東海第二発電所 工事計画審査資料

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資料番号

工認-019 改 2

提出年月日

平成 30 年 2 月 1 日

日本原子力発電株式会社
東海第二発電所

工事計画審査資料

原子炉本体（添付書類）

Ⅴ-1-1 各発電用原子炉施設に共通の説明書
Ⅴ-1-1-4 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書
Ⅴ-1-1-4-1 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉本体）
Ⅴ-1-1-4-1-1 設定根拠に関する説明書（炉心シュラウド）Ⅴ-1-1-4-1-2 設定根拠に関する説明書（シュラウドサポート）
Ⅴ-1-1-4-1-3 設定根拠に関する説明書（上部格子板）
Ⅴ-1-1-4-1-4 設定根拠に関する説明書（炉心支持板）
Ⅴ-1-1-4-1-5 設定根拠に関する説明書（中央燃料支持金具）
Ⅴ-1-1-4-1-6 設定根拠に関する説明書（周辺燃料支持金具）
Ⅴ-1-1-4-1-7 設定根拠に関する説明書（制御棒案内管）
Ⅴ-1-1-4-1-8 設定根拠に関する説明書（原子炉圧力容器）
Ⅴ-1-1-4-1-9 設定根拠に関する説明書（差圧検出・ほう酸水注入管（ティーより N10ノズルまでの外管））
Ⅴ-1-1-4-1-10 設定根拠に関する説明書（差圧検出・ほう酸水注入管（原子炉圧力容器
内部））
Ⅴ-1-1-4-1-11 設定根拠に関する説明書（高圧炉心スプレイスパージャ）Ⅴ-1-1-4-1-12 設定根拠に関する説明書（低圧炉心スプレイスパージャ）Ⅴ-1-1-4-1-13 設定根拠に関する説明書（残留熱除去系配管（原子炉圧力容器内部））
Ⅴ-1-1-4-1-14 設定根拠に関する説明書（高圧炉心スプレイ配管（原子炉圧力容器内部））
Ⅴ-1-1-4-1-15 設定根拠に関する説明書（低圧炉心スプレイ配管（原子炉圧力容器内部））
Ⅴ-1-1-4-1-16 設定根拠に関する説明書（ジェットポンプ）

Ⅴ-5 図面
2.1 原子炉圧力容器
・原子炉圧力容器構造図【「原子炉圧力容器」は，平成 16 年 1 月 9 日付け発室発第 163 号にて届け出した工事計画書の添付図面「第 1 図原子炉圧力容器全体構造図」，昭和 52 年 9 月 22 日付け 52 資庁第 10471
号にて認可された工事計画書の添付図面「第 3-2 図原子炉圧力容器部分図その 1」及び昭和50 年 10 月 6 日付け 50 資庁第 8314 号にて認可された工事計画書の添付図面「第 2-3 図原子炉圧力容器部分図その 2」による。
】
・炉心シュラウドの構造図【「炉心シュラウド」は，昭和 51 年 4 月 8 日付け 51 資庁第 468 号にて認可された工事計画書の添付図面「第 2-2 図シュラウド構造図（その 1）」及び「第 2-3 図シュラウド構造図（そ
の 2）
」による。
】
・シュラウドサポートの構造図【「シュラウドサポート」は，昭和 51 年 4 月 8 日付け 51 資庁第 468 号にて認可された工事
計画書の添付図面「第 2-21 図シュラウドサポート構造図」及び平成 4 年 9 月 8 日付け発管業発第 145 号にて届け出した工事計画書の添付図面「第 2 図マンホール蓋構造図」による。
】
・上部格子板の構造図【「上部格子板」は，昭和 51 年 4 月 8 日付け 51 資庁第 468 号にて認可された工事計画書の添付図面「第 2-6 図上部格子板構造図」による。
】
・炉心支持板の構造図【「炉心支持板」は，昭和 51 年 4 月 8 日付け 51 資庁第 468 号にて認可された工事計画書の添付図面「第 2-7 図炉心支持板構造図」による。
】
・中央燃料支持金具の構造図【「中央燃料支持金具」は，昭和 51 年 4 月 8 日付け 51 資庁第 468 号にて認可された工事計画書の添付図面「第 2-19 図燃料支持金具構造図（その 1）」による。】
・周辺燃料支持金具の構造図【「周辺燃料支持金具」は，昭和 51 年 4 月 8 日付け 51 資庁第 468 号にて認可された工事計画書の添付図面「第 2-20 図燃料支持金具構造図（その 2）」による。】
・制御棒案内管の構造図【「制御棒案内管」は，昭和 51 年 4 月 8 日付け 51 資庁第 468 号にて認可された工事計画書の添付図面「第 2-17 図制御棒案内管構造図」による。
】

・差圧検出・ほう酸水注入管（ティーより N10 ノズルまでの外管）の構造図【「差圧検出・ほう酸水注入管（ティーより N10 ノズルまでの外管）」は，昭和 51 年 4 月 8 日
付け 51 資庁第 468 号にて認可された工事計画書の添付図面「第 2-12 図差圧検出・ほう酸水注入配管構造図」による。
】
・ジェットポンプの構造図【「ジェットポンプ」は，昭和 51 年 4 月 8 日付け 51 資庁第 468 号にて認可された工事計画書の添付図面「第 2-16 図ジェットポンプ構造図」による。
】
・高圧炉心スプレイスパージャの構造図【「高圧炉心スプレイスパージャ」は，昭和 51 年 4 月 8 日付け 51 資庁第 468 号にて認可された工事計画書の添付図面「第 2-9 図高圧炉心スプレイ配管（圧力容器内部）構造図」による。】
・低圧炉心スプレイスパージャの構造図【「低圧炉心スプレイスパージャ」は，昭和 51 年 4 月 8 日付け 51 資庁第 468 号にて認可された工事計画書の添付図面「第 2-10 図低圧炉心スプレイ配管（圧力容器内部）構造図」による。】
・残留熱除去系配管（圧力容器内部）の構造図【「残留熱除去系配管（圧力容器内部）」は，昭和 51 年 4 月 8 日付け 51 資庁第 468 号にて認可された工事計画書の添付図面「第 2-11 図低圧注水配管（圧力容器内部）構造図」による。
】
・高圧炉心スプレイ配管（原子炉圧力容器内部）の構造図【「高圧炉心スプレイ配管（原子炉圧力容器内部）」は，昭和 51 年 4 月 8 日付け 51 資庁第 468号にて認可された工事計画書の添付図面「第 2-9 図高圧炉心スプレイ配管（圧力容器内部）構造図」による。】
・低圧炉心スプレイ配管（原子炉圧力容器内部）の構造図【「低圧炉心スプレイ配管（原子炉圧力容器内部）」は，昭和 51 年 4 月 8 日付け 51 資庁第 468号にて認可された工事計画書の添付図面「第 2-10 図低圧炉心スプレイ配管（圧力容器内部）構造図」による。】
・差圧検出・ほう酸水注入管（原子炉圧力容器内部）の構造図【「差圧検出・ほう酸水注入管（ティーより N10 ノズルまでの外管）」は，昭和 51 年 4 月 8 日
付け 51 資庁第 468 号にて認可された工事計画書の添付図面「第 2-12 図差圧検出・ほう酸水注入配管構造図」による。
】

Ⅴ-1-1-4-1-1 設定根拠に関する説明書

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-1-1 R0（炉心シュラウド）

名称

炉心シュラウド

上部胴

MPa

（差圧）

中間胴

MPa

（差圧）

下部胴

MPa

（差圧）

最 高 使 用 温 度

℃

302

個

－

1

最高使用
圧

力

数

【設 定 根 拠】（概 要）・設計基準対象施設
炉心シュラウドは，設計基準対象施設として，上部格子板及び炉心支持板を支持するために設置する。

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-1-1 R2・重大事故等対処設備
重大事故等時に使用する炉心シュラウドは，原子炉冷却材の流路が確保されるよう，炉心形状を維持するために設置する。
1.

最高使用圧力の設定根拠(1) 炉心シュラウド（上部胴）設計基準対象施設として使用する炉心シュラウド（上部胴）の最高使用圧力は，通常運転時に炉心シュラウド（上部胴）の内外面の間に作用する差圧（差圧が最大となるプ
ラントの運転状態＊1 における差圧解析値（MPa））を包絡する最大差圧としてMPa（差圧）とする。
炉心シュラウド（上部胴）を重大事故等時において使用する場合の圧力は，炉心流量が設計基準対象施設として使用する場合を下回り，設計基準対象施設の最高使用圧力に包絡されるため，同仕様で設計し，MPa（差圧）とする。

(2) 炉心シュラウド（中間胴）設計基準対象施設として使用する炉心シュラウド（中間胴）の最高使用圧力は，通常運転時に炉心シュラウド（中間胴）の内外面の間に作用する差圧（差圧が最大となるプ
ラントの運転状態＊2 における差圧解析値（MPa））を包絡する最大差圧としてMPa（差圧）とする。
炉心シュラウド（中間胴）を重大事故等時において使用する場合の圧力は，炉心流量が設計基準対象施設として使用する場合を下回り，設計基準対象施設の最高使用圧力に包絡されるため，同仕様で設計し，MPa（差圧）とする。

1

(3) 炉心シュラウド（下部胴）設計基準対象施設として使用する炉心シュラウド（下部胴）の最高使用圧力は，通常運転時に炉心シュラウド（下部胴）の内外面の間に作用する差圧（差圧が最大となるプ
ラントの運転状態＊3 における差圧解析値（MPa））を包絡する最大差圧としてMPa（差圧）とする。
炉心シュラウド（下部胴）を重大事故等時において使用する場合の圧力は，炉心流量が設計基準対象施設として使用する場合を下回り，設計基準対象施設の最高使用圧力に包絡されるため，同仕様で設計し，2.

MPa（差圧）とする。

最高使用温度の設定根拠
設計基準対象施設として使用する炉心シュラウドの最高使用温度は，原子炉圧力容器の最高使用温度と同じ 302 ℃とする。

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-1-1 R2E

炉心シュラウドを重大事故等時において使用する場合の温度は，原子炉圧力容器の重大事故等時における使用温度と同じ 302 ℃とする。
3.

個数の設定根拠
炉心シュラウドは，設計基準対象施設として上部格子板及び炉心支持板を支持するために必要な個数である 1 個設置する。
炉心シュラウドは，設計基準対象施設として 1 個設置しているものを重大事故等対処
設備として使用する。

注記＊1：通常運転時に炉心シュラウド（上部胴）の差圧が最大となる 100 ％原子炉出力，105 ％
炉心流量状態＊2：通常運転時に炉心シュラウド（中間胴）の差圧が最大となる 100 ％原子炉出力，105 ％
炉心流量状態＊3：通常運転時に炉心シュラウド（下部胴）の差圧が最大となる 100 ％原子炉出力，105 ％
炉心流量状態2

Ⅴ-1-1-4-1-2 設定根拠に関する説明書

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-1-2 R0（シュラウドサポート）名称

シュラウドサポート

最 高 使 用 圧 力

MPa

（差圧）

最 高 使 用 温 度

℃

302

個

－

1

数

【設 定 根 拠】（概 要）・設計基準対象施設
シュラウドサポートは，設計基準対象施設として，炉心シュラウドを支持するために設置する。
・重大事故等対処設備
重大事故等時に使用するシュラウドサポートは，原子炉冷却材の流路が確保されるよう，

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-1-2 R2

炉心形状を維持するために設置する。
1. 最高使用圧力の設定根拠
設計基準対象施設として使用するシュラウドサポートの最高使用圧力は， 通常運転時にシュラウドサポートの内外面の間に作用する差圧（差圧が最大となるプラントの運転状態＊における差圧解析値（MPa））を包絡する最大差圧としてMPa（差圧）とする。

シュラウドサポートを重大事故等時において使用する場合の圧力は，炉心流量が設計基
準対象施設として使用する場合を下回り，設計基準対象施設の最高使用圧力に包絡されるため，同仕様で設計し，MPa（差圧）とする。

2. 最高使用温度の設定根拠
設計基準対象施設として使用するシュラウドサポートの最高使用温度は，原子炉圧力容器の最高使用温度と同じ 302 ℃とする。
シュラウドサポートを重大事故等時において使用する場合の温度は，原子炉圧力容器の重大事故等時における使用温度と同じ 302 ℃とする。
3. 個数の設定根拠
シュラウドサポートは，設計基準対象施設として炉心シュラウドを支持するために必要な個数である1個設置する。
シュラウドサポートは，設計基準対象施設として1個設置しているものを重大事故等対処
設備として使用する。

1

注記＊：通常運転時にシュラウドサポートの差圧が最大となる 100 ％原子炉出力，105 ％炉心流

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-1-2 R1E

量状態。

2

Ⅴ-1-1-4-1-3 設定根拠に関する説明書

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-1-3 R0（上部格子板）

名

称

上部格子板

最 高 使 用 圧 力

MPa

（差圧）

最 高 使 用 温 度

℃

302

個

－

1

数

【設 定 根 拠】（概要）・設計基準対象施設
上部格子板は，設計基準対象施設として，炉心シュラウド上部に固定し燃料集合体の横方向の支持と案内の役目をさせるとともに，中性子束検出器及び起動用中性子源の上端を支持するために設置する。
・重大事故等対処設備

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-1-3 R3

重大事故等時に使用する上部格子板は，原子炉冷却材の流路が確保されるよう，炉心形状を維持するために設置する。
1. 最高使用圧力の設定根拠
設計基準対象施設として使用する上部格子板の最高使用圧力は，通常運転時に上部格子板の上下面の間に作用する差圧（差圧が最大となるプラントの運転状態 ＊ における差圧解析値（MPa））を包絡する最大差圧としてMPa（差圧）とする。

上部格子板を重大事故等時において使用する場合の圧力は，炉心流量が設計基準対象施設として使用する場合を下回り，設計基準対象施設の最高使用圧力に包絡されるため，同仕様
で設計し，MPa（差圧）とする。

2. 最高使用温度の設定根拠
設計基準対象施設として使用する上部格子板の最高使用温度は，原子炉圧力容器の最高使用温度と同じ 302 ℃とする。
上部格子板を重大事故等時において使用する場合の温度は，原子炉圧力容器の重大事故等時における使用温度と同じ 302 ℃とする。
3. 個数の設定根拠
上部格子板は，設計基準対象施設として炉心シュラウド上部に固定し燃料集合体の横方向の支持と案内の役目をさせるとともに，中性子束検出器及び起動用中性子源の上端を支持するために必要な個数である1個設置する。

1

上部格子板は，設計基準対象施設として 1 個設置しているものを重大事故等対処設備として使用する。

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-1-3 R1E

注記＊：通常運転時に上部格子板の差圧が最大となる100 ％原子炉出力，105 ％炉心流量状態。

2

Ⅴ-1-1-4-1-4 設定根拠に関する説明書

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-1-4 R0（炉心支持板）

名

称

炉心支持板

最 高 使 用 圧 力

MPa

（差圧）

最 高 使 用 温 度

℃

302

個

－

1

数

【設 定 根 拠】（概要）・設計基準対象施設
炉心支持板は，設計基準対象施設として，炉心シュラウド下部に固定し，制御棒案内管，燃料支持金具及び燃料集合体，中性子計測案内管並びに起動用中性子源の横方向の支持をするために設置する。
・重大事故等対処設備

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-1-4 R2

重大事故等時に使用する炉心支持板は，原子炉冷却材の流路が確保されるよう，炉心形状を維持するために設置する。
1. 最高使用圧力の設定根拠
設計基準対象施設として使用する炉心支持板の最高使用圧力は，通常運転時に炉心支持板の上下面の間に作用する差圧（差圧が最大となるプラントの運転状態 ＊ における差圧解析値（MPa））を包絡する最大差圧としてMPa（差圧）とする。

炉心支持板を重大事故等時において使用する場合の圧力は，炉心流量が設計基準対象施設として使用する場合を下回り，設計基準対象施設の最高使用圧力に包絡されるため，同仕様
で設計し，MPa（差圧）とする。

2. 最高使用温度の設定根拠
設計基準対象施設として使用する炉心支持板の最高使用温度は，原子炉圧力容器の最高使用温度と同じ302 ℃とする。
炉心支持板を重大事故等時において使用する場合の温度は，原子炉圧力容器の重大事故等時における使用温度と同じ 302 ℃とする。
3. 個数の設定根拠
炉心支持板は，設計基準対象施設として炉心シュラウド下部に固定し，制御棒案内管，燃料支持金具及び燃料集合体，中性子計測案内管並びに起動用中性子源の横方向の支持をするために必要な個数である1個設置する。

1

炉心支持板は，設計基準対象施設として1個設置しているものを重大事故等対処設備として使用する。

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-1-4 R1E

注記＊：通常運転時に炉心支持板の差圧が最大となる100 ％原子炉出力，105 ％炉心流量状態2

Ⅴ-1-1-4-1-5 設定根拠に関する説明書

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-1-5 R0（中央燃料支持金具）

名

称

中央燃料支持金具

最 高 使 用 圧 力

MPa

（差圧）

最 高 使 用 温 度

℃

302

個

－

185

数

【設定根拠】（概要）
・設計基準対象施設
中央燃料支持金具は，設計基準対象施設として，燃料集合体 4 本を支持するために設置する。
・重大事故等対処設備
重大事故等時に使用する中央燃料支持金具は，原子炉冷却材の流路が確保されるよう，炉NT2 補① Ⅴ-1-1-4-1-5 R2

心形状を維持するために設置する。
1.

最高使用圧力の設定根拠
設計基準対象施設として使用する中央燃料支持金具の最高使用圧力は，通常運転時に中央

燃料支持金具の上下面の間に作用する差圧（差圧が最大となるプラントの運転状態＊における差圧解析値（MPa））を包絡する最大差圧としてMPa（差圧）とする。

中央燃料支持金具を重大事故等時において使用する場合の圧力は，炉心流量が設計基準対象施設として使用する場合を下回り，設計基準対象施設の最高使用圧力に包絡されるため，同仕様で設計し，2.

MPa（差圧）とする。

最高使用温度の設定根拠
設計基準対象施設として使用する中央燃料支持金具の最高使用温度は，原子炉圧力容器の最高使用温度と同じ 302 ℃とする。
中央燃料支持金具を重大事故等時において使用する場合の温度は，原子炉圧力容器の重大事故等時における使用温度と同じ 302 ℃とする。
3.

個数の設定根拠
燃料支持金具は，設計基準対象施設として燃料集合体 764 本を支持するために必要な個数である中央燃料支持金具 185 個と周辺燃料支持金具 24 個設置する。

1

燃料支持金具は，設計基準対象施設として中央燃料支持金具 185 個と周辺燃料支持金具 24 個設置しているものを重大事故等対処設備として使用する。

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-1-5 R1E

注記＊：通常運転時に炉心支持板の差圧が最大となる100 ％原子炉出力，105 ％炉心流量状態2

Ⅴ-1-1-4-1-6 設定根拠に関する説明書

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-1-6 R0（周辺燃料支持金具）

名

称

周辺燃料支持金具

最 高 使 用 圧 力

MPa

（差圧）

最 高 使 用 温 度

℃

302

個

－

24

数

【設 定 根 拠】（概要）・設計基準対象施設
周辺燃料支持金具は，設計基準対象施設として，燃料集合体 1 本を支持するために設置する。
・重大事故等対処設備
重大事故等時に使用する周辺燃料支持金具は，原子炉冷却材の流路が確保されるよう，炉NT2 補① Ⅴ-1-1-4-1-6 R2

心形状を維持するために設置する。

1.

最高使用圧力の設定根拠
設計基準対象施設として使用する周辺燃料支持金具の最高使用圧力は，通常運転時に周辺燃料支持金具の上下面の間に作用する差圧（差圧が最大となるプラントの運転状態＊における差圧解析値（MPa））を包絡する最大差圧としてMPa（差圧）とする。

周辺燃料支持金具を重大事故等時において使用する場合の圧力は，炉心流量が設計基準対象施設として使用する場合を下回り，設計基準対象施設の最高使用圧力に包絡されるため，同仕様で設計し，2.

MPa（差圧）とする。

最高使用温度の設定根拠
設計基準対象施設として使用する周辺燃料支持金具の最高使用温度は，原子炉圧力容器の最高使用温度と同じ 302 ℃とする。
周辺燃料支持金具を重大事故等時において使用する場合の温度は，原子炉圧力容器の重大事故等時における使用温度と同じ 302 ℃とする。
3.

個数の設定根拠
燃料支持金具は，設計基準対象施設として燃料集合体 764 本の支持するために必要な個数である中央燃料支持金具 185 個と周辺燃料支持金具 24 個設置する。

1

燃料支持金具は，設計基準対象施設として中央燃料支持金具 185 個と周辺燃料支持金具 24 個設置しているものを重大事故等対処設備として使用する。

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-1-6 R1E

注記＊：通常運転時に炉心支持板の差圧が最大となる100 ％原子炉出力，105 ％炉心流量状態2

Ⅴ-1-1-4-1-7 設定根拠に関する説明書

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-1-7 R0（制御棒案内管）名称

制御棒案内管最 高 使 用 圧 力

MPa

（差圧）

最 高 使 用 温 度

℃

302

個

－

185

数

【設定根拠】（概要）
・設計基準対象施設
制御棒案内管は，設計基準対象施設として，下側を制御棒駆動機構ハウジングに，上側を炉心支持板にはめこみ，制御棒の案内及び燃料集合体を支持するために設置する。
・重大事故等対処設備
重大事故等時に使用する制御棒案内管は，原子炉冷却材の流路が確保されるよう，炉心形

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-1-7 R1状を維持するために設置する。
1.

最高使用圧力の設定根拠
設計基準対象施設として使用する制御棒案内管の最高使用圧力は，通常運転時に制御棒案

内管の内外面の間に作用する差圧（差圧が最大となるプラントの運転状態＊における差圧解析
値（MPa））を包絡する最大差圧としてMPa（差圧）とする。

制御棒案内管を重大事故等時において使用する場合の圧力は，炉心流量が設計基準対象施設として使用する場合を下回り，設計基準対象施設の最高使用圧力に包絡されるため，同仕様で設計し，
2.

MPa（差圧）とする。

最高使用温度の設定根拠
設計基準対象施設として使用する制御棒案内管の最高使用温度は，原子炉圧力容器の最高

使用温度と同じ 302 ℃とする。
制御棒案内管を重大事故等時において使用する場合の温度は，原子炉圧力容器の重大事故等時における使用温度と同じ 302 ℃とする。
3. 個数の設定根拠
制御棒案内管は，設計基準対象施設として全制御棒 185 本の案内及び燃料集合体を支持するために必要な個数である 185 個設置する。

1

制御棒案内管は，設計基準対象施設として 185 個設置しているものを重大事故等対処設備として使用する。

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-1-7 R0

注記＊：通常運転時に炉心支持板の差圧が最大となる100 ％原子炉出力，105 ％炉心流量状態2

Ⅴ-1-1-4-1-8 設定根拠に関する説明書

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-1-8 R0（原子炉圧力容器）

名称

原子炉圧力容器

最 高 使 用 圧 力

MPa

8.62

最 高 使 用 温 度

℃

302

個

－

1

数

【設 定 根 拠】（概要）・設計基準対象施設
原子炉圧力容器は，設計基準対象施設として原子炉冷却材圧力バウンダリを構成し，燃料集
合体，炉心支持構造物，制御棒及びその他原子炉圧力容器内部構造物を保持するために設置する。
原子炉圧力容器は，通常運転時，運転時の異常な過渡変化時及び事故時において適切な炉心NT2 補① Ⅴ-1-1-4-1-8 R3

冷却能力を持たせる設計としている。
・重大事故等対処設備
重大事故等時に原子炉冷却系統施設のうち残留熱除去設備（残留熱除去系）として使用する
原子炉圧力容器は，以下の機能を有する。
原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の状態であって，設計基準事故対処設備が有する発電用
原子炉の冷却機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するために原子炉圧力容器を設置する。
系統構成は，原子炉圧力容器内の保有水を原子炉冷却材再循環系ポンプ入口配管から残留熱除去系配管を介して，残留熱除去系ポンプ A，B 及び残留熱除去系熱交換器 A，B を経て原子炉
冷却材再循環系ポンプ出口配管より原子炉圧力容器に戻され，原子炉冷却材を冷却し，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止できる設計とする。
重大事故等時に原子炉冷却系統施設のうち非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（高圧
炉心スプレイ系）として使用する原子炉圧力容器は，以下の機能を有する。
原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態であって，設計基準事故対処設備が有する発電用
原子炉の冷却機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷を防止するために原子炉圧力容器を設置する。
系統構成は，サプレッション・チェンバを水源とした高圧炉心スプレイ系ポンプにより，高圧炉心スプレイ系配管を介して原子炉圧力容器へ注水することにより，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止できる設計とする。

1

重大事故等時に原子炉冷却系統施設のうち非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（低圧
炉心スプレイ系）として使用する原子炉圧力容器は，以下の機能を有する。
原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の状態であって，設計基準事故対処設備が有する発電用
原子炉の冷却機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するために原子炉圧力容器を設置する。
系統構成は，サプレッション・チェンバを水源とした低圧炉心スプレイ系ポンプにより，低圧炉心スプレイ系配管を介して原子炉圧力容器へ注水することにより，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止できる設計とする。
重大事故等時に原子炉冷却系統施設のうち非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（原子炉隔離時冷却系）として使用する原子炉圧力容器は，以下の機能を有する。
原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態であって，設計基準事故対処設備が有する発電用

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-1-8 R1

原子炉の冷却機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷を防止するために原子炉圧力容器を設置する。
系統構成は，サプレッション・チェンバを水源とした原子炉隔離時冷却系ポンプにより原子
炉隔離時冷却系配管を介して原子炉圧力容器へ注水することにより，炉心の著しい損傷及び原
子炉格納容器の破損を防止できる設計とする。
重大事故等時に原子炉冷却系統施設のうち非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（低圧
注水系）として使用する原子炉圧力容器は，以下の機能を有する。
原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の状態であって，設計基準事故対処設備が有する発電用
原子炉の冷却機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するために原子炉圧力容器を設置する。
系統構成は，サプレッション・チェンバを水源とした残留熱除去系ポンプ A，B，C により残留熱除去系配管を介して原子炉圧力容器内に注水することにより，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止できる設計とする。
重大事故等時に原子炉冷却系統施設のうち非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（ほう酸水注入系）として使用する原子炉圧力容器は，以下の機能を有する。
原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態であって，設計基準事故対処設備が有する発電用
原子炉の冷却機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷を防止するために原子炉圧力容器を設置する。
系統構成は，ほう酸水貯蔵タンクを水源としたほう酸水注入ポンプによりほう酸水注入系配管を介して原子炉圧力容器に注水することにより，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破2

損を防止できる設計とする。
重大事故等時に原子炉冷却系統施設のうち非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（高圧代替注水系）として使用する原子炉圧力容器は，以下の機能を有する。
原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態であって，設計基準事故対処設備が有する発電用
原子炉の冷却機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷を防止するために原子炉圧力容器を設置する。
系統構成は，サプレッション・チェンバを水源として高圧炉心スプレイ系配管を経由して常設高圧代替ポンプにより高圧代替注水系配管及び原子炉隔離時冷却系配管を介して原子炉圧力容器に注水することにより，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止できる設計とする。
重大事故等時に原子炉冷却系統施設のうち非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（低圧NT2 補① Ⅴ-1-1-4-1-8 R1

代替注水系）として使用する原子炉圧力容器は，以下の機能を有する。
原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の状態であって，設計基準事故対処設備が有する発電用
原子炉の冷却機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するために原子炉圧力容器を設置する。
系統構成は，代替淡水貯槽を水源とした常設低圧代替注水系ポンプ又は代替水源（代替淡水貯槽，西側淡水貯水設備，ＳＡ用海水ピット）を水源とした可搬型代替注水大型ポンプ又は可搬型代替注水中型ポンプにより残留熱除去系配管又は低圧炉心スプレイ系配管を介して原子炉
圧力容器内に注水することにより，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止できる設計とする。
重大事故等時に原子炉冷却系統施設のうち非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（代替
循環冷却系）として使用する原子炉圧力容器は，以下の機能を有する。
原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の状態であって，設計基準事故対処設備が有する発電用
原子炉の冷却機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するために原子炉圧力容器を設置する。
系統構成は，サプレッション・チェンバを水源として残留熱除去系配管を経由して代替循環
冷却系ポンプにより代替循環冷却系配管及び残留熱除去系配管を介して原子炉圧力容器に注水することにより，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止できる設計とする。
重大事故等時に計測制御系統施設のうちほう酸水注入設備（ほう酸水注入系）として使用する原子炉圧力容器は，以下の機能を有する。

3

運転時の異常な過渡変化時において発電用原子炉の運転を緊急に停止することができない事
象が発生するおそれがある場合又は当該事象が発生した場合においても炉心の著しい損傷を防止するため，原子炉冷却材圧力バウンダリ及び原子炉格納容器の健全性を維持するとともに，発電用原子炉を未臨界に移行するために原子炉圧力容器を設置する。
系統構成は，ほう酸水貯蔵タンクを水源としたほう酸水注入ポンプによりほう酸水注入系配管を介して原子炉圧力容器に十分な量のほう酸水を注入することで原子炉を未臨界に移行できる設計とする。
重大事故等時に原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格納容器安全設備（代替循環冷却系）として使用する原子炉圧力容器は，以下の機能を有する。
炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の過圧による破損を防止するため，原子炉格納容器バウンダリを維持しながら原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させる
ために原子炉圧力容器を設置する。
系統構成は，サプレッション・チェンバを水源として残留熱除去系配管を経由して，代替循NT2 補① Ⅴ-1-1-4-1-8 R1

環冷却系ポンプにより，代替循環冷却系配管及び残留熱除去系配管を介して原子炉圧力容器内に注水することにより，原子炉格納容器を冷却し，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下できる設計とする。
炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の破損を防止するため，溶融し，原子炉格納容器の下部に落下した炉心を冷却するために原子炉圧力容器を設置する。
系統構成は，サプレッション・チェンバを水源として残留熱除去系配管を経由して，代替循
環冷却系ポンプにより，代替循環冷却系配管及び残留熱除去系配管を介して原子炉圧力容器に注水することにより，溶融炉心を冷却し，ペデスタル（ドライウェル部）への落下を遅延又は防止できる設計とする。
重大事故等時に原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格納容器安
全設備（原子炉隔離時冷却系）として使用する原子炉圧力容器は，以下の機能を有する。
炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の破損を防止するため，溶融し，原子炉格納容器の下部に落下した炉心を冷却するために原子炉圧力容器を設置する。
系統構成は，サプレッション・チェンバを水源とした原子炉隔離時冷却系ポンプにより原子
炉隔離時冷却系配管を介して原子炉圧力容器に注水することにより，溶融炉心を冷却し，ペデスタル（ドライウェル部）への落下を遅延又は防止できる設計とする。
重大事故等時に原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格納容器安
全設備（高圧代替注水系）として使用する原子炉圧力容器は，以下の機能を有する。
炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の破損を防止するため，溶融し，4原子炉格納容器の下部に落下した炉心を冷却するために原子炉圧力容器を設置する。
系統構成は，サプレッション・チェンバを水源として高圧炉心スプレイ系統を経由して常設
高圧代替ポンプにより高圧代替注水系配管及び原子炉隔離時冷却系配管を介して原子炉圧力容器に注水することにより，溶融炉心を冷却し，ペデスタル（ドライウェル部）への落下を遅延又は防止できる設計とする。
重大事故等時に原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格納容器安
全設備（低圧代替注水系）として使用する原子炉圧力容器は，以下の機能を有する。
炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の破損を防止するため，溶融し，原子炉格納容器の下部に落下した炉心を冷却するために原子炉圧力容器を設置する。
系統構成は，代替淡水貯槽を水源とした常設低圧代替注水系ポンプ又は代替水源（代替淡水貯槽，西側淡水貯水設備，ＳＡ用海水ピット）を水源とした可搬型代替注水大型ポンプ又は可搬型代替注水中型ポンプにより残留熱除去系配管又は低圧炉心スプレイ系配管を介して原子炉
圧力容器に注水することにより，溶融炉心を冷却し，ペデスタル（ドライウェル部）への落下
NT2 補① Ⅴ-1-1-4-1-8 R2を遅延又は防止できる設計とする。
重大事故等時に原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格納容器安
全設備（ほう酸水注入系）として使用する原子炉圧力容器は，以下の機能を有する。
炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の破損を防止するため，溶融し，原子炉格納容器の下部に落下した炉心を冷却するために原子炉圧力容器を設置する。
系統構成は，ほう酸水貯蔵タンクを水源としたほう酸水注入ポンプによりほう酸水注入系統
を介して原子炉圧力容器に注水することにより，溶融炉心を冷却し，ペデスタル（ドライウェ
ル部）への落下を遅延又は防止できる設計とする。
1.

最高使用圧力の設定根拠
設計基準対象施設として使用する原子炉圧力容器の最高使用圧力は，定格出力運転時における原子炉圧力容器の運転圧力が 6.93 MPa であるため，これを上回る圧力として 8.62 MPa とする。
原子炉圧力容器を重大事故等時において使用する場合の圧力は，重大事故等時の有効性評価
解析（原子炉設置変更許可申請書添付書類十）において圧力が最大となる原子炉停止機能喪失時の原子炉圧力が 8.19 MPa，原子炉冷却材圧力バウンダリ圧力が 8.49 MPa であることから，これを上回る圧力として 8.62 MPa とする。

5

2.

最高使用温度の設定根拠
設計基準対象施設として使用する原子炉圧力容器の最高使用温度は，定格出力運転時における原子炉圧力容器温度が約 286 ℃であることから，これを上回る温度として 302 ℃とする。
原子炉圧力容器を重大事故等時において使用する場合の温度は，原子炉圧力容器の重大事故等時における使用圧力 8.62 MPa の飽和温度である 302 ℃とする。
3.

個数の設定根拠
原子炉圧力容器は，設計基準対象施設として燃料集合体等を収容するために必要な個数である 1 個を設置する。
原子炉圧力容器は，設計基準対象施設として 1 個設置しているものを重大事故等時に使用する。

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-1-8 R2E（参考）初装荷個数（監視試験片）
監視試験片は，設計基準対象施設として原子炉圧力容器の炉心領域の中性子照射による影響
評価について監視試験片によって計画的に評価を行うために必要な個数である組＊を設置する。
なお，監視試験片については，重大事故等対処設備に該当しない。
注記＊：監視試験片については，引張試験片個（母材面個，溶着金属個（母材個，熱影響部個，溶着金属個）を 1 組として，原子炉圧力容器内の 箇所にそれぞれ 1 組設置している。

6個）及び衝撃試験片Ⅴ-1-1-4-1-9

設定根拠に関する説明書

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-1-9 R0（差圧検出・ほう酸水注入管（ティーより N10 ノズルまでの外管））

名
個

数

【設

定

根

差圧検出・ ほう酸水 注 入管

称

（ティーよ り N10 ノ ズ ルまでの外 管）
－

1

拠】

（概要）
・設計基準 対象施設
差圧検出・ほ う酸水注 入管（ティー より N10 ノズルまで の外管）は ，設計基準対 象
施設として，ほう 酸水 を炉心下部 プレナム に 注入するた め及び炉 心支持板の上 下差圧を計測するために設 置 する。
・重大事故 等対処設 備
重大事故等時に原子炉冷却系統施設のうち非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（ほう酸水注入 系 ）として使 用する差 圧 検出・ほう 酸水注入 管（ティーよ り N10

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-1-9 R3ノズルまでの外管） は ，以下の機 能を有す る 。
差圧検出・ほ う酸水注 入管（ティー より N10 ノズルまで の外管）は ，原子炉冷却 材
圧力バウンダリが高 圧 の状態であ って，設計 基準事故対 処設備が 有する発電用 原子炉の冷却機能が喪失し た 場合におい ても炉心 の 著しい損傷 を防止す るために設置 する。
系統構成は ，ほう 酸水 貯蔵タンク を水源と し たほう酸水 注入ポンプ によりほう 酸水注入系統を介して差 圧 検出・ほ う酸水 注入管（ティー より N10 ノズルまでの外 管）よりほう酸水貯蔵タン ク の水を原子 炉に注水 す ることによ り，炉 心の 著しい損傷 を防止できる設計 とする。
重大事故等 時に計測 制 御系統施設 のうちほ う 酸水注入設 備（ほう酸 水注入系）と して使用する差圧検出・ほう酸水注 入管（ティ ーより N10 ノズルま での外管）は，以 下の機能を有する。
差圧検出・ほ う酸水注 入管（ティー より N10 ノズルまで の外管）は ，運転時の異 常な過渡変化時において発電用原子炉の運転を緊急に停止することができない事象が発生するおそれがある場合又は当該事象が発生した場合においても炉心の著しい損傷を防止するため ，原 子炉冷却材 圧力バウ ン ダリ及び原 子炉格納 容器の健全性 を維持するとともに，発電 用 原子炉を未 臨界に移 行 するために 設置する 。
系統構成は ，ほう 酸水 貯蔵タンク を水源と し たほう酸水 注入ポンプ によりほう 酸水注入系統を介して差 圧 検出・ほ う酸水 注入管（ティー より N10 ノズルまでの外 管）よりほう酸水貯蔵タンクの水を発電用原子炉に十分な量のほう酸水を注入することにより，原子 炉を未臨 界 に移行でき る設計と す る。

1

重大 事故 等時 に 原子 炉 格納 施 設 のう ち 圧力 低 減設 備 そ の他 の 安全設 備の 原 子 炉格 納
容器 安 全設備（ ほ う酸 水注 入 系） とし て 使用 する 差 圧検 出・ ほ う酸水注 入 管（ ティ ーより N10 ノズルまで の 外管）は， 以下の機 能 を有する。
差圧検出・ ほう酸水 注 入管（ティ ーより N10 ノズルまで の外管）は ，炉心の著 しい損傷 が 発生した 場 合に おい て 原子 炉格 納 容器 の破 損 を防 止す る ため，溶 融 し， 原子 炉
格納容器の下部に落 下 した炉心を 冷却する た めに設置す る。
系統 構成は ，ほ う 酸水 貯蔵 タ ンク を水 源 とし たほ う 酸水 注入 ポ ンプ によ り ほう 酸水注入系統を介して差 圧 検出・ほう 酸水注入 管 （ティーより N10 ノズルまでの外 管）よりほ う 酸水貯蔵 タ ンク の水 を 原子 炉に 注 水す るこ と によ り， 溶 融炉心を 冷 却し ，ペ デスタル（ドライウェ ル 部）への落 下を遅延 又 は防止でき る設計と する。

1.

個数の 設定根拠
差圧検出・ ほう酸水 注 入管（ティ ーより N10 ノズルまで の外管）は ，設計基準 対象

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-1-9 R3E

施設 と してほう 酸 水を 炉心 下 部プ レナ ム に注 入す る ため 及び 炉 心支持板 の 上下 差圧 を計測するために必要 な 個数である 1 個設置 す る。
差圧検出・ ほう酸水 注 入管（ティ ーより N10 ノズルまで の外管）は ，設計基準 対象施設として 1 個設置 し ているもの を重大事 故 等対処設備 として使 用する。
（参考）
差圧検出・ ほう酸水 注 入管（ティ ーより N10 ノズルまで の外管）の うち差圧検 出に係る機能については ， 重大事故等 対処設備 に 該当しない 。

2

Ⅴ-1-1-4-1-10

設定根拠に関する説明書

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-1-10 R0（差圧検出・ほう酸水注入管（原子炉圧力容器内部））

名
個

称
数

【設

定

根

差圧検出・ ほう酸水 注 入管（原子 炉圧力容 器 内部）
－

1

拠】

（概要）
・設計基準 対象施設
差圧検出・ ほう酸水 注 入管（原子 炉圧力容 器 内部）は， 設計基準対 象施設とし て，ほう酸水を炉心下部プレナムに注入するため及び炉心支持板の上下差圧を計測するために設置する。
・重大事故 等対処設 備
重大事故等時に原子炉冷却系統施設のうち非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（ほう酸 水注入系 ）として使用 する差圧 検出・ほう酸 水注入管（原子炉圧力 容器内部）は，以下の機 能 を有する。

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-1-10 R3

差圧検出・ほ う酸水注 入管（原子炉 圧力容器 内部）は，原子 炉冷却 材圧力バウ ンダ
リが高圧の状態であ っ て，設計基 準事故 対処 設備が有す る発電用 原子炉の冷却 機能が喪失した場合におい て も炉心の著 しい損傷 を 防止するた めに設置 する。
系統構成は，ほう酸水貯蔵タンクを水源としたほう酸水注入ポンプにより差圧検
出・ほう 酸水注 入管（ 原子炉圧力 容器内部 ）を介してほ う酸水貯 蔵タンクの水 を原子炉に注水することに よ り，炉心の 著しい損 傷 を防止でき る設計と す る。
重大事故等 時に計測 制 御系統施設 のうちほ う 酸水注入設 備（ほう酸 水注入系）と して使用する差圧検出・ほう酸水注 入管（原子 炉圧力容器 内部）は，以下の機能 を有する。
差圧検出・ほ う酸水注 入管（原子炉 圧力容器 内部）は，運転 時の異 常な過渡変 化時において発電用原子炉の運転を緊急に停止することができない事象が発生するおそれがある場合又は当該事象が発生した場合においても炉心の著しい損傷を防止するため，原子炉冷却材圧力バウンダリ及び原子炉格納容器の健全性を維持するとともに，発電用原子炉を 未 臨界に移行 するため に 設置する。
系統構成は，ほう酸水貯蔵タンクを水源としたほう酸水注入ポンプにより差圧検
出・ほう 酸水注 入管（ 原子炉圧力 容器内部 ）を介してほ う酸水貯 蔵タンクの水 を原子炉に十分な量のほう 酸 水を注入す ることに よ り，原子炉 を未臨 界に移行できる 設計とする。

1

重大 事故 等時 に 原子 炉 格納 施 設 のう ち 圧力 低 減設 備 そ の他 の 安全設 備の 原 子 炉格 納
容器 安 全設備（ ほ う酸 水注 入 系） とし て 使用 する 差 圧検 出・ ほ う酸水注 入 管（ 原子 炉
圧力容器内部）は， 以 下の機能を 有する。
差圧 検出・ ほう 酸 水注 入管 （ 原子 炉圧 力 容器 内部 ） は， 炉心 の 著し い損 傷 が発 生した場 合 において 原 子炉 格納 容 器の 破損 を 防止 する た め， 溶融 し ，原子炉 格 納容 器の 下部に落下した炉心を 冷 却するため に設置す る 。
系統構成は，ほう酸水貯蔵タンクを水源としたほう酸水注入ポンプにより差圧検
出・ ほ う酸水注 入 管（ 原子 炉 圧力 容器 内 部） を介 し てほ う酸 水 貯蔵タン ク の水 を原 子
炉に 注 水するこ と によ り， 溶 融炉 心を 冷 却し ，ペ デ スタ ル（ ド ライウェ ル 部） への 落
下を遅延又は防止で き る設計とす る。

1.

個数の 設定根拠NT2 補① Ⅴ-1-1-4-1-10 R3E

差圧 検出・ ほう 酸 水注 入管 （ 原子 炉圧 力 容器 内部 ） は， 設計 基 準対 象施 設 とし てほう酸 水 を炉心下 部 プレ ナム に 注入 する た め及 び炉 心 支持 板の 上 下差圧を 計 測す るた めに必要な個数である 1 個設置する 。
差圧 検出・ ほう 酸 水注 入管 （ 原子 炉圧 力 容器 内部 ） は， 設計 基 準対 象施 設 として 1個設置しているもの を 重大事故等 対処設備 と して使用す る。
（参考）
差圧 検出・ ほう 酸 水注 入管 （ 原子 炉圧 力 容器 内部 ） のう ち差 圧 検出 に係 る 機能 については，重大事故等 対 処設備に該 当しない 。

2

Ⅴ-1-1-4-1-11

設定根拠に関する説明書

NT2 補② Ⅴ-1-1-4-1-11 R0（高圧炉心スプレイスパージャ）

名
個

称
数

【設

定

根

高圧炉心ス プレイス パ ージャ
－

2

拠】

（概要）
・設計基準 対象施設
高圧炉心ス プレイス パ ージャは，設計基 準対 象施設とし て原子炉冷 却材喪失時 等に原子炉をスプレイ冷 却 するために 設置する 。
・重大事故 等対処設 備
重大事故等時に原子炉冷却系統施設のうち非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（高 圧炉心 スプレ イ系）と して使 用する 高圧炉心ス プレイス パージャは ，以下 の機能を有する。
高圧炉心ス プレイス パ ージャは，原子炉 冷却 材圧力バウ ンダリが高 圧の状態で あっ
NT2 補② Ⅴ-1-1-4-1-11 R2Eて，設計基準事故 対処 設備が有す る発電用 原 子炉の冷却 機能が喪 失した場合に おいても炉心の著しい損傷 を 防止するた めに設置 す る。
系統構成は，サ プレッ ション・チェン バを水 源とする高 圧炉心スプ レイ系ポン プにより，高圧炉心スプ レ イスパージ ャを介し て 原子炉圧力 容器へ注 水することに より，炉心の著しい損傷を 防 止できる設 計とする 。
1.

個数の 設定根拠
高圧炉心ス プレイス パ ージャは，設計基 準対 象施設とし て原子炉冷 却材喪失時 等に原子炉をスプレイ冷 却 するために 必要な個 数 である 2 個 設置する 。
高圧炉心ス プレイス パ ージャは，設計基 準対 象施設とし て 2 個設置 しているも のを
重大事故等対処設備 と して使用す る。

1

Ⅴ-1-1-4-1-12

設定根拠に関する説明書

NT2 補② Ⅴ-1-1-4-1-12 R0（低圧炉心スプレイスパージャ）

名
個

称
数

【設

定

根

低圧炉心ス プレイス パ ージャ
－

2

拠】

（概要）
・設計基準 対象施設
低圧炉心ス プレイス パ ージャは，設計基 準対 象施設とし て原子炉冷 却材喪失時 に原子炉をスプレイ冷却 す るために設 置する。
・重大事故 等対処設 備
重大事故等時に原子炉冷却系統施設のうち非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（低 圧炉心 スプレ イ系）と して使 用する 低圧炉心ス プレイス パージャは ，以下 の機能を有する。
低圧炉心ス プレイス パ ージャは，原子炉 冷却 材圧力バウ ンダリが低 圧の状態で あっ
NT2 補② Ⅴ-1-1-4-1-12 R2て，設計基準事故 対処 設備が有す る発電用 原 子炉の冷却 機能が喪 失した場合に おいても炉心の著しい損傷 及 び原子炉格 納容器の 破 損を防止す るために 設置する。
系統構成は，サ プレッ ション・チェン バを水 源とした低 圧炉心スプ レイ系ポン プにより，低圧炉心スプ レ イスパージ ャを介し て 原子炉圧力 容器へ注 水することに より，炉心の著しい損傷及 び 原子炉格納 容器の破 損 を防止でき る設計と す る。
重大事故等時に原子炉冷却系統施設のうち非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（低 圧代替 注水系 ）として 使用す る低圧 炉心スプレ イスパー ジャは，以 下の機 能を有する。
低圧炉心ス プレイス パ ージャは，原子炉 冷却 材圧力バウ ンダリが低 圧の状態で あって，設計基準事故 対処 設備が有す る発電用 原 子炉の冷却 機能が喪 失した場合に おいても炉心の著しい損傷 及 び原子炉格 納容器の 破 損を防止す るために 設置する。
系統構成は ，代替水 源（代替淡水 貯槽，西 側 淡水貯水設 備，ＳＡ用 海水ピット ）を水源とした可搬型代替注水大型ポンプ又は可搬型代替注水中型ポンプにより低圧炉
心スプレイスパージ ャ を介して原 子炉圧力 容 器内に注水 すること により，炉心 の著し
い損傷及び原子炉格 納 容器の破損 を防止で き る設計とす る。
重大事故等時に原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格
納容器安全設備（低 圧 代替注水系 ）として 使 用する低圧 炉心スプ レイスパージ ャは，以下の機能を有する 。
低圧炉心ス プレイス パ ージャは，炉 心の著し い損傷が発 生した場合 において原 子炉
格納容器の破損を防 止 するため，溶融 し，原 子炉格納容 器の下部 に落下した炉 心を冷1却するために設置す る 。
系統 構成は ，代 替 水源 （代 替 淡水 貯槽 ， 西側 淡水 貯 水設 備， Ｓ Ａ用 海水 ピ ット ）を
水源 と した可搬 型 代替 注水 大 型ポ ンプ 又 は可 搬型 代 替注 水中 型 ポンプに よ り低 圧炉 心
スプ レ イスパー ジ ャを 介し て 原子 炉圧 力 容器 内に 注 水す るこ と により， 熔 融炉 心を 冷却し，ペデ スタル（ ド ライウェル 部）への 落 下を遅延又 は防止で きる設計とす る。

1.

個数の 設定根拠
低圧 炉心ス プレ イ スパ ージ ャ は， 設計 基 準対 象施 設 とし て原 子 炉冷 却材 喪 失時 に原子炉を冷却するため に 必要な個数 である 2 個 設置する。
低圧炉心ス プレイス パ ージャは， 設計基準 対 象施設として 2 個設置 しているも のを

NT2 補② Ⅴ-1-1-4-1-12 R2E

重大事故等対処設備 と して使用す る。

2

Ⅴ-1-1-4-1-13

設定根拠に関する説明書

NT2 補② Ⅴ-1-1-4-1-13 R0（残留熱除去系配管（原子炉圧力容器内部））

名
個

称
数

【設

定

根

残留熱除去 系配管（ 原 子炉圧力容 器内部）
－

3

拠】

（概要）
・設計基準 対象施設
残留熱除去 系配管（原 子炉圧力容 器内部 ）は ，冷却材 喪失事 故時に 冷却材を原 子炉
圧力容器シュラウド 内 に注入し， 原子炉を 冷 却するため に設置す る。
・重大事故 等対処設 備
重大事故等時に原子炉冷却系統施設のうち非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（低圧注水系）と して使用す る残留熱 除 去系配管（ 原子炉圧 力容器内部）は，以下の機能を有する。
残留熱除去 系配管（原 子炉圧力容 器内部 ）は ，原子炉 冷却材 圧力バ ウンダリが 低圧
NT2 補② Ⅴ-1-1-4-1-13 R2の状態であって，設計 基準事故対 処設備が 有 する発電用 原子炉の 冷却機能が喪 失した
場合においても炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するために設置する。
系統構成は，サ プレッ ション・チェン バを水 源とした残 留熱除去系 ポンプによ り残留熱除去系配管（原子 炉圧力容器 内部）を介 して原子炉 圧力容器 内に注水する ことにより，炉心の著しい 損 傷及び原子 炉格納容 器 の破損を防 止できる 設計とする。
重大事故等時に原子炉冷却系統施設のうち非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（低圧代 替注水系 ）として使用 する残留 熱除去系配 管（原子炉 圧力容器内 部）は，以下の機能を有する 。
残留熱除去 系配管（原 子炉圧力容 器内部 ）は ，原子炉 冷却材 圧力バ ウンダリが 低圧の状態であって，設計 基準事故対 処設備が 有 する発電用 原子炉の 冷却機能が喪 失した
場合においても炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するために設置する。
系統構成は，代替淡水貯槽を水源とした常設低圧代替注水系ポンプ又は代替水源（代替淡水貯槽 ，西側 淡水貯水設 備，ＳＡ用 海水ピット ）を 水源とした可搬型 代替注
水大型ポンプ又は可 搬 型代替注水 中型ポン プ により残留 熱除去系 配管（原子炉 圧力容器内部）を介し て原子 炉圧力容器 内に注水 す ることによ り，炉心の著しい損傷 及び原子炉格納容器の破損 を 防止できる 設計とす る 。

1

重大事故等時に原子炉冷却系統施設のうち非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（代替循 環冷却系 ）として使用 する残留 熱除去系配 管（原子炉 圧力容器内 部）は，以下の機能を有する 。
残留熱除去 系配管（原 子炉圧力容 器内部 ）は ，原子炉 冷却材 圧力バ ウンダリが 低圧の状態であって，設計 基準事故対 処設備が 有 する発電用 原子炉の 冷却機能が喪 失した
場合においても炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するために設置する。
系統構成は，サ プレッ ション・チェン バを水 源として残 留熱除去系 を経由して 代替
循環冷却系ポンプに よ り残留熱除 去系配管（ 原子炉圧力 容器内部）を介して原 子炉圧
力容器内に注水する こ とにより，炉心の 著し い損傷及び 原子炉格 納容器の破損 を防止できる設計 とする。

NT2 補② Ⅴ-1-1-4-1-13 R1

重大事故等時に原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格
納容器安全設備（代替 循環冷却系 ）と して使 用する残留 熱除去系 配管（原子 炉圧力 容器内部）は，以下の 機 能を有する 。
残留熱除去 系配管（原 子炉圧力容 器内部 ）は ，炉心の 著しい 損傷が 発生した場 合において原子炉格納容 器 の過圧によ る破損を 防 止するため ，原子 炉格納容器バウ ンダリを維持しながら原子 炉 格納容器内 の圧力及 び 温度を低下 させるた めに設置する 。
系統構成は ，サ プレッ ション・チェン バを水 源とした残 留熱除去系 を経由して ，代
替循環冷却系ポンプ に より，残 留熱除 去系配 管（原子 炉圧力 容器内部）を介 して原 子
炉圧力容器内に注水 す ることによ り，原子炉 格納容器を 冷却し，原子炉格納容 器内の圧力及び温度を低下 で きる設計と する。
残留熱除去 系配管（原 子炉圧力容 器内部 ）は ，炉心の 著しい損 傷が 発生した場 合において原子炉格納容 器 の破損を防 止するた め ，溶融し，原子炉 格納容器の下部 に落下した炉心を冷却する た めに設置す る。
系統構成は，サ プレッ ション・チェン バを水 源として残 留熱除去系 配管を経由 して，
代替循環冷却系ポン プ により，残留熱 除去系 配管（原 子炉圧 力容器内部）を 介して 原
子炉圧力容器に注水 す ることによ り，溶融炉 心を冷却し ，ペ デスタル（ドラ イウェ ル部）への落下を遅延 又 は防止でき る設計と す る。
重大事故等時に原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格
納容器安全設備（低圧 代替注水系 ）と して使 用する残留 熱除去系 配管（原子 炉圧力 容器内部）は，以下の 機 能を有する 。
残留熱除去 系配管（原 子炉圧力容 器内部 ）は ，炉心の 著しい損 傷が 発生した場 合において原子炉格納容 器 の破損を防 止するた め ，溶融し，原子炉 格納容器の下部 に落下2した炉心を 冷却する た めに設置す る。
系統構成は，代 替淡水 貯 槽を水源と した常設 低 圧代替注水 系ポンプ 又 は代替水源（代替淡 水 貯槽，西 側 淡水 貯水 設 備， ＳＡ 用 海水 ピッ ト ）を 水源 と した可搬 型 代替 注水 大型ポ ン プ又は可 搬 型代 替注 水 中型 ポン プ によ り残 留 熱除 去系 配 管（原子 炉 圧力 容器 内部）を介 して原子 炉圧 力容器内に 注水する こ とで，熔 融炉心を 冷却 し，ペデ スタル（ドライウェル部）への 落 下を遅延又 は防止で き る設計とす る。

1.

個数の 設定根拠
残留 熱除去 系配 管 （原 子炉 圧 力容 器内 部 ）は ，設 計 基準 対象 施 設と して 冷 却材 喪失
事故 時 等に冷却 材 を原 子炉 圧 力容 器シ ュ ラウ ド内 に 注入 し， 原 子炉を冷 却 する ため に必要な個数として A 系,B 系,C 系の それぞれ に 1 個設置し ，合わせ て 3 個設置す る。
残留熱除去 系配管（ 原 子炉圧力容 器内部） は ，設計基準 対象施設と して 3 個設置しNT2 補② Ⅴ-1-1-4-1-13 R2Eているものを重大事 故 等対処設備 として使 用 する。

3

Ⅴ-1-1-4-1-14

設定根拠に関する説明書

NT2 補② Ⅴ-1-1-4-1-14 R0（高圧炉心スプレイ配管（原子炉圧力容器内部））

名
個

称
数

【設

定

根

高圧炉心ス プレイ配 管 （原子炉圧力容器内 部 ）
－

1

拠】

（概要）
・設計基準 対象施設
高圧炉心ス プレイ配 管（原子炉 圧力容 器内部 ）は ，設計基 準対象施 設として原 子炉
冷却材喪失時等に原 子 炉をスプレ イ冷却す る ために設置 する。
・重大事故 等対処設 備
重大事故等時に原子炉冷却系統施設のうち非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（高 圧炉心 スプレ イ系）と して使 用する 高圧炉心ス プレイ配 管（原子炉 圧力容 器内部）は，以下の機 能 を有する。

NT2 補② Ⅴ-1-1-4-1-14 R2E

高圧炉心ス プレイ配 管（原子炉 圧力容 器内部 ）は ，原子炉 冷却材圧 力バウンダ リが高圧の状態であって ，設計基準事 故対処設 備 が有する発 電用原子 炉の冷却機能 が喪失した場合においても 炉 心の著しい 損傷を防 止 するために 設置する 。
系統構成は，サ プレッ ション・チェン バを水 源とする高 圧炉心スプ レイ系ポン プにより，高 圧炉心 スプレ イ配管（ 原子炉 圧力容 器内部）を介し て原子炉圧力容器 へ注水することに より，炉 心 の著しい損 傷を防止 で きる設計と する。

1.

個数の 設定根拠
高圧炉心ス プレイ配 管（原子炉 圧力容 器内部 ）は ，設計基 準対象施 設として原 子炉
冷却材喪失時等に原 子 炉をスプレ イ冷却す る ために必要 な個数で ある 1 個設置 する。
高圧炉心ス プレイ配 管（原子炉 圧力容 器内部 ）は ，設計基 準対象施 設として 1 個設置しているものを重 大 事故等対処 設備とし て 使用する。

1

Ⅴ-1-1-4-1-15

設定根拠に関する説明書

NT2 補② Ⅴ-1-1-4-1-15 R0（低圧炉心スプレイ配管（原子炉圧力容器内部））

名
個

称
数

【設

定

根

低圧炉心ス プレイ配 管 （原子炉圧力容器内 部 ）
－

1

拠】

（概要）
・設計基準 対象施設
低圧炉心ス プレイ配 管（原子炉 圧力容 器内部 ）は ，設計基 準対象施 設として原 子炉
冷却材喪失時に原子 炉 をスプレイ 冷却する た めに設置す る。
・重大事故 等対処設 備
重大事故等時に原子炉冷却系統施設のうち非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（低 圧炉心 スプレ イ系）と して使 用する 低圧炉心ス プレイ配 管（原子炉 圧力容 器内部）は，以下の機 能 を有する。
低圧炉心ス プレイ配 管（原子炉 圧力容 器内部 ）は ，原子炉 冷却材圧 力バウンダ リがNT2 補② Ⅴ-1-1-4-1-15 R2

低圧の状態であって ，設計基準事 故対処設 備 が有する発 電用原子 炉の冷却機能 が喪失した場合においても炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するために設置する。
系統構成は，サ プレッ ション・チェン バを水 源とした低 圧炉心スプ レイ系ポン プにより，低 圧炉心 スプレ イ配管（ 原子炉 圧力容 器内部）を介し て原子炉圧力容器 へ注水がすることにより ，炉 心の著しい 損傷及び 原 子炉格納容 器の破損 を防止できる 設計とする。
重大事故等時に原子炉冷却系統施設のうち非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（低 圧代替注 水系 ）として 使用する 低圧 炉心スプレ イ配管（原 子炉圧力容 器内部）
は，以下の機能を有 す る。
低圧炉心ス プレイ配 管（原子炉 圧力容 器内部 ）は ，原子炉 冷却材圧 力バウンダ リが低圧の状態であって ，設計基準事 故対処設 備 が有する発 電用原子 炉の冷却機能 が喪失した場合においても炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するために設置する。
系統構成は ，代替水 源（代替淡水 貯槽，西 側 淡水貯水設 備，ＳＡ用 海水ピット ）を水源とした可搬型代替注水大型ポンプ又は可搬型代替注水中型ポンプにより低圧炉
心スプレイ配管（原子 炉圧力容器 内部）を介 して原子炉 圧力容器 内に注水する ことにより，炉心の著しい 損 傷及び原子 炉格納容 器 の破損を防 止できる 設計とする。

1

重大 事故 等時 に 原子 炉 格納 施 設 のう ち 圧力 低 減設 備 そ の他 の 安全設 備の 原 子 炉格 納
容器 安 全設備（ 低 圧代 替注 水 系） とし て 使用 する 低 圧炉 心ス プ レイ配管 （ 原子 炉圧 力
容器内部）は，以下 の 機能を有す る。
低圧 炉心 スプ レ イ配 管 （原 子 炉 圧力 容 器内 部 ）は ， 炉 心の 著 しい損 傷が 発 生 した 場
合に お いて原子 炉 格納 容器 の 破損 を防 止 する ため ， 溶融 し， 原 子炉格納 容 器の 下部 に落下した炉心を冷却 す るために設 置する。
系統 構成は ，代 替 水源 （代 替 淡水 貯槽 ， 西側 淡水 貯 水設 備， Ｓ Ａ用 海水 ピ ット ）を
水源 と した可搬 型 代替 注水 大 型ポ ンプ 又 は可 搬型 代 替注 水中 型 ポンプに よ り低 圧炉 心
スプ レ イ配管（ 原 子炉 圧力 容 器内 部） を 介し て原 子 炉圧 力容 器 内に注水 す るこ とで ，
熔融 炉 心を冷却 し ，ペ デス タ ル（ ドラ イ ウェ ル部 ） への 落下 を 遅延又は 防 止で きる 設

NT2 補② Ⅴ-1-1-4-1-15 R2E

計とする。

1.

個数の 設定根拠
低圧 炉心ス プレ イ 配管 （原 子 炉圧 力容 器 内部 ）は ， 設計 基準 対 象施 設と し て原 子炉
冷却材喪失時に原子 炉 をスプレイ 冷却する た めに必要な 個数であ る 1 個設置す る。
低圧炉心ス プレイ配 管 （原子炉圧 力容器内 部 ）は，設計 基準対象施 設として 1 個設置しているものを重 大 事故等対処 設備とし て 使用する。

2

Ⅴ-1-1-4-1-16

設定根拠に関する説明書

NT2 補② Ⅴ-1-1-4-1-16 R0（ジェットポンプ）

名
個

称
数

【設

定

根

ジェットポ ンプ
－

20

拠】

（概要）
・設計基準 対象施設
ジェットポ ンプは，設 計基準対象 施設とし て 原子炉冷却 材再循環系 と連結し，原子炉冷却材を炉心に循 環 させるため に設置す る 。
・重大事故 等対処設 備
重大事故等 時に原子 炉 冷却系統施 設のうち 残 留熱除去設 備（残留熱 除去系）とし て使用するジェットポ ン プは，以下 の機能を 有 する。
ジェットポ ンプは，原 子炉冷却材 圧力バウ ン ダリが低圧 の状態であ って，設計基準
事故対処設備が有する発電用原子炉の冷却機能が喪失した場合においても炉心の著
NT2 補② Ⅴ-1-1-4-1-16 R0E

しい損傷及び原子炉 格 納容器の破 損を防止 す るために設 置する。
系統構成は ，原子 炉圧 力容器内の 保有水を 原 子炉冷却材 再循環系ポ ンプ入口配 管から残留熱除去系配管 を 経由して， 残留熱除 去 系ポンプ A，B 及 び残留熱除去系 熱交換器 A，B を経て原 子炉 冷却材再循 環系ポン プ 出口配管よ りジェッ トポンプを介 して原子炉圧力容器に戻さ れ ，原子炉冷却材 を冷却 し，炉心の著し い損傷及び原子炉 格納容器の破損を防止でき る 設計とする 。
ジェットポ ンプは ，設 計基準事故 対処設備 が 有する最終 ヒートシン クへ熱を輸 送する機能が喪失した場 合 において炉 心の著し い 損傷及び原 子炉格納 容器の破損（ 炉心の著 し い 損傷 が 発 生 す る 前 に 生 じ る も の に 限 る 。） を 防 止 す る た め ， 最 終 ヒ ー ト シ ン ク
へ熱を輸送するため に 設置する。
系統構成は ，原子 炉圧 力容器内の 保有水を 原 子炉冷却材 再循環系ポ ンプ入口配 管から残留熱除去系配管 を 経由して， 残留熱除 去 系ポンプ A，B 及 び残留熱除去系 熱交換器 A，B を経て原 子炉 冷却材再循 環系ポン プ 出口配管よ りジェッ トポンプを介 して原子炉圧力容器に戻さ れ ，原子炉冷却材 を冷却 し，炉心の著し い損傷及び原子炉 格納容
器 の 破 損（ 炉 心 の 著 し い 損 傷 が 発 生 す る 前 に 生 じ る も の に 限 る 。） を 防 止 で き る 設 計とする。
1.

個数の 設定根拠
ジェットポ ンプは ，設 計基準対象 施設とし て 原子炉冷却 材を炉心に 循環させる ために必要な個数である 20 個設置する 。
ジェットポ ンプは， 設 計基準対象 施設として 20 個設置して いるもの を重大事故 等対処設備として使用 す る。

1