東海第二発電所 審査資料
資料番号
SA 設-C-9 改 4
提出年月日
平成 30 年 4 月 26 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

東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：

第５４条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉
4.3

使用済燃料プールの冷却等のための設備

4.3.1

概要

東海第二発電所
4.3 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備
使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能が喪失し，又は使用済燃料プールからの水のえいその他の要因により当該使用済燃料プールの水位が低下した場合において使用済燃料

漏えいその他の要因により当該使用済燃料プールの水位が低下した場合において使用済燃

プール内燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止するために必要な重大事故等

料プール内燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止するために必要な重大事対処設備を設置及び保管する。

故等対処設備を設置及び保管する。

使用済燃料プールからの大量の水の漏えいその他の要因により使用済燃料プールの水位

使用済燃料プールからの大量の水の漏えいその他の要因により使用済燃料プールの水位が異常に低下した場合において，使用済燃料プール内燃料体等の著しい損傷の進行を緩和が異常に低下した場合において，使用済燃料プール内燃料体等の著しい損傷の進行を緩和

し，及び臨界を防止するために必要な重大事故等対処設備を設置及び保管する。

し，及び臨界を防止するために必要な重大事故等対処設備を設置及び保管する。

示す。
4.3.2

設計方針

表題は，基準規則に準じる。

4.3.1 概要

使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能が喪失し，又は使用済燃料プールからの水の漏

使用済燃料プールの冷却等のための設備の系統概要図を第 4.3－1 図から第 4.3－8 図に

備考

使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備の系統概要図を第 4.3－1 図から第 4.3－7 図に示す。

図表タイトルは，基準規則に準じる。
図表番号の相違

4.3.2 設計方針

使用済燃料プールの冷却等のための設備のうち，使用済燃料プールの冷却機能又は注水機

使用済燃料プールの冷却等のための設備のうち，使用済燃料プールの冷却機能又は注水能が喪失し，又は使用済燃料プールからの小規模な水の漏えいその他の要因により使用済燃機能が喪失し，又は使用済燃料プールからの小規模な水の漏えいその他の要因により使用

料プールの水位が低下した場合においても使用済燃料プール内燃料体等を冷却し，放射線を済燃料プールの水位が低下した場合においても使用済燃料プール内燃料体等を冷却し，放遮蔽し，及び臨界を防止できるよう使用済燃料プールの水位を維持するための設備，並びに射線を遮蔽し，及び臨界を防止できるよう使用済燃料プールの水位を維持するための設

使用済燃料プールからの大量の水の漏えいその他の要因により使用済燃料プールの水位が備，並びに使用済燃料プールからの大量の水の漏えいその他の要因により使用済燃料プー

異常に低下した場合においても使用済燃料プール内燃料体等の著しい損傷を緩和し，及び臨ルの水位が異常に低下した場合においても使用済燃料プール内燃料体等の著しい損傷を緩界を防止するための設備として，燃料プール代替注水系を設ける。

和し，及び臨界を防止するための設備として，代替燃料プール注水系を設ける。

系統名称の相違

使用済燃料プールに接続する配管の破損等により，使用済燃料プールディフューザ配管か

使用済燃料プールに接続する配管の破損等により，使用済燃料プール水戻り配管からサ

設備名称の相違らサイフォン現象による水の漏えいが発生した場合に，漏えいの継続を防止するため，ディイフォン現象による水の漏えいが発生した場合に，漏えいの継続を防止するため，戻り配設備設計の相違

フューザ配管上部にサイフォンブレーク孔を設ける。また，現場での手動弁の隔離操作によ

管上部に静的サイフォンブレーカを設ける。

東二：サイフォンブレーカ（端部を開放した配管）にっても漏えいを停止できる設計とする。

よる対応
柏崎：サイフォンブレーク孔と手動弁による対応、東二の静的サイフォンブレーカ（配管）は，手動弁の隔離操作に期待せずサイフォン効果を除去することことが可能となるように口径、長さを設定する。

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基本設計比較表

【対象項目：

第５４条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

使用済燃料プールの冷却等のための設備のうち，使用済燃料プール内燃料体等の著しい損

使用済燃料プールの冷却等のための設備のうち，使用済燃料プール内燃料体等の著しい傷に至った場合において大気への放射性物質の拡散を抑制するための設備として原子炉建損傷に至った場合において大気への放射性物質の拡散を抑制するための設備として原子炉屋放水設備を設ける。

建屋放水設備を設ける。

使用済燃料プールの冷却等のための設備のうち，重大事故等時において，使用済燃料プー

備考

使用済燃料プールの冷却等のための設備のうち，重大事故等時において，使用済燃料プ

ルの状態を監視するための設備として，使用済燃料プールの監視設備を設ける。

ールの状態を監視するための設備として，使用済燃料プールの監視設備を設ける。

(1) 使用済燃料プールの冷却機能若しくは注水機能の喪失時又は使用済燃料プール水の小(1) 使用済燃料プールの冷却機能若しくは注水機能の喪失時，又は使用済燃料プール水の規模な漏えい発生時に用いる設備

小規模な漏えい発生時に用いる設備

a. 燃料プール代替注水a.

代替燃料プール注水

系統設計の相違(a) 常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水
残留熱除去系（使用済燃料プール水の冷却及び補給）及び燃料プール冷却浄化系の有する使用済燃料プールの冷却機能喪失又は残留熱除去系ポンプによる使用済燃料プールへの補給機能が喪失し，又は使用済燃料プールに接続する配管の破断等による使用済燃料プール水の小規模な漏えいにより使用済燃料プールの水位が低下した場合に，使用済燃料プール内燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止するための重大事故等対処設備として，常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用する。

主機

系統

注水

スプレイ
－

可搬型代替注 水中型ポンプ又は 可搬型代替注水大 型ポンプによる常設低圧代替 注水系ポンプによる
可搬型代替注 水大型ポンプによる
可搬型代替注 水大型ポンプによる

代替燃料プー ル注
水系（注水ライン）

代替燃料プー ル注
水系（常設スプレイ
ヘッダ）
代替燃料プー ル注
水系（常設スプレイ
ヘッダ）
代替燃料プー ル注
水系（可搬型スプレ
イノズル）

○

－

○

○

○

○

○

○

常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）は，常設低圧代替注水系ポンプ，配管・弁類，計測制御装置等で構成し，常設低圧代替注水系ポンプにより，代替淡水貯槽の水を代替燃料プール注水系配管から使用済燃料プールへ注水することで，使用済燃料プールの水位を維持できる設計とする。
常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）は，非常用交流電源設備に加えて，代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代
替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。
また，使用済燃料貯蔵ラックの形状を維持することにより臨界を防止できる設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・常設低圧代替注水系ポンプ
・代替淡水貯槽（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）
・常設代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）
・可搬型代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）
・代替所内電気設備（10.2

代替電源設備）

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基本設計比較表

【対象項目：

第５４条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

本系統の流路として，配管及び弁を重大事故等対処設備として使用する。
その他，設計基準対象施設である使用済燃料プールを重大事故等対処設備として使用し，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備を重大事故等対処設備として使用する。
(b)可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水
残留熱除去系（使用済燃料プール水の冷却及び補給）及び燃料プール冷却浄化系の系統設計の相違
主機
常設低圧代替注水系ポンプによる系統
代替燃料プール注
水系（注水ライン）

注水

スプレイ

○

－

有する使用済燃料プールの冷却機能喪失又は残留熱除去系ポンプによる使用済燃料プ－ールへの補給機能が喪失し，又は使用済燃料プールに接続する配管の破断等により使用済燃料プール水の小規模な漏えいにより使用済燃料プールの水位が低下した場合に，使用済燃料プール内燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止するための重大事故等対処設備として，可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型
ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用する。

可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注

常設低圧代替注水系ポンプによる
可搬型代替注水大型ポンプによる
可搬型代替注水大型ポンプによる

代替燃料プール注
水系（常設スプレ
イヘッダ）
代替燃料プール注
水系（常設スプレ
イヘッダ）
代替燃料プール注
水系（可搬型スプレイノズル）

○

○

○

○

○

○

系統名称の相違

水系（注水ライン）は，可搬型代替注水中型ポンプ，可搬型代替注水大型ポンプ，配管・ホース・弁類，計測制御装置等で構成し，可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型
代替注水大型ポンプにより，西側淡水貯水設備又は代替淡水貯槽の水を代替燃料プー
ル注水系配管から使用済燃料プールへ注水することで，使用済燃料プールの水位を維持できる設計とする。
可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）は，非常用交流電源設備に加えて，代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。
また，使用済燃料貯蔵ラックの形状を維持することにより臨界を防止できる設計とする。
可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）は，淡水源が枯渇した場合において，重大事故等の収束に必要となる水の供給設備である可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプにより海を利用できる設計とする。また，可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，空冷式のディーゼルエンジンにより駆動できる設計とする。燃料は，燃料補給設備である可搬型設備用軽油タンク及びタンクローリにより補給できる設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・可搬型代替注水中型ポンプ
・可搬型代替注水大型ポンプ
・西側淡水貯水設備（9.12

重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）

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基本設計比較表

【対象項目：

第５４条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

・代替淡水貯槽（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）
・常設代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）
・可搬型代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）
・代替所内電気設備（10.2

代替電源設備）・燃料補給設備（10.2 代替電源設備）

東二は号機間融通なし。

本系統の流路として，配管，弁及びホースを重大事故等対処設備として使用する。
その他，設計基準対象施設である使用済燃料プールを重大事故等対処設備として使用し，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備を重大事故等対処設備として使用する。
(c) 常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールへの注水
残留熱除去系（使用済燃料プール水の冷却及び補給）及び燃料プール冷却浄化系の有する使用済燃料プールの冷却機能喪失又は残留熱除去系ポンプによる使用済燃料プールへの補給機能が喪失し，又は使用済燃料プールに接続する配管の破断等により使用済燃料プール水の小規模な漏えいにより使用済燃料プールの水位が低下した場合系統構成の相違
主機
常設低圧代替 注水系ポンプによる
可搬型代替注 水中型ポンプ又は 可搬型代替注水大 型ポンプによる系統
代替燃料プール
注水系（注水ライン）
代替燃料プール
注水系（注水ライ
ン）

注水

スプレイ

○

－

○

－

○

に，使用済燃料プール内燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止するための重大事故等対処設備として，常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用する。
常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）
は，常設低圧代替注水系ポンプ，常設スプレイヘッダ，配管・弁類，計測制御装置等

可搬型代替注 水大型ポンプによる
可搬型代替注 水大型ポンプによる

代替燃料プール
注水系（常設スプ
レイヘッダ）
代替燃料プール
注水系（可搬型ス
プレイノズル）

○

○

○

○

で構成し，常設低圧代替注水系ポンプにより，代替淡水貯槽の水を代替燃料プール注水系配管等を経由して常設スプレイヘッダから使用済燃料プールへ注水することで，使用済燃料プールの水位を維持できる設計とする。
常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）は，
非常用交流電源設備に加えて，代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。
また，使用済燃料貯蔵ラックの形状を維持することにより臨界を防止できる設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・常設低圧代替注水系ポンプ
・代替淡水貯槽（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）
・常設スプレイヘッダ
・常設代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）
・可搬型代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）
・代替所内電気設備（10.2

代替電源設備）

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【対象項目：

第５４条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

本系統の流路として，配管及び弁を重大事故等対処設備として使用する。
その他，設計基準対象施設である使用済燃料プールを重大事故等対処設備として使用し，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備を重大事故等対処設備として使用する。
(a) 燃料プール代替注水系による常設スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへの注水(d) 可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールへの注水

残留熱除去系（燃料プール冷却モード）及び燃料プール冷却浄化系の有する使用済

残留熱除去系（使用済燃料プール水の冷却及び補給）及び燃料プール冷却浄化系の燃料プールの冷却機能喪失又は残留熱除去系ポンプによる使用済燃料プールへの補有する使用済燃料プールの冷却機能喪失又は残留熱除去系ポンプによる使用済燃料プ給機能が喪失し，又は使用済燃料プールに接続する配管の破損等により使用済燃料プールへの補給機能が喪失し，又は使用済燃料プールに接続する配管の破断等により使ール水の小規模な漏えいにより使用済燃料プールの水位が低下した場合に，使用済燃

用済燃料プール水の小規模な漏えいにより使用済燃料プールの水位が低下した場合

料プール内燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止するための重大事故に，使用済燃料プール内燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止するた等対処設備として，燃料プール代替注水系を使用する。

めの重大事故等対処設備として，可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用する。

燃料プール代替注水系は，可搬型代替注水ポンプ（A-1 級），可搬型代替注水ポンプ

可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）（A-2 級），常設スプレイヘッダ，配管・ホース・弁類，計測制御装置等で構成し，可は，可搬型代替注水大型ポンプ，常設スプレイヘッダ，配管・ホース・弁類，計測制

搬型代替注水ポンプ（A-1 級）及び可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）又は可搬型代替

御装置等で構成し，可搬型代替注水大型ポンプにより，代替淡水貯槽の水を代替燃料

注水ポンプ（A-2 級）により，代替淡水源の水を燃料プール代替注水系配管等を経由

プール注水系配管等を経由して常設スプレイヘッダから使用済燃料プールへ注水する

して常設スプレイヘッダから使用済燃料プールへ注水することで，使用済燃料プールことで，使用済燃料プールの水位を維持できる設計とする。

系統構成の相違
主機
常設低圧代替注水系ポンプによる
可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる常設低圧代替注水系ポンプによる系統
代替燃料プール
注水系（注水ライン）
代替燃料プール
注水系（注水ライン）
代替燃料プール
注水系（常設スプ
レイヘッダ）

注水

スプレイ

○

－

○

－

○

○

○
可搬型代替注水大型ポンプによる

代替燃料プール
注水系（可搬型ス
プレイノズル）○○の水位を維持できる設計とする。
また，使用済燃料貯蔵ラックの形状を維持することにより臨界を防止できる設計とする。

また，使用済燃料貯蔵ラックの形状を維持することにより臨界を防止できる設計とする。

常設スプレイヘッダを使用した燃料プール代替注水系は，代替淡水源が枯渇した場

可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）

合において，重大事故等の収束に必要となる水の供給設備である大容量送水車（海水は，淡水源が枯渇した場合において，重大事故等の収束に必要となる水の供給設備で取水用）により海を利用できる設計とする。また，可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）

ある可搬型代替注水大型ポンプにより海を利用できる設計とする。また，可搬型代替

及び可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，ディーゼルエンジンにより駆動できる設計

注水大型ポンプは，空冷式のディーゼルエンジンにより駆動できる設計とする。燃料とする。燃料は，燃料補給設備である軽油タンク及びタンクローリ（4kL）により補は，燃料給油設備である可搬型設備用軽油タンク及びタンクローリにより給油できる

給できる設計とする。

設計とする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

・可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）（6 号及び 7 号炉共用）

・可搬型代替注水大型ポンプ

・可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）（6 号及び 7 号炉共用）

東二は共用なし。
東二は共用なし。

・代替淡水貯槽（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）
・常設スプレイヘッダ

・常設スプレイヘッダ
・常設代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）
・可搬型代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）
・代替所内電気設備（10.2

・燃料補給設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）

代替電源設備）・燃料給油設備（10.2 代替電源設備）

東二は共用なし。

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基本設計比較表

【対象項目：

第５４条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

本系統の流路として，配管，弁及びホースを重大事故等対処設備として使用する。

本系統の流路として，配管，弁及びホースを重大事故等対処設備として使用する。

その他，設計基準対象施設である使用済燃料プールを重大事故等対処設備として使その他，設計基準対象施設である使用済燃料プールを重大事故等対処設備として使

用する。

備考

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

(b) 燃料プール代替注水系による可搬型スプレイヘッダを使用した使用済燃料プール
への注水(e) 可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル） 系統構成の相違を使用した使用済燃料プールへの注水

残留熱除去系（燃料プール冷却モード）及び燃料プール冷却浄化系の有する使用済

残留熱除去系（使用済燃料プール水の冷却及び補給）及び燃料プール冷却浄化系の燃料プールの冷却機能喪失又は残留熱除去系ポンプによる使用済燃料プールへの補有する使用済燃料プールの冷却機能喪失又は残留熱除去系ポンプによる使用済燃料給機能が喪失し，又は使用済燃料プールに接続する配管の破損等により使用済燃料プ

プールへの補給機能が喪失し，又は使用済燃料プールに接続する配管の破損等によりール水の小規模な漏えいにより使用済燃料プールの水位が低下した場合に，使用済燃

使用済燃料プール水の小規模な漏えいにより使用済燃料プールの水位が低下した場

料プール内燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止するための重大事故

合に，使用済燃料プール内燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止する等対処設備として，燃料プール代替注水系を使用する。

ための重大事故等対処設備として，可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール

主機
常設低圧代替注水系ポンプによる
可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる常設低圧代替注水系ポンプによる
可搬型代替注水大型ポンプによる系統
代替燃料プール注
水系（注水ライン）
代替燃料プール注
水系（注水ライン）

代替燃料プール注
水系（常設スプレ
イヘッダ）
代替燃料プール注
水系（常設スプレ
イヘッダ）

注水系（可搬型スプレイノズル）を使用する。
燃料プール代替注水系は，可搬型代替注水ポンプ（A-1 級），可搬型代替注水ポンプ

可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）（A-2 級），可搬型スプレイヘッダ，ホース・弁類，計測制御装置等で構成し，可搬型

は，可搬型代替注水大型ポンプ，可搬型スプレイノズル，ホース・弁類，計測制御装代替注水ポンプ（A-1 級）及び可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）又は可搬型代替注水置等で構成し，可搬型代替注水大型ポンプにより代替淡水貯槽の水をホースを経由しポンプ（A-2 級）により代替淡水源の水をホースを経由して可搬型スプレイヘッダかて可搬型スプレイノズルから使用済燃料プールへ注水することで，使用済燃料プール

ら使用済燃料プールへ注水することで，使用済燃料プールの水位を維持できる設計との水位を維持できる設計とする。

注水

スプレイ

○

－

○

－

○

○

○

○

○

する。
また，使用済燃料貯蔵ラックの形状を維持することにより臨界を防止できる設計とする。

また，使用済燃料貯蔵ラックの形状を維持することにより臨界を防止できる設計とする。

可搬型スプレイヘッダを使用した燃料プール代替注水系は，代替淡水源が枯渇した

可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）

場合において，重大事故等の収束に必要となる水の供給設備である大容量送水車（海は，淡水源が枯渇した場合において，重大事故等の収束に必要となる水の供給設備で水取水用）により海を利用できる設計とする。また，可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）

ある可搬型代替注水大型ポンプにより海を利用できる設計とする。また，可搬型代替

及び可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，ディーゼルエンジンにより駆動できる設計

注水大型ポンプは，空冷式のディーゼルエンジンにより駆動できる設計とする。燃料とする。燃料は，燃料補給設備である軽油タンク及びタンクローリ（4kL）により補は，燃料給油設備である可搬型設備用軽油タンク及びタンクローリにより給油できる

給できる設計とする。

設計とする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

・可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）（6 号及び 7 号炉共用）

・可搬型代替注水大型ポンプ

・可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）（6 号及び 7 号炉共用）

東二は共用なし。
東二は共用なし。

・可搬型スプレイヘッダ

・可搬型スプレイノズル

・燃料補給設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）

・燃料給油設備（10.2 代替電源設備）

東二は共用なし。

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基本設計比較表

【対象項目：

第５４条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

本系統の流路として，配管，弁及びホースを重大事故等対処設備として使用する。

本系統の流路として，配管，弁及びホースを重大事故等対処設備として使用する。

その他，設計基準対象施設である使用済燃料プールを重大事故等対処設備として使その他，設計基準対象施設である使用済燃料プールを重大事故等対処設備として使用する。
(2) 使用済燃料プールからの大量の水の漏えい発生時に用いる設備a.

燃料プールスプレイ

備考用する。
(2) 使用済燃料プールからの大量の水の漏えい発生時に用いる設備a.

燃料プールスプレイ(a) 常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールへのスプレイ
使用済燃料プールからの大量の水の漏えい等により使用済燃料プールの水位が異常に低下した場合に，燃料損傷を緩和するとともに，燃料損傷時には使用済燃料プール
内燃料体等の上部全面にスプレイすることによりできる限り環境への放射性物質の放系統構成の相違
主機
常設低圧代替注水系ポンプによる
可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポ
ンプによる系統
代替燃料プール
注水系（注水ライン）
代替燃料プール
注水系（注水ライ
ン）

注水

スプレイ

○

－

○

－

出を低減するための重大事故等対処設備として，常設低圧代替注水系ポンプによる代○

替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用する。
常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）
は，常設低圧代替注水系ポンプ，常設スプレイヘッダ，配管・弁類，計測制御装置等で構成し，常設低圧代替注水系ポンプにより，代替淡水貯槽の水を代替燃料プール注

可搬型代替注水大型ポンプによる
可搬型代替注水大型ポンプによる

代替燃料プール
注水系（常設スプ
レイヘッダ）
代替燃料プール
注水系（可搬型ス
プレイノズル）

○

○

○

○

水系配管等を経由して常設スプレイヘッダから使用済燃料プール内燃料体等に直接スプレイすることで，燃料損傷を緩和するとともに，環境への放射性物質の放出をできる限り低減できる設計とする。
常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）
は，非常用交流電源設備に加えて，代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設
備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。
また，スプレイや蒸気条件下でも臨界にならないよう配慮したラック形状によって，臨界を防止することができる設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・常設低圧代替注水系ポンプ
・代替淡水貯槽（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）
・常設スプレイヘッダ
・常設代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）
・可搬型代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）
・代替所内電気設備（10.2

代替電源設備）

本系統の流路として，配管及び弁を重大事故等対処設備として使用する。
その他，設計基準対象施設である燃料貯蔵設備の使用済燃料プールを重大事故等対処設備として使用し，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備を重大事故等対処設備として使用する。

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東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：

第５４条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉(a) 燃料プール代替注水系による常設スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへのスプレイ

東海第二発電所(b) 可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールへのスプレイ

使用済燃料プールからの大量の水の漏えい等により使用済燃料プールの水位が異

使用済燃料プールからの大量の水の漏えい等により使用済燃料プールの水位が異常常に低下した場合に，燃料損傷を緩和するとともに，燃料損傷時には使用済燃料プーに低下した場合に，燃料損傷を緩和するとともに，燃料損傷時には使用済燃料プール

ル内燃料体等の上部全面にスプレイすることによりできる限り環境への放射性物質

内燃料体等の上部全面にスプレイすることによりできる限り環境への放射性物質の放の放出を低減するための重大事故等対処設備として，燃料プール代替注水系を使用す

出を低減するための重大事故等対処設備として，可搬型代替注水大型ポンプによる代る。

替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用する。

備考
系統構成の相違
主機
常設低圧代替注水系ポンプによる
可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる常設低圧代替注水系ポンプによる

可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）は，（A-2 級），常設スプレイヘッダ，配管・ホース・弁類，計測制御装置等で構成し，可可搬型代替注水大型ポンプ，常設スプレイヘッダ，配管・ホース・弁類，計測制御装置

搬型代替注水ポンプ（A-1 級）及び可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）により，代替淡等で構成し，可搬型代替注水大型ポンプにより，代替淡水貯槽の水を代替燃料プール注

水源の水を燃料プール代替注水系配管等を経由して常設スプレイヘッダから使用済

水系配管等を経由して常設スプレイヘッダから使用済燃料プール内燃料体等に直接ス

燃料プール内燃料体等に直接スプレイすることで，燃料損傷を緩和するとともに，環プレイすることで，燃料損傷を緩和するとともに，環境への放射性物質の放出をできる

境への放射性物質の放出をできる限り低減できる設計とする。

限り低減できる設計とする。

代替燃料プール注
水系（常設スプレ
イヘッダ）

注水

スプレイ

○

－

○

－

○

○

○
可搬型代替注水大型ポンプによる

燃料プール代替注水系は，可搬型代替注水ポンプ（A-1 級），可搬型代替注水ポンプ

系統
代替燃料プール注
水系（注水ライン）
代替燃料プール注
水系（注水ライン）

代替燃料プール注
水系（可搬型スプレイノズル）○○

可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）
は，非常用交流電源設備に加えて，代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設
備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。
また，スプレイや蒸気条件下でも臨界にならないよう配慮したラック形状によって，臨界を防止することができる設計とする。

また，スプレイや蒸気条件下でも臨界にならないよう配慮したラック形状によって，臨界を防止することができる設計とする。

常設スプレイヘッダを使用した燃料プール代替注水系は，代替淡水源が枯渇した場

可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）は，

合において，重大事故等の収束に必要となる水の供給設備である大容量送水車（海水淡水源が枯渇した場合において，重大事故等の収束に必要となる水の供給設備である可取水用）により海を利用できる設計とする。また，可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）

搬型代替注水大型ポンプにより海を利用できる設計とする。また，可搬型代替注水大型及び可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，ディーゼルエンジンにより駆動できる設計

ポンプは，空冷式のディーゼルエンジンにより駆動できる設計とする。燃料は，燃料給とする。燃料は，燃料補給設備である軽油タンク及びタンクローリ（4kL）により補油設備である可搬型設備用軽油タンク及びタンクローリにより給油できる設計とする。

給できる設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

・可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）（6 号及び 7 号炉共用）

・可搬型代替注水大型ポンプ

・可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）（6 号及び 7 号炉共用）

東二は共用なし。
東二は共用なし。

・代替淡水貯槽（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）
・常設スプレイヘッダ

・常設スプレイヘッダ
・常設代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）
・可搬型代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）
・代替所内電気設備（10.2

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

・燃料給油設備（10.2 代替電源設備）

本系統の流路として，配管，弁及びホースを重大事故等対処設備として使用する。

本系統の流路として，配管，弁及びホースを重大事故等対処設備として使用する。

東二は共用なし。

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東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：

第５４条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉
その他，設計基準対象施設である使用済燃料プールを重大事故等対処設備として使用する。

東海第二発電所

備考

その他，設計基準対象施設である使用済燃料プールを重大事故等対処設備として使用し，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備を重大事故等対処設備として使用する。

(b) 燃料プール代替注水系による可搬型スプレイヘッダを使用した使用済燃料プール
へのスプレイ(c) 可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールへのスプレイ

使用済燃料プールからの大量の水の漏えい等により使用済燃料プールの水位が異

使用済燃料プールからの大量の水の漏えい等により使用済燃料プールの水位が異常常に低下した場合に，燃料損傷を緩和するとともに，燃料損傷時には使用済燃料プーに低下した場合に，燃料損傷を緩和するとともに，燃料損傷時には使用済燃料プール

ル内燃料体等の上部全面にスプレイすることによりできる限り環境への放射性物質

内燃料体等の上部全面にスプレイすることによりできる限り環境への放射性物質の放の放出を低減するための重大事故等対処設備として，燃料プール代替注水系を使用す

出を低減するための重大事故等対処設備として，可搬型代替注水大型ポンプによる代る。

替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用する。

燃料プール代替注水系は，可搬型代替注水ポンプ（A-1 級），可搬型代替注水ポンプ

可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）（A-2 級），可搬型スプレイヘッダ，ホース・弁類，計測制御装置等で構成し，可搬型

は，可搬型代替注水大型ポンプ，可搬型スプレイノズル，ホース・弁類，計測制御装代替注水ポンプ（A-1 級）及び可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）又は可搬型代替注水置等で構成し，可搬型代替注水大型ポンプにより，代替淡水貯槽の水をホース等を経ポンプ（A-2 級）により，代替淡水源の水をホース等を経由して可搬型スプレイヘッ

由して可搬型スプレイノズルから使用済燃料プール内燃料体等に直接スプレイするこ

ダから使用済燃料プール内燃料体等に直接スプレイすることで，燃料損傷を緩和するとで，燃料損傷を緩和するとともに，環境への放射性物質の放出をできる限り低減でとともに，環境への放射性物質の放出をできる限り低減できる設計とする。

きる設計とする。

また，スプレイや蒸気条件下でも臨界にならないよう配慮したラック形状によって，臨界を防止することができる設計とする。

系統構成の相違
主機
常設低圧代替注水系ポンプによる
可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる常設低圧代替注水系ポンプによる
可搬型代替注水大型ポンプによる系統
代替燃料プール注
水系（注水ライン）
代替燃料プール注
水系（注水ライン）

代替燃料プール注
水系（常設スプレ
イヘッダ）
代替燃料プール注
水系（常設スプレ
イヘッダ）

注水

スプレイ

○

－

○

－

○

○

○

○

○

また，スプレイや蒸気条件下でも臨界にならないよう配慮したラック形状によって，臨界を防止することができる設計とする。

可搬型スプレイヘッダを使用した燃料プール代替注水系は，代替淡水源が枯渇した

可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）

場合において，重大事故等の収束に必要となる水の供給設備である大容量送水車（海は，淡水源が枯渇した場合において，重大事故等の収束に必要となる水の供給設備で水取水用）により海を利用できる設計とする。また，可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）

ある可搬型代替注水大型ポンプにより海を利用できる設計とする。また，可搬型代替

及び可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，ディーゼルエンジンにより駆動できる設計

注水大型ポンプは，空冷式のディーゼルエンジンにより駆動できる設計とする。燃料とする。燃料は，燃料補給設備である軽油タンク及びタンクローリ（4kL）により補は，燃料給油設備である可搬型設備用軽油タンク及びタンクローリにより給油できる

給できる設計とする。

設計とする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

・可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）（6 号及び 7 号炉共用）

・可搬型代替注水大型ポンプ

・可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）（6 号及び 7 号炉共用）

東二は共用なし。
東二は共用なし。

・代替淡水貯槽（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）
・可搬型スプレイヘッダ

・可搬型スプレイノズル

・燃料補給設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）

・燃料給油設備（10.2 代替電源設備）

本系統の流路として，配管，弁及びホースを重大事故等対処設備として使用する。

本系統の流路として，配管，弁及びホースを重大事故等対処設備として使用する。

その他，設計基準対象施設である使用済燃料プールを重大事故等対処設備として使その他，設計基準対象施設である使用済燃料プールを重大事故等対処設備として使用する。

東二は共用なし。

用する。

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東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：

第５４条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉b.

大気への放射性物質の拡散抑制(a) 原子炉建屋放水設備による大気への放射性物質の拡散抑制(a) 原子炉建屋放水設備による大気への放射性物質の拡散抑制
使用済燃料プールからの大量の水の漏えい等により使用済燃料プールの水位の異常な低下により，使用済燃料プール内燃料体等の著しい損傷に至った場合において，常な低下により，使用済燃料プール内燃料体等の著しい損傷に至った場合において，

燃料損傷時にはできる限り環境への放射性物質の放出を低減するための重大事故等

燃料損傷時にはできる限り環境への放射性物質の放出を低減するための重大事故等対処設備として，原子炉建屋放水設備を使用する。

対処設備として，原子炉建屋放水設備を使用する。

原子炉建屋放水設備は，大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），放水砲，ホース

原子炉建屋放水設備は，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用），放水砲，ホース等で等で構成し，大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）により海水をホースを経由して構成し，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）により海水をホースを経由して放水砲

放水砲から原子炉建屋へ放水することで，環境への放射性物質の放出を可能な限り低から原子炉建屋へ放水することで，環境への放射性物質の放出を可能な限り低減でき減できる設計とする。

る設計とする。

設備」に記載する。
(3) 重大事故等時の使用済燃料プールの監視に用いる設備
使用済燃料プールの監視設備による使用済燃料プールの状態監視

備考b．大気への放射性物質の拡散抑制

使用済燃料プールからの大量の水の漏えい等により使用済燃料プールの水位の異

本系統の詳細については，「9.7 発電所外への放射性物質の拡散を抑制するためのa.

東海第二発電所

本系統の詳細については，「9.11 発電所外への放射性物質の拡散を抑制するため

設備名称の相違

項目番号の相違の設備」に記載する。
(3) 重大事故等時の使用済燃料プールの監視に用いる設備
ａ．使用済燃料プールの監視設備による使用済燃料プールの状態監視

使用済燃料プールの監視設備として，使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA），使用

使用済燃料プールの監視設備として，使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域），使

済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域），使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レン

用済燃料プール温度（ＳＡ），使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レ

計器の相違は以下のとおり。

ジ・低レンジ）及び使用済燃料貯蔵プール監視カメラ（使用済燃料貯蔵プール監視カメンジ）及び使用済燃料プール監視カメラ（使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置を【柏崎】

ラ用空冷装置を含む。
）を使用する。

含む。
）を使用する。

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA）

パラメータ名称の相違

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA），使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域）

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域），使用済燃料プール温度（ＳＡ）及び使用

及び使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）は，想定される重大事

済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）は，想定される重大事故等測する。

故等により変動する可能性のある範囲にわたり測定可能な設計とする。

により変動する可能性のある範囲にわたり測定可能な設計とする。

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域）

また，使用済燃料貯蔵プール監視カメラは，想定される重大事故等時の使用済燃料プールの状態を監視できる設計とする。

また，使用済燃料プール監視カメラは，想定される重大事故等時の使用済燃料プー
ルの状態を監視できる設計とする。

熱電対を多段に備えた計器により水位及び温度を計

熱電対を多段に備えた計器により水位及び温度を計測する。

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA），使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域）

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域），使用済燃料プール温度（ＳＡ），使用済

及び使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）は，所内蓄電式直流電

燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）及び使用済燃料プール監視カ

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）源設備及び可搬型直流電源設備から給電が可能であり，使用済燃料貯蔵プール監視カメ

メラは，常設代替直流電源設備又は可搬型代替直流電源設備から給電が可能な設計とガイドパルス式水位計と測温抵抗体式温度計が内蔵

ラは，常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備から給電が可能な設計とすする。

されている計器にて計測する。

る。

使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置は，常設代替交流電源設備又は可搬型代替
交流電源設備から給電が可能な設計とする。

【東二】

使用済燃料プール温度（ＳＡ）
熱電対を多段に備えた計器により温度を計測する。
電源設備の名称の相違
東二のカメラは直流電源設備から給電する設計とする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

カメラ用空冷装置の給電元を記載

・使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA）

・使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）

パラメータ名称の相違

・使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域）

・使用済燃料プール温度（ＳＡ）

・使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）

・使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）

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東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：

第５４条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

・使用済燃料貯蔵プール監視カメラ（使用済燃料貯蔵プール監視カメラ用空冷装置を

備考

・使用済燃料プール監視カメラ（使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置を含む。
）

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

・常設代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）

カメラの給電元の相違

・所内蓄電式直流電源設備（10.2 代替電源設備）

・常設代替直流電源設備（10.2 代替電源設備）

東二は号機間融通なし。

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

・可搬型代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）

電源設備の名称の相違

・可搬型直流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2

・可搬型代替直流電源設備（10.2 代替電源設備）

代替電源設備）(4) 使用済燃料プールから発生する水蒸気による悪影響を防止するための設備a.

燃料プール冷却浄化系による使用済燃料プールの除熱
使用済燃料プールから発生する水蒸気による悪影響を防止するための重大事故等対処設備として，燃料プール冷却浄化系を使用する。
燃料プール冷却浄化系は，ポンプ，熱交換器，配管・弁類，計測制御装置等で構成し，(4)

使用済燃料プールから発生する水蒸気による悪影響を防止するための設備

ａ．代替燃料プール冷却系による使用済燃料プール除熱

系統名称の相違

使用済燃料プールから発生する水蒸気による悪影響を防止するための重大事故等対処設備として，代替燃料プール冷却系を使用する。

系統名称の相違

代替燃料プール冷却系は，ポンプ，熱交換器，配管・弁類，計測制御装置等で構成し， 系統名称の相違

使用済燃料プールの水をポンプにより熱交換器等を経由して循環させることで，使用済

使用済燃料プールの水をポンプにより熱交換器等を経由して循環させることで，使用済

燃料プールを冷却できる設計とする。

燃料プールを冷却できる設計とする。

燃料プール冷却浄化系は，非常用交流電源設備及び原子炉補機冷却系が機能喪失した代替燃料プール冷却系は，非常用交流電源設備及び原子炉補機冷却系が機能喪失した 系統名称の相違場合でも，常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備及び代替原子炉補機冷却場合でも，常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備及び緊急用海水系を用い 系統名称の相違

系を用いて，使用済燃料プールを除熱できる設計とする。

て，使用済燃料プールを除熱できる設計とする。

燃料プール冷却浄化系で使用する代替原子炉補機冷却系は，代替原子炉補機冷却水ポ

代替燃料プール冷却系は，代替燃料プール冷却系ポンプ，代替燃料プール冷却系熱

ンプ及び熱交換器を搭載した熱交換器ユニット，大容量送水車（熱交換器ユニット用），

交換器，配管・弁類，計測制御装置等で構成し，緊急用海水系ポンプにより代替燃料

東二は，常設ＳＡ設備として，代替燃料プール冷却系

配管・ホース・弁類，計測制御装置等で構成し，熱交換器ユニットを原子炉補機冷却系

プール冷却系熱交換器に海水を送水することで，代替燃料プール冷却系熱交換器で発及び緊急用海水系で対応に接続し，大容量送水車（熱交換器ユニット用）により熱交換器ユニットに海水を送水生した熱を最終的な熱の逃がし場である海へ輸送できる設計とする。

設備の相違することで，燃料プール冷却浄化系の熱交換器等で発生した熱を最終的な熱の逃がし場
である海へ輸送できる設計とする。また，大容量送水車（熱交換器ユニット用）の燃料系統構成の相違は，燃料補給設備である軽油タンク及びタンクローリ（4kL）により補給できる設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

・燃料プール冷却浄化系ポンプ

・代替燃料プール冷却系ポンプ

・燃料プール冷却浄化系熱交換器

・代替燃料プール冷却系熱交換器

・熱交換器ユニット（6 号及び 7 号炉共用）

設備名称の相違

東二は共用なし。

・大容量送水車（熱交換器ユニット用）（6 号及び 7 号炉共用）

・緊急用海水系ポンプ（5.10 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備）

設備の相違

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

・常設代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）

東二は共用なし。

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

東二は共用なし。

・燃料補給設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）

東二は共用なし。
設備の相違

燃料プール冷却浄化系の流路として，配管，弁，スキマサージタンク及びディフュー
ザを重大事故等対処設備として使用する。

代替燃料プール冷却系の流路として，配管，弁，スキマサージタンク及びディフュー 系統構成の相違
ザを重大事故等対処設備として使用する。

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東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：

第５４条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉
代替原子炉補機冷却系の流路として，原子炉補機冷却系の配管，弁及びサージタンク
並びにホースを重大事故等対処設備として使用する。
その他，設計基準事故対処設備である使用済燃料プール並びに非常用取水設備の海水貯留堰，スクリーン室及び取水路を重大事故等対処設備として使用する。
使用済燃料プールについては，「4.1 燃料体等の取扱設備及び貯蔵設備」に記載する。

東海第二発電所

備考

緊急用海水系の流路として，緊急用海水系の配管，弁を重大事故等対処設備として使 設備の相違用する。
その他，設計基準対象施設である使用済燃料プールを重大事故等対処設備として使用する。
使用済燃料プールについては，「4.1 燃料体等の取扱設備及び貯蔵設備」に記載する。

大容量送水車（海水取水用）については，「5.7 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備」に記載する。
常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備，所内蓄電式直流電源設備，可搬型直流

緊急用海水系ポンプについては，「5.10 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設

系統構成の相違

備」に記載する。
常設代替交流電源設備については，「10.2 代替電源設備」に記載する。

系統構成の相違

電源設備及び燃料補給設備については，「10.2 代替電源設備」に記載する。
海水貯留堰，スクリーン室及び取水路については，「10.8 非常用取水設備」に記載する。
4.3.2.1

多様性，位置的分散

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

4.3.2.1 多様性，位置的分散
基本方針については，「1.1.7.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
常設低圧代替注水系は，残留熱除去系及び燃料プール冷却浄化系と共通要因によって同系統構成の相違

時に機能を損なわないよう，常設代替交流電源設備からの給電が可能な設計とすること
で，非常用交流電源設備からの給電により駆動する燃料プール冷却浄化系及び残留熱除去
系に対して，多様性を有し位置的分散を図る設計とする。
常設低圧代替注水系ポンプは，冷却水を不要（自然冷却）とすることで，残留熱除去系
海水系により冷却する残留熱除去系ポンプ及び自然冷却により冷却する燃料プール冷却浄化系ポンプに対して多様性を有する設計とする。
常設低圧代替注水系ポンプは，屋外の常設低圧代替注水系格納槽内に設置することで，原子炉建屋原子炉棟内の燃料プール冷却浄化系ポンプ及び残留熱除去系ポンプと位置的分散を図る設計とする。
燃料プール代替注水系は，残留熱除去系及び燃料プール冷却浄化系と共通要因によって同可搬型代替注水中型ポンプを使用した使用済燃料プール注水は，残留熱除去系及び燃料時に機能を損なわないよう，可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）及び可搬型代替注水ポンプ（A-プール冷却浄化系と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，可搬型代替注水中型2 級）をディーゼルエンジンにより駆動することで，電動機駆動ポンプにより構成される燃ポンプを空冷式のディーゼルエンジンにより駆動することで，電動駆動ポンプにより構成

料プール冷却浄化系及び残留熱除去系に対して多様性を有する設計とする。

される燃料プール冷却浄化系及び残留熱除去系に対して多様性を有する設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプを使用した使用済燃料プール注水及び使用済燃料プールスプ

系統構成の相違

系統構成の相違

レイは，残留熱除去系及び燃料プール冷却浄化系と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，可搬型代替注水大型ポンプを空冷式のディーゼルエンジンにより駆動することで，電動駆動ポンプにより構成される燃料プール冷却浄化系及び残留熱除去系に対して多様性を有する設計とする。
また，燃料プール代替注水系は，代替淡水源を水源とすることで，使用済燃料プールを水

常設低圧代替注水系及び可搬型代替注水大型ポンプは，代替淡水貯槽を水源とすること源とする残留熱除去系及び燃料プール冷却浄化系に対して異なる水源を有する設計とする。

で，使用済燃料プールを水源とする燃料プール冷却浄化系及び残留熱除去系に対して異な系統構成の相違る水源を有する設計とする。

12/51

東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：

第５４条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所
可搬型代替注水中型ポンプは，西側淡水貯水設備を水源とすることで，使用済燃料プー

備考

系統構成の相違ルを水源とする燃料プール冷却浄化系及び残留熱除去系に対して異なる水源を有する設計とする。
燃料プール代替注水系の可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）及び可搬型代替注水ポンプ（A-

可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，原子炉建屋原子炉棟から2 級）は，原子炉建屋から離れた屋外に分散して保管することで，原子炉建屋内の残留熱除

離れた屋外に分散して保管することで，原子炉建屋原子炉棟内の燃料プール冷却浄化系ポ去系ポンプ及び燃料プール冷却浄化系ポンプと共通要因によって同時に機能を喪失しない

ンプ，残留熱除去系ポンプ及び常設低圧代替注水系格納槽内の常設低圧代替注水系ポンプ

よう位置的分散を図る設計とする。

と共通要因によって同時に機能を喪失しないよう位置的分散を図る設計とする。

可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）及び可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）の接続口は，共通

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

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

する。

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA），使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域），使

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域），使用済燃料プール温度（ＳＡ），使用済燃料

用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ），使用済燃料貯蔵プール監視カメ

プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ），使用済燃料プール監視カメラ及び使用

ラ及び使用済燃料貯蔵プール監視カメラ用空冷装置は，使用済燃料貯蔵プール水位，燃料プ

済燃料プール監視カメラ用空冷装置は，使用済燃料プール水位，燃料プール冷却浄化系ポール冷却浄化系ポンプ入口温度，使用済燃料貯蔵プール温度，燃料貯蔵プールエリア放射線

ンプ入口温度，使用済燃料プール温度，燃料取替フロア燃料プールエリア放射線モニタ，モニタ，燃料取替エリア排気放射線モニタ及び原子炉区域換気空調系排気放射線モニタと共原子炉建屋換気系燃料取替床排気ダクト放射線モニタ及び原子炉建屋換気系排気ダクト放通要因によって同時に機能を損なわないよう，使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA），使

射線モニタと共通要因によって同時に機能を損なわないよう，使用済燃料プール水位・温用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域）及び使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レン

度（ＳＡ広域），使用済燃料プール温度（ＳＡ），使用済燃料プールエリア放射線モニタ

ジ・低レンジ）は，非常用交流電源設備に対して，多様性を有する所内蓄電式直流電源設備（高レンジ・低レンジ）及び使用済燃料プール監視カメラは，非常用交流電源設備に対し及び可搬型直流電源設備から給電が可能な設計とし，使用済燃料貯蔵プール監視カメラ及びて，多様性を有する常設代替直流電源設備及び可搬型代替直流電源設備から給電が可能な

使用済燃料貯蔵プール監視カメラ用空冷装置は，非常用交流電源設備に対して多様性を有す設計とし，使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置は，非常用交流電源設備に対して多様る常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備から給電が可能な設計とする。

性を有する常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備から給電が可能な設計とす

設備名称の相違

系統構成の相違パラメータ名称の相違

カメラは直流電源設備から給電する設計とする。

る。
燃料プール冷却浄化系ポンプ及び燃料プール冷却浄化系熱交換器は，残留熱除去系ポンプ

代替燃料プール冷却系ポンプ及び代替燃料プール冷却系熱交換器は，燃料プール冷却浄及び熱交換器と異なる区画に設置することで，残留熱除去系ポンプ及び熱交換器と共通要因

化系ポンプ及び燃料プール冷却浄化系熱交換器並びに残留熱除去系ポンプ及び残留熱除去

によって同時に機能を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。

系熱交換器と異なる区画に設置することで，燃料プール冷却浄化系ポンプ及び燃料プール

系統構成の相違

冷却浄化系熱交換器並びに残留熱除去系ポンプ及び残留熱除去系熱交換器と共通要因によって同時に機能を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。
緊急用海水ポンプは，緊急用海水ポンプピットに設置することで，屋外の海水ポンプ室に設置する残留熱除去系海水系ポンプに対して位置的分散を図る設計とする。
代替燃料プール冷却系及び緊急用海水系は，燃料プール冷却浄化系及び残留熱除去系と共 系統構成の相違
通要因によって同時に機能を損なわないよう，常設代替交流電源設備からの給電が可能な設計とすることで，非常用交流電源設備からの給電により駆動する燃料プール冷却浄化系及び残留熱除去系に対して，多様性を有し位置的分散を図る設計とする。

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基本設計比較表

【対象項目：

第５４条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

緊急用海水系により代替燃料プール冷却系熱交換器に冷却水を供給する系統は，燃料プー 系統構成の相違
ル冷却浄化系及び残留熱除去系の冷却水系統である残留熱除去系海水系の系統に対して多様性を有する設計とする。
代替燃料プール冷却系ポンプは，冷却を不要（自然冷却）とすることで，残留熱除去系海 系統構成の相違
水系により冷却する残留熱除去系ポンプ及び自然冷却の燃料プール冷却浄化系ポンプに対して多様性を有する設計とする。
代替燃料プール冷却系ポンプ及び代替燃料プール冷却系熱交換器を使用する代替燃料プ

系統構成の相違ール冷却系の配管は，燃料プール冷却浄化系配管の分岐点から燃料プール冷却浄化系の配管との合流点までを独立した系統とすることで，燃料プール冷却浄化系ポンプ及び残留熱除去系ポンプを使用した冷却系統に対して独立性を有する設計とする。
燃料プール冷却浄化系で使用する代替原子炉補機冷却系は，原子炉補機冷却系と共通要因

系統構成の相違

によって同時に機能を損なわないよう，熱交換器ユニットを可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とすることで，非常用交流電源設備からの給電により駆動する原子炉補機
冷却系に対して，多様性を有する設計とし，大容量送水車（熱交換器ユニット用）をディー
ゼルエンジンにより駆動することで，電動機駆動ポンプにより構成される原子炉補機冷却系に対して多様性を有する設計とする。
代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，
タービン建屋から離れた屋外に分散して保管することで，タービン建屋内の原子炉補機冷却水ポンプ，原子炉補機冷却水系熱交換器及び原子炉補機冷却海水ポンプと共通要因によって同時に機能を損わないよう位置的分散を図る設計とする。
熱交換器ユニットの接続口は，共通要因によって接続できなくなることを防止するため，
位置的分散を図った複数箇所に設置する設計とする。
電源設備の多様性，位置的分散については「10.2 代替電源設備」に記載する。

4.3.2.2

悪影響防止

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

4.3.2.2 悪影響防止

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

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

燃料プール代替注水系は，他の設備と独立して使用することにより，他の設備に悪影響を代替燃料プール注水系は，他の設備と独立して使用することにより，他の設備に悪影響及ぼさない設計とする。
燃料プール代替注水系の可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）及び可搬型代替注水ポンプ（A-を及ぼさない設計とする。
可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，設置場所において輪留め

2 級）は，治具や輪留めによる固定等をすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計と又は車両転倒防止装置により固定することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とす

する。

る。

可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）及び可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，飛散物となって他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

系統名称の相違

可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，飛散物となって他の設備

系統構成の相違

系統構成の相違に悪影響を及ぼさない設計とする。
使用済燃料プール注水及び使用済燃料プールスプレイに使用する常設低圧代替注水系ポ

系統構成の相違

ンプ，代替淡水貯槽及び常設スプレイヘッダは，通常時は隔離弁により他の系統と隔離

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基本設計比較表

【対象項目：

第５４条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

し，重大事故等時に弁操作等により重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA），使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域），使

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域），使用済燃料プール温度（ＳＡ），使用済燃料

用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ），使用済燃料貯蔵プール監視カメ

プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ），使用済燃料プール監視カメラ及び使用

ラ及び使用済燃料貯蔵プール監視カメラ用空冷装置は，他の設備と電気的な分離を行うこと

済燃料プール監視カメラ用空冷装置は，他の設備と電気的な分離を行うことで，他の設備

で，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

に悪影響を及ぼさない設計とする。

燃料プール冷却浄化系ポンプ及び燃料プール冷却浄化系熱交換器は，設計基準対象施設と使用済燃料プールの冷却に使用する代替燃料プール冷却系ポンプ，代替燃料プール冷却して使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用することにより，他の設系熱交換器及び緊急用海水ポンプは，通常時は隔離弁により他の系統と隔離し，重大事故

備に悪影響を及ぼさない設計とする。

等時に弁操作等により重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪パラメータ名称の相違

系統構成の相違

影響を及ぼさない設計とする。
燃料プール冷却浄化系で使用する代替原子炉補機冷却系は，通常時は熱交換器ユニットを系統構成の相違

接続先の系統と分離して保管し，重大事故等時に接続，弁操作等により重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。また，原子炉
補機冷却系と代替原子炉補機冷却系を同時に使用しないことにより，相互の機能に悪影響を及ぼさない設計とする。
代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，治具や輪留めによる固定等をすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，飛散物となって他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

4.3.2.3

容量等

4.3.2.3 容 量 等

基本方針については，「1.1.7.2 容量等」に示す。

基本方針については，「1.1.7.2 容量等」に示す。

燃料プール代替注水系の可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）及び可搬型代替注水ポンプ（A-

可搬型代替注水中型ポンプは，想定される重大事故等時において，使用済燃料プール内

2 級）は，想定される重大事故等時において，使用済燃料プール内燃料体等を冷却し，放射燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止するために必要な注水流量を有する線を遮蔽し，及び臨界を防止するために必要な注水流量を有するものとして，可搬型スプレ

ものとして，1 セット 2 台の運転により十分なポンプ容量を有する設計とする。保有数は，

イヘッダ又は常設スプレイヘッダを使用する場合は，可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）を１

2 セット 4 台と，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として 1 台の合計

セット１台及び可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）を１セット 3 台，又は可搬型代替注水ポン

5 台を保管する。

プ（A-2 級）を 1 セット 4 台使用する。保有数は，6 号及び 7 号炉共用で可搬型代替注水ポ

可搬型代替注水大型ポンプは，想定される重大事故等時において，使用済燃料プール内

ンプ（A-2 級）の場合に 4 セット 16 台に加えて，故障時及び保守点検による待機除外時の燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止するために必要な注水流量を有する

バックアップ用として 1 台（6 号及び 7 号炉共用）の合計 17 台，可搬型代替注水ポンプ（A-ものとして，1 セット 1 台の運転により十分なポンプ容量を有する設計とする。保有数は，

1 級）の場合に 6 号及び 7 号炉共用で 1 セット 1 台に加えて，故障時及び保守点検による待2 セット 2 台と，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として 1 台の合計

機除外時のバックアップ用として 1 台（6 号及び 7 号炉共用）の合計 2 台を保管する。

3 台を保管する。予備については，同型設備である可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）の設備名称の相違

バックアップ 1 台と共用可能とする。

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【対象項目：

第５４条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

燃料プール代替注水系の可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）及び可搬型代替注水ポンプ（A-備考
系統構成の相違

2 級）は，想定される重大事故等時において，使用済燃料プール内燃料体等の損傷を緩和し，及び臨界を防止するために必要なスプレイ量を有するものとして，可搬型スプレイヘッダを使用する場合は，可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）を 1 セット 1 台及び可搬型代替注水ポン
プ（A-2 級）を 1 セット 3 台，又は可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）を 1 セット 4 台使用し，常設スプレイヘッダを使用する場合は，可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）を 1 セット 1 台及び可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）を 1 セット 3 台として使用する。保有数は 6 号及び 7 号
炉共用で可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）の場合に 1 セット 4 台に加えて，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として 1 台（6 号及び 7 号炉共用）の合計 5 台，可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）の場合に 6 号及び 7 号炉共用で 1 セット 1 台に加えて，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として 1 台（6 号及び 7 号炉共用）の合
計 2 台を保管する。
常設低圧代替注水系ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，使用済燃料プール全面にスプレイ又は大量の水を放水することにより，できる限り環境への放射性物質の放出を低減するために必要なポンプ流量を有するものとして使用する。
可搬型スプレイノズルは，使用済燃料プール全面にスプレイすることで，できる限り環境への放射性物質の放出を低減することができるものを 1 セット 3 個使用する。保有数
は，2 セット 6 個，故障時の予備として 1 個の合計 7 個を保管する。
使用済燃料プール注水及び使用済燃料プールスプレイに使用する代替淡水貯槽は，使用済燃料プールへの注水量に対して可搬型代替注水中型ポンプにより淡水又は海水を補給するまでの間，水源を確保できる十分な容量を有する設計とする。
使用済燃料プール注水に使用する西側淡水貯水設備は，使用済燃料プールへの注水量に対して可搬型代替注水大型ポンプにより淡水又は海水を補給するまでの間，水源を確保できる十分な容量を有する設計とする。
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA）は，想定される重大事故等時において変動する可記載方針の相違

能性のある使用済燃料プール上部から使用済燃料上端近傍までの範囲を測定できる設計と柏崎は水位の変動範囲を記載をしているが，東二はする。

水位と温度の変動範囲について記載する。

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域）は，想定される重大事故等時において変動す

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）は，想定される重大事故等時において変動する可能性のある使用済燃料プール上部から底部近傍までの範囲を測定できる設計とする。

る可能性のある使用済燃料プール上部から底部近傍までの範囲にわたり水位を測定できる設計とする。
使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）及び使用済燃料プール温度（ＳＡ）は，想定される重大事故等時において変動する可能性のある範囲にわたり温度を測定できる設計とする。

使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）は，想定される重大事故等時において変動する可能性のある範囲を測定できる設計とする。

使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）は，重大事故等時においパラメータ名称の相違て変動する可能性のある範囲を測定できる設計とする。

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基本設計比較表

【対象項目：

第５４条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉
使用済燃料貯蔵プール監視カメラは，想定される重大事故等時において赤外線機能により使用済燃料プール及びその周辺の状況が把握できる設計とする。

東海第二発電所

備考

使用済燃料プール監視カメラは，想定される重大事故等時において赤外線機能により使用 東二は，カメラの配置関係上，使用済燃料プールの周済燃料プールの状況が把握できる設計とする。

辺（通路等）まで監視出来ない設計である。なお，条文要求である使用済燃料プールの状態は監視可能である。

燃料プール冷却浄化系ポンプ及び燃料プール冷却浄化系熱交換器は，設計基準対象施設と使用済燃料プールの冷却に使用する代替燃料プール冷却系ポンプ，代替燃料プール冷却兼用しており，設計基準対象施設としてのポンプ流量及び伝熱容量が，想定される重大事故

系熱交換器及び緊急用海水ポンプは，想定される重大事故等時において，使用済燃料プー

等時において，使用済燃料プール内に貯蔵する使用済燃料から発生する崩壊熱を除去するた

ル内に貯蔵する使用済燃料から発生する崩壊熱を除去できるポンプ流量及び伝熱容量に対めに必要なポンプ流量及び伝熱容量に対して十分であるため，設計基準対象施設と同仕様でして十分な容量を確保できる容量を有する設計とする。

系統構成の相違設計する。
燃料プール冷却浄化系で使用する代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，想定される重大事故等時において，燃料プール冷却浄化
系熱交換器等で発生した熱を除去するために必要な伝熱容量及びポンプ流量を有する熱交換器ユニット 1 セット 1 式と大容量送水車（熱交換器ユニット用）1 セット 1 台を使用する。熱交換器ユニットの保有数は，6 号及び 7 号炉共用で 4 セット 4 式に加えて，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として 1 式（6 号及び 7 号炉共用）の合計 5式を保管する。大容量送水車（熱交換器ユニット用）の保有数は，6 号及び 7 号炉共用で 4
セット 4 台に加えて，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として 1 台（6 号及び 7 号炉共用）の合計 5 台を保管する。
また，熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，想定される重大事
故等時において，燃料プール冷却浄化系による使用済燃料プールの除熱と残留熱除去系による発電用原子炉若しくは原子炉格納容器内の除熱又は代替循環冷却系による原子炉格納容
器内の減圧及び除熱を同時に使用するため，各系統の必要な除熱量を同時に確保できる容量を有する設計とする。

4.3.2.4

環境条件等

基本方針については，「1.1.7.3 環境条件等」に示す。

4.3.2.4 環境条件等
基本方針については，「1.1.7.3 環境条件等」に示す。
使用済燃料プール注水及び使用済燃料プールスプレイに使用する常設低圧代替注水系ポ

系統構成の相違

ンプは，常設低圧代替注水系格納槽内に設置し，重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
常設低圧代替注水系ポンプは，中央制御室から操作が可能な設計とする。

系統構成の相違

燃料プール代替注水系の可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）及び可搬型代替注水ポンプ（A-

使用済燃料プール注水及び使用済燃料プールスプレイに使用する可搬型代替注水大型ポ

設備名称の相違

2 級）は，屋外に保管及び設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設

ンプは，屋外に保管及び設置し，重大事故等時における屋外の環境条件を考慮した設計と

計とする。

する。

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基本設計比較表

【対象項目：

第５４条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所
使用済燃料プール注水に使用する可搬型代替注水中型ポンプは，屋外に保管及び設置

備考
系統構成の相違

し，重大事故等時における屋外の環境条件を考慮した設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）及び可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）の常設設備との接続及び操作は，想定される重大事故等時において，設置場所で可能な設計とする。

可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプの操作は，想定される重大事

系統構成の相違

故等時において，設置場所で可能な設計とする。
常設低圧代替注水系ポンプ，可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプ

系統構成の相違は，淡水だけでなく海水も使用可能な設計とする。なお，可能な限り淡水源を優先し，海水通水を短期間とすることで，設備への影響を考慮する。また，可搬型代替注水中型ポン
プ及び可搬型代替注水大型ポンプは，海から直接取水する際の異物の流入防止を考慮した設計とする。
燃料プール代替注水系の可搬型スプレイヘッダは，原子炉建屋原子炉区域内に保管及び設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。

代替燃料プール注水系の可搬型スプレイノズルは，原子炉建屋原子炉棟内に保管及び設設備名称の相違

置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。

可搬型スプレイヘッダは，現場据付け後の操作は不要な設計とする。また，設置場所への可搬型スプレイノズルは，現場据付け後の操作は不要な設計とする。また，設置場所へ据付けが困難な作業環境に備え，常設のスプレイヘッダを設ける。常設スプレイヘッダは，の据付けが困難な作業環境に備え，常設のスプレイヘッダを設ける。常設スプレイヘッダ

原子炉建屋原子炉区域内に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設

は，原子炉建屋原子炉棟内に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮し計とする。

た設計とする。

常設スプレイヘッダを使用した代替注水及びスプレイは，スロッシング又は使用済燃料プ

代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水及び代替燃料プールからの大量の水の漏えい等により使用済燃料プール付近の線量率が上昇した場合でも，ール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイは，スロッシン

被ばく低減の観点から原子炉建屋の外で操作可能な設計とする。

グ又は使用済燃料プールからの大量の水の漏えい等により使用済燃料プール付近の線量率が上昇した場合でも，被ばく低減の観点から原子炉建屋原子炉棟の外で操作可能な設計と設備名称の相違

系統構成の相違

設備名称の相違する。
また，燃料プール代替注水系は，淡水だけでなく海水も使用できる設計とする。なお，可能な限り淡水を優先し，海水通水を短期間とすることで，設備への影響を考慮する。
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA），使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域），使

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域），使用済燃料プール温度（ＳＡ），使用済燃料

用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）及び使用済燃料貯蔵プール監視カ

プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）及び使用済燃料プール監視カメラは，

メラは，原子炉建屋原子炉区域内に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考

原子炉建屋原子炉棟内に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設

建屋名称の相違

慮した設計とする。使用済燃料貯蔵プール監視カメラ用空冷装置は，原子炉建屋内の原子炉計とする。使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置は，原子炉建屋付属棟内に設置し，想建屋名称の相違

区域外に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。使用済

定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。使用済燃料プール監視カ

燃料貯蔵プール監視カメラ用空冷装置の操作は，想定される重大事故等時において，原子炉

メラ用空冷装置の操作は，想定される重大事故等時において，中央制御室で可能な設計と使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置の起動につ

建屋内の原子炉区域外で可能な設計とする。

する。

いて，柏崎は現場起動であるが，東二は中央制御室よパラメータ名称の相違

り遠隔起動が可能な設計とする。

燃料プール冷却浄化系ポンプ及び燃料プール冷却浄化系熱交換器は，原子炉建屋原子炉区域内に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。

代替燃料プール冷却系ポンプ及び代替燃料プール冷却系熱交換器は，原子炉建屋原子炉

系統構成の相違

棟内に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
緊急用海水系ポンプは，緊急用海水ポンプピット内に設置し，重大事故等時における環系統構成の相違

境条件を考慮した設計とする。

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基本設計比較表

【対象項目：

第５４条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉
燃料プール冷却浄化系ポンプの操作は，想定される重大事故等時において，中央制御室で可能な設計とする。

東海第二発電所
代替燃料プール冷却系ポンプ及び緊急用海水系ポンプの操作は，想定される重大事故等

備考
系統構成の相違時において，中央制御室で可能な設計とする。

燃料プール冷却浄化系の系統構成に必要な弁の操作は，想定される重大事故等時におい系統構成の相違て，中央制御室又は設置場所で可能な設計とする。
燃料プール冷却浄化系で使用する代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニット及び大容量系統構成の相違

送水車（熱交換器ユニット用）は，屋外に保管及び設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
熱交換器ユニットの常設設備との接続及び操作は，想定される重大事故等時において設置

系統構成の相違

場所で可能な設計とする。
代替原子炉補機冷却系の系統構成に必要な弁の操作は，想定される重大事故等時におい系統構成の相違て，中央制御室又は設置場所で可能な設計とする。
大容量送水車（熱交換器ユニット用）の熱交換器ユニットとの接続及び操作は，想定され系統構成の相違る重大事故等時において，設置場所で可能な設計とする。
また，熱交換器ユニットの海水通水側及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，使用

また，緊急用海水ポンプ及び代替燃料プール冷却系熱交換器は，使用時に海水を通水す

時に海水を通水するため，海水影響を考慮した設計とし，海から直接取水する際の異物の流るため，海水影響を考慮した設計とし，海から直接取水する際の異物の流入防止を考慮し入防止を考慮した設計とする。

た設計とする。

4.3.2.5

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

系統構成の相違

4.3.2.5 操作性の確保
基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
常設低圧代替注水系による使用済燃料プール注水及び使用済燃料プールスプレイを行う

系統構成の相違

系統は，重大事故等時において，通常時の系統から弁の操作にて速やかに系統構成が可能な設計とする。
常設低圧代替注水系は，中央制御室の操作盤のスイッチにより操作が可能な設計とす

系統構成の相違る。
燃料プール代替注水系は，想定される重大事故等時において，他の系統と切り替えること

系統構成の相違なく使用できる設計とする。
燃料プール代替注水系の可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）及び可搬型代替注水ポンプ（A-

代替燃料プール注水系の可搬型代替注水中型ポンプは，付属の操作スイッチにより，設2 級）は，付属の操作スイッチにより，設置場所での操作が可能な設計とし，系統構成に必

置場所での操作が可能な設計とし，系統構成に必要な弁は，設置場所での手動操作が可能

要な弁は，設置場所での手動操作が可能な設計とする。

な設計とする。

系統構成の相違

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基本設計比較表

【対象項目：

第５４条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所
可搬型代替注水中型ポンプ及び西側淡水貯水設備を使用する使用済燃料プール注水を行

備考
系統構成の相違う系統は，重大事故等時において，通常時の隔離又は分離された状態から弁の操作や接続により速やかに系統構成が可能な設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）及び可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，車両として屋外のアクセスルートを通行してアクセス可能な設計とするとともに，設置場所にて輪留めに可搬型代替注水中型ポンプは，車両として屋外のアクセスルートを通行してアクセス可能 系統構成の相違な設計とするとともに，設置場所にて輪留めによる固定等が可能な設計とする。

よる固定等が可能な設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）及び可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）を接続する接続口

可搬型代替注水中型ポンプを接続する高所東側接続口，高所西側接続口，原子炉建屋東側 系統構成の相違については，簡便な接続とし，接続治具を用いてホースを確実に接続することができる設計

接続口及び原子炉建屋西側接続口については，一般的に使用される工具を用いて接続可能なとする。また，6 号及び 7 号炉が相互に使用することができるよう，接続口の口径を統一す

フランジ接続により確実に接続することができる設計とする。ホースの接続については，接る設計とする。

続方式及びホース口径の統一により確実に接続することができる設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプは，付属の操作スイッチにより設置場所での操作が可能な設計 系統構成の相違とし，系統構成に必要な弁は，設置場所での手動操作が可能な設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプ及び代替淡水貯槽を使用する使用済燃料プール注水及び使用

系統構成の相違済燃料プールスプレイを行う系統は，重大事故等時において，通常時の隔離又は分離された状態から弁の操作や接続により速やかに系統構成が可能な設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプは，車両として屋外のアクセスルートを通行してアクセス可能 系統構成の相違な設計とするとともに，設置場所にて輪留め又は車両転倒防止装置により固定が可能な設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプを接続する高所東側接続口，高所西側接続口，原子炉建屋東側 系統構成の相違
接続口及び原子炉建屋西側接続口については，一般的に使用される工具を用いて接続可能な
フランジ接続により確実に接続することができる設計とする。ホースの接続については，接続方式及びホース口径の統一により確実に接続することができる設計とする。
燃料プール代替注水系の可搬型スプレイヘッダとホースの接続については，簡便な接続と系統構成の相違

し，結合金具を用いてホースを確実に接続することができる設計とする。
可搬型スプレイヘッダは，現場据付け後の操作は不要な設計とする。
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA），使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域），使

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域），使用済燃料プール温度（ＳＡ），使用済燃料

用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ），使用済燃料貯蔵プール監視カメ

プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ），使用済燃料プール監視カメラ及び使用

ラ及び使用済燃料貯蔵プール監視カメラ用空冷装置は，想定される重大事故等時において他済燃料プール監視カメラ用空冷装置は，想定される重大事故等時において他の系統と切りの系統と切り替えることなく使用できる設計とする。

替えることなく使用できる設計とする。

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA），使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域），使

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域），使用済燃料プール温度（ＳＡ），使用済燃料

用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）及び使用済燃料貯蔵プール監視カ

プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）及び使用済燃料プール監視カメラは，

メラは，想定される重大事故等時において，操作を必要とすることなく中央制御室から監視想定される重大事故等時において，操作を必要とすることなく中央制御室から監視が可能が可能な設計とする。

な設計とする。

また，使用済燃料貯蔵プール監視カメラ用空冷装置は，想定される重大事故等時においても，原子炉建屋内の原子炉区域外で弁及び付属の操作スイッチにより，設置場所での操作が可能な設計とする。

パラメータ名称の相違

また，使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置は，想定される重大事故等時においても，中央制御室制御盤の操作スイッチにより，操作が可能な設計とする。

設備設計の相違
使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置の起動につ

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東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：

第５４条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考
いて，柏崎は現場起動であるが，東二は中央制御室より遠隔起動が可能な設計とする。

燃料プール冷却浄化系は，想定される重大事故等時において，通常時の系統構成から弁操
作等により速やかに切り替えられる設計とする。

代替燃料プール冷却系ポンプ及び代替燃料プール冷却系熱交換器並びに緊急用海水ポン

系統構成の相違

プによる使用済燃料プールの冷却を行う系統は，想定される重大事故等時において，通常時の系統構成から弁操作等により速やかに切り替えられる設計とする。

燃料プール冷却浄化系ポンプは，中央制御室の操作スイッチにより操作が可能な設計とし，系統構成に必要な弁は，中央制御室の操作スイッチによる操作又は設置場所での手動操代替燃料プール冷却系ポンプ及び緊急用海水ポンプは，中央制御室操作盤の操作スイッ

系統構成の相違

チにより操作が可能な設計とする。

作が可能な設計とする。
燃料プール冷却浄化系で使用する代替原子炉補機冷却系は，想定される重大事故等時にお系統構成の相違いて，通常時の系統構成から接続，弁操作等により速やかに切り替えられる設計とする。
代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，系統構成の相違

付属の操作スイッチにより，設置場所での操作が可能な設計とする。代替原子炉補機冷却系の系統構成に必要な弁の操作は，中央制御室での操作スイッチによる操作又は設置場所での手動操作が可能な設計とする。
熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，車両として屋外のアクセ

系統構成の相違

スルートを通行してアクセス可能な設計とするとともに，設置場所にて輪留めによる固定等が可能な設計とする。
熱交換器ユニットを接続する接続口については，フランジ接続とし，一般的に使用される系統構成の相違

工具を用いて，ホースを確実に接続することができる設計とする。また，6 号及び 7 号炉が相互に使用することができるよう，接続口の口径を統一する設計とする。
大容量送水車（熱交換器ユニット用）と熱交換器ユニットとの接続は，簡便な接続とし，系統構成の相違

接続治具を用いてホースを確実に接続できる設計とする。

4.3.3

主要設備及び仕様

使用済燃料プールの冷却等のための設備の主要機器仕様を第 4.3－1 表に示す。

4.3.4

試験検査

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

4.3.3 主要設備及び仕様
使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備の主要機器仕様を第 4.3－1 表に示す。

表題は基準規則に準じる。

4.3.4 試験検査
基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
使用済燃料プール注水及び使用済燃料プールスプレイに使用する常設低圧代替注水系ポ

系統構成の相違

ンプは，発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能及び漏えいの有無の確認並びに弁

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東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：

第５４条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

開閉操作の確認が可能な設計とする。
常設低圧代替注水系ポンプは，発電用原子炉の停止中に分解が可能な設計とする。
燃料プール代替注水系の可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）及び可搬型代替注水ポンプ（A-

使用済燃料プール注水に使用する可搬型代替注水中型ポンプは，発電用原子炉の運転中2 級）は，発電用原子炉の運転中又は停止中に独立して機能・性能及び漏えいの有無の確認

又は停止中に独立して機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とするとともに，が可能な設計とするとともに，分解又は取替えが可能な設計とする。

分解又は取替えが可能な設計とする。
使用済燃料プール注水及び使用済燃料プールスプレイに使用する可搬型代替注水大型ポ

設備名称の相違

系統構成の相違

ンプは，発電用原子炉の運転中又は停止中に他系統と独立した試験系統により機能・性能
及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
また，可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）及び可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，車両として運転状態の確認及び外観の確認が可能な設計とする。

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

系統構成の相違

認及び外観の確認が可能な設計とする。

燃料プール代替注水系の可搬型スプレイヘッダ及び常設スプレイヘッダは，発電用原子炉

使用済燃料プール注水及び使用済燃料プールスプレイに使用する可搬型スプレイノズルの運転中又は停止中に独立して機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とするとと及び常設スプレイヘッダは，発電用原子炉の運転中又は停止中に独立して機能・性能及び漏もに，外観の確認が可能な設計とする。

えいの有無の確認が可能な設計とするとともに，外観の確認が可能な設計とする。

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA）及び使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域）

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）及び使用済燃料プール温度（ＳＡ）は，発電

は，発電用原子炉の運転中又は停止中に模擬入力による機能・性能の確認（特性の確認）及用原子炉の運転中又は停止中に模擬入力による機能・性能の確認（特性の確認）及び校正

び校正が可能な設計とする。

が可能な設計とする。

使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）は，発電用原子炉の運転中又使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）は，発電用原子炉の運転は停止中に模擬入力による機能・性能の確認（特性の確認）及び校正が可能な設計とする。

中又は停止中に模擬入力による機能・性能の確認（特性の確認）及び校正が可能な設計と系統構成の相違パラメータ名称の相違

パラメータ名称の相違する。
使用済燃料貯蔵プール監視カメラ及び使用済燃料貯蔵プール監視カメラ用空冷装置は，発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能の確認が可能な設計とする。

使用済燃料プール監視カメラ及び使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置は，発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能の確認が可能な設計とする。

燃料プール冷却浄化系は，発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能及び漏えいの確

使用済燃料プールの冷却に使用する代替燃料プール冷却系ポンプ，代替燃料プール冷却

認並びに弁開閉操作の確認が可能な設計とする。また，燃料プール冷却浄化系ポンプ及び燃系熱交換器及び緊急用海水ポンプは，発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能及び料プール冷却浄化系熱交換器は，発電用原子炉の運転中又は停止中に分解及び外観の確認が漏えいの確認並びに弁開閉操作の確認が可能な設計とする。

可能な設計とする。

パラメータ名称の相違

系統構成の相違

代替燃料プール冷却系ポンプ，代替燃料プール冷却系熱交換器及び緊急用海水ポンプ
は，発電用原子炉の運転中又は停止中に分解及び外観の確認が可能な設計とする。

燃料プール冷却浄化系で使用する代替原子炉補機冷却系は，発電用原子炉の運転中又は停系統構成の相違

止中に機能・性能及び漏えいの有無の確認並びに弁の開閉動作の確認が可能な設計とする。
また，代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニットの代替原子炉補機冷却水ポンプ及び熱交換器は，発電用原子炉の運転中又は停止中に分解又は取替えが可能な設計とする。
代替原子炉補機冷却系の大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，発電用原子炉の運転中

系統構成の相違又は停止中に独立して機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とするとともに，分解又は取替えが可能な設計とする。また，熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユ22/51

東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：

第５４条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考ニット用）は，車両として運転状態の確認及び外観の確認が可能な設計とする。

第 4.3－1 表 使用済燃料プールの冷却等のための設備の主要機器仕様(1) 燃料プール代替注水系
a.

第 4.3－1 表 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備の主要機器仕様(1) 代替燃料プール注水系

可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）（6 号及び 7 号炉共用）

a. 常設低圧代替注水系ポンプ

型

式

うず巻形

台

数

1（予備 1）

・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

容量168m3/h/台以上（吐出圧力 0.85MPa[gage]において）・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

3120m /h/台以上（吐出圧力 1.4MPa[gage]において）
吐出圧力0.85MPa[gage]～1.4MPa[gage]以上兼用する設備は以下のとおり。

・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備
型

式

ターボ形

台

数

2

容

量

約 200m３／h（1 台当たり）

程

約 200m

全b.

可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）（6 号及び 7 号炉共用）兼用する設備は以下のとおり。

b. 可搬型代替注水中型ポンプ兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備

・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

型

式

うず巻形

・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備

台

数

16（予備 1）

・水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備

3120m /h/台以上（吐出圧力 0.85MPa[gage]において）

量

吐出圧力

・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備

84m3/h/台以上（吐出圧力 1.4MPa[gage]において）

型

式

うず巻形

0.85MPa[gage]～1.4MPa[gage]以上台

数

4（予備 1）

容量

約 210m３／h（1 台当たり）

程

約 100m

全c.

可搬型スプレイヘッダ（6 号及び 7 号炉共用）
数

d.

揚

・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に原子炉を冷却するための設備

容量

1（予備 1）

常設スプレイヘッダ
数量

以下設備仕様の相違は自明であり特記しない。

1

揚c. 可搬型代替注水大型ポンプ兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
・原子炉格納容器内の冷却等のための設備
・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備
・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備

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基本設計比較表

【対象項目：

第５４条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

・水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
型

式

うず巻形

台

数

2（予備 1※）

容量

約 1,320m３／h（1 台当たり）

程

約 140m

全揚※「可搬型代替注水大型ポンプ」及び「可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）」は同型設備であり，「可搬型代替注水大型ポンプ」の予備 1 台と「可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）」の予備 1 台の計 2 台は共用可能とする。
d. 西側淡水貯水設備
兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
・原子炉格納容器内の冷却等のための設備
・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備
・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備
・水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
基

数

1

容

量

約 5,000m３

e. 代替淡水貯槽
兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
・原子炉格納容器内の冷却等のための設備
・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備
・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備
・水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
基

数

1

容

量

約 5,000m３

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基本設計比較表

【対象項目：

第５４条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

f. 可搬型スプレイノズル個

数6（予備 1）g. 常設スプレイヘッダ個

大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）（6 号及び 7 号炉共用）
第 9.7－1 表

発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備の主要機器仕様に記

a. 可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）
兼用する設備は以下のとおり。
・発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備

載する。
b.

1

(2) 原子炉建屋放水設備(2) 原子炉建屋放水設備a.

数

放水砲（6 号及び 7 号炉共用）

型

式

うず巻形

第 9.7－1 表

台数

1（予備 1※）

容量

約 1,380m３／h

程約 135m

発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備の主要機器仕様に記

載する。

全

揚

※「可搬型代替注水大型ポンプ」及び「可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）」は同型設備であり，「可搬型代替注水大型ポンプ」の予備 1 台と「可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）」の予備 1 台の計 2 台は共用可能とする。
b. 放水砲兼用する設備は以下のとおり。
・発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備
個ａ．使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域）
兼用する設備は以下のとおり。

兼用する設備は以下のとおり。

・計装設備（重大事故等対処設備）

・計装設備（重大事故等対処設備）

個

数

個

1（検出点 14 箇所）
計測範囲

水位 6 号炉

T.M.S.L.20,180～31,170mm

7 号炉

T.M.S.L.20,180～31,123mm

温度 0～150℃b.

1（予備 1）(3) 使用済燃料プール監視設備(3) 使用済燃料プール監視設備a.

数

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA）

数

水位：1
温度：1（検出点 2 箇所）

計 測 範 囲水位：EL.35,077mm～EL.46,577mm
温度：0～120℃ｂ．使用済燃料プール温度（ＳＡ）

兼用する設備は以下のとおり。

兼用する設備は以下のとおり。

・計装設備（重大事故等対処設備）

・計装設備（重大事故等対処設備）

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基本設計比較表

【対象項目：

第５４条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉
個

数

東海第二発電所

1（検出点 8 箇所）
計測範囲個

水位 6 号炉

T.M.S.L.23,420～30,420mm

7 号炉

T.M.S.L.23,373～30,373mm数

備考

1（検出点 8 箇所）

計 測 範 囲0～120℃

温度 0～150℃c.

使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
第 8.1－2 表 放射線管理設備（重大事故等時）の主要機器仕様に記載する。

d.

使用済燃料貯蔵プール監視カメラ（使用済燃料貯蔵プール監視カメラ用空冷装置を含ｃ．使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
第 8.1－2 表 放射線管理設備（重大事故等時）の主要機器仕様に記載する。
ｄ．使用済燃料プール監視カメラ（使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置を含む）

む。
）

兼用する設備は以下のとおり。

兼用する設備は以下のとおり。

・計装設備（重大事故等対処設備）

・計装設備（重大事故等対処設備）
個

数

数

1

1

(4) 燃料プール冷却浄化系a.

個(4) 代替燃料プール冷却系

ポンプ

a. 代替燃料プール冷却系ポンプ兼用する設備は以下のとおり。

台

数

1

・燃料プール冷却浄化系

容量

約 124m３／h

程

約 40m

台

数

1（予備 1※1）

容量

約 250m3/h/台

全 揚 程

全

揚

約 80m
※1 6 号炉は代替循環冷却系と同時に使用する場合を除く。

b.

熱交換器

b. 代替燃料プール冷却系熱交換器兼用する設備は以下のとおり。

基・燃料プール冷却浄化系

伝

基

数

伝熱容量

熱

容

数

1

量

約 2.31MW※2

1（予備 1 ）約 1.9MW※2 代替循環冷却系と同時に使用する場合を除く。

(5) 代替原子炉補機冷却系(5) 緊急用海水系

a.

a. 緊急用海水ポンプ

熱交換器ユニット（6 号及び 7 号炉共用）
第 5.10－1 表

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備の主要機器仕様に記載する。
b.

兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

大容量送水車（熱交換器ユニット用）（6 号及び 7 号炉共用）

・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

第 5.10－1 表

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備する。

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備の主要機器仕様に記載

・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備
台

数

1（予備 1）

容量

約 844m３／h

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東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：

第５４条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所
全

揚

程

備考

約 130mb. 緊急用海水系ストレーナ
兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
・原子炉格納容器内の冷却等のための設備
・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備
基

数

1

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東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：

第５４条

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉】
東海第二発電所

備考

第 4.3－1 図 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備の系統概要図(1)（常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済
燃料プール注水）28/51

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基本設計比較表

【対象項目：

第５４条

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉】
東海第二発電所

備考

第 4.3－2 図 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備の系統概要図(2)（可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水）

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東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：

第５４条

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉】
東海第二発電所

備考

第 4.3－3 図 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備の系統概要図(3)（常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プール注水及びスプレイ）

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東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：

第５４条

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉】
東海第二発電所

備考

第 4.3－4 図 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備の系統概要図(4)（可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プール注水及びスプレイ）

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東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：

第５４条

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉】
東海第二発電所

備考

第 4.3－5 図 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備の系統概要図(5)（可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用
した使用済燃料プール注水及びスプレイ）

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東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：

第５４条

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉】
東海第二発電所

備考

第 4.3－6 図 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備の系統概要図(6)（代替燃料プール冷却系による使用済燃料プール冷却）

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基本設計比較表

【対象項目：

第５４条

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉】
東海第二発電所

備考

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基本設計比較表

【対象項目：

第５４条

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉】
東海第二発電所

備考

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【対象項目：

第５４条

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉】
東海第二発電所

備考

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基本設計比較表

【対象項目：

第５４条

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉】
東海第二発電所

備考

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基本設計比較表

【対象項目：

第５４条

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉】
東海第二発電所

備考

38/51

東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：

第５４条

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉】
東海第二発電所

備考

39/51

東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：

第５４条

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉】
東海第二発電所

備考

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東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：

第５４条

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉】
東海第二発電所

備考

41/51

東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：

第５４条

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉】
東海第二発電所

備考

42/51

東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：

第５４条

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉】
東海第二発電所

備考

43/51

東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：

第５４条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

原子炉建屋付属棟

備考

原子炉建屋原子炉棟

④

冷却器

③

高レンジ

低レ ンジ

①

②

使用済燃料貯蔵ラック

使用済燃料プール⑤

MO
コンプレッサー除湿器①使用済燃料プール水位・温度(ＳＡ広域)②使用済燃料プール温度(ＳＡ)③使用済燃料プールエリア放射線モニタ(高レンジ・低レンジ)④使用済燃料プール監視カメラ⑤使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置

第 4.3－7 図 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備の系統概要図（7）
使用済燃料プール監視設備

44/51

東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：

第５４条

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉】
東海第二発電所

備考

45/51

東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：

第５４条

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉】
東海第二発電所

備考

46/51

東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：

第５４条

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉】
東海第二発電所

備考

47/51

東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：

第５４条

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉】
東海第二発電所

備考

48/51

東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：

第５４条

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉】
東海第二発電所

備考

49/51

東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：

第５４条

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉】
東海第二発電所

備考

50/51

東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：

第５４条

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉】
東海第二発電所

備考

51/51

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５５条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉
9.7

発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備

9.7.1

概要

東海第二発電所
9.11 発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備

項目番号の相違

9.11.1 概要

項目番号の相違

炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損又は使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷

炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損又は使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷に至った場合において，発電所外への放射性物質の拡散を抑制するために必要な重大事故等対処に至った場合において，発電所外への放射性物質の拡散を抑制するために必要な重大事故等対処

設備を保管する。

設備を保管する。

発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備の系統概要図及び配置図を第 9.7－1 図から第 9.7－3 図に示す。
9.7.2

設計方針

発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備の系統概要図及び配置図を第 9.11－1 図 図表番号の相違
から第 9.11－3 図に示す。
9.11.2 設計方針

発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備のうち，炉心の著しい損傷及び原子炉格発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備のうち，炉心の著しい損傷及び原子炉格

納容器の破損又は使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷に至った場合において，発電所外

納容器の破損又は使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷に至った場合において，発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備として，原子炉建屋放水設備及び海洋拡散抑制設備

への放射性物質の拡散を抑制するための設備として，原子炉建屋放水設備及び海洋拡散抑制設備

を設ける。

を設ける。

また，原子炉建屋周辺における航空機衝突による航空機燃料火災に対応できる設備として，原子炉建屋放水設備を設ける。

(1) 炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損又は使用済燃料プール内燃料体等の著しい損傷(1) 炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損又は使用済燃料プール内燃料体等の著しい損傷時に用いる設備時に用いる設備a. 大気への放射性物質の拡散抑制

ａ．大気への放射性物質の拡散抑制

大気への放射性物質の拡散を抑制するための重大事故等対処設備として，原子炉建屋放水設備を使用する。

項目番号の相違

また，原子炉建屋周辺における航空機衝突による航空機燃料火災に対応できる設備として，原子炉建屋放水設備を設ける。

(a) 原子炉建屋放水設備による大気への放射性物質の拡散抑制

備考(a) 原子炉建屋放水設備による大気への放射性物質の拡散抑制
大気への放射性物質の拡散を抑制するための重大事故等対処設備として，原子炉建屋放水設備を使用する。

原子炉建屋放水設備は，大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），放水砲，ホース等で構

原子炉建屋放水設備は，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用），放水砲，ホース等で構成 設備名称の相違成し，大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）により海水をホースを経由して放水砲からし，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）により海水をホースを経由して放水砲から原子 設備名称の相違

原子炉建屋へ放水できる設計とする。大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）及び放水砲

炉建屋へ放水できる設計とする。可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）及び放水砲は，設 設備名称の相違

は，設置場所を任意に設定し，複数の方向から原子炉建屋に向けて放水できる設計とする。

置場所を任意に設定し，複数の方向から原子炉建屋に向けて放水できる設計とする。

大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）の燃料は，燃料補給設備である軽油タンク及びタンクローリ（4kL）により補給できる設計とする。

可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）の燃料は，燃料給油設備である可搬型設備用軽油 設備名称の相違
タンク及びタンクローリにより補給できる設計とする。

設備名称の相違

主要な設備は，以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

・大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）（6 号及び 7 号炉共用）

・可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）

設備名称の相違，東二は号機間融通なし。

・放水砲（6 号及び 7 号炉共用）

・放水砲

東二は号機間融通なし。

・燃料補給設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）

・燃料給油設備（10.2 代替電源設備）

先行ＢＷＲとの整合により「可搬型設備用軽油タン
ク」及び「タンクローリ」を一括名称「燃料給油設備」として記載

本系統の流路として，ホースを重大事故等対処設備として使用する。

本系統の流路として，ホースを重大事故等対処設備として使用する。

東二は号機間融通なし

1／11

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５５条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

b. 海洋への放射性物質の拡散抑制(a) 海洋拡散抑制設備による海洋への放射性物質の拡散抑制
海洋への放射性物質の拡散を抑制するための重大事故等対処設備として，海洋拡散抑制設備を使用する。
海洋拡散抑制設備は，放射性物質吸着材，汚濁防止膜等で構成する。放射性物質吸着材

東海第二発電所

備考

ｂ．海洋への放射性物質の拡散抑制(a) 海洋拡散抑制設備による海洋への放射性物質の拡散抑制
海洋への放射性物質の拡散を抑制するための重大事故等対処設備として，海洋拡散抑制設
備を使用する。
海洋拡散抑制設備は，汚濁防止膜等で構成する。

放水開始前に対応可能な対応をＳＡ対応とす

は，雨水排水路等に流入した汚染水が通過する際に放射性物質を吸着できるよう，5 号，6るが，東二は汚濁防止膜設置箇所が構内の雨号及び 7 号炉の雨水排水路集水桝並びにフラップゲート入口 3 箇所の計 6 箇所に設置でき

水排水集水桝及び放水口であり放水開始前にる設計とする。

設置可能であることから，汚濁防止膜をＳＡ設備とする。
（柏崎は、放水開始前の対応として放射性物質吸着剤及び汚濁防止膜等をＳＡとしている。
（以下①の相違）

汚濁防止膜は，汚染水が発電所から海洋に流出する 4 箇所（北放水口 1 箇所及び取水口 3箇所）に設置することとし，小型船舶（汚濁防止膜設置用）により設置できる設計とする。

汚濁防止膜は，汚染水が発電所から海洋に流出する 12 箇所（雨水排水路集水桝 9 箇所及び 発電所外への流出経路の相違
放水路 3 箇所）に設置できる設計とする。

東二は全ての汚濁防止膜設置箇所が海上ではなく構内にあること及び作業員による展張が可能であることから，小型船舶は不要（以下②の相違）

主要な設備は，以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

・放射性物質吸着材（6 号及び 7 号炉共用）・汚濁防止膜（6 号及び 7 号炉共用）・汚濁防止膜・小型船舶（汚濁防止膜設置用）（6 号及び 7 号炉共用）①の相違，東二は号機間融通なし
東二は号機間融通なし②の相違，東二号機間融通なし(2) 原子炉建屋周辺における航空機衝突による航空機燃料火災時に用いる設備
a. 航空機燃料火災への泡消火(a) 原子炉建屋放水設備による航空機燃料火災への泡消火
原子炉建屋周辺における航空機衝突による航空機燃料火災に対応するための重大事故等対処設備として，原子炉建屋放水設備を使用する。
原子炉建屋放水設備は，大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），放水砲，泡原液混合装(2) 原子炉建屋周辺における航空機衝突による航空機燃料火災時に用いる設備
ａ．航空機燃料火災への泡消火(a) 原子炉建屋放水設備による航空機燃料火災への泡消火
原子炉建屋周辺における航空機衝突による航空機燃料火災に対応するための重大事故等対処設備として，原子炉建屋放水設備を使用する。
原子炉建屋放水設備は，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用），放水砲，泡混合器，泡消火 設備名称の相違

置，泡原液搬送車，ホース等で構成し，大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）により海薬剤容器（大型ポンプ用），ホース等で構成し，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）により 東二は泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）を運

水を泡消火薬剤と混合しながらホースを経由して放水砲から原子炉建屋周辺へ放水できる

海水を泡消火薬剤と混合しながらホースを経由して放水砲から原子炉建屋周辺へ放水できる搬用車両に積載し、運搬する運用（以下③の設計とする。

設計とする。

相違）

2／11

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５５条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉
大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）の燃料は，燃料補給設備である軽油タンク及びタンクローリ（4kL）により補給できる設計とする。

9.7.2.1

東海第二発電所
可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）の燃料は，燃料給油設備である可搬型設備用軽油タ
ンク及びタンクローリにより補給できる設計とする。

備考
設備名称の相違
設備名称の相違

主要な設備は，以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

・大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）（6 号及び 7 号炉共用）

・可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）

設備名称の相違，東二は号機間融通なし

・放水砲（6 号及び 7 号炉共用）

・放水砲

東二は号機間融通なし

・泡原液混合装置（6 号及び 7 号炉共用）

・泡混合器

設備名称の相違，東二は号機間融通なし

・泡原液搬送車（6 号及び 7 号炉共用）・泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）

設備名称の相違，東二は号機間融通なし

・燃料補給設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）

・燃料給油設備（10.2 代替電源設備）

東二は号機間融通なし

本系統の流路として，ホースを重大事故等対処設備として使用する。

本系統の流路として，ホースを重大事故等対処設備として使用する。

燃料補給設備については，「10.2 代替電源設備」にて記載する。

燃料給油設備については，「10.2 代替電源設備」にて記載する。

多様性，位置的分散

9.11.2.1 多様性，位置的分散

項目番号の相違

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

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

原子炉建屋放水設備又は海洋拡散抑制設備である大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），放水

原子炉建屋放水設備又は海洋拡散抑制設備である可搬型代替注水大型ポンプ（放水用），放水砲， 設備名称の相違

砲，泡原液混合装置，泡原液搬送車，放射性物質吸着材，汚濁防止膜及び小型船舶（汚濁防止膜

泡混合器，泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）及び汚濁防止膜は，原子炉建屋，タービン建屋及び ③の相違

設置用）は，原子炉建屋，タービン建屋及び廃棄物処理建屋から離れた屋外に保管する。

廃棄物処理建屋から離れた屋外に保管する。

9.7.2.2

悪影響防止

9.11.2.2 悪影響防止

項目番号の相違

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

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

原子炉建屋放水設備又は海洋拡散抑制設備である大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），放水

原子炉建屋放水設備又は海洋拡散抑制設備である可搬型代替注水大型ポンプ（放水用），放水砲， 設備名称の相違

砲，泡原液混合装置，泡原液搬送車，放射性物質吸着材，汚濁防止膜及び小型船舶（汚濁防止膜

泡混合器，泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）及び汚濁防止膜は，他の設備から独立して保管及び ③の相違

設置用）は，他の設備から独立して保管及び使用することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設

使用することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

計とする。なお，放射性物質吸着材は，透過性を考慮した設計とすることで，雨水排水路集水桝①の相違

等からの溢水により他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。また，仮に閉塞した場合においても，放射性物質吸着材の吊り上げ等によって流路を確保することができる設計とする。
放水砲は，放水砲の使用を想定する重大事故等時において必要となる屋外の他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

放水砲は，放水砲の使用を想定する重大事故等時において必要となる屋外の他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

3／11

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５５条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉
大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），放水砲及び泡原液搬送車は，治具や輪留めによる固定等をすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）は，飛散物となって他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

東海第二発電所

備考

可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）及び放水砲は，治具や輪留めによる固定等をすることで， 設備名称の相違
他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）は，飛散物となって他の設備に悪影響を及ぼさない設計

設備名称の相違とする。
項目番号の相違

9.7.2.3

容量等

9.11.2.3 容量等

基本方針については，「1.1.7.2 容量等」に示す。

基本方針については，「1.1.7.2 容量等」に示す。

原子炉建屋放水設備である大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），放水砲，泡原液混合装置及原子炉建屋放水設備である可搬型代替注水大型ポンプ（放水用），放水砲，泡混合器及び泡消火 設備名称の相違

び泡原液搬送車は，想定される重大事故等時において，大気への放射性物質の拡散抑制又は航空

薬剤容器（大型ポンプ用）は，想定される重大事故等時において，大気への放射性物質の拡散抑機燃料火災への対応に対して，1 台で複数号炉に放水するため，移動等ができる設計とし，放水砲

制又は航空機燃料火災への対応に対して，放水砲による直状放射により原子炉建屋の最高点であによる直状放射により原子炉建屋の最高点である屋上に放水又は噴霧放射により広範囲に放水す

る屋上に放水又は噴霧放射により広範囲に放水するために必要な容量を有するものを 1 セット 1

るために必要な容量を有するものを 6 号及び 7 号炉共用で 1 セット 1 台使用する。保有数は，6台使用する。保有数は， 1 セット 1 台に加えて，故障時及び保守点検による待機除外時のバック

東二は号機間融通なし

号及び 7 号炉共用で 1 セット 1 台に加えて，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアッ

アップ用として 1 台の合計 2 台を保管する。

東二は号機間融通なし

プ用として 1 台（6 号及び 7 号炉共用）の合計 2 台を保管する。

可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）のバックアップについては，同型設備である可搬型代替

東二は号機間融通なし

東二は号機間融通なし

注水大型ポンプのバックアップ用の 1 台と共用可能とする。

海洋拡散抑制設備である放射性物質吸着材は，想定される重大事故等時において，6 号及び 7

設備設計・運用の相違

号炉の雨水排水路集水桝並びに 6 号及び 7 号炉の雨水排水路から汚染水が溢れた場合の代替排水路となる 5 号炉の雨水排水路集水桝及びフラップゲート入口 3 箇所の計 6 箇所に設置する。保有数は，各設置場所に対して 1 式を保管する。
海洋拡散抑制設備である汚濁防止膜は，想定される重大事故等時において，海洋への放射性物

海洋拡散抑制設備である汚濁防止膜は，想定される重大事故等時において，海洋への放射性物質の拡散を抑制するため，設置場所に応じた高さ及び幅を有する設計とする。保有数は，各設置

質の拡散を抑制するため，設置場所に応じた高さ及び幅を有する設計とする。保有数は，各設置場所の幅に応じて必要な本数を 2 組（6 号及び 7 号炉共用）に加えて，故障時及び保守点検による場所の幅に応じた必要な本数計 24 本に加えて，故障時の待機除外時のバックアップ用として各設 ①の相違

待機除外時のバックアップ用として各設置場所に対して 2 本（6 号及び 7 号炉共用）を保管する。

置場所に対して 2 本を保管する。

①の相違，東二は号機間融通なし

海洋拡散抑制設備である小型船舶（汚濁防止膜設置用）は，想定される重大事故等時において，東二は設置個所毎の汚濁防止膜について同仕設置場所に汚濁防止膜を設置するために対応できる容量として，6 号及び 7 号炉共用で 1 セット 1

様のバックアップを同数確保する方針として台使用する。保有数は，6 号及び 7 号炉共用で 1 セット 1 台に加えて，故障時及び保守点検によるいるため，記載単位を整合させている。また，

待機除外時のバックアップ用として 1 台（6 号及び 7 号炉共用）の合計 2 台を保管する。

東二における保守点検は外観目視であり待機除外の必要無し。

4／11

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５５条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉
9.7.2.4

環境条件等

東海第二発電所
9.11.2.4 環境条件等

備考
項目番号の相違

基本方針については，「1.1.7.3 環境条件等」に示す。

基本方針については，「1.1.7.3 環境条件等」に示す。

原子炉建屋放水設備又は海洋拡散抑制設備である大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），放水

原子炉建屋放水設備又は海洋拡散抑制設備である可搬型代替注水大型ポンプ（放水用），放水砲， 設備名称の相違

砲，泡原液混合装置，泡原液搬送車，放射性物質吸着材，汚濁防止膜及び小型船舶（汚濁防止膜

泡混合器，泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）及び汚濁防止膜は，屋外に保管及び設置し，想定さ設置用）は，屋外に保管及び設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計

れる重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。

③の相違

とする。

大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），放水砲，泡原液混合装置及び泡原液搬送車の接続及び操作は，想定される重大事故等時において，設置場所で可能な設計とする。

可搬型代替注水大型ポンプ（放水用），放水砲，泡混合器及び泡消火薬剤容器（大型ポンプ用） 設備名称の相違の接続及び操作は，想定される重大事故等時において，設置場所で可能な設計とする。

小型船舶（汚濁防止膜設置用）の操作は，想定される重大事故等時において，設置場所で可能

③の相違

②の相違

な設計とする。

大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），放水砲，泡原液混合装置及び放射性物質吸着材は，使用時に海水を通水するため，海水影響を考慮した設計とする。

大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）は，海水を直接取水する際の異物の流入防止を考慮した設計とする。

汚濁防止膜は海に設置し，小型船舶（汚濁防止膜設置用）は海で使用するため，耐腐食性材料

可搬型代替注水大型ポンプ（放水用），放水砲及び泡混合器は，使用時に海水を通水するため， 設備名称の相違
海水影響を考慮した設計とする。

可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）は，海水を直接取水する際の異物の流入防止を考慮した

設備名称の相違設計とする。

汚濁防止膜は海に設置するため，耐腐食性材料を使用する設計とする。

②の相違を使用する設計とする。

9.7.2.5

操作性の確保9.11.2.5 操作性の確保

項目番号の相違

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

原子炉建屋放水設備又は海洋拡散抑制設備である大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），放水

原子炉建屋放水設備又は海洋拡散抑制設備である可搬型代替注水大型ポンプ（放水用），放水砲， 設備名称の相違

砲，泡原液混合装置，泡原液搬送車，放射性物質吸着材，汚濁防止膜及び小型船舶（汚濁防止膜

泡混合器，泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）及び汚濁防止膜は，想定される重大事故等時におい ③の相違

設置用）は，想定される重大事故等時において，他の系統と切り替えることなく使用できる設計て，他の系統と切り替えることなく使用できる設計とする。

とする。

5／11

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５５条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），放水砲，泡原液混合装置及び泡原液搬送車は，車両と東海第二発電所

備考

可搬型代替注水大型ポンプ（放水用），放水砲，泡混合器及び泡消火薬剤容器（大型ポンプ用） 設備名称の相違

して屋外のアクセスルートを通行してアクセス可能な設計とするとともに，大容量送水車（原子は，車両として屋外のアクセスルートを通行してアクセス可能な設計とするとともに，可搬型代 ③の相違

炉建屋放水設備用），放水砲及び泡原液搬送車は設置場所にて輪留めにより固定等ができる設計と替注水大型ポンプ（放水用）及び放水砲は設置場所にて輪留めにより固定等ができる設計とする。 設備名称の相違する。
大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），放水砲，泡原液混合装置及び泡原液搬送車の接続は，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用），放水砲，泡混合器及び泡消火薬剤容器（大型ポンプ用） 設備名称の相違

簡便な接続とし，一般的に使用される工具を用いて，ホースを確実に接続することができる設計の接続は，簡便な接続とし，一般的に使用される工具を用いて，ホースを確実に接続することが ③の相違とする。

できる設計とする。

大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）は，付属の操作スイッチにより，設置場所での操作が可能な設計とする。

大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），放水砲，泡原液混合装置及び泡原液搬送車は，設置場所を任意に設定し，複数の方向から放水できる設計とする。

可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）は，付属の操作スイッチにより，設置場所での操作が可 設備名称の相違
能な設計とする。

可搬型代替注水大型ポンプ（放水用），放水砲，泡混合器及び泡消火薬剤容器（大型ポンプ用） 設備名称の相違
は，設置場所を任意に設定し，複数の方向から放水できる設計とする。

放射性物質吸着材は，車両により屋外のアクセスルートを通行してアクセス可能な設計とする①の相違

とともに，容易に設置できる設計とする。
汚濁防止膜は，車両により屋外のアクセスルートを通行してアクセス可能な設計とするとともに，小型船舶（汚濁防止膜設置用）を用いて設置できる設計とする。

小型船舶（汚濁防止膜設置用）は，車両により屋外のアクセスルートを通行してアクセス可能②の相違な設計とするとともに，設置場所で容易に操縦できる設計とする。

9.7.3

主要設備及び仕様

発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備の主要機器仕様を第 9.7－1 表に示す。

9.11.3 主要設備及び仕様
発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備の主要機器仕様を第 9.11－1 表に示す。

項目番号の相違
図表番号の相違

6／11

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５５条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉
9.7.4

試験検査

東海第二発電所
9.11.4 試験検査

備考
項目番号の相違

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

原子炉建屋放水設備である大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），放水砲及び泡原液混合装置

原子炉建屋放水設備である可搬型代替注水大型ポンプ（放水用），放水砲及び泡混合器は，発電 設備名称の相違

は，発電用原子炉の運転中又は停止中に，独立して機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な用原子炉の運転中又は停止中に，独立して機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とす ③の相違設計とするとともに，外観の確認が可能な設計とする。また，大容量送水車（原子炉建屋放水設るとともに，外観の確認が可能な設計とする。また，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）は，

備用）は，発電用原子炉の運転中又は停止中に，分解又は取替えが可能な設計とする。

発電用原子炉の運転中又は停止中に，分解又は取替えが可能な設計とする。

原子炉建屋放水設備である泡原液搬送車は，発電用原子炉の運転中又は停止中に，内容量及び外観の確認が可能な設計とする。

また，大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）及び泡原液搬送車は，発電用原子炉の運転中又は停止中に，車両として運転状態の確認が可能な設計とする。

海洋拡散抑制設備である放射性物質吸着材，汚濁防止膜及び小型船舶（汚濁防止膜設置用）は，発電用原子炉の運転中又は停止中に，外観の確認が可能な設計とする。

第 9.7－1 表 発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備の主要機器仕様(1) 原子炉建屋放水設備

原子炉建屋放水設備である泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）は，発電用原子炉の運転中又は停止中に，内容量及び外観の確認が可能な設計とする。

また，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）は，発電用原子炉の運転中又は停止中に，車両と 設備名称の相違
して運転状態の確認が可能な設計とする。

兼用する設備は以下のとおり。
・使用済燃料プールの冷却等のための設備能な設計とする。

第 9.11－1 表 発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備の主要機器仕様

図表番号の相違
以下設備仕様の相違は自明であり特記しな

a. 可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）

い。

兼用する設備は以下のとおり。
・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備

台

数

1（予備 1）台

数

1（予備 1＊）

容量900m3/h

容量

約 1,380m３／h

1.25MPa[gage]全程約 135m

吐出圧力③の相違

海洋拡散抑制設備である汚濁防止膜は，発電用原子炉の運転中又は停止中に，外観の確認が可 ①，②の相違(1) 原子炉建屋放水設備

a. 大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）（6 号及び 7 号炉共用）

設備名称の相違

揚＊「可搬型代替注水大型ポンプ」及び「可搬型代替注水大型ポ

運用の相違

ンプ（放水用）」は同型設備であり，「可搬型代替注水大型ポ 基準要求上は、1 台（N）＋１台（α）で合計ンプ」の予備 1 台と「可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）」 2 台を満たしているが，ポンプの発電所外点の予備 1 台の計 2 台は共用可能とする。

検（車検等）時においても発電所内に N＋αを確保できるように注釈で補足

7／11

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５５条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉
b. 放水砲（6 号及び 7 号炉共用）兼用する設備は以下のとおり。
・使用済燃料プールの冷却等のための設備
台

数

1（予備 1）c. 泡原液混合装置（6 号及び 7 号炉共用）台

数

1（予備 1）d. 泡原液搬送車（6 号及び 7 号炉共用）

東海第二発電所

備考

b. 放水砲兼用する設備は以下のとおり。
・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備
個

数

1（予備 1）数

1（予備 1）c. 泡混合器
個d. 泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）

台

数

1（予備 1）個

数

5（予備 5）容量4,000L容量

約 1m３（1 個当たり）(2) 海洋拡散抑制設備(2) 海洋拡散抑制設備
a. 放射性物質吸着材（6 号及び 7 号炉共用）(a) 6 号及び 7 号炉雨水排水路集水桝用
個数

1 式/箇所(b) 5 号雨水排水路集水桝用及びフラップゲート入口用
個数

1 式/箇所b. 汚濁防止膜（6 号及び 7 号炉共用）

a. 汚濁防止膜(a)雨水排水路集水桝-1,2,3,4,7 及び 8(a) 北放水口側
組

数

2※1

個

数

12（予備 12）

高

さ

6m

高

さ

約 3m（1 個当たり）幅140m/組

約 3m（1 個当たり）幅※1 汚濁防止膜（幅 20m）を 7 本で 1 組として，2 組分 14 本と予備 2本を含む。
(b)雨水排水路集水桝-5，6 及び 9(b) 取水口側（3 箇所）
組

数

2※2/箇所

個

数

6（予備 6）

高

さ

8m

高

さ

約 2m（1 個当たり）

幅

80m/組

約 3m（1 個当たり）幅※2 汚濁防止膜（幅 20m）を 4 本で 1 組として，2 組分 8 本と予備 2本を含む。
(c)放水路－A，B 及び C個

数

6（予備 6）

高さ

約 4m（1 個当たり）幅

約 4m（1 個当たり）

c. 小型船舶（汚濁防止膜設置用）（6 号及び 7 号炉共用）台

数

1（予備 1）

8／11

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５５条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

第 9.11－1 図 発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備系統概要図（原子炉建屋放水設備による大気への放射性物質の拡散抑制）

9／11

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５５条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

第 9.11－2 図 発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備配置図（海洋拡散抑制設備による海洋への放射性物質の拡散抑制）

10／11

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５５条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

第 9.11－3 図 発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備系統概要図（原子炉建屋放水設備による航空機燃料火災への泡消火）

11／11

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５８条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉
6.4

計装設備（重大事故等対処設備）

6.4.1

概要

東海第二発電所

備考

6.4 計装設備（重大事故等対処設備）
6.4.1 概要重大事故等が発生し，計測機器（非常用のものを含む。
）の故障により，当該重大事故等に対処す

重大事故等が発生し，計測機器（非常用のものを含む。
）の故障により，当該重大事故等に対処するために監視することが必要なパラメータを計測することが困難となった場合において，当該パラるために監視することが必要なパラメータを計測することが困難となった場合において，当該パラメータを推定するために必要なパラメータを計測する設備を設置又は保管する。

メータを推定するために必要なパラメータを計測する設備を設置又は保管する。

当該重大事故等に対処するために監視することが必要なパラメータ（炉心損傷防止対策及び格納

当該重大事故等に対処するために監視することが必要なパラメータ（炉心損傷防止対策及び格納容器破損防止対策等を成功させるために必要な発電用原子炉施設の状態を把握するためのパラメ

容器破損防止対策等を成功させるために必要な発電用原子炉施設の状態を把握するためのパラメータ）は，添付書類十の「第 5.1－1 表 重大事故等対策における手順書の概要」のうち，「1.15 事ータ）は，添付書類十の「第 5.1－1 表 重大事故等対策における手順書の概要」のうち，「1.15 事故時の計装に関する手順等」のパラメータの選定で分類された主要パラメータ（重要監視パラメー

故時の計装に関する手順等」のパラメータの選定で分類された主要パラメータ（重要監視パラメー

タ及び有効監視パラメータ）とする。

タ及び有効監視パラメータ）とする。

当該パラメータを推定するために必要なパラメータは，添付書類十の「第 5.1－1 表 重大事故

当該パラメータを推定するために必要なパラメータは，添付書類十の「第 5.1－1 表 重大事故等対策における手順書の概要」のうち，「1.15 事故時の計装に関する手順等」のパラメータの選定等対策における手順書の概要」のうち，「1.15 事故時の計装に関する手順等」のパラメータの選定で分類された代替パラメータ（重要代替監視パラメータ及び有効監視パラメータ）とする。

で分類された代替パラメータ（重要代替監視パラメータ及び常用代替監視パラメータ）とする。

東二では以下としている。
有効監視パラメータ：主要パラメータでＳＡ設備としての要求を満足しないもの。
常用代替監視パラメータ：代替
パラメータでＳＡ設備としての要求を満足しないもの。

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを計測する設備（重大事故等対処設備）につい

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを計測する設備（重大事故等対処設備）について，設計基準を超える状態における発電用原子炉施設の状態を把握するための能力（最高計測可能て，設計基準を超える状態における発電用原子炉施設の状態を把握するための能力（最高計測可能

温度等（設計基準最大値等））を明確にする。計測範囲を第 6.4－1 表に，設計基準最大値等を第 6.4

温度等（設計基準最大値等））を明確にする。計測範囲を第 6.4－1 表に，設計基準最大値等を第 6.4－2 表に示す。重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータの計装設備概要図等を第 6.4-1 図－2 表に示す。計装設備（重大事故等対処設備）の系統概要図を第 6.4－1 図から第 6.4－6 図に示 東二は図のタイトルを章名のから第 6.4-3 図に示す。

す。

後に「系統概要図」と記載。
図番の相違

6.4.2

設計方針

(1) 監視機能喪失時に使用する設備
発電用原子炉施設の状態の把握能力を超えた場合に発電用原子炉施設の状態を推定する手段を有する設計とする。

6.4.2 設計方針
(1) 監視機能喪失時に使用する設備
発電用原子炉施設の状態の把握能力を超えた場合に発電用原子炉施設の状態を推定する手段を有する設計とする。

重要監視パラメータ又は有効監視パラメータ（原子炉圧力容器内の温度，圧力及び水位並びに重要監視パラメータ又は有効監視パラメータ（原子炉圧力容器内の温度，圧力及び水位並びに原子炉圧力容器及び原子炉格納容器への注水量等）の計測が困難となった場合又は計測範囲を超

原子炉圧力容器及び原子炉格納容器への注水量等）の計測が困難となった場合又は計測範囲を超えた場合は，添付書類十の「第 5.1－1 表 重大事故等対策における手順書の概要」のうち，「1.15

えた場合は，添付書類十の「第 5.1－1 表 重大事故等対策における手順書の概要」のうち，「1.15

事故時の計装に関する手順等」の計器故障時の代替パラメータによる推定又は計器の計測範囲を

事故時の計装に関する手順等」の計器故障時の代替パラメータによる推定又は計器の計測範囲を超えた場合の代替パラメータによる推定の対応手段等により推定ができる設計とする。

超えた場合の代替パラメータによる推定の対応手段等により推定ができる設計とする。

計器故障時に，当該パラメータの他チャンネルの計器がある場合，他チャンネルの計器により

計器故障時に，当該パラメータの他チャンネルの計器がある場合，他チャンネルの計器により

1

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５８条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

計測するとともに，重要代替監視パラメータが複数ある場合は，推定する重要監視パラメータと計測するとともに，重要代替監視パラメータが複数ある場合は，推定する重要監視パラメータとの関係性がより直接的なパラメータ，検出器の種類及び使用環境条件を踏まえた確からしさを考の関係性がより直接的なパラメータ，検出器の種類及び使用環境条件を踏まえた確からしさを考慮し，優先順位を定める。推定手段及び優先順位を第 6.4－3 表に示す。

慮し，優先順位を定める。推定手段及び優先順位を第 6.4－3 表に示す。

(2) 計器電源喪失時に使用する設備(2) 計器電源喪失時に使用する設備

非常用交流電源設備又は非常用直流電源設備の喪失等により計器電源が喪失した場合におい非常用交流電源設備又は非常用直流電源設備の喪失等により計器電源が喪失した場合において，計測設備への代替電源設備として常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備，所内蓄て，計測設備への代替電源設備として常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備，所内常 設備名称の相違

電式直流電源設備又は可搬型直流電源設備を使用する。

設直流電源設備，常設代替直流電源設備又は可搬型代替直流電源設備を使用する。

以降，同様の相違理由によるも主要な設備は，以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

のは相違理由①と示す。

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

・常設代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）

東二は共用しない。

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

・可搬型代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）

東二は共用しない。

・所内蓄電式直流電源設備（10.2 代替電源設備）

・所内常設直流電源設備（10.2 代替電源設備）相違理由①

・常設代替直流電源設備（10.2 代替電源設備）

相違理由①

・可搬型代替直流電源設備（10.2 代替電源設備）相違理由①，東二は共用しな

・可搬型直流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2

代替電源設備）い。
常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備，所内蓄電式直流電源設備及び可搬型直流電
源設備については，「10.2 代替電源設備」に記載する。

常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備，所内常設直流電源設備，常設代替直流電源 相違理由①
設備及び可搬型代替直流電源設備については，「10.2

代替電源設備」に記載する。

また，代替電源設備が喪失し計測に必要な計器電源が喪失した場合，特に重要なパラメータとまた，代替電源設備が喪失し計測に必要な計器電源が喪失した場合，特に重要なパラメータとして，重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを計測する設備については，温度，圧力，して，重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを計測する設備については，温度，圧力，

水位及び流量に係るものについて，乾電池等を電源とした可搬型計測器により計測できる設計と水位及び流量に係るものについて，乾電池を電源とした可搬型計測器（原子炉圧力容器及び原子 東二は乾電池のみのため「等」する。

炉格納容器内の温度，圧力，水位及び流量（注水量）計測用）及び可搬型計測器（原子炉圧力容 を記載しない。
器及び原子炉格納容器内の圧力，水位及び流量（注水量）計測用）（以下「可搬型計測器」とい 東二は可搬型計測器を温度計う。
）により計測できる設計とする。

測機能付きとその機能を有さない 2 種類あるため仕様毎に記載。先行ＢＷＲは温度計測機能付き１種類のため仕様毎の記載がない。

なお，可搬型計測器による計測においては，計測対象の選定を行う際の考え方として，同一パ

なお，可搬型計測器による計測においては，計測対象の選定を行う際の考え方として，同一パラメータにチャンネルが複数ある場合は，いずれか 1 つの適切なチャンネルを選定し計測又は監ラメータにチャンネルが複数ある場合は，いずれか 1 つの適切なチャンネルを選定し計測又は監視するものとする。同一の物理量について，複数のパラメータがある場合は，いずれか 1 つの適視するものとする。同一の物理量について，複数のパラメータがある場合は，いずれか 1 つの適

切なパラメータを選定し計測又は監視するものとする。

切なパラメータを選定し計測又は監視するものとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

・可搬型計測器

・可搬型計測器（原子炉圧力容器及び原子炉格納容器内の温度，圧力，水位及び流量（注水量） 東二は可搬型計測器を仕様毎
計測用）
・可搬型計測器（原子炉圧力容器及び原子炉格納容器内の圧力，水位及び流量（注水量）計測
用）

2

に記載

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５８条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉(3) パラメータ記録時に使用する設備

東海第二発電所(3) パラメータ記録時に使用する設備

原子炉格納容器内の温度，圧力，水位，水素濃度，放射線量率等想定される重大事故等の対応

原子炉格納容器内の温度，圧力，水位，水素濃度，放射線量率等想定される重大事故等の対応に必要となる重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータが計測又は監視及び記録できるに必要となる重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータが計測又は監視及び記録できる設計とする。

設計とする。

重大事故等の対応に必要となるパラメータは，電磁的に記録，保存し，電源喪失により保存し重大事故等の対応に必要となるパラメータは，電磁的に記録，保存し，電源喪失により保存した記録が失われないとともに帳票が出力できる設計とする。また，記録は必要な容量を保存できた記録が失われないとともに帳票が出力できる設計とする。また，記録は必要な容量を保存できる設計とする。

る設計とする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

・安全パラメータ表示システム（SPDS）（データ伝送装置，緊急時対策支援システム伝送装置及・安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）（データ伝送装置，緊急時対策支援システム伝送装

び SPDS 表示装置）

備考

置及びＳＰＤＳデータ表示装置）
・データ表示装置

相違理由①
東二はＭＣＲで監視するデー
タ表示装置（可搬型）を重大事
故等対処設備に位置付けて使用するため記載。
以降，同様の相違理由によるものは相違理由②と示す。

6.4.2.1

多様性，位置的分散

6.4.2.1 多様性，位置的分散

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

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

重要代替監視パラメータを計測する設備は，重要監視パラメータを計測する設備と異なる物理量

重要代替監視パラメータを計測する設備は，重要監視パラメータを計測する設備と異なる物理量の計測又は測定原理とすることで，重要監視パラメータを計測する設備に対して可能な限り多様性の計測又は測定原理とすることで，重要監視パラメータを計測する設備に対して可能な限り多様性を持った計測方法により計測できる設計とする。

を持った計測方法により計測できる設計とする。

重要代替監視パラメータは重要監視パラメータと可能な限り位置的分散を図る設計とする。

重要代替監視パラメータは重要監視パラメータと可能な限り位置的分散を図る設計とする。

重要監視パラメータを計測する設備及び重要代替監視パラメータを計測する設備の電源は，共通

重要監視パラメータを計測する設備及び重要代替監視パラメータを計測する設備の電源は，共通要因によって同時に機能を損なわないよう，非常用交流電源設備に対して多様性を有する常設代替要因によって同時に機能を損なわないよう，非常用交流電源設備に対して多様性を有する常設代替

交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備から給電が可能な設計とする。

交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備から給電が可能な設計とする。

電源設備の多様性，位置的分散については「10.2 代替電源設備」にて記載する。
6.4.2.2

悪影響防止

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

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

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

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを計測する設備のうち，多重性を有するパラメ

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを計測する設備のうち，多重性を有するパラメータの計測装置は，チャンネル相互を物理的，電気的に分離し，チャンネル間の独立を図る設計とータの計測装置並びに重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータの計測装置の間において 東二は多重性を有するパラメ

する。また，重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータの計測装置の間においてもパラメー

は，パラメータ相互をヒューズ，アイソレータ等により電気的に分離することで，他の設備に悪影 ータ※の一部の検出配管を兼用

タ相互をヒューズにより電気的に分離することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

響を及ぼさない設計とする。

安全パラメータ表示システム（SPDS）は，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成
で重大事故等対処設備として使用することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

し，また，電気的な分離をヒュ

安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）は，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統 ーズのほか，アイソレータ，断構成で重大事故等対処設備として使用することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

路器で分離する。
※：該当するパラメータは，格3柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５８条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考
納容器内水素濃度（ＳＡ），格納
容器内酸素濃度（ＳＡ），フィル
タ装置水位，フィルタ装置入口
水素濃度が対象。

データ表示装置は，重大事故等時は重大事故等対処設備として系統を構成することで，他の設備 相違理由②に悪影響を及ぼさない設計とする。
可搬型計測器は，通常時に接続先の系統と分離された状態であること及び重大事故等時は重大事
故等対処設備として系統構成をすることにより，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
6.4.2.3

可搬型計測器は，通常時に接続先の系統と分離された状態であること及び重大事故等時は重大事
故等対処設備として系統構成をすることにより，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

共用の禁止

東二は共用を有さないため記基本方針については，「1.1.7.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

載なし。

安全パラメータ表示システム（SPDS）は，号炉の区分けなく通信連絡することで，必要な情報（相互のプラント状況，運転員の対応状況等）を共有・考慮しながら総合的な管理（事故処理を含む。
）
を行うことができ，安全性の向上が図れることから，6 号及び 7 号炉で共用する設計とする。
また，安全パラメータ表示システム（SPDS）は，共用により悪影響を及ぼさないよう，6 号及び7 号炉に必要な容量を確保するとともに，号炉の区分けなく通信連絡が可能な設計とする。
6.4.2.4

容量等

6.4.2.3 容 量 等

基本方針については，「1.1.7.2 容量等」に示す。

基本方針については，「1.1.7.2 容量等」に示す。

常設の重大事故等対処設備のうち以下のパラメータを計測する設備は，設計基準事故時の計測機

常設の重大事故等対処設備のうち以下のパラメータを計測する設備は，設計基準事故時の計測機能と兼用しており，設計基準事故時に使用する場合の計測範囲が，計器の不確かさを考慮しても設能と兼用しており，設計基準事故時に使用する場合の計測範囲が，計器の不確かさを考慮しても設

計基準を超える状態において発電用原子炉施設の状態を推定できるため，設計基準事故対処設備と計基準を超える状態において発電用原子炉施設の状態を推定できるため，設計基準事故対処設備と同仕様の設計とする。

同仕様の設計とする。

項目番号の相違

・原子炉圧力・原子炉圧力＜先行ＢＷＲとの相違＞

・原子炉水位（広帯域）

・原子炉水位（広帯域）

先行ＢＷＲにあって東二にな

・原子炉水位（燃料域）

・原子炉水位（燃料域）

いパラメータ・原子炉隔離時冷却系系統流量

・原子炉隔離時冷却系系統流量・格納容器内水素濃度，格納容・高圧炉心注水系系統流量

・高圧炉心スプレイ系系統流量

器内酸素濃度･･･既設ＣＡＭＳ

・残留熱除去系系統流量・残留熱除去系系統流量（ＤＢ設備）を柏崎はＳＡ設備

・低圧炉心スプレイ系系統流量に，東二は自主対策設備に位置

・格納容器内水素濃度

付け，これとは別にＳＡ設備を

・格納容器内雰囲気放射線レベル（D/W）

・格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）

新設するため。

・格納容器内雰囲気放射線レベル（S/C）

・格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）

・原子炉補機冷却水系系統流・起動領域モニタ

・起動領域計装量，残留熱除去系熱交換器入口4

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５８条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

・平均出力領域モニタ

・平均出力領域計装

冷却水流量･･･東二の緊急用海・残留熱除去系熱交換器入口温度・残留熱除去系熱交換器入口温度

水系の流量に相当するため。

・残留熱除去系熱交換器出口温度・残留熱除去系熱交換器出口温度・原子炉補機冷却水系系統流量・残留熱除去系海水系系統流量・残留熱除去系熱交換器入口冷却水流量

東二にあって先行ＢＷＲにな
いパラメータ・原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力・原子炉隔離時冷却系ポンプ吐・高圧炉心注水系ポンプ吐出圧力・高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力

出圧力･･･東二は格納容器バイ・残留熱除去系ポンプ吐出圧力・残留熱除去系ポンプ吐出圧力

パス時の監視パラメータに設

・低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力定しているため。

・格納容器内酸素濃度・使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域）・低圧炉心スプレイ系系統流・使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）量，低圧炉心スプレイ系ポンプ
吐出圧力･･･柏崎はＬＰＣＳ系
がないため。

常設の重大事故等対処設備のうち以下のパラメータを計測する設備は，計器の不確かさを考慮しても設計基準を超える状態において発電用原子炉施設の状態を推定できる設計とする。

常設の重大事故等対処設備のうち以下のパラメータを計測する設備は，計器の不確かさを考慮しても設計基準を超える状態において発電用原子炉施設の状態を推定できる設計とする。

・原子炉圧力容器温度・原子炉圧力容器温度＜先行ＢＷＲとの相違＞

・原子炉圧力（SA）

・原子炉圧力（ＳＡ）

先行ＢＷＲにあって東二にな

・原子炉水位（SA）

・原子炉水位（ＳＡ広帯域）

いパラメータ・原子炉水位（ＳＡ燃料域）

・原子炉水位（SA）･･･柏崎は広・高圧代替注水系系統流量・高圧代替注水系系統流量

帯域 1 台と，広帯域から燃料域・復水補給水系流量（RHR A 系代替注水流量）・低圧代替注水系原子炉注水流量（常設ライン用）

を計測範囲とした 1 台を設定。

・復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量）・低圧代替注水系原子炉注水流量（常設ライン狭帯域用）

東二はそれに相当する計測範

・低圧代替注水系原子炉注水流量（可搬ライン用）

囲にＳＡ広帯域 1 台とＳＡ燃料・低圧代替注水系原子炉注水流量（可搬ライン狭帯域用）

域 1 台を設定。

・代替循環冷却系原子炉注水流量・復水補給水系流量（RHR A 系

・低圧代替注水系格納容器スプレイ流量（常設ライン用）

代替注水流量），復水補給水系

・低圧代替注水系格納容器スプレイ流量（可搬ライン用）

流量（RHR B 系代替注水流量），・低圧代替注水系格納容器下部注水流量

復水補給水系流量（格納容器下・代替循環冷却系格納容器スプレイ流量

部注水流量），復水補給水系温・ドライウェル雰囲気温度

・ドライウェル雰囲気温度度（代替循環冷却系）･･･東二の・サプレッション・チェンバ気体温度

・サプレッション・チェンバ雰囲気温度

常設低圧代替注水系及び代替

・サプレッション・チェンバ・プール水温度

・サプレッション・プール水温度

循環冷却系の流量に相当する・格納容器下部水温ため。

・格納容器内圧力（D/W）

・ドライウェル圧力・フィルタ装置入口圧力･･･東・格納容器内圧力（S/C）

・サプレッション・チェンバ圧力

二はフィルタ装置の通気状態

・復水補給水系流量（格納容器下部注水流量）5柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５８条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

・サプレッション・チェンバ・プール水位・サプレッション・プール水位をフィルタ装置圧力により監・格納容器下部水位

・格納容器下部水位視可能。

・格納容器内水素濃度（SA）

・格納容器内水素濃度（ＳＡ）

・フィルタ装置金属フィルタ差・復水補給水系温度（代替循環冷却）

圧･･･東二は金属フィルタの閉・フィルタ装置水位・フィルタ装置水位塞状態をフィルタ装置圧力及・フィルタ装置入口圧力・フィルタ装置圧力びフィルタ装置出口放射線モ

・フィルタ装置スクラビング水温度

ニタにより監視可能。

・フィルタ装置出口放射線モニタ

・フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）・フィルタ装置スクラバ水ｐ・フィルタ装置水素濃度・フィルタ装置入口水素濃度

Ｈ･･･東二のｐＨ管理は系統運・フィルタ装置金属フィルタ差圧

転時及び事故収束時であって・フィルタ装置スクラバ水 pH

もフィルタ性能が維持可能で，・耐圧強化ベント系放射線モニタ

・耐圧強化ベント系放射線モニタ

系統待機時以外はｐＨを監視

・代替循環冷却系ポンプ入口温度する必要がなく，自主対策設備

・緊急用海水系流量（残留熱除去系熱交換器）に位置付けているため。

・緊急用海水系流量（残留熱除去系補機）

・復水貯蔵槽水位（SA），復水移・代替淡水貯槽水位

送ポンプ吐出圧力･･･東二は復・西側淡水貯水設備水位

水貯蔵タンクをＳＡ設備に位・常設高圧代替注水系ポンプ吐出圧力

置付けていないため。

・常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力・使用済燃料貯蔵プール水位・・代替循環冷却系ポンプ吐出圧力

温度（SA）･･･東二はＳＦＰ水位

・原子炉建屋水素濃度

・原子炉建屋水素濃度

はプール上部から底部近傍ま・静的触媒式水素再結合器 動作監視装置

・静的触媒式水素再結合器動作監視装置

で測定可能な使用済燃料プー・格納容器内酸素濃度（ＳＡ）

ル水位・温度（ＳＡ広域）を設

・使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA）

・使用済燃料プール温度（ＳＡ）置。柏崎は測定範囲の異なる使・使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）

・使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）

用済燃料貯蔵プール水位（SA 広・使用済燃料貯蔵プール監視カメラ（使用済燃料貯蔵プール監視カメラ用空冷装置を含む）

・使用済燃料プール監視カメラ（使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置を含む）

域）及び使用済燃料プール水位・復水貯蔵槽水位（SA）

・復水移送ポンプ吐出圧力（SA）を設置のため。
東二にあって先行ＢＷＲにな
いパラメータ・低圧代替注水系原子炉注水流量，代替循環冷却系原子炉注水
流量，低圧代替注水系格納容器
スプレイ流量，低圧代替注水系
格納容器下部注水流量，代替循
環冷却系格納容器スプレイ流

6

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５８条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考
量，代替循環冷却系ポンプ入口
温度，常設高圧代替注水系ポン
プ吐出圧力，常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力，代替循環冷却系ポンプ吐出圧力･･･系統・設備の違い。
・格納容器下部水温･･･東二固有のＭＣＣＩ／ＦＣＩ対策のため。
・フィルタ装置圧力，フィルタ装置スクラビング水温度･･･フ
ィルタ装置の設備設計の違い。
・緊急用海水系流量（残留熱除去系熱交換器），緊急用海水系流量（残留熱除去系補機）･･･東二固有の遡上津波対策のため。
・代替淡水貯槽水位，西側淡水貯水設備水位･･･東二固有の水源対策のため。
・格納容器内酸素濃度（ＳＡ）･･･柏崎は既設ＣＡＭＳ（ＤＢ設備）をＳＡ設備に，東二はＳＡ設備を新設するため。
・使用済燃料プール温度（ＳＡ）･･･東二は緊急安全対策で設置済の温度計をＳＡ設備として追加しているため。

安全パラメータ表示システム（SPDS）は，想定される重大事故等時に発電所内の通信連絡をする必要のある場所に必要なデータ量を伝送することができる設計とする。

安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）は，想定される重大事故等時に発電所内の通信連絡をする必要のある場所に必要なデータ量を伝送することができる設計とする。
データ表示装置は，中央制御室の運転員等が，発電用原子炉施設の主要な計測装置の監視を行う 相違理由②
ために必要なデータを表示することができる設計とする。

可搬型計測器は，原子炉圧力容器及び原子炉格納容器内の温度，圧力，水位及び流量（注水量）

可搬型計測器（原子炉圧力容器及び原子炉格納容器内の温度，圧力，水位及び流量（注水量）の ・東二は可搬型計測器を仕様毎等の計測用として 6 号炉，7 号炉それぞれ 1 セット 24 個（測定時の故障を想定した予備 1 個含む）

計測用）は，1 セット 20 個（測定時の故障を想定した予備 1 個含む）使用する。保有数は，故障時 に設定した配備数を記載。（可使用する。保有数は，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として 24 個（6 号及及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として 20 個を含めて合計 40 個を分散して保管す 搬型計測器の配備数は「Ｎ＋予7柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５８条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉
び 7 号炉共用）を含めて合計 72 個を分散して保管する。

東海第二発電所

備考
備１」を基本とし，バックアッる。

可搬型計測器（原子炉圧力容器及び原子炉格納容器内の圧力，水位及び流量（注水量）の計測用） プ用と併せて「Ｎ＋予備１」×
は，1 セット 19 個（測定時の故障を想定した予備 1 個含む）使用する。保有数は，故障時及び保守２とする考え方は，先行ＢＷＲ

点検による待機除外時のバックアップ用として 19 個を含めて合計 38 個を分散して保管する。

と同様）・先行ＢＷＲは温度，圧力，水位及び流量（注水量）のほか，差圧も計測するため「等」と記載。東二は差圧を計測する対象
パラメータはないため，その記載はない。

6.4.2.5

環境条件等

6.4.2.4 環境条件等

基本方針については，「1.1.7.3 環境条件等」に示す。

基本方針については，「1.1.7.3 環境条件等」に示す。

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータのうち以下のパラメータを計測する設備は，原重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータのうち以下のパラメータを計測する設備は，原子炉格納容器内に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。

項目番号の相違

子炉格納容器内に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。

・原子炉圧力容器温度・原子炉圧力容器温度

設備の違いは，「6.4.2.3 容量・ドライウェル雰囲気温度

・ドライウェル雰囲気温度等」の備考欄同様

・サプレッション・チェンバ気体温度

・サプレッション・チェンバ雰囲気温度

・サプレッション・チェンバ・プール水温度

・サプレッション・プール水温度
・格納容器下部水温・格納容器下部水位

・格納容器下部水位

・格納容器内水素濃度（SA）
・起動領域モニタ

・起動領域計装・平均出力領域モニタ

・平均出力領域計装

なお，起動領域モニタ及び平均出力領域モニタについては，想定される重大事故等時初期におけ

なお，起動領域計装及び平均出力領域計装については，想定される重大事故等時初期における原 相違理由①

る原子炉格納容器内の環境条件を考慮した設計とする。
重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータのうち以下のパラメータを計測する設備は，原子炉建屋原子炉区域内に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とす

子炉格納容器内の環境条件を考慮した設計とする。
重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータのうち以下のパラメータを計測する設備は，原子炉建屋原子炉棟内に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。 建屋名称の相違

る。

以降，同様の相違理由によるも・原子炉圧力・原子炉圧力・原子炉圧力（SA）

・原子炉圧力（ＳＡ）

・原子炉水位（広帯域）

・原子炉水位（広帯域）設備の違いは，「6.4.2.3 容量・原子炉水位（燃料域）

・原子炉水位（燃料域）等」の備考欄同様

・原子炉水位（SA）

・原子炉水位（ＳＡ広帯域）
・原子炉水位（ＳＡ燃料域）

8のは相違理由③と示す。

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５８条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉・高圧代替注水系系統流量

東海第二発電所
・高圧代替注水系系統流量・低圧代替注水系原子炉注水流量（常設ライン用）
・低圧代替注水系原子炉注水流量（常設ライン狭帯域用）
・低圧代替注水系原子炉注水流量（可搬ライン用）
・低圧代替注水系原子炉注水流量（可搬ライン狭帯域用）
・代替循環冷却系原子炉注水流量

・原子炉隔離時冷却系系統流量

・原子炉隔離時冷却系系統流量

・高圧炉心注水系系統流量

・高圧炉心スプレイ系系統流量・復水補給水系流量（RHR A 系代替注水流量）
・復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量）・残留熱除去系系統流量・残留熱除去系系統流量・低圧炉心スプレイ系系統流量・低圧代替注水系格納容器スプレイ流量（常設ライン用）
・低圧代替注水系格納容器スプレイ流量（可搬ライン用）

・復水補給水系流量（格納容器下部注水流量）・低圧代替注水系格納容器下部注水流量
・代替循環冷却系格納容器スプレイ流量

・格納容器内圧力（D/W）

・ドライウェル圧力・格納容器内圧力（S/C）

・サプレッション・チェンバ圧力・サプレッション・チェンバ・プール水位・サプレッション・プール水位

・格納容器内水素濃度

・格納容器内水素濃度（ＳＡ）

・格納容器内雰囲気放射線レベル（D/W）

・格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）

・格納容器内雰囲気放射線レベル（S/C）

・格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）

・復水補給水系温度（代替循環冷却）・代替循環冷却系ポンプ入口温度・耐圧強化ベント系放射線モニタ（7 号炉）
・残留熱除去系熱交換器入口温度・残留熱除去系熱交換器入口温度・残留熱除去系熱交換器出口温度・残留熱除去系熱交換器出口温度・原子炉補機冷却水系系統流量（6 号炉区分Ⅲ）・残留熱除去系海水系系統流量（Ａ系）

・残留熱除去系熱交換器入口冷却水流量
・常設高圧代替注水系ポンプ吐出圧力・代替循環冷却系ポンプ吐出圧力・原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力・高圧炉心注水系ポンプ吐出圧力・高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力・残留熱除去系ポンプ吐出圧力・残留熱除去系ポンプ吐出圧力・低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力・原子炉建屋水素濃度

・原子炉建屋水素濃度

・静的触媒式水素再結合器 動作監視装置

・静的触媒式水素再結合器動作監視装置

9

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５８条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

・格納容器内酸素濃度

・格納容器内酸素濃度（ＳＡ）

・使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域）

・使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）・使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA）

・使用済燃料プール温度（ＳＡ）

・使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）

・使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）

・使用済燃料貯蔵プール監視カメラ

・使用済燃料プール監視カメラ

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータのうち以下のパラメータを計測する設備は，原重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータのうち以下のパラメータを計測する設備は，原 先行ＢＷＲは，原子炉格納容器

子炉建屋内の原子炉区域外，タービン建屋内又は廃棄物処理建屋内に設置し，想定される重大事故

子炉建屋廃棄物処理棟内に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とす 内，二次格内，屋外以外はまと等時における環境条件を考慮した設計とする。

る。

めて「原子炉建屋内の原子炉区・フィルタ装置入口圧力・フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）

域外，タービン建屋内又は廃棄・フィルタ装置水素濃度・フィルタ装置入口水素濃度

物処理建屋内」として記載。東・耐圧強化ベント系放射線モニタ（6 号炉）

・残留熱除去系海水系系統流量（Ｂ系）

二は設置場所が多岐に渡るた・原子炉補機冷却水系系統流量（6 号炉区分Ⅰ，Ⅱ，7 号炉）

・緊急用海水系流量（残留熱除去系熱交換器）

め，それぞれに分けて記載す・復水貯蔵槽水位（SA）

・緊急用海水系流量（残留熱除去系補機）る。

・復水移送ポンプ吐出圧力・使用済燃料貯蔵プール監視カメラ用空冷装置
重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータのうち以下のパラメータを計測する設備は，格
納容器圧力逃がし装置格納槽内に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
・フィルタ装置水位・フィルタ装置圧力・フィルタ装置スクラビング水温度
重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータのうち以下のパラメータを計測する設備は，常設低圧代替注水系ポンプ室内に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
・代替淡水貯槽水位
・常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力
重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータのうち以下のパラメータを計測する設備は，常設代替高圧電源装置置場（地下）に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
・西側淡水貯水設備水位重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータのうち以下のパラメータを計測する設備は，原子炉建屋付属棟内に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。

10

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５８条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

・使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置
重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータのうち以下のパラメータを計測する設備は，屋外に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータのうち以下のパラメータを計測する設備は，屋外に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。

・フィルタ装置水位・フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ）・フィルタ装置金属フィルタ差圧

・耐圧強化ベント系放射線モニタ

・フィルタ装置スクラバ水 pH
重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータのうち以下のパラメータを計測する設備は，原東二は原子炉建屋屋上に設置

子炉建屋屋上に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。

する対象パラメータはない。

・フィルタ装置出口放射線モニタ
安全パラメータ表示システム（SPDS）のうちデータ伝送装置は，コントロール建屋内に設置し，安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）のうちデータ伝送装置は，原子炉建屋付属棟内に設置 相違理由③

想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。データ伝送装置は，想定される

し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。データ伝送装置は，想定さ重大事故等時に操作を行う必要がない設計とする。

れる重大事故等時に操作を行う必要がない設計とする。

安全パラメータ表示システム（SPDS）のうち緊急時対策支援システム伝送装置は，5 号炉原子炉

安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）のうち緊急時対策支援システム伝送装置は，緊急時対 相違理由③

建屋内緊急時対策所内に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とす

策所建屋内に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。緊急時対る。緊急時対策支援システム伝送装置は，想定される重大事故等時に操作を行う必要がない設計と策支援システム伝送装置は，想定される重大事故等時に操作を行う必要がない設計とする。

する。
安全パラメータ表示システム（SPDS）のうち SPDS 表示装置は，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所

安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）のうちＳＰＤＳデータ表示装置は，緊急時対策所内に 相違理由①③内に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。SPDS 表示装置の操設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。ＳＰＤＳデータ表示装 相違理由①

作は，想定される重大事故等時において，設置場所で可能な設計とする。

置の操作は，想定される重大事故等時において，設置場所で可能な設計とする。
データ表示装置は，原子炉建屋付属棟内及び緊急時対策所建屋内に保管し，想定される重大事故 相違理由②
等時における環境条件を考慮した設計とする。データ表示装置の操作は，想定される重大事故等時において，設置場所で可能な設計とする。

可搬型計測器は，コントロール建屋内及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に保管し，想定さ可搬型計測器は，原子炉建屋付属棟内及び緊急時対策所建屋内に保管し，想定される重大事故等 相違理由③れる重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。可搬型計測器の操作は，想定される重時における環境条件を考慮した設計とする。可搬型計測器の操作は，想定される重大事故等時にお大事故等時において，設置場所で可能な設計とする。

いて，設置場所で可能な設計とする。

6.4.2.6

操作性の確保6.4.2.5 操作性の確保

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

常設の重大事故等対処設備のうち，以下のパラメータを計測する設備は設計基準対象施設として常設の重大事故等対処設備のうち，以下のパラメータを計測する設備は設計基準対象施設として使用する場合と同じ構成で使用できる設計とする。
・原子炉圧力

項目番号の相違

使用する場合と同じ構成で使用できる設計とする。
・原子炉圧力11

設備の違いは，「6.4.2.3 容量

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５８条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

・原子炉水位（広帯域）

・原子炉水位（広帯域）

・原子炉水位（燃料域）

・原子炉水位（燃料域）

・原子炉隔離時冷却系系統流量

・原子炉隔離時冷却系系統流量

・高圧炉心注水系系統流量

・高圧炉心スプレイ系系統流量・残留熱除去系系統流量・残留熱除去系系統流量

備考
等」の備考欄同様

・低圧炉心スプレイ系系統流量・格納容器内水素濃度
・格納容器内雰囲気放射線レベル（D/W）

・格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）

・格納容器内雰囲気放射線レベル（S/C）

・格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）

・起動領域モニタ

・起動領域計装・平均出力領域モニタ

・平均出力領域計装・残留熱除去系熱交換器入口温度・残留熱除去系熱交換器入口温度・残留熱除去系熱交換器出口温度・残留熱除去系熱交換器出口温度・原子炉補機冷却水系系統流量・残留熱除去系海水系系統流量・残留熱除去系熱交換器入口冷却水流量
・原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力・高圧炉心注水系ポンプ吐出圧力・高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力・残留熱除去系ポンプ吐出圧力・残留熱除去系ポンプ吐出圧力・低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力・格納容器内酸素濃度・使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域）

・使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）

格納容器内水素濃度及び格納容器内酸素濃度は，設計基準対象施設として使用する場合と同じ構

東二は既設ＣＡＭＳを自主対成で，重大事故等対処設備として使用できる設計とする。格納容器内水素濃度及び格納容器内酸素策設備の位置付けで使用する濃度を計測するためのサンプリング装置は，中央制御室の操作スイッチにより操作が可能な設計とため記載なし。

する。
常設の重大事故等対処設備のうち，以下のパラメータを計測する設備は設計基準対象施設と兼用
せず，他の系統と切り替えることなく使用できる設計とする。

常設の重大事故等対処設備のうち，以下のパラメータを計測する設備は設計基準対象施設と兼用
せず，他の系統と切り替えることなく使用できる設計とする。

・原子炉圧力容器温度・原子炉圧力容器温度

設備の違いは，「6.4.2.3 容量

・原子炉圧力（SA）

・原子炉圧力（ＳＡ）

等」の備考欄同様

・原子炉水位（SA）

・原子炉水位（ＳＡ広帯域）
・原子炉水位（ＳＡ燃料域）

・高圧代替注水系系統流量・高圧代替注水系系統流量・復水補給水系流量（RHR A 系代替注水流量）・低圧代替注水系原子炉注水流量（常設ライン用）

・復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量）・低圧代替注水系原子炉注水流量（常設ライン狭帯域用）

12

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５８条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所
・低圧代替注水系原子炉注水流量（可搬ライン用）
・低圧代替注水系原子炉注水流量（可搬ライン狭帯域用）
・代替循環冷却系原子炉注水流量・低圧代替注水系格納容器スプレイ流量（常設ライン用）
・低圧代替注水系格納容器スプレイ流量（可搬ライン用）

・復水補給水系流量（格納容器下部注水流量）・低圧代替注水系格納容器下部注水流量
・代替循環冷却系格納容器スプレイ流量

・ドライウェル雰囲気温度

・ドライウェル雰囲気温度

・サプレッション・チェンバ気体温度

・サプレッション・チェンバ雰囲気温度

・サプレッション・チェンバ・プール水温度

・サプレッション・プール水温度
・格納容器下部水温・格納容器内圧力（D/W）

・ドライウェル圧力・格納容器内圧力（S/C）

・サプレッション・チェンバ圧力・サプレッション・チェンバ・プール水位・サプレッション・プール水位

・格納容器下部水位

・格納容器下部水位

・格納容器内水素濃度（SA）

・格納容器内水素濃度（ＳＡ）

・復水補給水系温度（代替循環冷却）・フィルタ装置水位・フィルタ装置水位・フィルタ装置入口圧力・フィルタ装置圧力・フィルタ装置スクラビング水温度・フィルタ装置出口放射線モニタ

・フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）・フィルタ装置入口水素濃度

・フィルタ装置金属フィルタ差圧・フィルタ装置スクラバ水 pH
・耐圧強化ベント系放射線モニタ

・耐圧強化ベント系放射線モニタ
・代替循環冷却系ポンプ入口温度・緊急用海水系流量（残留熱除去系熱交換器）
・緊急用海水系流量（残留熱除去系補機）

・復水貯蔵槽水位（SA）

・代替淡水貯槽水位
・西側淡水貯水設備水位・常設高圧代替注水系ポンプ吐出圧力・復水移送ポンプ吐出圧力・常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力・代替循環冷却系ポンプ吐出圧力・原子炉建屋水素濃度

・原子炉建屋水素濃度

・静的触媒式水素再結合器 動作監視装置

・静的触媒式水素再結合器動作監視装置
・格納容器内酸素濃度（ＳＡ）

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５８条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

・使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA）

・使用済燃料プール温度（ＳＡ）

・使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）

・使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）

・使用済燃料貯蔵プール監視カメラ（使用済燃料貯蔵プール監視カメラ用空冷装置を含む）

・使用済燃料プール監視カメラ（使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置を含む）

備考

フィルタ装置スクラバ水 pH を計測するためのサンプリング装置は，想定される重大事故等時に東二のフィルタ装置のｐＨ管切り替えることなく使用できる設計とする。フィルタ装置スクラバ水 pH を計測するためのサンプ

理は，系統運転時及び事故収束リング装置は，屋外で弁及び付属の操作スイッチにより操作が可能な設計とする。

時でもフィルタ性能が維持可能で，系統待機時以外はｐＨを監視する必要がなく，自主対策
設備の位置付けで使用するため記載なし。
格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）並びにフィルタ装置入口水素濃度 東二はＭＣＲ操作（スイッチ操は，想定される重大事故等時に切り替えることなく使用できる設計とする。格納容器内水素濃度（Ｓ 作）が必要な格納容器内水素・Ａ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）並びにフィルタ装置入口水素濃度を計測するためのサンプリ 酸素濃度（ＳＡ）及びフィルタ
ング装置は，中央制御室の制御盤の操作スイッチにより操作が可能な設計とする。

装置入口水素濃度を一緒に記載。

使用済燃料貯蔵プール監視カメラ用空冷装置は，想定される重大事故等時に切り替えることなく使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置は，想定される重大事故等時に切り替えることなく使用 先行ＢＷＲは現場操作である使用できる設計とする。使用済燃料貯蔵プール監視カメラ用空冷装置は，原子炉建屋内の原子炉区できる設計とする。使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置は，中央制御室の制御盤の操作スイッ のに対し，東二はＭＣＲ操作に域外で弁及び付属の操作スイッチにより操作が可能な設計とする。

チにより操作が可能な設計とする。

よる違い。

フィルタ装置水素濃度は，耐圧強化ベント系と格納容器圧力逃がし装置で兼用するものであり，

先行ＢＷＲは現場操作である想定される重大事故等時において耐圧強化ベント系を使用する際に，弁操作により，サンプリングのに対し，東二はＭＣＲ操作のラインを格納容器圧力逃がし装置から耐圧強化ベント系に速やかに切り替えられる設計とする。フため前述に記載。

ィルタ装置水素濃度を計測するためのサンプリング装置は，原子炉建屋内の原子炉区域外で弁及び付属の操作スイッチにより操作が可能な設計とする。
安全パラメータ表示システム（SPDS）は，想定される重大事故等時において，設計基準対象施設

安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）は，想定される重大事故等時において，設計基準対象として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用する設計とする。安全パラメ

施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用する設計とする。安全パータ表示システム（SPDS）のうちデータ伝送装置及び緊急時対策支援システム伝送装置は，常時伝ラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）のうちデータ伝送装置及び緊急時対策支援システム伝送装置は，送を行うため，通常操作を必要としない設計とする。安全パラメータ表示システム（SPDS）のうち常時伝送を行うため，通常操作を必要としない設計とする。安全パラメータ表示システム（ＳＰＤSPDS 表示装置は，付属の操作スイッチにより 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内で操作が可能な設Ｓ）のうちＳＰＤＳデータ表示装置は，付属の操作スイッチにより緊急時対策所内で操作が可能な 相違理由①③計とする。

設計とする。
データ表示装置は，設計基準対象施設とは兼用しないため，想定される重大事故等時に切り替え 相違理由②

14

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５８条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

ることなく使用できる設計とする。データ表示装置の通信ケーブルの接続は，コネクタ接続により，容易かつ確実に接続できる設計とし，付属の操作スイッチにより中央制御室内で操作が可能な設計とする。
可搬型計測器は，設計基準対象施設とは兼用しないため，想定される重大事故等時に切り替える

可搬型計測器は，設計基準対象施設とは兼用しないため，想定される重大事故等時に切り替える

ことなく使用できる設計とする。可搬型計測器は，運転員等が携行して屋内のアクセスルートを通ことなく使用できる設計とする。可搬型計測器は，重大事故等対応要員が携行して屋外・屋内のア 可搬型計測器の対応要員及び行できる設計とする。可搬型計測器の計装ケーブルの接続は，ボルト・ネジ接続とし，接続規格を

クセスルートを通行できる設計とする。可搬型計測器の計装ケーブルの接続は，ボルト・ネジ接続 それに伴うアクセスルートの統一することにより，一般的に使用される工具を用いて確実に接続できる設計とし，付属の操作スとし，接続規格を統一することにより，一般的に使用される工具を用いて確実に接続できる設計と 相違

イッチにより設置場所で操作が可能な設計とする。

し，付属の操作スイッチにより設置場所で操作が可能な設計とする。

6.4.3

主要設備及び仕様

6.4.3 主要設備及び仕様

計装設備（重大事故等対処設備）の主要機器仕様並びに重要監視パラメータ及び重要代替監視パ

計装設備（重大事故等対処設備）の主要機器仕様並びに重要監視パラメータ及び重要代替監視パ

ラメータを第 6.4－1 表及び第 6.4－2 表に，代替パラメータによる主要パラメータの推定を第 6.4

ラメータを第 6.4－1 表及び第 6.4－2 表に，代替パラメータによる主要パラメータの推定を第 6.4－3 表に示す。また，重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いる補助パ－3 表に示す。また，重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いる補助パ

ラメータを第 6.4－4 表に示す。

ラメータを第 6.4－4 表に示す。

6.4.4

試験検査

6.4.4 試験検査

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを計測する設備は，発電用原子炉の運転中又は重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを計測する設備は，発電用原子炉の運転中又は停止中に，模擬入力による機能・性能の確認（特性の確認）及び校正が可能な設計とする。
安全パラメータ表示システム（SPDS）は，発電用原子炉の運転中又は停止中に，機能・性能の確認及び外観の確認が可能な設計とする。
可搬型計測器は，発電用原子炉の運転中又は停止中に，模擬入力による性能の確認が可能な設計とする。

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。
安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）及びデータ表示装置は，発電用原子炉の運転中又は停 相違理由②
止中に，機能・性能の確認及び外観の確認が可能な設計とする。
可搬型計測器は，発電用原子炉の運転中又は停止中に，模擬入力による性能の確認が可能な設計
とする。

15

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

第 6.4－1 表 計装設備（重大事故等対処設備）の主要機器仕様

第 6.4－1 表 計装設備（重大事故等対処設備）の主要機器仕様(1) 原子炉圧力容器温度個

基本設計比較表 【対象項目： 第５８条 】

数

計測範囲

個

0～350℃

計測範囲(2) 原子炉圧力対処設備，設備仕様，設備名称(1) 原子炉圧力容器温度

2

数

4

の相違を下線で示す。（次頁以0～500℃

降同様）(2) 原子炉圧力兼用する設備は以下のとおり。

兼用する設備は以下のとおり。

・原子炉プラント・プロセス計装

・原子炉プラント・プロセス計装

個

数

計測範囲

3

個

0～10MPa[gage]

計測範囲(3) 原子炉圧力（SA）
個

数

計測範囲

数

2
0～10.5MPa［gage］(3) 原子炉圧力（ＳＡ）
1個

0～11MPa[gage]

計測範囲(4) 原子炉水位（広帯域）数

20～10.5MPa［gage］(4) 原子炉水位（広帯域）兼用する設備は以下のとおり。

兼用する設備は以下のとおり。

・原子炉プラント・プロセス計装

・原子炉プラント・プロセス計装

個

数

計測範囲

3

個

-3,200～3,500mm *1

計測範囲(5) 原子炉水位（燃料域）

数

2－3,800mm～1,500mm※１(5) 原子炉水位（燃料域）

兼用する設備は以下のとおり。

兼用する設備は以下のとおり。

・原子炉プラント・プロセス計装

・原子炉プラント・プロセス計装

個

数

計測範囲

2

個

-4,000～1,300mm *2

計測範囲(6) 原子炉水位（SA）
個

数

数

2
－3,800mm～1,300mm※２(6) 原子炉水位（ＳＡ広帯域）
1

個

数

1

1
計測範囲

-3,200～3,500mm *1

計測範囲－3,800mm～1,500mm※１-8,000～3,500mm *1(7) 原子炉水位（ＳＡ燃料域）
個

数

計測範囲

16

備考

1
－3,800mm～1,300mm※２

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５８条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉(7) 高圧代替注水系系統流量
個

数

計測範囲

東海第二発電所(8) 高圧代替注水系系統流量

1

個

数

0～300m3/h

計測範囲

10～50L／s(9) 低圧代替注水系原子炉注水流量（常設ライン用）
個

数

計測範囲

1
0～500m３／h(10) 低圧代替注水系原子炉注水流量（常設ライン狭帯域用）
個

数

計測範囲

1
0～80m３／h(11) 低圧代替注水系原子炉注水流量（可搬ライン用）
個

数

計測範囲

1
0～300m３／h(12) 低圧代替注水系原子炉注水流量（可搬ライン狭帯域用）
個

数

計測範囲

1
0～80m３／h(13) 代替循環冷却系原子炉注水流量
個

数

計測範囲
(8) 原子炉隔離時冷却系系統流量20～150m３／h(14) 原子炉隔離時冷却系系統流量兼用する設備は以下のとおり。

兼用する設備は以下のとおり。

・原子炉プラント・プロセス計装

・原子炉プラント・プロセス計装

個

数

計測範囲

1

個

0～300m3/h

計測範囲(9) 高圧炉心注水系系統流量数

10～50L／s(15) 高圧炉心スプレイ系系統流量兼用する設備は以下のとおり。

兼用する設備は以下のとおり。

・原子炉プラント・プロセス計装

・原子炉プラント・プロセス計装

個

数

計測範囲

2

個

数

0～1,000m3/h

計測範囲

17

1
0～500L／s

備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５８条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所(10)復水補給水系流量（RHR A 系代替注水流量）
個

数

計測範囲

1
6 号炉 0～200m3/h
7 号炉 0～150m3/h(11)復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量）
個

数

計測範囲

1
0～350m3/h(12)残留熱除去系系統流量(16) 残留熱除去系系統流量兼用する設備は以下のとおり。

兼用する設備は以下のとおり。

・原子炉プラント・プロセス計装

・原子炉プラント・プロセス計装

個

数

計測範囲

3

個
3

0～1,500m /h

数

計測範囲

3
0～600L／s(17) 低圧炉心スプレイ系系統流量兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉プラント・プロセス計装
個

数

計測範囲

1
0～600L／s(18) 低圧代替注水系格納容器スプレイ流量（常設ライン用）
個

数

計測範囲

1
0～500m３／h(19) 低圧代替注水系格納容器スプレイ流量（可搬ライン用）
個

数

計測範囲
(13)復水補給水系流量（格納容器下部注水流量）
個

数

計測範囲

1
6 号炉 0～150m /h

0～500m３／h(20) 低圧代替注水系格納容器下部注水流量
個

3

1

数

計測範囲

1
0～200m３／h

7 号炉 0～100m3/h(21) 代替循環冷却系格納容器スプレイ流量
個

数

計測範囲

18

2
0～300m３／h

備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５８条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所(14)ドライウェル雰囲気温度
個

数

計測範囲

(22) ドライウェル雰囲気温度

2個

0～300℃

計測範囲(15)サプレッション・チェンバ気体温度
個

数

計測範囲

数

計測範囲

8
0～300℃(23) サプレッション・チェンバ雰囲気温度

1個

0～300℃

計測範囲(16)サプレッション・チェンバ・プール水温度
個

数

数

2
0～200℃(24) サプレッション・プール水温度

3

個

数

0～200℃

計測範囲

30～200℃(25) 格納容器下部水温
ペデスタル床面高さ 0m 検知用※３
個

数

計測範囲

5
0～500℃

ペデスタル床面高さ＋0.2m 検知用※３
個

数

計測範囲

数

計測範囲

1

個

0～1,000kPa[abs]計測範囲(18)格納容器内圧力（S/C）
個

数

計測範囲

数

計測範囲

数

1
0～1MPa［abs］(27) サプレッション・チェンバ圧力1個

0～980.7kPa[abs]計測範囲(19)サプレッション・チェンバ・プール水位個0～500℃(26) ドライウェル圧力(17)格納容器内圧力（D/W）
個

5

数

1
0～1MPa［abs］(28) サプレッション・プール水位

1個-6～11m（T.M.S.L.-7,150～+9,850mm）*3

計測範囲(20)格納容器下部水位数

1－1m～9m（EL.2,030mm～12,030mm）※４(29) 格納容器下部水位
ペデスタル床面高さ＋0.50m 検知用※３

個

数

計測範囲

個

3
*3

+1m，+2m，+3m（T.M.S.L.-5,600mm，-4,600mm，-3,600mm）

数

計測範囲

19

2
EL.12,306mm

備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５８条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所
ペデスタル床面高さ＋0.95m 検知用※３
個

数

計測範囲

2
EL.12,756mm

ペデスタル床面高さ＋1.05m 検知用※３
個

数

計測範囲

2
EL.12,856mm

ペデスタル床面高さ＋2.25m 満水管理用※３
個

数

計測範囲

2
EL.14,056mm

ペデスタル床面高さ＋2.75m 満水管理用※３
個

数

計測範囲

2
EL.14,556mm(21)格納容器内水素濃度
兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉プラント・プロセス計装・水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備
個

数

計測範囲

2
6 号炉 0～30vol%
7 号炉 0～20vol%／0～100vol%(22)格納容器内水素濃度（SA）(30) 格納容器内水素濃度（ＳＡ）

兼用する設備は以下のとおり。

兼用する設備は以下のとおり。

・水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備

・水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備

個

数

計測範囲

2

個

0～100vol%

計測範囲(23)格納容器内雰囲気放射線レベル（D/W）
第 8.1－2 表 放射線管理設備（重大事故等時）の主要機器仕様に記載する。
(24)格納容器内雰囲気放射線レベル（S/C）
第 8.1－2 表 放射線管理設備（重大事故等時）の主要機器仕様に記載する。
(25)起動領域モニタ数

20～100vol％(31) 格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）
第 8.1－2 表 放射線管理設備（重大事故等時）の主要機器仕様に記載する。
(32) 格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）
第 8.1－2 表 放射線管理設備（重大事故等時）の主要機器仕様に記載する。
(33) 起動領域計装兼用する設備は以下のとおり。

兼用する設備は以下のとおり。

・原子炉核計装

・核計装

20

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５８条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉
個

数

計測範囲

10
-1

東海第二発電所
個

6 -1

3

9

-2

-1

10 ～10 s （1.0×10 ～1.0×10 cm ・s ）

数

計測範囲

0～40%又は 0～125%（1.0×108～2.0×1013cm-2・s-1）

8
10－１cps～10６cps（1.0×10３cm－２・s－１～1.0×10９cm－２・s－１）
0～40％又は 0～125％（1.0×10８cm－２・s－１～1.5×10１３
cm－２・s－１）(26)平均出力領域モニタ(34) 平均出力領域計装兼用する設備は以下のとおり。

兼用する設備は以下のとおり。

・原子炉核計装

・核計装

個

数

計測範囲

4*4

個

0～125%（1.2×1012～2.8×1014cm-2・s-1）

計測範囲

数

2※５
0～125％（1.0×10１２cm－２・s－１～1.0×10１４cm－２・s－１）(27)復水補給水系温度（代替循環冷却）
個

数

計測範囲

1
0～200℃(28)フィルタ装置水位
個

数

計測範囲

(35) フィルタ装置水位
2個

0～6,000mm

計測範囲(29)フィルタ装置入口圧力
個

数

計測範囲

数

2
180mm～5,500mm(36) フィルタ装置圧力

1

個

数

0～1MPa[gage]

計測範囲

10～1MPa［gage］(37) フィルタ装置スクラビング水温度
個

数

計測範囲
(30)フィルタ装置出口放射線モニタ
第 8.1－2 表 放射線管理設備（重大事故等時）の主要機器仕様に記載する。
(31)フィルタ装置水素濃度

10～300℃(38) フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
第 8.1－2 表 放射線管理設備（重大事故等時）の主要機器仕様に記載する。
(39) フィルタ装置入口水素濃度兼用する設備は以下のとおり。

兼用する設備は以下のとおり。

・水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備

・水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備

個

数

計測範囲

2

個

数

0～100vol%

計測範囲

21

2
0～100vol％備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５８条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所(32)フィルタ装置金属フィルタ差圧
個

数

計測範囲

2
0～50kPa(33)フィルタ装置スクラバ水 pH
個

数

計測範囲

1
pH0～14(34)耐圧強化ベント系放射線モニタ(40) 耐圧強化ベント系放射線モニタ

第 8.1－2 表 放射線管理設備（重大事故等時）の主要機器仕様に記載する。

第 8.1－2 表 放射線管理設備（重大事故等時）の主要機器仕様に記載する。
(41) 代替循環冷却系ポンプ入口温度
個

数

計測範囲

2
0～100℃(35)残留熱除去系熱交換器入口温度(42) 残留熱除去系熱交換器入口温度兼用する設備は以下のとおり。

兼用する設備は以下のとおり。

・原子炉プラント・プロセス計装

・原子炉プラント・プロセス計装

個

数

計測範囲

3

個

数

0～300℃

計測範囲

20～300℃(36)残留熱除去系熱交換器出口温度(43) 残留熱除去系熱交換器出口温度兼用する設備は以下のとおり。

兼用する設備は以下のとおり。

・原子炉プラント・プロセス計装

・原子炉プラント・プロセス計装

個

数

計測範囲

3

個

0～300℃

計測範囲(37)原子炉補機冷却水系系統流量数

20～300℃(44) 残留熱除去系海水系系統流量兼用する設備は以下のとおり。

兼用する設備は以下のとおり。

・原子炉プラント・プロセス計装

・原子炉プラント・プロセス計装

個

数

計測範囲

3

個
3

6 号炉 区分Ⅰ，Ⅱ 0～4,000m /h
区分Ⅲ

数

計測範囲

0～3,000m3/h

7 号炉 区分Ⅰ，Ⅱ 0～3,000m3/h
区分Ⅲ

0～2,000m3/h

2220～550L／s

備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５８条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所(45) 緊急用海水系流量（残留熱除去系熱交換器）(38)残留熱除去系熱交換器入口冷却水流量兼用する設備は以下のとおり。

個

・原子炉プラント・プロセス計装

計測範囲

個

数

計測範囲

数

1
0～800m３／h

3
6 号炉 0～2,000m3/h
3

7 号炉 0～1,500m /h(46) 緊急用海水系流量（残留熱除去系補機）
個

数

計測範囲

1
0～50m３／h(39)高圧炉心注水系ポンプ吐出圧力兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉プラント・プロセス計装
個

数

計測範囲

2
0～12MPa[gage](40)残留熱除去系ポンプ吐出圧力兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉プラント・プロセス計装
個

数

計測範囲

3
0～3.5MPa[gage](41)復水貯蔵槽水位（SA）
個

数

計測範囲

(47) 代替淡水貯槽水位

1

個

数

6 号炉 0～16m

計測範囲

1
0～20m

7 号炉 0～17m(48) 西側淡水貯水設備水位
個

数

計測範囲

1
0～6.5m(49) 常設高圧代替注水系ポンプ吐出圧力
個

数

計測範囲
(42)復水移送ポンプ吐出圧力
個

数

計測範囲

1
0～10MPa［gage］(50) 常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力

3

個

数

0～2MPa[gage]

計測範囲

20～5MPa［gage］(51) 代替循環冷却系ポンプ吐出圧力23

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５８条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所
個

数

計測範囲

備考

2
0～5MPa［gage］(52) 原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉プラント・プロセス計装
個

数

計測範囲

1
0～10MPa［gage］(53) 高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力

先行ＢＷＲに相当するパラメ

兼用する設備は以下のとおり。

ータ（前頁に記載）との差異を

・原子炉プラント・プロセス計装

下線引き

個

数

計測範囲

1
0～10MPa［gage］(54) 残留熱除去系ポンプ吐出圧力兼用する設備は以下のとおり。

ータ（前頁に記載）との差異を

・原子炉プラント・プロセス計装

下線引き

個

数

計測範囲

3
0～4MPa［gage］(55) 低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉プラント・プロセス計装
個

数

計測範囲
(43)原子炉建屋水素濃度

10～4MPa［gage］(56) 原子炉建屋水素濃度兼用する設備は以下のとおり。

兼用する設備は以下のとおり。

・水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備

・水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備
原子炉建屋原子炉棟 6 階
個

数

計測範囲

2
0～10vol％

原子炉建屋原子炉棟地下 1 階，2 階
個

数

計測範囲

先行ＢＷＲに相当するパラメ

8個

0～20vol%

計測範囲

24

数

3
0～20vol％

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５８条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉(44)静的触媒式水素再結合器 動作監視装置

東海第二発電所(57) 静的触媒式水素再結合器動作監視装置兼用する設備は以下のとおり。

兼用する設備は以下のとおり。

・水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備

・水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備

個

数

計測範囲

4

個

0～300℃

計測範囲(45)格納容器内酸素濃度
兼用する設備は以下のとおり。

備考

数

4
0～300℃(58) 格納容器内酸素濃度（ＳＡ）
兼用する設備は以下のとおり。

・原子炉プラント・プロセス計装・水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備
個

数

計測範囲

・水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備

2個

6 号炉 0～30vol%

計測範囲

数

2
0～25vol％

7 号炉 0～10vol%／0～30vol%(46)使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域）
第 4.3－1 表 使用済燃料プールの冷却等のための設備の主要機器仕様に記載する。
(47)使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA）
第 4.3－1 表 使用済燃料プールの冷却等のための設備の主要機器仕様に記載する。
(48)使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
第 8.1－2 表 放射線管理設備（重大事故等時）の主要機器仕様に記載する。
(49)使用済燃料貯蔵プール監視カメラ（使用済燃料貯蔵プール監視カメラ用空冷装置を含む）
第 4.3－1 表 使用済燃料プールの冷却等のための設備の主要機器仕様に記載する。
(50)安全パラメータ表示システム（SPDS）
第 10.12－2 表 通信連絡を行うために必要な設備（常設）の主要機器仕様に記載する。

(59) 使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）
第 4.3－1 表 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備の主要機器仕様に記載する。

東二は基準規則に準じる。

(60) 使用済燃料プール温度（ＳＡ）
第 4.3－1 表 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備の主要機器仕様に記載する。

東二は基準規則に準じる。

(61) 使用済燃料プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
第 8.1－2 表 放射線管理設備（重大事故等時）の主要機器仕様に記載する。
(62) 使用済燃料プール監視カメラ（使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置を含む）
第 4.3－1 表 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備の主要機器仕様に記載する。

東二は基準規則に準じる。

(63) 安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）
第 10.12－2 表 通信連絡を行うために必要な設備（常設）の主要機器仕様に記載する。
(64) データ表示装置
個数

先行ＢＷＲは可搬型設備の記一式

載はないが，東二は設計方針に掲げた設備であり必要と判断(65) 可搬型計測器（原子炉圧力容器及び原子炉格納容器内の温度，圧力，水位及び流量（注水量） し記載。
計測用）
個

数

25

20（予備 20）

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５８条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考(66) 可搬型計測器（原子炉圧力容器及び原子炉格納容器内の圧力，水位及び流量（注水量）計測用）
個数

19（予備 19）

*1：基準点は蒸気乾燥器スカート下端（原子炉圧力容器零レベルより 1,224cm）※1：基準点は蒸気乾燥器スカート下端（原子炉圧力容器零レベルより 1,340cm）

設備仕様の相違*2：基準点は有効燃料棒頂部（原子炉圧力容器零レベルより 905cm）※2：基準点は燃料有効長頂部（原子炉圧力容器零レベルより 920cm）

設備仕様の相違※3：ペデスタル底面（コリウムシールド上表面：EL.11,806mm）からの高さ

東二はＭＣＣＩ／ＦＣＩ対策の格納容器下部水位，格納容器
下部水温の注釈を追加。

*3：T.M.S.L.＝東京湾平均海面※4：基準点は通常運転水位 EL.3,030mm（サプレッション・チェンバ底部より 7,030mm）*4：局部出力領域モニタの検出器は 208 個であり，平均出力領域モニタの各チャンネルには，52※5：平均出力領域計装 A～F の 6 チャンネルのうち，A，B の 2 チャンネルが対象。平均出力領域 設備仕様の相違

個ずつの信号が入力される。

計装の A，C，E チャンネルにはそれぞれ 21 個，B，D，F にはそれぞれ 22 個の検出器がある。

26

設備仕様の相違柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５８条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考①東二は表のタイトルを各頁毎に記載。
②先行ＢＷＲと東二の対比箇
所を黒太枠で示す。
③対処設備，設備仕様，設備名称の相違及び把握能力（計測範
囲の考え方）の相違を下線で示す。
※上記①から③の内容は，次頁
以降同様。

27

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５８条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

28

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５８条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

29

備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５８条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所30

備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５８条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

31

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５８条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

32

備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５８条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

33

備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５８条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

34

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５８条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

35

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５８条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所36

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５８条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所37

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５８条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

38

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５８条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

39

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５８条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所40

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５８条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

41

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５８条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考①東二は表のタイトルを各頁毎に記載。
②東二は表毎に注釈を記載③対処設備，設備名称の相違及び代替パラメータ推定方法の相違を下線で示す。
※上記①から③の内容は，次頁
以降同様。

42

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５８条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

43

備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５８条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

44

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５８条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所45

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５８条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所46

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５８条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所47

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５８条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所48

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５８条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所49

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５８条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所50

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５８条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

51

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５８条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所52

備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５８条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所53

備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５８条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

54

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５８条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

55

備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５８条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

56

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５８条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所57

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５８条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考
設備の相違
補助パラメータのうち，重大事
故等対処設備を活用する手順
等の着手の判断基準として用いるパラメータを対象にＳＡ設備に設定。
東二は電源関係と 46 条の非常用窒素供給系及び非常用逃がし安全弁駆動系の圧力計を設
定58

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５８条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考
設備の相違（以降の系統概要図
同様）

図のタイトルの相違
東二は章タイトル（設備名）に加え，括弧書きで設計方針のタイトルを記載（以降の系統概要
図同様）

59

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５８条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

60

備考

※２

61
緊急用125V系
蓄電池

ＭＣＣ ２Ｄ系
【区分Ⅱ】

計測機器

※３

緊急用直流125V計装分電盤

計測機器

無停電
電源装置A

ＭＣＣ ２Ｃ系
【区分Ⅰ】

計測機器

緊急用
電源切替盤

緊急用直流125VＭＣＣ

緊急用直流125V主母線盤

緊急用直流125V
充電器

緊急用
ＭＣＣ

可搬型代替
直流電源設備
用電源切替盤※１※１

ＭＣＣ ＨＰＣＳ
【区分Ⅲ】

緊急用
電源切替盤

計測機器

※３

125V系
蓄電池Ｂ系

計測機器

データ伝送装置

緊急用
電源切替盤

※２

直流125V主母線盤２Ｂ

直流125V
充電器Ｂ

ＭＣＣ ２Ｄ系【区分Ⅱ】

直流125V分電盤２Ｂ系

原子炉建屋 原子炉建屋
西側接続口 東側接続口

直流125V
予備充電器

ＭＣＣ ２Ｄ系
【区分Ⅱ】

計測機器

無停電
電源装置B

計測機器

ＭＣＣ ２Ｄ系【区分Ⅱ】

第 6.4－3 図 計装設備（重大事故等対処設備）系統概要図（3）（計器電源喪失時に使用する設備）

計測機器

直流125V分電盤２Ａ系

緊急用
電源切替盤

ＭＣＣ ２Ｃ系【区分Ⅰ】

直流125V主母線盤２Ａ

直流125V
充電器Ａ

直流125VＭＣＣ ２Ａ系

125V系
蓄電池Ａ系

ＭＣＣ ２Ｃ系【区分Ⅰ】

点線 ：可搬型設備・電路：蓄電池

可搬型計測器

可搬型整流器

可搬型
整流器用
変圧器

電源車

（位置的分散を図った
東西２箇所に設置）

可搬型代替低圧電源車
接続盤

Ｐ／Ｃ ２Ｃ・２Ｄ及び緊急用Ｐ／Ｃへ： モータコントロールセンタ※１： パワーセンタ
ＭＣＣ：変圧器

実線 ：常設設備・電路：切替装置：可搬型代替低圧電源車

：接続口
電源車

：配線用遮断器

：遮断器

Ｐ／Ｃ

【略語】

【凡例】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

計測機器

緊急用
無停電
電源装置

ＭＣＣ ２Ｃ系【区分Ⅰ】

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所
基本設計比較表 【対象項目： 第５８条 】
東海第二発電所
備考

62
計測機器

中性子モニタ用
蓄電池A系

第 6.4－4 図

計測機器

直流±24V
充電器Ａ

計測機器

直流±24V中性子モニタ用分電盤２Ｂ

中性子モニタ用
蓄電池B系

直流±24V
充電器Ｂ

計装設備（重大事故等対処設備）系統概要図（4）（計器電源喪失時に使用する設備）

120/240V計装用主母線盤

直流±24V
充電器Ｂ

120/240V計装用主母線盤２Ｂ

ＭＣＣ ２Ｄ系
【区分Ⅱ】
※５

計測機器

【凡例】
：配線用遮断器

：蓄電池

：変圧器

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

直流±24V中性子モニタ用分電盤２Ａ

直流±24V
充電器Ａ

120/240V計装用主母線盤２Ａ

ＭＣＣ ２Ｃ系【区分Ⅰ】※４

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所
基本設計比較表 【対象項目： 第５８条 】
東海第二発電所
備考

63
※４

計測機器

計装用
電源

計装用
変圧器

Ｐ／Ｃ ２ＣM

Ｍ／Ｃ ２ＣM

ＭＣＣ ２Ｃ系

動力
変圧器
２Ｃ

（２Ｃ）

D/G

G

G

：変圧器

：可搬型代替低圧電源車
電源車

第 6.4－5 図

M

直流125V
充電器Ｂ

※６

常用電源
設備より

電源車

（位置的分散を図った
東西２箇所に設置）

M

M

計測機器

計装用電源
ＨＰＣＳ

計装用
変圧器

ＭＣＣ ＨＰＣＳ

動力
変圧器
ＨＰＣＳ

Ｍ／Ｃ ＨＰＣＳ（ＨＰＣＳ）

D/G： モータコントロールセンタ

ＭＣＣ

可搬型代替低圧電源車
接続盤

可搬型計測器電源車★

Ｍ／Ｃ ２Ｅ

154kV系
予備変圧器より： パワーセンタ

Ｐ／Ｃ

Ｍ／Ｃ ： メタルクラッド開閉装置

ＨＰＣＳ ： 高圧炉心スプレイ系【略語】

計装設備（重大事故等対処設備）系統概要図（5）（計器電源喪失時に使用する設備）

点線 ：可搬型設備・電路

実線 ：常設設備・電路

：接続口

計装用
電源

※５
計装用
変圧器

常用電源
設備より

計測機器

：モータ(電動弁等)

：切替装置
M

：配線用遮断器
D/G

：断路器

M

※７

：遮断器

計測機器

緊急用
電源
切替盤

M

M

ＭＣＣ ２Ｄ系：常設代替高圧電源装置

計測機器

緊急用
計装用電源

計装用
変圧器

Ｐ／Ｃ ２Ｄ動力
変圧器
２Ｄ

Ｍ／Ｃ ２Ｄ（２Ｄ）

D/G：ディーゼル発電機

M

★

★

原子炉建屋
西側接続口

緊急用ＭＣＣ

※７

G
予備

原子炉建屋
東側接続口

緊急用Ｐ／ＣM

緊急用Ｍ／Ｃ

緊急用断路器

緊急用直流
125V充電器

緊急用
動力
変圧器

G

G

【凡例】

緊急用
電源
切替盤

M

G

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

直流125V
充電器Ａ

M

※６

常用電源
設備より

G

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所
基本設計比較表 【対象項目： 第５８条 】
東海第二発電所
備考

64

伝送装置

第6.4－6図

現場計器等

プロセス
計算機

システム伝送装置

62 緊急時対策支援
○

発電所内

【凡例】

発電所外

（パラメータ記録時に使用する設備）

計装設備（重大事故等対処設備）系統概要図（6）61 ～○63 より構成する。
※1 安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）は，○

60 データ表示装置○
61 データ伝送装置※１○62 緊急時対策支援システム伝送装置※１○
63 ＳＰＤＳデータ表示装置※１○

無線通信装置表示装置

63 ＳＰＤＳデータ○

緊急時対策所建屋
緊急時対策所統 合 原 子 力 防 災 ネ ッ ト ワ ー ク（ 有 線 系）

61 データ
○

表示装置

有線（光ケーブル）

無線：バックアップ伝送ライン：通常伝送ライン：有線系：無線又は衛星系

緊急時対策支援システム（ＥＲＳＳ）

統合原子力防災
ネットワーク（衛星系）

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

60 データ
○

データ
表示装置
（待避室）

中央制御室待避室

無線通信装置

原子炉建屋付属棟
原子炉建屋

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所
基本設計比較表 【対象項目： 第５８条 】
東海第二発電所
備考