資料番号：SA設-7-1 改0

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４９条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

2017年9月6日
日本原子力発電株式会社

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

東海第二発電所

9.5 原子炉格納容器内の冷却等のための設備

9.6 原子炉格納容器内の冷却等のための設備

9.5.1 概 要

9.6.1 概 要

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

設計基準事故対処設備が有する原子炉格納容器内の冷却機能が喪失した場合において炉心の著しい損傷を防止するため，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために必要な重大事故等

しい損傷を防止するため，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために必要な重大事故等対処設備を設置及び保管する。また，炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の対処設備を設置及び保管する。また，炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の破損を防止するため，原子炉格納容器内の圧力及び温度並びに放射性物質の濃度を低下させるため破損を防止するため，原子炉格納容器内の圧力及び温度並びに放射性物質の濃度を低下させるために必要な重大事故等対処設備を設置及び保管する。

に必要な重大事故等対処設備を設置及び保管する。

原子炉格納容器内の冷却等のための設備の概略系統図を第 9.5.1 図から第 9.5.6 図に示す。

備考

また，想定される重大事故等時において，設計基準事故対処設備である残留熱除去系（格納容器 ＤＢ設備使用の明示。
スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）が健全な場合は，重大事故等対処設備として使用する。
原子炉格納容器内の冷却等のための設備の系統概要図を第 9.6-1 図から第 9.6-8 図に示す。

9.5.2 設計方針
(1) 炉心の著しい損傷防止のための原子炉格納容器内冷却に用いる設備
原子炉格納容器内の冷却等のための設備のうち，炉心の著しい損傷を防止するため，原子炉格9.6.2 設計方針
(1) 炉心の著しい損傷防止のための原子炉格納容器内冷却に用いる設備
原子炉格納容器内の冷却等のための設備のうち，炉心の著しい損傷を防止するため，原子炉格

納容器内の圧力及び温度を低下させるための設備として以下の重大事故等対処設備(A，B 格納容器

納容器内の圧力及び温度を低下させるための設備として重大事故等対処設備（代替格納容器スプ 設備の相違。

再循環ユニットによる格納容器内自然対流冷却，代替格納容器スプレイ及び移動式大容量ポンプ

レイ冷却系（常設）による原子炉格納容器内の冷却，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）に （先行 BWR 及び技術的能力との車を用いた A，B 格納容器再循環ユニットによる格納容器内自然対流冷却)を設ける。

よる原子炉格納容器内の冷却，代替循環冷却系による原子炉格納容器内の除熱，残留熱除去系（格 整合）
納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）復旧後の格納容器
内の除熱）を設ける。

a.

フロントライン系故障時に用いる設備(a) A，B 格納容器再循環ユニットによる格納容器内自然対流冷却

ａ．フロントライン系故障時に用いる設備(a) 代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器内の冷却設備の相違。

1 次冷却材喪失事象時において，格納容器スプレイポンプ，燃料取替用水タンク又は格納設計基準事故対処設備である残留熱除去系(格納容器スプレイ冷却系)の残留熱除去系ポ容器スプレイ冷却器の故障等により原子炉格納容器内の冷却機能が喪失した場合の重大事

ンプの故障等により，原子炉格納容器内の冷却機能が喪失した場合の重大事故等対処設備

整合）故等対処設備(A，B 格納容器再循環ユニットによる格納容器内自然対流冷却)として，格納容（代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器内の冷却）として常設低圧代替注水

ここから，項目表題は格納容器換気空調設備のうち格納容器再循環装置の A，B 格納容器再循環ユニット並びに原子炉補系ポンプ及び代替淡水貯槽を使用する。

器，文中は原子炉格納容器で使機冷却水設備の A，B 原子炉補機冷却水ポンプ，A 原子炉補機冷却水冷却器及び原子炉補機冷
却水サージタンク並びに窒素ボンベ(原子炉補機冷却水サージタンク用)及び可搬型温度計
測装置(格納容器再循環ユニット入口温度/出口温度(SA)用)並びに原子炉補機冷却海水設備の A，B 海水ポンプを使用する。
A，B 海水ポンプを用いて A 原子炉補機冷却水冷却器へ海水を通水するとともに，原子炉補（先行 BWR 及び技術的能力との代替淡水貯槽を水源とする常設低圧代替注水系ポンプは，残留熱除去系（Ｂ）を介して， い分け。文中で表題を引用する
原子炉格納容器内にあるスプレイヘッダよりドライウェル内にスプレイできる設計とする。 場合も格納容器を使用する。
常設低圧代替注水系ポンプは，常設代替交流電源設備である常設代替高圧電源装置から給電できる設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。

機冷却水の沸騰防止のため，原子炉補機冷却水サージタンクに窒素ボンベ(原子炉補機冷却・常設低圧代替注水系ポンプ

水サージタンク用)を接続して窒素加圧し，A，B 原子炉補機冷却水ポンプにより A，B 格納容・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）

器再循環ユニットへ原子炉補機冷却水を通水することで格納容器内自然対流冷却ができる

・常設代替高圧電源装置（10.2 代替電源設備）

設計とする。また，可搬型温度計測装置(格納容器再循環ユニット入口温度/出口温度(SA)用)

その他，設計基準事故対処設備である原子炉格納容器を重大事故等対処設備として使用す1赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４９条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉
は，A，B 格納容器再循環ユニット冷却水入口及び出口配管に取り付けられた検出器に接続

東海第二発電所

備考

る。

し，冷却水温度を監視することにより，A，B 格納容器再循環ユニットを使用した格納容器内
自然対流冷却の状態を確認できる設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。
・A，B 格納容器再循環ユニット
・A，B 原子炉補機冷却水ポンプ
・A 原子炉炉補機冷却水冷却器
・原子炉補機冷却水サージタンク
・窒素ボンベ(原子炉補機冷却水サージタンク用)
・A，B 海水ポンプ
・可搬型温度計測装置(格納容器再循環ユニット入口温度/出口温度(SA)用)(3 号及び 4 号
炉共用)(6.4 計装設備(重大事故等対処設備))
原子炉補機冷却海水設備を構成する A，B 海水ストレーナは，設計基準事故対処設備の一部を流路として使用することから，流路に係る機能について重大事故等対処設備としての設計を行う。その他，設計基準事故対処設備である非常用電源設備のディーゼル発電機並びに原子炉格納施設の原子炉格納容器並びに非常用取水設備の取水口，取水管路及び取水ピットを重大事故等対処設備として使用する。
(b) 代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器内の冷却(b) 代替格納容器スプレイ
1 次冷却材喪失事象時において，格納容器スプレイポンプ，燃料取替用水タンク又は格納

残留熱除去系ポンプの故障等により原子炉格納容器内の冷却機能喪失又はサプレッショ

容器スプレイ冷却器の故障等により原子炉格納容器内の冷却機能が喪失した場合の重大事

ン・プールが機能喪失した場合の可搬型重大事故等対処設備（代替格納容器スプレイ冷却系

故等対処設備(代替格納容器スプレイ)として，常設電動注入ポンプ，非常用炉心冷却設備の（可搬型）による格納容器内の冷却）として可搬型代替注水大型ポンプ，代替淡水貯槽，燃

燃料取替用水タンク及び 2 次系補給水設備の復水タンクを使用する。

料補給設備である可搬型設備用軽油タンク，タンクローリを使用する。

燃料取替用水タンク又は復水タンクを水源とする常設電動注入ポンプは，格納容器スプレ

代替淡水貯槽を水源とする可搬型代替注水大型ポンプは，東側接続口，西側接続口，高所

イ系統を介して，原子炉格納容器内上部にあるスプレイリングのスプレイノズルより原子炉東側接続口又は高所西側接続口にホースを接続し，残留熱除去系（Ａ）又は（Ｂ）を介して，格納容器内に水を噴霧できる設計とする。常設電動注入ポンプは，ディーゼル発電機に加え原子炉格納容器内にあるスプレイヘッダよりドライウェル内にスプレイできる設計とする。

て，代替電源設備である大容量空冷式発電機より重大事故等対処用変圧器受電盤及び重大事

可搬型代替注水大型ポンプは，ディーゼルエンジンにて駆動できる設計とし，燃料は可搬

故等対処用変圧器盤を経由して給電できる設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。

型設備用軽油タンクからタンクローリを用いて補給できる設計とする。
代替淡水貯槽，北側淡水池，高所淡水池の淡水が枯渇した場合は，防潮堤内側の取水箇所

・常設電動注入ポンプ（ＳＡ用海水ポンプピット）から可搬型代替注水大型ポンプを用いて補給可能な設計とす

・燃料取替用水タンクる。

・復水タンク・大容量空冷式発電機(10.2

具体的な設備は，以下のとおりとする。
代替電源設備)・可搬型代替注水大型ポンプ・重大事故等対処用変圧器受電盤(10.2 代替電源設備)

・代替淡水貯槽（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）

・重大事故等対処用変圧器盤(10.2 代替電源設備)

・可搬型設備用軽油タンク（10.2 代替電源設備）

その他，設計基準事故対処設備である非常用電源設備のディーゼル発電機及び原子炉格納・タンクローリ（10.2 代替電源設備）

施設の原子炉格納容器を重大事故等対処設備として使用する。

その他，設計基準事故対処設備である原子炉格納施設の原子炉格納容器を重大事故等対処

2

設備の相違。
（先行 BWR 及び技術的能力との整合）

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

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４９条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

設備として使用する。
(C) 代替循環冷却系による格納容器内の除熱
残留熱除去系ポンプの故障等により原子炉格納容器内の除熱機能が喪失した場合の重大設備の相違。
（先行 BWR 及び技術的能力との事故等対処設備（代替循環冷却系による格納容器内の除熱）として，代替循環冷却系ポンプ， 整合）
サプレッション・プール，残留熱除去系熱交換器（Ａ）及び緊急用海水ポンプ又は残留熱除去系海水ポンプを使用する。
サプレッション・プールを水源とする代替循環冷却系ポンプは，残留熱除去系熱交換器（Ａ）によりサプレッション・プール水を冷却し，残留熱除去系（Ａ）を介して，原子炉格
納容器内にあるスプレイヘッダからドライウェル内にスプレイできる設計とする。
残留熱除去系熱交換器（Ａ）の冷却用海水は，緊急用海水系の緊急用海水ポンプ又は残留熱除去系海水系の残留熱除去系海水ポンプからの海水を使用する。また，緊急用海水ポンプの流路として非常用取水設備のＳＡ用海水ピット取水塔，海水引込み管及びＳＡ用海水ピッ
トを，残留熱除去系海水ポンプの流路として非常用取水設備の貯留堰及び取水路を使用する。
代替循環冷却系ポンプ及び緊急用海水ポンプは，常設代替交流電源設備である常設代替高圧電源装置から給電できる設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。
・代替循環冷却系ポンプ
・残留熱除去系熱交換器（Ａ）（5.4 残留熱除去系）
・サプレッション・プール（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）
・残留熱除去系海水ポンプ（5.4 残留熱除去系）
・緊急用海水ポンプ（5.11 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備）
・常設代替高圧電源装置（10.2 代替電源設備）
その他，設計基準事故対処設備である原子炉格納施設の原子炉格納容器及び非常用交流電源設備である非常用ディーゼル発電機を重大事故等対処設備として使用する。
b,

サポート系故障時に用いる設備(a) 移動式大容量ポンプ車を用いた A，B 格納容器再循環ユニットによる格納容器内自然対流
冷却ｂ．サポート系故障時に用いる設備(a) 残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）復旧後の格納容器内の除熱
全交流動力電源喪失等によるサポート系の故障により，残留熱除去系（格納容器スプレイ

全交流動力電源又は原子炉補機冷却機能が喪失した場合の重大事故等対処設備(移動式大冷却系）が原子炉格納容器内の除熱機能を喪失した場合の重大事故等対処設備（常設代替交

容量ポンプ車を用いた A，B 格納容器再循環ユニットによる格納容器内自然対流冷却)とし

流電源設備による残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）復旧後の格納容器内の除熱）とて，格納容器換気空調設備のうち格納容器再循環装置の A，B 格納容器再循環ユニット並びして，常設代替高圧電源装置，残留熱除去系ポンプ，サプレッション・プール，残留熱除去に移動式大容量ポンプ車，燃料油貯蔵タンク，タンクローリ及び可搬型温度計測装置(格納系熱交換器及び残留熱除去系海水ポンプを使用する。

容器再循環ユニット入口温度/出口温度(SA)用)を使用する。
海を水源とする移動式大容量ポンプ車は，A，B 海水ストレーナブロー配管に可搬型ホース

サプレッション・プールを水源とする残留熱除去系ポンプは，常設代替交流電源設備である常設代替高圧電源装置からの給電により機能を復旧し，残留熱除去系熱交換器を介してサ3

設備の相違。
（先行 BWR 及び技術的能力との整合）

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

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４９条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所を接続，又は海水母管戻り配管を取り外して可搬型ホースを接続し，原子炉補機冷却水系統

プレッション・プール水を冷却し原子炉格納容器内にあるスプレイヘッダより，ドライウェ

を介して，A，B 格納容器再循環ユニットへ海水を直接供給することで格納容器内自然対流冷

ル内及びサプレッション・チェンバ内にスプレイできる設計とする。

却ができる設計とする。また，可搬型温度計測装置(格納容器再循環ユニット入口温度/出口

具体的な設備は，以下のとおりとする。

温度(SA)用)は， A，B 格納容器再循環ユニット冷却水入口及び出口配管に取り付けられた検・残留熱除去系ポンプ（5.4出器に接続し，冷却水温度を監視することにより，A，B 格納容器再循環ユニットを使用した・残留熱除去系熱交換器（5.4 残留熱除去系）

格納容器内自然対流冷却の状態を確認できる設計とする。

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

備考

残留熱除去系）・残留熱除去系海水ポンプ（5.4 残留熱除去系）

移動式大容量ポンプ車の燃料は，燃料油貯蔵タンクよりタンクローリを用いて補給できる

・常設代替高圧電源装置（10.2 代替電源設備）

設計とする。

その他，設計基準事故対処設備である原子炉格納施設の原子炉格納容器を重大事故等対処

具体的な設備は，以下のとおりとする。
・A，B 格納容器再循環ユニット

設備として使用する。また，残留熱除去系海水ポンプの流路として非常用取水設備である貯・移動式大容量ポンプ車(3 号及び 4 号炉共用)

留堰及び取水路を使用する。

・燃料油貯蔵タンク(重大事故等時のみ 3 号及び 4 号炉共用)(10.2 代替電源設備)
・タンクローリ(3 号及び 4 号炉共用)(10.2 代替電源設備)
・可搬型温度計測装置(格納容器再循環ユニット入口温度/出口温度(SA)用)(3 号及び 4 号
炉共用)(6.4 計装設備(重大事故等対処設備))
原子炉補機冷却海水設備を構成する A，B 海水ストレーナ及び原子炉補機冷却水設備を構成する A 原子炉補機冷却水冷却器は，設計基準事故対処設備の一部を流路として使用することから，流路に係る機能について重大事故等対処設備としての設計を行う。その他，設計基準事故対処設備である原子炉格納施設の原子炉格納容器並びに非常用取水設備の取水口，取水管路及び取水ピットを重大事故等対処設備として使用する。
(b) 残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）復旧後のサプレッション・プール水の除 設備の相違。

(b) 代替格納容器スプレイ
全交流動力電源又は原子炉補機冷却機能が喪失した場合の重大事故等対処設備(代替格
納容器スプレイ)として，常設電動注入ポンプ，非常用炉心冷却設備の燃料取替用水タンク

熱（先行 BWR 及び技術的能力との全交流動力電源喪失等によるサポート系の故障により残留熱除去系（サプレッション・プ

及び 2 次系補給水設備の復水タンクを使用する。

ール冷却系）が機能喪失した場合の重大事故等対処設備（常設代替交流電源設備による残留燃料取替用水タンク又は復水タンクを水源とする常設電動注入ポンブは，格納容器スプレ

熱除去系（サプレッション・プール冷却系）復旧後のサプレッション・プール水の除熱）とイ系統を介して，原子炉格納容器内上部にあるスプレイリングのスプレイノズルより原子炉して，常設代替高圧電源装置，残留熱除去系ポンプ，サプレッション・プール，残留熱除去

格納容器内に水を噴霧できる設計とする。常設電動注入ポンプは，代替電源設備である大容系熱交換器及び残留熱除去系海水ポンプを使用する。

量空冷式発電機より重大事故等対処用変圧器受電盤及び重大事故等対処用変圧器盤を経由

サプレッション・プールを水源とする残留熱除去系ポンプは，常設代替交流電源設備である常設代替高圧電源装置からの給電により機能を復旧し，残留熱除去系熱交換器を介して，して給電できる設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。

サプレッション・プール水を除熱できる設計とする。

・常設電動注入ポンプ

具体的な設備は，以下のとおりとする。

・燃料取替用水タンク

・残留熱除去系ポンプ（5.4・復水タンク

・残留熱除去系熱交換器（5.4 残留熱除去系）

・大容量空冷式発電機(10.2

代替電源設備)残留熱除去系）

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

・重大事故等対処用変圧器受電盤(10.2 代替電源設備)

・残留熱除去系海水ポンプ（5.4 残留熱除去系）

・重大事故等対処用変圧器盤(10.2 代替電源設備)

・常設代替高圧電源装置（10.2 代替電源設備）

4整合）

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

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４９条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

その他，設計基準事故対処設備である原子炉格納施設の原子炉格納容器を重大事故等対処

その他，設計基準事故対処設備である原子炉格納施設の原子炉格納容器を重大事故等対処設設備として使用する。また，残留熱除去系海水ポンプの流路として非常用取水設備である貯

備として使用する。

留堰及び取水路を使用する。
(2)

原子炉格納容器内の冷却機能が喪失していない場合における原子炉格納容器内の圧力及び温度低下炉心の著しい損傷を防止するため，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるための設備として以下の重大事故等対処設備(格納容器スプレイ及び格納容器スプレイ再循環)を設ける。

(2)

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）による格納容器内の除熱及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によるサプレッション・プール水の除熱
設計基準事故対処設備の機能が喪失していない場合における原子炉格納容器内の圧力及び温度低下炉心の著しい損傷を防止するため，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるための設備として重大事故等対処設備（残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）による格納容器内の除熱及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によるサプレッション・プール水の除熱）を設ける。

ａ．格納容器スプレイ
格納容器スプレイポンプ及び燃料取替用水タンクによる原子炉格納容器内の冷却機能がａ．残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）による格納容器内の除熱
残留熱除去系ポンプ及びサプレッション・プールによる原子炉格納容器内の除熱機能が喪失

設備の相違。
（先行 BWR 及び技術的能力との喪失していない場合の重大事故等対処設備(格納容器スプレイ)として，原子炉格納容器スプしていない場合の重大事故等対処設備（残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系））として残留 整合）

レイ設備の格納容器スプレイボンプ及び非常用炉心冷却設備の燃料取替用水タンクを使用

熱除去系ポンプ，サプレッション・プール及び残留熱除去系熱交換器並びに残留熱除去系海水する。

ポンプを使用する。

燃料取替用水タンクを水源とする格納容器スプレイポンプは，原子炉格納容器内上部にあるスプレイリングのスプレイノズルより原子炉格納容器内に水を噴霧できる設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。

サプレッション・プールを水源とする残留熱除去系ポンプは，残留熱除去系熱交換器を介してサプレッション・プール水を冷却し，原子炉格納容器内にあるスプレイヘッダより，ドライ
ウェル内及びサプレッション・チェンバ内にスプレイできる設計とする。

・格納容器スプレイホンプ

具体的な設備は，以下のとおりとする。

・燃料取替用水タンク

・残留熱除去系ポンプ（5.4原子炉格納容器スプレイ設備を構成する格納容器スプレイ冷却器は，設計基準事故対処設備

残留熱除去系）・残留熱除去系熱交換器（5.4 残留熱除去系）の一部を流路として使用することから，流路に係る機能について重大事故等対処設備としての・サプレッション・プール（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）設計を行う。その他，設計基準事故対処設備である非常用電源設備のディーゼル発電機及び原・残留熱除去系海水ポンプ（5.4 残留熱除去系）

子炉格納施設の原子炉格納容器を重大事故等対処設備として使用する。

その他，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備の非常用ディーゼル発電機及び原子炉格納容器を重大事故等対処設備として使用する。

ｂ．格納容器スプレイ再循環
格納容器スプレイポンプ及び格納容器スプレイ冷却器による原子炉格納容器内の冷却機能

ｂ．残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によるサプレッション・プール水の除熱
残留熱除去系ポンプ及びサプレッション・プールによる原子炉格納容器内の除熱機能が喪失

設備の相違。
（先行 BWR 及び技術的能力とのが喪失していない場合の重大事故等対処設備(格納容器スプレイ再循環)として，原子炉格納容していない場合の重大事故等対処設備（残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系））とし 整合）器スプレイ設備の格納容器スプレイポンプ及び格納容器スプレイ冷却器並びに格納容器再循て残留熱除去系ポンプ，サプレッション・プール，残留熱除去系熱交換器，残留熱除去系海水環サンプ及び格納容器再循環サンプスクリーンを使用する。

ポンプを使用する。

格納容器再循環サンプを水源とする格納容器スプレイポンプは，格納容器スプレイ冷却器を介して原子炉格納容器内上部にあるスプレイリングのスプレイノズルより原子炉格納容器内

サプレッション・プールを水源とする残留熱除去系ポンプは，残留熱除去系熱交換器を介して，サプレッション・プール水を冷却できる設計とする。

に水を噴霧できる設計とする。格納容器再循環サンプスクリーンは，高圧注入ポンプ，余熱除

具体的な設備は，以下のとおりとする。

去ポンプ及び格納容器スプレイポンプの有効吸込水頭を確保できる設計とする。

・残留熱除去系ポンプ

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

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４９条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

具体的な設備は，以下のとおりとする。

・残留熱除去系熱交換器

・格納容器スプレイポンプ

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

・格納容器スプレイ冷却器

・残留熱除去系海水ポンプ

・格納容器再循環サンプ

その他，設計基準事故対処設備である原子炉格納施設の原子炉格納容器及び非常用交流電源

・格納容器再循環サンプスクリーン

設備の非常用ディーゼル発電機を重大事故等対処設備として使用する。また，残留熱除去系海その他，設計基準事故対処設備である非常用電源設備のディ一ゼル発電機及び原子炉格納施

水ポンプの流路として非常用取水設備である貯留堰及び取水路を使用する。

備考

設の原子炉格納容器を重大事故等対処設備として使用する。
(3) 格納容器破損を防止するための原子炉格納容器内冷却に用いる設備(3) 格納容器破損を防止するための原子炉格納容器内除熱に用いる設備

原子炉格納容器内の冷却等のための設備のうち，炉心の著しい損傷が発生した場合におい原子炉格納容器内の除熱等のための設備のうち，炉心の著しい損傷が発生した場合において原て原子炉格納容器の破損を防止するため，原子炉格納容器内の圧力及び温度並びに放射性物

子炉格納容器の破損を防止するため，原子炉格納容器内の圧力及び温度並びに放射性物質の濃度

質の濃度を低下させるための設備として以下の重大事故等対処設備(A，B 格納容器再循環ユを低下させるための設備として以下の重大事故等対処設備（代替格納容器スプレイ冷却系（常設） 設備の相違。

ニットによる格納容器内自然対流冷却，代替格納容器スプレイ及び移動式大容量ホンプ車をによる原子炉格納容器内の冷却，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器 （先行 BWR 及び技術的能力との用いた A，B 格納容器再循環ユニットによる格納容器内自然対流冷却)を設ける。

内の冷却，代替循環冷却系による原子炉格納容器内の除熱，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷 整合）却系）復旧後の格納容器内の除熱及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）復旧後の格納容器内の除熱）を設ける。

a.

フロントライン系故障時に用いる設備

ａ．フロントライン系故障時に用いる設備(a)A，B 格納容器再循環ユニットによる格納容器内自然対流冷却(a) 代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器内の冷却１次冷却材喪失事象時に格納容器スプレイポンプ又は燃料取替用水タンクの故障等によ残留熱除去系ポンプの故障等により原子炉格納容器内の除熱機能が喪失し，炉心の著しいり原子炉格納容器内の冷却機能が喪失し，炉心の著しい損傷が発生した場合の重大事故等対損傷が発生した場合の重大事故等対処設備（代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格処設備(A，B 格納容器再循環ユニットによる格納容器内自然対流冷却)として，格納容器換気

納容器内の冷却）は，「9.6.2(1)ａ．(a) 代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容

空調設備のうち格納容器再循環装置の A，B 格納容器再循環ユニット並びに原子炉補機冷却

器内の冷却」と同じである。

水設備の A，B 原子炉補機冷却水ポンプ，A 原子炉補機冷却水冷却器及び原子炉補機冷却水サージタンク並びに窒素ボンベ(原子炉補機冷却水サージタンク用)及び可搬型温度計測装置(格納容器再循環ユニット入口温度/出口温度(SA)用)並びに原子炉補機冷却海水設備の A，B
海水ポンプを使用する。
A，B 海水ポンプを用いて A 原子炉補機冷却水冷却器へ海水を通水するとともに，原子炉補機冷却水の沸騰防止のため，原子炉補機冷却水サージタンクに窒素ボンベ(原子炉補機冷却水サージタンク用)を接続して窒素加圧し，A，B 原子炉補機冷却水ポンプにより A，B 格納容
器再循環ユニットへ原子炉補機冷却水を通水することで格納容器内自然対流冷却ができる設計とする。また，格納容器内自然対流冷却と併せて代替格納容器スプレイを行うことにより放射性物質濃度を低下できる設計とする。
可搬型温度計測装置(格納容器再循環ユニット入口温度/出口温度(SA)用)は，A，B 格納容
器再循環ユニット冷却水入口及び出口配管に取り付けられた検出器に接続し，冷却水温度を監視することにより，A，B 格納容器再循環ユニットを使用した格納容器内自然対流冷却の状

6設備の相違。
（先行 BWR 及び技術的能力との整合）

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

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４９条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

態を確認できる設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。
・A，B 格納容器再循環ユニット
・A，B 原子炉補機冷却水ホンプ
・A 原子炉補機冷却水冷却器
・原子炉補機冷却水サージタンク
・窒素ボンベ(原子炉補機冷却水サージタンク用)
・A，B 海水ホンプ
・可搬型温度計測装置(格納容器再循環ユニット入口温度/出口温度(SA)用)(3 号及び 4 号
炉共用)(6.4 計装設備(重大事故等対処設備))
原子炉補機冷却海水設備を構成する A，B 海水ストレーナは，設計基準事故対処設備の一部を流路として使用することから，流路に係る機能について重大事故等対処設備としての設計を行う。その他，設計基準事故対処設備である非常用電源設備のディーゼル発電機並びに原子炉格納施設の原子炉格納容器並びに非常用取水設備の取水口，取水管路及び取水ビットを重大事故等対処設備として使用する。
(b) 代替格納容器スプレイ
1 次冷却材喪失事象時に格納容器スプレイポンプ又は燃料取替用水タンクの故障等によ(b) 代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器内の冷却残留熱除去系ポンプの故障等により原子炉格納容器内の除熱機能が喪失し，炉心の著しい設備の相違。
（先行 BWR 及び技術的能力とのり原子炉格納容器内の冷却機能が喪失し，炉心の著しい損傷が発生した場合の重大事故等

損傷が発生した場合の可搬型重大事故等対処設備（代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型） 整合）対処設備(代替格納容器スプレイ)は，「9.5.2(1)a.(b)代替格納容器スプレイ」と同じであによる格納容器内の冷却）は，「9.6.2(1)ａ．(b) 代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）にる。

よる格納容器内の冷却」と同じである。
(c) 代替循環冷却系による格納容器内の除熱
残留熱除去系ポンプの故障等により原子炉格納容器内の除熱機能が喪失した場合の重大事故等対処設備（代替循環冷却系による格納容器内の除熱）については，「9.6.2(1)ａ．(c)

設備の相違。
（先行 BWR 及び技術的能力との整合）

代替循環冷却系による格納容器内の除熱」と同じである。
ｂ．サポート系故障時に用いる設備

ｂ．サポート系故障時に用いる設備(a) 移動式大容量ポンプ車を用いた A，B 格納容器再循環ユニットによる格納容器内自然対流(a) 残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）復旧後の格納容器内の除熱

冷却

全交流動力電源喪失等により原子炉格納容器内の除熱機能が喪失し，炉心の著しい損傷が全交流動力電源又は原子炉補機冷却機能が喪失し，炉心の著しい損傷が発生した場合の発生した場合の重大事故等対処設備（常設代替交流電源設備による残留熱除去系（格納容器重大事故等対処設備(移動式大容量ポンプ車を用いた A，B 格納容器再循環ユニットによるスプレイ冷却系）復旧後の格納容器内の除熱）については，「9.6.2(1) ｂ．(d) 常設代替交

格納容器内自然対流冷却)として，格納容器換気空調設備のうち格納容器再循環装置の A，流電源設備による残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）復旧後の格納容器内の除熱」と

B 格納容器再循環ユニット並びに移動式大容量ポンプ車，燃料油貯蔵タンク，タンクローリ

同じである。

及び可搬型温度計測装置(格納容器再循環ユニット入口温度/出口温度(SA)用)を使用する。

(b) 残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）復旧後の格納容器内の除熱

海を水源とする移動式大容量ポンプ車は，A，B 海水ストレーナブロー配管に可搬型ホー全交流動力電源喪失等により原子炉格納容器内の除熱機能が喪失し，炉心の著しい損傷がスを接続，又は海水母管戻り配管を取り外して可搬型ホースを接続し，原子炉補機冷却水発生した場合の重大事故等対処設備（常設代替交流電源設備による残留熱除去系（サプレッ系統を介して，A，B 格納容器再循環ユニットへ海水を直接供給することで格納容器内自然

ション・プール冷却系）の復旧）は，「9.6.2(1)ｂ．(d) 常設代替交流電源設備による残留熱

7

設備の相違。
（先行 BWR 及び技術的能力との整合）

設備の相違。
（先行 BWR 及び技術的能力との整合）

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

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４９条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉
対流冷却ができる設計とする。また，格納容器内自然対流冷却と併せて代替格納容器スプ東海第二発電所
除去系（サプレッション・プール冷却系）復旧後の格納容器内の除熱」と同じである。

レイを行うことにより放射性物質濃度を低下できる設計とする.可搬型温度計測装置(格納
容器再循環ユニット入口温度/出口温度(SA)用)は，A，B 格納容器再循環ユニット冷却水入口及び出口配管に取り付けられた検出器に接続し，冷却水温度を監視することにより，A，
B 格納容器再循環ユニットを使用した格納容器内自然対流冷却の状態を確認できる設計とする。
移動式大容量ボンブ車の燃料は，燃料油貯蔵タンクよりタンクローリを用いて補給できる設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。
・A，B 格納容器再循環ユニット
・移動式大容量ポンプ車(3 号及び 4 号炉共用)
・燃料油貯蔵タンク (重大事故等時のみ 3 号及び 4 号炉共用)(10.2 代替電源設備)
・タンクローリ(3 号及び 4 号炉共用)(10.2 代替電源設備)
・可搬型温度計測装置(格納容器再循環ユニット入口温度/出口温度(SA)用)(3 号及び 4 号炉
共用)(6.4 計装設備(重大事故等対処設備))
原子炉補機冷却海水設備を構成する A，B 海水ストレーナ及び原子炉補機冷却水設備を構成する A 原子炉補機冷却水冷却器は，設計基準事故対処設備の一部を流路として使用することか
ら，流路に係る機能について重大事故等対処設備としての設計を行う.その他，設計基準事故対処設備である原子炉格納施設の原子炉格納容器並びに非常用取水設備の取水口，取水管路及び取水ピットを重大事故等対処設備として使用する。
(b)

代替格納容器スプレイ全交流動力電源又は原子炉補機冷却機能が喪失し，炉心の著しい損傷が発生した場合の重大事故等対処設備(代替格納容器スプレイ)は，「9.5.2(1)b.(b)代
替格納容器スプレイ」と同じである。
格納容器内自然対流冷却及び代替格納容器スプレイは，炉心損傷防止目的と原子炉格納容器破損防止目的を兼用する設計とする。
ディーゼル発電機並びに「9.5.2(2)a. 格納容器スプレイ」に使用する格納容器スプレイ「9.6.2(2)a．残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）復旧後の格納容器内の除熱」及びポンプ及び燃料取替用水タンク並びに「9.5.2(2)b. 格納容器スプレイ再循環」に使用する「9.6.2(2)b．残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）復旧後の格納容器内の除熱」に使用

格納容器スプレイポンプ，格納容器スプレイ冷却器，格納容器再循環サンプ及び格納容器

する残留熱除去系ポンプ，残留熱除去系熱交換器，残留熱除去系海水ポンプ及び非常用ディーゼル

再循環サンプスクリーンは，設計基準事故対処設備であるとともに，重大事故等時におい発電機は，設計基準事故対処設備であるとともに重大事故等時においても使用するため，「1.1.7 重ても使用するため，「l.1.7

重大事故等対処設備に関する基本方針」に示す設計方針を適

大事故等対処設備に関する基本方針」に示す設計方針を適用するが，多様性，位置的分散等を考慮用する。ただし，多様性，位置的分散等を考慮すべき対象の設計基準事故対処設備はないこ

すべき対象の設計基準事故対処設備はないことから，「1.1.7 重大事故等対処設備に関する基本方とから，「1.1.7 重大事故等対処設備に関する基本方針」のうち多様性，位置的分散等の設針」のうち多様性，位置的分散の設計方針は適用しない。

計方針は適用しない。
ディーゼル発電機，大容量空冷式発電機，燃料油貯蔵タンク，タンクローリ，重大事故等対処用変圧器受電盤及び重大事故等対処用変圧器盤については，「10.2 代替電源設備」に

残留熱除去系及び残留熱除去系海水系については，「5.4 残留熱除去系」に示す。
代替淡水貯槽及びサプレッション・プールについては，「9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備」に示す。

8

備考

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

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４９条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考て記載する。原子炉格納施設の原子炉格納容器については，「9.1 原子炉格納施設 9.1.2

原子炉格納容器については，「9.1 原子炉格納施設

重大事故等時」にて記載する.可搬型温度計測装置(格納容器再循環ユニット入口温度/出口

常設代替高圧電源装置及び非常用ディーゼル発電機は，「10.2 代替電源設備」に示す。

温度(SA)用)については，「6.4 計装設備(重大事故等対処設備)」にて記載する。非常用取

非常用取水設備については，「10.8 非常用取水設備」に示す。

水設備の取水口，取水管路及び取水ピットについては，「10.8非常用取水設備

9.1.2 重大事故等時」に示す。

10.8.2

重大事故等時」にて記載する。
9.5.2.1 多様性及び独立性，位置的分散
基本方針については，「1.1.7.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

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

A，B 格納容器再循環ユニットによる格納容器内自然対流冷却は，原理の異なる冷却，減圧手段を

常設低圧代替注水系ポンプを使用した代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器内の用いることで，格納容器スプレイポンプ，燃料取替用水タンク又は格納容器スプレイ冷却器を使

冷却は，常設代替高圧電源装置からの独立した電源供給ラインから給電することにより，非常用デ用した格納容器スプレイ及び格納容器スプレイ再循環に対して多様性を持つ設計とする。

ィーゼル発電機より給電する残留熱除去系ポンプを使用した原子炉格納容器内の除熱に対し，多様A，B 格納容器再循環ユニットは，原子炉格納容器内に設置し，A，B 原子炉補機冷却水ポンプ，性を有し位置的分散を図る設計とする。

A 原子炉補機冷却水冷却器及び原子炉補機冷却水サージタンクは，原子炉補助建屋内の格納容器

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

スプレイポンプ及び格納容器スプレイ冷却器と異なる区画に設置し，窒素ボンベ(原子炉補機冷ことで，原子炉建屋原子炉棟内の残留熱除去系ポンプ及び原子炉格納容器内のサプレッション・プ

却水サージタンク用)は，原子炉補助建屋内の格納容器スプレイポンプ及び格納容器スプレイ冷ールに対し，多様性を有し位置的分散を図る設計とする。

却器と異なる区画に保管し，A，B 海水ポンプは，屋外に設置する。これにより，格納容器スプレ
イポンプ，格納容器スプレイ冷却器及び燃料取替用水タンク建屋内の燃料取替用水タンクと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，残留熱除去海水系ポンプ
により冷却する残留熱除去系ポンプに対し多様性を有する設計とする。
常設低圧代替注水系ポンプを使用する代替格納容器スプレイ配管は，代替淡水貯槽から残留熱除クラゲ等の海生生物からの影響に対し，A，B 海水ポンプは，多重性を有する設計とする。

去系（Ｂ）配管との合流点までを独立した系統とすることで，残留熱除去系ポンプ（Ｂ）を使用す

常設電動注入ポンプを使用した代替格納容器スプレイは，大容量空冷式発電機からの独立したる格納容器スプレイ系統に対し多様性を有する設計とする。

電源供給ラインから給電することにより，格納容器スプレイポンプを使用した格納容器スプレイ

可搬型代替注水大型ポンプを使用した代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器内

及び格納容器スプレイ再循環に対して多様性を持った電源により駆動できる設計とする。また，の冷却は，可搬型代替注水大型ポンプをディーゼルエンジン駆動とすることで，電動駆動の残留熱

燃料取替用水タンク及び復水タンクを水源とすることで，燃料取替用水タンクを水源とする格納除去系ポンプに対して多様性を有する設計とする。

容器スプレイポンプを使用した格納容器スプレイに対して異なる水源を持つ設計とする。

可搬型代替注水大型ポンプを使用した代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器内

常設電動注入ポンプは，原子炉補助建屋内の格納容器スプレイポンプ及び格納容器スプレイ冷の冷却は，代替淡水貯槽を水源とすることで，サプレッション・プールを水源とする残留熱除去系

却器と異なる区画に設置し，復水タンクは，原子炉周辺建屋内に設置する。これにより，格納容

ポンプポンプを使用した原子炉格納容器内の冷却に対して多様性を有し位置的分散を図る設計と器スプレイポンプ，格納容器スプレイ冷却器及び燃料取替用水タンク建屋内の燃料取替用水タンする。

クと位置的分散を図る設計とする。
移動式大容量ポンプ車を用いた A，B 格納容器再循環ユニットによる格納容器内自然対流冷却は，移動式大容量ポンプ車の駆動源を空冷式のディーゼル駆動とすることで，電動の原子炉補機
冷却水ボンプ及び海水ポンプに対して，多様性を持つ設計とする。また，原子炉補機冷却水ボン
ブ及び海水ポンプの電源であるディーゼル発電機に対して，多様性を持つ設計とする。
移動式大容量ポンプ車は，3 号炉及び 4 号炉の原子炉周辺建屋内のディーゼル発電機と離れた位置に分散して保管することで，位置的分散を図る設計とする。
移動式大容量ポンプ車の接続口は，屋外に 2 箇所設置する設計とする。
クラゲ等の海生生物からの影響に対し，移動式大容量ポンプ車は，複数の取水箇所を選定でき

可搬型代替注水大型ポンプは，屋外の保管場所に分散して保管することで，原子炉建屋原子炉棟内の残留熱除去系ポンプ及び常設低圧代替注水系格納槽内の常設低圧代替注水系ポンプと位置的分散を図る設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプの接続口は，原子炉建屋の異なる面の隣接しない位置である原子炉建
屋東側（屋外）及び西側（屋外）に１箇所ずつ設置し合計 2 箇所設置することで，位置的分散を図る設計とする。また，敷地に遡上する津波への対応時のみ必要となる高所接続口については，常設
高圧電源装置置場の隣接しない位置である高圧電源装置置場東側及び西側に１箇所ずつ設置し，合計 2 箇所設置することで，位置的分散を図る設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプを使用する格納容器スプレイ配管は，代替淡水貯槽から残留熱除去系

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

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４９条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉
る設計とする。
常設電動注入ポンプを使用する代替格納容器スプレイ配管は，燃料取替用水タンクを水源とす

東海第二発電所（Ａ）配管及び残留熱除去系（Ｂ）配管との合流点までを独立した系統とすることで，残留熱除去系ポンプを使用する格納容器スプレイ系統に対して多様性を有する設計とする。

る場合は燃料取替用水タンク出口配管の分岐点から格納容器スプレイ配管との合流点まで，復水

代替循環冷却系による格納容器内の除熱は，代替循環冷却系ポンプの電源を常設代替高圧電源装タンクを水源とする場合は復水タンクから格納容器スプレイ配管との合流点までの系統につい置からの独立した電源供給ラインから給電することにより非常用ディーゼル発電機から給電するて，格納容器スプレイポンプを使用する系統に対して独立した設計とする。

残留熱除去系ポンプを使用した原子炉格納容器内の除熱に対して多様性を有し位置的分散を図る

A，B 格納容器再循環ユニットによる格納容器内自然対流冷却及び移動式大容量ポンプ車を用いた A，B 格納容器再循環ユニットによる格納容器内自然対流冷却において使用する原子炉補機冷
却水系統は，格納容器スプレイポンプを使用する系統に対して独立した設計とする。

設計とする。
代替循環冷却系ポンプは，冷却水を不要（自然冷却）とすることで，残留熱除去系海水ポンプにより冷却する残留熱除去系ポンプに対して多様性を有する設計とする。

これらの多様性及び系統の独立並びに位置的分散によって，格納容器スプレイポンプ，燃料取代替循環冷却系ポンプは，原子炉建屋原子炉棟内の残留熱除去系ポンプと異なる区画である残留替用水タンク，格納容器スプレイ冷却器，原子炉補機冷却水ポンプ，海水ポンプ及びディーゼル

熱除去系熱交換器（Ａ）室に設置することで，残留熱除去系ポンプと位置的分散を図る設計とする。

発電機を使用する設計基準事故対処設備に対して重大事故等対処設備としての独立性を持つ設

代替循環冷却系による格納容器内の除熱は，残留熱除去系熱交換器（Ａ）の出口配管の分岐点か計とする。
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。
9.5.2.2 悪影響防止
基本方針については，「1.1.7.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

ら，残留熱除去系（Ａ）配管との合流点までを独立した系統とすることで，残留熱除去系ポンプを（Ａ）使用する格納容器スプレイ冷却系配管に対して多様性を有する設計とする。
9.6.2.2 悪影響防止
基本方針については，「1.1.7.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

A，B 格納容器再循環ユニットによる格納容器内自然対流冷却に使用する A，B 格納容器再循環ユ代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器内の冷却に使用する常設低圧代替注水系ポニット，A，B 原子炉補機冷却水ポンプ，A 原子炉補機冷却水冷却器，原子炉補機冷却水サージタ

ンプ及び代替淡水貯槽は，通常時は弁により他の系統及び機器と隔離する設計とし，重大事故等時

ンク，A，B 海水ポンプ及び A，B 海水ストレーナは，設計基準対象施設として使用する場合と同は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じ系統構成で重大事故等対処設備として使用することから，他の設備に悪影響を及ぼさない設計

ない設計とする。

とする。A，B 格納容器再循環ユニットによる格納容器内自然対流冷却に使用する窒素ボンベ(原代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器内の冷却に使用する可搬型代替注

子炉補機冷却水サージタンク用)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水大型ポンプは，通常待機時に接続先の系統と分離された状態で保管されること及び重大事故等時

大事故等時は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は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

い設計とする。

る。

代替格納容・器スプレイに使用する常設電動注入ポンプ，燃料取替用水タンク及び復水タンク
は，弁操作等によって，設計基準対象施設として使用する系統構成から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，放射性物質を含
む系統と含まない系統を区分するため，通常時に燃料取替用水タンクと復水タンクをディスタン
スピースで分離する設計とする。
移動式大容量ポンプ車を用いた A，B 格納容器再循環ユニットによる格納容器内自然対流冷却に使用する A，B 格納容器再循環ユニット，A 原子炉補機冷却水冷却器及び A，B 海水ストレーナ
は，弁操作等によって，設計基準対象施設として使用する系統構成から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。
移動式大容量ポンプ車を用いた A，B 格納容器再循環ユニットによる格納容器内自然対流冷却に使用する移動式大容量ポンプ車は，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可搬型代替注水大型ポンプは，保管場所において転倒しない設計とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプは，設置場所において車両転倒防止装置又は輪止め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る。
代替循環冷却系による格納容器内の除熱に使用する代替循環冷却系ポンプ及び緊急用海水ポン
プは，弁操作等によって設計基準事故対処設備として使用する系統構成から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。
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）に使用する残留熱除去系ポンプ，残留熱除去系熱交換器及び残留熱除去系海水ポンプは，設計基準
事故対処設備として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用することから，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

大事故等時は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10

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

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４９条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

い設計とする。
また，移動式大容量ポンプ車より供給される海水を含む系統と含まない系統を区分するため，
通常時に原子炉補機冷却水系統と原子炉補機冷却海水系統をディスタンスピースで分離する設計とする。さらに，移動式大容量ポンプ車は，設置場所において車輪止めによって固定をすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする，格納容器スプレイに使用する格納容器スプレ
イポンプ，燃料取替用水タンク及び格納容器スプレイ冷却器は，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用することから，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
格納容器スプレイ再循環に使用する格納容器スプレイポンプ，格納容器スプレイ冷却器，格納
容器再循環サンプ及び格納容器再循環サンプスクリーンは，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から，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
9.5.2.3 容量等

9.6.2.3 容量等

基本方針については，「1.1.7.2 容量等」に示す。

基本方針については，「1.1.7.2 容量等」に示す。

格納容器内自然対流冷却として使用する A，B 格納容器再循環ユニットは，重大事故等時に崩代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器内の冷却に使用する常設低圧代替注水系ポ壊熱による原子炉格納容器内の温度及び圧力の上昇に対して，格納容器・器再循環ユニットに原

ンプは，炉心の著しい損傷を防止するために必要なスプレイ流量に対して，ポンプ 2 個の運転によ

子炉補機冷却水又は海水を通水させることで，格納容器再循環ユニットでの圧力損失を考慮してり十分なポンプ流量を確保する設計とする。

も原子炉格納容器内の温度及び圧力を低下させることができる伝熱容量を有する設計とする。

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器内の冷却に使用する可搬型代替注水大型

格納容器内自然対流冷却として使用する A，B 原子炉補機冷却水ポンプ，A 原子炉補機冷却水冷

ポンプは，重大事故等時において注水に必要な容量を有するものを 1 個と水の補給に必要な容量を却器，原子炉補機冷却水サージタンク及び A，B 海水ポンプは，設計基準事故時の原子炉補機冷有するものを 1 個と同時に使用するために 1 セット 2 個使用する。保有数は 2 セットで 4 個と，故却水系統及び原子炉補機冷却海水系統の機能と兼用しており，設計基準事故時に使用する場合の障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として 2 個の合計 6 個を保管する。

原子炉補機冷却水流量及び原子炉補機冷却海水流量が，炉心崩壊熱により加圧及び加熱された原予備については，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）と兼用する。

子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために必要な原子炉補機冷却水流量及び原子炉補

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，他系統への注水と同時に使用する機冷却海水流量に対して十分であるため，設計基準事故対処設備と同仕様のポンプ流量，伝熱容量，タンク容量で設計する。
炉心の著しい損傷防止のために使用する窒素ボンベ(原子炉補機冷却水サージタンク用)は，格

場合でも，各々の必要流量が確保可能な設計とする。
代替循環冷却系による格納容器内の除熱に使用する代替循環冷却系ポンプは，炉心の著しい損傷を防止するために必要なスプレイ流量を有する設計とする。

納容器内自然対流冷却を実施する際に，原子炉補機冷却水の沸騰を防止するため原子炉補機冷却

残留熱除去系熱交換器に海水を供給する緊急用海水ポンプは，サプレッション・プール水を冷却

水サージタンク気相部を必要な圧力まで加圧できるボンベ容量を有するものを 1 セット 6 個使用

し格納容器にスプレイするために必要な冷却水量に対して，ポンプ 1 個の運転により十分なポンプする。保有数は 1 セット 6 個，保守点検は目視点検であり，保守点検中でも使用可能であるため，流量を有する設計とする。緊急用海水ポンプは，重大事故等時において海水の供給に必要な容量を保守点検用は考慮せずに，故障時のバックアップ用として 1 個の合計 7 個を保管する。

有するものを 1 個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 個の合計 2 個

代替格納容器スプレイとして使用する常設電動注入ポンプは，炉心の著しい損傷を防止するために必要なスプレイ流量に対して十分なポンプ流量を有する設計とする。

を設置する設計とする。
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）及び代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容

炉心の著しい損傷防止のために代替格納容器スプレイとして使用する燃料取替用水タンク及器内の冷却として使用する代替淡水貯槽は，原子炉格納容器へのスプレイ量に対し，可搬型代替注

び復水タンクは，原子炉格納容器への注水量に対し，復水タンクを介して淡水又は海水を補給す

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

るまでの間，水源を確保できる十分なタンク容量を有する設計とする。

とする。

11

備考

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

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４９条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

炉心の著しい損傷防止のために使用する移動式大容量ポンプ車は，格納容器内自然対流冷却と残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）による格納容器内の除熱及び残留熱除去系（サプレッ

して 3 号炉及び 4 号炉で同時使用した場合に必要なポンプ流量を有するものを 1 セット 1 台使用

ション・プール冷却系）によるサプレッション・プール水の除熱として使用する残留熱除去系ポンする。保有数は 3 号炉及び 4 号炉で 2 セット 2 台，故障時及び保守点検による待機除外時のバッ

プ，残留熱除去系海水ポンプ及び残留熱除去系熱交換器は，設計基準事故時の格納容器スプレイ冷

クアップ用として 1 台の合計 3 台(3 号及び 4 号炉共用)を保管する。

却系及びサプレッション・プール除熱機能と兼用しており，設計基準事故時に使用する場合のポン

炉心の著しい損傷を防止するために格納容器スプレイ及び格納容器スプレイ再循環として使用する格納容器スプレイポンプは，設計基準事故時の格納容器スプレイ機能と兼用しており，設

プ流量が炉心の著しい損傷を防止するために必要なポンプ流量に対して十分であるため，設計基準
事故対処設備と同仕様で設計する。

計基準事故時に使用する場合のスプレイ流量が，炉心崩壊熱による炉心の著しい損傷を防止する

代替循環冷却系，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）による格納容器内の除熱及び残留熱ために必要なスプレイ流量に対して十分であるため，設計基準事故対処設備と同仕様のポンプ流除去系（サプレッション・プール冷却系）によるサプレッション・プール水の除熱の水源として使量で設計する。

用するサプレッション・プールは，設計基準事故時の非常用炉心冷却設備の水源と兼用しており設格納容器スプレイとして使用する燃料取替用水タンクは，設計基準事故時の非常用炉心冷却設計基準事故時に使用する場合の水量が炉心崩壊熱により上昇した原子炉格納容器内の圧力及び温備の水源と兼用しており，設計基準事故時に使用する場合のタンク容量が，炉心崩壊熱により上度を低下させるために必要な水量に対して十分であるため，設計基準事故対処設備と同仕様で設計昇した原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために必要なタンク容量に対して十分でする。

あるため，設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）による格納容器内の除熱及び残留熱除去系（サプレッ

格納容器スプレイ再循環として使用する格納容器スプレイ冷却器は，設計基準事故時の格納容

ション・プール冷却系）によるサプレッション・プール水の除熱として使用する残留熱除去系熱交器スプレイ機能と兼用しており，設計基準事故時に使用する場合の伝熱容量が，重大事故等時の換器及び残留熱除去系海水ポンプは，設計基準事故時の残留熱除去系海水系の機能と兼用してお

炉心崩壊熱により上昇した原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させ，炉心の著しい損傷を防り，設計基準事故時に使用する場合のポンプ流量及び伝熱容量が原子炉格納容器内の圧力及び温度止するために必要な伝熱容量に対して十分であるため設計基準事故対処設備と同仕様で設計すを低下させるために必要な残留熱除去系海水系のポンプ流量及び伝熱容量に対して十分であるたる。

め，設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。

格納容器スプレイ再循環として使用する格納容器再循環サンプ及び格納容器再循環サンプス

炉心の著しい損傷が発生した場合における原子炉格納容器内の圧力及び温度並びに放射性物質

クリーンは，設計基準事故時の再循環として原子炉格納容器内に溜まった水を各ポンプへ供給すの濃度を低下させるために使用する代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器内の冷却る槽及びろ過装置としての機能と兼用しており，設計基準事故時に使用する場合の容量が，再循に使用する常設低圧代替注水系ポンプは，炉心の著しい損傷が発生した場合の原子炉格納容器内の環時の水源として必要な容量に対して十分であるため，設計基準事故対処設備と同仕様で設計す

圧力及び温度並びに放射性物質の濃度を低下させるために必要なスプレイ流量に対して，ポンプ 2る。

個の運転により十分なポンプ流量を確保する設計とする。

炉心の著しい損傷が発生した場合における原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるた

炉心の著しい損傷が発生した場合における原子炉格納容器内の圧力及び温度並びに放射性物質

めに格納容器内自然対流冷却として使用する A，B 格納容器再循環ユニットは，格納容器再循環の濃度を低下させるために代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器内の冷却に使用ユニットに原子炉補機冷却水又は海水を通水させることで，格納容器再循環ユニットでの圧力損する可搬型代替注水大型ポンプは，炉心の著しい損傷が発生した場合の原子炉格納容器内の圧力及失を考慮しても原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させることができる伝熱容量を有する

び温度並びに放射性物質の濃度を低下させるために必要なスプレイ流量を確保する設計とする。

設計とする。
炉心の著しい損傷が発生した場合における原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために格納容器内自然対流冷却として使用する A，B 原子炉補機冷却水ポンプ，A 原子炉補機冷却水
冷却器，原子炉補機冷却水サージタンク及び A，B 海水ポンプは，設計基準事故時の原子炉補機
冷却水系統及び原子炉補機冷却海水系統の機能と兼用しており，設計基準事故時に使用する場合の原子炉補機冷却水流量及び原子炉補機冷却海水流量が，炉心の著しい損傷が発生した場合の原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために必要な原子炉補機冷却水流量及び原子炉補機冷却海水流量に対して十分であるため，設計基準事故対処設備と同仕様のポンプ流量，伝熱容量，タンク容量で設計する。

12

備考

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

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４９条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

炉心の著しい損傷が発生した場合における原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために使用する窒素ボンベ(原子炉補機冷却水サージタンク用)は，格納容器内自然対流冷却を実施する際に，原子炉補機冷却水の沸騰を防止するため原子炉補機冷却水サージタンク気相部を必要な圧力まで加圧できるボンベ容量を有するものを 1 セット 6 個使用する。
保有数は 1 セット 6 個，保守点検は目視点検であり，保守点検中でも使用可能であるため，保守点検用は考慮せずに，故障時のバックアップ用として 1 個の合計 7 個を保管する。
炉心の著しい損傷が発牛した場合における原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために代替格納容器スプレイとして使用する常設電動注入ポンプは，炉心の著しい損傷が発生した
場合の原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために必要なスプレイ流量に対して十分なポンプ流量を有する設計とする。さらに，格納容器内自然対流冷却と併せて代替格納容器スプレイを行うことにより原子炉格納容器内の放射性物質濃度を低下できる設計とする，炉心の著しい損傷が発生した場合における原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために代替格納容器スフレイとして使用する燃料取替用水タンク及び復水タンクは，原子炉格納容器への注水量に対し，復水タンクを介して淡水又は海水を補給するまでの間，水源を確保できる十分なタンク
容量を有する設計とする。
炉心の著しい損傷が発生した場合における原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために使用する移動式大容量ポンプ車は，格納容器内自然対流冷却として 3 号炉及び 4 号炉で同時使用した場合に必要なポンプ流量を有するものを 1 セット 1 台使用する。保有数は 3 号炉及び 4号炉で 2 セット 2 台，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
3 台(3 号及び 4 号炉共用)を保管する。
9.5.2.4 環境条件等

9.6.2.4 環境条件等

基本方針については，「1.1.7.3 環境条件等」に示す。

基本方針については，「1.1.7.3 環境条件等」に示す。

A，B 格納容器再循環ユニット，格納容器再循環サンプ及び格納容器再循環サンプスクリーン

常設低圧代替注水系ポンプ及び代替淡水貯槽は，常設低圧代替注水系格納槽内に設置し，重大事

は，原子炉格納容器内に設置し，重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
A，B 原子炉補機冷却水ポンプ， A 原子炉補機冷却水冷却器，原子炉補機冷却水サージタンク，
常設電動注入ポンプ，格納容器スプレイポンプ及び格納容器スフレイ冷却器は，原子炉補助建屋内に設置し，重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
A，B 原子炉補機冷却水ポンプ及び格納容器スプレイポンプの操作は中央制御室で可能な設計とする。
常設電動注入ポンプの操作は中央制御室及び設置場所と異なる区画で可能な設計とする。

故等時における常設低圧代替注水系格納槽内の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。
可搬型代替注水大型ポンプは，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する。
可搬型代替注水大型ポンプは，現場において操作可能な設計とする。
常設低圧代替注水系ポンプ，可搬型代替注水大型ポンプ及び代替淡水貯槽は，淡水だけでなく海水も使用することから，海水の影響を考慮した設計とする。

窒素ボンベ(原子炉補機冷却水サージタンク用)は，原子炉補助建屋内に保管及び設置し，重大事

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。

故等時における環境条件を考慮した設計とする，窒素ボンベ(原子炉補機冷却水サージタンク用)

代替循環冷却系ポンプ，残留熱除去系ポンプ及び残留熱除去系熱交換器は，原子炉建屋原子炉棟の操作は設置場所で可能な設計とする，A，B 海水ポンプ及び A，B 海水ストレーナは，屋外に設

内に設置し，重大事故等時における原子炉建屋原子炉棟内の環境条件を考慮した設計とする。

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。

代替循環冷却系ポンプ及び残留熱除去系ポンプは，中央制御室から操作が可能な設計とする。

A，B 海水ポンプの操作は中央制御室で可能な設計とする。

サプレッション・プールは，原子炉格納容器内に設置し重大事故等時における原子炉格納容器内

13

備考

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

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４９条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉
A 原子炉補機冷却水冷却器，A，B 海水ポンフ及び A，B 海水ストレーナは，常時海水を通水するため耐腐食性材料を使用する設計とする。
燃料取替用水タンクは，燃料取替用水タンク建屋内に設置し，重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
復水タンクは，原子炉周辺建屋内に設置し，重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
A，B 格納容器再循環ユニット，常設電動注入ポンプ，燃料取替用水タンク及び復水タンクは，淡水だけでなく海水も使用することから，海水影響を考慮した設計とする。
移動式大容量ポンプ車は，屋外に保管及び設置し，重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。操作は設置場所で可能な設計とする。また，使用時に海水を通水するため，海水影
響を考慮した設計とし，海から直接取水する際の異物の流入防止を考慮した設計とする。
9.5.2.5 操作性の確保

東海第二発電所の環境条件を考慮した設計とする。
緊急用海水ポンプは，緊急用海水ポンプピット内に設置し重大事故等時における緊急用海水ポン
プピット内の環境条件を考慮した設計とする。
残留熱除去系海水ポンプは，屋外に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する。
緊急用海水ポンプ及び残留熱除去系海水ポンプは，中央制御室からスイッチによる操作が可能な設計とする。
緊急用海水ポンプ，残留熱除去系海水ポンプ及び残留熱除去系熱交換器は，使用時に常時海水を通水するため耐腐食性材料を使用する。
緊急用海水ポンプ及び残留熱除去系海水ポンプは，系統への異物の流入防止を考慮した設計とする。
9.6.2.5 操作性の確保

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

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

A，B 格納容器再循環ユニット，A，B 原子炉補機冷却水ホンプ，A 原子炉補機冷却水冷却器，原

常設低圧代替注水系ポンプ及び代替淡水貯槽を使用した代替格納容器スプレイ冷却系（常設）に子炉補機冷却水サージタンク，窒素ボンベ(原子炉補機冷却水サージタンク用)，A，B 海水ポンプ

よる格納容器内の冷却を行う系統は，重大事故等が発生した場合でも通常時の系統から弁操作等に及び A，B 海水ストレーナを使用した A，B 格納容器再循環ユニットによる格納容器内自然対流冷て速やかに切替えできる設計とする。

却を行う系統は，重大事故等が発生した場合でも，通常時の系統から弁操作等にて速やかに切替

常設低圧代替注水系ポンプは，中央制御室からスイッチにより操作が可能な設計とする。

えできる設計とする。A，B 原子炉補機冷却水ホンプ及び A，B 海水ポンプは，中央制御室の制御

可搬型代替注水大型ポンプを使用した代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器内

盤の操作スイッチでの操作が可能な設計とする。
窒素ボンベ(原子炉補機冷却水サージタンク用)の出口配管と窒素ガス供給配管の接続は，簡便な接続規格による接続とし，確実に接続できる設計とする。また，3 号炉及び 4 号炉で同一規格の設計とする。窒素ボンベ(原子炉補機冷却水サージタンク用)の取付継手は，3 号炉及び 4 号炉の冷却を行う系統は，重大事故等が発生した場合でも通常待機時の系統から弁操作等にて速やかに切替えできる設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプは，車両として移動可能な設計とするとともに，車両転倒防止装置又は輪止めにより設置場所にて固定できる設計とする。

の窒素ボンベ(加圧器逃がし弁用，事故時試料採取設備弁用及びアニュラス空気浄化ファン弁用)

可搬型代替注水大型ポンプと原子炉建屋東側接続口，西側接続口，高所東側接続口又は高所西側と同一形状とし，一般的に使用される工具を用いて確実に接続できるとともに，必要により窒素接続口の接続は，一般的に使用される工具を用いて接続可能なフランジにより接続する設計とす

ボンベの交換が可能な設計とする。

る。

常設電動注入ポンプ，燃料取替用水タンク及び復水タンクを使用した代替格納容器スプレイを行う系統は，重大事故等が発生した場合でも，通常時の系統から弁操作等にて速やかに切替えで可搬型代替注水大型ポンプ及びホースは，接続方式及び口径の統一により確実に接続できる設計とする。

きる設計とする。切替えに伴うディスタンスピースの取替作業については，一般的に使用される可搬型代替注水大型ポンプは，ポンプ付属のスイッチにより現場での操作が可能な設計とする。

工具を用いて確実に取替えが可能な設計とする。常設電動注入ポンプは，中央制御室の制御盤の代替循環冷却系ポンプ，サプレッション・プール，残留熱除去系熱交換器及び緊急用海水ポンプ

操作スイッチでの操作及び現場の操作スイッチによる操作が可能な設計とする。
A，B 格納容器再循環ユニット，移動式大容量ホンブ車，A，B 海水ストレーナ及び A 原子炉補機冷却水冷却器を使用した，移動式大容量ポンプ車を用いた A，B 格納容器再循環ユニットによる格納容器内自然対流冷却を行う系統は，重大事故等が発生した場合でも，通常時の系統から弁操作等にて速やかに切替えできる設計とする。切替えに伴うディスタンスピースの取替作業については，一般的に使用される工具を用いて確実に取替えが可能な設計とする。

を使用した代替循環冷却系による格納容器内の除熱を行う系統は，重大事故等が発生した場合でも通常時の系統から弁操作等にて速やかに切替えできる設計とする。
代替循環冷却系ポンプ及び緊急用海水ポンプは，中央制御室からスイッチにより操作が可能な設計とする。
残留熱除去系ポンプ，残留熱除去系熱交換器及び残留熱除去系海水ポンプを使用した残留熱除去
系（格納容器スプレイ冷却系）は，重大事故等が発生した場合でも，設計基準事故対処設備として

14

備考

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

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４９条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉
移動式大容量ポンプ車は，車両として移動可能な設計とするとともに，車輪止めを積載し，設置場所にて固定できる設計とする。
移動式大容量ポンプ車と A，B 海水ストレーナブロー配管及び海水母管戻り配管側フランジとの接続口についてはフランジ接続とし，嵌合構造により可搬型ホースを確実に接続できる設計とする。接続口は，3 号炉及び 4 号炉とも同一形状の設計とする。A，B 海水ストレーナブロー配管及び海水母管戻り配管側フランジは，一般的に使用される工具を用いて確実に取替えが可能な設

東海第二発電所
使用する場合と同じ系統構成で使用できる設計とする。
残留熱除去系ポンプ，残留熱除去系熱交換器及び残留熱除去系海水ポンプを使用した残留熱除去
系（サプレッション・プール冷却系）は，重大事故等が発生した場合でも，設計基準事故対処設備として使用する場合と同じ系統構成で使用できる設計とする。
残留熱除去系ポンプ及び残留熱除去系海水ポンプは，中央制御室からスイッチにより操作が可能な設計とする。

計とする。移動式大容量ポンプ車は，付属の操作スイッチにより現場での操作が可能な設計とする。
格納容器スプレイポンプ，燃料取替用水タンク及び格納容器スプレイ冷却器を使用した格納容器スプレイを行う系統は，重大事故等が発生した場合でも，設計基準対象施設として使用する場
合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用する設計とする。格納容器スプレイポンプ
は，中央制御室の制御盤の操作スイッチでの操作が可能な設計とする。
格納容器スプレイポンプ，格納容器スプレイ冷却器，格納容器再循環サンプ及び格納容器再循
環サンプスクリーンを使用した格納容器スプレイ再循環を行う系統は，重大事故等が発生した場
合でも，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用する設計とする。
9.5.3 主要設備及び仕様
原子炉格納容器内の冷却等のための設備の主要設備及び仕様を第 9.5.1 表及び第 9.5.2 表に示す。
9.5.4 試験検査

9.6.3 主要設備及び仕様
原子炉格納容器内の冷却等のための設備の主要設備及び仕様を第 9.6-1 表及び第 9.6-2 表に示す。
9.6.4 試験検査

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

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

A，B 格納容器再循環ユニットによる格納容器内自然対流冷却に使用する A，B 格納容器再循環

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器内の冷却に使用する低圧代替注水系ポンプユニット，A，B 原子炉補機冷却水ポンプ，A 原子炉補機冷却水冷却器，原子炉補機冷却水サージ

は，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。

タンク，A，B 海水ポンプ及び A，B 海水ストレーナは，他系統と独立した試験系統又は通常時の常設低圧代替注水ポンプは，分解が可能な設計とする。

系統構成により機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。

代替淡水貯槽は，内部の確認が可能なハッチ等を設ける設計とする。

A，B 格納容器再循環ユニットは，内部の確認が可能なように点検口を設ける設計とする。

代替淡水貯槽は，有効水量が確認できる設計とする。

A，B 原子炉補機冷却水ポンプ及び A，B 海水ポンプは，分解が可能な設計とする。

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器内の冷却に使用する可搬型代替注水大型

A 原子炉補機冷却水冷却器及び原子炉補機冷却水サージタンクは，内部の確認が可能なように，
マンホールを設ける設計とする。
A 原子炉補機冷却水冷却器は，伝熱管の非破壊検査が可能なように，試験装置を設置できる設計とする。
A，B 海水ストレーナは，差圧確認が可能な設計とする。また，内部の確認が可能なように，ボンネットを取り外すことができる設計とする。
A，B 格納容器再循環ユニットによる格納容器内自然対流冷却に使用する窒素ボンベ(原子炉補ポンプは，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。
可搬型代替注水大型ポンプは，車両として運転確認及び外観確認が可能な設計とする。
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）に使用する残留熱除去系ポンプ及び残留熱除去系海水ポンプは，系統の機能・性能及び漏えいの有
無の確認が可能な設計とする。
残留熱除去系ポンプ及び残留熱除去系海水ポンプは，分解が可能な設計とする。

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

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４９条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉
機冷却水サージタンク用)は，原子炉補機冷却水サージタンク加圧ラインへ窒素供給することにより機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
窒素ボンベ(原子炉補機冷却水サージタンク用)は，規定圧力及び外観の確認が可能な設計とする。
代替格納容器スプレイに使用する常設電動注入ポンプ，燃料取替用水タンク及び復水タンク

東海第二発電所
代替循環冷却系ポンプは，他系統と独立した試験系統により機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
代替循環冷却系ポンプは，分解が可能な設計とする。
緊急用海水ポンプは，系統の機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
緊急用海水ポンプは，分解が可能な設計とする。

は，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，試験系統に含まれない系統については，悪影響防止のため，放射性物質を含む系統と含まない系統とを個別に通水及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
常設電動注入ポンプは，分解が可能な設計とする。
燃料取替用水タンク及び復水タンクは，内部の確認が可能なように，マンホールを設ける設計とする。
燃料取替用水タンクは，ほう素濃度及び有効水量が確認できる設計とする。
移動式大容量ポンプ車を用いた A，B 格納容器再循環ユニットによる格納容器内自然対流冷却に使用する A，B 格納容器再循環ユニット，移動式大容量ポンプ車，A，B 海水ストレーナ及び A
原子炉補機冷却水冷却器は，他系統と独立した試験系統又は通常時の系統構成により機能・性能
及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。また，試験系統に含まれない系統については，悪影響防止のため，海水を含む原子炉補機冷却海水系統と海水を含まない原子炉補機冷却水系統とを個別に通水及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
移動式大容量ポンプ車は，ポンプの分解又は取替が可能な設計とする。また，車両として運転状態の確認及び外観の確認が可能な設計とする。
格納容器スプレイに使用する格納容器スプレイポンプ，燃料取替用水タンク及び格納容器スプ
レイ冷却器は，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。
格納容器スプレイポンプは，分解が可能な設計とする。
格納容器スプレイ冷却器は，内部の確認が可能なように，フランジを設ける設計とする。また，
伝熱管の非破壊検査が可能なように，試験装置を設置できる設計とする。
格納容器スプレイ再循環に使用する格納容器スプレイポンプ，格納容器スブレイ冷却器，格納
容器再循環サンプ及び格納容器再循環サンプスクリーンは，格納容器再循環サンプ及び格納容器
再循環サンプスクリーンを含まない循環ラインを用いて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，
格納容器再循環サンプ及び格納容器再循環サンプスクリーンは，外観の確認が可能な設計とす
る。

16

備考

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

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４９条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所
第 9.6-1 表 原子炉格納容器内の冷却等のための設備(常設)の設備仕様

第 9.5.1 表 原子炉格納容器内の冷却等のための設備(常設)の設備仕様(1) 常設低圧代替注水系ポンプ(1) 格納容器再循環ユニット
兼用する設備は以下のとおり，兼用する設備は以下のとおり。

・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

・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

・格納容器換気空調設備

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備

・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備

型

式

原子炉補機冷却水冷却コイル内蔵型

型

式

うず巻形

基

数

2(格納容器内自然対流冷却時は A，B 号機のみ使用)

個

数

2

約 13.OMW(1 基当たり)容量

約 200m３／h（1 個当たり）程

約 200m

伝 熱 容 量
最高使用温度管全側約 175℃

最高使用圧力管

側1.4MPa[gage](2) 原子炉補機冷却水ポンプ

揚最高使用圧力3.14MPa[gage]

最高使用温度

66℃

本 体 材 料

炭素鋼

(2) 代替循環冷却系ポンプ兼用する設備は以下のとおり。

兼用する設備は以下のとおり。

・原子炉補機冷却水設備

・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

型

式

うず巻式

台

数

2(格納容器内自然対流冷却時は A，B 号機のみ使用)

型

式

うず巻形

容

量

約 1,700m３／h (1 台当たり)

個

数

1

揚

程

約 55m

容

量

約 250m３／h（1 個当たり）最高使用圧力1.4MPa[gage]

全程

約 200m

最高使用温度

95℃

最高使用圧力3.14MPa[gage]

約 175℃(重大事故等時における使用時の値)

最高使用温度66℃

炭素鋼

本 体 材 料

炭素鋼

本 体 材 料(3) 原子炉補機冷却水冷却器

・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備

揚(3) 残留熱除去系ポンプ兼用する設備は以下のとおり.

兼用する設備は以下のとおり。

・原子炉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・残留熱除去系

・原子炉補機冷却水設備

・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

17

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

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４９条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所
・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備
・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

型

式

たて形電動うず巻式

・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

3

・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備

容量

約 1,690m3/也(Ⅰ台当たり)

程

約 85m

型

式

横置直管式

全

基

数

1(格納容器内自然対流冷却時は A 号機のみ使用)

最高使用圧力3.50MPa[gage]

約 19.2MW

最高使用温度

182℃

本 体 材 料

鋳鋼

伝 熱 容 量
最高使用温度
管

側

50℃

胴

側

95℃

形式

(4) 緊急用海水ポンプ

175℃(重大事故等時における使用時の値)
最高使用圧力
管
胴
材

側
側

揚

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

0.7MPa[gage]

・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

約 1.25MPa[gage](重大事故等時における使用時の値)

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

1.4MPa[gage]

・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

料

・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備

管側

アルミブラス

型

式

ターボ形

銅

側

炭素鋼

個

数

1（予備 1）

容量

約 844m３／h（1 基当たり）

揚程

約 130m(4) 原子炉補機冷却水サージタンク
兼用する設備は以下のとおり.

最高使用圧力2.45MPa[gage]

・原子炉補機冷却水設備

最高使用温度38℃

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

本 体 材 料ステンレス鋼・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備
型

式

横置円筒型

基

数

1

容

量

約 8m３

(5) 残留熱除去系海水ポンプ兼用する設備は以下のとおり。

３

・残留熱除去系

通常水容量

約 41m

最高使用圧力

0.34MPa[gage]

・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

最高使用温度

95℃

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

本 体 材 料

炭素鋼

・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

型

式

たて形うず巻式

個

数

4

容

量

約 886m3/h (1 台当たり)兼用する設備は以下のとおり，

揚程

約 184m・原子炉補機冷却海水設備

最高使用圧力3.45MPa[gage]

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

最高使用温度38℃(5) 海水ポンプ18

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

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４９条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉
・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備
型

式

斜流式

台

数

2(格納容器内自然対流冷却時は A，B 号機のみ使用)
３

東海第二発電所
本 体 材 料鋳鋼

(6) 代替淡水貯槽

容量

約 2,600m ／h（1 台当たり）兼用する設備は以下のとおり。

揚

程

約 49m

・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

ステンレス鋼・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

本 体 材 料・原子炉格納容器内の冷却等のための設備
・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備(6) 海水ストレーナ
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

・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

・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

・原子炉補機冷却海水設備

・使用済燃料貯蔵槽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・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

個

数

1

・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

容量

約 5,000m３

・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

最高使用圧力静水頭・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備

最高使用温度

66℃

種

ライニング槽型式

たて置き円筒型台

数

2(格納容器内自然対流冷却時は A，B 号機のみ使用)

最高使用圧力0.7MPa[gage]類(7) サプレッション・プール

約 1.25MPa[gage](重大事故等時における使用時の値)兼用する設備は以下のとおり。

最高使用温度50℃

・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

本 体 材 料

炭素鋼

・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(7) 常設電動注入ポンプ

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備兼用する設備は以下のとおり.

・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備

・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

個

数

1

・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備

容量

約 3,400m３

型

式

うず巻式

最高使用圧力

0.62MPa[gage]

台

数

1

最高使用温度

200℃

種

鉄筋コンクリート３

容量

約 150m ／h

揚程

約 150m

本 体 材 料類

鋼製ライナ

ステンレス鋼(8) 残留熱除去系熱交換器(8) 燃料取替用水タンク

兼用する設備は以下のとおり。

19

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

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４９条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

兼用する設備は以下のとおり.

・残留熱除去系

・高圧注入系

・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

・低圧注入系

・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

・原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備

・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

型

式

縦型Ｕチューブ式

・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

基

数

2

・原子炉格納容器スプレイ設備

伝 熱 容 量・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

最高使用圧力約 19.4×103kW (1 基当たり) (原子炉停止時冷却モ-ド)

・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

管側

3.45MPa[gage]

・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備

胴側

3.45MPa[gage]・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備

最高使用温度・火災防護設備
基

数

1

容

量

約 2,100m３

管

側

249℃

胴

側

249℃

材

料

最高使用圧力

大気圧

管

側

白銅管

最高使用温度

95℃

胴

側

炭素鋼

ほう素濃度

約 2,500ppm

ライニング材料

ステンレス鋼設 置 高 さEL.−0.8m

距

約 50m（4 号炉心より）離(9) 復水タンク
兼用する設備は以下のとおり.
・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
・2 次系補給水設備
・緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備
・原子炉格納容器内の冷却等のための設備
・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備
・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
基

数

1

容

量

約 1,200m３

20

備考

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

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４９条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉
ライニング材料

ステンレス鋼設 置 高 さEL.＋10.8m

距

約 40m（4 号炉心より）

離

東海第二発電所(10) 格納容器スプレイポンプ
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
・原子炉格納容器スプレイ設備
・原子炉格納容器内の冷却等のための設備
・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備
・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
・火災防護設備
型

式

うず巻式

台

数

2

容

量

約 1,200m３／h(1 台当たり)

最高使用圧力2.7MPa[gage]

最高使用温度150℃

揚約 175m程本 体 材 料ステンレス鋼(11) 格納容器スプレイ冷却器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
・原子炉格納容器スプレイ設備
・原子炉格納容器内の冷却等のための設備
・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備
・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
・火災防護設備型式

横置Ｕ字管式基数

2

伝 熱 容 量

約 23,6MW（1 基当たり）最高使用圧力管

側2.7MPa[gage]

胴側1.4MPa[gage]21

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

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４９条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

最高使用温度
管

側

150℃

胴

側

95℃

材

料
管

側

ステンレス鋼

銅側

炭素鋼(12) 格納容器再循環サンプ
兼用する設備は以下のとおり。
・高圧注入系
・低圧注入系
・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
・原子炉格納容器スプレイ設備
・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
型

式

プール形

材

料

鉄筋コンクリート基数2(13) 格納容器再循環サンプスクリーン
兼用する設備は以下のとおり。
・高圧注入系
・低圧注入系
・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
・原子炉格納容器スプレイ設備
・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
型

式

ディスク型

容

量

約 2,540m３/h(1 基当たり)最高使用温度144℃

材

料

ステンレス鋼

基

数

2

22

備考

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

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４９条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

第 9.5.2 表 原子炉格納容器内の冷却等のための設備(可搬型)の設備仕様

第 9.6−2 表 原子炉格納容器内の冷却等のための設備(可搬型)の設備仕様(1) 窒素ボンベ(原子炉補機冷却水サージタンク用)(1) 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，兼用する設備は以下のとおり。

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

種

類

鋼製容器

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

個

数

6(予備 1)

・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

容量

約 20.l (1 個当たり)・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備

最高使用圧力14.7MPa[gage]

・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

供 給 圧 力O.34MPa[gage](減圧後圧力)

・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
型

式

うず巻形

兼用する設備は以下のとおり.

個

数

4（予備 1）

・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備

容量

約 1,320m３／h（1 個当たり）

・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

全程

約 140m

・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

最高使用圧力1.4MPa[gage]

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

最高使用温度60℃(2) 移動式大容量ポンプ車(3 号及び 4 号炉共用)

揚・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備
・水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備
・発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
型

式

うず巻式

台

数

4*１

容

量

約 1,320m３／h(1 台当たり)

揚程

約 140m*1

保有台数を示す，必要台数は 2 台(予備 1 台)とする。

23

備考

玄海原子力発電所／東海第二発電所

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

基本設計比較表 【対象項目： 第４９条 】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

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

24

備考

玄海原子力発電所／東海第二発電所

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

基本設計比較表 【対象項目： 第４９条 】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

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

25

備考

玄海原子力発電所／東海第二発電所

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

基本設計比較表 【対象項目： 第４９条 】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

第 9.6−3 図 原子炉格納容器内の冷却等のための設備 系統概要図 (3)（代替格納容器スプレイ系（可搬型）西側接続口使用時）

26

備考

玄海原子力発電所／東海第二発電所

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

基本設計比較表 【対象項目： 第４９条 】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

第 9.6−4 図 原子炉格納容器内の冷却等のための設備 系統概要図 (4)（代替格納容器スプレイ系（可搬型）高所東側接続口使用時）

27

備考

玄海原子力発電所／東海第二発電所

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

基本設計比較表 【対象項目： 第４９条 】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

第 9.6−5 図 原子炉格納容器内の冷却等のための設備 系統概要図 (5)（代替格納容器スプレイ系（可搬型）高所西側接続口使用時）

28

備考

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

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４９条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

原子炉建屋原子炉棟
原子炉隔離時
冷却系より

AO

AO

MO

MO

屋外

MO

MO

MO
AO

MO

MO

MO

AO

MO
MO

MO
MO
MO

可搬型代替注水
大型ポンプ

MO

MO

補給水系
より

MO
MO

MO
残留熱除去系
ポンプ(B)へ

代替循環
冷却系ポンプ

接続口

残留熱除去系ポンプ(A)

緊急用海水
ストレーナ

緊急用海水
ポンプ

MO

MO

MO

MO

MO

MO

残留熱除去系
熱交換器（Ａ）

接続口

MO

残留熱除去系
海水ポンプＡ系

可搬型代替注水
大型ポンプ
放水路へ

緊急用海水系使用時の図を示す。

第 9.6−6 図 原子炉格納容器内の冷却等のための設備 系統概要図 (6)（代替循環冷却系系統概要図）

29

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

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４９条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

原子炉隔離時
冷却系より

AO

MO

AO

備考

可燃性ｶﾞｽ濃度制御系(FCS)(A)へ

＊1
MO

MO
MO

スプレイ
ヘッダ

AO

MO

AO

＊1

MO

AO

MO

燃料ﾌﾟｰﾙ冷却
可燃性ｶﾞｽ濃度制御系(FCS)(B)へ 浄化系(FPC)へ

MO

MO

AO

AO

MO

MO

MO
MO

MO

MO

スプレイヘッダ

MO

MO

MO

MO

FPCより

MO

MO

MO

MO

MO

MO

サプレッション・プール

＊2
MO

＊3

残留熱除去系
ポンプ

RHRS

RHRS

(C)
＊2

(B)

MO

(A)

RHRS

＊3
MO
MO

MO

MO

MO

MO

残留熱除去系
熱交換器

(A)

(C)

(B)

(D)

残留熱除去系
海水ポンプ

第 9.6−7 図 原子炉格納容器内の冷却等のための設備 系統概要図 (7)（残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系））

30

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

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４９条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

原子炉隔離時
冷却系より

AO

MO

AO

備考

＊1
可燃性ｶﾞｽ濃度制御系(FCS)(A)へ

MO

MO
MO
AO

MO

AO

＊1

MO

AO

AO
MO

燃料ﾌﾟｰﾙ冷却浄化系(FPC)へ

MO

AO

MO

可燃性ｶﾞｽ濃度制御系(FCS)(B)へ

MO

MO

MO
MO

MO

MO

MO

MO

MO

FPCより

MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

サプレッション・プール＊2
MO

残留熱除去系
ポンプ

＊3
RHRS

RHRS

RHRS

(C)
＊2

(B)

MO

(A)

＊3
MO
MO

MO

MO

MO

MO

残留熱除去系
熱交換器

(A)

(C)

(B)

(D)

残留熱除去系
海水ポンプ

第 9.6−8 図 原子炉格納容器内の冷却等のための設備 系統概要図 (8)（残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系））

31