめに比較箇所を確認した。なお、ポンプ等の原子力発電設備は、陸上原子力発電と同じと仮定し、検討している（海水を活用した安全設備等は考慮していない）。図 17 に示す浮体式原子力発電と陸上原子力発電の比較から、比較箇所として、浮体式原子力発電の「浮体構造物（係留、Dynamic Positioning System については浮体構造物と比較すると費用は安いため、本検討の対象外とした）」、「海底送電線」と陸上原子力発電の「土木・建屋部分（原子炉建屋等の建屋、防潮堤、防波堤、取水路・放水路、洞道、構内道路等）」の 3 点とし、それぞれの建設費（建造費）を評価した。

図 17
3.2.

浮体式原子力発電と陸上原子力発電の比較

浮体構造物の大きさ

電気出力 1100 MW の建設費（建造費）を検討するため、当該出力の浮体式原子力発電の浮体構造物のサイズを確認した。表 4 に示す通り、OFNP-1100（電気出力 1100 MW）の浮体構造物のサイズは、ハルの直径が 75m、スカートの直径が 106m、高さ 108m、排水量は 376,400 トンであった。浮体式原子力発電の原子力発電設備を除く浮体構造物のみの重量は、表 5 に示す OFNP-1100 と AP1000 のSteel と Concrete の重量を用い、図 18 に示す方法で評価した。図の左に示す OFNP-1100 と AP1000の Steel と Concrete の重量は表 5 に記載の値を使用した。AP1000 の Steel は大きく分けると機器と機器以外（鉄筋等）に分けられるが、それぞれの重量に関する公開情報を確認できなかったため、公開されていた欧州加圧水型炉（EPR）の割合（機器分は 40%）16と同じと仮定し、AP1000 の機器分の重量を算出した。ここで、AP1000 と OFNP-1100 の機器分の重量は同じと仮定し（ただし、OFNP-1100と AP-1000 の出力比を考慮し、ODNP-1100 の機器分の重量は、AP1000 の機器分の重量に 1.1 倍した値としている）、今回把握したい浮体式原子力発電の浮体構造物の重量を評価した結果、35,178 トンと評価された（本来、35,178 トンの中には、鉄筋等の重量が含まれるが、ここではこれらを全て浮体構造
物の重量とカウントした）。

Per F. Peterson et al., “Metal And Concrete Inputs For Several Nuclear Power Plants”, Report UCBTH-05-001,
2005.

16

39

付録 3
表 4

浮体式原子力発電（OFNP-300、OFNP-1100）の浮体構造物のサイズ 17

表 5

OFNP-1100 と AP1000 の Steel と Concrete の重量 18

材料の種類

18

AP1000

Steel(tonnes)

49,69833,000Concrete(tonnes)

11,385

158,700

図 18

17

OFNP-1100

浮体式原子力発電の浮体構造物の重量算出方法

J. Buongiorno et al, “The Offshore Floating Nuclear Plant (OFNP) Concept”, 2016.
J. Buongiorno et al, “The Offshore Floating Nuclear Plant (OFNP) Concept”, 2016.のデータから作成。

40

付録 3
3.3.

概算の建設費（建造費）の評価

比較箇所とした浮体式原子力発電の「浮体構造物」、「海底送電線」と陸上原子力発電の「土木・建屋部分」の概算の建設費（建造費）の評価結果を以下に示す。
3.3.1. 浮体式原子力発電の浮体構造物
浮体構造物の建造費は、下記 3 点の情報を用い、重量比から算出した。
· 浮体式原子力発電の浮体構造物のみの重量· 浮体式海洋石油・ガス生産貯蔵積出設備（FPSO）の建造費· FPSO の軽荷重量（ここでの軽荷重量は、浮体構造物の重量のみを意味し、搭載機器の重量を除いた重量を意味する）
FPSO の建造費（搭載機器を含む）は、700～1,000 億円程度（図 19、図 20）であり、この内、搭載機器が占める割合を図 19 に示す 30%とした場合、FPSO の浮体構造物に係る部分の建造費は 490～
700 億円と評価される。軽荷重量は、種々の情報から 4,400 トンとして評価した。これら情報から、重量比により評価される浮体式原子力発電の浮体構造物の建造費は、390～560 億円程度である。この金額は重量比から求めた結果により評価されたものであり、おおよその金額であることに注意が必要である。

図 19 FPSO の建造費と費用内訳 1919

国土交通省海事局「海洋開発市場の現状」（2017 年 12 月）

41

付録 3

図 20 FPSO の建造費 20
3.3.2. 浮体式原子力発電の海底送電線（交流）
海底送電線の建設費の評価では、下記の 2 点を検討した。①の評価は、陸上送電線の長さが浮体式と陸上で同じとした場合の評価である。②の評価は、陸上原子力発電と比べ、大規模消費地近くに設置できるとし、陸上送電線距離を変化させた場合の送電線全体の建設費を評価している。なお、両評価とも
2 ルート 4 回線の建設費を評価している。
① 海底送電線 30km の建設費
② 海底送電線 30km に加え、陸上送電線 10～200km の建設費
 ①海底送電線 30km の建設費
海底送電線（交流）の敷設に係る費用を評価した。国内の単価に関する情報を確認出来なかったた
め、イギリス送電会社（National Grid）の資料 21から建設費を評価した。なお、本検討では、ジョイント費用を考慮しておらず（総額に対し、費用は大きくない）、送電線の仕様は交流、400kV、1000MW（公開されている単価の中で最も高額な仕様）である。評価結果を表 6 に示す。海底送電線（2 ルート 4 回線、各回線 30km）の建設費は、304～475 億円と評価された。

20
21

国土交通省海事局「海洋フロンティアへの挑戦～海洋産業の戦略的育成に向けて～」
National Grid, “Electricity Ten Year Statement 2015 Appendix E”.

42

付録 3
表 6

海底送電線（2 ルート 4 回線、30km）の敷設に係る費用評価結果
単価（最大）※1

項目
Supply
HVAC 3×Single Core Cables

2.4 億円／km(Copper conductor)

120km

3.2 億円／km

three core, 10M apar

286 億円(30km×4 回線)

Installation
2 single cables; 2 trenches,

金額（最大）※1

数量

60km

189 億円(30km×2※2)

475 億円合計※1 表中に記載の金額は最大金額であり、最低単価は上から順に 1.8 億円／km、1.5 億円／km
1￡=137 円（2020 年平均値(TTM)）で計算した結果。
※2 2 ルート 4 回線のため、2（4 single cables; 4 trenches）。
 ②海底送電線 30km に加え、陸上送電線 10～200km の建設費①で評価した海底送電線 30km に加え、陸上送電線の距離を 10～200km に変化させた場合の送電線全体の建設費を評価した。
陸上送電線の敷設に係る費用は、電力広域的運営推進機関が公開している単価 22より算出した。な
お、この費用に土地代は含まれていない。また、電磁誘導調査費・対策工事費等の特殊な工事も含まれていない。陸上送電線 100km の建設費については、表 7 に示す通り、1122～2130 億円と評価された。
次に、陸上送電線の距離を 10～200km に変化させた時の送電線全体の建設費を評価した結果を図21 に示す。陸上送電線の距離が長くなるほど、送電線全体の建設費は膨大な金額となり、浮体式原子力発電の浮体構造物を大規模消費地に 20～30km 程度近くに設置することができた場合には、送電線全体の建設費は陸上原子力発電の送電線建設費と同等となることがわかる。
表 7

陸上送電線（2 ルート 4 回線、100km）建設費

項目
支持物・電線（500kV、鉄塔 2 回線）
変圧器（ガス絶縁形変電所）
引出設備（ガス絶縁形変電所）

単価（最大）※

数量

金額（最大）※

9.1 億円／km

200 km

1,820 億円

25.7 億円／回線

4 回線

103 億円51.7 億円／回線

4 回線

207 億円
2130 億円

合計※表中に記載の金額は最大金額であり、各項目の最低単価は上から順に 4.8 億円／km、12.4 億円／回線、28.1 億円／回線。
22

電力広域的運営推進機関「送変電設備の標準的な単価の公表について」（2016 年 3 月 29 日）

43

付録 3

5,000
4,500

建設費（最大）[億円]

4,000

変圧器、引出設備の建設費
海底送電線の建設費
陸上送電線の建設費

3,500
3,000
2,500
2,000
1,500
1,000
500
0
陸上送電線の距離[km]
図 21

陸上送電線距離の変化による送電線全体の建設費

さらに、日本における送電線全体の建設費の観点では次のことが言える。今後大量導入されると考えられる再生可能エネルギーの立地場所は図 22 に示すように制約（偏在）される。偏在に伴う増強費用については、電力広域的運営推進機関の広域連系系統のマスタープラン及び系統利用ルールの在り方等に関する検討委員会で検討されており、30GW と 45GW 分の電源が偏在している場合の系統増強のための必要投資額等を検討している。図 23 は 45GW 分の電源が偏在している場合の検討結果であり、系統増強のための必要投資額として約 3.8～4.8 兆円 23が必要とされている。浮体式原子力発電の設置場所
は、活断層を避けた場所とする必要があるが、設置場所が再生可能エネルギーに比べると制限がないた
め、系統増強のための大規模な投資が不要となる。

23

偏在する電源等を大消費地に送電するための連系線等の背骨系統の増強コストのみを記載しており、再エネ増加に伴う、調整力確保、慣性力・同期化力低下等の対策コストは含んでいない。また、HVDC 送電コストは、2050 年頃におけるスケールメリットや技術革新のコスト低減を先取りした単価を採用、海底ケーブル工事は漁業補償費を含まず、水深等を考慮したルート変更によるコスト増の可能性あり。

44

付録 3

図 22

図 23

洋上風力発電のエリア別導入イメージ 24

再生可能エネルギー偏在（45GW）シナリオ時の増強費用 25

24 第 2 回洋上風力の産業競争力強化に向けた官民協議会
資料 2-1「洋上風力産業ビジョン（第 1 次）
（案）概要」（2020 年 12 月 15 日）
25 広域連系系統のマスタープラン及び系統利用ルールの在り方等に関する検討委員会事務局「マスタープラン検討に係る中間整理」（2021 年 5 月 20 日）

45

付録 3
3.3.3. 陸上原子力発電の土木・建屋部分
陸上原子力発電の土木・建屋部分の建設費を評価するため、はじめに陸上原子力発電の建設費（電気出力 1100 MW）を調査し、その中で土木・建屋部分が占める割合を設定した。
陸上原子力発電（電気出力 1100 MW）の建設費として、以下の調査結果から 5,500 億円と設定した。なお、5,500 億円には、開閉所より外の送電線建設費等の建設費は含まれない（同じプラントの場
合でも立地場所により建屋、防潮堤、防波堤、取水路等の建設費は大きく変わるが、このばらつきは下記の土木・建屋部分で考慮する）。
· 経済産業省発電コスト検証 WG 資料（図 24）より、建設費は 5,368 億円と算出される（資本費の。
建設費 40 万円/kW と追加的安全対策費 1,369 億円 26から算出）· OECD-NEA 報告書（図 25）より、建設費は 5,769 億円と算出される（中央値が約 4,000€/kW の。
ため、4000€/kW として計算 27）
この内、土木・建屋部分の建設費が占める割合を検討した。柏崎刈羽原子力発電所 6/7 号機の設置許可申請書に記載されている土木・建屋部分の割合は約 12%（図 26）であるが、この割合の中には、6/7
号機建設以前に整備された共有設備（開閉所、防波堤、取水路・排水路の一部等）の建設費、敷地造成費用や震災後の安全対策費が含まれていないため、実際は 12%より大きい。土木・建屋部分の割合に関するその他の情報として、図 27 に示す World Nuclear Association(WNA)の調査結果（Sitedevelopment and civil works の割合が 20%）が挙げられる。土木・建屋部分の建設費は、防波堤等に多額の建設費を要すること、防潮堤は構造・高さ、取水方法の違い（例：浜岡原子力発電所では沖合600m に設置した取水塔から取水）により建設費が大きく変わることからある程度の幅を持つと想定される。以上のことから、15～25%（825～1375 億円）とした。なお、本金額に特定重大事故等対処施設に係る土木・建屋の建設費は含まれない。

図 24

陸上原子力発電の建設費関連データ①28

モデルプラント出力は 120 万 kW と出力差があるがここではその差を考慮していない。
2020 年平均値(TTM)である 1€=122 円で計算した。
28 発電コスト検証 WG「基本政策分科会に対する発電コスト検証に関する報告」（2021 年 9 月）
26
27

46

付録 3

図 25

陸上原子力発電の建設費関連データ② 29

約 12%※合計額に 6/7 号機建設以前に整備された共有設備等の金額が含まれていないため、合計額は参考。
図 26

柏崎刈羽 6/7 号の建設費の内訳 30

OECD-NEA, “Nuclear New Build Insights into Financing and Project Management”, 2015.
東京電力ホールディングス株式会社「柏崎刈羽原子力発電所発電用原子炉設置許可申請書（6 号及び 7 号炉完本）」（2020 年 5 月）に一部追記。
29
30

47

付録 3

図 27
3.4.

WNA の調査で示された建設費の内訳 31

陸上原子力発電との比較（まとめ）浮体式原子力発電と陸上原子力発電の相違部分の建設費（建造費）を評価し、比較した。浮体式原子力発電（電気出力 1100 MW）の「浮体構造物」、「海底送電線」と陸上原子力発電（電気出力 1100
MW）の「土木・建屋部分」の 3 点を比較対象とし、それぞれの建設費（建造費）を評価した。
浮体式原子力発電（電気出力 1100 MW）の浮体構造物の建造費は 390～560 億円程度、海底送電線の建設費は 304～475 億円程度、陸上原子力発電の土木・建屋部分の建設費は 825～1375 億円程度と評価された。この結果より、浮体式原子力発電の建造費は陸上原子力発電の建設費と比較し、大きく変わらないと考えられる（本評価は概算であり、100 億円程度の差を評価するものではない）。
また、設置場所により、陸上の送電線の建設費が大きく変わるため、より大規模消費地近くに立地させることができれば、全体の費用を抑えることが可能である。

以World Nuclear Association(WNA)のホームページ（https://www.world-nuclear.org/information-library/economicaspects/economics-of-nuclear-power.aspx、2022/1/6 閲覧）
31

48

上

付録 4

付録 4

浮体式原子力発電所の安全設備【安全系区分の検討】■Goal：浮体式に適した安全系の区分分離のオプションをいくつか例示しその概略評価を行う→配管破断による冷却材喪失は動的安全系（非常用炉心冷却系：ECCS）で、溶融炉心冷却系は、静的で対応ということを基本方針とする。
・日本の原子力発電所の安全系は、設計基準事故（DBA）対応の動的機器による安全系のみ（3.11対策で再稼働に向けて、可搬式を考えているが、これも動的機器）
・3.11そして世界の最近の原子力発電所(AP1000,EPR)が採用している静的機器によるＳＡ対策を追加する。
■区分分離：安全審査においては、安全機能を有する構築物、系統又は機器は、同位又は下位の重要度（安全機能を有しないものを含む。）の構築物、系統又は機器の影響により所要の安全機能が阻害されないように、機能的な隔離若しくは物理的な分離又はこの両者の組合せが適切に考慮された設計であることが求められる。

■浮体式安全性向上で考慮すべき要求事項と事故対策への制約(1)オンラインメンテナンス可能→【事故時に動作が期待される機器数（N）+2台】構成とする（＊１）（＊１）

系統が保守点検のため待機状態から外されている時に（オンラインメンテ）、単一故障を考えても動作要求に応えられる冗長性を保持する。

(2)SA対策が限定的で陸上に対してアクセス性が悪い（可搬型や長期冷却など）・・・空輸注水や浮体横に船舶を設置する案もあり(3)浮体の大きさが限定。安全性向上の観点で単に区分分離及び安全系を増やしたオプションが最適か、系統複雑化のデメリット（コスト・リスク）もある。
(4)外部電源喪失の可能性が大【２系統確保とする】。浮体特有の外的事象・リスク（浸水や沈没）■既存炉における安全系区分分離【DBA-ECCS】
型式

BWR-5

ABWR

ABWR

■現行のABWRをベースとしつつ、３つ（現行）（検討段階）の安全カテゴリーに機能分離(1)DBA時に期待する動的機器：
・３区分もしくは４区分・DG設置場所多重性（1F事故教訓）

系統(2)SA時に期待する静的機器：

構成

・２区分
・溶融炉心冷却系
規制庁：女川2https://www.nsr.go.jp/data/000332482.pdf

区分数
高圧系
低圧系
減圧系
電源

3
1
4
ADS-2区分DG×3台（うちHPCS-DG１台）

日立評論
https://www.hitachihyoron.com/jp/pdf/1984/04/1984_04_12.pdf

4
4
無し（RHRは停止冷却及びPCV冷却）
ADS、区分数不明
DG、区分数不明

規制庁：女川2https://www.nsr.go.jp/data/000332482.pdf

K,6,7のADSは2区分ではなく3区分構成3
3
3
ADS-2区分DG×3台■原子炉再循環系に外部再循環ポンプを採用し ■ECCSと格納容器冷却系の相互機能を分離し、 ■RIP採用、原子炉冷却材圧力バウンダリ配管破ていることにより、大口径の再循環配管破断を 系統構成と運転操作の単純化を図り、N+2仕様 断を想定しても炉心を冠水維持できるため、構成変更の考え方

想定し、低圧注水系及び低圧炉心スプレイ系のにも容易に適合するよう4区分分離を選択。高品 ECCS設計では注水による冠水冷却方式を採用

２区分の低圧系の構成としている

質保証。管理の実情と良好な運転実績による最 ■RCICをECCS化し各区分に高圧系と低圧系を■格納容器冷却系と炉心注水系が共用

適化からその後３区分が正式採用となった

設置した単純構成により、過渡時や小LOCA時の注水機能・信頼性を向上

49（IVR等、動作期間・海水利用）・単⼀故障を考慮して-100％×2系列-33％×4系列- or50%×3系列 か議論が必要(3)その他安全系：
・３区分もしくは４区分
・動的機器及び静的機器■各カテゴリーで、オプション間での相対評価を〇×△、で簡易評価

付録 4■浮体式における安全系区分分離のオプション【DBA-ECCS】
OFNP：オプション DBA１

OFNP：オプション DBA2

OFNP：オプション DBA3

OFNP：オプション DBA4

（DBA-ECCS）（DBA-ECCS）（DBA-ECCS）（DBA-ECCS）

区分数

4

4

4

3

高圧系

4

4

4

3

低圧系

4

4

4

3

減圧系

4

4

4

2

電源

8

6

6

3

型式

系統
構成

※活動②レイアウト検討のベース
構成変更の考え方■DBA時に期待する動的機器と、SA時に ■DBA時に期待する動的機器と、SA時に ※活動②レイアウト検討の次候補■DBA時に期待する動的機器と、SA時に 期待する静的機器（次項）を分離期待する静的機器（次項）を分離■DBA時に期待する動的機器と、SA時に期待する静的機器（次項）を分離■GTGはSAの区分数とあわせて2区分に■GTGはSAの区分数とあわせて2区分に期待する静的機器（次項）を分離■全ての区分に、高圧系・低圧系・減圧

配置

配置■現行ABWRと同様に３区分構成とする系・電源系（DG及びGTG）を配置■DGを２区分省略

安全性向上

◎

〇

△

△

コスト

×

△

○

◎

メンテ・運用性

×

△

〇

◎

テロ対策

〇

〇

〇

〇

評価

〇

〇

◎

△

（略語）HPCF:高圧注水系、RHR：残留熱除去系、RCIC：原子炉隔離時冷却系、DG：ディーゼル発電機、GTG：ガスタービン発電機、ADS：自動減圧系

50

付録 4

■浮体式における静的安全系（*1）区分分離のオプション【SA-注水/除熱】
型式

OFNP：オプション SA１

OFNP：オプション SA2

OFNP：オプション SA3

OFNP：オプション SA4（SA-除熱）（SA-除熱）（SA-除熱）（SA-除熱）

系統
構成
FCVS

FCVS

FCVS

コアキャッチャーコアキャッチャーコアキャッチャーコアキャッチャー

IVR

IVR

IVR

IVR

区分数

2

2

2

2

炉心注水・冷却

4

4

4

6

格納容器冷却

構成変更の考え方

4

2■DBA時に期待する動的機器と(前項)、2※活動②レイアウト検討のベース

3■DBA時に期待する動的機器と(前項)、■DBA時に期待する動的機器と(前項)、SA時に期待する静的機器を分離■DBA時に期待する動的機器と(前項)、SA時に期待する静的機器を分離

SA時に期待する静的機器を分離■オンラインメンテナンス時、単一故障

SA時に期待する静的機器を分離■オンラインメンテナンス時、単一故障■オンラインメンテナンス時、単一故障を考慮せず■オンラインメンテナンス時、単一故障

を考慮せず

を考慮せず

■フィルターベントを不要とするを考慮せず■フィルターベントを２区分に追加し安■フィルターベントを不要、炉心注水を■コアキャッチャー/IVRを設置■フィルターベントを１区分に追加

全性を強化

強化

■コアキャッチャー/IVRを設置■コアキャッチャー/IVRを設置■コアキャッチャー/IVRを設置

安全性向上

◎

〇

◎

△

コスト

×

〇

△

◎

メンテ・運用性

×

〇

〇

◎

テロ対策

〇

〇

〇

〇

評価

〇

◎

◎

△

（*1）静的安全冷却系：電源を使用しないで自然の力で駆動する安全系（略語）ICS:非常用復水器、PCCS：格納容器静的冷却系、GDCS：重力落下式注水系、コアキャッチャー：溶融溶融物保持装置、IVR：原子炉圧力容器内溶融物保持、FCVS：フィルターベントシステム【3段階での溶融炉心冷却対策】
IVRでの溶融炉心のRPV内閉じ込めに失敗したら、コアキャッチャでのRPV外での溶融炉心冷却
これでも収束しない場合は、爆破弁により海と二重PCVを連結させ、PCVの冠水冷却（次項）。

51

付録 4

■浮体式における安全系区分分離のオプション【その他、注水冷却以外の安全系：ガス処理等】
型式

系統
構成

OFNP：オプション その他１

OFNP：オプション その他2

OFNP：オプション その他3

OFNP：オプション その他4

（その他安全系）（その他安全系）（その他安全系）（その他安全系）

SLC

SLC

SGTS

SGTS

FCS

FCS

SLC

SLC

SLC

SLC

SGTS

SLC

SGTS

SLC

SGTS

SGTS

SGTS

SLC

SGTS

SLC

FCS

FCS

FCS

FCS

PAR
SGTS

SGTS

FCS

FCS

PAR

SLC

SLC

SGTS

SLC

SGTS

SLC

SGTS

SGTS

SGTS

SLC

SGTS

SLC

FCS

FCS

FCS

FCS

FCS

FCS

SGTS

SLC

SGTS

SLC

SGTS

SLC

SGTS

SLC

区分数

4

4

3

3

SLC

4

4

6

6

SGTS

4

4

6

6

PAR

0

1

0

1

FCS

4

0

6

0

構成変更の考え方※活動②レイアウト検討のベース■DBA-ECCS同様N+2の構（活動②レイアウト検討の次候補）■オンラインメンテ＋単一故障を考慮■DBA-ECCS同様N+2の構■動的機器を各区分に２台設置■オンラインメンテ＋単一故障を考慮■動的機器を各区分に3台設置■動的機器を各区分に１台設置■PARを採用、FCSを４台設置■動的機器を各区分に2台設置■PARを採用、FCSを設置しない■PARを設置しない※FCSの台数は２区分とするのも可能■PARを設置しない

安全性向上

◎

〇

△

△

コスト

×

〇

×

〇

メンテ・運用性

×

〇

×

〇

テロ対策

〇

〇

〇

〇

評価

〇

◎

×

△

52

付録 4
COCN 活動⑦区分分離：コメント管理表
No.

対象

7-1

設計

7-2

設計

100%×3 系列なら N＋２となるが、『100%』の定義の明確化が必要

7-3

設計

既に豪華すぎる設計になっていないか（動的安全系を完備した ESBW）

7-4

CDF

全体の CDF を下げるには、注水・除熱・多様性の強化に加え、ATWS 対策強化も必要

7-5

CDF

浮体式は UHS 喪失のリスクも低く豪華すぎる設計になっており、CDF の目標値が必要

7-6

CDF

（参考情報）SLC 設置はコスト増になるが ATWS 対策として CDF 低下に有効となる可能性がある

7-7

浮体リスク

7-8

設計

7-9

浮体リスク

評価にはテロに対する判断も必要。浮体式原子力発電所はテロ対策がしにくい。

7-10

浮体リスク

冷却水が近くにあるので安心という反面。その海水が危険になる可能性を検討する必要がある

7-11

設計

本当に系統を増やして豪華にすると安全になるか

7-12

設計

最新の中国の PWR は、２重 PCV を採用。このへんは調査が必要。

7-13

多様性

福島の教訓を踏まえて、多様性（陸上の可搬型）を考えておくことが必要。この議論は避けられない。

7-14

多様性

陸上可搬型に変わる空輸注⽔や浮体の横に船を⼀艘置くのもあり

7-15

設計

FCS/PAR については別区分に設置する⽅が良いだろう。

7-16

CDF

次年度以降は⽔素爆発 PRA も実施してみたい。PAR の駆動条件はどうなっているのか。

7-17

設計

外部電源は２系統確保すると仮定する

7-18

設計

100%×4 系列で検討したいが、『100%』定義の明確化が必要。当初注水なのかあるいは長期冷却何日間など。

7-19

設計

豪華版から PRA（CDF）評価により合理化を目指したい。

7-20

設計

コメント内容SA2 区分となっているが、静的安全系とはいえ単一故障を考慮して 100％×2 系列なのか、50%×3 系列なのか、33％×4 系列なのかという点は議論が必要。

浮体式特有のリスクの検討が必要（浸水や内部溢水）
DBA-ECCS で ADS の削除は取り止めた方が良いのではないか。その代わり DG を 2 区分削除する合理化はある。

コストも重要だが、具備して有用な設備・きちんと効果がる設備を設置したい。単に高価な原子力仕様は止めて、設備のプライスダウン（非・原子力仕様）を目指して欲しい
53

付録 4
No.

対象

コメント内容ATWS 対策として CRD を４区分にする。本当に何を守らなければいけないのか。現状の設備を少し改造して対応できないか。現状

7-21

CDF

は１区分、冷温停止不可。1/4 が入れば出力が低下して CDF が低下することが考えられる。ATWS のリスクを現実的に下げていく：
ホッとスタンドバイに持っていくのが成功クライテリア。（現行の 2CRD/１HCU から、１CRD/１HCU に変更する）。

54

付録 5

付録 5

浮体式原子力発電所の安全設備【海水を使用した静的な崩壊熱除去システムの成立性検討】■Goal：活動⑦のオプションをベースに、海水利用冷却システム構成と熱交換器の物量を検討する
・PCCS,ICS,GDCS及びコアキャッチャーのみに着目して成立性を検討する。それ以外のシステムは並行して調査を実施する。
・評価の方法：評価にあたっては、PRAによる炉心損傷頻度やコストは評価しない。エンジニアリングジャッジで評価する（〇×△による優先順位付け）
・溶融炉心冷却系としてコアキャッチャー（溶融デブリ冷却）やIVR(AP1000)のABWR適用性も検討
・長期間除熱：PCCS（ICS同様）作動時間はプール容量で決定。３日間までは人手なしで作動するが、３日間以降は注水が必要。PCCS海水補給を検討する。
・安全性向上を主とした場合、単純に区分分離及び安全系を最大限に増やしたオプションが最適と考えられるが、その反面、系統構成や運用の複雑化・物量増によるデメ
リット（リスク・コストの両面）が生じる可能性がある→PRA・コストのバランス評価を行わずに各オプションの詳細検討は難しい。

■活動⑦のオプション：浮体・海上システム特有の安全性・過酷事故時評価【安全系区分の検討】：オプション【SA-注水/除熱】
型式

OFNP：オプション SA１

OFNP：オプション SA2

OFNP：オプション SA3

OFNP：オプション SA4（SA-除熱）（SA-除熱）（SA-除熱）（SA-除熱）海水を利用する除熱注水系等

系統
構成
FCVS
コアキャッチャー

FCVS

FCVS

コアキャッチャーコアキャッチャーコアキャッチャー

区分数

2

2

2

2

炉心注水・冷却

4

4

4

6

2

3

4

2

格納容器冷却■DBA時に期待する動的機器と、SA時に ※活動②レイアウト検討のベース

構成変更の考え方■DBA時に期待する動的機器と、SA時に ■DBA時に期待する動的機器と、SA時に期待する静的機器を分離■DBA時に期待する動的機器と、SA時に 期待する静的機器を分離期待する静的機器を分離■オンラインメンテ時、単一故障考慮せ期待する静的機器を分離■オンラインメンテナンス時、単一故障■オンラインメンテナンス時、単一故障ず■オンラインメンテナンス時、単一故障

を考慮せず

を考慮せず

■フィルターベントを不要とするを考慮せず■フィルターベントを２区分に追加■フィルターベントを不要、炉心注水を■フィルターベントを１区分に追加

強化

安全性向上

◎

〇

◎

△

コスト

×

〇

△

◎

メンテ・運用性

×

〇

〇

◎

テロ対策

〇

〇

〇

〇

〇

◎

◎

△

評価

55

付録 5

■活動⑪：海水利用システム構成【ICS】
型式

OFNP：オプション SA１

OFNP：オプション SA2

OFNP：オプション SA3

OFNP：オプション SA4（SA-IC）（SA-IC）（SA-IC）（SA-IC）

蒸気大気放出熱

ICSプールICSプール

熱交

熱交

交

熱

海水注入

交

ICSプールICSプール

熱交

熱交

海水注入
海水注入

ICSプールICSプール

熱交
熱交

熱交
熱交

熱交

熱交

蒸気大気放出海水注入

ICSプールICSプール

熱交

熱交

系統
構成
海中

浮体

RPV

海中

浮体

RPV

海中

浮体

RPV

海中

浮体

RPV

区分数

2

2

2

2

プールの数

2

2

2

2

熱交の数

4

2

4

2

熱交の大きさ（寸法）構成変更の考え方

-

-

-

-

■1次系熱交を浮体内に設置※活動②レイアウト検討のベース■各区分に２台■2次系熱交を海中に設置■２次系熱交を省略■海水注入系2台追加、長期除熱機能強化 ■1次系熱交を浮体内に設置

海水用熱交換器を外側に設置し、ICSの熱 ICSプールと海を管で連結する事により（既存炉の基本形）■ICSプール上部に凝縮型熱交換器（冷却 ■海水との熱交換無し

海とICSプールの密度差により海水をIＣＳ は海水の自然循環）凝縮した蒸気は重力を除熱するプールに供給するでICSプールへ戻る。ICS水量は変化しな
い

安全性向上
コスト
メンテ・運用性

〇

〇

◎

×

〇

△

●海水による外置熱交換器の腐食●海水によるICS熱交換器の腐食●外置熱交換器が破損すると、海水が直●ICSの熱交換器が破損すると、汚染水が 可能性がある。

ICSプールに注入される

直接海に放出される可能性がある。

テロ対策

×

評価

〇

熱を海へ移動する熱交換器が大型になる●ICS作動時間はプール容量で決定。３日間までは人手なしで作動するが、３日間以降は注水が必要。

◎

既存炉と同様

○

○

◎

〇

◎

△

56

付録 5

■活動⑪：海水利用システム構成【PCCS】
型式

OFNP：オプション SA１

OFNP：オプション SA2

OFNP：オプション SA3

OFNP：オプション SA4（SA-PCCS）（SA-PCCS）（SA-PCCS）（SA-PCCS）

蒸気大気放出

系統
構成

PCCS

熱交

PCCS

PCCS

熱交

熱交

PCV

海水注入

海水注入

PCCS

PCCS

熱交
海水注入

海水注入

熱交

熱交

海水注入

PCCS

熱交

熱交

PCV

海水注入

熱交

PCV

熱交

PCCS

PCCS

熱交

熱交

PCV

区分数

2

2

2

2

プールの数

2

2

2

2

熱交の数

2

2

2

2

熱交の大きさ（寸法）

-

-

-

■各区分に２台■各区分に２台※活動②レイアウト検討のベース■各区分に２台PCCS作動時間はプール容量で決定。３日 ■海水注入系追加、長期除熱機能強化■海水注入系2台追加、長期除熱機能強化 ■各区分に２台間までは人手なしで作動するが、３日間以 ■海水注入はプールへ海水用熱交なし■PCCSプール上部に凝縮型熱交換器（冷 ■海水注入系2台追加、長期除熱機能強化

降は注水が必要。
構成変更の考え方

PCCSプールと海を管で連結する事により 却は、海水の自然循環）凝縮した蒸気は■海水注入はプールへ海水用熱交を外置

海とＰＣＣＳプールの密度差により海水

重力でＰＣＣＳプールへ戻る。ＰＣＣＳ

海水用熱交換器を外側に設置し、PCCS上をＰＣＣＳプールに供給する水の量は変化しない

部に溜まった蒸気を凝縮させる●海水による外置熱交換器の腐食●外置熱交換器が破損すると、海水が直接PCCSプールに注入される

PCCS作動時間はプール容量で決定。３日
安全性向上

間までは人手なしで作動するが、３日間以降は注水が必要。

コスト
メンテ・運用性

×
◎

テロ対策

◎

評価

△

〇
△

◎

◎

△

×

●海水によるＰＣＣＳ熱交換器の腐食

熱を海へ移動する熱交換器が大型になる●ＰＣＣＳの熱交換器が破損すると汚染可能性がある。

水が直接海に放出される可能性あり

×

◎

◎

×

〇

◎

△

57

付録 5

■活動⑪：海水利用システム構成【GDCS】
型式

OFNP：オプション SA１

OFNP：オプション SA2

OFNP：オプション SA3

OFNP：オプション SA4（SA-GDCS）（SA-GDCS）（SA-GDCS）（SA-GDCS）

GDCS
プール

系統
構成

GDCS
プール

GDCS
プール

GDCS
プール

海水注入

GDCS
プール

GDCS
プール

RPV

RPV

海水注入

海水注入

GDCS
GDCS
プール
プール

GDCS
GDCS
プール
プール

RPV
PCV

PCV

RPV
PCV

PCV

区分数

2

2

2

2

プールの数

2

4

3

2

熱交の数

0

0

0

0

熱交の大きさ（寸法）構成変更の考え方

－

－

－

－

※活動②レイアウト検討のベース■PCV上部にプール設置■PCV上部にプール設置■浮体内のプールを省略■PCV内にプール設置■PCV内にプール設置せず■PCV内にプール設置せず■各区分に２台■各区分に１台■PCVとプール間に均圧弁設置■PCVとプール間に均圧弁設置■海水直接冷却を２台設置■2区分、各部分に1台■2区分、各部分に1台

安全性向上

△

〇

コスト

△

メンテ・運用性■非常時に海水直接冷却を１台設置

◎

〇

×

×

△

×

〇

〇

×

テロ対策

〇

〇

〇

〇

評価

△

◎

◎

△

58

付録 5

■活動⑪：海水利用システム構成【デブリ冷却】【コアキャッチャー】
型式

系統【IVR: In-Veael Retantion】

OFNP：オプション SA１

OFNP：オプション SA２

OFNP：オプション SA３

OFNP：オプション SA４（SA-CoreCatch）（SA-CoreCatch）（SA-IVR）（SA-IVR）

PCCS

PCCS

GDCS

GDCS

PCCS

PCCS

GDCS

GDCS

PCCS

PCCS

PCCS

GDCS

PCV
GDCS

GDCS

PCCS

GDCS

PCV

構成

RPV
コアキャッチャー

区分数

RPV
PCV

2

RPV
PCV

コアキャッチャー

S/C

2

RPV

S/C
2

2

プールの数

4

4

4

4

熱交の数

0

0

0

0

熱交の大きさ（寸法）

－

－

－

－

構成変更の考え方■GDCSはPCV内に設置■GDCSはPCV外に設置■GDCSはPCV内に設置■GDCSからRPV下部に注水■GDCSからRPV下部に注水■浮体バラスト水、GDCSとS/Cの保有水 ■浮体バラスト水、GDCSとS/Cの保有水■蒸発熱はPCCSで蒸気凝縮で除熱■蒸発熱はPCCSで除熱

でRPV下部を除熱でRPV下部を除熱■PCCSで凝縮した水はGDCSへ還流■PCCSで凝縮した水はGDCSへ還流▲RPV下部のCRD案内管による自然循環▲RPV下部のCRD案内管による自然循環◎溶融デブリを静的冷却系のみで長期冷◎溶融デブリを静的冷却系のみで長期冷流路阻害で十分な除熱量が確保できるか

流路阻害で十分な除熱量が確保できるか却が可能却が可能。2系統必要か今後検討が必要

検討が必要（RPV本体とRPV保温の間に検討が必要（RPV本体とRPV保温の間に高速流路が形成されて除熱が促進）

高速流路が形成されて除熱が促進）◎■GDCSはPCV外に設置

安全性向上

◎

◎

コスト

△

〇

△

〇

メンテ・運用性

×

〇

×

〇

テロ対策

〇

〇

〇

〇

評価

〇

◎

〇

◎

59

◎

付録 5
COCN 活動⑪海水冷却：コメント管理表
No.

対象

11-1

GDCS

11-2

ICS/PCCS

11-3

GDCS

GDCS の PCV 外設置はコスト増（均圧弁設置のため）

11-4

IVR

ESBWR も RPV 下部が水没可能であったが、IVR が成立しないのではなかったか確認が必要

11-5

ICS/PCCS

11-6

二重 PCV

鋼製 PCV が必要。淡水だが AP1000 の静的 CV 冷却やウォーターウォール PCV 冷却も原理は同じなので成立性もある。

11-7

PCCS

凝縮性ガスは電源不要ベント弁（Fail Safe）、あるいは電源が必要なファン利用など、適切にマネージメントを行えば成立する

11-8

コアキャッチ

コメント内容GDCS は 60 万 kW 級 ABWR(現格納容器型式を維持)の場合は採用不可。今回は現状不採用とし「将来格納容器型式を踏まえた変更をした浮体式の概念においては有効となり得る」という落しどころもあるのではないか。
IC/PCCS の冷却水は浮体式の利点を最大限に活かせるところであり、様々な意見を聞きながら構成を検討すべき

IC/PCCS のの冷却水は浮体式ということで、①海水利用(PCCS プールと海を管で連結)、②通常時は淡水、非常時に海水バックアップ(弁操作/作動要)、③淡水＋IC/PCCS プール冷却併用(PCCS プール上部に凝縮型熱交)、はどうか

RPV、デブリの直接海水冷却は難しい。3.11 では最初はデブリ冷却は海水利用、海水腐食を懸念して真水に変更。

ャー

11-9

GDCS

11-10

IVR

11-11

PCCS

11-12

ICS/PCCS

11-13

ICS

11-14

ICS

11-15

ICS/PCCS

11-16

GDCS

GDCS を削除した場合 RPV から溶融炉心が出てきて、PCV の下部に堆積した場合、冷却水をどこから供給するか。GDCS のか
わりに S/Ｃプールが使えるかもしれない。
BWR では CRD により冷却水の循環が妨げられ、冷却能力不足。AP1000 の自然循環による RPV 下面の流速は 5 m/s 以上（BWR の炉心燃料の単相流の流速は 2 m/s).
PCCS からの凝縮水をどこに溜めるか。AP1000 は PCV 内面凝縮水を貯めるタンク有。PCCS 横型 U 字菅熱交換器には PCV 内に不凝縮ガスがたまり全電源喪失時に PCCS 不作動になる。それには GDCS のタンクの水位が必要か確認要
将来的には陸上も浮体式も、電源が不要な静的安全系やガス処理システム等の開発、採用が望まれる。
中間ループを用いず海水冷却構造は難しいか（隔離弁を設けず常時配管を経由してプールに海水が流入する）
もんじゅの様に、ICS の一次系配管を二重管にする。内側は BWR の一次系配管材，外側は海水への耐食性の強い金属」を採用するのが良いのではないか。漏洩検知と組みわせると実現性が高まる
海中に設置する機器はフジツボの付着もありメンテナンスが⼤変、取り換え可能とする必要がある
PCV の外側上部にリング上で配置・PCV 均圧・区分分離する形で検討を進めたい
60

付録 5
No.

対象

11-17

PCCS

PCCS は「PCCS プール上部に凝縮型熱交換器（冷却は海⽔⾃然循環）設置」が良いのではないか

11-18

IVR

BWR は RPV が PCV 内上部に設置されているが、バラスト水と PCV 内 S/C 保有⽔と GDCS で RPV 冠⽔・IVR を⽬指す

11-19

浮体構造

コメント内容むつは座礁時船体保護⽤井桁が船底に設置、浮体船底からの海⽔伝熱による除熱が制限される可能性がある。
PCCS 上部に凝縮型熱交換器を設置するアイデアは塩が溜まらない構造なので、長期冷却が可能（海水を利用した無限冷却）。懸

11-20

PCCS

案は①塩の堆積及び②非凝縮性ガスの処理（単純にベントなら SBWR の時は横型 U チューブを検討（横型 PCCS→S/C に抜けていくのを検討→入らなくなったらファンで D/W に戻して循環）

61

付録 6

付録 6

浮体式原子力発電（炉型：ABWR）のレイアウト検討

1. はじめに浮体式原子力発電（電気出力 600 MW）のレイアウト検討として、改良型沸騰水型原子炉（ABWR）
をベースに一部を改良した場合のレイアウト（概念設計レベル）を検討している。本報告書では、その進捗状況を報告する。

2. 検討の進め方
レイアウト検討は、図 28 に示す流れで実施しており、2021 年度は STEP②まで実施している。レイ
アウト検討の前提条件として、表 8 に示す内容を設定している。
STEP①では、機能展開図 32を作成し、必要な系統（系統の設備を含む）を検討している。
STEP②では、STEP①で抽出した設備の内、レイアウト検討の対象とする設備を選定した。対象は、主要設備のみとし、小さい機器や配管のみの系統等はレイアウト検討の対象外とした。加えて、配管（主蒸気管等大口径配管を除く）、計装、空調ダクトも対象外としている。また、ここでは、各系統の系統数（各設備の台数）、安全系の区分分離の方針について検討している。
STEP③では、既設炉の公開情報をベースに各設備のサイズを検討することを予定している。
STEP④では、レイアウト検討の対象とする設備のレイアウトを検討することを予定している。

図 28

32

レイアウト検討の進め方

浮体式原子力発電を機能毎に展開（細分化）し、必要な機能・設備を検討したもの。

62

付録 6
表 8

レイアウト検討の前提条件

No.
1

前提条件
系統・設備は ABWR をベースとする。
ABWR で導入されたタービン系の効率化（湿分分離加熱器の採用、大型2タービンの採用、ヒータドレン・ポンプアップ方式の採用により、熱効率が約 1%向上）については、今回は出力が 60 万 kW と小さいことから、採用しない（BWR-5 と同じ系統構成とする）。

3

特定重大事故等対処施設は、検討対象外とする。

4

可搬型重大事故等対処設備は、検討対象外とする。

5

雑固体廃棄物焼却設備・不燃性雑固体廃棄物の減容装置・固体廃棄物貯

6

サンプは検討対象外とする。

7

純水タンクの水源等で必要になると予想される淡水化装置までは考慮し8送電設備については、所内から主変圧器までを対象とする。

9

蔵庫・洗濯廃液系は、陸上に設置されているとし、検討対象外とする。

ない。
発電所内の様々な箇所に設置されている MCC、PC、M/C は、区分毎に１箇所に纏めて設置されていることとする。

10

個々の設備の空調(HPCF ポンプ室空調機等）は、検討対象外とする。

11

配管は重要なもののみとし、その配管は設備リストに記載する。

12

原子炉圧力容器計装のように大きな設備を有しないことが明らかな系統

13

小さい設備・機器は原則として、省略する。ただし、その重要度に応じ14遮蔽厚さが適切かまでは検討しない。

は機能展開図の時点で省略する。
て、検討対象とする場合もある。

63

付録 6

3. 検討結果
3.1.

系統の検討

機能展開図を作成し（参考 1 参照）、必要な系統（系統の設備を含む）を検討した。なお、検討において、表 9 に示す文献を参考に実施している。機能展開図の検討の結果、241 種類の設備が抽出された。抽出された設備を纏めた設備リストを参考 2 に示す。
表 9

検討において参考にした文献一覧

No.

文献名

1

GE Nuclear Energy, “ABWR Design Control Document (Rev.4)”, March 1997.

2「軽水炉の建設」東芝レビュー 2005 年 2 月

3「ABWR プラントの完成」日立評論 1998 年 2 月

4「沸騰水型（BWR 型）原子力発電所用ポンプ」日立評論 1974 年 7 月号

5

日本原子力発電株式会社「東海第二発電所 タービン駆動原子炉給水ポンプ(A)6

切替に伴う出力の変更について 」（平成 21 年 7 月 13 日）
東京電力株式会社「柏崎刈羽原子力発電所原子炉設置許可申請書」（平成 4 年 10月）

7「BWR タービン設備の新技術」日立評論 1990 年 10 月号

8

東京電力株式会社「福島第一原子力発電所３号機の復水器洗浄装置点検につい9

日本原子力発電株式会社「東海第二発電所 タービン油関連機器の点検に伴う原

10
11
12
13
14
15
16

て」
（平成 18 年 11 月 11 日）
子炉停止について（原因・対策）」（平成 21 年 8 月 18 日）
東京電力株式会社「柏崎刈羽原子力発電所５号機の原子炉自動停止の原因と対策について」（平成 17 年 8 月 3 日）
東京電力株式会社「柏崎刈羽原子力発電所 7 号機 新潟県中越沖地震後のプラン
ト全体の機能試験に係る進捗状況」（平成 21 年 5 月 15 日）「最近のタービン発電機と水素冷却方式について」日立評論 1956 年
北陸電力株式会社「志賀原子力発電所 2 号機 発電機固定子冷却水ポンプ出口配管溶接部のわずかなひびについて」
東京電力ホールディングス株式会社「柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉
区分分離の基本原則について」（平成 28 年 10 月 4 日）
「改良型 BWR(ABWR)の電気・計装・制御システム」東芝レビュー 1997 年 4月
東京電力株式会社「各号機の点検・解析の進捗状況について」（平成 20 年 7 月
24 日）

17

柏崎刈羽原子力発電所 発電用原子炉設置許可申請書（6 号及び 7 号炉完本）

18

東京電力ホールディングス株式会社「電解鉄イオン供給装置からの海水の漏えいについて」（2017 年 7 月 5 日）

64

付録 6
No.

文献名

19

東京電力株式会社「柏崎刈羽原子力発電所の放射性廃棄物処理系配管における誤20
21

接続の有無を確認するための調査結果について」（平成 21 年 12 月）
東京電力ホールディングス株式会社「柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉

共用に関する設計上の考慮について」（平成 27 年 4 月）
中部電力株式会社「浜岡原子力発電所 5 号機 補助建屋地下 1 階における水たまりについて（続報）」（2018 年 10 月 30 日）
東京電力ホールディングス株式会社「柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉

22

内部溢水の影響評価について（第 225、227 回審査会合における指摘事項の回
答）」（平成 27 年 6 月）

23
24
25
26
27

中部電力株式会社「浜岡原子力発電所５号機 気体廃棄物処理系の点検状況について」（平成 20 年 11 月 18 日）
東京電力ホールディングス株式会社「柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉

重

大事故時における非常用ガス処理系の使用について」（平成 29 年 3 月）
柏崎刈羽原子力発電所第 7 号機 工事計画認可申請書
NUCIA No.13304「浜岡原子力発電所 5 号機 非常用ディーゼル発電機(A)燃料
油ドレンタンクからの漏えいについて」
東京電力ホールディングス株式会社 6/7 号機の設置変更許可申請審査資料（https://www2.nsr.go.jp/data/000178559.pdf、2021/12/31 閲覧）
東京電力ホールディングス株式会社「柏崎刈羽原子力発電所第 7 号機 工事計画

28

審査資料 その他の発電用原子炉の附属施設 非常用電源設備のうちその他の電源設備」（2020 年 6 月 23 日）

29
30
31
32
33

東京電力株式会社「事故時等における記録及びその保存の徹底について」（平成24 年 9 月）
東北電力株式会社「女川原子力発電所 2 号炉 保安電源設備について」（平成 30
年 3 月）
東京電力株式会社「柏崎刈羽原子力発電所における緊急安全対策について（実施
状況報告）
（補正）
」
（平成 23 年 5 月 2 日）
東京電力ホールディングス株式会社「柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉の重大事故等対処施設における火災防護に係る基準規則等への適合性について」
特許「原子力発電所の所内温水系設備」（公開番号：特開平 8-160189、年金不納による抹消済）

65

付録 6
3.2.

レイアウト検討の対象とする機器・構造物の選定

3.1 で検討した系統、設備の内、今回のレイアウト検討の対象とするものを選定した。前述の通り、対象は、主要機器・構造物のみとし、小さい機器や配管のみの系統等はレイアウト検討の対象外とした。加えて、配管（主蒸気管等大口径配管を除く）、計装、空調ダクトも対象外としている。その選定結果とその根拠を参考 2 に示す。本検討では、170 種類の設備をレイアウト検討対象とすることとした。
安全系の区分分離の方針について検討した結果を以下に示す。東京電力福島第一原子力発電所事故の設計に関する教訓の一つである区分分離について、本検討では既設炉に比べてより強化した区分分離とすることとした。
既設炉の非常用炉心冷却系、非常用交流電源に関する区分分離については、付録 4 に記載されているため省略するが、本検討の非常用炉心冷却系、非常用交流電源（DBA 設備）の区分分離は以下の通りにすることとした。
· 区分数は、オンラインメンテンスを考慮し、4 区分とする。
· 各区分に高圧注水・低圧注水・減圧・電源機能を確保する（柏崎刈羽原子力発電所 6/7 号機（炉型：ABWR）と同じ）。
· 各区分に 100%容量の高圧注水機能（高圧炉心注水系（HPCF）または原子炉隔離時冷却系（RCIC））と低圧注水機能（低圧注水系（残留熱除去系（RHR）の低圧注水（LPFL）モード））を設置する。
→単一故障＋オンラインメンテンスを考慮しても 100%容量を高低圧注水機能 2 台確保可能。
· 電源についても海水面上下にガスタービン発電機（GTG）とディーゼル発電機（D/G）を分散して設置（図 29）し、既設炉の 1 台／区分から台数を増加させた 2 台／区分とする。
また、上記機能を持つ重大事故等対処設備（SA 設備）として、海水を活用した静的な安全系を位置的分散させて 2 台設置（2 区分）する。具体的には、高圧注水機能として「非常用復水器系（ICS）」
を、低圧注水機能として「重力駆動冷却系（GDCS）」を設置する。ただし、高経済性単純化沸騰水型原子炉（ESBWR）の ICS、GDCS とは若干異なる構造を考えており、ICS については、図 30 に示すよ
うに非常用復水器は福島第一原子力発電所 1 号機同様に格納容器外に設置（ESBWR のようにプールは設けない）し、非常用復水器内に水を補給することができるように非常用復水器より上部に設置した復水貯蔵槽（CSP）からの補給ラインを設けている。また、CSP の水が枯渇した場合には周囲に存在する海水を活用することができるように海水補給ラインも設けている。GDCS については、図 31 に示すように主蒸気逃がし安全弁（SRV）開操作による原子炉圧力減圧後（もしくはさらに事象が進展し、原子炉圧力容器内で十分な冷却が行われず、溶融炉心が原子炉圧力容器の底部から落下した時）、高低差を利用し、動力源なく原子炉圧力容器内に海水を注水するラインを設ける。なお、ICS と同様に CSP のラインを設けることが考えられるが、ここでは省略している。
非常用炉心冷却系以外の安全系（非常用ガス処理系（SGTS）等）についても非常用炉心冷却系と同様に 4 区分とし、動的機器を各区分に 1 台設置することとした。SA 時の長期原子炉格納容器冷却機能として、図 32 に示す静的格納容器冷却系（PCCS）を設置するが、前述の ICS 同様に ESBWR とは異なり、海水の活用を考慮し、PCCS 熱交換器に海水補給ラインを設けている。また、ESBWR の PCCS

66

付録 6
熱交換器設置場所は原子炉格納容器内であるが、本検討の炉型では原子炉格納容器内に設置するスペースを確保できないと考えられるため、原子炉格納容器外に設置することし、検討する。
各機器、構造物の台数について検討した結果を参考 2 に、各系統（設備リストで「配置検討の対象とした設備がある系統のみ」）の概略系統図を参考 3 に示す。

区分 1

区分 2

区分 3

区分 4

非常用
GTG

非常用
D/G

海
図 29

非常用交流電源設備の配置イメージ図

復水貯蔵槽
（CSP）

注水
原子炉圧力容器

海水

（蒸気側の
記載省略）
蒸気
非常用復水器
（IC）

復水

浮体構造物
1 区分のみ記載。

図 30

ICS の概略系統図
67

付録 6

海水
原子炉圧力容器

注水ライン

浮体構造物
1 区分のみ記載。

図 31

GDCS の概略系統図

復水貯蔵槽
（CSP）

注水
（蒸気側の
記載省略）

原子炉格納容器

PCCS 熱交換器

D/W

S/C

海水

S/C
浮体構造物

図 32 PCCS の概略系統図

4. まとめ
今年度は、図 28 に示す STEP②まで実施した。来年度以降、STEP③以降を実施する予定である。

68

付録 6
参考 1 機能展開図
系統・設備名称・機器名称
機能Level 1（発電所）
浮体式原子力発電所（60万kWのABWR)
以下の機能を持つ。
①原子力発電によって電気を作る②放射線の有害な影響から人・環境を防護③洋上に原子力発電施設を安全かつ安定に浮体させる④上記4機能を補助する

Level 2（発電所の大分類）
原子力発電設備
原子力発電によって発電するため、以下の機能を持つ。
①蒸気発生②蒸気を電気エネルギーに変換③上記2機能の設備を制御④上記3機能を補助⑤発電に伴って発生する放射性廃棄物を処理

Level 3（発電所の中分類）

Level 4（発電所の小分類）

Level 5（系統）

蒸気発生設備（原子炉冷却設
備）
冷却水を供給し、燃料から適切な熱除去を行い、蒸気を発生させる
機能えるように冷却水を供給・格納Level 6（設備）

Level 7（Level 6の附属機能を持つ系統・設備）

Level 8（Level 7の附属機能を持つ設備）再循環ポンプモーター冷却水系(RMC)
RIPモータを冷却する機能

再循環ポンプモーター冷却水系熱交換器
RIPモータと冷却水を熱交換する機
能

原子炉圧力容器（RPV）
燃料から適切な熱除去を行えるよ
うにするため、以下の機能を持つ。
①燃料装荷②適正な冷却材流路の形成

原子炉冷却材再循環系(RRS)

原子炉内蔵型再循環ポンプ(RIP)

燃料から適切な熱除去を行えるよ
うにするため、以下の機能を持つ。
①原子炉内冷却材を強制循環②原子炉出力を調整するため、原子炉内の流量を変化

強制循環・流量変化する機能

再循環ポンプモータ2次シール系(RMISS)
モーター分解時、炉水の落下を防止する機能
再循環ポンプモーターパージ水系(RMP)
パージ水を供給し、クラッドの侵入を防止する機能再循環ポンプMGセット①RIP駆動電源に安定的な電源を供給する機能②電源喪失時の炉心流量低下による過渡事象を緩和(MGセットの慣性を使用)する機能
制御棒および制御棒駆動系
原子炉の出力分布の調整および燃料の燃焼に伴う長期反応度の保証を行う機能

制御棒
原子炉内に存在する中性子を吸収する機能

水圧制御ユニット(HCU)
各FMCRDに供給するパージ水の流量を調整し、FMCRD内部への炉水及びクラッドの侵入を防止する機能
制御棒駆動水ポンプ(CRDポンプ)
原子炉内に存在する中性子を吸収する機能
復水貯蔵槽(CSP)
駆動用の水を貯蔵する機能

原子炉冷却材浄化系(CUW)
炉水中の不純物が燃料棒表面に付着することによる、燃料の除熱能力低下を防止する機能

CUWポンプ
熱交換器通過後の炉水を昇圧し、炉内に戻す機能

CUW再生熱交換器
効率的な不純物除去のため（ろ過脱塩装置通過前）に炉水温度を低下させつつ、ろ過脱塩装置通
過後の炉水を昇温させる機能
CUW非再生熱交換器
効率的な不純物除去のため（ろ過脱塩装置通過前）に炉水温度を低下させる機能69

付録 6
CUWろ過脱塩器
炉水の不純物を除去する機能

CUWプリコートタンク
樹脂をろ過脱塩器に供給するため、貯蔵する機能
CUWプリコートポンプ
樹脂をろ過脱塩器に供給する機能
CUW保持ポンプ
ろ過脱塩器の樹脂を保持する機能
CUW逆洗水移送ポンプ
逆洗により発生した廃液を移送す
る機能
CUW逆洗用水タンク
逆洗用の水を貯蔵する機能
CUW逆洗水受タンク
逆洗により発生した廃液を貯蔵す
る機能

復水・給水系(FDW)、給水加熱器ベント及びドレン系
復水を原子炉圧力容器内に給水するため、以下の機能を持つ。
①復水器から復水を抽出②復水を浄化③熱効率を高めるため、復水を昇圧・加熱し、原子炉圧力容器に給水

主復水器①タービンで仕事をした蒸気を凝縮して水に戻す機能②復水を一時的に貯蔵する機能（短寿命放射性物質の減衰させる機能も含む）

低圧復水ポンプ(LPCP)
復水を昇圧（復水ろ過装置、復水脱塩装置の能力が発揮できる圧力以下）する機能
復水ろ過装置(CF)復水中の不純物（主に粒子状の物質）をろ過により除去する機能

CF逆洗水移送ポンプ
逆洗により発生した廃液を移送す
る機能
CF逆洗水受タンク
逆洗用の水を貯蔵する機能

復水脱塩装置(CD)
復水中の不純物（主にイオン状、粒子状の物質）をろ過により除去する機能
高圧復水ポンプ(HPCP)
CD、CF通過後の復水を昇圧し、給水加熱器まで供給する機能
低圧給水加熱器
低圧タービン抽気を使用し、復水を加熱し、熱効率を向上する機能

給水加熱器ドレンタンク
低圧・高圧給水加熱器のドレンを一時的に貯蔵する機能
給水加熱器ドレン冷却器
給水加熱器ドレンラタンク内の水と給水加熱器に入る前の復水を熱交換する機能抽気蒸気系(ES)
低圧給水加熱器に加熱蒸気を供
給する機能

高圧給水加熱器
高圧タービン抽気を使用し、復水を加熱し、熱効率を向上する機能
給水ポンプ(RFP)70

給水加熱器により加熱された復水をさらに昇圧し、原子炉圧力容器内に給水する機能

抽気蒸気系(ES)
高圧給水加熱器に加熱蒸気を供給する機能
電動機駆動原子炉給水ポンプ(M/D RFP)
電動機駆動のポンプにより、原子炉
圧力容器内に給水する機能

付録 6
タービン駆動原子炉給水ポンプ(T/D RFP)
タービン駆動のポンプにより、原子炉
圧力容器内に給水する機能

T/D RFP主油ポンプ(MOP)
T/D RFPのタービンの軸受油・制御油を供給する機能
給水ポンプタービン主油タンク
T/D RFPのタービンの軸受油・制御油を貯蔵する機能
抽気蒸気系(ES)T/D RFPタービンに加熱蒸気を供給する機能
タービングランド蒸気系(TGS)①T/D RFPのタービン後側グランド部へシール蒸気を供給し、復水器への空気の漏れこみを防止する機能（空気混入の防止）②T/D RFPのタービン前側グランド部へシール蒸気を供給し、放射性ガスを含む蒸気の漏えいを防止する機能（蒸気漏えいの防止）

発電設備
発電するため、以下の機能を持つ。
①原子炉圧力容器内で発生した蒸気をタービンまで導く機能②蒸気を機械エネルギーに変換する機能③機械エネルギーを電気エネルギーに変換する機能④上記3機能を補助する機能

主蒸気系（MS）
原子炉圧力容器で発生した蒸気を用いて発電させるため、蒸気を
タービンまで導く機能

主蒸気配管(MS配管)
蒸気をタービンまで導く機能

主蒸気止め弁(MSV)
タービンが危急状態になった時にタービンに流入する蒸気を急速に遮断する機能

主蒸気加減弁(CV)
タービンに入る蒸気の量を調整する
機能
組合せ中間弁タービンが危急状態になった時に湿分分離器等に蓄積されている蒸気によりタービンが加速するのを防止す
る機能
タービンバイパス弁
発電機が定格出力運転中に負荷を喪失した場合等において、余剰蒸気を復水器に直接送る機能
主蒸気隔離弁(MSIV)
MS管破断時に必要時間内に冷却材の流出を防止する機能
主蒸気逃がし安全弁(SRV)
炉圧が高圧時に降圧させる機能
タービン設備①蒸気を機械エネルギーに変換する機能②蒸気を補助する機能

高圧タービン
原子炉圧力容器から導かれた蒸気を機械エネルギーに変換する機
能
低圧タービン
高圧タービンで使用した蒸気を利用し、機械エネルギーに変換する機
能
湿分分離器①高圧タービン排気に含まれる湿分を分離し、低圧タービンの内部効率の向上する機能②低圧タービン内での水滴によるエロ―ジョン抑制する機能

71

湿分分離器ドレンタンク
湿分分離器のドレンを一時的に貯蔵後、給水加熱器に供給する機
能

付録 6
主復水器
蒸気が水になることで主復水器内部の圧力を真空に近くなることを利用し、タービン効率を高める機能

循環水系
復水器における熱除去のため、復水器に冷却水としての海水を供給する機能

循環水ポンプ
海水を循環させる機能

循環水配管
海水と蒸気が熱交換できるように海水を導く機能取水口防塵設備
海水中の塵芥を除去する機能
ボール補集器
復水器の冷却管内面を洗浄するためにスポンジボールを通過させるが、このボールを循環水系から分離する機能
ボール循環ポンプ
復水器の冷却管内面を洗浄するためにスポンジボールを循環させる機
能ボール回収器
復水器の冷却管内面を洗浄するためにスポンジボールを通過させるが、このボールを回収する機能
空気抽出系(AO)
主復水器に漏れてくる空気と原子
炉冷却水の放射線分解によって発生する非凝縮ガスを主復水器から抽出して、主復水器の真空度を保持する機能

主復水器真空ポンプ
プラント起動時、主復水器内の空気を短時間に排出する機能

起動停止用空気抽出器(起動停
止用SJAE)
原子炉圧力が低圧時に主復水器の真空を確保する機能
主空気抽出器(主SJAE)
原子炉圧力が高圧時に主復水器の真空を確保する機能
気体廃棄物処理系(OG)
抽出した空気を処理する機能
タービン潤滑油系(LO)①主タービン保安装置（非常調速機）への給油②タービンの軸受の潤滑及び潤滑油の洗浄をする機能
油洗浄装置
タービンの軸受の潤滑及び潤滑油の洗浄をする機能
主油タンク
潤滑油を貯蔵する機能
タービングランド蒸気系(TGS)①低圧タービンへシール蒸気を供給し、復水器への空気の漏れこみを防止する機能（空気混入の防止）②高圧タービンへシール蒸気を供給し、放射性ガスを含む蒸気の漏えいを防止する機能（蒸気漏えいの防止）③使用した蒸気を回収する機能

72

グランド蒸気蒸化器
CSPからの補給水を沸かし、シール蒸気を発生・供給する機能

復水貯蔵槽(CSP)
運転時の蒸気源として水を貯蔵す
る機能

グランド蒸気蒸化器給水ポンプ
CSPの水をグランド蒸気蒸化器に供給する機能付録 6
抽気蒸気系(ES)
グランド蒸気蒸化器に加熱蒸気を供給する機能グランド蒸気復水器①タービン等に供給されたシール蒸
気の凝縮する機能②大気から引かれてくる空気を抽出する機能

グランド蒸気排風機
グランド部からグランド蒸気復水器に抽出した空気等の非凝縮ガスを系外に放出してグランド蒸気復水
器内を低真空に保持機能

相分離母線(IPB)
発電機から変圧器までの区間において、導体保護、冷却(熱損失をできるだけ少なくするため)する機能

相分離母線冷却装置
相分離母線内を冷却する機能

所内ボイラ系
停止時、蒸気を供給する機能
電気設備①機械エネルギーを電気に変換する機能②変換した電気を目的に応じた電圧に変換する機能

発電機
機械的エネルギーを電気エネルギーに変換する機能

タービン潤滑油系(LO)
主発電機の軸受の潤滑及び潤滑油の洗浄をする機能
発電機ガス系①発電機冷却用の水素ガスを供給する機能②置換用の炭酸ガスを供給する機能③異常時に発電機内の水素ガスを放出し、窒素ガスを供給する機能
発電機密封油系①発電機内の水素ガス漏えい防止機能②発電機内への空気侵入防止機
能発電機密封油系密封油ポンプ
密封油真空槽からポンプで昇圧し、軸封部に必要な油を供給する
機能

発電機密封油系真空ポンプ
密封油真空槽に接続し、油中に溶解している水素等のガスを脱気し、油を洗浄する機能
発電機密封油系非常用密封油ポ
ンプ
発電機密封油系密封油ポンプのバックアップ機能
発電機密封油系真空槽
LO系から供給された油を貯蔵する
機能
発電機密封油系拡大槽
排油に含まれる水素を分離する機
能
発電機密封油系空気抽出槽
軸受側(空気側)へ流出した油等の排油を受け入れる機能
タービン潤滑油系(LO)
主発電機密封油系に油を供給する機能
固定子冷却水系73

発電機固定子を冷却する機能

固定子冷却装置（貯水槽・ポンプ・冷却器・フィルタ）
冷却のための純水を供給する機能

付録 6
所内電源系
①発電所の発生電力を送電できる機能②外部から受電できる機能

主変圧器
発電機で発生した電圧を送電電圧に昇圧する機能

所内変圧器
発電機で発生した電力の一部を所内負荷用として使用するため、所
内高圧母線電圧に降圧する機能
起動変圧器
プラント起動時に運転する補機に電力を供給するため、送電電圧を
所内高圧母線電圧に降圧する機
能計装制御設備原子炉を制御する機能

原子炉出力制御装置(APR)
制御棒位置又は炉心流量を調整することにより、プラントの停止状態
から定格出力までの全出力領域においてプラント出力を自動的に制御する機能

制御棒操作監視系(RC&IS)
APRの自動制御指令(運転員による手動操作含む)に基づいて制御棒を駆動し、原子炉出力と出力分布を制御する機能(スクラムは含まれない)

制御棒操作監視制御盤
制御棒の操作・監視する機能を持つ。

FMCRD制御盤
FMCRDモータの制御等の機能を有する。

原子炉圧力容器計装のように大きな設備を有しないものは機能展開図の時点で省略。
再循環流量制御系(RFC)
原子炉冷却材の再循環流量を制御し、原子炉出力を制御する機能

原子炉冷却材再循環ポンプ可変周波数電源装置(RIP-ASD)
RIPに交流電源を供給する機能

RIP-ASD入力変圧器供給された交流電源を所定周波数の交流電圧に変換する機能
タービン制御系(EHC)
原子炉で発生した蒸気をタービンに導く過程にある弁を制御することにより、主タービン速度・負荷、原子炉圧力を制御する機能
原子力発電補助設備
上記に記載の設備や下記に記載の安全設備の運用に伴い必要な機能

使用済み燃料関係
使用済燃料を冷却して貯蔵する機能

燃料プール冷却浄化系(FPC)
使用済燃料プールの冷却・水質管理をする機能タービン電気油圧式制御装置(EHC)
原子炉で発生した蒸気をタービンに導く過程にある弁を制御することにより、主タービン速度・負荷、原子炉圧力を制御するため、高圧の制御油を制御する機能
使用済燃料プール(SFP)
使用済燃料を一時的に貯蔵する機能

FPCポンプ
熱交換した水を再度SFPに供給する機能
FPC熱交換器
崩壊熱によるSFP水温上昇を補機
水と熱交換することで防止する機能
FPCろ過脱塩装置
SFP内の不純物を除去する機能

FPC保持ポンプ
樹脂をろ過脱塩装置に保持する機能再生設備(CUWの再生設備を使用)脱塩装置で使用している樹脂を再生する機能

残留熱除去系(RHR)
FPCだけでは除熱能力が不足した時に同じ機能を果たす
補機冷却関係
原子力発電設備で発生する熱を冷却・除熱する機能

74

原子炉補機冷却水系(RCW)
放射性流体を扱う補機（他に非常用DG）で発生する熱を冷却・除去する機能

RCWポンプ
放射性流体を扱う補機（他に非常用DF）で発生する熱を冷却・除去するため、冷却水を昇圧して循環させる機能付録 6
RCW熱交換器
補機との熱交換により熱を持った冷却水と海水を熱交換する機能
RCWサージタンク①温度変化に伴う体積膨張・収縮を吸収する機能②冷却水の補給が困難になった場
合、しばらくの間の冷却水として貯蔵する機能
原子炉補機冷却海水系(RSW)
RCW系の冷却水を海水を用いて冷却する機能

RSWポンプ
RCW系の冷却水を冷却するため、海水を供給する機能
鉄イオン注入設備
熱交換器チューブ内面に、防食用
酸化皮膜形成のため、鉄イオンを注入する機能タービン補機冷却水系(TCW)
放射性流体を扱わない補機で発生する熱を冷却・除去する機能

TCWポンプ
放射性流体を扱わない補機で発生する熱を冷却・除去するため、冷却水を昇圧して循環させる機能
TCW熱交換器
補機との熱交換により熱を持った冷却水と海水を熱交換する機能
TCWサージタンク①温度変化に伴う体積膨張・収縮を吸収する機能②冷却水の補給が困難になった場
合、しばらくの間の冷却水として貯蔵する機能

タービン補機冷却海水系(TSW)
TCW系の冷却水を海水を用いて冷却する機能TSWポンプTCW系の冷却水を冷却するため、海水を供給する機能
鉄イオン注入設備
熱交換器チューブ内面に、防食用
酸化皮膜形成のため、鉄イオンを注入する機能サプレッションプール水浄化系(SPCU)
ECCSポンプ定例試験時・原子炉
ウェルとDSピット水張りに使用する
S/C内包水を浄化する機能

サプレッションプール関係
サプレッションプール水の浄化機能

SPCUポンプ
S/C内包水をフィルタまで移送させる機能

ろ過脱塩器(ABWR同様にFPCの脱塩器を使用する）
S/C内包水を浄化する機能
放射線監視設備①各系統・領域における放射能異常を早期に検出する機能②発電所外へ制御しながら放出する放射性物質を監視する機能

エリア放射線モニタ
あらかじめ指定したエリア内のガンマ線量当量率を連続的に監視する機能

プロセス放射線モニタ
発電所外へ制御しながら放出する
放射性物質を監視する機能
定検・作業関係
定検・作業を実施するために必要な機能

機器仮置きプール
ドライヤー・セパレータを遮蔽し、保管する機能
汚染検査所等のS/B諸設備
汚染検査や作業前の準備等を実
施する機能

75

付録 6
空調関係
各エリアの空調機能

T/A, R/A送風機
タービンエリア、原子炉エリアに送風する機能
T/A, R/A排風機
タービンエリア、原子炉エリアから排風する機能
Hx/A送風機
熱交エリア（安全系機器以外設
置エリアのみ）に送風する機能
Hx/A非常用送風機
熱交エリア（安全系機器設置エリアのみ）から排風する機能
Rw/A送風機
Rwエリアに送風する機能
Rw/A排風機
Rwエリアから排風する機能

廃液関係（非放射性）
非管理区域の廃液を処理する機能

非放射線ストームドレン移送系
非管理区域の廃液を処理する機能

NSD収集タンク非管理区域の廃液を一時的に貯蔵する機能
NSD排水ポンプ
汚染していないことを確認後、NSD
収集タンクから排水する機能
中央制御室(裏盤、下部中操、プ
ロセス計算機室含む)プラントの運転・監視する機能

中央制御室関係
プラントの主要な制御装置の操作盤が設置されており、プラントの運転・監視する機能

MCR送風機
中央制御室（MCR）に空気を送風する機能

MCR排風機MCRから排気する機能
MCR給気処理装置取り入れた外気を清浄にし、温度を調整する機能を持つ
MCR再循環送風機
MCR内の空気を再循環する機能
MCR再循環フィルタ装置
MCR内の空気を再循環する際に清純にする機能放射性廃棄物処理設備
放射性廃棄物を処理する機能を持つ。

放射性気体廃棄物処理設備
放射性気体廃棄物を処理する機能を持つ。

気体廃棄物処理系(OG)
放射性気体廃棄物を処理する機能を持つ。

排ガス予熱器
AO系で主復水器から抽出された気体を再結合するため、触媒反応の阻害因子(水滴)を防止するた
め、加熱する機能
排ガス再結合器
AO系で主復水器から抽出された気体を再結合する機能
排ガス復水器
再結合器の気体を凝縮し、減容す
る機能
除湿冷却器
ホールドアップ性能維持のため、気体を冷却し、湿分を低減する機能
活性炭式希ガスホールドアップ塔
十分に湿分が低減された気体に含まれる放射性物質を活性炭により減衰させる機能76

付録 6
排ガス抽出器
減衰した空気を活性炭ホールドアップ塔から抽出し、大気に放出する機能
排気筒
排ガス抽出器により抽出された空
気を大気に放出する機能
放射性液体廃棄物処理設備
放射性液体廃棄物を処理する機能を持つ。

低伝導度廃液系(LCW)
機器からの排水等の廃液で、導電率が低い水を処理する機能

LCW収集槽発電所内で発生するLCWを一時貯蔵する機能LCW収集ポンプ
LCW収集槽の水をLCWろ過装置に移送する機能
LCWろ過器LCWの水をろ過する機能
LCW脱塩塔LCWの水を脱塩する機能
LCWサンプル槽
LCWの水をろ過・脱塩後に一時的に貯蔵する機能
LCWサンプルポンプ
LCWサンプル槽の水をCSPに移送する機能

高伝導度廃液系(HCW)
機器からの排水等の廃液で、導電率やpHが高い水を処理する機能

HCW収集タンク
発電所内で発生するHCWを一時貯蔵する機能HCW収集ポンプ
HCW収集タンク内の水を濃縮する
ため、濃縮装置まで移送する機能
HCW濃縮装置
HCW収集タンク内の水を濃縮する
機能
HCW濃縮装置復水器
濃縮装置により発生した蒸気とRCW水を熱交換する機能
HCW蒸留水ポンプ
HCW濃縮装置復水器により復水した水をタンクに移送する機能
HCW蒸留水タンク
HCW濃縮装置復水器により復水した水をタンクに一時的に貯蔵する機能
HCW脱塩塔HCWの水を脱塩する機能
HCWサンプル槽
HCWの水をろ過・脱塩後に一時的に貯蔵する機能
HCWサンプルポンプ
HCWサンプル槽の水をCSPに移送する機能
HCW中和装置苛性注入ユニット
HCW収集タンク内の水を中性にす
る機能

77

HCW中和装置硫酸注入ユニット
HCW収集タンク内の水を中性にす
る機能

HCW濃縮装置循環ポンプ
濃縮するため、蒸発缶と加熱器を循環させる機能付録 6
濃縮廃液系(CONW)
HCW濃縮装置で発生した濃縮廃液を処理する機能

濃縮廃液タンク
HCW濃縮装置で発生した濃縮廃液を一時的に貯蔵する機能
濃縮廃液ポンプ
HCW濃縮装置で発生した濃縮廃液を一時的に貯蔵している濃縮廃液タンクから固化系に移送する機能ホットシャワードレン系(HSD)
管理区域での作業後に手洗い等を実施するが、その廃液を処理する機能

HSD収集ポンプ
HSD収集槽内の水をCSP等に移送する機能

HSD収集槽
ろ過されたHSDの水を一時的に貯蔵する機能
HSDろ過器HSDの水をろ過する機能
復水補給水系
上記系統で処理された清純な水を貯蔵・移送する機能

復水移送ポンプ
CSPの水をCRD、CUW逆洗水移送タンク等に水を供給する機能
復水貯蔵槽(CSP)
上記系統で処理された清純な水を貯蔵し、常用水源・非常用水源

放射性固体廃棄物処理設備
放射性固体廃棄物を処理する機能を持つ。

使用済樹脂系(SS)①使用済樹脂系を分離し、スラッジを固化する設備まで移送する機
能②デカントした水をHCW又はLCW
収集タンクに移送する機能

使用済樹脂槽
使用済樹脂を一時貯蔵し、分離する機能

使用済樹脂デカントポンプ
使用済樹脂槽のデカントした水を
LCW収集槽に移送する機能
CUW粉末樹脂沈降分離槽
使用済みのCUW粉末樹脂を一時貯蔵し、分離する機能
CUW粉末樹脂沈降分離槽デカン
トポンプ
CUW粉末樹脂沈降分離槽内のデカントした水をLCW、HCW収集
タンクに移送する機能
スラッジ移送ポンプ
使用済樹脂槽、CUW粉末樹脂
沈降分離槽のスラッジを雑固体廃
棄物焼却設備等まで移送する機能
固化系(SOL)
CONW・SSのスラッジを固形化す
る機能

固化系装置
CONW・SSのスラッジを乾燥粉体化後、その粉体を重合性素材中に混練することで均質分散させ固形化させる機能固化系ドラム缶充填エリア
ドラム缶に充填する機能

雑個体系(MSW)
管理区域内で発生するウエス等の個体廃棄物を処理する機能

雑固体常設集積場所
雑固体を集積する機能

充填・空ドラム缶置場
充填、空ドラム缶置場の機能を持

78

付録 6
原子力安全施設
原子炉を安全に停止する機能を持つ。

工学的安全施設
冷却材喪失事故等による燃料の著しい損傷により多量の放射性物
質の放出のおそれが有る場合に、これを抑制し、又は防止するための機能を持つ。

非常用炉心冷却系(ECCS)①冷却材が喪失した場合にも、燃料被覆材の温度が燃料の溶融又は燃料の著しい損傷を生ずる温度を超えて上昇することを防止できる機能②冷却材が喪失した場合にも、燃料被覆材と冷却水との反応により著しく多量の水素を生じないようにすることができる機能

自動減圧系(ADS)
LOCA等において、高圧系の機能が十分に発揮されず、原子炉水位を維持出来ない場合に、強制的に減圧する機能

主蒸気逃がし安全弁(SRV)
原子炉系の過度な圧力上昇時に主蒸気をS/Cに逃がす機能

ADS機能用アキュムレータ
SRV開とするために駆動ガスを補給する機能

高圧窒素ガス供給系
ADSアキュムレータに高圧窒素ガスを供給する機能

窒素ガスボンベ
高圧窒素ガスを貯蔵する機能

可燃性ガス濃度制御系(FCS)
LOCA発生時にもPCVの機能を維持するため、可燃性ガス濃度を制御する機能

可搬式FCS再結合装置
PCV内の水素・酸素濃度を可燃限界以下にする機能

サプレッションチェンバー(S/C)
SRVから出た蒸気を受ける機能
高圧炉心注水系(HPCF)
LOCAに対し、燃料被覆管温度が1200度以上に上昇しないよう炉心へ注水する機能（炉心高圧時に注水可能）

HPCFポンプ
水源から取水し、昇圧させて、原子炉圧力容器内に注水する機能

復水貯蔵槽
水を貯蔵する機能
サプレッションプール(S/P)
水を貯蔵する機能
原子炉隔離時冷却系(RCIC)
LOCA時に燃料被覆管温度が1200度以上に上昇しないよう炉心へ注水する機能（炉心高圧時に注水可能）RCICタービン・ポンプ
水源から取水し、昇圧させて、原子炉圧力容器内に注水する機能

復水貯蔵槽
水を貯蔵する機能
サプレッションプール(S/P)
水を貯蔵する機能
残留熱除去系(RHR)
LOCAに対し、燃料被覆管温度が1200度以上に上昇しないよう炉心へ注水する機能（炉心低圧時に注水可能）

RHRポンプ水源から取水し、昇圧させて、原子炉圧力容器内に注水する機能

RHR熱交換器
RCWと水源から取水した水を熱交換し、水源から取水した水の温度を下げる機能サプレッションプール(S/P)
水を貯蔵する機能
一次格納施設LOCA発生時に核分裂生成物が発電所敷地周辺へ漏れるのを制限し、敷地周辺の一般公衆に対して放射線被ばくを防止する機能

原子炉格納容器(PCV)
一次バウンダリ機能

格納容器スプレイ冷却系
LOCA発生時にもPCVの機能を維持するため、PCV内の非凝縮姓ガスの冷却及び蒸気の凝縮等を行う
機能79

不活性ガス系(AC)LOCA発生時にもPCVの機能を維持するため、プラント運転中のPCV
内雰囲気を不活性ガスで満たし、事故時に可燃性ガスが発生した場合にも可燃領域になることを防止す
る機能

不活性ガス発生装置
液化窒素からガス化し、PCV内に供給する機能付録 6
サプレッションプール水冷却系
LOCA発生時にもPCVの機能を維持するため、S/P水温度の過度な上昇を防止する機能
ドライウェル冷却系(DWC)
PCVの機能を維持するため、ドライ
ウェル内雰囲気を所定の温度・湿度に冷却する機能

冷却器
PCVの機能を維持するため、ドライ
ウェル内雰囲気を所定の温度・湿度に冷却する機能
除湿冷却器
PCVの機能を維持するため、ドライ
ウェル内雰囲気を所定の温度・湿度に冷却する機能

二次格納施設LOCA発生時に核分裂生成物が発電所敷地周辺へ漏れるのを制限し、敷地周辺の一般公衆に対して放射線被ばくを防止する機能

原子炉建屋原子炉区域
二次バウンダリ機能

非常用ガス処理系(SGTS)
LOCA時等に原子炉建屋原子炉
区域に漏えいしてくる放射性物質を建屋から直接大気へ放出されることを防ぐ機能

SGTS乾燥装置
フィルタの吸着効率低下防止のた
め、水分を除去して吸着効率低下を防止する機能SGTS排風機
原子炉区域を負圧に保つ機能
SGTSフィルタ装置
雰囲気中に含まれる放射性物質を吸着する機能原子炉反応度制御設備
大規模地震等の緊急に原子炉を停止する必要がある時に未臨界にする機能

制御棒および制御棒駆動系
大規模地震等の緊急に原子炉を停止する必要がある時に制御棒を急速に炉心へ挿入することで炉心での核分裂を早急に停止し、燃料の損傷を防止する機能
ほう酸水注入系(SLC)
CRが挿入できずに原子炉を冷温停止できない際、中性子吸収材であるほう酸を炉内に注入し、未臨界にする機能SLCポンプ
ほう酸水を炉内に注入する機能

SLCタンク
ほう酸水を貯蔵する機能
SLCテストタンク
機能試験において、ほう酸水は使用できないため、代替水として純水を貯蔵する機能

非常用電源設備

交流電源設備

非常用ディーゼル発電機機設備

非常用ディーゼル発電機(D/G)

非常用ディーゼル発電機軽油タンク

電源喪失時に原子炉の安全停止に必要となる負荷へ電源を供給する機能

電源喪失時に原子炉の安全停止に必要となる負荷へ交流電源を供給する機能

電源喪失時に原子炉の安全停止に必要となる負荷へ交流電源を供給する機能

交流電流を発生させる機能

燃料となる軽油を貯蔵する機能

非常用ディーゼル発電機燃料移送ポンプ
軽油タンク内の軽油を移送する機
非常用ディーゼル発電機燃料デイ
タンク
D/Gに供給する軽油を貯蔵する機
非常用ディーゼル発電機燃料油ド
レンタンク
軽油のドレンを貯蔵する機能
非常用ディーゼル発電機燃料油ド
レンポンプ
ドレンタンクに貯蔵された軽油をデイタンクに戻す機能

80

付録 6
空気圧縮機
D/G起動時に必要な圧縮空気を生成する機能起動用空気貯槽
D/G起動時に必要な圧縮空気を貯蔵する機能送風機
D/G設置エリアに送風する機能

給気処理装置取り入れた外気を清浄にし、温度を調整する機能を持つ

非常用送風機D/G設置エリアに送風する機能(非常用)

非常用給気処理装置取り入れた外気を清浄にし、温度を調整する機能を持つ

排風機
D/G設置エリアから排風する機能
排気サイレンサ
排気ガスを屋外に放出する際、騒音を緩和する機能
潤滑油冷却器
D/G起動時に軸受の潤滑のために潤滑油を使用するが、潤滑油を冷却する機能
潤滑油加熱器D/G機関停止時に機関の始動に備えて潤滑油を潤滑させるが、潤
滑油の温度が低くなった場合に潤滑性能を落とさないために加熱する機能
潤滑油フライミングポンプ
D/G機関停止時に機関の始動に備えて潤滑油を潤滑させる機能
潤滑油補給タンク
潤滑油が減少した際に補給できる
よう、貯蔵する機能
潤滑油補給ポンプ
潤滑油が減少した際に補給する機
能清水膨張タンク①清水(ディーゼル機関と熱交換する水)を補給するために貯蔵する機能②膨張時に清水を貯蔵する機能
機関付清水ポンプ
清水をディーゼル機関に送る機能
清水加熱器
停止時に機関の始動を容易にする
ため、清水の温度を維持する機能
清水加熱器ポンプ
停止時に清水を加熱器に輸送す
る機能
清水冷却器
ディーゼル機関の冷却（起動時）のため、清水と補機冷却水が熱交換する機能
ガスタービン発電機設備
電源喪失時に原子炉の安全停止に必要となる負荷へ交流電源を供
給する機能

81

ガスタービン発電機(GTG)
交流電流を発電させる機能

GTG軽油タンク
燃料となる軽油を貯蔵する機能付録 6
GTG燃料移送ポンプ
軽油タンク内の軽油を移送する機
バイタル交流電源設備
計測制御設備の内、瞬停も許容できない重要計測制御負荷に給電する機能

バイタル交流電源装置
交流120Vを原子炉緊急停止系
や連続監視が必要な制御・計装のために交流電源を供給する機能
計算機用無停電電源装置
プロセス計算機に交流電源を供給する機能

計測制御用電源設備
計器、制御器等の交流電源を供給する機能
直流電源設備所内交流電源喪失時、原子炉冷却材喪失時にプラントを安全停止する補機の動力と制御用の電源を供給する機能計測制御用電源装置
計器、制御器等の交流電源を供給する機能
直流125V電源設備
直流125Vの電源を供給する機能

直流125V電源設備蓄電池
LOPA等において、交流電源が供給されるまでの間、必要な直流負荷に対して電力供給を行う機能

直流125V電源設備充電器
外部等から供給される交流電源を直流電源に変換し、所内負荷に必要な電力を供給するとともに、蓄電池を充電する機能
直流250V電源設備
直流250Vの電源を供給する機能

直流250V電源設備蓄電池
LOPA等において、交流電源が供給されるまでの間、必要な直流負荷に対して電力供給を行う機能
直流250V電源設備充電器
外部等から供給される交流電源を直流電源に変換し、所内負荷に必要な電力を供給するとともに、蓄電池を充電する機能

事故時対応施設事故が発生した場合に事故に対処できる機能中央制御室(MCR)
事故状態の把握・判断、事故収束のための指揮、諸芸への通報連
絡等の活動拠点
緊急時対策所
MCRとは独立し、事故状態の把握・判断、事故収束のための指揮、諸芸への通報連絡等の活動
拠点

重大事故等対処施設

SA用高圧注水設備

非常用復水器系(ICS)

非常用復水器(IC)シビアアクシデント（SA）に対処す
る機能

SA時にRPV内に高圧注水する機能RPV内の蒸気を凝縮し、炉内に注水する機能

RPV内の蒸気を凝縮し、炉内に注水する機能

SA用低圧注水設備

重力駆動冷却系(GDCS)

SA時にRPV内に低圧注水する機
能上部に設置されたタンク又は海水を自然力で原子炉圧力容器内に注水する機能(配管・弁のみ)

SA用電源設備
SA時に電源を供給する機能

格納容器過圧破損防止設備
PCVの過圧破損を防止する機能

82

SA用直流電源設備
直流電源を供給する機能

SA用充電器・蓄電池
交流電源を供給する機能

格納容器圧力逃がし装置(フィルタベント)
PCVの過圧破損を防止するため、PCV内のガスをフィルターを通して放出する機能

格納容器圧力逃がし装置(フィルタベント)
PCVの過圧破損を防止するため、PCV内のガスをフィルターを通して放
出する機能

付録 6
格納容器pH制御設備
事故時における放射性ヨウ素の放出量を低減するため、PCV内の水のpHをアルカリ性に調整する機能
SA用格納容器冷却設備
SA時にPCV内の熱を除去する機能

浮上式プラットフォーム
原子力発電所を浮体させる機能

静的格納容器冷却系(PCCS)
PCVの過圧破損を防止するため、PCV内のガスを凝縮する機能

PCCS熱交換器
PCV内ガスを除熱する機能

浮体構造物
浮体させ、原子力発電設備を格
納する機能
バラスト
浮体構造物のバランスをとる機能
係留索
浮体構造物を位置保持する機能
居住区域
作業員が生活することができる機能

発電所補助設備

圧縮空気設備

計装用圧縮空気系(IA)IA設備

発電所設備の運用に伴いそれを補助する機能を持つ。

圧縮空気使用機器に必要な圧縮空気を供給する機能

発電所内機器の運転・制御に必要な各種制御機器に必要な圧力、容量、清浄で乾燥した空気を供給する機能発電所内機器の運転・制御に必要な各種制御機器に必要な圧力、容量、清浄で乾燥した空気を供給する機能所内用圧縮空気系(SA)SA設備

CD逆洗等に必要な圧力、容量の空気を供給する機能（乾燥した空気までは要求されないものに使用）

CD逆洗等に必要な圧力、容量の空気を供給する機能（乾燥した空気までは要求されないものに使用）

補助蒸気設備発電所内の補機の運転操作に必
要な加熱、駆動等に使用する蒸気を供給する機能

所内ボイラ系

補助ボイラ

所内で使用する蒸気を生成する機能

蒸気を生成する機能

補助ボイラ給水タンク
蒸気を生成するために必要な水を貯蔵する機能補助ボイラ給水ポンプ
補助ボイラに水を供給する機能
重油タンク
燃料となる重油を貯蔵する機能
重油移送ポンプ
補助ボイラに重油を供給する機能
押込通風機
補助ボイラで燃焼させるため、ボイラ
内に空気を供給する機能
プラント用水設備
発電所の運用において必要となる水を貯蔵する機能

純水タンク
純水を貯蔵する機能
純水移送ポンプ
純水を移送する機能
ろ過水タンク
ろ過水を貯蔵する機能
ろ過水移送ポンプ
ろ過水を移送する機能

83

付録 6
換気空調設備発電所内の空調を調整する機能

換気空調系(HVAC)
作業環境を良くし、計測制御設備
等を適切な温度・湿度に保ち、また空気を放射線による汚染から防止する機能

その他に各エリアの空調機等があるが、上段で抽出しているため、省略。

換気空調補機常用冷却水系(HNCW)
外部から取り入れた空気を冷却して(常用給気処理装置に)供給す
る機能

HNCW冷凍機
TCWを冷却源に閉ループ内を流れる冷却水を冷却する機能

HNCWポンプ
HNCWの冷却水をループさせる機能(閉ループ)
HNCW補助冷凍機
上記のバックアップ機能
HNCW補助ポンプ
上記のバックアップ機能
TCWサージタンク
閉ループ内での体積膨張の吸収、補給する機能換気空調補機非常用冷却水系(HECW)
外部から取り入れた空気を冷却して(非常用給気処理装置に)供給する機能(非常用)

HECW冷凍機
RCWを冷却源に閉ループ内を流れる冷却水を冷却する機能

HECWポンプ
HECWの冷却水をループさせる機能(閉ループ)
RCWサージタンク
閉ループ内での体積膨張の吸収、補給する機能所内温水系(HWH)
投棄に建屋内を適正な雰囲気温度に保つため、HVAC補機に温水を供給する機能

HWH熱交換器
補助ボイラの蒸気を熱源に温水を生成する機能HWHバックアップ熱交換器
上記のバックアップ機能
HWH温水ループポンプ
HWH内の水をループさせる機能(閉ループ)
TCWサージタンク
閉ループ内での体積膨張の吸収、補給する機能消火設備
発電所内で火災が発生した場合に消火する設備

ディーゼル駆動消火系(D/D FP)
ディーゼル駆動により消火用の水を供給する機能ディーゼル駆動消火ポンプ
ディーゼル駆動により消火用の水を移送する機能D/D FPポンプ燃料タンク
燃料を貯蔵する機能
ろ過水タンク
ろ過水を貯蔵する機能

電動機駆動消火系(M/D FP)
電動機駆動により消火用の水を供
給する機能

84

電動機駆動消火ポンプ
電動機駆動により消火用の水を移送する機能
ろ過水タンク
ろ過水を貯蔵する機能付録 6
参考 2 設備リスト

No.

系統

設備名

(基本的に機能展開図(基本的に機能展開図

Level 5 を記載)

Level 6～8)配置検討の対象とするか（小さい設備は省略）
判定結果
○：対象、

台数とその根拠

根拠（×の場合のみ）

×：対象外

原子力発電設備－蒸気発生設備（原子炉冷却設備）
1
2
3

－

原子炉圧力容器（RPV）

原子炉冷却材再循環

原子炉内蔵型再循環系(RRS)

ポンプ(RIP)

再循環ポンプモータ

再循環ポンプモータ

ー冷却水系(RMC)

ー冷却水系熱交換器

○

1個

○

4台

×

再循環ポンプモータ
4

1 プラントのため。
ABWR-600 を参考に設定。

PCV 内に設置されており小さいため省略
可搬式タンク、ポンプを使用する系

ー2 次シール系

－

×

－

×

統のため、省略(RMISS)5678

再循環ポンプモータ
ーパージ水系(RMP)
原子炉冷却材再循環

再循環ポンプ MG セ系(RRS)

ット

制御棒および制御棒
駆動系(CRD)

制御棒

制御棒および制御棒

水圧制御ユニット

駆動系(CRD)(HCU)

CRD 系から高圧の水が供給されており、配管のみのため省略
RIP1 台に MG セットが 1 台とする
4台○

（RIP の台数が少ないため、
ABWR とは異なる）

×

RPV 内にあるものであり、配置検討の対象外とする
60 台

○

85

制御棒本数が 120 本程度必要と考えられるため。

付録 6

No.

系統

設備名

(基本的に機能展開図(基本的に機能展開図

Level 5 を記載)

Level 6～8)配置検討の対象とするか（小さい設備は省略）
判定結果
○：対象、

台数とその根拠

根拠（×の場合のみ）

×：対象外
区分分離数を 4 とすることとした

9

制御棒および制御棒

制御棒駆動水ポンプ

駆動系(CRD)(CRD ポンプ)

8台

○

ため。
各区分に 2 台設置する（予備 1台）。
ABWR と同じように 50%容量 3 台

10

原子炉冷却材浄化系(CUW)

CUW ポンプ

3台○

設置し、オンラインメンテナンスを考慮しても 100%容量を確保することとしたため。
50%容量 3 基設置し、オンラインメ
ンテナンスを考慮しても 100%容量

11

原子炉冷却材浄化系(CUW)

CUW 再生熱交換器3基○を確保することとしたため。

50%容量 3 基設置し、オンラインメ
ンテナンスを考慮しても 100%容量
12

原子炉冷却材浄化系

CUW 非再生熱交換

(CUW)

器

3基

○

を確保することとしたため（オンラインメンテナンス時に RCW1 区分が喪失した時にも 50%は機能確
保）。

86

付録 6

No.

系統

設備名

(基本的に機能展開図(基本的に機能展開図

Level 5 を記載)

Level 6～8)配置検討の対象とするか（小さい設備は省略）
判定結果
○：対象、

台数とその根拠

根拠（×の場合のみ）

×：対象外
ABWR と同じように 50%容量 3 基

13

原子炉冷却材浄化系(CUW)

CUW ろ過脱塩器

3基○設置し、オンラインメンテナンス時にも 100%容量を確保することとし
たため。

14

原子炉冷却材浄化系

CUW プリコートタ

(CUW)

ンク

プリコートを保管するタンクのた
1機○

め、1 基で十分と考えた。

プリコートタンク室内のに設置され
15

原子炉冷却材浄化系

CUW プリコートポ

(CUW)

ンプ

×

ており、小さいため省略(配置検討時には設備があることを考慮した広さにする)
1 度に 2 基の CUW ろ過脱塩器に保16

原子炉冷却材浄化系(CUW)

CUW 保持ポンプ

2台○

持操作を実施することはないとし、オンラインメンテナンスを考慮して
2 台設置

17

18

原子炉冷却材浄化系

CUW 逆洗水移送ポ

(CUW)

ンプ

原子炉冷却材浄化系

CUW 逆洗用水タン

(CUW)

ク

1 度に 2 基の逆洗操作を実施するこ
2台○とはないとし、オンラインメンテナ
ンスを考慮して 2 台設置

プリコートタンク室内に設置されて×

おり、小さいため(配置検討時には設備があることを考慮した広さにする)

87

付録 6

No.

19

系統

設備名

(基本的に機能展開図(基本的に機能展開図

Level 5 を記載)

Level 6～8)

原子炉冷却材浄化系

CUW 逆洗水受タン

(CUW)

ク

復水・給水系
20(FDW)、給水加熱器
ベント及びドレン系

低圧復水ポンプ(LPCP)

配置検討の対象とするか（小さい設備は省略）
判定結果
○：対象、

台数とその根拠

根拠（×の場合のみ）

×：対象外
1基

○

(FDW)、給水加熱器

3台○

ABWR と同じ台数に 1 基毎にオン
復水ろ過装置(CF)4基○

逆洗水を Rw 設備に移送するための復水・給水系(FDW)、給水加熱器

CF 逆洗水移送ポンプ

2台○

ベント及びドレン系(FDW)、給水加熱器

ポンプであり、ポンプのため、2 台設置（オンラインメンテナンスも考慮）

復水・給水系
23

ラインメンテナンスを実施するとし、1 基追加。

ベント及びドレン系

22

基で十分と考えた。
50%容量を 3 台設置（1 台予備）。

復水・給水系
21

逆洗水を保管するタンクのため、1

逆洗水を受けるタンクのため、1 基CF 逆洗水受タンク

1基○で十分と考えた。

ベント及びドレン系
ABWR と同じ構成（基数は変わら

復水・給水系
24(FDW)、給水加熱器

復水脱塩装置(CD)7基○

ベント及びドレン系

ず、寸法が小さくなるとした）に 1
基毎にオンラインメンテナンスを実施するとし、1 基追加。

88

付録 6

No.

系統

設備名

(基本的に機能展開図(基本的に機能展開図

Level 5 を記載)

Level 6～8)

復水・給水系
25(FDW)、給水加熱器
ベント及びドレン系

高圧復水ポンプ(HPCP)

配置検討の対象とするか（小さい設備は省略）
判定結果
○：対象、
×：対象外
50%容量を 3 台設置（1 台予備）。

(FDW)、給水加熱器

3基○

復水・給水系
26

復水器に含まれているとして扱う。
低圧給水加熱器

×27(FDW)、給水加熱器
ベント及びドレン系
復水・給水系

28(FDW)、給水加熱器
ベント及びドレン系

給水加熱器ドレンタ
ンク

給水加熱器ドレン冷
却器(FDW)、給水加熱器

高圧給水加熱器

30(FDW)、給水加熱器
ベント及びドレン系

こととしたため。

2基

○

同上
2基

○

2段

○

2 系列

ベント及びドレン系
復水・給水系

給復水系の系統数を 2 系統とする

同上

復水・給水系
29

4段
2 系列

ベント及びドレン系
復水・給水系

台数とその根拠

根拠（×の場合のみ）

給復水系の系統数を 2 系統とすることとしたため。

プラント起動、低負荷、非常時や通電動機駆動原子炉給水ポンプ(M/D RFP)

2台○

常運転と基の T/D RFP の予備の位置付けのため、1/4 容量を 2 台とし
た。

89

付録 6

No.

31

系統

設備名

(基本的に機能展開図(基本的に機能展開図

Level 5 を記載)

Level 6～8)

復水・給水系

タービン駆動原子炉(FDW)、給水加熱器

給水ポンプ(T/D

ベント及びドレン系

RFP)

復水・給水系
32(FDW)、給水加熱器
ベント及びドレン系
復水・給水系

33(FDW)、給水加熱器
ベント及びドレン系

給水ポンプタービン
主油タンク
T/D RFP 主油ポンプ(MOP)

配置検討の対象とするか（小さい設備は省略）
判定結果
○：対象、

台数とその根拠

根拠（×の場合のみ）

×：対象外
50%容量を 3 台設置（1 台予備）。
3台○

T/D RFP100%容量である 2 台に供2基○給できる 2 基を設置（MOP は 2 基/本タンクと考える）

給水ポンプタービン主油タンクと同×部屋のため、一括して検討する

原子力発電設備－発電設備
2本

34

主蒸気系（MS）

主蒸気配管(MS 配管)○

35

主蒸気系（MS）

主蒸気止め弁(MSV)×36

主蒸気系（MS）

主蒸気加減弁(CV)

×

同上

37

主蒸気系（MS）

組合せ中間弁×同上

38

主蒸気系（MS）

タービンバイパス弁

×

同上

39

主蒸気系（MS）

主蒸気隔離弁(MSIV)

×

同上

40

主蒸気系（MS）

×

同上

主蒸気逃がし安全弁(SRV)

実質的に MS 配管に含まれるため省略

90

ABWR-600 を引用し、2 系統とすることとしたため。

付録 6

No.

系統

設備名

(基本的に機能展開図(基本的に機能展開図

Level 5 を記載)

Level 6～8)配置検討の対象とするか（小さい設備は省略）
判定結果
○：対象、

台数とその根拠

根拠（×の場合のみ）

×：対象外
タービンを 2 基にすることとした

41－

高圧タービン

2基○ため（詳細は 2021/10/28 打合せ資
料参照）。
同上

42

－

低圧タービン

○

2基

43

－

湿分分離器

○

2基

同上

同上
44

－

45

－

主復水器

湿分分離器ドレンタ
ンク

2胴

○

×

湿分分離器の下に設置されており、寸法も小さいため、省略。

46

循環水系

循環水ポンプ○

4台

4 方向から取水すると仮定した。

47

循環水系

循環水配管

○

4本

同上

ホースを使用した取水と仮定する（参考 URL：
48

循環水系

取水口防塵設備×https://www.trelleborg.com/en/fluid
handling/products-and-solutions/oiltransfer/water）。

91

付録 6

No.

系統

設備名

(基本的に機能展開図(基本的に機能展開図

Level 5 を記載)

Level 6～8)配置検討の対象とするか（小さい設備は省略）
判定結果
○：対象、

台数とその根拠

根拠（×の場合のみ）

×：対象外
寸法が公開されていないこと、循環水配管上に設置されていることか

49

循環水系

ボール補集器×

ら、配管ルートの上部空間をある程度確保できていれば、考慮していると扱えると考えられるため、対象外
とする。

50

循環水系

ボール循環ポンプ

×

51

循環水系

ボール回収器

×

ボール捕集器近傍にあり、小さいため、省略
同上
復水器の数が 2 胴のため、最低 2台必要。タービンの点検と同じタイミングで点検されるとし、オンライ

52

空気抽出系(AO)

主復水器真空ポンプ

2台○

ンメンテナンスを考慮した台数増は行わない（復水器は 1 サイクルに一度点検、本機器は 8 サイクルに一度点検）。

53

空気抽出系(AO)

起動停止用空気抽出器(起動停止用 SJAE)×（ABWR の場合）主空気抽出器に付属するものであり、省略。

92

付録 6

No.

系統

設備名

(基本的に機能展開図(基本的に機能展開図

Level 5 を記載)

Level 6～8)配置検討の対象とするか（小さい設備は省略）
判定結果
○：対象、

台数とその根拠

根拠（×の場合のみ）

×：対象外
復水器の数が 2 胴のため、最低 2台必要。
タービンの点検と同じタイミングで

54

空気抽出系(AO)

主空気抽出器(主
SJAE)

2基

○

点検されるとし、オンラインメンテ
ナンスを考慮した基数増は行わない（タービンは 3 サイクルに一度点
検、本機器は 10 サイクルに一度点
検）。
タービン 2 系列のため、最低 2 台必要。
タービンの点検と同じタイミングで55

タービン潤滑油系
(LO)

油洗浄装置

2台

○

点検されるとし、オンラインメンテ
ナンスを考慮した基数増は行わない（タービンは 3 サイクルに一度点
検、本機器は 6 サイクルに一度点
検）。

56

タービン潤滑油系(LO)

油洗浄装置と同部屋であり小さいた
主油タンク

×

め省略する（配置検討時には設備を考慮した広さにする）

93

付録 6

No.

系統

設備名

(基本的に機能展開図(基本的に機能展開図

Level 5 を記載)

Level 6～8)配置検討の対象とするか（小さい設備は省略）
判定結果
○：対象、

台数とその根拠

根拠（×の場合のみ）

×：対象外
タービン 2 系列のため、最低 2 台必要。
タービンの点検と同じタイミングで

57

タービングランド蒸
気系(TGS)

グランド蒸気蒸化器

2基○点検されるとし、オンラインメンテ
ナンスを考慮した基数増は行わない（タービンは 3 サイクルに一度点
検、本機器は 6 サイクルに一度点
検）。

58

タービングランド蒸

グランド蒸気蒸化器

気系(TGS)給水ポンプ

×

ポンプが小さいこと、また寸法が公開されていないことから省略
タービン 2 系列のため、最低 2 台必要。
タービンの点検と同じタイミングで59

タービングランド蒸
気系(TGS)

グランド蒸気復水器2基○点検されるとし、オンラインメンテ
ナンスを考慮した基数増は行わない（タービンは 3 サイクルに一度点
検、本機器は 6 サイクルに一度点
検）。

60
61

タービングランド蒸
気系(TGS)－

グランド蒸気排風機

×

発電機

○

グランド蒸気復水器上部に設置されており、小さいため省略
2基

94タービン 2 系列のため。

付録 6

No.

系統

設備名

(基本的に機能展開図(基本的に機能展開図

Level 5 を記載)

Level 6～8)配置検討の対象とするか（小さい設備は省略）
判定結果
○：対象、

台数とその根拠

根拠（×の場合のみ）

×：対象外
寸法が公開されていないこと、発電機からタービンからの母線の間に設

62

相分離母線(IPB)

相分離母線冷却装置

×

置されるもので、母線を考慮することで装置もある程度考慮されているとして、省略63

発電機ガス系－

×

発電機水素ガス乾燥器とボンベのみであり、小さいため省略
復水器の数が 2 基のため、最低 264

発電機密封油系

発電機密封油系密封
油ポンプ

台必要。
2台

○

発電機の点検と同じタイミングで点検されるとし、オンラインメンテナ
ンスを考慮した基数増は行わない。

同上
65

発電機密封油系

発電機密封油系真空ポンプ

本計等の各設備自体は小さいため、×一式として扱う（代表として、発電機密封油系封油ポンプに「○」を記
載）

66

発電機密封油系

67

発電機密封油系

発電機密封油系非常用密封油ポンプ
発電機密封油系真空
槽

×

×

同上

同上

95

付録 6

No.

系統

設備名

(基本的に機能展開図(基本的に機能展開図

Level 5 を記載)

Level 6～8)68

発電機密封油系

69

発電機密封油系

発電機密封油系拡大槽
発電機密封油系空気抽出槽

配置検討の対象とするか（小さい設備は省略）
判定結果
○：対象、

台数とその根拠

根拠（×の場合のみ）

×：対象外
×

×

同上

同上
復水器の数が 2 基のため、最低 2台必要。

固定子冷却装置（貯70

固定子冷却水系

水槽・ポンプ・冷却

2台○

発電機の点検と同じタイミングで点検されるとし、オンラインメンテナ

器・フィルタ）ンスを考慮した基数増は行わない。
71

所内電源系

主変圧器

1基

○

既設炉同様の基数とした。
既設炉同様の基数とした。

72

所内電源系

所内変圧器

2基

○

既設炉同様の基数とした。
73

所内電源系

起動変圧器

1基

○

原子力発電設備－計装制御設備
74－

原子炉出力制御装置(APR)

×

中操内に設置されるものであり、本件等では中操一括で検討するため

96

付録 6

No.

75

系統

設備名

(基本的に機能展開図(基本的に機能展開図

Level 5 を記載)

Level 6～8)

制御棒操作監視系

制御棒操作監視制御(RC&IS)

盤

配置検討の対象とするか（小さい設備は省略）
判定結果
○：対象、

台数とその根拠

根拠（×の場合のみ）

×：対象外
×

同上
区分分離数を 4 とすることとした
ため。

4 部屋
76

制御棒操作監視系(RC&IS)(制御
FMCRD 制御盤

○

盤室の
部屋
数)

77

再循環流量制御系(RFC)

RIP4 台のため。

原子炉冷却材再循環
ポンプ可変周波数電4台○

源装置(RIP-ASD)

97

付録 6

No.

系統

設備名

(基本的に機能展開図(基本的に機能展開図

Level 5 を記載)

Level 6～8)配置検討の対象とするか（小さい設備は省略）
判定結果
○：対象、

台数とその根拠

根拠（×の場合のみ）

×：対象外
RIP1 台に 1 基とする（RIP の台数が少ないため、ABWR とは異な

再循環流量制御系(RFC)

る）
RIP-ASD 入力変圧器

4基○1 基で制御する。
79

タービン制御系

タービン電気油圧式(EHC)

制御装置(EHC)

○

1基

○

1個

原子力発電設備－原子力発電補助設備
80

燃料プール冷却浄化

使用済燃料プール系(FPC)(SFP)

既設炉と同じ構造とする。
2 系列で構成するため、100%容量

81

燃料プール冷却浄化
系(FPC)

FPC ポンプ

2台○

98

を 2 台設置（2 系列）。

付録 6

No.

系統

設備名

(基本的に機能展開図(基本的に機能展開図

Level 5 を記載)

Level 6～8)配置検討の対象とするか（小さい設備は省略）
判定結果
○：対象、

台数とその根拠

根拠（×の場合のみ）

×：対象外
2 系列で構成するため、50%容量を82

燃料プール冷却浄化
系(FPC)

4 基設置（2 系列）。
FPC 熱交換器

4基○↑100%容量 2 基でもよいが、今回は ABWR と同様にした。
2 系列で構成するため、100%容量

83

84

燃料プール冷却浄化
系(FPC)

燃料プール冷却浄化
系(FPC)

FPC ろ過脱塩装置○

2基

FPC 保持ポンプ○

2台

を 2 台設置。

2 系列で構成するため、100%容量を 2 台設置。
区分分離数を 4 とすることとした

85

原子炉補機冷却水系(RCW)

RCW ポンプ

8台○

ため。
各区分に 2 台設置する（予備 1台）。
区分分離数を 4 とすることとした

86

原子炉補機冷却水系(RCW)

RCW 熱交換器

8基

○

ため。
各区分に 2 基設置する（予備 1
台）。

99

付録 6

No.

87

系統

設備名

(基本的に機能展開図(基本的に機能展開図

Level 5 を記載)

Level 6～8)

原子炉補機冷却水系(RCW)

配置検討の対象とするか（小さい設備は省略）
判定結果
○：対象、

台数とその根拠

根拠（×の場合のみ）

×：対象外
区分分離数を 4 とすることとした

RCW サージタンク

4基

○

ため。
各区分に 1 基設置する。
区分分離数を 4 とすることとした

88

原子炉補機冷却海水
系(RSW)

RSW ポンプ

8台○

ため。
各区分に 2 台設置する（予備 1
台）。

89

90
91
92
93

94

原子炉補機冷却海水
系(RSW)
タービン補機冷却水
系(TCW)
タービン補機冷却水
系(TCW)
タービン補機冷却水
系(TCW)
タービン補機冷却海
水系(TSW)
タービン補機冷却海
水系(TSW)

近年、火力では注入しないプラント
鉄イオン注入設備

×もあり、同様に今回は注入しないこととする。

TCW ポンプ○

3台

TCW 熱交換器○

3基

TCW サージタンク○

1台

TSW ポンプ○

3台
近年、火力では注入しないプラント

鉄イオン注入設備

×があり、同様に今回は注入しないこ
ととする。

100

50%容量を 3 台設置（1 台予備）。
50%容量を 3 台設置（1 台予備）。
1 台で十分と判断した。
50%容量を 3 台設置（1 台予備）。

付録 6

No.

95

系統

設備名

(基本的に機能展開図(基本的に機能展開図

Level 5 を記載)

Level 6～8)

サプレッションプー
ル水浄化系(SPCU)SPCU ポンプ

配置検討の対象とするか（小さい設備は省略）
判定結果
○：対象、

台数とその根拠

根拠（×の場合のみ）

×：対象外
1台

○

既設炉と同様、1 台とした。

検出器、現場警報装置、現場ユニッ96

エリア放射線モニタ－

×ト、中操監視ユニットで構成されるが、小さいため省略(中操設置の盤は中操で考慮)

97
98
99

プロセス放射線モニタ
機器仮置きプール
汚染検査所等の S/B
諸設備

－

×

－

○

－

○

同上
1個

既設炉と同じ構造とする。

100

空調関係

T/A, R/A 送風機○

4台

ABWR と同様の構成とした。

101

空調関係

T/A, R/A 排風機

○

4台

同上

102

空調関係

Hx/A 送風機○

2台

予備 1 基と考え 2 基とした。
区分分離数を 4 とすることとした

103

空調関係

Hx/A 非常用送風機

4台

○

ため。
各区分に 1 台設置する（予備 1
台）。

104

空調関係

Rw/A 送風機○

2台

予備 1 基と考え 2 基とした。

105

空調関係

Rw/A 排風機

○

2台

同上

101

付録 6

No.

106

107

系統

設備名

(基本的に機能展開図(基本的に機能展開図

Level 5 を記載)

Level 6～8)

非放射線ストームド
レン移送系(NSD)
非放射線ストームド
レン移送系(NSD)

NSD 収集タンク

配置検討の対象とするか（小さい設備は省略）
判定結果
○：対象、

台数とその根拠

根拠（×の場合のみ）

×：対象外
2基

○
タンクと同じエリアにあるため省略

NSD 排水ポンプ×（配置検討時には設備があることを考慮した広さにする）
1 部屋－

部中操、プロセス計

ABWR と同様の構成とした。

（中央

中央制御室(裏盤、下108

予備 1 基と考え 2 基とした。

制御室

○

の部屋

算機室含む)数）
同上（ただし、それぞれは位置的分
109－

MCR 送風機

2台

○

散を図る）
同上

110

－

MCR 排風機

2台

○

同上

111

－

MCR 給気処理装置

2台

○

102

付録 6
系統

設備名

(基本的に機能展開図(基本的に機能展開図

Level 5 を記載)

Level 6～8)

112－

MCR 再循環送風機

113

－

No.

配置検討の対象とするか（小さい設備は省略）
判定結果
○：対象、

台数とその根拠

根拠（×の場合のみ）

×：対象外
同上

MCR 再循環フィルタ
装置

○

2台

○

2台

同上

原子力発電設備－放射性廃棄物処理設備
復水器 2 胴から合流したものが流入すると考えるため、最低 1 台必要。
114

気体廃棄物処理系(OG)

復水器の点検と同じタイミングで点排ガス予熱器1台○

検されるとし、オンラインメンテナ
ンスを考慮した基数増は行わない（復水器は 3 サイクルに一度点
検、本機器は 10 サイクルに一度開放点検・非破壊試験）。

115

116

気体廃棄物処理系(OG)
気体廃棄物処理系(OG)

排ガス予熱器と同じ部屋に設置され排ガス再結合器×ているため省略(配置検討時には設備があることを考慮した広さにする)

排ガス復水器

×

同上

103

付録 6

No.

117

系統

設備名

(基本的に機能展開図(基本的に機能展開図

Level 5 を記載)

Level 6～8)

気体廃棄物処理系
(OG)

除湿冷却器

配置検討の対象とするか（小さい設備は省略）
判定結果
○：対象、

台数とその根拠

根拠（×の場合のみ）

×：対象外
×

同上
復水器 2 胴から合流したものが流入すると考えるため、ABWR と同じ構成とする場合、最低 4 塔必118

気体廃棄物処理系

活性炭式希ガスホー(OG)

ルドアップ塔要。復水器の点検と同じタイミング
4塔○で点検されるとし、オンラインメン
テナンスを考慮した基数増は行わな
い（復水器は 3 サイクルに一度点
検、本機器は 10 サイクルに一度開放点検・非破壊試験）。
復水器 2 胴から合流したものが流入すると考えるため、ABWR と同119

気体廃棄物処理系(OG)

じ構成とする場合、最低 4 塔必
排ガス抽出器

1台○

要。
復水器の点検と同じタイミングで点検されるとし、オンラインメンテナ
ンスを考慮した基数増は行わない。

120

気体廃棄物処理系
(OG)

排気筒

1塔

○

104

既設炉同様に 1 塔とした。

付録 6

No.

系統

設備名

(基本的に機能展開図(基本的に機能展開図

Level 5 を記載)

Level 6～8)配置検討の対象とするか（小さい設備は省略）
判定結果
○：対象、

台数とその根拠

根拠（×の場合のみ）

×：対象外
ABWR での台数とオンラインメン
テナンスを考慮し、2 台とした。

121

低伝導度廃液系(LCW)

LCW 収集槽

2基

○

同上

122

低伝導度廃液系(LCW)

LCW 収集ポンプ

2台

○

同上

123

低伝導度廃液系(LCW)

LCW ろ過器

2基

○

105

付録 6

No.

系統

設備名

(基本的に機能展開図(基本的に機能展開図

Level 5 を記載)

Level 6～8)配置検討の対象とするか（小さい設備は省略）
判定結果
○：対象、

台数とその根拠

根拠（×の場合のみ）

×：対象外
同上

124

低伝導度廃液系(LCW)

LCW 脱塩塔

2基

○

同上

125

低伝導度廃液系(LCW)

LCW サンプル槽

2基

○

同上

126

低伝導度廃液系(LCW)

LCW サンプルポンプ

2台

○

106

付録 6

No.

系統

設備名

(基本的に機能展開図(基本的に機能展開図

Level 5 を記載)

Level 6～8)配置検討の対象とするか（小さい設備は省略）
判定結果
○：対象、

台数とその根拠

根拠（×の場合のみ）

×：対象外
ABWR での台数とオンラインメン
テナンスを考慮し、3 基とした。

127

高伝導度廃液系(HCW)

HCW 収集タンク

3基

○

同上

128

129

高伝導度廃液系(HCW)

高伝導度廃液系(HCW)

HCW 収集ポンプ○

3台

HCW 濃縮装置

○

2基

107

ABWR での台数とオンラインメン
テナンスを考慮し、2 基とした。

付録 6

No.

系統

設備名

(基本的に機能展開図(基本的に機能展開図

Level 5 を記載)

Level 6～8)配置検討の対象とするか（小さい設備は省略）
判定結果
○：対象、

台数とその根拠

根拠（×の場合のみ）

×：対象外
同上

130

高伝導度廃液系

HCW 濃縮装置循環

(HCW)

ポンプ

2台

○

同上

131

高伝導度廃液系

HCW 濃縮装置復水

(HCW)

器

2基

○

同上

132

高伝導度廃液系(HCW)

HCW 蒸留水ポンプ

2台

○

108

付録 6

No.

系統

設備名

(基本的に機能展開図(基本的に機能展開図

Level 5 を記載)

Level 6～8)配置検討の対象とするか（小さい設備は省略）
判定結果
○：対象、

台数とその根拠

根拠（×の場合のみ）

×：対象外
同上

133

高伝導度廃液系(HCW)

HCW 蒸留水タンク

2基

○

同上

134

高伝導度廃液系(HCW)

HCW 脱塩塔

2基

○

109

付録 6

No.

系統

設備名

(基本的に機能展開図(基本的に機能展開図

Level 5 を記載)

Level 6～8)配置検討の対象とするか（小さい設備は省略）
判定結果
○：対象、

台数とその根拠

根拠（×の場合のみ）

×：対象外
同上

135

高伝導度廃液系(HCW)

HCW サンプル槽

2基

○

同上

136

137

138

高伝導度廃液系

HCW サンプルポン

(HCW)

プ

高伝導度廃液系

HCW 中和装置苛性(HCW)

注入ユニット

高伝導度廃液系

HCW 中和装置硫酸(HCW)

注入ユニット2台○

常時起動している設備ではないた
1台○

め、オンラインメンテナンスの考慮までは不要とした。

1台

○

110

同上

付録 6

No.

系統

設備名

(基本的に機能展開図(基本的に機能展開図

Level 5 を記載)

Level 6～8)配置検討の対象とするか（小さい設備は省略）
判定結果
○：対象、

台数とその根拠

根拠（×の場合のみ）

×：対象外
ABWR での台数とオンラインメン
テナンスを考慮し、2 基とした。

139

濃縮廃液系(CONW)

濃縮廃液タンク

2基

○

同上

140

141
142
143

濃縮廃液系(CONW)

ホットシャワードレン系(HSD)
ホットシャワードレン系(HSD)
ホットシャワードレン系(HSD)

濃縮廃液ポンプ○

2台

HSD 収集ポンプ○

2台

HSD 収集槽○2基

HSD ろ過器

○

2基

111

同上

同上

同上

付録 6

No.

144

系統

設備名

(基本的に機能展開図(基本的に機能展開図

Level 5 を記載)

Level 6～8)

復水補給水系

復水移送ポンプ

配置検討の対象とするか（小さい設備は省略）
判定結果
○：対象、

台数とその根拠

根拠（×の場合のみ）

×：対象外
3台

○

ABWR での台数とオンラインメン
テナンスを考慮し、3 台とした。
タンク 1 基で十分と判断した。

145

復水補給水系

復水貯蔵槽(CSP)

○

1基

146

使用済樹脂系(SS)

使用済樹脂槽○2基

147

使用済樹脂系(SS)○2台

使用済樹脂デカント
ポンプ

ABWR での台数とオンラインメン
テナンスを考慮し、2 基とした。
同上

同上

148

使用済樹脂系(SS)CUW 粉末樹脂沈降
分離槽

2基

○

112

付録 6

No.

系統

設備名

(基本的に機能展開図(基本的に機能展開図

Level 5 を記載)

Level 6～8)配置検討の対象とするか（小さい設備は省略）
判定結果
○：対象、

台数とその根拠

根拠（×の場合のみ）

×：対象外
同上

CUW 粉末樹脂沈降
149

使用済樹脂系(SS)

分離槽デカントポン

○

2台

○

2台

プ

150

使用済樹脂系(SS)スラッジ移送ポンプ

同上
本検討では、固化系については、細分化させず、装置一式として検討す

151

固化系(SOL)

固化系装置

1 部屋

○

るため、部屋数として、1 部屋とした。

152

固化系(SOL)

153

雑個体系(MSW)

154

雑個体系(MSW)

固化系ドラム缶充填
エリア
雑固体常設集積場所
充填・空ドラム缶置
場

○

1 部屋

○

1 部屋

○

1 部屋

原子力安全施設

113

同上

集積場所は、1 部屋で発生する量のスペースを確保するため。
同上

付録 6

No.

系統

設備名

(基本的に機能展開図(基本的に機能展開図

Level 5 を記載)

Level 6～8)155

自動減圧系(ADS)156

高圧窒素ガス供給系

ADS 機能用アキュム
レータ
窒素ガスボンベ

配置検討の対象とするか（小さい設備は省略）
判定結果
○：対象、

台数とその根拠

根拠（×の場合のみ）

×：対象外
×

×

PCV 内に設置されており小さいため
省略
R/B オペフロに設置されており、小さいため省略
区分分離数を 4 とし、その内 2 区

157

高圧炉心注水系(HPCF)

分に設置することとしたため。
HPCF ポンプ

2台

○

同上

158

原子炉隔離時冷却系

RCIC タービン・ポ(RCIC)

ンプ

2台○

区分分離数を 4 にするため。
159

残留熱除去系(RHR)

RHR ポンプ

4台

○

114

付録 6

No.

系統

設備名

(基本的に機能展開図(基本的に機能展開図

Level 5 を記載)

Level 6～8)配置検討の対象とするか（小さい設備は省略）
判定結果
○：対象、

台数とその根拠

根拠（×の場合のみ）

×：対象外
同上

160

残留熱除去系(RHR)

161

162

－

RHR 熱交換器

原子炉格納容器(PCV)

可燃性ガス濃度制御

可搬式 FCS 再結合装系(FCS)

置

4基○

原子炉圧力容器 1 個のため。
○

1個

○

4台

区分分離数を 4 にするため。

毎定検で原子炉格納容器の外観点検
163

不活性ガス系(AC)

不活性ガス発生装置1基○を実施するため、それにあわせて装置の点検も実施することとし、1 基で十分とした。

164
165
166

ドライウェル冷却系(DWC)
ドライウェル冷却系(DWC)
非常用ガス処理系(SGTS)

冷却器

×

除湿冷却器

×

SGTS 乾燥装置○

D/W 内にあるため省略

同上
4台

115

区分分離数を 4 にするため。

付録 6

No.

167
168
169
170

171

172
173

174

175

系統

設備名

(基本的に機能展開図(基本的に機能展開図

Level 5 を記載)

Level 6～8)

非常用ガス処理系(SGTS)
非常用ガス処理系(SGTS)
ほう酸水注入系(SLC)
ほう酸水注入系(SLC)
ほう酸水注入系(SLC)

配置検討の対象とするか（小さい設備は省略）
判定結果
○：対象、

台数とその根拠

根拠（×の場合のみ）

×：対象外

SGTS 排風機○

4台

SGTS フィルタ装置○

4台

SLC ポンプ○

4台

SLC タンク

○

4基

同上

同上

同上

同上

SLC タンク脇にあり小さいため省略
SLC テストタンク×(配置検討時には設備があることを考慮した広さにする)

非常用ディーゼル発

非常用ディーゼル発

電機機設備

電機(D/G)

非常用ディーゼル発

非常用ディーゼル発

電機機設備

電機軽油タンク

非常用ディーゼル発

非常用ディーゼル発

電機機設備

電機燃料移送ポンプ

非常用ディーゼル発

非常用ディーゼル発

電機機設備

電機燃料デイタンク

○

4基

○

4基

区分分離数を 4 にするため。
K7 はタンク 2 基で D/G3 台としているが、D/G1 台に 1 基とした。

軽油タンク近傍にあり、小さいため
×

省略（軽油タンクは D/G より高い位置に設置するため、実質不要）
4基

○

116

D/G1 基につき、1 基設置

付録 6

No.

176

177

178
179
180
181
182
183
184

系統

設備名

(基本的に機能展開図(基本的に機能展開図

Level 5 を記載)

Level 6～8)

非常用ディーゼル発
電機機設備

非常用ディーゼル発
電機機設備
非常用ディーゼル発
電機機設備
非常用ディーゼル発
電機機設備
非常用ディーゼル発
電機機設備
非常用ディーゼル発
電機機設備
非常用ディーゼル発
電機機設備
非常用ディーゼル発
電機機設備
非常用ディーゼル発
電機機設備

配置検討の対象とするか（小さい設備は省略）
判定結果
○：対象、
×：対象外
DG 室内に設置されており、小さい

非常用ディーゼル発
電機燃料油ドレンタ

×

ため(配置検討時には設備があること

ンクを考慮した広さにする)

非常用ディーゼル発

DG 室内に設置されており、小さい

電機燃料油ドレンポ

台数とその根拠

根拠（×の場合のみ）

×

ンプ

ため(配置検討時には設備があることを考慮した広さにする)

空気圧縮機

○

4基

起動用空気貯槽

○

4基

送風機

○

4 部屋

給気処理装置○4 部屋

非常用送風機○4 部屋

非常用給気処理装置

○

4 部屋

排風機

○

4 部屋

117

D/G1 基につき、1 基設置

同上

同上

同上

同上

同上

同上

付録 6

No.

185

186

187
188
189
190
191
192
193
194

系統

設備名

(基本的に機能展開図(基本的に機能展開図

Level 5 を記載)

Level 6～8)

非常用ディーゼル発
電機機設備
非常用ディーゼル発
電機機設備
非常用ディーゼル発
電機機設備

排気サイレンサ

潤滑油冷却器

潤滑油加熱器

電機機設備
非常用ディーゼル発
電機機設備
非常用ディーゼル発
電機機設備
非常用ディーゼル発
電機機設備
非常用ディーゼル発
電機機設備

×：対象外
4基

○

×

いため(配置検討時には設備があるこ

同上

×

同上

潤滑油補給タンク×

同上

潤滑油補給ポンプ×

同上

清水膨張タンク×

同上

機関付清水ポンプ

×

同上

清水加熱器

×

同上

清水加熱器ポンプ

×

同上

ポンプ

台数とその根拠

根拠（×の場合のみ）

×

電機機設備

非常用ディーゼル発○：対象、とを考慮した広さにする)

潤滑油フライミング

電機機設備

判定結果

・DG 室内に設置されており、小さ

非常用ディーゼル発

非常用ディーゼル発

配置検討の対象とするか（小さい設備は省略）

118

同上

付録 6

No.

195

系統

設備名

(基本的に機能展開図(基本的に機能展開図

Level 5 を記載)

Level 6～8)

非常用ディーゼル発
電機機設備

清水冷却器

配置検討の対象とするか（小さい設備は省略）
判定結果
○：対象、

台数とその根拠

根拠（×の場合のみ）

×：対象外
×

同上
区分分離数を 4 にするため。

196

197
198

ガスタービン発電機

ガスタービン発電機

設備

(GTG)

ガスタービン発電機
設備
ガスタービン発電機
設備

○

4基

GTG 軽油タンク○

4基

GTG 燃料移送ポンプ

×

バイタル交流電源設

バイタル交流電源装

備

置

バイタル交流電源設

計算機用無停電電源

備

装置

201

計測制御用電源設備

計測制御用電源装置

202

直流 125V 電源設備

199
200

直流 125V 電源設備
蓄電池

軽油タンク近傍にあり、小さいため
省略
4台

○

×

同上

区分分離数を 4 にするため。

計測制御用電源装置に纏める

○

4 部屋

○

4 部屋

119

区分分離数を 4 にするため。
区分分離数を 4 にするため。

付録 6

No.

系統

設備名

(基本的に機能展開図(基本的に機能展開図

Level 5 を記載)

Level 6～8)203直流 125V 電源設備

204

直流 250V 電源設備

205

直流 250V 電源設備

206

緊急時対策所207

非常用復水器系(ICS)

208
209

210

直流 250V 電源設備
蓄電池
直流 250V 電源設備
充電器－
非常用復水器(IC)

判定結果
○：対象、

×

×

○

2基

○

格納容器圧力逃がし

格納容器圧力逃がし装置(フィルタベン装置(フィルタベン

ト)ト)

静的格納容器冷却系(PCCS)

備
PCCS 熱交換器

区分分離数を 4 にするため。

直流 250V 電源設備蓄電池に纏める
1 部屋

SA 用充電器・蓄電池

装置(フィルタベン

4台○

SA 用直流電源設備

格納容器 pH 制御設

直流 125V 電源設備蓄電池に纏める○○(GDCS)

台数とその根拠

根拠（×の場合のみ）

×：対象外

－

ト)
212

充電器

重力駆動冷却系

格納容器圧力逃がし211

直流 125V 電源設備

配置検討の対象とするか（小さい設備は省略）

配管と弁だけで構成されるため、レイアウトではこの 2 つを検討

2基
2台

1 箇所で十分と判断した。
SA の区分分離数を 2 にするため。
同上
SA の区分分離数を 2 にするため。
同上

2基

○

同上
○

2基

○

2基

浮体式プラットフォーム

120

同上

付録 6

No.

系統

設備名

(基本的に機能展開図(基本的に機能展開図

Level 5 を記載)

Level 6～8)配置検討の対象とするか（小さい設備は省略）
判定結果
○：対象、

台数とその根拠

根拠（×の場合のみ）

×：対象外
1基

1 つの発電所のため。

213

浮体構造物

－

○

214

バラスト

－

○

215

係留索

－

○

12 本

3 方向に 4 本ずつと仮定したため。

216

居住区域

－

○

1 区域

本検討では、。

― ―発電所補助設備
安全系用として、4 基
安全系

非安全系用として、2 基

用：4
217

計装用圧縮空気系
(IA)

IA 設備

○
非安全
系用：
2

219

220

所内用圧縮空気系(SA)

所内ボイラ系

予備 1 基と考え 2 基とした。
SA 設備

○

2基

補助ボイラ

○

1 部屋

121

（SLC 撹拌は IA で実施とする）

付録 6

No.

系統

設備名

(基本的に機能展開図(基本的に機能展開図

Level 5 を記載)

Level 6～8)

221

所内ボイラ系

222

所内ボイラ系

223

所内ボイラ系

224
225

補助ボイラ給水タンク
補助ボイラ給水ポン

配置検討の対象とするか（小さい設備は省略）
判定結果
○：対象、
×：対象外
×

所内ボイラ系一括として考える(代表として、補助ボイラ欄に○をした)

×

同上

重油タンク

×

同上

所内ボイラ系

重油移送ポンプ×

同上

所内ボイラ系

押込通風機

×

同上

プ

台数とその根拠

根拠（×の場合のみ）

多重性確保のため、2 基とする。
226

プラント用水設備

純水タンク

○

227

プラント用水設備

純水移送ポンプ

×

2基タンクに近くに小さいポンプが設置されるもののため、省略
多重性確保のため、2 基とする。

228

プラント用水設備

ろ過水タンク○229

プラント用水設備

ろ過水移送ポンプ×

2基

タンクに近くに小さいポンプが設置されるもののため、省略

122

付録 6

No.

系統

設備名

(基本的に機能展開図(基本的に機能展開図

Level 5 を記載)

Level 6～8)配置検討の対象とするか（小さい設備は省略）
判定結果
○：対象、

台数とその根拠

根拠（×の場合のみ）

×：対象外
ABWR と同じ構成とした。

230

231
232
233

換気空調補機常用冷却水系(HNCW)

換気空調補機常用冷却水系(HNCW)
換気空調補機常用冷却水系(HNCW)
換気空調補機常用冷却水系(HNCW)HNCW 冷凍機○
1 部屋

HNCW ポンプ○

HNCW 補助冷凍機

○

同上
1 部屋

HNCW 補助ポンプ○
区分分離数を 4 にするため。

234

換気空調補機非常用
冷却水系(HECW)

HECW 冷凍機

4 部屋

○

123

付録 6

No.

235

系統

設備名

(基本的に機能展開図(基本的に機能展開図

Level 5 を記載)

Level 6～8)

換気空調補機非常用
冷却水系(HECW)

HECW ポンプ

配置検討の対象とするか（小さい設備は省略）
判定結果
○：対象、

台数とその根拠

根拠（×の場合のみ）

×：対象外

○

ABWR と同じ構成とした。
236

所内温水系(HWH)

237

所内温水系(HWH)

238

所内温水系(HWH)

239

240

HWH 熱交換器

HWH バックアップ
熱交換器

HWH 温水ループポ
ンプ

ディーゼル駆動消火ディーゼル駆動消火系(D/D FP)

ポンプ

ディーゼル駆動消火

D/D FP ポンプ燃料

系(D/D FP)

タンク

○

1 部屋

○

○

2台

○
D/D FP ポンプと同部屋のため省略
×（配置検討時には設備があることを考慮した広さにする）

124

予備 1 台を確保。

付録 6

No.

241

系統

設備名

(基本的に機能展開図(基本的に機能展開図

Level 5 を記載)

Level 6～8)電動機駆動消火系

電動機駆動消火ポン(M/D FP)

プ

配置検討の対象とするか（小さい設備は省略）
判定結果
○：対象、

台数とその根拠

根拠（×の場合のみ）

×：対象外
2台

○

125

予備 1 台を確保。

付録 6
参考 3 各系統の概略系統図
本書は、各系統（設備リストで「配置検討の対象とした設備がある系統のみ」）の概略系統図を示すものである。なお、以下に示す系統については、省略している。
· タービン電気油圧式制御装置(EHC)· タービン潤滑油系· 発電機密封油系· 固定子冷却水系· サプレッションプール水浄化系(SPCU)· SA 用直流電源設備· 所内ボイラ系· プラント用水設備

126

付録 6

原子炉冷却材再循環系（RRS）・再循環流量制御系(RFC)

原子炉圧力容器

再循環ポンプ MG セット

RIP-ASD 入力変圧器

原子炉冷却材再循環ポンプ
可変周波数電源装置(RIP-ASD)

原子炉内蔵型再循環ポンプ
(RIP)

127

付録 6

制御棒・制御棒駆動系（CRD）・制御棒操作監視系(RC&IS)

原子炉圧力容器

制御棒駆動水ポンプ（CRD ポンプ）

制御棒

復水貯蔵槽

水圧制御ユニット(HCU)15 台
FMCRD 制御盤

128

付録 6

1 区分のみ記載。

原子炉冷却材浄化系（CUW）

原子炉圧力容器

CUW 再生熱交換器

RCW
次項に
詳細記載

CUW ろ過脱塩器

CUW（3 台並列設置）

非再生熱交換器

CUW ポンプ（3 台並列設置）
129

付録 6

CUW
プリコートポンプ
CUW ろ過脱塩器

CUW プリコートタンク

CUW 保持ポンプ

CUW 粉末樹脂沈降分離槽へ

CUW 逆洗水受タンク

逆洗水の系統は、CUW ろ過脱塩器

CUW 逆洗用水タンク

CUW
逆洗水移送ポンプ130

1 基のみに記載しているが、実際は、他 2 基にも繋がっている。

付録 6

復水・給水系(FDW)、給水加熱器ベント及びドレン系
他系統で詳細を記載
グランド蒸気主空気抽出器
主復水器

復水器

主復水器

給復水配管は 2 系列

低圧復水ポンプ

次項に

復水ろ過装置(CF)(LPCP)

詳細記載（並列 4 基）（二重線箇所のみ）
原子炉圧力容器へ
電動機駆動原子炉給水ポンプ(M/D RFP)2 台

高圧給水加熱器（2 段）

低圧給水加熱器（4 段）

復水脱塩装置(CD)給水加熱器ドレン冷却器（並列 7 基）タービン駆動原子炉給水

高圧復水ポンプ

ポンプ(T/D RFP)3 台(HPCP)（主油タンクは図示省略）
復水器ホットウェルへ給水加熱器ドレンタンク 2 基

131

付録 6

CUW 粉末樹脂沈降分離槽へ

復水ろ過装置(CF)（並列 4 基）CF 逆洗水受タンク
CF 逆洗水移送ポンプ

132

付録 6

主蒸気系（MS）・発電機

湿分分離器
低圧タービン

高圧タービン

原子炉圧力容器

発電機

主蒸気配管（MS 配管）は 2 系列
（二重線箇所のみ）

海から
主復水器
海へ

海から
循環水ポンプ

湿分分離器

低圧タービン
発電機
高圧タービン
主復水器

タービン電気油圧式制御装置(EHC)、タービン潤滑油系、発電機

海へ

密封油系、固定子冷却水系は図示省
133

海から
海から
循環水ポンプ付録 6

空気抽出系(AO)

主空気抽出器(主 SJAE)
主復水器

気体廃棄物処理系(OG)へ

主復水器
真空ポンプ
排気筒

主空気抽出器(主 SJAE)
主復水器
気体廃棄物処理系(OG)へ

134

付録 6

タービングランド蒸気系(TGS)
冷却水

主蒸気系配管より
グランド部

グランド蒸気蒸化器
気体廃棄物処理系(OG)へ
グランド蒸気排風機
グランド蒸気蒸化器
給水加熱器へ

復水貯蔵槽

給水ポンプ

（CSP）

主復水器

復水は、回収タンクへ

タービン 1 系列分のみ図示。
実際は 2 系列有り。

135

付録 6

所内電源系

開閉所への送電線

発電機

主変圧器

高起動変圧器

所内変圧器
低起動変圧器

各機器へ

136

各機器へ

付録 6

燃料プール冷却浄化系(FPC)

使用済燃料プール(SFP)

次項に詳細記載
FPC ポンプ

FPC ろ過脱塩装置

サプレッションプール水
浄化系(SPCU)は省略。

137

FPC 熱交換器

付録 6

FPC ろ過脱塩装置

FPC ろ過脱塩装置

FPC 保持ポンプ

FPC 保持ポンプ

復水貯蔵槽
再生設備は CUW と共（CSP）用のため、省略。
138

付録 6

原子炉補機冷却水系(RCW)・原子炉補機冷却海水系(RSW)RCW サージタンク

各機器

RCW ポンプ

RCW 熱交換器

RCW 熱交換器

RSW ポンプ

1 区分のみ記載。

海から

海へ

海から
139

海へ

付録 6

タービン補機冷却水系(TCW)・タービン補機冷却海水系(TSW)
TCW サージタンク

各機器

TCW ポンプ（3 台並列）TCW 熱交換器

TCW 熱交換器

TCW 熱交換器

TSW ポンプ

海から

海へ

海から
140

海へ

海から

海へ

付録 6

空調関係

R/A・T/A
給気処理装置T/A, R/A 送風機

T/A, R/A 送風機（並列 4 台）（並列 4 台）R/A、T/A141

R/A・T/A
排気処理装置外気へ付録 6

Hx/A 送風機（並列 2 台）
Hx/A

Hx/A

常用給気処理装置（非安全系）

外気へ

Hx/A 非常用送風機（各区分 1 台）
Hx/A
非常用給気処理装置

RCW

142

外気へ

付録 6

Rw/A 排風機

Rw/A 送風機（並列 2 台）（並列 2 台）Rw/A
給気処理装置

Rw/A

143

外気へ

付録 6

非放射線ストームドレン移送系(NSD)

NSD サンプから

NSD 収集タンク（2 基並列）NSD 排水ポンプ（2 台並列）

放出

144

付録 6

中央制御室
外気へ

MCR 排風機

MCR 排風機

外気へ

中央制御室(裏盤、下部中

MCR

MCR

再循環送風機

再循環送風機

外気からフィルタ装置

給気処理装置MCR 再循環

MCR

フィルタ装置MCR 送風機

MCR 再循環

操、プロセス計算機室含む)

MCR 送風機

MCR
給気処理装置

外気から

145

付録 6

気体廃棄物処理系(OG)

排ガス予熱器、排ガス再結合器、活性炭式希ガス

排ガス復水器、除湿冷却器

ホールドアップ塔 4 塔

空気抽出系(AO)から排ガス抽出器

排気筒

空気抽出系(AO)から

146

付録 6

低伝導度廃液系(LCW)
機器ドレン等

LCW 収集槽（2 基並列）LCW 収集ポンプ（2 台並列）復水貯蔵槽

LCW ろ過器、(CSP)

LCW 脱塩塔（2 基並列）LCW サンプル槽

LCW サンプルポンプ（2 基並列）（2 台並列）

147

付録 6

高伝導度廃液系(HCW)

床ドレン等
HCW 中和装置苛性注入ユニット、
HCW 中和装置硫酸注入ユニット
復水貯蔵槽

HCW 収集タンク(CSP)（3 基並列）HCW 収集ポンプ（3 台並列）HCW 濃縮装置

HCW(加熱器と蒸発缶で構成)

サンプルポンプ（2 基並列）（2 台並列）濃縮廃液系(CONW)へ
HCW 濃縮装置復水器（2 基並列）HCW 濃縮装置循環ポンプ（2 台並列）HCW 蒸留水ポンプ

HCW 脱塩塔HCW サンプル槽（2 台並列）（2 基並列）（2 基並列）HCW 蒸留水タンク（2 基並列）148

付録 6

濃縮廃液系(CONW)HCW 濃縮装置から濃縮廃液タンク（2 基並列）

濃縮廃液ポンプ（2 台並列）

固化系へ

149

付録 6

ホットシャワードレン系(HSD)

シャワードレン

HSD ろ過器（2 基並列）HSD 収集槽（2 基並列）HSD 収集ポンプ（2 台並列）

放出

150

付録 6

復水補給水系

LCW サンプル槽等より

復水貯蔵槽
(CSP)

復水移送ポンプ

各エリアへ

151

付録 6

使用済樹脂系(SS)

CUW、CF 逆洗水等より

LCW・HCW 脱塩塔等より

CUW 粉末樹脂

使用済樹脂槽

沈降分離槽（2 基並列）（2 基並列）CUW 粉末樹脂

使用済樹脂

沈降分離槽デカント

スラッジ移送ポンプ

ポンプ（2 台並列）デカントポンプ（2 台並列）（2 台並列）LCW 収集槽、HCW 収集タンクへ

雑固体廃棄物焼却設備等へ

152

LCW 収集槽へ付録 6

高圧炉心注水系(HPCF)

復水貯蔵槽

サプレッション

(CSP)

プール

原子炉圧力容器
HPCF ポンプ

1 区分のみ記載。

153

付録 6

原子炉隔離時冷却系(RCIC)

復水貯蔵槽

サプレッション

(CSP)

プール

原子炉圧力容器
RCIC タービン・ポンプ

1 区分のみ記載。

154

付録 6

残留熱除去系(RHR)

サプレッションプール

RCW

RHR ポンプ

RHR 熱交換器
原子炉圧力容器1 区分のみ記載。

155

付録 6

可燃性ガス濃度制御系(FCS)

原子炉格納容器

可搬式 FCS 再結合装置

1 区分のみ記載。

156

付録 6

不活性ガス系(AC)原子炉格納容器

不活性ガス発生装置

換気空調系へ157

付録 6

非常用ガス処理系(SGTS)

オペフロ、原子炉格納容器
からSGTS 排風機
SGTS

SGTS

乾燥装置

フィルタ装置排気筒

1 区分のみ記載。

158

付録 6

ほう酸水注入系(SLC)

原子炉圧力容器
SLC ポンプ
SLC タンク

1 区分のみ記載。

159

付録 6

非常用ディーゼル発電機機設備

非常用ディーゼル

外気へ

発電機軽油タンク
排気サイレンサ
非常用ディーゼル発電機
燃料移送ポンプ

起動用空気貯槽

空気圧縮機

起動用空気貯槽

空気圧縮機

非常用ディーゼル
発電機(D/G)

非常用ディーゼル
発電機燃料デイタンク

非常用送風機（並列 2 基）
外気から

外気から

給気処理装置

非常用

外気へ給気処理装置
送風機

排風機（並列 2 基）（並列 2 基）外気へ

DG 室他 DG 関係
設備の部屋※※非常用は、DG 室のみ。
他電源（バイタル交流電源設備、計測制御用電源設

1 区分のみ記

備、直流 125V 電源設備、直流 250V 電源設備）は省
160

付録 6

ガスタービン発電機設備

GTG 燃料移送ポンプ
GTG

ガスタービン

軽油タンク

発電機(GTG)

1 区分のみ記

161

付録 6

非常用復水器系(ICS)

復水貯蔵槽
（CSP）

注水
原子炉圧力容器

海水

（蒸気側の
記載省略）
蒸気
非常用復水器
（IC）

復水

浮体構造物
1 区分のみ記

162

付録 6

重力駆動冷却系(GDCS)

海水
原子炉圧力容器

注水ライン

浮体構造物
1 区分のみ記

163

付録 6

格納容器圧力逃がし装置(フィルタベント)

格納容器 pH 制御設備
放出口へ

原子炉格納容器

D/W

格納容器圧力逃がし装置(フィルタベント)
S/C

S/C

1 区分のみ記

164

付録 6

静的格納容器冷却系(PCCS)

復水貯蔵槽
（CSP）

注水
（蒸気側の
記載省略）

原子炉格納容器

海水
PCCS 熱交換器

D/W

S/C

S/C
浮体構造物

165

付録 6

IA 設備・SA 設備

IA 設備※1

スクラム弁等

SA 設備※2

CD 逆洗等※1

計装用圧縮空気系（Instrument Air System）※2

所内用圧縮空気系（Station Air System）
166

付録 6

換気空調補機常用冷却水系(HNCW)
TCW サージタンク

HNCW 補助ポンプ

HNCW 補助冷凍機

TCW
HNCW ポンプ

HNCW 冷凍機

TCW

冷却コイル

167

付録 6

換気空調補機非常用冷却水系(HECW)

RCW サージタンク

HECW 補助ポンプ

HECW 補助冷凍機

RCW

冷却コイル
1 区分のみ記

168

付録 6

所内温水系(HWH)
TCW サージタンク

補助ボイラ

HWH 温水
ループポンプ

HWH 熱交換器

HWH バックアップ
熱交換器

加熱コイル

169

補助ボイラ

付録 6

ディーゼル駆動消化系(D/D FP)、電動機駆動消化系(M/D FP)

ろ過水タンク

ろ過水タンクD/D FP ポンプ
燃料タンク（並列 2 基）

電動機駆動
消火ポンプ
（並列 2 台）ディーゼル駆動
消火ポンプ（並列 2 台）

各エリアへ

以

170

上

付録 7

付録 7

洋上における浮体式原子力発電設備の保守

1. はじめに
浮体式石油・ガス生産貯蔵積出設備（FPSO）等の多くは、恒久的に洋上に設置されており、点検等の保守作業は基本的には洋上で実施されている。ブラジル沖合では、多くの FPSO を設置して事業を実施しており、事業の初期においては頻繁にドライドック入りする必要があるタンカー船として分類されていたが、現在では頻繁にドライドック入りすることは無く、洋上で保守作業が行われている 33。浮体式原子力発電の保守についても、同様に洋上で実施することも考えられるため、浮体構造物と原子力発電設備の保守作業（主に点検）を洋上で実施する方法や課題について調査・検討した。

2. 検討の進め方
本検討では、図 33 に示す 3 点について検討した。
「①点検箇所・内容の把握」では、浮体式原子力発電の浮体構造物設備と原子力発電設備の点検を検討対象とした。浮体構造物設備の点検箇所・内容は、一般的に日本海事協会の規則で定められているが、浮体式原子力発電に適用される規則が明確でないため、現在の規則の中で最も適切と考えられる日
本海事協会鋼船規則 B 編船級検査第 12 章「海洋構造物等に関する検査」 34に規定の点検を実施することとし、検討した。また、浮体式原子力発電の原子力発電設備の点検箇所・内容は、陸上の原子力発電
設備と大きな違いはないと考えられるため、柏崎刈羽原子力発電所 6 号機保全計画書 35を確認し、点検内容を把握した。更に、保全計画書に記載されていない保守作業の中で主要な作業を標準的な定期検査
工程等で確認し、抽出した。次に、これら点検を含む保守作業の中で洋上ではできない可能性がある作業を抽出した。
「②保守実施場所毎のメリット・デメリットの整理」では、保守作業の実施場所毎（洋上・港湾）に①の検討結果、社会的及び、経済性の観点を含めてメリット・デメリットを整理した。
「③デメリットへの対応を検討」では、②で抽出したデメリットの一部について、対応を検討した。
残りのデメリットについては、今後検討する。
なお、検討の前提条件として、以下を設定した。
· 浮体構造物の形状は、モノコラム型（円筒型）とし、サイズは、MIT で検討された電気出力
300 MW の浮体式原子力発電（図 34）のサイズ（ハルの直径 45m、高さ 74m）とした。また、図 35 に示す構造で検討することとした。
· 浮体構造物設備の対象は、水に接している箇所（バラストタンクを含む）とする。そのため、ヘリパッド等は対象外とする。
· 位置保持技術は、係留と DPS（Dynamic Positioning System）の両方を対象とする。
· 水深は 200～1000m の海域に立地しているとする（海上保安庁日本海洋データセンターの500m メッシュ水深データから、無作為に選択した離岸距離 30km の地点における水深より設
定）。
Macio Mattoso Padua et al., “A Journey of Floating Production Systems in Brazil”, OTC-30554-MS, 2020.
日本海事協会「鋼船規則 B 編 船級規則」
35 東京電力ホールディングス株式会社「柏崎刈羽原子力発電所第 6 号機保全計画（第 10 保全サイクル）
」
33
34

171

付録 7
· 重量物運搬作業は、クレーンを使用して実施する。
· 使用済燃料キャスクは、洋上で運搬船に受け渡すこととする（その他の重量物運搬も同様）。

図 33

検討の進め方

排水量：～115,500tonnes

73m

φ45m

φ75m
図 34
36

浮体構造物のサイズ 36

J. Buongiorno et al., “The offshore Floating Nuclear Plant Concept”, Nucelar Technology 194, 2016.に一部追記。

172

付録 7

図 35

検討の前提条件（構造）

173

付録 7

3. 検討結果
3.1.

点検箇所・内容の把握（浮体構造物設備）

3.1.1. 点検箇所（浮体構造物設備）
浮体構造物内の設備の内、ヘリパッド等は浮体構造物上で点検を実施することに大きな課題はないと考えられるため、海水に接している箇所（ハル、バラストタンク等）、係留設備、DPS（Dynamic
Positioning System）設備の 3 点を検討対象箇所とした。日本海事協会鋼船規則 B 編船級検査第 12 章
「海洋構造物等に関する検査」に規定の設備の内、検討対象箇所に該当する設備は、図 36 に示すハ
ル、バラストタンク、係留、スラスタであった（詳細は参考 1 を参照）。

図 36

浮体構造物設備の検討対象箇所

3.1.2. 洋上での点検内容（浮体構造物設備）
洋上における検討対象箇所（ハル、バラストタンク、係留、スラスタ）の点検内容について調査した結果を以下に示す。
 ハル
ハルの点検内容は下記の通りであり、大きく分けると「状態確認（船底を含む）」と「板厚測定」
である。点検内容には含まれないが、供用期間が 40 年とすると、保守作業として、再塗装が必要になると考えられる。
· 喫水線上の目視可能な範囲内で、現状良好であることを確認（現状検査）。
· 腐食を生じやすい箇所、構造の不連続部及び外板の開口部は特に注意して船底を検査する。この際、外板の開口部に取り付けられた格子板を取り外さなければならない。
（船底検査）· 以前の検査において著しい腐食が認められた箇所については、板厚測定（構造部材の板厚測定）。
これらの洋上における点検方法として、HITS JIP(Hull Inspection Techniques and Strategy Joint
Industry Project)では、ハルに付着している海洋生物を除去せず、ハルの内側から非破壊試験を行う

174

付録 7
ことが検討・実施されている 37,38。その他にフランス海軍向けに開発された ROV（海洋生物付着除
去・UT・カメラ・電位測定機能を有する）も存在する 39。また、上記では挙げられていないが、犠牲陽極を設置する場合には、ダイバーまたは ROV により犠牲陽極の状態を確認し、必要に応じて取替えを実施する必要があると考えられる。
再塗装については、洋上での実施（部分的な再塗装を含む）については、確認できなかった。一方、原子力発電所（沸騰水型原子炉）のサプレッション・チェンバーの再塗装作業が水中（海水ではない）で実施されているため 40、今後更なる調査が必要であるが、現状では数十年に一度の頻度で再塗装が必要になると考えられる。
 バラストタンク
バラストタンクの点検内容は下記の通りである。
· 内部検査（年次検査）· 内部検査の結果、広範囲にわたる腐食が認められた場合は、検査員の指示に従って板厚測定を行う。その際、著しい腐食が認められた場合は、規定に従って追加の板厚計測を行う。
（年次検査）· 防食装置の有効性を確認する。
（船底検査）
大きく分けると「内部検査」、「板厚測定」、「防食の有効性確認」である。これらの洋上における点検方法は、次の通り。
「内部検査」については、FPSO 等ではタンク内で有人による確認作業が行われているが、タンク内での有人作業は高所・狭隘部となることから、リスクが高い。そのため、HITS JIP において、ドローンを用いた点検が検討 41されており、検討結果はポジティブな結果であったが、タンク内の鉄骨構造が電波受信の障害となることが課題として挙げられている。そのため、ドローンによる点検を考慮した設計を行うことで、よりドローンを点検に活用できるようにすることが可能になると考えられる。
「板厚測定」については、タンク外側（気中）からの非破壊試験による測定が考えられる。また、タンクを二重構造とする場合には、図 37 に示す原子炉圧力容器の UT 装置走行用レールを参考に二重構造の隙間に検査装置用レールを設けることも考えられる。
「防食の有効性確認」については、タンク内の目視確認結果（腐食状況）から判断することが考えられる。より詳細に確認する場合、犠牲陽極周辺の鋼材に対し、電位測定を実施し、当該部位の電位が十分低いことを確認することが考えられる。

R. Caldwell, “Hull Inspection Techniques and Strategy – Remote Inspection Developments”, SPE-186116-MS,
2017.
38 D. Constantinis et al., “A New Approach for Effective Underwater Hull Inspection of Floating Offshore Assets”,
OTC-26953-MS, 2016.
39 R. Besart, “HERO: A New Tool for Hull Inspection”, OTC-24059.
40 株式会社東京エネシスニュースリリース；https://www.qtes.co.jp/ir/document/news/816/（2022/1/5 閲覧）
41 R. Caldwell, “Hull Inspection Techniques and Strategy - Remote Inspection Developments”, SPE-186116-MS,
2017.
37

175

付録 7

図 37

原子炉圧力容器の UT 装置走行用レール 42

 係留
係留の点検内容は下記の通りである（位置保持技術の章において記載の通り、緊張係留、ドルフィ
ン係留の適用は考えにくいため、両係留設備に対して要求されている点検内容の記載は省略）。
· 係留設備（所属具含む）の検査（年次検査）。
· アンカーチェーンの詳細検査、係留設備に使用される機器の現状検査及び作動試験（定期検査、船底検査）· 第 1 回定期検査では、アンカー及び索を適当な場所に整備し、アンカーチェーンは適当に整列して、すべてのチェーン及びチェーン用部品が揃っていることを確認するとともに外観を検査。第
2 回定期検査以降は、アンカーチェーンの径を計測（船底検査）· 浮体式洋上風力発電設備に関するガイドラインでは、より具体的に以下を要求（浮体構造物上設
置の設備は記載を省略）。
- 浮体施設及び海底係留点の設置位置の確認- 係留ライン全長（接続端部含む）の現状検査- 係留ラインにおいて腐食摩耗が著しい箇所の摩耗量測定- チェーンを清掃の上、現状検査・NDE- 高応力箇所、疲労寿命が短い箇所、係留ラインと海底係留点の連結部分について清掃のうえ
現状確認- 防食の有効性確認のため、係留設備の代表箇所（水中）での電位測定- 係留設備に使用される機器の現状検査・作動試験
大きく分けると係留の「状態確認」、「摩耗量測定」、「電位測定」に分けられる。これらの洋上での点検方法は、次の通りである。

42

写真は、第 4 回新規制基準要件に関する事業者意見の聴取に係る会合 資料 4-3 より引用。

176

付録 7
「状態確認」については、FPSO 等と同様に、ダイバー又は ROV により実施する（水深により使い分ける）。また、海洋生物付着物除去のためにクリーニング機能付き ROV を使用したプロジェクトも存在する 43。カテナリー係留の場合、その特徴から端部（海底側）は海底に着底しており、全面を目視点検できない点等が課題として挙げられている 44。
「摩耗量測定」については、付着物を除去し、ノギスにより測定されている 45が、光学ノギスを使用しているケースも確認された 46。
「電位測定」については、図 38 に示す様に照合電極（参照電極）を使用した電位測定が一般的であり、特に大きな課題はないと考えられる。
供用期間が 40 年であること、海底に着底する箇所の状態確認ができないこと等から、係留の交換を想定することは必須と考えられる。係留の損傷事例は多数報告 47されており、交換作業は多数実施されていると考えられる（具体的な交換方法までは、明文化されていない）。例えば、交換に関する報告として、西アフリカでのチェーン交換 48、北海でのロープ交換 49やチェーン・シャックルの交換
50が確認された。

電圧計
V

電位測定
装置

照合
電極

陽極

浮体構造物

図 38

電位測定方法

A. Restico, “Removing Marine Growth Using an ROV with Cavitation Technology”, OTC-26892-MS, 2016.
A. Yao et al., “Review of Offshore Mooring System Life Extension - Challenges and Recommendations”, The 24th
offshore symposium, 2019.
45 KT Ma et al, “Improving Mooring Integrity through Standardized Inspection Practices – ADeepStar® 19403
Project”, OTC-31281-MS, 2021.
46 A. Hall et al, “Mooring System Integrity: Deteriorative Mechanisms on Mooring Systems and Appropriate
Inspection Techniques”, OTC 22615, 2011.
47 E. Fontaine et al., “Industry Survey of Past Failures, Pre-emptive Replacements and Reported Degradations for
Mooring Systems of Floating Production Units”, OTC-25273-MS, 2014.
48 K. Ma et al., “Replacement of corroded mooring chain on an FPSO”, SNAME-SMC-2016-045, 2016.
49 R. Leeuwenburgh, “Lifetime Extension North Sea FPSO, Mooring System Replacement Integrity and Design
Challenges”, OTC-25232-MS, 2014.
50 M. G. Brown, “10 Years Experience of North Sea FPSO Moorings Repair, Renewal and Life Extension Work”, SPE
166602, 2013.
43
44

177

付録 7
 スラスタスラスタ各部位でプロペラ軸の外観点検等の様々な点検を行う必要がある（詳細は参考 1 を参照）
。これら作業が洋上で実施されていることは確認されなかったが、川崎重工業株式会社で開発されたスラスタ（水中交換式レックスペラ）は水中で交換が可能であり、交換後に陸上で保守作業を実施することが考えられ、大きな課題はないと考えられる。

以上のまとめを表 10 に示す。バラストタンク、係留、スラスタについては、洋上にて点検が可能と考えられる。ハルについては、状態確認や板厚測定が可能であるが、再塗装は、現状では港湾での実施（ドライドック入り）が必要になると考えられ、また、大規模補修等のためにドライドック入りが必要になる可能性があることを前提に環境を整備する必要がある。
表 10

浮体構造物設備の洋上での点検に関する検討結果まとめ部位まとめ· 状態確認、板厚測定が必要となるが、洋上において実施可能ハルと考えられる。
· 再塗装については、ドライドック入りが必要になる可能性がある。

バラストタンク· 内部検査、板厚測定、防食の有効性確認が必要となるが、洋上において実施可能と考えられる。
· チェーンの現状検査、摩耗量測定、電位測定が必要となるが、洋上において実施可能と考えられる（カテナリー係留の場合、端部は海底に着底しているため、全面を目視点検でき

係留ない等の課題が挙げられる）。
· 40 年の供用期間を考慮すると交換が必要になると考えられる。交換の具体的な手順・方法までは確認できていないが、海外での実績があるため、洋上において実施可能と考えられ
る。

スラスタ

· 水中交換式を採用し、交換したスラスタを陸上に輸送し、工場で点検することが考えられる。

178

付録 7
3.2.

点検箇所・内容の把握（原子力発電設備）

3.2.1. 点検箇所・内容（原子力発電設備）
浮体式原子力発電における原子力発電設備の点検箇所・内容と陸上の原子力発電におけるそれは同じと想定し、陸上の原子力発電における点検箇所・内容を確認した。
柏崎刈羽原子力発電所 6 号機保全計画書から抽出した点検計画一覧（参考 2）に挙げられている点検を「機器の種類」と「点検の方法」に分類し、各分類の該当数を整理した結果を表 11 に示す。最も多い機器の種類・点検の方法は、「ポンプの分解検査及び開放検査」（63 件）であり、ついで、「ポンプ電動機の分解検査及び開放検査」（55 件）、「その他（各種機器・構造物の付帯設備）の分解検査及び開放検査」（55 件）、「弁の機能・性能検査」（34 件）、「弁の分解検査及び開放検査」（32 件）及び、「計装関係の機能・性能検査」（31 件）となっている。なお、以下の設備については、表中のカウントに含んでいない。
· クラス 1、2、3 機器（原子炉圧力容器）：非破壊試験、漏えい試験· クラスＭＣ容器（原子炉格納容器貫通部）：非破壊試験· 炉内構造物：外観点検· 原子炉本体のうち炉心：特性試験· 燃料集合体：外観点検· チャンネルボックス：取替· 燃料取替機：機能・性能試験、特性試験· 使用済燃料貯蔵プール：漏えい試験· 原子炉ウェル：漏えい試験· 制御棒：外観点検、取替· 水圧制御ユニット：分解点検· 制御棒駆動機構：分解点検、機能・性能試験· 制御棒駆動機構本体：分解点検· 原子炉格納容器：漏えい試験、開放点検· 原子炉建屋原子炉区域（二次格納施設）：機能・性能試験· 原子炉建屋原子炉区域（鉄筋コンクリート）：簡易点検（圧縮強度(非破壊検査)、中性化深さ、塩
化物イオン量、ひび割れ、表面劣化）· 原子炉建屋原子炉区域（鉄骨）：鋼材劣化· 主要制御盤：外観点検、絶縁抵抗測定、簡易点検· 補助ボイラー：解放点検、非破壊検査、特性試験、漏えい試験、保安装置試験、負荷試験· 高圧・低圧タービン：分解・開放点検、外観点検· 復水器：分解・開放点検· 湿分分離加熱器：分解・開放点検· 給水加熱器：解放点検· 取水路：海洋生物処理、防汚塗装、補修· 排気筒：外観点検· 非常用ディーゼル発電機：機能・性能試験、分解点検
179

付録 7
· 非常用ディーゼル機関：機能・性能試験· 電源車（発電機含む）：分解点検、運転確認· 中央制御室バウンダリ：漏えい試験
上記で挙げた点検以外の主な作業として、図 39 に示す原子炉圧力容器開放・復旧（原子炉容器上蓋の取外し・取付け作業）と燃料取替・装荷・配置換え作業が挙げられる。また、補修作業や新規設備設置作業として、重量物運搬作業、組立、据え付け、溶接、非破壊試験が挙げられる。
表 11

原子力発電設備点検内容の分類結果

検査の方法

分
解
検
査
及
び

開
放
検
査

外
観
点
検

内
面
点
検

簡
易
点
検

※

非
破
壊
検
査

機器又は系統の種類

漏
え
い
（
率
）
検
査

特
性
検
査

機
能
・
性
能
検
査
19

系統
ポンプ

63

26

ポンプ電動機

55

1

弁

32

熱交換器

5

ストレーナ、フィルター

11

3

配管

5

1

ろ過脱塩器、脱塩器

8

タンク

24

サンプ

9

送風機、排風機、空調機、空気圧縮

25

1

2

23
7

5

7

1

34

3
1

2
4

3

4
1

1

11
5
3

8

機
送風機、排風機、空調機、空気圧縮

25

1

機電動機
電源関係

2

4

計装関係（操作回路、検出回路、論

19

2

5

3

27

31

5

14

理回路含む）
14

構造物（支持構造物、ダクト・ダン

2

パー含む）
その他（各種機器・構造物の付帯設

55

9

備）

180

14

3

4

総
合
性
能
検
査

付録 7
※グランド部点検、軸封部点検、オイルフラッシング、軸封部点検、潤滑油交換・補給、接液部手入
れ、センタリング、シリカゲル交換、タイトシール補給、フィルター交換

図 39

沸騰水型原子力発電所の定期検査工程 51

3.2.2. 洋上における点検等の作業（原子力発電設備）
原子力発電設備の点検等の作業を洋上で実施する場合、揺動が作業に影響を及ぼす可能性が考えられるため、初めにモノコラム型の浮体構造物において、どの程度揺動が発生しているのか文献調査を行った。
MIT では、浮体式原子力発電（OFNP-300、電気出力 300 MW）で発生する揺動の大きさを評価している（表 12）。北海における 1、10、100、10000 年に一度の頻度の嵐に対する揺動の大きさを示す結果である。また、モノコラム型 FPSO の運動挙動に関する報告として、ブラジル沖に設置されているモノコラム型 FPSO（Sevan Piranema）の荒天時の運動挙動に関する報告 52、北海に設置されているモノコラム型 FPSO の荒天時の運動挙動に関する報告 53が挙げられる。これら報告は、荒天時の運動挙動に関する内容であり、点検等の作業は揺動が大きい荒天時に実施することは考えにくい（ただし、設備の故障等により安全に影響を及ぼす可能性がある場合には、荒天時にも作業を行う必要がある）ため、
上記報告と日本の沖合 30km における月平均有義波高から荒天時以外の揺動の程度を推定した。図 40に日本海側（北陸沖）の月平均有義波高を、図 41 に太平洋側（九州沖）の月平均有義波高を示す。日本海側（北陸沖）では、波高が高い 1 月で約 2m、低い 6 月で約 0.5m であった。太平洋側（九州沖）では、波高が高い 10 月で約 2m、低い 5 月で約 1.5m であった。上記文献調査結果（北海の文献では、
原子力百科事典 ATOMICA
A.C. Saad et al., “Motion Behaviour of the Mono-Column FPSO Sevan Piranema in Brazilian Waters”, OTC 20139,
2009.
53 T. B. Thorsen et al., “Operational Experience With a Cylindrical Floater Design Demonstrating the Feasibility of
Safe Permanent FPSO/FSO Mooring in Areas With Tropical Cyclones”, OTC 24214, 2013.
51
52

181

付録 7
有義波高約 6m、最大波高 8m の時間帯において、Pitch（縦揺れ）の有義振幅は約 1 度、Heave（上下揺れ）の有義振幅は約 1m）より、日本の沖合 30km における荒天時以外の揺動は、Pitch（縦揺れ）の
有義振幅は 1 度、Heave（上下揺れ）の有義振幅は 1m を大幅に下回ると推定される。
表 12

図 40

ODNP-300 の揺動解析結果 54

日本海側（北陸沖）の月平均有義波高（左：波高が高い 1 月、右：波高が低い 6 月平均） 55

Y. Zhang, “Safety Analysis of a 300-MW(electric) Offshore Floating Nuclear Power Plant in Marine Environment”,
Nuclear Technology.
55 国立研究開発法人新エネルギー・産業技術開発機構（NEDO）の NeoWins
54

182

付録 7

図 41

太平洋側（九州沖）の月平均有義波高（左：波高が高い 1 月、右：波高が低い 6 月平均） 56

荒天時以外の揺動は、小さいことが想定されるが、ゼロではないため、揺動がどのような作業に影響を及ぼすか検討した。検討は大きく分けて 2 つの観点で実施しており、1 つ目は、把握した原子力発電
設備の点検内容の内、実施数が多い 3 検査（「ポンプの分解検査及び開放検査」、「ポンプ電動機の分解検査及び開放検査」、「弁の分解検査及び開放検査」）について、一般的な作業内容を整理し、揺動の影
響有無を検討した。2 つ目は、揺動場での作業が懸念されるものを抽出した。以下に検討結果を示す。
 揺動によるポンプ、ポンプ電動機、弁の分解検査及び開放検査への影響
ポンプ、ポンプ電動機、弁の分解・点検・組立手順と揺動による作業への影響を検討した結果を参考 3 に示す。
ポンプについては、シャフトの振れ測定（図 42）、センタリング作業（図 43）において、揺動の影響を受ける可能性が考えられるが、船舶に設置されているポンプにおいても作業が実施されていること（FPSO 等にもポンプは設置されている）、想定される揺動の大きさでは影響を受けることは考えにくいと想定されることから、影響はないと評価した。

ダイヤルゲージ

シャフト

V ブロック
図 42
56

シャフトの振れ測定イメージ図

国立研究開発法人新エネルギー・産業技術開発機構（NEDO）の NeoWins

183

付録 7

図 43

センタリング作業のイメージ図

ポンプ電動機については、固定子、回転子、軸受の分解点検において影響はないと評価した。
弁については、仕切弁を対象に検討し、分解点検への影響はないと評価した。
 揺動場での作業が懸念される作業の抽出
揺動場での作業が懸念される作業の抽出結果を表 13 に示す。抽出においては、幅広に抽出することが重要と考え、影響の可能性が低いと考えられる作業も対象として抽出しており、例えば、No.3 の「水平度測定や水平度の確保」はポンプのメンテンスで実施する作業の一つであり、前述の通り船舶においても実施されているため、揺動の影響は受けないと考えられるが、抽出している。No.13 のタービン分解・復旧時にダイアフラムとローターの接触については、図 44 に示す様にタービン分解・復旧時にダイアフラムとローターの間隔が狭いため、ダイアフラムとローターが接触する可能性があると考え、抽出している。
表 13
No.

揺動場での作業が懸念される作業一覧

分類

内容

1

· 資機材仮置き時の固縛

2· 仮設足場を設置して行う高所作業

3

作業全般

· 精度が必要な取付け・取外作業（RPV/PCV ヘッドや4

ポンプ組み立てなど）

56· 水平度測定や水平度の確保· 燃料移動（炉内、燃料プールラックへの収納）
炉内・燃料関係· 炉内 ISI や燃料点検時の遠隔操作（特に固定されてないものを使用する場合：カメラ、治具類、異物回収
等）

184

付録 7
No.

分類

内容
· 燃料交換前後の炉内構造物（蒸気乾燥器・気水分離

7器）取り出し、据え付け· PCV、RPV の閉鎖時のオンベッセル

8· 炉底部検査時のインレットミキサー（ジェットポン

9プの部位）取り付け· 揺動によるクレーン作業（使用済燃料（キャスク）

10
重量物取扱作業
1112

搬出入作業、ハッチ、テストウエイト等）への影響· 浮体式原子力発電→輸送船への荷渡し（瀬取り）作業

回転体関係作業· 各種回転体点検時のセンタリング（タービンのセン
タリング等）· タービン分解・復旧時にダイアフラムとローターが13

接触
タービン関係作業

14· タービン機関等では、振動測定により振動が管理値以内であることを確認しているが、揺動の影響が機
関自体の振動に加わるのではないか。

15

溶接作業

· 溶接作業（開先合わせ等）

16

非破壊試験

· UT（自動）· フロート式の弁・水位計やレベルスイッチの機能が

17
作業以外
18

· スイング式逆止弁では、逆止弁の機能が発揮される
か。

図 44
57

発揮されるか。

タービンノズル・ダイアフラム・動翼の断面図 57

写真は、東京電力株式会社「7 号機タービン内部の点検状況について」（平成 19 年 12 月 6 日）より引用。

185

付録 7
3.3.

保守実施場所毎（洋上・港湾）のメリット・デメリットおよびその対応

これまでの検討結果より、保守実施場所毎のメリット・デメリットを整理した結果を表 14 に示す。
表 14

保守実施場所毎（洋上・港湾）のメリット・デメリット
洋上

港湾

定検期間

· ドックへの移動が不要で定検期間が· 天候悪化による揺動で作業が中断す

作業時間短くなる（ただし、天候（海況）悪化による作業中止が大幅に多くないことが前提）

る頻度が少ない· 水中部分の再塗装が容易であり、定検短縮の可能性あり· 船内に加えて資機材の陸上保管が可能であり、調達時間の短い· 陸上作業との並行作業で定検短縮の可能性あり· 船内に加えて陸上の作業エリアも使用できるため、エリア調整に時間を要さない· 傷病者発生時の対応（緊急ヘリ要請と輸送時間）が短い

コスト· ドックへの移動費が不要（タグボー
ト費用、手続き等含む）

メも使用できることから、運搬頻度の· ドック移動中のテロ対策費が不要

リ（警備船などの追加分）

ッ

減少や一括運搬によるコスト削減の可能性あり· ドックのテロ対策費が不要（警備員ト· 船内に加えて陸上の資機材保管場所

や PP 設備の加など）· 船内に加えて陸上にも作業者の住居エリアを確保できるため、作業者の· ドックの維持費が不要（専用ドッグとした場合など）

移動（通勤）に伴うコスト低減の可能性あり· ドックへの移動時間短縮可能で稼働率が向上する· メンテナンス用のドックを確保する
必要がない
作業安全

· ドック移動中の事故リスク無し（船舶衝突、タグ故障など）· 揺動が小さく、クレーンの楊重作業に関するリスクが少ない· 重量物（SF､NF､コンテナ）の瀬取り作業等がなくリスクが少ない

その他· 社会的情勢によりメンテナンスがで· 船内に加えて陸上にも作業者の住居環境等

きない（ドック入りができない）こエリアが確保できるため、作業者のとは発生しない

生活環境に関するストレスが少ない

186

付録 7
洋上

港湾
· 荒天時にも浮体構造物内へのアクセスが可能· 再塗装が容易· 重量物の搬出入は、洋上でのメンテンス実施に比べて容易
·

定検期間
作業時間

· 天候悪化による揺動で作業が中断す※る頻度が多い· ドッグへの移動が必要で定検期間が長くなる（ただし、天候（海況）悪· 水中部分の再塗装が困難であり、定検が長引く可能性あり

化による作業中止が大幅に多くないことが前提）· 船内の資機材保管場所が少なく、外部（陸上等）からの調達頻度が多くなり時間を要す· 船内の作業エリアが少なく、並行作業ができないため、定検工程を長引く可能性あり· 船内の作業エリアが少なく、作業エ
リア調整等に時間を要す· 傷病者発生時の対応（緊急ヘリ要請

デメ
リと輸送時間）が長い
コスト· 資機材保管場所が少なく、外部からの運搬頻度が増加する

ット費用、手続き等含む）· 資機材を専用船に保管する場合、造ト· ドックへの移動費が必要（タグボー

船コストが必要· ドック移動中のテロ対策が必要（警備船などの追加分）· 専用船に作業者の住居を確保する場· ドックのテロ対策が必要（警備員やPP 設備の追加など）

合、造船コストが必要· 船内に作業者の居住エリアが確保できない場合、陸上または専用船との移動に連絡船等が必要となり、コストが増加する· ドックの維持費が必要（専用ドッグとした場合など）· ドックへの移動が必要であり稼働率が減少する· メンテンス用のドックを確保する必要がある（ドック内の地盤が浮体構
造物の重量に耐えることができるよ
うにする必要有）作業安全· 揺動によるクレーン楊重作業にリス
クあり（中断基準必要）· ドック移動中の事故リスクあり（船舶衝突、タグ故障など）

187

付録 7
洋上

港湾

· 重量物（SF､NF､コンテナ）の瀬取り作業等にリスクあり
その他
環境等· 作業者の住居確保が難しく、ストレ
スが大きい

·

社会的事情により、ドック入りできない、母港を固定できないことが発生する可能性がある※揺動場での作業が懸念される作業は、表 13 に記載の通り。
これらの中で、洋上のデメリットとして挙げられている①作業員の居住環境等、②揺動場における重量物取扱作業への対応を検討した。
①作業員の居住環境等に関して検討が必要な事項として、浮体式原子力発電の場合には定検時に入構する 1000 人以上の作業者が船による移動となること、1000 人規模の作業者の食事、事務所、トイレなど、居住環境や通勤、検査官のアクセス、救急時対応が挙げられる。居住環境の設置場所としては、浮体原子力発電の浮体構造物設備内に設置すること、発電所近傍に居住環境を設置（固定式や船舶を用意、図 45）することが考えられ、500 人規模の居住環境については既に実績がある 58。アクセスについては、洋上風力発電と同様にアクセス装置（図 46）の使用が考えられる。ただし、このようなアクセス装置では、荒天時に使用できないことが課題として挙げられる（現在、荒天時にもアクセスができるように様々なアクセス装置が開発・実用化されている）。荒天時のアクセス方法として、浮体構造物
内へのアクセス設備（図 47）の設置、ヘリコプターの使用が考えられる。モノコラム型 FPSO におけるヘリコプターの運用については、北海の厳しい嵐においても運用できたことが報告されている（ただし、浮体構造物の挙動の大きさでヘリコプターの運用制限が定められているため、これを超える場合には運用不可） 59。考えられる対応として、オンラインメンテンスを導入することで一日あたりの作業員数を抑えること、アクセスについては、一定数は浮体式原子力発電内に居住することで事故対応等に必要な人員を把握することにより荒天時にも対応が可能な体制とすること、また、外部からの資機材運搬頻度の軽減対応等を含め、アクセス方法に多様性を持たせておくことが必要と考えられる。

http://floatel.no/offshore-floatels-harsh-environments（2021/12/30 閲覧）
T. B. Thorsen et al., “Operational Experience With a Cylindrical Floater Design Demonstrating the Feasibility of
Safe Permanent FPSO/FSO Mooring in Areas With Tropical Cyclones”, OTC 24214, 2013.
58
59

188

付録 7

図 45

洋上風力発電で考えられている居住環境（上：固定式、下：船舶） 60

図 46

洋上風力発電におけるアクセス装置の外観 61

GL Garrad Hassan（2013）：A Guide to UK Offshore Wind Operations and Maintenance. The Crown
Estate,Scottish Enterprise.
61 NEDO「着床式洋上風力発電導入ガイドブック（最終版）
」
60

189

付録 7

観音扉のようにハルの一部が開き浮体構造物内に船が入ることができる

図 47

浮体構造物内へのアクセス設備 62②揺動場における重量物取扱作業について、洋上に浮体する一般の船舶や FPSO 等での運用について確認した結果、一般の船舶では航海中にトン単位の重量物をクレーンで取扱うことはないこと、FPSO
等ではメンテンスでクレーンを使用することは少なく、クレーンに揺動対策を施した特殊な設備は設けていないことを確認した。今後、対応について詳細な検討が必要であるが、上下の運搬については、ク
レーンではなく大型のエレベータを使用することも考えられる。
重量物取扱作業の一つとして、燃料関係が挙げられ、数 10 メートル下の水中下で燃料集合体や内挿物を取扱うため、センタリングへの影響や燃料損傷（特に PWR の場合はチャンネルボックスがないため、懸念）が懸念される。今後詳細な検討が必要ではあるが、下記の対応が考えられる。
· 案内筒（もんじゅを参考）· 既設炉で曲がりがある燃料装荷時に実施する集合体装荷位置の周囲に「模擬燃料集合体」を装荷し、燃料集合体を装荷する方法の応用（ただし、ある程度燃料を装荷した時点では適用できない方法）· PWR の燃料集合体については、原子力船「むつ」（PWR）の燃料集合体のような構造を採用（図48 参照）。
· 高濃縮度燃料を使用し、交換の頻度を減らす。
 5 wt%超の場合、燃料成型加工に関する適用指針が変わり、臨界事故対策に関する要求が高く、現状設備の大幅改善が必要である（成型加工以外の関連施設・設備も同様）。また、日本において 5 wt%超の燃料を使用することが許容されるかについての議論が必要であり、更にはバックエンド（再処理）までを見据えた検討が必要である。
また、使用済燃料キャスクの使用済燃料運搬船への瀬取りを行う必要があるが、作業時には浮体式原子力発電の浮体構造物と輸送船の揺動により設備の損傷等が懸念される。対策として、図 47 に示す設
備を設けることも考えられるが、現状の使用済燃料運搬船では、寸法の関係から浮体式原子力発電の浮62

特許「Marine Docking Stations」（米国特許、特許番号：09340264、日本では出願されていない）

190

付録 7
体構造物内にアクセスすることができないと考えられるため、その方策についても今後検討が必要であ
る。

燃料集合体
制御棒

（チャンネル
ボックスあり）

図 48

原子力船「むつ」の燃料集合体と制御棒 63

図 49

国内の使用済み燃料運搬船の寸法 64

ここまでは、保守実施場所毎のメリット・デメリットについて整理・検討してきたが、保守実施場所に依らない浮体式原子力発電特有のデメリットとして、気密性が高いため作業換気が必要と考えられる

63
64

むつ科学技術館展示物
原燃輸送株式会社ホームページ

191

付録 7
こと、メンテナンス作業中の溢水リスクや作業環境（気温、照度等）の考慮が必要なこと、浮体式原子力発電の構造に起因した楊重作業増加が挙げられ、今後検討が必要である。

4. まとめ
浮体式原子力発電設備の浮体構造物設備と原子力発電設備における点検等の保守作業について調査を行い、洋上における保守作業の可否について検討した。
浮体構造物設備については、点検箇所・内容を把握し、洋上における点検可否を整理した。運転期間
を 40 年とした場合、洋上において殆どの保守作業は可能と考えられるが、浮体構造物（ハル）の再塗装については、ドライドック入りが必要になると考えられる。また、洋上における保守作業のデメリッ
トの中から「作業員の居住環境等」や「揺動場における重量物取扱作業」について検討し、モノコラム
型 FPSO の状況等を調査したが、浮体式原子力発電への適用については、今後、詳細な検討が必要である。さらに、洋上における保守作業に限らず、大規模補修等のためにドライドック入りが必要になる可能性があることを前提に環境を整備する必要がある。
原子力発電設備についても浮体構造物設備と同様に点検箇所・内容を把握し、点検等の作業を洋上で実施する場合に課題になると考えられる作業を抽出した。
これらの結果から、保守実施場所毎（洋上・港湾）のメリット・デメリットを整理し、デメリットの一部について、対応を検討した。

192

付録 7

参考 1 日本海事協会鋼船規則 B 編船級検査第 12 章「海洋構造物等に関する検査」に記載の点検内容と検討対象箇所判定結果
検査種類
大分類

中分類

小分類

定期検査

船体、艤

現状検査

（年次検

装、消火設

査）

備及び備品
の年次検査

点検箇所

点検内容

外板

・喫水線上の目視可能な範囲内で、現状良好

検討対象箇所判定結果（○：該当、×：非該当）○であることを確認する。
暴露甲板

・乾玄甲板及び船楼甲板上の貨物倉口、その×他の倉口及びその他の開口の風雨密の閉鎖装置について、現状良好であることを確認する。
甲板及び舷側の諸口・乾玄甲板下の船側にある全ての出入り口

×（舷門及び載貨門等）の閉鎖装置の水密保全性について、現状良好であることを確認する。
・舷窓及び内蓋について、現状良好であることを確認する。
機関室囲壁

・機関室囲壁及びその出入口並びに焚火口室

×及び主機室天窓とそれらの閉鎖装置について、現状良好であることを確認する。
通風筒

・通風筒及びその縁材並びに閉鎖装置について、現状良好であることを確認する。

193

×

付録 7
検査種類
大分類

中分類

点検箇所

小分類

点検内容

空気管

・空気管及びその閉鎖装置について、現状良検討対象箇所判定結果（○：該当、×：非該当）○

好であることを確認する。
・閉鎖装置にあっては、その状態に応じて、開放を要求することがある。
水密隔壁、船楼端隔壁及び甲板室等

・水密隔壁の水密戸、各種貫通部及び止水弁○

並びに乾舷甲板下の場所に通じる昇降口を保護する甲板室又は昇降口室の出入口の閉鎖装置について、現状良好であることを確認する。
・船楼端隔壁及びその開口について、現状良好であることを確認する。
満載喫水線

・満載喫水線の標示が適当であるか否かを確

×

認する。
ブルワーク

・ブルワーク及びその放水口の扉並びにヒン×

ジ及び欄干について、現状良好であることを
確認する。
交通設備

手摺り、ギャングウェイ、歩路及びその他の船員の保護のための設備並びに船員の安全な交通のための設備について、現状良好である
ことを確認する。

194

○

付録 7
検査種類
大分類

中分類

点検箇所

点検内容

排水管、吸入管、排出管、灰棄筒、ちり棄・排水管、吸入管、排出管及びそれらの弁装筒等及びそれらの弁置について、現状良好であることを確認す

小分類

検討対象箇所判定結果（○：該当、×：非該当）×る。
・灰棄筒及びちり棄筒等並びにそれらの弁装置について、現状良好であることを確認する。
甲板上木材積付設備

・木材乾舷の標示の有無にかかわらず、甲板×上に設置されている積付及び固定のための設
備について、現状良好であることを確認する。
揚錨・係船装置

・これらの所属具を含み、視認できる範囲内

×で現状良好であることを確認する。
・錨鎖庫及び錨鎖管への水の浸入を最小化するための閉鎖装置について、現状良好である
ことを確認する。
消火設備

・固定式消火装置、移動式及び持運び式消火×器、消防員装具、非常用消火ポンプ並びに国際陸上施設連結具の保守管理状況を確認する
他、消火設備全般について現状良好であることを確認する。
防火構造及び脱出設備

・前回検査時から、変更がないことを確認する。（非常脱出用呼吸具の設置状況の確認を
含む。
）
195

×

付録 7
検査種類
大分類

中分類

点検箇所

小分類

点検内容

帆類

・所定の位置に取付け展開できるように準備

検討対象箇所判定結果（○：該当、×：非該当）×

した状態で、現状良好であることを確認す
る。
・鋼船規則 C 編 27.2.2、C 編 27.2.3、CS

曳航及び係留設備○編 23.2.2 又は CS 編 23.2.3 の規定により曳航設備に安全曳航荷重（TOW）又は係留設備に安全使用荷重（SWL）が明示されていること並びに当該設備について現状良好であることを確認する。
・鋼船規則 C 編 34.1.1 及び 34.3.2 の規定

積付計算機

×

により積付計算機の備付けが要求される船舶について、その管理状況を検査する。
鋼船規則 C 編 23.8 に規定する船員の業

・現状良好であることを確認する。

×

・船舶識別番号の標示が要求される船舶につ×

務のためのはしご及びステップ等
船舶識別番号

いて、その標示状態が現状良好であることを
確認する。
乗降設備

・現状良好であることを確認する。

×

バウドア、内扉、サイドドア及びスタンド

・現状良好であることを確認する。

×

耳保護具

・現状良好であることを確認する。

×

可搬式ガス検知器

・現状良好であることを確認する。

×

ア

196

付録 7
検査種類
大分類

中分類

点検箇所

小分類

点検内容

ヘリコプター施設（ヘリコプター甲板、脱検討対象箇所判定結果（○：該当、×：非該当）・現状良好であることを確認する。

×・射水試験（検査員が必要と認める場合）

×

出設備、消火装置及び給油・格納設備）
効力検査

風雨密倉口蓋・機械駆動式倉口蓋にあっては、任意に選択したものについて作動確認を行う。なお、作動確認には、油圧装置、電源装置、ワイヤ
ー、チェーン及び連結装置の作動確認も含む。
水密隔壁水密戸並びに船楼端隔壁出入口及・作動確認並びに射水試験又は同等の試験。

び乾舷甲板下の場所に通じる昇降口を保護

ただし、検査員が差し支えないと認める場合する甲板室又は昇降口室の出入口の閉鎖装は、省略することができる。

×

置
防火構造及び脱出設備に関連する各種装置

・作動確認

×

火災探知装置及び火災警報装置（手動警報

・可能な限り、作動確認（故障警報の確認を×

装置を含む。）並びに試料抽出式煙探知装

含む。
）

置
消火ポンプ（非常用を含む。）、送水管、消・射水試験。機関区域の無人化設備を備える

火栓、消火ホース及びノズル等の射水消火

船舶にあっては、1 のポンプの遠隔始動試装置

験又は自動始動試験

固定式甲板泡装置

・通水試験

×

排煙用通風装置

・作動確認

×

197

×

付録 7
検査種類
大分類

中分類

点検箇所

小分類

点検内容
・2005 年 7 月 1 日以降に建造契約が行わ

復原性計算機

検討対象箇所判定結果（○：該当、×：非該当）
×れた船舶に、復原性資料を補うものとして備えられた復原性計算機については、計算機能の確認を行う。
水位検知警報装置

・作動試験。ただし、任意に選択したものに×ついて行う。
排水設備

・作動試験

×

バウドア、内扉、サイドドア及びスタンド

・作動試験

×

ア

・射水試験（検査員が必要と認める場合）

一般非常警報装置

・作動試験

×

危険物の運送に対する特別な措置・該当する場合、給水装置、ビルジ装置及び×

水噴霧装置についての作動試験
年次検査

機関室及びボイラー室

・全般に対して内部検査を実施。

×

タンクの内

貨物ポンプ室、他のポンプ室であって貨物・ガスを十分に排除し、内部を掃除したのち

×

部検査）

タンクに隣接するもの、貨物圧縮機室及び内部検査を行う。その際、ポンプ室及び貨物

貨物管トンネル

圧縮機室では特にポンプ類及び圧縮機等の据（区画及び付け及び軸封部、隔壁の損傷及び貨物の漏洩（特に各種貫通部について）並びに通風装置の状態を注意して内部を検査する。
・建造後 5 年を超える船舶について、前回

バラストタンクの定期検査又は中間検査の検査結果から、年

198

○

付録 7
検査種類
大分類

中分類

点検箇所

小分類

点検内容

検討対象箇所判定結果（○：該当、×：非該当）

次毎の内部検査が要求されているタンクについて内部検査を行う。

以前の検査において認められた疑わしい箇

内部検査を行う

○
×

所
構造部材等

バウドア、内扉、サイドドア及びスタンド

・バウドア、内扉、サイドドア及びスタンド

の精密検査

ア

アの締付装置、支持装置、ロック装置及びそれらの溶接部

構造部材等

貨物ポンプ室内、貨物圧縮機室内及び暴露・年次検査（現状検査）に規定する現状検査の板厚計測

した甲板上の貨物管装置、通気装置、パーの結果、検査員が必要と認めた場合に板厚測ジ装置、ガスフリー装置及びイナートガス

定を行う。

×

装置その他すべての管装置
バラストタンク内の構造部材

・年次検査（区画及びタンクの内部検査）に○規定する、建造後 5 年を超える船舶のバラストタンクに対する内部検査の結果、広範囲にわたる腐食が認められた場合は、検査員の指示に従って行う。その際、著しい腐食が認められた場合は、規定に従って追加の板厚計測を行う。
バウドア、内扉、サイドドア及びスタンド

・年次検査（現状検査）に規定する現状検査

アの結果、検査員が必要と認めた場合に板厚測
定を行う。

199

×

付録 7
検査種類
大分類

中分類

点検箇所

小分類

点検内容

年次検査（区画及びタンクの内部検査）に検討対象箇所判定結果（○：該当、×：非該当）・板厚測定を行う。

○

・板厚測定を行う。

○

・板厚測定を行う。

○「タンカー及び危険化学品ばら積船」に該当しないため、省略。

×

船体・変更がないことの確認

○

構造配置

・変更がないことの確認

×

区画・変更がないことの確認

×

上部構造

・変更がないことの確認

×

閉鎖装置

・変更がないことの確認

×

船体暴露部、甲板、甲板室、甲板に取り付・検査を行う。

×

規定する区画及びタンクの内部検査の結果、検査員が必要と認めた箇所
以前の検査において著しい腐食が認められた箇所
構造部材等が鉄鋼材料以外の場合にあっては、本会の適当と認めるところによる。
年次検査
（圧力試
験）
－

けられる構造物、掘削やぐらのサブストラ
クチャ（支持構造、接近可能な内部区画を
含む。
）
200

付録 7
検査種類
大分類

中分類

点検箇所

小分類

点検内容

接近可能な倉口、マンホール及びその他の検討対象箇所判定結果（○：該当、×：非該当）・検査を行う。

×・検査を行う。

×・検査を行う。

×・検査を行う。

×

水密隔壁及び船楼端隔壁・検査を行う。

×上記 5 箇所に取り付けられている閉鎖装・検査を行う。

×

放水口並びに放水口の欄干、扉及びヒンジ・検査を行う。

×

船員の往来を保護する設備、ガードレー

・検査を行う。

×・検査を行う。

○

掘削やぐら

・検査を行う。

×

主機

・現状良好であることを確認する。

×

開口
機関室囲壁及び天蓋、昇降口並びに開口を保護する甲板室
げん窓及び内蓋、載貨門並びに船側、船尾または閉囲された上部構造における類似の
開口
通風筒、タンク通風用管及びフレームスク
リーン並びに閉囲区域からの船外排出管

置、倉口蓋及び戸並びにそれらの締付装置、敷居、縁材及び支持構造

ル、保護索及び甲板室
P 編 10 章に規定するる係留設備及びそれぞれの所属具（ウインドラス、アンカーラ
ックの付属物及びアンカーケーブルフェア
リードを含む。
）並びに当該設備の周囲の
船体構造

現状検査

201

付録 7
検査種類
大分類

中分類

点検箇所

小分類

機関の年次
検査

効力検査

点検内容

検討対象箇所判定結果（○：該当、×：非該当）

動力伝達装置・現状良好であることを確認する。

×

軸系

・現状良好であることを確認する。

○

プロペラ

・現状良好であることを確認する。

○

主機以外の原動機

・現状良好であることを確認する。

×

ボイラー

・現状良好であることを確認する。

×

熱媒油加熱器・現状良好であることを確認する。

×

焼却設備

・現状良好であることを確認する。

×

圧力容器

・現状良好であることを確認する。

×

補機

・現状良好であることを確認する。

×

管艤装

・現状良好であることを確認する。

×

制御装置

・現状良好であることを確認する。

×

電気機器

・現状良好であることを確認する。

×

配電盤

・現状良好であることを確認する。

×

機関室

・現状良好であることを確認する。

×

ボイラー室

・現状良好であることを確認する。

×

脱出設備

・現状良好であることを確認する。

×

油タンクの弁・実行可能な範囲で、適宜、燃料油、潤滑油

×及びその他の可燃性油を含むタンクの弁の遠隔閉鎖装置の作動試験を行う。
燃料油ポンプ、貨物ポンプ、通風機及びボイラー用送風機

202

・遠隔停止装置の作動試験を行う。

×

付録 7
検査種類
大分類

中分類

点検箇所

小分類

点検内容

非常電気設備・関連する機器を含み作動試験を行う。な

検討対象箇所判定結果（○：該当、×：非該当）
×

お、自動始動するものについては、自動モードでの試験も行う。
通信装置

・機関の制御場所と船橋間及び操舵機区画と×船橋間の通信装置について作動試験を行う。
操舵装置

・主及び補助操舵装置（付属品及び制御装置

×も含む。）について、作動試験を行う。
ビルジ装置

・弁（危急ビルジ弁を含む。）、コック、こし器、ポンプ、リーチロッド及び液面警報を含むビルジ装置の作動試験を行う。

203

×

付録 7
検査種類
大分類

中分類

点検箇所

小分類

点検内容

安全装置等

・次の(a)から(e)に掲げる事項について安全装置等の作動試験を行う。ただし、現状検査、航海中における状態及び本船側における試験結果等を基に、検査員が差し支えないと認める場合は、省略することができる。 (a)主機及び補助機関 ・主機、発電機及び推進補機並びに操船・保安補機を駆動する原動機にあっては、次の i)から iii)に掲げる安全装
置又は警報装置の作動試験を行う。なお、検査員が必要と認める場合は、冷却水及び潤滑油の管理記録の確認を要求することがある。
i)過速度防止装置 ii)潤滑油の供給停止又は圧力低下の場合の自動停止装置及び警報装置iii)主機として用いられる蒸気タービンにあっては主コンデンサの真空異常低下時の自動停止装置 (b) ボイラー、熱媒油加熱器、焼却設備及びガス燃焼装置（GCU） ・安全装
置、警報装置及び圧力計測指示装置（ボイラーの圧力計については、校正記録の確認を含む。）の作動試験を行う。また、安全弁の揚弁装置の作動試験を行う。ただし、排ガスエ
コノマイザの逃し弁の揚弁装置にあっては、

204

検討対象箇所判定結果（○：該当、×：非該当）
×

付録 7
検査種類
大分類

中分類

小分類

点検箇所

点検内容

検討対象箇所判定結果（○：該当、×：非該当）

年次検査の時期に検査に先立ち海上において機関長により適切な点検が行われていることをログブックの記録から確認する。なお、検査員が必要と認める場合は、ボイラー水及び熱媒油の管理記録の確認を要求することがある。 (c) 監視装置 ・圧力計、温度計、電流計、電圧計及び回転計等の作動試験 (d) 自動制御装置又は遠隔制御装置・推進機関（電気推進船にあっては電気推進装置を含む。）
を船橋から遠隔で制御（制御のほか、監視、報告、警報及び安全措置に関するものを含む。）する装置に加え、推進補機並びに操船・保安補機の自動制御又は遠隔制御装置について、作動試験を行う。 (e) 機関士呼出し装置・機関士呼出し装置が機関士居住区域において明確に聴取できることを確認する。
－

機関の年次検査（現状検査、効力試験）に

機関の年次検査（現状検査、効力試験）に規掲げる設備又は装置定の内容を実施

危険場所の電気設備

・現状を検査する。
・建造後 10 年以上の船舶にあっては、これらの絶縁抵抗を測定する。ただし、適正な計
205

○

×

付録 7
検査種類
大分類

中分類

点検箇所

小分類

点検内容

検討対象箇所判定結果（○：該当、×：非該当）

測記録が保持されており、検査員が差し支えないと認める場合、これを省略できる。

自動船位保持設備

・構成する機器の現状を検査するとともに、○

自動船位保持設備試験要領書に従って効力試
験を行う。
定期検査

船体、艤

船体、艤装、消火設備及び備品の年次検査

・船体、艤装、消火設備及び備品の年次検査

（中間検

装、消火設

（現状検査）に掲げる設備又は装置（現状検査）の内容

査）

備及び備品

消火設備の各種予備品

・現状確認

×

の中間検査

クロスフラッディング設備（浸水平衡装・外観検査又は本会の適当と認める検査

×

船体、艤装、消火設備及び備品の年次検査

・船体、艤装、消火設備及び備品の年次検査○（年次検査の効力試験）に掲げる設備又は（年次検査の効力試験の内容）

現状検査

○

置）設備
効力検査

装置（ただし、「水密隔壁水密戸並びに船楼端隔壁出入口及び乾舷甲板下の場所に通じる昇降口を保護する甲板室又は昇降口室の出入口の閉鎖装置」）
水密隔壁水密戸並びに船楼端隔壁出入口及・作動確認

び乾舷甲板下の場所に通じる昇降口を保護

・射水試験又はこれと同等の試験。ただし、する甲板室又は昇降口室の出入口の閉鎖装検査員が差し支えないと認める場合は、省略

置することができる。

206

×

付録 7
検査種類
大分類

中分類

点検箇所

小分類

点検内容

排水、係船及び揚錨の装置

・ 作動確認。ただし、検査員が差し支えな

検討対象箇所判定結果（○：該当、×：非該当）×いと認める場合は、省略することができる。
固定式ドライケミカル粉末消火装置

・配管の通気試験

×・モニタ及びホースラインの作動確認
・遠隔操作装置及び付属装置自動弁の作動確
認・起動用又は加圧用ガスの検量
水噴霧装置

・ 噴霧試験。噴霧量の確認は省略すること

×

ができる。
炭酸ガス消火剤、ハロン消火剤、ドライケ

・ 消火剤の検量×

固定式炭酸ガス消火装置及び固定式ハロン・配管の通気試験

×

消火装置

・警報装置の作動試験

固定式泡消火装置及び固定式高膨脹泡消火・送水管の通水試験

×

・噴霧試験

×

ミカル粉末消火剤装置
固定式加圧水噴霧装置

・加圧水ポンプの作動試験
自動スプリンクラ装置

・スプリンクラ用探知器を作動させたうえで

×

放水警報、スプリンクラポンプの作動確認
固定式局所消火装置

・配管の通気試験
・警報装置の作動試験
・給水ポンプ及び起動弁の作動試験

207

×

付録 7
検査種類
大分類

中分類

点検箇所

小分類

点検内容

貨物区域の消防及び防火に係る各種開口の検討対象箇所判定結果（○：該当、×：非該当）

・作動確認

×

機関室及びボイラー室

・全般について内部検査を行う。

×

貨物ポンプ室、他のポンプ室であって貨物・ガスを十分に排除し、内部を掃除したのち×タンクに隣接するもの、貨物圧縮機室及び内部検査を行う。その際、ポンプ室及び貨物

貨物管トンネル

圧縮機室では特にポンプ類、圧縮機等の据付

閉鎖装置
区画及びタ
ンクの内部
検査

け、軸封部、隔壁の各種貫通部及び通風装置の状態を注意して検査する。

208

付録 7
検査種類
大分類

中分類

点検箇所

小分類

点検内容
・建造後 5 年を超え 10 年以下の船舶でバラストタンク

検討対象箇所判定結果（○：該当、×：非該当）○は、代表的なバラストタンクについて内部検査を行う。検査の結果、塗装の状態の不良、腐食又はその他の損傷が認められた場合、あるいは、建造当時より塗装が省略されている場合には、他の同じ様式のバラストタンクについても行う。
・建造後 10 年を超える船舶では、すべてのバラストタンクについて内部検査を行う。
・視認できる構造欠陥がない場合には、検査の範囲を防食措置の有効性を確認する程度にとどめて差し支えない。
・二重底である場合を除き、塗装の状態が不良であり、かつ塗装補修されていないバラス
トタンク又は建造当時より塗装が省略されているバラストタンクが認められた場合、当該タンクの内部検査を毎年行う。二重底の同様なタンクにおいて、検査員が必要と認める場
合は、毎年行う。
・建造後 10 年を超える貨物船であって、貨物倉

専ら乾貨物を運送する船舶以外の船舶では、任意に選定した貨物倉について内部検査を行う。
・建造後 15 年を超える船舶について、船
209

×

付録 7
検査種類
大分類

中分類

点検箇所

小分類

点検内容

検討対象箇所判定結果（○：該当、×：非該当）

首尾側からそれぞれ 1 個の貨物倉を選定して内部検査を行う。

以前の検査において認められた疑わしい箇

・内部検査

×

・精密検査

×

×

所
構造部材等

バウドア、内扉、サイドドア及びスタンドの精密検査

ア の締付装置、支持装置、ロック装置及びそれらの溶接部

構造部材等

貨物ポンプ室内、貨物圧縮機室及び暴露し・中間検査（現状検査）の結果、検査員が必の板厚計測

た甲板上の貨物管装置、通気装置、パージ要と認めた場合に板厚計測を行う。

装置、ガスフリー装置及びイナートガス装置その他すべての管装置
・建造後 5 年を超える貨物船について、表バラストタンク内の構造部材

B4.2 第 2 項の検査の結果、塗装の状態が不良であり、かつ、塗装補修されていないバ
ラストタンク又は建造当時より塗装が省略されているバラストタンクについて検査員が必要と認める場合は、検査員の指示するところにより板厚計測を行う。
・板厚計測の結果、著しい腐食が認められる
場合、規定に準じて追加の板厚計測を行う。
210

○

付録 7
検査種類
大分類

中分類

検討対象箇所判定結果

点検箇所

点検内容

バウドア、内扉、サイドドア及びスタンド

・中間検査（現状検査）の結果、検査員が必ア要と認めた場合に行う。

以前の検査において認められた疑わしい箇

・板厚測定

○

・板厚測定

○

・板厚測定

○

小分類

（○：該当、×：非該当）×所についての内部検査の結果、検査員が必要と認めた箇所
以前の検査において著しい腐食が認められた箇所
構造部材等が鉄鋼材料以外の場合にあっては、本会の適当と認めるところ
圧力試験－「タンカー及び危険化学品ばら積船」に該当しないため、省略。

×

船体、艤装、消火設備及び備品の年次検査

・船体、艤装、消火設備及び備品の年次検査○（中間検査）、年次検査に掲げる設備又は（中間検査）、年次検査の内容

装置
船体及びプラットフォームの外部、特に、・現状を見ることができる範囲内での検査。

×

水密性及び風雨密性が要求される窓、戸等・現状を見ることができる範囲内での検査。

×の開口部及びそれらの閉鎖装置の検査並び

ただし、閉鎖装置については、効力試験を行にそれらの所属具う。

機関室及び代表的なコファダム、海水タン
ク等の水タンク、燃料タンク等の油タンク
の外部

211

付録 7
検査種類
大分類

中分類

小分類

機関及び電

現状検査

気設備の中
間検査

点検箇所

点検内容

機関の年次検査（現状検査）に掲げる設備

・機関の年次検査（現状検査）で挙げられて又は装置いる検査の内容

往復動内燃機関（主機並びに推進補機並び・クランク軸の軸心を検査し、必要な場合にに操船・保安補機を駆動する補助機関）

は軸心の調整を行う。

電気設備

・発電機、配電盤（いずれも非常用を含

検討対象箇所判定結果（○：該当、×：非該当）○××

む。）、電動機、ケーブル並びに電気推進船にあっては推進用電動機用制御器及び推進用半導体電力変換装置の主回路部の絶縁抵抗を測定し、現状が良好であることを確認する。その値が 規定に合格しないときは、調整する。ただし、適正な測定記録が保持されており、検査員が差し支えないと認める場合にはこの測定を省略することができる。
冷凍機器

・機器を運転状態において検査すると共に冷×媒の漏れの有無を確認する。また、安全装置の現状が良好であることを確認する。

効力試験－

機関予備品及び属具

・機関予備品及び属具を確認する。

×

機関の年次検査（効力試験）に掲げる設備

・機関の年次検査（効力試験）に掲げる検査

○

又は装置

の内容

機関及び電気設備の年次検査、機関の中間・機関及び電気設備の年次検査、機関の中間検査で挙げられている検査箇所

検査で挙げられている検査の内容

212

○

付録 7
検査種類
大分類

中分類

小分類

定期検査

船体、艤

現状検査

（定期検

装、消火設

査）

備及び備品
の定期検査

検討対象箇所判定結果

点検箇所

点検内容

船体、艤装、消火設備及び備品の中間検査

・船体、艤装、消火設備及び備品の中間検査（現状検査）に掲げる設備又は装置（現状検査）に掲げる検査の内容

すべてのビルジ管装置及びバラスト管装置

・詳細な検査○

暴露甲板に設置される自動閉鎖式空気管頭・詳細な検査

×

・隙間計測

×

排水装置の逆止弁・開放検査

×

船体、艤装、消火設備及び備品の中間検査

・船体、艤装、消火設備及び備品の中間検査○（効力試験）に掲げる設備又は装置（効力試験）に掲げる試験の内容

積付計算機・正常に作動することを確認

×

すべての機械駆動式倉口蓋・作動試験（作動試験には、油圧装置、電源

×（○：該当、×：非該当）○並びに機関室及び貨物区域の通風筒及びその閉鎖装置
バウドア、内扉、サイドドア及びスタンド
アのヒンジ、ベアリング及び推力軸受け

効力試験

装置、ワイヤー、チェーン及び連結装置の作動試験も含む。
）
すべての風雨密倉口・射水試験又はこれと同等の試験

×

すべてのビルジ管装置及びバラスト管装置・効力試験及び作動試験○

すべてのバウドア、内扉、サイドドア及び・射水試験又はこれと同等の試験

×・射水試験又はこれと同等の試験

×

スタンドア
水密隔壁水密戸並びに船楼端隔壁出入口及び乾舷甲板下の場所に通じる昇降口を保護

213

付録 7
検査種類
大分類

中分類

点検箇所

小分類

点検内容

検討対象箇所判定結果（○：該当、×：非該当）する甲板室又は昇降口室の出入口の閉鎖装
置

区画及びタ

原木、塩、石炭、硫化鉱等の鋼材の腐食を・当該区画及びタンクの構造及び各種配管等

ンク等の内促進させる貨物を積載した貨物倉の構造、の艤装品の現状を詳細に検査

部検査

×

配管、倉口蓋等の腐食の進み易い部分
ボイラーの下部や加熱等により高温に曝さ

・内部検査

×

・内部検査

×

・内部検査

×

・内部検査

×

・内部検査

×

類似船又は類似構造に損傷の発生した部分

・内部検査

×

船殻構造と一体となる強制浸水ダクト及び

・内部検査

×

れる部材等の腐食の進み易い部分
倉口等の甲板開口のすみ部の甲板、丸窓の部分の外板等の構造の不連続部塗装又は防食措置が施されているタンクにあっては、塗装又は防食措置の状態
各測深管の下部で、測深棒の衝撃を受ける箇所に取付けられた鋼板の状態
セメント、被覆材の施された部分では、その付着状態

通風トランク（第 3 回定期検査以降のみ）

214

付録 7
検査種類
大分類

中分類

点検箇所

点検内容

構造部材等

貨物倉内の肋骨下端部及び外側肘板並びに・精密検査（検査員が差し支えないと認めるの精密検査

横隔壁の下部

場合、遠隔検査技術を用いた精密検査を行う

小分類

検討対象箇所判定結果（○：該当、×：非該当）×ことができる。遠隔検査技術を用いた精密検査の対象部材に対する板厚計測が要求される場合にあって、遠隔検査技術による板厚計測が不可能な場合には、板厚計測のための一時的なアクセス手段を使用しなければならない。
）
貨物倉内の空気管及び測深管の内底板直上

・精密検査（検査員が差し支えないと認めるの部分

場合、遠隔検査技術を用いた精密検査を行う

×

ことができる。遠隔検査技術を用いた精密検査の対象部材に対する板厚計測が要求される場合にあって、遠隔検査技術による板厚計測が不可能な場合には、板厚計測のための一時的なアクセス手段を使用しなければならない。
）
すべての倉口蓋及び倉口縁材の板及び防撓・精密検査（検査員が差し支えないと認める

部材

場合、遠隔検査技術を用いた精密検査を行う
ことができる。遠隔検査技術を用いた精密検査の対象部材に対する板厚計測が要求される場合にあって、遠隔検査技術による板厚計測が不可能な場合には、板厚計測のための一時的なアクセス手段を使用しなければならな
い。
）
215

×

付録 7
検査種類
大分類

中分類

点検箇所

点検内容

バウドア、内扉、サイドドア及びスタンド

・精密検査（検査員が差し支えないと認める

アの締付装置、支持装置、ロック装置及び場合、遠隔検査技術を用いた精密検査を行う

それらの溶接部ことができる。遠隔検査技術を用いた精密検

小分類

検討対象箇所判定結果（○：該当、×：非該当）
×

査の対象部材に対する板厚計測が要求される場合にあって、遠隔検査技術による板厚計測が不可能な場合には、板厚計測のための一時的なアクセス手段を使用しなければならな
い。
）
構造部材等

【建造後 5 年以下の船舶に対する定期検の板厚計測

査 （第 1 回定期検査）
】

・板厚測定

×

・板厚測定

×

・板厚測定

×

疑わしい箇所すべてのバウドア、内扉、サ
イドドア及びスタンドアについて、検査員が必要と認めた場合、適当数の板及び防撓部材【建造後 5 年を超え 10 年以下の船舶に対する定期検査 （第 2 回定期検査）】
疑わしい箇所【建造後 5 年を超え 10 年以下の船舶に対する定期検査 （第 2 回定期検査）】中
央部 0.5L 間の 1 個の横断面の強力甲板の各板すべてのバウドア、内扉、サイドド
ア及びスタンドアについて、検査員が必要と認めた場合、適当数の板及び防撓部材
216

付録 7
検査種類
大分類

中分類

点検箇所

小分類

点検内容

【建造後 10 年を超え 15 年以下の船舶

検討対象箇所判定結果（○：該当、×：非該当）

・板厚測定

×

・板厚測定

×

・板厚測定

○

・板厚測定

×

・板厚測定

×

に対する定期検査 （第 3 回定期検査）】
疑わしい箇所【建造後 10 年を超え 15 年以下の船舶に対する定期検査 （第 3 回定期検査）】
中央部 0.5L 間における 2 個の横断面の各縦通部材。可能な場合、異なる 2 つの貨物倉の横断面とする。ただし、横式構造にあっては当該横断面近傍の横肋骨材及び横肋骨端部肘板を含む。
【建造後 10 年を超え 15 年以下の船舶に対する定期検査（第 3 回定期検査）】
船首尾バラストタンクの内部構造部材【建造後 10 年を超え 15 年以下の船舶に対する定期検査（第 3 回定期検査）】
すべての貨物倉口の倉口縁材についてそれぞれの側縁材及び端縁材の両端及び中央部の板及び適当数の防撓部材【建造後 10 年を超え 15 年以下の船舶に対する定期検査（第 3 回定期検査）】
すべての貨物倉口蓋の適当数の板及び防撓
部材

217

付録 7
検査種類
大分類

中分類

点検箇所

小分類

点検内容

【建造後 10 年を超え 15 年以下の船舶

検討対象箇所判定結果（○：該当、×：非該当）

・板厚測定

×

・板厚測定

×

・板厚測定

×

・板厚測定

×

・板厚測定

○

に対する定期検査 （第 3 回定期検査）】
すべてのバウドア、内扉、サイドドア及びスタンドアについて、検査員が必要と認めた場合、適当数の板及び防撓部材【建造後 15 年を超える船舶に対する定期検査（第 4 回定期検査及びそれ以降の定期検査）】疑わしい箇所【建造後 15 年を超える船舶に対する定期検査（第 4 回定期検査及びそれ以降の定期検査）】
強力甲板の各板【建造後 15 年を超える船舶に対する定期検査（第 4 回定期検査及びそれ以降の定期検査）】
中央部 0.5L 間における貨物区域の 3 個の横断面の各縦通部材。ただし、横式構造にあっては当該横断面近傍の横肋骨材及び横肋骨端部肘板を含む。
【建造後 15 年を超える船舶に対する定期検査（第 4 回定期検査及びそれ以降の
定期検査）
】

218

付録 7
検査種類
大分類

中分類

点検箇所

小分類

点検内容

検討対象箇所判定結果（○：該当、×：非該当）

バラスト喫水線と満載喫水線の間のすべての船側外板の各板【建造後 15 年を超える船舶に対する定

・板厚測定

×

・板厚測定

×

・板厚測定

○

期検査（第 4 回定期検査及びそれ以降の定期検査）】
船楼甲板の適当数の板【建造後 15 年を超える船舶に対する定期検査（第 4 回定期検査及びそれ以降の定期検査）】
平板竜骨の各板並びにコファダム、機関室及びタンク後端部における適当数の船底外板【建造後 15 年を超える船舶に対する定期検査（第 4 回定期検査及びそれ以降の定期検査）】
シーチェスト部の水密板及び検査員が必要と認めた場合の船外排水管周りの外板

219

付録 7
検査種類
大分類

中分類

点検箇所

小分類

点検内容

【建造後 15 年を超える船舶に対する定

検討対象箇所判定結果（○：該当、×：非該当）

・板厚測定

×

・板厚測定

○

・板厚測定

×

・板厚測定

×

期検査（第 4 回定期検査及びそれ以降の定期検査）】
すべての貨物倉において、水密横隔壁の最下端部の各板（2 層以上の甲板がある場合には、それぞれの甲板における最下端部の各板）及び防撓部材【建造後 15 年を超える船舶に対する定期検査（第 4 回定期検査及びそれ以降の定期検査）】船首尾バラストタンクの内部構造部材【建造後 15 年を超える船舶に対する定期検査（第 4 回定期検査及びそれ以降の定期検査）】
すべての貨物倉口の倉口縁材についてそれぞれの側縁材及び端縁材の両端及び中央部の板及び適当数の防撓部材【建造後 15 年を超える船舶に対する定期検査（第 4 回定期検査及びそれ以降の定期検査）】
すべての貨物倉口蓋の適当数の板及び防撓
部材

220

付録 7
検査種類
大分類

中分類

点検箇所

小分類

点検内容

【建造後 15 年を超える船舶に対する定

検討対象箇所判定結果（○：該当、×：非該当）

・板厚測定

×

・検査（現状検査による水密性の確認を含○期検査（第 4 回定期検査及びそれ以降の定期検査）】
すべてのバウドア、内扉、サイドドア及びスタンドアについて、検査員が必要と認めた場合、適当数の板及び防撓部材－

タンクの内部及び外部

む）
水密隔壁及び甲板を含む船体またはプラッ・検査（現状検査による水密性の確認を含○

トフォームの内部及び外部

む）

コファダムの内部及び外部

・検査

×

空所の内部及び外部・検査

×スポンソンの内部及び外部・検査

×

チェーンロッカの内部及び外部

・検査

×

ダクトキールの内部及び外部・検査

×

ヘリコプター甲板及びその支持構造の内部・検査

×

機関区域の内部及び外部・検査×

船首尾区画の内部及び外部・検査

×

舵機室の内部及び外部・検査×

上記 11 箇所以外の区画の内部及び外部・検査

×

すべてのタンクを通して水が自由に出入り

・検査

×

及び外部

する区画の内部及び外部
221

付録 7
検査種類
大分類

中分類

点検箇所

小分類

点検内容

区画を通して水が自由に出入りする区画の検討対象箇所判定結果（○：該当、×：非該当）

・検査

×

・検査

×

・現状検査による水密性の確認

×・検査（検査員が必要と認めた場合、水密試

×

内部及び外部
掘削装置を通して水が自由に出入りする区
画の内部及び外部
水密隔壁、船体及び甲板並びにその他の区
画
疑わしい箇所及び構造上重要な箇所

験、非破壊検査、板厚計測を行う）
掘削やぐらのサブストラクチャ及びその支

・検査

×

・検査

×

掘削やぐら

・検査

×

特殊構造部材及び一次構造部材並びに構造・精密検査（検査員が差し支えないと認める×

上厳しい箇所

場合、遠隔検査技術を用いることができる）

衰耗が明らか、または疑わしい箇所

・板厚計測

持構造並びにジャッキハウス、甲板室、上部構造、ヘリコプター離着陸場所、取水塔
並びに甲板及び船体に取り付けられるそれらの付属物
船体、甲板、上部構造及び甲板室に取り付けられる掘削設備の基部、支持部材、ブラケット及び防撓材

222

×

付録 7
検査種類
大分類

中分類

点検箇所

小分類

点検内容

バラストタンク・バラストタンク内の防食措置の状態を確認

検討対象箇所判定結果（○：該当、×：非該当）○

し、次の(a)から(c)に該当するバラストタン
クは、本会が決めた頻度で内部検査を行う。
また、検査員が必要と認める場合、板厚計測を行う。
(a) 塗装の状態が不良で、かつ、塗装補修されていないバラストタンク(b) ソフトまたはセミハード塗装が適用されているバラストタンク(c) 建造当時より塗装が省略されているバラ
ストタンク
タンク

・圧力試験（使用状態で起こりうる最高液面又は設計時に想定した最高液面に相当する圧力で試験が行われなければならない。ただし、内部検査及び外部検査の結果、検査員が現状良好と認める場合には、圧力試験を省略することができる。
）

223

×

付録 7
検査種類
大分類

中分類

点検箇所

点検内容

係留設備（ウインドラス、アンカーラック

・以下に掲げる検査を行う。(a) アンカー係の付属物及びアンカーケーブルフェアリー

留設備又は緊張係留設備にあっては、アンカ

ドを含む。
）

ーチェーン又は緊張係留ラインを詳細に検査

小分類

検討対象箇所判定結果（○：該当、×：非該当）○

するとともに寸法等の計測を行う。(b) 係留設備に使用される機器の現状検査及び作動試
験(c) 緊張係留設備であって、緊張係留ライ
ンがパイプの場合、当該パイプの詳細な検査及び板厚計測(d) ドルフィン係留設備の防衝設備及びその周辺の船体構造並びにそれらの
所属具

機関及び電
気設備の定
期検査

現状検査

自動船位保持設備

・それらの装置及び所属具の現状検査○

機関の年次検査（現状検査）に掲げる設備

機関の年次検査（現状検査）に掲げる検査○

往復動内燃機関（主機並びに推進補機並び・台板及び架構の要部並びに機関据付けボル×に操船・保安補機を駆動する補助機関）

ト、チョックライナ及び支柱ボルトを検査す

又は装置

る。
・クランク室開閉扉及び過圧防止逃し弁並びに掃気室保護装置を検査する。
・防振ダンパ、ディチューナ、バランサ及びコンペンセイタを検査する。
・クランク軸の軸心を検査し、必要な場合には軸心の調整を行う。

224

付録 7
検査種類
大分類

中分類

点検箇所

小分類

点検内容

電気設備

・配電盤（非常用を含む）、配電器具、ケー

検討対象箇所判定結果（○：該当、×：非該当）×ブル等をできる限り検査する。
・発電機、配電盤（いずれも非常用を含む。）、電動機、ケーブル並びに電気推進船にあっては推進用電動機用制御器及び推進用半導体電力変換装置の主回路部の絶縁抵抗を測定し、現状が良好であることを確認する。その値が H 編 2.18.1 の規定に合格しないときは、調整する。ただし、適正な測定記録が保持されており、検査員が差し支えないと認める場合には、この測定を省略することがで
きる。
冷凍機器

・安全装置の現状が良好であることを確認す×る。
・機器を運転状態において検査するとともに、冷媒の漏れ試験を行う。
機関予備品及び属具

機関予備品及び属具を検査する。

×

効力試験及

機関の年次検査（効力試験）に掲げる設備

機関の年次検査（効力試験）に掲げる試験

○

び圧力試験

又は装置
発電機を負荷状態において、単独又は並列運×

調速機、開閉器及び遮断器

転し効力試験を行う。

225

付録 7
検査種類
大分類

中分類

点検箇所

小分類

点検内容

コンデンサ、蒸発器及びレシーバ

アンモニア（R717）を冷媒とする冷凍機器

検討対象箇所判定結果（○：該当、×：非該当）×に使用されるものに対し、一次冷媒の圧力を受ける部分について、逃し弁調整圧力の90％以上、かつ設計圧力の 90％以下の圧力で圧力試験を行う。ただし、本会が適当と認めた場合は、圧力試験は、他の方法に替えることができる。
上記 2 つ以外の機器（装置、設備）及びそ検査員が必要と認める場合は、規定を準用しの部品て圧力試験を行う。

照明装置、船内通信及び信号設備、機械通検査員が必要と認める場合は、安全操作に係

風装置、その他の電気機械及び器具等

るインターロック装置の作動確認を含む効力××試験を行う。

－

発電装置等

発電装置及び重要な補機の効力試験を行う。

×

機関及び電気設備の年次検査に掲げる設備

機関及び電気設備の年次検査に掲げる検査○・ 腐食を生じやすい箇所、構造の不連続部

○

又は装置
定期検査

－

－

竜骨を含む外板、船首材及び船尾材（船底検及び外板の開口部は特に注意して検査する。

査）

この際、外板の開口部に取り付けられた格子板を取り外さなければならない。ただし、検査員が差し支えないと認める場合は、格子板の取り外しを省略することができる。

226

付録 7
検査種類
大分類

中分類

点検箇所

小分類

点検内容

舵

・ 持ち上げ又は取り外して、舵板、ピント

検討対象箇所判定結果（○：該当、×：非該当）
×ル、ストック、カップリング及び船尾材の現状検査を行なう。検査員が必要と認めた場合は舵について圧力試験を要求することがある。ただし、各軸受部の間隙計測等により、検査員が現状良好と認める場合は、持ち上げ又は取り外しを省略して差し支えない。
乾舷甲板下の排水管、その他の排出管及び・弁及びコックは、要部を開放して検査し、海水吸入管（ディスタンスピースを含

これらを取り付けるボルト又はスタッドを検む。
）並びに外板、シーチェスト又は外板査する。ただし、前回の船底検査時にそれら付ディスタンスピースに取り付けられた弁の弁及びコックの開放検査が行われ、検査員

及びコック並びにサイドスラスタ

が差し支えないと認める場合は、弁及びコッ○クの要部の開放を省略することができる。 ・サイドスラスタは外観を検査し、船殻構造に影響を及ぼす損傷が無いことを確認する。
船尾管又は張出し軸受の軸受部・プロペラ軸（プロペラ軸軸受にころがり軸○受を採用する旋回式推進装置の場合を除く。）又は船尾管軸との間隙又は軸降下量の計測及び記録を行う。
船尾管シール装置及び張出し軸受シール装・ 油潤滑式又は清水潤滑式の場合、効力を

置

確認する。

プロペラ

・ 可変ピッチプロペラの場合は、変節機構
を作動状態で検査する。
227

○
○

付録 7
検査種類
大分類

中分類

点検箇所

点検内容

アンカー、アンカーチェーン、索、ホーズ

・定期検査に行う船底検査では、アンカー及パイプ、チェーンロッカ及びチェーン係止

び索を適当な場所に整備し、アンカーチェー

装置

ンは適当に整列して、すべてのチェーン及び小分類

検討対象箇所判定結果（○：該当、×：非該当）○

チェーン用部品が揃っていることを確認するとともに外観を検査する。第 2 回定期検査
以降の定期検査では、アンカーチェーンの径を計測し、アンカーチェーン各連においてリンクの最も衰耗している部分の平均直径が、C 編鋼船規則 27.1.1 による要求直径の12％以上減少している場合には、当該連を取り替えなければならない。
船体の区画及びタンク・該当する内部検査、精密検査及び板厚計測（事前に実施されていない場合）(i)

定期検査の時期に行う船底検査又は B

編鋼船規則 4.1.1-2.の規定により行われる上架した船底検査の場合、少なくとも貨物倉／
貨物タンク及びバラストタンクの軽荷状態における喫水線より下方にある部分について必ず行わなければならない。
(ii)B 編鋼船規則 1.1.6-6.に示す時期に行う船底検査の場合、実行可能な限り行わなければ
ならない。

228

×

付録 7
検査種類
大分類

中分類

小分類

点検箇所

点検内容
・ 6.1.2 の規定により水中検査実施が承認

水中検査のための設備等検討対象箇所判定結果（○：該当、×：非該当）○されている船舶にあっては、入渠又は上架して行う船底検査において、6.1.2-3.に掲げる事項が適切な状態に保持されていることを確認する。
すべての船舶のバラストタンク

・防食装置の有効性を確認する。

○

海水が自由に出入する区画・防食装置の有効性を確認する。

×

両面が海水に接する他の場所

・防食装置の有効性を確認する。

×

アンカー係留設備又は緊張係留設備

・アンカーチェーン又は緊張係留ラインを詳○細に検査するとともに寸法等の計測を行う
・係留設備に使用される機器の現状検査及び作動試験
・緊張係留設備であって、緊張係留ラインがパイプの場合、当該パイプの詳細な検査及び板厚計測
・ドルフィン係留設備の防衝設備及びその周辺の船体構造並びにそれらの所属具
自動船位保持設備

それらの装置及び所属具の現状検査

229

○

付録 7
検査種類
大分類

中分類

小分類

定期検査

開放検査

－

点検箇所

点検内容

プロペラ軸及び船尾管軸の抜き出し①油潤滑式又は清水潤滑式軸受の場合（プロペラ

・プロペラ軸及び船尾管軸を抜き出し、当該軸及び船尾軸、シール装置及び軸受の全体にわたり異常管軸の検がないことを確認する。

査）②水潤滑式軸受の場合
・プロペラ軸及び船尾管軸を抜き出し、当該軸（スリーブ、腐食に対する保護装置、応力の低減のための措置を含む。）、船内側のシール装置及び軸受の全体にわたり異常がないことを確認する。

230

検討対象箇所判定結果（○：該当、×：非該当）
○

付録 7
検査種類
大分類

中分類

小分類

点検箇所

点検内容

プロペラの取り付け部①キー付構造のプロペラ軸・テーパ大端部が見えるまでプロペラをプロペラ軸から取り外し、テーパ大端部付近の軸全面（キー溝も含む）について、検査員が適当と認める非破壊検査を行う（8.1.1 の規定により要求される場合であって、スリーブがはめこまれている軸の場合には、当該非破壊検査はスリーブの後端まで行う）。②キーレス構造のプロペラ
軸・テーパ大端部が見えるまでプロペラをプ
ロペラ軸から取り外し、テーパ大端部付近の軸全面について、検査員が適当と認める非破壊検査を行う（8.1.1 の規定により要求される場合であって、スリーブがはめこまれている軸の場合には、当該非破壊検査はスリーブの後端まで行う）（注 4）。また、プロペラを取り付けるときには、プロペラの押し込み量が D 編 7.3.1-1.に定める下限値と上限値の範囲にあることの確認を行う。③フランジ
構造のプロペラ軸・プロペラ取付けフランジ部の取付けボルトを取り外した場合、当該フランジ部に近寄れる設計の場合又は検査員が必要と認めた場合、当該フランジ部及びその取付けボルトについて、検査員が適当と認める表面探傷検査を行う。
231

検討対象箇所判定結果（○：該当、×：非該当）
○

付録 7
検査種類
大分類

中分類

点検箇所

点検内容

プロペラ軸又は船尾管軸及び軸継手ボルト

外観検査を行う。ただし、軸継手ボルトにあ

小分類

検討対象箇所判定結果（○：該当、×：非該当）○っては、外観検査の結果、検査員が必要と認める場合は有効な非破壊検査を行うこと。また、第 2 種軸にあっては、防食用覆を取り外した状態で行うこと。
船尾管軸受・状況確認を行う。

○

船尾管の軸受部とプロペラ軸又は船尾管軸・軸受部と軸とのすき間の計測及び記録を行

○

とのすき間

う。

プロペラ

・プロペラの質量の不釣合を引き起こし得る○損傷が無いことの確認を行う。
船尾管シール装置

・プロペラ軸及びプロペラを取り付ける際○に、船内側及び船外側のシール装置に異常のないことを確認する。
油潤滑式又は清水潤滑式の船尾管の軸受部

・軸降下量（再取り付け後）の計測及び記録におけるプロペラ軸又は船尾管軸の軸降下

を行う。

○

量
プロペラボスのプロペラ軸テーパ部との接・外観検査を行う。

○

・変節機構の要部の開放検査及びプロペラ羽○

触面
可変ピッチプロペラの取り付け部

根の取付けボルトの有効な非破壊検査を行う。
水潤滑式の船尾管軸受の潤滑冷却水の送水系統
232

・異常のないことの確認を行う。

○

付録 7
検査種類
大分類

中分類

小分類

点検箇所

点検内容

潤滑油タンク又は潤滑清水タンクの液面低・油潤滑式又は清水潤滑式の船尾管軸受に関位警報装置、潤滑油又は潤滑清水の温度計する船尾管軸受部の保全のための装置の作動

測装置、潤滑油又は潤滑清水の循環管装が良好であることの確認を行う。

検討対象箇所判定結果（○：該当、×：非該当）○

置、潤滑油又は潤滑清水の循環ポンプ等

部分検査

－

潤滑油又は潤滑清水

・管理状況の調査を行う。

○

油潤滑式の軸の場合

試料油検査

○

清水潤滑式の軸の場合

試料清水試験

○

233

付録 7
参考 2 柏崎刈羽原子力発電所 6 号機点検計画一覧（原子力発電設備のメンテナンス内容）

機器又は系統名
原子炉冷却材バウ

機器名

点検及び試験･検査の項目

クラス１機器 １式（原子炉圧力容器）

非破壊試験

ンダリ（クラス１
機器）
クラス２機器漏えい試験
クラス２機器 １式

非破壊試験
漏えい試験

クラス３機器クラス３機器 １式

非破壊試験
漏えい試験

クラスＭＣ容器

クラスＭＣ容器 １式（原子炉格納容器貫通

非破壊試験

部）
総合負荷性能蒸気タービン本体及びその附属設備並びに発電用原子炉及びその附属設備

総合性能試験

１式（補助ボイラー及び非常用予備発電装置を除
く）
炉心

燃料集合体

外観点検

チャンネルボックス

取替

原子炉本体のうち炉心特性試験

原子炉圧力容器原子炉圧力容器主フランジシール面

１式

炉内構造物

炉内構造物 １式

外観点検

主蒸気逃がし安全

主蒸気逃がし安全弁

機能・性能試験

弁

開放点検

漏えい試験
分解点検
圧力スイッチ

特性試験

主蒸気逃がし安全弁逃がし弁機能用アキュムレ

外観点検

ータ
自動減圧系

主蒸気逃がし安全弁 （主蒸気逃がし安全弁）

機能・性能試験

主蒸気逃がし安全弁自動減圧機能用アキュムレ

外観点検

ータ
主蒸気隔離弁

主蒸気隔離弁機能・性能試験
漏えい試験

内側主蒸気隔離弁

分解点検
簡易点検（グランド部点
検）

原子炉冷却材再循環系

機能・性能試験234

付録 7

機器又は系統名

機器名

点検及び試験･検査の項目

原子炉冷却材再循環ポンプ

分解点検

原子炉冷却材再循環ポンプ電動機

分解点検

原子炉再循環ポンプトリップ計装

特性試験

原子炉冷却材浄化

原子炉冷却材浄化系

機能・性能試験

系

原子炉冷却材浄化系ポンプ

分解点検

原子炉冷却材浄化系保持ポンプ

分解点検

原子炉冷却材浄化系再生熱交換器

開放点検

原子炉冷却材浄化系非再生熱交換器

開放点検

原子炉冷却材浄化系ろ過脱塩器出口ストレ－ナ

開放点検

原子炉冷却材浄化系ろ過脱塩器

開放点検

残留熱除去系のうち，低圧注水系

機能・性能試験（状態監

原子炉冷却材再循
環系

残留熱除去系

視含む）
原子炉格納容器スプレイ系

１式

残留熱除去系ポンプ

機能・性能試験
分解点検
簡易点検（軸封部点検）

残留熱除去系封水ポンプ

分解点検

残留熱除去系ポンプ電動機

分解点検

残留熱除去系封水ポンプ電動機

分解点検

残留熱除去系主要弁

分解点検

残留熱除去系熱交換器

開放点検
非破壊試験

原子炉隔離時冷却

残留熱除去系圧力抑制プールストレーナ

外観点検

残留熱除去系 スプレイヘッダ

外観点検

原子炉隔離時冷却系

機能・性能試験（状態監系

視含む）
原子炉隔離時冷却系ポンプ

分解点検
簡易点検（オイルフラッ
シング）

原子炉隔離時冷却系ポンプ駆動用蒸気タービン

分解点検
機能・性能試験
漏えい試験
簡易点検（オイルフラッ
シング）

原子炉隔離時冷却系真空ポンプ

235

分解点検

付録 7

機器又は系統名

機器名

点検及び試験･検査の項目
簡易点検

原子炉隔離時冷却系真空ポンプ電動機

分解点検

原子炉隔離時冷却系主要弁

分解点検

原子炉隔離時冷却系ポンプ駆動用蒸気タービン

機能・性能試験

保安装置（過速度停止）
原子炉隔離時冷却系ポンプ駆動用蒸気タービン

分解点検

調速装置

高圧炉心注水系

蒸気止め弁

分解点検

蒸気加減弁

分解点検

原子炉隔離時冷却系ラプチャーディスク

分解点検

原子炉隔離時冷却系圧力抑制プールストレーナ

外観点検

プロセス計器

特性試験

高圧炉心注水系

機能・性能試験（状態監視含む）

高圧炉心注水系ポンプ

分解点検
簡易点検（軸封部点検）

高圧炉心注水系ポンプ電動機

分解点検

高圧炉心注水系主要弁

分解点検

高圧炉心注水系圧力抑制プールストレーナ

外観点検

原子炉補機冷却水

原子炉補機冷却水系

機能・性能試験系

原子炉補機冷却系のうち，原子炉補機冷却系モ

機能・性能試験ード切替弁
原子炉補機冷却水ポンプ

分解点検
簡易点検（軸封部点検、潤滑油交換）

原子炉補機冷却水ポンプ電動機

分解点検

原子炉補機冷却系熱交換器

開放点検
非破壊検査

原子炉補機冷却水サージタンク

内面点検

原子炉補機冷却海原子炉補機冷却海水系

機能・性能試験

水系

原子炉補機冷却海水ポンプ

分解点検

原子炉補機冷却海水ポンプ電動機

分解点検

原子炉補機冷却海水系ストレーナ

開放点検

復水給水系

機能・性能試験

原子炉給水ポンプ駆動用蒸気タービン調速機

機能・性能試験

復水給水系

236

付録 7

機器又は系統名

機器名

点検及び試験･検査の項目
分解点検

原子炉給水ポンプ駆動用蒸気タービン非常調速

機能・性能試験機

分解点検

原子炉給水ポンプ（予備機）

機能・性能試験

タービン駆動原子炉給水ポンプ

分解点検
簡易点検（オイルフラッ
シング）

原子炉給水ポンプ駆動用蒸気タービン

分解点検
機能・性能試験

原子炉給水ポンプ駆動用蒸気タービン非常用油機能・性能試験

ポンプ

分解点検

原子炉給水ポンプ駆動用蒸気タービン非常用油分解点検

ポンプ電動機簡易点検（潤滑油補給）

電動機駆動原子炉給水ポンプ

分解点検

電動機駆動原子炉給水ポンプ電動機

分解点検

低圧復水ポンプ

分解点検

高圧復水ポンプ

分解点検

低圧復水ポンプ電動機

分解点検

高圧復水ポンプ電動機

分解点検

給水加熱器

解放点検

プロセス計器

特性試験

給水加熱器ドレン

給水加熱器ドレンベント系

機能・性能試験

ベント系

高圧ドレンタンク

開放点検

低圧ドレンタンク

開放点検

高圧ドレンポンプ

分解点検

低圧ドレンポンプ

分解点検

高圧ドレンポンプ電動機

分解点検

低圧ドレンポンプ電動機

分解点検

復水浄化系

機能・性能試験

復水ろ過器

開放点検

復水脱塩塔

開放点検

復水脱塩塔樹脂ストレーナ

開放点検

陽イオン樹脂再生塔

開放点検

陰イオン樹脂再生塔

開放点検

復水脱塩装置再循環ポンプ

分解点検

復水浄化系

237

付録 7

機器又は系統名
補給水系

機器名

点検及び試験･検査の項目

復水脱塩装置再循環ポンプ電動機

分解点検

復水移送ポンプ

分解点検
機能・性能試験
簡易点検（潤滑油交換）

復水移送ポンプ電動機

分解点検機能・性能試験

制御棒

復水貯蔵槽

開放点検

制御棒

外観点検
取替

選択制御棒挿入制御棒駆動機構

選択制御棒挿入機能 １式

機能・性能試験

代替制御棒挿入機能計装 １式

特性試験

代替制御棒挿入機能用電磁弁機能・性能試験

制御棒駆動機構

１式

機能・性能試験
分解点検

制御棒駆動系

ほう酸水注入系

制御棒駆動機構本体

分解点検

制御棒駆動機構スプールピース

分解点検

制御棒駆動機構用電動機

分解点検

制御棒駆動機構結合部

機能・性能試験

制御棒位置表示装置

機能・性能試験

制御棒駆動水圧系

機能・性能試験

制御棒駆動水ポンプ

分解点検

制御棒駆動水ポンプ電動機

分解点検

制御棒駆動系スクラム弁

分解点検

サクションフィルタ

開放点検

制御棒駆動水フィルタ

開放点検

フィルタ（パージ水用）

開放点検

水圧制御ユニット

分解点検

充填水ラインアキュムレータ

分解点検

制御棒駆動系挿入・引抜配管

非破壊試験

ほう酸水注入系

機能・性能試験

ほう酸水注入系ポンプ

分解点検
簡易点検（接液部手入
れ）

ほう酸水注入系ポンプ電動機

分解点検

ほう酸水注入系ヒーター

簡易点検
238

付録 7

機器又は系統名
核計測装置
安全保護系

原子炉保護系

機器名

点検及び試験･検査の項目

ほう酸水注入系貯蔵タンク

簡易点検（外観点検）

起動領域モニタ（ＳＲＮＭ）検出器

特性試験

局部出力領域モニタ（ＬＰＲＭ）検出器

特性試験

プロセス計装 （炉心流量分）

特性試験

プロセス計装 （上記以外）

特性試験

核計測装置

特性試験

格納容器内雰囲気モニタ

特性試験

起動領域モニタ（ＳＲＮＭ）

特性試験

平均出力領域モニタ（ＡＰＲＭ）

特性試験

制御棒引抜監視装置（ＭＲＢＭ）

特性試験

中央制御室監視計器

特性試験

中央制御室及びＲＳＳ監視計器

特性試験

照合確認検査機能・性能試験・デジタル型安全保護系
機能・性能試験

論理回路検査・原子炉保護系計装論理回路
・原子炉再循環ポンプトリップ計装論理回路

機能・性能試験

スクラム機能検査
・スクラム弁・バックアップスクラム弁
原子炉再循環ポンプトリップ機能検査

機能・性能試験・ＲＩＰ－ＡＳＤ受電遮断器
・ＲＩＰ－ＡＳＤ
格納容器隔離系計装論理回路（主蒸気管ドレン機能・性能試験系､炉水サンプル系を除く）
原子炉建屋隔離系計装論理回路

機能・性能試験

主蒸気隔離弁計装論理回路

機能・性能試験

格納容器隔離系計装論理回路（主蒸気管ドレン機能・性能試験系、炉水サンプル系）
原子炉隔離時冷却系計装論理回路

機能・性能試験

非常用ディーゼル発電機計装論理回路（低圧注機能・性能試験水系）
非常用ディーゼル発電機計装論理回路（高圧炉機能・性能試験心注水系）
高圧炉心注水系計装論理回路

機能・性能試験

低圧注水系計装論理回路

機能・性能試験239

付録 7

機器又は系統名
主要制御系

原子炉冷却材再循

機器名
自動減圧系計装論理回路

機能・性能試験

再循環流量制御装置

機能・性能試験

原子炉圧力制御装置

機能・性能試験

原子炉給水制御装置

機能・性能試験

原子炉冷却材再循環ポンプ可変周波数電源装置

機能・性能試験

環ポンプ可変周波
数電源装置

点検及び試験･検査の項目

特性試験
原子炉冷却材再循環ポンプＭＧセット

分解点検（電動機、発電機）

計装用圧縮空気系

燃料取扱設備

計装用空気圧縮機

分解点検

計装用空気圧縮機電動機

分解点検

計装用圧縮空気系空気貯槽

開放点検

計装用圧縮空気系除湿装置除湿塔

分解点検

ＳＡバックアップ弁

分解点検

燃料取替機

機能・性能試験
特性試験

原子炉建屋天井クレーン

機能・性能試験

原子炉建屋天井クレーン支持構造物

外観点検

使用済燃料貯蔵ラック

外観点検（ラック上部）

新燃料貯蔵庫（新燃料貯蔵ラック）

外観点検（ラック上部）

制御棒・破損燃料貯蔵ラック

外観点検（ラック上部）

使用済燃料貯蔵プール

漏えい試験

原子炉ウェル

漏えい試験

燃料プール冷却浄

燃料プール冷却浄化系

機能・性能試験化系

燃料プール冷却浄化系ポンプ

分解点検

燃料貯蔵設備

使用済燃料プール

簡易点検（潤滑油交換）
燃料プール冷却浄化系ろ過脱塩器保持ポンプ

分解点検

燃料プール冷却浄化系ポンプ電動機

分解点検

燃料プール冷却浄化系熱交換器

開放点検
非破壊検査

燃料プール冷却浄化系ろ過脱塩器出口ストレー

開放点検

ナ

プロセスモニタ

燃料プール冷却浄化系ろ過脱塩器

開放点検

スキマサージタンク

開放点検

プロセスモニタ、格納容器内雰囲気モニタ

機能・性能試験
特性試験

240

付録 7

機器又は系統名
非常用ガス処理系

換気空調系

機器名

点検及び試験･検査の項目

非常用ガス処理系

機能・性能試験

非常用ガス処理系排風機

分解点検

非常用ガス処理系排風機電動機

分解点検

非常用ガス処理系乾燥装置

開放点検

非常用ガス処理系フィルタ装置

開放点検

非常用ガス処理系ダンパ（ＧＤ）

機能・性能試験

ラプチャーディスク

分解点検

非常用ガス処理系ヒーター

簡易点検

よう素用チャコールフィルタ

機能・性能試験

原子炉区域・タービン区域送風機

機能・性能試験
分解点検
簡易点検

原子炉区域・タービン区域排風機機能・性能試験
分解点検
簡易点検

原子炉区域・タービン区域送風機電動機

分解点検

原子炉区域・タービン区域排風機電動機

分解点検

Ｈｘ／Ａ非常用送風機

分解点検

Ｈｘ／Ａ非常用送風機電動機

分解点検

残留熱除去系ポンプ室空調機

分解点検

残留熱除去系ポンプ室空調機電動機

分解点検

高圧炉心注水系ポンプ室空調機

分解点検

高圧炉心注水系ポンプ室空調機電動機

分解点検

可燃性ガス濃度制御系室空調機

分解点検

可燃性ガス濃度制御系室空調機電動機

分解点検

非常用ガス処理系室空調機

分解点検

非常用ガス処理系室空調機電動機

分解点検

非常用ディーゼル発電機非常用送風機

分解点検

非常用ディーゼル発電機非常用送風機電動機

分解点検

パージ用排風機

分解点検

パージ用排風機電動機

分解点検

コントロール建屋計測制御電源盤区域送風機

分解点検

コントロール建屋計測制御電源盤区域送風機電

分解点検

動機
コントロール建屋計測制御電源盤区域排風機
241

分解点検

付録 7

機器又は系統名

機器名
コントロール建屋計測制御電源盤区域排風機電点検及び試験･検査の項目
分解点検

動機
原子炉建屋給気隔離弁

分解点検

原子炉建屋排気隔離弁

分解点検

原子炉建屋給気隔離弁用アキュムレータ

外観点検

原子炉建屋排気隔離弁用アキュムレータ

外観点検

換気空調補機非常用冷却水系冷凍機

分解点検
簡易点検（潤滑油交換）

換気空調補機非常用冷却水系ポンプ

分解点検
簡易点検（潤滑油交換）

換気空調補機非常用冷却水系ポンプ電動機

分解点検

サービス建屋送風機

分解点検
機能・性能試験

サービス建屋ホットラボ送風機

分解点検機能・性能試験

サービス建屋ホットラボ排風機

分解点検機能・性能試験

サービス建屋送風機電動機

分解点検

サービス建屋ホットラボ送風機電動機

分解点検

サービス建屋ホットラボ排風機電動機

分解点検

廃棄物処理建屋送風機

分解点検
機能・性能試験

廃棄物処理建屋排風機

分解点検機能・性能試験

中央制御室換気空廃棄物処理建屋送風機電動機

分解点検

廃棄物処理建屋排風機電動機

分解点検

プロセス計器

特性試験

中央制御室換気空調系（非常用循環系）

機能・性能試験

中央制御室バウンダリ

漏えい試験

中央制御室非常用換気空調系計装論理回路

機能・性能試験

中央制御室送風機

分解点検

中央制御室排風機

分解点検

中央制御室再循環送風機

分解点検

中央制御室送風機電動機

分解点検

調系

242

付録 7

機器又は系統名

機器名

点検及び試験･検査の項目

中央制御室排風機電動機

分解点検

中央制御室再循環送風機電動機

分解点検

よう素用チャコールフィルタ

機能・性能試験

中央制御室給気処理装置

漏えい試験

中央制御室再循環フィルタ装置

開放点検

外気取入ダクト

内面点検

外気取入以外ダクト

外観点検
内面点検

気体廃棄物処理系

気体廃棄物処理系

機能・性能試験

排ガスブロワ

分解点検
機能・性能試験

排ガスブロワ電動機

分解点検機能・性能試験

排ガス予熱器

開放点検
非破壊試験

排ガス再結合器

開放点検

排ガス復水器

開放点検
非破壊試験

除湿冷却器

開放点検
非破壊試験

液体廃棄物処理系

活性炭式希ガスホールドアップ塔

開放点検

排ガスフィルタ

開放点検

排ガスブロワ後置冷却器

開放点検

排ガス抽出器

開放点検

高電導度廃液系濃縮装置

機能・性能試験

流体状の放射性廃棄物の漏えい防止に係わる検特性試験

出装置及び警報装置機能

機能・性能試験

ドライウェルＨＣＷサンプポンプ

分解点検
機能・性能試験

ドライウェルＨＣＷサンプポンプ電動機

分解点検機能・性能試験

ドライウェルＨＣＷサンプ

開放点検

ドライウェルＬＣＷサンプポンプ

分解点検
機能・性能試験

ドライウェルＬＣＷサンプポンプ電動機
243

分解点検

付録 7

機器又は系統名

機器名

点検及び試験･検査の項目
機能・性能試験

ドライウェルＬＣＷサンプ

開放点検

ドライウェルＬＣＷサンプ冷却器

開放点検

原子炉建屋ＨＣＷサンプポンプ

分解点検
機能・性能試験

原子炉建屋ＨＣＷサンプポンプ電動機

分解点検機能・性能試験

原子炉建屋ＨＣＷサンプ

開放点検

原子炉建屋ＬＣＷサンプポンプ

分解点検
機能・性能試験

原子炉建屋ＬＣＷサンプポンプ電動機

分解点検機能・性能試験

原子炉建屋ＬＣＷサンプ

開放点検

原子炉建屋ＬＣＷサンプ冷却器

開放点検

タービン建屋ＨＣＷサンプポンプ

分解点検
機能・性能試験

タービン建屋ＨＣＷサンプポンプ電動機

分解点検機能・性能試験

タービン建屋ＨＣＷサンプタンク

開放点検

タービン建屋ＬＣＷサンプポンプ

分解点検
機能・性能試験

タービン建屋ＬＣＷサンプポンプ電動機

分解点検機能・性能試験

タービン建屋ＬＣＷサンプタンク

開放点検

廃棄物処理建屋ＨＣＷサンプポンプ

分解点検
機能・性能試験

廃棄物処理建屋ＨＣＷサンプポンプ電動機

分解点検

廃棄物処理建屋ＨＣＷサンプ

開放点検
非破壊試験

廃棄物処理建屋ＬＣＷサンプポンプ

分解点検
機能・性能試験

廃棄物処理建屋ＬＣＷサンプポンプ電動機

分解点検

廃棄物処理建屋ＬＣＷサンプ

開放点検
非破壊試験

廃棄物処理建屋ＨＳＤサンプポンプ
244

分解点検

付録 7

機器又は系統名

機器名

点検及び試験･検査の項目
機能・性能試験

廃棄物処理建屋ＨＳＤサンプポンプ電動機

分解点検

廃棄物処理建屋ＨＳＤサンプ

開放点検
非破壊試験

サービス建屋ＨＣＷサンプポンプ

分解点検
機能・性能試験

サービス建屋ＨＣＷサンプポンプ電動機

分解点検

サービス建屋ＨＣＷサンプ

開放点検
非破壊試験

サービス建屋ＨＳＤサンプポンプ

分解点検
機能・性能試験

サービス建屋ＨＳＤサンプポンプ電動機

分解点検

サービス建屋ＨＳＤサンプ

開放点検
非破壊試験

ＨＣＷ濃縮装置循環ポンプ

分解点検

ＨＣＷ濃縮装置循環ポンプ電動機

分解点検

ＨＣＷ濃縮装置加熱器

開放点検

ＨＣＷ濃縮装置復水器

開放点検

ＨＣＷ濃縮装置蒸発缶（デミスタ含む）

開放点検

ＨＣＷ収集ポンプ

分解点検
機能・性能試験
簡易点検（潤滑油交換、
センタリング）

ＨＣＷ収集ポンプ電動機

分解点検

ＨＣＷ収集タンク

開放点検
非破壊試験

ＨＣＷ脱塩塔開放点検
非破壊試験

ＬＣＷ収集ポンプ

分解点検
機能・性能試験
簡易点検（潤滑油交換、
センタリング）

ＬＣＷ収集ポンプ電動機

分解点検

ＬＣＷ収集槽

開放点検
非破壊試験
245

付録 7

機器又は系統名

機器名
ＬＣＷろ過器

点検及び試験･検査の項目
開放点検
非破壊試験

ＬＣＷ脱塩塔開放点検
非破壊試験

ＬＣＷ通水ポンプ

分解点検
機能・性能試験
簡易点検（潤滑油交換、
センタリング）

ＬＣＷ通水ポンプ電動機

分解点検

ＨＣＷサンプルポンプ

分解点検
機能・性能試験
簡易点検（潤滑油交換、
センタリング）

ＨＣＷサンプルポンプ電動機

分解点検

ＨＣＷサンプル槽

開放点検
非破壊試験

ＬＣＷサンプルポンプ

分解点検
機能・性能試験
簡易点検（潤滑油交換、
センタリング）

ＬＣＷサンプルポンプ電動機

分解点検

ＬＣＷサンプル槽

開放点検
非破壊試験

ＨＣＷ蒸留水ポンプ

分解点検
機能・性能試験
簡易点検（潤滑油交換、
センタリング）

ＨＣＷ蒸留水ポンプ電動機

分解点検

ＨＣＷ蒸留水タンク

開放点検
非破壊試験

ＨＳＤ収集ポンプ

分解点検
機能・性能試験
簡易点検（潤滑油交換、
センタリング）

ＨＳＤ収集ポンプ電動機

分解点検
246

付録 7

機器又は系統名

機器名
ＨＳＤ収集槽

点検及び試験･検査の項目
開放点検
非破壊試験

ＨＳＤ受ポンプ

分解点検
機能・性能試験
簡易点検（潤滑油交換、
センタリング）

ＨＳＤ受ポンプ電動機

分解点検

ＨＳＤ受タンク

開放点検

ＨＳＤろ過器

開放点検
非破壊試験

固体廃棄物処理系

ＣＦ逆洗水移送ポンプ

分解点検
簡易点検（潤滑油交換、
センタリング）

ＣＦ逆洗水移送ポンプ電動機

分解点検

ＣＦ逆洗水受タンク

開放点検
非破壊試験

ＣＵＷ逆洗水移送ポンプ

分解点検
簡易点検（潤滑油交換、
センタリング）

ＣＵＷ逆洗水移送ポンプ電動機

分解点検

ＣＵＷ逆洗水受タンク

開放点検
非破壊試験

ＣＵＷ粉末樹脂沈降分離槽デカントポンプ

分解点検
簡易点検（潤滑油交換、
センタリング）

ＣＵＷ粉末樹脂沈降分離槽デカントポンプ電動

分解点検機
ＣＵＷ粉末樹脂沈降分離槽

開放点検
非破壊試験

使用済樹脂槽デカントポンプ

分解点検
簡易点検（潤滑油交換、
センタリング）

使用済樹脂槽デカントポンプ電動機

分解点検

使用済樹脂槽

開放点検
非破壊試験

247

付録 7

機器又は系統名

機器名
スラッジ移送ポンプ

点検及び試験･検査の項目
分解点検
簡易点検（潤滑油交換、
センタリング）スラッジ移送ポンプ電動機

分解点検

濃縮廃液ポンプ

分解点検
簡易点検（潤滑油交換、
センタリング）

濃縮廃液ポンプ電動機

分解点検

濃縮廃液タンク

開放点検
非破壊試験

原子炉格納容器

原子炉格納容器（Ａ種試験）

漏えい試験

原子炉格納容器開放点検

原子炉格納容器隔

残留熱除去系

機能・性能試験

離弁

不活性ガス系

機能・性能試験

原子炉冷却材浄化系

機能・性能試験

可燃性ガス濃度制御系

機能・性能試験

廃棄物処理系

機能・性能試験

試料採取系

機能・性能試験

復水補給水系

機能・性能試験

移動式炉心内計装系

機能・性能試験

サプレッションプール浄化系

機能・性能試験

弁グランド部漏えい処理系

機能・性能試験

格納容器内雰囲気モニタ系

機能・性能試験

原子炉補機冷却系

機能・性能試験

換気空調補機常用冷却水系

機能・性能試験

主蒸気管ドレン系

機能・性能試験

炉水サンプル系

機能・性能試験

原子炉格納容器隔離弁機能・性能試験

原子炉建屋原子炉区域（二次格納施設）

機能・性能試験

原子炉建屋原子炉区域（鉄筋コンクリート）

簡易点検（圧縮強度(非破原子炉建屋壊検査)、中性化深さ、塩
化物イオン量、ひび割
れ、表面劣化）原子炉建屋原子炉区域（鉄骨）

鋼材劣化

原子炉建屋原子炉区域（エアロック扉）

分解点検

248

付録 7

機器又は系統名

機器名

点検及び試験･検査の項目
機能・性能試験

原子炉格納容器真

原子炉建屋避雷設備

外観点検

原子炉格納容器真空破壊弁機能・性能試験

空破壊弁
可燃性ガス濃度制

分解点検
可燃性ガス濃度制御系

機能・性能試験

可燃性ガス濃度制御系ブロワ

分解点検

可燃性ガス濃度制御系ブロワ電動機

分解点検

可燃性ガス濃度制御系再結合装置

簡易点検

可燃性ガス濃度制御系主要弁

分解点検

排気筒

排気筒

外観点検

蒸気タービン設備

蒸気タービン設備

機能・性能試験

蒸気タービン

分解・開放点検（組立状

御系

況検査）
機能・性能試験（保安装
置試験）
調速装置・非常調速装置

分解・開放点検

高圧タービン

分解・開放点検
外観点検

低圧タービン

分解・開放点検
外観点検

主蒸気止め弁

分解・開放点検機能・性能試験
簡易点検

蒸気加減弁

分解・開放点検機能・性能試験
簡易点検

組合せ中間弁

分解・開放点検機能・性能試験
簡易点検

タービン付帯設備

分解点検

グランド蒸気排風機

分解点検

グランド蒸気排風機電動機

分解点検

グランド蒸気復水器

開放点検

グランド蒸気蒸化器

開放点検
249

付録 7

機器又は系統名

機器名

点検及び試験･検査の項目

グランド蒸気蒸化器給水ポンプ

分解点検

グランド蒸気蒸化器給水ポンプ電動機

分解点検

復水器真空ポンプ

分解点検

復水器真空ポンプ電動機

分解点検

蒸気式空気抽出器中間冷却器

開放点検

蒸気式空気抽出器

分解点検

起動停止用蒸気式空気抽出器

分解点検

湿分分離加熱器

分解・開放点検

湿分分離加熱器湿分分離器ドレンタンク

開放点検

湿分分離加熱器第１、２段加熱器ドレンタンク

開放点検

復水器

分解・開放点検

循環水ポンプ

分解点検
機能・性能試験
簡易点検（軸封部点検）

循環水ポンプ電動機

分解点検

循環水配管

開放点検

復水回収ポンプ

分解点検

復水回収ポンプ電動機

分解点検

復水回収タンク

開放点検

復水再回収ポンプ

分解点検

復水再回収ポンプ電動機

分解点検

復水器真空ポンプ用ウォーターセパレーター

開放点検

蒸気タービン設備の主な配管（ＭＳリード管）

分解・開放点検蒸気タービン設備の主な配管（クロスアラウン

分解・開放点検ド管）
主タービン軸振動検出回路

特性試験
機能・性能試験

プロセス計器

特性試験

純水移送ポンプ

分解点検
簡易点検（潤滑油交換、
センタリング）

タービンバイパス

純水移送ポンプ電動機

分解点検

タービンバイパス弁

機能・性能試験

弁

分解点検
250

付録 7

機器又は系統名

機器名

点検及び試験･検査の項目
簡易点検（グランド部点
検）

発電機

発電機

分解点検
簡易点検（タイトシール
補給）

励磁装置（サイリスタ盤）

特性試験
簡易点検（フィルター交換）

変圧器

保護継電装置

簡易点検

主タービン保安装置（発電機内部故障）

機能・性能試験

主変圧器

簡易点検（シリカゲル交換）

主変圧器保護継電装置

簡易点検

３号高起動変圧器

簡易点検（シリカゲル交
換）

しゃ断器

３号高起動変圧器保護継電装置

簡易点検

低起動変圧器 6SA

簡易点検

低起動変圧器保護継電装置

簡易点検

５００ｋＶしゃ断器（026,050）

外観点検

５００ｋＶしゃ断器 保護継電装置

簡易点検（母線保護装置等）
簡易点検（表示線保護継
電装
置）

高圧閉鎖配電盤

Ｍ／Ｃ盤・真空しゃ断器

外観点検

パワーセンタＰ／Ｃ盤・気中しゃ断器

外観点検

モータコントロー

ＭＣＣ

外観点検

計測制御用電源設

中央制御室計測用電源切替盤

簡易点検

備

中央制御室計測用変圧器

簡易点検

中央制御室計測用分電盤

簡易点検

非常用ディーゼル発電機

機能・性能試験（メタクラ）

ルセンタ

非常用予備電源装
置

分解点検
非常用ディーゼル発電機励磁装置

特性試験

非常用ディーゼル発電機保護継電器

簡易点検

251

付録 7

機器又は系統名

機器名

点検及び試験･検査の項目
機能・性能試験

非常用ディーゼル機関

機能・性能試験

非常用ディーゼル機関シリンダ

分解点検

非常用ディーゼル機関軸受

分解点検

非常用ディーゼル機関燃料噴射ポンプ

分解点検

非常用ディーゼル機関過給機

分解点検
簡易点検（潤滑油交換）

非常用ディーゼル機関機関付清水ポンプ

分解点検

非常用ディーゼル機関清水加熱器ポンプ

分解点検

非常用ディーゼル機関清水加熱器ポンプ電動機

分解点検

非常用ディーゼル機関空気圧縮機

分解点検
簡易点検

非常用ディーゼル機関空気圧縮機電動機

分解点検

非常用ディーゼル機関清水膨張タンク

開放点検

非常用ディーゼル機関空気だめ（自動・手動）

開放点検

非常用ディーゼル機関清水加熱器

開放点検

非常用ディーゼル機関清水冷却器

開放点検

非常用ディーゼル機関ディタンク

開放点検

非常用ディーゼル機関燃料フィルタ

分解点検

非常用ディーゼル機関シリンダ－安全弁

機能・性能試験
分解点検

非常用ディーゼル機関クランク安全弁

機能・性能試験
分解点検

非常用ディーゼル機関調速装置

分解点検
簡易点検（潤滑油交換）

非常用ディーゼル機関非常用停止装置

分解点検
機能・性能試験

非常用ディーゼル機関プロセス計器

特性試験

非常用ディーゼル機関機関付潤滑油フィルタ

分解点検
簡易点検

非常用ディーゼル機関クランク室

分解点検

非常用ディーゼル機関燃料弁・始動弁・始動電

分解点検

磁弁・停止電磁弁
非常用ディーゼル機関回転計
252

分解点検

付録 7

機器又は系統名

直流電源系

機器名

点検及び試験･検査の項目

非常用ディーゼル機関付帯設備

簡易点検

燃料移送ポンプ

分解点検

燃料移送ポンプ電動機

分解点検

非常用ディーゼル機関軽油タンク

開放点検

直流電源系（直流１２５Ｖ充電器、１２５Ｖ系

機能・性能試験

蓄電池）

無停電電源装置

１２５Ｖ系蓄電池

簡易点検

直流１２５Ｖ充電器盤

簡易点検

直流１２５Ｖパワーセンタ

簡易点検

直流１２５Ｖ主母線盤

簡易点検

バイタル交流電源装置

簡易点検
機能・性能試験計器

計器（総合負荷、保安規定関係、特別精密電力

簡易点検

量計）
継電器

簡易点検

主蒸気隔離弁閉検出回路

簡易点検
特性試験

電動弁

電動弁リミトルク

簡易点検

主要制御盤

主要制御盤

外観点検
絶縁抵抗測定簡易点検

遠隔停止系

補助ボイラー

逃がし安全弁操作回路

機能・性能試験

残留熱除去系操作回路

機能・性能試験

高圧炉心注水系操作回路

機能・性能試験

原子炉補機冷却水系操作回路

機能・性能試験

原子炉補機冷却海水系操作回路

機能・性能試験

可燃性ガス濃度制御系操作回路

機能・性能試験

非常系電源設備操作回路

機能・性能試験

補助ボイラー

開放点検
非破壊試験
特性試験
漏えい試験
保安装置試験
負荷試験

補助ボイラーフード開閉機
253

分解点検

付録 7

機器又は系統名

機器名

点検及び試験･検査の項目
漏えい試験
簡易点検

補助ボイラー給電部

開放点検
漏えい試験

補助ボイラー電極

開放点検

補助ボイラー対向電極

開放点検

補助ボイラー送水管

開放点検

補助ボイラーノズルプレート

開放点検

補助ボイラー安全弁（低圧）

分解点検
漏えい試験

補助ボイラー安全弁（高圧）

分解点検
漏えい試験

補助ボイラー蒸気止め弁

分解点検
機能・性能試験
漏えい試験

補助ボイラー給水流量調節弁

分解点検機能・性能試験
漏えい試験

補助ボイラー循環ポンプ

分解点検
漏えい試験

補助ボイラー循環ポンプ電動機

分解点検

給水ポンプ

分解点検
漏えい試験

給水ポンプ電動機

分解点検

補助ボイラー設備弁

漏えい試験

補助ボイラー配管

非破壊試験

消化系

配管・弁

外観点検

取水路

取水路（タービン系）

海生物処理
防汚塗装

配管

取水路（その他）

補修

原子炉系の主な配管

漏えい試験
開放点検
非破壊試験

タービン系の主な配管

漏えい試験
非破壊試験
254

付録 7

機器又は系統名
支持構造物

機器名

点検及び試験･検査の項目

廃棄物処理系の主な配管

漏えい試験

原子炉系の主な支持構造物

外観点検

タービン系の主な支持構造物

外観点検

電気機器系サポート

外観点検

制御盤（中央制御盤、現場制御盤、計器ラッ

外観点検

ク）

監視機能

漏えい検出系

安全弁

スタンション

外観点検

廃棄物処理系の主な支持構造物

外観点検

パイプホイップレストレイント

外観点検

プロセス計器

特性試験

エリアモニタ

特性試験

プロセスモニタ

特性試験

核計測装置

特性試験

制御棒操作監視系

機能・性能試験

主蒸気止め弁閉検出回路

特性試験

蒸気加減弁急速閉検出回路

特性試験

主蒸気止め弁

特性試験

主蒸気隔離弁閉検出回路

特性試験

選択制御棒挿入機能

特性試験

制御棒価値ミニマイザ

機能・性能試験

残留熱除去系隔離計装

特性試験

原子炉隔離時冷却系隔離計装

特性試験

原子炉冷却材浄化系隔離計装

特性試験

燃料プール冷却浄化系の安全弁

分解点検機能・性能試験

原子炉系の安全弁

分解点検
機能・性能試験

タービン系の安全弁

分解点検機能・性能試験

逆止弁

主要弁

原子炉系の逆止弁

分解点検

タービン系の逆止弁

分解点検

廃棄物処理系の逆止弁

分解点検

燃料プール冷却浄化系の主要弁

分解点検

原子炉系の主要弁

分解点検機能・性能試験255

付録 7

機器又は系統名

機器名

点検及び試験･検査の項目
分解点検

タービン系の主要弁

分解点検

廃棄物処理系の主要弁

分解点検

原子炉系の主なダクト・ダンパー

外観点検

タービン系の主なダクト・ダンパー

外観点検

原子炉系の主な機器

外観点検

タービン系の主な機器

外観点検

廃棄物処理系の主な機器

外観点検

緊急安全対策資機

電源車

分解点検

材緊急時の電源設

発電機

運転確認

備

付帯設備

簡易点検

緊急安全対策資機

代替水中ポンプ

分解点検

付帯設備

簡易点検

ダクト・ダンパー
構造物

材緊急時の原子炉
冷却及び使用済燃料プールの冷却設
備

256

付録 7
参考 3 ポンプ、ポンプ電動機、弁の分解・点検・組立手順と揺動による作業への影響有無検討結果
1.

ポンプの分解・点検・組立手順と揺動の影響
ポンプの分解・点検・組立手順とその作業における揺動の影響について検討した。図 50 にポンプの構造図を、分解・点検・組立手順と各手順の揺動影響について検討した結果を表 15 に示す。懸念として、シャフトの振れ測定・センタリング作業において影響の可能性が考えられるが、一般の船舶に設置されているポンプにおいても航海中に点検が実施されていること（FPSO 等にもポンプは設置されている）、想定される揺動のレベルでは、影響が考えにくいことから、ポンプのメンテナンスにおいて、揺動の影響により作業ができなくなることはないと考えられる。

図 50
表 15

ポンプ構造図

ポンプの主な分解・点検・組立手順と揺動の影響

No.

作業内容

揺動が作業に影響するか分解
1· カップリングを取外す（接続穴等に異常がないかを確認）影響しない· ケーシングカバー取付けボルトを取外し、
2

ケーシングカバーと軸受ケーシングをケー

影響しない

シングから外す· インペラ、シャフト、ケーシングカバー、
3

軸受ブラケット等を一体のまま電動機側へ

影響しない

抜き出す
4
5

· インペラナット／ナット用座金を外し、インペラを取外す· シャフトからメカニカルシール、ボールベ
アリング等を取外す

影響しない

影響しない

点検
6

· 各部品の清掃

影響しない
257

付録 7
No.

作業内容

揺動が作業に影響するか· 各部品に異常がないかを確認（シャフトの7

曲損、ボールベアリングに摩耗や焼付けが影響しないないこと等）
8910· 摺動部の隙間測定（インペラ、マウスリング）· 軸振れ計測（V ブロックにセットし、ダイ
ヤルゲージで測定）

影響しない
影響しない※· インペラ、シャフト等に対して PT影響しない· 摺動部（シャフト等）にグリス等を塗布

影響しない

組立
11
12

· シャフトにメカニカルシール、ボールベア
リング等を取付ける

影響しない

13

· シャフトにインペラを取付ける

影響しない

14

· センタリングを実施

影響しない※

15· ポンプ組立後、モータ単独運転を実施

影響しない

16

· ポンプとモータを直結

影響しない※船舶に設置されているポンプにおいても航海中に点検が実施されていること、想定される揺動のレベルでは、影響が考えにくいことから、揺動が作業に影響することはないと考えられる。

2.

ポンプ電動機の分解・点検・組立手順と揺動の影響
ポンプ電動機の分解・点検・組立手順とその作業における揺動の影響について検討した。図 51 に構造図を、分解・点検・組立手順と各手順の揺動影響についての検討結果を表 16 に示す。ポンプ電動機のメンテナンスにおいて、揺動の影響により作業ができなくなることはないと考えられる。

図 51

ポンプ電動機の構造図
258

付録 7
表 16

ポンプ電動機の主な分解・点検・組立手順と揺動の影響

No.

作業内容

揺動が作業に影響するか

固定子関係
1

· コイルの絶縁抵抗測定

影響しない· 固定子コイルくさびゆるみ、脱落とスペ－2

サ脱出が発生しないことを確認（発生して影響しないいる場合、打替えを実施）· 固定子コイルエンド糸縛り部が緩んでいな
3いことを確認（緩んでいる場合、糸縛りを

影響しない

実施）
· 固定子コイル口出し用ケーブルに亀裂が発4生していないかを確認（発生の場合、ケー影響しない

ブルを交換）
5· ファンカバーに亀裂が発生しているかを確
認（発生した場合、強化型等に変更）

影響しない

回転子関係
1

· ローターバーの緩みや移動を確認（緩みや移動がある場合、対策を実施）

影響しない· ローターバー銀ロー付部剥離の欠陥有無を
2

確認（確認された場合、再度ロー付や溶接

影響しないによる取付け、ロータの交換）
3
4· ローターコアに緩み等がないかを確認· シャフトとシャフトアームとの溶接部に欠陥がないかを確認

影響しない
影響しない

軸受（すべり軸受けの場合）
12· 軸受の当りを確認（傷がある場合、当り面を新しくする）· 軸受の摩耗を確認（クリアランスが小さい
場合、注入替を実施）

影響しない

影響しない

· 軸受面、ジャーナル面に軸電流の痕跡や接3触痕がないか確認（軸電流の原因除去等を

影響しない

実施）
· 軸受球面座がたたかれているかを確認（機4

械側からのショックを小さくする又は曲面影響しない

座を広くした軸受けに変更）
5· ベアリングサイドギャップを確認し、組立の調整（隙間ゲージで確認）
259

影響しない

付録 7

3.

弁の分解・点検・組立手順と揺動の影響
一般的な弁の分解・点検・組立手順とその作業における揺動の影響について検討するため、仕切弁（ゲート弁）を対象に検討した。図 52 に仕切弁の構造図を、分解・点検・組立手順と各手順の揺動影
響について検討した結果を表 17 に示す。検討の結果、ゲート弁のメンテナンスにおいて、揺動の影響により作業ができなくなることはないと考えられる。

番号

図 52

部品名称

番号

部品名称

①

弁箱

⑬

パッキンハメ輪

②

弁ふた

⑭

フタボルト

③

弁体

⑮

④

弁箱付弁座

⑯

プラグ

⑤

弁棒

⑰

ピン

⑥

弁押え

⑱

六角ナット

⑦

ハンドル車

⑲

六角ナット

⑧

フタハメ輪

⑳

六角ナット

⑨

パッキン押え輪㉑

止ネジ⑩

パッキン押え

㉒

座金

⑪

ネジハメ輪

㉓

パッキン

⑫

弁棒用座金

㉔

ガスケット

パッキン押えボルト

仕切弁の構造図
表 17

No.

仕切弁の主な分解・点検・組立手順と揺動の影響
作業内容

揺動が作業に影響するか

分解
1· 弁を微開影響しない

2· 弁箱と弁ふた等に合マーク

影響しない

3

· 弁ふたボルトナットを緩める

影響しない

4

· 弁ふたを弁箱より取外す

影響しない

5

· 弁棒をヨークから抜き出す

影響しない

6
7

· パッキン押えを外し、グランドパッキンを
抜き取る

影響しない

· 弁ふたガスケットの取外し影響しない· 各部品の清掃・損傷有無の確認

影響しない

点検
8

260

付録 7
No.
9
10
11
12

作業内容

揺動が作業に影響するか· 弁箱付弁座、弁体付弁座のラッピング（摺り合わせ）· 摺り合わせ後、PT、当たり確認· 弁ふたハメ輪（バックシート面）の PT、当り確認
· 弁棒摺動部の PT

影響しない
影響しない
影響しない
影響しない

· 弁棒および弁体の目視検査－異常がある場合は以下の対応。
13· 弁棒：縦疵を削る、工場でメッキ等の
措置

影響しない

· 弁体：縦疵を削る、摺り合わせにて疵
をとる
14· グランドパッキン、ガスケットを新品に取
替

影響しない

組立
· 弁ふた、弁棒、弁体およびハンドル車を組
15

み立てる（必要に応じて回転部にグリスの影響しない補充等を実施）161718· 弁ふたと弁箱の合マークに合わせ、弁ふた
ボルトナットを軽く締める· グランドパッキンを入れる

影響しない
影響しない

· 弁ふたボルト、グランドパッキン押えを締
め付ける

影響しない

以

261

上

付録 8

付録 8

長期運用を考慮した浮体構造物等の設計・保守

1. はじめに
浮体式石油・ガス生産貯蔵積出設備（FPSO）等の設計寿命は、約 25 年（文献調査の範囲ではスパー型の FPSO で最長 30 年の設計寿命 65）であり、一般的な原子力発電の供用期間 40 年と比較すると短い。そのため、浮体構造物等（原子力発電設備を除き、係留や DPS（Dynamic Positioning System）
を含む）の長期運用を考慮した設計・保守について検討した。

2. 検討方法
本検討では、図 53 に示す 3 点を検討した。
「①部位抽出」では、浮体構造物の長期運用を考慮した場合に課題になると考えられる部位を抽出した。2 つの方法で抽出することとし、1 つ目の方法は、モノコラム型浮体構造物関連の文献を調査し、その結果から課題になると考えられる部位を検討する方法であり、2022 年度以降に実施する予定である。2 つ目の方法は、近年 FPSO 等では寿命延長の検討・実施が数多く実施されており、この知見を収集し、課題になると考えられる部位を抽出する方法であり、今年度（2021 年度）実施した。
「②設計の観点からの検討」では、①で抽出された部位について、長期運用を考慮した場合の設計時の対応（概念）を検討した。
「③保守の観点からの検討」では、①で抽出された部位について、保守方法を整理した。
なお、検討においては、以下を検討の前提条件と設定し、実施している。
· 供用期間は 40 年とする。
· 浮体構造物の形状はモノコラム型とする。
· 位置保持技術については、係留と DPS の両方を対象とする。

図 53

検討方法

Anil Sablok et al., “Asta Hansteen Spar FPSO Substructure, Mooring, Riser and Systems Design”, OTC-29555MS, 2019.

65

262

付録 8

3. 検討結果
3.1.

長期運用を考慮した場合に課題になると考えられる部位の抽出

3.1.1. モノコラム型浮体構造物関連文献の調査結果
表 18 にモノコラム型浮体構造物関連文献の調査結果を示す。前述の通り、文献調査結果から課題になると考えられる部位の検討は、2022 年度以降に実施する予定である。
表 18 モノコラム型浮体構造物関連の文献調査結果
No.

1

文献名

概要

正信他「モノコラムハル型 FPSO シス· モノコラム型 FPSO に関する国際共同研究

テムに係る安全性評価」（海上技術安プロジェクトの概要紹介と同プロジェクト

全研究所報告第 11 巻第 4 号（平成 23において海上技術安全研究所が担当したモ年度）基調論文）

ノコラムハル型 FPSO システムの安全性評
価を紹介。

M. Sun et al., “Conceptual Design o2· 北極圏における石油掘削のため、海氷を考

f Single Column Drilling Unit for A

慮した設計について紹介。

rctic Climate and Harsh Environment”, ISSN 1098-6189.
Jan V. Aarons et al., “Demonstratin3· 過酷な環境（北大西洋）におけるモノコラ

g the Feasibility of Steel Catenary

ム型 FPSO とスチールカテナリーライザー

Risers from a Cylindrical FPSO inの設計について紹介。

Harsh Deepwater Locations”, OTC 20762, 2010.

4

P. M. Aas et al., “Design prediction· 北海に設置されたモノコラム型 FPSO のサs and measurements during installa

クションアンカーの設置について紹介されtion of suction anchors with and wiている。

thout water-flow system to help inst
allation through layered soil profiles”, OTC 20294, 2009.
· モノコラム型 FPSO の有限要素解析による

Yue Lei., “Global Strength Analysis
5of a Monocolumn FPSO”, ISSN1098-

ハル全体の強度解析結果を紹介。

6189, 2018.
A. C. Saad., “Motion Behaviour of t
6

· ブラジル沖に設置されたモノコラム型

he Mono-Column FPSO Sevan PiranFPSO の運動挙動（解析結果との比較を含

ema in Brazilian Waters”, OTC 201む）、係留の挙動について紹介。

39, 2009.
7

Tord B. Thorsen, “Operational Expe

· 北海に設置されたモノコラム型浮体構造物

rience With a Cylindrical Floater Dの実際の挙動等について紹介。
263

付録 8
No.

文献名

概要

esign Demonstrating the Feasibilityof Safe Permanent FPSO_FSO Moor
ing in Areas With Tropical Cyclones”, OTC 24214, 2013.

8

J. Vidic-Perunovic et al., “Steel Cat· スチールカテナリーライザーとセバン型円enary Riser Design for Cylindrical

筒船体を使用した FPSO コンセプトに関す

FPSO Application in Ultra-Deep Goる研究について紹介。

M”, OTC-25406-MS, 2014.
· モノコラム型 FLNG の設計について紹介。

Lars Odeskaug, “The Cylindrical Hu
9ll Concept for FLNG Application”, O
TC-25703-MS, 2015.
A. Smedai., “The SSP-300 An Alter10· Sevan 社のモノコラム型浮体構造物 SSP300 の設計について紹介。

native to the Oil Industry”, SPE 97
377, 2005.

11

J. Vidic-Perunovic et al., “Ultra-Dee· Sevan 社がスチールカテナリーライザーを

pwater Production System Model Te

備えて設計されたモノコラム型 FPSO（恒st Study of Cylindrical FPSO in Go

久的に係留）に基づく生産コンセプトの検M Hurricane Conditions”, OTC-2784

証について紹介。

4-MS, 2017.
3.1.2. FPSO 等の寿命延長関連文献調査結果からの部位抽出
表 19 に FPSO 等の寿命延長に関する文献調査結果を示す。これらの文献調査の結果 66から、課題になると考えられる部位を抽出した結果を表 20 に示す。部位として、ハル、配管・容器（バラストタンク等）、弁（バラストタ
ンクの弁等）、係留索（シャックル等の係留システム全体）が挙げられ、主要な劣化事象は、腐食と疲労であった。
DPS に関する記載は確認できなかったが、スラスタが対象になると考えられ、水中交換式を採用することが考えられるため、本検討では扱っていない。なお、浮体式原子力発電には存在しないと考えられる設備（ライザー）は対象外とし、抽出していない。
表 19 FPSO 等の寿命延長に関する文献調査結果
No.

1

文献名

概要

C. L. Machado et al., “Classification· FPSO の寿命延長に関する船級協会の研究

Society Studies on FPSO Life Exteについて紹介（Hull の疲労寿命等）。

nsion Requirements”, OTC-26202-M
S, 2015.

66 表 19 の No.13 については、2021 年 12 月に公開されたため、内容の詳細までは未確認である。そのため、2022 年度以降に確認することを予定している。

264

付録 8
No.

2

文献名

概要

David S. Hua, “Effective Developme· 規制要求要件やオペレータのニーズを満た

nt of Life Extension Programs for A

す海洋施設の寿命延長プログラムを作成すthging Offshore Facilities”, 19

offshor

るため、ABS コンサルティングが採用した

e symposium, 2014.
3

4

アプローチを紹介。

V. Shanker, “Integrity and Life Ext· 固体式浮体式プラットフォームの寿命延長

ension Assessment of Fixed Offshoreの方法論と安全機器それぞれの安全性に関Platforms”, SPE-193137-MS, 2018.

する評価について紹介。

A. Stacey, “KP4 Ageing & Life Exte

· UK の海洋設備に対する寿命延長プログラnsion Inspection Programme - Theム（Key Program 4）について紹介。

First Year”, SPE 145518, 2011.

5

G. Ersdal et al., “Life Extension of· ノルウェー石油産業協会（OLF）が実施しAging Petroleum Production Faciliti

た石油生産施設の寿命延長の評価に関する

es Offshore”, SPE 127134, 2010

基準とガイドラインを作成するプロジェク
トについて紹介。

B. Gibbs et al., “Managing Life Ext6· 浮体構造物を寿命延長するための革新的な

ension Programs for Ageing Floatin

ソリューションについて紹介。

g Offshore Facilities”, OTC-24734-M
S, 2014.
C. Morandini et al., “Pragmatic and7· 係留やハル構造の寿命延長に関するプロセ

Consistent Approach to Life Extens

スについて紹介。

ion of Floating Structures”, OTC-28
340-MS, 2018.

8

J. Boutrot et al., “Reliable and Accu

· Bureau Veritas が開発した寿命延長エンジ

rate Determination of Life Extensio

ニアリング再評価に関する方法論を紹介

n for Offshore Units”, OTC-27547-M（腐食と疲労に焦点を当てている）。

S, 2017.

9

A. Yao et al., “Review of Offshore· 係留システムの寿命延長について紹介（各Mooring System Life Extension - C

国の寿命延長に関する規制の他に検査の課

hallenges and Recommendations”, 2

題等を記載）。

410thoffshore symposium, 2019.

X. Wang et al., “Structural Integrity· FPSO の寿命延長について、方法論の他にAssessment of FPSO Life Extensio

主に Hull に焦点を当てて検査、肉厚測定、n and Relocation”, OTC-25311-MS,

疲労評価を紹介。

2014.

265

付録 8
No.
11

文献名

概要

J. Russell et al., “The Challenges of· UK の海洋設備の寿命延長（寿命延長のプ

Extending the Life of UK Offshoreロセス）について紹介。

Installations”, IPTC 17683, 2014.

12

HSE, “Guidance on management of· 英国 HSE 発行のオペレータに向けのageing and thorough reviews of agei

offshore installations (safety case)ng installations”, Information Sheet

regulations 2005 (SCR05)で要求される劣No.4/2009.

化を考慮したレビューのガイダンス。
· 米国 ABS 発行の浮体式生産設備の寿命延長

ABS, “Guide for Life Extension of F
13

loating Production Installations 202

に関するガイド。

1”, 2021.
表 20

抽出部位と想定される劣化事象部位※想定される劣化事象

ハル· 疲労、腐食ハル（スプラッシュゾーン）· 腐食

配管・容器（バラストタンク等）· 腐食、ボルトの緩み、ガスケットの損傷、小さいフィッティングでは回転機器からの振動による疲労、閉塞による系統の流量低下

弁（バラストタンクの弁等）· 腐食や海洋生物付着等によるシール性の低下

係留索（シャックル等の係留システ· 腐食、摩耗、亀裂（疲労と推定）

ム全体）
その他（具体的な部位までは明示さ· 塩化物応力腐食割れ

れていない）※疲労については、特に、縦方向スチフナと横方向ウェブ／フロア／バルクヘッド（隔壁）の接続
部、ウェブ／フロアに接続する Shell, Bottom, Inner Bottom or Bulkhead Plating、他に解析で特定された箇所、係留システムとハル構造とのインターフェイスデッキ上の設備モジュールとハル構
造とのインターフェイスを注意箇所に挙げられていた。

266

付録 8
3.2.

設計の観点からの検討

表 20 で抽出された部位と劣化事象に対する設計での対応として、表 21 に示す対応が考えられる。
腐食に対しては腐食代を考慮した設計とし、疲労に対しては基本的には疲労限以下の応力とする設計にすることが考えられる。係留については、長期運用を考慮した場合には供用期間中に交換が発生することが考えられ、交換を前提とした設計が必要である。
表 21
部位
※

ハル

設計の観点からの検討結果想定される劣化事象
疲労、腐食

設計の観点での対応· 基本的には、疲労限以下の応力とすること（極力、応力を小さくする）· 腐食代を考慮した厚さ又は被覆防食又は犠牲陽極等の電気防食（水中のみ）→40 年を考慮した防食設計（場合により、犠牲陽極の取替えを前提とした設計や外部電源方式とすることが考えられる）· 座屈については、荷重増と供用期間の減肉を考慮（設計時に将来の荷重増を見越して設計）

ハル（スプラッ腐食· 腐食代を考慮した厚さ又は被覆防食（重防シュゾーン）

食塗装、スーパーステンレスやチタンの使用（施工性要検討））

配管・容器（バ腐食、ボルトの緩み、ガ· 腐食代を考慮した厚さ、

ラストタンク

スケットの損傷、小さい· ボルト、ガスケット、閉塞は保守で対応

等）

フィッティングでは回転· 疲労はサポート設置等で対応機器からの振動による疲労、閉塞による系統の流量低下
弁（バラストタ

腐食や海洋生物付着等にンクの弁等）

よるシール性の低下

係留索（シャッ

腐食、摩耗、亀裂（疲労クル等の係留シと推定）· 保守で対応· 腐食量や摩耗量を考慮した係留索等の設計（基本的には、数回の交換を前提とした設ステム全体）
その他（具体的計）
塩化物応力腐食割れ· 重要度に応じた二相ステンレスの使用の検な部位までは明討示されていな· 溶接残留応力を小さくする溶接法い）· 鋭敏化を防ぐため、L 材の使用

267

付録 8
※疲労については、特に、縦方向スチフナと横方向ウェブ／フロア／バルクヘッド（隔壁）の接続
部、ウェブ／フロアに接続する Shell, Bottom, Inner Bottom or Bulkhead Plating、他に解析で特定された箇所、係留システムとハル構造とのインターフェイスデッキ上の設備モジュールとハル構
造とのインターフェイスを注意箇所に挙げられていた。
3.3.

保守の観点からの検討

表 20 で抽出された部位と劣化事象に対する保守として、表 22 に示す対応が考えられる。基本的に非破壊試験等や交換等の一般的な保守であり、水中で実施する特殊性があるが、FPSO 等でも実施されているものであり、現時点では大きな課題はないと考えられる。
表 22
部位
※

ハル

保守の観点からの検討結果想定される劣化事象
疲労、腐食

保守の観点での対応· 目視検査※2· 板厚測定※2· 再塗装· アノードの状態確認（アノードが消耗している場合には取替）

ハル（スプラッ腐食· 板厚測定· スーパーステンレスやチタン使用によるメ

シュゾーン）

ンテナンスフリー
配管・容器（バ· 腐食· 板厚測定、定期的に内面の点検、清掃※2

ラストタンク· ボルトの緩み· ボルトの緩みが無いか確認等）· ガスケットの損傷· ガスケットは交換· 小さいフィッティング· 重要箇所は PT による疲労亀裂有無の確認

では回転機器からの振· 配管は場合によっては交換動による疲労· 閉塞による系統の流量低下
弁（バラストタ

腐食や海洋生物付着等に· 定期的に点検を実施（海洋生物除去等）場

ンクの弁等）

よるシール性の低下

係留索（シャッ

腐食、摩耗、亀裂（疲労· 目視検査※2

クル等の係留シと推定）· 摩耗量（肉厚）測定※2

合によっては交換· 電位測定（防食有効性確認）※2

ステム全体）· 場合によっては交換
その他（具体的な部位までは明

塩化物応力腐食割れ· 定期的に点検を実施· 部位によっては交換

268

付録 8
部位

想定される劣化事象

保守の観点での対応示されていない）※1 疲労については、特に、縦方向スチフナと横方向ウェブ／フロア／バルクヘッド（隔壁）の接続
部、ウェブ／フロアに接続する Shell, Bottom, Inner Bottom or Bulkhead Plating、他に解析で特定された箇所、係留システムとハル構造とのインターフェイスデッキ上の設備モジュールとハル構造とのインターフェイスを注意箇所に挙げられていた。
※2 詳細は「付録 7 洋上での浮体式原子力発電のメンテナンス」に記載。

4. まとめ
長期運用を考慮した場合に課題になると考えられる部位について、下記の 2 つの方法で抽出することとし、①と②の文献調査を実施した。②については、文献調査結果から、課題になると考えられる部位を抽出した（①の文献調査結果からの部位抽出は 2022 年度以降に実施予定）。
① モノコラム型浮体構造物関連文献からの検討② FPSO 等の寿命延長に関する知見からの検討
抽出した部位について、設計・保守の観点から考えられる方法（概案）を検討した。

以

269

上

付録 9

付録 9

浮体式原子力発電に適した位置保持技術

1. はじめに洋上に定点保持される浮体式原子力発電において、浮体構造物の位置を保持する機能は、外部電源喪失時に転覆や漂流を防ぐ観点で、浮体式原子力発電において非常に重要な技術である。そのため、浮体式原子力発電に適した位置保持技術を検討した。

2. 検討の進め方
検討の前提条件と浮体式原子力発電の位置保持技術に対する要求機能を設定後、図 54 に示す流れで検討した。初めに、前提条件に合致する位置保持技術を調査した。次に、各々の特徴（長所・短所）を検討し、総合評価として、浮体式原子力発電で考えられる位置保持技術を整理した。

図 54

本検討の進め方検討の前提条件と浮体式原子力発電の位置保持技術に対する要求機能は、以下の通り。
 検討の前提条件
本検討での前提条件として、下記の 2 点を設定した。
· 浮体式原子力発電の浮体構造物の形状はモノコラム（Mono-Column）型とする。
· 日本の沖合 30km に位置するとし、水深 200～1000m（海上保安庁日本海洋データセンターの500m メッシュ水深データから、無作為に選択した離岸距離 30km の地点における水深から設定）の海域に立地しているとする。

270

付録 9
 浮体式原子力発電の位置保持技術に対する要求機能
浮体式原子力発電の位置保持技術に対する要求機能として、以下の 3 点を設定した。
· 浮体構造物を一定の位置に保持できること。
· 洋上での点検・メンテナンスに実現性があること（ただし、必要に応じて陸上での点検・メンテ
ナンスも可）。
· 係留の場合、再接続が可能なこと。

3. 検討結果
3.1.

位置保持技術の調査

前提条件に合致する位置保持技術として、図 55 に示す緩係留（一点係留と多点係留に分けられる）、
緊張係留、DPS（Dynamic Positioning System）の 4 種類が考えられる。その他の技術として、岸壁への係留法、水深が浅い箇所で使用されるドルフィン係留・スパッド係留が挙げられるが、前提条件に合致しないことから、対象外としている。
一点係留は、浮体の 1 箇所で係留するものであり、漂流運動を止める力を最も小さくするように工夫されたシステムである（浮体の一点を拘束すると、浮体は波と風 および 潮流から受ける外力の総和が最も小さくなる方向に自然に向く（ウェザーベーン効果））。多点係留は、浮体の 3、4 箇所で係留するものである。緊張係留とは、浮体構造物の浮力を利用し、索（鋼管）張力を持たせることで位置保持するものである。DPS は、GPS 等による位置センサーを用いて浮体構造物の位置を保持する技術である。水深が深く、厳しい気象条件下では、DPS（緊張係留を除く係留との併用も）が多く採用されている。以下に、各位置保持技術の詳細を紹介する。
位置保持
技術

係留

緩係留

一点係留

• 浮体の1箇所で係留。浮体構造物
が波等になびいて回転することで、浮体構造物の波浪抵抗を軽減。
拘束された1点の周りを回転。

多点係留• 複数の索を利用して浮体構造物の移動・旋回を軽減。

• 浮体構造物の浮力を利用して索に張力を持たせ主に鉛直方向の揺動
を抑制。

緊張係留

PS

DPS

• GPS、アジマススラスタ等を用いて自動的に位置を制御（鉛直面
内運動は浮体の慣性力が大きいた
め、制御できない）。

浮体
構造物

アジマス
スラスタ

ランスポンダ

図 55

トランスポンダ

位置保持技術の種類とその特徴

271

付録 9
 緩係留
復元力を得る原理に着目し、緩係留の係留形式を整理すると、以下の 3 種類に分類される（図56）。
① ワイヤーロープやチェーンの重力による形式（カテナリー係留）② 合成繊維ロープの伸び（バネ）による形式（トート係留）· 水深が深い海域への適用を考える場合、緩係留の場合は軽量化が必要となる。水深 1000m
以上では標準的な係留で、合成繊維ロープを使用。
③ コラム又はブイなどの浮力による形式（コラム・ブイ係留）· 水深 50～200m の海域で用いられている。
また、上記 3 種類を組合せた（ワイヤーロープ、チェーン、合成繊維ロープの組合せ）ものも適用されている。カテナリー係留は水深が深くなると重量が大きくなるため、構造物への負担が大きく、かつ施工の難易度も高くなる。そのため、軽量かつ扱いやすい合成繊維ロープを使用した係留（トート係留）が開発されている。トート係留の概要と利点を図 57 に示す。
緩係留については、損傷事例が多く報告されており、例えば、ポリエステルロープの損傷が少ない
こと（伸びが大きく、衝撃力が作用しにくいため）、損傷位置は係留索の上端部又は下部の接続又は下端で多く発生していることが報告されている 67。損傷が発生した場合には、係留の取替が必要となる。具体的な方法までは確認できなかったが、損傷した場合も取替えて運用を継続していることから、取替工法自体に大きな課題はないと考えられる。
取替に関連した係留の区分けとして、Permanent Mooring と Temporary Mooring があり、前者は係留の取替を前提としない厳しい設計基準と長い設計寿命が設定されており、一般的に大型の建設船を使用している。一方、後者は MODU（移動式海洋掘削装置）向けであり、長期の使用を考慮せず、設計条件も前者と比較すると緩く設定されており、一般的には設置や付け外しに AHV（アンカーハンドリング船）を使用している 68。係留システムに特化した技術書 69では、展開された係留脚は、AHV の助けを借りて回収し、対象船舶に戻さなければならないと記載されている。また、本技術書ではプリセット係留について解説されている。プリセット係留とは、FPU の永久係留や MODUのような一時的な係留で使用されているものであり、MODU が現場に到着する前に船外のコンポー
ネントの大部分が設置されているシステムである。コンポーネントは、通常、沖合にブイを設置し、AHV を使用して MODU に順次接続される。MODU に搭載されている既存のチェーンやワイヤー
は、プリセット係留物に接続するだけであり、MODU が現場に到着してすぐにフックアップすることができ、係留接続作業時間を短縮することができる。このように、厳しい海象条件からの退避やメンテナンス等の理由から、係留の切り離しシステムが開発されており、例えば、後述するタレット係
留（図 58 参照）で採用されている。切り離し作業の時間は数十分程度、再接続作業は数時間程度で可能だが、フローラインの切り離しには数時間を要する。そのため、台風の襲来が予想される時点で

例えば、R. D'Souza et al., “Application of Lessons Learned From Field Experience to Design, Installation and
Maintenance of FPS Moorings”, OTC-24181, 2013. や K. Ma et al., “A Historical Review on Integrity Issues ofPermanent Mooring Systems”, OTC-24025, 2013. が挙げられ、独立行政法人石油天然ガス・金属鉱物資源機構「海洋工学ハンドブック（第 7 版）
」第 4 部 Appendix DP1 に様々な文献からの考察が纏められている。
68 https://intermoor.com/technical-articles/permanent-vs-temporary-moorings/（2021/12/26 閲覧）
69 Kai-Tung Ma et al., “Mooring System Engineering for Offshore Structures”, 2019.
67

272

付録 9
準備作業を始め、その後の様子により最終的な切り離し作業を実施するかを判断する運用が採用されている。
保守については、付録 7 に記載しているため、詳細は省略するが、ダイバーチェック又は ROV による目視点検等が実施されている。一方、カテナリー係留の場合、その特徴から端部（海底側）は海底にあることから全面を目視点検できない点等が課題として挙げられている 70。

浮体
構造物
合成繊維
ロープ

チェーン等

重力による係留

浮力
タンク

バネによる係留
図 56

トート係留の利点
合成繊維
ロープ

カテナリー係留

トート係留

図 57

浮力による係留

復原力に着目した係留方式

浮体
構造物
チェーン

浮体
構造物

• 係留半径が小さく、係留索が海底に接しないため、フローライ
ンを自由に配置できる。
• FPSOの移動量をカテナリー係留の50％以下に減少し、最大張力
も 80～95 ％に減少できる。
• 係留コストをカテナリー係留の
40 ％まで減少できる。
• カテナリー係留と比較すると、係留の敷設時間とコストを大幅に減少できる。

トート係留の概要と利点

A. Yao et al., “Review of Offshore Mooring System Life Extension - Challenges and Recommendations”, The 24th
offshore symposium, 2019.
70

273

付録 9
 一点係留
一点係留については、図 58 に示す様に様々な種類が開発されており、カテナリー係留、コラム・
ブイ係留、タワー係留、トート係留の合計 4 システムが使用されている（図 58 ではトート係留を省略）。一点係留では、振り子のような運動をすることがあるため、通常、船尾にスラスタを搭載している。
カテナリー係留として、CALM 係留とタレット係留がある。コラム・ブイ係留については、構造体（ブイ・コラム）の浮力で係留復原力を得るシステムであり、SALM、SALS、アーティキュレイテ
ッドコラム等が水深 50～200m の海域で使用されている。タワー係留は、ジャケットと船体をウィッシュボーン型ヨークで連結したシステムであり、タワーを設置する必要があることから水深が浅い海域で使用されている。

ターン ヨーク
テーブル

係留ホーサー
浮体
構造物

浮体
構造物

係留ブイ

浮体
構造物

ブイ、スイベル

ヨーク
ライザー
アンカーチェーン

カ
テ
ナ
リ
ー
係
留

係留のチェーン（海底側までの図示は省略）

CALM係留タレット係留
浮体
構造物

ジョイント

コ
ラ
ム
・
ブ
イ
係
留

アーティキュレイテッドコラム(AC)

SALM

ヨーク
浮体
構造物

浮体
構造物

タワー

タ
ワ
ー
係
留

浮力
タンク

ライザー
係留のチェーン（海底側までの図示は省略）

タレット係留

SALS

図 58

タワー係留

一点係留の種類 緊張係留緊張係留（TLP）とは、図 59 に示すように浮体の余剰浮力でテンドン（鋼管）に張力を作用させて浮体を係留する方法である（国際的には係留ではなくプラットフォームとして扱う）。TLP の大きな特徴として、鉛直面内運動が拘束され、水平面内の変位も小さく、変位が少ない構造である（他と比較して揺動が小さい）。一方、テンドンが切れた場合、張力を作用させて浮かせていることから、安定ではなく、転覆する。実際、ハリケーン Katrina が襲来した際、転覆した事例もある。近年、排水量を増やすことで復元力を向上させる TLP の構造が採用されている事例も存在する。設置可能な
274

付録 9
水深については、実績の観点からは、米国 Chevron 社 Big Foot の TLP が水深 1581m に設置されて
いる。

浮体構造物

テンドン
（浮体構造物と海底を接続する鋼管）

図 59

緊張係留の概要図

275

付録 9
 DPS（Dynamic Positioning System）
DPS とは、図 60 に示す様に GPS 等による位置センサーを用いて浮体構造物の位置を保持する技術であり、発電システム、スラスタシステム、DP 制御システムで構成されている。制御対象は、定常変位（風荷重、潮流荷重等）、長周期変位（長周期波浪変動力）であり、制御されるモードは水平
面内運動のみで鉛直面内運動は浮体の慣性力が大きく制御できない。DPS にはシステムの冗長性から
3 クラス（クラス 1～3）に分けられ、近年は最もクラスが高いクラス 3（任意の単一故障に加え，火災，浸水に対する区画の冗長性を有する）が主となっている。水深が深い箇所に立地する掘削リグ等では、係留費用の観点から多くが DPS を選択している。DPS についても、図 61 に示す様に係留同様にトラブル事例は存在し、制御不能になった事例も存在する。
スラスタの点検・メンテンスについては、水中交換式が存在し、例えば、川崎重工業株式会社の水中交換式レックスペラが挙げられる（詳細は、付録 7 に記載）。なお、スラスタの台数は、点検・メ
ンテンスの基数が作動しなくても位置保持できるよう、必要最低数より多く装備しておく必要があ
る。

GPS

浮体
構造物

アジマス
スラスタ

トランスポンダ
図 60

DPS の概念図

276

トランスポンダ付録 9
PMS: Power Management System
PRS: Position Reference System

図 61

DP 船における海難の主因別の発生件数 71

 モノコラム型浮体構造物で適用されている位置保持技術
モノコラム型浮体構造物は、北海、ブラジル沖等に設置されており、位置保持技術として、係留（多点係留）と DPS が採用されている 72。ブラジル沖に設置されている Sevan Driller では、ある箇所で掘削後に別の場所に移動して掘削することを考慮し、DPS が採用されたと考えられる。また、ブラジル国営石油公社、石油天然ガス・金属鉱物資源機構・IHIMU 等の共同研究で検討されたモノコ
ラム型 FPSO では、チェーンとポリエステルの組合せによる係留が検討されていた 73。
3.2.

各位置保持技術の長所・短所の整理

前述のように、位置保持技術は係留と DPS に大別されるため、係留と DPS の長所・短所を検討した。その結果を表 23 に示す。検討においては、独立行政法人石油天然ガス・金属鉱物資源機構「海洋工学ハンドブック（第 7 版）」に記載されている長所・短所を参考に検討した。係留は、DPS と異なり、浮体式原子力発電が電源喪失した場合でも位置保持することが可能である。一方、係留についても係留索が全て損傷した場合には、位置保持機能を喪失する。
また、係留は、一点係留、多点係留、緊張係留に分けられるため、それぞれの係留方法の長所・短所を検討した。結果を表 24 に示す。一点係留の最大の特徴であるウェザーベーン効果の恩恵については、モノコラム型であれば、どの向きからの波風荷重もほぼ同じなので、一点係留による荷重軽減はな
い。また、モノコラム型では、回転する必要がないため、一点係留特有のスイベルの機構の効果がない。多点係留については、一点係留のような係留点周りの回転は発生しないこと等が長所としてあげられる。緊張係留については、動揺がほとんどないことが長所として挙げられるが、テンドンが切れた場
合には転覆する可能性が短所として挙げられる。
片倉「CREAM を適用した DP 船の事故分析手法に関する研究」（東京海洋大学大学院修士論文、2020 年度）
Sevan SSP 社ホームページより（Goliat FPSO はチェーンとポリエステルロープの組合せにより係留、Sevan Driller
は DPS クラス 3 により位置保持）。
73 正信他「モノコラムハル型 FPSO システムに係る安全性評価」（海上技術安全研究所報告、H23 年度）
71
72

277

表 23

係留と DPS の比較（長所・短所）
DPS

係留· システムが単純で、発電機・スラスタ・制御システムがな
い。
長所

付録 9

· 操縦性に優れ、位置移動が容易（とはいえ、海底ケーブルが付いている以上その許容範囲内でしか動けない）。

· システム損傷（電源喪失等）による位置逸脱がない。

· アンカーハンドリングタグ（AHT）は不要。

· スラスタなどの水中機器リスクがない。

· 水深依存性がない。

· 大規模化に対応可能。

· 移動するために必要な作業の作業時間が短い。

· サプライボートなどの船と接舷しやり取りが容易。

· 海底障害物の影響を受けない。
· 定点保持が可能。

· 係留後の操縦性が小さい。

· 発電機・スラスタ・制御システムなどの複雑で高度なシステ· アンカーハンドリングタグ（AHT）が必要（設置工事の時のムが必用。
· 初期コスト（CAPEX）が高い。

み）。
· 係留離脱に数時間から数日を有する。

· 位置保持のため常時運転しておく必要があり、燃料費が高· 係留索が切れた場合、漂流する。

い。
· 故障（電源喪失等）による位置逸脱が起こりえる。
· 位置逸脱は不意に起こるので、船外（例えば、送電線）との切断リスクが高い。

短所· スラスタなどの水中機器点検におけるダイバーや ROV の損傷リスクがある。
· 機器の保守費が高い。
· 海底ケーブルとの取合いの関係上、浮体の移動量が制限される。つまり、DPS に高い冗長性（DPS のクラス分類で最も高いクラス 3）が要求される。
· 規模が大きくなるとスラスタや発電機の容量が大きくなり、
現実的ではなくなる。

278

表 24

各係留方法の比較（長所・短所）

一点係留

多点係留

· 浮体構造物の波浪抵抗を軽減（ウェザ· 一点係留のような係留点周りの回転はーベーン効果）できるため、係留索に発生しない。

かかる荷重が少なくなる。そのため係· 一点係留より構造的冗長性が高い。

留索の本数、サイズを小さくできる· Slip Ring が無く海底ケーブルの引込み（ただし、モノコラム型であれば、ど

長所

付録 9

作業が容易である。

の向きからでも波風荷重はほぼ同じで· テンドン設計において一点係留・緊張あり、一点係留にする荷重軽減はない

係留よりも適用水深の制約が低い。

（円筒船型ですでに効果あり））。
· シャトルタンカーとの荷役は、タンデ· 一点係留よりも可動部が少なく施工も緊張係留· 動揺がほとんどない。
· 展張範囲が小さい（海底占有面積が少ない）。
· 緩係留方式と比較して設置の位置決め精度が高い。
· Slip Ring が無く海底ケーブルの引込み作業が容易である。
· 海面上の変位がほとんどない。

メンテナンスも容易である。

ム方式となる。タンデム方式（船を前· 海面上の変位が少ない（一点係留に比後に係留し、荷役ホースを使う）は一

べると少なく、緊張係留に比べると大般的に安全といわれている。

きい）ので海底からのホースや電線ケ
ーブルを浮体構造物と接続することが可能。
· 実績多数あり、信頼性のある係留方法。

· ジャックナイフ現象発生の可能性がある（一部の一点係留方法のみ）。
· 多点係留より構造的冗長性が低いので短所

フェイルセーフに配慮が必要である。
· 係留索のねじれるリスクがある。

· 係留索のねじれるリスクがある。
· 一点係留・緊張係留と比べ輸送船や補給船のアプローチに制限が出る· 海象条件により係留索数が多く、長くなり、海底占有面積が大きい。

· 送電用に Slip Ring が必要（海底ケーブ· テンドンが切れた場合、転覆する可能性がある。
· テンドンには常に大きな変動張力が作用するため、鉛直引抜き力＋繰返し荷重に対するアンカーの設計が極めて重要である。

ル引込み作業が難しくなる）
。

279

付録 9
一点係留

多点係留

· 浮体が 360°回転するため、海面上の

緊張係留· 大きな張力がかかるテンドンの着脱占有面積が大きくなる。

（張力バランス等）の施工管理を慎重に行う必要がある。
· 水深が浅いとテンドンに過大な張力がかかるため設計が難しい。
· 一点係留と比べ輸送船や補給船のアプローチに制限が出る。
· 水深によっては係留索の固有周期と浮体の動揺の共振に注意が必要である。
· 浮体が波から受ける荷重を減らすた
め、セミサブ型の船型とすることが多いが、この場合はペイロードが少なくなる。
· 海底地盤との緊張係留のため地震に注意が必要である。
· 海底基礎のコストがかかる。
· 水深によっては係留索の固有周期と浮体の動揺の共振に注意が必要である。
· 海底地盤との緊張係留のため、地震に注意が必要である。

280

付録 9
3.3.

総合評価

総合評価として、調査した係留や DPS 等が設定した要求機能 3 点に適合するかを確認した。また、
これら結果から、浮体式原子力発電で考えられる位置保持技術を検討した。
 各位置保持技術の要求機能への適合性
結果を表 25 に示す。現時点では、係留（緊張係留を除く）と DPS のどちらも 3 つの要求機能を満たしていると考えられる。
表 25

係留と DPS の要求機能への適合性
DPS

要求機能

係留

①浮体構造物を一定位· 本要求機能を満たしている。

· 同左②洋上における点検・· 定期的な点検・メンテンスと· スラスタの点検・メンテナン

メンテンスの実現性がして、ROV やダイバーチェスが主要な作業となるが、水あり、容易なこと

ック等を実施している。作業

中交換用が開発されており、内容の詳細については、付録交換したスラスタを点検す

7 を参照。

る。

置に保持できること

係留の場合、再接続が可能なこと· 緩係留については、取替可能である。

· 係留索が存在しないため、評
価対象外とする。

· 浮体式原子力発電においては、Permanent Mooring とTemporary Mooring の両方の思想を組合せたものが考えられる。また、プリセット係留システムと同じ考え方の採用が考えられる。
· 緊張係留については、再接続する技術的難易度が相当高いと考えられるため、現時点では満たしているとは言えない。
· 再接続については、係留だけ
でなく、送電線についても検討が必要であり、今後実施する必要がある。

281

付録 9
 浮体式原子力発電で考えられる位置保持技術
ここまでの検討結果から、浮体式原子力発電の位置保持技術として、多点係留と DPS のどちらかの採用が考えられる（両方を採用することも考えられる）。
一点係留については、以下の理由から採用することが考えにくい。
· 最大の特徴であるウェザーベーン効果については、モノコラム型の場合には浮体構造物の形状からその効果をすでに得ているため、一点係留の最大の特徴を得るために採用する必要がない。
· 短期的観点からは一点係留装置を介して送電する技術が確立されていないこと（FPSO の電源を再生可能エネルギーで賄うことが検討されており、高圧電気スイベルの開発が行われている状
況）。
· 多点係留より構造的な冗長性が低いこと。
また、緊張係留についても、以下の理由から採用することは考えにくい。
· テンドン（鋼管）が損傷した場合、転覆するため、その影響を考慮すると考えにくい。
· ドライドック入りすることが現実的でない。
位置保持する機能は、外部電源喪失防止等の観点から安全を有する機能であり、非常に重要な機能である。そのため、位置保持機能喪失の要因を検討し、その結果からどの位置保持技術の採用が考えられるかを検討した。図 62 に示す様に係留と DPS の両方で共通要因による位置保持機能喪失が考えられることから、浮体式原子力発電では、係留と DPS の両方を設けることも一案として考えられる。また、原子力発電の重大事故等対処設備にあたる設備として、図 63 に示す様に係留と DPS の両方が喪失した際にあらかじめ浮体構造物内に設置している錨を投げ下ろすことも考えられるが、走錨の防止と十分な把駐力を確保するための技術開発に課題が残る。一方、投錨作業は通常、錨鎖の操出速度を制御して落下させるものであるが、重大事故時には電源喪失状態も考えられ、その実現性は今後検討が必要である。

282

付録 9

位置保持機能喪失

DPS 機能喪失

係留索損傷

操

製

疲

荷

業

造

労

重

ミ

欠

・

ス

陥

腐

スラスタ故障

過

シ

電

ス

源

テ

喪

ム

失

食

障

等

害

共通要因による
津台

波風

機能喪失事象

漂
流
物

図 62

位置保持機能喪失要因（一部）

通常時

浮体式
非常時

原子力発電

図 63

非常時用の錨イメージ図

以

283

上

付録 10
ステップ１

表１

分類

熱水力

核特性

その他

浮体揺動における BWR 成立性の評価

ステップ２

文献・設置許可による重要パラメータまとめ

付録 10
ステップ３

表２

実験設備の構成および資金調達手段の選定

実験条件の選定と要求機能の整理
揺動による影響（変化の程度）の確認を要するパ

揺動試験

着目すべきパラメーター

文献で着目され

設置許可に

BWR実機

（インプットと結果が混在してる？？）

ているか

記載あるか

での概算値

燃料棒熱伝達率

〇

〇

非公開

〇

サブクール度

〇

×

10K

×

・流路温度計測◎

ボイド率（ボイドークオリティ相関式等）〇〇

40%（平均）〇

・ボイド計で計測◎

限界クオリティ

〇

〇

非公開

〇

・ボイド計で計測

非対象

限界熱流束

〇

〇

非公開

〇

・ヒータピン表面温度計測

炉心流量

〇

〇

2m/s

×

・流量計測

非対象

傾斜や回転による流量分布

×

〇

不明

×

・流量計測

◎

流動様式

〇

×

単相～環状流〇・カメラによる観察◎

自然循環による流量（MIT論文の関係）

×

〇

不明

×

・流量計測

二相流摩擦抵抗倍率×〇0.2MPa

〇

・圧力計測

◎

二相流局所圧損倍率

×

〇

非公開

〇

・圧力計測

◎

MCPR

×

〇

非公開

〇

・ヒーターピン出力

チャンネル水平ボイド分布（出力分布）

〇

〇

不明

〇

・ボイド計で計測

非対象

安定性

〇

〇

不明

×

・高速度カメラやボイド計？

非対象

二相流体のチャネル内スイープ時間遅れ

×

〇

非公開

×

・高速度カメラやボイド計？

非対象

ポンプ特性(Q-Hカーブ)

×

〇

不明

〇

・流量変動で模擬

非対象取得するための方策は？

ラメーターか〇：モデル及び入力の修正が必要なもの

・ヒータピン表面温度計測（・CFDで補間する）

◎

◎

非対象

非対象

・圧損、流動不安定などのパラメータ・解析コード入手
・揺動効果を加えた改良

解析コードの改良及び妥当性の検証
・TRACE/TRACなど
・モデル化の方針と課題の明確化

修正した解析

複数の揺動パター

コードの妥当ンに関する計算の性確認

実施及び解析

(1) 電中研：・SILIUS-３D＋我孫子研究所の加振台◎：設備仕様が明確で「流量変動」や

大気圧～実機条件（高温高圧）

画に反映

実験設備の構成および資金調達手段の選定

解析コードによる揺動の影響確認

ここまで
COCN活動

実験実施「出力変動」の試験が実施可能
注）高温高圧状態での揺動試験は、圧力容器の許認可上無理な可能性がある(2) 国内：プラントメーカー，大学，JAEA他（要調査）。

(3) 国外：【揺動CHF試験】(2) 国内：・イタリア：SIET（旧・CISE）(*1)※低圧損型セパレーター実規模試験、
AP1000やNUSCALEなどの許認可用デー
タ取得（受動的冷却系？）
・カナダ：Stern Laboratory(*2)※CHF専用の施設有。BWR垂直フルス〇：現状の設備仕様・管理状況が不明
であり、費用や実施時期が不確定(3)国外：▲：実規模揺動試験が求められた場
合、法規制、実績や対応の早さなどのケール ( 10×10）、ほかPWR/CANDU

観点から唯一の候補(4) 船上試験：【揺動CHF試験】(4) 船上試験

・候補未定

(*2)

解析結果を実験計

実験設備の評価(1) 電中研：(*1)

必要な実験データの整理（COCNの活動）・流動変動

計測可能な実験設備の候補（案）の対象

解析コードの改良及び妥当性検証に評価に必要なパラメータ

表３

解析コード
の高度化

△：揺動試験が求められた場合に候補として考えられるが、実績不明である

https://www.siet.it/testing-laboratory.html
http://sternlab.com/

揺動場BWR炉心特性を改良した解析
コードで予測し、許認可を取得する・炉出力（核熱カップリング）など

COCNでのまとめ方
・揺動事象の整理と許認可の関係（設置許可）
・解析コードで何を扱うのかを記載する（最終的には解析が必要という結論）
・解析コード改良・妥当性検証に必要な実験データの整理→実験計画284

付録 10

浮体揺動におけるBWR成立性の評価【実験計画の策定：文献調査結果】
スクリーニング①：関連文献の概略調査
文献ラベル

タイトル・著者名など（担当機関）※タイトル前の○は、各文献ラベルの※赤字は追加機関

引用元になっている論文①-i【むつ：藤永】

揺動の種類"原子力船「むつ」の原子炉", 藤永 '66

論文の概要

重要度の判断理由△：調査対象×傾斜・実験の位置づけについて言及
・実験そのものの詳細な記述なし○

・RETRAN-02にむつでの揺動を考慮

原子力船むつの熱流動設計に資するためシステム動特性解析に相関式を導入し、解析評価を行った。解析と実験の結果が網羅されているが、詳細が記載されておらず、他の文献を参照する必要がある。

二相流（CHF）及び単相流（自rolling, heaving, stationary

然循環）

inclination

二相流

rolling

・実験で回転が自然循環流量に与える影響が小さいことを確認

during oscillations" Ishida +'90

揺動の与え方（試験装置加振 or 流

揺動加速度振幅

揺動周期 [s](揺動周波数[m/s^2]

量変動）

流体の種類

圧力 [MPa]

熱流束

流量 [kg/s][MW/m^2][Hz])

CHF [MW/m^2]

平均ボイド率出口ボイド率

入口温度 [K]（サブクール度）

subcool数

出口温度 [K]phasechange数(Zuber数)

ステップ②対象外

・COBRA-IVのCHFに加速度影響を考慮○【ishidaの論文】"Thermal-hydraulic behavior of a marine reactor(roll・heaveなど)

単相流 or 二相流

×：除外

・縦揺れの炉外実験を紹介○【藤永の論文】

スクリーニング②：関連文献の実験条件詳細調査

【重要度】
○：重要

計算で仮定

4 ～ 16 (CHF)

水0.067, 0.20

10.88

447 (11x11-

R113

0.3

assembly)

水，蒸気0.22 ~ 0.35

0 ~ 0.12 kW

36MWt

1, 20

【ishidaの論文を引用】"Experimental study on two-phase flow instabilityof natural circulation under rolling motion○

・rollingにより自然循環流量に影響があることを実験で確認
・試験条件の記載あり(1~4bar, サブクール度:0~40K, ローリング角度:10, 15, 20°, 周期5~12.5s)

ローリング時の自然循環の二相流の不安定性を実験により計測した研究。ローリング角度の増加により不安定化が進むと共に振動は非線形となった。複雑な振動モードを2タイプに分類した。

試験装置加振（回転）ローリング角度：10～20°
周期：5～12.5 [s]5 ~ 12.5 [s]Tin=95 ~ 105℃

Q=4.33 ~ 8.0 kW

ΔTsub,in= 7 ~ 35 [K]

25 ~ 105

condition" Tan +'09
(1) 洋上原子力を利用した海水脱塩装置をターゲットとした揺動条件下における核沸騰開始点に関する実験研究【ishidaの論文を引用】"Experimental study on onset of nucleate boiling in
narrow rectangular channel under static and(2) テストセクションは大気圧・垂直狭隘矩形管流路を用い（2mm×40mm×1200mm）、流量・熱流束・サブクール度、heaving△

重要度△と判断した。

heaving conditions" Hong +'12①-ii
【むつ：ishida】

振動数などに関する核沸騰開始点の依存性が検討され、揺動場の実験条件が示されているが、実験流路がかなり特殊であるため、・CHFモデル（検証含めて）【ishidaの論文を引用】"An improved mechanistic critical heat flux model×【ishidaの論文を引用】"Effect of rolling motion on two-phase frictionalpressure drop of boiling flows in a rectangular

・運動の影響が検証されていない・モデルの不確かさが高い

and its application to motion conditions" Liu +'12

・rolling 条件下のサブクール沸騰領域での圧力損失、流量変化、熱伝達係数を実験的に調査。
△

・揺実験条件に関する記載あり
・イントロに記載されたrollingに関する実験複数あり

narrow channel" Chen +'15

ステップ②対象外

ステップ②対象外

ステップ②対象外【ishidaの論文を引用】"Study on CHF characteristics in narrowrectangular channel under complex motion

×・解析プログラムについての論文であり、実験の記述なし

ステップ②対象外△

・加速度の周期変動が平行流路の安定性に与える影響を解析し、実験結果と対比

平行流路の沸騰二相流を均質流モデルで近似し、安定性解析を行い、安定境界を把握した。時間領域解析の結果、振動が安定境界に与える影響は小さい。流路間で出力の不均衡がある場合には安定性に影響があることを示した。

二相流

heaving解析の仮定

上下方向の振動時(heaving)のCHFの低下傾向を実験により確認した研究。冷媒はフロン113を使用。洋上原子炉を想定している。

二相流

heaving

試験装置加振condition" Gui+ '20【ishidaの論文を引用】"Research on Two-Phase Flow Instability in Parallel
Narrow Rectangular Channels Under Heaving±0.98 ～ ±4.9

0.25

水

3

0.08

0.5-1.5 [Hz]Freon-113

0.3

510, 980 kg/m2s

１～13

５～23

Condition" Qian + '14○【大辻の論文】"Critical heat flux of forced convection boiling in an
oscillating acceleration field — I. General trends"

・縦揺れにより鉛直方向の加速度が変化した場合の流量及びCHFの変化を計測○

・試験条件の記載あり(3bar, ΔTsub=1~60K, Freon-113)・鉛直方向流れのサブクール沸騰領域における気泡離脱時の気泡径をheavingを加えて実験・実験条件あり・気泡径について理論モデルによる予測値を評価し、実験値と比較【大辻の論文を引用】
subcooled boiling flow under static and heaving○

・イントロに記載された参考文献も調査対象候補に追加検討
1. Ishida and Yoritsune, 2002 DRX論文
2. Humphries and Davies, 1998; IAEA-TECDOC 1172

conditions" Hong +'12

3. Panov et al., 1998 IAEA-TECDOC 1056②-i

0.112-0.247-0.05~0.19

1-60 K（出口クオリティ）・大気圧・加速度最大0.3gのheave運動の条件下で離脱気泡径のサイズを調査した二相流単管実験を実施
・周波数は浮体式原子力で想定しているものよりも4～５倍程度大きい
・heaving platformには加熱器・テストセクション・復水器を載せて、その他の機器とは柔らかいチューブで接続している・heavingによる付加加速度と流量変動によって、離脱気泡径は揺動のない場合と比較して小さくなる傾向にある（Fig. 5とFig. 9の比較参照）
・付加加速度と流量が共に最大のとき、離脱気泡径は一番小さな値になる（Fig. 9参照）。一方両者が最小の場合、離脱気泡径は最大値になる。
・本研究の実験条件では、加速度と流量の位相差は180度ずれている（Fig. 9参照）

二相流

heave

試験装置加振0.032-0.300(0.2-0.51Hz)

水・蒸気

0.15 (ほぼ大気圧300-710

水0.1MPaフレオン1130.5MPa65-298

サブクール度=20-40

二相流

ROLL

試験装置加振Rolling amplitude：10°

二相流

Heave

試験装置加振0.10、0.15、0.20、0.25ge

二相流

heave, roll, pitch, inclination

試験装置加振諸機関の実験を纏めたレビュー論文であり、CHF及び熱伝達率（表4）、圧力損失(表5)、流動不安定性(表6)、ボイド挙動・流動様式(表7)に関する諸機関の実験条件が表に纏めて記載されている。

・StaticだけでなくHeaving の効果を加味した離脱気泡径の予測値を壁面に付着している気泡の力学平衡条件から導出（heavingに対する補正は、重力加速度および流速に反映）
・当該離脱気泡径の予測値と実験値との平均誤差は+-17.5%
・なお当該予測値の適応範囲は 加速度<0.3g、レイノルズ数 Reに対して、2800<Re<7200【揺動/流動変動：大 【大辻の論文を引用】
辻】

0-4.9 m/s2

・実験の位置づけは洋上原子炉との記載あり

Otsuji & Kurosawa '82"Bubble departure size in forced convective

0-0.5 g"Experimental research of bubble characteristics innarrow rectangular channel under heaving motion"

・縦揺れ(heaving)時の矩形流路の沸騰，気泡挙動を振動の位相毎に計測△・サブクール沸騰，気泡流の条件の記載あり（大気圧1.4bar, サブクール度:30K）
・振動の周期の根拠は記載なし

Hong +'12

ステップ②対象外
本研究は強制循環の流れの不安定性を調査するために、ローリング条件下のミニ長方形チャネルで実験的を行っている。二相流の不安定性に対するローリングの影響を分析するために、静止条件とローリング条件の両方で、流量、システム圧力、入口流体温度などのパラメータを用いて実験を行った。実験中、静止状態では典型的な圧力損失振動（PDO）が観察されたが、ローリング状態では単相流変動、トラフ型流れ振動、連成流れ振動、二相流変動などの【大辻の論文を引用】”Experimental investigation on flow instability offorced circulation in a mini-rectangular channel〇

・二相流のローリング条件下の試験

豊富な実験現象が見られた。正弦波で変動する単相流変動は、ローリングによって直接引き起こされる。一方、二相流変動は、ローリングによって引き起こされる変動を伴う環状の流れの領域にあると考えられる。トラフ型流れ振・試験装置、条件の記載あり

動は、圧力損失と熱伝達特性による沸騰の初期として確認された。試験チャネルの出口に近い部分で断続的な沸騰が発生するため、トラフ型の流れの振動中に、チャネルの出口部分の圧力損失変動に1つのローリング周期で2つの波

under rolling motion” Yu +'16

Rolling period：
19.2s

Average inlet flow
rate：0.1～0.5m3/ h

ー

ー

ー

68℃

ー

ー

ー

ー

ー

0、25、50Kーーのピークが確認された。高速フーリエ変換（FFT）の方法を使用して、結合された流れの振動を分析すると、振幅スペクトルには、ローリング周波数とPDO周波数を含む2つの周波数が確認された。したがって、連成流れ振動は、ト
ラフ型流れ振動とPDOの重ね合わせであると考えられる。また、連成流れ振動の連成メカニズムについて説明し、流れの不安定性の進展特性を示した。

○【大辻の論文（日本語版）】

・動揺による限界熱流束の低下を調査"加速度変動時の限界熱流束に関する実験,その2; 加速〇度変動時の限界熱流束の測定,第2報" 楠他 '88②-ii【揺動/流動変動：
Tian】"Flow boiling heat transfer under marine motions: A
comprehensive review" Tian +'20〇

界熱流束の低下を定量的に求めることにある。実験はR113 を用いて行った。実験の結果，0.5 MPaの圧力条件でも静止時限界熱流束に対する動揺時限界熱流束の比は見かけの重力加速度の最低値の1/4乗に比例するという保守的相関式が適用できることを確認した。 また，加速度変動による流量，出口ボイド率の変動の周波数応答関数を測定した。出口ボイド率の変動の周波数応答関数より加速度変動は沸騰流路のある狭い区間でのみボイド率変動に強く影響"船用水冷却原子炉の熱限界と流力特性に及ぼすヒー〇

一色 '65ー

500、1000kg/m2s

すると判断した。

(1) 揺動場沸騰をターゲットとした熱伝達、限界熱流束、圧力損失、流動不安定性、気泡挙動、流動様式に関するレビュー論文(1) 揺動場沸騰をターゲットとした熱伝達、限界熱流束、圧力損失、流動不安定性、気泡挙動、流動様式に関するレビュー論文(2) 各論文における実験条件（作動流体・揺動条件含む）及び結果（熱伝達率・限界熱流束・圧力損失・流動不安定性・季報挙(2) 各論文における実験条件（作動流体・揺動条件含む）及び結果（熱伝達率・限界熱流束・圧力損失・流動不安定性・季報挙動・流動様式）など、揺動場の実験条件が表で整理されている

動・流動様式）など、揺動場の実験条件が表で整理されているため、重要度〇と判断した。

※レビュー論文であるため右記のパラメーターは各種実験の網羅的な値を示す

1atm、PWR向け（最大ボイド率<20％）、ヒービングと傾斜の影響○【一色の論文】
ビング，傾斜等の影響とその対策"

・加速度変動が強制対流限界熱流束に及ぼす影響に関する測定結果を述べている。
・実験条件、装置の記載あり○【Tianの論文】

舶用炉においては，舶体運動に伴うみかけの重力加速度の変化によって限界熱流束がうける影響を明らかにすることは，炉心の熱水力設計手法の確立並びに安全性評価のために重要な課題である。本共同研究の目的は，動揺時の限主な知見も表中のremarkに記載されている。【別シート「②-ii表」参照】

30 mm 内径管試験は、CHF に集注して、傾斜とheaveの影響が自主的なと結果になった。

・CHFに影響、評価式を含めCHFの評価式を作成した。

・チャンネルの共鳴（解析）二相流roll, heave, heave+傾斜試験装置加振heave: 10.8 m/s2

解析による安定性を検討した。ループの共振の週波数を評価した。

・泡のマイクロ挙動へ影響

roll: 5~23 s

水heave: 3~10 s

8 mm 外径ヒーター

0.1

で

記載無し

< 3 MW/m2

＜20％

記載無し

記載無し

記載無し

0.5~149~35< 1ｍ/ｓ

論文のおよび師岡の検討を記入①この論文の結果に基づいて、むつ を設計したとは思えない。
②大気圧のデータから高圧への外挿は、色々な面で不明な点が多い。（ページ５）③ヒービング、傾斜によりボイドの挙動（核的なフィードバックも含めて）がかなり複雑になる（師岡：可視化実験の観察結果から複雑と考えたと推測される）。この点から、限界サブクール（ボイドが生じないサブクール）以上○【一色の論文（英語版）】

・揺動時および傾斜時のボイド分布の可視化実験結果(低圧）および挙動検討”EFFECTS OF HEAVING AND LISTING UPONTHERMO-HYDRAULIC PERFORMANCE AND〇

CRITICAL HEAT FLUX OF WATER-COOLED・揺動時のCHF減少実験結果(低圧）およびCHF減少実験式の検討(師岡；定性的には間違っていないが、実験式の数値の汎用性は疑問）
・揺動時のボイド変動を予測する簡易モデル提案MARINE REACTORS.” Isshiki '66にサブクールされた純PWRの方が有利である。ただし、BWR、改良PWRのようにボイド発生を許す場合は、適切な安全余裕をとればいい（師岡：安全余裕の取り方をどうすればいいかは、現状ではわかっていない。）。
④ヒービングによりCHFは減少する。減少する要因は、絶対重力加速度の減少、気泡の巨大化、流速の低下、ボイド比の増大。これらの要因は圧力が変化してもヒービングによりCHFは減少する（ページ４２）。
⑤どのくらいＣＨＦが減少するかは、定常状態でもＣＨＦ（バーンアウト）を純理論的に予測出てきていないので、現状では予測は無理である（ページ４２）

Cyclic heaving motions up to+-1.1 gravity amplitude and 30o 試験装置加振

二相流⑥傾斜する場合は、ボイドの偏りがあり、更にCHFを減少する要因がある。

水ー蒸気二相流、大気圧

ＣＨＦまで実施している

list⑦核フィードバックの効果は議論していない。しかし、ボイド率が増大すると出力が低下するので、安全側になる。（ページ４２）(師岡：ヒーリングにより流速は振動するので、出力が増大する場合もあるはず)
師岡の意見：現象の理解、ＣＨＦの定性的な傾向の理解に利用できるが、この試験結果を利用して、ＢＷＲ浮体式原子力発電所式の成立性を評価することは無理がある。炉心の流量変動、ボイド率変動は、揺れの大きさにより左右されるので、浮体式原子力発電所式でどのくらいの変動になるかをまずは予測する必要がある。

【一色の論文を引用】”Development of analysis code for thermal hydrodynamics of marine reactor under multi-

・原子力船「むつ」の揺動の検証を実施した解析コードの改良および実験解析に関する論文
×

dimensional ship motions, retran-02/grav” Ishida

・解析結果と比較されている参照実験あり：手嶋・山口（1978）

heaving motions up to *1.1

ステップ②対象外

ステップ②対象外

gravity amplitude and 30o list

・本論文は、熱伝達率およびボイド率への揺動による影響を考慮しておらず、実験で確認すべきと推奨している。

'92【一色の論文を引用】"Experiments of two-phase flow dynamics ofmarine reactor behavior under heaving motion"

・縦揺れ(heaving)時のむつの2次系（SG及びダウンカマ）のボイド率，圧力，ダウンカマ水位，温度の変化を計測し，周波数特性○

Ishida '97"Review on Thermal-Hydraulic Characteristics of
Nuclear Reactors Under Ocean Conditions" Wang

縦揺れ(heaving)時のむつの2次系（SG及びダウンカマ）のボイド率，圧力，ダウンカマ水位，温度の変化を計測し，周波数特性を分析。

・試験条件の記載あり(Table 1, 6bar, 159℃, 周期1-5s, スケーリングの記載はなし)

試験条件の記載あり(Table 1, 6bar, 159℃, 周期1-5s, スケーリングの記載はなし)

二相流

heaving

試験装置加振±0.3

1.6～5 [s]0.2-0.61 [Hz]

水，蒸気

0.14

300-700 (kg/m2s)

98-170.4－

ΔTsub,in=30 [K]・入口圧損を上げると安定するなど，BWRへの考察の参考となる見通し【一色の論文を引用】
②-iii

を分析。

〇

(1) 浮体式原子炉をターゲットとした圧力損失（単相・二相）、流動不安定性（自然循環・強制循環）、熱伝達（単相・二相）、(1) 浮体式原子炉をターゲットとした圧力損失（単相・二相）、流動不安定性（自然循環・強制循環）、熱伝達（単相・二相）、限界熱流束（heaving, rolling, 傾斜）に関するレビュー論文

限界熱流束（heaving, rolling, 傾斜）に関するレビュー論文(2) 従来実験の問題点・結論の齟齬などを指摘している（単チャンネル、単純振動、二相流振動周期と揺動の周期、複雑な実機条件・形状を模擬していない、及び加熱長・非均一加熱、スペーサーのミキシング効果なし）(2) 従来実験の問題点・結論の齟齬などを指摘している（単チャンネル、単純振動、二相流振動周期と揺動の周期、複雑な実機条(3)各種現行浮体式の特徴、流動不安定性・熱伝達率・限界熱流束など、揺動場の実験条件が表で整理されている

件・形状を模擬していない、及び加熱長・非均一加熱、スペーサーのミキシング効果なし）※レビュー論文であるため右記のパラメーターは各種実験の網羅的な値を示す

heave, roll

試験装置加振■圧力損失（二相流）
・Cao et al., (2006):二相摩擦係数(two-phase frictional resistance factor)に変化がみられる
・Jin et al., (2014):摩擦圧力損失に振動が見られる、rolling周期の減少・角度の増加に伴い振幅は増大する

二相流

・Fluctuation scopeは空気含有量の増加、流速の減少に伴い増加する(3)各種現行浮体式の特徴、流動不安定性・熱伝達率・限界熱流束など、揺動場の実験条件が表で整理されているため、重要度〇【揺動/流動変動：一 '19と判断した。

色】

諸機関の実験を纏めたレビュー論文であり、流動不安定性(表2)、熱伝達率(表3)、及びCHF(表4)に関する諸機関の実験条件が表に纏めて記載されている。主な知見は以下の通りである。【別シート「②-iii表」参照）】

・Li et al., (2013):摩擦圧力損失の振幅は振幅周期の影響を受ける、周期の変動は時間平均化された圧力損失には影響を及ぼさない・Xing et al., (2013):Rollingの時間平均化された摩擦抵抗に対する影響は無視可能

・流体はR-134【一色の論文を引用】”Assessment of mars code for fluid-to-fluid method

×on CHF under heaving condition” Hwang '10

transfer models of pulsating flow in channels in・RollingによるCHFに影響

ステップ②対象外

・流量はBWRに合ってない【一色の論文を引用】”The modeling and validation of the flow and heat・1.3～2.4MPa

・数値解析の論文。テスト計算の検証に参照実験の記述あり。
×・パルス振動（3.6Hz）中の乱流に関する参照実験あり：Tu and Ramaprian (1983),
・rolling条件下の二相流実験参照： Luan (2009) and Zhang (2009)

rolling motion” Yan '12

ステップ②対象外(1) 浮体式原子炉の揺動時熱水力について傾斜や揺動(Linear/Rotation複合)を考慮したRelap5/scdamsim/mod3.4の改造（二相の運動量方程式）及び解析【一色の論文を引用】(2) 単相自然循環ループのRollingでの実験結果と比較し、コードValidationが実施されている。実験は円管流路で実施されてい"Development and validation of a thermal hydraulictransient analysis code for offshore floating nuclear

×reactor based on RELAP5/SCDAPSIM/MOD3.4"

る。0.6MPa。
(3) 静的傾斜とheavingは、RETRAN-02/GRAV(むつのために開発されたmarine reactor thermal-hydraulic analysis code)との比

ステップ②対象外

較も示されている。

Cheng '19

(4) 解析コード改良とそのValidationの事例を示した貴重な論文であるが、実験条件の詳細が記述されていないため、重要度は×と判断した。

【一色の論文を引用】”Comparison of flow instabilities under static
condition and marine motion conditions based on〇

experiments” Tang '14"Review of the nuclear reactor thermal hydraulic

・水、実圧、細いチャンネルの2本

Twinチャンネルで、設定した初期条件から熱流束を増加し、流量が不安定になる熱流束のサーベイを行った。

・動揺による安定性に影響ない

不安定データを分析した。

・周波数分析と議論

安定性へ、傾斜、roll及びheaveの影響がないと確認した。

二相流

・短いチャンネル（1ｍ）【一色の論文を引用】
Ｘ

research in ocean motions" Yan '17

・Ship motionによる熱流動特性（圧力損失、CHF)への影響の文献調査

この論文は、今までの船の揺動による熱流動現象への影響を調査しています。この論文により 今回の浮体式原子力発電所式の設計に応用できる情報はありません。ただし、このＷＧで指摘してきたように、高温高圧そして実機を・高温高圧でのShip motionによるCHFへの影響実験が必要

模擬した体系での熱水力試験（ＣＨＦ、流動不安定性、二相圧力損失など）の試験が必要で、解析モデルそして検証が必要と言うことです。

【一色の論文を引用】"Experimental study of single-phase forced
circulation heat transfer in circular pipe under△・単相流の実験・試験装置、条件の記載はある。

ステップ②対象外

rolling motion" Wang '13【原子力船「むつ」設置許可】
原子力第1船原子炉設置許可申請書（添八・添十）【IMO】
Code of Safety for nuclear merchant ships

×・定格運転時の耐加速度に対する要求はあるが、記載はあるが・揺動に対するDNBRの安全度の根拠となる記述なし
・具体的な耐加速度に関する数値・式なし

ステップ②対象外

×・具体的な耐過疎度に関する数値・式なし

ステップ②対象外

×・安定性(stability)の要求事項は、②-vの3に準拠【Russian Maritime Register of Shipping】②-v

Rules for the Classification and Construction of【揺動:耐揺動(法令・ Sea-Going Ships, Part IV Stability
規則)】【Russian Maritime Register of Shipping】
Rules for the Classification and Construction of
Nuclear Support Vessels,【Russian Maritime Register of Shipping】
Rules for the Classification and Construction of
Nuclear Ships and Floating Facilities,

ステップ②対象外

××・具体的な耐過疎度に関する数値・式なし
・roll などの回転角については記述あり

ステップ②対象外
ステップ②対象外

285

roll, heave, 傾斜試験装置加振heave: 1.97 m/

roll: 12 sroll: ＜0.5 rad/s2

heave: 2.5 s

300~700 kg/m2s
水3~8@50X2mm チャンネルサブクール度: 15~90＜0.75 MW/m2

検討無し

記載無し

K
出口: 飽和付録 10
浮体揺動におけるBWR成立性の評価【実験計画の策定：設置許可添付八調査結果】
浜岡５号機の設置許可申請書をベースとした安全評価に必要な物理量の抽出（添付八）
安全上の設計パラメータ
設計

レベル１

レベル2

レベル3

(見出しに対応)（見出しに対応)（レベル2を構成する重要な因子）

揺動・傾斜の影響確認が必要な物理量

炉心の過剰反応度
全制御棒の反応度制御能力

反応度制御
反応度

反応度係数

ー

停止余裕
制御棒価値

制御棒パターン

スクラム反応度

スクラム反応度曲線

ーー

燃料棒温度係数（ドップラ係数）

ー

燃料棒熱伝達率

減速材ボイド係数

ー

炉心流量、ボイド率

減速材温度係数ー

燃料棒伝達率、ボイド率

出力反応度係数ーー
ボイド率、傾斜や回転による流量分

核設計

出力分布

ー

ー

布（チャンネル出口静圧分布、上部
プレナム流動のため）

設備利用率などの運転条件
燃料濃縮度および燃料取替

次のサイクルの反応度寿命

定期的な燃料取替ー通常運転時の熱的制限値および目標燃焼度

臨時の燃料取替
制御棒引抜手順および制御

ー

棒パターン
キセノンによる影響ー

最小限界出力比(MCPR)

ー

最大線出力密度(MLHGR)ー

GEXL相関式

ー

出力分布

ー

ー

ー

ー

ー

キセノンの燃焼率ー
1%円周方向平均塑性歪

軸方向ピーキング係数
局所ピーキング係数

ー

炉心圧力損失摩擦圧損

ー

二相流摩擦抵抗倍率、ボイド率

局所圧損

ー

二相流局所圧損倍率、ボイド率

位置圧損

ー

ボイド率

加速圧損

ー

ボイド率

ー

ー

ー

原子炉冷却材再循環ポンプ最低速度曲線

ー

傾斜時のポンプ特性、MCPR

設計流量制御曲線ー

傾斜時のポンプ特性、安定性

原子炉冷却材再循環ポンプ定速度曲線

ー

ー

ー

ー

ー

流量制御
チャネル水力学的安定性

上記の出力分布と同様
流量分布

過渡状態に対する余裕
通常運転特性チャンネル水平ボイド分布ー口オリフィス設計
熱水力設計

ー
限界クオリティ

半径方向ピーキング係数

炉心流量分布および炉心入ー

キセノン濃度

限界基準への適合

炉心安定性限界基準への適合、運転上の設計基準への適合

領域安定性

限界基準への適合

動特性

軸方向出力分布

二相流体のチャネル内のスイープ時

半径方向ピーキング係数

間遅れ、ボイド率

軸方向出力分布

二相流体のチャネル内のスイープ時

半径方向ピーキング係数

間遅れ、ボイド率

半径方向出力分布

流量分布

反応度外乱
プラント安定性

限界基準への適合、運転上の設計基準への適合

圧力外乱
水位外乱

ボイド率

流量外乱
キセノン空間振動の安定性

出力反応度係数、炉心内出力の平ー

坦化割合、出力外乱286ー付録 10浜岡５号機の設置許可申請書をベースとした安全評価に必要な物理量の抽出（添付十）安全上の設計パラメータ
設計

レベル１

レベル2

レベル3

(見出しに対応)（見出しに対応)（レベル2を構成する重要な因子）

揺動・傾斜の影響確認が必要な物理量

引抜制御棒価値
原子炉起動時における制御棒の異常な引き抜き

燃料棒伝達率

スクラム反応度
ドップラ反応度

炉心内の反応度又は出力分布の異常な変化

引抜制御棒価値
出力運転中の制御棒の異常な引き抜き

スクラム反応度

原子炉冷却材流量の部分喪失

再循環流量の減少

燃料棒伝達率

ドップラ反応度

過渡解析

蒸気加減弁の閉止

自然循環による流量

給水流量喪失（MIT論文の関係）

給水加熱喪失炉心入口サブクール度

ボイド率

原子炉冷却材流量制御系の誤動作

再循環流量の増加

負荷の喪失

原子炉圧力上昇

ボイド率

主蒸気隔離弁の誤閉止

原子炉圧力上昇

ボイド率

原子炉冷却材圧力又は原子炉冷却材保有量の異常 給水制御系の故障

給水流量の増加流量、ボイド率な変化

主蒸気流量の変化

炉心内の熱発生又は熱除去の異常な変化

外部電源喪失

原子炉圧力制御系の故障

ボイド率

原子炉圧力の低下

給水流量の全喪失-

287

流量、ボイド率

付録 10添付１

流量振動あるいは流量出力変動時の沸騰遷移試験の従来研究

海面揺動により原子炉船の炉心流量が変動し限界熱流束（CHF）が減少することが一色そして大辻らの炉外試験により報告されている。
BWR タイプの浮体式原子力発電所式の場合、海面揺動により炉心流量が変動し、加えて炉心ボイド率が変動することにより炉心出力が変動する可能性がある。つまり、海面揺動により炉心流量と出力が同時に変動し(核熱カップリング)、それにより沸騰遷移が発生し核燃料温度の急上昇による破損、中性子束増大によるスクラムが発生する可能性がある。
このような点より、流量振動あるいは流量出力変動時での沸騰遷移試験の従来研究について調査を行った。
関連している研究を表 26 に示す。
調査のまとめ
試験条件など各研究で異なっているが、結論はほぼ同じ


流量が増大減少を繰り返し振動すると限界出力（ＣＨＦ）は減少する。



流量振動振幅が増大すると限界出力（ＣＨＦ）の減少幅も増大する。



各研究で使用している解析ツールは違うが、解析により流量振動時の限界出力を予測することはできる。



流量と出力（核のフィードバック模擬）を変動させた研究は少ない。この場合も、解析により限界出力を予測することは可能である。



関西大学（梅川ら）の研究によると流量振動の時定数が大きくなると CHF 減少率は増大する。（報告者の見解では、流量が減少している時間が増えるので、現象的にこの傾向は妥当であるといえる）

288

付録 10
表 26
研究種別

流量振動あるいは流量出力変動時の沸騰遷移試験の従来研究

研究題目

試験部 試験形状

振動の模擬方法

検証解析
コード

電力共研

チャンネル水力学安並列チャンネル（2x2,4x4）BWR8x8 燃料を模擬

密度波振動不安定性状態（出力は一定性試験(1985-1995)

圧力:7 MPa（BWR 定格運転圧力）

定）入口流量を弁などで制御はしてい

質量速度：ABWR。BWR の自然循環流量を含む範囲で実施ない。

許認可コードMETI 革新的実

超高出力密度炉心

単チャンネル（5x5）BWR9x9 燃料を模擬

密度波振動不安定性状態の入口流量変NASCA(多流用原子力技術開ABWR プラントの実

圧力:7 MPa（BWR 定格運転圧力）

動を弁、出力変動を計算機制御により体サブチャン

発費補助事業用化に向けた技術開

質量速度：280 to 560 kg/m2/s （ABWR の自然循環流量から最模擬（密度波振動、核熱カップリング

解析コード)

発(2005-2008)

低ポンプスピード時の最高出力バンドルの流量範囲をカバー）

結合振動）

振動周期（実機の解析例より決定）
振動の周波数 0.3 ～ 0.5Hz
流量に対して出力の位相差 50 ～ 約 150 度
流量に対する出力変動のゲイン 1.0 ～ 3.0
JAEA

Experimental study

並列チャンネル（2x2,4x4）8x8 模擬

密度波振動不安定性状態（出力は一on cooling limit

圧力:1-7 MPa ((7 MPa: BWR 定格運転圧力）

定）入口流量を弁などで制御はしてい

under flow

ない。ただし、二相流部分に弁を挿入

instability in boiling

して流量振幅を増大している。

TRAC-BF1

flow channel(2003)

入口サブクール度：10-60 K

関西大学

流動脈動下による限垂直円管、内径 3,4mm,

出力：一定

独自の集中定（科研費）

界熱流束(1995),流動

圧力：0.3, 0,4 MPa

入口流量：試験部入口部にピストンと数系モデル

脈動下による限界熱

質量速度：60 から 1800 kg/m2/s

クランク機構からなる流動脈動発生装

流束の簡易整理入口流体温度:80 ℃

置を取りつけて機械的に流動脈動を付(1998)ほか

脈動振幅（脈動振幅/平均質量速度）：0.0 から 10.2

加している。

振動周期 2,4,6 秒
289

付録 101.

チャンネル安定試験（電力共研、1985～1995）
目的：並列試験部（2x2,4x4）、試験条件は７MPa 実機定格圧力条件でのチャンネル不安定性発生出力（密度波振動発生出力）データ採取。このデータを用いて設計コードの検証。
更に、流量が振動している状態で出力（時間的に一定）を段階的に上昇して、流動不安定性から BT までの余裕、BT 発生後のロッド温度挙動
データの採取。
このデータを用いて、予測モデルの流量振動時の沸騰遷移出力の予測精度そして温度挙動の予測精度の検証。
結論としては、

チャンネル不安定性発生出力の予測可能。



流動不安定が発生したとしても、沸騰遷移は発生しない。つまり、沸騰遷移まで出力余裕がある。



沸騰遷移が発生した場合、ロッド温度増加し続けることはなく、流量が増加することにより、リウエットが発生し再び通常の値に戻る。



流量振動時の沸騰遷移出力およびロッド温度挙動を解析予測モデルで予測可能である。

関連文献① Kasai, Shigeru et.al., Heater rod temperature change at boiling transition under flow oscillation
Proceedings of second international topical meeting on nuclear power plant thermal hydraulics and operations(NUTHOS-2) Tokyo (Japan);
15-17 Apr 1986
② Kitayama, K et.al. , Boiling transition under thermal hydraulic instability in rod bundle
Proceedings of third international topical meeting on reactor thermal hydraulics 9C ，(1985）③ 例えば、師岡ほか、BWR チャンネル水力学的安定性(3) 流量振動時の沸騰遷移試験、原子力学会「昭 60 年会」要旨集、F25.

290

付録 102.

経済産業省 革新的実用原子力技術開発費補助事業 “超高出力密度炉心 ABWR プラントの実用化に向けた技術開発”(2005-2008)
参加機関：㈱テプコシステムズ 京都大学、神戸大学 、大阪大学 ㈱ｸﾞﾛｰﾊﾞﾙ・ﾆｭｰｸﾘｱ・ﾌｭｴﾙ・ｼﾞｬﾊﾟﾝ ㈱東芝 、㈱日立製作所
目的：現行 ABWR のプラント設計を踏襲することで開発コストを抑制し，また，その安全性能を確保しつつ，炉心出力密度を現行 ABWR より 25%以上高めることで EPR(European Pressurized Water Reactor)相当の 165 万 kWe 以上の定格出力達成を図り，原子力発電の高経済化を狙う。
そのための課題として，「超高出力密度炉心燃料の開発」，安定性低下対策として「核熱水力安定性評価手法の開発」，高クォリティ対策として「気水分離器性能の改良」の 3 領域の技術開発を行う。
つまり、現行の減幅比に基づく保守的な安定性の判断基準に変えて発振後の沸騰遷移発生に不確かさを考慮した安全評価の判断基準を提案する。
得られた結論

出力密度の増加による核熱水力安定性低下に対処するため，発振を許容する判断基準を導入する。すなわち，現行の減幅比に基づく判断基準に変えて，発振後の沸騰遷移発生に対して不確かさを考慮して安全評価の判断基準を設定する



管群体系流動振動試験では，振動時の沸騰遷移メカニズムの把握と共に，サブチャンネル解析コードの妥当性評価のための実験データベースを構築した。



流量が振動すると、限界出力は減少する。振幅が増大すると限界出力減少率も増大する。



サブチャンネル NASCA コーにより 流量振動（密度波振動）、流量・出力振動（核熱カップリング結合振動）の定常限界出力からの限界出力低下を予測することが可能である。

関連文献① 山本ら、超高出力密度炉心 ABWR の実用化（1）流量・出力振動下沸騰遷移現象に関する実験的研究、第 13 回動力・エ ネルギー技術シンポジ
ウム講演論文集 B109(2008).
② 山本ら、超高出力密度炉心 ABWR の実用化
（1）
流量・出力振動下沸騰遷移現象に関する実験的研究、機械学会論文集(B),75 巻 751 号,論文 No.086073.(2009-3)③ 野﨑ら、超高出力密度炉心 ABWR の実用化（2 ）流量・出力振動下沸騰遷移現象に関する解析的研究、機械学会論文集(B),75 巻 751 号,論文
No.08-6043.(2009-3)291

付録 10④ 革新的実用原子力技術開発費補助事業 超高出力密度炉心 ABWR プラントの実用化に向けた技術開発,平成 17，18，19 年度

成果報告書概要

版。
3.

JAEA

“EXPERIMENTAL STUDY ON COOLING LIMIT UNDER FLOW INSTABILITY IN BOILING FLOW CHANNEL”(2003)

ICONE11-36452 Tadashi Iguchi et.al.
研究目的は、電力共研とほとんど同じ 圧力が 1-7 MPa と広い
結論としては、


流動不安定が発生したとしても、沸騰遷移は発生しない。つまり、沸騰遷移まで出力余裕がある。



沸騰遷移が発生した場合、ロッド温度増加し続けることはなく、流量が増加することにより、リウエットが発生し再び通常の核沸騰の温度に戻る。ただし、更に出力を上昇すると、リウエットすることなく膜沸騰が継続する。



流量振動時の沸騰遷移開始出力は TRAC-BF1 で予測可能。ただし、解析予測モデルで予測可能である。ただし、膜沸騰が継続する開始出
力はリウエットモデルが不整備なので予測はできない。

関連文献① T. Iguchi et.al., EXPERIMENTAL STUDY ON COOLING LIMIT UNDER FLOW INSTABILITY IN BOILING FLOW CHANNEL,ICONE11-36452(2003)292

付録 104. 関西大学（科研費）流動脈動下による限界熱流束(1995),流動脈動下による限界熱流束の簡易整理(1998)
目的：圧力 0.4MPa 程度までの低圧域における垂直蒸発管を用いて、管径および肉厚の異なったテストセクシヨンに対して、流量振動時の限界熱流束試験を行い、この影響を検討する。
結論


流量が振動すると限界出力（ＣＨＦ）は減少する。



流量振動振幅が増大すると限界出力（ＣＨＦ）の減少幅も増大する。



流量振動の時定数が大きくなると CHF 減少率は増大する。



独自の集中定数系モデルにより 実験データを予測可能。

関連文献① 梅川ら、流動脈動下による限界熱流束、機械学会論文集(B),61 巻 583 号,論文 No.94-1090.(1995-3).
梅川ら、流動脈動下による限界熱流束の簡易整理、機械学会論文集(B),64 巻 617 号,論文 No.97-0738.(1998-1).

293

付録 10
No.

対象

6-1

外的条件

6-2

傾斜

6-3

浮体構造

免震構造にすると、海上の少しの揺れが緩和されるのではないか

6-4

外的条件

揺れの周期、出力変動の周期を検討する必要がある

6-5

有料変動

6-6

炉心特性

6-7

浮体構造

6-8

揺動

コメント内容海の揺動条件が必要。海の揺動が RPV に伝わる場合、RPV の設置条件（建設方法）などが影響するのでは。建設の専門家の検討が必要。
浮体（炉心）が傾斜すると、サブクール沸騰領域のボイドは凝縮しやすいのでは。斜めになると燃料棒表面の気泡は浮力で、燃料棒から離れやすくなるは。

揺れによる流速変動の影響がどの程度か、流速変動によるボイド率の変化がどの程度かここがわかれば、影響度合いは把握できる
揺れにより集合体ごとの水位が変わり、圧力分布変動によるボイド率の変化も多少の影響はあると思うので定性的な評価が必要
まず浮体が揺れない構造を考えたい。何故揺れるのか？どのくらい揺れるのか？の定量感がないところで揺れの対策を考えても仕⽅ない。
次年度以降国プロなどを利⽤して加振試験を⾏いたい。
揺動することで何が何故⼼配なのか。熱伝達率などは揺動（攪拌促進）によって良くなるのではないか。⼼配と考える事象（パ

6-9

炉心特性

6-10

傾斜

ラメーター）のメカニズムを明らかにし、その点がコードに組み込まれていないので実験する、という論理構築すべきである。

「傾斜（３〜５度：継続）」により、サブチャンネル内ボイド変化・炉⼼全体のマクロ的な変化は確認が必要である。

294

付録 11

付録 11

効率的な燃料交換システム・使用済燃料プールの水面揺動対策

1. 緒言
今回、浮体式原子力発電所を新たに設計するにあたり、浮体式原子力の効率的かつ安全な運用の実現を目的として、燃料交換作業の効率化および使用済燃料プールの水面揺動に関する改良の検討を実施するものである 。
まず、燃料交換の基本システムは、当初から殆ど変わっていないため、燃料交換に要する基本的な期間もほぼ同じ状況である。これを、燃料集合体の確実な保持をしつつ移動時間が短縮できるようなシス
テムに変更することにより燃料交換の効率的な実施を目指す。
次に、新潟県中越沖地震において使用済燃料プールのスロッシング（プールの液面が激しく揺れる現象）発生によりプール水がオペレーティングフロアに溢れ出した事象を教訓として，スロッシング発生を防止する改良を検討し使用済燃料プールからの溢水防止を図るものである。

2. 効率的な燃料交換システム
2.1.

燃料集合体について

燃料は「燃料集合体」という形に加工・成型されて原子炉に装荷される。原料を焼き固めたペレット
をジルコニウム合金の燃料被覆管に詰めたものを燃料棒と呼び、これを束ねたものが燃料集合体である。燃料集合体の構造や大きさは沸騰水型原子力発電プラント（BWR）と加圧水型原子力発電プラント（PWR）で異なる。
原子炉に装荷される燃料集合体の数は BWR の場合数百体（東京電力 柏崎刈羽原子力発電所の場
合、1～5 号機は 764 体、6、7 号機は 872 体）と PWR（関西電力高浜 3、4 号機は 157 体）に比べて非常に多く、燃料取替に時間がかかる要因となっている。

図 64 BWR と PWR の燃料集合体 74
74

電気事業連合会ホームページ https://www.fepc.or.jp/enterprise/hatsuden/nuclear/nenryoushuugoutai/index.html

295

付録 11
2.2.

BWR の燃料取替方法

BWR の燃料取替では、まず図 65 に示すように原子炉を開放し、図 66 のように以下の手順で燃料の取り出しを行う。
① 燃料取替機（図 67）に装着された燃料つかみ装置を原子炉圧力容器・炉心内燃料集合体位置へ降下させる。
② 燃料つかみ装置によって燃料集合体を吊り上げる。
③ 吊り上げた燃料集合体を使用済燃料プールへ移送し、使用済燃料貯蔵ラック内へ吊り降ろす。
使用済燃料プールの中には燃料を保管するための使用済燃料貯蔵ラックが配置されている（図 68）。
使用済燃料貯蔵ラックは貯蔵する燃料が適切な間隔で配置され、全てのラックが満たされたとしても臨界とならないように設計されている。
原子炉への燃料装荷は、取り出しと逆の手順で行う。

296

付録 11

図 65

75

原子炉の開放 75

東京電力株式会社「福島県原子力発電所の廃炉に関する安全監視協議会 現地調査（6 号機 原子炉開放および燃料移動）」pp.9,10297

付録 11

図 66 BWR の燃料取替 76

図 67

図 68

燃料取替機の概要および写真 77

使用済燃料貯蔵ラックの概要および写真 78

76

東京電力株式会社「福島県原子力発電所の廃炉に関する安全監視協議会 現地調査（6 号機 原子炉開放および燃料移動）」pp.9,10
77 同 pp.7,19,
78 同 pp.6

298

付録 11
2.3.

PWR の燃料取替方法

PWR では、3 つの設備（使用済燃料ピットクレーン、燃料移送装置、燃料取替クレーン）を使用して以下の手順で燃料の取替を実施している。
① 使用済燃料ピットクレーンで使用済燃料ピット内の燃料集合体を吊り上げる。
② 燃料集合体を燃料移送装置に挿入する。
③ 燃料移送装置（燃料集合体）を水平にする。
④ 燃料移送装置（燃料集合体）を原子炉格納容器内へ移送する。
⑤ 燃料移送装置（燃料集合体）を垂直にする。
⑥ 燃料取替クレーンで燃料移送装置から燃料集合体を吊り上げる。
⑦ 燃料取替クレーンで燃料集合体を原子炉容器内の所定の位置へ装荷する。
※上記フローは燃料装荷時の例であり、燃料取出時は逆の作業フローとなる。
燃料集合体は、未臨界等の観点から 1 体ずつ水中で取扱われ、これらの燃料損傷防止機能を有した 3つの設備を介して、使用済燃料ピットと原子炉容器間の移送を行う。この作業は、157 体（高浜 3、4号機の例）の燃料集合体に対して実施し、約 4～5 日間を要する。
なお、図 69 は、燃料装荷時（使用済燃料ピットから原子炉容器への燃料移動）の例であり、燃料取出時（原子炉容器から使用済燃料ピットへの燃料移動）の場合は、逆の作業フローとなる。

図 69 PWR の燃料取替システム299

付録 112.4.

効率的な燃料交換システムの検討

浮体式原子力発電プラントの検討は BWR が先行していることから、今回の検討では燃料集合体のサイズは BWR を想定し、浮体式原子力発電プラントにおける浮体構造物の揺動、燃料を未臨界に保つこと、さらに燃料の落下やラックや上部格子板等の接触・衝突を避けることを考慮して、既存よりも安全かつ効率的に燃料取替を行う方法を考えた。
燃料取替の高速化の観点では、燃料取替機の移動速度を上昇させることが考えられる。PWR では現状最大 18m/s 程度であるが、クレーンを新設する場合には更なる高速化が可能とされている・これにより燃料取替の時間がどこまで短縮できるかは現状の工程を分析する必要がある。
また、燃料集合体を複数本まとめて吊り上げ、燃料移送装置に複数の燃料集合体を収納して移送することが考えられるが、未臨界を確保することが課題となる。吊り上げる場合は吊り上げ重量が大きくなるため、揺動や周辺機器への衝突リスクは大きくなる。浮体構造物の揺動に関してはデータが少なく、定量評価が難しい点も課題である。移送に関しては、例えば高い熱中性子吸収性の高いボロンを添加したステンレス（B-SUS）を移送装置に用いることが考えられる。
スピードアップには繋がらないものの燃料の落下やラックや上部格子板等の接触・衝突を避ける観点
からは燃料をカバーに収納して移動することが考えられる。また PWR のように原子炉と燃料プールの間に隔壁を設け、事故への耐性を高めることも安全上有用と考えられる。
なお、効率的な燃料交換システムでは PWR の方法を踏まえて検討を行ったが、検討の余地がまだ多くあり、更なる検討を行う場合には、燃料取換の時間削減目標の設定、既存の燃料取換作業で時間がかかるポイントの洗い出し、浮体構造物の揺動の定量的な影響把握、効率化案のモックアップによる検証等を行うことが必要と考える。

3.

使用済燃料プールの水面揺動対策

3.1. 使用済み燃料プールの水面揺動（スロッシング）
液体を入れた容器に外部から比較的長周期の振動を与えた場合に、容器内の液面に揺動が発生する。
これをスロッシングといい、揺動によって液体が容器から溢れることや、構造物が破壊される被害等が問題になる。平成 19 年 7 月 16 日に発生した新潟県中越沖地震によって東京電力柏崎刈羽原子力発電所の使用済燃料プール水が原子炉建屋オペレーティングフロアに溢れ出したが（図 70、図 71）、これもスロッシングが原因と推定されている。

300

付録 11

図 70

図 71

新潟県中越沖地震による使用済燃料プールのスロッシング 79

使用済燃料プール水のオペレーティングフロアへの漏えい状況 79

3.2. スロッシング対策の検討
使用済燃料プールのサイズは現状と同程度の大きさを想定し、国および IAEA が実施している燃料監視の妨げにならないこと（核物質がひそかに移動されていないことを確認するため、原子力発電所等で79

東京電力株式会社「柏崎刈羽原子力発電所における新潟県中越沖地震に伴う「原子炉施設故障等報告」の報告について」参考資料 2 https://www.tepco.co.jp/cc/press/07101103-j.html

301

付録 11は監視カメラにより常時核物質の移動を監視している）、揺動・地震の影響、燃料取替作業を阻害しな
いこと、使用済燃料を収納するスペースを極力大きくすること、を考慮してスロッシング低減策の検討を行った。
まず、使用済燃料プールに蓋やビニールシートを置き、プール内の水の漏えいを抑制することが考えられる。この場合は燃料監視を妨げないよう透明かつ曇らないものであることが必要である。
使用済燃料プール内に隔壁を入れて小さなプールに分割し、長周期で大きなスロッシングの波を短周期で小さくすることや、邪魔板を入れて流体抵抗を作り揺れに起因する水流を抑制することも考えられる。この場合プール内へ設置する構造物が燃料取替の妨げにならないことや、使用済燃料を収納するス
ペースを圧迫しないことを考慮する必要がある。
図 72 に示すようにプールの上部に波返しの構造を設けることも考えられる。波返しがプールの内側に出っ張っていると壁面付近に保管された燃料を取り扱う際に邪魔になるため、例えば当該部を可動式とすることでこの問題を解決できる。ゼロベースで設計するのであれば、スロッシング波高を考慮してプール内の水が漏えいしないように水面から十分な高さを確保することも有効と考えられる。
また、図 73 のように使用済燃料プール自体を浮体構造物の下方に設置するというアイデアもある。
これにより、浮体構造物の揺動による揺れの軽減が期待でき、テロ対策の観点からも航空機等による攻撃への耐性が高まるというメリットがある。原子炉から下方の使用済み燃料プールへ燃料を移送することは現在の技術で可能。BWR においては、2.1 節において示したように、原子炉に隣接して燃料貯蔵プールを配置する設計が BWR5 まで採用されてきたが、燃料貯蔵プールを別建屋に配置する BWR6 のプラント設計が海外で実用化されており、同様の設計が ESBWR においても採用されている。燃料貯蔵プ
ールを別建屋とすることにより、PWR プラントと同じく燃料を移送するシステムが必要となるが、事故への耐性を高めることが期待できる。また、使用済燃料プールを浮体構造物の下方に設置する場合には、使用済燃料のキャスク搬送について考慮する必要がある。

図 72

可動式の波返しによる使用済燃料プールのスロッシング対策302

付録 11

図 73

浮体式原子力発電プラントにおける使用済燃料プールの配置アイデア

3.3. まとめ既設炉における燃料交換システムおよび使用済み燃料プールに関する課題を克服し、浮体式原子力の効率的かつ安全な運用の実現を目的として、（１）効率的な燃料交換方法、（２）使用済燃料プールのス
ロッシング対策の検討を行った。
（１） 効率的な燃料交換方法の検討では、BWR、PWR の燃料取替方法を整理した結果を踏まえ、浮体式原子力発電プラントの検討において先行している BWR の燃料集合体を想定し、浮体構造物の揺動、燃料を未臨界に保つこと、さらに燃料の落下やラックや上部格子板等の接触・衝突を避けることを考慮して、既存よりも安全かつ効率的に燃料取替を行う方法を考えた。
・燃料取替機の移動速度を上昇させることが考えられるが、燃料取替の時間をどこまで短縮できるかは現状の工程分析が必要
・燃料を複数まとめて吊り上げ・移送することも考えられるが、未臨界を確保すること等の課題が多い。
（移送に関しては、高い熱中性子吸収性の高いボロンを添加したステンレス（BSUS）を移送装置に用いることが考えられる。）また、浮体構造物の揺動に関してはデータが少なく、定量評価が難しい点も課題。

303

付録 11
・燃料をカバーに収納して移動することや、PWR のように原子炉と燃料プールの間に隔壁を設け、事故への耐性を高めることは安全上有用。
なお、効率的な燃料交換システムでは PWR の方法を踏まえて検討を行ったが、検討の余地がまだ多くあり、更なる検討を行う場合には、燃料取替の時間削減目標の設定、既存の燃料取替作業で時間を要するポイントの洗い出し、浮体構造物の揺動の定量的な影響把握、効率化案のモックアップによる検証等を行うことが必要と考える。
（２） 使用済燃料プールのスロッシング対策の検討では、現状と同程度の大きさのプールを想定し、国および IAEA が実施している燃料監視の妨げにならないこと、揺動・地震の影響、燃料取替作業を阻害しないこと、使用済燃料を収納するスペースを極力大きくすること、などを考慮し以下の対策を考えた。
・使用済燃料プールに蓋やビニールシートを置き、水面の揺動を抑制する。この場合は燃料監視を妨げないよう透明かつ曇らないものであることが必要。
・使用済燃料プール内に隔壁や邪魔板を入れてスロッシングを弱める。この場合プール内へ設置する構造物が燃料取替の妨げにならないことや、使用済燃料を収納するスペースを圧迫しないことを考慮する必要がある。
・プールの上部に波返しの構造を設ける。波返し部を可動式にすれば壁面付近に保管された燃料を取り扱う際に邪魔にならない。
・ゼロベースで設計するのであれば、スロッシング波高を考慮してプール内の水が漏えいしな
いように水面から十分な高さを確保することも有効。
・使用済燃料プール自体を浮体構造物の下方に設置。浮体構造物の揺動による揺れの軽減が期
待できる。

304

付録 12

付録 12

過酷事故時の原子炉減圧機能の多様化

1. 緒言
炉心損傷に至る恐れのある事故下において、原子炉の減圧機能は安全上重要な役割を担う。原子炉を減圧し低圧の状態を保つことで原子炉への低圧注水が可能となり、原子炉を速やかに冷却し炉心損傷を未然に防止する。例えば、東京電力福島第一原子力発電所（1F）の事故では消防車を用いた原子炉注水を実施しているが、消防車のように吐出圧力の低い注水手段によって原子炉へ注水するためには原子炉の減圧が必要不可欠だった。
沸騰水型原子力発電プラント（BWR）の減圧手段には主蒸気逃がし安全弁（SRV）が用いられている。図 74 のように SRV は原子炉圧力容器から圧力抑制室へ繋がる配管に設置されており、SRV を開放することで原子炉圧力容器内の水蒸気を圧力抑制室へ逃がし、原子炉の減圧を行う。図 75 に示すよ
うに SRV を駆動させるには、電磁弁を開いて SRV のシリンダへ窒素ガスを供給し、窒素ガスの圧力でピストンを押し上げ、弁を開ける。しかし、1F 事故では SRV の操作に必要な電源・駆動用窒素が不足したこと等によって原子炉の減圧ができない事象を招いた。これを教訓として、BWR におけるより安
全かつ確実な原子炉減圧方法の検討を行った。

80

図 74

図 75 主蒸気逃がし安全弁の仕組み 81

主蒸気逃がし安全弁 80

2. 1F 事故の教訓と既設炉の安全対策
2.1.

1F 事故の教訓

1F 1~3 号機では最終的に事故時に作動が期待されていた注水機能を全て喪失し、臨機の対応として消防車を用いた原子炉代替注水を実施した。消防車のような低圧の注水手段によって原子炉へ注水するためには SRV を開けて原子炉を減圧することが必要不可欠である。しかし、この事故では直流電源や窒素ガス源の喪失により、SRV 開操作のため様々な努力がなされたが、原子炉圧力が低下しない事象があった。この要因について、大きく 2 つの可能性が考えられている。
80

東京電力株式会社「福島原子力事故発生後の詳細な進展メカニズムに関する未確認・未解明事項の調査・検討結果のご報告～第 4 回～」pp.8
81 同 pp.9

305

付録 12(1) SRV が何らかの要因により開かなかった可能性(2) SRV は開いたものの、原子炉圧力容器内で減圧速度を上回る気体の発生があった可能性
SRV が動作しない要因として、環境条件の悪化、仮設バッテリーの接続不良や容量不足、繰り返し作動による窒素ガスの消費（供給圧力不足）、繰り返し作動による損傷影響、窒素ガス供給圧力・原子
炉圧力・格納容器圧力の関係による力学的要因が挙げられているが、当時の状況を踏まえると、繰り返
し作動による影響は考えにくく、SRV 不作動の原因は以下のように考えられている 82。
・電磁弁に適切に電気を供給できていなかったことが、SRV の開閉に影響した可能性。
・事故が進展する中で格納容器圧力が上昇し、SRV の開閉に影響した可能性
・電磁弁等のシール材が、温度・湿度・放射線の影響で劣化し、SRV が開かなかった可能性
1F-2 号機では直流電源を喪失したことで、仮設バッテリーを回路に繋ぎこみ、SRV の開操作を行っていた。初めバッテリーによる電気の供給範囲を回路全体としていたが SRV の開操作にもかかわらず原子炉の圧力は低下しなかった。そこで、バッテリーの配線を一度全て外して 10 個を直列に繋ぎなおし、さらに電気の供給範囲を回路全体から電磁弁のみに限定したところ、原子炉の減圧に成功している。このことから初期は電磁弁に適切に電気が供給されていなかったことが伺える。
また、SRV が開くためには SRV を開ける側の力として作用する窒素ガス供給圧力および原子炉圧力が、SRV を閉じる側の力として作用する格納容器圧力（背圧）を上回る必要がある。図 76 に SRV に作用する力の概要図を示す。SRV が開くためには、「PR+PN＞PP+PA」である必要がある。1F-2 号機では、事故後に全交流電源喪失状態となり格納容器外部から窒素ガスを供給する系統が隔離されたため、
SRV は各アキュームレータ内の窒素ガスによる PN で駆動されることとなった。東京電力が実施した力
学的要因の評価結果を図 77 に示すが、格納容器圧力が上昇した影響から逃がし弁用アキュームレータ
では PR+PN＞PP+PA を満たせなくなり SRV が作動できない状態に陥った可能性が報告されている。
さらに、環境条件（温度、湿度、放射線等の影響）の悪化に伴い、SRV が正常に作動しなかった可能性が考えられる。事故時の格納容器温度の実測データは得られていないが、解析によれば SRV を操作している期間において 170℃程度との結果が得られており、局所的にそれ以上の温度となることも十分に考えられることから、SRV 周辺の温度が非常運転時の設計温度である 171℃を超過していた可能性がある。放射線については、CAMS（格納容器雰囲気モニタ）の測定データでは格納容器内の線量上昇が認められており、窒素ガスの供給系統の電磁弁シール部で使用されているフッ素系パッキンや、SRV シ
リンダおよびピストンに使用されているグリスなどが有機物であるため放射線により劣化した可能性がある。また、原子炉圧力容器から格納容器への蒸気の漏えいが起こっていた場合は湿度の面でも過酷な

82

東京電力ホールディングス株式会社「福島原子力事故発生後の詳細な進展メカニズムに関する未確認・未解明事項の調査・検討結果 第 5 回進捗報告 添付資料 2-12 炉心損傷後の SRV の動作について」pp.添 2-12-18306

付録 12環境となる。これらの環境要因によって SRV の電磁弁等のシール材が劣化し、SRV 駆動に用いる窒素ガスが漏えいしたことで、SRV を開けることができなくなった可能性が考えられる。

図 76

図 77

SRV に作用する力 83

SRV への N2 ガス供給にかかる系統概要図 84

83

東京電力ホールディングス株式会社「福島原子力事故発生後の詳細な進展メカニズムに関する未確認・未解明事項の調査・検討結果 第 5 回進捗報告 添付資料 2-12 炉心損傷後の SRV の動作について」pp.添 2-12-10
84 同 pp.添 2-12-12307

付録 122.2.

既設炉の安全対策

既設の原子力発電プラントでは 1F 事故の教訓を踏まえた安全対策が行われている。一例として、東京電力柏崎刈羽原子力発電所では以下の対策が実施されている（図 78）。
① 直流電源喪失時にも電磁弁を作動できるよう、電源車の活用に加え、可搬蓄電池を配備。
② 格納容器圧力が最高使用圧力の 2 倍時にも SRV を開けることができるよう、窒素ガス供給圧力を増加。また予備の窒素ボンベ、可搬型コンプレッサーを配備。
③ 電磁弁の排気側から SRV へ窒素ガスを供給する系統（代替逃し安全弁駆動装置）を新設。
④ 電磁弁で使用しているシール材を、フッ素ゴムから耐環境性に優れるエチレンプロピレンゴムへと変更。
これらの安全対策は 1F 事故の教訓を踏まえて既存の SRV を確実に動作させることを目的としたもの
で、浮体式原子力発電プラントにおいても有用な手段と考えられる。

図 78

柏崎刈羽原子力発電所 SRV 安全対策のイメージ 85

3. 過酷事故時の原子炉減圧手段の多様化
3.1.

要求される機能過酷事故時の原子炉減圧手段には、速やかに低圧注水が可能な状態まで原子炉を減圧できることが求められる。浮体式原子力発電プラントの安全対策では海水による注水が重要となるため、原子炉が最高使用圧力（約 8.6MPa）の状態から海水の水頭圧程度（約 0.3MPa を想定）まで速やかに減圧できることを要求機能と定義した。

85

東京電力ホールディングス株式会社「福島原子力事故発生後の詳細な進展メカニズムに関する未確認・未解明事項の調査・検討結果 第 5 回進捗報告 添付資料 2-12 炉心損傷後の SRV の動作について」pp.添 2-12-19308

付録 12
また、1F 事故の教訓を踏まえ、格納容器内に原子炉内の蒸気が漏えいすることを想定し耐熱性、耐圧性、耐放射線性を考慮した。さらに電源・駆動用ガス源の喪失等についても回避すべきリスクとして、これらを満足する原子炉減圧手段を検討した。
・減圧能力：約 8.6MPa から 0.3MPa へ速やかに減圧・耐熱性：圧力容器内最高 300℃程度、格納容器内最高 170℃程度
・耐圧：圧力容器内最高 8.6MPa 程度、格納容器内最高 0.6MPa 程度
・耐放射線性・回避すべきリスク：電源・駆動用ガス源の喪失
3.2.

SRV 駆動方法の強化

SRV は原子力発電プラントにおいて長年に渡って運用されてきた実績があり、かつ通常運転時の減圧手段に用いられることから、既設炉の安全対策のように SRV の駆動方法を強化し過酷事故への耐性を持たせることは有効と考えられる。2.2 項で述べたように、電源喪失を想定した予備電源、可搬型蓄電池（バッテリー）の配備、電磁弁の不動作に備えるための代替の窒素ガス供給ラインの設置（電磁弁の排気ポートからの窒素供給を可能にする）、駆動用ガス源喪失時の予備窒素源の配備、さらに電磁弁で使用しているシール材には耐環境性に優れる素材（エチレンプロピレンゴム）を用いる、といったことが具体的な対策として考えられる。
3.3.

SRV 以外の原子炉蒸気逃がし機能

SRV の信頼性を高めることに加え、万が一 SRV が動作しない場合に備えて原子炉減圧方法を多様化することは、安全性向上の観点で重要と考える。例えば、SRV とは別に原子炉の蒸気を圧力抑制室に逃がす系統を用意することが考えられる。SRV と同様に原子炉と圧力抑制室を繋ぐ配管に隔離機構を設け、過酷事故時にそれを開放することで原子炉の蒸気を圧力抑制室に逃がし、原子炉の減圧を行うというもので、3.1 項の要求機能を踏まえ、爆破弁、ラプチャーディスク、電動弁、手段操作弁を考えた。
3.3.1. 爆破弁
爆破弁はその名の通り爆発によって作動するもので、あらかじめ駆動用の爆薬が仕込まれている。図79 に爆破弁の構造を示す。海外では AP1000 等の原子力発電プラントにおいて、原子炉の減圧装置や過酷事故時の静的安全系などに爆破弁が設置されている。一般に爆破弁は容器や回路内の加圧された液体を素早く放出するために使用され、原子力以外でも航空産業、軍需産業などで広く用いられている。
国内の原子力発電プラントでは SLC（ホウ酸水注入系）の隔離弁に用いられている事例もある。着火のため点火プラグへ電気信号を送る必要はあるが、弁の駆動に電源は不要であり、かつ動作信頼性が高い
点が長所である。一方で、一度作動すると再閉や再使用ができない点がデメリットとして挙げられる。
実機に据え付ける個体の動作確認ができないことから、海外では同ロットの製品を複数用いて動作確認を行う等で品質の担保を行っている。また、図 80 に示すように国内のプラントにおいて配管内に溜まった水素の急速燃焼によって配管破断が発生した事例がある 86。爆破弁においても弁の上流側に水素が86 中部電力株式会社ホームページ https://www.chuden.co.jp/energy/nuclear/hamaoka/hama_info/kako/info_04/309

付録 12
溜まった状態で爆破弁の作動時に火花が飛ぶと同様の事故が発生する可能性が考えられることから、例
えば上流側の配管を下降管にして水素が抜けるようにするなどの対策が考えられる。

図 79

図 80

87

爆破弁の構造 87

配管内に溜まった水素の燃焼による配管破断事例

GE Hitachi Nuclear Energy「ESBWR_General Description Book」pp.3-13

310

付録 12
3.3.2

ラプチャーディスク

ラプチャーディスクは設定された圧力および温度において破裂する金属板を有し、原子力・石油化学
等多様なプラントの密閉容器・機器類・配管等を過剰圧力から保護するために使用されている。安全弁と比較して漏れがない、放出速度が速い、確実に作動、という特徴があり、動作に電源が不要であることも長所となる。さらに、図 81 のように任意のタイミングで作動できるように槍等で意図的に破壊できる機構を設けることも有用と考える。一方で、爆破弁と同様使い捨てであるため、実機に据え付ける
個体の動作確認ができないことや、万が一誤作動して開放された場合、再閉できないというリスクがあるため、品質管理、リスク評価、誤作動への備え等に関する検討は必要と考える。

図 81
3.3.3

ラプチャーディスク

電動弁

電動弁は国内外の原子力プラントで多数使用実績があり、弁機能の改善を実施することなく適用可能である。この場合、SRV とは別に非常用電源から給電される電動弁を MSIV より上流側の主蒸気管に設置して減圧する方法が考えられ、欧州 BWR（Gundremmingen（ドイツ）、Forsmark-1,2（スウェーデン））において多様化逃がし安全弁として設置された実績がある。
ただし、電動弁の場合、SRV 並みの高速開閉は不可能である。また、過酷事故時に想定される水素曝露環境下では防爆性を考慮する必要がある。
3.3.4

遠隔手動操作弁

電源や駆動源を必要としない方法として、人力による手動操作によって弁を開けることも考えられる。火力発電プラントでは人力操作ができるレバー付きの SRV が導入されている事例があるが、SRVのすぐ近くで操作する必要があることから、原子力発電プラントの過酷事故時において格納容器内に蒸気が漏えいしているような環境では操作は困難となる。したがって、図 82 のように SRV を格納容器外から遠隔操作できることが望ましく、例えば格納容器内の隔離弁にフレキシブルシャフト（図 83）を接続し、原子炉区域外から開操作を行う方法が考えられる。フレキシブルシャフトは弁の遠隔操作に広く用いられているものであるが、原子炉の隔離弁はある程度大型になることが想定されるため、遠隔でそのような大型弁を操作可能かは更に検討が必要と考える。人力では弁操作に必要なトルクを得難い場

311

付録 12
合には、電動もしくは空気駆動の装置で補助することが考えられるが、その場合は電源や空気源の喪失に備えて可搬型バッテリー等の予備電源やガスボンベを用意する必要がある。

図 83
図 82

フレキシブルシャフト構造

遠隔手動操作3.4

原子炉の冷却による減圧

3.4.1

非常用復水器（IC）

非常用復水器（Isolation Condenser : IC）は、異常時に原子炉圧力が規定値を超えた場合に、自動的に弁が開くことにより炉内の蒸気を冷却水プールに導き、除熱して凝縮された水を炉内に循環させるシステムであり、駆動電源及び人的な操作を必要とせずに所定の期間、崩壊熱を除去することが可能である。IC を使用することにより、崩壊熱の除去と共に、原子炉を減圧することが期待できる。IC は炉内の蒸気を冷却することから BWR に特有な静的な安全システムであり、ESBWR や BWRX-300 にも採用されている。図 84 に ESBWR の IC システム構成を示す。

図 84
88

非常用復水器システム 88

GE Hitachi Nuclear Energy「ESBWR_General Description Book」pp.3-15

312付録 123.4.2

タービン駆動ポンプによる高圧注水

原子炉内の高圧蒸気を用いてタービン駆動ポンプを運転し、高圧注水を行う方法が考えられる。これは、図 85 と図 86 に示すように国内の原子力発電プラントにおいて高圧代替注水系（HPAC）として、既存の原子炉隔離時冷却系（RCIC）が起動できない場合や継続運転できない場合のバックアップ
として採用されている。
89

図 85

図 86

高圧代替注水系（HPAC）98

HPAC 系統図 98

4. まとめ
1F 事故における SRV 不動作の要因を整理し、その教訓を踏まえ、過酷事故時の原子炉減圧方法の多様化を検討した。
1F 事故時における SRV 不動作の推定原因は以下の通り。
・電磁弁に適切に電気を供給できていなかったことが、SRV の開閉に影響した可能性
・事故が進展する中で格納容器圧力が上昇し、SRV の開閉に影響した可能性
・電磁弁等のシール材が、温度・湿度・放射線の影響で劣化し、SRV が開かなかった可能性
上記を踏まえ、過酷事故下で確実な原子炉減圧の実施に必要な条件を整理した。
・減圧能力：約 8.6MPa から 0.3MPa へ速やかに減圧・耐熱性：圧力容器内最高 300℃程度、格納容器内最高 170℃程度
・耐圧：圧力容器内最高 8.6MPa 程度、格納容器内最高 0.6MPa 程度
・耐放射線性・回避すべきリスク：電源・駆動用ガス源の喪失
上記を満たす減圧方法として下記の方法が考えられる。
・SRV の電源・窒素源の強化および耐環境性に優れたシール材の導入。
・爆破弁、ラプチャーディスク、電動弁、遠隔手動操作弁など SRV 以外の方法で原子炉の蒸気を圧力抑制室へ逃がす。
89

東京電力ホールディングス株式会社「安全対策工事紹介シリーズ

313

高圧代替注水系（HPAC）の設置について」

付録 12・非常用復水器、タービン駆動ポンプによる高圧注水など原子炉を冷却することで減圧を行う。
詳細設計および実機での運用については更なる検討が必要となるため今後実施予定の浮体式原子力発
電プラントの基本設計、詳細設計での課題としたい。

314

付録 13

付録 13

過酷事故時の原子炉水位計測の多様化

1. 緒言
原子力発電プラントの過酷事故下において、原子炉の水位は原子炉の状況、事故の進展を知る上で非常に重要な情報である。既存の沸騰水型原子力発電プラント（BWR）の原子炉水位計には凝縮槽を有する差圧式水位計を採用しているが、これは図 87 に示すように常に一定の水位が形成された基準面器（凝縮槽）と圧力容器下部との圧力差を原子炉水位に換算するものであり、正確な水位を計測するには基準面器の水位を一定に保つ必要がある。
しかし、図 88 のように東京電力福島第一原子力発電所（1F）事故では基準面器の水位が低下し、原子炉水位が正しく計測できない状態が発生した。これは、原子炉圧力容器から格納容器への蒸気漏えいによる格納容器気相温度の上昇、および原子炉圧力容器の減圧に伴う水の飽和温度低下によって、基準
面器内の水が蒸発したことが要因と推定されている。これを教訓として、BWR を対象に過酷事故下において確実に原子炉の水位計測ができるよう多様な方法を検討した。

90

図 87

原子炉水位計の概略図 99

図 88

基準面器の水位低下による水位の誤指示 99

2. 1F 事故時の教訓と既設炉の安全対策
2.1.

1F 事故の教訓

図 89 に 1F-1 号機の格納容器内における燃料域水位計装配管の垂直方向長さを示す。基準面器側の計装配管内水位のみが低下した場合、原子炉水位は最大で図中の L1 分（約 7m）高めに指示をする可能性がある。また、炉側の計装配管内水位のみが低下した場合は最大で図中の L2 分（約 3.3m）低めに指示をする可能性がある。なお、格納容器外の配管については周囲の温度が低く保たれ水位はほとん
ど変化しないと考えられる。

90

東京電力ホールディングス株式会社「福島原子力事故発生後の詳細な進展メカニズムに関する未確認・未解明事項の調査・検討結果 第 5 回進捗報告 添付資料 1-2 1 号機燃料域水位計の挙動による推定について」pp.添 1-2-4

315

付録 13
図 90 に 1F 事故時の燃料域水位計の挙動、図 91 に原子炉水位および水位計の状態を推定したものを示す。津波到達後に燃料域水位計 A 系の指示値で TAF（有効燃料頂部）+0.45m の水位が得られた時
点で（11 日 21:30）、実水位は BAF (有効燃料底部) 以下と考えられ、すでに基準面器側配管の水位が低下していたと推測される。この時間帯に見られる原子炉水位上昇は、炉内に注水をしていないため基準
面器側配管内の水が蒸発により徐々に失われたことが原因と考えられる。MAAP 解析ではこの時間帯
までにすでに燃料溶融が生じていること、炉内ガス温度が高温になっていることから原子炉圧力容器の気相漏えいが発生し易い状況であったと考えられる。漏えいが生じ格納容器の気相温度が上昇すること
で基準面器側配管内の水の温度が飽和温度以上に達することにより、配管内の水が蒸発し水位計の指示が上昇したと推察される。22:20 以降、燃料域水位計 A 系の指示値が一定値を示したのちに上昇する原因は特定されていないが、原子炉圧力容器の気相漏えいが生じていたとすれば格納容器温度および原子炉圧力が変化することで、基準面器側配管内の水の温度および飽和温度は変動的であったものと考えられている。
基準面器側計装配管内の水位が格納容器貫通部の位置まで低下し、一方、原子炉の水位も BAF を下回り、炉側配管タップ位置（TAF 約-5.5m）付近となることで、水位変動は検出されずに、高めの指示
値一定で推移した可能性が考えられる。なお、原子炉水位 B 系の指示値が A 系より 0.80m 程度低めの指示をしているのは、燃料域水位計 B 系の基準面器側計装配管の D/W 内の引き回しは A 系より水平方向に 3m 程度長く、燃料域水位計 B 系の方が計装配管内の水のインベントリが多いことにより基準面器側の計装配管内の水位が低下しにくいことが要因のひとつとして考えられる。
原子炉圧力容器の破損により燃料がペデスタルへ落下するなどの事象により、格納容器温度が上昇することに伴い、炉側配管の水の蒸発が開始し、格納容器貫通部までの炉側配管内の水が蒸発したと考えられる。これにより、基準面器側配管と炉側配管の差圧は大きくなるので、原子炉圧力容器内の実水位とは無関係に水位指示値は減少する。12 日 12:30 頃に計装配管内の水面の変動が収束したことで、以降一定値を示しているものと考えられる。
基準面器側配管の水位が低下する要因としては原子炉圧力容器の気相漏えいが考えられる。これにより格納容器内に蒸気が流入し、格納容器気相温度が上昇することで配管内の水は加熱される。また漏えいにより原子炉圧力容器が減圧されれば、計装配管内の水の飽和温度は下がるため、より蒸発しやすい状況となる。原子炉圧力容器から格納容器への気相漏えいが想定される箇所としては、炉内核計装のドライチューブ（図 92）や主蒸気配管フランジのガスケット部等が挙げられる。炉内核計装のドライチ
ューブは燃料が高温になることに伴い損傷する可能性がある。また、主蒸気配管フランジのガスケット
は 450℃程度の温度環境でシール機能を喪失する可能性がある。
以上より 1F 事故では原子炉圧力容器から格納容器への蒸気漏えいによって格納容器気相温度が上昇したこと、また原子炉圧力容器の減圧に伴い水の飽和温度が低下し蒸発しやすい状態になったこと、これらにより基準面器内の水が蒸発したことで、原子炉水位が監視できない状態に陥ったと推定されている。

316

付録 13図 89

燃料域水位計装配管の D/W 内垂直方向長さ 91

図 90

燃料域水位計挙動 92

91

東京電力ホールディングス株式会社「福島原子力事故発生後の詳細な進展メカニズムに関する未確認・未解明事項の調査・検討結果 第 5 回進捗報告 添付資料 1-2 1 号機燃料域水位計の挙動による推定について」pp.添 1-2-5
92 同 pp.添 1-2-6

317

付録 13(a)11 日 21:30～12 日 0:30 頃(b)12 日 0:30 頃～6:30 頃(c)12 日 6:30 以降

図 91

原子炉水位および水位計の状態 93

図 92

炉内核計装からの漏えいパス 94

93

東京電力ホールディングス株式会社「福島原子力事故発生後の詳細な進展メカニズムに関する未確認・未解明事項の調査・検討結果 第 5 回進捗報告 添付資料 1-2 1 号機燃料域水位計の挙動による推定について」pp.添 1-2-7, 8
94 同 pp.添 1-2-9

318

付録 132.2.

既設炉の安全対策

1F 事故を教訓として原子力発電プラントでは原子炉水位計の安全対策への対策に取り組んでいる。
ここでは一例として東京電力柏崎刈羽原子力発電所の対策を紹介する。
柏崎刈羽原子力発電所では凝縮槽へ新たに温度計を設置し基準水位の低下を把握できるようにしており、基準水位が低下した場合は原子炉水位が把握できないものと判断し（原子炉水位不明）、安全側に考えて注水可能系統により原子炉を満水にする操作を実施することとしている。また格納容器温度が原
子炉圧力の飽和温度以上になった場合には、基準面器内の水が沸騰する可能性を考慮して原子炉水位不明と判断し同様に原子炉を満水にする操作を行う。さらに、凝縮槽の水位を回復させるため凝縮槽へ注水する手段を新たに設けることや、水位計測の代替として、原子炉圧力容器への注水流量、崩壊熱除去に必要な水量、直前まで判明していた水位等から原子炉水位を推定する手段も整備している。

図 93 原子炉水位計への安全対策

図 94 水位計の健全性判断用温度計の設置箇所 95

3. 過酷事故時の原子炉水位計測方法の多様化
3.1.

要求される機能

前項の調査結果を踏まえ、過酷事故時において原子炉内の物理量から直接水位を計測する方法を検討した。原子炉の状況・事故の進展を把握する上で燃料の冠水状態は重要な情報であることから、過酷事
故時の原子炉水位計測に求められる精度はある程度冷却状況を判別可能な 1m 以下であることとした。
また、1F 事故の教訓を踏まえ格納容器内への蒸気漏えいを想定して十分な耐熱性、耐圧性、耐放射線性を有すること、水位計の運用・信頼性の観点から、計測の時間遅れが小さいこと、容易に動作確認が可能であること（テスタビリティ）、計測の多様性が確保されていること等を考慮した。また、電源喪失についても回避すべきリスクとして想定し、これらを満足する原子炉水位計測方法を検討した。
・計測精度 1m 以下
・耐熱性 圧力容器内最高 300℃程度、格納容器内最高 170℃程度
・耐圧性 圧力容器内最高 8.6MPa 程度、格納容器内最高 0.6MPa 程度
東京電力ホールディングス株式会社「令和 2 年度第 7 回新潟県原子力発電所の安全管理に関する技術委員会資料
No.2 委員から頂いた質問事項への回答 」 pp. 23
https://www.pref.niigata.lg.jp/sec/genshiryoku/201225gijutsuiinkai.html

95

319

付録 13・耐放射線性
・応答性 時間遅れ 1 分未満
・容易に動作確認が可能であること
・計測の多様性が確保されていること・回避すべきリスク 電源喪失
3.2.

差圧式水位計の改良

既存の差圧式水位計は原子力発電プラントにおける長年の使用実績から高い信頼性が認められている。したがって、凝縮槽の問題が解決できれば過酷事故においても有効な水位計測手段として用いることができる。
2.2.項で述べた既設炉の安全対策は、既設の水位計測系統の大幅な変更が困難であるが故に凝縮槽含む計装配管内の水の蒸発は避けられないものとした対策であり、ゼロベースで検討するのであれば計装配管を適切にレイアウトすることで蒸発の影響自体を緩和することが可能と考える。図 95 は新たな原子炉水位計装配管のレイアウトを示したものであるが、これは計装配管を凝縮槽から極力下げずに格納
容器外まで導き、さらに計装配管を断熱材で保護している。断熱材によって格納容器内の熱による基準
面器の水の蒸発を遅らせるとともに、計装配管の高さを極力維持して雰囲気温度が低い格納容器外まで導くことで、系統内の水が蒸発した場合でも基準水位の低下を最小限に抑制することを狙っている。
また、凝縮槽式ではなく、図 96 に示すダイアフラムシール付きの差圧伝送器を使用することが考えられる。これは原子炉の圧力をダイアフラムで受け、封入液を充填したチューブ（キャピラリーチュー
ブ）を介して差圧伝送器に圧力を伝えるものである。しかしながら、キャピラリーチューブを格納容器内に設置した場合、格納容器の上部と下部では気相の温度が違うことより、上下キャピラリーチューブ
内の封入液体（シリコンオイル等がよく使用されている）の温度つまり圧力が異なり、その圧力差が誤差要因となることが挙げられる。加えて、万一ダイアフラムが破損した場合、封入液体が炉心に流れ込
み燃料に付着することによる、核燃料の熱除去性能の劣化の懸念がある。

320

付録 13

図 95

計装配管レイアウトを改良した差圧式水位計321

付録 13

図 96
3.3.

ダイアフラム式水位計

超音波による水位計測

超音波が界面で反射する性質を利用し、反射波の到達時間差や強度から水面を推定する方法が考えられる。本検討では原子炉の外側から計測可能な原子炉壁面設置方式、原子炉圧力容器上部および底部に繋がる計測管内で原子炉水位とバランスする液面レベルを計測する計測管式、原子炉内にガイドプロー
ブを設置して計測を行うガイドプローブ式の 3 つを考えた。
3.3.1. 原子炉外壁面設置式
図 97 のように原子炉圧力容器壁面外側に超音波センサを設置し、壁面内側で反射するエコーの信号強度が気中と水中で異なることを利用し、計測点（反射点）が気中か水中かを判定する。超音波センサ
を高さ方向に複数設置し各点で気中と水中の判別を行うことで、原子炉内の水面位置を推定する。計測
原理上、水位の計測精度はセンサの設置間隔となる。炉内を直接計測するものではないため格納容器内の環境条件で超音波センサを設置でき比較的緩和された条件で計測が可能。超音波センサを圧力容器壁面に取り付けるため、圧力容器壁面が高温となりセンサの許容温度を超えるリスクがあるため、高温部にセンサが直接触れない工夫が必要となる。高温仕様のセンサを用いることも考えられるが、一般に高温仕様品は計測精度が低下するため気中と液中の判別に必要な精度を見極めなければならない。また壁面内側の蒸気凝縮による水膜やライニングが計測に影響を及ぼす可能性が考えられるため、そのような条件において十分な精度で計測が可能か確認する必要がある。
3.3.2. 計測管式
図 98 のように原子炉圧力容器上部および底部に繋がる計測管内で原子炉水位とバランスする液面レ
ベルを超音波センサにより計測する。これは計測管下端から上方に向かって超音波を入射し、液面で反射した超音波が下端へ戻ってくるまでの時間と、水中の超音波の伝播速度から、液面レベルを算出するものである。応答性については冷却材喪失事故（LOCA）等で急速に水位が低下するような場合には追従しない可能性があるが、蒸発によって緩やかに水位が低下する場合であれば十分追従すると考えられる。また炉内や炉壁に設置するセンサと比較して緩和された条件での計測が可能であるが、炉内が減圧

322

付録 13
沸騰するような場合は計測不能となる。これは、炉内は沸騰に伴ってボイドが発生する分見かけ上水位は高くなるが、計測管内はボイドが存在しないため炉内よりも低い水位でバランスするためである。
3.3.3. ガイドプローブ式
図 99 のように超音波のガイドプローブを原子炉内に設置し、ガイドプローブ上を伝わる超音波を利用して水面の位置を計測する。ガイドプローブへ超音波を入射すると、超音波はガイドプローブを伝わり、水面で反射する。したがって、超音波の送信から反射波の受信までの時間と超音波の伝播速度から水面の位置を求めることができる。この方式では炉内の水面位置を判別できるため炉内が減圧沸騰する
ような場合でも水位計測が可能である。また原子炉内に設置するのは静的機器のみであるため、炉内の厳しい環境条件にも対応できる。
ガイドプローブを原子炉内に設置する方法として、ゼロベースで設計する以外に、図 100 のように
既存の LPRM（局部出力領域モニタ）検出器集合体内にガイドプローブを設置する方法が考えられる。
LPRM 検出器集合体には穴があいており炉水で満たされているため、ガイドプローブは炉水に直接触れることができる。

図 97

図 98

原子炉壁面設置式超音波水位計

323

計測管式超音波水位計

付録 13

図 99

ガイドプローブ式超音波水位計

図 100 既存設備（LPRM 検出器集合体）を利用した原子炉内へのガイドプローブ設置イメージ324

付録 133.4.

差動型熱電対式水位計

図 101 のように原子炉内に差動型熱電対とヒーターを内蔵する水位計を設置し原子炉内の水面を判定する。図 102 (a)のように差動型熱電対は二つの接点で構成されており、温接点は断熱層を持ち外部状態とは無関係に高温に保持される。一方、冷接点は断熱層を持たず、外部状態の影響を受け、外部が気中であれば気体の熱伝達率が比較的小さいことから高温に保持され、水中の時には水の熱伝達率が比較的大きいことから低温になる。差動型熱電対は冷温接点間の温度差に応じた起電力を発生する。図102 (b)に示すようにヒーターで加熱した場合、接点が気中にあれば冷温接点間の温度差は小さくなるた
め出力電圧のピーク値は小さく、水中時は冷温接点間の温度差が大きくなるため出力電圧のピーク値は大きくなる。したがって出力電圧のピーク値から気中と水中を判別できる。この測温点を高さ方向に複数設置することで、水面の位置を判定することが可能となる。このため計測精度は熱電対の設置間隔となる。また、ヒーターの加熱時間が 60 秒程度必要となるため LOCA 等で急速に水位が低下するような場合には追従しない可能性があるが、蒸発によって緩やかに水位が低下する場合であれば十分追従すると考えられる。原子炉内への設置に関しては、3.3 項ガイドプローブ式水位計（図 100）と同様 LPRM
検出管内に設置することが可能と考えられる。ただし、炉内でのガンマ線発熱の影響を検討する必要がある。

図 101 差動型熱電対を含む過酷事故用計装システム 96

96

東芝エネルギーシステムズ株式会社「過酷事故用計装システム」東芝レビューVol.70 No.8, pp.50

325

付録 13(a) 測温点の構成(b) 測温点の出力波形
図 102 水中と気中の判定原理 973.5.

放射線式水位計

図 103 のように圧力容器外壁面の高さ方向にガンマ線検出器を複数設置し、各点におけるガンマ線
強度を計測する。ガンマ線の強度は燃料と炉心損傷により発生する核分裂生成物および遮蔽としての水の有無に影響を受け、露出した炉心付近でガンマ線強度は最も強くなり、一方で水はガンマ線に対する高い遮蔽効果を有するため水が存在する場合はガンマ線強度が低下する。したがってガンマ線の水の遮
蔽効果による減弱を測定することによって水位を推定することができる。この方式も圧力容器の外側から計測するものであるため、格納容器内の環境条件を適用でき緩和された条件で計測が可能である。

図 103 放射線式水位計

97

東芝エネルギーシステムズ株式会社「過酷事故用計装システム」東芝レビューVol.70 No.8, pp.50

326

付録 133.6.

電源喪失への対策について

3.2.～3.5.項に挙げた水位計測方法はいずれも電源が必要となることから、電源喪失への備えとして非常用電源やバッテリー等を準備する必要があると考える。

4. まとめ
1F 事故において原子炉水位が正しく計測されなかった要因を整理し、その教訓を踏まえ、過酷事故時の原子炉水位計測方法の多様化を検討した。
1F 事故では原子炉圧力容器から格納容器への蒸気漏えいによって格納容器温度が上昇し、また原子
炉圧力容器の減圧に伴い水の飽和温度が低下したことによって、水位計の基準面器内の水が蒸発し基準水位が低下したと推定されている。
既設の原子力発電所プラントでは、1F 事故を教訓に原子炉水位計の安全対策に取り組んでおり、例
えば柏崎刈羽原子力発電所では凝縮槽（基準面器）へ温度計を設置し蒸発の有無を判別できるようにすることや、蒸発が確認された場合等は原子炉水位不明と判断し安全側に考え原子炉を満水にする操作を実施すること、また水位計測の代替として原子炉圧力容器への注水流量等から原子炉の水位を推定する手段の整備を行っている。
上記を踏まえ、過酷事故下での原子炉水位計測に求められる条件を以下のように整理した。
・計測精度 1m 間隔以下
・耐熱性 圧力容器内最高 300℃程度、格納容器内最高 170℃程度
・耐圧 圧力容器内最高 8.6MPa 程度、格納容器内最高 0.6MPa 程度
・耐放射線性
・応答性 時間遅れ 1 分未満
・容易に動作確認が可能であること・回避すべきリスク 電源喪失
・計測の多様性が確保されていること
上記を満たす水位計測方法として以下の方法を抽出した。
・既存差圧式水位計の改良（凝縮槽の蒸発対策）
・超音波による水位計測（原子炉外壁面設置式、計測管式、ガイドプローブ式）
・差動型熱電対式水位計
・放射線式水位計
詳細設計および実機での運用については更なる検討が必要となるため今後実施予定の浮体式原子力発
電プラントの基本設計、詳細設計での課題としたい。

327

付録 14

付録 14

ロンドン条約・議定書への対応（放射性廃棄物の扱い）

1. はじめに海洋投棄に関する条約として、「廃棄物その他の物の投棄による海洋汚染の防止に関する条約（ロンドン条約）」が挙げられ、さらにこの条約を強化したものとして、「1972 年の廃棄物その他の物の投棄による海洋汚染の防止に関する条約の 1996 年の議定書（ロンドン議定書）」が発行されている。本条
約・議定書については、日本も締結しており、放射性廃棄物の海洋投棄に関するルールも定められているため、浮体式原子力発電においても遵守が必要である。そのため、ロンドン条約・議定書を調査し、関連する検討を実施した。

2. ロンドン条約・議定書と国内担保法
2.1.

ロンドン条約・議定書の概要

ロンドン条約は、人の健康に危険をもたらし、生物資源及び海洋生物に害を与え、海洋の快適性を損ない又は他の適法な海洋の利用を妨げるおそれのある廃棄物その他の物の船舶等からの投棄による海洋汚染の防止を目的としたものであり、1972 年 12 月にロンドンで採択され，1975 年 8 月に発効（日本は 1980 年 10 月に同条約を締結）されている。ロンドン条約では、放射性廃棄物などの有害廃棄物を限定的に列挙し、これらの海洋投棄のみを禁止している。
ロンドン条約発行後、海洋環境保護の重要性が認識され、ロンドン条約による海洋汚染の防止措置を更に強化したロンドン議定書が 1996 年 11 月にロンドンで採択され、2006 年 3 月に発効されている（日本は 2007 年 10 月に同議定書を締結）。ロンドン議定書では、廃棄物等の海洋投棄と洋上焼却を原則禁止した上で、例外的にしゅんせつ物、下水汚泥など、海洋投棄を検討できる品目（ここに放射性廃棄物は含まれない）を列挙するとともに、これらの品目を海洋投棄できる場合であっても、厳格な条件の下でのみ許可することとしている。
2.2.

国内担保法の概要

日本では、ロンドン条約・議定書の締結により、国内担保法が制定されている。図 104 に示す様に国内担保法として、「海洋汚染等及び海上災害の防止に関する法律（海防法）」、「廃棄物の処理及び清掃に関する法律（廃掃法）」および、「核原料物質、核燃料物質及び原子炉の規制に関する法律（原子炉等規制法または炉規法）」に反映されている。浮体式原子力発電では、陸上に設置されている原子力発電と同様に放射性廃棄物が発生するが、放射性廃棄物に関する規制は、原子炉等規制法第六十二条（海洋投棄の制限）で規定されている（海防法、廃掃法は、放射性廃棄物を対象としていない。海防法では第五十二条に、廃掃法では第二条にその旨を記載）。

328

付録 14

図 104 ロンドン条約・議定書に関する規制体系図

3. 調査・検討内容
調査・検討内容のイメージ図を図 105 に示す。前述の通り、放射性廃棄物の海洋投棄が規制される
中、浮体式原子力発電の通常の運用に伴って発生する放射性廃棄物の放出 98の扱いについて、陸上と同様の運用可否を調査することとした。具体的には、陸上の原子力発電における放射性廃棄物関係の運用を整理すると共に、ロンドン条約・議定書、原子炉等規制法の規制内容を詳細に確認し、陸上と同様の運用可否を規制の面から調査した。
また、運転中に伴って発生する放射性廃棄物の三態の内、液体と固体について、原子力船「むつ」やロシアの原子力船「アカデミク・ロモノソフ」と同様に貯蔵する運用を選択した場合の浮体構造物内での貯蔵可否を検討した。具体的には、運転中に発生する放射性廃棄物は定検開始まで貯蔵し、定検時に輸送船に受け渡す運用を仮定し、陸上の原子力発電所で 1 年間に発生する放射性廃棄物の発生量（液体は海洋への放出量（希釈前）、固体はドラム缶発生本数を指す）を貯蔵するために必要なスペースの確
保可否を確認した（本来であれば、運転中の発生量から検討すべきであるが、運転中と定検中の発生量
としては公開されておらず、1 年間の発生量として公開されているため、今回の検討では 1 年間の発生量で検討した）。なお、固体放射性廃棄物のドラム缶については、運転中においても、現行専用輸送船
にて陸上施設に随時搬送できるものと考える。気体については、アカデミク・ロモノソフ等ではフィル
タによりろ過を十分に行った上で排気しているため、同様の運用を行うとし、検討の対象外とした。

98

ここで言う放出とは、陸上と同様に十分に浄化した上での放出であり、処理を実施していない状態での放出を意味しない。また、陸上と同様に高レベル放射性廃棄物等の海洋に放出していないものについては陸上と同様もしくはそれ以下の運用とすることが検討の前提であり、陸上の原子力発電以上の放出を検討するものではない。

329

付録 14

STEP①
陸上の原子力発電と同様の運用可否（ロンドン条約・議定書、原子炉等規制法）

STEP②
1 年間に発生する放射性廃棄物量（液体・固体）の浮体構造物内貯蔵可否
図 105 調査・検討内容のイメージ図

4. 調査・検討結果
4.1.

陸上の原子力発電と同様の運用可否（図 105 の STEP①関係）

陸上の原子力発電における放射性廃棄物関係の運用を整理すると共に、ロンドン条約・議定書、原子炉等規制法の規制内容を詳細に確認した結果は以下の通り。結果からは、通常の運用に伴って発生する
放射性廃棄物の放出は、ロンドン条約・議定書、原子炉等規制法等で定義される海洋投棄に当たらず、陸上と同様の運用が可能と考えられる。
 陸上の原子力発電における放射性廃棄物関係の運用（概要）· 陸上の原子力発電と同様に、浮体式原子力発電においても放射性廃棄物（固体・液体・気体）が発生する。
· 固体放射性廃棄物については、ドラム缶等に入れ、処理することとしている。
· 液体放射性廃棄物については、蒸発濃縮をした上で固化等の様々な処理を実施している。その一つとして、処理をした上で希釈排水が実施されている。なお、全量を希釈排水しておらず、極力、復水として再利用している。
· 気体放射性廃棄物については、フィルタによるろ過等を行い、排気している。
 ロンドン条約・議定書の確認結果
ロンドン議定書第四条（廃棄物その他の投棄）では、放射性廃棄物の廃棄を禁止することが明記されている。一方、投棄の定義（第一条）から、通常の運用に伴って発生する放射性廃棄物の放出は、
ロンドン条約・議定書で定義される海洋投棄に当たらず、陸上と同様の運用が可能と考えられる。

第四条 廃棄物その他の物の投棄
締約国は、廃棄物その他の物（附属書一に規定するものを除く。
）の投棄を禁止する。
補足：付属書一に放射性廃棄物は含まれない

330

付録 14
第一条 定義「投棄」には、次のことを含まない。
船舶、航空機又はプラットフォームその他の人工海洋構築物及びこれらのものの設備の通常の運用に付随し、又はこれに伴って生ずる廃棄物その他の物を海洋へ処分すること。ただし、廃棄物その他の物であって、その処分に従事する船舶、航空機又はプ
ラットフォームその他の人工海洋構築物によって又はこれらに向けて運搬されるもの及び当該船舶、航空機又はプラットフォームその他の人工海洋構築物における当該廃棄物その他の物の処理に伴って生ずるものを処分することを除く。
 原子炉等規制法の確認結果
国内担保法である原子炉等規制法では、第六十二条（海洋投棄の制限）で放射性廃棄物の投棄について規定されている。ロンドン議定書と同様に、放射性廃棄物の海洋投棄が禁止されているが、次の2 点は対象外とされている。
① 人工海洋構築物から海洋に人工海洋構築物及びこれらの設備の運用に伴って生ずる物を廃棄す
ること② 人工海洋構築物において廃棄する目的で人工海洋構築物及びこれらの設備の運用に伴って生ずる物を燃焼させること
そのため、浮体式原子力発電において、通常の運用に伴って発生する放射性廃棄物の放出は、原子炉等規制法で定義される海洋投棄に当たらず、陸上と同様の運用が可能と考えられる。

第六十二条
１

海洋投棄の制限

核原料物質若しくは核燃料物質又はこれらによつて汚染された物は、海洋投棄をしてはならない。ただし、人命又は船舶、航空機若しくは人工海洋構築物の安全を確保するためやむを得ない場合は、この限りでない。

２

前項において「海洋投棄」とは、船舶、航空機若しくは人工海洋構築物から海洋に物を廃棄すること又は船舶若しくは人工海洋構築物において廃棄する目的で物を燃焼させることをいう。ただし、船舶、航空機若しくは人工海洋構築物から海洋に当該船舶、航空機若しくは人工海洋構築物及びこれらの設備の運用に伴つて生ずる物を廃棄すること又は船舶若しくは人工海洋構築物において廃棄する目的で当該船舶若しくは人工海洋構築物及びこれらの設備の運用に伴つて生ずる物を燃焼させることを除く。

331

付録 144.2.

貯蔵するために必要なスペースの確保可否（図 105 の STEP②関係）

三態の放射性廃棄物の内、気体を除く固体・液体について、浮体構造物内への貯蔵可否を確認した。
なお、検討においては、以下の 2 点を前提条件として設定した。
· 電気出力 1100MW の浮体式原子力発電とし、浮体構造物のサイズは、既に MIT で検討されている OFNP-1100（炉型：PWR）のサイズとする（図 106 に記載の通り、ハルの直径は 75m、高さは 108m）。
· 放射性廃棄物の発生量は公開情報から電気出力 1100MW の BWR1 基からの排水量（希釈前）を評価する。

108m

φ75m

図 106 1100MW の浮体式原子力発電（PWR）のサイズ 99
 液体放射性廃棄物の放出量と貯蔵可否
米国では、プラントからの液体放射性廃棄物の放出量（ここでの放出量とは、希釈前の量を意味する）を毎年報告書として公開しているため、米国における放出量を調査した（プラント数が多いた
め、運開時期が遅いプラントの放出量を調査）。その結果を表 27 に示す。プラントにより、放出量が大きく異なり、例えば、Fermi 2 では、1994 年以降放出されていない（2010 年に発生した意図しない放出を除いた場合） 100。また、Clinton も同様に 2005 年以降放出されていない（2004 年以前のデJ. Buongiorno et al., “The Offshore Floating Nuclear Plant (OFNP) Concept,” Nucl.Tech., vol.194, pp.1-14 2016.に一部追記。
100 Fermi 2 Radiological Engineering, “Fermi 2 - 2007 Annual Radioactive Effluent Release and Radiological
Environmental Operating Report”.
99332

付録 14ータは公開されていないため、不明）。一方、表 27 の中で最も放出量が多い Perry 1 については、図107 に示すように年により大きく異なっていることがわかる（特に 2015 年から 2016 年で一旦減少したが、2019 年に大幅に増加（2019 年以降の大幅な増加はトラブル等による意図しない放出ではない））。このように、同じ炉型でもプラントにより放出量が大きく異なる。また、Limerick や River
Bend の年間放出量は、Perry 1 のそれと比較するとばらつきが小さいことがわかる（Limerick の標。この違いの理準偏差は 4.04×106、や River Bend のそれは 5.42×106、Perry 1 のそれは 6.70×108）
由の可能性の一つとして、運用方法（放出するタイミングの考え方）の違いが挙げられる。浮体式原子力発電においては、Limerick（平均年間放出量：5.21×106 liters、2 基分）や River Bend（平均年間放出量：9.31×106 liters）のように可能な限り均一に放出すること、また国内の放出実績も参考に
本検討では、1 年間の放出量を 6,000,000 liters（6,000m3）と設定した。つまり、直径 25m、高さ12m 程度のタンクが必要と評価され、浮体構造物に十分設置可能なサイズであると考えられる（柏崎刈羽原子力発電所 6/7 号機の復水貯蔵槽約 2.5 槽分）。
表 27

2020 年に米国プラント（BWR）から放出された液体廃棄物量
プラント数、電気出力

Volume of Liquid Waste to（複数基の場合は合計の出力）

Discharge Canal (prior to dilution)

Fermi 2

1 基、1202 MW

0 liters 101

Limerick

2 基、2264 MW

1.02×106 liters 102

Clinton

1 基、1062 MW

0 liters 103

1 基、1202 MW

0 liters 104

サイト名Nine Mile
Point 2

5.68×103 liters 105

Hope Creek 1

1 基、1172 MW

Perry 1

1 基、1256 MW

2.22×109 liters 106

River Bend

1 基、 967 MW

1.24×107 liters 107(Abnormal Releases)

DTE Electric Company, “Annual Radioactive Effluent Release Report and Radiological Environmental Operating
Report”, 2021.
102 Exelon Generation, “Annual Radioactive Effluent Release Report No.46”, 2020.
103 Exelon Generation, “Clinton Power Station 2020 Annual Radioactive Effluent Release Report”, 2021.
104 Exelon Generation, “NINE MILE POINT NUCLEAR STATION - UNIT 2 RADIOACTIVE EFFLUENTRELEASE REPORT”, 2021.
105 PSEG Nuclear LLC “Annual Radioactive Effluent Release Report 2020”, 2021.
106 Energy Harbor Nuclear, “ANNUAL ENVIRONMENTAL AND EFFLUENT RELEASE REPORT”, 2021.
107 Entergy Operations, “Annual Radioactive Effluent Release Report”, 2021.
101

333

付録 14
1.0E+10排水量 [liters]

1.0E+09

Perry 1
Limerick
River Bend

1.0E+08
1.0E+07
1.0E+06
1.0E+05年
図 107 Perry 1、Limeric、River Bend の年間液体放射性廃棄物放出量（2005～2020 年） 108
 固体放射性廃棄物の発生量と貯蔵可否
柏崎刈羽原子力発電所 7 基（電気出力 1100MW のプラントが 5 機、電気出力 135.6 万 kWe のプラントが 2 基）のドラム缶発生本数から、電気出力 1100MW の BWR1 基の発生量を評価した。
柏崎刈羽原子力発電所における年度毎の発生本数を図 108 に示す。本評価では、2002 年以前の発生本数の内、「最も発生量が多い年度（1997 年度）の発生量」を「運開していたプラント数（1997年 4 月時点での運開プラント数は 6 基 109）」で除した。なお、2003 年以降のデータを除外した理由は通り。
· 2003 年と 2007 年度以降：

稼働率 50%以下であり、発生本数の多くは定検中に発生したものと考えられるため。

· 2004～2006 年度：

2003 年以前に比べ大幅に増加しているが、多数の大型工事が実施されたことによるものであり、多くが定検中に発生したものと考えられるため。

1997 年度の発生本数 1324 本から、1 年間に発生するドラム缶本数は、約 220 本／基と評価される。
ドラム缶（直径：0.57m、高さ 0.84m）1 本を貯蔵するために必要なスペースを 1×1×高さ 1m とし、ドラム缶を積み上げて保管しないとすると、直径 17m、高さ 1m 程度のスペースが必要と評価され、浮体構造物に十分設置可能なサイズであることを確認した。

Perry 1、Limeric、River Bend の 2005～2020 年の Radioactive Effluent Report（https://www.nrc.gov/reactors/operating/ops-experience/tritium/plant-info.html（2021/12/25 閲覧）で確認可能）
109 7 号機は 1997 年 7 月に運開しているため、対象外とした
108

334

付録 145000

ドラム缶本数[本]

4500

対象外期間

4000
3500
3000
2500
2000

対象期間で
最大の本数
1324本

1500
1000
500
0

年度
図 108 柏崎刈羽原子力発電所における年度毎のドラム缶発生本数 110

5. まとめロンドン条約・議定書、国内担保法（原子炉等規制法）を確認した結果、通常の運用に伴って発生す
る放射性廃棄物の放出は海洋投棄に当たらず、陸上と同様の運用が可能と考えられる。一方、放出の可否は法律を遵守すればよいものだけではなく、様々な関係者との議論を得て方針が決定されるものであり、その結果、貯蔵する運用とする場合にも、運転中に発生する液体放射性廃棄物、固体放射性廃棄物を貯蔵し、定検中に陸上に移送する運用とすることは、実績データから可能と考えられる。
なお、固体放射性廃棄物のドラム缶については、運転中においても、現行専用輸送船にて陸上施設に随時搬送できるものと考える。
また、液体放射性廃棄物については、米国の一部プラントのように外部放出しない運用とすることについても、どのような運用により実現しているのか、今後調査が必要である。なお、検討においては、
BWR を代表に調査・検討を実施したため、今後、PWR についても調査・検討が必要である。また、今回の検討は、BWR での発生量を PWR プラントの浮体構造物内に貯蔵することができるかを検討したものである。そのため、BWR プラントの浮体構造物への貯蔵可否の確認が必要であるが、BWR の方が原子炉格納容器のサイズが小さいため、より貯蔵スペースの確保が容易と考えられる。

以

110

東京電力ホールディングス株式会社ホームページに記載のデータから作成。

335

上付録 15

付録 15

浮体式原子力発電関連の知見収集

1. はじめに浮体式原子力発電関連（主に船舶炉）に関する検討は過去に数多く実施されており、原子力船「むつ」のような舶用炉の他にメガフロート上に設置させた原子力発電所が検討されていた。炉型で整理した場合、原子力船「むつ」に代表されるように加圧水型原子炉（PWR）の検討が多く実施されていたが、沸騰水型原子炉（BWR）についても検討されている。例えば、1950 年代には米国 GE（ゼネラル・エレクトリック社）社が熱出力 59.7MW の BWR を搭載した原子力油送船の試設計を発表しており、1960 年代には日本原子力船研究協会が BWR を搭載した船舶炉を検討している。このように、浮体式原子力発電関連の検討は数多く実施されており、これらの知見を収集し、浮体式原子力発電の設計に活用するため、文献の調査を実施した。

2. 調査対象文献
調査対象文献を表 28 に示す。22 の文献を調査した。

3. 調査結果調査した文献から本プロジェクトで検討する浮体式原子力発電へのフィードバック内容を表 29 に示す。例えば、加圧器に水動揺抑制板の設置が考えられていたこと、沈没しても格納容器の圧壊を防ぐ機能（圧力平衡弁など）が設けられていたこと等の知見を得た。各文献の概要を P.付録 14-7 以降に示す。

336

付録 15表 28

浮体式原子力発電関係文献一覧

文献名

公開先（URL 等）

日本原子力研究所「改良舶用炉 MRX の概念設計」（JAERI-M 91-004、1991 年）

https://jopss.jaea.go.jp/search/servlet/search?2075310

日本原子力研究所「改良舶用炉 MRX の工学設計」（JAERI-M 97-045、1997 年）

https://jopss.jaea.go.jp/search/servlet/search?2006290

井上他「原子力船”むつ”の主機械」（日本舶用機関学会誌第 7 巻第 12 号、1972

https://www.jstage.jst.go.jp/article/jime1966/7/12/7_12_923

年）/_article/-char/ja/

藤永「原子力船”むつ”の原子炉」（日本舶用機関学会誌第 7 巻第 12 号、1972

https://www.jstage.jst.go.jp/article/jime1966/7/12/7_12_915年）/_article/-char/ja/

高木「原子力船”むつ”の船体設計」（日本舶用機関学会誌第 7 巻第 12 号、1972

https://www.jstage.jst.go.jp/article/jime1966/7/12/7_12_905

年）

/_pdf

奈良「原子力船「むつ」の耐衝突構造」（日本造船学会誌第 500 号、1971 年）

https://www.jstage.jst.go.jp/article/zogakusi/500/0/500_KJ00003670154/_article/-char/ja/

長本「原子力船”むつ”」（電気学会雑誌 Vol.93, No.3、1973 年）

https://www.jstage.jst.go.jp/article/ieejjournal1888/93/3/93_
3_201/_article/-char/ja

藤永「原子力船「むつ」の原子炉プラントの概要」（日本造船学会誌第 493 号、https://www.jstage.jst.go.jp/article/zogakusi/493/0/493_KJ0

1970 年）

0001777498/_article/-char/ja

富沢「原子力船”むつ”の補機ぎ装(二次系プラント)」（日本舶用機関学会誌第 7 巻

https://www.jstage.jst.go.jp/article/jime1966/7/12/7_12_935

第 12 号、1972 年）/_article/-char/ja

島「原子力船「むつ」の原子炉格納容器について」（日本造船学会誌第 487 号、https://www.jstage.jst.go.jp/article/zogakusi/487/0/487_KJ0

1970 年）

0002869954/_article/-char/ja

楠他「原子力船「むつ」の運動性能と原子炉特性」（秋季造船三学会連合大会（関https://www.jstage.jst.go.jp/article/kansaikoron/3/0/3_103/_

西造船協会）、1994 年）

article/-char/ja

佐藤「原子力船”むつ”の建造に伴う研究計画」（日本舶用機関学会誌第 7 巻第 12

https://www.jstage.jst.go.jp/article/jime1966/7/12/7_12_970

号、1972 年）/_article/-char/ja/337

付録 15
文献名

公開先（URL 等）

江川「原子力第 1 船「むつ」機関部の計画概要」（日本造船学会誌第 484 号、1969

https://www.jstage.jst.go.jp/article/zogakusi/484/0/484_KJ0年）

0001777453/_article/-char/ja

今村他「改良舶用炉の試設計の評価、5：格納特性」（JAERI-M 88-053、1988 年）

https://jopss.jaea.go.jp/search/servlet/search?2074621

楠他「改良舶用炉の試設計の評価（6）－動特性－」（JAERI-M 88-054、1988 年）

https://jopss.jaea.go.jp/search/servlet/search?2074622

伊勢他「改良舶用炉の試設計の評価（7） 遮蔽性能（Ⅰ）；遮蔽設計の妥当性」

https://jopss.jaea.go.jp/search/servlet/search?2074623（JAERI-M 88-055、1988 年）
竹内他「改良舶用炉の試設計の評価(7)遮蔽性能(II)；遮蔽の最適化に関する調査」

https://jopss.jaea.go.jp/search/servlet/search?2074624（JAERI-M 88-056、1988 年）
伊藤他「改良舶用炉の試設計の評価（８）―経済性―」（JAERI-M 88-057、1988

https://jopss.jaea.go.jp/search/servlet/search?2074625年）
竹内他「船用原子炉の遮蔽方式の最適化に関する調査」（船用原子炉の遮蔽方式のhttps://jopss.jaea.go.jp/search/servlet/search?2074851

最適化に関する調査、1989 年）
石坂他「-改良舶用炉- 原子炉容器の水漬け格納に関する検討」（JAERI-M 89-221、https://jopss.jaea.go.jp/search/servlet/search?2075062

1989 年）
藤木「原子力船「むつ」原子炉の過渡変化解析; 運転時の異常な過渡変化及び事故

https://jopss.jaea.go.jp/search/servlet/search?3019484に係る解析」（JAERI-M 9398、1981 年）
I.A. Bylov, “Safety Provisions for the KLT-40S Reactor Plant Floating Power Unit”,

https://nucleus.iaea.org/sites/INPRO/df6/Session%202/M

6th INPRO Dialogue Forum on Global Nuclear Energy Sustainability, 2013.

S%20Presentations/6-russia.pdf

338

付録 15
表 29

本プロジェクトで検討する浮体式原子力発電へのフィードバック一覧
文献名フィードバック内容

日本原子力研究所「改良舶用炉 MRX の概· 加圧器の水動揺抑制板を参考に動揺影響を抑制した

念設計」（JAERI-M 91-004、1991 年）

い箇所には動揺抑制板のようなものを設置すること。

日本原子力研究所「改良舶用炉 MRX の工学設計」（JAERI-M 97-045、1997 年）· 浮体構造物の構造は耐衝突・座礁を考え、ダブルハ
ル構造・二重底構造とすること。
· 加圧器の水動揺抑制板を参考に動揺影響を抑制したい箇所には動揺抑制板のようなものを設置すること。
· 非常用格納容器水冷却設備の除熱量評価において、船体傾斜角の影響を考慮しており、静的安全系を設置する場合には同様の検討が必要と考えられる。
· 給水処理設備の検討について· 周辺監視区域をどの範囲とするかの検討する際に参考となる。

高木「原子力船”むつ”の船体設計」（日
本舶用機関学会誌第 7 巻第 12 号、1972· 設計において、船体運動条件を設定する必要がある。

年）
高木「原子力船”むつ”の船体設計」（日
本舶用機関学会誌第 7 巻第 12 号、1972年）· 船舶としての船体構造。特に原子力船として適用を要する「原子力船特殊規則」などの要求。
· 復原性に関して、船舶復原制規則第 4 章「旅客復原性基準」の適用。
· 船舶としての「対衝突構造」、「対座礁構造」および「耐火構造」の適用。

奈良「原子力船「むつ」の耐衝突構造」· 自航する船舶とは、想定設計寿命（20→80 年間）、（日本造船学会誌第 500 号、1971 年）

最新の大型船型、周囲を航海する船舶の絞り込みや制限ができるといった違いは考慮すべきであるが、基本的な考え方は踏襲できると思われる。
· 目新しい考え方ではないので、最新の対衝撃構造技術の調査も必要で、必要に応じて反映が必要。

長本「原子力船”むつ”」（電気学会雑誌
Vol.93, No.3、1973 年）· 格納容器の設置場所は、他船との衝突事故の影響などが少ない場所とし、万一大型船が衝突しても、その被害が格納容器に及ばないようにする。

藤永「原子力船「むつ」の原子炉プラントの概要」（日本造船学会誌第 493 号、1970年）· 全電源喪失時の安全系の構築が必要である（例：消防艇等による注水）。
· 自動スクラム要因として、大傾斜を設定していた。
339

付録 15
文献名フィードバック内容· 設計において、浮体構造物運動による加速度を設定する必要がある。
· 航行中に雑用水は放水、低レベル排水は貯水を計画していた。

富沢「原子力船”むつ”の補機ぎ装(二次· 動力用タービンなど設備、想定運転の要否の相違は系プラント)」（日本舶用機関学会誌第 7 巻

あるが、動力を必要としない海洋構造物としての洋第 12 号、1972 年）

上原子力発電所が検討対象となっても、安全に関する設備、区画構造、配置の考え方に関して本文献は参考となる。 原子炉設備、船体、運転員をどこまで守るかの設計思想は重要であり、初期に決定されるべきと考える。

島「原子力船「むつ」の原子炉格納容器に· 船舶用格納容器は設計内圧が高いことから、ＳＡクついて」（日本造船学会誌第 487 号、1970

ラス１容器は、耐圧試験時に２Ｐｄ内圧で弾性域に年）抑えることを求められる可能性があり、技術基準の緩和等の対策が必要になる。
· 適用した規則は、ＮＫ（原子力船の船級登録のための暫定指針）とＪＧ（設計圧力の運輸省原子力船特殊規則）で、溶接効率が厳しい設計圧力を使用したが、最新の知見調査が必要である。
· 万一沈没しても格納容器の圧壊を防ぐ機能（圧力平衡弁など）が必要である。
· 格納容器の機能として、横転、転覆、沈没時のあらゆる姿勢の荷重に耐えられるように設計（補強骨等）することが必要である。
· 格納容器は、熱膨脹などで拘束されず、船体が転覆しても二重底に保持される構造（潤滑金属等を介して船体に支持するなど）とする必要がある。
· 耐圧部分と上下支持講造など鋼材の大部分は、陸上
原子力発電所で使用されていない６０キロ高張力鋼を使用しており、材料に関する最新知見の調査検討が必要である。
· 適用した各材料の機械試験と衝撃試験規格は表２、３に関する最新知見の調査検討が必要である。

楠他「原子力船「むつ」の運動性能と原子炉特性」（秋季造船三学会連合大会（関西· 本プロジェクトは、船体運動しないため、条件が合
ってない。

造船協会）
、1994 年）340

付録 15
文献名フィードバック内容· F／BOFF の結果において、今回の洋上原子力の成立性が高いと考えられるが、船体運動しないデータが示されていない。また、船とプラトフォームの形状が同様でないため、動揺特性も同様ではない。
· 公開されたデータベースにアクセスできれば、今回の洋上原子力のため最適なデータを選択・分析し、船体運動しない原子炉に与える影響も評価できるかもしれない。

今村他「改良舶用炉の試設計の評価、5：· 加圧型の格納容器での比較ではあるが、実際に検討

格納特性」（JAERI-M 88-053、1988 年）する洋上原子力発電の設計にも考慮が必要な項目と考えられる。
· また、文献においては、当時の規制に合わせた規制対応についても以下のような記載もあり、考慮すべ
きものはあると考えられる。
· 建造後の検査として、
①気圧試験
②気密試験
③貫通部の気密試験④初回気圧試験後の非破壊検査· 供用期間中の検査として、①機能試験②気密試験、全体としての漏洩率試験③肉眼試験④溶接接手試験

竹内他「改良舶用炉の試設計の評価(7)遮· 通常運転時の遮蔽最適化においては、特に中性子ス

蔽性能(II)；遮蔽の最適化に関する調査」

トリーミングに対する最適補償遮蔽を考える必要が（JAERI-M 88-056、1988 年）あり、単に中性子遮蔽のみでなく、中性子及び二次ガンマ線の効果的減衰を図る必要がある。
· 炉停止時の遮蔽最適化においては、作業員被曝低減を目的とした炉型及び遮蔽配置、格納容器の型や大きさ及び各種の放射能含有機器の配置を決める最適遮蔽設計が必要である。
· 事故時の遮蔽最適化においては、事故後の線源強度を事故後の時間について詳しく評価し、二次遮蔽体
は水の注入による遮蔽性能向上を基本とした多重層化等の最適化を検討する必要がある。

341

付録 15
文献名フィードバック内容

竹内他「船用原子炉の遮蔽方式の最適化に· 今回対象とする事故時対策、船体構造によるが、遮関する調査」（船用原子炉の遮蔽方式の最蔽重量軽減化を考える際には評価方法等が参考とな

適化に関する調査、1989 年）

る可能性あり。

I.A. Bylov, “Safety Provisions for the KLT40S Reactor Plant Floating Power Unit”,· 洋上原子力発電所特有の外的ハザードの検討，及びそれらを考慮した PRA の実施

6th INPRO Dialogue Forum on Global
Nuclear Energy Sustainability, 2013.

342

付録 15タイトル

出典

改良舶用炉 MRX の概念設計

発表者

原子力船研究開発室（迫淳他）

機関／国

日本原子力研究所

文献

JAERI-M 91-004
概要
日本原子力研究所で検討された改良舶用炉（MRX）の概念設計の結果について報告されている。
MRX では一体型 PWR、原子炉容器内装型制御棒駆動装置、原子炉水漬式格納容器、受動的崩壊熱除去システムを特徴としている。また、主機関である炉を多重化したため、非常推進用ディーゼル機関が不要になるとしている。
表

記事

MRX の安全性の特徴（受動的安全性）

燃料集合体振動特性について検討が行われており、燃料集合体を一様な梁として扱い、固有振動数を求めると約 20 Hz 程度に対し、船体振動は 16.7Hz 以下、0.1g と設定されており、共振が発生することはないと評価している。
加圧器には、船体動揺による加圧器内自由水面の動揺を抑制するため、水面動揺抑制装置（板）を設け、炉出力 30%、船体定傾斜 30%
でスプレイノズル冠水による機能喪失およびヒーター露出のない高さとしている。
工学的安全施設の一つとして、格納容器水冷却系が設けられている。格納容器水冷却系は、通常時の放熱量をコントロールし、格納容
器水の温度を一定に保つ格納容器水温度調節器としての機能と、事故時の格納容器水中に放出された熱を最終的に格納容器外へ放熱し、格納容器水温度を長期にわたって一定の温度以下に保つ機能を持っており、ヒートパイプ式としている。検討において、除熱量に影響を及ぼ343

付録 15
す要因として、船体動揺、船体傾斜、放射性分解について検討している。

図

加圧器構造説明図

本プロジェクトで検討する洋上原子力発電へのフィードバック· 加圧器の水動揺抑制板を参考に動揺影響を抑制したい箇所には動揺抑制板のようなものを設置すること。

344

付録 15タイトル

出典

改良舶用炉 MRX の工学設計

発表者

原子力船研究開発室（迫淳他）

機関／国

日本原子力研究所

文献

JAERI-M 97-045
概要
日本原子力研究所で検討された改良舶用炉（MRX、炉型：PWR）のプラント配置から原子炉・炉心、1 次冷却系統設備、工学的安全施設等のプラント設備全般に加え、運転・保守、放射線管理、放射性廃棄物処理、事故解析等の検討結果（「改良舶用炉 MRX の概念設計、
JAERI-M 91-004」で報告された概念設計終了後の工学設計の結果）について報告されている。
MRX の特徴は、蒸気発生器等の 1 次系機器を原子炉容器に内装し、原子炉容器に直接取付けた一体型炉であること、水を充填した格納容器内に原子炉容器を設置する方式で受動的炉心冠水を維持できること、事故時の 1 次冷却水中の崩壊熱は格納容器内に設けた放熱器により自然循環で格納容器水中に放熱され、この格納容器水中に放出された熱はさらにヒートパイプ式の冷却器により自然循環で船外に放熱されることが挙げられる。

記事

図

全体配置図

船体事故に対する原子炉の防護の例として、以下を検討している。
衝突：原子炉区画側部に耐衝突構造を設け、衝突エネルギーを耐衝突構造で吸収することにより格納容器に損傷を及ぼさないようにする。
345

付録 15
座礁：原子炉区画下部の二重底構造を、桁板や助板等により補強し、万一座礁しても安全閉井に損傷を及ぼさないようにする。
加圧器には、動揺対策として水動揺抑制板が設けられている。
安全系として、非常用格納容器水冷却設備が設けられており、原子炉容器からの放熱による格納容器水の温度上昇を抑制するために設けられる格納容器水浄化冷却系統の補助的役割と事故時に格納容器水中に放出された熱を最終的な熱の逃がし場である大気に放出し、格納容器水温度を長期にわたって一定の温度以下に保つ機能を持つ。本設備の設計条件として、動揺、船体振動、船体定傾斜および船体動揺角等を設定し、船体傾斜角と除熱量の関係を評価している。

図 非常用格納容器水冷却設備
燃料交換は、4 年に 1 回程度の実施が検討されており、母港において格納容器一括にて搬出し、附帯陸上設備の燃料交換建屋に移動することとしている。
船体傾斜により安全保護系統を含む原子炉機器の機能喪失から保護するために、船体傾斜過大の”2 out of 4”信号により原子炉をスクラムさせることとしている。
本船で使用する淡水は港で補給するものと本船内に設置した造船設
備により生産するものを使用する。純水装置へは造水設備から清水タンクを経由して送水する。

346

付録 15図

給水処理設備の概略系統図

周辺監視区域は、線量当量、空気中若しくは水中の放射性物質の濃度が告示に定められた値を超えるおそれのある区域を周辺監視区域とすることとしており、実際には管理上の便宣も考慮して周辺監視区域
は機関室、保健物理室、配電盤室等としている。
放射性廃棄物の内、船外に放出されるものは気体のみで、液体と固体の放射性廃棄物は船内に保管される。
本プロジェクトで検討する洋上原子力発電へのフィードバック· 浮体構造物の構造は耐衝突・座礁を考え、ダブルハル構造・二重底構造とすること。
· 加圧器の水動揺抑制板を参考に動揺影響を抑制したい箇所には動揺抑制板のようなものを設置すること。
· 非常用格納容器水冷却設備の除熱量評価において、船体傾斜角の影響を考慮しており、静的安全系を設置する場合には同様の検討が必要と考えられる。
· 給水処理設備の検討について· 周辺監視区域をどの範囲とするかの検討する際に参考となる。

347

付録 15タイトル

出典

原子力船“むつ”の主機械

発表者

井上 宗一、近藤 久義

機関／国

石川島播磨重工業／日本

文献

日本船用機関学会誌 第７巻 第１２号（昭和４７年１２月）
概要
昭和４０年代の原子力船の駆動方式は、「むつ」を含めて原子炉の熱で発生させた蒸気を利用する蒸気タービンが採用されている。この文献は、「むつ」にも搭載された蒸気タービンの概要を紹介したものである。なお、今回検討する浮体式原発については、自走式としない前提であり、駆動のための主機械は設置しないことから、参考となる
技術的知見はない。本文献の要旨を以下に示す。
１．原子力船タービン主機械としての特徴〇一般商船は過熱蒸気を採用しているが、原子力船は飽和蒸気または過熱度の低い蒸気を使用しており、材料の高温強度など、特に新しい技術は必要ない〇但し、湿り損失増加に関する以下の特別な配慮を行っている・タービン関係設備には、遠心式湿分分離器、汽水分離室、みぞ付き湿分分離動翼などを採用

記事

・主復水器には、復水中に塩分（海水）が混入した場合の検知と、その高塩分復水の除去自動化を採用・過渡現象の緩和対策として余剰蒸気を主復水器にダンプできる設計を採用
２．全体装置〇タービン主機械は、主機タービン、主減速装置、主復水器で構成〇主機タービンは、クロス・コンパウンド形の衝動式飽和蒸気ター
ビン〇高圧タービン・低圧タービンの入り口蒸気の乾き度は９９．３％
で、２つの湿分分離器により維持〇プラント熱サイクルは、以下の 3 段給水加熱式
・高圧タービン第４段落の抽気→第３段給水加熱器を加熱
・高圧タービン排気の抽気→デアレータを加熱
・低圧タービン第２段落の抽気→第１段給水加熱器を加熱〇タービン出力は、常用時・抽気使用時に、高圧と低圧タービンでほぼ等分となり、主減速装置に伝達348

付録 15〇原子炉からの蒸気がない場合、補助ボイラにて２８．５ｋｇ／ｃ
ｍ2、乾き度９９．３％の蒸気を共有〇主復水器は１回流再熱式で低圧タービンの下部に設置
３．タービン〇高圧タービンの段落はラトー衝動式７段、ノズルは溶接ノズルを採用、ノズルダイヤフラム外周部に汽水分離室を設けて動翼の回転による分離湿分を捕獲し給水加熱に利用〇クロスオーバパイプの途中に湿分分離器を設け、湿分を約９％か
ら約０．７％（常用出力時）として低圧タービンの翼エロ―ジョンを防止〇この湿分分離器は優れた性能を有しており、分離効率は含有湿分の約９９％を分離、圧力損失も０．０２５ｋｇ／ｃｍ2 程度〇低圧タービン前進段落はラート衝動式７段、全段スラント・トッ
プ翼、第５段から７段にはねじれ翼を採用〇第６段動翼には、みぞ付湿分分離翼を採用し、最終第７段動翼のエロージョンを防止〇ノズルは後進第一段の穿孔ノズルを除いて、すべて溶接ノズルを採用、ノズルダイヤフラム外周に高圧タービンと同様、汽水分離室を装備しドレンを回収〇みぞ付湿分分離翼の第６段への採用で、最終第７段翼の出口湿り度は減少、かつ、最終段翼の先端周速は低速のため段翼にはステ
ライト張りなどのエロージョン対策は実施せず
４．主減速装置〇主減速装置は、タンデム・アーチキュレーテッド・タイプ・ダブ
ル・ヘリカル２段減速歯車式で、第１段ホイール軸と第２段ピニオンの中空部には、クイルシャフトを装備、第２段歯車と第１段歯車との間にフレキシビリティをもたせている〇連続最大出力時約６４トンの推力を受ける主推力軸受は、ミッチ
ェル形で減速車室の船首側に装備
５．主復水器〇冷却管は復水の過冷却を防ぐ再熱形を、冷却方式は海水による１回流ポンプ循環式を採用

349

付録 15〇復水器の冷却管と管板取付部からの海水漏洩の対策は、高塩分警報と管板取付部の塩分検知室のドレンを自動排出する自動塩分復水排除装置を設置〇検知室は管板取付部を隔板で仕切り、塩素イオンを０．１ｐｐｍ
以下に維持可能〇過渡現象の緩和策としては、余剰蒸気を自動的に直接主復水器に導く主ダンプ系統を設置
６．遠隔操縦装置〇タービン主機械の回転速度および方向を機関制御室および船橋操舵室から制御可能〇但し、最初の起動準備からスタンバイまでと、エソジン・フィニ
ッシュ後の処置はすべて機側にて実施〇操船時のタービン速応性を高めるため、主軸より回転数を検出、制御系にフィードバックするクローズドループを採用〇タービンの回転停止時に、ロータの曲り防止のため、オートスピ
ニング装置を設置〇危急停止装置により、原子炉スクラム時、停電時、軸受給油圧力の低下時など、制御弁の制御油をダンプしタービンを停止する
本プロジェクトで検討する洋上原子力発電へのフィードバック〇参考となる技術的知見は特になし。
以

350

上

付録 15タイトル

出典

原子力船 “むつ” の原子炉

発表者

藤永 一

機関／国

三菱原子力工業（株）

文献

日本船舶機関学会誌 第７巻 第 12 号（昭和 47 年 12 月）
概要
三菱原子力工業㈱における原子力船”むつ”の燃料及び制御棒の陸上臨界試験における各種主要試験項目及び解析等を纏めた文献である。
（原子炉構造・炉心の概要，設計要目表についても記載あり。）

記事“むつ”は昭和 38 年に基本設計が発足、各種臨界実験，模型試験を経て，昭和 41 年末～42 年初頭に炉心の設計が固まった。当時の陸上
加圧水形原子炉と比較すると、1/2～1/3 程度の比出力，出力密度しかなく非常に保守的な設計がされている。
陸上炉における改良点のうち，時間・金銭的制約により”むつ”への反映を断念した点として，以下が挙げられている。
(1)燃料被覆管をステンレス鋼よりジルカロイ合金とする。
(2)十字形制御棒をロッドクラスター形とする。
(3)核熱特性を当時の陸上炉に近づける。

351

付録 15
上記の各種実験の後，実装の燃料および制御棒を使用して，下記陸上
臨界試験を実施し，十分満足すべき結果を得たとしている。
陸上臨界試験における主要な試験項目
1：シャットダウンマージンの測定
2：スタックロッドマージンの測定
3：制御棒の投下反応度の測定
4：余剰反応度の液体ポイズン法による測定
5：出力分布の測定
6：減速材温度係数の測定
7：各種ロッドパターンにおける中性子検出器応答特性試験
8：燃料集合体の均一性試験
9：制御棒の均一性試験
また炉心の水力的性能については，同一の 1/2 模型装置による再試
験，1/5 透明模型，実船において計装模型燃料を使用した試験が実施されている。
その他，実寸燃料模型による振動実験，実寸炉心構造物の振動実験等も実施しされ，慎重を期している。
陸上炉の核熱設計と異なる点として，以下条件の船体動揺による流動振動の検討が実施され，設計に用いられた DNB 限界に十分な余裕があることを確認したとされている。
船体運動条件100%出力の場合
横揺 30(3～9cpm)定傾斜 10°
縦揺 10(4～15cpm)トリム 5°
上下方向加速度 1±0.60g(4～15cpm)
50%出力の場合
横揺 45°(3～9cpm)定傾斜 15°
縦揺 15°(4～15cpm)トリム 10°
上下方向加速度 1±0.60g(4～15cpm)（ただし,50%出力の場合,突変的な上下方向加速度 1±0.829 に対し不安定現象が長時間持続せず,また安全であるよう設計する。）
本プロジェクトで検討する洋上原子力発電へのフィードバック
・設計において、船体運動条件を設定する必要がある。

352

付録 15タイトル

出典

原子力船“むつ”の船体設計

発表者

高木 敬太郎機関／国

石川島播磨重工業株式会社

文献

日本舶用機関学会誌 第 7 巻 第 12 号（昭和 47 年 12 月）
概要
原子力船「むつ」の船体設計についての概要に関する文献。
原子力船「むつ」の船体計画で特に考慮すべき事項は、○原子炉室およびその周辺構造（格納容器支持構造、対衝突および対座礁構
造）、○二次遮へい構造、○二区制可浸ならびに損傷時の復原性確
保、○防火構造 等になる。
これらは原子力船として、原子炉をはじめとする諸特殊装置の搭載に起因するものであり、かつまた、原子力船として適用を要する「原子力船特殊規則」などの要求するところによる。
○船体主要寸法等
一般の船舶と比べて、原子力船「むつ」は、その長さに比べ幅および深さが著しく大きく、また深さに対して喫水が非常に浅いことが特徴。これは、原子力船として燃料搭載量が僅少であり、貨物搭

記事

載量も少ないため。
○重量配分、区画、復原性等
本船「むつ」は、原子力船として船舶復原制規則第 4 章「旅客復原性基準」の適用を受けるが、要求基準を大幅に上回る十分な復原力を有している。計算結果の代表例を下表に示す。

原子力船「むつ」の復原制の代表例

353

付録 15しかしながら、本船は「原子力船特殊規則」の定めるところにより、損傷時の隣接 2 区画に浸水の場合においても所定の浮力ならび復原力の確保に関する要求を満足する必要があり、このため、所要の計画を行い、これを満足するよう、水密区画配置、構造、配管など本船設計上所要の考慮を払っている。
原子力船「むつ」の水密隔壁ならびに区画の配置を下図に示す。

原子力船「むつ」の区画室記号と推定浸水範囲

区画計算の結果によれば原子力船の区画室の長さは「船舶区画規定第 21 条」によるほか、隣り合ういずれかの 2 区画室の長さの和も、その合計長さの中央における可浸長を超えないようにする必要があるが、本船は満足している。
損傷時の復原性確保については、「船舶区画規定第 40 条」および「原子力船特殊規則に関する昭和 41 年 3 月付の検査心得（案）」による追加条件を適用し、損傷を受け、浸水した場合および平衡措置をとった場合の最終状態において、（例えば、対象に浸水した場合の GM は 50mm 以上、非対称に浸水したな愛傾斜角は 7 度を超えないこと）復原に関する要求などその他所定の要求を満足する必要354

付録 15がある。計算を行う状態としては、33 状態を決定し、計算した結果、必要な運用を明確にしている。
○対衝突構造原子力船「むつ」の原子力機器を他船との衝突時に保護する目的
で原子炉室および原子炉補機室の両側ボイド部分は対衝突防護構造としてある。
本構造は、「運輸省原子力船特殊規則」に定める、衝突時の要吸収エネ
ルギに関する指定値を満たすよう計画されており、安全性も、米国原子力商船サバンナ号の場合と同程度とすることを目標とした。本船が他船と衝突を受け、格納容器が破壊

原子力船「むつ」の対衝突構造される確率をサバンナ号に用いたものと同一の手法で計算した結果、20 年簡に重大な衝突の起こる確率は約 7×10-5 と、サバンナ号の場合とほぼ等しい値となり、これは 30 万年間に 1 回という極めて低い回数であって、十分安全であると結論付けている。
○対座礁構造原子力船「むつ」の原子炉区画における座礁に対し、原子炉系を保護するための対座礁構造の備えるべき条件は以下。
① 原子炉室 2 重底は座礁によって生ずる荷重に対して、十分な強度および剛性を有すること。
② 2 重底の高さは船底外板部の損傷が内底板まで達するのを防ぐに十分な値とする。
③ 構造的に船底外板の損傷変形をなるべく内底板に伝えないよ
うな方式とすること。
実施の設計においては、まず支持構造物としての諸寸法、構造を決定し、ついでにこれが対座礁構造として十分に条件を満たしていることを確認するという手法を採用した。

355

付録 15○格納容器支持構造
通常の状態において格納容器重量を支持するに足る十分な強固な構造とするのは言うまでもないが、衝突、座礁、転覆、沈没など非常事態においても、格納容器を安全に保持できるものでなくてならない。また、事故時の格納容器内温度、圧力の急激な上昇にも有害な拘束を与えないよう設計上考慮する必要がある。格納容器支持構造
は右図のとおり、下部支持構造は 2 重底
上の 2 重スカート方式で、格納容器の総重量を支持する構造としている。
○格納容器
原子力プラント特有の耐圧安全容器、耐圧機能の他、内部の機器および格納容器上部の二次遮へい材等の支持する構造物としての機能も有している。
○耐火構造

原子力船「むつ」の格納容器支持構造

耐火構造は、前述の特殊構造とともに、船体部における安全対策
上の重要な項目の一つであり、「SOLAS’60」、ANNEXC「原子力船に適用される勧告」および「原子力船特殊規則」により現行法令の最高基準として遠洋を航海区域とする客船の規定が適用される。
本船では、以下の理由により「第三保護方式」が採用された。第三保護方式の基本的な考え方は、火災の早期発見と火災範囲の局限にあり、自動火災警報装置を設けるとともに、船内を所定の規模の防火区画に細分するものであり、本船程度の大きさの船舶の防火構造方式としては最も適当なものであると認められた。
特に、原子炉室、同補機室、制御室、操舵室、諸発電機室、居住区域および階段室などの重要区域と他の場所との境界は、全て A 級
仕切により隔離し他の場所よりの火災から保護する構造としている。
本プロジェクトで検討する洋上原子力発電へのフィードバック356

付録 15○船舶としての船体構造。特に原子力船として適用を要する「原子力船特殊規則」などの要求。
○復原性に関して、船舶復原制規則第4 章「旅客復原性基準」の適用。
○船舶としての「対衝突構造」、「対座礁構造」および「耐火構造」の適用。
以

357

上

付録 15タイトル
出
典

原子力船「むつ」の耐衝突構造

発表者

奈良 繁

機関／国

石川島播磨重工業 原子力プロジェクト部 / 日本

文献

日本造船学会誌 第 500 号(1971 年 2 月）
概要
原子力船「むつ」における対衝突構造を決定した経緯、根拠を記した論文である。
-

世界の全船舶に対して安全であるような防護構造が望ましいが，
このようにすると重量および容積の増大を招き，船として成立た
なくなるおそれがある。

-

このため， 大部分の船舶との衝突に耐えうるものとし，ごく少数の危険な船との衝突は，統計的にみてその起こる確率がきわめて小さく，ほとんど無視できる程度となるような構造とする。

-

対衝突構造は３通りの方法が考えられる① 第一は船測を二重殻構造とする。
② 第二は船側の甲板強度を強固にして破壊エネルギー吸収能力記事を向上③ 第三は衝撃力を吸収するために木材などの軟材を使用-「むつ」も「サバンナ号（米国の原子力貨物船）」にならって第二の方法を採用。

-

木材は経年劣化や火災防止上に問題あるため、不採用。

-

三菱重工、日立造船、IHI どので各種実験を行って、船側甲板は衝突抵抗として有効に働かず、防護構造の主体は甲板であることを確認。

-

防護範囲は原子炉室および原子炉補機室と設定して、耐衝撃構造
を設計。

358

付録 15-甲板の板厚は最大 38mm。

-

吸収エネルギーは突入量のほぼ 2 乗に比例するため、船が大型になれば，耐衝突構造は設けやすい。

-

本デザインの安全性は、青函連絡船， 貨物船， 貨客船， タン
カー，鉱石船などが本船の原子炉区画に真横から突入してきた場合を想定して検討。

-

衝突船の船首が原子力船の原子炉格納容器まで達するに必要な速力（限界速力 Vc）を求め， Vc よりも衝突船の航海速力が小さけ
れば原子炉格納容器の破壊は起こらないと判断。

359

付録 15-船首バルブ形状の影響を調べるために、縮尺 1／10 模型で本船の原子炉室に超大型タンカー東京丸のバルブが突入した場合を想定してテストを実施。

-

本船(むつ)の側外板がややへこんだ程度であるのに対し， 東京丸のパルプは完全に圧壊し，本船はバルブの衝突に対しても十分な強度を有することを確認。

-

想定する船舶は T-2 タンカーと設定。

-

これよりも運動エネルギーが大きい船舶は 6%あるが、満載航行していない運航率、計画速力よりも低い通常航海速度、衝突角度の平均、他船の危険回避行動（減速）などを考慮。

-

船舶の寿命は 20 年と設定し、今後 20 年間に衝突船が大型化することは考えにくいとの前提で大型化は未考慮。

-

20 年間に重大な衝突の起こる可能性は 7 x 10-5 となり、30 万年
間に 1 回という極めて低い回数となった。

-

原子炉装置への衝撃加速度も 1G を十分下回ることから、１G の衝撃加速度に耐えられる設計をしている原子炉装置も問題ないことを確認。

本プロジェクトで検討する洋上原子力発電へのフィードバック·

自航する船舶とは、想定設計寿命（20→80 年間）、最新の大型船型、周囲を航海する船舶の絞り込みや制限ができるといった違いは考慮すべきであるが、基本的な考え方は踏襲できると思われる。

·

目新しい考え方ではないので、最新の対衝撃構造技術の調査も必要で、必要に応じて反映が必要。
以上360

付録 15
タイトル

出典原子力船”むつ”

発表者

長本良男

機関／国

日本原子力船開発事業団

文献

電気学会雑誌 Vol.93, No.3
概要“むつ”の安全対策の基本方針は下記の通りである。


重要な機器は二重、三重に装備するとともに、これらを船内に分散配置して、どの機器に故障が起きても運転に差し支えないようにしている。



液体及び固体の放射性廃棄物は、すべてタンクに貯めて定係港（事業団が青森県むつ市に建設したもの）に持ち帰って陸揚げし、海に捨てることはない。

記事“むつ”の主要要目は次の通りである。
全長 約 130m
幅 約 19m
深さ 約 13.2m
総トン数 約 8,350t
載貨重量 約 2,400t
主機械 蒸気タービン(10,000HP)×1 基
原子炉 加圧水型(36,000kW)×1 基
乗組員その他 79 名361

付録 15“むつ”はその原子炉室を船のほぼ中央に置き、ここに原子炉を収容した原子炉格納容器を置いている。この位置は、他船との衝突事故
や船体運動による加速度の影響などが少ない安全な場所として選ばれた。そのうえ原子炉室の両側には、対衝突構造にした空所を設けて万一大型船が真横から衝突しても、その被害が格納容器に及ばないようにしている。
放射能汚染の可能性のある場所は、原子炉室、原子炉補機室、送風機室などであり、これらはまとめて 1 箇所に配置して、これらの室の出入管理は 1 箇所に絞り、そこで放射線の被ばく量などの監視を行う。
“むつ”の船体を 9 つの水密隔壁によって 10 区画に分け、衝突などにより任意の隣接する 2 区画に浸水しても“むつ”はじゅうぶんな
浮力と復原力を持っている。また、船体は 3 つの防火隔壁で 4 つの防火区画に分けられ、万一火災の場合でもその類焼を最小限にとどめるようになっている。
原子力船“むつ”の原子炉容器は上部に冷却水出口、入口ノズルを各 2 本設けているが、炉心が入っている下半分には全く貫通部がない。これは万一パイプが破断しても、冷却水が外部へ漏れて炉心が露出することを防止するためである。

362

付録 15“むつ”は、電源として主ターボ発電機 2 台(1,000kVA/台)、補助
ディーゼル発電機 2 台(900kVA/台)、非常用ディーゼル発電機 1 台(300kVA)、計装用電動発電機 2 台(電動機 40kW-発電機 30kW)を装備している。このほか計装用蓄電池 1 組(1,000Ah)、臨時非常電源用蓄電池 2 組(300Ah/組)、無線用蓄電池 2 組(200Ah/組)を持っている。これら電源装置の配置は、事故時にすべての電源が同時に損傷を受けることのないよう分散させている。すなわち、原子炉室を挟んで船尾側には、機関室に主発電機、補助ボイラ室に補助発電機を配置し、また船首側には、計装用電動発電機室に電動発電機を、上甲板上非常発電
機室非常発電機および計装用蓄電池室に計装用蓄電池を配置するなどの配慮をしている。
本プロジェクトで検討する洋上原子力発電へのフィードバック·

格納容器の設置場所は、他船との衝突事故の影響などが少ない場所とし、万一大型船が衝突しても、その被害が格納容器に及ばないようにする。

363

付録 15タイトル

出典

原子力船「むつ」の原子炉プラントの概要

発表者

藤永 一

機関／国

三菱原子力工業文献

日本造船学会誌 第 493 号（昭和 45 年 7 月）
概要
原子力船「むつ」の原子炉プラント（炉型：PWR）部分の概要に関する文献である。
（主要系統、原子炉の緒言の記載あり）
原子力船「むつ」の原子炉部は、機関室、原子炉室、格納容器及び原子炉補機室に分けられる。

安全系として、①非常用崩壊熱除去系統と②緊急用注水系統が設け記事られている。
前者系統として、非常用崩壊熱除去ポンプがあり、非常用水槽の水を SG 二次側に給水することによる崩壊熱除去、また、圧力容器への注水が可能となっている。
後者系統として、緊急用注水ポンプと格納容器スプレイポンプがあり、圧力容器内への注水、格納容器内スプレイ機能を持つ。
船内にて発生する液体、気体、固体の放射性廃棄物を処理する機能を持つ廃棄物処理系統は、以下の通り、設計されていた。
○液体廃棄物設計条件として、6 ヶ月間連続航海に耐えること、及び燃料交換を基地で行うこととし、航海中の冷温停止は 6 カ月間に 2 回、また航海中には修理などのために主冷却水の一部または全部を排出しないことを設定し、設計されている。
○気体廃棄物
モニタリングを実施した上で船外に放出されていた。
○固体廃棄物364

付録 15入港時に陸揚げされていた。
原子炉制御設計計装設備の内、制御棒駆動装置制御設備では船体動
揺振動を十分考慮して論理素子を選択していた。スクラム要因として、洋上特有の「大傾斜スクラム」が設定されている。
プラント設計の条件として、以下に示す様に強度と原子炉の安全確保のための諸装置の作動条件が定められている。
○強度に関する条件
船体運動による加速度
上下方向加速度1±0.82 g（4～15 cpm）

左右方向加速度1±0.65 g（同上）前後方向加速度1±0.20 g（同上）

衝撃加速度

各方向静荷重にて 1.0 g

振動加速度

各方向に対し 100〜1200 cpm にて 0.1 g○原子炉の安全確保のための諸装置の作動条件
横揺 60 度（3～9 cpm ）横空傾斜 60 度

縦揺 20 度（4～15 cpm ） トルム

20 度

上下方向加速度 1.0±1.0g（4～15 cpm）
その他の各方向加速度 1.0 g
本プロジェクトで検討する洋上原子力発電へのフィードバック·

全電源喪失時の安全系の構築が必要である（例：消防艇等による
注水）
。

·

自動スクラム要因として、大傾斜を設定していた。

·

設計において、浮体構造物運動による加速度を設定する必要がある。

·

航行中に雑用水は放水、低レベル排水は貯水を計画していた。
以上365

付録 15タイトル

出典

原子力船“むつ”の補機ぎ装（二次系プラント）

発表者

富沢 昭

機関／国

石川島播磨重工業(株)文献

日本船舶機関学会誌 第７巻 第１２号 昭和４７年１２月
概要
原子力船の推進力発生を主目的とする動力プラントは、原子炉を中心とする一次系プラントと、タービン主機関を中心とする二次系プラントにて構成され、表記の文献においては、後者の二次系プラントに関する全般の計画と、これらを構成する補機器の概要について述べられている。 二次系プラントの主な役割は、一次系プラン
トから蒸気の供給をうけて所要の推進力を発生するとともに、一次系プラントに必要な電力および水などを供給することである。
船舶用二次系プラントは主に以下の設備で構成される。
1.

タービン、推進装置、真空式復水装置、発電機
主蒸気発生器出口で 99.75%の乾き度をもつ飽和蒸気で、原子炉が一次冷却水の平均温度一定制御方式をとっているため、圧力は原
子炉の出力に応じて 100%出力時の 40kg/cm2g から 0%出力時の62.5kg/cm2g の範囲で変動に追従して所定の性能を発生するよう

記事に諸調整機構に考慮が払われている。蒸気は主蒸気管および主機
高・低圧タービン間に設置された湿分分離器により乾き度を維持され、推進用の主機タービン、発電用の主発タービンに供給される。復水器は冷却に海水が使用され圧力 722mmHg で運転される。復水は三段階の給水加熱を行い、温度約 160℃で主蒸気発生器に戻る。給水ポンプの駆動は蒸気タービンにより行われる。

366

付録 152.

補助推進装置万一、原子炉から蒸気供給が行なわれなくなった場合でも、船の運航を確保して事故を未然に防止するために、補助ボイラならびにその関連装置による補助推進装置を設けている。

3.

原子炉一次系に関連する二次系諸装置



主ダンプ系
原子炉運転時に蒸気タービントリップ等、二次系の負荷が急激に大きく変動した場合、主蒸気系統から余剰蒸気を分岐し、主復水器へ直接ダンプさせることで炉機能を保護する。
（主ダンプ弁、多段オリフィスによる）

崩壊熱ダンプ系
原子炉停止後の崩壊熱を除去するための二次側の冷却設備。主蒸気系統から分岐して崩壊熱復水器へ導入し冷却する。原子炉停止
後の崩壊熱を除去するための主蒸気発生器への給水装置として、
電動プランジャ式の補助給水ポンプが設置される。



ブローダウン系
主蒸気発生器の器内水質を維持するために給水流量の約 1.1%を連続ブローする装置で、ブローダウンタンクに導き一部フラッシュさせ熱回収を計ったのち残量を船外吐捨する。



緊急注水系
一次冷却系統に破断事故を生じた場合、補助給水ポンプを自動起動して二次系保有水を炉心に直接注水し冷却する。
（緊急炉心注
水、格納容器注水は一次系として扱われる）。注水系のポンプは非常用発電機によるバックアップ電源による駆動も考慮される。



その他
上記以外、海水、雑用清水、温水循環、サニタリ、消防、潤滑油、燃料、シール、雑用空気、計装空気、換気空調、起動用空気、ビルジポンプ、メンテナンスショップなどの設備が存在する。
（廃棄物処理設備に関しては二次系の対象ではない）。

さらに原子炉の安全確保上、特に重要な機器に対して、一部特殊な設計条件を付加している。例として


補助給水ポンプ、非常用発電機
船の動揺・傾斜（横に 60゜、縦に 20゜）に対しても所定の性能を発揮できる様な配慮（潤滑装置・軸受け等）



主発タービンおよび補発ディーゼル
主発電機、補助発電機の並行運転を行える様な設計

367

付録 15

主および補助復水器
万一の復水器での海水リークにより、汚染された二次系システム
水が主蒸気発生器加熱管に腐食させない様、検塩計を設置

また、原子炉電源にもバックアップ装置や特別な考慮を払っている。主要、重要設備に対し①主配電盤に対して二重母線方式②重複回路を設けた給電方式③電路の分離・布設およびノイズ防止対策④
炉計装電源に特殊電線の採用（耐高温・耐放射線）⑤炉計装電用に安定度の高い発電機など。
原子力船は万一の、他船との衝突、座礁、沈没等の様な事故を想定
し原子力災害を防止できる構造とする。船体構造は耐衝突および耐座礁構造の採用ならびに 2 区画可浸、防火構造とし、さらに重要機器を分散配置する。例えば、機関室内の崩壊熱ダンプ系、給水系な
どの冷却設備が機関室浸水等で使用できない場合でも、原子炉室または原子炉補機室の設備で安全に冷却可能とする。また、主発電機
は機関室に、補助発電機を補助ボイラ室に分散配置するほか、非常用発電機、計装用バッテリ等もそれぞれ独立の異なった区画に設置する。
運転計画としては、原子炉関連の①原子炉運転時②補助ボイラ運転
時③原子炉起動時④原子炉停止時⑤原子炉スクラム時⑥非常発電機
による原子炉冷却時⑦非常発電機による緊急炉心注水時の７ケースに加え、①航海時②出港時③停泊時の３ケース、さらに非常用発電運用の組み合わせが加味された運転ケースを想定する。
本プロジェクトで検討する洋上原子力発電へのフィードバック
動力用タービンなど設備、想定運転の要否の相違はあるが、動力を必要としない海洋構造物としての洋上原子力発電所が検討対象となっても、安全に関する設備、区画構造、配置の考え方に関して本文
献は参考となる。 原子炉設備、船体、運転員をどこまで守るかの設
計思想は重要であり、初期に決定されるべきと考える。
なお、居住関連の設備、緊急用脱出等の設備については本文献の範囲では無いようである。

368

付録 15タイトル

出典

原子力船「むつ」の原子炉格納容器について

発表者

島 栄吉

機関／国

石川島播磨重工業／日本

文献

日本造船学会誌 第４８７号（昭和４５年１月）
概要
原子力船「むつ」の原子炉格納容器の概要に関する文献である。
下線部は、特に重要と思われる部分である。
１．設計条件〇適用した規則は、ＮＫ（原子力船の船級登録のための暫定指針）とＪＧ（設計圧力の運輸省原子力船特殊規則）であるが、溶接効率（ＮＫ：１００％、ＪＧ：９１％）から、板厚などの構造強度はＪＧの設計圧力の基準が適用された。
〇沈没時の圧壊対策として、外圧に耐え得るよう原子炉格納容器に圧力平衡弁を設けている。
〇原子炉格納容器の必要な機能は以下のとおり
・圧力容器としての機能
・内部機器や上部の鉛遮蔽の支持など構造物としての機能
なお、構造物としての機能は、横転、転覆、沈没時のあらゆる姿勢の荷重に耐えられることが必要

記事

２．構造
〇原子炉格納容器の内面には外圧に対する補強と内部機器の支持のため、水平と垂直方向に補強骨（スチフナー）を設ける。
〇Ｔ字形の補強骨は、直接耐圧部材の胴板鏡板に溶接（上端は開口フランジ、下端は１次遮へい台）する。なお、一般には耐圧部分に補強骨を設けておらず、内部機械台を耐圧部材より離し、耐圧部材の圧力変形を拘束しないよう考慮している。
〇上部には燃料交換および修理用として内径４，９００ｍｍの蓋と開ロフランジを設ける。
〇原子炉格納容器は、上部と下部の支持構造によって、潤滑金
属、ライナ等を介して船体に支持されており、熱膨脹などによる半径方向の変形を拘束せず、かつ船体が転覆しても原子炉格
納容器を二重底に保持する構造としている。
〇潤滑金属はアルミブロンズの基板表面に黒鉛を埋込み、表面全面に黒鉛を塗布したもので、面圧５００ｋｇ／ｃｍ2 に耐える。
船用は初めての使用だが陸上橋梁など相当の使用実績がある。

369

付録 15〇圧力平衡弁２箇が下部鏡板に設けられており、有効内径は何れも９００ｍｍである。万一沈没した場合には原子炉格納容器の圧壊を防ぐために水圧１．５～２ｋｇ／ｃｍ2 に達すると、破断ボルトが破断して弁が開いて海水を原子炉格納容器内に流入させる。内外の差圧がなくなるとスプリングにより弁は再び閉ざされ、内容物は船外に漏洩されることはない。
４．材料〇原子炉格納容器の胴板鏡板などの耐圧部分および上下支持講造など鋼材の大部分に６０キロ高張力鋼を使用した。
・理由は、一般に原子炉格納容器では板厚３８ｍｍを超えると規則により焼鈍を必要とするが、焼鈍炉の大きさに限度があるので焼鈍範囲を局限化するため、６０キロ高張力鋼板としてＮＫ規格Ｋ６Ｄ鋼板を使用した。なお、陸上原子力発電所
では原子炉格納容器の材料として６０キロ高張力鋼を使用していない。
５．組立加工〇組立方法は、原子炉格納容器を水平に輪切りにした６ブロックに分割して平行的に加工組立作業により工期短縮を図っている。
〇銅板が６０キロ高張力鋼で加熱できないため、曲げ加工はすべて冷間加工で実施。
〇原子炉格納容器では３８ｍｍ以上の板厚の溶接部、ノズルなどの取付溶接部を焼鈍している。また、胴部には縦横多数の補強
骨を設けており、拘束力が多いことから、残留応力を緩和する
ため焼鈍している。
６．試験検査〇溶接法承認試験は、本体の加工開始に先立ち、Ｋ６Ｄ材の突合せ溶接試験、Ｋ６Ｄ材とＩＦ８０との突合せ溶接試験、ＳＵＳ
２７ＴＰ突合せ溶接試験、ＳＵＳ２７肉盛溶接試験などを実施した。
〇本体溶接部の検査は各溶接部の接手形式などにより次のとおり実施した。
（液体浸透探傷検査）
開先面、裏ハツリおよび肉盛溶接など

370

付録 15（放射線透過検査）
胴、鏡板の突合せ溶接部（磁粉探傷検査）マンホール、ノズル、補強骨、上下支持構造、溶接パッドなどと胴鏡板との間の溶接部（溶接施工試験）
本試験片に対し常温引張試験、低温衝撃試験などの機械試験〇水圧試験は設計圧力の１．３５倍の１６．９ｋｇ／ｃｍ2 にて、
ＪＧ、ＮＫ、日本原子力船開発事業団の各検査員立合の上実施した。また、５ｋｇ／ｃｍ2 にて社内気密試験を実施した。
〇電線貫通集合体はヘリウム漏洩試験、絶縁抵抗試験を実施した。
本プロジェクトで検討する洋上原子力発電所へのフィードバック○船舶用格納容器は設計内圧が高いことから、ＳＡクラス１容器
は、耐圧試験時に２Ｐｄ内圧で弾性域に抑えることを求められる可能性があり、技術基準の緩和等の対策が必要になる。
〇適用した規則は、ＮＫ（原子力船の船級登録のための暫定指針）とＪＧ（設計圧力の運輸省原子力船特殊規則）で、溶接効率が厳しい設計圧力を使用したが、最新の知見調査が必要である。
〇万一沈没しても格納容器の圧壊を防ぐ機能（圧力平衡弁など）が必要である。
〇格納容器の機能として、横転、転覆、沈没時のあらゆる姿勢の荷重に耐えられるように設計（補強骨等）することが必要である。
〇格納容器は、熱膨脹などで拘束されず、船体が転覆しても二重底に保持される構造（潤滑金属等を介して船体に支持するなど）とする必要がある。
〇耐圧部分と上下支持講造など鋼材の大部分は、陸上原子力発電所で使用されていない６０キロ高張力鋼を使用しており、材料に関する最新知見の調査検討が必要である。

371

付録 15〇適用した各材料の機械試験と衝撃試験規格は表２、３に関する最新知見の調査検討が必要である。

以

372

上

付録 15タイトル

出典

原子力船「むつ」の運動性能と原子炉特性

発表者

楠

機関／国

日本原子力研究所、石川島播磨

文献

剛、京谷 正彦、石田 紀久、伊東 章雄、落合 政昭

日本船舶海洋工学会 第 223 号（平成 7 年 3 月）
概要
本論文では、「むつ」の実験航海の実験データを用いて、舶用炉を設計する際に最も重要な項目である波浪中の船体運動および操縦運動が直接的・間接的に原子炉プラントに及ぼす影響について評価されている。
船体運動が一次系プラント機器へ与える影響を緩和するために「むつ」では以下の設計上の考慮がされている：① 原子炉を船体中央付近に配置した。
② 蒸気発生器と加圧器の水位計測は、差圧式であるため加速度変化の影
響も受ける。このため、蒸気発生器の水面部直径を大きくし、水位変動を少なくするとともに船体中心線に近い前後方同に配置して，横揺れによる 上下方向加速を小さくし、さらに計測回路に 10 秒の一次遅れを与えた。
③ 加圧器では水位の低下を速やかに検出するため に計測回路に一次遅れを与えず，上下方向加速度を検出して補正を行った（この方法では完全に船体運動の影響を補正できなかった）

記事
実験航海における実験パラメーター：
原子炉船の実験航海における負荷変動条件及び実験パラメーターがまとめてある。 このパラメーター内に、即応性向上ための主軸回転数フィー
ドバック制御（主機タービンの操縦弁による調整）を使用する（F／BON）か使用しない（F／BOFF）という論理パラメーターの影響や波との出会い角の影響が示してある。

373

付録 15

追い波中の船体運動が原子炉プラントに与える影響
波との出会い周期が長い追い波航行中で原子炉に及ぼす影響が顕著であった。炉出力 70％、F／BON 時の時系例が示された。

主軸回転数フィードバック制御の影響：
F／BON 時、プロペラ回転数及び出力が変動しなかったが、蒸気流量及び炉出力が変動した。また、波の出会い角による影響が大きかった。
F／BOFF 時、炉出力と蒸気流量の変動及び波出会い角の影響が小さくなったが、プロペラ出力と回転数が変動した。
蒸気発生器，加圧器の水位変動：
蒸気発生器と加圧器の水位計測へ与える影響は、垂直加速度と共に線形的に増加した。0.1ｇの加速度で蒸気発生器の水位の変動が 0.7％と加圧器の水位の変動が 2.3%と結果になった。
操縦運動が原子炉プラントに与える影響：
F／BOFF の場合には、船体運動が直接的に与える影響はほとんど見られなかった。F／BON の場合にも、原子炉は負荷にスムーズに追従できた。
今回の解析の結果，以下の成果を得た。

374

付録 151）F／BON の実験結果より操縦運動及び波浪中の船体運動がプロペラ負荷
変動を介して、原子炉プラントに与える影響に関するデータを取得できた。2）F／BOFF で荒海域を航行した実験結果より「むつ」のような原子炉プラントでは船休運動が直接的に原子炉出力に及ぼす彭響は非常に小さいことが明らかとなった。
3）加圧器及び蒸気発生器の水位変動幅は．上下速度の変動幅に比例し，波向ぎによって変化すること，及び加圧器の計測水位は見かけの変動が大きかったことがわかった。みかけの計測水位変動によるプラント運転上の重大 な支障はなかったが改善が望まれる。
計測データを原子炉船データベースに保管したデータベースは、一般に公開された。
本プロジェクトで検討する洋上原子力発電へのフィードバック·

本プロジェクトは、船体運動しないため、条件が合ってない。

·

F／BOFF の結果において、今回の洋上原子力の成立性が高いと考えられるが、船体運動しないデータが示されていない。また、船とプラトフォームの形状が同様でないため、動揺特性も同様ではない。

·

公開されたデータベースにアクセスできれば、今回の洋上原子力のため最適なデータを選択・分析し、船体運動しない原子炉に与える影響も評価できるかもしれない。
以上375

付録 15タイトル

出典

原子力船“むつ”建造に伴う研究計画

発表者

佐藤祥

機関／国

日本原子力船開発事業団／日本

文献

日本舶用機関学会誌、Vol.7、No.12、1972 年 12 月
原子力船“むつ”建造に伴う研究計画の概要を記した文献であり、“むつ”の出力上昇試験を目前にした昭和 47 年に発表された。
① 基本設計までの調査研究（昭和 30 年～38 年）
基本設計の基盤となる調査研究が行われた。この間にまとめられた調査研究報告書は 50 冊に達し、その内容は、船体の安全対策
上の諸実験、原子力船における外力の原子炉に及ぼす影響に関す
る実船実験、各種舶用炉の比較、しゃへい実験及遮蔽設計コードの開発、放射線管理、災害評価、汚染防止、運航に係る諸問題、経済性に及んでいる。
② 基本設計から建造までの試験研究（昭和 39 年～46 年）
基本設計の段階で、設計値を確認し、基本設計を展開する目的
で、以下の試験、研究が行われた。
(1) 臨界実験(2) 炉心構造模型実験および燃料集合体模型実験(3) 原子炉制御計測器環境試験

記事(4) しゃへい効果実験(5) 船体運動性能実験(6) 耐衝突構造実験(7) 原子炉室内機器配置実験(8) 臨界未満実験③ “むつ”完成前の諸試験（昭和 46 年～48 年）
以下の諸試験が計画され、機能試験までが終了した。
(1) 陸上臨界試験：46 年夏、三菱原子燃料工業（株）で本船用の燃料および制御棒を用いて実施された。
(2) 機能試験：46 年 12 月から 47 年 8 月までに、常温での冷帯機能試験、流動試験、運転温度圧力まで昇温加圧しての温帯機能試験が実施された。
(3) 出力上昇試験および海上公試：船舶安全法、原子炉規制法等に規定する諸基準に適合し、原子力船として安全に航行できることを確認するための試験として、47 年 10 月から 48 年 3月までの行うことが計画された。

376

付録 15④ 実験航海（昭和 48 年～50 年）
原子力船の実証とともに、将来の原子力船開発のために必要な資料を集積することを目的として実験航海が計画された。
(1) 原子炉本体関係：燃焼に伴う炉心特性に関する諸資料を集積し、最適炉心設計の基礎資料とする。
(2) プラント関係：プラントの信頼性の向上、システムの簡略化などのため、有用な資料を統計的に収集する。
(3) 制御計装関係：波浪外力による動揺、振動などの影響、出入港などによる負荷変動がある舶用炉の制御特性を確認する。
(4) しゃへい関係：原子炉周辺など各部の中性子及びガンマ線線
量率を細密に測定、解析し、遮蔽設計の基礎資料を得る。
(5) 水ガス関係：スペースと人員が限られる船における放射性物
質の管理作業の在り方（設備、方法、範囲）を究明する。
(6) 船体関係：動揺加速度、振動、応力を測定し、将来の原子力船設計のための資料を集積する。

377

付録 15
タイトル

出典

原子力第Ⅰ船「むつ」機関部の計画概要

発表者

江川 清

機関／国

石川島播磨重工業株式会社

文献

日本造船学会誌 第 484 号（昭和 44 年 10 月）
概要
原子力第Ⅰ船「むつ」の機関部に関し、従来船との相違点を中心としてその計画概要に関する文献である。
原子力船「むつ」の機関部（主軸タービン、補助ボイラ、蒸気発生器、給水ポンプ、発電機用電動機等）について概要を解説。機関部の主要目および概略側面図は以下のとおり。
原子力船「むつ」の機関部の主要目

記事

原子力船「むつ」の概略側面図378

付録 15○機関部の計画条件
機関部は原子力の安全確保にきわめて重要な役割をもつため、その主要機器の要目、自動化、遠隔操作化、配置計画等の決定に際しては、原子炉を含むトータルプラントの運転要領ならびに操作手順を数多くの状態につき検討し、その結果定められたものに従って行われた。
（１） 運転要領計画条件
以下の条件で運転要領を計画し、発電機容量等を決定。
① 主蒸気系統・主蒸気発生器と補助ボイラとの併列運転は行わない。
・原子動力推進時、原子炉スクラムが発生した場合は、可及的速やかに補助ボイラによる推進が可能とであること。
② 発電機
・主発電機は、原則として原子炉運転中の給電に使用する。
・補助発電機は、原則として原子炉の停止中の給電に使用する。
・主発電機と補助発電機との併列運転は合計 3 台までとする。
・原子炉運転中、主発電機 1 基がトリップした場合でも、原子炉をスクラムさせないこと。
・原子炉スクラム後、補助発電機 1 基にて補助ボイラを起動できること。
・非常用電源は、他の発電機と併列運転は行わす、主発電機および補助発電機の使用不能時に崩壊熱除去または緊急炉心注水の動力源として使用する。
（２）運転要領
前記の条件に基づき、原子炉の運転時、停止時、起動時、スクラム時の各ケースにつき、それぞれ航海時、出入港時、停泊時（荷役時および無荷役時）、原子炉冷態時および温態時の各組
合せ、並びに非常発電機による崩壊熱除去時、緊急炉心注水時など計 41 の状態の場合に関して原子炉の安全性確保、速やかな推進力確保かつ発電機容量をなるべく小さく収めることなどに留意しつつ、機関部各機関・装置の運転要領、操作手順を詳細に計画。
本プロジェクトで検討する洋上原子力発電へのフィードバック
特になし
以

379

上

付録 15タイトル

出典

改良舶用炉の試設計の評価、5：格納特性

発表者

今村 義明・横村 武宣

機関／国

日本原子力研究所

文献

JAERI-M 88-053 改良舶用炉の試設計の評価(5) -格納特性概要
日本原子力研究所において、将来の改良舶用炉の試設計である半一体型・一体型・自己加圧一体型の 3 炉型（全て加圧水）について、格納特性の検討結果に関する文献である。
検討においては、舶用炉プラント設計概念の 1 つである「船体構造と一体化した圧力抑制型格納容器（一体化圧力抑制型格納容器）」と「全圧型格納容器」との構造比較を実施するとともに、軽量化・小型化・経済性・健全性の観点から評価したものである。
評価の結果、「船体構造と一体化した圧力抑制型格納容器」の採用が十分可能である、としている。
「一体化圧力抑制型格納容器」と「全圧型格納容器」の構造比較を図 1と表 1 に示す。

記事

図 1：概略構造比較図380

付録 15
表 1：概略構造比較表

また、「一体化圧力抑制型格納容器」と「全圧型格納容器」に関して、以下の観点で比較評価がなされている。
（１） 軽量化① 格納容器の径をできるだけ小さくすること② サプレッションチャンバ水の利用により遮蔽体に兼用③ 格納容器の内圧を低くする（板厚を薄くする）（２） 低コスト① 遮蔽体を少なくする② 建造工程の簡素化（３） 小型化① 遮蔽体の形状をコンパクト化② プラントのシステムを簡素化（４） 健全性① 船体構造の行った騎亜の部分の強度設計を船体動揺に対して行う（疲労解析、応力解析等）② 独立型格納容器の船体との接合部の強度解析
比較の結果、(1) 船体構造との一体化による圧力抑制型格納容器では、ドライウェル・
ウェットウェル・膨張室の大きさ、形状、遮蔽体の考え方によりかな
り自由度のある検討が可能になり、採用は十分可能になった。
(2) 圧力抑制型の採用により、格納容器の重量を軽量化でき、遮蔽体の形状配置により、原子炉プラントに占める重量の割合を軽減することが可能になった。
(3) 格納容器の建造は船台で建造することにより工程管理が容易で信頼性の高い建造が可能となる。

381

付録 15(4) スペース的には、圧力抑制型と全圧側では極端な相違は見いだせなかった。
とのことである。
上記を整理したものを表 2 で示す。
表 2：比較評価表本プロジェクトで検討する洋上原子力発電へのフィードバック
加圧型の格納容器での比較ではあるが、実際に検討する洋上原子力発電の設計にも考慮が必要な項目と考えられる。
また、文献においては、当時の規制に合わせた規制対応についても以下のような記載もあり、考慮すべきものはあると考えられる。
建造後の検査として、① 気圧試験
② 気密試験
③ 貫通部の気密試験④ 初回気圧試験後の非破壊検査
供用期間中の検査として、① 機能試験
② 気密試験、全体としての漏洩率試験③ 肉眼試験
④ 溶接接手試験382

付録 15タイトル

出典

改良舶用炉の試設計の評価（6）－動特性－

発表者

楠 剛、横村 武宣

機関／国

日本原子力研究所

文献

JAERI-M レポート JAERI-M 88-054（1988 年 3 月）
概要
原子力船研究開発室では、昭和 58 年度から昭和 6 0 年度にわた
り、半一体型炉、一体型炉、自己加圧一体型炉の 3 つの型の舶用炉について試設計研究を実施した。本文献では、この 3 つの試設計炉について行なった比較、検討、評価のうち、動特性解析に基つく結果について述べている。動特性解析の結果、半一体型炉は実用上の完成度が高く、一体型炉は高性能プラントの可能性があり、自己加圧一体型炉
はシステムを簡素化できることがわかった。
・解析事象の選定
船舶において想定される負荷変動に対する動特性の点から試設計炉を比較して評価を行なうために次の 6 ケースの負荷変動時の解析を行なった。
① 急速出力上昇（基底負荷→常用負荷）② 急速出力滅少（前進全負荷→基底負荷）③ 後前進切換（後進全負荷→基底負荷→前進全負荷）

記事④ 出力上昇（基底負荷→前進 40％負荷→前進全負荷）⑤ 出力減少（前進全負荷→基底負荷）⑥ 急速前後進切換（前進全負荷→後進全負荷）・動特性解析モデル
使用したコードは以下である。
(1) 半一体型炉：「MARINE」コード このコードはむつの事故解析にも使用された。
(2) 一体型炉：「SIRENE」コード(3) 自己加圧一体型炉：「DRUCK」コード
モデルは以下を作成し解析を実施している。
・核特性モデル・熱水力モデル・制御系モデル・安全保護系モデル
・解析結果
383

付録 15
現在の設定において各試設計炉は、設計条件として与えられた負荷変動に対して速やかに追従し、想定したスクラムに対して十分な余裕を持って運転可能であることが動特性解析により明らかにされた。
・試設計動特性比較評価
試設計の各炉型を動特性の観点から比較評価するために、各種負荷変動に対する解析結果をとりまとめ、全般的考察を行なっている。
・結論
半一体型炉は実用上の完成度が高く、余裕のある応答特性を示す。
一体型炉は、制御特性上改善すべき問題点はあるが高性能炉プラントの可能性を有している。自己加圧一体型炉は、原子炉自体は大型となるがシステムを簡素化できる。
改良舶用炉を直ちに実用に供するために製作するのであれば強制加圧方式で再循環式蒸気発生器を備えた炉型が適当と思われる。原子力船研究開発室が将来に向けて、小型高性能プラントを実現すべく研究開発を行う改良舶用炉としては強制加圧方式で貫流式蒸気発生器を備えた炉型か適当であると思われる。
本プロジェクトで検討する洋上原子力発電へのフィードバック
・本プロジェクトで使用する原子炉は舶用炉でないため反映すべき事
項は特になし。

384

付録 15タイトル

出典

改良舶用炉の試設計の評価（7） 遮蔽性能（Ⅰ）；遮蔽設計の妥当性

発表者

伊勢 武治、成田 秀雄、伊藤 泰義

機関／国

日本原子力研究所

文献

JAERI-M レポート JAERI-M 88-055（1988 年 3 月）
概要
日本原子力研究所で検討されていた改良舶用炉の試設計 3 炉型（半一体型 PWR、一体型 PWR、自己加圧一体型 PWR）の通常運転時、仮想事故時における遮蔽性能について、解析評価した結果に関する文献である。解析評価の結果、半一体型は炉型の特徴から、放射線スト
リーミング量が他炉型と比較して大きい事が明らかになり、遮蔽設計の観点からは、放射線ストリーミングの少ない一体型が望ましいと評価している。
3 炉型の遮蔽配置と構成は下図、表の通り。各炉型とも遮蔽材として、コンクリート、鋼に加え、鉛、ポリエチレン及び、水を使用している。

記事

3 炉型（上左：半一体型、上右：一体型、下：自己加圧一体型）の遮蔽配置（本文献図に一部追記有）385

付録 153 炉型（上：半一体型、中：一体型、下：自己加圧一体型）の遮蔽構
成
通常運転時と仮想事故時の遮蔽解析を実施しているが、通常運転時は各炉型とも炉出力 100%として評価し（但し船底外表面に対する評
価の際、炉出力 10%として評価）、仮想事故時は各炉型とも炉出力100%運転のとき一次冷却水喪失事故が起こったとして評価している。なお、積算線量に対する評価期間は各炉型とも 5 日間としている。
解析の結果、通常運転時は遮蔽が不足している箇所もあり、見直しが必要な箇所がある。また、仮想事故時の遮蔽は設計目標に達している評価結果となった。この結果から、一部箇所の遮蔽拡張が必要であろうと纏められている。

386

付録 15半一体型炉の遮蔽解析評価結果（通常運転時）
遮蔽上の要点は線量率増加の支配的要因となる放射線ストリーミン
グをできるだけ抑えることであるが、半一体型炉では一次系主配管ダ
クトストリーミングが大きいため、放射線ストリーミング量が他炉型と比較して大きい結果となる。
今後の検討課題として、遮蔽材の選定（中性子線量率を低減するた
め、質の良い中性子吸収材の使用）等が挙げられている。
本プロジェクトで検討する洋上原子力発電へのフィードバック
·

特になし。
以上

387

付録 15タイトル

出典

改良舶用炉の試設計の評価(7)遮蔽性能(II)；遮蔽の最適化に関する調査

発表者

竹内 清、田中 俊一、伊藤 泰義、横村 武宣

機関／国

日本原子力研究所

文献

JAERI-M レポート JAERI-M 88-056(1988 年 3 月)
概要
本文献では、改良舶用炉の試設計 3 炉型(半一体型 PWR、一体型
PWR、自己加圧一体型 PWR)に対して、遮蔽重量の軽量化及び従事者の被曝線量低減化を目的とした最適遮蔽の検討結果が示されている。本検討では通常運転時及び事故時に加えて、「むつ」遮蔽設計を参考にした炉停止時の線量評価が実施されている。
検討の結果、従事者の被曝線量低減化及び遮蔽重量の軽減化を図る
上で最も適した炉は一体型炉であることがわかった。また、最適遮蔽に関する今後の研究課題として、2 次遮蔽の大幅な軽量化を図る方策が提案された。3 炉型に対する最適遮蔽の検討結果を以下に示す。

記事

半一体型

一体型

自己加圧一体型388

付録 15〇通常運転時・通常運転時の一次遮蔽周辺の線量率に対する設計目標値を「中性子：20mrem/h 以下、ガンマ線：100mrem/h 以下」とし検討を実施。
・最も有利な炉型は一体型炉であり、①蒸気発生器が圧力容器内に設置され且つ炉心から離れているので蒸気発生器の放射化が少ない、②
圧力容器が炉心よりかなり上方へ高くとれるので圧力容器上部の放射化が著しくない、③圧力容器周辺が単純構造となるため中性子ストリーミングが起こりにくい、が利点である。自己加圧一体型炉も一体型炉と同様に蒸気発生器が圧力容器内に設置される構造であるが、一体型炉と比べて炉心にかなり接近して設置されるため、蒸気発生器の放射化が懸念される。
・3 炉型の共通課題としては、いずれの炉型も上記設計目標値を達成するための最適遮蔽を遮蔽毎に丁寧に行う必要があり、特に小口径配管中性子ストリーミングに対する補償遮蔽が共通の課題である。
〇炉停止時
・炉停止時の検討は、「むつ」遮蔽設計を参考に推定されている(下表参照)。炉停止時の場合、蒸気発生器や一次系ポンプ等の放射線源となりうる機器の機器遮蔽が作業員の被曝低減上重要であるが、特に供用期間中検査(ISI)や燃料交換においては作業員の被曝量が増大するため、ISI 及び燃料交換時の作業員被曝低減のための最適遮蔽が重要な研究課題となる。
・半一体型の場合、他炉型と比べて作業員被曝低減化が困難であり、①蒸気発生器が圧力容器外に設置されているため保守点検や修理、ISI 時の被曝が大きい、②燃料交換時及び ISI 時に各遮蔽体を分離して取除かなければならず作業員被曝が避けられない、③圧力容器の高さが短い上に中性子ストリーミングが他炉型より顕著に起こるため容器上部の放射化が問題となる、等が問題である。
・一体型炉の場合、①蒸気発生器が圧力容器内上部に設置され且つ圧力容器高さが高いため、蒸気発生器及び圧力容器上部の放射化が少な
く燃料交換時及び ISI 時の作業員被曝を小さく抑えることが可能、②
下部一次遮蔽体が炉心よりかなり上部まで設けられているため炉停止時の被曝線量を小さく抑えられる、③制御棒駆動装置台数が他炉型よりも少ないため取外し時の作業員被曝低減に有利、が利点である。
・自己加圧一体型炉の場合、一体型炉と同様の利点を有するが、一体型炉と比べて蒸気発生器が炉心にかなり接近して設置されているので、蒸気発生器の放射化が問題となる。

389

付録 15・3 炉型の共通課題としては、炉停止時の作業員被曝低減を目的とした炉型及び遮蔽配置、格納容器の型や大きさ及び各種の放射能含有機器の配置を決める最適遮蔽設計を行うことである。
〇事故時
・発電炉における仮想事故時の条件を舶用炉にも適用するとすれば、事故の際に瞬時に線源が格納容器内に放出されるため、二次遮蔽により積分被曝線量を 12rem 以下に抑えることが条件となる。
・二次遮蔽の目的を事故時の作業員被曝防護に限ることができれば、二次遮蔽の最適化は遮蔽重量軽減化を目的とすればよい。そこで、本項目では二次遮蔽体重量低減に向けた効果的な多重層遮蔽の検討が行われた。
・半一体型炉において、鉄-鉛-空間-鉄層から成る二次遮蔽体に対して
事故後 2 時間あるいは 4 時間で空間が水で充満されると仮定し遮蔽計算を行ったところ、二次遮蔽体重量が軽減できることが示された。
本プロジェクトで検討する洋上原子力発電へのフィードバック
・通常運転時の遮蔽最適化においては、特に中性子ストリーミングに対する最適補償遮蔽を考える必要があり、単に中性子遮蔽のみでな
く、中性子及び二次ガンマ線の効果的減衰を図る必要がある。
・炉停止時の遮蔽最適化においては、作業員被曝低減を目的とした炉型及び遮蔽配置、格納容器の型や大きさ及び各種の放射能含有機器の配置を決める最適遮蔽設計が必要である。
・事故時の遮蔽最適化においては、事故後の線源強度を事故後の時間について詳しく評価し、二次遮蔽体は水の注入による遮蔽性能向上を基本とした多重層化等の最適化を検討する必要がある。

390

付録 15タイトル

出典

改良舶用炉の試設計の評価（８）―経済性―

発表者

伊藤 泰義、今村 義明、安保 則明、横村 武宣

機関／国

日本原子力研究所

文献

JAERI-M レポート JAERI-M 88-057（1988 年 3 月）
概要
日本原子力研究所で検討されていた改良舶用炉の試設計 3 炉型
（半一体型 PWR、一体型 PWR、自己加圧一体型 PWR）の経済的面からの検討を行った文献である。評価の結果、経済性の面からは一体型の炉型が望ましいと評価している。
評価は、以下の 3 つのコストを用いて算出する運送原価（RFR:
Required Freight Rate、単位貨物物量当りの輸送コスト）で実施している。
 炉プラントコスト（機器・設備のコスト）

半一体型炉、一体型炉はほぼ同額、自己加圧一体型炉は両炉の 1.6 倍程度

 核燃料加工コスト（燃料の成型・加工法による加工コスト）
 核燃料サイクルコスト（加工コストと核燃料コスト等）


記事

キャラメル燃料を装荷する一体型炉の燃料の成型・加工費
が、丸棒燃料を装荷する他の 2 炉型に対して高価

上記コストを元に、船速を加味して、算出した運送原価は、一体型炉 ＜ 半一体型炉 ＜ 自己加圧一体型炉の順で、一体型炉が最もよい（安い）ことを明らかとしている。
その理由として、


一体型炉の馬力は 3 炉型中最も大きく、船速が一番早い（総貨物輸送量が大きくなる）

炉プラントコストがそれほど高くないを理由としている。
それぞれについて、以下詳述する。
(1) 機器設備・コストの算出
3 炉型（半一体型炉、一体型炉、自己加圧一体型炉）について、試設計し、主要機器コストを積み上げ形式で算出。

391

付録 15
主要機器について、機器製作の主要工程作業図を作成。このほか陸上原子炉プラントから機器・設計仕様を推定してコストを算出。
費目

内容

材料費

試設計資料から、物量と加工代、加工減肉等を考慮して、素材物量を計算し、基準単価を用いて算出

製作費

主要工程作業図を参考に、機器加工や溶接、組立について陸上原子炉の知識・経験に基づく加工工数を計算し、基準単価を用いて算出

設計費

材料費、制作費、据付費、試験検査費の合計額に、0.12 を乗じて算出

据付費

積み上げ式で計算した製品物量から据付工数と基準単価から算出試験検査費

主要工程作業図、試設計資料から試験検査工数及び必要な消耗雑材料を計算し、基準単価を用いて算出

一般管理費

上記、5 費目の合計金額に 0.20 を乗じて算出

コスト算出の条件として以下を考慮した。


研究開発費はコストに参入しない



量産効果を考慮（5 基/年程度）



以下の機器・設備は陸上原子炉をベースに算出


主配管



計測制御系



補助系



廃棄物処理系



二次浄化系



タービン,ダンプ系(2) 核燃料加工コスト
3 炉型（半一体型炉、一体型炉、自己加圧一体型炉）について、以下の燃料について、検討を実施。

対象炉型

燃料

概要

半一体型炉

丸棒燃料-1

低濃縮 UO2 焼結ペレッ
ト、ジルカロイ-4 被覆管、

一体型炉

板状燃料

直方体の UO2 焼結体、タ（キャラメル燃料）

イル状に並べ、ジルカロイで被覆した板状燃料392

付録 15
自己加圧一体丸棒燃料-2型炉

低濃縮 UO2 焼結ペレットのスタック、ジルカロイ-4
被覆管、丸棒燃料-1 に比べ
構造が複雑

■評価条件


生産設備はすでに整っているものとし新たな設備投資なし



開発費をコストに参入しない、等■検討結果
燃料製造設計（加工・制作、材料入手難度、燃料輸送、その他）、
加工コスト（工程作業図の評価、量産効果等）の観点で、燃料ごとの評価を実施。燃料ごとの主な違いは以下。


丸棒燃料-2 の下部端栓の精度のよい加工は困難。燃料集合
体の組み立ての加工時間も多くを要する。



板状燃料では、ジルカロイを被覆材の適用実績がないなど
技術的問題点が燃料のコストに影響を与える可能性あり。



輸送容器コスト：丸棒燃料-1＜板状燃料＜丸棒燃料-2■総合評価（一炉心分の燃料加工コスト）
丸棒燃料-1 ＜ 丸棒燃料-2 ＜ 板状燃料
(3) 核燃料サイクルコスト
3 炉型（半一体型炉、一体型炉、自己加圧一体型炉）について、燃料サイクルコストを積み上げ形式で算出。
■算出条件
船に積み込んだ核燃料は全て一度に交換

以下の項目を考慮

イエローケーキ単価



転換単価



濃縮単価



成型加工単価



輸送費



金利



再生ウラン売却

プルトニウム売却



貯蔵単価

393

付録 15

冷却期間・輸送期間・再処理期間、等

■算出結果


経験のないキャラメル燃料を用いた一体型炉の燃料成型加工費が高い。



自己加圧一体型炉は濃縮度が高く、3 年で燃料交換を行う
ため、プルトニウム売却費が大きくなり、半一体型炉とクレジット有の場合のコストが同じとなる。

対象炉型

Pu,U クレジット有Pu,U クレジット無半一体型炉

1.51 円/kwh

1.80 円/kwh

一体型炉

1.61 円/kwh

1.89 円/kwh

自己加圧一体型炉

1.51 円/kwh

1.88 円/kwh

本プロジェクトで検討する洋上原子力発電へのフィードバック·

特になし。
（3 つの炉型を想定した相対値での比較であり、構造、用途等が異なる洋上原子力発電の検討に対しては、直接的なフィード
バックはない、と考えられる。
端的に言うと、機器・設備のコストが支配的、と言え、至極当然の結果となり得る。）

394

付録 15タイトル

出典

船用原子炉の遮蔽方式の最適化に関する調査

発表者

竹内 清、伊藤 泰義、横村 武宜

機関／国

日本原子力研究所

文献

JAERI-M レポート 船用原子炉の遮蔽方式の最適化に関する調査（1989 年 2 月）
概要
船用原子炉の遮蔽に対する最適化の主な目的は遮蔽重量軽減化にある。通常運転時および炉停止時における従業員の放射線被爆低減を目的として遮蔽の最適化を図る対象は一次遮蔽であり、従業員の被爆低減化と設置スペースを最小にするように行う。一方、二次遮蔽は遮蔽
体全重量のかなりの割合をしめるため、最適化は重量を最小にすることを目的とする。これら一次、二次遮蔽の目的を念頭に置いて両者の遮蔽の最適化を図る方法として、炉運転時の遮蔽設計において、従来の遮蔽設計における線量に関する目標値を一桁下げて、一次遮蔽、機器遮蔽がこの目標値を満足させることで、二次遮蔽の役割を仮想事故にのみ限定する。
事故時に格納容器内に水を漲水することによる軽量化に関する検討を行い、漲水方法、漲水時間等の課題はあるものの、十分に可能性があることが明らかになった。

記事

・二次遮蔽：以下の２つのモデルを考えた。
モデル１：半一体型炉の二次遮蔽である重コンクリート 76cm(図 2)、
ガンマ線の減衰は厚さとともに一様(図 4）
モデル２：ボイド領域(注水領域)を設けた鉄―鉛遮蔽体(図 6)、
15 ㎝厚鉛で急激な減衰があるが、ボイドに水が無い場合にはボイド領域で減衰がほとんど無いため、二次遮蔽透過後ではモデル１より大きな線量となるが、水がある場合には線量が減衰する。（図 7）

二次遮蔽円柱モデル（左：モデル１，右：モデル２）
395

付録 15ガンマ線の減衰（左：モデル１，右：モデル２）
・時間経過に対する積分被爆線量
事故時から 2 時間くらいまでに被爆線量は急上昇し、2 時間経過以
降 4 時間ないし 6 時間までは少しずつ上昇、6 時間以降はわずかである。これより被爆量低減のためには事故直後 2 時間までが肝要である。(図 11)ボイド領域にいかに早急に注水するかが被爆線量低減化の鍵を握る。(図 11,12)

事故直後からの経過時間までの積分被爆線量モデル２の遮蔽体透過後の線量率
点線はボイドの時、実線はボイドを水で充満した場合

396

付録 15・船舶構造を考慮に入れた二次遮蔽体
二次遮蔽体の船首方向、船尾方向及び両舷方向の 4 つに区分して、乗組員の居るエンジン室側の二次遮蔽体のボイドに最優先で水を注入すれば乗組員の被爆線量は低減される。一方、船の両舷方向は二次遮蔽体と船の外側との間に耐衝突構造のために大きなスペースがあり、その上に船の鉄板構造でもガンマ線の減衰効果が期待できるため、ボイド領域へ水の注入をしなくてもよい。
・最大許容破損率での被爆線量評価
上記は事故時の安全基準として発電炉を当てはめたものであるが、西ドイツにおける原子力船に対する安全基準を採用した検討も実施。
その結果は期待されるように二次遮蔽は大幅に薄くなり、遮蔽重量低減化は極めて大きくなる。(二次遮蔽の重量について、検討例では、重量コンクリート 76cm に対して、0.357 の比になる。)
本プロジェクトで検討する洋上原子力発電へのフィードバック
・今回対象とする事故時対策、船体構造によるが、遮蔽重量軽減化を考える際には評価方法等が参考となる可能性あり。
以上397

付録 15タイトル

出典-改良舶用炉- 原子炉容器の水漬け格納に関する検討

発表者

石坂 雄一・伊藤 泰義

機関／国

日本原子力研究所／日本

文献

JAERI-M レポート（JAERI-M 89-221）https://jopss.jaea.go.jp/search/servlet/search?2075062
水漬け格納容器を採用している舶用次期設計炉（MRX-1、図１）の原
子炉等に用いる最適な水中断熱材及びその施工方法の検討及び、水漬けに対する原子炉容器及び格納容器の耐食性に関する調査・検討を行った文献
である。

記事

（「舶用原子炉（MRX,DRX）蒸気発生器伝熱管の簡易流力振動評価」（JAERI-TECH 2001-039）Fig.1 より引用）

図 1 MRX の全体構造図〇

背景
LOCA 時の炉心の冠水状態維持方策の一つとして原子炉の湿式格納がある。その技術的課題として、事故時の熱水力特性に関わるものと水漬け技術に関わるものがある。水漬け技術に関わる技術的課題には、水中で使用する機器、配管等に設ける断熱材とその施工技術及びこれらの機器、配管等の材料腐食とその抑制策がある。
〇

水中断熱材に関する調査、検討

398

付録 15水中断熱材の設計及び仕様実績例は少なく、PIUS 炉及び ISER 炉のみである。そこで、MRX-1 用水中断熱材の設計要件、水中断熱材の選定及び施工方法等の検討、放熱損失の計算を踏まえ、現状では以下のとおり考察している。
 溶接固定、締付固定、接着の３通りの水中断熱材・施工方式について概念検討し、構造簡単で断熱性能も良く、クリティカルな問題点が少ないという観点から、溶接固定（ケーシングを原子炉容器外表面に溶接する）方式がもっとも実現可能性が高いと判断された。
 ケーシングに内包する断熱材として、デンカアルセンボード、セラミックファイバーブランケット、空気等を評価し、断熱構造の簡素化や格納容器の汚濁防止の観点から、空気が最適であると判断された。
（空気を断熱材として使用した場合に自然対流や輻射による放熱損失が問題となる。
）
 空気を断熱材とした場合の問題への対応として、金属断熱材（ミラーインシュレーション、図 2）が考えられ、今後断熱構造を具体化するにあたっては、最も優位な水中断熱方式である。

（図 1.10 より引用）

図 2 金属断熱材（ミラーインシュレーション）○ 原子炉容器及び格納容器の水漬けに対する耐食性に関する調査・検討● 原子炉容器の耐食性に関する調査・検討399

付録 15
原子炉容器を水漬けする方式は、陸上炉、舶用炉を問わず、本調査範
囲では見当たらず、①固定式断熱材施工部分、②取外し式断熱材施工部
分及び③ボルト・ナット部分の３か所に分けて、耐食性向上策を検討し、表 2 に整理した。
 研究、開発課題としては以下が挙げられる。
①

固定式断熱材ケーシングの水密性を保証する方法②

ステンレス鋼製断熱材ケーシングの耐 SCC 性の確証試験③

ステンレス鋼製ボルト・ナットの検討
表 2 原子炉容器各部の耐食性向上策のまとめ（表 2.2 より引用）● 格納容器の耐食性に関する調査・検討
湿式格納容器は、実績・設計例（BWR ではほぼ湿式格納容器を採用しており、腐食対策として塗装を行っている）があり、研究課題はない。
 格納容器自身は通常運転時は常温に近い温度であること及び経済性の観点から、塗装で十分である。
 一般的な塗装要領は、防錆効果のある無機亜鉛系塗料を下塗し、下塗材の溶出防止のためエポキシ系塗料を２回塗布する。

400

付録 15タイトル

出典

原子力船「むつ」原子炉の過渡変化解析; 運転時の異常な過渡変化及び事故に係る解析

発表者

藤木和男、浅香英明

機関／国

日本原子力研究所

文献

JAERI-M 9398（1981 年 3 月）
1.概要
本文献は、原子力船「むつ」原子炉の安全評価としての原子炉過渡変化解析について記述されている。
最も特徴的な事は、揺動に対する安全裕度の考え方として、日本原子力船研究開発事業団（原船団）では独自に船体揺動に対する安全度18%を見込んでいる事である。
※ただし、数値の根拠は不明、揺動の影響をどう確認しかたは記載がない。PWR であるため実際ほとんど影響がない可能性もあるが、BWR にそのまま適用する場合は注意が必要と考えられる。
本研究では解析対象の 8 つ事象に対してその安全裕度を見込んだ解析を実行している。解析の結果、揺動条件下においても一次系バウン
ダリの健全性及び燃料の健全性が保たれている事を確認されている。
解析にあたっては、プラントの設計方針・特徴をきちんと理解し、ある過渡事象にとって何が重要であるかを理解し、影響の小さいモデ
ルについては省略するなど計算の合理化をすべきとしている。

記事

2.解析内容解析項目は以下の 8 項目であり、(1)～(6)は機器の破損を伴わない
Operational transient に属する。
【解析の目的】・「むつ」原子炉安全性を証明する・RETRAN その他の解析コードによる軽水炉過渡解析手法を確立する【解析対象となる事象】
・ 運転時の異常な過渡変化(1) 一次冷却材流量の部分喪失(2) 蒸気発生器への主給水喪失(3) 蒸気発生器への過剰給水
・各種事故(4) 一次冷却材流量喪失事故(5) 一次冷却材ポンプ軸固着事故(6) 主蒸気破断事故(7) 主蒸気破断事故
401

付録 15(8) 蒸気発生器伝熱管破損事故【解析の評価基準】(1) 一次系バウンダリの健全性
過渡変化中の一次系圧力が最高使用圧力 135kg/cm2g の 1.1 倍以下であること
(2) 燃料棒の健全性
燃料表面における DNBR（限界熱流束/表面熱流束）が 1.53 を下回ら
ないこと
■特記事項
DNBR 制限値 1.53 という値は、限界熱流束評価に WH 社 W-3 相関式を用いる際の基礎実験データから来る限界値 1.30 に、前述の船体揺動に対する安全度 18%を見込んだ値として設定されている。
【解析の内容】(1) 最高圧力評価解析(2) 最小 DNBR 評価解析
各種パラメーター・初期値については評価目的に対して厳しくなる
ように、誤差評価を行って使用した。使用した解析コードは下記。
・軽水炉過渡解析コード RETRAN・LOCA 解析用熱水力コード RELAP4/Mod6
・サブチャンネル解析コード COBRA-IV-I【解析の結果】
解析対象とした 8 事象に対して、安全性を確認した(1) バウンダリの健全性：一次系圧力は 139.4kg/cm2g を超過しない(2) 燃料の健全性：最小 DNBR は 201 以上で十分な裕度がある
以下が全 8 事象の解析結果纏めである。
【解析結果まとめ表】

3.原子炉の概要【全体配置図】402

付録 15【一次系モデルの高さ】

403

付録 15

タイトル

Safety Provisions for the KLT-40S Reactor Plant Floating Power
Unit

発表者

I.A. Bylov

機関／国OKBM Afrikantov, Russian Federation
6th INPRO Dialogue Forum on Global Nuclear Energy

出典文献

Sustainability: Licensing and Safety Issues for Small and Mediumsized Nuclear Power Reactors (SMRs), 29 July - 2 August 2013
概要
KLT-40S 洋上原子力発電所のプラント概要及び安全評価（過酷事故解析，応力解析，確率論的安全評価）を行った結果に関する発表資料である。
安全評価の結果， KLT-40S の設計はバランスが取れており，露規制
当局の要件と IAEA の勧告を満たしていると結論付けている。
外的ハザードに対する耐性
以下の外的ハザードに耐えるように設計されている。
・ロシア海事船級協会の要求事項に従った海洋環境条件
・3g の耐衝撃性
・原子炉が停止し、格納容器の健全性が確保された状態で水没・50m の高さからの 10t の航空機衝突

記事

過酷事故解析の結果
・原子炉容器は溶融しない。
・熱は原子炉容器底部から確実に除去されている。
・温度差は大きいが原子炉容器材料の機械的特性は耐荷重を確保するのに十分なレベルで維持される。
・溶融炉心は原子炉容器内に保持される。

応力解析の結果404

付録 15
・MSK64 震度階でマグニチュード 10 の地震；環境等に放射線の影響なし。
・津波により KLT-40S が岸へ打ち上げられる；環境等に放射線の影
響なし。
・全電源喪失；環境等に放射線の影響なし。
・炉心溶融；未臨界を維持。冷却材と非凝縮性ガスは格納容器内に留まる。炉心溶融は原子炉容器内に維持され，受動的システムにより冷却される。
確率論的安全評価の結果
通常運転時、低出力時、停止時、内的ハザード（火災及び溢水）、及び外的ハザードのレベル 1PRA を実施。
・通常運転時の内的起因事象の炉心損傷頻度；10-7/炉年以下
・低出力及び停止時の炉心損傷頻度；3×10-9/炉年

本プロジェクトで検討する洋上原子力発電へのフィードバック
・洋上原子力発電所特有の外的ハザードの検討，及びそれらを考慮した PRA の実施
以上

以

405

上

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