資料番号：SA設-3-4 改2

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４５条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

2017年8月31日
日本原子力発電株式会社

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

東海第二発電所

5.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

5.7 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

5.4.1 概5.7.1 概要

要

原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態であって、設計基準事故対処設備が有する発電用原原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態であって，設計基準事故対処設備が有する発電用原

子炉の冷却機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷を防止するため、発電用原子炉を冷

子炉の冷却機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷を防止するため，発電用原子炉を冷却するために必要な重大事故等対処設備を設置する。

却するための重大事故等対処設備を設ける。

原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備の概略系統図を第5.4.1 図から第 5.4.4 図に示す。

備考

また，想定される重大事故等時において，設計基準事故対処設備である原子炉隔離時冷却系及

記載適正化。

既設設備使用の明示。

び高圧炉心スプレイ系が健全な場合は，重大事故等対処設備として使用する。
原子炉隔離時冷却系については，「5.3 原子炉隔離時冷却系」に示す。

先行 BWR との整合。

高圧炉心スプレイ系については，「5.2 非常用炉心冷却系」に示す。

同上。

原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備の系統概要図を第 5.7−1 図から第 5.7−4 図に示す。
5.4.2 設計方針
原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備のうち、原子炉を5.7.2 設計方針
原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備のうち，原子炉を冷却 これ以降は「原子炉」又は「原冷却するための設備として以下の重大事故等対処設備（1 次系のフィードアンドブリード、ター

するための設備として，以下の対策及び重大事故等対処設備（高圧代替注水系による原子炉注水， 子炉圧力容器」という。

ビン動補助給水ポンプの機能回復、電動補助給水ポンプの機能回復及び主蒸気逃がし弁の機能

全交流動力電源喪失時及び所内常設直流電源系統喪失時の原子炉注水，全交流動力電源

設備の相違。

回復並びに監視及び制御)を設ける。

喪 失 時 に お け る 原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 の 復 旧 並びに監視及び制御）を設ける。

（先行 BWR との整合）

また，原 子 炉 へ の 高 圧 注 水 機 能 が 喪 失 し ，原 子 炉 水 位 を 維 持 で き な い 場 合 の 事 象 進 展 抑制のため，重大事故等対処設備（ほう酸水注入系による原子炉注水）を設ける。

設備の相違。
（先行 BWR との整合）（1） フロントライン系故障時に用いる設備(1) フロントライン系故障時に用いる設備

a． １次系のフィードアンドブリード

ａ．高圧代替注水系による原子炉注水設備の相違。

(a) 中央制御室からの高圧代替注水系起動（先行 BWR との整合）

電動補助給水ポンプ及びタービン動補助給水ポンプ、復水タンク又は主蒸気逃がし弁の故障等により２次冷却系からの除熱機能が喪失した場合の重大事故等対処設備（１次系のフィ

原子炉隔離時冷却系ポンプ及び高圧炉心スプレイ系ポンプの故障等により，原子炉への注

ードアンドブリード）として、非常用炉心冷却設備のうち高圧注入系の高圧注入ポンプ及び水機能が喪失した場合の重大事故等対処設備（中央制御室からの高圧代替注水系起動）とし燃料取替用水タンク並びに１次冷却設備の加圧器逃がし弁並びに非常用炉心冷却設備のうちて，高圧代替注水系の常設高圧代替注水系ポンプ及びサプレッション・プールを使用する。

蓄圧注入系の蓄圧タンク及び蓄圧タンク出口弁並びに余熱除去設備の余熱除去ポンプ及び余

サプレッション・プールを水源とする常設高圧代替注水系ポンプは，原子炉隔離時冷却系

熱除去冷却器を使用する。

を介して，原子炉圧力容器へ注水できる設計とする。常設高圧代替注水系ポンプは蒸気ター

燃料取替用水タンクを水源とした高圧注入ポンプは、原子炉へのほう酸水の注入を行い、ビン駆動のポンプとし，原子炉で発生する主蒸気系からの蒸気にて駆動できる設計とする。

加圧器逃がし弁を開操作することでフィードアンドブリードができる設計とする。また、蓄高圧代替注水系は，蒸気系の流路として，主蒸気系，原子炉隔離時冷却系及び高圧代替注

圧タンクは、フィードアンドブリード中に１次冷却材との圧力差によりほう酸水を原子炉へ注入でき、蓄圧タンク出口弁は注水後の１次冷却系統への窒素ガス混入防止のため、閉止できる設計とする。さらに、余熱除去ポンプ及び余熱除去冷却器は、フィードアンドブリード後水系の配管及び弁を使用する設計とする。
高圧代替注水系は，注水系の流路として，高圧炉心スプレイ系，高圧代替注水系及び原子炉隔離時冷却系の配管及び弁を使用する設計とする。

に原子炉を低温停止状態とできる設計とする。

高圧代替注水系電動弁の電源は，常設代替交流電源設備である常設代替高圧電源装置，可

具体的な設備は、以下のとおりとする。

搬型代替交流電源設備である可搬型代替低圧電源車又は常設代替直流電源設備である緊急・高圧注入ポンプ用直流 125V 蓄電池から給電可能な設計とする。

1

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４５条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

・加圧器逃がし弁常設高圧代替注水系ポンプは，中央制御室からの遠隔操作により起動可能な設計とする。

・燃料取替用水タンク

具体的な 設 備 は ， 以 下 の と お り と す る 。

・蓄圧タンク・常設高圧代替注水系ポンプ

・蓄圧タンク出口弁

・ サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル （9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）

・余熱除去ポンプ・常設代替高圧電源装置（10.2 代替電源設備）

・余熱除去冷却器

・可搬型代替低圧電源車（10.2 代替電源設備）

備考

・ 緊 急 用 直 流 125V 蓄 電 池 （ 10.2 代 替 電 源 設 備 ）その他、設計基準事故対処設備である非常用電源設備のディーゼル発電機並びに１次冷却

その他，設計基準事故対処設備である原子炉圧力容器を重大事故等対処設備として使用す設備の蒸気発生器、１次冷却材ポンプ、原子炉容器及び加圧器を重大事故等対処設備として

る。

使用する。

(b)

現 場 手 動 操 作 に よ る 高圧代替注水系起動設備の相違。

原子炉隔離時冷却系ポンプ及び高圧炉心スプレイ系ポンプの故障等により，原子炉への注（先行 BWR との整合）

水機能が喪失し， か つ 中 央 制 御 室 か ら 高 圧 代 替 注 水 系 を 起 動 で き な い 場 合 の 重 大 事
故 等 対 処 設 備（ 現場手動操作による高圧代替注水系起動）と し て ，常設高圧代替注水系ポンプ及びサプレッション・プールを使用する。
常設高圧代替注水系ポンプは蒸気タービン駆動ポンプとし，原子炉で発生する主蒸気系からの蒸気にて駆動できる設計とする。
流路については，「(a) 中央制御室からの高圧代替注水系起動」と同じである。
常設高圧代替注水系ポンプは，高圧代替注水系の蒸気系電動弁を現場において人力で開操作することにより蒸気タービンに蒸気を供給し，ポンプの起動が可能な設計とする。これらにより，高圧代替注水が必要な期間にわたって運転が継続できる設計とする。蒸気系電動弁の現場での人力操作は容易に行える設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。
・常設高圧代替注水系ポンプ・ サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル （9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）
その他，設計基準事故対処設備である原子炉圧力容器を重大事故等対処設備として使用する。
（2） サポート系故障時に用いる設備(2)

サポート系故障時に用いる設備

ａ．全交流動力電源喪失時及び所内常設直流電源喪失時の原子炉の冷却設備の相違。

(a) 中央制御室からの高圧代替注水系起動（先行 BWR との整合）

全交流動力電源喪失時及び所内常設直流電源系統の喪失により，原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系による原子炉注水ができない場合の重大事故等対処設備（中央制御室からの高圧代替注水系起動）は「5.7.2 (1) ａ．(a) 中央制御室からの高圧代替注水系起動」

2

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４５条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉
a． タービン動補助給水ポンプの機能回復
常設直流電源系統が喪失した場合を想定した重大事故等対処設備（タービン動補助給水ポ
ンプの機能回復）として、タービン動補助給水ポンプの蒸気加減弁及びタービン動補助給水ポンプ駆動蒸気入口弁を使用する。
復水タンクを水源としたタービン動補助給水ポンプは、現場での人力による専用の工具を用いた蒸気加減弁の操作、専用の注油器による軸受油供給及び人力によるタービン動補助給

東海第二発電所

備考と同じである。
(b)

現 場 手 動 操 作 に よ る 高圧代替注水系起動
全交流動力電源喪失時及び所内常設直流電源系統が喪失し，さらに中 央 制 御 室 か ら 高 圧

代 替 注 水 系 を 起 動 で き な い 場 合 の 重 大 事 故 等 対 処 設 備 （現場手動操作による高圧代替
注水系起動）は「5.7.2 (1) ａ．(b) 現場手動操作による高圧代替注水系起動」と同じである。

水ポンプ駆動蒸気入口弁の操作により機能を回復し、２次冷却系からの除熱によって、１次冷却系統の十分な減圧及び冷却ができる設計とする。これらの人力による措置は容易に行える設計とする。また、タービン動補助給水ポンプは、１次冷却系統の減圧対策及び低圧時の冷却対策に必要な時間的余裕をとれるよう冷却を継続できる設計とする。
具体的な設備は、以下のとおりとする。
・タービン動補助給水ポンプ（蒸気加減弁付）
・タービン動補助給水ポンプ駆動蒸気入口弁
その他、設計基準事故対処設備である２次系補給水設備の復水タンク及び１次冷却設備の蒸気発生器を重大事故等対処設備として使用する。
b． 電動補助給水ポンプの機能回復
全交流動力電源が喪失した場合を想定した重大事故等対処設備（電動補助給水ポンプの機能回復）として、代替電源設備の大容量空冷式発電機を使用する。
復水タンクを水源とした電動補助給水ポンプは、大容量空冷式発電機より給電することで機能を回復し、２次冷却系からの除熱によって、１次冷却系統の十分な減圧及び冷却ができる設計とする。また、電動補助給水ポンプは、１次冷却系統の減圧対策及び低圧時の冷却対策に必要な時間的余裕をとれるよう冷却を継続できる設計とする。
具体的な設備は、以下のとおりとする。
・大容量空冷式発電機（10.2 代替電源設備）
その他、設計基準事故対処設備である給水設備の電動補助給水ポンプ、２次系補給水設備の復水タンク及び１次冷却設備の蒸気発生器を重大事故等対処設備として使用する。

ｂ．全交流動力電源喪失時における原子炉隔離時冷却系の復旧

設備の相違。

(a) 代替交流電源設備による原子炉隔離時冷却系への給電（先行 BWR との整合）

全 交 流 動 力 電 源 喪 失 時 を想定した重 大 事 故 等 対 処 設 備 （ 代替交流電源設備による原
子炉隔離時冷却系への給電）と し て ，常 設 代 替 交 流 電 源 設 備 の 常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 ，原子炉隔離時冷却系ポンプ及びサプレッション・プールを使用する。
常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 が 使 用 で き な い 場 合 は ，可 搬 型 代 替 交 流 電 源 設 備 の 可 搬 型
代 替 低 圧 電 源 車 ，可 搬 型 整 流 器 を 使 用 し 原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 を 復 旧 す る こ と で ，原子 炉 冷 却 材 圧 力 バ ウ ン ダ リ の 減 圧 が 可 能 な 設 計 と す る 。ま た ，可 搬 型 設 備 用 軽 油 タ
ン ク 及 び タ ン ク ロ ー リ を 使 用 し 可 搬 型 代 替 低 圧 電 源 車 に 燃 料 を 補 給 す る こ と で ，原
子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の原子炉圧力容器への注水手段が整うまでの間，
原子炉隔離時冷却系を運転継続できる設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする
・原子炉隔離時冷却系ポンプ
・ サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル （9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）
・ 常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 （ 10.2 代 替 電 源 設 備 ）・ 可 搬 型 代 替 低 圧 電 源 車 （ 10.2 代 替 電 源 設 備 ）・ 可 搬 型 整 流 器 （ 10.2 代 替 電 源 設 備 ）・ 可 搬 型 設 備 用 軽 油 タ ン ク （ 10.2 代 替 電 源 設 備 ）・ タ ン ク ロ ー リ （ 10.2 代 替 電 源 設 備 ）その他，設計基準事故対処設備である原子炉圧力容器を重大事故等対処設備として使用する。

3赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４５条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所(b) 代替直流電源設備による原子炉隔離時冷却系への給電

備考
設備の相違。

常設所内直流電源系統が喪失した場合の高圧注水のための重大事故等対処設備（先行 BWR との整合。ただし東（ 代替直流電源設備による原子炉隔離時冷却系への給電） と し て ， 常 設 代 替 直 流 電 源 設

海第二では現場での人力によ

備 の 緊 急 用 直 流 125V 蓄 電 池 ， 原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 ポ ン プ 及 び サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ

る措置には期待しない）

ー ル を 使 用 す る 。 緊 急 用 直 流 125V 蓄 電 池 が 使 用 で き な い 場 合 は ， 可 搬 型 代 替 交 流
電 源 設 備 の 可 搬 型 代 替 低 圧 電 源 車 ，可 搬 型 整 流 器 を 使 用 し 原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 を 復
旧 す る こ と で ，原 子 炉 冷 却 材 圧 力 バ ウ ン ダ リ の 減 圧 が 可 能 な 設 計 と す る 。ま た ，可搬 型 設 備 用 軽 油 タ ン ク 及 び タ ン ク ロ ー リ を 使 用 し ，可 搬 型 代 替 低 圧 電 源 車 へ 燃 料 を
補 給 す る こ と で ，原 子 炉 冷 却 材 圧 力 バ ウ ン ダ リ 低 圧 時 の 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の 注 水 手
段が整うまでの間，原子炉隔離時冷却系を運転継続できる設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする
・原子炉隔離時冷却系ポンプ
・ サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル （9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）
・ 常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 （ 10.2 代 替 電 源 設 備 ）・ 可 搬 型 代 替 低 圧 電 源 車 （ 10.2 代 替 電 源 設 備 ）・ 可 搬 型 整 流 器 （ 10.2 代 替 電 源 設 備 ）・ 可 搬 型 設 備 用 軽 油 タ ン ク （ 10.2 代 替 電 源 設 備 ）・ タ ン ク ロ ー リ （ 10.2 代 替 電 源 設 備 ）その他，設計基準事故対処設備である原子炉圧力容器を重大事故等対処設備として使用する。
c． 主蒸気逃がし弁の機能回復
全交流動力電源又は常設直流電源系統が喪失した場合を想定した重大事故等対処設備（主蒸気逃がし弁の機能回復）として、主蒸気系統設備の主蒸気逃がし弁を使用する。
主蒸気逃がし弁は、機能回復のため現場において人力で操作し、２次冷却系からの除熱によって、１次冷却系統の十分な減圧及び冷却ができる設計とする。また、主蒸気逃がし弁は、１次冷却系統の減圧対策及び低圧時の冷却対策に必要な時間的余裕をとれるよう冷却を継続できる設計とする。
具体的な設備は、以下のとおりとする。
・主蒸気逃がし弁(3)

原子炉隔離時冷却系又は高圧炉心スプレイ系による原子炉注水

ａ． 原子炉隔離時冷却系による原子炉注水
設計基準事故等対処設備である原子炉隔離時冷却系が健全な場合の重大事故等対処設備（原子炉隔離時冷却系による原子炉注水）として，原子炉隔離時冷却系ポンプ及びサプレッ
ション・プールを使用する。
サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル を 水 源 と す る 原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 ポ ン プ は ， 原子炉隔離時冷却系を介して，原子炉圧力容器へ注水できる設計とする。原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 ポ ン プ

4

ＤＢ設備によるＳＡ対処。
（先行 BWR との整合。
ただし「設計基準拡張」は削除）

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４５条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

は ， 蒸 気 タ ー ビ ン 駆 動 の ポ ン プ を原子炉圧力容器内で発生する蒸気にて駆動できる設計とする。
具体的な設備は，以下のとおり。
・原子炉隔離時冷却系ポンプ
・サプレッション・プール（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）
その他，設計基準事故対処設備である原子炉圧力容器を重大事故等対処設備として使用する。
ｂ． 高圧炉心スプレイ系による原子炉注水
設計基準事故等対処設備である高圧炉心スプレイ系が健全な場合の重大事故等対処設備（高圧炉心スプレイ系による原子炉注水）として，高圧炉心スプレイ系ポンプ，サプレッション・プール，高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機及び高圧炉心スプレイ系ディーゼル発
電機用海水ポンプを使用する。
サプレッション・プールを水源とする高圧炉心スプレイ系ポンプは，高圧炉心スプレイ系
を介して原子炉圧力容器へ注水できる設計とする。
高圧炉心スプレイ系ポンプは，非常用交流電源設備の高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機より給電できる設計とする。
具体的な設備は，以下のとおり。
・高圧炉心スプレイ系ポンプ
・サプレッション・プール（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）
・高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機
・高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機用海水ポンプ
その他，高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機用海水ポンプの流路として，非常用取水設備である貯留堰及び取水路を使用する。
設計基準事故対処設備である原子炉圧力容器は重大事故等対処設備として使用する。
(4)（3） 監視及び制御に用いる設備

監視及び制御に用いる設備

ａ．監視及び制御

a． 監視及び制御
原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態で原子炉を冷却する場合に監視及び制御に使用

原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態で原子炉を冷却する場合に監視及び制する重大事故等対処設備（監視及び制御）として、加圧器水位、蒸気発生器広域水位、蒸気発御 に 使 用 す る 重 大 事 故 等 対 処 設 備 （ 監 視 及 び 制 御 ） と し て ，原 子 炉 水 位 （ 広 帯 域 ） ， 設備の相違。

生器狭域水位、補助給水流量及び復水タンク水位を使用する。

原 子 炉 水 位（ 燃 料 域 ），原 子 炉 水 位（ Ｓ Ａ 広 帯 域 ），原 子 炉 水 位（ Ｓ Ａ 燃 料 域 ），原

加圧器水位は、１次冷却材の保有水量を、蒸気発生器広域水位及び蒸気発生器狭域水位は、
２次冷却材の保有水量を監視又は推定でき、蒸気発生器広域水位、蒸気発生器狭域水位、補助
給水流量及び復水タンク水位は蒸気発生器へ注水するための補助給水ポンプの作動状況を確ル 水 位を 使 用 す る 。
原 子 炉 水 位（ 広 帯 域 ），原 子 炉 水 位（ 燃 料 域 ），原 子 炉 水 位（ Ｓ Ａ 広 帯 域 ）及 び 原
子炉水位（ＳＡ燃料域）は原子炉の保有水量を監視又は推定できる設計とする。

認できる設計とする。
具体的なパラメータは、以下のとおりとする。
・加圧器水位（6.4 計装設備（重大事故等対処設備））
・蒸気発生器広域水位（6.4

子 炉 圧 力 ，原 子 炉 圧 力（ Ｓ Ａ ），高 圧 代 替 注 水 系 系 統 流 量 及 び サ プ レ ッ シ ョ ン・プ ー

計装設備（重大事故等対処設備））

原 子 炉 圧 力 及 び 原 子 炉 圧 力（ Ｓ Ａ ）は 原 子 炉 圧 力 を 監 視 又 は 推 定 で き る 設 計 と す る 。
高 圧 代 替 注 水 系 系 統 流 量 及 び サ プ レ ッ シ ョ ン・プ ー ル 水 位 は 原 子 炉 圧 力 容 器 へ 注 水するための常設高圧代替注水系ポンプの作動状況を確認できる設計とする。

5（先行 BWR との整合）赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４５条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉・蒸気発生器狭域水位（6.4・補助給水流量（6.4

東海第二発電所
具体的なパラメータは，以下のとおりとする。

計装設備（重大事故等対処設備））・ 原 子 炉 水 位 （ 広 帯 域 ） （ 6.5 計 装 設 備 （ 重 大 事 故 等 対 処 設 備 ） ）計装設備（重大事故等対処設備））

・ 原 子 炉 水 位 （ 燃 料 域 ） （ 6.5 計 装 設 備 （ 重 大 事 故 等 対 処 設 備 ） ）・復水タンク水位（6.4 計装設備（重大事故等対処設備））・ 原 子 炉 水 位 （ Ｓ Ａ 広 帯 域 ） （ 6.5 計 装 設 備 （ 重 大 事 故 等 対 処 設 備 ） ）・ 原 子 炉 水 位 （ Ｓ Ａ 燃 料 域 ） （ 6.5 計 装 設 備 （ 重 大 事 故 等 対 処 設 備 ） ）・ サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 位 （ 6.5 計 装 設 備 （ 重 大 事 故 等 対 処 設 備 ） ）・ 原 子 炉 圧 力 （ 6.5 計 装 設 備 （ 重 大 事 故 等 対 処 設 備 ） ）・ 原 子 炉 圧 力 （ Ｓ Ａ ） （ 6.5 計 装 設 備 （ 重 大 事 故 等 対 処 設 備 ） ）・ 高 圧 代 替 注 水 系 系 統 流 量 （ 6.5 計 装 設 備 （ 重 大 事 故 等 対 処 設 備 ） ）(5)

事象進展抑制のために用いる設備

ａ．ほう酸水注入系による原子炉注水
常 設 高 圧 代 替 注 水 系 ポ ン プ ，原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 ポ ン プ 及 び 高 圧 炉 心 ス プ レ イ 系 ポ
ン プ の 故 障 等 に よ り ，原 子 炉 圧 力 容 器 へ の 高 圧 注 水 機 能 が 喪 失 し ，原 子 炉 水 位 を 維 持
で き な い 場 合 の 重 大 事 故 等 対 処 設 備（ ほ う 酸 水 注 入 系 に よ る 原 子 炉 注 水 ）と し て ，ほう酸水注入ポンプ及びほう酸水貯蔵タンクを使用する。
ほ う 酸 水 貯 蔵 タ ン ク を 水 源 と し た ほ う 酸 水 注 入 ポ ン プ は ，ほ う 酸 水 注 入 系 統 を 介 して ほ う 酸 水 貯 蔵 タ ン ク の 水 を 原 子 炉 圧 力 容 器 に 注 水 す る こ と で ，重 大 事 故 等 の 進 展 を抑制できる設計とする。
ほ う 酸 水 注 入 系 は ，「 6.8 緊 急 停 止 失 敗 時 に 発 電 用 原 子 炉 を 未 臨 界 に す る た め の 設備」と同じである。
具体的な設備は，以下のとおりとする・ほ う 酸 水 注 入 ポ ン プ（ 6.8 緊 急 停 止 失 敗 時 に 発 電 用 原 子 炉 を 未 臨 界 に す る た め の設備）
・ほ う 酸 水 貯 蔵 タ ン ク（ 6.8 緊 急 停 止 失 敗 時 に 発 電 用 原 子 炉 を 未 臨 界 に す る た め の設備）
・ 常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 （ 10.2 代 替 電 源 設 備 ）・ 可 搬 型 代 替 低 圧 電 源 車 （ 10.2 代 替 電 源 設 備 ）・ 可 搬 型 整 流 器 （ 10.2 代 替 電 源 設 備 ）・ 可 搬 型 設 備 用 軽 油 タ ン ク （ 10.2 代 替 電 源 設 備 ）・ タ ン ク ロ ー リ （ 10.2 代 替 電 源 設 備 ）蓄圧タンク、蓄圧タンク出口弁、余熱除去ポンプ、余熱除去冷却器及びディーゼル発電機

原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 ポ ン プ ，高 圧 炉 心 ス プ レ イ 系 ポ ン プ ，ほ う 酸 水 注 入 ポ ン プ ，サ プ レ

は、設計基準事故対処設備であるとともに、重大事故等時においても使用するため、「1.1.7

ッ シ ョ ン・プ ー ル 及 び 原 子 炉 圧 力 容 器 は ，設 計 基 準 事 故 対 処 設 備 で あ る と と も に ，重 大 事

重大事故等対処設備に関する基本方針」に示す設計方針を適用する。ただし、多様性、位置的

故 等 時 に お い て も 使 用 す る た め ， 「 1.1.7 重 大 事 故 等 対 処 設 備 に 関 す る 基 本 方 針 」 に 示

分散等を考慮すべき対象の設計基準事故対処設備はないことから、「1.1.7

す設計方針を適用する。ただし，多様性及び位置的分散等を考慮すべき対象の設計基準

重大事故等対処

設備に関する基本方針」のうち多様性、位置的分散等の設計方針は適用しない。

事 故 対 処 設 備 は な い こ と か ら ， 「 1.1.7 重 大 事 故 等 対 処 設 備 に 関 す る 基 本 方 針 」 の う ち

6

備考赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４５条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉
ディーゼル発電機及び大容量空冷式発電機の詳細については、「10.2 代替電源設備」にて記載する。１次冷却設備を構成する蒸気発生器、1 次冷却材ポンプ、原子炉容器及び加圧器については、「5.1 １次冷却設備 5.1.2 重大事故等時」にて記載する。加圧器水位、蒸気発
生器広域水位、蒸気発生器狭域水位、補助給水流量及び復水タンク水位の詳細については、「6.4 計装設備（重大事故等対処設備）」にて記載する。

東海第二発電所

備考

多様性，位置的分散等の設計方針は適用しない。
サ プ レ ッ シ ョ ン・プ ー ル に つ い て は ，「 9.12 重 大 事 故 等 の 収 束 に 必 要 と な る 水 の 供 給設備」に示す。
常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 ，可 搬 型 代 替 低 圧 電 源 車 ，緊 急 用 直 流 125V 蓄 電 池 ，可 搬 型 代 替
低 圧 電 源 車 ，可 搬 型 整 流 器 ，可 搬 型 設 備 用 軽 油 タ ン ク 及 び タ ン ク ロ ー リ に つ い て は ，「 10.2代 替 電 源 設 備 」 に 示す。
原 子 炉 水 位 計（ 広 帯 域 ），原 子 炉 水 位 計（ 燃 料 域 ），原 子 炉 水 位 計（ Ｓ Ａ 広 帯 域 ），原子 炉 水 位 計（ Ｓ Ａ 燃 料 域 ），原 子 炉 圧 力 計 ，原 子 炉 圧 力 計（ Ｓ Ａ ），高 圧 代 替 注 水 系 系 統
流 量 計 及 び サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 位 計 は ， 「 6.5 計 装 設 備 （ 重 大 事 故 等 対 処 設 備 ） 」に示す。
ほ う 酸 水 注 入 ポ ン プ 及 び ほ う 酸 水 貯 蔵 タ ン ク に つ い て は ， 「 6.8 緊 急 停 止 失 敗 時 に 発
電 用 原 子 炉 を 未 臨 界 に す る た め の 設 備 」 に 示す。
5.7.2.1

5.4.2.1 多様性、位置的分散
基本方針については、「1.1.7.1 多様性、位置的分散、悪影響防止等」に示す。

多様性及び位置的分散

基 本 方 針 に つ い て は ， 「 1.1.7.1 多 様 性 ， 位 置 的 分 散 ， 悪 影 響 防 止 等 」 に 示 す 。

高圧注入ポンプ及び加圧器逃がし弁を使用した１次系のフィードアンドブリードは、電動

東二は、サプレッション・プー

補助給水ポンプ、タービン動補助給水ポンプ及び主蒸気逃がし弁を使用した２次冷却系からルを水源としているため多様の除熱と異なる冷却手段を用いることで、多様性を持つ設計とする。また、燃料取替用水タン性なし

クを水源とすることで、復水タンクを水源とする電動補助給水ポンプ、タービン動補助給水
ポンプ及び主蒸気逃がし弁を使用した２次冷却系からの除熱に対して異なる水源を持つ設計
常設高圧代替注水系ポンプは，原子炉建屋原子炉棟内の原子炉隔離時冷却系ポンプ及とする。
高圧注入ポンプは、原子炉補助建屋内に設置し、加圧器逃がし弁は、原子炉格納容器内に設置し、燃料取替用水タンクは、燃料取替用水タンク建屋内に設置することで、原子炉周辺建屋

び高圧炉心スプレイ系ポンプと異なる区画に設置することで，原子炉隔離時冷却系ポン
プ及び高圧炉心スプレイ系ポンプと位置的分散を図る設計とする。

内の電動補助給水ポンプ、タービン動補助給水ポンプ、復水タンク及び主蒸気逃がし弁と位
高 圧 代 替 注 水 系 に よ る 原 子 炉 注 水 は ，サ プ レ ッ シ ョ ン・プ ー ル か ら 原 子 炉 圧 力 容 器 へ 注

可能な限り流路の独立性を確

タービン動補助給水ポンプの機能回復において、タービン動補助給水ポンプの蒸気加減弁

水する原子炉隔離時冷却系配管との合流部まで，原子炉隔離時冷却系ポンプを使用する保していることを記載する方は、専用の工具を用いて手動で操作できる設計とし、タービン動補助給水ポンプの軸受油は、系 統 に 対 し て 独 立 し た 設 計 と す る 。ま た ，サ プ レ ッ シ ョ ン・プ ー ル か ら 原 子 炉 圧 力 容 器 へ

針

専用の注油器を用いて人力で供給できる設計とする、タービン動補助給水ポンプ駆動蒸気入注水する高圧炉心スプレイ系配管は高圧代替注水系と異なった流路とし，高圧炉心スプ

口弁は、ハンドルを設け、手動操作を可能とすることで、常設直流電源を用いた弁操作に対レイ系ポンプを使用する系統に対して独立した設計とする。

置的分散を図る設計とする。

し、多様性を持つ設計とする。
電動補助給水ポンプの機能回復において、電動補助給水ポンプは、ディーゼル発電機に対常設高圧代替注水ポンプのタービンを駆動させるための蒸気と原子炉隔離時冷却系ポして多様性を持った大容量空冷式発電機から給電できる設計とする。電源設備の多様性、位ンプのタービンを駆動させるための蒸気は，共通の配管から分岐していることから，原

置的分散については、「10.2

代替電源設備」にて記載する。

子炉隔離時冷却系側の蒸気配管で蒸気流出が継続するような不具合（原子炉隔離時冷却

主蒸気逃がし弁の機能回復において、主蒸気逃がし弁は、ハンドルを設けて手動操作を可

系トリップ・スロットル弁が開状態から動作不能になった場合や，配管機能が喪失した能とすることで、空気作動に対し、多様性を持つ設計とする。

場合）が発生した場合においても，原子炉隔離時冷却系ＳＡ蒸気止め弁を閉操作することで，常設高圧代替注水系ポンプ側へ十分な蒸気が供給できる設計とする。

7

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４５条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

高圧代替注水系の蒸気系電動弁については，原子炉隔離時冷却系の電動弁と共通要因
によって同時に機能を損なわないよう常設高圧代替電源装置，可搬型代替低圧電源車又は 緊 急 用 直 流 125V 蓄 電 池 に よ り 給 電 で き る 多 様 性 を 有 す る 設 計 と す る 。ま た ，中 央 制 御室からの遠隔操作ができない場合であっても，現場での人力操作を可能とすることで，電動駆動に対し多様性を有する設計とする。
主蒸気逃がし弁の機能回復において、主蒸気逃がし弁は、ハンドルを設けて手動操作を可能とすることで、空気作動に対し、多様性を持つ設計とする。
常設高圧代替注水系ポンプは冷却水を自己冷却とすることで，自己冷却である原子炉隔離設備の相違。

時冷却系ポンプ及び高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機用海水ポンプにより冷却する高（先行 BWR との整合）

圧炉心スプレイ系ポンプに対して多様性を有する設計とする。
5.4.2.2 悪影響防止

5.7.2.2 悪影響防止

基本方針については、「1.1.7.1 多様性、位置的分散、悪影響防止等」に示す。

基本方針については，「1.1.7.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

１ 次 系 の フ ィ ー ド ア ン ド ブ リ ー ド に 使 用 す る高 圧 注 入 ポ ン プ 、 加 圧 器 逃 が し 弁、

高 圧 代 替 注 水 系 に よ る 原 子 炉 注 水 に使用する常設高圧代替注水系ポンプは，通常待機時の隔 設備の相違。

燃 料 取 替 用 水 タ ン ク 、 蓄 圧 タ ン ク 、 蓄 圧 タ ンク 出 口 弁 、 余 熱 除 去 ポ ン プ 及 び 余 熱 除離された状態から弁操作等により重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に （先行 BWR との整合）

去 冷 却器 は、設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備と悪影響を及ぼさない設計とする。

して使用することで、他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
タービン動補助給水ポンプの機能回復に使用するタービン動補助給水ポンプ、タービン動補助給水ポンプ駆動蒸気入口弁、復水タンク及び蒸気発生器は、設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用することで、他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
電動補助給水ポンプの機能回復に使用する電動補助給水ポンプ、復水タンク及び蒸気発生

原子炉隔離時冷却系による原子炉の冷却に使用する原子炉隔離時冷却系ポンプ及びサプレッション・プールは，設計基準事故対処設備として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
高圧炉心スプレイ系による原子炉の冷却に使用する高圧炉心スプレイ系ポンプ及びサプレッション・プールは，設計基準事故対処設備として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

器は、設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用することで、他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
主蒸気逃がし弁の機能回復に使用する主蒸気逃がし弁は、設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用することで、他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
5.4.2.3 容 量 等

5.7.2.3 容 量 等

基本方針については、「1.1.7.2 容量等」に示す。

基本方針については，「1.1.7.2 容量等」に示す。

２次冷却系からの除熱機能が喪失した場合における１次系のフィードアンドブリードとし

高圧代替注水系による原子炉注水として使用する常設高圧代替注水系ポンプは，原子炉を冷却設備の相違。

て使用する高圧注入ポンプ及び燃料取替用水タンクは、設計基準事故時のほう酸水を１次系し，炉心の著しい損傷を防止するために必要な原子炉注水量に対して，十分なポンプ流量を確保で （先行 BWR との整合）へ注入する機能と兼用しており、設計基準事故時に使用する場合のポンプ流量及びタンク容きる設計とする。

量が、炉心崩壊熱により加熱された１次冷却系統を冷却するために必要なポンプ流量及びタ

原子炉隔離時冷却系による原子炉注水として使用する原子炉隔離時冷却系ポンプは，設計基準事

8

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４５条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉
ンク容量に対して十分であるため、設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。
２次冷却系からの除熱機能が喪失した場合における１次系のフィードアンドブリードとし東海第二発電所故時に使用する場合のポンプ流量が，原子炉を冷却し，炉心の著しい損傷を防止するために必要な原子炉注水量に対して十分であるため，設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。

て使用する加圧器逃がし弁は、設計基準事故時の１次系の減圧機能と兼用しており、設計基

高圧炉心スプレイ系による原子炉注水として使用する高圧炉心スプレイ系ポンプは，設計基準事

準事故時に使用する場合の弁放出流量が、炉心崩壊熱により加熱された１次冷却系統を冷却故時に使用する場合のポンプ流量が，原子炉を冷却し，炉心の著しい損傷を防止するために必要なするために必要な弁放出流量に対して十分であるため、設計基準事故対処設備と同仕様で設

原子炉注水量に対して十分であるため，設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。

計する。

原子炉隔離時冷却系による原子炉注水及び高圧炉心スプレイ系による原子炉注水として使用す

２次冷却系からの除熱機能が喪失した場合における１次系のフィードアンドブリードとしるサプレッション・プールは，設計基準事故時に使用する場合の容量が，原子炉を冷却し，炉心のて使用する蓄圧タンクは、設計基準事故時の蓄圧注入系の機能と兼用しており、設計基準事

著しい損傷及び格納容器の破損を防止するために必要な原子炉注水量に対して十分であるため，設故時に使用する場合の保持圧力及びタンク容量が、炉心崩壊熱により加熱された１次冷却系計基準事故対処設備と同仕様で設計する。

統を冷却するために必要な保持圧力及びタンク容量に対して十分であるため、設計基準事故
対処設備と同仕様で設計する。

備考

ほう酸水注入ポンプの流量及びほう酸水貯蔵タンクの容量については，「6.8 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備」で示す。

１次系のフィードアンドブリード継続により１次系の圧力及び温度が低下し余熱除去設備が使用可能となれば余熱除去系による冷却を開始する余熱除去系として使用する余熱除去ポンプ及び余熱除去冷却器は、設計基準事故時の余熱除去系による冷却機能と兼用しており、設計基準事故時に使用する場合のポンプ流量及び伝熱容量が、炉心崩壊熱により加熱された
1 次冷却系統を冷却するために必要なポンプ流量及び伝熱容量に対して十分であるため、設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。
２次冷却系からの除熱に使用するタービン動補助給水ポンプ、電動補助給水ポンプ、主蒸
気逃がし弁及び蒸気発生器は、設計基準事故時の蒸気発生器２次側による冷却機能と兼用しており、設計基準事故時に使用する場合のポンプ流量、弁放出流量及び伝熱容量が、炉心崩壊
熱により加熱された１次冷却系統を冷却するために必要なポンプ流量、弁放出流量及び伝熱容量に対して十分であるため、設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。
2 次冷却系からの除熱に使用する復水タンクは、蒸気発生器への給水量に対し、淡水又は海水を補給するまでの間、水源を確保できる十分なタンク容量を有する設計とする。
5.4.2.4 環境条件等

5.7.2.4 環境条件等

基本方針については、「1.1.7.3 環境条件等」に示す。

基本方針については，「1.1.7.3 環境条件等」に示す。

高圧注入ポンプは、原子炉補助建屋内に設置し、重大事故等時における環境条件を考慮し常設高圧代替注水系ポンプ，原子炉隔離時冷却系ポンプ，高圧炉心スプレイ系ポンプ及びほう酸 設備の相違。

た設計とする。
高圧注入ポンプの操作は中央制御室で可能な設計とする。
加圧器逃がし弁、蓄圧タンク、蓄圧タンク出口弁及び蒸気発生器は、原子炉格納容器内に設置し、重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。加圧器逃がし弁及び蓄圧タン
ク出口弁の操作は中央制御室で可能な設計とする。
燃料取替用水タンクは、燃料取替用水タンク建屋内に設置し、重大事故等時における環境

水注入ポンプは，原子炉建屋原子炉棟内に設置し，重大事故等時における原子炉建屋原子炉棟内の環境条件を考慮した設計とする。
常設高圧代替注水系ポンプ，原子炉隔離時冷却系ポンプ，高圧炉心スプレイ系ポンプ及びほう酸
水注入ポンプは，中央制御室から操作可能な設計とする。
また，中央制御室からの操作により常設高圧代替注水ポンプを起動できない場合に現場で操作する弁は，操作場所の放射線量が高くならないよう考慮した場所に設置する設計とする。

条件を考慮した設計とする。
余熱除去ポンプ及び余熱除去冷却器は、原子炉補助建屋内に設置し、重大事故等時におけ9（先行 BWR との整合）赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４５条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

る環境条件を考慮した設計とする。また、インターフェイスシステム LOCA 時及び蒸気発生器
伝熱管破損時に破損側蒸気発生器の隔離に失敗する事故時に使用する設備であるため、これらの環境影響を受けない区画に設置するか又はこれらの事象が発生した場合の環境条件の変化を考慮した設計とする。
余熱除去ポンプの操作は中央制御室で可能な設計とする。
タービン動補助給水ポンプ、タービン動補助給水ポンプ駆動蒸気入口弁、復水タンク、電動
補助給水ポンプ及び主蒸気逃がし弁は、原子炉周辺建屋内に設置し、重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
タービン動補助給水ポンプ及びタービン動補助給水ポンプ駆動蒸気入口弁の操作は設置場所で可能な設計とする。
電動補助給水ポンプの操作は中央制御室で可能な設計とする。
手動ハンドルによる主蒸気逃がし弁の操作は設置場所で可能な設計とする。
タービン動補助給水ポンプ、復水タンク、蒸気発生器及び電動補助給水ポンプは、淡水だけ
でなく海水も使用することから、海水影響を考慮した設計とする。
5.4.2.5 操作性の確保

5.7.2.5 操作性の確保

基本方針については、「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。

高圧注入ポンプ、加圧器逃がし弁、燃料取替用水タンク、蓄圧タンク、蓄圧タンク出口弁、

常設高圧代替注水系ポンプ及びサプレッション・プールを使用した常設高圧代替注水系による原 設備の相違。

余熱除去ポンプ及び余熱除去冷却器を使用した１次系のフィードアンドブリードを行う系統

子炉注水を行う系統は，中央制御室のスイッチ操作により確実に起動できる設計とする。また，高は、重大事故等が発生した場合でも、設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成

圧代替注水系を中央制御室から操作ができない場合であっても，現場にて弁を人力で操作すること

で重大事故等対処設備として使用する設計とする。高圧注入ポンプ、加圧器逃がし弁、蓄圧タにより高圧代替注水系を運転可能な設計とする。

ンク出口弁及び余熱除去ポンプは、中央制御室の制御盤の操作スイッチでの操作が可能な設計とする。
タービン動補助給水ポンプ、タービン動補助給水ポンプ駆動蒸気入口弁、復水タンク及び蒸気発生器を使用したタービン動補助給水ポンプの機能回復を行う系統は、重大事故等が発

原子炉隔離時冷却系ポンプ，サプレッション・プールを使用した原子炉隔離時冷却系による原子炉注水を行う系統は，重大事故等が発生した場合でも，設計基準事故対処設備として使用する場合と同じ系統構成で使用できる設計とする。原子炉隔離時冷却系ポンプは中央制御室のスイッチ操作で起動可能な設計とする。

生した場合でも、設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設
備として使用する設計とする。
タービン動補助給水ポンプは、現場での人力による専用の工具を用いた蒸気加減弁の操作
及び専用の注油器によるタービン動補助給水ポンプ軸受への油供給と、人力によるタービン
動補助給水ポンプ駆動蒸気入口弁の操作により起動が可能な設計とする。専用工具及び注油器は、作業場所近傍又はアクセスルート近傍に保管する。タービン動補助給水ポンプ駆動蒸気入口弁は、現場操作も可能となるように手動ハンドルを設け、現場で人力により確実に操作できる設計とする。
電動補助給水ポンプ、復水タンク及び蒸気発生器を使用した電動補助給水ポンプの機能回復を行う系統は、重大事故等が発生した場合でも、設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用する設計とする。電動補助給水ポンプは、中10（先行 BWR との整合）赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

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東海第二発電所

備考

央制御室の制御盤の操作スイッチでの操作が可能な設計とする。
主蒸気逃がし弁を使用した主蒸気逃がし弁の機能回復を行う系統は、重大事故等が発生した場合でも、設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用する設計とする。また、主蒸気逃がし弁は、現場操作も可能となるように手動ハンド
ルを設け、現場で人力により確実に操作できる設計とする。
5.4.3 主要設備及び仕様
原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備の主要設備及び仕様を第 5.4.1 表に示す。
5.4.4 試験検査

5.7.3 主要設備及び仕様
原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に原子炉を冷却するための設備の主要設備及び仕様を第 5.7−1 表に示す。
5.7.4 試験及び検査

基本方針については、「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。

１次系のフィードアンドブリードに使用する高圧注入ポンプ、加圧器逃がし弁、燃料取替用

高圧代替注水系による原子炉注水に使用する常設高圧代替注水系ポンプ及び弁は，他系統と独水タンク、蓄圧タンク、蓄圧タンク出口弁、余熱除去ポンプ及び余熱除去冷却器は、他系統と独立した試験系統又は通常時の系統構成により機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計と立した試験系統又は通常時の系統構成により機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計

し，分解が可能な設計とする。

とする。
高圧注入ポンプ、加圧器逃がし弁、蓄圧タンク出口弁及び余熱除去ポンプは、分解が可能な設計とする。
燃料取替用水タンク及び蓄圧タンクは、内部の確認が可能なように、マンホールを設ける設計とする。
燃料取替用水タンク及び蓄圧タンクは、ほう素濃度及び有効水量が確認できる設計とする、原子炉隔離時冷却系による原子炉注水に使用する原子炉隔離時冷却系ポンプは，他系統と独立した試験系統又は通常時の系統構成により機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とし，分解が可能な設計とする。
高圧炉心スプレイ系による原子炉注水に使用する高圧炉心スプレイ系ポンプは，他系統と独立した試験系統又は通常時の系統構成により機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とし，分解が可能な設計とする。

余熱除去冷却器は、内部の確認が可能なように、マンホールを設ける設計とする。また、伝熱管の非破壊検査が可能なように、試験装置を設置できる設計とする。
タービン動補助給水ポンプの機能回復に使用するタービン動補助給水ポンプ、タービン動補
助給水ポンプ駆動蒸気入口弁、復水タンク及び蒸気発生器は、他系統と独立した試験系統又は通常時の系統構成により機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
タービン動補助給水ポンプ及びタービン動補助給水ポンプ駆動蒸気入口弁は、分解が可能な設計とする。
復水タンク及び蒸気発生器は、内部の確認が可能なように、マンホールを設ける設計とする。
蒸気発生器は、伝熱管の非破壊検査が可能なように、試験装置を設置できる設計とする。
電動補助給水ポンプの機能回復に使用する電動補助給水ポンプ、復水タンク及び蒸気発生器
は、他系統と独立した試験系統又は通常時の系統構成により機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
電動補助給水ポンプは、分解が可能な設計とする。
主蒸気逃がし弁の機能回復に使用する主蒸気逃がし弁は、他系統と独立した試験系統又は通常時の系統構成により機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。

11

設備の相違。
（先行 BWR との整合）赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４５条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

主蒸気逃がし弁は、分解が可能な設計とする。
第 5.4.1 表 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備（常設）の第 5.7−1 表 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備の主要仕様設備仕様(1) 常設高圧代替注水系ポンプ（1） 高圧注入ポンプ
兼用する設備は以下のとおり。

兼用する設備は以下のとおり。

・高圧注入系

・原子炉圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

・格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備

・原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備

型

式

うず巻形

・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

個

数

1

・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備

容量

約 136m3／h

程約 882m

型

式

うず巻式

全

台

数

２

最高使用圧力10.35MPa[gage]

最高使用温度

120℃

容

量

３

約 320m ／h（１台当たり）

揚最高使用圧力16.7MPa［gage］

最高使用温度150℃

揚約 960m

兼用する設備は以下のとおり。

ステンレス鋼・原子炉圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

程

接液部材料

(2) 原子炉隔離時冷却系ポンプ

・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備（2） 加圧器逃がし弁

主要仕様については，「5.3 原子炉隔離時冷却系」に示す。

兼用する設備は以下のとおり。
・１次冷却設備（通常運転時等）
・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備(3) 高圧炉心スプレイ系ポンプ
主要仕様については，「5.2 非常用炉心冷却系」に示す。

・原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備
・緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備(4) サプレッション・プール

型

式

空気作動式

兼用する設備は以下のとおり。

個

数

２

・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

17.16MPa［gage］

・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

約 19.6MPa［gage］（重大事故等時における使用時の値）

・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

360℃

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

約 365℃（重大事故等時における使用時の値）

・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

約 95t／h（１個当たり）・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備

ステンレス鋼・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備

最高使用圧力最高使用温度
吹出容量
材

料

主要仕様については，「9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備」に示す。
（3） 燃料取替用水タンク
兼用する設備は以下のとおり。

12

備考赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４５条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所(5) ほう酸水注入ポンプ

・高圧注入系
・低圧注入系

兼用する設備は以下のとおり。

・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備・原子炉冷却材・緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備
・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

圧力バウンダリを減圧するための設備
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備

・緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備主要仕様については，「6.8 緊 急 停 止 失 敗 時 に 発 電 用 原 子 炉 を 未 臨 界 に す る た め の・原子炉格納容器スプレイ設備

設 備 」に示す。

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備
・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備(6) ほう酸水貯蔵タンク

・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備兼用する設備は以下のとおり。

・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備・緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備

・火災防護設備

・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

型式

たて置円筒型

・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備

基

数

１

主要仕様については，「6.8 緊 急 停 止 失 敗 時 に 発 電 用 原 子 炉 を 未 臨 界 に す る た め の 設

容

量

３

約 2,100m

最高使用圧力大気圧

最高使用温度95℃

ほう素濃度

3,100ppm 以上

材

ステンレス鋼料

設 置 高 さEL.0.Om

距

約 70m（３号炉心より）離備 」に示す。

（4） 蓄圧タンク兼用する設備は以下のとおり。
・蓄圧注入系
・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
型式

たて置円筒型

基

数

４

容

量

約 38m３（１基当たり）最高使用圧力4.9MPa［gage］

最高使用温度

150℃

加圧ガス圧力約 4.4MPa［gage］

運 転 温 度

約 49℃

ほう素濃度

3,100ppm 以上

材

炭素鋼（ステンレス内張り）

料

13

備考

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４５条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所（5） 蓄圧タンク出口弁
兼用する設備は以下のとおり。
・蓄圧注入系
・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
型

式

電気交流作動式

個数

４

最高使用圧力17.16MPa［gage］

最高使用温度

150℃

材

ステンレス鋼料（6） 余熱除去ポンプ兼用する設備は以下のとおり。
・余熱除去設備・低圧注入系
・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
型

式

うず巻式

台

数

２

容

量

約 680m３／h（１台当たり）（余熱除去運転時）
約 1,020m３／h（１台当たり）（安全注入時及び再循環時）

最高使用圧力4.5MPa［gage］

最高使用温度200℃

揚約 107m（余熱除去運転時）

程約 91m（安全注入時及び再循環時）
本 体 材 料ステンレス鋼（7） 余熱除去冷却器兼用する設備は以下のとおり。
・余熱除去設備・低圧注入系
・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備

14

備考赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４５条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉
型

式

横置Ｕ宇管式基数

２

伝 熱 容 量東海第二発電所

約 10.8MW（１基当たり）最高使用圧力管

側4.5MPa［gage］

胴側1.4MPa［gage］

最高使用温度
管

側

200℃

胴

側

95℃

材

料

管

側

ステンレス鋼

胴側

炭素鋼（8） タービン動補助給水ポンプ
兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
・給水設備
・緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備
型

式

うず巻式（蒸気加減弁付）

台

数

１

容

量

約 250m３／h

揚程

約 950m

本 体 材 料合金鋼

（9） タービン動補助給水ポンプ駆動蒸気入口弁兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備
・給水設備
型

式

電気直流作動式

個数

２

最高使用圧力8.17MPa［gage］
約 8.8MPa［gage］（重大事故等時における使用時の値）15

備考赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４５条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉
最高使用温度東海第二発電所

298℃
約 349℃（重大事故等時における使用時の値）

本 体 材 料

炭素鋼（10） 復水タンク兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
・２次系補給水設備
・緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備
・原子炉格納容器内の冷却等のための設備
・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備
・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
型式

たて置円筒型

基

数

１

容

量

約 1,200m３

本 体 材 料

炭素鋼

設 置 高 さEL.＋11.3m

距

約 40m（３号炉心より）

離（11） 蒸気発生器兼用する設備は以下のとおり。
・１次冷却設備(通常運転時等)
・１次冷却設備(重大事故等時)
・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
・緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備
型

式

たて置Ｕ字管式熱交換器型

基

数

４

胴側最高使用圧力

8.17MPa［gage］
約 8.8MPa［gage］（重大事故等時における使用時の値）

16

備考赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４５条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉
管側最高使用圧力

東海第二発電所

17.16MPa［gage］
約 19.6MPa［gage］（重大事故等時における使用時の値）

１次冷却材流量約 15,000t／h（1 基当たり）

主蒸気運転圧力（定格出力時）

約 6.03MPa［gage］

主蒸気運転温度（定格出力時）

約 277℃

蒸気発生量（定格出力時）

約 1,690t／h（１基当たり）

出口蒸気湿分

0.25wt％以下

伝 熱 面 積約 4,870m２（１基当たり）

伝

熱

管

本

数

3,382（１基当たり）

外径

約 22,2mm

厚さ

約 1.3mm

上部

約 4.5m下部

約 3.4m

全

高

約 21m

胴部外形

材

料

本

体

低合金鋼及び低合金鍛鋼

伝熱 管

ニッケル・クロム・鉄合金

管板肉盛り

ニッケル・クロム・鉄合金

水室肉盛り

ステンレス鋼（12） 電動補助給水ポンプ
兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
・給水設備
・緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備
型

式

うず巻式

台

数

２

容

量

約 140m３／h（１台当たり）

揚程

約 950m機

約 650kW（１台当たり）

電動

本 体 材 料

合金鋼

17

備考

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４５条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所（13） 主蒸気逃がし弁
兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
・主蒸気系統設備
・緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備
型

式

空気作動式

個

数

４

口

径

６B

容

量

約 177t／h（１個当たり）最高使用圧力8.17MPa［gage］
約 8.8MPa［gage］(重大事故等時における使用時の値)

最高使用温度

298℃
約 349℃（重大事故等時における使用時の値）

本 体 材 料

炭素鋼

18

備考

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４５条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

格納容器
AO

原子炉圧力容器

残 留 熱
除去系より

AO

AO

AO

MO

MO

主蒸気管

タービンへ

MO

ドライウェルMO

サプレッション・プール

MO
MO

MO

復水貯蔵
タンク

サプレッション・
プールへ

MO

高圧炉心
スプレイ系へ

MO

MO

MO

MO

タービン

MO

タービン

MO

ＨO

原子炉隔離時冷却系ポンプ

常設代替高圧注水系ポンプMOMOMO

第 5.7−1 図 高圧代替注水系系統概要図

19赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４５条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

格納容器
AO

AO

AO

AO

MO

MO

主蒸気管

タービンへ

MO

原子炉圧力容器

残 留 熱
除去系より

ドライウェルMO

サプレッション・プール

MO
MO

復水貯蔵
タンク

MO

MO

タービン

MO

原子炉隔離時冷却系ポンプ
ＨO
MO

MO

MO

第 5.7−2 図 原子炉隔離時冷却系系統概要図20

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４５条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

格納容器

原子炉圧力容器

AO

MO

ドライウェルサプレッション・プール

MO

復水貯蔵
タンク

MO
MO

高圧炉心スプレイ系ポンプ

MOMO

第 5.7−3 図 高圧炉心スプレイ系系統概要図

21赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４５条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

攪拌用空気

純水

RO

P

原子炉
圧力容器

ほう酸水注入テストタンク

MO

L

原子炉
圧力容器
格納容器

原子炉建屋
原子炉棟

ほう酸水注入ポンプ(A)

T

ほう酸水
貯蔵タンク

AO

電気ヒータ

MO

T

電気ヒータ
ほう酸水注入ポンプ(B)

第 5.7−4 図 ほう酸水注入系系統概要図

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