PD-9-14 改0 平成29年11月24日

東海第二発電所溢水による損傷の防止等

本資料のうち，は商業機密又は核物質防護上の観点から公開できません。

今回提示範囲

第9条：溢水による損傷の防止等

次＞

＜目
1.

基本方針

1.1

要求事項の整理

1.2

追加要求事項に対する適合性

2.

(1)

位置，構造及び設備(2)

安全設計方針(3)

適合性の説明溢水による損傷の防止等
別添資料
別添資料1

東海第二発電所

内部溢水の影響評価について

別添資料2

東海第二発電所

運用，手順説明資料 溢水による損傷の防止

別添資料3

東海第二発電所

内部溢水影響評価における確認プロセスに

ついて

1

1

＜概

要＞

1．において，設計基準対処設備の設置許可基準規則，技術基準規則の追加要求事項を明確化するとともに，それら要求事項に対する東海第二発電所
における適合性を示す。

2．において，設計基準対処設備について，追加要求事項に適合するために必要となる機能を達成するための設備又は運用等について説明する。

2

2

1.

基本方針

1.1 要求事項の整理
溢水による損傷の防止等について，設置許可基準規則第 9 条及び技術基準規則第 12 条を表１に示す。また，表１において，新規制基準に伴う追加要求事項を明確化する。

3

3

4

4

するために必要な措置を講じなければならない。

て，当該液体が管理区域外へ漏えいしないものでなければならない。

る場合は，当該液体が管理区域外へ漏えいすることを防止性物質を含む液体があふれ出た場合においは配管から放射性物質を含む液体があふれ出るおそれがあ

2 設計基準対象施設が発電用原子炉施設内の放射性物質を2 設計基準対象施設は，発電用原子炉施設内の管の破損によって当該容器又は配管から放射置その他の適切な措置を講じなければならない。

いものでなければならない。

含む液体を内包する容器又は配管の破損により当該容器又生によりその安全性を損なうおそれがある場合は，防護措が発生した場合においても安全機能を損なわな

放射性物質を含む液体を内包する容器又は配設計基準対象施設が発電用原子炉施設内における溢水の発安全施設は，発電用原子炉施設内における溢水第12条（発電用原子炉施設内における溢水等による損傷の防止）

第9条（溢水による損傷の防止等）

要求事項

技術基準規則設置許可基準規則第九条及び技術基準規則第十二条

設置許可基準規則

表１

追加要求事項

追加要求事項

備考

1.2

追加要求事項に対する適合性(1)

位置，構造及び設備(3)

その他の主要な構造(ⅰ)

本発電用原子炉施設は，（１）耐震構造，（２）耐津波構造に加え，以下の基本的方針のもとに安全設計を行う。
a．設計基準対処施設（ｄ）

溢水による損傷の防止
安全施設は，発電用原子炉施設内における溢水が発生した場合においても，安全機能を損なわない設計とする。
そのために，発電用原子炉施設内における溢水が発生した場合においても，発電用原子炉を高温停止でき，引き続き低温停止，及び放射性物質の閉じ込め機能を維持できる設計とする。また，停止状態にある場合は，引き続きその状態を維持できる設計とする。さらに，使用済燃料プールにおいては，使用済燃料プールの冷却機能及び使用済燃料プールへの給水機能を維持できる設計とする。
ここで，これらの機能を維持するために必要な設備（以下「溢水防護対象設備」という。）について，これら設備が，没水，被水及び蒸気の影響を受けて，その安全機能を損なわない設計（多重性又は多様性を有する設備が同時にその安全機能を損なわない設計）とする。また，溢水の影響により発電用原子炉に外乱が及び，かつ，安全保護系，原子炉停止系の作動を要求される場合には，その溢水の影響を考慮した上で，「発電用軽水型原子炉施設の安全評価に関する審査指針」に基づき必要な機器の単一故障を考慮し，発生が予想される運転時の異常な過渡変化又は設計基準
55

事故について安全解析を行い，炉心損傷に至ることなく当該事象を収束できる設計とする。
溢水評価では，溢水源として発生要因別に分類した以下の溢水を主として想定する。また，溢水評価に当たっては，溢水防護区画を設定し，溢水評価が保守的になるように溢水経路を設定する。
・溢水の影響を評価するために想定する機器の破損等により生じる溢水・発電所内で生じる異常状態（火災を含む。）の拡大防止のために設置される系統からの放水による溢水
・地震に起因する機器の破損等により生じる溢水（使用済燃料
プール等のスロッシングにより発生する溢水を含む。）
溢水評価に当たっては，溢水防護対象設備の機能喪失高さ（溢水の影響を受けて，溢水防護対象設備の安全機能を損なうおそれがある高さ）及び溢水防護区画を構成する壁，扉，堰，設備等の設置状況を踏まえ，評価条件を設定する。
溢水評価において，溢水影響を軽減するための壁，扉，堰等の浸水防護設備，床ドレンライン，防護カバー，ブローアウトパネ
ル等の設備については，必要により保守点検や水密扉閉止等の運用を適切に実施することにより，溢水防護対象設備が安全機能を損なわない設計とする。
また，設計基準対象施設は，発電用原子炉施設内の放射性物質を含む液体を内包する容器又は配管の破損等によって当該容器又は配管から放射性物質を含む液体があふれ出た場合において，当該液体が管理区域外へ漏えいしない設計とする。

6

6

(2)

安全設計方針1.6

溢水防護に関する基本方針
設置許可基準規則の要求事項を踏まえ，安全施設は，発電用原子炉施設内における溢水が発生した場合においても，安全機能を損なわない設計とする。
そのために，発電用原子炉施設内における溢水が発生した場合においても，原子炉を高温停止でき，引き続き低温停止，及び放射性物質の閉じ込め機能を維持できる設計とする。また，停止状態にある場合は，引き続きその状態を維持できる設計とする。さらに，使用済燃料プールにおいては，使用済燃料プールの冷却機能及び使用済燃料プールへの給水機能を維持できる設計とする。
これらの機能を維持するために必要な設備（以下「溢水防護対象設備」という。）について，設置許可基準規則第九条及び第十二条の要求事項を踏まえ「原子力発電所の内部溢水影響評価ガイド（平成26年8月6日原規技発 第1408064 号原子力規制委員会決定）」（以下「溢水評価ガイド」という。）
も参照し，以下のとおり選定する。
・重要度の特に高い安全機能を有する系統が，その安全機能を適切に維持するために必要な設備
・プール冷却及びプールへの給水の機能を適切に維持するために必要な設
備
発電用原子炉施設内における溢水として，発電用原子炉施設内に設置された機器及び配管の破損（地震起因を含む。），消火系統等の作動並びに使用済燃料プールのスロッシングにより発生した溢水を考慮し，溢水防護対象設
備が没水，被水及び蒸気の影響を受けて，その安全機能を損なわない設計（多重性又は多様性を有する設備が同時にその安全機能を損なわない設計）とする。さらに，溢水の影響により原子炉に外乱が及び，かつ，安全保護系，
7

7

原子炉停止系の作動を要求される場合には，その溢水の影響を考慮した上で，「発電用軽水型原子炉施設の安全評価に関する審査指針」（以下「安全評価指針」という。）に基づき必要な機器の単一故障を考慮し，発生が予想される運転時の異常な過渡変化又は設計基準事故について安全解析を行い，炉心損傷に至ることなく当該事象を収束できる設計とする。
地震，津波，竜巻，降水等の自然現象による波及的影響により発生する溢水に関しては，溢水防護対象設備，溢水源となる屋外タンク等の配置も踏まえて，最も厳しい条件となる自然現象による溢水の影響を考慮し，溢水防護
対象設備が安全機能を損なわない設計とする。
また，放射性物質を含む液体を内包する容器又は配管が破損することにより，当該容器又は配管から放射性物質を含む液体の漏えいを想定する場合には，溢水が管理区域外へ漏えいしないよう，建屋内の壁，扉，堰等により伝播経路を制限する設計とする。

1.6.1 設計上対処すべき施設を抽出するための方針
溢水によってその安全機能が損なわれないことを確認する必要がある施設を，発電用軽水型原子炉施設の安全機能の重要度分類に関する審査指針（以下「重要度分類審査指針」という。）における分類のクラス 1，クラス
2 及びクラス 3 に属する構築物，系統及び機器とする。
この中から，溢水防護上必要な機能を有する構築物，系統及び機器を選定する。具体的には，原子炉を高温停止でき，引き続き低温停止，及び放射性物質の閉じ込め機能を維持するために必要な設備，また，停止状態にある場
合は引き続きその状態を維持するため，並びに，使用済燃料プールの冷却機能及び給水機能を維持するために必要となる，重要度分類審査指針における分類のクラス 1， 2 に属する構築物，系統及び機器に加え，安全評価上その
88

機能を期待するクラス 3に属する構築物，系統及び機器を抽出する。
以上を踏まえ，溢水防護対象設備として，重要度の特に高い安全機能を有する構築物，系統及び機器，並びに，使用済燃料プールの冷却機能及び給水機能を維持するために必要な構築物，系統及び機器を抽出する。
なお，上記に含まれない構築物，系統及び機器は，溢水により損傷した場合であっても，代替手段があること等により安全機能は損なわれない。
以上の考えに基づき選定された溢水から防護すべき系統設備を第1.6.1-1
表に示す。
なお，抽出された溢水防護対象設備のうち，以下の設備は溢水影響を受けても，必要とされる安全機能を損なわないことから，溢水による影響評価の対象として抽出しない。
(1) 溢水の影響を受けない静的機器
構造が単純で外部から動力の供給を必要としないことから，溢水の影響を受けて安全機能を損なわない容器，熱交換器，フィルタ，安全弁，逆止弁，手動弁，配管及び没水に対する耐性を有するケーブル。
(2) 原子炉格納容器内に設置されている機器
原子炉格納容器内で想定される溢水である原子炉冷却材喪失（以下「LOCA」という。）時の原子炉格納容器内の状態を考慮しても，没水，被水及び蒸気の影響を受けないことを試験も含めて確認している機器。
(3) 動作機能の喪失により安全機能に影響しない機器
機能要求のない電動弁及び状態が変わらず安全機能に影響しない電動弁等。
フェイルセーフ設計となっている機器であり，溢水の影響により動作機能を損なった場合においても，安全機能に影響がない機器。（フェイルセーフ設計となっている機器であっても，電磁弁,空気作動弁については，
99溢水による誤動作等防止の観点から安全側に防護対象設備に分類）(4) 他の機器で代替できる機器
他の機器により要求機能が代替できる機器。ただし，代替する他の機器が同時に機能喪失しない場合に限る。

1010

第 1.6.1-1 表

溢水から防護すべき系統設備（1／3）
重要度

機能

系統・機器

原子炉の緊急停止機能

制御棒及び制御棒駆動系

MS-1

制御棒及び制御棒駆動系

MS-1

未臨界維持機能分類

ほう酸水注入系

原子炉冷却材圧力バウンダリの過圧防

逃がし安全弁止機能(安全弁としての開機能)

MS-1

原子炉停止後における除熱のための残留熱除去機能
注水機能
圧力逃がし機能

残留熱除去系（原子炉停止時冷却モー

MS-1

ド）
原子炉隔離時冷却系
高圧炉心スプレイ系

MS-1

逃がし安全弁(手動逃がし機能)

MS-1

自動減圧系(手動逃がし機能)事故時の原子炉の状態に応じた炉心冷却のための原子炉隔離時冷却系
原子炉内高圧時における注水機能

MS-1

高圧炉心スプレイ系
自動減圧系
低圧炉心スプレイ系
残留熱除去系（低圧注水モード）
高圧炉心スプレイ系

MS-1

格納容器内又は放射性物質が格納容器内

非常用ガス処理系

MS-1

から漏れ出た場所の雰囲気中の放射性物

非常用ガス再循環系

原子炉内低圧時における注水機能

質の濃度低減機能
格納容器の冷却機能

格納容器スプレイ冷却系

MS-1

格納容器内の可燃性ガス制御機能

可燃性ガス濃度制御系

MS-1

非常用交流電源から非常用の負荷に対し電力を供給する機能
非常用直流電源から非常用の負荷に対し電力を供給する機能

所内非常用母線（交流）
所内非常用母線（直流）

MS-1
MS-1

非常用の交流電源機能

非常用所内電源系（非常用ディーゼル発電機含む）

MS-1

非常用の直流電源機能

直流電源系

MS-1

非常用の計測制御用直流電源機能

計器用電源系
残留熱除去系海水系，非常用ディーゼ
ル発電機海水系及び高圧炉心スプレイ
系ディーゼル発電機海水系

MS-1

中央制御室換気系

MS-1

補機冷却機能冷却用海水供給機能
原子炉制御室非常用換気空調機能

MS-1
MS-1

11

11

第 1.6.1-1 表

溢水から防護すべき系統設備（2／3）

機能

系統・機器
逃がし安全弁圧縮空気供給機能

重要度
分類
MS-1

自動減圧機能及び主蒸気隔離弁のアキュムレータ

原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する

原子炉冷却材圧力バウンダリ隔離弁

MS-1

配管の隔離機能
原子炉格納容器バウンダリを構成する配管の隔離機能原子炉格納容器バウンダリ隔離弁

原子炉停止系に対する作動信号（常用系として作動させるものを除く）の発生機

MS-1
MS-1

原子炉保護系（安全保護系）

能
工学的安全施設に分類される機器若しく

工学的安全施設作動系

MS-1

計測制御装置

MS-2は系統に対する作動信号の発生機能
事故時の原子炉の停止状態の把握機能

原子炉圧力及び原子炉水位
計測制御装置及び放射線監視装置

事故時の炉心冷却状態の把握機能

MS-2

原子炉格納容器圧力格納容器エリア放射線量率及びサプレッション・プール水温
計測制御装置及び放射線監視装置

事故時の放射能閉じ込め状態の把握機能

MS-2

原子炉格納容器圧力格納容器エリア放射線量率及びサプレッション・プール水温
計測制御装置

MS-2

原子炉圧力
原子炉水位
格納容器圧力
事故時のプラント操作のための情報の把

サプレッション・プール水温

握機能

原子炉格納容器水素濃度及び原子炉格
納容器酸素濃度
気体廃棄物処理系設備エリア排気放射

MS-3

線モニタ
排気筒モニタ1212

第 1.6.1-1 表

溢水から防護すべき系統設備（3／3）

機能

系統・機器
燃料プール冷却浄化系

燃料プール冷却機能

重要度
分類
PS-3

残留熱除去系

燃料プールへの給水機能

残留熱除去系

MS-2

13

13

1.6.2 考慮すべき溢水事象
溢水源及び溢水量としては，発生要因別に分類した以下の溢水を想定して評価することとし，評価条件については溢水評価ガイドを参照する。
a．溢水の影響を評価するために想定する機器の破損等により生じる溢水（以下「想定破損による溢水」という。）
b．発電所内で生じる異常状態（火災を含む。）の拡大防止のために設置される系統からの放水による溢水（以下「消火水の放水による溢水」という。）
c．地震に起因する機器の破損等により生じる溢水（使用済燃料プールのスロッシングにより発生する溢水を含む。）（以下「地震起因による溢水」という。）
d．その他の要因（地下水の流入，地震以外の自然現象，機器の誤作動等）
により生じる溢水（以下「その他の溢水」という。）

溢水源となり得る機器は，流体を内包する容器及び配管とし，a.又はc.の評価において破損を想定するものは，それぞれの評価での溢水源として設定する。
a.又はb.の溢水源の想定にあたっては，一系統における単一の機器の破損，又は単一箇所での異常状態の発生とし，他の系統及び機器は健全なものと仮定する。また，一系統にて多重性又は多様性を有する機器がある場合においても，そのうち単一の機器が破損すると仮定する。

1414

1.6.3 溢水源及び溢水量の想定
1.6.3.1 想定破損による溢水(1) 想定破損における溢水源の想定
想定破損による溢水については，単一の配管の破損による溢水を想定して，配管の破損箇所を溢水源として設定する。
また，破損を想定する配管は，内包する流体のエネルギーに応じて，以下で定義する高エネルギー配管又は低エネルギー配管に分類する。
・「高エネルギー配管」とは，呼び径25A（1B）を超える配管であって，プラントの通常運転時に運転温度が95℃を超えるか又は運転圧
力が1.9MPa[gage]を超える配管。ただし，被水及び蒸気の影響については配管径に関係なく評価する。
・「低エネルギー配管」とは，呼び径25A（1B）を超える配管であって，プラントの通常運転時に運転温度が95℃以下で，かつ運転圧力が1.9MPa[gage]以下の配管。ただし，被水の影響については配管径に関係なく評価する。なお，運転圧力が静水頭圧の配管は除く。
・高エネルギー配管として運転している割合が当該系統の運転している時間の2％又はプラント運転期間の1％より小さければ，低エネル
ギー配管として扱う。
配管の破損形状の想定に当たっては，高エネルギー配管は，原則「完全全周破断」，低エネルギー配管は，原則「配管内径の1/2の長さと配管肉厚の1/2の幅を有する貫通クラック（以下「貫通クラック」という。）」を想定する。ただし，応力評価を実施する配管については，発生応力Snと許容応力Saの比により，以下で示した応力評価の結果に基づく破損形状を想定する。また，応力評価の結果により破損形状の想定を行う場合は，評価結果に影響するような減1515

肉がないことを確認するために継続的な肉厚管理を実施する。

【高エネルギー配管（ターミナルエンド部を除く。）】
・原子炉冷却材圧力バウンダリ及び原子炉格納容器バウンダリの配管
Sn≦0.8×許容応力 ※1 ⇒ 破損想定不要※1 クラス1 配管は2.4Sm 以下，クラス2 配管は0.8Sa 以下

・原子炉冷却材圧力バウンダリ及び原子炉格納容器バウンダリ以外の
配管
Sn≦0.4×許容応力 ※2 ⇒ 破損想定不要
0.4×許容応力 ※2＜Sn≦0.8×許容応力 ※3 ⇒ 貫通クラック※2 クラス1配管は1.2Sm 以下，クラス2，3又は非安全系配管は0.4Sa以下※3 クラス1配管は2.4Sm 以下，クラス2，3又は被安全系配管は0.8Sa以下【低エネルギー配管】
・原子炉冷却材圧力バウンダリ及び原子炉格納容器バウンダリの配管
Sn≦0.4Sa ⇒ 破損想定不要
・原子炉冷却材圧力バウンダリ及び原子炉格納容器バウンダリ以外の
配管
Sn≦0.4×許容応力 ※4 ⇒ 破損想定不要※4 クラス1配管は1.2Sm 以下，クラス2，3又は非安全系配管は0.4Sa以下

ここでSn，Sm，Sa は日本機械学会「発電用原子力設備規格 設
計・建設規格(JSME S NC1-2005)」による。

(2) 想定破損における溢水量の設定想定する破損箇所は溢水防護対象設備への溢水影響が最も大きくなる位置とし，溢水量は，異常の検知，事象の判断及び漏えい箇所の特定並
1616

びに現場又は中央制御室からの隔離により漏えい停止するまでの時間（運転員の状況確認及び隔離操作含む。）を適切に考慮し，想定する破損箇所から流出した漏水量と隔離後の溢水量として隔離範囲内の系統の保有水量を合算して設定する。なお，手動による漏えい停止の手順は，保安規定又はその下位規定に定める。
ここで，漏水量は，配管の破損形状を考慮した流出流量に漏水箇所の隔離までに必要な時間（以下「隔離時間」という。）を乗じて設定する。

1.6.3.2 消火水の放水による溢水(1) 溢水源の想定
消火水の放水による溢水については，発電用原子炉施設内に設置される消火設備等からの放水を溢水源として設定する。
消火栓以外の設備としては，スプリンクラや格納容器スプレイ冷却系があるが，溢水防護対象設備が設置されている建屋には，自動作動する
スプリンクラは設置しない設計とし，溢水防護対象設備が安全機能を損なわない設計とすることから溢水源として想定しない。
また，原子炉格納容器内の溢水防護対象設備については，格納容器ス
プレイ冷却系の作動により発生する溢水により安全機能を損なわない設計とする。なお，格納容器スプレイ冷却系は，単一故障による誤作動が発生しないように設計上考慮されていることから誤作動による溢水は想定しない。

(2) 溢水量の設定
消火設備等からの単位時間当たりの放水量と放水時間から溢水量を設定
する。
17

17

消火設備等のうち，消火栓からの放水量については，3時間の放水により想定される溢水量を設定する。

1.6.3.3 地震起因による溢水(1) 発電所内に設置された機器の破損による漏水① 地震起因による溢水源の想定
地震起因による溢水については，溢水源となり得る機器（流体を内包する機器）のうち，基準地震動Ｓ Ｓ による地震力により破損が生じる機器を溢水源として設定する。
耐震Ｓクラス機器については，基準地震動Ｓ Ｓ による地震力によって破損は生じないことから溢水源として想定しない。また，耐震Ｂ及びＣクラス機器のうち耐震対策工事の実施又は設計上の裕度の考慮により，
基準地震動Ｓ Ｓ による地震力に対して耐震性が確保されているものについては溢水源として想定しない。
② 地震起因による溢水量の設定
溢水量の算出に当たっては，漏水が生じるとした機器のうち溢水防護
対象設備への溢水の影響が最も大きくなる位置で漏水が生じるものとして評価する。溢水源となる配管については破断形状を完全全周破断とし，溢水源となる容器については全保有水量を考慮した上で，溢水量を算出する。また，漏えい検知による漏えい停止を期待する場合は，漏えい停止までの隔離時間を考慮し，配管の破損箇所から流出した漏水量と隔離後の溢水量として隔離範囲内の系統の保有水量を合算して設定する。ここで，漏水量は，配管の破損箇所からの流出流量に隔離時間を乗じて設定する。なお，地震後の余震等発生時の状況を想定した場合，運転員による溢水対応操作を実施することが困難と考えられることから漏えい検1818

知による自動隔離機能を有する場合を除き，隔離による漏えい停止は期待しない。
基準地震動Ｓ Ｓ による地震力に対して，耐震性が確保されない循環水
配管については，伸縮継手の全円周状の破損を想定し，循環水ポンプを停止するまでの間に生じる溢水量を設定する。
(2) 使用済燃料プールのスロッシングによる溢水① 使用済燃料プールのスロッシングによる溢水源の想定
使用済燃料プールのスロッシングによる溢水については，基準地震動
Ｓ Ｓ による地震力により生じる使用済燃料プールのスロッシングによる漏えい水を溢水源として設定する。
② 使用済燃料プールのスロッシングによる溢水量の設定
使用済燃料プールのスロッシングによる溢水量の算出に当たっては，
基準地震動Ｓ Ｓ による地震力により生じるスロッシング現象を三次元流動解析により評価し，使用済燃料プール外へ漏えいする水量を考慮する。
また，施設定期検査中の使用済燃料プール，原子炉ウェル及びドライ
ヤセパレータプールのスロッシングについても考慮する。
耐震評価の具体的な考え方を以下に示す。
・構造強度評価に係る応答解析は，基準地震動Ｓ Ｓ を用いた動的解析
によることとし，機器の応答性状を適切に表現できるモデルを設定する。
その上で，当該機器の据付床の水平方向及び鉛直方向それぞれの床応答を用いて応答解析を行い，それぞれの応答解析結果を適切に組み合わせる。
・応答解析に用いる減衰定数は，安全上適切と認められる規格及び基準，既往の振動実験，地震観測の調査結果等を考慮して適切な値を
19

19

定める。
・応力評価に当たり，簡易的な手法を用いる場合は，詳細な評価手法に対して保守性を有するよう留意し，簡易的な手法での評価結果が厳しい箇所については詳細評価を実施することで健全性を確保する。
・基準地震動Ｓ Ｓ による地震力に対する発生応力の評価基準値は，安全上適切と認められる規格及び基準で規定されている値又は試験等で妥当性が確認されている値を用いる。
・バウンダリ機能確保の観点から，設備の実力を反映する場合には，
規格基準以外の評価基準値の適用も検討する。

1.6.3.4 その他の溢水
その他要因（地下水の流入，地震以外の自然現象，機器の誤作動等）により生じる溢水については，地下水の流入，降水，屋外タンクの竜巻による飛来物の衝突による破損に伴う漏えい等の地震以外の自然現象に伴う溢水，機器の誤作動や弁グランド部，配管フランジ部からの漏えい事象等を想定する。

1.6.4 溢水防護区画及び溢水経路を設定するための方針(1) 溢水防護区画の設定
溢水防護に対する評価対象区画を溢水防護区画とし，溢水防護対象設
備が設置されている全ての区画並びに中央制御室及び現場操作が必要な設備へのアクセス通路について設定する。溢水防護区画は壁，扉，堰，
床段差等，又はそれらの組み合わせによって他の区画と分離される区画として設定し，溢水防護区画を構成する壁，扉，堰，床段差等について
は，現場の設備等の設置状況を踏まえ，溢水の伝播に対する評価条件を
設定する。
20

20

(2) 溢水経路の設定
溢水影響評価において考慮する溢水経路は，溢水防護区画とその他の区画との間における伝播経路となる扉，壁貫通部，天井貫通部，床面貫通部，床ドレン等の連接状況及びこれらに対する溢水防護措置を踏まえ，溢水防護区画内の水位が最も高くなるよう保守的に設定する。
具体的には，溢水防護区画内で発生する溢水に対しては，床ドレン，
貫通部，扉から他区画への流出は想定しない（床ファンネル，機器ハッチ，開口扉等，定量的に他区画への流出を確認できる場合は除く。）保
守的な条件で溢水経路を設定し，溢水防護区画内の溢水水位を算出する。
溢水防護区画外で発生する溢水に対しては，床ドレン，開口部，貫通部，扉を通じた溢水防護区画内への流入が最も多くなるよう（流入防止対策が施されている場合は除く。）保守的な条件で溢水経路を設定し，溢水防護区画内の溢水水位を算出する。
なお，上層階から下層階への伝播に関しては，全量が伝播するものとする。溢水経路を構成する壁，扉，堰，床段差等は，基準地震動Ｓ Ｓ による地震力等の溢水の要因となる事象に伴い生じる荷重や環境に対し，必要な健全性を維持できるとともに，保守管理及び水密扉閉止等の運用を適切に実施することにより溢水の伝播を防止できるものとする。
また，貫通部に実施した流出及び流入防止対策も同様に，基準地震動
Ｓ Ｓ による地震力等の溢水の要因となる事象に伴い生じる荷重や環境に対し，必要な健全性を維持できるとともに，保守管理を適切に実施する
ことにより溢水の伝播を防止できるものとする。
なお，火災により貫通部の止水機能が損なわれる場合には，当該貫通部からの消火水の流入を考慮する。消火活動により区画の扉を開放する
場合は，開放した扉からの消火水の伝播を考慮する。
21

21

また，以下の火災防護対応による措置も区画分離として考慮する。
安全区分Ⅰと安全区分Ⅱ，Ⅲの境界を３時間以上の耐火能力を有する耐火壁・隔壁等で分離する。
また，施設定期検査作業に伴う防護対象設備の待機除外や扉の開放等，プラントの保守管理上やむを得ぬ措置の実施により，影響評価上設定したプラント状態と一時的に異なる状態となった場合も想定する。
この場合は，仮設設備等の利用も含めた現実的な対応も考慮し，その状態を踏まえた必要な安全機能が損なわれない運用とする。
具体的には，ハッチ開放時に堰の設置により，溢水経路が変わらない運用を行う。

22

22

1.6.5 溢水防護対象設備を防護するための設計方針
想定破損による溢水，消火水の放水による溢水，地震起因による溢水及びその他の溢水に対して，溢水防護対象設備が以下に示す没水，被水及び蒸気の影響を受けて，安全機能を損なわない設計とするとともに，使用済燃料プールのスロッシングにおける水位低下を考慮しても，使用済燃料プールの冷却機能及び使用済燃料プールへの給水機能等が維持できる設計とする。
また，溢水評価において，現場操作が必要な設備に対しては，必要に応じて区画の溢水水位，環境の温度及び放射線量を考慮しても，運転員による操作場所までのアクセスが可能な設計とする。ただし，滞留水位が200㎜より高くなる区画で，アクセスが必要な場所については，想定される水位に応じて必要な高さの歩廊を設置し，アクセスに影響のないよう措置を講じることとする。なお，必要となる操作を中央制御室で行う場合は，操作を行う運転員は中央制御室に常駐していることからアクセス性を失わずに対応できる。

1.6.5.1 没水の影響に対する設計方針(1) 没水の影響に対する評価方針「1.6.2 考慮すべき溢水事象」にて設定した溢水源から発生する溢水量と「1.6.4 溢水防護区画及び溢水経路を設定するための方針」にて設定した溢水防護区画及び溢水経路から算出した溢水水位に対し，溢水防護対象
設備が安全機能を損なうおそれがないことを評価する。
具体的には，以下に示す要求のいずれかを満足していれば溢水防護対象
設備が安全機能を損なうおそれはない。
a． 発生した溢水による水位が，溢水の影響を受けて溢水防護対象設備の安全機能を損なうおそれがある高さ（以下「機能喪失高さ」という。）を上回らないこと。このとき，溢水による水位の算出にあたっ23

23

ては，区画の床勾配，区画面積，系統保有水量，流入状態，溢水源からの距離，人員のアクセス等による一時的な水位変動を考慮し，保有
水量や伝播経路の設定において十分な保守性を確保するとともに，人員のアクセスルートにおいて発生した溢水による水位に対して200㎜
以上の裕度が確保されていることとする。具体的には，床勾配の考慮を一律100㎜，人のアクセス等により一時的な水位変動や流況等も考慮し，一律100mmの裕度を確保する設計とする。区画の滞留面積の算出においては，除外面積を考慮した算出面積に対して，30％の裕度を確保する。さらに，溢水防護区画への資機材の持ち込み等による床面積への影響を考慮することとする。系統保有水量の算定にあたっては，算出量に10％の裕度を確保する。
機能喪失高さについては，溢水防護対象設備の各付属品の設置状況も踏まえ，没水によって安全機能を損なうおそれのある最低の高さを設定する。機能喪失高さは実力高さ（各防護対象機器等の機能喪失部
位の高さ）に余裕を考慮した評価高さを基本とするが，評価高さで没水する場合には，実力高さを用いて評価する。
溢水防護対象設備の実力高さと評価高さの例を第1.6.5.1-1表に示す。
b． 溢水防護対象設備が多重性又は多様性を有しており，各々が同時に溢水の影響を受けないような別区画に設置され，同時に安全機能を損なうことのないこと。
その際，溢水の影響により原子炉に外乱が及び，かつ，安全保護
系，原子炉停止系の作動を要求される場合には，その溢水の影響を考慮した上で，安全評価指針に基づき必要な機器の単一故障を考慮し，発生が予想される運転時の異常な過渡変化又は設計基準事故に24

24

ついて安全解析を行うこと。

25

25

第1.6.5.1-1表

溢水防護対象設備の機能喪失高さの考え方
機能喪失高さ

機器
実力高さ

評価高さ

弁

①電動弁：弁駆動装置下部②空気作動弁，各付属品のうち，最低高さの付属品の下端部・電動弁，空気作動弁とも弁配管
の中心高さ

ダンパ
及び
ダクト

・各付属品のうち，最低高さの付
属品の下端部・ダンパ，ダクトとも中心高さ（配管ダクトの場合）・ダンパ，ダクトの下端高さ

ポンプ①ポンプ又はモータのいずれか低い方の下端②モータは下端部

・ポンプ，モータの基礎＋架台高さのいずれか低い箇所

ファン・モータ下端部又は吸込み口高さの低い方・ファン又はモータの基礎＋架台
高さのいずれか低い箇所の高さ

計器・計器類は計器本体又は伝送器の下端部のいずれか低い方・計器類は計器本体又は伝送器の下端部のいずれか低い方
・計器ラックは床面高さ

・端子台等最下部

・床面高さ

電源・盤

26

26

(2) 没水の影響に対する防護設計方針
溢水防護対象設備が没水により安全機能を損なうおそれがある場合には，以下に示すいずれか若しくは組み合わせの対策を行うことにより，安全機能を損なわない設計とする。
① 溢水源又は溢水経路に対する対策
a． 漏えい検知システム等により溢水の発生を早期に検知し，中央制
御室からの遠隔操作（自動又は手動）又は現場操作により漏えい箇所を早期に隔離できる設計とする。
b． 溢水防護区画外の溢水に対して，壁，扉，堰等による流入防止対策を図り溢水の流入を防止する設計とする。
流入防止対策として設置する壁，扉，堰等は，溢水により発生する水位や水圧に対して流入防止機能が維持できるとともに，基準地
震動Ｓ Ｓ による地震力等の溢水の要因となる事象に伴い生じる荷重や環境に対して必要な当該機能が損なわれない設計とする。
ｃ． 想定破損による溢水に対しては，破損を想定する配管について，補強工事等の実施により発生応力を低減し，溢水源から除外することにより溢水量を低減する。
ｄ． 地震起因による溢水に対しては，破損を想定する機器について
耐震対策工事を実施することにより基準地震動Ｓ Ｓ による地震力に対して耐震性を確保する設計とし，溢水源から除外することにより溢水量を低減する。
ｅ． その他の溢水のうち機器の誤作動や弁グランド部，配管フランジ部からの漏えい事象等に対しては，漏えい検知システムや床ドレ
ンファンネルからの排水等により早期に検知し，溢水防護対象設備の安全機能が損なわれない設計とする。
2727

② 溢水防護対象設備に対する対策
a．溢水防護対象設備の設置高さを嵩上げし，評価の各段階における保守性と併せて考慮した上で，溢水防護対象設備の機能喪失高さが，発生した溢水による水位を十分な裕度を持って上回る設計とする。
b． 溢水防護対象設備周囲に浸水防護堰を設置し，溢水防護対象設備
が没水しない設計とする。設置する浸水防護堰については，溢水により発生する水位や水圧に対して流入防止機能が維持できる設計とするとともに，溢水の要因となる地震や火災等により生じる環境や荷重条件に対して当該機能が損なわれない設計とする。

1.6.5.2 被水の影響に対する設計方針(1) 被水の影響に対する評価方針「1.6.2 考慮すべき溢水事象」にて設定した溢水源からの直線軌道及び放物線軌道の飛散による被水並びに天井面の開口部若しくは貫通部からの被水の影響を受ける範囲内にある溢水防護対象設備が被水により安全機能を損なうおそれがないことを評価する。
具体的には，以下に示す要求のいずれかを満足していれば溢水防護対象
設備が安全機能を損なうおそれはない。
a． 溢水防護対象設備があらゆる方向からの水の飛まつによっても有害な影響を生じないよう，以下に示すいずれかの保護構造を有していること。
(a) 「JIS C 0920 電気機械器具の外郭による保護等級(IPコード)」における第二特性数字4以上相当の保護等級を有すること。
(b) 実機での被水条件を考慮しても安全機能を損なわないことを被水試
験等により確認した保護カバーやパッキン等による被水防護措置がなされていること。
28

28

b． 溢水防護対象設備が多重性又は多様性を有しており，各々が同時に溢水の影響を受けないような別区画に設置され，同時に安全機能を損なうことのないこと。
その際，溢水の影響により原子炉に外乱が及び，かつ，安全保護系，原子炉停止系の作動を要求される場合には，その溢水の影響を考慮した上で，安全評価指針に基づき必要な単一故障を考慮し，発生が予想される運転時の異常な過渡変化又は設計基準事故について安全解析を行うこと。

(2) 被水の影響に対する防護設計方針
溢水防護対象設備が被水により安全機能を損なうおそれがある場合には，以下に示すいずれか若しくは組み合わせの対策を行うことにより，安全機能を損なわない設計とする。
① 溢水源又は溢水経路に対する対策
a． 溢水防護区画外の溢水に対して，壁，扉，堰等による流入防止対策を図り溢水の流入を防止することにより被水の影響が発生しない設計とする。
流入防止対策として設置する壁，扉，堰等は，溢水により発生する水位や水圧に対して流入防止機能が維持できるとともに，基準地
震動Ｓ Ｓ による地震力等の溢水の要因となる事象に伴い生じる荷重や環境に対して必要な当該機能が損なわれない設計とする。
b． 想定破損による溢水に対しては，破損を想定する配管について，補強工事等の実施により発生応力を低減し，溢水源から除外することにより被水の影響が発生しない設計とする。
c． 地震起因による溢水に対しては，破損を想定する機器について耐震対策工事を実施することにより基準地震動Ｓ Ｓ による地震力に対
29

29

して耐震性を確保する設計とし，溢水源から除外することにより被水の影響が発生しない設計とする。
d． 消火水の放水による溢水に対しては，溢水防護対象設備が設置されている溢水防護区画において固定式消火設備等の水消火を行わない消火手段を採用することにより，被水の影響が発生しない設計とする。
また，水消火を行う場合には，水消火による被水の影響を最小限に止めるため，溢水防護対象設備に対して不用意な放水を行わない
ことを消火活動における運用及び留意事項として「火災防護計画」に定める。
② 溢水防護対象設備に対する対策
a． 「JIS C 0920 電気機械器具の外郭による保護等級(IPコード)」における第二特性数字4以上相当の保護等級を有する機器への取替を行う。
b． 溢水防護対象設備に対し，実機での被水条件を考慮しても安全機能を損なわないことを被水試験等により確認した保護カバーやパッキン等による被水防護措置を行う。

1.6.5.3 蒸気放出の影響に対する設計方針(1) 蒸気放出の影響に対する評価方針「1.6.2 考慮すべき溢水事象」にて設定した溢水源からの漏えい蒸気の直接噴出及び拡散による影響を受ける範囲内にある溢水防護対象設備が蒸気放出の影響により安全機能を損なうおそれがないことを評価する。
具体的には，以下に示す要求のいずれかを満足していれば溢水防護対象
設備が安全機能を損なうおそれはない。
30

30

a． 溢水防護対象設備が溢水源からの漏えい蒸気を考慮した耐蒸気仕様を有すること。
b． 溢水防護対象設備が多重性又は多様性を有しており，各々が同時に溢水の影響を受けないような別区画に設置され，同時に安全機能を損なうことのないこと。
その際，溢水の影響により原子炉に外乱が及び，かつ，安全保護
系，原子炉停止系の作動を要求される場合には，その溢水の影響を考慮した上で，安全評価指針に基づき必要な機器の単一故障を考慮し，発生が予想される運転時の異常な過渡変化又は設計基準事故について安全解析を行うこと。

(2) 蒸気放出の影響に対する防護設計方針
溢水防護対象設備が蒸気放出の影響により安全機能を損なうおそれがある場合には，以下に示すいずれか若しくは組み合わせの対策を行うことにより，溢水防護対象設備が安全機能を損なわない設計とする。
① 溢水源又は溢水経路に対する対策
a． 溢水防護区画外の蒸気放出に対して，壁，扉等による流入防止対策を図り蒸気の流入を防止する設計とする。
流入防止対策として設置する壁，扉等は，溢水により発生する蒸気に対して流入防止機能が維持できるとともに，基準地震動Ｓ Ｓ による地震力等の溢水の要因となる事象に伴い生じる荷重や環境に対して必要な当該機能が損なわれない設計とする。
b． 溢水源となる系統を，溢水防護区画外で閉止することにより，溢水防護区画内において蒸気放出による影響が発生しない設計とする。
c． 想定破損による溢水に対しては，破損を想定する配管について，
31

31

補強工事等の実施により発生応力を低減し，溢水源から除外することにより蒸気放出による影響が発生しない設計とする。
d． 地震起因による溢水に対しては，破損を想定する機器について耐震対策工事を実施することにより基準地震動Ｓ Ｓ による地震力に対して耐震性を確保する設計とし，溢水源から除外することにより蒸気放出による影響が発生しない設計とする。
e． 蒸気の漏えいを検知し，中央制御室からの遠隔隔離（自動又は手動）を行うための自動検知・遠隔隔離システムを設置し，漏えい蒸気を早期隔離することで蒸気影響を緩和する設計とする。
また，自動検知・遠隔隔離システムだけでは溢水防護対象設備の健全性が確保されない場合には，破損想定箇所に防護カバーを設置することで漏えい蒸気量を抑制して，溢水防護区画内雰囲気温度への影響を軽減する設計とする。
さらに，信頼性向上の観点から，防護カバー近傍には小規模漏えい検知を目的とした特定配置温度検出器を設置し，蒸気の漏え
いを早期検知する設計とする。
f. 主蒸気管破断事故時等には，建屋内外の差圧によるブローアウト
パネルの開放により，溢水防護区画内において蒸気影響を軽減する設計とする。
蒸気影響評価における想定破損評価条件を第1.6.5.3-1表に示す。

32

32

第 1.6.5.3-1表系
原子炉隔離時冷
却系蒸気系，

蒸気影響における配管の想定破損評価条件
統

一般部（1Bを超える）

破損想定

隔離

貫通クラック

自動/手動

完全全周破断手動ターミナルエンド部

補助蒸気系
一般部（1B以下）② 溢水防護対象設備に対する対策
a． 蒸気放出の影響に対して耐性を有しない溢水防護対象設備については，蒸気曝露試験又は机上評価によって蒸気放出の影響に対して耐性を有することが確認された機器への取替を行う。
b． 溢水防護対象設備に対し，実機での蒸気条件を考慮しても安全機能を損なわないことを蒸気曝露試験等により確認したシールやパッキン等による蒸気防護措置を行う。

1.6.5.4 その他の要因による溢水に対する設計方針
地下水の流入，屋外タンクの竜巻による飛来物の衝突による破損に伴う漏えい等の地震以外の自然現象に伴う溢水が，溢水防護区画に流入するおそれがある場合には，壁，扉，堰等により溢水防護区画を内包するエリア内及び建屋内への流入を防止する設計とし，溢水防護対象設備が安全機能を損なわない設計とする。
機器の誤作動や弁グランド部，配管フランジ部からの漏えいに対して，早期検知システム及び排水システムにより溢水防護対象設備が安全機能を損なわない設計とする。

1.6.5.5 使用済燃料プールのスロッシング後の機能維持に関する設計方針33

33

基準地震動Ｓ Ｓ による地震力によって生じるスロッシング現象を三次元流動解析により評価し，使用済燃料プール外へ漏えいする水量を考慮する。その際，使用済燃料プールの初期条件は保守的となるように設定する。算出した溢水量からスロッシング後の使用済燃料プールの水位低下を考慮しても，使用済燃料プールの冷却機能及び使用済燃料プールへの給水機能が確保されるため，それらを用いることにより適切な水温（水温65℃以下）及び遮へい
水位を維持できる設計とする。

1.6.6 海水ポンプエリアの溢水評価に関する設計方針
海水ポンプエリア内にある防護対象設備が海水ポンプエリア内及びエリア外で発生する溢水の影響を受けて，安全機能を損なわない設計とする。
具体的には、海水ポンプエリア外で発生する地震に起因する循環水管の伸縮
継手の全円周状の破損や屋外タンク破損による溢水が，海水ポンプエリアへ流入しないようにするために，壁，閉止板等による溢水伝播防止対策を図る設計とする。また，循環水管の伸縮継手については，可撓継手への交換を実施し，溢水量を削減する。
海水ポンプエリア内で発生する想定破損による低エネルギー配管の貫通クラックによる溢水，消火水の放水による溢水及び降水による溢水についても，壁，閉止板等による溢水伝播防止対策を図る設計とし，海水ポンプエリア内の防護対象設備が安全機能を損なうことのない設計とする。また，防護対象設備の機能喪失高さは，発生した溢水水位に対して裕度を確保する設計とする。

1.6.7 溢水防護区画を内包するエリア外及び建屋外からの流入防止に関する設
計方針
溢水防護区画を内包するエリア外及び建屋外で発生を想定する溢水が，溢3434水防護区画に流入するおそれがある場合には，壁，扉，堰等により溢水防護区画を内包するエリア内及び建屋内への流入を防止する設計とし，溢水防護
対象設備が安全機能を損なわない設計とする。
また，地下水に対しては，地震時の排水ポンプの停止により建屋周囲の水位が周辺の地下水位まで上昇することを想定し，建屋外周部における壁，扉，堰等により溢水防護区画を内包する建屋内への流入を防止する設計とし，溢水防護対象設備が安全機能を損なわない設計とする。

1.6.8 放射性物質を含んだ液体の管理区域外への漏えいを防止するための設計
方針
管理区域内で発生した溢水の管理区域外への伝播経路となる箇所について
は，壁，扉，堰等による漏えい防止対策を行うことにより，機器の破損等により生じた放射性物質を内包する液体が管理されない状態で管理区域外に漏えいすることを防止する設計とする。

1.6.9 溢水によって発生する外乱に対する評価方針
溢水の影響により原子炉に外乱が及び，かつ，安全保護系，原子炉停止系の作動を要求される場合には，その溢水の影響を考慮した上で，「発電用軽水型原子炉施設の安全評価に関する審査指針」に基づき必要な単一故障を考慮し，発生が予想される運転時の異常な過渡変化又は設計基準事故について
安全解析を行い，炉心損傷に至ることなく当該事象を収束できる設計とし，これらの機能を維持するために必要な設備（溢水防護対象設備）が，没水，被水及び蒸気の影響を受けて，その安全機能を損なわない設計（多重性又は多様性を有する設備が同時にその安全機能を損なわない設計）とする。

3535

1.6.10 手順等
溢水評価に関して，以下の内容を含む手順を定め，適切な管理を行う。
(1) 配管の想定破損評価において，応力評価の結果により破損形状の想定を行う場合は，評価結果に影響するような減肉がないことを継続的な肉厚管理で確認する。
(2) 配管の想定破損による溢水が発生する場合及び基準地震動Ｓ Ｓ による地震力により耐震Ｂ，Ｃクラスの機器が破損し溢水が発生する場合においては，隔離手順を定める。
(3) 運転実績（高エネルギー配管として運転している割合が当該系統の運転している時間の2％又はプラント運転期間の1％より小さい）により低エ
ネルギー配管としている設備については，運転時間管理を行う。
(4) 内部溢水評価で用いる屋外タンクの水量を管理する。
(5) 溢水防護区画において，各種対策設備の追加，資機材の持込み等により評価条件としている床面積に見直しがある場合は，予め定めた手順により溢水評価への影響確認を行う。
(6) 排水を期待する箇所からの排水を阻害する要因に対し，それを防止するための運用を実施する。
(7) 施設定期検査作業に伴う防護対象設備の不待機や扉の開放等，影響評価
上設定したプラント状態の一時的な変更時においても，その状態を踏まえた必要な安全機能が損なわれない運用とする。
(8) 水密扉については，開放後の確実な閉止操作，閉止状態の確認及び閉止されていない状態が確認された場合の閉止操作の手順等を定める。
(9) 使用済燃料プール冷却浄化系や原子炉補機冷却系が機能喪失した場合における，残留熱除去系による使用済燃料プールの給水・冷却手順を定め
る。
36

36

(10) 溢水発生後の滞留区画等での排水作業手順を定める。
(11) 溢水防護対象設備に対する消火水の影響を最小限に止めるため，消火活動における運用及び留意事項と，それらに関する教育について「火災防護計画」に定める。

37

37

(3)

適合性の説明第九条

１

溢水による損傷の防止等

安全施設は，発電用原子炉施設内における溢水が発生した場合においても安全機能を損なわないものでなければならない。

２

設計基準対象施設は，発電用原子炉施設内の放射性物質を含む液体を内包する容器又は配管の破損によって当該容器又は配管から放射性物質を含む液体があふれ出た場合において，当該液体が管理区域外へ漏えいしないものでなければならない。

適合のための設計方針
第１項について安全施設は，発電用原子炉施設内における溢水が発生した場合においても，安全機能を損なわない設計とする。
そのために，発電用原子炉施設内における溢水が発生した場合においても，原子炉を高温停止でき，引き続き低温停止，及び放射性物質の閉じ込め機能を維持できる設計とする。また，停止状態にある場合は，引き続きその状態を維持できる設計とする。さらに使用済燃料プールにおいては，使用済燃料
プールの冷却機能及び使用済燃料プールへの給水機能を維持できる設計とする。
なお，発電用原子炉施設内における溢水として，発電用原子炉施設内に設置された機器及び配管の破損（地震起因を含む。），消火系統等の作動又は使用済燃料プールのスロッシングにより発生した溢水を考慮する。

第２項について
設計基準対象施設は，原子炉施設内の放射性物質を含む液体を内包する容38

38

器又は配管の破損によって当該容器又は配管から放射性物質を含む液体があふれ出た場合において，当該液体が管理区域外へ漏えいしない設計とする。

39

39

10．その他発電用原子炉の附属施設
10.6.2 内部溢水に対する防護設備
10.6.2.1

概要
発電用原子炉施設内における溢水が発生した場合においても，施設内に設ける壁，扉，堰等の浸水防護設備により，溢水防護対象設備が，その安全機能を損なわない設計とする。

10.6.2.2

設計方針
浸水防護設備は，以下の方針で設計する。
(1) 浸水防止堰は，溢水により発生する水位や水圧に対して流入防止機能が維持できるとともに，基準地震動Ｓ Ｓ による地震力等の溢水の要因となる事象に伴い生じる荷重や環境に対して必要な当該機能が損なわれない設計とする。また，浸水防止堰の高さは，溢水水位に対して裕度を確保する設計とする。
(2) 水密扉は，溢水により発生する水位や水圧に対して流入防止機能が維持できるとともに，基準地震動Ｓ Ｓ による地震力等の溢水の要因となる事象に伴い生じる荷重や環境に対して必要な当該機能が損なわれない設計とする。
(3) 防護壁は，溢水により発生する水位や水圧に対して流入防止機能が維持できるとともに，基準地震動Ｓ Ｓ による地震力等の溢水の要因となる事象に伴い生じる荷重や環境に対して必要な当該機能が損なわれない設計とする。
(4) (1)～(3)以外の浸水防護設備についても，溢水により発生する水位や水圧に対して流入防止機能が維持できるとともに，基準地震
動Ｓ Ｓ による地震力等の溢水の要因となる事象に伴い生じる荷重4040

や環境に対して必要な当該機能が損なわれない設計とする。

10.6.2.3

試験検査
浸水防護設備は，健全性及び性能を確認するため，発電用原子炉の運転中又は停止中に，定期的に試験又は検査を実施する。

41

41

別添資料１

東海第二発電所

内部溢水の影響評価について

本資料のうち，は商業機密又は核物質防護上の観点から公開できません。

42

今回提示範囲

目

1.

2.

没水影響評価関連項目は再評価中

概要

1.2

東海第二発電所の内部溢水影響評価に係る特徴について 9 条-別添 1-5

1.3

溢水影響評価フロー

9 条-別添 1-6

溢水防護対象設備の設定

9 条-別添 1-7

設置許可基準規則 第九条及び第十二条並びに溢水評価ガイドの要求事項について

9 条-別添 1-7

2.2

防護対象設備の抽出

9 条-別添 1-28

2.3

防護対象設備の機能喪失の判定

9 条-別添 1-35

2.4

防護対象設備を防護するための設計方針

9 条-別添 1-36

溢水源の想定3.2

9 条-別添 1-41

溢水の影響を評価するために想定する機器の破損等により
生じる溢水

5.

9 条-別添 1-1

溢水防護に関する基本方針

3.1

4.

9 条-別添 1-1

1.1

2.1

3.

次

9 条-別添 1-41

発電所内で生じる異常状態（火災を含む）の拡大防止のために設置される系統からの放水による溢水

9 条-別添 1-48

3.3

地震に起因する機器の破損等により生じる溢水

9 条-別添 1-48

3.4

その他の溢水

9 条-別添 1-50

溢水防護区画及び溢水経路の設定

9 条-別添 1-60

4.1

溢水防護区画の設定

9 条-別添 1-60

4.2

溢水経路の設定

9 条-別添 1-60

建屋内の防護対象設備を防護するための設計方針

9 条-別添 1-100

5.1

没水の影響に対する評価及び防護設計方針

9 条-別添 1-100

5.2

被水の影響に対する評価及び防護設計方針

9 条-別添 1-105

43

今回提示範囲

蒸気の影響に対する評価及び防護設計方針

9 条-別添 1-108

想定破損評価に用いる各項目の算出及び影響評価

9 条-別添 1-112

5.3
6.

7.

8.

6.1

溢水量の算定9 条-別添 1-113

6.2

想定破損による没水影響評価

9 条-別添 1-126

6.3

想定破損による被水影響評価

9 条-別添 1-170

6.4

想定破損による蒸気影響評価

9 条-別添 1-172

6.5

想定破損による影響評価結果

9 条-別添 1-175

消火水評価に用いる各項目の算出及び影響評価
7.1

溢水量の算定9 条-別添 1-177

7.2

消火水による没水影響評価

9 条-別添 1-178

7.3

消火水による被水影響評価

9 条-別添 1-179

7.4

消火水による影響評価結果

9 条-別添 1-179

地震時評価に用いる各項目の算出及び影響評価

9 条-別添 1-181

8.1

地震に起因する溢水源

9 条-別添 1-181

8.2

地震により破損して溢水源となる対象設備

9 条-別添 1-181

8.3

耐震Ｂ，Ｃクラス機器の耐震性評価

9 条-別添 1-182

8.4

使用済燃料プールのスロッシングに伴う溢水量

9 条-別添 1-191

8.5

溢水量の算定9 条-別添 1-192

8.6

地震時の没水影響評価

9 条-別添 1-197

8.7

地震時の被水影響評価

9 条-別添 1-241

8.8

地震時の蒸気影響評価

9 条-別添 1-241

8.9

地震時の影響評価結果

9 条-別添 1-241

8.10 没水対策
9.

9 条-別添 1-177

9 条-別添 1-243

使用済燃料プールのスロッシングに伴う溢水影響評価について

9 条-別添 1-245

44

今回提示範囲
9.1

使用済燃料プール溢水量の評価方法

9 条-別添 1-245

9.2

使用済燃料プール溢水量の評価結果

9 条-別添 1-249

9.3

使用済燃料プールの冷却機能及び遮蔽機能維持の確認 9 条-別添 1-250

10.

海水ポンプエリアの溢水影響評価

9 条-別添 1-252

10.1

想定破損による溢水影響評価

9 条-別添 1-252

10.2

消火活動による放水における溢水影響評価

9 条-別添 1-253

10.3

地震起因による溢水影響評価（伸縮継手の破損考慮）9 条-別添 1-253

11.

タービン建屋における溢水影響評価

9 条-別添 1-258

11.1

評価条件等

11.2

循環水ポンプ停止及び復水器出入口弁閉止インターロックに

9 条-別添 1-257

ついて

9 条-別添 1-257

11.3

溢水量

9 条-別添 1-262

11.4

溢水影響評価結果

9 条-別添 1-265

12.

防護対象設備が設置されているエリア外からの溢水影響評価9 条-別添 1-268

12.1

建屋外からの溢水影響評価

9 条-別添 1-268

12.2

屋外タンクの溢水による影響評価

9 条-別添 1-268

12.3

廃棄物処理棟及び廃棄物処理建屋からの溢水影響評価9 条-別添 1-277

12.4

その他の地震起因による敷地内溢水影響評価

9 条-別添 1-279

12.5

地下水による影響評価

9 条-別添 1-282

13．放射性物質を内包する液体の漏えいの防止

9 条-別添 1-285

添付資料
1.

機能喪失判定の考え方と選定された防護対象設備について
1.1

防護対象設備の機能喪失判定

45

今回提示範囲

2.

1.2

抽出された防護対象設備

1.3

溢水評価の対象外とする防護対象設備の考え方について

溢水源の分類及び運用について
2.1

高エネルギー配管のうち低エネルギー配管に分類できる系統について

2.2

原子炉建屋内における所内蒸気系の破損評価について

3.

溢水源となる機器のリスト

4.

溢水影響評価において期待する設備について

5

6

7.

8.

4.1

伝播経路に対する溢水防護の概要

4.2

溢水防護対策4.3

貫通部シール材等の止水性能及び耐震性について

想定破損による評価結果について
5.1

想定破損による没水影響評価結果まとめ

5.2

想定破損による被水影響評価結果まとめ

消火活動による溢水影響評価について
6.1

消火活動に伴う溢水の有無について

6.2

消火水による没水影響評価結果まとめ

6.3

消火活動における放水量に関する運用管理について

耐震Ｂ，Ｃクラス機器の評価について
7.1

耐震Ｂ,Ｃクラス配管の耐震性評価について

7.2

耐震Ｂ,Ｃクラス配管支持構造物の耐震性評価について

7.3

耐震Ｂ,Ｃクラス配管及び配管支持構造物の耐震性評価結果について

7.4

耐震Ｂ,Ｃクラス機器の耐震性評価結果について配管の破損位置及び破損形状の評価について
8.1

応力に基づく評価

8.2

高エネルギー配管の評価

46

今回提示範囲
8.3

低エネルギー配管の評価

8.4

応力に基づく評価結果

9．

減肉等による評価について

9.1

配管の想定破損評価時の配管減肉の管理方針について

9.2

検討対象系統の抽出

9.3

検討対象系統の肉厚測定管理について

9.4

強度評価を行った配管の肉厚測定について

10.

鉄筋コンクリート壁の水密性について

10.1

はじめに

10.2

検討方法

10.3

検討結果

11．

東海第二発電所における「重要度分類審査指針」に基づく
防護対象設備の抽出（内部溢水と火災における防護対象の比較）

参考 1

新規制基準への適合状況

参考 2

原子力発電所の内部溢水影響評価ガイドへの適合状況

補足説明資料-1

設置許可基準規則第十二条の要求について

補足説明資料-2

内部溢水影響評価における判定表

補足説明資料-3

内部溢水により想定される事象の確認結果

補足説明資料-4

自然現象による溢水影響の考慮について

補足説明資料-5

耐震Ｂ，Ｃクラス機器の保有量算出要領

補足説明資料-6

系統溢水量の算出要領

補足説明資料-7

原子炉格納容器内設備（耐環境仕様）を溢水影響評価において対象外とする考え方について47

今回提示範囲

補足説明資料-8

滞留面積の算出について

補足説明資料-9

消火活動における放水時間設定の考え方について

補足説明資料-10

流下開口を考慮した没水高さについて

補足説明資料-11

原子炉建屋原子炉棟内防護対象設備の蒸気影響について

補足説明資料-12

被水影響評価における防滴仕様の扱いと評価結果について

補足説明資料-13

溢水影響評価における床勾配の考え方と評価の保守性について

補足説明資料-14

貫通部の止水対策について

補足説明資料-15

貫通部シール材等の止水性能及び耐震性について

補足説明資料-16

汎用熱流体解析コード STAR-CD について

補足説明資料-17

内部溢水影響評価における確認内容について

補足説明資料-18

内部溢水影響評価に用いる各項目の保守性と有効数字の処理について

補足説明資料-19

循環水管伸縮継手の破損対応について

補足説明資料-20

屋外タンク等の溢水による影響評価

補足説明資料-21

現場操作が必要な設備のアクセス性について

補足説明資料-22

使用済燃料プール水のダクト流入防止対策について

補足説明資料-23

過去の不具合事例への対応について

補足説明資料-24

内部溢水で考慮すべき最近のトラブル反映事例

補足説明資料-25

その他の漏えい事象に対する確認について

補足説明資料-26

現場操作の実施可能性について

補足説明資料-27

ほう酸水漏えい等による影響について

補足説明資料-28

溢水発生時における安全の考慮について

補足説明資料-29

現場へのアクセス時における評価

補足説明資料-30

ハッチ開放時における溢水影響について48

今回提示範囲
補足説明資料-31

溢水影響評価における耐震クラスの確認方法について

補足説明資料-32

流出係数の根拠について

補足説明資料-33

油が溢水した場合の影響について

補足説明資料-34

常設物品等の現場調査結果について

補足説明資料-35

静的機器の機能喪失高さの確認について

補足説明資料-36

海水ポンプ室の防護について

補足説明資料-37

原子炉建屋地下部外壁の止水対策について

補足説明資料-38

建屋内壁貫通部について

補足説明資料-39

床貫通部について

補足説明資料-40

ファンネル部について

補足説明資料-41

重大事故等対処設備を対象とした溢水防護の基本方針について

補足説明資料-42

溢水影響評価上の防護対象設備の配置について

補足説明資料-43

原子炉建屋内の漏えい検知器設置について

補足説明資料-44

ケーブルの被水影響評価について

補足説明資料-45

火災区域設置を反映した蒸気影響評価について

補足説明資料-46

床ドレンファンネル排水における溢水検知について

補足説明資料-47

原子炉棟６階スロッシング水の伝播評価について

補足説明資料-48

設備対策の考え方について

補足説明資料-49

破損配管からの蒸気噴流の影響について

補足説明資料-50

原子炉棟床ドレンファンネルによる排水の考慮について

補足説明資料-51

原子炉棟最終滞留区画における溢水発生後の復旧について

補足説明資料-52

重大事故等対処設備の追設を考慮した溢水影響評価について

補足説明資料-53

応力評価に基づくサポート等改造対策の概要について

49

補足説明資料‐49
破損配管からの蒸気噴流の影響について

蒸気の影響評価では，破損箇所から蒸気は区画内に均一に広がり，同一区画内での任意の位置における温度は平均になるとしている。一方，実際には配管破損位置からごく近傍は漏えい蒸気の直接噴射による防護対象設備への影響が考えられるため，想定破損における蒸気影響評価にて評価対象としている高エネルギー配管（原子炉隔離時冷却系蒸気配管）と防護対象設備との位置関係を
確認した。

1.

機器等の熱影響について
位置関係の確認にあたって，漏えい蒸気の直接噴射による影響を評価するため，噴流工学 ※1 における乱流/軸対称円形噴流のフローモデルを参考に，配管破損位置からの距離と衝突荷重および蒸気温度の関係を算出した。
具体的には，第1図のように蒸気が配管破損口から10°の拡がり角度 ※2 をもって円錐状に噴出するものとし，配管破損口からの距離における衝突荷重に対応する飽和温度を算出した。また，保守的に蒸気漏えい時の配管から放出されるエネルギーが周囲空気の界面でも減衰せずに伝播することとした。その結果を第2表に示す。
なお，この手法は，蒸気が漏えい箇所から離れるにつれ冷えることによる凝縮，または，サブクール水が大気圧下へ漏えいする際の蒸発といった事象を含む場合に対しても問題なく使用できることから，単相，二相流に関係なく評価ができる。
第1表より，破損口から2mで温度，圧力共に十分低下していることから，高エネルギー配管と防護対象設備との距離について確認した。その結果，最も近9 条-別添 1-補足 49-1

50

接している水平方向地震加速度検出器でも2m以上の距離があること，併せて配管にカバーが設置されていることから，直接噴射の影響がないことを確認した。
現場位置と状況写真を第2図及び第3図に示す。

※1：参考文献：噴流工学（森北出版株式会社）※2：JSME S NDI-2002においても，内包流体が飽和蒸気の場合，漏えい部付近で10°より大きい角度で拡がることが示されている。本評価の10°は保守的な評価となっている。

破損位置 a

破損位置

10°
Ｐ ：破損位置の圧力

破損口

Ａ ：破損位置の流路断面積
Ｐa：距離 a における衝突荷重
噴出方向

Ａa：距離 a における噴射投影断面積

Ｐ ，ＡＰ ×Ａ ＝Ｐa×Ａa

第1図

第1表

Ｐa，Ａa

直接噴射による影響評価範囲図

抽出配管破損箇所からの距離と衝突荷重および蒸気温度の関係
距離0m ※3系統

配管径距離1m ※4

距離2m ※4

距離3m ※4破損形態

1/4Dt貫通

荷重

温度

荷重

温度

荷重

温度

荷重

温度

(MPa)

(℃)

(MPa)

(℃)

(MPa)

(℃)

(MPa)

(℃)

8.62

302

0.019

105

0.005

102

0.003

101

8.62

302

0.064

115

0.019

105

0.009

103

RCIC

4B

RCIC

10B

※ 3

荷重と温度は，系統の内圧および温度※ 4

温度は荷重に対する飽和温度より

クラック
1/4Dt貫通クラック

9 条-別添 1-補足 49-2

51

【凡例】

第2図

対象箇所平面図：原子炉隔離時冷却系蒸気配管：水平方向地震加速度検出器

原子炉建屋 2 階 (E.L.+14.0m)

9 条-別添 1-補足 49-352

原子炉隔離時冷却系蒸気配管（カバー内：カバー底部 E.L.+17.9m）
原子炉隔離時冷却系蒸気配管下端
E.L.+18.4m

離隔距離：3.6m

水平方向地震加速度検出器上端
E.L.+14.8m

水平方向地震加速度検出器

第3図2.

現場状況写真原子炉棟 2 階 (E.L.+14.0m)

コンクリートの熱影響について
建屋コンクリートの温度制限値は 65℃としているが，既往の文献 ※1※2 等より 175℃程度までの温度環境で強度的には影響がないとされている。
原子炉隔離時冷却系蒸気供給配管の破断を想定すると，２階エリアでは破損位置から壁までの距離が約 26 ㎝となり，流出蒸気の温度は 160℃程度と想定される。この温度は，高温環境に対しても影響の無いとされる 175℃を下回る
ため問題ないと評価している。
※1

高温(175℃)を受けたコンクリートの強度性状(セメント・コンクリート
No.449,July1994)9 条-別添 1-補足 49-4

53

※2

高温履歴を受けるコンクリートの物性に関する実験的研究（日本建築学会
構造系論文集 第457 号 1994 年3 月）

9 条-別添 1-補足 49-5

54