東海第二発電所 審査資料
資料番号
SA 設-C-9 改 2
提出年月日
平成 30 年 4 月 24 日

東海第二発電所

基本設計 比較表

平成 30 年 4 月
日本原子力発電株式会社

本資料のうち，は営業秘密又は防護上の観点から公開できません。

下線部：今回提出資料
目

次

基本設計比較表
2.2 火災による損傷の防止【41 条】
2.3

重大事故等対処設備の基本設計方針 【43 条】

3.1 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備 【44 条】
3.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備 【45 条】
3.3 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備 【46 条】
3.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備 【47 条】
3.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備 【48 条】
3.6 原子炉格納容器内の冷却等のための設備 【49 条】
3.7 原子炉格納容器内の過圧破損を防止するための設備 【50 条】
3.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備 【51 条】
3.9 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備 【52 条】
3.10 水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備 【53 条】
3.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備 【54 条】
3.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための設備 【55 条】
3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備 【56 条】
3.14 電源設備 【57 条】
3.15 計装設備 【58 条】
3.16 原子炉制御室 【59 条】
3.17 監視測定設備 【60 条】
3.18 緊急時対策所 【61 条】
3.19 通信連絡を行うために必要な設備【62 条】
目-2

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：

第４７条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉
5.6

原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

5.6.1

概要

東海第二発電所
5.9 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

項目、図表番号の相違（以下①の相違）

5.9.1 概要①の相違

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

原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の状態であって，設計基準事故対処設備が有する発電用原子炉の冷却機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破用原子炉の冷却機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するため，発電用原子炉を冷却するために必要な重大事故等対処設備を設置及び保損を防止するため，発電用原子炉を冷却するために必要な重大事故等対処設備を設置及び保

管する。

管する。

原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備の系統概要図を第 5.6−1 図から第 5.6−4 図に示す。

備考

原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備の系統概要図を第 5.9−1 図から第 5.9−6 図に示す。

①の相違

また，想定される重大事故等時において，設計基準事故対処設備である残留熱除去系（低また，想定される重大事故等時において，設計基準事故対処設備である残留熱除去系（低圧注水モード）及び残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）が使用できる場合は，重大事

圧注水系）及び残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）が使用できる場合は，重大事故等対処

故等対処設備（設計基準拡張）として使用する。残留熱除去系（低圧注水モード）及び残留設備として使用する。残留熱除去系（低圧注水系）及び残留熱除去系（原子炉停止時冷却系） とする。

熱除去系（原子炉停止時冷却モード）については，「5.2 残留熱除去系」に記載する。

については，「5.4 残留熱除去系」に記載する。

東２では既設設備によるＳＡ設備はＳＡ設備①の相違
系統呼称の相違

5.6.2

設計方針

①の相違

5.9.2 設計方針

原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備のうち，発原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備のうち，発電用原子炉を冷却し，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するための設備

電用原子炉を冷却し，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するための設備として，低圧代替注水系（可搬型）を設ける。また，炉心の著しい損傷に至るまでの時間

として，低圧代替注水系（可搬型）を設ける。また，炉心の著しい損傷に至るまでの時間

的余裕のない場合に対応するため，低圧代替注水系（常設）を設ける。

的余裕のない場合に対応するため，低圧代替注水系（常設）を設ける。

(1) 原子炉運転中の場合に用いる設備a.

フロントライン系故障時に用いる設備(a) 低圧代替注水系（常設）による発電用原子炉の冷却残留熱除去系（低圧注水モード）の機能が喪失した場合の重大事故等対処設備として，低圧代替注水系（常設）を使用する。

(1) 原子炉運転中の場合に用いる設備
ａ．フロントライン系故障時に用いる設備(a) 低圧代替注水系（常設）による発電用原子炉の冷却残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ系の機能が喪失した場合の重大 系統設計の違いによる代替対象系統の相違
事故等対処設備として，低圧代替注水系（常設）を使用する。

低圧代替注水系（常設）は，復水移送ポンプ，配管・弁類，計測制御装置等で構成

低圧代替注水系（常設）は，常設低圧代替注水系ポンプ，配管・弁類，計測制御装置

し，復水移送ポンプにより，復水貯蔵槽の水を残留熱除去系等を経由して原子炉圧力等で構成し，常設低圧代替注水系ポンプにより，代替淡水貯槽の水を残留熱除去系等

容器へ注水することで炉心を冷却できる設計とする。

を経由して原子炉圧力容器へ注水することで炉心を冷却できる設計とする。

低圧代替注水系（常設）は，非常用交流電源設備に加えて，代替所内電気設備を経低圧代替注水系（常設）は，非常用交流電源設備に加えて，代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計

由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計

とする。

とする。

（以下②の相違）

主要な設備は，以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

・復水移送ポンプ

・常設低圧代替注水系ポンプ

・復水貯蔵槽（5.7 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）

・代替淡水貯槽（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）

・常設代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）

・常設代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）

共用すべき発電用原子炉はない。

・可搬型代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）

・可搬型代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）

共用すべき発電用原子炉はない。

・代替所内電気設備（10.2

・代替所内電気設備（10.2

代替電源設備）

本系統の流路として，復水補給水系及び高圧炉心注水系の配管及び弁並びに残留熱

KK67 は既設設備、東２は新設設備

代替電源設備）

本系統の流路として，残留熱除去系の配管及び弁を重大事故等対処設備として使用 設備の相違
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柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：

第４７条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉除去系及び給水系の配管，弁及びスパージャを重大事故等対処設備として使用する。
その他，設計基準対象施設である原子炉圧力容器を重大事故等対処設備として使用

東海第二発電所

備考する。
その他，設計基準対象施設である原子炉圧力容器を重大事故等対処設備として使用

し，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備を重大事故等対処設備（設計基

し，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備を重大事故等対処設備として使 設備区分定義の相違準拡張）として使用する。

用する。

(b) 低圧代替注水系（可搬型）による発電用原子炉の冷却残留熱除去系（低圧注水モード）の機能が喪失した場合の重大事故等対処設備として，低圧代替注水系（可搬型）を使用する。

(b) 低圧代替注水系（可搬型）による発電用原子炉の冷却残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ系の機能が喪失した場合の重大 ②の相違
事故等対処設備として，低圧代替注水系（可搬型）を使用する。

低圧代替注水系（可搬型）は，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級），配管・ホース・

低圧代替注水系（可搬型）は，可搬型代替注水中型ポンプ，可搬型代替注水大型ポ

設備の相違

弁類，計測制御装置等で構成し，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）により，代替淡水

ンプ，配管・ホース・弁類，計測制御装置等で構成し，可搬型代替注水中型ポンプ又

設備の相違

源の水を残留熱除去系等を経由して原子炉圧力容器に注水することで炉心を冷却では可搬型代替注水大型ポンプにより，西側淡水貯水設備又は代替淡水貯槽の水を低圧 ・代替淡水貯槽を水源とし，可搬型代替注水大型ポ

きる設計とする。

炉心スプレイ系，残留熱除去系を経由して原子炉圧力容器に注水することで炉心を冷 ンプにより原子炉建屋東側接続口から注水する場合却できる設計とする。

低圧代替注水系（可搬型）は，代替淡水源が枯渇した場合において，重大事故等のの既設流路として低圧炉心スプレイ系を使用

低圧代替注水系（可搬型）は，代替淡水源が枯渇した場合において，重大事故等の収束に必要となる水の供給設備である大容量送水車（海水取水用）により海を利用で収束に必要となる水の供給設備である可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注 設備の相違きる設計とする。

水大型ポンプにより海を利用できる設計とする。

低圧代替注水系（可搬型）は，非常用交流電源設備に加えて，代替所内電気設備を

低圧代替注水系（可搬型）は，非常用交流電源設備に加えて，代替所内電気設備を

他給水による冷却でないことを明示するため経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設 「空冷式」を付記する。

計とする。また，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，ディーゼルエンジンにより駆計とする。また，可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，空冷 設備の相違

動できる設計とする。燃料は，燃料補給設備である軽油タンク及びタンクローリ（4kL）

式のディーゼルエンジンにより駆動できる設計とする。燃料は，燃料給油設備であるにより補給できる設計とする。

可搬型設備用軽油タンク及びタンクローリにより補給できる設計とする。

先行 BWR は，容量等の異なるタンクローリを保有していることから，容量等で識別し記載
東２のタンクローリは１種類のみであり識別記載不要

主要な設備は，以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

・可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）（6 号及び 7 号炉共用）

・可搬型代替注水中型ポンプ

主要設備として設備水源は記載し措置水源は記・可搬型代替注水大型ポンプ載しない。

・西側淡水貯水設備（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）

設備の相違

・代替淡水貯槽（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）

設備の相違

・常設代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）

・常設代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）

共用すべき発電用原子炉はない。

・可搬型代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）

・可搬型代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）

共用すべき発電用原子炉はない。

・代替所内電気設備（10.2

・代替所内電気設備（10.2

代替電源設備）

代替電源設備）・燃料補給設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）

・燃料給油設備（10.2 代替電源設備）

本系統の流路として，復水補給水系の配管及び弁，残留熱除去系及び給水系の配管，本系統の流路として，低圧代替注水系の配管及び弁，残留熱除去系の配管及び弁，弁及びスパージャ並びにホースを重大事故等対処設備として使用する。

低圧炉心スプレイ系の配管，弁及びスパージャ並びにホースを重大事故等対処設備と ②の相違
して使用する。

その他，設計基準対象施設である原子炉圧力容器を重大事故等対処設備として使用

その他，設計基準対象施設である原子炉圧力容器を重大事故等対処設備として使用
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基本設計比較表

【対象項目：

第４７条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉b.

東海第二発電所

備考

し，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備を重大事故等対処設備（設計基

し，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備を重大事故等対処設備として使 設備区分定義の相違準拡張）として使用する。

用する。

サポート系故障時に用いる設備(a) 低圧代替注水系（常設）による発電用原子炉の冷却ｂ．サポート系故障時に用いる設備(a) 低圧代替注水系（常設）による発電用原子炉の冷却

全交流動力電源喪失により，残留熱除去系（低圧注水モード）が起動できない場合

全交流動力電源喪失又は残留熱除去系海水系機能喪失によるサポート系の故障に 東２は RHR ポンプ等の一次冷却に海水を使用しの重大事故等対処設備として使用する低圧代替注水系（常設）は，「(1)a.(a) 低圧より，残留熱除去系（低圧注水系）が起動できない場合の重大事故等対処設備として ており，海水系の機能喪失が RHR 系機能喪失の代替注水系（常設）による発電用原子炉の冷却」と同じである。

使用する低圧代替注水系（常設）は，「(1)a.(a) 低圧代替注水系（常設）による発電 直接原因となり得るため RHR 海水系を記載（以用原子炉の冷却」と同じである。

(b) 低圧代替注水系（可搬型）による発電用原子炉の冷却
全交流動力電源喪失により，残留熱除去系（低圧注水モード）が起動できない場合

下③の相違）(b) 低圧代替注水系（可搬型）による発電用原子炉の冷却
全交流動力電源喪失又は残留熱除去系海水系機能喪失によるサポート系の故障に ③の相違の重大事故等対処設備として使用する低圧代替注水系（可搬型）は，「(1)a.(b) 低より，残留熱除去系（低圧注水系）が起動できない場合の重大事故等対処設備として 系統呼称の相違

圧代替注水系（可搬型）による発電用原子炉の冷却」と同じである。

使用する低圧代替注水系（可搬型）は，「(1)a.(b) 低圧代替注水系（可搬型）による発電用原子炉の冷却」と同じである。

(c) 常設代替交流電源設備による残留熱除去系（低圧注水モード）の復旧
全交流動力電源喪失により，残留熱除去系（低圧注水モード）が起動できない場合(c) 常設代替交流電源設備による残留熱除去系（低圧注水系）の復旧

系統呼称の相違

全交流動力電源喪失又は残留熱除去系海水系機能喪失によるサポート系の故障に ③の相違の重大事故等対処設備として，常設代替交流電源設備を使用し，残留熱除去系（低圧より，残留熱除去系（低圧注水系）が起動できない場合の重大事故等対処設備として， 系統呼称の相違

注水モード）を復旧する。

常設代替交流電源設備を使用し，残留熱除去系（低圧注水系）を復旧する。

残留熱除去系（低圧注水モード）は，常設代替交流電源設備からの給電により機能

残留熱除去系（低圧注水系）は，常設代替交流電源設備からの給電により機能を復を復旧し，残留熱除去系ポンプによりサプレッション・チェンバのプール水を原子炉

旧し，残留熱除去系ポンプによりサプレッション・チェンバのプール水を原子炉圧力圧力容器へ注水することで炉心を冷却できる設計とする。

容器へ注水することで炉心を冷却できる設計とする。

本系統に使用する冷却水は，原子炉補機冷却系又は代替原子炉補機冷却系から供給できる設計とする。

本系統に使用する冷却水は，残留熱除去系海水系又は緊急用海水系から供給できる 設備の相違設計とする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

・常設代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）

・常設代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）

共用すべき発電用原子炉はない。

・代替原子炉補機冷却系（6 号及び 7 号炉共用）（5.10 最終ヒートシンクへ熱を・緊急用海水系（5.10 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備）設備の相違輸送するための設備）
その他，設計基準対象施設である原子炉圧力容器を重大事故等対処設備として使用

その他，設計基準対象施設である原子炉圧力容器を重大事故等対処設備として使用

し，設計基準事故対処設備である残留熱除去系及び原子炉補機冷却系を重大事故等対し，設計基準事故対処設備である残留熱除去系及び残留熱除去系海水系を重大事故等 設備の相違

処設備（設計基準拡張）として使用する。

対処設備として使用する。
(d) 常設代替交流電源設備による低圧炉心スプレイ系の復旧

設備区分定義の相違②の相違

全交流動力電源喪失又は残留熱除去系海水系機能喪失によるサポート系の故障により低圧炉心スプレイ系が起動できない場合の重大事故等対処設備として常設代替
高圧電源装置を使用し，低圧炉心スプレイ系を復旧する。
低圧炉心スプレイ系は，常設代替交流電源設備からの給電により機能を復旧し，低圧炉心スプレイ系ポンプによりサプレッション・チェンバのプール水を原子炉圧力容器へスプレイすることで炉心を冷却できる設計とする。
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基本設計比較表

【対象項目：

第４７条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

本系統に使用する冷却水は，残留熱除去系海水系又は緊急用海水系から供給できる設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・緊急用海水系（5.10 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備）

設備の相違

・常設代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）
その他，設計基準対象施設である原子炉圧力容器を重大事故等対処設備として使用する。
c.

溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合に用いる設備(a) 低圧代替注水系（常設）による残留溶融炉心の冷却

ｃ．溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合に用いる設備(a) 低圧代替注水系（常設）による残留溶融炉心の冷却

炉心の著しい損傷，溶融が発生した場合において，原子炉圧力容器内に溶融炉心が炉心の著しい損傷，溶融が発生した場合において，原子炉圧力容器内に溶融炉心が存在する場合に，溶融炉心を冷却し，原子炉格納容器の破損を防止するための重大事

存在する場合に，溶融炉心を冷却し，原子炉格納容器の破損を防止するための重大事

故等対処設備として，低圧代替注水系（常設）を使用する。

故等対処設備として，低圧代替注水系（常設）を使用する。

低圧代替注水系（常設）は，復水移送ポンプ，配管・弁類，計測制御装置等で構成

低圧代替注水系（常設）は，常設低圧代替注水系ポンプ，配管・弁類，計測制御装 設備の相違

し，復水移送ポンプにより，復水貯蔵槽の水を残留熱除去系等を経由して原子炉圧力置等で構成し，常設低圧代替注水系ポンプにより，代替淡水貯槽の水を残留熱除去系 設備の相違

容器へ注水することで原子炉圧力容器内に存在する溶融炉心を冷却できる設計とす等を経由して原子炉圧力容器へ注水することで原子炉圧力容器内に存在する溶融炉る。

心を冷却できる設計とする。

低圧代替注水系（常設）は，非常用交流電源設備に加えて，代替所内電気設備を経低圧代替注水系（常設）は，非常用交流電源設備に加えて，代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計

由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計

とする。

とする。

本系統の詳細については，「(1)a.(a) 低圧代替注水系（常設）による発電用原子炉の冷却」に記載する。
(b) 低圧代替注水系（可搬型）による残留溶融炉心の冷却

本系統の詳細については，「(1)ａ.(a) 低圧代替注水系（常設）による発電用原子炉の冷却」に記載する。
(b) 低圧代替注水系（可搬型）による残留溶融炉心の冷却

炉心の著しい損傷，溶融が発生した場合において，原子炉圧力容器内に溶融炉心が炉心の著しい損傷，溶融が発生した場合において，原子炉圧力容器内に溶融炉心が存在する場合に，溶融炉心を冷却し，原子炉格納容器の破損を防止するための重大事

存在する場合に，溶融炉心を冷却し，原子炉格納容器の破損を防止するための重大事

故等対処設備として，低圧代替注水系（可搬型）を使用する。

故等対処設備として，低圧代替注水系（可搬型）を使用する。

低圧代替注水系（可搬型）は，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級），配管・ホース・

低圧代替注水系（可搬型）は，可搬型代替注水中型ポンプ，可搬型代替注水大型ポ

設備の相違

弁類，計測制御装置等で構成し，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）により，代替淡水

ンプ，配管・ホース・弁類，計測制御装置等で構成し，可搬型代替注水中型ポンプ又

設備の相違

源の水を残留熱除去系等を経由して原子炉圧力容器に注水することで原子炉圧力容は可搬型代替注水大型ポンプにより，西側淡水貯水設備又は代替淡水貯槽の水を低圧 ③の相違

器内に存在する溶融炉心を冷却できる設計とする。

炉心スプレイ系若しくは残留熱除去系を経由して原子炉圧力容器に注水することで原子炉圧力容器内に存在する溶融炉心を冷却できる設計とする。

低圧代替注水系（可搬型）は，代替淡水源が枯渇した場合において，重大事故等の低圧代替注水系（可搬型）は，代替淡水源が枯渇した場合において，重大事故等の収束に必要となる水の供給設備である大容量送水車（海水取水用）からの送水により収束に必要となる水の供給設備である可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注 設備の相違

海を利用できる設計とする。

水大型ポンプにより海を利用できる設計とする。

低圧代替注水系（可搬型）は，非常用交流電源設備に加えて，代替所内電気設備を

低圧代替注水系（可搬型）は，非常用交流電源設備に加えて，代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。また，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，ディーゼルエンジンにより駆計とする。また，可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，空冷 設備の相違
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柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：

第４７条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

動できる設計とする。燃料は，燃料補給設備である軽油タンク及びタンクローリ（4kL）

式のディーゼルエンジンにより駆動できる設計とする。燃料は，燃料給油設備であるにより補給できる設計とする。

可搬型設備用軽油タンク及びタンクローリにより補給できる設計とする。

備考
先行 BWR は，容量等の異なるタンクローリを保有していることから，容量等で識別記載する必要がある。
東２のタンクローリは１種類のみであり識別不要

本系統の詳細については，「(1)a.(b) 低圧代替注水系（可搬型）による発電用原
子炉の冷却」に記載する。

本系統の詳細については，「(1)ａ.(b) 低圧代替注水系（可搬型）による発電用原
子炉の冷却」に記載する。
(c) 代替循環冷却系による残留溶融炉心の冷却

設備の相違

炉心の著しい損傷，溶融が発生した場合において，原子炉圧力容器内に溶融炉心が存在する場合の重大事故等対処設備として代替循環冷却系を使用する。
代替循環冷却系は，代替循環冷却系ポンプ，配管・弁類，計測制御装置等で構成し，代替循環冷却系ポンプにより，サプレッション・プールの水を残留熱除去系等を経由して原子炉圧力容器へ注水することで原子炉圧力容器内に存在する溶融炉心を冷却できる設計とする。
代替循環冷却系は，非常用交流電源設備に加えて，代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。
本系統に使用する冷却水は，残留熱除去系海水系又は緊急用海水系から供給できる設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。
・代替循環冷却系（9.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備）
・緊急用海水系（5.10 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備）
・常設代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）
・可搬型代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）
・代替所内電気設備（10.2

代替電源設備）

本系統の流路として，残留熱除去系ポンプ，配管及び弁を重大事故等対処設備として使用する。
その他，設計基準対象施設である原子炉圧力容器を重大事故等対処設備として使用
し，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備を重大事故等対処設備として使用する。
(2) 原子炉停止中の場合に用いる設備a.

フロントライン系故障時に用いる設備(a) 低圧代替注水系（常設）による発電用原子炉の冷却原子炉停止中において残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）の機能が喪失した(2) 原子炉停止中の場合に用いる設備
ａ．フロントライン系故障時に用いる設備(a) 低圧代替注水系（常設）による発電用原子炉の冷却原子炉停止中において残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の機能が喪失した場合 系統呼称の相違

場合の重大事故等対処設備として使用する低圧代替注水系（常設）は，「(1)a.(a) 低の重大事故等対処設備として使用する低圧代替注水系（常設）は，「(1)ａ.(a) 低圧

圧代替注水系（常設）による発電用原子炉の冷却」と同じである。

代替注水系（常設）による発電用原子炉の冷却」と同じである。
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柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：

第４７条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉(b) 低圧代替注水系（可搬型）による発電用原子炉の冷却原子炉停止中において残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）の機能が喪失したb.

東海第二発電所

備考(b) 低圧代替注水系（可搬型）による発電用原子炉の冷却原子炉停止中において残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の機能が喪失した場合 系統呼称相違

場合の重大事故等対処設備として使用する低圧代替注水系（可搬型）は，「(1)a.(b)の重大事故等対処設備として使用する低圧代替注水系（可搬型）は，「 (1)ａ.(b)低低圧代替注水系（可搬型）による発電用原子炉の冷却」と同じである。

圧代替注水系（可搬型）による発電用原子炉の冷却」と同じである。

サポート系故障時に用いる設備(a) 低圧代替注水系（常設）による発電用原子炉の冷却原子炉停止中において全交流動力電源喪失により，残留熱除去系（原子炉停止時冷ｂ．サポート系故障時に用いる設備(a) 低圧代替注水系（常設）による発電用原子炉の冷却原子炉停止中において全交流動力電源喪失又は残留熱除去系海水系機能喪失によ ③の相違

却モード）が起動できない場合の重大事故等対処設備として使用する低圧代替注水系

るサポート系の故障により，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）が起動できない場 系統呼称の相違（常設）は，「(1)a.(a) 低圧代替注水系（常設）による発電用原子炉の冷却」と同じ合の重大事故等対処設備として使用する低圧代替注水系（常設）は，「(1)a.(a) 低である。

圧代替注水系（常設）による発電用原子炉の冷却」と同じである。

(b) 低圧代替注水系（可搬型）による発電用原子炉の冷却原子炉停止中において全交流動力電源喪失により，残留熱除去系（原子炉停止時冷(b) 低圧代替注水系（可搬型）による発電用原子炉の冷却原子炉停止中において全交流動力電源喪失又は残留熱除去系海水系機能喪失によ ③の相違

却モード）が起動できない場合の重大事故等対処設備として使用する低圧代替注水系

るサポート系の故障により，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）が起動できない場 系統呼称の相違（可搬型）は，「(1)a.(b) 低圧代替注水系（可搬型）による発電用原子炉の冷却」と合の重大事故等対処設備として使用する低圧代替注水系（可搬型）は，「(1)a.(b) 低同じである。

圧代替注水系（可搬型）による発電用原子炉の冷却」と同じである。

(c) 常設代替交流電源設備による残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）の復旧
原子炉停止中において全交流動力電源喪失により，残留熱除去系（原子炉停止時冷(c) 常設代替交流電源設備による残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の復旧

系統呼称の相違

原子炉停止中において全交流動力電源喪失又は残留熱除去系海水系機能喪失によ ③の相違

却モード）が起動できない場合の重大事故等対処設備として，常設代替交流電源設備

るサポート系の故障により，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）が起動できない場 系統呼称の相違を使用し，残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）を復旧する。

合の重大事故等対処設備として，常設代替交流電源設備を使用し，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）を復旧する。

残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）は，常設代替交流電源設備からの給電に残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）は，常設代替交流電源設備からの給電により 系統呼称の相違

より機能を復旧し，冷却材を原子炉圧力容器から残留熱除去系ポンプ及び熱交換器を機能を復旧し，冷却材を原子炉圧力容器から残留熱除去系ポンプ及び熱交換器を経由

経由して原子炉圧力容器に戻すことにより炉心を冷却できる設計とする。

して原子炉圧力容器に戻すことにより炉心を冷却できる設計とする。

本系統に使用する冷却水は原子炉補機冷却系又は代替原子炉補機冷却系から供給できる設計とする。

本系統に使用する冷却水は，残留熱除去系海水系又は緊急用海水系から供給できる 設備の相違設計とする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

・常設代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）

・常設代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）

共用すべき発電用原子炉はない。

・代替原子炉補機冷却系（6 号及び 7 号炉共用）（5.10 最終ヒートシンクへ熱を・緊急用海水系（5.10 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備）共用すべき発電用原子炉はない。

輸送するための設備）

設備の相違

その他，設計基準対象施設である原子炉圧力容器を重大事故等対処設備として使用

その他，設計基準対象施設である原子炉圧力容器を重大事故等対処設備として使用

し，設計基準事故対処設備である残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード)及び原子

し，設計基準事故対処設備である残留熱除去系（原子炉停止時冷却系)及び残留熱除系統呼称の相違

炉補機冷却系を重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用する。

去系海水系を重大事故等対処設備として使用する。

設備区分定義の相違「(1)ａ.(a)

残留熱除去系（低圧注水系）による発電用原子炉の冷却」に使用する残 既設系統を重大事故等対処設備として使用す

留熱除去系ポンプ，残留熱除去系熱交換器，サプレッション・プール，残留熱除去系海水系ポンプ及び残留熱除去系海水系ストレーナ，「(1)ａ.(b)る場合の 43 条適合性を記載

低圧炉心スプレイ系による発電用原子炉の冷却」に使用する低圧炉心スプレイ系ポンプ，サプレッション・プール，
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基本設計比較表

【対象項目：

第４７条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所
残留熱除去系海水系ポンプ及び残留熱除去系海水系ストレーナ，「(1)ｂ.(a)

備考
残留熱除

去系（原子炉停止時冷却系）による発電用原子炉の冷却」に使用する残留熱除去系ポン
プ，残留熱除去系熱交換器，残留熱除去系海水系ポンプ及び残留熱除去系海水系ストレー
ナは，設計基準事故対処設備であるとともに，重大事故等時においても使用するため，「1.1.7 重大事故等対処設備に関する基本方針」に示す設計方針を適用する。ただし，多様性及び位置的分散を考慮すべき対象の設計基準事故対処設備はないことから，「1.1.7
重大事故等対処設備に関する基本方針」のうち多様性及び位置的分散の設計方針は適用しない。
原子炉圧力容器については，「5.1 原子炉圧力容器及び一次冷却材設備」に記載する。
残留熱除去系については，「5.2 残留熱除去系」に記載する。
大容量送水車（海水取水用），復水貯蔵槽及びサプレッション・チェンバについては，「5.7
重大事故等の収束に必要となる水の供給設備」に記載する。

原子炉圧力容器については，「5.1 原子炉圧力容器及び一次冷却材設備」に記載する。
低圧炉心スプレイ系については，「5.2 非常用炉心冷却系」に記載する。

設備の相違

残留熱除去系については，「5.4 残留熱除去系」に記載する。

①の相違

残留熱除去系海水系については，「5.6.1.2 残留熱除去系海水系」に記載する。

設備の相違

サプレッション・チェンバ，西側淡水貯水設備及び代替淡水貯槽については，「9.12 重設備の相違

大事故等の収束に必要となる水の供給設備」に記載する。

①の相違

原子炉補機冷却系については，「5.9 原子炉補機冷却系」に記載する。
代替原子炉補機冷却系については，「5.10 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備」に記載する。

緊急用海水系については，「5.10 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備」に記載

設備の相違

する。

非常用交流電源設備については，「10.1 非常用電源設備」に記載する。

非常用交流電源設備については，「10.1 非常用電源設備」に記載する。

常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備，代替所内電気設備及び燃料補給設備に常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備，代替所内電気設備及び燃料給油設備 設備の相違

ついては，「10.2 代替電源設備」に記載する。

5.6.2.1

多様性及び独立性，位置的分散については，「10.2 代替電源設備」に記載する。

5.9.2.1 多様性及び独立性，位置的分散①の相違

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

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

低圧代替注水系（常設）は，残留熱除去系（低圧注水モード）と共通要因によって同時に

低圧代替注水系（常設）は，残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ系と共通②の相違

機能を損なわないよう，復水移送ポンプを代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設

要因によって同時に機能を損なわないよう，常設低圧代替注水系ポンプを代替所内電気設備

設備の相違

備又は可搬型代替交流電源設備からの給電により駆動することで，非常用所内電気設備を経を経由した常設代替交流電源設備からの給電により駆動することで，非常用所内電気設備を由した非常用交流電源設備からの給電により駆動する残留熱除去系ポンプを用いた残留熱経由した非常用交流電源設備からの給電により駆動する残留熱除去系ポンプを用いた残留除去系（低圧注水モード）に対して多様性を有する設計とする。

熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ系ポンプを用いた低圧炉心スプレイ系に対し②の相違て多様性を有する設計とする。
低圧代替注水系（常設）の電動弁は，ハンドルを設けて手動操作を可能とすることで，非低圧代替注水系（常設）の電動弁は，ハンドルを設けて手動操作を可能とすることで，非常用交流電源設備からの給電による遠隔操作に対して多様性を有する設計とする。また，低常用交流電源設備からの給電による遠隔操作に対して多様性を有する設計とする。また，低圧代替注水系（常設）の電動弁は，代替所内電気設備を経由して給電する系統において，独

圧代替注水系（常設）の電動弁は，代替所内電気設備を経由して給電する系統において，独立した電路で系統構成することにより，非常用所内電気設備を経由して給電する系統に対し立した電路で系統構成することにより，非常用所内電気設備を経由して給電する系統に対して独立性を有する設計とする。

て独立性を有する設計とする。

また，低圧代替注水系（常設）は，復水貯蔵槽を水源とすることで，サプレッション・チ

また，低圧代替注水系（常設）は，代替淡水貯槽を水源とすることで，サプレッション・ 設備の相違
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基本設計比較表

【対象項目：

第４７条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

ェンバを水源とする残留熱除去系（低圧注水モード）に対して異なる水源を有する設計とす

チェンバを水源とする残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ系に対して異なるる。

水源を有する設計とする。

備考
②の相違

復水移送ポンプ及び復水貯蔵槽は，廃棄物処理建屋内に設置することで，原子炉建屋内の常設低圧代替注水系ポンプ及び代替淡水貯槽は，屋外の常設低圧代替注水系格納槽内に設設備の相違

残留熱除去系ポンプ及びサプレッション・チェンバと共通要因によって同時に機能を損なわ置することで，原子炉建屋内の残留熱除去系ポンプ，低圧炉心スプレイ系ポンプ及びサプレ②の相違ないよう位置的分散を図る設計とする。

ッション・チェンバと共通要因によって同時に機能を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。

低圧代替注水系（可搬型）は，残留熱除去系（低圧注水モード）及び低圧代替注水系（常低圧代替注水系（可搬型）は，残留熱除去系（低圧注水系），低圧炉心スプレイ系及び低圧②の相違設）と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）を代替注水系（常設）と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，可搬型代替注水中型

設備の相違

ディーゼルエンジンにより駆動することで，電動機駆動ポンプにより構成される残留熱除去

ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプを空冷式のディーゼルエンジンにより駆動すること

他給水不要の明示

系（低圧注水モード）及び低圧代替注水系（常設）に対して多様性を有する設計とする。

で，電動機駆動ポンプにより構成される残留熱除去系（低圧注水系），低圧炉心スプレイ系②の相違

及び低圧代替注水系（常設）に対して多様性を有する設計とする。
低圧代替注水系（可搬型）の電動弁は，ハンドルを設けて手動操作を可能とすることで，低圧代替注水系（可搬型）の電動弁は，ハンドルを設けて手動操作を可能とすることで，非常用交流電源設備からの給電による遠隔操作に対して多様性を有する設計とする。また，非常用交流電源設備からの給電による遠隔操作に対して多様性を有する設計とする。また，

低圧代替注水系（可搬型）の電動弁は，代替所内電気設備を経由して給電する系統において，低圧代替注水系（可搬型）の電動弁は，代替所内電気設備を経由して給電する系統において，独立した電路で系統構成することにより，非常用所内電気設備を経由して給電する系統に対独立した電路で系統構成することにより，非常用所内電気設備を経由して給電する系統に対して独立性を有する設計とする。

して独立性を有する設計とする。

また，低圧代替注水系（可搬型）は，代替淡水源を水源とすることで，サプレッション・

低圧代替注水系（可搬型）の可搬型代替注水中型ポンプは，西側淡水貯水設備を水源とす

設備の相違

チェンバを水源とする残留熱除去系（低圧注水モード）及び復水貯蔵槽を水源とする低圧代ることで，サプレッション・チェンバを水源とする残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉②の相違

替注水系（常設）に対して異なる水源を有する設計とする。

心スプレイ系並びに代替淡水貯槽を水源とする低圧代替注水系（常設）に対して異なる水源

設備の相違を有する設計とする。
また，低圧代替注水系（可搬型）の可搬型代替注水大型ポンプは，代替淡水貯槽を水源と設備の相違することで，サプレッション・チェンバを水源とする残留熱除去系（低圧注水系），低圧炉心②の相違

スプレイ系に対して異なる水源を有する設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，原子炉建屋及び廃棄物処理建屋から離れた屋外に分

可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，原子炉建屋から離れた屋外

散して保管することで，原子炉建屋内の残留熱除去系ポンプ及び廃棄物処理建屋内の復水移に分散して保管することで，原子炉建屋内の残留熱除去系ポンプ及び低圧炉心スプレイ系ポ

送ポンプと共通要因によって同時に機能を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。

ンプ並びに常設低圧代替注水系格納槽内の常設低圧代替注水系ポンプと共通要因によって

設備の相違
設備の相違

同時に機能を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）の接続口は，共通要因によって接続できなくなることを防止するため，位置的分散を図った複数箇所に設置する設計とする。

可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプの接続口は，共通要因によって設備の相違

接続できなくなることを防止するため，位置的分散を図った複数箇所に設置する設計とする。

低圧代替注水系（常設）及び低圧代替注水系（可搬型）は，残留熱除去系と共通要因によ

低圧代替注水系（常設）及び低圧代替注水系（可搬型）は，残留熱除去系と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，水源から残留熱除去系配管との合流点までの系統についって同時に機能を損なわないよう，水源から残留熱除去系配管及び低圧炉心スプレイ系配管②の相違て，残留熱除去系に対して独立性を有する設計とする。

との合流点までの系統について，残留熱除去系及び低圧炉心スプレイ系に対して独 立 性 を②の相違

有 す る 設計とする。
これらの多様性及び系統の独立性並びに位置的分散によって，低圧代替注水系（常設）及これらの多様性及び系統の独立性並びに位置的分散によって，低圧代替注水系（常設）及び低圧代替注水系（可搬型）は，設計基準事故対処設備である残留熱除去系（低圧注水モーび低圧代替注水系（可搬型）は，設計基準事故対処設備である残留熱除去系（低圧注水系）
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基本設計比較表

【対象項目：

第４７条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉
ド）に対して重大事故等対処設備としての独立性を有する設計とする。
電源設備の多様性及び独立性，位置的分散については「10.2 代替電源設備」に記載する。

東海第二発電所

備考

及び低圧炉心スプレイ系に対して重大事故等対処設備としての独立性を有する設計とする。 ②の相違
電源設備の多様性及び独立性，位置的分散については，「10.2代替電源設備」に記載する。
5.6.2.2

悪影響防止

5.9.2.2 悪影響防止

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

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

低圧代替注水系（常設）は，通常時は弁により他の系統と隔離し，重大事故等時に弁操作

低圧代替注水系（常設）は，通常時は弁により他の系統と隔離し，重大事故等時に弁操作等により重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさな等により重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

い設計とする。

低圧代替注水系（可搬型）は，通常時は可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）を接続先の系統

低圧代替注水系（可搬型）は，通常時は可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大と分離して保管し，重大事故等時に接続，弁操作等により重大事故等対処設備としての系統型ポンプを接続先の系統と分離して保管し，重大事故等時に接続，弁操作等により重大事故構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，治具や輪留めによる固定等をすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，飛散物となって他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，車両転倒防止装置や輪留め

①の相違

設備の相違

設備の相違

による固定等をすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，飛散物となって他の設備に設備の相違

悪影響を及ぼさない設計とする。
代替循環冷却系は，通常時は弁により他の系統と隔離し，重大事故等時に弁操作等により設備の相違

重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

5.6.2.3 容量等

5.9.2.3 容 量 等

基本方針については，「1.1.7.2 容量等」に示す。

基本方針については，「1.1.7.2 容量等」に示す。

低圧代替注水系（常設）の復水移送ポンプは，設計基準対象施設の復水補給水系と兼用し低圧代替注水系（常設）の常設低圧代替注水系ポンプは，想定される重大事故等時においており，設計基準対象施設としての復水移送ポンプ 2 台におけるポンプ流量が，想定されるて，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するために必要な注水流量に対して重大事故等時において，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するために必要

ポンプ 2 台の運転により十分なポンプ容量を有する設計とする。

①の相違
設備の相違

な注水流量に対して十分であるため，設計基準対象施設と同仕様で設計する。
常設低圧代替注水系ポンプは，想定される重大事故等時において，低圧代替注水系（常設）， 系統設計の相違
代替格納容器スプレイ冷却系（常設），格納容器下部注水系（常設）及び代替燃料プール注水
系（常設）としての同時使用を想定し，各系統の必要な流量を同時に確保できる容量を有す

系統設計の相違る設計とする。
低圧代替注水系（可搬型）の可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，想定される重大事故等

低圧代替注水系（可搬型）の可搬型代替注水中型ポンプは，想定される重大事故等時にお設備設計の相違時において，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するために必要な注水流量

いて，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するために必要な注水流量を有す設備運用の相違を有するものを 1 セット 4 台使用する。保有数は，6 号及び 7 号炉共用で 4 セット 16 台にるものを 1 セット 2 台使用する。保有数は，2 セットで 4 台と，故障時及び保守点検による共用すべき発電用原子炉はない。

加えて，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として 1 台（6 号及び 7 号

待機除外時のバックアップ用として 1 台の合計 5 台を保管する。

炉共用）の合計 17 台を保管する。
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基本設計比較表

【対象項目：

第４７条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所
低圧代替注水系（可搬型）の可搬型代替注水大型ポンプは，想定される重大事故等時にお

備考
設備の相違

いて，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するために必要な注水流量を有す

設備設計の相違るものを 1 セット 1 台使用する。保有数は，2 セットで 2 台と，故障時及び保守点検による設備運用の相違

待機除外時のバックアップ用として 1 台の合計 3 台を保管する。バックアップ用について
は，同型設備である可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）のバックアップ用 1 台と共用可能とする。
また，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，想定される重大事故等時において，低圧代替

また，可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，想定される重大事故

注水系（可搬型）及び代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）として同時に使用するため，等時において，低圧代替注水系（可搬型），代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型），格納容

各系統の必要な流量を同時に確保できる容量を有する設計とする。

器下部注水系（可搬型）及び代替燃料プール注水系（可搬型）として同時に使用するため，設備の相違
設備設計の相違

各系統の必要な流量を同時に確保できる容量を有する設計とする。
代替循環冷却系は，想定される重大事故等時において，残存溶融炉心を冷却し，原子炉格

設備設計の相違

納容器の破損を防止するために必要な原子炉注水量に対して十分なポンプ容量を有する設

設備運用の相違計とする。代替循環冷却系ポンプは，2 台設置する設計とする。

5.6.2.4

環境条件等

5.9.2.4 環境条件等

基本方針については，「1.1.7.3 環境条件等」に示す。

基本方針については，「1.1.7.3 環境条件等」に示す。

低圧代替注水系（常設）の復水移送ポンプは，廃棄物処理建屋内に設置し，想定される重低圧代替注水系（常設）の常設低圧代替注水系ポンプは，常設低圧代替注水系格納槽内に

大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
復水移送ポンプの操作は，想定される重大事故等時において，中央制御室で可能な設計とする。
低圧代替注水系（常設）の系統構成に必要な弁の操作は，想定される重大事故等時において，中央制御室若しくは離れた場所から遠隔で可能な設計又は設置場所で可能な設計とす

設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。

①の相違
設備の相違
系統設計の相違

常設低圧代替注水系ポンプの操作は，想定される重大事故等時において，中央制御室で可能な設計とする。
低圧代替注水系（常設）の系統構成に必要な弁の操作は，想定される重大事故等時において，中央制御室又は設置場所で可能な設計とする。

る。
また，低圧代替注水系（常設）は，淡水だけでなく海水も使用できる設計とする。なお，
可能な限り淡水を優先し，海水通水を短期間とすることで，設備への影響を考慮する。
低圧代替注水系（可搬型）の可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，屋外に保管及び設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）の常設設備との接続及び操作は，想定される重大事故等時において，設置場所で可能な設計とする。
低圧代替注水系（可搬型）の系統構成に必要な弁の操作は，想定される重大事故等時において，中央制御室若しくは離れた場所から遠隔で可能な設計又は設置場所で可能な設計とすまた，低圧代替注水系（常設）は，淡水だけでなく海水も使用できる設計とする。なお，
可能な限り淡水を優先し，海水通水を短期間とすることで，設備への影響を考慮する。
低圧代替注水系（可搬型）の可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは， 設備の相違
屋外に保管及び設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプの常設設備との接続及び操作設備の相違は，想定される重大事故等時において，設置場所で可能な設計とする。
低圧代替注水系（可搬型）の系統構成に必要な弁の操作は，想定される重大事故等時において，中央制御室又は設置場所で可能な設計とする。

る。
また，低圧代替注水系（可搬型）は，淡水だけでなく海水も使用できる設計とする。なお，
可能な限り淡水を優先し，海水通水を短期間とすることで，設備への影響を考慮する。

また，低圧代替注水系（可搬型）は，淡水だけでなく海水も使用できる設計とする。なお，
可能な限り淡水を優先し，海水通水を短期間とすることで，設備への影響を考慮する。

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基本設計比較表

【対象項目：

第４７条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所
代替循環冷却系ポンプは，原子炉建屋原子炉棟内に設置し，想定される重大事故等時にお

備考
設備の相違

ける環境条件を考慮した設計とする。
代替循環冷却系ポンプは，想定される重大事故等時において，中央制御室から操作が可能

設備の相違な設計とする。
代替循環冷却系の系統構成に必要となる弁の操作は，想定される重大事故等時において， 設備の相違
中央制御室から可能な設計とする。

5.6.2.5

操作性の確保5.9.2.5 操作性の確保

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

低圧代替注水系（常設）は，想定される重大事故等時において，通常時の系統構成から弁低圧代替注水系（常設）は，想定される重大事故等時において，通常時の系統構成から弁操作等により速やかに切り替えられる設計とする。

操作等により速やかに系統構成が可能な設計とする。

①の相違

本来目的で使用することから切替えではなく低圧代替注水系（常設）の復水移送ポンプは，中央制御室の操作スイッチにより操作が可

低圧代替注水系（常設）の常設低圧代替注水系ポンプは，中央制御室の操作スイッチによ系統構成

能な設計とし，系統構成に必要な弁は，中央制御室若しくは離れた場所での操作スイッチにり操作が可能な設計とし，系統構成に必要な弁は，中央制御室又は設置場所での手動操作が設備の相違よる操作又は設置場所での手動操作が可能な設計とする。

可能な設計とする。

低圧代替注水系（可搬型）は，想定される重大事故等時において，通常時の系統構成から接続，弁操作等により速やかに切り替えられる設計とする。

低圧代替注水系（可搬型）は，想定される重大事故等時において，通常時の系統構成から接続，弁操作等により速やかに系統構成が可能な設計とする。

低圧代替注水系（可搬型）の可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，付属の操作スイッチに低圧代替注水系（可搬型）の可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，

より，設置場所での操作が可能な設計とし，系統構成に必要な弁は，中央制御室若しくは離付属の操作スイッチにより，設置場所での操作が可能な設計とし，系統構成に必要な弁は，れた場所での操作スイッチによる操作又は設置場所での手動操作が可能な設計とする。

中央制御室又は設置場所での手動操作が可能な設計とする。

可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，車両として屋外のアクセスルートを通行してアクセス可能な設計とするとともに，設置場所にて輪留めによる固定等が可能な設計とする。

可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，車両として屋外のアクセス

設備の相違

設備の相違

ルートを通行してアクセス可能な設計とするとともに，設置場所にて輪留めによる固定等が可能な設計とする。

可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）を接続する接続口については，簡便な接続とし，接続治可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプを接続する接続口については， 設備の相違

具を用いてホースを確実に接続することができる設計とする。また，6 号及び 7 号炉が相互一般的に使用される工具を用いて接続可能なフランジ接続によりホースを確実に接続するに使用することができるよう，接続口の口径を統一する設計とする。

ことができる設計とする。また，ホースの接続については，接続方式及び接続口の口径を統一する設計とする。
代替循環冷却系は，想定される重大事故等時において，通常時の系統構成から弁操作等に

設備の相違
設備の相違
設備の相違

より速やかに系統構成が可能な設計とする。
代替循環冷却系ポンプは，中央制御室の操作スイッチにより操作が可能な設計とし，系統構成に必要な弁は，中央制御室又は設置場所での手動操作が可能な設計とする。

5.6.3

主要設備及び仕様

原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備の主要機器仕様を第 5.6−1 表に示す。

5.9.3 主要設備及び仕様①の相違

原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備の主要機器仕様を第 5.9−1 表に示す。

①の相違
11/21

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：

第４７条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉
5.6.4

東海第二発電所
5.9.4 試験検査

試験検査

①の相違

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

低圧代替注水系（常設）は，発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能及び漏えいの低圧代替注水系（常設）は，発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能及び漏えいの有無の確認並びに弁の開閉動作の確認が可能な設計とする。
また，低圧代替注水系（常設）の復水移送ポンプは，発電用原子炉の停止中に分解及び外観の確認が可能な設計とする。

備考

有無の確認並びに弁の開閉動作の確認が可能な設計とする。
また，低圧代替注水系（常設）の常設低圧代替注水系ポンプは，発電用原子炉の停止中に設備の相違

分解及び外観の確認が可能な設計とする。

低圧代替注水系（可搬型）の可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，発電用原子炉の運転中

低圧代替注水系（可搬型）の可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは， 設備の相違

又は停止中に，独立して機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とするとともに，発電用原子炉の運転中又は停止中に，独立して機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な分解又は取替えが可能な設計とする。

設計とするとともに，分解又は取替えが可能な設計とする。

また，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，車両として運転状態の確認及び外観の確認が可能な設計とする。

また，可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，車両として運転状態

設備の相違の確認及び外観の確認が可能な設計とする。
代替循環冷却系による残存溶融炉心の冷却に使用する代替循環冷却系ポンプは，発電用原設備の相違

子炉の停止中に他系統と独立した試験系統により機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
代替循環冷却系ポンプは，発電用原子炉の停止中に分解が可能な設計とする。

第 5.6−1 表 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備の主要

第 5.9−1 表 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備の

機器仕様

①の相違

主要機器仕様(1) 低圧代替注水系（常設）
a.

設備の相違

(1) 低圧代替注水系（常設）

復水移送ポンプ

以下設備仕様の相違は自明であり特記しな

ａ．常設低圧代替注水系ポンプ兼用する設備は以下のとおり。

兼用する設備は以下のとおり。

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備い。

・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備
・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備

・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備

台
容

数
量

全 揚 程

2（予備 1）

台

数

2

約 125m /h/台

容量

約 200m３／h（1 台当たり）

約 85m

全

程

約 200m3

揚b．代替循環冷却系ポンプ兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉格納容器内の冷却等のための設備
・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備
・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備
台

数

1（予備 1）
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柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：

第４７条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所容
全(2) 低圧代替注水系（可搬型）
a.

揚

量

約 250m３／h

程約 120m

備考(2) 低圧代替注水系（可搬設）

可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）（6 号及び 7 号炉共用）

a．可搬型代替注水中型ポンプ

第 4.3−1 表 使用済燃料プールの冷却等のための設備の主要機器仕様に記載する。

兼用する設備は以下のとおり。
・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
・原子炉格納容器内の冷却等のための設備
・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備
・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備
・水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
台

数

4（予備 1）

容量

約 210m３／h（1 台当たり）

程

約 100m全揚b．可搬型代替注水大型ポンプ兼用する設備は以下のとおり。
・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
・原子炉格納容器内の冷却等のための設備
・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備
・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備
・水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
台

数

2（予備 1※１）

容量

約 1,320m３／h（1 台当たり）

程

約 140m全揚※１「可搬型代替注水大型ポンプ」及び「可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）」は同型設備であり，「可搬型代替注水大型ポンプ」の予備 1 台と「可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）」の予備 1 台の計 2 台は共用可能とする。

13/21

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉【対象項目：

第４７条】
東海第二発電所

第 5.9-1 図 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備系統

備考

図表番号の相違

概要図（1）（低圧代替注水系（常設）による原子炉注水）

14/21

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉【対象項目：

第４７条】
東海第二発電所

第 5.9-2 図 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備系統

備考

図表番号の相違

概要図（2）（低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水 原子炉建屋東側接続口使用時）

15/21

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：

第４７条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

AO

MO

AO

備考

MO

MO
MO

MO

AO

スプレイ
ヘッダ

AO

MO
AO

AO

MO
MO

AO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

スプレイヘッダ

MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

＊2
MO

残留熱除去系
ポンプ

＊3

(B)

(C)
＊2

MO

(A)

LPCS
レグシールより＊3

RHR
レグシールより

MO

MO
MO

MO

(A)

残留熱除去系
熱交換器

(C)

MO

MO

(A)

(B)

(B)

(D)

残留熱除去系
海水系ポンプ

Ａ系使用時の系統を示す。

第 5.9-3 図 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備系統

図表番号の相違

概要図（3）（残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水）

16/21

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基本設計比較表

【対象項目：

第４７条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

AO

MO

AO

備考

MO

MO
MO

MO

AO

スプレイ AO
ヘッダ

MO
AO

AO

MO
MO

AO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

スプレイヘッダ

MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

＊2
MO

残留熱除去系
ポンプ

＊3

(B)

(C)
＊2

MO

(A)

LPCS
レグシールより＊3

RHR
レグシールより

MO

MO
MO

MO

(A)

残留熱除去系
熱交換器

(C)

MO

MO

(A)

(B)

(B)

(D)

残留熱除去系
海水系ポンプ

Ａ系使用時の系統を示す。

第 5.9-4 図 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備系統

図表番号の相違

概要図（4）（残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱）

17/21

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基本設計比較表

【対象項目：

第４７条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

NO

備考

MO

原子炉圧力容器

MO

ドライウェルサプレッション・チェンバ
低圧炉心スプレイ
系ポンプ

残留熱除去系
海水系
MO

第 5.9−5 図 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備系統

図表番号の相違

概要図（5）（低圧炉心スプレイ系による原子炉注水）

18/21

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基本設計比較表

【対象項目：

第４７条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

原子炉建屋原子炉棟

屋外（西側）
ＡＯ

備考

屋外（東側）

ＡＯ
原子炉隔離時
冷却系より

MO

MO

MO

MO MO
MO

MO

MO
MO

MO

MO
NO

NO

MO

NO

MO

NO
MO

MO

MO

MO

MO

NO

MO

MO

MO

MO

ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝ･ﾁｪﾝﾊﾞ
*1

*1

MO

MO
MO

MO

MO

MO

MO

補給水系より

可搬型代替注水接続口 大型ポンプ

補給水系より

MO

MO

*2

残留熱
除去系
ポンプ(B)
代替循環冷却系ポンプ(B)

残留熱除去系
ポンプ(A)

MO

代替循環冷却系ポンプ(A)

MO

MO

MO

MO

MO

残留熱除去系
熱交換器(A)

MO

MO

残留熱除去系
熱交換器(B)

MO

*2
MO

MO

代替残留熱除去系
海水系A系東側接続口
残留熱除去系
海水系ストレーナ(A)
残留熱除去系
海水系ポンプ(A),(C)

MO

MO

MO
MO

代替残留熱除去系
海水系西側接続口

海へ

MO

緊急用海水系
ストレーナ
緊急用海水ポンプ(A),(B)
緊急用海水ポンプピット
MO

残留熱除去系
海水系ストレーナ(B)
残留熱除去系
海水系ポンプ(B),(D)

代替循環冷却系Ａ系及び残留熱除去系海水系Ａ系使用時の図を示す。

代替残留熱除去系
海水系B系東側接続口

第 5.9−6 図 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却する

図表番号の相違

ための設備系統概要図（6）（代替循環冷却系による残存溶融炉心の冷却）

19/21

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉【対象項目：

第４７条】
東海第二発電所

備考

20/21

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉【対象項目：

第４７条】
東海第二発電所

備考

21/21

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：

第４８条】

柏崎原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

5.10 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

5.10 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

5.10.1 概要

5.10.1 概 要

設計基準事故対処設備が有する最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失した場合に設計基準事故対処設備が有する最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失した場合において炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損（炉心の著しい損傷が発生する前に生ず

おいて炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損（炉心の著しい損傷が発生する前に生ずるものに限る。
）を防止するため，最終ヒートシンクへ熱を輸送するために必要な重大事故等るものに限る。）を防止するため，最終ヒートシンクへ熱を輸送するために必要な重大事故等対処設備を設置及び保管する。

対処設備を設置及び保管する。

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備の系統概要図を第 5.10−1 図から第 5.10−3
図に示す。
また，想定される重大事故等時において，設計基準事故対処設備である残留熱除去系（原備考

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備の系統概要図を第 5.10−1 図から第 5.10−3
図に示す。
また，想定される重大事故等時において，設計基準事故対処設備である残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード），残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）及び残留熱除去系

子炉停止時冷却系），残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッ 設備名称の相違（サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード）並びに原子炉補機冷却系が使用できる

ション・プール水冷却系）並びに残留熱除去系海水系が使用できる場合は重大事故等対処設 設備名称の相違場合は重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用する。

備として使用する。

東二に設計基準拡張なし。

残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード），残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系），残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び残留

系統名称の相違及び残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード）については，「5.2 残熱除去系（サプレッション・プール水冷却系）については，「5.4 残留熱除去系」に記載す

設備名称の相違

留熱除去系」に記載する。

る。残留熱除去系海水系については「5.6.1.2 残留熱除去系海水系」に記載する。

設備設計の相違

原子炉補機冷却系については「5.9 原子炉補機冷却系」に記載する。
5.10.2 設計方針

項目、図表番号の相違

5.10.2 設計方針

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備のうち，設計基準事故対処設備が有する最終最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備のうち，設計基準事故対処設備が有する最終

ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷及び原子炉

ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するための設備として，格納容器圧力逃がし装置，耐圧強化ベント系

格納容器の破損を防止するための設備として，格納容器圧力逃がし装置，耐圧強化ベント系

及び代替原子炉補機冷却系を設ける。

及び緊急用海水系を設ける。

(1) フロントライン系故障時に用いる設備(1) フロントライン系故障時に用いる設備a.

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱

残留熱除去系の故障等により最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失した場合に，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するための重大事故等対処設備に，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するための重大事故等対処設備

として，格納容器圧力逃がし装置を使用する。

として，格納容器圧力逃がし装置を使用する。

格納容器圧力逃がし装置は，フィルタ装置，よう素フィルタ，ラプチャーディスク，

格納容器圧力逃がし装置は，フィルタ装置（フィルタ容器，スクラビング水，金属フ

配管・弁類，計測制御装置等で構成し，原子炉格納容器内雰囲気ガスを不活性ガス系等

ィルタ，よう素除去部），圧力開放板，配管・弁類，計測制御装置等で構成し，原子炉格を経由して，フィルタ装置及びよう素フィルタへ導き，放射性物質を低減させた後に原納容器内雰囲気ガスを不活性ガス系等を経由して，フィルタ装置へ導き，放射性物質を子炉建屋屋上に設ける放出口から放出することで，排気中に含まれる放射性物質の環境低減させた後に原子炉建屋原子炉棟屋上に設ける放出口から放出することで，排気中にへの放出量を抑制しつつ，原子炉格納容器内に蓄積した熱を最終的な熱の逃がし場であ含まれる放射性物質の環境への放出量を抑制しつつ，原子炉格納容器内に蓄積した熱をる大気へ輸送できる設計とする。

最終的な熱の逃がし場である大気へ輸送できる設計とする。

あらかじめ敷地境界での線量評価を行うこととする。
本系統の詳細については，「9.3 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備」に記載する。

設備設計の相違

ａ． 格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱

残留熱除去系の故障等により最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失した場合

格納容器圧力逃がし装置を使用した場合に放出される放射性物質の放出量に対して，熱交換方式の相違

設備設計の相違
ただし弁については「配管・弁類」として表現

設備名称の相違

格納容器圧力逃がし装置を使用した場合に放出される放射性物質の放出量に対して，
あらかじめ敷地境界での線量評価を行うこととする。
本系統の詳細については，「9.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備」 項目、図表番号の相違に記載する。

1/18

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：

第４８条】

柏崎原子力発電所 ６／７号炉b.

耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱

東海第二発電所
ｂ．耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱

残留熱除去系の故障等により最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失した場合

残留熱除去系の故障等により最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失した場合に，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するための重大事故等対処設備に，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するための重大事故等対処設備

として，耐圧強化ベント系を使用する。

として，耐圧強化ベント系を使用する。

耐圧強化ベント系は，配管・弁類，計測制御装置等で構成し，格納容器内雰囲気ガス

耐圧強化ベント系は，配管・弁類，計測制御装置等で構成し，格納容器内雰囲気ガス

を不活性ガス系等を経由して，主排気筒（内筒）を通して原子炉建屋外に放出することを不活性ガス系等を経由して，主排気筒に隣接する非常用ガス処理系排気筒を通して原で，原子炉格納容器内に蓄積した熱を最終的な熱の逃がし場である大気へ輸送できる設

子炉建屋外に放出することで，原子炉格納容器内に蓄積した熱を最終的な熱の逃がし場計とする。

である大気へ輸送できる設計とする。

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備として使用する場合の耐圧強化ベント

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備として使用する場合の耐圧強化ベント

系は，炉心損傷前に使用するため，排気中に含まれる放射性物質及び可燃性ガスは微量

系は，炉心損傷前に使用するため，排気中に含まれる放射性物質及び可燃性ガスは微量

である。

である。

耐圧強化ベント系を使用する際に流路となる不活性ガス系等の配管は，他の発電用原
子炉とは共用しない設計とし，弁により他の系統・機器と隔離することにより，悪影響

備考

設備の相違

耐圧強化ベント系は，使用する際に弁により他の系統・機器と隔離することにより， 東二は単独プラントであり他の発電用原子炉と共用
悪影響を及ぼさない設計とする。

しない。

を及ぼさない設計とする。
耐圧強化ベント系は，想定される重大事故等時において，原子炉格納容器が負圧とな耐圧強化ベント系は，想定される重大事故等時において，原子炉格納容器が負圧とならない設計とする。仮に，原子炉格納容器内にスプレイをする場合においても，原子炉らない設計とする。仮に，原子炉格納容器内にスプレイをする場合においても，原子炉格納容器内圧力が規定の圧力まで減圧した場合には，原子炉格納容器内へのスプレイを

格納容器内圧力が規定の圧力まで減圧した場合には，原子炉格納容器内へのスプレイを停止する運用とする。

停止する運用とする。

耐圧強化ベント系使用時の排出経路に設置される隔離弁は，遠隔手動弁操作設備によ

設備の相違，文章構成の相違（次段落に記載）って人力による操作が可能な設計とする。
遠隔手動弁操作設備の操作場所は，原子炉建屋内の原子炉区域外とし，必要に応じて・東二は第二弁操作室等の設備対応及び本条が炉心遮蔽材を配置することで，放射線防護を考慮した設計とする。また，排出経路に設置さ損傷前の対応であることから，遮蔽対応の記載は不れる隔離弁のうち空気作動弁については遠隔空気駆動弁操作用ボンベから遠隔空気駆要動弁操作設備の配管を経由し，高圧窒素ガスを供給することによる操作も可能な設計と・東二は電動弁での対応につき空気作動弁の記載はする。また，排出経路に設置される隔離弁のうち電動弁については常設代替交流電源設

耐圧強化ベント系使用時の排出経路に設置される隔離弁は電動弁とし，常設代替交流

備又は可搬型代替交流電源設備からの給電による操作も可能な設計とする。これらによ

電源設備又は可搬型代替交流電源設備から給電による操作が可能な設計とする。このうり，隔離弁の操作における駆動源の多様性を有する設計とする。

ち，第一弁（Ｓ／Ｃ側），第一弁（Ｄ／Ｗ側）については，遠隔人力操作機構によって人不要
設備の相違，設備名称の相違

力による操作が可能な設計とし，隔離弁の操作における駆動源の多様性を有する設計とする。
本系統はサプレッション・チェンバ及びドライウェルと接続し，いずれからも排気で

本系統はサプレッション・チェンバ及びドライウェルと接続し，いずれからも排気できる設計とする。サプレッション・チェンバ側からの排気ではサプレッション・チェン

きる設計とする。サプレッション・チェンバ側からの排気ではサプレッション・チェン

バの水面からの高さを確保し，ドライウェル側からの排気では，ダイヤフラムフロア面

バの水面からの高さを確保し，ドライウェル側からの排気では，ペデスタル（ドライウ

設備名称の相違（格納容器タイプの相違）

からの高さを確保するとともに有効燃料棒頂部よりも高い位置に接続箇所を設けるこェル部）の床面からの高さを確保するとともに燃料有効長頂部よりも高い位置に接続箇

設備名称の相違とで長期的にも溶融炉心及び水没の悪影響を受けない設計とする。

所を設けることで長期的にも溶融炉心及び水没の悪影響を受けない設計とする。

耐圧強化ベント系を使用した場合に放出される放射性物質の放出量に対して，あらか
じめ敷地境界での線量評価を行うこととする。

耐圧強化ベント系を使用した場合に放出される放射性物質の放出量に対して，あらか
じめ敷地境界での線量評価を行うこととする。

2/18

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：

第４８条】

柏崎原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

主要な設備は，以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

・常設代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）

・常設代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）

東二は号機間融通なし。

・可搬型代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）

・可搬型代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）

東二は号機間融通なし。

・代替所内電気設備（10.2

・代替所内電気設備（10.2

代替電源設備）

代替電源設備）・常設代替直流電源設備（10.2 代替電源設備）

東二の当該系統では直流駆動の電動弁は使用しな・可搬型直流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）

い。

本系統の流路として，不活性ガス系，耐圧強化ベント系及び非常用ガス処理系の配管及び弁並びに主排気筒（内筒）を重大事故等対処設備として使用する。

本系統の流路として，不活性ガス系，耐圧強化ベント系及び非常用ガス処理系の配管及び弁並びに非常用ガス処理系排気筒を重大事故等対処設備として使用する。

また，耐圧強化ベント系使用時の排出経路に設置される隔離弁のうち空気作動弁に，設備設計の相違
東二は電動弁（交流）での対応につき，空気作動弁

高圧窒素ガスを供給するための流路として，遠隔空気駆動弁操作設備の配管及び弁を重の記載は不要大事故等対処設備として使用する。
その他，設計基準対象施設である原子炉格納容器を重大事故等対処設備として使用する。
(2) サポート系故障時に用いる設備a.

代替原子炉補機冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱

その他，設計基準対象施設である原子炉格納容器を重大事故等対処設備として使用する。
(2) サポート系故障時に用いる設備
ａ．緊急用海水系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱

設備の相違

原子炉補機冷却系の故障又は全交流動力電源の喪失により，最終ヒートシンクへ熱を残留熱除去系海水系の故障又は全交流動力電源の喪失により，最終ヒートシンクへ熱設備の相違輸送する機能が喪失した場合の重大事故等対処設備として，代替原子炉補機冷却系を使を輸送する機能が喪失した場合の重大事故等対処設備として，緊急用海水系を使用す

設備の相違

用する。

る。

代替原子炉補機冷却系は，代替原子炉補機冷却水ポンプ及び熱交換器を搭載した熱交

緊急用海水系は，緊急用海水ポンプ，配管・弁類，計測制御装置等で構成し，サプレ

換器ユニット，大容量送水車（熱交換器ユニット用），配管・ホース・弁類，計測制御装ッション・チェンバへの熱の蓄積により原子炉冷却機能が確保できる一定の期間内に，置等で構成し，サプレッション・チェンバへの熱の蓄積により原子炉冷却機能が確保で緊急用海水ポンプにて残留熱除去系熱交換器に海水を送水することで，残留熱除去系等

きる一定の期間内に，熱交換器ユニットを原子炉補機冷却系に接続し，大容量送水車（熱の機器で発生した熱を最終的な熱の逃がし場である海へ輸送できる設計とする。

常設設備と可搬型設備の相違

設備の相違

交換器ユニット用）により熱交換器ユニットに海水を送水することで，残留熱除去系等の機器で発生した熱を最終的な熱の逃がし場である海へ輸送できる設計とする。
熱交換器ユニットは，可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。また，緊急用海水ポンプは，常設代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。

大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，ディーゼルエンジンにより駆動できる設計と設備設計の相違
設備設計の相違する。燃料は燃料補給設備である軽油タンク及びタンクローリ(4kL)により補給できる設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

東二は常設による対応及び号機間融通なし。

・熱交換器ユニット（6 号及び 7 号炉共用）

・緊急用海水系（5.10 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備）

設備設計の相違

・常設代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）

設備設計の相違

・大容量送水車（熱交換器ユニット用）（6 号及び 7 号炉共用）
・可搬型代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）

・可搬型代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）

・燃料補給設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）

・燃料給油設備（10.2 代替電源設備）

本系統の流路として，原子炉補機冷却系の配管，弁及びサージタンク並びに残留熱除

本系統の流路として，残留熱除去系の熱交換器を重大事故等対処設備として使用す 東二ではＳＡ設備である非常用取水設備のＳＡ用海

去系の熱交換器，ホースを重大事故等対処設備として使用する。

る。

水ピット取水塔，海水引込み管，ＳＡ用海水ピッ

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基本設計比較表

【対象項目：

第４８条

柏崎原子力発電所 ６／７号炉】
東海第二発電所

その他，設計基準事故対処設備である非常用取水設備の海水貯留堰，スクリーン室及備考
ト，緊急用海水取水管及び緊急用海水ポンプピット

び取水路を重大事故等対処設備として使用する。

を緊急用海水系の流路として使用する。
また，非常用海水ポンプの流路としてＳＡ設備である取水構造物を使用する。

原子炉格納容器については，「9.1 原子炉格納施設」に記載する。

原子炉格納容器については，「9.1 原子炉格納施設」に記載する。

常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備，代替所内電気設備，常設代替直流電

常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備，代替所内電気設備及び燃料給油設備

源設備，可搬型直流電源設備及び燃料補給設備については「10.2 代替電源設備」に記載については，「10.2 代替電源設備」に記載する。

設備名称の相違
設備設計の相違する。
残留熱除去系については，「5.4 残留熱除去系」に記載する。

設備設計の相違

残留熱除去系海水系については，「5.6.1.2 残留熱除去系海水系」に記載する。
非常用取水設備については，「10.8 非常用取水設備」に記載する。

非常用取水設備については，「10.8 非常用取水設備」に記載する。
設計基準事故対処設備の残留熱除去系熱交換器及び残留熱除去系海水系ポンプは，設計基準事故対処設備であるとともに，重大事故等時においても使用するため，「1.1.7 重大事

既設ＤＢＡ設備によるＳＡ設備の 43 条適合性を説
明故等対処設備に関する基本方針」に示す設計方針を適用する。ただし，多様性及び位置的分散を考慮すべき対象の設計基準事故対処設備はないことから，「1.1.7 重大事故等対処
設備に関する基本方針」のうち多様性及び位置的分散の設計方針は適用しない。
5.10.2.1 多様性及び独立性，位置的分散

5.10.2.1 多様性及び独立性，位置的分散

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

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

格納容器圧力逃がし装置及び耐圧強化ベント系は，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却

格納容器圧力逃がし装置及び耐圧強化ベント系は，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系， 設備設計の相違

モード）及び原子炉補機冷却系と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，ポンプ及格納容器スプレイ冷却系及びサプレッション・プール冷却系）及び残留熱除去系海水系と共び熱交換器を使用せずに最終的な熱の逃がし場である大気へ熱を輸送できる設計とするこ通要因によって同時に機能を損なわないよう，ポンプ及び熱交換器を使用せずに最終的な熱とで，残留熱除去系及び原子炉補機冷却系に対して，多様性を有する設計とする。

の逃がし場である大気へ熱を輸送できる設計とすることで，残留熱除去系及び残留熱除去系 設備設計の相違
海水系に対して，多様性を有する設計とする。

また，格納容器圧力逃がし装置及び耐圧強化ベント系は，排出経路に設置される隔離弁のまた，格納容器圧力逃がし装置及び耐圧強化ベント系は，排出経路に設置される隔離弁のうち電動弁を常設代替交流電源設備若しくは可搬型代替交流電源設備からの給電による遠電動弁を常設代替交流電源設備若しくは可搬型代替交流電源設備からの給電による遠隔操

東二の隔離弁は電動弁のみ

隔操作を可能とすること又は遠隔手動弁操作設備を用いた人力による遠隔操作を可能とす

作を可能とすること又は遠隔人力操作機構又は操作ハンドルを用いた人力による遠隔操作

設備設計の相違ることで，非常用交流電源設備からの給電により駆動する残留熱除去系（格納容器スプレイを可能とすることで，非常用交流電源設備からの給電により駆動する残留熱除去系（原子炉 設備設計の相違

冷却モード）及び原子炉補機冷却系に対して，多様性を有する設計とする。

停止時冷却系，格納容器スプレイ冷却系及びサプレッション・プール冷却系）及び残留熱除去系海水系に対して，多様性を有する設計とする。

また，格納容器圧力逃がし装置及び耐圧強化ベント系は，排出経路に設置される隔離弁の東二は電動弁での対応につき空気作動弁の記載は不うち空気作動弁を遠隔空気駆動弁操作設備による遠隔操作を可能にすること又は遠隔手動

要弁操作設備を用いた人力による遠隔操作を可能とすることで，非常用交流電源設備からの給電により駆動する残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）及び原子炉補機冷却系に対して，多様性を有する設計とする。
格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置及びよう素フィルタ並びにラプチャーディスク
は，原子炉建屋近傍の屋外に設置し，耐圧強化ベント系は，原子炉建屋内の残留熱除去系ポ

格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置は屋外の格納容器圧力逃がし装置格納槽に，及び設備設計の相違

圧力開放板は原子炉建屋近傍の屋外に設置し，耐圧強化ベント系は，原子炉建屋原子炉棟内 設備名称の相違

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【対象項目：

第４８条】

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東海第二発電所

備考

ンプ及び熱交換器並びにタービン建屋内の原子炉補機冷却水ポンプ，海水ポンプ及び熱交換の残留熱除去系ポンプ，熱交換器及び屋外の残留熱除去系海水系と異なる区画に設置するこ 設備設計の相違器と異なる区画に設置することで，共通要因によって同時に機能を損なわないよう位置的分とで，共通要因によって同時に機能を損なわないよう位置的分散を図った設計とする。

散を図った設計とする。
格納容器圧力逃がし装置及び耐圧強化ベント系は，除熱手段の多様性及び機器の位置的分散によって，残留熱除去系及び原子炉補機冷却系に対して独立性を有する設計とする。

格納容器圧力逃がし装置及び耐圧強化ベント系は，除熱手段の多様性及び機器の位置的分散によって，残留熱除去系及び残留熱除去系海水系に対して独立性を有する設計とする。

設備設計の相違

緊急用海水系は，残留熱除去系海水系と共通要因によって同時に機能を損なわないよう， 東二特有の設備設計に係る記載
常設代替高圧電源装置又は可搬型代替交流電源設備からの給電を可能とすることにより非常用交流電源設備からの給電により駆動する残留熱除去系海水系に対して多様性を有する設計とする。また，緊急用海水系は，格納容器圧力逃がし装置及び耐圧強化ベント系に対して，除熱手段の多様性を有する設計とする。
緊急用海水系は，原子炉建屋に隣接する緊急用海水ポンプピット内に設置することにより，海水ポンプ室に設置する残留熱除去系海水系ポンプ，原子炉建屋内の格納容器圧力逃がし装置及び耐圧強化ベント系と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，位置的分散を図る設計とする。
緊急用海水系は，電源の多様性及び機器の位置的分散により，残留熱除去系海水系に対し独立性を有する設計とする。
代替原子炉補機冷却系は，原子炉補機冷却系と共通要因によって同時に機能を損なわない

設備設計の相違に係る記載

よう，熱交換器ユニットを可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とすることで，非常用交流電源設備からの給電により駆動する原子炉補機冷却系に対して，多様性及び独立性を有する設計とし，大容量送水車（熱交換器ユニット用）をディーゼルエンジンにより駆動することで，電動機駆動ポンプにより構成される原子炉補機冷却系に対して多様性を有する設計とする。また，代替原子炉補機冷却系は，格納容器圧力逃がし装置及び耐圧強化ベント系に対して，除熱手段の多様性を有する設計とする。
代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，
タービン建屋，原子炉建屋，主排気筒及び格納容器圧力逃がし装置から離れた屋外に分散して保管することで，タービン建屋内の原子炉補機冷却水ポンプ，海水ポンプ及び熱交換器，
原子炉建屋内及び屋外に設置される耐圧強化ベント系並びに格納容器圧力逃がし装置と共通要因によって同時に機能を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。
熱交換器ユニットの接続口は，共通要因によって接続できなくなることを防止するため，
位置的分散を図った複数箇所に設置する設計とする。
代替原子炉補機冷却系は，原子炉補機冷却系と共通要因によって同時に機能を損なわない
よう，原子炉補機冷却系の海水系に対して独立性を有するとともに，熱交換器ユニットから
原子炉補機冷却系配管との合流点までの系統について，原子炉補機冷却系に対して独立性を有する設計とする。
これらの多様性及び系統の独立性並びに位置的分散によって，代替原子炉補機冷却系は，設計基準事故対処設備である原子炉補機冷却系に対して重大事故等対処設備としての独立

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【対象項目：

第４８条】

柏崎原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

性を有する設計とする。
電源設備の多様性及び独立性，位置的分散については「10.2 代替電源設備」にて記載する。
5.10.2.2 悪影響防止

電源設備の多様性及び独立性，位置的分散については，「10.2 代替電源設備」にて記載する。
5.10.2.2 悪影響防止

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

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

耐圧強化ベント系は，通常時は弁により他の系統・機器と隔離し，重大事故等時に弁操作

耐圧強化ベント系は，通常時は弁により他の系統・機器と隔離し，重大事故等時に弁操作等により重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の系統・機器に悪影響を及等により重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の系統・機器に悪影響を及ぼさない設計とする。

ぼさない設計とする。

代替原子炉補機冷却系は，通常時は熱交換器ユニットを接続先の系統と分離して保管し，緊急用海水系は，通常時は弁により他の系統・機器と隔離し，重大事故等時に弁操作等に

設備設計の相違

重大事故等時に接続，弁操作等により重大事故等対処設備としての系統構成とすることで他より重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の系統・機器に悪影響を及ぼさ 設備設計の相違の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。また，原子炉補機冷却系と代替原子炉補機冷却系ない設計とする。また，残留熱除去系海水系と緊急用海水系を同時に使用しないことにより， 設備設計の相違を同時に使用しないことにより，相互の機能に悪影響を及ぼさない設計とする。

相互の機能に悪影響を及ぼさない設計とする。

熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，治具や輪留めによる固定等をすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，飛散物となって他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
5.10.2.3 容量等

5.10.2.3 容量等

基本方針については，「1.1.7.2 容量等」に示す。

基本方針については，「1.1.7.2 容量等」に示す。

耐圧強化ベント系は，原子炉停止後約 16 時間後において原子炉格納容器内で発生する蒸耐圧強化ベント系は，原子炉停止後約 28 時間後において原子炉格納容器内で発生する蒸気を排気し，その熱量分を除熱できる十分な排出流量を有する設計とする。
代替原子炉補機冷却系は，想定される重大事故等時において，炉心の著しい損傷を防止す
るために必要な伝熱容量を有する設計とする。

設備設計の相違

気を排気し，その熱量分を除熱できる十分な排出流量を有する設計とする。
緊急用海水系は，残留熱除去系海水系ポンプが有する最終ヒートシンクへ熱を輸送する機設備設計の相違能が喪失した場合であって，残留熱除去系ポンプが起動可能な状況において，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するために必要な海水を供給するポンプ流量を有する設計とする。

代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，

緊急用海水ポンプは，必要な流量を確保できる容量を有するものを 1 台設置するほか，故想定される重大事故等時において，残留熱除去系等の機器で発生した熱を除去するために必障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として 1 台を加え，合計 2 台を設置す

要な伝熱容量及びポンプ流量を有する熱交換器ユニット 1 セット 1 式と大容量送水車（熱交る設計とする。

設備の相違（常設と可搬の相違）

換器ユニット用）1 セット 1 台を使用する。熱交換器ユニットの保有数は，6 号及び 7 号炉
共用で 4 セット 4 式に加えて，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として 1 式（6 号及び 7 号炉共用）の合計 5 式を保管する。大容量送水車（熱交換器ユニット用）の保有数は，6 号及び 7 号炉共用で 4 セット 4 台に加えて，故障時及び保守点検による待機
除外時のバックアップ用として 1 台（6 号及び 7 号炉共用）の合計 5 台を保管する。
また，代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）
は，想定される重大事故等時において，残留熱除去系による発電用原子炉又は原子炉格納容
器内の除熱と燃料プール冷却浄化系による使用済燃料プールの除熱に同時に使用するため，各系統の必要な流量を同時に確保できる容量を有する設計とする。

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【対象項目：

第４８条】

柏崎原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所
緊急用海水系で使用する残留熱除去系熱交換器は，想定される重大事故等時において，緊備考
設備の相違（既設熱交換器の使用）

急用海水系での圧力損失を考慮しても残留熱除去系等の機器で発生した熱を除去するために必要な伝熱容量及びポンプ流量を有する設計とする。
5.10.2.4 環境条件等

5.10.2.4 環境条件等

基本方針については，「1.1.7.3 環境条件等」に示す。

基本方針については，「1.1.7.3 環境条件等」に示す。

耐圧強化ベント系は，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。

耐圧強化ベント系は，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。

耐圧強化ベント系の排出経路に設置される隔離弁の操作は，想定される重大事故等時にお設備設計の相違いて，原子炉建屋内の原子炉区域外への遠隔手動弁操作設備の設置に加え必要に応じて遮蔽

東二は設備，運用の相違により仮設遮蔽材使用せ材を設置することにより，離れた場所から人力で容易かつ確実に手動操作が可能な設計とすず。

る。また，排出経路に設置される隔離弁のうち空気作動弁については，原子炉建屋内の原子空気作動弁なしにつき記載の差異

炉区域外への遠隔空気駆動弁操作用ボンベの設置に加え必要に応じて遮蔽材を設置し，離れた場所から遠隔空気駆動弁操作設備の配管を経由した高圧窒素ガスを供給することにより，容易かつ確実に操作が可能な設計とする。また，排出経路に設置される隔離弁のうち電動弁については，中央制御室から操作が可能な設計とする。

耐圧強化ベント系の排出経路に設置される隔離弁のうち第一弁（Ｓ／Ｃ側）及び第一弁（Ｄ

設備設計の相違／Ｗ側）の操作は，想定される重大事故等時において，遠隔人力操作機構により原子炉建屋
原子炉棟外から人力で容易かつ確実に手動操作が可能な設計とする。
耐圧強化ベント系一次隔離弁及び耐圧強化ベント系二次隔離弁については，駆動部にハンドルを設置することにより設置場所から人力で容易かつ確実に操作が可能な設計とする。また，排出経路に設置される電動の隔離弁については，中央制御室から操作が可能な設計とする。

代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，
屋外に保管及び設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。

緊急用海水ポンプは，緊急用海水ポンプピット内に設置し，想定される重大事故等時にお設備設計の相違ける環境条件を考慮した設計とする。

熱交換器ユニットの常設設備との接続及び操作は，想定される重大事故等時において設置

設備設計の相違

場所で可能な設計とする。
代替原子炉補機冷却系の系統構成に必要な弁の操作は，想定される重大事故等時において，中央制御室又は設置場所で可能な設計とする。

緊急用海水ポンプは，想定される重大事故等時において，中央制御室から操作が可能な設

設備設計の相違計とする。

大容量送水車（熱交換器ユニット用）の熱交換器ユニットとの接続及び操作は，想定され設備設計の相違る重大事故等時において，設置場所で可能な設計とする。
また，熱交換器ユニットの海水通水側及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，使用時に海水を通水するため，海水影響を考慮した設計とし，海から直接取水する際の異物の流

緊急用海水ポンプは，使用時に海水を通水するため耐腐食性材料を使用する。また，緊急設備設計の相違用海水ポンプによる海水を送水する系統は，異物の流入防止を考慮した設計とする。

入防止を考慮した設計とする。
5.10.2.5 操作性の確保

5.10.2.5 操作性の確保

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

耐圧強化ベント系は，想定される重大事故等時において，通常時の系統構成から弁操作等耐圧強化ベント系は，想定される重大事故等時において，通常時の系統構成から弁操作等

により速やかに切り替えられる設計とする。
耐圧強化ベント系を使用する際の排出経路に設置される隔離弁には，遠隔手動弁操作設備を設置するとともに，操作場所は原子炉建屋内の原子炉区域外とし，必要に応じて遮蔽材をにより速やかに系統構成できる設計とする。

本来目的での使用であり切替えに該当しない。

耐圧強化ベント系を使用する際の排出経路に設置される隔離弁のうち，第一弁（Ｓ／Ｃ側） 設備設計の相違
及び第一弁（Ｄ／Ｗ側）は，遠隔人力操作機構を設置するとともに，操作場所は原子炉建屋

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【対象項目：

第４８条】

柏崎原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

設置することで，容易かつ確実に人力による操作が可能な設計とする。また，排出経路に設

原子炉棟外とし，容易かつ確実に人力による操作が可能な設計とする。耐圧強化ベント系一 炉心損傷前の対応として現場（設置場所）での人力置される隔離弁のうち空気作動弁については，遠隔空気駆動弁操作用ボンベ及び遠隔空気駆次隔離弁及び耐圧強化ベント系二次隔離弁については，ハンドルを設けることで，設置場所 操作を想定

動弁操作設備を設置するとともに，操作場所を原子炉建屋内の原子炉区域外とし，必要に応にて容易かつ確実に人力による操作が可能な設計とする。また，排出経路に設置される電動

じて遮蔽材を設置することで，容易かつ確実に操作が可能な設計とする。また，排出経路にの隔離弁については，中央制御室の操作スイッチにより操作が可能な設計とする。

設置される隔離弁のうち電動弁については，中央制御室の操作スイッチにより操作が可能な設計とする。
代替原子炉補機冷却系は，想定される重大事故等時において，通常時の系統構成から接続，設備の相違

弁操作等により速やかに切り替えられる設計とする。
代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，付属の操作スイッチにより，設置場所での操作が可能な設計とする。代替原子炉補機冷却系の系統構成に必要な弁の操作は，中央制御室での操作スイッチによる操作又は設置場所での手動操作が可能な設計とする。
熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，車両として屋外のアクセ
スルートを通行してアクセス可能な設計とするとともに，設置場所にて輪留めによる固定等が可能な設計とする。
熱交換器ユニットを接続する接続口については，フランジ接続とし，一般的に使用される工具を用いて，ホースを確実に接続することができる設計とする。また，6 号及び 7 号炉が相互に使用することができるよう，接続口の口径を統一する設計とする。
大容量送水車（熱交換器ユニット用）と熱交換器ユニットとの接続は，簡便な接続とし，結合金具を用いてホースを確実に接続できる設計とする。また，6 号及び 7 号炉が相互に使用することができるよう，接続口の口径を統一する設計とする。
緊急用海水系は，想定される重大事故等時において，通常時の系統から弁操作等にて速や設備の相違

かに系統構成が可能な設計とする。
緊急用海水ポンプは，想定される重大事故等時において，中央制御室の操作スイッチにより操作ができる設計とする。
残留熱除去系海水系は，重大事故等時において，設計基準事故対処設備として使用する場
合と同じ系統構成で使用する設計とする。
5.10.3 主要設備及び仕様
最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備の主要機器仕様を第 5.10−1 表に示す。
5.10.4 試験検査

5.10.3 主要設備及び仕様
最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備の主要機器仕様を第 5.10−1 表に示す。
5.10.4 試験検査

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

耐圧強化ベント系は，発電用原子炉の停止中に弁の開閉動作及び漏えいの確認が可能な設

耐圧強化ベント系は，発電用原子炉の停止中に弁の開閉動作及び漏えいの確認が可能な設計とする。
代替原子炉補機冷却系は，発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能及び漏えいの有計とする。
設備設計の相違

無の確認並びに弁の開閉動作の確認が可能な設計とする。また，代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニットの代替原子炉補機冷却水ポンプ及び熱交換器は，発電用原子炉の運転中又は8/18

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基本設計比較表

【対象項目：

第４８条】

柏崎原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

停止中に分解又は取替えが可能な設計とする。代替原子炉補機冷却系の大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，発電用原子炉の運転中又は停止中に分解又は取替えが可能な設計とする。
また，熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，車両として運転状態の確認及び外観の確認が可能な設計とする。
緊急用海水系は，発電用原子炉の停止中に試験系統により機能・性能及び漏えいの確認が設備設計の相違

可能な設計とする。
緊急用海水ポンプは，発電用原子炉の停止中に分解が可能な設計とする。
第 5.10−1 表 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備の主要機器仕様(1) 格納容器圧力逃がし装置
第 9.3−1 表 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備の主要機器仕様に記載する。

第 5.10−1 表 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備の主要機器仕様(1) 格納容器圧力逃がし装置

以下設備仕様の相違は自明であり特記しない。

第 9.3−1 表 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備の主要機器仕様に記載する。

(2) 耐圧強化ベント系(2) 耐圧強化ベント系兼用する設備は以下のとおり。

兼用する設備は以下のとおり。

・水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備

・水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備

系

統

数

系統設計流量1

系

約 15.8kg/s

系統設計流量(3) 代替原子炉補機冷却系
a.

設備設計の相違統数

1
約 48,000kg／h(3) 緊急用海水ポンプ

熱交換器ユニット（6 号及び 7 号炉共用）兼用する設備は以下のとおり。

兼用する設備は以下のとおり。

・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備・使用済燃料プールの冷却等のための設備

・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

数

量

4 式（予備 1）

熱交換器
組

数

伝熱容量

・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備
台

数

1（予備 1）1/式

容量

約 844m３／h

約 23MW/組（海水温度 30℃において）

全程

約 130m揚代替原子炉補機冷却水ポンプ
台

数

2
1

容

量

約 300m3/h/台
約 600m3/h/台

全 揚 程
b.

約 75m

大容量送水車（熱交換器ユニット用）（6 号及び 7 号炉共用）兼用する設備は以下のとおり。

9/18

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

柏崎原子力発電所 ６／７号炉【対象項目：

第４８条】
東海第二発電所

備考

・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備・使用済燃料プールの冷却等のための設備
台

数

4（予備 1）

容量

約 900m3/h/台

吐出圧力

1.25MPa[gage]

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柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：

第４８条】
東海第二発電所

備考

ウエットウェルベント時の系統状態を示す。

柏崎原子力発電所 ６／７号炉

第 5.10−1 図

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

系統概要図（1）（格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱）

11/18

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所
基本設計比較表

柏崎原子力発電所 ６／７号炉【対象項目：
第４８条】

換気空調系へ

水素濃度計
H2E

AO

放射線
モニタ
RE

AO

MO

原子炉格納容器AO

原子炉建屋
ガス処理系へ

遠隔人力
操作機構

AO

MO

ドライウェルMO
サプレッション・チェンバ

MOMO

不活性ガス系

AO

※2

一次 二次
隔離弁 隔離弁

AO

MO

AO
※2

MO

東海第二発電所

耐圧強化
ベント系

原子炉圧力容器

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
系統概要図（2）（耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱）

第 5.10−2 図

排気筒

※1

AO

窒素ガスボンベ

非常用ガス
処理系フィ
ルタ装置

遠隔人力
操作機構

※1
格納容器
圧力逃がし装置

原子炉建屋原子炉棟

原子炉建屋付属棟

ウエットウェルベント時の系統状態を示す。

備考

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柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：

第４８条】

柏崎原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

残留熱除去系海水系Ａ系通水時を示す。

第 5.10−3 図

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

系統概要図（3）（緊急用海水系による冷却水（海水）の確保）

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基本設計比較表

柏崎原子力発電所 ６／７号炉【対象項目：

第４８条】
東海第二発電所

備考

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柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

柏崎原子力発電所 ６／７号炉【対象項目：

第４８条】
東海第二発電所

備考

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基本設計比較表

柏崎原子力発電所 ６／７号炉【対象項目：

第４８条】
東海第二発電所

備考

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柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

柏崎原子力発電所 ６／７号炉【対象項目：

第４８条】
東海第二発電所

備考

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基本設計比較表

柏崎原子力発電所 ６／７号炉【対象項目：

第４８条】
東海第二発電所

備考

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柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４９条 】
柏崎刈羽発電所 ６／７号炉
9.2

原子炉格納容器内の冷却等のための設備

9.2.1

概要

東海第二発電所
9.6 原子炉格納容器内の冷却等のための設備
設計基準事故対処設備が有する原子炉格納容器内の冷却機能が喪失した場合において炉心の著しい損傷を防止するため，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために必要心の著しい損傷を防止するため，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために必要な重大事故等対処設備を設置及び保管する。炉心の著しい損傷が発生した場合において原子な重大事故等対処設備を設置及び保管する。炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の破損を防止するため，原子炉格納容器内の圧力及び温度並びに放射性物質の濃炉格納容器の破損を防止するため，原子炉格納容器内の圧力及び温度並びに放射性物質の濃度を低下させるために必要な重大事故等対処設備を設置及び保管する。

度を低下させるために必要な重大事故等対処設備を設置及び保管する。

示す。

項目番号の相違（以下①の相違）

9.6.1 概要

設計基準事故対処設備が有する原子炉格納容器内の冷却機能が喪失した場合において炉

原子炉格納容器内の冷却等のための設備の系統概要図を第 9.2−1 図から第 9.2−4 図に

備考

原子炉格納容器内の冷却等のための設備の系統概要図を第 9.6−1 図から第 9.6−4 図に ①の相違示す。

また，想定される重大事故等時において，設計基準事故対処設備である残留熱除去系（格また，想定される重大事故等時において，設計基準事故対処設備である残留熱除去系（格

納容器スプレイ冷却モード）及び残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷却

納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）が使用できる

系統・設備名称の相違（以下②の相違）モード）が使用できる場合は重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用する。残留熱

場合は重大事故等対処設備として使用する。残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び東二では既設設備による SA 設備は SA 設備と除去系（格納容器スプレイ冷却モード）及び残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プ

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）については，「5.4 残留熱除去系」に記載

する（以下③の相違）

ール水冷却モード）については，「5.3 非常用炉心冷却系」に記載する。

する。

章立ての相違9.6.2 設計方針

①の相違

9.2.2

設計方針

原子炉格納容器内の冷却等のための設備のうち，設計基準事故対処設備が有する原子炉格

原子炉格納容器内の冷却等のための設備のうち，設計基準事故対処設備が有する原子炉格

納容器内の冷却機能が喪失した場合において炉心の著しい損傷を防止するために原子炉格

納容器内の冷却機能が喪失した場合において炉心の著しい損傷を防止するために原子炉格

納容器内の圧力及び温度を低下させるため，また，炉心の著しい損傷が発生した場合におい納容器内の圧力及び温度を低下させるため，また，炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の破損を防止するために原子炉格納容器内の圧力及び温度並びに放射性て原子炉格納容器の破損を防止するために原子炉格納容器内の圧力及び温度並びに放射性物質の濃度を低下させるための設備として，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）及び代替物質の濃度を低下させるための設備として，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）及び代替

格納容器スプレイ冷却系（可搬型）を設ける。

格納容器スプレイ冷却系（可搬型）を設ける。

(1) 炉心の著しい損傷を防止するための原子炉格納容器内冷却に用いる設備(1) 炉心の著しい損傷を防止するための原子炉格納容器内冷却に用いる設備a.

フロントライン系故障時に用いる設備(a) 代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器の冷却残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）が機能喪失した場合の重大事故等対処設備として，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）を使用する。
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，復水移送ポンプ，配管・弁類，計測制御

ａ．フロントライン系故障時に用いる設備(a) 代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器の冷却残留熱除去系(格納容器スプレイ冷却系)が機能喪失した場合の重大事故等対処設 ②の相違
備として，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）を使用する。
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，常設低圧代替注水系ポンプ，配管・弁類， 設備の相違（以下④の相違）

装置等で構成し，復水移送ポンプにより，復水貯蔵槽の水を残留熱除去系等を経由し計測制御装置等で構成し，常設低圧代替注水系ポンプにより，代替淡水貯槽の水を残 ④の相違て格納容器スプレイ・ヘッダからドライウェル内及びサプレッション・チェンバ内に留熱除去系等を経由して原子炉格納容器内のスプレイヘッダからドライウェル内及

スプレイすることで，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させることができる設

びサプレッション・チェンバ内にスプレイすることで，原子炉格納容器内の圧力及び計とする。

温度を低下させることができる設計とする。

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，非常用交流電源設備に加えて，代替所内

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，非常用交流電源設備に加えて，代替所内

電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。

が可能な設計とする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

・復水移送ポンプ

・常設低圧代替注水系ポンプ

1

④の相違

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４９条 】
柏崎刈羽発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

・復水貯蔵槽（5.7 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）

・代替淡水貯槽（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）④の相違

・常設代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）

・常設代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）

東二は号炉間の共用はしない

・可搬型代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）

・可搬型代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）

東二は号炉間の共用はしない

・代替所内電気設備（10.2

・代替所内電気設備（10.2

代替電源設備）

本系統の流路として，復水補給水系，高圧炉心注水系及び残留熱除去系の配管及び弁，格納容器スプレイ・ヘッダを重大事故等対処設備として使用する。

代替電源設備）

本系統の流路として，残留熱除去系の配管及び弁，スプレイヘッダを重大事故等対処設備として使用する。

その他，設計基準対象施設である原子炉格納容器を重大事故等対処設備として使用

その他，設計基準対象施設である原子炉格納容器を重大事故等対処設備として使用

し，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備を重大事故等対処設備（設計基

し，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備を重大事故等対処設備として使準拡張）として使用する。

用する。

(b) 代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器の冷却残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）の機能が喪失した場合の重大事故等対処設備として，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）を使用する。

(b) 代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器の冷却残留熱除去系(格納容器スプレイ冷却系)の機能が喪失した場合の重大事故等対処設備として，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）を使用する。

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級），配代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，可搬型代替注水中型ポンプ，可搬型代 ④の相違

管・ホース・弁類，計測制御装置等で構成し，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）によ替注水大型ポンプ，配管・ホース・弁類，計測制御装置等で構成し，可搬型代替注水 ④の相違

り，代替淡水源の水を残留熱除去系等を経由して格納容器スプレイ・ヘッダからドラ

中型ポンプにより，西側淡水貯水設備の水を，可搬型代替注水大型ポンプにより，代 ④の相違

イウェル内及びサプレッション・チェンバ内にスプレイすることで，原子炉格納容器

替淡水貯槽の水を残留熱除去系等を経由してスプレイヘッダからドライウェル内及内の圧力及び温度を低下させることができる設計とする。

びサプレッション・チェンバ内にスプレイすることで，原子炉格納容器内の圧力及び④の相違，②の相違

温度を低下させることができる設計とする。
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，代替淡水源が枯渇した場合において，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，代替淡水源が枯渇した場合において，重大事故等の収束に必要となる水の供給設備である大容量送水車（海水取水用）によ

重大事故等の収束に必要となる水の供給設備である可搬型代替注水中型ポンプ又はり海を利用できる設計とする。

可搬型代替注水大型ポンプにより海を利用できる設計とする。

④の相違

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，非常用交流電源設備に加えて，代替所

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，非常用交流電源設備に加えて，代替所

内電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給内電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。また，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，ディーゼルエン

電が可能な設計とする。また，可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポ ④の相違

ジンにより駆動できる設計とする。燃料は，燃料補給設備である軽油タンク及びタンンプは，空冷式のディーゼルエンジンにより駆動できる設計とする。燃料は，燃料給 ④の相違

クローリ（4kL）により補給できる設計とする。

油設備である可搬型設備用軽油タンク及びタンクローリにより補給できる設計とす④の相違，②の相違る。
主要な設備は，以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

・可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）（6 号及び 7 号炉共用）

・可搬型代替注水中型ポンプ④の相違，東二は号炉間の共用はしない

・可搬型代替注水大型ポンプ④の相違

・西側淡水貯水設備（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）④の相違

・代替淡水貯槽（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）④の相違

・常設代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）

・常設代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）

東二は号炉間の共用はしない

・可搬型代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）

・可搬型代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）

東二は号炉間の共用はしない

・代替所内電気設備（10.2

・代替所内電気設備（10.2

代替電源設備）・燃料補給設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）

代替電源設備）・燃料給油設備（10.2 代替電源設備）

2

東二は号炉間の共用はしない

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４９条 】
柏崎刈羽発電所 ６／７号炉

東海第二発電所
本系統の流路として，残留熱除去系の配管及び弁，スプレイヘッダ並びにホースを ②の相違

本系統の流路として，復水補給水系及び残留熱除去系の配管及び弁，格納容器スプ
レイ・ヘッダ並びにホースを重大事故等対処設備として使用する。

重大事故等対処設備として使用する。
その他，設計基準対象施設である原子炉格納容器を重大事故等対処設備として使用

その他，設計基準対象施設である原子炉格納容器を重大事故等対処設備として使用b.

備考

し，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備を重大事故等対処設備（設計基

し，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備を重大事故等対処設備として使 ③の相違準拡張）として使用する。

用する。

サポート系故障時に用いる設備(a) 代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器の冷却
全交流動力電源喪失により，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）が起動

ｂ．サポート系故障時に用いる設備(a) 代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器の冷却
全交流動力電源喪失により，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）が起動でき ②の相違できない場合の重大事故等対処設備として使用する代替格納容器スプレイ冷却系（常ない場合の重大事故等対処設備として使用する代替格納容器スプレイ冷却系（常設）設）は，「(1)a.(a) 代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器の冷は，「(1)a.(a) 代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器の冷却」

却」と同じである。

と同じである。

(b) 代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器の冷却(b) 代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器の冷却

全交流動力電源喪失により，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）が起動

全交流動力電源喪失により，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）が起動でき ②の相違できない場合の重大事故等対処設備として使用する代替格納容器スプレイ冷却系（可ない場合の重大事故等対処設備として使用する代替格納容器スプレイ冷却系（可搬搬型）は，「(1)a.(b) 代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器型）は，「(1)a.(b) 代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器のの冷却」と同じである。

冷却」と同じである。

(c) 常設代替交流電源設備による残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）の復旧(c) 常設代替交流電源設備による残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）の復旧

全交流動力電源喪失により，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）が起動

全交流動力電源喪失により，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）が起動でき ④の相違できない場合の重大事故等対処設備として，常設代替交流電源設備を使用し，残留熱ない場合の重大事故等対処設備として，常設代替交流電源設備を使用し，残留熱除去

除去系（格納容器スプレイ冷却モード）を復旧する。

系（格納容器スプレイ冷却系）を復旧する。
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）は，常設代替交流電源設備からの給電に ②の相違

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）は，常設代替交流電源設備からの給電により機能を復旧し，残留熱除去系ポンプによりサプレッション・チェンバのプーより機能を復旧し，残留熱除去系ポンプによりサプレッション・チェンバのプール水

ル水をドライウェル内及びサプレッション・チェンバ内にスプレイすることで原子炉をドライウェル内及びサプレッション・チェンバ内にスプレイすることで原子炉格納格納容器を冷却できる設計とする。

容器を冷却できる設計とする。
本系統に使用する冷却水は残留熱除去系海水系又は緊急用海水系から供給できる ④の相違

本系統に使用する冷却水は原子炉補機冷却系又は代替原子炉補機冷却系から供給できる設計とする。

②の相違設計とする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

・常設代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）

・常設代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）④の相違，東二は号炉間の共用はしない

・代替原子炉補機冷却系（6 号及び 7 号炉共用）（5.10 最終ヒートシンクへ熱を・緊急用海水系（5.10 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備）④の相違，東二は号炉間の共用はしない輸送するための設備）
その他，設計基準対象施設である原子炉格納容器を重大事故等対処設備として使用

その他，設計基準対象施設である原子炉格納容器を重大事故等対処設備として使用

し，設計基準事故対処設備である残留熱除去系及び原子炉補機冷却系を重大事故等対し，設計基準事故対処設備である残留熱除去系及び残留熱除去系海水系を重大事故等対 ④の相違

処設備（設計基準拡張）として使用する。

処設備として使用する。

(d) 常設代替交流電源設備による残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水
冷却モード）の復旧③の相違(d) 常設代替交流電源設備による残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）の復 ②の相違
旧3

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４９条 】
柏崎刈羽発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

全交流動力電源喪失により，残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）が起 ④の相違

全交流動力電源喪失により，残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水
冷却モード）が起動できない場合の重大事故等対処設備として，常設代替交流電源設

動できない場合の重大事故等対処設備として，常設代替交流電源設備を使用し，残留備を使用し，残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード）を復熱除去系（サプレッション・プール冷却系）を復旧する。

②の相違

旧する。
残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード）は，常設代替交

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）は，常設代替交流電源設備からの流電源設備からの給電により機能を復旧し，残留熱除去系ポンプ及び熱交換器によ給電により機能を復旧し，残留熱除去系ポンプ及び熱交換器により，サプレッション・り，サプレッション・チェンバのプール水を冷却することで原子炉格納容器を冷却でチェンバのプール水を冷却することで原子炉格納容器を冷却できる設計とする。

②の相違

きる設計とする。
本系統に使用する冷却水は，残留熱除去系海水系又は緊急用海水系から供給できる ④の相違

本系統に使用する冷却水は原子炉補機冷却系又は代替原子炉補機冷却系から供給できる設計とする。

設計とする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

・常設代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）

・常設代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）④の相違，東二は号炉間の共用はしない

・代替原子炉補機冷却系（6 号及び 7 号炉共用）（5.10 最終ヒートシンクへ熱を・緊急用海水系（5.10 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備）④の相違，東二は号炉間の共用はしない輸送するための設備）
その他，設計基準対象施設である原子炉格納容器を重大事故等対処設備として使用

その他，設計基準対象施設である原子炉格納容器を重大事故等対処設備として使用
し，設計基準事故対処設備である残留熱除去系及び原子炉補機冷却系を重大事故等対し，設計基準事故対処設備である残留熱除去系及び残留熱除去系海水系を重大事故等 ④の相違

処設備（設計基準拡張）として使用する。

対処設備として使用する。

(2) 原子炉格納容器の破損を防止するための原子炉格納容器内冷却に用いる設備a.

フロントライン系故障時に用いる設備(a) 代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器の冷却
炉心の著しい損傷が発生した場合において，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却

(2)

③の相違

原子炉格納容器の破損を防止するための原子炉格納容器内冷却に用いる設備

ａ．フロントライン系故障時に用いる設備(a) 代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器の冷却
炉心の著しい損傷が発生した場合において，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）が機能喪失した場合の重大事故等対処設備として，代替格納容器スプレイ冷系）が機能喪失した場合の重大事故等対処設備として，代替格納容器スプレイ冷却系 ②の相違

却系（常設）を使用する。

（常設）を使用する。

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，復水移送ポンプ，配管・弁類，計測制御

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，常設低圧代替注水系ポンプ，配管・弁類， ④の相違

装置等で構成し，復水移送ポンプにより，復水貯蔵槽の水を残留熱除去系等を経由し計測制御装置等で構成し，常設低圧代替注水系ポンプにより，代替淡水貯槽の水を残 ④の相違て格納容器スプレイ・ヘッダからドライウェル内及びサプレッション・チェンバ内に留熱除去系等を経由してスプレイヘッダからドライウェル内及びサプレッション・チ ④の相違

スプレイすることで，原子炉格納容器内の圧力及び温度並びに放射性物質の濃度を低ェンバ内にスプレイすることで，原子炉格納容器内の圧力及び温度並びに放射性物質

下させることができる設計とする。代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，非常用の濃度を低下させることができる設計とする。代替格納容器スプレイ冷却系（常設）

交流電源設備に加えて，代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬は，非常用交流電源設備に加えて，代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。

備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。

本系統の詳細については，「(1)a.(a) 代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器の冷却」に記載する。
(b) 代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器の冷却
炉心の著しい損傷が発生した場合において，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却

本系統の詳細については，「(1)a.(a) 代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器の冷却」に記載する。
(b) 代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器の冷却
炉心の著しい損傷が発生した場合において，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）の機能が喪失した場合の重大事故等対処設備として，代替格納容器スプレイ系）が機能喪失した場合の重大事故等対処設備として，代替格納容器スプレイ冷却系 ②の相違

冷却系（可搬型）を使用する。

（可搬型）を使用する。

4

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４９条 】
柏崎刈羽発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級），配代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，可搬型代替注水中型ポンプ，可搬型代 ④の相違

管・ホース・弁類，計測制御装置等で構成し，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）によ替注水大型ポンプ，配管・ホース・弁類，計測制御装置等で構成し，可搬型代替注水 ④の相違

り，代替淡水源の水を残留熱除去系等を経由して格納容器スプレイ・ヘッダからドラ

中型ポンプにより西側淡水貯水設備の水を，可搬型代替注水大型ポンプにより代替淡 ④の相違

イウェル内及びサプレッション・チェンバ内にスプレイすることで，原子炉格納容器

水貯槽の水を残留熱除去系等を経由してスプレイヘッダからドライウェル内及びサ

内の圧力及び温度並びに放射性物質の濃度を低下させることができる設計とする。

プレッション・チェンバ内にスプレイすることで，原子炉格納容器内の圧力及び温度②の相違

並びに放射性物質の濃度を低下させることができる設計とする。
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，代替淡水源が枯渇した場合において，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，代替淡水源が枯渇した場合において，重大事故等の収束に必要となる水の供給設備である大容量送水車（海水取水用）によ

重大事故等の収束に必要となる水の供給設備である可搬型代替注水中型ポンプ又は④の相違

り海を利用できる設計とする。

可搬型代替注水大型ポンプにより海を利用できる設計とする。

④の相違

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，非常用交流電源設備に加えて，代替所

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，非常用交流電源設備に加えて，代替所

内電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給内電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。また，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，ディーゼルエン

電が可能な設計とする。また，可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポ ④の相違

ジンにより駆動できる設計とする。燃料は，燃料補給設備である軽油タンク及びタンンプは，空冷式のディーゼルエンジンにより駆動できる設計とする。燃料は，燃料給 ④の相違

クローリ（4kL）により補給できる設計とする。

油設備である可搬型設備用軽油タンク及びタンクローリにより補給できる設計とす②の相違，④の相違る。
本系統の詳細については，「(1)a. (b) 代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）に本系統の詳細については，「(1)a.(b) 代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器の冷却」に記載する。
b.

サポート系故障時に用いる設備(a) 代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器の冷却よる原子炉格納容器の冷却」に記載する。
ｂ．サポート系故障時に用いる設備(a) 代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器の冷却
炉心の著しい損傷が発生した場合において，全交流動力電源喪失により，残留熱除炉心の著しい損傷が発生した場合において，全交流動力電源喪失により，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）が起動できない場合の重大事故等対処設備とし

去系（格納容器スプレイ冷却系）が起動できない場合の重大事故等対処設備として使 ②の相違て使用する代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，「(1)b.(a) 代替格納容器スプレ

用する代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，「(1)b.(a) 代替格納容器スプレイ冷

イ冷却系（常設）による原子炉格納容器の冷却」と同じである。

却系（常設）による原子炉格納容器の冷却」と同じである。

(b) 代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器の冷却(b) 代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器の冷却

炉心の著しい損傷が発生した場合において，全交流動力電源喪失により，残留熱除炉心の著しい損傷が発生した場合において，全交流動力電源喪失により，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）が起動できない場合の重大事故等対処設備とし

去系（格納容器スプレイ冷却系）が起動できない場合の重大事故等対処設備として使 ②の相違て使用する代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，「(1)b.(b) 代替格納容器スプ用する代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，「(1)b.(b) 代替格納容器スプレイ

レイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器の冷却」と同じである。

冷却系（可搬型）による原子炉格納容器の冷却」と同じである。

(c) 常設代替交流電源設備による残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）の復旧(c) 常設代替交流電源設備による残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）の復旧②の相違

炉心の著しい損傷が発生した場合において，全交流動力電源喪失により，残留熱除炉心の著しい損傷が発生した場合において，全交流動力電源喪失により，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）が起動できない場合の重大事故等対処設備は，

去系（格納容器スプレイ冷却系）が起動できない場合の重大事故等対処設備は，「(1)b.(c) 常設代替交流電源設備による残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モー「(1)b.(c) 常設代替交流電源設備による残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系） ②の相違

ド）の復旧」と同じである。

の復旧」と同じである。

(d) 常設代替交流電源設備による残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水
冷却モード）の復旧
炉心の著しい損傷が発生した場合において，全交流動力電源喪失により，残留熱除②の相違(d) 常設代替交流電源設備による残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）の復 ②の相違②の相違

旧
炉心の著しい損傷が発生した場合において，全交流動力電源喪失により，残留熱除5

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４９条 】
柏崎刈羽発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード）が起動できない場合の重大

去系（サプレッション・プール冷却系）が起動できない場合の重大事故等対処設備は， ②の相違

事故等対処設備は，「(1)b.(d) 常設代替交流電源設備による残留熱除去系（サプレ「(1)b.(d)常設代替交流電源設備による残留熱除去系（サプレッション・プール冷却ッション・チェンバ・プール水冷却モード）の復旧」と同じである。

系）の復旧」と同じである。

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）及び代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，炉代替格納容器スプレイ冷却系（常設）及び代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するための設備として兼用する設計とす

心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するための設備として兼用する設計とす

る。

る。

②の相違

残留熱除去系，残留熱除去海水系及び非常用ディーゼル発電機は，設計基準事故対処設備 既設系統を重大事故等対処設備として使用すであるとともに重大事故等時においても使用するため，「1.1.7 重大事故等対処設備に関する場合の第 43 条適合性を記載

る基本方針」に示す設計方針を適用する。ただし，多様性及び位置的分散を考慮すべき対象の設計基準事故対処設備はないことから，「1.1.7 重大事故等対処設備に関する基本方針」のうち多様性及び位置的分散の設計方針は適用しない。
残留熱除去系については，「5.2 残留熱除去系」に記載する。

残留熱除去系については，「5.4 残留熱除去系」に記載する。

大容量送水車（海水取水用），復水貯蔵槽及びサプレッション・チェンバについては，「5.7

サプレッション・チェンバ，西側淡水貯水設備及び代替淡水貯槽については，「9.12 重大 ④の相違，①の相違

重大事故等の収束に必要となる水の供給設備」に記載する。

①の相違

事故等の収束に必要となる水の供給設備」に記載する。

原子炉補機冷却系については，「5.9 原子炉補機冷却系」に記載する。

残留熱除去系海水系については，「5.6.1.2 残留熱除去系海水系」に記載する。

代替原子炉補機冷却系については，「5.10 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備」

緊急用海水系については，「5.10 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備」に記載す ④の相違に記載する。

る。

原子炉格納容器については，「9.1 原子炉格納施設」に記載する。

原子炉格納容器については，「9.1 原子炉格納施設」に記載する。

非常用交流電源設備については，「10.1 非常用電源設備」に記載する。

非常用交流電源設備については，「10.1 非常用電源設備」に記載する。

常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備，代替所内電気設備及び燃料補給設備に常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備，代替所内電気設備及び燃料給油設備については，「10.2 代替電源設備」に記載する。

9.2.2.1

多様性及び独立性，位置的分散

④の相違

ついては，
「10.2 代替電源設備」に記載する。

9.6.2.1 多様性及び独立性，位置的分散①の相違

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

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

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）と共 ②の相違と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，復水移送ポンプを代替所内電気設備を経通要因によって同時に機能を損なわないよう，常設低圧代替注水系ポンプを代替所内電気設

由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電により駆動できるこ備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電により駆動でとで，非常用所内電気設備を経由した非常用交流電源設備からの給電により駆動する残留熱きることで，非常用所内電気設備を経由した非常用交流電源設備からの給電により駆動する除去系ポンプを用いた残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）に対して多様性を有す

残留熱除去系ポンプを用いた残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）に対して多様性を有る設計とする。

する設計とする。

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の電動弁は，ハンドルを設けて手動操作を可能とす

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の電動弁は，ハンドルを設けて手動操作を可能とすることで，非常用交流電源設備からの給電による遠隔操作に対して多様性を有する設計とすることで，非常用交流電源設備からの給電による遠隔操作に対して多様性を有する設計とする。また，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の電動弁は，代替所内電気設備を経由してる。また，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の電動弁は，代替所内電気設備を経由して給電する系統において，独立した電路で系統構成することにより，非常用所内電気設備を経給電する系統において，独立した電路で系統構成することにより，非常用所内電気設備を経由して給電する系統に対して独立性を有する設計とする。

由して給電する系統に対して独立性を有する設計とする。

6

④の相違

②の相違

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４９条 】
柏崎刈羽発電所 ６／７号炉
また，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，復水貯蔵槽を水源とすることで，サプレ

東海第二発電所
また，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，代替淡水貯槽を水源とすることで，サプ ④の相違

ッション・チェンバを水源とする残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）に対して異レッション・チェンバを水源とする残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）に対して異ななる水源を有する設計とする。

る水源を有する設計とする。

復水移送ポンプ及び復水貯蔵槽は，廃棄物処理建屋内に設置することで，原子炉建屋内の

備考
②の相違

常設低圧代替注水系ポンプ及び代替淡水貯槽は，常設低圧代替注水系格納槽内に設置する ④の相違

残留熱除去系ポンプ及びサプレッション・チェンバと共通要因によって同時に機能を損なわことで，原子炉建屋原子炉棟内の残留熱除去系ポンプ及びサプレッション・チェンバと共通ないよう位置的分散を図る設計とする。

要因によって同時に機能を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及及び代替格納容器スプレイ冷却系（常設）と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，

び代替格納容器スプレイ冷却系（常設）と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，

可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）をディーゼルエンジンにより駆動することで，電動機駆動

可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプを空冷式のディーゼルエンジン④の相違

ポンプにより構成される残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）及び代替格納容器スにより駆動することで，電動機駆動ポンプにより構成される残留熱除去系（格納容器スプレ②の相違

プレイ冷却系（常設）に対して多様性を有する設計とする。

イ冷却系）及び代替格納容器スプレイ冷却系（常設）に対して多様性を有する設計とする。

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の電動弁は，ハンドルを設けて手動操作を可能と代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の電動弁は，ハンドルを設けて手動操作を可能とすることで，非常用交流電源設備からの給電による遠隔操作に対して多様性を有する設計とすることで，非常用交流電源設備からの給電による遠隔操作に対して多様性を有する設計とする。また，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の電動弁は，代替所内電気設備を経由する。また，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の電動弁は，代替所内電気設備を経由して給電する系統において，独立した電路で系統構成することにより，非常用所内電気設備

して給電する系統において，独立した電路で系統構成することにより，非常用所内電気設備

を経由して給電する系統に対して独立性を有する設計とする。

を経由して給電する系統に対して独立性を有する設計とする。

また，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，代替淡水源を水源とすることで，サプ

また，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，西側淡水貯水設備を水源とすることで， ②の相違

レッション・チェンバを水源とする残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）及び復水

サプレッション・チェンバを水源とする残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び代替貯蔵槽を水源とする代替格納容器スプレイ冷却系（常設）に対して異なる水源を有する設計

淡水貯槽を水源とする代替格納容器スプレイ冷却系（常設）に対して異なる水源を有する設

とする。

計とする。

可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，原子炉建屋及び廃棄物処理建屋から離れた屋外に分④の相違

可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，原子炉建屋及び常設低圧代 ④の相違

散して保管することで，原子炉建屋内の残留熱除去系ポンプ及び廃棄物処理建屋内の復水移替注水系格納槽から離れた屋外に分散して保管することで，原子炉建屋内の残留熱除去系ポ④の相違

送ポンプと共通要因によって同時に機能を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。

ンプ及び常設低圧代替注水系格納槽内の常設低圧代替注水系ポンプと共通要因によって同④の相違

時に機能を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）の接続口は，共通要因によって接続できなくなることを防止するため，位置的分散を図った複数箇所に設置する設計とする。

可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプの接続口は，共通要因によって ④の相違
接続できなくなることを防止するため，位置的分散を図った複数箇所に設置する設計とする。

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）及び代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，残代替格納容器スプレイ冷却系（常設）及び代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，残留熱除去系と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，水源から残留熱除去系配管と留熱除去系と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，水源から残留熱除去系配管との合流点までの系統について，残留熱除去系に対して独立性を有する設計とする。

の合流点までの系統について，残留熱除去系に対して独立性を有する設計とする。

これらの多様性及び系統の独立性並びに位置的分散によって，代替格納容器スプレイ冷却

これらの多様性及び系統の独立性並びに位置的分散によって，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）及び代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，設計基準事故対処設備である残系（常設）及び代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，設計基準事故対処設備である残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）に対して重大事故等対処設備としての独立性を留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）に対して重大事故等対処設備としての独立性を有す有する設計とする。

る設計とする。

電源設備の多様性，独立性及び位置的分散については「10.2 代替電源設備」に記載する。
9.2.2.2

悪影響防止

②の相違

電源設備の多様性，独立性及び位置的分散については「10.2 代替電源設備」に記載する。
9.6.2.2 悪影響防止

7

①の相違

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４９条 】
柏崎刈羽発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

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

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

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，通常時は弁により他の系統と隔離し，重大事故

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，通常時は弁により他の系統と隔離し，重大事故等時に弁操作等により重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影

等時に弁操作等により重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

響を及ぼさない設計とする。

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，通常時は可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）を

備考

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，通常時は可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬 ④の相違

接続先の系統と分離して保管し，重大事故等時に接続，弁操作等により重大事故等対処設備

型代替注水大型ポンプを接続先の系統と分離された状態で保管し，重大事故等時に接続，弁としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

操作等により重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼ④の相違

さない設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，治具や輪留めによる固定等をすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，飛散物となって他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
9.2.2.3

容量等

可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，輪留め又は車両転倒防止装 ④の相違
置による固定等をすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，飛散物となって他の設備に ④の相違
悪影響を及ぼさない設計とする。
①の相違

9.6.2.3 容量等

基本方針については，「1.1.7.2 容量等」に示す。

基本方針については，「1.1.7.2 容量等」に示す。

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の復水移送ポンプは，設計基準対象施設の復水補給

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の常設低圧代替注水系ポンプは，想定される重大事 ④の相違

水系と兼用しており，設計基準対象施設としての復水移送ポンプ 2 台におけるポンプ流量

故等時において，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するために必要なスプが，想定される重大事故等時において，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止

レイ流量に対してポンプ 2 台の運転により十分なポンプ容量を有する設計とする。また，常④の相違するために必要なスプレイ流量に対して十分であるため，設計基準対象施設と同仕様で設計

設低圧代替注水系ポンプは，想定される重大事故等時において，低圧代替注水系（常設），④の相違する。また，復水移送ポンプは，想定される重大事故等時において，代替格納容器スプレイ

代替格納容器スプレイ冷却系（常設），格納容器下部注水系（常設）及び代替燃料プール注④の相違

冷却系（常設）及び格納容器下部注水系（常設）として同時に使用するため，各系統の必要

水系（常設）として同時に使用するため，各系統の必要な流量を同時に確保できる容量を有な流量を同時に確保できる容量を有する設計とする。

する設計とする。

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，想定され代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の可搬型代替注水中型ポンプは，想定される重大 ④の相違

る重大事故等時において，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するために必事故等時において，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するために必要なス

要なスプレイ流量を有するものを 1 セット 4 台使用する。保有数は，6 号及び 7 号炉共用でプレイ流量を有するものを 1 セット 2 台使用する。保有数は，2 セットで 4 台に加えて，故④の相違

4 セット 16 台に加えて，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として 1

障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として 1 台の合計 5 台を保管する。

④の相違

台（6 号及び 7 号炉共用）の合計 17 台を保管する。

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の可搬型代替注水大型ポンプは，想定される重大 ④の相違
事故等時において，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するために必要なス

また，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，想定される重大事故等時において，代替格納

プレイ流量を有するものを 1 セット 1 台使用する。保有数は，2 セットで 2 台に加えて，故④の相違

障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として 1 台の合計 3 台を保管する。

④の相違

可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，想定される重大事故等時に ④の相違

容器スプレイ冷却系（可搬型）及び低圧代替注水系（可搬型）として同時に使用するため，

おいて，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型），低圧代替注水系（可搬型）及び代替燃料

各系統の必要な流量を同時に確保できる容量を有する設計とする。

プール注水系（可搬型）として同時に使用するため，各系統の必要な流量を同時に確保でき④の相違

る容量を有する設計とする。
予備については，同型設備である可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）の予備 1 台と兼用 ④の相違
可能な設計とする。

8

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４９条 】
柏崎刈羽発電所 ６／７号炉
9.2.2.4

環境条件等

東海第二発電所
9.6.2.4 環境条件等

備考
①の相違

基本方針については，「1.1.7.3 環境条件等」に示す。

基本方針については，「1.1.7.3 環境条件等」に示す。

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の復水移送ポンプは，廃棄物処理建屋内に設置し，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の常設低圧代替注水系ポンプは，常設低圧代替注水 ④の相違想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
復水移送ポンプの操作は，想定される重大事故等時において，中央制御室で可能な設計とする。

系格納槽内に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
常設低圧代替注水系ポンプの操作は，想定される重大事故等時において，中央制御室で可 ④の相違
能な設計とする。

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の系統構成に必要な弁の操作は，想定される重大事
故等時において，中央制御室若しくは離れた場所から遠隔で可能な設計又は設置場所で可能

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の系統構成に必要な弁の操作は，想定される重大事
故等時において，中央制御室又は設置場所で可能な設計とする。

④の相違な設計とする。
また，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，淡水だけでなく海水も使用できる設計とまた，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，淡水だけでなく海水も使用できる設計とする。なお，可能な限り淡水を優先し，海水通水を短期間とすることで，設備への影響を考する。なお，可能な限り淡水を優先し，海水通水を短期間とすることで，設備への影響を考

慮する。

慮する。

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，屋外に保管及び設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水 ④の相違
大型ポンプは，屋外に保管及び設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。

可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）の常設設備との接続及び操作は，想定される重大事故等時において，設置場所で可能な設計とする。
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の系統構成に必要な弁の操作は，想定される重大事故等時において，中央制御室若しくは離れた場所から遠隔で可能な設計又は設置場所で可

可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプの常設設備との接続及び操作④の相違は，想定される重大事故等時において，設置場所で可能な設計とする。
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の系統構成に必要な弁の操作は，想定される重大事故等時において，中央制御室又は設置場所で可能な設計とする。

④の相違

能な設計とする。
また，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，淡水だけでなく海水も使用できる設計

また，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，淡水だけでなく海水も使用できる設計とする。なお，可能な限り淡水を優先し，海水通水を短期間とすることで，設備への影響をとする。なお，可能な限り淡水を優先し，海水通水を短期間とすることで，設備への影響を

考慮する。

考慮する。

9.2.2.5

操作性の確保9.6.2.5 操作性の確保

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，想定される重大事故等時において，通常時の系

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，想定される重大事故等時において，通常時の系

統構成から弁操作等により速やかに切り替えられる設計とする。
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の復水移送ポンプは，中央制御室の操作スイッチに統構成から弁操作等により速やかに系統構成が可能な設計とする。
スイッチにより操作が可能な設計とし，系統構成に必要な弁は，中央制御室又は設置場所で作スイッチによる操作又は設置場所での手動操作が可能な設計とする。

の手動操作が可能な設計とする。

系統構成から接続，弁操作等により速やかに切り替えられる設計とする。
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，付属の操④の相違

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の常設低圧代替注水系ポンプは，中央制御室の操作 ④の相違

より操作が可能な設計とし，系統構成に必要な弁は，中央制御室若しくは離れた場所での操代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，想定される重大事故等時において，通常時の

①の相違

④の相違

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，想定される重大事故等時において，通常時の系統構成から，接続，弁操作等により速やかに系統構成が可能な設計とする。

④の相違

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水 ④の相違

作スイッチにより，設置場所での操作が可能な設計とし，系統構成に必要な弁は，中央制御

大型ポンプは，付属の操作スイッチにより，設置場所での操作が可能な設計とし，系統構成④の相違

室若しくは離れた場所での操作スイッチによる操作又は設置場所での手動操作が可能な設に必要な弁は，中央制御室又は設置場所での手動操作が可能な設計とする。

④の相違

計とする。

9

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４９条 】
柏崎刈羽発電所 ６／７号炉
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，車両として屋外のアクセスルートを通行してアクセス可能な設計とするとともに，設置場所にて輪留めによる固定等が可能な設計とする。

東海第二発電所

備考

可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，車両として屋外のアクセス ④の相違
ルートを通行してアクセス可能な設計とするとともに，設置場所にて輪留めによる固定等が可能な設計とする。

可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）を接続する接続口については，簡便な接続とし，接続治可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプを接続する接続口については， ④の相違

具を用いてホースを確実に接続することができる設計とする。また，6 号及び 7 号炉が相互一般的に使用される工具を用いて接続可能なフランジ接続によりホースを確実に接続するに使用することができるよう，接続口の口径を統一する設計とする。

ことができる設計とする。また，接続口の口径を統一する設計とする。

9.2.3

主要設備及び仕様

原子炉格納容器内の冷却等のための設備の主要機器仕様を第 9.2−1 表に示す。
9.2.4

試験検査

9.6.3 主要設備及び仕様
原子炉格納容器内の冷却等のための設備の主要機器仕様を第 9.6−1 表に示す。
基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，発電用原子炉の運転中又は停止中に，機能・性

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，発電用原子炉の運転中又は停止中に，機能・性

また，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の復水移送ポンプは，発電用原子炉の停止中に，分解及び外観の確認が可能な設計とする。

能及び漏えいの有無の確認並びに弁の開閉動作の確認が可能な設計とする。
また，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の常設低圧代替注水系ポンプは，発電用原子代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水

子炉の運転中又は停止中に，独立して機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とす

大型ポンプは，発電用原子炉の運転中又は停止中に，独立して機能・性能及び漏えいの有無るとともに，分解又は取替えが可能な設計とする。

の確認が可能な設計とするとともに，分解又は取替えが可能な設計とする。

可能な設計とする。

④の相違

炉の停止中に，分解及び外観の確認が可能な設計とする。

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，発電用原

また，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，車両として運転状態の確認及び外観の確認が①の相違

9.6.4 試験検査

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
能及び漏えいの有無の確認並びに弁の開閉動作の確認が可能な設計とする。

④の相違

また，可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，車両として運転状態 ④の相違の確認及び外観の確認が可能な設計とする。

10

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４９条 】
柏崎刈羽発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

第 9.2−1 表 原子炉格納容器内の冷却等のための主要機器仕様

第 9.6−1 表 原子炉格納容器内の冷却等のための主要機器仕様①の相違(1) 代替格納容器スプレイ冷却系（常設）(1) 代替格納容器スプレイ冷却系（常設）以下設備仕様の相違は自明であり特記しない。

a.

復水移送ポンプ
第 5.6−1 表 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備の主要機器仕様に記載する。

a. 常設低圧代替注水系ポンプ兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備(2) 代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）a.

・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備

可搬型代替注水ポンプ（A−2 級）（6 号炉及び 7 号炉共用）

台

数

2

第 5.6−1 表 使用済燃料プールの冷却等のための設備の主要機器仕様に記載する。

容量

約 200m３／h（1 台当たり）

程

約 200m全揚(2) 代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）
a. 可搬型代替注水中型ポンプ兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備
・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備
・水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
台

数

4（予備 1）

容量

約 210m３／h（1 台当たり）

程

約 100m全揚b. 可搬型代替注水大型ポンプ兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備
・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備
・水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
台

数

11

2（予備 1※１）

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４９条 】
柏崎刈羽発電所 ６／７号炉

東海第二発電所
容
全揚量

約 1,320m３／h（1 台当たり）

程

約 140m※１「可搬型代替注水大型ポンプ」及び「可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）」は同型設備であり，「可搬型代替注水大型ポンプ」のバックアップ用 1 台と「可搬型代
替注水大型ポンプ（放水用）」のバックアップ用 1 台の計 2 台は共用可能とする。

12

備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第４９条 】

柏崎刈羽発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

第 9.6−1 図 原子炉格納容器内の冷却等のための設備 系統概要図（1）（代替格納容器スプレイ系（常設）による原子炉格納容器の冷却）

第 9.6−2 図 原子炉格納容器内の冷却等のための設備 系統概要図（2）（代替格納容器スプレイ系（可搬型）による原子炉格納容器の冷却 原子炉建屋東側接続口
使用時）

13

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４９条 】
柏崎刈羽発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

NO

MO

AO

備考

MO

MO
MO

MO

NO

スプレイ
ヘッダ

NO

MO
NO

NO

MO
MO

NO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

スプレイヘッダ

MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

＊2
MO

残留熱除去系
ポンプ

＊3

(B)

(C)
＊2

MO

(A)

LPCS
レグシールより

＊3

MO

RHR
レグシールより
MO

MO

MO

(A)

残留熱除去系
熱交換器

(C)

MO

MO

(A)

(B)

(B)

(D)

残留熱除去系
海水系ポンプ

第 9.6−3 図 原子炉格納容器内の冷却等のための設備 系統概要図（3）（残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）による原子炉格納容器内の除熱）

14柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４９条 】
柏崎刈羽発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

NO

MO

AO

備考

MO

MO
MO

MO

NO

スプレイ
ヘッダ

NO

MO
NO

NO

MO
MO

NO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

スプレイヘッダ

MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

＊2
MO

残留熱除去系
ポンプ

＊3

(B)

(C)
＊2

MO

(A)

LPCS
レグシールより

＊3

MO

RHR
レグシールより
MO

MO

MO

(A)

残留熱除去系
熱交換器

(C)

MO

MO

(A)

(B)

(B)

(D)

残留熱除去系
海水系ポンプ

第 9.6−4 図 原子炉格納容器内の冷却等のための設備 系統概要図（4）（残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によるサプレッション・プール水の除熱）

15

柏崎刈羽発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５０条 】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

9.3 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

9.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

項目の相違

9.3.1 概要

9.7.1 概要

項目の相違

炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の過圧による破損を防止するため，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために必要な重大事故等対処設備を設置及び保管する。
原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備の系統概要図を第 9.3−1 図から第 9.3−4 図に示す。

9.3.2 設計方針

炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の過圧による破損を防止するため，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために必要な重大事故等対処設備を設置及び保管する。
原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備の系統概要図を第 9.7−1 図から第 9.7−4 図に示す。

9.7.2 設計方針

原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備のうち，原子炉格納容器バウンダリを維持しながら原子炉格納

原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備のうち，原子炉格納容器バウンダリを維持しながら原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるための設備として，代替循環冷却系を設ける。また，原子炉格納容器内の圧力を

容器内の圧力及び温度を低下させるための設備として，代替循環冷却系を設ける。また，原子炉格納容器内の圧力

大気中に逃がすための設備として，格納容器圧力逃がし装置を設ける。

を大気中に逃がすための設備として，格納容器圧力逃がし装置を設ける。

(1) 代替循環冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱
炉心の著しい損傷が発生した場合に原子炉格納容器の過圧破損を防止するための重大事故等対処設備として，代替循環冷却系を使用する。
代替循環冷却系は，復水移送ポンプ，残留熱除去系熱交換器，配管・弁類，計測制御装置等で構成し，復水移送

図表番号の相違

項目の相違(1) 代替循環冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱
炉心の著しい損傷が発生した場合に原子炉格納容器の過圧破損を防止するための重大事故等対処設備として，代替循環冷却系を使用する。
代替循環冷却系は，Ｍａｒｋ−Ⅱ型原子炉格納容器の特徴を踏まえ多重化設計とする。また，代替循環冷却系は， 東二が代替循環冷却系を 2 系統設置する理由を記載

ポンプによりサプレッション・チェンバのプール水を残留熱除去系熱交換器にて冷却し，残留熱除去系等を経由し代替循環冷却系ポンプ，残留熱除去系熱交換器，配管・弁類，計測制御装置等で構成し，代替循環冷却系ポンプに東二の代替循環冷却系ポンプは新設の設備（以下同て原子炉圧力容器又は原子炉格納容器下部へ注水するとともに，原子炉格納容器内へスプレイすることで，原子炉よりサプレッション・チェンバのプール水を残留熱除去系熱交換器にて冷却し，残留熱除去系等を経由して原子炉様）

格納容器バウンダリを維持しながら原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下できる設計とする。原子炉圧力容器に

圧力容器へ注水又は原子炉格納容器内へスプレイすることで，原子炉格納容器バウンダリを維持しながら原子炉格系統が異なる。

注水された水は，原子炉圧力容器又は原子炉格納容器内配管の破断口等から流出し，原子炉格納容器内へスプレイ

納容器内の圧力及び温度を低下できる設計とする。原子炉圧力容器に注水された水は，原子炉圧力容器又は原子炉「連通孔」はＡＢＷＲ特有の設備で東二にはない。

された水とともに，格納容器ベント管に設けられている連通孔を経て，サプレッション・チェンバに戻ることで循

格納容器内配管の破断口等から流出し，原子炉格納容器内へスプレイされた水とともに，格納容器ベント管を経て，環する。

サプレッション・チェンバに戻ることで循環する。

代替循環冷却系は，代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。
残留熱除去系熱交換器は，代替循環冷却系で使用する代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニット及び大容量送水

代替循環冷却系は，代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。
残留熱除去系熱交換器は，代替循環冷却系で使用する緊急用海水系により冷却できる設計とする。

東二は常設の ESW を設置

車（熱交換器ユニット用）により冷却できる設計とする。

代替原子炉補機冷却系は，代替原子炉補機冷却水ポンプ及び熱交換器を搭載した熱交換器ユニット及び大容量送緊急用海水系は，緊急用海水ポンプにて非常用取水設備であるＳＡ用海水ピット，海水引込み管，ＳＡ用海KK6/7 は中間ループの熱交換器ユニット等の可搬設水車（熱交換器ユニット用），配管・ホース・弁類，計測制御装置等で構成し，熱交換器ユニットを原子炉補機冷却

水ピット取水塔，緊急用海水取水管及び緊急用海水ポンプピットを通じて海水を取水し，緊急用海水ポンプ出備であるが，東二は中間ループがなく，海水ポンプは系に接続し，大容量送水車（熱交換器ユニット用）により熱交換器ユニットに海水を送水することで，残留熱除去口に設置される緊急用海水系ストレーナにより異物を除去し，残留熱除去系熱交換器に海水を送水することで，常設の ESW を設置

系熱交換器で発生した熱を最終的な熱の逃がし場である海へ輸送できる設計とする。

残留熱除去系熱交換器で発生した熱を最終的な熱の逃がし場である海へ輸送できる設計とする。

大容量送水車（熱交換器ユニット用）の燃料は，燃料補給設備である軽油タンク及びタンクローリ（4kL）により補給できる設計とする。

KK6/7 は可搬設備なので燃料を記載，東二は常設のESW を設置

1／19

柏崎刈羽発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５０条 】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

主要な設備は，以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

・復水移送ポンプ

・代替循環冷却系ポンプ

・残留熱除去系熱交換器

・残留熱除去系熱交換器

備考
KK6/7 は既設流用，東二は新設

・緊急用海水ポンプ（5.10 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備）
・緊急用海水系ストレーナ（5.10 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備）
東二は中間ループがなく，海水ポンプは ESW を設置

・熱交換器ユニット（6 号及び 7 号炉共用）
・大容量送水車（熱交換器ユニット用）（6 号及び 7 号炉共用）・サプレッション・チェンバ（5.7 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）

・サプレッション・チェンバ（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）

・常設代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）

・常設代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）

・可搬型代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）

・可搬型代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）

・代替所内電気設備（10.2 代替電源設備）

・代替所内電気設備（10.2 代替電源設備）

・燃料補給設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）

・燃料給油設備（10.2 代替電源設備）

代替循環冷却系の流路として，高圧炉心注水系，復水補給水系の配管及び弁，給水系の配管，弁及びスパージャ，

代替循環冷却系の流路として，残留熱除去系の配管，弁，ストレーナ及びポンプ並びに格納容器スプレイ・

残留熱除去系の配管，弁，ストレーナ及びポンプ並びに格納容器スプレイ・ヘッダを重大事故等対処設備として使系統構成の相違

ヘッダを重大事故等対処設備として使用する。

用する。
東二は中間ループがない。

代替原子炉補機冷却系の流路として，原子炉補機冷却系の配管，弁及びサージタンク並びにホースを重大事故等対処設備として使用する。
その他，設計基準対象施設である原子炉圧力容器及び原子炉格納容器を重大事故等対処設備として使用する。

その他，設計基準対象施設である原子炉圧力容器及び原子炉格納容器を重大事故等対処設備として使用する。
KK6/7 は可搬設備で使用する海水取水設備を記載，東

その他，設計基準事故対処設備である非常用取水設備の海水貯留堰，スクリーン室及び取水路を重大事故等対処

二は常設の ESW で 48 条で記載

設備として使用する。

(2) 格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱
炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器の過圧破損を防止するための重大事故等対処設備
として，格納容器圧力逃がし装置を使用する。
格納容器圧力逃がし装置は，フィルタ装置，よう素フィルタ，ラプチャーディスク，配管・弁類，計測制御装(2) 格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱
炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器の過圧破損を防止するための重大事故等対処設備
として，格納容器圧力逃がし装置を使用する。
格納容器圧力逃がし装置は，フィルタ装置（フィルタ容器，スクラビング水，金属フィルタ，よう素除去部）， KK6/7 は自社製，東二は AREVA 製の FV で異なる（以置等で構成し，原子炉格納容器内雰囲気ガスを不活性ガス系等を経由して，フィルタ装置及びよう素フィルタへ

圧力開放板，配管・弁類，計測制御装置等で構成し，原子炉格納容器内雰囲気ガスを不活性ガス系及び耐圧強化

下同様）

導き，放射性物質を低減させた後に原子炉建屋屋上に設ける放出口から排出することで，排気中に含まれる放射ベント系を経由して，フィルタ装置へ導き，放射性物質を低減させた後に原子炉建屋屋上に設ける放出口から排機器名称の装置（以下同様）性物質の環境への放出量を低減しつつ，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下できる設計とする。

出することで，排気中に含まれる放射性物質の環境への放出量を低減しつつ，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下できる設計とする。

フィルタ装置は，排気中に含まれる粒子状放射性物質及びガス状の無機よう素を除去し，よう素フィルタは，
排気中に含まれる有機よう素を除去できる設計とする。

フィルタ装置は，排気中に含まれる粒子状放射性物質，ガス状の無機よう素及び有機よう素を除去できる設計

経由する系統を全て記載

東二のフィルタ装置は，よう素除去部が一体型

とする。

2／19

柏崎刈羽発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５０条 】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

本系統はサプレッション・チェンバ及びドライウェルと接続し，いずれからも排気できる設計とする。サプレ

本系統はサプレッション・チェンバ及びドライウェルと接続し，いずれからも排気できる設計とする。サプレッション・チェンバ側からの排気ではサプレッション・チェンバの水面からの高さを確保し，ドライウェル側かッション・チェンバ側からの排気ではサプレッション・チェンバの水面からの高さを確保し，ドライウェル側からの排気では，ダイヤフラム・フロア面からの高さを確保するとともに有効燃料棒頂部よりも高い位置に接続箇らの排気では，ドライウェル床面からの高さを確保するとともに燃料有効長頂部よりも高い位置に接続箇所を設所を設けることで長期的にも溶融炉心及び水没の悪影響を受けない設計とする。

けることで長期的にも溶融炉心及び水没の悪影響を受けない設計とする。

備考

機器名称の相違

格納容器圧力逃がし装置は，排気中に含まれる可燃性ガスによる爆発を防ぐため，系統内を不活性ガス（窒素

格納容器圧力逃がし装置は，排気中に含まれる可燃性ガスによる爆発を防ぐため，系統内を不活性ガス（窒素）ガス）で置換した状態で待機させ，使用後においても不活性ガスで置換できる設計とするとともに，系統内に可で置換した状態で待機させ，不活性ガスで置換できる設計とするとともに，系統内に可燃性ガスが蓄積する可能気体の窒素に「ガス」はつけない。
（社内統一ルール）

燃性ガスが蓄積する可能性のある箇所にはバイパスラインを設け，可燃性ガスを連続して排出できる設計とする性のある箇所にはベントラインを設け，可燃性ガスを排出できる設計とすることで，系統内で水素濃度及び酸素使用後（ベント停止後）には隔離弁を閉めており，水ことで，系統内で水素濃度及び酸素濃度が可燃領域に達することを防止できる設計とする。

濃度が可燃領域に達することを防止できる設計とする。

素が滞留すれば窒素置換をするので「連続して」の表

格納容器圧力逃がし装置は，他の発電用原子炉とは共用しない設計とする。また，格納容器圧力逃がし装置と格納容器圧力逃がし装置は，他の発電用原子炉とは共用しない設計とする。また，格納容器圧力逃がし装置と他の系統・機器を隔離する弁は直列で 2 弁設置し，格納容器圧力逃がし装置と他の系統・機器を確実に隔離する

他の系統・機器を隔離する弁は直列で 2 弁設置し，格納容器圧力逃がし装置と他の系統・機器を確実に隔離することで，悪影響を及ぼさない設計とする。

ことで，悪影響を及ぼさない設計とする。

格納容器圧力逃がし装置の使用後に再度，代替格納容器スプレイ冷却系等により原子炉格納容器内にスプレイ

格納容器圧力逃がし装置の使用後に再度，代替格納容器スプレイ冷却系等により原子炉格納容器内にスプレイする場合は，原子炉格納容器が負圧とならないよう，原子炉格納容器が規定の圧力に達した場合には，スプレイ

する場合は，原子炉格納容器が負圧とならないよう，原子炉格納容器が規定の圧力に達した場合には，スプレイを停止する運用とする。

を停止する運用とする。

格納容器圧力逃がし装置使用時の排出経路に設置される隔離弁は，遠隔手動弁操作設備によって人力による操作が可能な設計とする。

遠隔手動弁操作設備の操作場所は，原子炉建屋内の原子炉区域外とし，必要に応じて遮蔽材を配置することで，放射線防護を考慮した設計とする。

格納容器圧力逃がし装置使用時の排出経路に設置される隔離弁は，遠隔人力操作機構によって人力による操作

現はしない。
ベント：機器名称の相違

機器名称の相違（以下同様）が可能な設計とする。

遠隔人力操作機構の操作場所は，原子炉建屋原子炉棟外とし，第二弁及び第二弁バイパス弁の操作を行う第二弁操作室は，必要な要員を収容可能な遮蔽体に囲まれた空間とし，第二弁操作室空気ボンベユニット（空気ボン

東二は予め遮蔽及び空気ボンベユニットを設置する。

ベ）にて正圧化することにより外気の流入を一定時間遮断することで，放射線防護を考慮した設計とする。

また，排出経路に設置される隔離弁のうち空気作動弁については，原子炉建屋内の原子炉区域外への遠隔空気

東二にはＡＯ弁はない。

駆動弁操作用ボンベの設置に加え必要に応じて遮蔽材を設置し，離れた場所から遠隔空気駆動弁操作設備の配管を経由して高圧窒素ガスを供給することにより，容易かつ確実に操作が可能な設計とする。また，排出経路に設置される隔離弁のうち電動弁については，常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電により，（ＭＯ弁に取替）
排出経路に設置される隔離弁の電動弁については，常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの東二の隔離弁はＭＯ弁のみ。

給電により，中央制御室から操作が可能な設計とする。

中央制御室から操作が可能な設計とする。
系統内に設けるラプチャーディスクは，格納容器圧力逃がし装置の使用の妨げにならないよう，原子炉格納容器からの排気圧力と比較して十分に低い圧力で破裂する設計とする。

格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置等の周囲には遮蔽体を設け，格納容器圧力逃がし装置の使用時に本系統内に蓄積される放射性物質から放出される放射線から作業員を防護する設計とする。

系統内に設ける圧力開放板は，格納容器圧力逃がし装置の使用の妨げにならないよう，原子炉格納容器からの機器名称の相違（以下同様）

排気圧力と比較して十分に低い圧力で破裂する設計とする。

格納容器圧力逃がし装置は，格納容器圧力逃がし装置格納槽（地下埋設）内に設置し，フィルタ装置等の周囲

東二のＦＶは地下埋設には遮蔽体を設け，格納容器圧力逃がし装置の使用時に本系統内に蓄積される放射性物質から放出される放射線から作業員を防護する設計とする。

3／19

柏崎刈羽発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５０条 】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

主要な設備は，以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

・フィルタ装置

・フィルタ装置

備考

東二はフィルタ装置と一体型

・よう素フィルタ
・第二弁操作室遮蔽条文要求の「遮蔽又は遠隔等」に該当する設備を記載

・第二弁操作室空気ボンベユニット（空気ボンベ）
・第二弁操作室差圧計・遠隔人力操作機構
・ラプチャーディスク

・圧力開放板・窒素供給装置（9.9 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備）

条文要求の「爆発防止等」「負圧破損防止」に該当す

・窒素供給装置用電源車（9.9 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備）

る設備を記載・常設代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）

・常設代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）

東二は複数号炉で共用しない（以下同様）

・可搬型代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）

・可搬型代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）

・常設代替直流電源設備（10.2 代替電源設備）

・常設代替直流電源設備（10.2 代替電源設備）

・可搬型直流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）

・可搬型代替直流電源設備（10.2 代替電源設備）

・代替所内電気設備（10.2 代替電源設備）

・代替所内電気設備（10.2 代替電源設備）

本系統の流路として，不活性ガス系，耐圧強化ベント系及び格納容器圧力逃がし装置の配管及び弁を重大事故

本系統の流路として，不活性ガス系，耐圧強化ベント系及び格納容器圧力逃がし装置の配管及び弁を重大事故等対処設備として使用する。

等対処設備として使用する。
東二にはＡＯ弁はない。

また，格納容器圧力逃がし装置使用時の排出経路に設置される隔離弁のうち空気作動弁に，高圧窒素ガスを供給するための流路として，遠隔空気駆動弁操作設備の配管及び弁を重大事故等対処設備として使用する。

（ＭＯ弁に取替）

その他，設計基準対象施設である原子炉格納容器を重大事故等対処設備として使用する。

その他，設計基準対象施設である原子炉格納容器を重大事故等対処設備として使用する。

原子炉圧力容器については，「5.1 原子炉圧力容器及び一次冷却材設備」に記載する。

原子炉圧力容器については，「3.5 原子炉圧力容器」に記載する。

資料構成の相違

サプレッション・チェンバについては，「5.7 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備」に記載する。

サプレッション・チェンバについては，「9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備」に記載する。

資料構成の相違

窒素供給装置及び窒素供給装置用電源車については，「9.9 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止する

9.9 項で兼用する設備であり，メインの設備なのでための設備」に記載する。
原子炉格納容器については，「9.1 原子炉格納施設」に記載する。

原子炉格納容器については，「9.1 原子炉格納施設」に記載する。

常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備，常設代替直流電源設備，可搬型直流電源設備，代替所内電

常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備，常設代替直流電源設備，可搬型代替直流電源設備，代替所

気設備及び燃料補給設備については，「10.2 代替電源設備」に記載する。

9.9 項に記載

内電気設備及び燃料給油設備については，「10.2 代替電源設備」に示す。

非常用取水設備については，「10.8 非常用取水設備」に記載する。

KK6/7 は可搬設備で使用する海水取水設備を記載，東二は常設の ESW で 48 条で記載

9.3.2.1 多様性，位置的分散

9.7.2.1 多様性，位置的分散

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

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

代替循環冷却系及び格納容器圧力逃がし装置は，共通要因によって同時に機能を損なわないよう，原理の異なる

代替循環冷却系及び格納容器圧力逃がし装置は，共通要因によって同時に機能を損なわないよう，原理の異なる

冷却及び原子炉格納容器内の減圧手段を用いることで多様性を有する設計とする。

項目の相違

冷却及び原子炉格納容器内の減圧手段を用いることで多様性を有する設計とする。

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柏崎刈羽発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５０条 】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

代替循環冷却系及び格納容器圧力逃がし装置は，非常用交流電源設備に対して多様性を有する常設代替交流電源

代替循環冷却系及び格納容器圧力逃がし装置は，非常用交流電源設備に対して多様性を有する常設代替交流電源

設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電により駆動できる設計とする。また，格納容器圧力逃がし装置は，人設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電により駆動できる設計とする。また，格納容器圧力逃がし装置は，人力により排出経路に設置される隔離弁を操作できる設計とすることで，代替循環冷却系に対して駆動源の多様性を力により排出経路に設置される隔離弁を操作できる設計とすることで，代替循環冷却系に対して駆動源の多様性を有する設計とする。

有する設計とする。

備考

KK6/7 は可搬設備を記載，東二は常設の ESW で 48 条

代替循環冷却系に使用する代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）
は，格納容器圧力逃がし装置から離れた屋外に分散して保管することで，格納容器圧力逃がし装置と共通要因によで記載って同時に機能を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。
熱交換器ユニットの接続口は，共通要因によって接続できなくなることを防止するため，互いに異なる複数箇所に設置し，かつ格納容器圧力逃がし装置との離隔を考慮した設計とする。

代替循環冷却系の復水移送ポンプは廃棄物処理建屋内に，残留熱除去系熱交換器及びサプレッション・チェンバ

代替循環冷却系の代替循環冷却系ポンプ，残留熱除去系熱交換器及びサプレッション・チェンバは原子炉建屋原

は原子炉建屋内に設置し，格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置及びよう素フィルタ並びにラプチャーディスク

子炉棟内に設置し，格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置は原子炉建屋近傍の格納容器圧力逃がし装置格納槽（地東二のＦＶは地下埋設

は原子炉建屋近傍の屋外に設置することで共通要因によって同時に機能を損なわないよう位置的分散を図る設計と下埋設）に，第二弁操作室遮蔽，第二弁操作室空気ボンベユニット（空気ボンベ）及び第二弁操作室差圧計は原子

主要な設備にあげた機器について記載する。

炉建屋付属棟に，圧力開放板は原子炉建屋近傍の屋外に設置することで共通要因によって同時に機能を損なわない

東二の代替循環冷却系ポンプは原子炉棟内に新設

よう位置的分散を図る設計とする。

代替循環冷却系と格納容器圧力逃がし装置は，共通要因によって同時に機能を損なわないよう，流路を分離する
ことで独立性を有する設計とする。
これらの多様性及び流路の独立性並びに位置的分散によって，代替循環冷却系と格納容器圧力逃がし装置は，互
いに重大事故等対処設備として，可能な限りの独立性を有する設計とする。
電源設備の多様性，位置的分散については「10.2 代替電源設備」に記載する。

9.3.2.2 悪影響防止

代替循環冷却系と格納容器圧力逃がし装置は，共通要因によって同時に機能を損なわないよう，流路を分離する
ことで独立性を有する設計とする。
これらの多様性及び流路の独立性並びに位置的分散によって，代替循環冷却系と格納容器圧力逃がし装置は，互
いに重大事故等対処設備として，可能な限りの独立性を有する設計とする。
電源設備の多様性，位置的分散については，「10.2 代替電源設備」に記載する。

9.7.2.2 悪影響防止

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

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

代替循環冷却系は，通常時は弁により他の系統と隔離し，重大事故等時に弁操作等により重大事故等対処設備と代替循環冷却系は，通常時は弁により他の系統と隔離し，重大事故等時に弁操作等により重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。また，サプレッション・チェンバのプー

しての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。また，サプレッション・チェンバのプ

ル水に含まれる放射性物質の系外放出を防止するため，代替循環冷却系は閉ループにて構成する設計とする。

ール水に含まれる放射性物質の系外放出を防止するため，代替循環冷却系は閉ループにて構成する設計とする。

代替循環冷却系に使用する代替原子炉補機冷却系は，通常時は熱交換器ユニットを接続先の系統と分離して保管

項目の相違

東二の緊急用海水系は 5.10 最終ヒートシンクへ熱をし，重大事故等時に接続，弁操作等により重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を移送するための設備に記載及ぼさない設計とする。また，原子炉補機冷却系と代替原子炉補機冷却系を同時に使用しないことにより，相互の機

東二は中間ループがない。

能に悪影響を及ぼさない設計とする。
熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，治具や輪留めによる固定等をすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，飛散物となって他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

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柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

格納容器圧力逃がし装置は，通常時は弁により他の系統と隔離し，重大事故等時に弁操作等により重大事故等対格納容器圧力逃がし装置は，通常時は弁により他の系統と隔離し，重大事故等時に弁操作等により重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。また，格納容器圧力逃がし装処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。また，格納容器圧力逃がし装置は，重大事故等時の排出経路と非常用ガス処理系，原子炉区域・タービン区域換気空調系等の他系統及び機器と置は，重大事故等時の排出経路と換気空調系，原子炉建屋ガス処理系及び耐圧強化ベント系の他系統及び機器とのの間に隔離弁を直列に 2 弁設置し，格納容器圧力逃がし装置使用時に確実に隔離することで，他の設備に悪影響を間に隔離弁を直列に 2 弁設置し，格納容器圧力逃がし装置使用時に確実に隔離することで，他の設備に悪影響を及及ぼさない設計とする。

ぼさない設計とする。
第二弁操作室遮蔽，第二弁操作室空気ボンベユニット（空気ボンベ）及び第二弁操作室差圧計は，通常時は使用

備考

ＦＶに繋がる設備の相違

東二特有の設備について記載

しない設備であり，他の設備から独立して単独で使用可能なことにより他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。また，第二弁操作室空気ボンベユニット（空気ボンベ）は，転倒のおそれがないよう固定して保管することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

9.3.2.3 容量等

9.7.2.3 容量等

基本方針については，「1.1.7.2 容量等」に示す。

基本方針については，「1.1.7.2 容量等」に示す。

代替循環冷却系の復水移送ポンプは，設計基準対象施設の復水補給水系と兼用しており，設計基準対象施設とし

代替循環冷却系は，2 系統設置し，代替循環冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱に使用する。各々のての復水移送ポンプ 2 台におけるポンプ流量が，炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器の破代替循環冷却系ポンプは，原子炉格納容器の過圧破損防止に必要となる原子炉圧力容器及び原子炉格納容器に注水損を防止するために必要な流量に対して十分であるため，設計基準対象施設と同仕様で設計する。

可能なポンプ容量を有する設計とする。

代替循環冷却系の残留熱除去系熱交換器は，設計基準事故対処設備の残留熱除去系と兼用しており，設計基準事

代替循環冷却系の残留熱除去系熱交換器は，設計基準事故対処設備の残留熱除去系と兼用しており，設計基準事

故対処設備としての伝熱容量が，炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器の破損を防止するた故対処設備としての伝熱容量が，炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器の破損を防止するために必要な伝熱容量に対して十分であるため，設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。

めに必要な伝熱容量に対して十分であるため，設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。

代替循環冷却系で使用する代替原子炉補機冷却系は，炉心の著しい損傷が発生した場合において，代替原子炉補機冷却系での圧力損失を考慮しても原子炉格納容器の破損を防止するために必要な伝熱容量を有する設計とする。

代替循環冷却系で使用する緊急用海水系は，炉心の著しい損傷が発生した場合において，緊急用海水系での圧力

項目の相違

東二の代替循環冷却系ポンプは新設の設備

系統構成の相違

損失を考慮しても原子炉格納容器の破損を防止するために必要な伝熱容量を有する設計とする。

代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，炉心の著しい損傷が発生した場合において，残留熱除去系熱交換器で発生した熱を除去するために必要な伝熱容量及びポンプ流量を有す
る熱交換器ユニット 1 セット 1 式と大容量送水車（熱交換器ユニット用）1 セット 1 台を使用する。熱交換器ユニットの保有数は，6 号及び 7 号炉共用で 4 セット 4 式に加えて，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として 1 式（6 号及び 7 号炉共用）の合計 5 式を保管する。大容量送水車（熱交換器ユニット用）の保有数
は，6 号及び 7 号炉共用で 4 セット 4 台に加えて，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として
1 台（6 号及び 7 号炉共用）の合計 5 台を保管する。
また，代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，想定される重大

東二は中間ループがない。

事故等時において，代替循環冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱と燃料プール冷却浄化系による使用済
燃料プールの除熱を同時に使用するため，各系統の必要な流量を同時に確保できる容量を有する設計とする。

格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置及びよう素フィルタは，想定される重大事故等時において，原子炉格納格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置は，想定される重大事故等時において，原子炉格納容器内を減圧させる

容器内を減圧させるため，原子炉格納容器内で発生する蒸気量に対して，格納容器圧力逃がし装置での圧力損失をため，原子炉格納容器内で発生する蒸気量に対して，格納容器圧力逃がし装置での圧力損失を考慮しても十分な排考慮しても十分な排出流量を有する設計とする。

出流量を有する設計とする。

東二のフィルタ装置は一体型

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柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

フィルタ装置は，想定される重大事故等時において，粒子状放射性物質に対する除去効率が 99.9%以上確保できる

フィルタ装置は，想定される重大事故等時において，粒子状放射性物質に対する除去効率が 99.9％以上確保でき設計とする。また，スクラバ水の待機時の薬物添加濃度は，想定される重大事故等時のスクラバ水の pH 値の低下をる設計とする。また，スクラビング水の待機時の薬物添加濃度は，想定される重大事故等時のスクラビング水のｐ

機器名称の相違（以下同様）

考慮しても，無機よう素に対する除去効率が 99.9%以上確保できる pH 値を維持できる設計とする。フィルタ装置は，Ｈ値の低下を考慮しても，無機よう素に対する除去効率が 99％以上確保できるｐＨ値を維持できる設計とする。フ

機器仕様の相違

サプレッション・チェンバへの排水及び薬液注入によるスクラバ水の pH 値の調整が可能な設計とする。フィルタ装

ィルタ装置のスクラビング水は，補給による水位の確保及びサプレッション・チェンバへの移送が可能な設計とす

スクラビング水の補給について記載

置の金属フィルタは，想定される重大事故等時において，金属フィルタに流入するエアロゾル量に対して十分な容る。フィルタ装置の金属フィルタは，想定される重大事故等時において，金属フィルタに流入するエアロゾル量にKK6/7 はベント中のスクラバ水の排水が必要なため，量を有する設計とする。

対して十分な容量を有する設計とする。

pH 調整を行うが，東二はベント中のスクラビング水よう素フィルタの銀ゼオライト吸着層は，想定される排気ガスの流量に対して，有機よう素に対する除去効率が98%以上となるために必要な排気ガス滞留時間を確保できる吸着層の厚さ及び有効面積を有する設計とする。

ラプチャーディスクは，格納容器圧力逃がし装置の使用の妨げにならないよう，原子炉格納容器からの排気圧力と比較して十分に低い圧力で破裂する設計とする。

フィルタ装置のよう素除去部の銀ゼオライト吸着層は，想定される排気ガスの流量に対して，有機よう素に対すの排水が不要であり，pH 調整が不要

る除去効率が 98％以上となるために必要な排気ガス滞留時間を確保できる吸着層の厚さ及び有効面積を有する設計

スクラビング水を送るポンプが「移送ポンプ」のためとする。

「移送」と記載

圧力開放板は，格納容器圧力逃がし装置の使用の妨げにならないよう，原子炉格納容器からの排気圧力と比較し機器名称の相違て十分に低い圧力で破裂する設計とする。

第二弁操作室空気ボンベユニット（空気ボンベ）は，炉心の著しい損傷時においても，現場において，人力で第主要な設備にあげた設備について記載

二弁又は第二弁バイパス弁の操作が可能なよう第二弁操作室を正圧化することにより操作員の放射線防護に必要な容量を有するものを 1 セット 19 本使用する。保有数は，1 セット 19 本に加えて，故障時及び保守点検による待機除外時の予備として 5 本の合計 24 本を保管する。
第二弁操作室差圧計は，第二弁操作室と周囲の差圧の基準値を上回る範囲の測定が可能な設計とする。

9.3.2.4 環境条件等

9.7.2.4 環境条件等

基本方針については，「1.1.7.3 環境条件等」に示す。

基本方針については，「1.1.7.3 環境条件等」に示す。

代替循環冷却系の復水移送ポンプは廃棄物処理建屋内に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考

代替循環冷却系の代替循環冷却系ポンプ及び残留熱除去系熱交換器は，原子炉建屋原子炉棟内に設置し，想定さ慮した設計とする。
復水移送ポンプの操作は，想定される重大事故等時において，中央制御室で可能な設計とする。

主要な設備にあげた設備について記載

項目の相違

原子炉棟内に設置するものをまとめて記載れる重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
代替循環冷却系ポンプの操作，代替循環冷却系の系統構成に必要な弁の操作及び代替循環冷却系運転後における中央制御室で操作するものをまとめて記載

弁の操作は，想定される重大事故等時において，配管等の周囲の線量を考慮して，中央制御室で可能な設計とする。
代替循環冷却系の残留熱除去系熱交換器は原子炉区域内に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
代替循環冷却系の系統構成に必要な弁の操作は，想定される重大事故等時において，中央制御室若しくは離れた場所から遠隔で可能な設計又は設置場所で可能な設計とする。代替循環冷却系運転後における弁の操作は，配管等の周囲の線量を考慮して，中央制御室又は離れた場所から遠隔で可能な設計とする。
代替循環冷却系に使用する代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）
は屋外に保管及び設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
熱交換器ユニットの常設設備との接続及び操作は，想定される重大事故等時において，設置場所で可能な設計とする。
代替原子炉補機冷却系の系統構成に必要な弁の操作は，想定される重大事故等時において，中央制御室若しくは東二は中間ループがない。
東二の緊急用海水系は 5.10 最終ヒートシンクへ熱を移送するための設備に記載

離れた場所から遠隔で可能な設計又は設置場所で可能な設計とする。
大容量送水車（熱交換器ユニット用）の熱交換器ユニットとの接続及び操作は，想定される重大事故等時において，設置場所で可能な設計とする。

東二の緊急用海水系は常設設備で中央制御室からの
操作が可能

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柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考
東二には常設の緊急用海水系がある。

また，熱交換器ユニットの海水通水側及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，使用時に海水を通水するため，海水影響を考慮した設計とし，海から直接取水する際の異物の流入防止を考慮した設計とする。
代替循環冷却系運転後における配管等の周囲の線量低減のため，フラッシングが可能な設計とする。

代替循環冷却系運転後における配管等の周囲の線量低減のため，フラッシングが可能な設計とする。

格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置，よう素フィルタ及びラプチャーディスクは，屋外に設置し，想定され格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置は，原子炉建屋近傍の格納容器圧力逃がし装置格納槽（地下埋設）に，る重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。

機器の設置場所の相違

遠隔人力操作機構（操作部を除く）は，原子炉建屋原子炉棟内に，遠隔人力操作機構（操作部），第二弁操作室遮蔽， 主要な設備にあげた設備について記載
第二弁操作室空気ボンベユニット（空気ボンベ）及び第二弁操作室差圧計は，原子炉建屋付属棟内に，圧力開放板
は，原子炉建屋近傍の屋外に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。

中央制御室から操作できることをはじめに記載

格納容器圧力逃がし装置の排出経路に設置される隔離弁のうち原子炉建屋内に設置する弁の操作は，原子炉建屋

格納容器圧力逃がし装置の排出経路に設置される隔離弁は，中央制御室から操作が可能な設計とする。また，排内の原子炉区域外への遠隔手動弁操作設備の設置及び必要に応じた遮蔽材の設置により，想定される重大事故等時

出経路に設置されるこれらの隔離弁の遠隔人力操作機構の操作部を原子炉建屋原子炉棟外へ設け，必要に応じた遮

東二は遮蔽等を予め設置において，離れた場所から人力で容易かつ確実に手動操作が可能な設計とする。また，排出経路に設置される隔離蔽の設置並びに第二弁操作室遮蔽，第二弁操作室空気ボンベユニット（空気ボンベ）及び第二弁操作室差圧計を設

東二にはＡＯ弁はない。

弁のうち空気作動弁については，原子炉建屋内の原子炉区域外への遠隔空気駆動弁操作用ボンベの設置に加え必要置することにより，想定される重大事故等時において，離れた場所から人力で容易かつ確実に手動操作が可能な設（ＭＯ弁に取替）に応じて遮蔽材を設置し，離れた場所から遠隔空気駆動弁操作設備の配管を経由して高圧窒素ガスを供給すること計とする。

中央制御室からの操作は 2 段落前に既述により，容易かつ確実に操作が可能な設計とする。また，排出経路に設置される隔離弁のうち電動弁については，
中央制御室から操作が可能な設計とする。フィルタ装置，よう素フィルタの周囲及び必要に応じて配管等の周囲に格納容器圧力逃がし装置は，フィルタ装置の周囲及び必要に応じて配管等の周囲に遮蔽体を設けることで，格納遮蔽体を設けることで，屋外に設置する弁の操作，スクラバ水の排水，給水操作等のフィルタ装置周辺での操作が容器圧力逃がし装置格納槽内で実施するスクラビング水の補給操作及びサプレッション・チェンバへの移送操作が可能な設計とする。

可能な設計とする。

9.3.2.5 操作性の確保

9.7.2.5 操作性の確保

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

代替循環冷却系は，想定される重大事故等時において，通常時の系統構成から弁操作等により速やかに切り替え

代替循環冷却系は，想定される重大事故等時において，通常時の系統構成から弁操作等により速やかに切り替えられる設計とする。

代替循環冷却系ポンプ及び系統構成に必要な弁は，中央制御室の操作スイッチにより操作が可能な設計とする。

室若しくは離れた場所での操作スイッチにより操作又は設置場所での手動操作が可能な設計とする。また，代替循

また，代替循環冷却系の運転中に残留熱除去系ストレーナが閉塞した場合においては，逆洗操作が可能な設計とす

環冷却系の運転中に残留熱除去系ストレーナが閉塞した場合においては，逆洗操作が可能な設計とする。

る。

接続，弁操作等により速やかに切り替えられる設計とする。
代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，付属の操作スイッチに

設置

項目の相違

られる設計とする。

復水移送ポンプは，中央制御室の操作スイッチにより操作が可能な設計とし，系統構成に必要な弁は，中央制御

代替循環冷却系に使用する代替原子炉補機冷却系は，想定される重大事故等時において，通常時の系統構成から操作する弁について KK6/7 は屋外，東二は格納槽内に

東二は系統構成も中央制御室で実施可能

東二の緊急用海水系は 5.10 最終ヒートシンクへ熱を移送するための設備に記載
東二は中間ループがない。

より，設置場所での操作が可能な設計とする。代替原子炉補機冷却系の系統構成に必要な弁の操作は，中央制御室

東二の緊急用海水系は常設設備で中央制御室からの若しくは離れた場所での操作スイッチによる操作又は設置場所での手動操作が可能な設計とする。

操作が可能

熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，車両として屋外のアクセスルートを通行してアクセス可能な設計とするとともに，設置場所にて輪留めによる固定等が可能な設計とする。
熱交換器ユニットを接続する接続口については，フランジ接続とし，一般的に使用される工具を用いて，ホースを確実に接続することができる設計とする。また，6 号及び 7 号炉が相互に使用することができるよう，接続口の口径を統一する設計とする。

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柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

大容量送水車（熱交換器ユニット用）と熱交換器ユニットとの接続は，簡便な接続とし，結合金具を用いてホースを確実に接続できる設計とする。
格納容器圧力逃がし装置は，想定される重大事故等時において，通常時の系統構成から弁操作等により速やかに切り替えられる設計とする。
格納容器圧力逃がし装置使用時の排出経路に設置される隔離弁には，炉心の著しい損傷が発生した場合において，現場において人力で弁の操作ができるよう，遠隔手動弁操作設備を設置するとともに，操作場所は原子炉建屋内の原子炉区域外とし，必要に応じて遮蔽材を設置することで，容易かつ確実に人力による操作が可能な設計とする。

格納容器圧力逃がし装置は，想定される重大事故等時において，通常時の系統構成から弁操作等により速やかに切り替えられる設計とする。
格納容器圧力逃がし装置使用時の排出経路に設置される隔離弁は，中央制御室の操作スイッチにより操作が可能

中央制御室から操作できることをはじめに記載

な設計とし，また，炉心の著しい損傷が発生した場合において，現場において人力で弁の操作ができるよう，遠隔操作場所については 1 段落後に記述

人力操作機構を設置する。

東二にはＡＯ弁はない。
（ＭＯ弁に取替）

また，排出経路に設置される隔離弁のうち，空気作動弁については，遠隔空気駆動弁操作用ボンベ及び遠隔空気駆動
弁操作設備を設置するとともに，操作場所を原子炉建屋内の原子炉区域外とし，必要に応じて遮蔽材を設置すること

中央制御室からの操作は 1 段落前に既述で，容易かつ確実に操作が可能な設計とする。また，排出経路に設置される隔離弁のうち電動弁については，中央制御室の操作スイッチにより操作が可能な設計とする。
遠隔人力操作機構の操作場所は，原子炉建屋原子炉棟外とし，第二弁及び第二弁バイパス弁の操作を行う第二弁操作室は，必要な要員を収容可能な遮蔽に囲まれた空間とし，第二弁操作室空気ボンベユニット（空気ボンベ）に

操作場所について KK6/7 は 1 段落前に既述
東二特有の設備について記載て正圧化することにより外気の流入を一定時間遮断することで，格納容器圧力逃がし装置を使用する際のプルームの影響による操作員の被ばくを低減する設計とすることで，容易かつ確実に人力による操作が可能な設計とする。

9.3.3 主要設備及び仕様
原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備の主要機器仕様を第 9.3−1 表に示す。

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

代替循環冷却系は，発電用原子炉の運転中又は停止中に弁の開閉動作の確認が可能な設計とする。また，復水移送
ポンプ及び残留熱除去系熱交換器は，発電用原子炉の停止中に分解及び外観の確認が可能な設計とする。

9.7.3 主要設備及び仕様
原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備の主要機器仕様を第 9.7−1 表に示す。

9.7.4 試験検査

項目の相違
図表番号の相違

項目の相違

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

代替循環冷却系は，発電用原子炉の運転中又は停止中に弁の開閉動作の確認が可能な設計とする。また，代替循

系統仕様の相違

環冷却系ポンプ及び残留熱除去系熱交換器は，発電用原子炉の停止中に分解及び外観の確認が可能な設計とする。

東二の緊急用海水系は 5.10 最終ヒートシンクへ熱を代替循環冷却系に使用する代替原子炉補機冷却系は，発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能及び漏えいの有無の確認並びに弁の開閉動作の確認が可能な設計とする。また，代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニットの移送するための設備に記載

代替原子炉補機冷却水ポンプ及び熱交換器は，発電用原子炉の運転中又は停止中に分解又は取替えが可能な設計と東二の緊急用海水系は常設設備で中央制御室からのする。代替原子炉補機冷却系の大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，発電用原子炉の運転中又は停止中に独立操作が可能

して機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とするとともに，分解又は取替えが可能な設計とする。
また，熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，車両としての運転状態の確認及び外観の確認が可能な設計とする。
格納容器逃がし装置は，発電用原子炉の停止中に排出経路の隔離弁の開閉動作及び漏えいの確認が可能な設計とする。

格納容器圧力逃がし装置は，発電用原子炉の停止中に排出経路の隔離弁の開閉動作及び漏えいの有無の確認が可KK の誤記と思われる。

能な設計とする。

格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置は，発電用原子炉の停止中に内部構造物の外観の確認が可能な設計とす

格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置は，発電用原子炉の停止中に内部構造物の外観の確認が可能な設計とする。また，よう素フィルタは，発電用原子炉の停止中に内部構造物の外観の確認及び内部に設置されている銀ゼオ

る。また，よう素除去部は，発電用原子炉の停止中に内部に設置されている銀ゼオライト試験片を用いた性能の確

東二はフィルタ装置と一体型なので外観は前文に含ライト試験片を用いた性能の確認が可能な設計とする。

認が可能な設計とする。

まれる

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柏崎刈羽発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５０条 】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉
ラプチャーディスクは，発電用原子炉の停止中に取替えが可能な設計とする。

東海第二発電所

備考

圧力開放板は，発電用原子炉の停止中に取替えが可能な設計とする。

機器名称の相違

第二弁操作室空気ボンベユニット（空気ボンベ）及び第二弁操作室差圧計は，発電用原子炉の運転中又は停止中

主要な設備にあげた設備について記載に外観の確認が可能な設計とする。また，第二弁操作室空気ボンベユニット（空気ボンベ）及び第二弁操作室差圧計は，発電用原子炉の停止中に機能・性能の確認が可能な設計とする。

第 9.3−1 表 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備の主要機器仕様

第 9.7−1 表 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備の主要機器仕様

図表番号の相違(1) 代替循環冷却系(1) 代替循環冷却系

以下設備仕様の相違は自明であり特記しない。

a. 復水移送ポンプ

ａ．代替循環冷却系ポンプ

第 5.6−1 表 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備の主要機器仕様

兼用する設備は以下のとおり。

に記載する。

・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・原子炉格納容器内の冷却等のための設備
台

数

1（予備 1）

容量

約 250m３／h

程約 120m全

ｂ．残留熱除去系熱交換器

b. 残留熱除去系熱交換器兼用する設備は以下のとおり。

兼用する設備は以下のとおり。
・残留熱除去系

・残留熱除去系
基

数

伝熱容量

揚

1

基

約 8.1MW

伝 熱 容 量c. 熱交換器ユニット（6 号及び 7 号炉共用）
第 5.10−1 表 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備の主要機

数

2（原子炉停止時冷却モード）
約 19.4×10３kW（1 基当たり）

ｃ．緊急用海水ポンプ
第 5.10−1 表 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備の主要機器仕様に記載する。

器仕様に記載する。

d. 大容量送水車（熱交換器ユニット用）（6 号及び 7 号炉共用）
第 5.10−1 表 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備の主要機器仕様に記載する。

10／19

柏崎刈羽発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５０条 】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉(2) 格納容器圧力逃がし装置

東海第二発電所(2) 格納容器圧力逃がし装置兼用する設備は以下のとおり。

兼用する設備は以下のとおり。

・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

・水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備

・水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備

a. フィルタ装置
個数

備考

ａ．フィルタ装置
1

個

数

系統設計流量

約 31.6kg/s

系統設計流量13.4kg／s

放射性物質除去効率

99.9%以上（粒子状放射性物質及び無機よう

放射性物質除去効率

99.9％以上（粒子状放射性物質に対して）素に対して）

1

99％以上（無機よう素に対して）98％以上（有機よう素に対して）

材

料

スクラバ水
金属フィルタ材料

水酸化ナトリウム水溶液（pH′以上）

スクラビング水ステンレス鋼

金属フィルタステンレス鋼b. よう素フィルタ個数2

系統設計流量

約 15.8kg/s（1 基あたりの設計流量）

放射性物質除去効率98%以上（有機よう素に対して）材

銀ゼオライト料

ｂ．第二弁操作室遮蔽
材
遮

蔽

料

鉄筋コンクリート厚1,200mm 以上（フィルタ装置上流配管が敷設される側の遮蔽）400mm 以上（上記以外の遮蔽）

ｃ．第二弁操作室空気ボンベユニット（空気ボンベ）
本

数

19（予備 5）

容量

約 47L（1 本当たり）

ｄ．第二弁操作室差圧計個

数

1ｅ．遠隔人力操作機構
個c. ラプチャーディスク個数

設定破裂圧力数

4数

1ｆ．圧力開放板2個

約 100kPa[gage]

設定破裂圧力

0.08MPa［gage］

ｇ．窒素供給装置
第 9.9−1 表 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備の主要機器仕様に記載する。
ｈ．窒素供給装置用電源車
第 9.9−1 表 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備の主要機器仕様に記載する。

11／19

柏崎刈羽発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５０条 】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

設備の相違

第 9.7−1 図 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備系統概要図（代替循環冷却系による原子炉格納容器の減圧及び除熱（原子炉格納容器へのスプレイを実施する場合）
）

12／19

柏崎刈羽発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５０条 】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

設備の相違

第 9.7−2 図 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備系統概要図（代替循環冷却系による原子炉格納容器の減圧及び除熱（サプ
レッション・プール水の除熱を実施する場合）
）

13／19

柏崎刈羽発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５０条 】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

設備の相違

第 9.7−3 図 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備系統概要図（代替循環冷却系による原子炉格納容器の減圧及び除熱（原子炉圧力容器への注水及び原子炉格納容器へのスプレイを実施す
る場合）
）

14／19

柏崎刈羽発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５０条 】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

設備の相違

15／19

柏崎刈羽発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５０条 】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

東二の緊急用海水系は 5.10 最終ヒートシンクへ熱を移送するための設備に記載

16／19

柏崎刈羽発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５０条 】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

東二の緊急用海水系は 5.10 最終ヒートシンクへ熱を移送するための設備に記載

17／19

柏崎刈羽発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５０条 】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

設備の相違

第 9.7−4 図 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備系統概要図（格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器の減圧及び除熱）

18／19

柏崎刈羽発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５０条 】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

設備の相違（東二は単機プラント）

19／19

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５１条 】
東海第二発電所

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

9.4

原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備

9.4.1

概要

炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の破損を防止するため，溶融し，原子備考

9.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備

項目番号の相違

9.8.1 概要

項目番号の相違

炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の破損を防止するため，溶融し，原子炉格納容器の下部に落下した炉心を冷却するために必要な重大事故等対処設備を設置及び保管す

炉格納容器の下部（以下「ペデスタル（ドライウェル部）」という。
）に落下した炉心を冷却するた 先行電力（A-BWR）と東二（BWR5）のサプレる。

めに必要な重大事故等対処設備を設置及び保管する。

原子炉格納容器下部に落下した溶融炉心を冷却することで，溶融炉心・コンクリート相互作用（MCCI）を抑制し，溶融炉心が原子炉格納容器バウンダリに接触することを防止する。

ッション・チェンバ形状の違いによる名称

ペデスタル（ドライウェル部）に落下した溶融炉心を冷却することで，溶融炉心・コンクリート の相違（以下①の相違）相互作用（ＭＣＣＩ）を抑制し，溶融炉心が原子炉格納容器バウンダリに接触することを防止する。

原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備の系統概要図を第 9.4−1 図から第 9.4−
6 図に示す。

9.4.2

設計方針

ペデスタル（ドライウェル部）の溶融炉心を冷却するための設備の系統概要図を第 9.8−1 図か 図表番号の相違
ら第 9.8−2 図に示す。

9.8.2 設計方針

項目番号の相違

原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備のうち，炉心の著しい損傷が発生した場

ペデスタル（ドライウェル部）の溶融炉心を冷却するための設備のうち，炉心の著しい損傷が ①の相違

合において原子炉格納容器の破損を防止できるよう，原子炉格納容器下部に落下した溶融炉心の発生した場合において原子炉格納容器の破損を防止できるよう，ペデスタル（ドライウェル部） ①の相違

冷却を行うための設備として，格納容器下部注水系（常設）及び格納容器下部注水系（可搬型）をに落下した溶融炉心の冷却を行うための設備として，格納容器下部注水系（常設）及び格納容器設ける。また，溶融炉心が原子炉格納容器下部へと落下した場合に，ドライウェル高電導度廃液サ

下部注水系（可搬型）を設ける。また，溶融炉心がペデスタル（ドライウェル部）に落下するま 【先行 BWR との相違】

ンプ及びドライウェル低電導度廃液サンプへの溶融炉心の流入を抑制するための設備として，コでに，ペデスタル（ドライウェル部）にあらかじめ十分な水量を確保し，落下した溶融炉心の冷 東二：

リウムシールドを設ける。

却が可能な設計とする。なお，格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（ドライウェル部） への熱影響を抑制するための受け構造

溶融炉心によるペデスタル（ドライウェル部）構造への注水及び格納容器下部注水系（可搬型）によるペデスタル（ドライウェル部）への注水と合わせて，溶融炉心が原子炉圧力容器からペデスタル（ドライウェル部）へ落下する場合に，溶融
炉心とペデスタル（ドライウェル部）のコンクリートの相互作用による侵食及び溶融炉心からペデスタル（ドライウェル部）のコンクリートへの熱影響を抑制するため，ペデスタル（ドライウ

コリウムシールドの目的の違い。東二は，MCCI によるコンクリートへの熱影響を抑制する目的を記載
先行ＢＷＲ：
溶融炉心のドライウェルサンプへの流入を防止す
る堰構造（以下②の相違）ェル部）にコリウムシールドを設ける。

(1) 原子炉格納容器下部に落下した溶融炉心の冷却に用いる設備
a. 格納容器下部注水系（常設）による原子炉格納容器下部への注水
原子炉格納容器下部に落下した溶融炉心の冷却を行うための重大事故等対処設備として，
格納容器下部注水系（常設）を使用する。

(1) ペデスタル（ドライウェル部）に落下した溶融炉心の冷却に用いる設備
ａ．格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（ドライウェル部）への注水

①の相違
①の相違

ペデスタル（ドライウェル部）に落下した溶融炉心の冷却を行うための重大事故等対処設備 ①の相違
として，格納容器下部注水系（常設）を使用する。

格納容器下部注水系（常設）は，復水移送ポンプ，配管・弁類，計測制御装置等で構成し，格納容器下部注水系（常設）は，常設低圧代替注水系ポンプ，配管・弁類，計測制御装置等

復水移送ポンプにより，復水貯蔵槽の水を復水補給水系等を経由して原子炉格納容器下部へで構成し，常設低圧代替注水系ポンプにより，代替淡水貯槽の水を格納容器下部注水系を経由

注水し，溶融炉心が落下するまでに原子炉格納容器下部にあらかじめ十分な水位を確保する

してペデスタル（ドライウェル部）へ注水し，溶融炉心が落下するまでにペデスタル（ドライとともに，落下した溶融炉心を冷却できる設計とする。

ウェル部）にあらかじめ十分な水位を確保するとともに，落下した溶融炉心を冷却できる設計【注水系統説明時の文章構成】「主機，配管弁，計装等で構成すること」，「主機により水
源の水を系統を経由し注水先へ注水すること」，「以上により目的（溶融炉心を冷却）を達成すること」で構成する。
東二の格納容器下部注水系に使用するポンプ及び水源の相違（以下③の相違）

とする。

1／24

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５１条 】
格納容器下部注水系（常設）は，代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。

格納容器下部注水系（常設）は，代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。

また，コリウムシールドは，溶融炉心が原子炉格納容器下部へと落下した場合において，ドまた，コリウムシールドは，溶融炉心がペデスタル（ドライウェル部）へと落下した場合に ①の相違

ライウェル高電導度廃液サンプ及びドライウェル低電導度廃液サンプへの溶融炉心の流入をおいて，溶融炉心とペデスタル（ドライウェル部）のコンクリートの相互作用による侵食及び ②の相違

抑制する設計とする。更に格納容器下部注水系（常設）を使用することにより，ドライウェル

溶融炉心からペデスタル（ドライウェル部）のコンクリートへの熱影響を抑制する設計とす

高電導度廃液サンプ及びドライウェル低電導度廃液サンプのコンクリートの侵食を抑制し，る。

溶融炉心が原子炉格納容器バウンダリに接触することを防止できる設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

・復水移送ポンプ

・常設低圧代替注水系ポンプ

・コリウムシールド・コリウムシールド・復水貯蔵槽（5.7 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）

・代替淡水貯槽（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）

設備名称の相違

・常設代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）

・常設代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）

東二は号機間融通なし。

・可搬型代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）

・可搬型代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）

東二は号機間融通なし。

・代替所内電気設備（10.2 代替電源設備）

・代替所内電気設備（10.2 代替電源設備）

設備名称の相違

ＤＢ設備をＳＡとして使用するため記載が本系統の流路として，復水補給水系及び高圧炉心注水系の配管及び弁を重大事故等対処設あるが東二は新規ＳＡ設備のため記載な

備として使用する。

し。
その他，設計基準対象施設である原子炉格納容器を重大事故等対処設備として使用する。
b. 格納容器下部注水系（可搬型）による原子炉格納容器下部への注水
原子炉格納容器下部に落下した溶融炉心の冷却を行うための重大事故等対処設備として，
格納容器下部注水系（可搬型）を使用する。
格納容器下部注水系（可搬型）は，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級），配管・ホース・弁類，計測制御装置等で構成し，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）により，代替淡水源の水を復水補給水系を経由して原子炉格納容器下部へ注水し，溶融炉心が落下するまでに原子炉格納容器
下部にあらかじめ十分な水位を確保するとともに，落下した溶融炉心を冷却できる設計とする。

その他，設計基準対象施設である原子炉格納容器を重大事故等対処設備として使用する。
ｂ．格納容器下部注水系（可搬型）によるペデスタル（ドライウェル部）への注水①の相違

ペデスタル（ドライウェル部）に落下した溶融炉心の冷却を行うための重大事故等対処設備 ①の相違
として，格納容器下部注水系（可搬型）を使用する。
【先行 BWR との相違】
東二：制御装置等で構成し，可搬型代替注水中型ポンプにより，西側淡水貯水設備又は代替淡水源 ポンプ 可搬型代替注水中型ポンプ（代替淡水貯槽を除く）の水を格納容器下部注水系を経由してペデスタル（ドライウェル部） 水源⇒西側淡水貯水設備又は代替淡水源
先行ＢＷＲ：
へ注水し，溶融炉心が落下するまでにペデスタル（ドライウェル部）にあらかじめ十分な水位 ポンプ 可搬型代替注水ポンプ
水源 代替淡水源

格納容器下部注水系（可搬型）は，可搬型代替注水中型ポンプ，配管・ホース・弁類，計測を確保するとともに，落下した溶融炉心を冷却できる設計とする。

また，可搬型代替注水大型ポンプ，配管・ホース・弁類，計測制御装置等で構成し，可搬型
代替注水大型ポンプにより，代替淡水源（代替淡水貯槽を除く）の水を格納容器下部注水系を経由してペデスタル（ドライウェル部）へ注水し，溶融炉心が落下するまでにペデスタル（ド【先行 BWR との相違】
東二：ポンプ 可搬型代替注水大型ポンプ
水源⇒代替淡水貯槽又は代替淡水源

ライウェル部）にあらかじめ十分な水位を確保するとともに，落下した溶融炉心を冷却できる設計とする。
なお，代替淡水貯槽からも取水できる設計とする。

水源の相違（「なお」書きにて淡水源からの2／24

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５１条 】
取水を記載）（以下③の相違）
格納容器下部注水系（可搬型）は，代替淡水源が枯渇した場合において，重大事故等の収束

格納容器下部注水系（可搬型）は，代替淡水源（代替淡水貯槽を除く）が枯渇した場合にに必要となる水の供給設備である大容量送水車（海水取水用）により海を利用できる設計とす

おいて，重大事故等の収束に必要となる水の供給設備である可搬型代替注水中型ポンプ又はる。

可搬型代替注水大型ポンプにより海を利用できる設計とする。

格納容器下部注水系（可搬型）は，代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は③の相違
設備名称の相違

格納容器下部注水系（可搬型）は，代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。また，可搬型代替注水ポンプ（A-2

可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。また，可搬型代替注水中型ポンプ及 設備名称の相違

級）は，ディーゼルエンジンにより駆動できる設計とする。燃料は，燃料補給設備である軽油

び可搬型代替注水大型ポンプは，空冷式のディーゼルエンジンにより駆動できる設計とする。 他給水による冷却でないことを明示するため「空冷タンク及びタンクローリ（4kL）により補給できる設計とする。

燃料は，燃料給油設備である可搬型設備用軽油タンク及びタンクローリにより補給できる設 式」を付記する。
計とする。

設備名称の相違

また，コリウムシールドは，溶融炉心が原子炉格納容器下部へと落下した場合において，ドまた，コリウムシールドは，溶融炉心がペデスタル（ドライウェル部）へ落下した場合にお ①の相違

ライウェル高電導度廃液サンプ及びドライウェル低電導度廃液サンプへの溶融炉心の流入をいて，溶融炉心とペデスタル（ドライウェル部）のコンクリートの相互作用による侵食及び溶 ②の相違

抑制する設計とする。更に格納容器下部注水系（可搬型）を使用することにより，ドライウェ

融炉心からペデスタル（ドライウェル部）のコンクリートへの熱影響を抑制できる設計とす

ル高電導度廃液サンプ及びドライウェル低電導度廃液サンプのコンクリートの侵食を抑制る。

し，溶融炉心が原子炉格納容器バウンダリに接触することを防止できる設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

・可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）（6 号及び 7 号炉共用）

・可搬型代替注水中型ポンプ

設備名称の相違・可搬型代替注水大型ポンプ

設備名称の相違・コリウムシールド・コリウムシールド・西側淡水貯水設備（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）

主要設備として設備水源は記載し措置水源は・代替淡水貯槽（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）

記載しない（措置水源は説明文中では一括名

・常設代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）

・常設代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）

称等で記載）

・可搬型代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）

・可搬型代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）

主機はディーゼルエンジン駆動につき電源は・代替所内電気設備（10.2 代替電源設備）

・代替所内電気設備（10.2 代替電源設備）不要であるが，系統の電動弁を想定した電源を記載

・燃料補給設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）

・燃料給油設備（10.2 代替電源設備）

先行ＢＷＲとの整合により「可搬型設備用軽油タンク」及び「タンクローリ」を一括名称「燃料給油設備」として記載

本系統の流路として，復水補給水系の配管及び弁並びにホースを重大事故等対処設備とし本系統の流路として，ホースを重大事故等対処設備として使用する。

先行はＤＢ格上げＳＡ設備，東二は新設Ｓて使用する。
その他，設計基準対象施設である原子炉格納容器を重大事故等対処設備として使用する。

(2) 溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下遅延・防止に用いる設備

Ａ設備で対応するため。
その他，設計基準対象施設である原子炉格納容器を重大事故等対処設備として使用する。

(2) 溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下遅延・防止に用いる設備

①の相違

3／24

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５１条 】
a. 低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水
炉心の著しい損傷が発生した場合に溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下を遅延・防止

a．低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水
炉心の著しい損傷が発生した場合に溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落 ①の相違するための重大事故等対処設備として，低圧代替注水系（常設）を使用する。なお，この場合

下を遅延・防止するための重大事故等対処設備として，低圧代替注水系（常設）を使用する。

は，ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入と並行して行う。

なお，この場合は，ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入と並行して行う。

本系統の詳細については，「5.6 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備」に記載する。

b. 低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水
炉心の著しい損傷が発生した場合に溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下を遅延・防止

本系統の詳細については，「5.9 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷 項目番号の相違
却するための設備」に記載する。

b．低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水
炉心の著しい損傷が発生した場合に溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落 ①の相違するための重大事故等対処設備として，低圧代替注水系（可搬型）を使用する。なお，この場

下を遅延・防止するための重大事故等対処設備として，低圧代替注水系（可搬型）を使用する。

合は，ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入と並行して行う。

なお，この場合は，ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入と並行して行う。

本系統の詳細については，「5.6 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備」に記載する。

c. 高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水
炉心の著しい損傷が発生した場合に溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下を遅延・防止

本系統の詳細については，「5.9 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷 項目番号の相違
却するための設備」に記載する。

c．高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水
炉心の著しい損傷が発生した場合に溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落 ①の相違するための重大事故等対処設備として，高圧代替注水系を使用する。なお，この場合は，ほう下を遅延・防止するための重大事故等対処設備として，高圧代替注水系を使用する。なお，こ酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入と並行して行う。

の場合は，ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入と並行して行う。

本系統の詳細については，「5.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備」に記載する。

本系統の詳細については，「5.7 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷 項目番号の相違
却するための設備」に記載する。

d．代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水落下遅延防止に用いる設備の相違

炉心の著しい損傷が発生した場合に溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下を遅延・防止するための重大事故等対処設備として，代替循環冷却系を使用する。なお，この場合は，ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入と並行して行う。
本系統の詳細については，「5.9 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備」に記載する。

d. ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入
炉心の著しい損傷が発生した場合に溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下を遅延・防止するための重大事故等対処設備として，ほう酸水注入系を使用する。なお，この場合は，低圧

e．ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入
炉心の著しい損傷が発生した場合に溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への①の相違

落下を遅延・防止するための重大事故等対処設備として，ほう酸水注入系を使用する。な4／24

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５１条 】
代替注水系（常設），低圧代替注水系（可搬型）及び高圧代替注水系のいずれかによる原子炉

お，この場合は，低圧代替注水系（常設），低圧代替注水系（可搬型），代替循環冷却系及び圧力容器への注水と並行して行う。

高圧代替注水系のいずれかによる原子炉圧力容器への注水と並行して行う。

本系統の詳細については，「6.7 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備」に記載する。

大容量送水車（海水取水用），復水貯蔵槽については，「5.7 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備」に記載する。

本系統の詳細については，「6.8 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための対応設備の相違
項目番号の相違

設備」に記載する。

可搬型代替注水中型ポンプ，可搬型代替注水大型ポンプ及び代替淡水貯槽については，「9.12 設備名称の相違
重大事故等の収束に必要となる水の供給設備」に記載する。

項目番号の相違

原子炉格納容器については，「9.1 原子炉格納施設」に記載する。

原子炉格納容器については，「9.1 原子炉格納施設」に記載する。

常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備，代替所内電気設備及び燃料補給設備について常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備，代替所内電気設備及び燃料給油設備について 設備名称の相違は，「10.2 代替電源設備」に記載する。

9.4.2.1

多重性又は多様性及び独立性，位置的分散

は，「10.2 代替電源設備」に記載する。

9.8.2.1 多重性又は多様性及び独立性，位置的分散

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

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

格納容器下部注水系（常設）及び格納容器下部注水系（可搬型）は，共通要因によって同時に格納容器下部注水系（常設）及び格納容器下部注水系（可搬型）は，共通要因によって同時に機能を損なわないよう，格納容器下部注水系（常設）の復水移送ポンプを代替所内電気設備を経機能を損なわないよう，格納容器下部注水系（常設）の常設低圧代替注水系ポンプを代替所内電由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電による電動機駆動とし，格気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電による電動機

納容器下部注水系（可搬型）の可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）をディーゼルエンジンによる駆動駆動とし，格納容器下部注水系（可搬型）の可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型とすることで，多様性を有する設計とする。

ポンプを空冷式のディーゼルエンジンによる駆動とすることで，多様性を有する設計とする。

格納容器下部注水系（常設）の電動弁は，ハンドルを設けて手動操作を可能とすることで，常設

格納容器下部注水系（常設）の電動弁は，ハンドルを設けて手動操作を可能とすることで，常設

代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電による遠隔操作に対して多様性を有す

代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電による遠隔操作に対して多様性を有する設計とする。また，格納容器下部注水系（常設）の電動弁は，代替所内電気設備を経由して給電る設計とする。また，格納容器下部注水系（常設）の電動弁は，代替所内電気設備を経由して給電する系統において，独立した電路で系統構成することにより，非常用所内電気設備を経由して給電する系統において，独立した電路で系統構成することにより，独立性を有する設計とする。

する系統に対して独立性を有する設計とする。

また，格納容器下部注水系（常設）及び格納容器下部注水系（可搬型）の水源は，それぞれ復水貯蔵槽と代替淡水源とすることで，異なる水源を有する設計とする。

項目番号の相違

設備名称の相違
設備名称の相違

格納容器下部注水系（常設）として使用するポンプが相違しており，ポンプへの給電系統がことなるため，「非常用所内電気設備を経由して給電する系統に対して」を東二では記載しない。
先行ＢＷＲは，ＤＢ格上げＳＡ（復水移送ポンプ）の給電系統として記載している。
（以下 の相違）

また，格納容器下部注水系（常設）及び格納容器下部注水系（可搬型）の水源は，それぞれ代替 ③の相違
淡水貯槽と代替淡水源（代替淡水貯槽を除く）とすることで，異なる水源を有する設計とする。

5／24

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５１条 】
復水移送ポンプは，廃棄物処理建屋内に設置し，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は廃棄物処理

常設低圧代替注水系ポンプは，常設低圧代替注水系格納槽内に設置し，可搬型代替注水中型ポン 機器及び保管場所の相違

建屋から離れた屋外に分散して保管することで，共通要因によって同時に機能を損なわないよう

プ及び可搬型代替注水大型ポンプは常設低圧代替注水系格納槽から離れた屋外に分散して保管す

位置的分散を図る設計とする。

ることで，共通要因によって同時に機能を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。

格納容器下部注水系（可搬型）の電動弁は，ハンドルを設けて手動操作を可能とすることで，常格納容器下部注水系（可搬型）の電動弁は，ハンドルを設けて手動操作を可能とすることで，常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電による遠隔操作に対して多様性を有

設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電による遠隔操作に対して多様性を有する設計とする。また，格納容器下部注水系（可搬型）の電動弁は，代替所内電気設備を経由してする設計とする。また，格納容器下部注水系（可搬型）の電動弁は，代替所内電気設備を経由して給電する系統において，独立した電路で系統構成することにより，非常用所内電気設備を経由して給電する系統において，独立した電路で系統構成することにより，独立性を有する設計とする。

④の相違

給電する系統に対して独立性を有する設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）の接続口は，共通要因によって接続できなくなることを防止するため，位置的分散を図った複数箇所に設置する設計とする。

可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプの接続口は，共通要因によって接続 設備名称の相違
できなくなることを防止するため，位置的分散を図った複数箇所に設置する設計とする。

これらの多様性及び系統の独立性並びに位置的分散によって，格納容器下部注水系（常設）及びこれらの多様性及び系統の独立性並びに位置的分散によって，格納容器下部注水系（常設）及び格納容器下部注水系（可搬型）は，互いに重大事故等対処設備としての独立性を有する設計とす

格納容器下部注水系（可搬型）は，互いに重大事故等対処設備としての独立性を有する設計とする。

る。

電源設備の多重性又は多様性及び独立性，位置的分散については「10.2 代替電源設備」に記載する。

9.4.2.2

電源設備の多重性又は多様性及び独立性，位置的分散については「10.2 代替電源設備」に記載
する。

悪影響防止

9.8.2.2 悪影響防止

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

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

格納容器下部注水系（常設）は，通常時は弁により他の系統と隔離し，重大事故等時に弁操作等

格納容器下部注水系（常設）は，通常時は弁により他の系統と隔離し，重大事故等時に弁操作等により重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計により重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計

とする。

とする。

格納容器下部注水系（可搬型）は，通常時は可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）を接続先の系統と格納容器下部注水系（可搬型）は，通常時は可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型 設備名称の相違

分離して保管し，重大事故等時に接続，弁操作等により重大事故等対処設備としての系統構成とす

ポンプを接続先の系統と分離して保管し，重大事故等時に接続，弁操作等により重大事故等対処設ることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，治具や輪留めによる固定等をすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，飛散物となって他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

項目番号の相違

可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，治具や輪留めによる固定等をす 設備名称の相違ることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，飛散物となって他の設備に悪影 設備名称の相違
響を及ぼさない設計とする。

6／24

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５１条 】
コリウムシールドは，他の設備と独立して設置することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計

コリウムシールドは，他の設備と独立して設置することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。また，コリウムシールドは，下部にスリットを設けることで，原子炉格納容器下部に設置とする。また，コリウムシールド内に設置する機器ドレンサンプ及び床ドレンサンプの排水経路 排水流路の相違されているドライウェル高電導度廃液サンプの原子炉冷却材圧力バウンダリからの原子炉冷却材

は，十分な排水流量を確保することで，原子炉冷却材圧力バウンダリからの原子炉冷却材の漏えい 東二：排水配管の漏えい検出機能に対して悪影響を及ぼさない設計とする。

検出機能に対して悪影響を及ぼさない設計とする。

9.4.2.3

容量等

9.8.2.3 容量等

先行ＢＷＲ：スリット

項目番号の相違

基本方針については，「1.1.7.2 容量等」に示す。

基本方針については，「1.1.7.2 容量等」に示す。

格納容器下部注水系（常設）の復水移送ポンプは，設計基準対象施設の復水補給水系と兼用して格納容器下部注水系（常設）の常設低圧代替注水系ポンプは，想定される重大事故等時におい ＤＢ設備をＳＡ時に使用するための記載のおり，設計基準対象施設としてのポンプ流量が，想定される重大事故等時において，原子炉格納容て，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）及び格納容器下部注水系（常設）として同時に使用する ため，東二は記載なし。

器下部に落下した溶融炉心を冷却するために必要な注水流量に対して十分であるため，設計基準ため，各系統の必要な流量を同時に確保できる容量を有する設計とする。

対象施設と同仕様で設計する。また，復水移送ポンプは，想定される重大事故等時において，代替
格納容器スプレイ冷却系（常設）及び格納容器下部注水系（常設）として同時に使用するため，各系統の必要な流量を同時に確保できる容量を有する設計とする。
格納容器下部注水系（可搬型）の可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，想定される重大事故等時

格納容器下部注水系（可搬型）の可搬型代替注水中型ポンプは，想定される重大事故等時におい 設備名称の相違において，原子炉格納容器下部に落下した溶融炉心を冷却するために必要な注水流量を有するもて，原子炉格納容器下部に落下した溶融炉心を冷却するために必要な注水流量を有するものを 1のを 1 セット 4 台使用する。保有数は，6 号及び 7 号炉共用で 4 セット 16 台に加えて，故障時及セット 2 台使用する。保有数は，2 セットで 4 台に加えて，故障時及び保守点検による待機除外時 1 セット使用台数の相違

び保守点検による待機除外時のバックアップ用として 1 台（6 号及び 7 号炉共用）の合計 17 台をのバックアップ用として 1 台の合計 5 台を保管する。

東二：2 台，先行ＢＷＲ：4 台プラント間共用の有無の相違

保管する。

東二：共用なし。
先行ＢＷＲ：6，7 号共用
格納容器下部注水系（可搬型）の可搬型代替注水大型ポンプは，想定される重大事故等時におい 東二の可搬型代替注水大型ポンプ及び可搬て，原子炉格納容器下部に落下した溶融炉心を冷却するために必要な注水流量を有するものを 1 型代替注水大型ポンプ（放水用）は，同型
セット 1 台使用する。保有数は，2 セットで 2 台に加えて，故障時及び保守点検による待機除外時 設備でありバックアップを共用するためののバックアップ用として 1 台の合計 3 台を保管する。バックアップについては，同型設備である 記載
可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）のバックアップ用 1 台と共用可能とする。

コリウムシールドは，原子炉格納容器下部に落下した溶融炉心が，ドライウェル高電導度廃液サ

コリウムシールドは，溶融炉心が原子炉圧力容器からペデスタル（ドライウェル部）へ落下す

ンプ及びドライウェル低電導度廃液サンプへ流入することを抑制するために必要な厚さ及び高さる場合に，溶融炉心とペデスタル（ドライウェル部）のコンクリートの相互作用による侵食及びを有する設計とする。

溶融炉心からペデスタル（ドライウェル部）のコンクリートへの熱影響を抑制するために必要な②の相違

厚さ及び高さを有する設計とする。

7／24

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５１条 】
9.4.2.4

環境条件等

9.8.2.4 環境条件等

項目番号の相違

基本方針については，「1.1.7.3 環境条件等」に示す。

基本方針については，「1.1.7.3 環境条件等」に示す。

格納容器下部注水系（常設）の復水移送ポンプは，廃棄物処理建屋内に設置し，想定される重大格納容器下部注水系（常設）の常設低圧代替注水系ポンプは，常設低圧代替注水系格納槽内に設 設備名称の相違

事故等時における環境条件を考慮した設計とする。復水移送ポンプの操作は，想定される重大事故

置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。常設低圧代替注水系ポン 設備名称の相違

等時において，中央制御室で可能な設計とする。

プの操作は，想定される重大事故等時において，中央制御室で可能な設計とする。

格納容器下部注水系（常設）の系統構成に必要な弁の操作は，想定される重大事故等時において，中央制御室若しくは離れた場所から遠隔で可能な設計又は設置場所で可能な設計とする。
また，格納容器下部注水系（常設）は，淡水だけでなく海水も使用できる設計とする。なお，可能な限り淡水を優先し，海水通水を短期間とすることで，設備への影響を考慮する。
格納容器下部注水系（可搬型）の可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，屋外に保管及び設置し，格納容器下部注水系（常設）の系統構成に必要な弁の操作は，想定される重大事故等時において，中央制御室から遠隔で可能な設計又は設置場所で可能な設計とする。

東二は遠隔操作なし。

また，格納容器下部注水系（常設）は，淡水だけでなく海水も使用できる設計とする。なお，可能な限り淡水を優先し，海水通水を短期間とすることで，設備への影響を考慮する。
格納容器下部注水系（可搬型）の可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは， 設備名称の相違想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）

屋外に保管及び設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。可搬型の常設設備との接続及び操作は，想定される重大事故等時において，設置場所で可能な設計とす

代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプの常設設備との接続及び操作は，想定される 設備名称の相違る。

重大事故等時において，設置場所で可能な設計とする。

格納容器下部注水系（可搬型）の系統構成に必要な弁の操作は，想定される重大事故等時において，中央制御室若しくは離れた場所から遠隔で可能な設計又は設置場所で可能な設計とする。
また，格納容器下部注水系（可搬型）は，淡水だけでなく海水も使用できる設計とする。なお，
可能な限り淡水を優先し，海水通水を短期間とすることで，設備への影響を考慮する。
コリウムシールドは，原子炉格納容器下部に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
9.4.2.5

操作性の確保

格納容器下部注水系（可搬型）の系統構成に必要な弁の操作は，想定される重大事故等時において，中央制御室から遠隔で可能な設計又は設置場所で可能な設計とする。

東二は遠隔操作なし。

また，格納容器下部注水系（可搬型）は，淡水だけでなく海水も使用できる設計とする。なお，
可能な限り淡水を優先し，海水通水を短期間とすることで，設備への影響を考慮する。
コリウムシールドは，ペデスタル（ドライウェル部）に設置し，想定される重大事故等時におけ ①の相違
る環境条件を考慮した設計とする。
9.8.2.5 操作性の確保

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

格納容器下部注水系（常設）は，想定される重大事故等時において，通常時の系統構成から弁操格納容器下部注水系（常設）は，想定される重大事故等時において，通常時の系統構成から弁操

項目番号の相違

作等により速やかに切り替えられる設計とする。格納容器下部注水系（常設）の復水移送ポンプ

作等により速やかに切り替えられる設計とする。格納容器下部注水系（常設）の常設低圧代替注水 設備名称の相違

は，中央制御室の操作スイッチにより操作が可能な設計とし，系統構成に必要な弁は，中央制御室

系ポンプは，中央制御室の操作スイッチにより操作が可能な設計とし，系統構成に必要な弁は，中若しくは離れた場所での操作スイッチによる操作又は設置場所での手動操作が可能な設計とす

央制御室での操作スイッチによる操作又は設置場所での手動操作が可能な設計とする。

東二は遠隔操作なし。

る。
格納容器下部注水系（可搬型）は，想定される重大事故等時において，通常時の系統構成から接続，弁操作等により速やかに切り替えられる設計とする。
格納容器下部注水系（可搬型）の可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，付属の操作スイッチによ

格納容器下部注水系（可搬型）は，想定される重大事故等時において，通常時の系統構成から接続，弁操作等により速やかに切り替えられる設計とする。
格納容器下部注水系（可搬型）の可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは， 設備名称の相違

り，設置場所での操作が可能な設計とし，系統構成に必要な弁は，中央制御室若しくは離れた場所

付属の操作スイッチにより，設置場所での操作が可能な設計とし，系統構成に必要な弁は，中央制 東二は遠隔操作なし。

での操作スイッチによる操作又は設置場所での手動操作が可能な設計とする。

御室での操作スイッチによる操作又は設置場所での手動操作が可能な設計とする。

8／24

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５１条 】
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，車両として屋外のアクセスルートを通行してアクセス可能な設計とするとともに，設置場所にて輪留めによる固定等が可能な設計とする。

可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，車両として屋外のアクセスルー

設備名称の相違

トを通行してアクセス可能な設計とするとともに，設置場所にて輪留めによる固定等が可能な設計とする。

可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）を接続する接続口については，簡便な接続とし，接続治具を用いてホースを確実に接続することができる設計とする。また，6 号及び 7 号炉が相互に使用するこ

可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプを接続する接続口については，簡便な接続とし，接続治具を用いてホースを確実に接続することができる設計とする。

主要設備及び仕様

原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備の主要機器仕様を第 9.4−1 表に示す。

9.4.4

試験検査

東二は，号機間の共用がないため，記載なし。

とができるよう，接続口の口径を統一する設計とする。

9.4.3

設備名称の相違

9.8.3 主要設備及び仕様
原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備の主要機器仕様を第 9.8−1 表に示す。

9.8.4 試験検査

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

格納容器下部注水系（常設）は，発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能及び漏えいの有格納容器下部注水系（常設）は，発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能及び漏えいの有項目番号の相違
図表番号の相違

項目番号の相違

無の確認並びに弁の開閉動作の確認が可能な設計とする。また，格納容器下部注水系（常設）の復

無の確認並びに弁の開閉動作の確認が可能な設計とする。また，格納容器下部注水系（常設）の常 設備名称の相違

水移送ポンプは，発電用原子炉の停止中に分解及び外観の確認が可能な設計とする。

設低圧代替注水系ポンプは，発電用原子炉の停止中に分解及び外観の確認が可能な設計とする。

格納容器下部注水系（可搬型）の可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，発電用原子炉の運転中又格納容器下部注水系（可搬型）の可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは， 設備名称の相違

は停止中に，独立して機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とするとともに，分解又は発電用原子炉の運転中又は停止中に，独立して機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計と取替えが可能な設計とする。また，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，車両として運転状態の確するとともに，分解又は取替えが可能な設計とする。また，可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型 設備名称の相違

認及び外観の確認が可能な設計とする。

代替注水大型ポンプは，車両として運転状態の確認及び外観の確認が可能な設計とする。

コリウムシールドは，発電用原子炉の停止中に外観の確認が可能な設計とする。

コリウムシールドは，発電用原子炉の停止中に外観の確認が可能な設計とする。

第 9.4−1 表 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備の主要機器仕様

第 9.8−1 表 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備の主要機器仕様

図表番号の相違
以下設備仕様の相違は自明であり特記しない。

(1) 格納容器下部注水系（常設）
a. 復水移送ポンプ
第 5.6−1 表 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備の主要機器仕様に記載する。

(1) 格納容器下部注水系（常設）a. 常設低圧代替注水系ポンプ兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

9／24

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５１条 】
・原子炉格納容器内の冷却等のための設備・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備
台

数

2

容

量

約 200m３／h（1 台当たり）

程

約 200m

全(2) 格納容器下部注水系（可搬型）
a. 可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）（6 号及び 7 号炉共用）
第 4.3−1 表 使用済燃料プールの冷却等のための設備の主要機器仕様に記載する。

揚(2) 格納容器下部注水系（可搬型）
a. 可搬型代替注水中型ポンプ兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
・原子炉格納容器内の冷却等のための設備
・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備
・水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
台

数

4（予備 1）

容量

約 210m３／h（1 台当たり）

程

約 100m全揚ｂ. 可搬型代替注水大型ポンプ兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
・原子炉格納容器内の冷却等のための設備
・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備
・水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備

10／24

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５１条 】
台数

2（予備 1＊）

容量

約 1,320m３／h（1 台当たり）

程

約 140m

全揚＊「可搬型代替注水大型ポンプ」及び「可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）
」は同型設
備であり，
「可搬型代替注水大型ポンプ」の予備 1 台と「可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）」の予備 1 台の計 2 台は共用可能とする。
(3) コリウムシールド(3) コリウムシールド
材

質

ジルコニア

材

料

ジルコニア（ＺｒＯ２）

高さ

6 号炉 約 0.85m

高さ

約1.88m7 号炉 約 0.65m

厚さ

約0.15m厚さ

約 0.13m(4) 低圧代替注水系（常設）
a. 復水移送ポンプ
第 5.6−1 表 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備の主要機器仕様に記載する。
(5) 低圧代替注水系（可搬型）
a. 可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）（6 号及び 7 号炉共用）
第 4.3−1 表 使用済燃料プールの冷却等のための設備の主要機器仕様に記載する。
(6) 高圧代替注水系
ａ． 高圧代替注水系ポンプ
第 5.4−1 表 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備の主要機器仕様に記載する。

(4) 高圧代替注水系
ａ．常設高圧代替注水系ポンプ兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
台

数

1

容

量

約 136.7m３／h

程

約 900m全揚(5) 代替循環冷却系
a. 代替循環冷却系ポンプ兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・原子炉格納容器内の冷却等のための設備
・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備
台

数

１(予備 1)

容量

約 250m３／h

11／24

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５１条 】
全(7) ほう酸水注入系
ａ． ほう酸水注入系ポンプ
第 6.1.2−3 表 ほう酸水注入系主要仕様に記載する。
ｂ． ほう酸水注入系貯蔵タンク
第 6.1.2−3 表 ほう酸水注入系主要仕様に記載する。

揚程

約 120m(6) ほう酸水注入系
a. ほう酸水注入ポンプ
兼用する設備は以下のとおり。
・ほう酸水注入系
・緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備
・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
台

数

1（予備1）

容量

約9.78m３／h

程

約870m

全

揚

(7) 西側淡水貯水設備
兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
・原子炉格納容器内の冷却等のための設備
・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備
・水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
基

数

1

容

量

約 5,000m３(8) 代替淡水貯槽兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
・原子炉格納容器内の冷却等のための設備
・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備
・水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
基

数

1

容

量

約 5,000m３

12／24

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５１条 】

第 9.8−1 図 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備 系統概要図（1） （格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（ドライウェル部）への注水）

13／24

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５１条 】

第 9.8−2 図 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備 系統概要図（2） （格納容器下部注水系（可搬型）によるペデスタル（ドライウェル部）への注水）

14／24

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５１条 】

15／24

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５１条 】

16／24

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５１条 】

17／24

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５１条 】

18／24

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５１条 】

19／24

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５１条 】

20／24

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５１条 】

21／24

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５１条 】

22／24

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５１条 】

23／24

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５１条 】

24／24

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５２条 】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉
9.5

水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備

9.5.1

概要

東海第二発電所
9.9 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備

項目番号の相違

9.9.1 概要

項目番号の相違

炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器内における水素による爆発（以下「水炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器内における水素による爆発（以下「水素爆発」という。
）による破損を防止する必要がある場合には，水素爆発による原子炉格納容器の破素爆発」という。
）による破損を防止する必要がある場合には，水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するために必要な重大事故等対処設備を設置及び保管する。

損を防止するために必要な重大事故等対処設備を設置及び保管する。

水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備の系統概要図を第 9.5−1 図から第9.5−3 図に示す。
9.5.2

設計方針

備考

水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備の系統概要図を第 9.9−1 図から第 項目番号の相違
9.9−3 図に示す。
9.9.2 設計方針

項目番号の相違

水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備のうち，炉心の著しい損傷が発生し 設備設計の相違。東二は柏崎とた場合において原子炉格納容器内における水素爆発による破損を防止できるよう，原子炉格納容器 比べ格納容器が小さく，重大事
内を不活性化するための設備として，可搬型窒素供給装置を設ける。

故等時に酸素濃度上昇が早いた
め，可搬型窒素供給装置により窒素を供給し，酸素濃度上昇を抑制する。
以降，同様の相違理由によるものは相違理由①と示す。

水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備のうち，炉心の著しい損傷が発生し水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備のうち，炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器内における水素爆発による破損を防止できるよう，原子炉格納容器

た場合において原子炉格納容器内における水素爆発による破損を防止できるよう，原子炉格納容器内に滞留する水素ガス及び酸素ガスを大気へ排出するための設備として，格納容器圧力逃がし装置内に滞留する水素及び酸素を大気へ排出するための設備として，格納容器圧力逃がし装置を設ける。 東二は単体で性状が分かるガス及び耐圧強化ベント系を設ける。

の場合は「ガス」を付けずに「水素」「酸素」「窒素」と記載する社
内ルールで統一
以降，同様の相違理由によるものは相違理由②と示す。
東二は炉心損傷後に耐圧強化ベント系を使用しないため，52 条
としては設定しない。
以降，同様の相違理由によるものは相違理由③と示す。

水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備のうち，炉心の著しい損傷が発生し水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備のうち，炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器内の水素濃度を監視する設備として，水素濃度監視設備を設ける。

た場合において，原子炉格納容器内の水素濃度を監視する設備として，水素濃度監視設備を設ける。

また，炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器内における水素爆発による破損

また，炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器内における水素爆発による破損を防止できるよう，発電用原子炉の運転中は，原子炉格納容器内を不活性ガス系により常時不活性を防止できるよう，発電用原子炉の運転中は，原子炉格納容器内を不活性ガス系により常時不活性化する設計とする。

化する設計とする。

1

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５２条 】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉(1) 炉心の著しい損傷が発生した場合の原子炉格納容器水素爆発防止

東海第二発電所

備考(1) 炉心の著しい損傷が発生した場合の原子炉格納容器水素爆発防止
ａ．可搬型窒素供給装置による原子炉格納容器内の不活性化

東二はベント後に格納容器内を

原子炉格納容器内を不活性化するための重大事故等対処設備として，可搬型窒素供給装置を 不活性化するため可搬型窒素供使用する。

給装置を設定。

可搬型窒素供給装置は，窒素供給装置及び窒素供給装置用電源車で構成し，格納容器圧力逃 以降，同様の相違理由によるもがし装置の使用後に原子炉格納容器内に窒素を供給することで，ジルコニウム−水反応及び水 のは相違理由④と示す。
の放射線分解等により原子炉格納容器内に発生する水素及び酸素の濃度を可燃限界未満にすることが可能な設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・窒素供給装置
・窒素供給装置用電源車
本系統の流路として，不活性ガス系の配管及び弁を重大事故等対処設備として使用する。
その他，設計基準対象施設である原子炉格納容器を重大事故等対処設備として使用する。
a. 格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の水素ガス及び酸素ガスの排出
原子炉格納容器内に滞留する水素ガス及び酸素ガスを大気へ排出するための重大事故等対処
設備として，格納容器圧力逃がし装置を使用する。
格納容器圧力逃がし装置は，フィルタ装置，よう素フィルタ，ラプチャーディスク，配管・弁ｂ．格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の水素及び酸素の排出

項目番号の相違

原子炉格納容器内に滞留する水素及び酸素を大気へ排出するための重大事故等対処設備とし 相違理由②て，格納容器圧力逃がし装置を使用する。
格納容器圧力逃がし装置は，フィルタ装置（フィルタ容器，スクラビング水，金属フィルタ， KK6/7 は自社製，東二は AREVA 製類，計測制御装置等で構成し，炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器内よう素除去部），圧力開放板，配管・弁類，計測制御装置等で構成し，炉心の著しい損傷が発生 の FV で設備が異なる。

雰囲気ガスを不活性ガス系等を経由して，フィルタ装置及びよう素フィルタへ導き，放射性物した場合において，原子炉格納容器内雰囲気ガスを不活性ガス系等を経由して，フィルタ装置 以降，同様の相違理由によるも質を低減させた後に原子炉建屋屋上に設ける放出口から排出することで，排気中に含まれる放へ導き，放射性物質を低減させた後に原子炉建屋屋上に設ける放出口から排出することで，排 のは相違理由⑤と示す。

射性物質の環境への排出を低減しつつ，ジルコニウム−水反応及び水の放射線分解等により発気中に含まれる放射性物質の環境への排出を低減しつつ，ジルコニウム−水反応及び水の放射

生する原子炉格納容器内の水素ガス及び酸素ガスを大気に排出できる設計とする。

線分解等により発生する原子炉格納容器内の水素及び酸素を大気に排出できる設計とする。

格納容器圧力逃がし装置は，排気中に含まれる可燃性ガスによる爆発を防ぐため，系統内を相違理由②

格納容器圧力逃がし装置は，排気中に含まれる可燃性ガスによる爆発を防ぐため，系統内を不活性ガス（窒素ガス）で置換した状態で待機させ，使用後においても不活性ガスで置換でき不活性ガス（窒素）で置換した状態で待機させ，ベント開始後においても不活性ガスで置換で 相違理由②

る設計とし，排出経路に可燃性ガスが蓄積する可能性のある箇所にはバイパスラインを設け，きる設計とし，排出経路に可燃性ガスが蓄積する可能性のある箇所にはベントラインを設け， 東二は，使用後（ベント停止後）

可燃性ガスを連続して排出できる設計とすることで，系統内で水素濃度及び酸素濃度が可燃領

可燃性ガスを排出できる設計とすることで，系統内で水素濃度及び酸素濃度が可燃領域に達す でなくても窒素置換を行うので域に達することを防止できる設計とする。

ることを防止できる設計とする。

「ベント開始後」とした。
ベント：機器名称の相違
東二は使用後（ベント停止後）には隔離弁を閉めており，水素が滞留すれば窒素置換をするので「連続して」の表現はしない。

排出経路における水素濃度を測定し，監視できるよう，水素ガスが蓄積する可能性のある排出経路の配管頂部にフィルタ装置水素濃度を設ける。また，放射線量率を測定し，放射性物質

排出経路における水素濃度を測定し，監視できるよう，水素が蓄積する可能性のある排出経 相違理由②路の配管頂部にフィルタ装置入口水素濃度を設ける。また，放射線量率を測定し，放射性物質 設備設計の相違。東二は格納容

2

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５２条 】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

濃度を推定できるよう，フィルタ装置出口配管にフィルタ装置出口放射線モニタを設ける。フ

濃度を推定できるよう，フィルタ装置出口配管にフィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・ 器圧力逃がし装置の入口側に配ィルタ装置水素濃度は，常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備から給電が可能な低レンジ）を設ける。フィルタ装置入口水素濃度は，常設代替交流電源設備又は可搬型代替交 管頂部があるため，入口側に水設計とする。また，フィルタ装置出口放射線モニタは，常設代替直流電源設備又は可搬型直流

流電源設備から給電が可能な設計とする。また，フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・ 素濃度計を設置する。以降，同様

電源設備から給電が可能な設計とする。

低レンジ）は，常設代替直流電源設備又は可搬型代替直流電源設備から給電が可能な設計とす の相違理由によるものは相違理
由⑥と示す。

る。

設備設計の相違。フィルタ装置
出口放射線モニタについて，東二は幅広いレンジの計測ができるよう高レンジ及び低レンジを設置する。柏崎は高レンジのみを設置する設計。以降，同様の相違理由によるものは相違理由⑦と示す。
設備名称の相違。
主要な設備は，以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

・フィルタ装置

・フィルタ装置相違理由⑤・よう素フィルタ

東二はフィルタ装置一体型
・ラプチャーディスク

50 条要求の「爆発防止等」「負圧・圧力開放板破損防止」に該当する設備を記
載・窒素供給装置相違理由①

・窒素供給装置用電源車

相違理由①

・フィルタ装置水素濃度・フィルタ装置入口水素濃度

相違理由⑥・フィルタ装置出口放射線モニタ

・フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）

相違理由⑦

・常設代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）

・常設代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）

東二は複数号炉で共用しない

・可搬型代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）

・可搬型代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）

東二は複数号炉で共用しない

・代替所内電気設備（10.2

・代替所内電気設備（10.2

代替電源設備）

代替電源設備）・常設代替直流電源設備（10.2 代替電源設備）

・常設代替直流電源設備（10.2 代替電源設備）

・可搬型直流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）

・可搬型代替直流電源設備（10.2 代替電源設備）

設備名称の相違，東二は複数号炉で共用しない

本系統の流路として，不活性ガス系，耐圧強化ベント系及び格納容器圧力逃がし装置の配管及び弁を重大事故等対処設備として使用する。

本系統の流路として，不活性ガス系，耐圧強化ベント系及び格納容器圧力逃がし装置の配管及び弁を重大事故等対処設備として使用する。

また，格納容器圧力逃がし装置使用時の排出経路に設置される隔離弁のうち空気作動弁に，設備設計の相違，東二にはＡＯ

高圧窒素ガスを供給するための流路として，遠隔空気駆動弁操作設備の配管及び弁を重大事故

弁はない

等対処設備として使用する。

3

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５２条 】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

備考

その他，設計基準対象施設である原子炉格納容器を重大事故等対処設備として使用する。

その他，設計基準対象施設である原子炉格納容器を重大事故等対処設備として使用する。

本系統のうちフィルタ装置水素濃度及びフィルタ装置出口放射線モニタの詳細については，

本系統のうちフィルタ装置入口水素濃度及びフィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低 相違理由⑥⑦「6.4

計装設備（重大事故等対処設備）」に記載し，その他系統の詳細については，「9.3 原

子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備」に記載する。
b.

東海第二発電所

レンジ）の詳細については，「6.4 計装設備（重大事故等対処設備）」に記載し，その他系統の詳細については，「9.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備」に記載する。

項目番号の相違
相違理由③

耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の水素ガス及び酸素ガスの排出
原子炉格納容器内に滞留する水素ガス及び酸素ガスを大気へ排出するための重大事故等対処
設備として，耐圧強化ベント系を使用する。
水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するために用いる耐圧強化ベント系は，サプレッション・チェンバ，可搬型窒素供給装置，配管・ホース・弁類，計測制御装置等で構成し，炉心の著しい損傷が発生した場合であって，代替循環冷却系を長期使用した際に，ジルコニウム−水反応及び水の放射線分解等により原子炉格納容器内に発生する水素ガス及び酸素ガスを不活性ガス系等を経由して，主排気筒（内筒）を通して大気に排出できる設計とする。
炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器内雰囲気ガスを排出するために使用する際には，排気中に含まれる水素ガス及び酸素ガスによる水素爆発を防止するため，系
統待機中に原子炉格納容器から耐圧強化ベント弁までの配管については，系統内を不活性ガス（窒素ガス）で置換しておく運用とする。また，排出経路に水素ガス及び酸素ガスが蓄積する
可能性のある箇所についてはバイパスラインを設け，水素ガス及び酸素ガスを連続して排出できる設計とする。可搬型窒素供給装置は，外部より排出経路の配管へ不活性ガス（窒素ガス）を供給できる設計とする。
耐圧強化ベント系はサプレッション・チェンバ及びドライウェルのいずれにも接続し，炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器内の水素ガス及び酸素ガスを排出するために使用する場合は，サプレッション・チェンバのプール水によるスクラビング効果が期待できるサプレッション・チェンバ側からの排出経路のみを使用する。
排出経路における水素濃度を測定し，監視できるよう，水素ガスが蓄積する可能性のある排出経路の配管頂部にフィルタ装置水素濃度を設ける。また，放射線量率を測定し，放射性物質濃度を推定できるよう，排出経路の配管に耐圧強化ベント系放射線モニタを設ける。フィルタ装置水素濃度は，常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備から給電が可能な設計とする。また，耐圧強化ベント系放射線モニタは，常設代替直流電源設備又は可搬型直流電源設
備から給電が可能な設計とする。
可搬型窒素供給装置は，ディーゼルエンジンにより駆動できる設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・サプレッション・チェンバ・可搬型窒素供給装置（6 号及び 7 号炉共用）・フィルタ装置水素濃度・耐圧強化ベント系放射線モニタ

4

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５２条 】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

・常設代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）
・可搬型代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）
・代替所内電気設備（10.2

代替電源設備）・常設代替直流電源設備（10.2 代替電源設備）
・可搬型直流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）
本系統の流路として，不活性ガス系，耐圧強化ベント系及び非常用ガス処理系の配管，弁並
びに主排気筒（内筒），ホースを重大事故等対処設備として使用する。
また，耐圧強化ベント系使用時の排出経路に設置される隔離弁のうち空気作動弁に，高圧窒素ガスを供給するための流路として，遠隔空気駆動弁操作設備の配管及び弁を重大事故等対処
設備として使用する。
その他，設計基準対象施設である原子炉格納容器を重大事故等対処設備として使用する。
本系統のうちフィルタ装置水素濃度及び耐圧強化ベント系放射線モニタの詳細については，「6.4 計装設備（重大事故等対処設備）」に記載する。
(2) 原子炉格納容器内の水素濃度監視及び酸素濃度監視a.

(2) 原子炉格納容器内の水素濃度監視及び酸素濃度監視

設備設計の相違

格納容器内水素濃度（SA）による原子炉格納容器内の水素濃度監視

柏崎は，(2)a.項に記載の現場設

原子炉格納容器内の水素濃度監視を行うための重大事故等対処設備として，格納容器内水素

置型の水素濃度計（新設 SA）及濃度（SA）を使用する。

び(2)b.項に記載のサンプリン

格納容器内水素濃度（SA）は，炉心の著しい損傷が発生した時に水素濃度が変動する可能性

グ方式の水素濃度計・酸素濃度のある範囲の水素濃度を中央制御室より監視できる設計とする。格納容器内水素濃度（SA）は，計（DB 水素・酸素濃度計を SA で常設代替直流電源設備又は可搬型直流電源設備から給電が可能な設計とする。

兼用）を設定。

主要な設備は，以下のとおりとする。

東二は，サンプリング方式の水・格納容器内水素濃度（SA）

素濃度計・酸素濃度計（新設 SA）

・常設代替直流電源設備（10.2 代替電源設備）を多重化設定。

・可搬型直流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）b.

格納容器内雰囲気計装による原子炉格納容器内の水素濃度監視及び酸素濃度監視

ａ．格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）による原子炉格納容器内の水素 項目番号，設備名称の相違
濃度監視及び酸素濃度監視

原子炉格納容器内の水素濃度監視及び酸素濃度監視を行うための重大事故等対処設備として，格納容器内水素濃度及び格納容器内酸素濃度を使用する。

原子炉格納容器内の水素濃度監視及び酸素濃度監視を行うための重大事故等対処設備として，格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）を使用する。

設備設計の相違

格納容器内水素濃度及び格納容器内酸素濃度は，炉心の著しい損傷が発生した場合に，サン

格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）は，炉心の著しい損傷が発生し 設備設計の相違

プリング装置により原子炉格納容器内の雰囲気ガスを原子炉区域内へ導き，検出器で測定する

た場合に，サンプリング装置により原子炉格納容器内の雰囲気ガスを原子炉建屋原子炉棟内へ 建屋名称の相違ことで，原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度を中央制御室より監視できる設計とする。

導き，検出器で測定することで，原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度を中央制御室より格納容器内水素濃度及び格納容器内酸素濃度は，常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電監視できる設計とする。格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）は，常設 設備設計の相違。

源設備から給電が可能な設計とする。なお，代替原子炉補機冷却系から冷却水を供給すること

代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備から給電が可能な設計とする。

により，サンプリングガスを冷却できる設計とする。

柏崎のサンプリング装置は冷却水が必要であるが，東二のサン5

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５２条 】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

主要な設備は，以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

プリング装置は冷却水が不要。

・格納容器内水素濃度

・格納容器内水素濃度（ＳＡ）

設備設計の相違

・格納容器内酸素濃度

・格納容器内酸素濃度（ＳＡ）

・常設代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）

・常設代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）

東二は複数号炉で共用しない

・可搬型代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）

・可搬型代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）

東二は複数号炉で共用しない

原子炉格納容器及び不活性ガス系については，「9.1 原子炉格納施設」に記載する。

原子炉格納容器及び不活性ガス系については，「9.1

常設代替直流電源設備，可搬型直流電源設備，常設代替交流電源設備及び可搬型代替交流電源

常設代替直流電源設備，可搬型代替直流電源設備，常設代替交流電源設備及び可搬型代替交流 設備名称の相違

設備については，「10.2 代替電源設備」に記載する。
9.5.2.1

多様性，位置的分散

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

電源設備については，「10.2原子炉格納施設」に記載する。

代替電源設備」に記載する。

9.9.2.1 多様性，位置的分散

項目番号の相違

基本方針については，「1.1.7.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
可搬型窒素供給装置は，屋外の保管場所に分散して保管することで，位置的分散を図る設計とす 相違理由④る。

格納容器圧力逃がし装置及び耐圧強化ベント系は，非常用交流電源設備に対して多様性を有する

格納容器圧力逃がし装置は，非常用交流電源設備に対して多様性を有する常設代替交流電源設備 相違理由③

常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備，及び常設代替直流電源設備又は可搬型直流電

又は可搬型代替交流電源設備，及び常設代替直流電源設備又は可搬型代替直流電源設備からの給電 設備名称の相違

源設備からの給電により駆動できる設計とする。

により駆動できる設計とする。
相違理由③

耐圧強化ベント系は，同一目的の水素爆発による原子炉格納容器の損傷を防止するための設備である可燃性ガス濃度制御系と異なる方式にて水素ガス及び酸素ガスの濃度を低減することで多様性を有する設計とし，共通要因によって同時に機能を損なわないよう，位置的分散を図る設計とする。
格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置及びよう素フィルタ並びにラプチャーディスクは原子炉建屋近傍の屋外に設置し，耐圧強化ベント系のサプレッション・チェンバは原子炉建屋内に設置することで共通要因によって同時に機能を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。
格納容器内水素濃度（SA）は，格納容器内水素濃度と共通要因によって同時に機能を損なわない

東二の格納容器内水素／酸素濃よう，異なる計測方式とすることで多様性を有する設計とする。格納容器内水素濃度（SA）は，格納格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）は，格納容器内水素濃度及び格納容 度と格納容器内水素／酸素濃度

容器内水素濃度と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，検出器の設置箇所も位置的分散

器内酸素濃度と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，検出器の設置箇所の位置的分散を （ＳＡ）は，同じ計測方式（サンを図る設計とする。また，格納容器内水素濃度（SA）は，非常用交流電源設備に対して多様性を有す図る設計とする。また，格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）は，非常用交 プリング方式）を設置する。柏崎る常設代替直流電源設備又は可搬型直流電源設備から給電が可能な設計とする。

流電源設備に対して多様性を有する常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備から給電が は，水素濃度計のみ，計測方式が可能な設計とする。

異なる現場設置型の検出器を設置する。
東二は交流駆動のサンプリング
方式であり，柏崎は直流駆動の格納容器内水素濃度（SA）を設置する。

格納容器内水素濃度及び格納容器内酸素濃度は，非常用交流電源設備に対して多様性を有する常設備設計の相違。

6

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５２条 】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備から給電が可能な設計とする。また，サンプリン

柏崎のサンプリング装置は冷却

グガスの冷却に必要な冷却水は，原子炉補機冷却系に対して多様性を有する代替原子炉補機冷却系水が必要であるが，東二は冷却から供給が可能な設計とする。

水が不要な設備である。

電源設備の多様性，位置的分散については，「10.2 代替電源設備」に記載する。代替原子炉補機

電源設備の多様性，位置的分散については，「10.2 代替電源設備」に記載する。

東二のサンプリング装置は冷却冷却系の多様性，位置的分散については，「5.10 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備」に水が不要であるため，代替原子記載する。

炉補機冷却系の記載は不要

9.5.2.2

悪影響防止

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

9.9.2.2 悪影響防止

項目番号の相違

基本方針については，「1.1.7.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
可搬型窒素供給装置は，通常時は接続先の系統と分離して保管し，重大事故等時に接続，弁操作 相違理由④
等により重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
可搬型窒素供給装置は，輪留め又は車両転倒防止装置による固定をすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
可搬型窒素供給装置は，飛散物となって他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
相違理由③

耐圧強化ベント系は，通常時は弁により他の系統と隔離し，重大事故等時に弁操作等により重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
耐圧強化ベント系の可搬型窒素供給装置は，通常時は接続先の系統と分離して保管し，重大事故等時に接続，弁操作等により重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
可搬型窒素供給装置は，治具や輪留めによる固定等をすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
可搬型窒素供給装置は，飛散物となって他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
格納容器内水素濃度（SA），格納容器内水素濃度及び格納容器内酸素濃度は，他の設備と電気的な分離をすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
9.5.2.3

容量等

基本方針については，「1.1.7.2 容量等」に示す。

格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）は，他の設備と電気的な分離をする 設備設計の相違
ことで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
9.9.2.3 容量等

項目番号の相違

基本方針については，「1.1.7.2 容量等」に示す。
可搬型窒素供給装置のうち，窒素供給装置は，想定される重大事故等時において，格納容器圧力 相違理由④逃がし装置により原子炉格納容器内における水素及び酸素を排出する前までに，原子炉格納容器内の水素及び酸素の濃度を可燃限界未満にするために必要な窒素供給容量を確保するため 1 セット 2台使用する。保有数は，1 セット 2 台に加えて，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として 2 台の合計 4 台を保管する。
可搬型窒素供給装置のうち，窒素供給装置用電源車は，窒素供給装置 1 セット 2 台への電源供給に必要な容量を有するものを 1 台に加えて，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ
用として 1 台の合計 2 台を保管する。

7

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５２条 】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

耐圧強化ベント系は，想定される重大事故等時において，代替循環冷却系を長期使用した際に，

備考
相違理由③

原子炉格納容器内に発生する水素ガス及び酸素ガスを大気へ排出し，水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するために十分な排出流量を有する設計とする。
サプレッション・チェンバは，設計基準対象施設と兼用しており，設計基準対象施設としての保有水量が，想定される重大事故等時の原子炉格納容器内の水素ガス及び酸素ガスを排出する際において，スクラビング効果による放射性物質の低減が可能な水量に対して十分であるため，設計基準
対象施設と同仕様で設計する。
耐圧強化ベント系の可搬型窒素供給装置は，想定される重大事故等時に，代替循環冷却系を長期使用した場合であって，耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内における水素ガス及び酸素ガスを排出する場合において，水素爆発を防止するため，水素ガス及び酸素ガスを排出する前までに排出経路の空気を窒素に置換するために十分な容量を有するものを１セット１台使用する。保有数は6 号及び 7 号炉共用で 2 セット 2 台に加えて，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として 1 台（6 号及び 7 号炉共用）の合計 3 台を保管する。
格納容器内水素濃度（SA）は，想定される重大事故等時に原子炉格納容器内の水素濃度が変動する可能性のある範囲を測定できる設計とする。
格納容器内水素濃度及び格納容器内酸素濃度は，想定される重大事故等時に原子炉格納容器内の水素爆発を防止するため，その可燃限界濃度を測定できる設計とする。
9.5.2.4

環境条件等

基本方針については，「1.1.7.3 環境条件等」に示す。

格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）は，想定される重大事故等時に原子 設備設計の相違
炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度が変動する可能性のある範囲を測定できる設計とする。
格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）は，想定される重大事故等時に原子 設備設計の相違
炉格納容器内の水素爆発を防止するため，その可燃限界濃度を測定できる設計とする。
9.9.2.4 環境条件等

項目番号の相違

基本方針については，「1.1.7.3 環境条件等」に示す。
可搬型窒素供給装置は，屋外に保管及び設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考 相違理由④
慮した設計とする。
可搬型窒素供給装置の常設設備との接続及び操作は，想定される重大事故等時において，設置場所で可能な設計とする。

耐圧強化ベント系は，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。

相違理由③

耐圧強化ベント系の排出経路に設置される隔離弁の操作は，想定される重大事故等時において，原子炉建屋内の原子炉区域外への遠隔手動弁操作設備の設置及び必要に応じた遮蔽材の設置により，離れた場所から人力で容易かつ確実に手動操作が可能な設計とする。また，排出経路に設置される隔離弁のうち空気作動弁については，原子炉建屋内の原子炉区域外への遠隔空気駆動弁操作用ボンベの設置に加え必要に応じて遮蔽材を設置し，離れた場所から遠隔空気駆動弁操作設備の配管を経由して高圧窒素ガスを供給することにより，容易かつ確実に操作が可能な設計とする。また，排出経路に設置される隔離弁のうち電動弁については，中央制御室から操作が可能な設計とする。
耐圧強化ベント系の可搬型窒素供給装置は，屋外に保管及び設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
可搬型窒素供給装置の常設設備との接続及び操作は，想定される重大事故等時において，設置場

相違理由①

所で可能な設計とする。

8

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５２条 】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考
設備設計の相違

格納容器内水素濃度（SA）は，原子炉格納容器内に設置し，想定される重大事故等時における環
境条件を考慮した設計とする。
格納容器内水素濃度及び格納容器内酸素濃度は，原子炉区域内に設置し，想定される重大事故等

格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）は，原子炉建屋原子炉棟内に設置 設備設計の相違，建屋名称の相時における環境条件を考慮した設計とする。格納容器内水素濃度及び格納容器内酸素濃度のサンプ

し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。格納容器内水素濃度（ＳＡ） 違

リング装置の操作は，想定される重大事故等時において，中央制御室で可能な設計とする。

及び格納容器内水素濃度（ＳＡ）のサンプリング装置の操作は，想定される重大事故等時において， 設備設計の相違
中央制御室で可能な設計とする。

9.5.2.5

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

9.9.2.5 操作性の確保

項目番号の相違

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
可搬型窒素供給装置は，付属の操作スイッチにより，設置場所での操作が可能な設計とし，系統 相違理由④
構成に必要な弁は，設置場所での手動操作が可能な設計とする。
可搬型窒素供給装置は，車両として屋外のアクセスルートを通行してアクセス可能な設計とするとともに，設置場所にて輪留め又は車両転倒防止装置により固定等が可能な設計とする。
可搬型窒素供給装置の窒素供給装置と接続口の接続は，簡便な接続とし，ホースを確実に接続することができる設計とする。また，接続口の口径を統一する設計とする。
相違理由③

耐圧強化ベント系は，想定される重大事故等時において，通常時の系統構成から接続，弁操作等
により速やかに切り替えられる設計とする。耐圧強化ベント系を使用する際の排出経路に設置される隔離弁は，遠隔手動弁操作設備を設置するとともに，操作場所は原子炉建屋内の原子炉区域外とし，必要に応じて遮蔽材を設置することで，容易かつ確実に人力による操作が可能な設計とする。
また，排出経路に設置される隔離弁のうち，空気作動弁については，遠隔空気駆動弁操作用ボンベ
及び遠隔空気駆動弁操作設備を設置するとともに，操作場所は原子炉建屋内の原子炉区域外とし，必要に応じて遮蔽材を設置することで，容易かつ確実に操作が可能な設計とする。また，排出経路に設置される隔離弁のうち，電動弁については，中央制御室の操作スイッチにより操作が可能な設計とする。
耐圧強化ベント系の可搬型窒素供給装置は，付属の操作スイッチにより，設置場所での操作が可能な設計とし，系統構成に必要な弁は，設置場所での手動操作が可能な設計とする。
可搬型窒素供給装置は，車両として屋外のアクセスルートを通行してアクセス可能な設計とするとともに，設置場所にて輪留めによる固定等が可能な設計とする。
可搬型窒素供給装置を接続する接続口については，簡便な接続とし，ホースを確実に接続することができる設計とする。また，6 号及び 7 号炉が相互に使用することができるよう，接続口の口径を統一する設計とする。
格納容器内水素濃度（SA），格納容器内水素濃度及び格納容器内酸素濃度は，想定される重大事故
等時において，他の系統と切り替えることなく使用できる設計とする。
格納容器内水素濃度及び格納容器内酸素濃度は，想定される重大事故等時において，中央制御室にて監視及びサンプリング装置の操作が可能な設計とする。

格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）は，想定される重大事故等時におい 設備設計の相違て，他の系統と切り替えることなく使用できる設計とする。
格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）は，想定される重大事故等時におい 設備設計の相違て，中央制御室にて監視及びサンプリング装置の操作が可能な設計とする。

9

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５２条 】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉
9.5.3

主要設備及び仕様

水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備の主要機器仕様を第 9.5−1 表に示
す。
9.5.4

東海第二発電所
9.9.3 主要設備及び仕様

備考
項目番号の相違

水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備の主要機器仕様を第 9.9−1 表に示 項目番号の相違
す。

試験検査

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

9.9.4 試験検査

項目番号の相違

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
可搬型窒素供給装置は，発電用原子炉の運転中又は停止中に独立して機能・性能及び漏えいの有 相違理由④
無の確認が可能な設計とするとともに，分解又は取替えが可能な設計とする。
可搬型窒素供給装置は，車両として運転状態の確認及び外観の確認が可能な設計とする。

耐圧強化ベント系は，発電用原子炉の停止中に排出経路の隔離弁の開閉動作及び漏えいの確認が相違理由③

可能な設計とする。
耐圧強化ベント系の可搬型窒素供給装置は，発電用原子炉の運転中又は停止中に独立して機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とするとともに，分解又は取替えが可能な設計とする。
サプレッション・チェンバは，発電用原子炉の運転中に水位の監視により異常のないことの確認が可能な設計とする。また，発電用原子炉の停止中に内部の確認及び気密性能の確認が可能な設計とする。
また，可搬型窒素供給装置は，車両として運転状態の確認及び外観の確認が可能な設計とする。
格納容器内水素濃度（SA），格納容器内水素濃度及び格納容器内酸素濃度は，発電用原子炉の停格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）は，発電用原子炉の停止中に模擬入 設備設計の相違

止中に模擬入力による機能・性能の確認（特性の確認）及び校正が可能な設計とする。格納容器内力による機能・性能の確認（特性の確認）及び校正が可能な設計とする。格納容器内水素濃度（Ｓ 設備設計の相違

水素濃度及び格納容器内酸素濃度のサンプリング装置は，発電用原子炉の停止中に運転により機能・Ａ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）のサンプリング装置は，発電用原子炉の停止中に運転により性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。

機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。

10

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５２条 】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉
第 9.5−1 表 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備の主要機器仕様

東海第二発電所

備考

第 9.9−1 表 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備の主要機器仕様

項目番号の相違(1) 可搬型窒素供給装置

設備設計の相違

兼用する設備は以下のとおり。
・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備
窒素供給装置台

数

2（予備 2）

容量

約 200Nm３／h／（1 台あたり）

窒素供給装置用電源車(1) 格納容器圧力逃がし装置a.

フィルタ装置
第 9.3−1 表 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備の主要機器仕様に記載する。

b.

台

数

1（予備 1）

容量

約 500kVA／個

電

圧

440V

(2) 格納容器圧力逃がし装置

項目番号の相違ａ．フィルタ装置
第 9.7−1 表 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備の主要機器仕様に記載する。 項目番号の相違

よう素フィルタ

相違理由⑤

第 9.3−1 表 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備の主要機器仕様に記載する。
c.

ラプチャーディスク
第 9.3−1 表 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備の主要機器仕様に記載する。

ｂ．圧力開放板

設備名称の相違

第 9.7−1 表 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備の主要機器仕様に記載する。 項目番号の相違
ｃ．窒素供給装置

相違理由①

第 9.9−1 表 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備の主要機器仕様 (1) 可搬型窒素供給装置に記載する。
ｄ．窒素供給装置用電源車

相違理由①

第 9.9−1 表 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備の主要機器仕様 (1) 可搬型窒素供給装置に記載する。
d.

フィルタ装置水素濃度
第 6.4−1 表 計装設備（重大事故等対処設備）の主要機器仕様に記載する。

e.

フィルタ装置出口放射線モニタ
第 8.1−2 表 放射線管理設備（重大事故等時）の主要機器仕様に記載する。

ｅ．フィルタ装置入口水素濃度
第 6.4−1 表 計装設備（重大事故等対処設備）の主要機器仕様に記載する。
ｆ．フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）

相違理由③

第 5.10−1 表 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備の主要機器仕様に記載する。
サプレッション・チェンバ第 9.1−1 表 一次格納施設主要仕様に記載する。
b.

相違理由⑦

第 8.1−2 表 放射線管理設備（重大事故等時）の主要機器仕様に記載する。

(2) 耐圧強化ベント系
a.

相違理由⑥

可搬型窒素供給装置（6 号及び 7 号炉共用）11柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５２条 】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

c.

台

数

2（予備 1）

容量

約 70Nm3/h/台

東海第二発電所

備考

フィルタ装置水素濃度
第 6.4−1 表 計装設備（重大事故等対処設備）の主要機器仕様に記載する。

d.

耐圧強化ベント系放射線モニタ
第 8.1−2 表 放射線管理設備（重大事故等時）の主要機器仕様に記載する。

(3) 水素濃度監視設備及び酸素濃度監視設備a.

格納容器内水素濃度（SA）
第 6.4−1 表 計装設備（重大事故等対処設備）の主要機器仕様に記載する。

(3) 水素濃度監視設備及び酸素濃度監視設備
ａ．格納容器内水素濃度（ＳＡ）
第 6.4−1 表 計装設備（重大事故等対処設備）の主要機器仕様に記載する。
ｂ．格納容器内酸素濃度（ＳＡ）

設備設計の相違

第 6.4−1 表 計装設備（重大事故等対処設備）の主要機器仕様に記載する。
b.

格納容器内水素濃度

設備設計の相違

第 6.4−1 表 計装設備（重大事故等対処設備）の主要機器仕様に記載する。
c.

格納容器内酸素濃度

設備設計の相違

第 6.4−1 表 計装設備（重大事故等対処設備）の主要機器仕様に記載する。

12

基本設計比較表 【対象項目： 第５２条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考
設備設計の相違。東二は柏崎と比べ格納容器が小さく，重大事
故等時に酸素濃度上昇が早いた
め，可搬型窒素供給装置により窒素を供給し，酸素濃度上昇を

第 9.9−１図

水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備

系統概要図

抑制する。

13

（可搬型窒素供給装置による原子炉格納容器内の不活性化）

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

（格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の水素及び酸素の排出）

基本設計比較表 【対象項目： 第５２条 】

東海第二発電所

水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備系統概要図

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

14
第 9.9−2 図

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５２条 】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考
東二は複数号炉で申請していない。

15

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５２条 】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考
相違理由③

16

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５２条 】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考
相違理由③

17

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５２条 】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考
原子炉建屋付属棟

中央制御室

演算装置

指示

設備設計の相違
柏崎は，現場設置型の水素濃度計（新設 SA）及びサンプリング

サンプリング装置（Ａ）

方式の水素濃度計・酸素濃度計

ドライウェルMO

コイル（DB 水素・酸素濃度計を SA で

MO

ME

MO

H2E

兼用）を設定。
東二は，サンプリング方式の水素濃度計・酸素濃度計（新設 SA）

SV

電源を多重化設定。

冷却器
圧縮機

O2E

ガスサンプラペルチェガス
クーラー

タンク

サプレッション・チェンバ
サンプリング装置（Ｂ）

コイル

MO
MO

ME

MO

H2E

SV

電源
冷却器
圧縮機

O2E

ペルチェガス
クーラー

タンク

サンプリングライン

ME ：湿度検出器
H2E：水素検出器

トレースヒータ

O2E：酸素検出器

検出器信号

キャビネットヒータ範囲

第 9.9−3 図

空気作動弁
SV

電磁弁

背圧弁

MO

電動弁

逆止弁

水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備系統概要図（水素濃度監視設備及び酸素濃度監視設備）

18

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５３条 】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

9.6 水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備

9.10 水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備

9.6.1 概要

9.10.1 概要

炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉建屋等の水素爆発による損傷を防止す
るために必要な重大事故等対処設備を設置する。

水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備の構造図及び系統概要図を第9.6−1 図から第 9.6−3 図に示す。

9.6.2 設計方針
水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備のうち，原子炉建屋等の損傷を

備考■項目番号の相違

炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉建屋等の水素爆発による損傷を防止す
るために必要な重大事故等対処設備を設置する。

水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備の構造図及び系統概要図を第9.10−1 図から第 9.10−4 図に示す。

9.10.2 設計方針

■図表番号の相違■項目番号の相違

水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備のうち，原子炉建屋等の損傷を防止するための水素濃度制御設備として，静的触媒式水素再結合器及び静的触媒式水素再結防止するための水素排出設備として，原子炉建屋ガス処理系を設けるとともに，水素濃度制 ■設備の相違

合器動作監視装置を設ける。また，原子炉建屋内の水素濃度が変動する可能性のある範囲に御設備として，静的触媒式水素再結合器及び静的触媒式水素再結合器動作監視装置を設け・先行ＢＷＲは，53 条の適合方針をＰＡＲによる水

わたり測定するための設備として，原子炉建屋水素濃度監視設備を設ける。

る。また，原子炉建屋内の水素濃度が変動する可能性のある範囲にわたり測定するための設

素濃度制御のみとしており，水素排出設備である備として，原子炉建屋水素濃度監視設備を設ける。

ＳＧＴＳを５３条設備としていない。
（以下，①の相違）(1) 水素濃度制御による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備(1) 水素濃度制御による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備
ａ．原子炉建屋ガス処理系による水素排出
水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備のうち，炉心の著しい損傷
により原子炉格納容器から原子炉建屋原子炉棟内に漏えいした水素等を含む気体を排出することで，水素爆発による原子炉建屋原子炉棟の損傷を防止するとともに，放射性物質を低減するための重大事故等対処設備として，水素排出設備である原子炉建屋ガス処理系の非常用ガス処理系排風機，非常用ガス再循環系排風機，非常用ガス処理系フィ
ルタトレイン及び非常用ガス再循環系フィルタトレインを使用する。
非常用ガス処理系排風機及び非常用ガス再循環系排風機は，原子炉格納容器から原子
炉建屋原子炉棟内に漏えいする水素等を含む気体を吸引し，非常用ガス処理系フィルタ
トレイン及び非常用ガス再循環系フィルタトレインにて放射性物質を低減して主排気筒に隣接する非常用ガス処理系排気筒から排出することで，原子炉建屋原子炉棟内に水素が滞留せず，水素爆発による原子炉建屋原子炉棟の損傷の防止が可能な設計とする。
非常用ガス処理系排風機及び非常用ガス再循環系排風機は，非常用交流電源設備に加えて，常設代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。
・非常用ガス処理系排風機

1

■①の相違

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５３条 】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

・非常用ガス再循環系排風機
・非常用ガス処理系フィルタトレイン
・非常用ガス再循環系フィルタトレイン
・常設代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）
その他，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備を重大事故等対処設備として使用する。
a.

静的触媒式水素再結合器による水素濃度の上昇抑制

ｂ．静的触媒式水素再結合器による水素濃度の上昇抑制■項目番号の相違

水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備のうち，炉心の著しい損傷

水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備のうち，炉心の著しい損傷

により原子炉格納容器から原子炉建屋内に水素ガスが漏えいした場合において，原子炉により原子炉格納容器から原子炉建屋原子炉棟内に水素が漏えいした場合において，原

建屋内の水素濃度上昇を抑制し，水素濃度を可燃限界未満に制御する重大事故等対処設

子炉建屋原子炉棟内の水素濃度上昇を抑制し，水素濃度を可燃限界未満に制御する重大

東二：原子炉建屋原子炉棟備として，水素濃度制御設備である静的触媒式水素再結合器及び静的触媒式水素再結合

事故等対処設備として，水素濃度制御設備である静的触媒式水素再結合器及び静的触媒

ＫＫ：原子炉建屋

器動作監視装置を使用する。

式水素再結合器動作監視装置を使用する。

■設備名称の相違（以下，②の相違）

静的触媒式水素再結合器は，運転員の起動操作を必要とせずに，原子炉格納容器から

静的触媒式水素再結合器は，運転員の起動操作を必要とせずに，原子炉格納容器から

原子炉建屋に漏えいした水素ガスと酸素ガスを触媒反応によって再結合させることで，原子炉建屋原子炉棟内に漏えいした水素と酸素を触媒反応によって再結合させること■②の相違

原子炉建屋内の水素濃度の上昇を抑制し，原子炉建屋の水素爆発を防止できる設計とすで，原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度の上昇を抑制し，原子炉建屋原子炉棟の水素爆発■記載方針の相違。東二は，単体で性状が分かるガスる。

を防止できる設計とする。

の場合は「ガス」を付けずに「水素」
「酸素」
「窒素」
と記載する。
（以下，③の相違）

静的触媒式水素再結合器動作監視装置は，静的触媒式水素再結合器の入口側及び出口

静的触媒式水素再結合器動作監視装置は，静的触媒式水素再結合器の入口側及び出口側の温度により静的触媒式水素再結合器の作動状態を中央制御室から監視できる設計

側の温度により静的触媒式水素再結合器の作動状態を中央制御室から監視できる設計とする。静的触媒式水素再結合器動作監視装置は，常設代替直流電源設備又は可搬型直とする。静的触媒式水素再結合器動作監視装置は，常設代替直流電源設備又は可搬型代

流電源設備から給電が可能な設計とする。

替直流電源設備から給電が可能な設計とする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

・静的触媒式水素再結合器

・静的触媒式水素再結合器

・静的触媒式水素再結合器動作監視装置

・静的触媒式水素再結合器動作監視装置

・常設代替直流電源設備（10.2 代替電源設備）

・常設代替直流電源設備（10.2 代替電源設備）

・可搬型直流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）

・可搬型代替直流電源設備（10.2 代替電源設備）■設備名称の相違■設備名称の相違■プラントの相違
東二は共用しない。

本系統の流路として，原子炉区域を重大事故等対処設備として使用する。

本系統の流路として，原子炉建屋原子炉棟を重大事故等対処設備として使用する。

2

■②の相違

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５３条 】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉b.

水素濃度監視(a) 原子炉建屋水素濃度監視設備による水素濃度測定

東海第二発電所
ｃ.水素濃度監視

備考■項目番号の相違(a)原子炉建屋水素濃度監視設備による水素濃度測定

水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備のうち，炉心の著しい損傷

水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備のうち，炉心の著しい損傷

により原子炉格納容器から原子炉建屋内に漏えいした水素ガスの濃度を測定するため，

により原子炉格納容器から原子炉建屋原子炉棟内に漏えいした水素の濃度を測定する■②の相違

炉心の著しい損傷が発生した場合に水素濃度が変動する可能性のある範囲で測定できため，炉心の著しい損傷が発生した場合に水素濃度が変動する可能性のある範囲で測定■③の相違

る重大事故等対処設備として，原子炉建屋水素濃度監視設備である原子炉建屋水素濃度できる重大事故等対処設備として，原子炉建屋水素濃度監視設備である原子炉建屋水素を使用する。

濃度を使用する。

原子炉建屋水素濃度は，中央制御室において連続監視できる設計とし，常設代替直流電源設備又は可搬型直流電源設備からの給電が可能な設計とする。

原子炉建屋水素濃度は，中央制御室において連続監視できる設計とし，原子炉建屋水素濃度のうち，原子炉建屋原子炉棟 6 階に設置するものについては，常設代替交流電源
設備又は可搬型代替交流電源設備から，原子炉建屋原子炉棟 6 階を除く原子炉建屋原子■設備設計の相違
・原子炉建屋水素濃度の給電元の相違（以下，④の相違）炉棟に設置するものについては，常設代替直流電源設備又は可搬型代替直流電源設備からの給電が可能な設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

・原子炉建屋水素濃度

・原子炉建屋水素濃度
・常設代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）■④の相違

・可搬型代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）
・常設代替直流電源設備（10.2 代替電源設備）

・常設代替直流電源設備（10.2 代替電源設備）

・可搬型直流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）

・可搬型代替直流電源設備（10.2 代替電源設備）■プラントの相違
・東二は共用しない。

水素排出に使用する原子炉建屋ガス処理系及び非常用ディーゼル発電機並びに静的触媒■記載方針の相違

式水素再結合器による水素濃度の上昇抑制に使用する原子炉建屋原子炉棟は，設計基準事故 ・既設系統を重大事故等対処設備として使用する場対処設備であるとともに，重大事故等時においても使用するため，「1.1.7 重大事故等対処

合の 43 条適合性を記載

設備に関する基本方針」に示す設計方針を適用する。ただし，多様性及び位置的分散を考慮すべき対象の設計基準事故対処設備はないことから，「1.1.7 重大事故等対処設備に関する基本方針」のうち多様性及び位置的分散の設計方針は適用しない。
常設代替直流電源設備及び可搬型直流電源設備については，「10.2 代替電源設備」に記載する。

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

常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備，常設代替直流電源設備及び可搬型代替■④の相違

直流電源設備については，「10.2 代替電源設備」に記載する。

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

3■項目番号の相違

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５３条 】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所
非常用ガス処理系排風機及び非常用ガス再循環系排風機は，非常用交流電源設備に対して

備考
■①の相違

多様性を有する常設代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。

静的触媒式水素再結合器動作監視装置と原子炉建屋水素濃度は，共通要因によって同時に静的触媒式水素再結合器動作監視装置と原子炉建屋水素濃度は，共通要因によって同時に機能を損なわないよう，異なる計測方式とすることで多様性を有する設計とする。また，静機能を損なわないよう，異なる計測方式とすることで多様性を有する設計とする。また，静的触媒式水素再結合器動作監視装置及び原子炉建屋水素濃度は，非常用交流電源設備に対し的触媒式水素再結合器動作監視装置及び原子炉建屋水素濃度は，非常用交流電源設備に対して多様性を有する常設代替直流電源設備又は可搬型直流電源設備からの給電により作動でて多様性を有する常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備，常設代替直流電源設備 ■④の相違

きる設計とする。電源設備の多様性，位置的分散については，「10.2 代替電源設備」に記

又は可搬型代替直流電源設備からの給電により作動できる設計とする。

載する。

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

電源設備の多様性及び位置的分散については，「10.2 代替電源設備」に記載する。

9.10.2.2 悪影響防止■項目番号の相違

基本方針については，「1.1.7.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
原子炉建屋ガス処理系は，設計基準事故対処設備として使用する場合と同じ系統構成で重■①の相違

大事故等対処設備として使用することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

静的触媒式水素再結合器は，原子炉建屋オペレーティングフロア壁面近傍に設置し，他の静的触媒式水素再結合器は，原子炉建屋原子炉棟 6 階壁面近傍に設置し，他の設備と独立

設備と独立して作動する設計とするとともに，重大事故等時の再結合反応による温度上昇がして作動する設計とするとともに，重大事故等時の再結合反応による温度上昇が重大事故等

重大事故等時に使用する他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

時に使用する他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

■建屋名称の相違

静的触媒式水素再結合器動作監視装置及び原子炉建屋水素濃度は，他の設備と電気的な分静的触媒式水素再結合器動作監視装置及び原子炉建屋水素濃度は，他の設備と電気的な分離を行うことで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。また，静的触媒式水素再結合離を行うことで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。また，静的触媒式水素再結合器動作監視装置は，静的触媒式水素再結合器内の水素ガス流路を妨げない配置及び寸法とす

器動作監視装置は，静的触媒式水素再結合器内の水素流路を妨げない配置及び寸法とするこ ■③の相違

ることで，静的触媒式水素再結合器の水素処理性能に悪影響を及ぼさない設計とする。

とで，静的触媒式水素再結合器の水素処理性能に悪影響を及ぼさない設計とする。

9.6.2.3 容量等
基本方針については，「1.1.7.2 容量等」に示す。

9.10.2.3 容量等■項目番号の相違

基本方針については，「1.1.7.2 容量等」に示す。
原子炉建屋ガス処理系は，原子炉格納容器外に漏えいした可燃限界濃度未満の水素を含む
空気を排出させる機能に対して，設計基準事故対処設備としての原子炉建屋原子炉棟内の空気の排出能力を使用することにより，原子炉建屋原子炉棟内の水素を屋外に排出し水素濃度を可燃限界濃度未満にして水素爆発による原子炉建屋原子炉棟の損傷を防止できるため，設計基準事故対処設備と同仕様のファン容量及びフィルタ容量を有する設計とする。

4

■①の相違

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５３条 】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

静的触媒式水素再結合器は，想定される重大事故等時において，有効燃料部の被覆管がジ

東海第二発電所

備考

静的触媒式水素再結合器は，想定される重大事故等時において，有効燃料部の被覆管がジルコニウム−水反応により全て反応したときに発生する水素ガス（約 1,600kg）が，原子炉

ルコニウム−水反応により全て反応したときに発生する水素（約 1,400kg）が，原子炉格納 ■③の相違

格納容器の設計圧力の 2 倍における原子炉格納容器漏えい率に対して保守的に設定した漏容器の設計圧力の 2 倍における原子炉格納容器漏えい率に対して保守的に設定した漏えい

えい率（10%/日）で漏えいした場合において，ガス状よう素による性能低下及び水素再結合率（10％／日）で漏えいした場合において，ガス状よう素による性能低下及び水素再結合反反応開始の不確かさを考慮しても，原子炉建屋の水素濃度及び酸素濃度が可燃領域に達する

応開始の不確かさを考慮しても，原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度及び酸素濃度が可燃領域 ■②の相違

ことを防止するために必要な水素処理容量を有する設計とする。

に達することを防止するために必要な水素処理容量を有する設計とする。

また，静的触媒式水素再結合器は，原子炉建屋内の水素ガスの効率的な除去を考慮して分散させ，適切な位置に配置する。
静的触媒式水素再結合器動作監視装置は，静的触媒式水素再結合器作動時に想定される温度範囲を測定できる設計とする。

また，静的触媒式水素再結合器は，原子炉建屋原子炉棟内の水素の効率的な除去を考慮し■②③の相違て分散させ，適切な位置に配置する。
静的触媒式水素再結合器動作監視装置は，静的触媒式水素再結合器作動時に想定される温度範囲を測定できる設計とする。
■建屋階名称の相違■設備設計の相違

原子炉建屋水素濃度は，原子炉建屋オペレーティングフロアの天井付近及び非常用ガス処

原子炉建屋水素濃度は，原子炉建屋原子炉棟 6 階の天井付近に分散させた適切な位置に配・東二は水素が成層化しないことを評価で確認して理系吸込配管付近に分散させた適切な位置に配置し，想定される重大事故等時において，原置し，想定される重大事故等時において，原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度を測定できる設

いるが，万が一水素が滞留するとすれば天井付近で

子炉建屋内の水素濃度を測定できる設計とする。また，原子炉建屋水素濃度は，原子炉建屋計とする。また，原子炉建屋水素濃度は，原子炉建屋原子炉棟 6 階以外の水素が漏えいするある。よって，非常用ガス処理系吸込配管付近に比オペレーティングフロア以外の水素ガスが漏えいする可能性の高いエリアにも設置し，水素可能性の高いエリアにも設置し，水素の早期検知及び滞留状況を把握できる設計とする。

べ天井付近が水素濃度の変動が大きいため，天井のガスの早期検知及び滞留状況を把握できる設計とする。

水素濃度計だけでも問題ない。
■③の相違

9.6.2.4 環境条件等
基本方針については，「1.1.7.3 環境条件等」に示す。

9.10.2.4 環境条件等■項目番号の相違

基本方針については，「1.1.7.3 環境条件等」に示す。
原子炉建屋ガス処理系は，原子炉建屋原子炉棟内に設置し，想定される重大事故等時にお■①の相違ける環境条件を考慮した設計とする。
また，中央制御室から操作が可能な設計とする。
静的触媒式水素再結合器，静的触媒式水素再結合器動作監視装置及び原子炉建屋水素濃度

静的触媒式水素再結合器，静的触媒式水素再結合器動作監視装置及び原子炉建屋水素濃度

は，原子炉区域内に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とすは，原子炉建屋原子炉棟内に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した ■②の相違

る。

設計とする。

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

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

5■項目番号の相違

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５３条 】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

水素排出設備として設ける原子炉建屋ガス処理系は，想定される重大事故等時において， ■①の相違
設計基準事故対処設備として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用し弁操作等により速やかに切り替えられる設計とする。原子炉建屋ガス処理系は，中央制御室の操作スイッチにより操作が可能な設計とする。
静的触媒式水素再結合器，静的触媒式水素再結合器動作監視装置及び原子炉建屋水素濃度

静的触媒式水素再結合器，静的触媒式水素再結合器動作監視装置及び原子炉建屋水素濃度

は，想定される重大事故等時において，他の系統と切り替えることなく使用できる設計とす

は，想定される重大事故等時において，他の系統と切り替えることなく使用できる設計とする。

る。

静的触媒式水素再結合器は，水素ガスと酸素ガスが流入すると触媒反応によって受動的に

静的触媒式水素再結合器は，水素と酸素が流入すると触媒反応によって受動的に起動する

起動する設備とし，操作不要な設計とする。静的触媒式水素再結合器動作監視装置及び原子設備とし，操作不要な設計とする。静的触媒式水素再結合器動作監視装置及び原子炉建屋水

炉建屋水素濃度は，中央制御室で監視が可能な設計とする。

素濃度は，中央制御室で監視が可能な設計とする。

9.6.3 主要設備及び仕様
水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備の主要機器仕様を第 9.6−1 表

9.10.3 主要設備及び仕様
水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備の主要機器仕様を第 9.10−1

に示す。

表に示す。

9.6.4 試験検査

9.10.4 試験検査

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

非常用ガス処理系排風機及び非常用ガス再循環系排風機は，発電用原子炉の停止中に分解及び外観の確認が可能な設計とする。

静的触媒式水素再結合器動作監視装置は，発電用原子炉の停止中に模擬入力による機能・性能の確認（特性の確認）及び校正が可能な設計とする。
原子炉建屋水素濃度は，発電用原子炉の停止中に模擬入力による機能・性能の確認（特性の確認）及び校正が可能な設計とする。

■表番号の相違

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

無の確認が可能な設計とする。

リッジの水素処理性能の確認及び外観の確認が可能な設計とする。

■項目番号の相違■項目番号の相違

原子炉建屋ガス処理系は，発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能及び漏えいの有静的触媒式水素再結合器は，発電用原子炉の停止中に機能・性能の確認として触媒カート■③の相違

静的触媒式水素再結合器は，発電用原子炉の停止中に機能・性能の確認として触媒カート
リッジの水素処理性能の確認及び外観の確認が可能な設計とする。
静的触媒式水素再結合器動作監視装置は，発電用原子炉の停止中に模擬入力による機能・性能の確認（特性の確認）及び校正が可能な設計とする。
原子炉建屋水素濃度は，発電用原子炉の停止中に模擬入力による機能・性能の確認（特性の確認）及び校正が可能な設計とする。

6

■①の相違

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５３条 】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

第 9.6−1 表 水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備の主要機器仕様

東海第二発電所

第 9.10-1 表 水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備の主要機器仕様

備考■図表番号の相違
以下設備仕様の相違は自明であり特記しない。

(1) 非常用ガス処理系排風機
第 6.10-2 表 中央制御室（重大事故等時）（常設）の設備の主要機器仕様に記載する。
(2) 非常用ガス再循環系排風機
第 6.10-2 表 中央制御室（重大事故等時）（常設）の設備の主要機器仕様に記載する。
(3) 非常用ガス処理系フィルタトレイン
兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉建屋ガス処理系
型

式

電気加熱器，粒子用高効率フィルタ及びよう素用チャコールフィ
ルタ内蔵型

基

数

1（予備 1）

容量

約 3,570m３／h（1 基当たり）

チャコール層厚さ 約 150mm
よう素除去効率97％以上（系統効率）

粒子除去効率99.97％以上（直径 0.5μm 以上の粒子）(4) 非常用ガス再循環系フィルタトレイン
兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉建屋ガス処理系
型

式

電気加熱器，粒子用高効率フィルタ及びよう素用チャコールフィ
ルタ内蔵型

基

数

1（予備 1）

容量

約 17,000m３／h（1 基当たり）

チャコール層厚さ 約 50mm
よう素除去効率90％以上（系統効率）

粒子除去効率99.97％以上（直径 0.5μm 以上の粒子）

7

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５３条 】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉(1)静的触媒式水素再結合器

東海第二発電所(5) 静的触媒式水素再結合器

種

類

触媒反応式

種

類

触媒反応式

個

数

56

基

数

24

約 0.25kg/h/個（水素濃度 4.0vol%，100℃，大気圧において）水素処理容量

水素処理容量

約 0.5kg／h（1 基当たり）（水素濃度 4.0vol％，100℃，大気圧において）(2)静的触媒式水素再結合器動作監視装置
第 6.4−1 表 計装設備（重大事故等対処設備）の主要機器仕様に記載する。
(3)原子炉建屋水素濃度
第 6.4−1 表 計装設備（重大事故等対処設備）の主要機器仕様に記載する。

(6) 静的触媒式水素再結合器動作監視装置
第 6.4−1 表 計装設備（重大事故等対処設備）の主要機器仕様に記載する。
(7) 原子炉建屋水素濃度
第 6.4−1 表 計装設備（重大事故等対処設備）の主要機器仕様に記載する。

8

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５３条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

触媒カートリッジ

静的触媒式水素再結合器

第 9.10-1 図 水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備構造図（静的触媒式水素再結合器による水素濃度の上昇抑制）

9

備考■図表番号の相違

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５３条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

第 9.10−2 図 水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備 系統概要図（1）（原子炉建屋ガス処理系による水素排出）

10

備考

■①の相違

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５３条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

第 9.10−3 図 水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備 系統概要図（2）（静的触媒式水素再結合器による水素濃度の上昇抑制）

11

備考■図表番号の相違

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５３条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

第 9.10−4 図 水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備 系統概要図（3）（原子炉建屋水素濃度監視による水素濃度測定）

12

備考■図表番号の相違