東海第二発電所 工事計画審査資料
資料番号

補足-140-7 改 2

提出年月日

平成 30 年 9 月 12 日

設計及び工事に係る品質管理の方法等に関する説明書に係る補足説明資料のうち補足-140-7【基本設計方針から工認添付説明書および様式−１への展開表（原子炉格納施設）】

平成 30 年 9 月
日本原子力発電株式会社

基本設計方針から工認添付説明書及び様式−１への展開表【対象施設：原子炉格納施設】
基本設計方針変 更

前変 更

工認添付説明書との関係

後

用語の定義は「発電用原子力設備に関する技術基準

用語の定義は「実用発電用原子炉及びその附属施設を定める省令」，「実用発電用原子炉及びその附属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則」及び「実の位置、構造及び設備の基準に関する規則」及び「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関す用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則」並びにこれらの解釈による。

様式 1 への反映結果−−（用語の定義のみ）る規則」並びにこれらの解釈による。
第１章 共通項目

第１章 共通項目

原子炉格納施設の共通項目である「1. 地盤等，2.
自然現象，3.

火災，4. 溢水等，5.

原子炉格納施設の共通項目である「1. 地盤等，2.

設備に対する自然現象，3. 火災，4. 溢水等，5. 設備に対する要求（5.6 逆止め弁，5.7 内燃機関を除く。
）
，
6. そ

要求（5.6の他」の基本設計方針については，原子炉冷却系統施の他」の基本設計方針については，原子炉冷却系統施設の基本設計方針「第１章設の基本設計方針「第１章 共通項目」に基づく設計共通項目」に基づく設計

とする。

逆止め弁，
5.7

第２章 個別項目

1.

1.

原子炉格納容器1.

共通的に適用される設計

原子炉格納容器

1.1 原子炉格納容器本体等

原子炉格納施設は，設計基準対象施設として，原原子炉格納施設は，設計基準対象施設として，原

子炉冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊又は子炉冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊又は故障の際に漏えいする放射性物質が公衆に放射線故障の際に漏えいする放射性物質が公衆に放射線障害を及ぼすおそれがない設計とする。

−

とする。

第２章 個別項目

1.1 原子炉格納容器本体等

内燃機関を除く。
）
，
6. そ

−

−
（追加要求事項なし）

障害を及ぼすおそれがない設計とする。
【44 条 1】

原子炉格納容器は，残留熱除去系（格納容器スプ

原子炉格納容器は，残留熱除去系（格納容器スプ

レイ冷却系）とあいまって原子炉冷却材圧力バウン

レイ冷却系）とあいまって原子炉冷却材圧力バウン

ダリ配管の最も過酷な破断を想定し，これにより放ダリ配管の最も過酷な破断を想定し，これにより放出される原子炉冷却材のエネルギによる原子炉冷出される原子炉冷却材のエネルギによる原子炉冷却材喪失時の圧力，温度及び設計上想定された地震

却材喪失時の圧力，温度及び設計上想定された地震荷重に耐える設計とする。また，原子炉冷却材喪失

荷重に耐える設計とする。また，原子炉冷却材喪失

時及び逃がし安全弁作動時において，原子炉格納容時及び逃がし安全弁作動時において，原子炉格納容器に生じる動荷重に耐える設計とする。

器に生じる動荷重に耐える設計とする。

−−（追加要求事項なし）【44 条 2】
原子炉格納容器の開口部である出入口及び貫通

原子炉格納容器の開口部である出入口及び貫通 原子炉格納施設 要目表（追加要求事項ではないが，本工認で必要な設計）
4.5 原子炉格納容器の電気配線貫通部の設計部を含めて原子炉格納容器全体の漏えい率を許容部を含めて原子炉格納容器全体の漏えい率を許容値以下に保ち，原子炉冷却材喪失時及び逃がし安全値以下に保ち，原子炉冷却材喪失時及び逃がし安全 原子炉格納施設 原子炉格納容器（配管貫通部及び電気弁作動時において想定される原子炉格納容器内の弁作動時において想定される原子炉格納容器内の 配線貫通部）の配置を明示した図面

圧力，温度，放射線等の環境条件の下でも原子炉格

圧力，温度，放射線等の環境条件の下でも原子炉格 8.1.4 原子炉格納容器配管貫通部及び電気配線貫通部
1

基本設計方針変 更

前

納容器バウンダリの健全性を保つ設計とする。

変 更工認添付説明書との関係

後様式 1 への反映結果

納容器バウンダリの健全性を保つ設計とする。
【44 条 3】構造図
8.1.4 原子炉格納容器配管貫通部及び電気配線貫通部

通常運転時，運転時の異常な過渡変化時及び設計

通常運転時，運転時の異常な過渡変化時及び設計基準事故時において，原子炉格納容器バウンダリを基準事故時において，原子炉格納容器バウンダリを構成する機器は脆性破壊及び破断が生じない設計

構成する機器は脆性破壊及び破断が生じない設計とする。脆性破壊に対しては，最低使用温度を考慮とする。脆性破壊に対しては，最低使用温度を考慮した破壊じん性試験を行い，規定値を満足した材料

した破壊じん性試験を行い，規定値を満足した材料を使用する設計とする。

−−（追加要求事項なし）

を使用する設計とする。
【44 条 4】

原子炉格納容器を貫通する箇所及び出入口は，想原子炉格納容器を貫通する箇所及び出入口は，想 原子炉格納施設 要目表（追加要求事項ではないが，本工認で必要な設計）定される漏えい量その他の漏えい試験に影響を与定される漏えい量その他の漏えい試験に影響を与える環境条件として，判定基準に適切な余裕係数をえる環境条件として，判定基準に適切な余裕係数を 原子炉格納施設 原子炉格納容器（配管貫通部及び電気

見込み，日本電気協会「原子炉格納容器の漏えい率

見込み，日本電気協会「原子炉格納容器の漏えい率 配線貫通部）の配置を明示した図面

試験規程」（ＪＥＡＣ４２０３）に定める漏えい試

試験規程」（ＪＥＡＣ４２０３）に定める漏えい試 8.1.4 原子炉格納容器配管貫通部及び電気配線貫通部

験のうちＢ種試験ができる設計とする。

4.5 原子炉格納容器の電気配線貫通部の設計

験のうちＢ種試験ができる設計とする。
【44 条 5】構造図
8.1.4 原子炉格納容器配管貫通部及び電気配線貫通部

原子炉格納容器は，想定される重大事故等時にお Ⅴ-1-1-4-7-1 設備別記載事項の設定根拠に関する説明 2.1 機能に係る設計条件の設定
書（原子炉格納施設）

いて，設計基準対象施設としての最高使用圧力及び2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

最高使用温度を超える可能性があるが，設計基準対①原子炉格納容器

象施設としての最高使用圧力の 2 倍の圧力及び Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
200℃の温度で閉じ込め機能を損なわない設計とす

2.

る。

3.2 原子炉格納容器の重大事故時における設計条件【63 条 21】【63 条 29】【63 条 26】
【64 条 5】4.

【64 条 12】【64 条 23】【64 条 32】【64 条 42】

基本方針

2.5

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計

重大事故時における原子炉格納容器の放射性物 3.1 原子炉格納容器に係る設計
質閉じ込め機能評価及びその他影響確認【64 条 50】【65 条 11】【65 条 29】【66 条 5】【66 条 13】【67 条 7】【67 条 15】
1.2 原子炉格納容器隔離弁

1.2 原子炉格納容器隔離弁

原子炉格納容器を貫通する各施設の配管系に設

原子炉格納容器を貫通する各施設の配管系に設ける原子炉格納容器隔離弁（以下「隔離弁」という）ける原子炉格納容器隔離弁（以下「隔離弁」という）は，安全保護装置からの信号により,自動的に閉鎖

は，安全保護装置からの信号により,自動的に閉鎖する動力駆動弁，チェーンロックが可能な手動弁，する動力駆動弁，チェーンロックが可能な手動弁，キーロックが可能な遠隔操作弁又は隔離機能を有

キーロックが可能な遠隔操作弁又は隔離機能を有する逆止弁とし，原子炉格納容器の隔離機能の確保する逆止弁とし，原子炉格納容器の隔離機能の確保−

2−（追加要求事項なし）

基本設計方針
変 更

前が可能な設計とする。

変 更工認添付説明書との関係

後様式 1 への反映結果が可能な設計とする。
【44 条 6】

原子炉冷却材圧力バウンダリに連絡するか，又は原子炉冷却材圧力バウンダリに連絡するか，又は原子炉格納容器内に開口し，原子炉格納容器を貫通

原子炉格納容器内に開口し，原子炉格納容器を貫通している各配管は，原子炉冷却材喪失事故時に必要している各配管は，原子炉冷却材喪失事故時に必要とする配管及び計測制御系統施設に関連する小口とする配管及び計測制御系統施設に関連する小口

径配管を除いて，原則として原子炉格納容器の内側

径配管を除いて，原則として原子炉格納容器の内側に 1 個，外側に 1 個の自動隔離弁を原子炉格納容に 1 個，外側に 1 個の自動隔離弁を原子炉格納容器に近接した箇所に設ける設計とする。

−−（追加要求事項なし）

器に近接した箇所に設ける設計とする。
【44 条 7】

ただし，原子炉冷却系統に係る発電用原子炉施設

ただし，原子炉冷却系統に係る発電用原子炉施設

内及び原子炉格納容器内に開口部がなく,かつ,原

内及び原子炉格納容器内に開口部がなく,かつ,原

子炉冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊の際

子炉冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊の際に損壊するおそれがない管,又は原子炉格納容器外に損壊するおそれがない管,又は原子炉格納容器外側で閉じた系を構成した管で,原子炉冷却系統に係側で閉じた系を構成した管で,原子炉冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊その他の異常の際に,原る発電用原子炉施設の損壊その他の異常の際に,原子炉格納容器内で水封が維持され,かつ，原子炉格

子炉格納容器内で水封が維持され,かつ，原子炉格

納容器外へ導かれた漏えい水による放射性物質の納容器外へ導かれた漏えい水による放射性物質の放出量が,原子炉冷却材喪失事故の原子炉格納容器

放出量が,原子炉冷却材喪失事故の原子炉格納容器

内気相部からの漏えいによる放出量に比べ十分小内気相部からの漏えいによる放出量に比べ十分小さい配管については,原子炉格納容器の外側又は内

さい配管については,原子炉格納容器の外側又は内側に少なくとも 1 個の隔離弁を原子炉格納容器に側に少なくとも 1 個の隔離弁を原子炉格納容器に近接した箇所に設ける設計とする。

−−（追加要求事項なし）

近接した箇所に設ける設計とする。
【44 条 8】

原子炉格納容器の内側で閉じた系を構成する管原子炉格納容器の内側で閉じた系を構成する管に設置する隔離弁は,遠隔操作にて閉止可能な弁をに設置する隔離弁は,遠隔操作にて閉止可能な弁を設置することも可能とする。

−

設置することも可能とする。

−（追加要求事項なし）【44 条 9】貫通箇所の内側又は外側に設置する隔離弁は,一貫通箇所の内側又は外側に設置する隔離弁は,一方の側の設置箇所における管であって,湿気や水滴方の側の設置箇所における管であって,湿気や水滴等により駆動機構等の機能が著しく低下するおそ等により駆動機構等の機能が著しく低下するおそれがある箇所,配管が狭隘部を貫通する場合であっれがある箇所,配管が狭隘部を貫通する場合であって貫通部に近接した箇所に設置できないことによて貫通部に近接した箇所に設置できないことによりその機能が著しく低下するような箇所には,貫通りその機能が著しく低下するような箇所には,貫通箇所の外側であって近接した箇所に 2 個の隔離弁箇所の外側であって近接した箇所に 2 個の隔離弁を設ける設計とする。

を設ける設計とする。

−【44 条 10】3−
（追加要求事項なし）

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後

原子炉格納容器を貫通する配管には，圧力開放板 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書を設けない設計とする。

3.1.9 原子炉格納容器隔離弁【44 条 11】
設計基準事故の収束に必要な非常用炉心冷却系，

様式 1 への反映結果
3.1 原子炉格納容器に係る設計(2) 各機器固有の設計
c. 原子炉格納容器隔離弁に係る設計

設計基準事故及び重大事故等の収束に必要な非 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書

可燃性ガス濃度制御系及び残留熱除去系（格納容器

常用炉心冷却系，可燃性ガス濃度制御系，不活性ガ

2.

基本方針

スプレイ冷却系）で原子炉格納容器を貫通する配ス系及び残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）

3.

原子炉格納施設の設計条件

管，その他隔離弁を設けることにより安全性を損なで原子炉格納容器を貫通する配管，その他隔離弁をうおそれがあり，かつ，当該系統の配管により原子設けることにより安全性を損なうおそれがあり，か炉格納容器の隔離機能が失われない場合は，自動隔つ，当該系統の配管により原子炉格納容器の隔離機離弁を設けない設計とする。

能が失われない場合は，自動隔離弁を設けない設計

3.1 原子炉格納容器に係る設計(2) 各機器固有の設計
c. 原子炉格納容器隔離弁に係る設計とする。
【44 条 12】
ただし，原則遠隔操作が可能であり，設計基準事

ただし，原則遠隔操作が可能であり，設計基準事 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書

故時に容易に閉鎖可能な隔離機能を有する弁を設故時及び重大事故等時に容易に閉鎖可能な隔離機置する設計とする。

能を有する弁を設置する設計とする。また，重大事

3.

原子炉格納施設の設計条件

3.1 原子炉格納容器に係る設計(2) 各機器固有の設計
c. 原子炉格納容器隔離弁に係る設計

故等の収束に必要な設備に係る配管の隔離弁は，遠隔操作により容易かつ確実に開閉操作ができる設計とする。
【44 条 13】
原子炉格納容器を貫通する計測制御系統施設又原子炉格納容器を貫通する計測制御系統施設又は制御棒駆動装置に関連する小口径配管であっては制御棒駆動装置に関連する小口径配管であって特に隔離弁を設けない場合には，隔離弁を設置した

特に隔離弁を設けない場合には，隔離弁を設置したのと同等の隔離機能を有する設計とする。

のと同等の隔離機能を有する設計とする。

−−（追加要求事項なし）【44 条 14】
原子炉冷却材圧力バウンダリに接続される原子原子炉冷却材圧力バウンダリに接続される原子炉格納容器を貫通する計測系配管に隔離弁を設け炉格納容器を貫通する計測系配管に隔離弁を設けない場合は，オリフィス又は過流量防止逆止弁を設ない場合は，オリフィス又は過流量防止逆止弁を設置し，流出量抑制対策を講じる設計とする。

置し，流出量抑制対策を講じる設計とする。

−−（追加要求事項なし）【44 条 15】
隔離弁は，閉止後に駆動動力源が喪失した場合に隔離弁は，閉止後に駆動動力源が喪失した場合においても閉止状態が維持され隔離機能が喪失しなおいても閉止状態が維持され隔離機能が喪失しない設計とする。また，隔離弁のうち，隔離信号で自い設計とする。また，隔離弁のうち，隔離信号で自動閉止するものは，隔離信号が除去されても自動開

動閉止するものは，隔離信号が除去されても自動開とはならない設計とする。

とはならない設計とする。

−−（追加要求事項なし）【44 条 16】

隔離弁は，想定される漏えい量その他の漏えい試隔離弁は，想定される漏えい量その他の漏えい試−
4−基本設計方針
変 更

前

変 更

験に影響を与える環境条件として，判定基準に適切験に影響を与える環境条件として，判定基準に適切な余裕係数を見込み，日本電気協会「原子炉格納容

な余裕係数を見込み，日本電気協会「原子炉格納容器の漏えい率試験規程」（ＪＥＡＣ４２０３）に定器の漏えい率試験規程」（ＪＥＡＣ４２０３）に定める漏えい試験のうちＣ種試験ができる設計とす

める漏えい試験のうちＣ種試験ができる設計とする。また，隔離弁は動作試験ができる設計とする。

工認添付説明書との関係

後様式 1 への反映結果（追加要求事項なし）

る。また，隔離弁は動作試験ができる設計とする。
【44 条 17】

2.

原子炉建屋

2.1 原子炉建屋原子炉棟等

2.

原子炉建屋

2.1 原子炉建屋原子炉棟等

原子炉冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊

原子炉冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊

又は故障の際に原子炉格納容器から気体状の放射又は故障の際に原子炉格納容器から気体状の放射性物質が漏えいすることによる敷地境界外の実効性物質が漏えいすることによる敷地境界外の実効線量が「発電用軽水型原子炉施設の安全評価に関す線量が「発電用軽水型原子炉施設の安全評価に関する審査指針（平成 2 年 8 月 30 日原子力安全委員

る審査指針（平成 2 年 8 月 30 日原子力安全委員会）」に規定する線量を超えないよう，当該放射性会）」に規定する線量を超えないよう，当該放射性物質の濃度を低減する設備として原子炉建屋原子物質の濃度を低減する設備として原子炉建屋原子炉棟を設置する。

炉棟を設置する。

−−（追加要求事項なし）【44 条 20】
ドライウェル内ガス冷却装置は，冷却コイル及びドライウェル内ガス冷却装置は，冷却コイル及び送風機よりなる装置で，ドライウェル内のガスを循

送風機よりなる装置で，ドライウェル内のガスを循環冷却する設計とする。

−

環冷却する設計とする。

−（追加要求事項なし）【44 条 21】
原子炉建屋原子炉棟は，原子炉格納容器を収納す

原子炉建屋原子炉棟は，原子炉格納容器を収納する建屋であって，非常用ガス処理系等により，内部

る建屋であって，非常用ガス処理系等により，内部の負圧を確保し，原子炉格納容器から放射性物質のの負圧を確保し，原子炉格納容器から放射性物質の漏えいがあっても発電所周辺に直接放出されるこ

漏えいがあっても発電所周辺に直接放出されることを防止する設計とする。

とを防止する設計とする。

−−（追加要求事項なし）【44 条 22】
原子炉建屋原子炉棟に開口部を設ける場合には，気密性を確保する設計とする。

原子炉建屋原子炉棟に開口部を設ける場合には，−気密性を確保する設計とする。
【44 条 24】

新燃料貯蔵庫及び使用済燃料プールは，燃料体等

新燃料貯蔵庫及び使用済燃料プールは，燃料体等の落下により燃料体等が破損して放射性物質の放の落下により燃料体等が破損して放射性物質の放出により公衆に放射線障害を及ぼすおそれがある

出により公衆に放射線障害を及ぼすおそれがある場合において，原子炉建屋原子炉棟内に設置し，放場合において，原子炉建屋原子炉棟内に設置し，放射性物質の放散を防ぐことにより，放射性物質の放射性物質の放散を防ぐことにより，放射性物質の放出による公衆への影響を低減できる設計とする。

出による公衆への影響を低減できる設計とする。

−【26 条 51】
5−
（追加要求事項なし）−（追加要求事項なし）

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後

原子炉建屋原子炉棟は，重大事故等時において Ⅴ-1-1-4-7
も，非常用ガス処理系により，内部の負圧を確保す

様式 1 への反映結果

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 3.5 原子炉建屋原子炉棟に係る設計（原子炉格納施設）

ることができる設計とする。原子炉建屋原子炉棟の4.3 原子炉建屋外側ブローアウトパネルの設計
ブローアウトパネル閉止装置の設計

気密バウンダリの一部として原子炉建屋原子炉棟 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書に設置する原子炉建屋外側ブローアウトパネルは，

3.1.16

原子炉建屋原子炉棟

閉状態の維持又は開放時に再閉止が可能な設計とする。

Ｖ-1-1-6【68 条 3】【74 条 22】

安全設備及び重大事故等対処設備が使用される条件の下における健全性に関する説明書
別添-4 ブローアウトパネル関連設備の設計方針

原子炉建屋原子炉棟は，設計基準事故対処設備で Ｖ-1-1-6

安全設備及び重大事故等対処設備が使用され 3.5 原子炉建屋原子炉棟に係る設計あるとともに，重大事故等時においても使用するたる条件の下における健全性に関する説明書

め，重大事故等対処設備としての基本設計方針に示

2.1 多重性又は多様性及び独立性並びに位置的分散す設計方針を適用する。ただし，多様性及び独立性

3.6 原子炉格納施設

並びに位置的分散を考慮すべき対象の設計基準事
故対処設備はないことから，重大事故等対象設備の基本方針のうち多様性及び独立性並びに位置的分
散の設計方針は適用しない。
【74 条 24】3.

圧力低減設備その他の安全設備

3.1 真空破壊装置

3.

圧力低減設備その他の安全設備

3.1 真空破壊装置

原子炉冷却材喪失事故後，ドライウェル内蒸気の原子炉冷却材喪失事故後，ドライウェル内蒸気の凝縮が進み，ドライウェル圧力がサプレッション・

凝縮が進み，ドライウェル圧力がサプレッション・

チェンバ圧力より下がった場合に，ドライウェルとチェンバ圧力より下がった場合に，ドライウェルとサプレッション・チェンバ間に設置された 11 台のサプレッション・チェンバ間に設置された 11 台の真空破壊装置が，圧力差により自動的に働くことに

真空破壊装置が，圧力差により自動的に働くことにより，サプレッション・チェンバのプール水のドラより，サプレッション・チェンバのプール水のドラ

イウェルへの逆流，あるいはドライウェルの破損をイウェルへの逆流，あるいはドライウェルの破損を防止する設計とする。

防止する設計とする。

なお，発電用原子炉の運転時に原子炉格納容器になお，発電用原子炉の運転時に原子炉格納容器に窒素を充てんしていることなどから，原子炉格納容

窒素を充てんしていることなどから，原子炉格納容

器外面に受ける圧力が設計を超えることはない。

−−（追加要求事項なし）

器外面に受ける圧力が設計を超えることはない。
【20 条 17】【57 条 17】
原子炉格納容器内に設置される真空破壊装置は， Ⅴ-1-1-4-7

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 3.4 真空破壊装置の設計（原子炉格納施設）想定される重大事故等時において，ドライウェル圧
力がサプレッション・チェンバ圧力より低下した場合に圧力差により自動的に働き，サプレッション・ Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
6

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後チェンバのプール水逆流並びにドライウェルとサ

3.1.15様式 1 への反映結果

真空破壊装置プレッション・チェンバの差圧によるダイヤフラ
ム・フロア及び原子炉圧力容器基礎の破損を防止できる設計とする。
【63 条 22】【63 条 30】【63 条 26】
【64 条 6】【64 条 13】【64 条 24】
【64 条 33】【64 条 43】【64 条 51】【65 条 12】【65 条 30】【66 条 6】【66 条 14】【67 条 8】【67 条 16】
3.2 原子炉格納容器安全設備
3.2.1 格納容器スプレイ冷却系

3.2 原子炉格納容器安全設備
3.2.1

格納容器スプレイ冷却系

原子炉冷却系統に係る発電用原子炉施設の原子炉冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊又は故障の際に生ずる原子炉格納容器内

損壊又は故障の際に生ずる原子炉格納容器内の圧力及び温度の上昇により原子炉格納容器の圧力及び温度の上昇により原子炉格納容器の安全性を損なうことを防止するため，原子炉の安全性を損なうことを防止するため，原子炉

格納容器内において発生した熱を除去する設

格納容器内において発生した熱を除去する設備として，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷備として，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）を設ける。

−−（追加要求事項なし）

却系）を設ける。
【44 条 27】

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）は，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）は，

原子炉冷却材圧力バウンダリ配管の最も過酷

原子炉冷却材圧力バウンダリ配管の最も過酷な破断を想定した場合でも，放出されるエネルな破断を想定した場合でも，放出されるエネル

ギによる設計基準事故時の原子炉格納容器内ギによる設計基準事故時の原子炉格納容器内

圧力，温度が最高使用圧力，最高使用温度を超

圧力，温度が最高使用圧力，最高使用温度を超えないようにし，かつ，原子炉格納容器の内圧えないようにし，かつ，原子炉格納容器の内圧を速やかに下げて低く維持することにより，放を速やかに下げて低く維持することにより，放射性物質の外部への漏えいを少なくする設計

射性物質の外部への漏えいを少なくする設計

とする。

−

−
（追加要求事項なし）とする。
【44 条 28】

原子炉冷却系統に係る発電用原子炉施設の原子炉冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊又は故障の際に原子炉格納容器から気体損壊又は故障の際に原子炉格納容器から気体状の放射性物質が漏えいすることによる敷地状の放射性物質が漏えいすることによる敷地

境界外の実効線量が「発電用軽水型原子炉施設

境界外の実効線量が「発電用軽水型原子炉施設の安全評価に関する審査指針（平成 2 年 8 月の安全評価に関する審査指針（平成 2 年 8 月

30 日原子力安全委員会）」に規定する線量を超

30 日原子力安全委員会）」に規定する線量を超えないよう，当該放射性物質の濃度を低減する

えないよう，当該放射性物質の濃度を低減する設備として残留熱除去系（格納容器スプレイ冷設備として残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）を設置する。

却系）を設置する。

−

7−（追加要求事項なし）

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後様式 1 への反映結果【44 条 20】
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）は，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）は，

原子炉冷却材喪失事故時に，サプレッション・

原子炉冷却材喪失事故時に，サプレッション・

チェンバのプール水をドライウェル内及びサ

チェンバのプール水をドライウェル内及びサ

プレッション・チェンバ内にスプレイすること

プレッション・チェンバ内にスプレイすること

により，環境に放出される放射性物質の濃度をにより，環境に放出される放射性物質の濃度を減少させる設計とする。

−−（追加要求事項なし）

減少させる設計とする。
【44 条 25】

原子炉格納容器安全設備のうち，サプレッシ

原子炉格納容器安全設備のうち，サプレッシ Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が使用され 2.

原子炉格納施設の兼用する設計ョン・チェンバのプール水を水源とする原子炉ョン・チェンバのプール水を水源とする原子炉

格納容器安全設備のポンプは，原子炉格納容器

格納容器安全設備のポンプは，原子炉格納容器

内の圧力及び温度並びに，冷却材中の異物の影

内の圧力及び温度並びに，冷却材中の異物の影

2.6 各機器固有の設計

響について「非常用炉心冷却設備又は格納容器

響について「非常用炉心冷却設備又は格納容器(1) 設備共通の設計

熱除去設備に係るろ過装置の性能評価等につ

熱除去設備に係るろ過装置の性能評価等について（内規）」（平成 20・02・12 原院第 5 号（平いて（内規）」（平成 20・02・12 原院第 5 号（平成 20 年 2 月 27 日原子力安全・保安院制定））

成 20 年 2 月 27 日原子力安全・保安院制定））によるろ過装置の性能評価により，設計基準事によるろ過装置の性能評価により，設計基準事

故時に想定される最も小さい有効吸込水頭に故時及び重大事故等時に想定される最も小さおいても，正常に機能する能力を有する設計とい有効吸込水頭においても，正常に機能する能する。

る条件の下における健全性に関する説明書
2.3 環境条件等

2.5

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関
する設計

c.

圧力低減設備のポンプの有効吸込水頭に係る設計力を有する設計とする。
【44 条 29】【54 条 107】

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）の残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）の仕様は，設置（変更）許可を申請した設計基準

仕様は，設置（変更）許可を申請した設計基準

事故の評価の条件を満足する設計とする。

−

事故の評価の条件を満足する設計とする。

−（追加要求事項なし）【44 条 30】
サプレッション・チェンバは，設計基準対処
３

サプレッション・チェンバは，設計基準対処

施設として容量 3,400 m ，個数 1 個を設置す施設として容量 3,400 m３，個数 1 個を設置す

る。

る。

−

−
（追加要求事項なし）【44 条 31】
残留熱除去系ポンプ（格納容器スプレイ冷却

残留熱除去系ポンプ（格納容器スプレイ冷却系）は，テストラインを構成することにより，系）は，テストラインを構成することにより，発電用原子炉の運転中に試験ができる設計と発電用原子炉の運転中に試験ができる設計とする。また，設計基準事故時に動作する弁につする。また，設計基準事故時に動作する弁については，残留熱除去系ポンプ（格納容器スプレ

いては，残留熱除去系ポンプ（格納容器スプレ

イ冷却系）が停止中に開閉試験ができる設計とイ冷却系）が停止中に開閉試験ができる設計と

する。

する。

−

【44 条 33】
8−
（追加要求事項なし）

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後重要度が特に高い安全機能を有する系統に Ｖ-1-1-6

様式 1 への反映結果

安全設備及び重大事故等対処設備が使用され 2.

おいて，設計基準事故が発生した場合に長期間る条件の下における健全性に関する説明書

にわたって機能が要求される静的機器のうち，2.1 多重性又は多様性及び独立性並びに位置的分散

単一設計とする残留熱除去系（格納容器スプレ

3.6 原子炉格納施設

イ冷却系）のスプレイヘッダ（サプレッション・

原子炉格納施設の兼用する設計

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計③原子炉格納容器安全設備
・格納容器スプレイヘッダ
2.5

チェンバ側）については，想定される最も過酷兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計な単一故障の条件として，配管 1 箇所の全周破

4.1 放射性物質濃度低減設備の単一故障に係る設備断を想定した場合においても，原子炉格納容器の冷却機能を達成できる設計とする。
【14 条 11】
また，このような場合においても，残留熱除 Ｖ-1-1-6

安全設備及び重大事故等対処設備が使用され 4.1 放射性物質濃度低減設備の単一故障に係る設備

去系 2 系統にてドライウェルスプレイを行う

る条件の下における健全性に関する説明書

か，又は 1 系統をドライウェルスプレイ，もう2.1 多重性又は多様性及び独立性並びに位置的分散

1 系統を残留熱除去系（サプレッション・プー

3.6 原子炉格納施設

ル冷却系）で運転することで原子炉格納容器の冷却機能を代替できる設計とする。
【14 条 12】
原子炉格納容器内の冷却等のための設備と Ⅴ-1-1-4-3
して，想定される重大事故等時において，設計

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 Ⅴ-1-10-3「原子炉冷却系統施設」の様式-1（原子炉冷却系統施設）

基準事故対処設備である残留熱除去系（格納容18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

器スプレイ冷却系）が使用できる場合は重大事 Ⅴ-1-1-4-7
故等対処設備として使用できる設計とする。

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉格納施設）③残留熱除去設備
・残留熱除去系【64 条 2】Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
3.2.2 重大事故等時における原子炉格納容器冷却機
能
全交流動力電源喪失により，残留熱除去系 第 1-4-1 図

単線結線図（1／5）（格納容器スプレイ冷却系）が起動できない場

18.5 各機器固有の設計

合の重大事故等対処設備として，常設代替交流 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
電源設備を使用し，残留熱除去系（格納容器ス

Ⅴ-1-10-3「原子炉冷却系統施設」の様式-1

3.2.3 重大事故等時における原子炉格納容器冷却機能

プレイ冷却系）を復旧できる設計とする。

(2) その他各設備固有の設計b.

残留熱除去設備(a) 残留熱除去系への電源供給に関する設計【64 条 15】
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）は， 第 1-4-1 図

単線結線図（1／5）

Ⅴ-1-10-3「原子炉冷却系統施設」の様式-1
18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

常設代替交流電源設備からの給電により機能を復旧し，残留熱除去系ポンプによりサプレッ Ⅴ-1-1-4-3

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉冷却系統施設）

ション・チェンバのプール水をドライウェル内

18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計③残留熱除去設備
・残留熱除去系

及びサプレッション・チェンバ内にスプレイす9基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後ることで原子炉格納容器を冷却できる設計と Ⅴ-1-1-4-7する。本系統に使用する冷却水は残留熱除去系

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉格納施設）とする。

18.5 各機器固有の設計(2) その他各設備固有の設計b.

海水系又は緊急用海水系から供給できる設計【64 条 16】様式 1 への反映結果

Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書

残留熱除去設備(a) 残留熱除去系への電源供給に関する設計

3.2.2 重大事故等時における原子炉格納容器冷却機
能3.2.3 重大事故等時における原子炉格納容器冷却機
能

炉心の著しい損傷が発生した場合において， 第 1-4-1 図

単線結線図（1／5）

機能喪失によるサポート系の故障により，残留 Ⅴ-1-1-4-3

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉冷却系統施設）

熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）が起動で代替交流電源設備を使用し，残留熱除去系（格 Ⅴ-1-1-4-7

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉格納施設）

納容器スプレイ冷却系）を復旧できる設計とす③残留熱除去設備

18.5 各機器固有の設計(2) その他各設備固有の設計b.

る。
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）は， Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書

残留熱除去設備(a) 残留熱除去系への電源供給に関する設計

3.2.2 重大事故等時における原子炉格納容器冷却機を復旧し，残留熱除去系ポンプによりサプレッ
ション・チェンバのプール水をドライウェル内

18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計・残留熱除去系

きない場合の重大事故等対処設備として，常設

常設代替交流電源設備からの給電により機能

Ⅴ-1-10-3「原子炉冷却系統施設」の様式-1
18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

全交流動力電源喪失又は残留熱除去系海水系

能3.2.3 重大事故等時における原子炉格納容器冷却機能及びサプレッション・チェンバ内にスプレイすることで原子炉格納容器を冷却できる設計とする。本系統に使用する冷却水は残留熱除去系
海水系又は緊急用海水系から供給できる設計とする。
【64 条 35】

残留熱除去系ポンプ及び残留熱除去系熱交 Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が使用され Ⅴ-1-10-3「原子炉冷却系統施設」の様式-1る条件の下における健全性に関する説明書

換器は，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，重大事

2.1 多重性又は多様性及び独立性並び位置的分散

故等対処設備としての基本方針に示す設計方

3.6 原子炉格納施設

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計③残留熱除去設備
・残留熱除去系

針を適用する。ただし，多様性及び独立性並びに位置的分散を考慮すべき対象の設計基準事
故対処設備はないことから，重大事故等対処設
備の基本方針のうち多様性及び独立性並びに
位置的分散の設計方針は適用しない。
【64 条 52】
3.2.2 サプレッション・プール冷却系

3.2.2

サプレッション・プール冷却系

−
10

−

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）は，サプレッション・チェンバのプール水系）は，サプレッション・チェンバのプール水を水源とし，残留熱除去系ポンプより残留熱除を水源とし，残留熱除去系ポンプより残留熱除

去系熱交換器を介して循環冷却することによ

去系熱交換器を介して循環冷却することにより，サプレッション・チェンバのプール水を除り，サプレッション・チェンバのプール水を除熱できる設計とする。

熱できる設計とする。

様式 1 への反映結果（追加要求事項なし）【44 条 32】
原子炉格納容器内の冷却等のための設備と Ⅴ-1-1-4-3
して，想定される重大事故等時において，設計

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 Ⅴ-1-10-3「原子炉冷却系統施設」の様式-1（原子炉冷却系統施設）

基準事故対処設備である残留熱除去系（サプレ18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

ッション・プール冷却系）が使用できる場合は Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
重大事故等対処設備として使用できる設計と18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

3.2.2 重大事故等時における原子炉格納容器冷却機する。

③残留熱除去設備
・残留熱除去系

能【64 条 2】
残留熱除去系（サプレッション・プール冷却 第 1-4-1 図

単線結線図（1／5）

り機能を復旧し，残留熱除去系ポンプ及び熱交 Ⅴ-1-1-4-3

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉冷却系統施設）

換器により，サプレッション・チェンバのプーできる設計とする。本系統に使用する冷却水 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
3.2.2 重大事故等時における原子炉格納容器冷却機
能供給できる設計とする。
【64 条 26】

18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計③残留熱除去設備
・残留熱除去系

ル水を冷却することで原子炉格納容器を冷却は，残留熱除去系海水系又は緊急用海水系から

Ⅴ-1-10-3「原子炉冷却系統施設」の様式-1
18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計系）は，常設代替交流電源設備からの給電によ

18.5 各機器固有の設計(2) その他各設備固有の設計
b.

3.2.3 重大事故等時における原子炉格納容器冷却残留熱除去設備(a) 残留熱除去系への電源供給に関する設計

機能
炉心の著しい損傷が発生した場合において， 第 1-4-1 図

単線結線図（1／5）

機能喪失によるサポート系の故障により，残留 Ⅴ-1-1-4-3

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉冷却系統施設）

熱除去系（サプレッション・プール冷却系）がて，常設代替交流電源設備を使用し，残留熱除 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
3.2.2 重大事故等時における原子炉格納容器冷却機できる設計とする。
【64 条 24】
【64 条 43】18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計③残留熱除去設備
・残留熱除去系

起動できない場合の重大事故等対処設備とし去系（サプレッション・プール冷却系）を復旧

Ⅴ-1-10-3「原子炉冷却系統施設」の様式-1
18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

全交流動力電源喪失又は残留熱除去系海水系

18.5 各機器固有の設計(2) その他各設備固有の設計b.

能3.2.3 重大事故等時における原子炉格納容器冷却機

残留熱除去設備(a) 残留熱除去系への電源供給に関する設計

能
残留熱除去系（サプレッション・プール冷却 第 1-4-1 図系）は，常設代替交流電源設備からの給電によ

単線結線図（1／5）

Ⅴ-1-10-3「原子炉冷却系統施設」の様式-1
18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

り機能を復旧し，残留熱除去系ポンプ及び熱交

18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計
11

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後換器により，サプレッション・チェンバのプー Ⅴ-1-1-4-3
ル水を冷却することで原子炉格納容器を冷却様式 1 への反映結果③残留熱除去設備

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書

・残留熱除去系（原子炉冷却系統施設）

18.5 各機器固有の設計できる設計とする。本系統に使用する冷却水(2) その他各設備固有の設計

は，残留熱除去系海水系又は緊急用海水系から Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書供給できる設計とする。

b.

3.2.2 重大事故等時における原子炉格納容器冷却機

残留熱除去設備(a) 残留熱除去系への電源供給に関する設計

能【64 条 25】
【64 条 43】

3.2.3 重大事故等時における原子炉格納容器冷却機
能
残留熱除去系（サプレッション・プール冷却 Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が使用され Ⅴ-1-10-3「原子炉冷却系統施設」の様式-1系）は，設計基準事故対処設備であるとともにる条件の下における健全性に関する説明書

重大事故等時においても使用するため，重大事

2.1 多重性又は多様性及び独立性並び位置的分散

故等対処設備としての基本方針に示す設計方

3.6 原子炉格納施設

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計③残留熱除去設備
・残留熱除去系

針を適用する。ただし，多様性及び独立性並びに位置的分散を考慮すべき対象の設計基準事
故対処設備はないことから，重大事故等対処設
備の基本方針のうち多様性及び独立性並びに
位置的分散の設計方針は適用しない。
【64 条 52】
3.2.3

ほう酸水注入系

Ⅴ-1-1-4-4

炉心の著しい損傷が発生した場合に溶融炉

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 Ⅴ-1-10-5「計測制御系統施設」の様式-1（計測制御系統施設）

2.

落下を遅延・防止するための重大事故等対処設 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
備として，ほう酸水注入系を設ける設計とす

計測制御系統施設の兼用に関する設計
2.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への① ほう酸水注入系

3.2.2 重大事故等時における原子炉格納容器冷却機

る。なお，この場合は，低圧代替注水系（常設），能

低圧代替注水系（可搬型），代替循環冷却系及
び高圧代替注水系のいずれかによる原子炉圧
力容器への注水と並行して行う。
【66 条 38】
ほう酸水注入系は，ほう酸水注入ポンプによ Ⅴ-1-1-4-4

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 Ⅴ-1-10-5「計測制御系統施設」の様式-1（計測制御系統施設）

り，ほう酸水貯蔵タンクのほう酸水を原子炉圧

2.

① ほう酸水注入系

ル（ドライウェル部）の床面への落下を遅延・ Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書防止する設計とする。

計測制御系統施設の兼用に関する設計
2.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

力容器へ注入することで，溶融炉心のペデスタ

3.2.2 重大事故等時における原子炉格納容器冷却機【66 条 39】

能

ほう酸水注入系の流路として，設計基準対象 Ⅴ-1-1-4-1
施設である原子炉圧力容器，炉心支持構造物及設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 Ⅴ-1-10-5「計測制御系統施設」の様式-1（原子炉本体）び原子炉圧力容器内部構造物を重大事故等対2.

計測制御系統施設の兼用に関する設計
2.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

12

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後処設備として使用することから，流路に係る機 Ⅴ-3-3-3 原子炉圧力容器内部構造物の強度計算書

様式 1 への反映結果① ほう酸水注入系

能について重大事故等対処設備としての設計を行う。

Ⅴ-3-別添 6 炉心支持構造物の強度に関する説明書【66 条 40】3.2.4

代替格納容器スプレイ冷却系

Ⅴ-1-1-4-3

原子炉格納容器内の冷却等のための設備の設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 Ⅴ-1-10-3「原子炉冷却系統施設」の様式-1（原子炉冷却系統施設）

うち，設計基準事故対処設備が有する原子炉格

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

納容器内の冷却機能が喪失した場合において Ⅴ-1-1-4-7
炉心の著しい損傷を防止するために原子炉格

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉格納施設）③残留熱除去設備
・残留熱除去系

納容器内の圧力及び温度を低下させるため，また，炉心の著しい損傷が発生した場合において Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
原子炉格納容器の破損を防止するために原子3.2.2 重大事故等時における原子炉格納容器冷却機

炉格納容器内の圧力及び温度並びに放射性物

能質の濃度を低下させるための重大事故等対処
設備として，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）及び代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）を設ける設計とする。
【64 条 1】
(1)

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 Ⅴ-1-10-3「原子炉冷却系統施設」の様式-1

常設低圧代替注水系ポンプによる代替格納 Ⅴ-1-1-4-3

容器スプレイ（原子炉冷却系統施設）

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

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のうち，残留熱除去系 Ⅴ-1-1-4-7（格納容器スプレイ冷却系）が機能喪失した場

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉格納施設）③残留熱除去設備
・残留熱除去系

合の重大事故等対処設備として，代替格納容器
スプレイ冷却系（常設）は，常設低圧代替注水 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
系ポンプにより，代替淡水貯槽の水を残留熱除3.2.2 重大事故等時における原子炉格納容器冷却機
能去系等を経由して原子炉格納容器内のスプレ
イヘッダからドライウェル内にスプレイすることで，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させることができる設計とする。
【64 条 3】

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，代 第 1-4-1 図

単線結線図（1／5）

Ⅴ-1-10-3「原子炉冷却系統施設」の様式-1

替所内電気設備を経由した常設代替交流電源 第 1-4-2 図

単線結線図（2／5）

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.5 各機器固有の設計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。
【64 条 4】Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
3.2.3 重大事故等時における原子炉格納容器冷却機
能13(2) その他各設備固有の設計b.

残留熱除去設備(a) 残留熱除去系への電源供給に関する設計

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後

全交流動力電源喪失又は残留熱除去系海水 Ⅴ-1-1-4-3
系機能喪失によるサポート系の故障により，残様式 1 への反映結果

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 Ⅴ-1-10-3「原子炉冷却系統施設」の様式-1（原子炉冷却系統施設）

留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び残18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

留熱除去系（サプレッション・プール冷却系） Ⅴ-1-1-4-7が起動できない場合の重大事故等対処設備と設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉格納施設）③残留熱除去設備
・残留熱除去系

して使用する代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，常設低圧代替注水系ポンプにより，代 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
替淡水貯槽の水を残留熱除去系等を経由して

3.2.2 重大事故等時における原子炉格納容器冷却機

原子炉格納容器内のスプレイヘッダからドラ

能イウェル内にスプレイすることで，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させることができる設計とする。
【64 条 13】
炉心の著しい損傷が発生した場合において， Ⅴ-1-1-4-3
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）が機

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 Ⅴ-1-10-3「原子炉冷却系統施設」の様式-1（原子炉冷却系統施設）

能喪失した場合及び全交流動力電源喪失又は18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計残留熱除去系海水系機能喪失によるサポート Ⅴ-1-1-4-7
系の故障により，残留熱除去系（格納容器スプ設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉格納施設）③残留熱除去設備
・残留熱除去系

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）が起動できない場合の重大 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
事故等対処設備として，代替格納容器スプレイ

3.2.2 重大事故等時における原子炉格納容器冷却機

冷却系（常設）は，常設低圧代替注水系ポンプ

能により，代替淡水貯槽の水を残留熱除去系等を経由してスプレイヘッダからドライウェル内にスプレイすることで，原子炉格納容器内の圧力及び温度並びに放射性物質の濃度を低下させることができる設計とする。
【64 条 33】
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，炉 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損をⅤ-1-10-3「原子炉冷却系統施設」の様式-1

3.2.2 重大事故等時における原子炉格納容器冷却機 18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
能防止するための設備として兼用する設計とす

18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計③残留熱除去設備る。

・残留熱除去系【64 条 51】

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，残 Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が使用され Ⅴ-1-10-3「原子炉冷却系統施設」の様式-1
留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）と共通る条件の下における健全性に関する説明書
14

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

基本設計方針変 更工認添付説明書との関係

様式 1 への反映結果

要因によって同時に機能を損なわないよう，常2.1 多重性又は多様性及び独立性並び位置的分散

18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

設低圧代替注水系ポンプを代替所内電気設備

3.6 原子炉格納施設

前

変 更

後

を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型③残留熱除去設備
・残留熱除去系

代替交流電源設備からの給電により駆動できることで，非常用所内電気設備を経由した非常用交流電源設備からの給電により駆動する残留熱除去系ポンプを用いた残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）に対して多様性を有する設計とする。
【64 条 53】
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の電動 Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が使用され Ⅴ-1-10-3「原子炉冷却系統施設」の様式-1
弁は，ハンドルを設けて手動操作を可能とする

る条件の下における健全性に関する説明書

ことで，非常用交流電源設備からの給電による

2.1 多重性又は多様性及び独立性並び位置的分散

遠隔操作に対して多様性を有する設計とする。

3.6 原子炉格納施設

また，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計③残留熱除去設備
・残留熱除去系

電動弁は，代替所内電気設備を経由して給電する系統において，独立した電路で系統構成することにより，非常用所内電気設備を経由して給電する系統に対して独立性を有する設計とする。
【64 条 54】
また，代替格納容器スプレイ冷却系（常設） Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が使用され Ⅴ-1-10-3「原子炉冷却系統施設」の様式-1る条件の下における健全性に関する説明書

は，代替淡水貯槽を水源とすることで，サプレッション・チェンバを水源とする残留熱除去系

2.1 多重性又は多様性及び独立性並び位置的分散（格納容器スプレイ冷却系）に対して異なる水3.6 原子炉格納施設

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計③残留熱除去設備
・残留熱除去系源を有する設計とする。常設低圧代替注水系ポンプ及び代替淡水貯槽は，常設低圧代替注水系
格納槽内に設置することで，原子炉建屋原子炉棟内の残留熱除去系ポンプ及びサプレッショ
ン・チェンバと共通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。
【64 条 55】

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，残 Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が使用され Ⅴ-1-10-3「原子炉冷却系統施設」の様式-1
留熱除去系と共通要因によって同時に機能をる条件の下における健全性に関する説明書

損なわないよう，水源から残留熱除去系配管と2.1 多重性又は多様性及び独立性並び位置的分散の合流点までの系統について，残留熱除去系に3.6 原子炉格納施設

対して独立性を有する設計とする。

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計③残留熱除去設備
・残留熱除去系

15

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後様式 1 への反映結果【64 条 61】
これらの多様性及び系統の独立性並びに位 Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が使用され Ⅴ-1-10-3「原子炉冷却系統施設」の様式-1
置的分散によって，代替格納容器スプレイ冷却る条件の下における健全性に関する説明書

系（常設）は，設計基準事故対処設備である残2.1 多重性又は多様性及び独立性並び位置的分散

留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）に対し

3.6 原子炉格納施設て重大事故等対処設備としての独立性を有す

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計③残留熱除去設備
・残留熱除去系る設計とする。
【64 条 62】
原子炉格納容器安全設備のうち，代替淡水貯 Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が使用され Ⅴ-1-10-3「原子炉冷却系統施設」の様式-1
槽を水源とする原子炉格納容器安全設備のポンプは，代替淡水貯槽の圧力及び温度により最る条件の下における健全性に関する説明書
2.3 環境条件等

も小さい有効吸込水頭においても，正常に機能18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計③残留熱除去設備する能力を有する設計とする。

・残留熱除去系【54 条 109】(2)

可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替 Ⅴ-1-1-4-3

注水大型ポンプによる代替格納容器スプレイ

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 Ⅴ-1-10-3「原子炉冷却系統施設」の様式-1（原子炉冷却系統施設）

炉心の著しい損傷防止のための原子炉格納18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

容器内冷却に用いる設備のうち，残留熱除去系 Ⅴ-1-1-4-7

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉格納施設）（格納容器スプレイ冷却系）の機能が喪失した④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

場合の重大事故等対処設備として，代替格納容（水源に係る設備，大気への拡散抑制設備を含器スプレイ冷却系（可搬型）は，可搬型代替注 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書

む。
）

水中型ポンプ（直列 2 台）により西側淡水貯水3.2.2 重大事故等時における原子炉格納容器冷却機
能設備の水を，可搬型代替注水大型ポンプにより代替淡水貯槽の水を残留熱除去系等を経由してスプレイヘッダからドライウェル内にスプレイすることで，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させることができる設計とする。
【64 条 7】

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 Ⅴ-1-10-3「原子炉冷却系統施設」の様式-1

全交流動力電源喪失により，残留熱除去系 Ⅴ-1-1-4-3（原子炉冷却系統施設）（格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系

ない場合の重大事故等対処設備として使用す Ⅴ-1-1-4-7

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉格納施設）

る代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，④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（水源に係る設備，大気への拡散抑制設備を含

可搬型代替注水中型ポンプ（直列 2 台）により西側淡水貯水設備の水を，可搬型代替注水大型 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
ポンプにより代替淡水貯槽の水を残留熱除去

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計（サプレッション・プール冷却系）が起動でき

3.2.2 重大事故等時における原子炉格納容器冷却機
能系等を経由してスプレイヘッダからドライウ
16

む。
）

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後様式 1 への反映結果

ェル内にスプレイすることで，原子炉格納容器
内の圧力及び温度を低下させることができる
設計とする。
【64 条 14】
炉心の著しい損傷が発生した場合において， Ⅴ-1-1-4-3
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）が機

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 Ⅴ-1-10-3「原子炉冷却系統施設」の様式-1（原子炉冷却系統施設）

能喪失した場合及び全交流動力電源喪失又は18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計残留熱除去系海水系機能喪失によるサポート Ⅴ-1-1-4-7
系の故障により，残留熱除去系（格納容器スプ設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉格納施設）④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

レイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッショ（水源に係る設備，大気への拡散抑制設備を含

ン・プール冷却系）が起動できない場合の重大 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書

む。
）

事故等対処設備として，代替格納容器スプレイ

3.2.2 重大事故等時における原子炉格納容器冷却機

冷却系（可搬型）は，可搬型代替注水中型ポン

能プ（直列 2 台）により西側淡水貯水設備の水を，可搬型代替注水大型ポンプにより代替淡水貯槽の水を残留熱除去系等を経由してスプレ
イヘッダからドライウェル内にスプレイすることで，原子炉格納容器内の圧力及び温度並びに放射性物質の濃度を低下させることができる設計とする。
【64 条 34】
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は， 第 1-4-1 図

単線結線図（1／5）

Ⅴ-1-10-3「原子炉冷却系統施設」の様式-1

代替所内電気設備を経由した常設代替交流電 第 1-4-2 図

単線結線図（2／5）

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計源設備及び可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。また，可搬型代替注水 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，

3.2.3 重大事故等時における原子炉格納容器冷却機

む。
）

る設計とする。
【64 条 8】・低圧代替注水系（水源に係る設備，大気への拡散抑制設備を含能

空冷式のディーゼルエンジンにより駆動でき④非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

Ⅴ-1-1-4-3

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉冷却系統施設）

18.5 各機器固有の設計(2) その他各設備固有の設計c.

非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備(a) 低圧炉心スプレイ系への電源供給に関する設計
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は， Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損

Ⅴ-1-10-3「原子炉冷却系統施設」の様式-1

3.2.2 重大事故等時における原子炉格納容器冷却機 18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計を防止するための設備として兼用する設計と能する。

18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計④非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

17基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後【64 条 51】

様式 1 への反映結果
・低圧代替注水系（水源に係る設備，大気への拡散抑制設備を含む。
）

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は， Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が使用され Ⅴ-1-10-3「原子炉冷却系統施設」の様式-1る条件の下における健全性に関する説明書

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

2.1 多重性又は多様性及び独立性並び位置的分散

可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注

3.6 原子炉格納施設

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計④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

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，電動機駆動ポンプによ（水源に係る設備，大気への拡散抑制設備を含り構成される残留熱除去系（格納容器スプレイ

む。
）

冷却系）に対して多様性を有する設計とする。
【64 条 56】
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の電 Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が使用され Ⅴ-1-10-3「原子炉冷却系統施設」の様式-1
動弁は，ハンドルを設けて手動操作を可能とする条件の下における健全性に関する説明書ることで，非常用交流電源設備からの給電によ

2.1 多重性又は多様性及び独立性並び位置的分散

る遠隔操作に対して多様性を有する設計とす

3.6 原子炉格納施設

る。また，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計④非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備
・低圧代替注水系型）の電動弁は，代替所内電気設備を経由して（水源に係る設備，大気への拡散抑制設備を含給電する系統において，独立した電路で系統構む。
）

成することにより，非常用所内電気設備を経由して給電する系統に対して独立性を有する設計とする。
【64 条 57】
また，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型） Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が使用され Ⅴ-1-10-3「原子炉冷却系統施設」の様式-1る条件の下における健全性に関する説明書

は，西側淡水貯水設備又は代替淡水貯槽を水源とすることで，サプレッション・チェンバを水

2.1 多重性又は多様性及び独立性並び位置的分散源とする残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却

3.6 原子炉格納施設

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計④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

系）に対して異なる水源を有する設計とする。

（水源に係る設備，大気への拡散抑制設備を含【64 条 58】

む。
）

可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替 Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が使用され Ⅴ-1-10-3「原子炉冷却系統施設」の様式-1る条件の下における健全性に関する説明書

注水大型ポンプは，原子炉建屋から離れた屋外に分散して保管することで，原子炉建屋原子炉

2.1 多重性又は多様性及び独立性並び位置的分散

棟内の残留熱除去系ポンプと共通要因によっ

3.6 原子炉格納施設

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計④非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備
・低圧代替注水系て同時に機能を損なわないよう位置的分散を
18

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後様式 1 への反映結果図る設計とする。

（水源に係る設備，大気への拡散抑制設備を含【64 条 59】

む。
）

可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替 Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が使用され Ⅴ-1-10-3「原子炉冷却系統施設」の様式-1る条件の下における健全性に関する説明書

注水大型ポンプの接続口は，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

2.1 多重性又は多様性及び独立性並び位置的分散分散を図った複数箇所に設置する設計とする。

3.6 原子炉格納施設【64 条 60】

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計④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（水源に係る設備，大気への拡散抑制設備を含む。
）

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は， Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が使用され Ⅴ-1-10-3「原子炉冷却系統施設」の様式-1
残留熱除去系と共通要因によって同時に機能る条件の下における健全性に関する説明書を損なわないよう，水源から残留熱除去系配管

2.1 多重性又は多様性及び独立性並び位置的分散との合流点までの系統について，残留熱除去系

3.6 原子炉格納施設に対して独立性を有する設計とする。

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計④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【64 条 61】

（水源に係る設備，大気への拡散抑制設備を含む。
）

これらの多様性及び系統の独立性並びに位 Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が使用され Ⅴ-1-10-3「原子炉冷却系統施設」の様式-1る条件の下における健全性に関する説明書

置的分散によって，代替格納容器スプレイ冷却
系（可搬型）は，設計基準事故対処設備である

2.1 多重性又は多様性及び独立性並び位置的分散

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）に対

3.6 原子炉格納施設

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計④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

して重大事故等対処設備としての独立性を有する設計とする。

（水源に係る設備，大気への拡散抑制設備を含【64 条 62】

む。
）

原子炉格納容器安全設備のうち，代替淡水貯 Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が使用され Ⅴ-1-10-3「原子炉冷却系統施設」の様式-1る条件の下における健全性に関する説明書

槽，西側淡水貯槽，ＳＡ用海水ピットを水源とする原子炉格納容器安全設備のポンプは，代替

2.3 環境条件等

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計④非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

淡水貯槽，西側淡水貯槽，ＳＡ用海水ピットの・低圧代替注水系

圧力及び温度により最も小さい有効吸込水頭においても，正常に機能する能力を有する設計（水源に係る設備，大気への拡散抑制設備を含

とする。

む。
）

【54 条 109】
3.2.5

代替循環冷却系

Ⅴ-1-1-4-3

炉心の著しい損傷が発生した場合において，設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 Ⅴ-1-10-3「原子炉冷却系統施設」の様式-1（原子炉冷却系統施設）

19

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後

原子炉格納容器の過圧による破損を防止する

18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計ために必要な重大事故等対処設備のうち，原子 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
炉格納容器バウンダリを維持しながら原子炉

3.2.3 重大事故等時における原子炉格納容器の過圧格納容器内の圧力及び温度を低下させるための設備及び炉心の著しい損傷が発生した場合

様式 1 への反映結果③残留熱除去設備
・残留熱除去系

破損防止機能別添 4 代替循環冷却系の設計に溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下を遅延・防止するための重大事故等対処設備として，代替循環冷却系を設ける設計とする。なお，溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下を遅延・防止する
場合は，ほう酸水注入系による原子炉圧力容器
へのほう酸注入と並行して行う。
【65 条 1】【66 条 29】
代替循環冷却系は，Ｍａｒｋ−Ⅱ型原子炉格 Ⅴ-1-1-4-3
納容器の特徴を踏まえ多重性を有する設計と設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 Ⅴ-1-10-3「原子炉冷却系統施設」の様式-1（原子炉冷却系統施設）

し，代替循環冷却系ポンプによりサプレッショ

18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

ン・チェンバのプール水を残留熱除去系熱交換 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
器にて冷却し，残留熱除去系等を経由して原子3.2.3 重大事故等時における原子炉格納容器の過圧

炉格納容器内へスプレイするとともに，原子炉注水及びサプレッション・チェンバのプール水

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計③残留熱除去設備
・残留熱除去系

破損防止機能別添 4 代替循環冷却系の設計の除熱を行うことで，原子炉格納容器バウンダ
リを維持しながら原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下できる設計とする。また，本系統に使用する冷却水は，残留熱除去系海水系又は緊急用海水系により冷却できる設計とする。
【65 条 2】
代替循環冷却系は，代替循環冷却系ポンプに Ⅴ-1-1-4-3

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 Ⅴ-1-10-3「原子炉冷却系統施設」の様式-1（原子炉冷却系統施設）

より，サプレッション・チェンバのプール水を注水することで溶融炉心を冷却できる設計と Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書する。

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計残留熱除去系等を経由して原子炉圧力容器へ

別添 4 代替循環冷却系の設計③残留熱除去設備
・残留熱除去系

本系統に使用する冷却水は，残留熱除去系海水系又は緊急用海水系から供給できる設計とする。
【66 条 30】
原子炉圧力容器に注水された水は，原子炉圧 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
力容器又は原子炉格納容器内配管の破断口等

Ⅴ-1-10-3「原子炉冷却系統施設」の様式-1
18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

20

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後から流出し，原子炉格納容器内へスプレイされ3.2.3 重大事故等時における原子炉格納容器の過圧た水とともに，格納容器ベント管を経て，サプ
レッション・チェンバに戻ることで循環できる

破損防止機能別添 4 代替循環冷却系の設計

様式 1 への反映結果
18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計③残留熱除去設備
・残留熱除去系設計とする。
【65 条 4】
代替循環冷却系は，代替所内電気設備を経由 第 1-4-1 図

単線結線図（1／5）

Ⅴ-1-10-3「原子炉冷却系統施設」の様式-1

した常設代替交流電源設備からの給電が可能 第 1-4-2 図

単線結線図（2／5）

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計な設計とする。
【65 条 5】【66 条 31】

Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
3.2.4 重大事故等時における原子炉格納容器の過圧破損防止機能③残留熱除去設備
・残留熱除去系
18.5 各機器固有の設計(2) その他各設備固有の設計b.

残留熱除去設備(a) 残留熱除去系への電源供給に関する設計
代替循環冷却系の流路として，設計基準対象 Ⅴ-1-1-4-1
施設である残留熱除去系ポンプ，原子炉圧力容

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 Ⅴ-1-10-3「原子炉冷却系統施設」の様式-1（原子炉本体）器，炉心支持構造物及び原子炉圧力容器内部構

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

造物を重大事故等対処設備として使用するこ Ⅴ-1-1-4-3とから，流路に係る機能について重大事故等対設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉冷却系統施設）③残留熱除去設備
・残留熱除去系

処設備としての設計を行う。
【65 条 10】【66 条 32】

Ⅴ-3-3-3 原子炉圧力容器内部構造物の強度計算書

Ⅴ-3-別添 6 炉心支持構造物の強度に関する説明書

代替循環冷却系及び格納容器圧力逃がし装 Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が使用され Ⅴ-1-10-3「原子炉冷却系統施設」の様式-1る条件の下における健全性に関する説明書

置は，共通要因によって同時に機能を損なわないよう，原理の異なる冷却及び原子炉格納容器

2.1 多重性又は多様性及び独立性並び位置的分散

内の減圧手段を用いることで多様性を有する

3.6 原子炉格納施設

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計③残留熱除去設備
・残留熱除去系設計とする。
【65 条 32】

代替循環冷却系は，非常用交流電源設備に対 Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が使用され Ⅴ-1-10-3「原子炉冷却系統施設」の様式-1る条件の下における健全性に関する説明書

して多様性を有する常設代替交流電源設備からの給電により駆動できる設計とする。また，

2.1 多重性又は多様性及び独立性並び位置的分散

格納容器圧力逃がし装置は，非常用交流電源設

3.6 原子炉格納施設

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計③残留熱除去設備
・残留熱除去系

備に対して多様性を有する常設代替交流電源
設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電により駆動できる設計とする。格納容器圧力逃
21

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後様式 1 への反映結果

がし装置は，人力により排出経路に設置される隔離弁を操作できる設計とすることで，代替循
環冷却系に対して駆動源の多様性を有する設計とする。
【65 条 33】
代替循環冷却系の代替循環冷却系ポンプ，残 Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が使用され Ⅴ-1-10-3「原子炉冷却系統施設」の様式-1
留熱除去系熱交換器及びサプレッション・チェ

る条件の下における健全性に関する説明書

ンバは原子炉建屋原子炉棟内に設置し，格納容

2.1 多重性又は多様性及び独立性並び位置的分散器圧力逃がし装置のフィルタ装置は原子炉建

3.6 原子炉格納施設

屋近傍の格納容器圧力逃がし装置格納槽（地下18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計③残留熱除去設備
・残留熱除去系

埋設）に，第二弁操作室遮蔽，第二弁操作室空気ボンベユニット（空気ボンベ）及び第二弁操作室差圧計は原子炉建屋付属棟に，圧力開放板
は原子炉建屋近傍の屋外に設置することで共通要因によって同時に機能を損なわないよう
位置的分散を図る設計とする。
【65 条 34】
代替循環冷却系と格納容器圧力逃がし装置 Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が使用され Ⅴ-1-10-3「原子炉冷却系統施設」の様式-1
は，共通要因によって同時に機能を損なわないる条件の下における健全性に関する説明書

よう，流路を分離することで独立性を有する設

2.1 多重性又は多様性及び独立性並び位置的分散計とする。

3.6 原子炉格納施設【65 条 35】

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計③残留熱除去設備
・残留熱除去系

これらの多様性及び流路の独立性並びに位 Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が使用され Ⅴ-1-10-3「原子炉冷却系統施設」の様式-1る条件の下における健全性に関する説明書

置的分散によって，代替循環冷却系と格納容器
圧力逃がし装置は，互いに重大事故等対処設備

2.1 多重性又は多様性及び独立性並び位置的分散として，可能な限りの独立性を有する設計とす

3.6 原子炉格納施設

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計③残留熱除去設備
・残留熱除去系る。
【65 条 36】

原子炉格納容器安全設備のうち，サプレッシ Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が使用され Ⅴ-1-10-3「原子炉冷却系統施設」の様式-1る条件の下における健全性に関する説明書

ョン・チェンバのプール水を水源とする原子炉
格納容器安全設備のポンプは，原子炉格納容器

2.3 環境条件等

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計内の圧力及び温度並びに，冷却材中の異物の影③残留熱除去設備

響について「非常用炉心冷却設備又は格納容器・残留熱除去系

熱除去設備に係るろ過装置の性能評価等について（内規）」（平成 20・02・12 原院第 5 号（平成 20 年 2 月 27 日原子力安全・保安院制定））
22

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後様式 1 への反映結果

によるろ過装置の性能評価により，重大事故等時に想定される最も小さい有効吸込水頭においても，正常に機能する能力を有する設計とする。
【54 条 107】3.2.6

格納容器下部注水系

Ⅴ-1-1-4-3

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 Ⅴ-1-10-3「原子炉冷却系統施設」の様式-1（原子炉冷却系統施設）

炉心の著しい損傷が発生した場合においてし，ペデスタル（ドライウェル部）に落下した Ⅴ-1-1-4-7

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉格納施設）

炉心を冷却するために必要な重大事故等対処

格納容器下部注水系（可搬型）を設ける設計と Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書

・低圧代替注水系

む。
）

3.2.4 重大事故等時における原子炉格納容器下部の溶融炉心冷却機能ェル部）に落下するまでに，ペデスタル（ドライウェル部）にあらかじめ十分な水位を確保④非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（水源に係る設備，大気への拡散抑制設備を含設備として，格納容器下部注水系（常設）及びする。また，溶融炉心がペデスタル（ドライウ

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

原子炉格納容器の破損を防止するため，溶融4.4 コリウムシールドの設計

別添 2 コリウムシールドの設計し，落下した溶融炉心の冷却が可能な設計とする。なお，格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（ドライウェル部）への注水及び格納容器下部注水系（可搬型）によるペデスタル（ドライウェル部）への注水と合わせて，溶融
炉心が原子炉圧力容器からペデスタル（ドライウェル部）へ落下する場合に，溶融炉心とペデスタル（ドライウェル部）のコンクリートの相互作用による侵食及び溶融炉心からペデスタ
ル（ドライウェル部）のコンクリートへの熱影
響を抑制するため，ペデスタル（ドライウェル部）にコリウムシールドを設ける設計とする。
【66 条 1】
(1)

常設低圧代替注水系ポンプによるペデスタ Ⅴ-1-1-4-3

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 Ⅴ-1-10-3「原子炉冷却系統施設」の様式-1（原子炉冷却系統施設）

ル（ドライウェル部）への注水

融炉心の冷却を行うための重大事故等対処設 Ⅴ-1-1-4-7

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉格納施設）

備として，格納容器下部注水系（常設）は，常④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（水源に係る設備，大気への拡散抑制設備を含設低圧代替注水系ポンプにより，代替淡水貯槽の水を格納容器下部注水系配管等を経由して Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
ペデスタル（ドライウェル部）へ注水し，溶融

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

ペデスタル（ドライウェル部）に落下した溶む。
）

3.2.4 重大事故等時における原子炉格納容器下部の溶融炉心冷却機能

炉心が落下するまでにペデスタル（ドライウェ
23

4.4 コリウムシールドの設計

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後ル部）にあらかじめ十分な水位を確保するとと様式 1 への反映結果

別添 2 コリウムシールドの設計

もに，落下した溶融炉心を冷却できる設計とする。
【66 条 2】
格納容器下部注水系（常設）は，代替所内電 第 1-4-1 図

単線結線図（1／5）

Ⅴ-1-10-3「原子炉冷却系統施設」の様式-1

気設備を経由した常設代替交流電源設備又は 第 1-4-2 図

単線結線図（2／5）

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

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。
【66 条 3】Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
3.2.5 重大事故等時における原子炉格納容器下部の溶融炉心冷却機能④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（水源に係る設備，大気への拡散抑制設備を含む。
）
18.5 各機器固有の設計(2) その他各設備固有の設計c.

非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備(a)

低圧炉心スプレイ系への電源供給に関する設計
コリウムシールドは，溶融炉心がペデスタル Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書（ドライウェル部）へと落下した場合におい

溶融炉心冷却機能て，溶融炉心とペデスタル（ドライウェル部）のコンクリートの相互作用による侵食及び溶

Ⅴ-1-10-3「原子炉冷却系統施設」の様式-1

3.2.4 重大事故等時における原子炉格納容器下部の 18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

別添 2 コリウムシールドの設計

18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計④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

融炉心からペデスタル（ドライウェル部）のコ
ンクリートへの熱影響を抑制するため，寸法が（水源に係る設備，大気への拡散抑制設備を含

高さ 1.88 m，厚さ 0.15 m，材料がジルコニア

む。
），個数が 1 個の設計とする。なお，コ（ZrO２）
4.4 コリウムシールドの設計

リウムシールドは，耐震性を有する設計とする。
【66 条 4】

原子炉格納容器安全設備のうち，代替淡水貯 Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が使用され Ⅴ-1-10-3「原子炉冷却系統施設」の様式-1る条件の下における健全性に関する説明書

槽を水源とする原子炉格納容器安全設備のポンプは，代替淡水貯槽の圧力及び温度により最2.3 環境条件等

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計④非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備も小さい有効吸込水頭においても，正常に機能・低圧代替注水系する能力を有する設計とする。

（水源に係る設備，大気への拡散抑制設備を含【54 条 109】

む。
）

24

基本設計方針
変 更

前

変 更
(2)

工認添付説明書との関係

後

可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替 Ⅴ-1-1-4-3

注水大型ポンプによるペデスタル（ドライウェ

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 Ⅴ-1-10-3「原子炉冷却系統施設」の様式-1（原子炉冷却系統施設）

ル部）への注水
ペデスタル（ドライウェル部）に落下した溶 Ⅴ-1-1-4-7

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉格納施設）

備として，格納容器下部注水系（可搬型）は，④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（水源に係る設備，大気への拡散抑制設備を含

可搬型代替注水中型ポンプ（直列 2 台）によ Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書

む。
）

3.2.4 重大事故等時における原子炉格納容器下部のめ敷設した格納容器下部注水系配管等を経由してペデスタル（ドライウェル部）へ注水し，18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

融炉心の冷却を行うための重大事故等対処設り，西側淡水貯水設備の水を建屋内にあらかじ

様式 1 への反映結果

溶融炉心冷却機能

4.4 コリウムシールドの設計

別添 2 コリウムシールドの設計

溶融炉心が落下するまでにペデスタル（ドライウェル部）にあらかじめ十分な水位を確保するとともに，落下した溶融炉心を冷却できる設計とする。
なお，可搬型代替注水大型ポンプにより，代替淡水貯槽の水を建屋内にあらかじめ敷設した格納容器下部注水系配管等を経由してペデスタル（ドライウェル部）へ注水し，溶融炉心が落下するまでにペデスタル（ドライウェル部）にあらかじめ十分な水位を確保するとともに，落下した溶融炉心を冷却できる設計とする。
【66 条 7】
格納容器下部注水系（可搬型）は，代替所内 第 1-4-1 図

単線結線図（1／5）

Ⅴ-1-10-3「原子炉冷却系統施設」の様式-1

電気設備を経由した常設代替交流電源設備又 第 1-4-2 図

単線結線図（2／5）

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。また，可搬型代替注水中型ポン Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
プ及び可搬型代替注水大型ポンプは，空冷式の3.2.5 重大事故等時における原子炉格納容器下部のディーゼルエンジンにより駆動できる設計と溶融炉心冷却機能

・低圧代替注水系（水源に係る設備，大気への拡散抑制設備を含
む。
）

する。
【66 条 8】④非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

Ⅴ-1-1-4-3

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉冷却系統施設）

18.5 各機器固有の設計(2) その他各設備固有の設計c.

非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備(a)

低圧炉心スプレイ系への電源供給に関する設計
コリウムシールドは，溶融炉心がペデスタル Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書（ドライウェル部）へと落下した場合においⅤ-1-10-3「原子炉冷却系統施設」の様式-1
18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

25

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後て，溶融炉心とペデスタル（ドライウェル部）

3.2.4 重大事故等時における原子炉格納容器下部ののコンクリートの相互作用による侵食及び溶融炉心からペデスタル（ドライウェル部）のコ

溶融炉心冷却機能
別添 2 コリウムシールドの設計

様式 1 への反映結果
18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計④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

ンクリートへの熱影響を抑制するため，寸法が（水源に係る設備，大気への拡散抑制設備を含

高さ 1.88 m，厚さ 0.15 m，材料がジルコニア

む。
），個数が 1 個の設計とする。なお，コ（ZrO２）
リウムシールドは，耐震性を有する設計とす

4.4 コリウムシールドの設計る。
【66 条 11】
原子炉格納容器安全設備のうち，代替淡水貯 Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が使用され Ⅴ-1-10-3「原子炉冷却系統施設」の様式-1
槽，西側淡水貯槽，ＳＡ用海水ピットを水源とする原子炉格納容器安全設備のポンプは，ほうる条件の下における健全性に関する説明書
2.3 環境条件等

酸水貯蔵タンク，代替淡水貯槽，西側淡水貯槽，18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計④非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

ＳＡ用海水ピットの圧力及び温度により最も・低圧代替注水系

小さい有効吸込水頭においても，正常に機能す（水源に係る設備，大気への拡散抑制設備を含る能力を有する設計とする。

む。
）【54 条 109】
(3) 多重性又は多様性及び独立性，位置的分散

Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が使用され Ⅴ-1-10-3「原子炉冷却系統施設」の様式-1る条件の下における健全性に関する説明書

格納容器下部注水系（常設）及び格納容器下部注水系（可搬型）は，共通要因によって同時

2.1 多重性又は多様性及び独立性並び位置的分散に機能を損なわないよう，格納容器下部注水系

3.6 原子炉格納施設

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計④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（常設）の常設低圧代替注水系ポンプを代替所
内電気設備を経由した常設代替交流電源設備（水源に係る設備，大気への拡散抑制設備を含及び可搬型代替交流電源設備からの給電によむ。
）

る電動機駆動とし，格納容器下部注水系（可搬型）の可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代
替注水大型ポンプを空冷式のディーゼルエン
ジンによる駆動とすることで，多様性を有する設計とする。
また，格納容器下部注水系（可搬型）の可搬型代替注水中型ポンプは，西側淡水貯槽設備を水源とすることで，代替淡水貯槽を水源とする
格納容器下部注水系（常設）に対して，異なる水源を有する設計とする。
常設低圧代替注水系ポンプは，常設低圧代替
注水系格納槽内に設置し，可搬型代替注水中型
ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは常設
26

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後様式 1 への反映結果

低圧代替注水系格納槽から離れた屋外に分散して保管することで，共通要因によって同時に機能を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。
これらの多様性及び系統の独立性並びに位置的分散によって，格納容器下部注水系（常設）及び格納容器下部注水系（可搬型）は，互いに重大事故等対処設備としての独立性を有する設計とする。
【66 条 41】
3.2.7

ペデスタル排水系
炉心の著しい損傷が発生した場合において

Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書

3.2.4 重大事故等時における原子炉格納容器下部の 3.

原子炉格納容器の破損を防止するため，溶融し，ペデスタル（ドライウェル部）に落下した

Ⅴ-1-10-6「放射性廃棄物の廃棄施設」の様式−1

溶融炉心冷却機能

格納容器機器ドレンサンプ及び格納容器床ドレン
サンプに関する設計

別添 2 コリウムシールドの設計

炉心を冷却するために必要な重大事故等対処

4.4 コリウムシールドの設計設備として，ペデスタル排水系を設ける設計とする。
【66 条 42】
ペデスタル排水系は，ドライウェル圧力高信 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
号及び原子炉水位異常低下信号により，ペデス

3.2.4 重大事故等時における原子炉格納容器下部の 3.
溶融炉心冷却機能タル（ドライウェル部）内へ流入する配管に対してペデスタル（ドライウェル部）外側に設置

Ⅴ-1-10-6「放射性廃棄物の廃棄施設」の様式−1
格納容器機器ドレンサンプ及び格納容器床ドレン
サンプに関する設計

別添 2 コリウムシールドの設計
4.4 コリウムシールドの設計した制限弁を自動閉止し，ペデスタル（ドライウェル部）への流入水を制限するとともに，格
納容器床ドレンサンプに貯留された水が格納
容器床ドレンサンプ及び格納容器機器ドレン
サンプの排水流路により排出されることで，必要な水位を維持できる設計とする。また，ベント管に接続する排水弁は，原子炉圧力容器破損前に閉とし，原子炉圧力容器破損後のペデスタ
ル水のサプレッション・チェンバへの流出を防止する設計とする。
【66 条 43】
格納容器床ドレンサンプの排水流路のうち， Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
格納容器床ドレンサンプ導入管は，ペデスタル

3.2.4 重大事故等時における原子炉格納容器下部の 3.

（ドライウェル部）内の水位を常時 1 m に維持するため，格納容器床ドレンサンプ床面から高Ⅴ-1-10-6「放射性廃棄物の廃棄施設」の様式−1

溶融炉心冷却機能
別添 2 コリウムシールドの設計
27

格納容器機器ドレンサンプ及び格納容器床ドレン
サンプに関する設計

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後さが 1 m の設計とする。また，格納容器機器ド

様式 1 への反映結果
4.4 コリウムシールドの設計

レンサンプの排水流路のうち，格納容器機器ド
レンサンプ導入管は，ペデスタル（ドライウェ
ル部）内の水位が 1.2 m 以上であるときに，格納容器床ドレンサンプの排水流路に加え，格納容器機器ドレンサンプの排水流路から排出するため，格納容器床ドレンサンプ床面から高さが 1.2 m の設計とする。なお，格納容器床ドレ
ンサンプ及び格納容器機器ドレンサンプの排水流路は，原子炉圧力容器破損後に排水流路内
でデブリが凝固する構造とし，サプレッショ
ン・チェンバへのデブリ流出を防止する設計とする。
【66 条 44】
原子炉圧力容器破損前までに想定される落 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
下物により，格納容器床ドレンサンプ導入管及び格納容器機器ドレンサンプ導入管が損傷することを防止するため，格納容器床ドレンサン

Ⅴ-1-10-6「放射性廃棄物の廃棄施設」の様式−1

3.2.4 重大事故等時における原子炉格納容器下部の 3.

格納容器機器ドレンサンプ及び格納容器床ドレン
サンプに関する設計

溶融炉心冷却機能
別添 2 コリウムシールドの設計

プ導入管カバー及び格納容器機器ドレン導入

4.4 コリウムシールドの設計

管カバーを設ける設計とする。また，格納容器
床ドレンサンプ導入管カバー及び格納容器機
器ドレン導入管カバーは，異物による排水機能への悪影響を防止するため，異物混入防止機能を有した設計とする。なお，格納容器床ドレン
サンプ導入管カバー及び格納容器機器ドレン
導入管カバーは耐震性を有する設計とする。
【66 条 45】
自主対策設備であるペデスタル排水系に設 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
置する安全弁は，排水流路の上部から分岐した

溶融炉心冷却機能

配管に設置することにより，排水性に悪影響を及ぼさない設計とする。また，安全弁はペデス

Ⅴ-1-10-6「放射性廃棄物の廃棄施設」の様式−1

3.2.4 重大事故等時における原子炉格納容器下部の 3.

格納容器機器ドレンサンプ及び格納容器床ドレン
サンプに関する設計

別添 2 コリウムシールドの設計
4.4 コリウムシールドの設計

タル排水系と同等の設計とし，ペデスタル排水系に対して悪影響を及ぼさない設計とする。
【66 条 46】3.2.8

高圧代替注水系

Ⅴ-1-1-4-3

炉心の著しい損傷が発生した場合に溶融炉

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 Ⅴ-1-10-3「原子炉冷却系統施設」の様式-1（原子炉冷却系統施設）

心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

28

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後落下を遅延・防止するための重大事故等対処設

様式 1 への反映結果④非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備備として，高圧代替注水系を設ける設計とす

・高圧代替注水系

る。なお，この場合は，ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入と並行して行う。
【66 条 25】
高圧代替注水系は，蒸気タービン駆動ポンプ Ⅴ-1-1-4-3
によりサプレッション・チェンバのプール水を設備別記載事項の設定根拠に関する説明（原子炉冷却系統施設）

Ⅴ-1-10-3「原子炉冷却系統施設」の様式-1
18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

高圧炉心スプレイ系等を経由して，原子炉圧力18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

容器へ注水することで溶融炉心を冷却できる④非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

設計とする。

・高圧代替注水系【66 条 26】
高圧代替注水系は，常設代替交流電源設備， 第 1-4-1 図

単線結線図（1／5）

Ⅴ-1-10-3「原子炉冷却系統施設」の様式-1

可搬型代替交流電源設備，常設代替直流電源設 第 1-4-2 図

単線結線図（2／5）

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

備又は可搬型代替直流電源設備からの給電が18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

可能な設計とし，中央制御室からの操作が可能 Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が使用される条件の下における健全性に関する説明書

な設計とする。
【66 条 27】

2.1 多重性又は多様性及び独立性並び位置的分散
3.6 原子炉格納施設④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
18.5 各機器固有の設計(2) その他各設備固有の設計c.

非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備(a) 低圧炉心スプレイ系への電源供給に関する設計(b) 高圧代替注水系への電源供給に関する設計
高圧代替注水系の流路として，設計基準対象 Ⅴ-1-1-4-1

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 Ⅴ-1-10-3「原子炉冷却系統施設」の様式-1（原子炉本体）施設である原子炉圧力容器及び炉心支持構造

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計物を重大事故等対処設備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 Ⅴ-3-別添 6 炉心支持構造物の強度に関する説明書④非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備
・高圧代替注水系設備としての設計を行う。
【66 条 28】3.2.9

低圧代替注水系

Ⅴ-1-1-4-3

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 Ⅴ-1-10-3「原子炉冷却系統施設」の様式-1（原子炉冷却系統施設）(1) 低圧代替注水系（常設）による原子炉注水

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

炉心の著しい損傷が発生した場合に溶融炉

18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への④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

落下を遅延・防止するための重大事故等対処設備として，低圧代替注水系（常設）を設ける設（水源に係る設備，大気への拡散抑制設備を含計とする。なお，この場合は，ほう酸水注入系

む。
）

による原子炉圧力容器へのほう酸水注入と並29

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後様式 1 への反映結果

行して行う。
【66 条 14】低圧代替注水系（常設）は，常設低圧代替注 Ⅴ-1-1-4-3
水系ポンプにより，代替淡水貯槽の水を残留熱設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 Ⅴ-1-10-3「原子炉冷却系統施設」の様式-1（原子炉冷却系統施設）

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計除去系等を経由して原子炉圧力容器へ注水す

18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計ることで溶融炉心を冷却できる設計とする。

④非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備【66 条 15】・低圧代替注水系（水源に係る設備，大気への拡散抑制設備を含む。
）

低圧代替注水系（常設）は，代替所内電気設 第 1-4-1 図

単線結線図（1／5）

Ⅴ-1-10-3「原子炉冷却系統施設」の様式-1

備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬 第 1-4-2 図

単線結線図（2／5）

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

型代替交流電源設備からの給電が可能な設計

18.5 各機器固有の設計とする。

(2) その他各設備固有の設計【66 条 16】c.

非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備(a) 低圧炉心スプレイ系への電源供給に関する設計
低圧代替注水系（常設）の流路として，設計 Ⅴ-1-1-4-1
基準対象施設である原子炉圧力容器，炉心支持

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 Ⅴ-1-10-3「原子炉冷却系統施設」の様式-1（原子炉本体）構造物及び原子炉圧力容器内部構造物を重大18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計事故等対処設備として使用することから，流路 Ⅴ-3-3-3 原子炉圧力容器内部構造物の強度計算書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。

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計④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

Ⅴ-3-別添 6 炉心支持構造物の強度に関する説明書【66 条 17】

（水源に係る設備，大気への拡散抑制設備を含む。
）(2) 低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水 Ⅴ-1-1-4-3

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 Ⅴ-1-10-3「原子炉冷却系統施設」の様式-1（原子炉冷却系統施設）

炉心の著しい損傷が発生した場合に溶融炉

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計落下を遅延・防止するための重大事故等対処設④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

備として，低圧代替注水系（可搬型）を設ける設計とする。なお，この場合は，ほう酸水注入（水源に係る設備，大気への拡散抑制設備を含系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入とむ。
）

並行して行う。
【66 条 18】
低圧代替注水系（可搬型）は，可搬型代替注 Ⅴ-1-1-4-3

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 Ⅴ-1-10-3「原子炉冷却系統施設」の様式-1（原子炉冷却系統施設）

水中型ポンプ（直列 2 台）により西側淡水貯水18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

設備の水を，可搬型代替注水大型ポンプにより18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

代替淡水貯槽の水を低圧炉心スプレイ系等又④非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備
30基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後様式 1 への反映結果

は残留熱除去系等を経由して原子炉圧力容器

・低圧代替注水系に注水することで溶融炉心を冷却できる設計（水源に係る設備，大気への拡散抑制設備を含

とする。

む。
）

【66 条 19】
低圧代替注水系（可搬型）は，代替所内電気 第 1-4-1 図

単線結線図（1／5）

Ⅴ-1-10-3「原子炉冷却系統施設」の様式-1

設備を経由した常設代替交流電源設備又は可 第 1-4-2 図

単線結線図（2／5）

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設

18.5 各機器固有の設計計とする。

(2) その他各設備固有の設計【66 条 20】c.

非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備(a) 低圧炉心スプレイ系への電源供給に関する設計(c) 低圧代替注水系への電源供給に関する設
計
可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替 Ⅴ-1-1-4-3
注水大型ポンプは，空冷式のディーゼルエンジ

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 Ⅴ-1-10-3「原子炉冷却系統施設」の様式-1（原子炉冷却系統施設）

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

ンにより駆動できる設計とする。

18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計【66 条 21】④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（水源に係る設備，大気への拡散抑制設備を含む。
）

低圧代替注水系（可搬型）の流路として，設 Ⅴ-1-1-4-1

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 Ⅴ-1-10-3「原子炉冷却系統施設」の様式-1（原子炉本体）

計基準対象施設である原子炉圧力容器，炉心支18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

持構造物及び原子炉圧力容器内部構造物を重④非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

大事故等対処設備として使用することから，流 Ⅴ-3-3-3 原子炉圧力容器内部構造物の強度計算書

・低圧代替注水系

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。

（水源に係る設備，大気への拡散抑制設備を含

Ⅴ-3-別添 6 炉心支持構造物の強度に関する説明書む。
）【66 条 24】
3.2.10原子炉建屋放水設備

Ⅴ-1-1-4-3

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.
（原子炉冷却系統施設）(1) 大気への拡散抑制及び航空機燃料火災対応

原子炉格納施設の兼用する設計

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計③原子炉格納容器安全設備

炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損に至った場合において，発電所外への放射性 Ⅴ-1-1-4-7

・原子炉建屋放水設備

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉格納施設）

物質の拡散を抑制するための設備及び原子炉

2.5

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計

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 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
水設備を設ける設計とする。

3.2.7 原子炉格納容器外面への放水設備等【70 条 1】
大気への放射性物質の拡散を抑制するため Ⅴ-1-1-4-3の重大事故等対処設備として，原子炉建屋放水設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.
（原子炉冷却系統施設）

31

原子炉格納施設の兼用する設計

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後様式 1 への反映結果

設備は，可搬型代替注水大型ポンプにより海水③原子炉格納容器安全設備を取水し，ホースを経由して放水砲から原子炉 Ⅴ-1-1-4-7
建屋へ放水できる設計とする。

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉格納施設）

・原子炉建屋放水設備
2.5

可搬型代替注水大型ポンプ及び放水砲は，設兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計

置場所を任意に設定し，複数の方向から原子炉 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
建屋に向けて放水できる設計とする。

3.2.7 原子炉格納容器外面への放水設備等【70 条 2】
原子炉建屋周辺における航空機衝突による Ⅴ-1-1-4-3
航空機燃料火災に対応するための重大事故等

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.
（原子炉冷却系統施設）

原子炉格納施設の兼用する設計

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計対処設備として，原子炉建屋放水設備は，可搬③原子炉格納容器安全設備型代替注水大型ポンプにより泡混合器を通し Ⅴ-1-1-4-7て，海水を泡消火薬剤と混合しながらホースを

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉格納施設）

・原子炉建屋放水設備
2.5経由して放水砲から原子炉建屋周辺へ放水できる設計とする。

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計

Ⅴ-1-1-4-別添 2 設定根拠に関する説明書（別添）【70 条 7】
Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
3.2.7 原子炉格納容器外面への放水設備等
泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）は，航空機 Ⅴ-1-1-4-3

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.
（原子炉冷却系統施設）

燃料火災への泡消火に対応するために必要な③原子炉格納容器安全設備

容量の泡消火薬剤を保管できる設計とする。泡消火薬剤の保有数は，必要な容量として 5 m3 Ⅴ-1-1-4-7
3

原子炉格納施設の兼用する設計

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

3

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉格納施設）

確保し，故障時の予備用として 5 m の計 10 m

・原子炉建屋放水設備
2.5兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計を保管する。なお、泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）の容量は約 1 m3/個であり，確保された Ⅴ-1-1-4-別添 2 設定根拠に関する説明書（別添）
泡消火薬剤 5 m3 を 1 m3 毎に分け 5 個，予備用の泡消火薬剤 5 m3 を 1 m3 毎に分け 5 個の計 10 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
個を保管する。

3.2.7 原子炉格納容器外面への放水設備等【70 条 8】泡混合器は，航空機燃料火災に対応するた Ⅴ-1-1-4-3

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.
（原子炉冷却系統施設）

め，可搬型代替注水大型ポンプ，放水砲及び泡2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計③原子炉格納容器安全設備

消火薬剤容器（大型ポンプ用）に接続すること
で，泡消火薬剤を混合して放水できる設計と Ⅴ-1-1-4-7
し，使用する場 合の最高 使用圧力 は，1.73

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉格納施設）

・原子炉建屋放水設備
2.5兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計

MPa[gage]及び最高使用温度は 60℃とする。また，泡混合器の保有数は，航空機燃料火災に対 Ⅴ-1-1-4-別添 2 設定根拠に関する説明書（別添）
応するため，1 個と故障時の予備として 1 個の合計 2 個を保管する。

原子炉格納施設の兼用する設計

Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
32

基本設計方針変 更

前変 更【70 条 9】(2)

工認添付説明書との関係

後海洋への拡散抑制様式 1 への反映結果

3.2.7 原子炉格納容器外面への放水設備等
Ⅴ-1-1-4-別添 2 設定根拠に関する説明書（別添）

炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破2.

損に至った場合において，発電所外への放射性 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
物質の拡散を抑制するための設備として，海洋

原子炉格納施設の兼用する設計

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計③原子炉格納容器安全設備

3.2.7 原子炉格納容器外面への放水設備等

拡散抑制設備を設ける設計とする。

・汚濁防止膜（可搬型）
2.5【70 条 1】する設計

海洋への放射性物質の拡散を抑制するため Ⅴ-1-1-4-別添 2 設定根拠に関する説明書（別添）の重大事故等対処設備として，海洋拡散抑制設

2.

原子炉格納施設の兼用する設計

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

備は，汚濁防止膜等で構成し，汚濁防止膜（可 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書搬型）は，汚染水が発電所から海洋に流出する兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関③原子炉格納容器安全設備

3.2.7 原子炉格納容器外面への放水設備等

12 箇所（雨水排水路集水桝 9 箇所及び放水路

・汚濁防止膜（可搬型）
2.5

3 箇所）に設置できる設計とする。

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計【70 条 5】
汚濁防止膜（可搬型）は，海洋への放射性物 Ⅴ-1-1-4-別添 2 設定根拠に関する説明書（別添）

原子炉格納施設の兼用する設計

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計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。必要数は，各設 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
置場所に必要な幅に対して汚濁防止膜を二重2.

3.2.7 原子炉格納容器外面への放水設備等③原子炉格納容器安全設備
・汚濁防止膜（可搬型）
2.5に計 2 本設置することとし，雨水排水路集水桝

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計

9 箇所の設置場所に計 18 本（高さ約 3 m，幅約3 m（12 本），高さ約 2 m，幅約 3 m（6 本））及び放水路 3 箇所の設置場所に計 6 本（高さ約 4m，幅約 4 m（6 本））の合計 24 本使用する設計とする。また，予備については，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，破れ等の破損時の予備用として各設置場所に対して 2 本の計 24 本を保管することとし，予備を含めた保有数として設置場所 12 箇所分の合計 48 本を保管する。
【70 条 6】
3.3 放射性物質濃度制御設備

3.3 放射性物質濃度制御設備

原子炉冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊

原子炉冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊

又は故障の際に原子炉格納容器から気体状の放射又は故障の際に原子炉格納容器から気体状の放射性物質が漏えいすることによる敷地境界外の実効性物質が漏えいすることによる敷地境界外の実効線量が「発電用軽水型原子炉施設の安全評価に関す線量が「発電用軽水型原子炉施設の安全評価に関す

−

33

−
（追加要求事項なし）

基本設計方針
変 更

前

変 更

る審査指針（平成 2 年 8 月 30 日原子力安全委員

る審査指針（平成 2 年 8 月 30 日原子力安全委員会）」に規定する線量を超えないよう，当該放射性会）」に規定する線量を超えないよう，当該放射性物質の濃度を低減する設備として原子炉建屋ガス

物質の濃度を低減する設備として原子炉建屋ガス処理系を設置する。

工認添付説明書との関係

後様式 1 への反映結果

処理系を設置する。
【44 条 20】

3.3.1 原子炉建屋ガス処理系
原子炉建屋ガス処理系は非常用ガス再循環

3.3.1

原子炉建屋ガス処理系

原子炉格納施設 要目表（追加要求事項はないが，本工認で必要な設計）

原子炉建屋ガス処理系は非常用ガス再循環

4.2 非常用ガス処理系排風機の設計

系及び非常用ガス処理系から構成される。非常系及び非常用ガス処理系から構成される。非常 原子炉格納施設に係る機器の配置を明示した図面

用ガス処理系は，非常用ガス処理系排風機，非用ガス処理系は，非常用ガス処理系排風機，非 8.3.5

常用ガス処理系フィルタトレイン等から構成

常用ガス処理系フィルタトレイン等から構成

され，非常用ガス再循環系は，非常用ガス再循

され，非常用ガス再循環系は，非常用ガス再循

環系排風機，非常用ガス再循環系フィルタトレ

環系排風機，非常用ガス再循環系フィルタトレ 構造図

イン等から構成される。放射性物質の放出を伴イン等から構成される。放射性物質の放出を伴 8.3.5.2 原子炉建屋ガス処理系 非常用ガス処理系

う設計基準事故時には非常用ガス処理系で原う設計基準事故時には非常用ガス処理系で原

子炉建屋原子炉棟内を水柱約 6mm の負圧に保子炉建屋原子炉棟内を水柱約 6mm の負圧に保ちながら，原子炉格納容器から漏えいした放射

ちながら，原子炉格納容器から漏えいした放射性物質を非常用ガス再循環系により除去する性物質を非常用ガス再循環系により除去するとともに，非常用ガス処理系を通して，更に放とともに，非常用ガス処理系を通して，更に放射性物質を除去・低減した後，非常用ガス処理

射性物質を除去・低減した後，非常用ガス処理

系排気筒より放出できる設計とする。

系排気筒より放出できる設計とする。

放射性物質濃度制御設備及び可燃性ガス濃度制

御設備並びに格納容器再循環設備【43 条 8】
原子炉建屋ガス処理系は，非常用ガス処理系

原子炉建屋ガス処理系は，非常用ガス処理系 Ⅴ-1-1-4-7

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 （追加要求事項はないが，本工認で必要な設計）及び非常用ガス再循環系から構成し，原子炉冷及び非常用ガス再循環系から構成し，原子炉冷却材喪失事故時に想定する原子炉格納容器か却材喪失事故時に想定する原子炉格納容器からの漏えい気体中に含まれるよう素を除去し，らの漏えい気体中に含まれるよう素を除去し， 原子炉格納施設 要目表

環境に放出される放射性物質の濃度を減少さ

環境に放出される放射性物質の濃度を減少させる設計とする。

（原子炉格納施設）せる設計とする。

原子炉格納施設に係る機器の配置を明示した図面【44 条 23】

8.3.5

4.2 非常用ガス処理系排風機の設計

放射性物質濃度制御設備及び可燃性ガス濃度制

御設備並びに格納容器再循環設備

構造図
8.3.5.2 原子炉建屋ガス処理系 非常用ガス処理系
原子炉建屋ガス処理系を構成する非常用ガ

原子炉建屋ガス処理系を構成する非常用ガ

ス処理系及び非常用ガス再循環系のうち，非常

ス処理系及び非常用ガス再循環系のうち，非常用ガス処理系フィルタトレイン及び非常用ガ

用ガス処理系フィルタトレイン及び非常用ガス再循環系フィルタトレインのよう素除去効

ス再循環系フィルタトレインのよう素除去効率及びガス処理設備の処理容量は，設置（変更）率及びガス処理設備の処理容量は，設置（変更）

−

34

−
（追加要求事項なし）

基本設計方針変 更前

許可を申請した設計基準事故の評価の条件を満足する設計とする。

変 更工認添付説明書との関係

後様式 1 への反映結果

許可を申請した設計基準事故の評価の条件を満足する設計とする。
【44 条 26】
新燃料貯蔵庫及び使用済燃料プールは，燃料 Ⅴ-1-1-4-7

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 （追加要求事項はないが，本工認で必要な設計）（原子炉格納施設）

体等の落下により燃料体等が破損して放射性4.2 非常用ガス処理系排風機の設計

物質の放出により公衆に放射線障害を及ぼす
おそれがある場合において，原子炉建屋ガス処 原子炉格納施設 要目表
理系で処理することにより，放射性物質の放出による公衆への影響を低減できる設計とする。 原子炉格納施設に係る機器の配置を明示した図面【26 条 51】8.3.5

放射性物質濃度制御設備及び可燃性ガス濃度制

御設備並びに格納容器再循環設備

構造図
8.3.5.2 原子炉建屋ガス処理系 非常用ガス処理系
重要度が特に高い安全機能を有する系統に Ｖ-1-1-6

安全設備及び重大事故等対処設備が使用され 4.1 放射性物質濃度低減設備の単一故障に係る設備

おいて，設計基準事故が発生した場合に長期間る条件の下における健全性に関する説明書

にわたって機能が要求される静的機器のうち，2.1 多重性又は多様性及び独立性並びに位置的分散

単一設計とする原子炉建屋ガス処理系の配管

3.6 原子炉格納施設の一部については，当該設備に要求される原子炉格納容器内又は放射性物質が原子炉格納容器内から漏れ出た場所の雰囲気中の放射性物
質の濃度低減機能が喪失する単一故障のうち，想定される最も過酷な条件として，配管の全周破断を想定しても，単一故障による放射線物質の放出に伴う被ばくの影響を最小限に抑えるよう，安全上支障のない期間に単一故障を確実に除去又は修復できる設計とし，その単一故障を仮定しない。
【14 条 5】
想定される単一故障の発生に伴う周辺公衆 Ｖ-1-1-6

安全設備及び重大事故等対処設備が使用され 4.1 放射性物質濃度低減設備の単一故障に係る設備に対する放射線被ばくは，保守的に単一故障をる条件の下における健全性に関する説明書

除去又は修復ができない場合で評価し，安全評

2.1 多重性又は多様性及び独立性並びに位置的分散

価指針に示された設計基準事故時の判断基準

3.6 原子炉格納施設

を下回ることを確認する。また，単一故障の除去又は修復のための作業期間として想定する
屋外の場合 4 日間，屋内の場合 2 日間を考慮し，修復作業に係る従事者の被ばく線量は緊急
35基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後様式 1 への反映結果

時作業に係る線量限度に照らしても十分小さ
くする設計とする。
【14 条 6】
単一設計とする箇所の設計に当たっては，想 Ｖ-1-1-6

安全設備及び重大事故等対処設備が使用され 4.1 放射性物質濃度低減設備の単一故障に係る設備

定される単一故障の除去又は修復のためのアる条件の下における健全性に関する説明書

クセスが可能であり，かつ，補修作業が容易と

2.1 多重性又は多様性及び独立性並びに位置的分散なる設計とする。

3.6 原子炉格納施設【14 条 7】
炉心の著しい損傷が発生した場合に，原子炉 Ⅴ-1-1-4-7
建屋ガス処理系は，非常用ガス再循環系排風機

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.
（原子炉格納施設）

原子炉格納施設の兼用する設計

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計及び非常用ガス処理系排風機により原子炉建④ 放射性物質濃度制御設備及び可燃性ガス濃度制

屋原子炉棟を負圧に維持するとともに，原子炉 Ⅴ-1-7-3 中央制御室の居住性に関する説明書

御設備並びに格納容器再循環設備

格納容器から原子炉建屋原子炉棟に漏えいし

2.1 基本方針

・原子炉建屋ガス処理系

た放射性物質を含む気体を非常用ガス処理系

4.

中央制御室の居住性評価

2.5

排気筒から排気し，原子炉格納容器から漏えい兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計

した空気中の放射性物質の濃度を低減させる Ｖ-1-8-2 原子炉格納施設の水素濃度低減性能に関することで，中央制御室にとどまる運転員を過度の説明書被ばくから防護する設計とする。

2.2.1 原子炉建屋ガス処理系【74 条 20】4.2.1 原子炉建屋ガス処理系

炉心の著しい損傷が発生し，原子炉建屋ガス Ⅴ-1-1-4-別添 2 設定根拠に関する説明書（別添）2.

原子炉格納施設の兼用する設計

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計処理系を起動する際に，原子炉建屋外側ブロー④ 放射性物質濃度制御設備及び可燃性ガス濃度制

アウトパネルを閉止する必要がある場合には， Ⅴ-1-7-3 中央制御室の居住性に関する説明書
中央制御室からブローアウトパネル閉止装置

2.1 基本方針（個数 10）を操作し，容易かつ確実に開口部

4.

御設備並びに格納容器再循環設備
・原子炉建屋ガス処理系

中央制御室の居住性評価
2.5を閉止できる設計とする。また，ブローアウト

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計

パネル閉止装置は現場においても，人力により操作できる設計とする。
【74 条 21】
原子炉建屋ガス処理系は，非常用交流電源設 第 1-4-1 図

単線結線図（1／5）

2.

原子炉格納施設の兼用する設計

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計備に加えて，常設代替交流電源設備からの給電④ 放射性物質濃度制御設備及び可燃性ガス濃度制が可能な設計とする。また，ブローアウトパネ
ル閉止装置は，常設代替交流電源設備又は可搬御設備並びに格納容器再循環設備

型代替交流電源設備からの給電が可能な設計

・原子炉建屋ガス処理系
2.6 各機器固有の設計とする。

(2) その他各設備固有の設計【74 条 23】a.

36

原子炉建屋ガス処理系

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後

炉心の著しい損傷が発生した場合において Ⅴ-1-1-4-7
原子炉建屋等の水素爆発による損傷を防止す

様式 1 への反映結果

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.

（原子炉格納施設）

原子炉格納施設の兼用する設計

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計るために原子炉格納容器から原子炉建屋原子④ 放射性物質濃度制御設備及び可燃性ガス濃度制

炉棟内に漏えいした水素等を含む気体を排出 Ｖ-1-8-2 原子炉格納施設の水素濃度低減性能に関する御設備並びに格納容器再循環設備

するとともに，放射性物質を低減するための重・原子炉建屋ガス処理系

説明書

大事故等対処設備として，水素排出設備である

2.2.1 原子炉建屋ガス処理系

原子炉建屋ガス処理系を設ける設計とする。

4.2.1 原子炉建屋ガス処理系

2.5

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計【68 条 1】
水素排出設備である原子炉建屋ガス処理系 Ⅴ-1-1-4-7の非常用ガス処理系排風機及び非常用ガス再設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.
（原子炉格納施設）

原子炉格納施設の兼用する設計

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

循環系排風機は，負圧達成機能及び負圧維持機④ 放射性物質濃度制御設備及び可燃性ガス濃度制能をもち，原子炉格納容器から原子炉建屋原子 Ｖ-1-8-2 原子炉格納施設の水素濃度低減性能に関する御設備並びに格納容器再循環設備

説明書

炉棟内に漏えいする水素等を含む気体を吸引し，非常用ガス処理系フィルタトレイン及び非

2.2.1 原子炉建屋ガス処理系

常用ガス再循環系フィルタトレインにて放射

4.2.1 原子炉建屋ガス処理系

・原子炉建屋ガス処理系
2.5

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計性物質を低減して主排気筒に隣接する非常用
ガス処理系排気筒から排出することで，原子炉建屋原子炉棟内に水素が滞留せず，水素爆発による原子炉建屋原子炉棟の損傷の防止が可能な設計とする。
【68 条 2】
原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度が規定値 Ｖ-1-8-2 原子炉格納施設の水素濃度低減性能に関する 2.
に達した場合には，非常用ガス処理系排風機及説明書

び非常用ガス再循環系排風機を停止し，水素爆

2.2.1 原子炉建屋ガス処理系

発を防止する設計とする。

4.2.1 原子炉建屋ガス処理系

原子炉格納施設の兼用する設計

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計④ 放射性物質濃度制御設備及び可燃性ガス濃度制
御設備並びに格納容器再循環設備【68 条 3】

・原子炉建屋ガス処理系
2.5

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計

非常用ガス処理系排風機及び非常用ガス再 第 1-4-1 図

単線結線図（1／5）

2.

原子炉格納施設の兼用する設計

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

循環系排風機は，非常用交流電源設備に加え④ 放射性物質濃度制御設備及び可燃性ガス濃度制て，常設代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。

御設備並びに格納容器再循環設備【68 条 5】

・原子炉建屋ガス処理系
2.6 各機器固有の設計(2) その他各設備固有の設計
a.

37

原子炉建屋ガス処理系

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後

水素排出設備である原子炉建屋ガス処理系 Ⅴ-1-1-4-5の流路として，設計基準対象施設である非常用様式 1 への反映結果

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.
（放射性廃棄物の廃棄施設）

原子炉格納施設の兼用する設計

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

ガス処理系排気筒を重大事故等対処設備とし④ 放射性物質濃度制御設備及び可燃性ガス濃度制て使用することから，流路に係る機能について

御設備並びに格納容器再循環設備

重大事故等対処設備としての設計を行う。

・原子炉建屋ガス処理系【68 条 6】
非常用ガス処理系排風機，非常用ガス再循環 Ｖ-1-1-6

安全設備及び重大事故等対処設備が使用され 2.

系排風機は，設計基準事故対処設備であるととる条件の下における健全性に関する説明書

もに，重大事故等時においても使用するため，

2.1 多重性又は多様性及び独立性並びに位置的分散

重大事故等対処設備としての基本方針に示す

3.6 原子炉格納施設

原子炉格納施設の兼用する設計

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計④ 放射性物質濃度制御設備及び可燃性ガス濃度制
御設備並びに格納容器再循環設備
・原子炉建屋ガス処理系

設計方針を適用する。ただし，多様性及び独立
2.5

性並びに位置的分散を考慮すべき対象の設計兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計

基準事故対処設備はないことから，重大事故等
対象設備の基本方針のうち多様性及び独立性
並びに位置的分散の設計方針は適用しない。
【68 条 7】【74 条 24】
3.4 可燃性ガス濃度制御設備
3.4.1 可燃性ガス濃度制御系

3.4 可燃性ガス濃度制御設備
3.4.1

可燃性ガス濃度制御系

原子炉冷却材喪失事故時に原子炉格納容器

原子炉冷却材喪失事故時に原子炉格納容器内で発生する水素及び酸素の反応を防止する内で発生する水素及び酸素の反応を防止するため，可燃性ガス濃度制御系を設け，不活性ガ

ため，可燃性ガス濃度制御系を設け，不活性ガス系により原子炉格納容器内に窒素を充てん

ス系により原子炉格納容器内に窒素を充てんすることとあいまって，可燃限界に達しないたすることとあいまって，可燃限界に達しないた

めの制限値である水素濃度 4 vol％未満あるいめの制限値である水素濃度 4 vol％未満あるいは酸素濃度 5 vol％未満に維持できる設計とす

は酸素濃度 5 vol％未満に維持できる設計とす

る。

る。

−

−
（追加要求事項なし）【44 条 18】3.4.2

水素濃度抑制系

Ⅴ-1-1-4-7

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 3.3 可燃性ガス濃度制御設備の設計（原子炉格納施設）

炉心の著しい損傷が発生した場合において
原子炉建屋等の水素爆発による損傷を防止するために原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度上 Ｖ-1-8-2 原子炉格納施設の水素濃度低減性能に関する説明書

昇を抑制し，水素濃度を可燃限界未満に制御するための重大事故等対処設備として，水素濃度

2.2.2 静的触媒式水素再結合器

制御設備である静的触媒式水素再結合器を設

4.2.2 静的触媒式水素再結合器

ける設計とする。
【68 条 1】38

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後

水素濃度制御設備である静的触媒式水素再 Ⅴ-1-1-4-7結合器は，運転員の起動操作を必要とせずに，

様式 1 への反映結果

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 3.3 可燃性ガス濃度制御設備の設計（原子炉格納施設）

原子炉格納容器から原子炉建屋原子炉棟内に漏えいした水素と酸素を触媒反応によって再 Ｖ-1-8-2 原子炉格納施設の水素濃度低減性能に関する結合させることで，原子炉建屋原子炉棟内の水説明書

素濃度の上昇を抑制し，原子炉建屋原子炉棟の2.2.2 静的触媒式水素再結合器

水素爆発を防止できる設計とする。また評価に4.2.2 静的触媒式水素再結合器

用いる性能を満足し，試験により性能及び耐環境性が確認された型式品を設置する設計とする。静的触媒式水素再結合器は，原子炉建屋原
子炉棟内に漏えいした水素が滞留すると想定される原子炉建屋原子炉棟 6 階に設置することとし，静的触媒式水素再結合器の触媒反応時の高温ガスの排出が重大事故時の対処に重要な計器・機器に悪影響がないよう離隔距離を設ける設計とする。
【68 条 8】3.4.3

窒素ガス代替注入系

Ⅴ-1-1-4-7

窒素ガス代替注入系は，格納容器圧力逃がし

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 3.2（原子炉格納施設）

原子炉格納容器の破損を防止するための水素濃度低減設備の設計

装置使用後においても，可燃性ガスによる爆発
及び原子炉格納容器の負圧破損を防止するた Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
めに，窒素供給装置及び窒素供給装置用電源車

3.2.3 重大事故等時における原子炉格納容器の過圧を用いて原子炉格納容器内に不活性ガス（窒素）の供給が可能な設計とする。

破損防止機能別添 3 格納容器圧力逃がし装置の設計【63 条 11】【65 条 20】
炉心の著しい損傷が発生した場合において Ⅴ-1-1-4-7

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 3.2（原子炉格納施設）

原子炉格納容器内における水素爆発による破損を防止するために必要な重大事故等対処設

備のうち，原子炉格納容器内を不活性化するた Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
めの設備として，可搬型窒素供給装置を設ける

3.2.5 重大事故等時における水素爆発による原子炉
格納容器の破損防止機能設計とする。
【67 条 1】

別添 3 格納容器圧力逃がし装置の設計

Ｖ-1-8-2 原子炉格納施設の水素濃度低減性能に関する説明書
2.1.2 窒素供給装置
4.1.2 窒素供給装置
39

原子炉格納容器の破損を防止するための水素濃度低減設備の設計

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後

可搬型窒素供給装置は，窒素供給装置及び窒 Ⅴ-1-1-4-7
素供給装置用電源車で構成し，原子炉格納容器

様式 1 への反映結果

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 3.2

原子炉格納容器の破損を防止するための水素濃度（原子炉格納施設）

低減設備の設計

内に窒素を供給することで，ジルコニウム−水
反応及び水の放射線分解等により原子炉格納 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
容器内に発生する水素及び酸素の濃度を可燃

3.2.5 重大事故等時における水素爆発による原子炉限界未満にできる設計とする。
【67 条 5】

格納容器の破損防止機能
別添 3 格納容器圧力逃がし装置の設計

Ｖ-1-8-2 原子炉格納施設の水素濃度低減性能に関する説明書
2.1.2 窒素供給装置
4.1.2 窒素供給装置
3.5 原子炉格納容器調気設備
3.5.1 不活性ガス系

3.5 原子炉格納容器調気設備
3.5.1

不活性ガス系は，水素及び酸素の反応を防止

原子炉格納施設 要目表（追加要求事項はないが，本工認で必要な設計）

不活性ガス系

2.

不活性ガス系は，水素及び酸素の反応を防止 原子炉格納施設に係る機器の配置を明示した図面

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計するため，あらかじめ原子炉格納容器内に窒素するため，あらかじめ原子炉格納容器内に窒素 8.3.6 原子炉格納容器調気設備を充てんすることにより，水素濃度及び酸素濃を充てんすることにより，水素濃度及び酸素濃度を可燃限界未満に保つ設計とする。

度を可燃限界未満に保つ設計とする。

構造図【44 条 19】8.3.6.1 不活性ガス系

原子炉格納施設の兼用する設計⑤ 原子炉格納容器調気設備
・不活性ガス系
2.5

炉心の著しい損傷が発生した場合において Ⅴ-1-1-4-7
原子炉格納容器内における水素爆発による破設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.
（原子炉格納施設）

原子炉格納施設の兼用する設計

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計損を防止できるよう，発電用原子炉の運転中⑤ 原子炉格納容器調気設備

は，原子炉格納容器内を不活性ガス系により常 Ｖ-1-8-2 原子炉格納施設の水素濃度低減性能に関する
時不活性化する設計とする。
【67 条 4】

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関
する設計

説明書

・不活性ガス系
2.5

2.1.3 格納容器圧力逃がし装置

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計

4.1.3 格納容器圧力逃がし装置
3.6

圧力逃がし装置

3.6.1(1)

Ⅴ-1-1-4-7

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.
（原子炉格納施設）

格納容器圧力逃がし装置⑥ 圧力逃がし装置

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器の過圧破損防止
炉心の著しい損傷が発生した場合において・格納容器圧力逃がし装置

Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
3.2.3 重大事故等時における原子炉格納容器の過圧破損防止機能原子炉格納容器の過圧による破損を防止するために必要な重大事故等対処設備のうち，原子原子炉格納施設の兼用する設計

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

別添 3 格納容器圧力逃がし装置の設計

炉格納容器内の圧力を大気中に逃がすための設備として，格納容器圧力逃がし装置を設ける設計とする。
40

2.5

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後様式 1 への反映結果【65 条 13】
格納容器圧力逃がし装置は，フィルタ装置 Ⅴ-1-1-4-7（フィルタ容器，スクラビング水，金属フィル

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.
（原子炉格納施設）

原子炉格納施設の兼用する設計

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

タ，よう素除去部），圧力開放板，配管・弁類，⑥ 圧力逃がし装置

計測制御装置等で構成し，格納容器圧力逃がし Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
装置は，原子炉格納容器内雰囲気ガスを不活性

3.2.3 重大事故等時における原子炉格納容器の過圧

ガス系及び耐圧強化ベント系を経由して，フィルタ装置へ導き，放射性物質を低減させた後に・格納容器圧力逃がし装置
2.5

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計

破損防止機能別添 3 格納容器圧力逃がし装置の設計

原子炉建屋原子炉棟屋上に設ける放出口から排出（系統設計流量 13.4 kg/s）することで，排気中に含まれる放射性物質の環境への放出量を低減しつつ，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下できる設計とする。
【65 条 14】
フィルタ装置は，排気中に含まれる粒子状放 Ⅴ-1-1-4-7
射性物質，ガス状の無機よう素及び有機よう素

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.

（原子炉格納施設）

原子炉格納施設の兼用する設計

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計を除去できる設計とする。また，無機よう素を⑥ 圧力逃がし装置

スクラビング水中に捕集・保持するためにアル Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
カリ性の状態（ｐＨ13 以上）に維持する設計

3.2.3 重大事故等時における原子炉格納容器の過圧とする。
【65 条 15】

破損防止機能3.2.3 重大事故等時における原子炉格納容器の過圧

する設計

2.

原子炉格納施設の兼用する設計

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計⑥ 圧力逃がし装置

破損防止機能らも排気できる設計とする。サプレッション・
チェンバ側からの排気ではサプレッション・チ

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関

別添 3 格納容器圧力逃がし装置の設計

格納容器圧力逃がし装置はサプレッション・ Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
チェンバ及びドライウェルと接続し，いずれか

・格納容器圧力逃がし装置
2.5・格納容器圧力逃がし装置

別添 3 格納容器圧力逃がし装置の設計
2.5

ェンバの水面からの高さを確保し，ドライウェ

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計

ル側からの排気では，ドライウェル床面からの高さを確保する設計とするとともに燃料有効
長頂部よりも高い位置に接続箇所を設けることで，長期的にも溶融炉心及び水没の悪影響を受けない設計とする。
【65 条 16】
格納容器圧力逃がし装置は，排気中に含まれ Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
る可燃性ガスによる爆発を防ぐため，系統内を3.2.3 重大事故等時における原子炉格納容器の過圧破損防止機能不活性ガス（窒素）で置換した状態で待機させ，不活性ガスで置換できる設計とするとともに，

2.

原子炉格納施設の兼用する設計

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計⑥ 圧力逃がし装置
・格納容器圧力逃がし装置

別添 3 格納容器圧力逃がし装置の設計
2.5

系統内に可燃性ガスが蓄積する可能性のある
41

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後様式 1 への反映結果

箇所にはベントラインを設け，可燃性ガスを排する設計

出できる設計とすることで，系統内で水素濃度
及び酸素濃度が可燃領域に達することを防止できる設計とする。
【65 条 17】
格納容器圧力逃がし装置は，他の発電用原子 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
炉施設とは共用しない設計とする。また，格納3.2.3 重大事故等時における原子炉格納容器の過圧

容器圧力逃がし装置と他の系統・機器を隔離す
る弁は直列で 2 個設置し，格納容器圧力逃がし

2.

原子炉格納施設の兼用する設計

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計破損防止機能⑥ 圧力逃がし装置

別添 3 格納容器圧力逃がし装置の設計

装置と他の系統・機器を確実に隔離すること

・格納容器圧力逃がし装置
2.5

で，悪影響を及ぼさない設計とする。

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計【65 条 18】
格納容器圧力逃がし装置の使用に際しては， Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
原子炉格納容器が負圧とならないよう，代替格

3.2.3 重大事故等時における原子炉格納容器の過圧破損防止機能納容器スプレイ冷却系等による原子炉格納容
器内へのスプレイは停止する運用を保安規定

別添 3 格納容器圧力逃がし装置の設計に定めて管理する。仮に，原子炉格納容器内に＜下線部＞

スプレイする場合においても，原子炉格納容器 ＜下線部＞−

内圧力が規定の圧力まで減圧した場合には，原 運用に関する記載であり，保安規定にて対応
子炉格納容器内へのスプレイを停止する運用を保安規定に定めて管理する。
【65 条 19】
格納容器圧力逃がし装置使用時の排出経路 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書に設置される隔離弁は，遠隔人力操作機構（個3.2.3 重大事故等時における原子炉格納容器の過圧

原子炉格納施設の兼用する設計

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計⑥ 圧力逃がし装置

破損防止機能数 4）により容易かつ確実に操作が可能な設計
とする。

2.

・格納容器圧力逃がし装置

別添 3 格納容器圧力逃がし装置の設計
2.5【65 条 22】

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計

排出経路に設置される隔離弁の電動弁につ 第 1-4-1 図

単線結線図（1／5）

2.

いては，常設代替交流電源設備又は可搬型代替 第 1-4-2 図

単線結線図（2／5）

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計⑥ 圧力逃がし装置

交流電源設備からの給電により，中央制御室から操作が可能な設計とする。
【65 条 24】

原子炉格納施設の兼用する設計

・格納容器圧力逃がし装置

Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
3.2.2 重大事故等時における原子炉格納容器の熱の
輸送機能

2.5

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計

2.6 各機器固有の設計(2) その他各設備固有の設計
b.
42

格納容器圧力逃がし装置

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後様式 1 への反映結果
2.7

機能を兼用する機器を含む原子炉格納施設の系
統図に関する取りまとめ

系統内に設ける圧力開放板は，格納容器圧力 Ⅴ-1-1-4-7逃がし装置の使用の妨げにならないよう，原子設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.
（原子炉格納施設）

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

炉格納容器からの排気圧力と比較して十分に低い圧力で破裂する設計とする。
【65 条 25】

原子炉格納施設の兼用する設計⑥ 圧力逃がし装置
Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
3.2.3 重大事故等時における原子炉格納容器の過圧・格納容器圧力逃がし装置
2.5

破損防止機能兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計

別添 3 格納容器圧力逃がし装置の設計
格納容器圧力逃がし装置は，水の放射線分解 Ⅴ-1-1-4-7により発生する水素がフィルタ装置内に蓄積

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.
（原子炉格納施設）

原子炉格納施設の兼用する設計

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計することを防止するため，格納容器圧力逃がし⑥ 圧力逃がし装置

装置使用後にフィルタ装置スクラビング水を Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
３

移送ポンプ（容量 10 m /h/個，揚程 40 m，個3.2.3 重大事故等時における原子炉格納容器の過圧

数 1）によりサプレッション・チェンバへ移送できる設計とする。

・格納容器圧力逃がし装置
2.5

破損防止機能兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計

別添 3 格納容器圧力逃がし装置の設計【65 条 27】【67 条 22】
格納容器圧力逃がし装置は，西側淡水貯水設 Ⅴ-1-1-4-7
備又は代替淡水貯槽から，可搬型代替注水中型

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.
（原子炉格納施設）

原子炉格納施設の兼用する設計

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計⑥ 圧力逃がし装置

ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプにより・格納容器圧力逃がし装置

フィルタ装置にスクラビング水を補給できる Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
設計とする。

3.2.3 重大事故等時における原子炉格納容器の過圧【65 条 28】【67 条 23】2.5

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計

破損防止機能別添 3 格納容器圧力逃がし装置の設計

代替循環冷却系及び格納容器圧力逃がし装 Ｖ-1-1-6

安全設備及び重大事故等対処設備が使用され 2.

置は，共通要因によって同時に機能を損なわなる条件の下における健全性に関する説明書

いよう，原理の異なる冷却及び原子炉格納容器

2.1 多重性又は多様性及び独立性並びに位置的分散

内の減圧手段を用いることで多様性を有する

3.6 原子炉格納施設

原子炉格納施設の兼用する設計

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計⑥ 圧力逃がし装置
・格納容器圧力逃がし装置
2.5

設計とする。

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計【65 条 32】

代替循環冷却系は，非常用交流電源設備に対 Ｖ-1-1-6

安全設備及び重大事故等対処設備が使用され 2.

して多様性を有する常設代替交流電源設備かる条件の下における健全性に関する説明書

らの給電により駆動できる設計とする。また，

2.1 多重性又は多様性及び独立性並びに位置的分散

格納容器圧力逃がし装置は，非常用交流電源設

3.6 原子炉格納施設

原子炉格納施設の兼用する設計

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計⑥ 圧力逃がし装置
・格納容器圧力逃がし装置
2.5

備に対して多様性を有する常設代替交流電源兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電
43基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後様式 1 への反映結果

により駆動できる設計とする。格納容器圧力逃がし装置は，人力により排出経路に設置される隔離弁を操作できる設計とすることで，代替循
環冷却系に対して駆動源の多様性を有する設計とする。
【65 条 33】
代替循環冷却系の代替循環冷却系ポンプ，残 Ｖ-1-1-6

安全設備及び重大事故等対処設備が使用され 2.

留熱除去系熱交換器及びサプレッション・チェ

る条件の下における健全性に関する説明書

ンバは原子炉建屋原子炉棟内に設置し，格納容

2.1 多重性又は多様性及び独立性並びに位置的分散器圧力逃がし装置のフィルタ装置は原子炉建

3.6 原子炉格納施設

原子炉格納施設の兼用する設計

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計⑥ 圧力逃がし装置
・格納容器圧力逃がし装置
2.5

屋近傍の格納容器圧力逃がし装置格納槽（地下兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計埋設）に，第二弁操作室遮蔽，第二弁操作室空気ボンベユニット（空気ボンベ）及び第二弁操作室差圧計は原子炉建屋付属棟に，圧力開放板
は原子炉建屋近傍の屋外に設置することで共通要因によって同時に機能を損なわないよう
位置的分散を図る設計とする。
【65 条 34】
代替循環冷却系と格納容器圧力逃がし装置 Ｖ-1-1-6

安全設備及び重大事故等対処設備が使用され 2.

は，共通要因によって同時に機能を損なわないる条件の下における健全性に関する説明書

よう，流路を分離することで独立性を有する設

2.1 多重性又は多様性及び独立性並びに位置的分散計とする。

3.6 原子炉格納施設

原子炉格納施設の兼用する設計

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計⑥ 圧力逃がし装置
・格納容器圧力逃がし装置
2.5【65 条 35】

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計

これらの多様性及び流路の独立性並びに位 Ｖ-1-1-6

安全設備及び重大事故等対処設備が使用され 2.

置的分散によって，代替循環冷却系と格納容器る条件の下における健全性に関する説明書

圧力逃がし装置は，互いに重大事故等対処設備

2.1 多重性又は多様性及び独立性並びに位置的分散として，可能な限りの独立性を有する設計とす

3.6 原子炉格納施設

原子炉格納施設の兼用する設計

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計⑥ 圧力逃がし装置
・格納容器圧力逃がし装置
2.5

る。

(2)

格納容器圧力逃がし装置による水素排出兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計【65 条 36】

Ⅴ-1-1-4-7

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.
（原子炉格納施設）

炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納施設の兼用する設計

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計⑥ 圧力逃がし装置

原子炉格納容器内における水素爆発による破・格納容器圧力逃がし装置

損を防止できるように，原子炉格納容器内に滞 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
2.5

留する水素及び酸素を大気へ排出するための
44

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後設備として，格納容器圧力逃がし装置を設ける

3.2.5 重大事故等時における水素爆発による原子炉設計とする。
【67 条 2】様式 1 への反映結果する設計

格納容器の破損防止機能
別添 3 格納容器圧力逃がし装置の設計

Ｖ-1-8-2 原子炉格納施設の水素濃度低減性能に関する説明書
2.1.3 格納容器圧力逃がし装置
4.1.3 格納容器圧力逃がし装置
原子炉格納容器内に滞留する水素及び酸素 Ⅴ-1-1-4-7を大気へ排出するための重大事故等対処設備

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.
（原子炉格納施設）

原子炉格納施設の兼用する設計

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計として，格納容器圧力逃がし装置は，フィルタ⑥ 圧力逃がし装置

装置（フィルタ容器，スクラビング水，金属フ Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
ィルタ，よう素除去部），圧力開放板，配管・3.2.5 重大事故等時における水素爆発による原子炉

弁類，計測制御装置等で構成し，炉心の著しい格納容器の破損防止機能損傷が発生した場合において，原子炉格納容器

別添 3 格納容器圧力逃がし装置の設計

・格納容器圧力逃がし装置
2.5

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計

内雰囲気ガスを不活性ガス系等を経由して，フィルタ装置へ導き，放射性物質を低減させた後 Ｖ-1-8-2 原子炉格納施設の水素濃度低減性能に関するに原子炉建屋原子炉棟屋上に設ける放出口か

説明書

ら排出（系統設計流量 13.4 kg/s）することで，

2.1.3 格納容器圧力逃がし装置

排気中に含まれる放射性物質の環境への排出

4.1.3 格納容器圧力逃がし装置を低減しつつ，ジルコニウム−水反応及び水の放射線分解等により発生する原子炉格納容器
内の水素及び酸素を大気に排出できる設計とする。
【67 条 9】
格納容器圧力逃がし装置は，排気中に含まれ Ⅴ-1-1-4-7

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.
（原子炉格納施設）

る可燃性ガスによる爆発を防ぐため，系統内を原子炉格納施設の兼用する設計

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計⑥ 圧力逃がし装置

不活性ガス（窒素）で置換した状態で待機させ，・格納容器圧力逃がし装置

ベント開始後においても不活性ガスで置換で Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
きる設計とし，排出経路に可燃性ガスが蓄積す

3.2.5 重大事故等時における水素爆発による原子炉

る可能性のある箇所にはベントラインを設け，格納容器の破損防止機能

可燃性ガスを排出できる設計とすることで，系

別添 3 格納容器圧力逃がし装置の設計

統内で水素濃度及び酸素濃度が可燃領域に達することを防止できる設計とする。

Ｖ-1-8-2 原子炉格納施設の水素濃度低減性能に関する説明書【67 条 10】2.1.3 格納容器圧力逃がし装置
4.1.3 格納容器圧力逃がし装置
452.5

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後

格納容器圧力逃がし装置使用時の排出経路 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書に設置される第一弁（Ｓ／Ｃ側），第一弁（Ｄ3.2.5 重大事故等時における水素爆発による原子炉／Ｗ側），第二弁及び第二弁バイパス弁は，中格納容器の破損防止機能

央制御室のスイッチで操作が可能な設計とし，別添 3 格納容器圧力逃がし装置の設計

また，駆動源喪失時であっても人力により容易

2.

原子炉格納施設の兼用する設計

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計⑥ 圧力逃がし装置
・格納容器圧力逃がし装置
2.5

かつ確実に操作が可能な遠隔人力操作機構（個 Ｖ-1-8-2
数 4）を有する設計とする。
【67 条 19】様式 1 への反映結果

原子炉格納施設の水素濃度低減性能に関する兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関
する設計

説明書
2.1.3 格納容器圧力逃がし装置
4.1.3 格納容器圧力逃がし装置

格納容器圧力逃がし装置は，水の放射線分解 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書により発生する水素がフィルタ装置内に蓄積

3.2.5 重大事故等時における水素爆発による原子炉することを防止するため，格納容器圧力逃がし

格納容器の破損防止機能

装置使用後にフィルタ装置スクラビング水を別添 3 格納容器圧力逃がし装置の設計

３

原子炉格納施設の兼用する設計

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計⑥ 圧力逃がし装置
・格納容器圧力逃がし装置
2.5

移送ポンプ（容量 10 m ／h／個，揚程 40 m，
個数 1）によりサプレッション・チェンバへ移 Ｖ-1-8-2

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関す

原子炉格納施設の水素濃度低減性能に関する

る設計

説明書

送できる設計とする。
【67 条 22】2.

2.1.3 格納容器圧力逃がし装置
4.1.3 格納容器圧力逃がし装置

格納容器圧力逃がし装置は，西側淡水貯水設 Ⅴ-1-1-4-3

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.
（原子炉冷却系統施設）

備又は代替淡水貯槽から，可搬型代替注水中型

原子炉格納施設の兼用する設計

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計⑥ 圧力逃がし装置

ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによりフィルタ装置にスクラビング水を補給できる Ⅴ-1-1-4-7
設計とする。

・格納容器圧力逃がし装置

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉格納施設）

2.5

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計【67 条 23】
Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
3.2.5 重大事故等時における水素爆発による原子炉
格納容器の破損防止機能
別添 3 格納容器圧力逃がし装置の設計

Ｖ-1-8-2

原子炉格納施設の水素濃度低減性能に関する説明書
2.1.3 格納容器圧力逃がし装置
4.1.3 格納容器圧力逃がし装置
3.7 水源，代替水源供給設備
3.7.1

Ⅴ-1-1-4-3

重大事故等の収束に必要となる水源設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 Ⅴ-1-10-3「原子炉冷却系統施設」の様式-1（原子炉冷却系統施設）

設計基準事故の収束に必要な水源とは別に，

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

重大事故等の収束に必要となる十分な量の水 Ⅴ-1-1-4-4
46

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書④非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後を有する水源を確保することに加えて，設計基（計測制御系統施設）

準事故対処設備及び重大事故等対処設備に対様式 1 への反映結果
・低圧代替注水系（水源に係る設備，大気への拡散抑制設備を含して重大事故等の収束に必要となる十分な水 Ⅴ-1-1-4-7の量を供給するために必要な重大事故等対処

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書

む。
）（原子炉格納施設）

設備として，代替淡水貯槽，西側淡水貯水設備，
サプレッション・チェンバ及びほう酸水貯蔵タ
ンクを重大事故等の収束に必要となる水源として設ける設計とする。
【71 条 1】
また，これら重大事故等の収束に必要となる Ⅴ-1-1-4-3

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 Ⅴ-1-10-3「原子炉冷却系統施設」の様式-1（原子炉冷却系統施設）

水源とは別に，代替淡水源として淡水タンク

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計（多目的タンク，原水タンク，ろ過水貯蔵タン

18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

ク及び純水貯蔵タンク）を設ける設計とする。

④非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備【71 条 2】・低圧代替注水系（水源に係る設備，大気への拡散抑制設備を含む。
）

代替淡水貯槽を水源として重大事故等の対 Ⅴ-1-1-4-3
応を実施する際には，西側淡水貯水設備を代替

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 Ⅴ-1-10-3「原子炉冷却系統施設」の様式-1（原子炉冷却系統施設）

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

淡水源とし，西側淡水貯水設備を水源として重18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計大事故等の対応を実施する際には，代替淡水貯④非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

槽を代替淡水源とする。また，淡水が枯渇した・低圧代替注水系

場合に，海を水源として利用できる設計とす（水源に係る設備，大気への拡散抑制設備を含

る。

む。
）

【71 条 3】
代替淡水貯槽は，想定される重大事故等時に Ⅴ-1-1-4-3

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 Ⅴ-1-10-3「原子炉冷却系統施設」の様式-1（原子炉冷却系統施設）

おいて，原子炉圧力容器及び原子炉格納容器へ

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計の注水に使用する設計基準事故対処設備が機能喪失した場合の代替手段である低圧代替注 Ⅴ-1-1-4-7

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉格納施設）

水系（常設），低圧代替注水系（可搬型），代替④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

格納容器スプレイ冷却系（常設），代替格納容（水源に係る設備，大気への拡散抑制設備を含器スプレイ冷却系（可搬型），格納容器下部注

む。
）

水系（常設）及び格納容器下部注水系（可搬型）の水源として，また，格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置へのスクラビング水補給の水源として使用できる設計とする。
【71 条 6】西側淡水貯水設備は，想定される重大事故等 Ⅴ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 Ⅴ-1-10-3「原子炉冷却系統施設」の様式-1
47

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後時において，原子炉圧力容器及び原子炉格納容（原子炉冷却系統施設）

様式 1 への反映結果
18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

器への注水に使用する設計基準事故対処設備

18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計が機能喪失した場合の代替手段である低圧代 Ⅴ-1-1-4-7
替注水系（可搬型），代替格納容器スプレイ冷設備別記載事項の設定根拠に関する説明書④非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（原子炉格納施設）

・低圧代替注水系

却系（可搬型）及び格納容器下部注水系（可搬（水源に係る設備，大気への拡散抑制設備を含型）の水源として，また，格納容器圧力逃がし

む。
）

装置のフィルタ装置へのスクラビング水補給の水源として使用できる設計とする。
【71 条 7】
サプレッション・チェンバ（容量 3,400m3， Ⅴ-1-1-4-3
個数 1）は，想定される重大事故等時において，設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 Ⅴ-1-10-3「原子炉冷却系統施設」の様式-1（原子炉冷却系統施設）

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

原子炉圧力容器及び原子炉格納容器への注水

18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計に使用する設計基準事故対処設備が機能喪失 Ⅴ-1-1-4-7
した場合の代替手段である高圧代替注水系，代設備別記載事項の設定根拠に関する説明書④非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（原子炉格納施設）

・低圧代替注水系

替循環冷却系，残留熱除去系（格納容器スプレ（水源に係る設備，大気への拡散抑制設備を含

イ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッション・

む。
）

プール冷却系）の水源として使用できる設計とする。
【71 条 8】
ほう酸水貯蔵タンクは，想定される重大事故 Ⅴ-1-1-4-4
等時において，原子炉圧力容器への注水に使用設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 Ⅴ-1-10-3「原子炉冷却系統施設」の様式-1（計測制御系統施設）

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

する設計基準事故対処設備が機能喪失した場

18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計合の代替手段であるほう酸水注入系の水源と④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

して使用できる設計とする。

（水源に係る設備，大気への拡散抑制設備を含【71 条 9】む。
）
Ⅴ-1-10-5「計測制御系統施設」の様式-1
2.

計測制御系統施設の兼用に関する設計
2.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計① ほう酸水注入系

代替淡水源である淡水タンク（多目的タン Ⅴ-1-1-4-3

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 Ⅴ-1-10-3「原子炉冷却系統施設」の様式-1（原子炉冷却系統施設）

ク，原水タンク，ろ過水貯蔵タンク及び純水貯

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

蔵タンク）は，想定される重大事故等時におい18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計て，代替淡水貯槽又は西側淡水貯水設備へ水を④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

供給するための水源であるとともに，原子炉圧
力容器及び原子炉格納容器への注水に使用す（水源に係る設備，大気への拡散抑制設備を含る設計基準事故対処設備が機能喪失した場合

む。
）
48

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後様式 1 への反映結果の代替手段である低圧代替注水系（可搬型），
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）及び格
納容器下部注水系（可搬型）の水源として，また，格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置へのスクラビング水補給の水源として使用できる設計とする。
【71 条 10】
海は，想定される重大事故等時において，淡 Ⅴ-1-1-4-3
水が枯渇した場合に，代替淡水貯槽又は西側淡設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 Ⅴ-1-10-3「原子炉冷却系統施設」の様式-1（原子炉冷却系統施設）

水貯水設備へ水を供給するための水源である

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計とともに，原子炉圧力容器及び原子炉格納容器 Ⅴ-1-1-4-7への注水に使用する設計基準事故対処設備が設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉格納施設）④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

機能喪失した場合の代替手段である低圧代替（水源に係る設備，大気への拡散抑制設備を含注水系（可搬型），代替格納容器スプレイ冷却む。
）

系（可搬型）及び格納容器下部注水系（可搬型）の水源として，また，原子炉建屋放水設備の水源として利用できる設計とする。
【71 条 11】
3.7.2

代替水源供給設備

Ⅴ-1-1-4-3

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 Ⅴ-1-10-3「原子炉冷却系統施設」の様式-1（原子炉冷却系統施設）

設計基準事故対処設備及び重大事故等対処

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計設備に対して，重大事故等の収束に必要となる

18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計十分な量の水を供給するために必要な設備及④非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

び海を利用するために必要な設備として，可搬・低圧代替注水系

型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大（水源に係る設備，大気への拡散抑制設備を含型ポンプを設ける設計とする。

む。
）【71 条 4】
重大事故等の収束に必要な水源である代替 Ⅴ-1-1-4-3

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 Ⅴ-1-10-3「原子炉冷却系統施設」の様式-1（原子炉冷却系統施設）

淡水貯槽へ淡水を供給するための重大事故等

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計対処設備として，可搬型代替注水中型ポンプ

18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計は，代替淡水源である西側淡水貯水設備，淡水④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

タンク（多目的タンク，原水タンク，ろ過水貯蔵タンク及び純水貯蔵タンク）の淡水を，可搬（水源に係る設備，大気への拡散抑制設備を含型代替注水大型ポンプは，淡水タンク（多目的む。
）

タンク，原水タンク，ろ過水貯蔵タンク及び純水貯蔵タンク）の淡水を代替淡水貯槽へ供給できる設計とする。
また，淡水が枯渇した場合に，重大事故等の49

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後様式 1 への反映結果

収束に必要な水源である代替淡水貯槽へ海水を供給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及び可搬型代替注
水大型ポンプは，海水を代替淡水貯槽へ供給できる設計とする。
【71 条 12】
重大事故等の収束に必要な水源である西側 Ⅴ-1-1-4-3
淡水貯水設備へ淡水を供給するための重大事

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 Ⅴ-1-10-3「原子炉冷却系統施設」の様式-1（原子炉冷却系統施設）

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

故等対処設備として，可搬型代替注水大型ポン

18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

プは，代替淡水源である代替淡水貯槽，淡水タ④非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

ンク（多目的タンク，原水タンク，ろ過水貯蔵

・低圧代替注水系

タンク及び純水貯蔵タンク）の淡水を西側淡水（水源に係る設備，大気への拡散抑制設備を含貯水設備へ供給できる設計とする。

む。
）

また，淡水が枯渇した場合に，重大事故等の収束に必要な水源である西側淡水貯水設備へ海水を供給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は，海水を西側淡水貯水設備へ供給できる設計とする。
【71 条 13】
可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替 Ⅴ-1-1-4-3
注水大型ポンプは，空冷式のディーゼルエンジ

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 Ⅴ-1-10-3「原子炉冷却系統施設」の様式-1（原子炉冷却系統施設）

ンにより駆動できる設計とする。

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計【71 条 14】④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（水源に係る設備，大気への拡散抑制設備を含む。
）

代替水源及び代替淡水源からの移送ルート Ⅴ-1-1-4-3

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 Ⅴ-1-10-3「原子炉冷却系統施設」の様式-1（原子炉冷却系統施設）を確保するとともに，可搬型のホース，可搬型

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

ポンプについては，複数箇所に分散して保管す④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

る。

（水源に係る設備，大気への拡散抑制設備を含【71 条 5】

む。
）
4.

主要対象設備原子炉格納施設の対象となる主要な設備について，「表 1

原子炉格納施設の主要設備リスト」に示す。

4.

主要対象設備原子炉格納施設の対象となる主要な設備について，「表 1−

原子炉格納施設の主要設備リスト」に示す。

本施設の設備として兼用する場合に主要設備リス
50−（「主要設備リスト」及び「兼用リスト」による）

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後トに記載されない設備については，「表 2 原子炉格
納施設の兼用設備リスト」に示す。

51

様式 1 への反映結果