資料６

東海第二発電所における原子炉の安全停止に必要な構築物，系統及び機器が設置される火災区域又は火災区画の消火設備について

618

【目次】

1.概要
2.要求事項
3.消火設備について
3.1 消火設備の設置必要箇所の選定
3.2 消火設備の概要
3.2.1 ハロゲン化物消火設備(新設)3.2.2 二酸化炭素消火設備(既設)
3.2.3 局所ガス消火設備(新設)3.2.4 消火器及び水消火設備(既設)
3.2.5 移動式消火設備について(既設)4.消火活動が困難となる火災区域(区画)の考え方
5.まとめ

添付資料 1

実用発電用原子炉及びその附属施設の火災防護に係る審査基準（抜粋）

添付資料 2

東海第二発電所におけるガス消火設備について添付資料 3

東海第二発電所におけるガス消火設備等の耐震設計について

添付資料 4

東海第二発電所におけるガス消火設備等の作動に伴う機器等への影響について添付資料 5

東海第二発電所における狭隘な場所へのハロン系消火剤の有効性について添付資料 6

東海第二発電所におけるガス消火設備等の消火能力について

619

添付資料 7

東海第二発電所における二酸化炭素消火設備(非常用ディーゼル
発電機室用，ケーブル処理室用)について添付資料 8

東海第二発電所における消火設備の必要容量について

添付資料 9東海第二発電所における消火栓配置図並びに手動消火の対象となる低耐震クラス機器リスト

添付資料 10

東海第二発電所における移動式消火設備について添付資料 11

東海第二発電所における原子炉建屋通路部の消火方針について

添付資料 12

東海第二発電所における安全機能を有する構築物，系統及び機器周辺の可燃物等の状況について

620

資料６
東海第二発電所における原子炉の安全停止に必要な構築物，系統及び機器が設置される火災区域又は火災区画の消火設備について

1．概要
東海第二発電所における安全機能のうち，原子炉の安全停止に必要な構築
物，系統及び機器（以下「原子炉の安全停止に必要な機器等」という。）への火災を早期に消火するための消火設備について以下に示す。
なお，放射性物質貯蔵等の機器等の設置場所に対する消火設備については，
資料 9 に示す。

2. 要求事項「発電用原子炉及びその附属施設の火災防護に係る審査基準」（以下「火災防護に係る審査基準」という。）における消火設備の要求事項は以下のとおりである。
「発電用原子炉及びその附属施設の火災防護に係る審査基準」（抜粋）
2．基本事項(1)原子炉施設内の火災区域又は火災区画に設置される安全機能を有する構
造物，系統及び機器を火災から防護することを目的として，以下に示す火災区域及び火災区画の分類に基づいて，火災発生防止，火災の感知及び消火，火災の影響軽減のそれぞれを考慮した火災防護対策を講じること。
①原子炉の高温停止及び低温停止を達成し，維持するための安全機能を有する構築物，系統及び機器が設置される火災区域及び火災区画②放射性物質の貯蔵又は閉じ込め機能を有する構築物，系統及び機器が設置される火災区域
8 条-別添 1-資料 6-1

621

2.2 火災の感知，消火
2.2.1

火災感知設備及び消火設備は，以下の各号に掲げるように，安全機能を有する構築物，系統及び機器に対する火災の影響を限定し，早期の火災感知及び消火を行える設計であること。

2.2.2

火災感知設備及び消火設備は，以下の各号に示すように，地震等の自然現象によっても，火災感知及び消火の機能，性能が維持される設計であること。
(1)凍結するおそれがある消火設備は，凍結防止対策を講じた設計であること。
(2)風水害に対して消火設備の性能が著しく阻害されない設計であること。
(3)消火配管は，地震時における地盤変位対策を考慮した設計であること。

なお，「2.2.1 (2) 消火設備」の要求事項を添付資料1に示す。

8 条-別添 1-資料 6-2622

3.消火設備について
東海第二発電所において，原子炉の安全停止に必要な機器等に火災が発生した場合に，火災を早期に消火するため，火災防護に係る審査基準の「2.2 火災の感知，消火」に基づき，消火設備を設置する。

3.1消火設備の設置必要箇所の選定
火災防護に係る審査基準の「2.2 火災の感知，消火」では，火災時の煙の充満により消火活動が困難となる場所に対する固定式消火設備の設置及び「2.3火災の影響軽減」に基づく系統分離が必要な場所に対する自動消火設備を要求している。
このことから，消火活動が困難となる箇所及び系統分離に必要となる箇所への消火設備の設置要否を検討することとする。
原子炉の安全停止に必要な機器が設置されている区域(区画)については原則煙の充満により消火活動が困難となる場所として選定し，煙の影響が考えにくい火災区域については，「4.消火活動が困難となる火災区域(区画)の考え方」にて個別に検討する。中央制御室床下ケーブルピットに関しては、コンクリート構造のピットであり区分ごとに系統分離されている。また，中央制御室は，消火困難とならない場所であるが，速やかな火災発生場所の特定を行うことから，固有の信号を発する異なる種類の火災感知設備(煙感知器と熱感知器)を設置する。

8 条-別添 1-資料 6-3623

3.2消火設備の概要
3.2.1

ハロゲン化物消火設備（新設）

ハロゲン化物自動消火設備(添付資料1)は，火災防護に係る審査基準「2.2
火災の感知，消火」に基づき，火災時の煙の充満等により消火が困難となる可能性も考慮し，原子炉の安全停止に必要な機器を設置する火災区域又は火災区画(以下「火災区域(区画)」という。)の早期の消火を目的として設置する。
具体的には，原子炉の安全停止に必要な機器等の設置場所であって，火災時に煙の充満等により消火が困難となるところに対しては，火災防護に係る審査基準の「2.2 火災の感知，消火」に基づき，自動又は中央制御室からの手動操作により起動する「ハロゲン化物消火設備」を設置する。ハロゲン化物消火設備の概要を添付資料2に，ハロゲン化物消火設備の耐震設計を添付
資料3に示す。設置においては火災の直接影響のみならず二次的影響が安全機能を有する機器等に悪影響をおよぼさぬように設計し，設置した火災区域に応じて，動的機器の単一故障により機能を喪失することがないよう系統分離に応じた独立性を備える設計とする。また，建屋内の設備となることから，低温（凍結），風水害(風(台風))による影響は考えにくく，地震に対しては添付資料3に示すとおりの耐震性を確保する設計とする。その他の津波，洪水，竜巻，降水，積雪，落雷，地滑り，火山の影響，生物学的事象，
森林火災及び高潮についても建屋内に設置しており影響は考えにくいが，機能が阻害される場合は原因の除去または早期取替，復旧を図る設計とする。
ハロゲン化物消火設備は，機能に異常がないことを確認するため，消火設
備の作動確認を実施する。
また，ハロゲン化物消火設備の設置に当たっては，消火能力を維持するた
めに，自動ダンパの設置または空調設備の手動停止による消火剤の流出防8 条-別添 1-資料 6-4624

止，安全対策のための警報装置を設置する。さらに，ハロゲン化物消火設備
起動時に扉が開状態では消火剤が流出することから，扉を閉運用とするよう
手順等に定める。また，消火設備起動後には発電所内に設置している避難誘
導灯及び安全避難通路等により屋外等の安全な避難場所へ避難することが可能である。
原子炉の安全停止に必要な機器等を設置する火災区域(区画)のハロゲン化物消火設備は，外部電源喪失時においても電源が確保できるよう，非常用電源から受電する。また，消防法に準拠し，外部電源喪失時に非常用ディーゼ
ル発電機による非常用電源の供給が開始されるまでの時間を考慮して70分 ※設備の作動に必要な内蔵型の蓄電池を設置する。
※消防法施行規則第十九条で要求している蓄電池容量

ハロゲン化物消火設備の動作に伴う人体及び機器への影響を添付資料4に，狭隘な場所への消火剤（ハロン1301）の有効性を添付資料5に，ハロゲ
ン化物消火設備の消火能力を添付資料6に示す。
なお，添付資料4に示すとおりハロゲン化物消火設備の動作に伴う人体への影響はないが，人身安全を考慮しハロゲン化物消火設備の動作時に退避警報を発する設計とする。

3.2.2

二酸化炭素消火設備（既設）

油火災が想定される非常用ディーゼル発電機室，非常用ディーゼル発電機
燃料ディタンク室及びケーブルが密集するケーブル処理室には，全域自動放
出方式の二酸化炭素消火設備を設置し，当該室に必要な消火剤（約2469kg（代表として非常用ディーゼル発電機室2C室を記載）に対して十分な消火剤（約2475kg(代表として非常用ディーゼル発電機室2C室を記載)）を有する設
8 条-別添 1-資料 6-5625

計とする。二酸化炭素消火設備の概要を添付資料7に示し，二酸化炭素消火
設備の耐震設計を添付資料3に示す。
二酸化炭素消火設備は，機能に異常がないことを確認するため，消火設備の作動確認を実施する。
また，二酸化炭素消火設備に用いる二酸化炭素は不活性であり，機器への影響はないが，人体に対する影響があるため，二酸化炭素消火設備が作動する前に人員の退避が重要であることから，警報を発する設計とする。さらに，二酸化炭素消火設備起動時に扉が開状態では消火剤が流出することか
ら，扉を閉運用とするよう手順等に定める。
なお，二酸化炭素消火設備は，消防法施行規則第十九条「不活性ガス消火設備に関する基準」に基づき設置する。

3.2.3局所ガス消火設備（新設）
局所ガス消火設備は，火災防護に係る審査基準の「2.2火災の感知，消火」に基づき，火災時の煙の充満等により消火が困難となる可能性も考慮し，原子炉の安全停止に必要な機器等が設置される原子炉建屋通路部の早期の消火を目的として設置する。(添付資料11)
具体的には，原子炉の安全停止に必要な機器等が設置される原子炉建屋通路部の油内包機器，ケーブルトレイ，電源盤，制御盤等のうち，火災時に煙の充満等により消火が困難となる可能性があるものに対しては，火災防護に係る審査基準の「2.2火災の感知，消火」に基づき，自動又は中央制御室からの手動操作により起動する局所ガス消火設備を設置する。局所ガス消火設
備の概要を添付資料2に，局所ガス消火設備の耐震設計を添付資料3に示す。
設置においては，火災の直接影響のみならず二次的影響が安全機能を有する機器等に悪影響をおよぼさないような設計とする。また，建屋内の設備とな
8 条-別添 1-資料 6-6626

ることから，凍結，風水害からの影響は考えにくく，地震に対しては添付資料3に示すとおりの耐震性を確保する設計とする。その他津波，洪水，竜巻，降水，積雪，落雷，地滑り，火山の影響，生物学的事象，森林火災及び高潮についても建屋内に設置することから影響は考えにくいが，機能が阻害される場合は原因の除去または早期取替，復旧を図る設計とする。
局所ガス消火設備は，機能に異常がないことを確認するため，消火設備の作動確認を実施する。
また，局所ガス消火設備の対象に応じて周囲にガスの影響がおよぶ場合
は，安全対策のための警報装置を設置する。また，外部電源喪失時にも固定式消火設備が動作できるように，非常用電源からの受電または電源不要の構成とする。さらに，動作に電源必要な場合は消防法に準拠するとともに，外部電源喪失時に非常用ディーゼル発電機による非常用電源の供給が開始されるまでの時間を考慮して70分 ※ 以上の設備の作動に必要な容量を有する内蔵型の蓄電池を設置する。
※消防法施行規則第十九条で要求している蓄電池容量

局所ガス消火設備の動作に伴う人体及び機器への影響を添付資料4に，狭隘な場所への消火剤(ハロン1301またはFK-5-1-12)の有効性を添付資料5に，局所ガス消火設備の消火能力を添付資料6に示す。
東海第二発電所における各固定式消火設備の消火剤の必要容量を添付資料8に示す。

以上より，消火活動が困難となるおそれがある火災区域等に対して自動又は中央制御室からの手動操作により起動する固定式消火設備を設置し，必要な消火剤の容量を確保すること，系統分離に応じた独立性を有する設計とす
8 条-別添 1-資料 6-7627

ること，火災の二次的影響を考慮した設計とすること，外部電源喪失時にも機能を失わないような設計とすること，故障警報を中央制御室に吹鳴する設計とすること，作動前に警報を吹鳴させる設計とすること，屋内設置により凍結，風水害等に対して消火設備の性能が著しく阻害されるものではないこと，安全機能を有する機器等の耐震クラスに応じて耐震性を確保すること，消火剤の種類は誤動作時の安全機能への影響を考慮して選定していることから，火災防護に係る審査基準に適合するものと考える。

3.2.4

消火器及び水消火設備について(既設)
火災時にすべての火災区域(区画)の消火が早期に行えるよう，消火器，消火栓を配置する。優先的な水消火設備の使用が想定される火災区域にあっては，消火水による安全機能への影響を考慮し，必要な対策を講じる設計とする。
水消火設備のうち，水源のろ過水貯蔵タンク及び多目的タンクは，供給先である屋内消火栓及び屋外消火栓に関し2時間以上の放水に必要な量(120m3)に対して十分な水量(ろ過水貯蔵タンク約1,500ｍ ３ ，多目的タンク
約1,500ｍ ３ )を確保している。これは，屋内及び屋外の単一の火災が同時に発生し，消火栓による放水を想定した場合に必要となる120m3に対して，十分な容量である。なお，水消火設備に必要な消火水の容量について，屋内消火栓は消防法施行令第十一条，屋外消火栓は消防法施行令第十九条に基づき算出した容量とする。また，消火ポンプについては，電動機駆動消火ポンプ，ディーゼル駆動消火ポンプ(227m3 /h)を1台ずつ有し，多様性を備える。ポンプ容量については消防法施行令にて要求される屋内消火栓並びに屋外消火栓の必要流量(120 /min×2台＋350 /min×2台＝940/min)に対して十分な容量を有しており，設置場所についても風水害に対
8 条-別添 1-資料 6-8628して性能を著しく阻害されないよう止水対策を施した建屋に設置する。
a. 消防法施行令第十一条要求
屋内消火栓必要水量＝2 箇所(消火栓)×130 /min×2 時間＝31.2m3b. 消防法施行令第十九条
屋外消火栓必要水量＝2 箇所(消火栓)×350 /min×2 時間＝84.0m3

屋内消火栓並びに屋外消火栓について，2 時間の放水に必要な水量の総和は以下のとおりである。
屋内消火栓 31.2m3 + 屋外消火栓 84.0 m 3 ＝ 115.2m3 ≒ 120m 3

また，水消火設備の耐震クラスは，これまで耐震Cクラスとして整理されているが，火災防護に係る審査基準において消火設備に対して地震等の自然現象によっても消火の機能，性能が維持される設計であることが求められる。消火設備については安全機能を有する構築物，系統及び機器を火災から防護することを目的として，それが設置される火災区域に基づき対策を講じるものであることから，安全機能を有する火災区域内において防護対象機器の耐震クラスに応じた消火設備の耐震性が確保されているか確
認し，水消火設備の耐震クラスを以下のとおり設定する。
資料2並びに資料9にて選定した安全機能を有する火災防護対象機器が設置される火災区域については，Ss機能維持された固定式消火設備を設置することから，耐震Sクラスの防護対象機器に対して耐震クラスに応じた消火機能が確保され，地震後に火災区域内の消火機能が失われることはな
い。一部の火災区域(区画)については内包する可燃物量(火災の発生・延焼が考えにくい弁のグリス・計装ラック，金属筐体に覆われた分電盤等を除く)について1000MJ，等価火災時間0.1時間を基準として設け，現場の詳細な調査の上，いずれの可燃物についても金属製筐体に覆われ，煙が充満しにくく，可燃物間の相互の延焼防止が図られ大規模な火災や煙が発生し
8 条-別添 1-資料 6-9629

にくい環境であることを確認し，手動消火活動が可能な火災区域(区画)と整理し固定式消火設備を設けない設計とする。しかしながら，内包する可燃物に対して十分な消火機能を有する消火器を設置すること，これらの消火器については基準地震動に対して転倒，破損等しないよう固縛を行うとともに地震により機能が失われないことを加振試験により確認する。したがって，これらの火災区域においても，地震後も消火器により消火可能であることから耐震クラスに応じた消火機能が確保される。
なお，地震後の手動消火活動への影響を考慮すると，低耐震クラスの油内包機器からの油漏えい火災または電源盤からの火災発生が考えられる。
安全機能を有する火災区域 ※ のうち，固定式消火設備を設けない火災区域とそれらの火災区域に設置された低耐震クラス機器について添付資料9に示す。添付資料9に示すとおり低耐震クラス機器については，以下のとおり分類され，火災による安全機能への影響を考慮し，耐震性の確保を行う
ことから消火器による手動消火に影響を与えないと考える。
※リスト上は重大事故等対処設備を有する火災区域を含む①可燃物量が特に大きく，通常時に発火の可能性が否定できないことからSs機能維持された局所ガス消火設備の設置対象としている機器②金属筐体に覆われ，外部への影響が考えにくく，可燃物量が少ない機器であることから消火器による手動消火が可能な機器③使用時のみ電源を入れ，使用中の発火の際は周囲の作業員により初期消火活動が可能な機器

よって，固定式消火設備を設置しない火災区域について，地震後も消火器による手動消火活動が可能と考えることから消火機能が維持される。また，屋外の軽油貯蔵タンクに対しては地下型でサンドに埋め込む設計とす
8 条-別添 1-資料 6-10630

ることから，消火機能が維持される。

以上より地震後も固定式消火設備，消火器，移動式消火設備により安全機能を有する各火災区域の消火の機能が維持され(第6-1図)，安全機能を有する構築物，系統及び機器に影響を与えることはないことを確認した。
よって，水消火設備について水源・ポンプも含めて耐震Cクラス設計とする。ただし，消火配管は，地震時に地盤変位対策として，消火配管は，地震時における地盤変位対策として，消火配管の建屋接続部には機械式継手を採用しないこととし，消火配管の地上化，トレンチ内設置，給水接続口の設置を踏まえた設計とし，原子炉建屋内では消火配管の破断等が生じない設計とする。また,消火配管が屋外に設置されることも踏まえ，保温材の取付けや，消火栓内部に水が溜まらないような自動排水機構を有する消火栓の採用といった凍結防止を図る設計とする。

屋外に設置された水消火設備の機器がその他津波，洪水，竜巻，降水，
積雪，落雷，地滑り，火山の影響，生物学的事象，森林火災及び高潮といった自然現象によって機能を阻害される場合は，原因の除去または早期の取替，復旧を図る設計とする。
消火水系は，他系統と共用する場合には，隔離弁を設置し通常全閉とすることで消火系の供給を優先する設計とする。なお，現時点では水道水系とは共用していない。
なお，消火栓は消防法施行令第十一条(屋内消火栓設備に関する基準)，
消防法施行令第十九条(屋外消火栓設備に関する基準)に基づき，すべての火災区域(区画)を消火できるように設置する。火災区域(区画)の消火栓の配置を添付資料9に示す。消火器は，消防法施行規則第六条「大型消火器
8 条-別添 1-資料 6-11631

以外の消火器具の設置」及び消防法施行規則第七条「大型消火器の設置」に基づき設置する。
以上により，消火用水供給系について水源の多重化，ポンプの多様化を図ること，消防法施行令に基づき必要な水量，ポンプ容量を備える設計とすること，また東海発電所との共用に対し十分な容量を有していること，
地震時の地盤変位や風水害，凍結等を考慮した設計とすることから，火災防護に係る審査基準に適合しているものと考える、また，消火栓に関して，全ての火災区域及び火災区画を消火できるように設置すること，消防法施行令に基づき必要な容量を確保することから火災防護に係る審査基準に適合しているものと考える。

第6-1図 安全機能を有する火災区域における消火設備の耐震性について

8 条-別添 1-資料 6-12632

3.2.5移動式消火設備について(既設)

移動式消火設備については，化学消防自動車1台及び水槽付消防ポンプ車を1台配備し，消火ホース等の資機材を備える。添付資料10に移動式消火設備を示す。また，消火用水のバックアップラインとして屋外に設置された連結送水口に移動式消火設備を接続することで，建屋内の屋内消火栓に対しても給水は可能である。移動式消火設備については，固縛すること
で地震により転倒しない設計とする
なお，移動式消火設備の操作については，発電所構内の監視所に24時間体制で配置している専属消防隊にて実施する。
以上より，移動式消火設備を配備していることから火災防護に係る審査基準に適合しているものと考える。

8 条-別添 1-資料 6-13

633

4.

消火活動が困難となる火災区域(区画)の考え方
火災防護に係る審査基準の「2.2.1(2) 消火設備」では，安全機能を有する機器等を設置する火災区域(区画)であって，火災時に煙の充満等により消火活動が困難なところには，自動消火又は手動操作による固定式消火設備の設置が要求されている。以下に「火災時に煙の充満等により消火活動が困難なところ」の選定方針について示す。

東海第二発電所では，資料2「原子炉の安全停止に必要な機能を達成するための機器リスト」に記載されている機器等の設置場所は，基本的に「火災時に煙の充満等により消火活動が困難なところ」として設定する。
ただし，火災発生時の煙の充満等により消火活動が困難とならないところとして以下を選定する。これらの火災区域(区画)については，消火活動により消火を行う設計とする。

(1)中央制御室
中央制御室は，常駐する運転員によって，火災感知器による早期の火災感知及び消火活動が可能であり，火災時は煙が充満する前に消火可能であること，万が一火災により煙が発生した場合でも建築基準法に準拠した容量の排煙設備によって排煙が可能であることから，消火活動が困難とならない場所として選定する。
このため，中央制御室の消火は，消火器で行う設計とする。
なお，中央制御室の床下コンクリートピット内は，粉末消火器又は二酸化炭素消火器を使用し，運転員による消火を行う設計とする。

8 条-別添 1-資料 6-14634

(2)屋外の火災区域(海水ポンプエリア，非常用ディーゼル発電機ルーフベ
ントファンエリア，スイッチギア室チラーユニット及びバッテリー室送風機設置エリア)
海水ポンプエリア，非常用ディーゼル発電機ルーフベントファンエリ
ア，スイッチギア室チラーユニット及びバッテリー室送風機設置エリアについては屋外の火災区域であり，火災が発生しても煙は充満しない。よって，煙の充満等により消火活動が困難とならない火災区域として選定する。

(3)軽油貯蔵タンクエリア及び非常用ディーゼル発電機燃料移送系ポンプ
エリア
軽油貯蔵タンクエリア及び非常用ディーゼル発電機燃料移送系ポンプエリ
アは屋外の火災区域であり，火災が発生しても煙は充満しないことから煙の充満等により消火活動が困難とならない火災区域として選定する。
よって，軽油貯蔵タンクエリア及び非常用ディーゼル発電機燃料移送系ポンプエリアは消火器または移動式消火設備で消火を行う設計とする。

5.まとめ
東海第二発電所における安全機能を有する機器等の火災を早期に消火するための消火設備を第6-1表に示す。

8 条-別添 1-資料 6-15

635

第6-1表 東海第二発電所 安全機能を有する機器等を設置する火災区域(区画)
の消火設備
消火設備

消火剤

ハロゲン化物消火設備

ハロン1301

1ｍ3あたり0.32kg

煙の充満等により消火活動が困難な火災区域(区画)二酸化炭素消火設備

二酸化炭素

1m3あたり0.8～0.9kg以下

非常用ディーゼル発電機室

ハロン1301

1m3あたり5.0kg以下

原子炉建屋通路部の油内包機
器

FK-5-1-12

1m3あたり0.84～1.46kgに開口補償を含む

原子炉建屋通路部のケーブル
トレイ，電源盤，制御盤

局所ガス消火設備

水消火設備(消火栓)
消火器

水
粉末他

必要消火剤量

屋内：150 /min以上
屋外：350 /min以上
消防法施行規則第六，七条に基づく必要数に裕度を見込む

主な消火対象火災区域(区画)
煙の充満等により消火活動が困難とならない火災区域(区画)

8 条-別添 1-資料 6-16636

添付資料 1
実用発電用原子炉及びその附属施設の火災防護に係る審査基準
（抜粋）

637

添付資料 1
実用発電用原子炉及びその附属施設の火災防護に係る審査基準(抜粋)2．基本事項(1)原子炉施設内の火災区域又は火災区画に設置される安全機能を有する構
造物，系統及び機器を火災から防護することを目的として，以下に示す火災区域及び火災区画の分類に基づいて，火災発生防止，火災の感知及び消火，火災の影響軽減のそれぞれを考慮した火災防護対策を講じること。
①原子炉の高温停止及び低温停止を達成し，維持するための安全機能を有する構築物，系統及び機器が設置される火災区域及び火災区画②放射性物質の貯蔵又は閉じ込め機能を有する構築物，系統及び機器が設置される火災区域
2.2 火災の感知，消火
2.2.1

火災感知設備及び消火設備は，以下の各号に掲げるように，安全機能を有する構築物，系統及び機器に対する火災の影響を限定し，早期の火災感知及び消火を行える設計であること。

(2)消火設備①原子炉の高温停止及び低温停止を達成し，維持するための安全機能を有する構築物，系統及び機器が設置される火災区域または火災区画であって，火災時に煙の充満，放射線の影響等により消火活動が困難なところには，
自動消火設備又は固定式消火設備を設置すること。
②放射性物質の貯蔵閉じ込め機能を有する構築物，系統及び機器が設置される火災区域であって，火災時に煙の充満，放射線の影響等により消火活動が困難なところには，自動消火設備又は手動操作による固定式消火設備を設置すること。
8 条-別添 1-資料 6-添付 1-1638

③消火用水供給系の水源及び消火ポンプ系は，多重性又は多様性を備えた設計であること。
④原子炉の高温停止及び低温停止に係る安全機能を有する構築物，系統及び機器相互の系統分離を行うために設けられた火災区域又は火災区画に設置される消火設備は，系統分離に応じた独立性を備えた設計であること。
⑤消火設備は，火災の火炎，熱による直接的な影響のみならず，煙，流出流体，断線，爆発等による二次的影響が安全機能を有する構築物，系統及び機器に悪影響を及ぼさないように設置すること。
⑥可燃性物質の性状を踏まえ，想定される火災の性質に応じた十分な容量の消火剤を備えること。
⑦移動式消火設備を配備すること。
⑧消火剤に水を使用する消火設備は，2時間の最大放水量を確保できる設計であること。
⑨消火用水供給系をサービス系または水道水系と共用する場合には，隔離弁等を設置して遮断する等の措置により，消火用水の供給を優先する設計であること。
⑩消火設備は，故障警報を中央制御室に吹鳴する設計であること。
⑪消火設備は，外部電源喪失に機能を失わないように，電源を確保する設計であること。
⑫消火栓は，全ての火災区域の消火活動に対処できるよう配置すること。
⑬固定式のガス系消火設備は，作動前に職員等の退出ができるように警報を吹鳴させる設計であること。
⑭管理区域内で消火設備から消火剤が放出された場合に，放射性物質を含む
おそれのある排水が管理区域外へ放出することを防止する設計であること。
⑮電源を内蔵した消火設備の操作等に必要な照明器具を，必要な火災区域及8 条-別添 1-資料 6-添付 1-2

639

びその出入通路に設置すること。
(参考)(2)消火設備について①-1

手動操作による固定式消火設備を設置する場合は，早期に消火設備の起動が可能となるよう中央性制御室から消火設備を起動できるように設計されていること。
上記対策を講じた上で，中央制御室以外の火災区域又は火災区画に消火設備の起動装置を設置することは差し支えない。

①-2

自動消火設備にはスプリンクラー設備，水噴霧消火設備及びガス系
消火設備(自動起動の場合に限る。)があり，手動操作による固定式
消火設備には，ガス系消火設備等がある。中央制御室のように常時人がいる場所には，ハロン1301を除きガス系消火設備が設けられていないことを確認すること。

④「系統分離に応じた独立性」とは，原子炉の高温停止及び低温停止に係る安全機能を有する構築物，系統及び機器が系統分離を行うため複数の火災区域又は火災区画に分離して設置されている場合に，それらの火災区域又は火災区画に設置された消火設備が，消火ポン
プ系(その電源を含む。)等の動的機器の単一故障により，同時に機能を喪失することがないことをいう。

⑦

移動式消火設備については，「実用発電用原子炉の設置，運転等に関する規則(昭和53年通商産業省令第77号)第85条の5」を踏まえて設置されていること。

⑧

消火設備のための必要水量は，要求される放水時間及び必要圧力での最大流量を基に設計されていること。この最大流量は，要求される固定式消火設備及び手動消火設備の最大流量を合計したものであ
8 条-別添 1-資料 6-添付 1-3

640

ること。なお，最大放水量の継続時間としての2時間は，米国原子力規制委員会(NRC)が定めるRegulatory Guide 1.189で規定されている値である。
上記の条件で設定された防火水槽の必要容量は，Regulatory Guide
1.189では，1,136,000リットル(1,136m３ )以上としている。
2.2.2

火災感知設備及び消火設備は，以下の各号に示すように，地震等の自然現象によっても，火災感知及び消火の機能，性能が維持される設計であること。

(1)凍結するおそれがある消火設備は，凍結防止対策を講じた設計であること。
(2)風水害に対して消火設備の性能が著しく阻害されない設計であること。
(3)消火配管は，地震時における地盤変位対策を考慮した設計であること。
(参考)
火災防護対象機器等が設置される火災区画には，耐震B･Cクラスの機器が設置されている場合が考えられる。これらの機器が基準地震動により損傷しSクラス機器である原子炉の火災防護対象機器の失わせることがないことが要求される
ところであるが，その際，耐震B･Cクラス機器に基準地震動による損傷に伴う火災が発生した場合においても，火災防護対象機器等の機能が維持されることについて確認されていなければならない。
(2)消火設備を構成するポンプ等の機器が水没等で機能しなくなることのな
いよう，設計に当たっては配置が考慮されていること。

8 条-別添 1-資料 6-添付 1-4641

添付資料２
東海第二発電所におけるガス消火設備
について

642

添付資料２
東海第二発電所におけるガス消火設備について

1.設備構成及び系統構成
火災時に煙の充満により消火が困難となる可能性のある火災区域(区画)に必要となる固定式消火設備は，人体，設備に対する影響を考慮し，「ハロゲン化物消火設備並びに局所ガス消火設備」を設置する。(非常用ディーゼル発電機室を除く)
ガス消火設備の仕様概要を第 1 表に示す。また，単一の部屋に対し使用する専用のハロゲン化物消火設備を第 1 図に示す。また，油内包機器に使用する局
所ガス消火設備を第 2 図に示す。ケーブルトレイ並びに盤に使用する局所ガス
消火設備を第 3 図，第 4 図に示す。
なお，ハロゲン化物消火設備の耐震設計については，添付資料 4 に示す。
第1表

ガス消火設備の仕様概要

項目
消火剤

消火設備
ハロゲ
ン化物
消火設
備

消火剤

消火設備

仕様

消火剤
消火剤の特徴
消火原理
適用規格
火災感知
放出方式
消火方式
電源
消火剤
消火剤の特徴消火原理

ハロン 1301
設備及び人体に対して無害
燃焼連鎖反応抑制(負触媒効果)
消防法その他関係法令
複数の火災感知器のうち 2 系統の動作信号
自動起動及び現場での手動起動
全域放出方式又は局所放出方式
非常用電源及び蓄電池を消火設備制御盤内に設置
FK-5-1-12
設備及び人体に対して無害
燃焼連鎖反応抑制(負触媒効果)

適用規格

消防法その他関係法令

火災感知

センサーチューブ方式

放出方式

自動起動

消火方式
電源

局所放出方式
電源不要

8 条-別添 1-資料 6-添付 2-1

643

第1図

ハロゲン化物消火設備動作概要

第 2 図 局所ガス消火設備概要図(油内包機器)
8 条-別添 1-資料 6-添付 2-2644

ケーブルトレイ
第 3 図 局所ガス消火設備概要図(ケーブルトレイ並びに盤)

盤(自動又は中央制御室からの遠隔手動消火設備)
第 4 図 局所ガス消火設備概要図(ケーブルトレイ並びに盤)

8 条-別添 1-資料 6-添付 2-3645

2.ハロゲン化物消火設備の作動回路
2.1 作動回路の概要
消火活動が困難な火災区域(区画)の火災発生時におけるハロゲン化物設備作動までの信号の流れを第 5 図に示す。
自動待機状態では複数の感知器が動作した場合に自動起動する。起動条件
としては，火災感知用の「煙感知器」及び「熱感知器」，自動消火設備用の「熱感知器」が感知した場合，ハロゲン化物消火設備が自動起動する設計とし，誤作動防止を図っている。(第 6 図)
中央制御室における遠隔起動，現地(火災エリア外)での手動操作による消火設備の起動(ガス噴出)も可能な設計としており，現場での火災発見時における早期消火が対応可能な設計とする。また，火災感知用感知器(熱感知器)
又は自動消火用感知器(熱感知器，煙感知器)のうち，一方の誤不動作により自動起動しない場合であっても，いずれか一方の感知器の動作により中央制
御室に警報を発するため，運転員が火災の発生を確認した場合は，中央制御室または現場での手動起動により早期消火が対応可能な可能である。

8 条-別添 1-資料 6-添付 2-4646

第 5 図 ハロゲン化物消火設備の作動までの流れ

第6図

ハロゲン化物自動消火設備起動ロジック
8 条-別添 1-資料 6-添付 2-5647

2.2 ハロゲン化物消火設備の系統構成
火災感知器からの信号を制御回路が受信した後，一定時間後に，電磁式開放装置に起動信号(電気)が入力され,電磁式開放装置からの放出電気信号が容器弁に発信し，ハロゲンガスを放出する。
第 7 図にハロゲン化物自動消火設備の系統構成を示す。

第7図

ハロゲン化物消火設備の系統構成

3.局所ガス消火設備の作動回路
3.1 作動回路の概要
通路部において消火活動が困難となるおそれがある油内包機器，盤に対して設置する局所ガス消火設備作動までの信号の流れはハロゲン化物消火設備と同様であり，第 5 図に示す。

自動待機状態では，複数の感知器が動作した場合に自動起動する。起動条件
としては，火災感知用の「煙感知器」及び「熱感知器」，自動消火設備用の「熱感知器」が感知した場合，ハロゲン化物消火設備が自動起動する設計とし，誤作動防止を図っている。また，火災感知用感知器(熱感知器)又は自動消火用感知器(熱感知器，煙感知器)のうち，一方の誤不動作により自動起動しない場合であっても，いずれか一方の感知器の動作により中央制御室に警報を発するた
8 条-別添 1-資料 6-添付 2-6

648

め，運転員が火災の発生を確認した場合は，中央制御室または現場での手動起動により早期消火が対応可能な設計とする。

また，ケーブルトレイの局所ガス消火設備は，火災区域(区画)に設置する感知器とは別に，狭隘なケーブルトレイでも設置可能なセンサーチューブ式の火災感知器を設置し，局所ガス消火設備が作動する設計とする。起動条件は，火災近傍のセンサーチューブが火炎の熱で破裂することでセンサーチューブの圧力が変化による火災感知信号を発信し，消火ガスの放出を行う。本設備は簡略化された単純な構造であることから誤動作の可能性は小さく，万が一誤動作が発生した場合でも機器・人体に影響をおよぼさない。センサーチューブ式の局所ガス消火設備のケーブルトレイへの適用について，消火性能が確保されていることを別紙 1 に示す。
中央制御室では消火ガスの放出信号を検知する設計であり，人による火災発
見時においても，現場での手動起動が可能な設計とする。また，誤不動作で消火設備が起動しない場合があっても，火災区域(区画)の感知器の動作により中央制御室に警報が発報するため、運転員が火災の発生を確認した場合は，現場で手動起動することにより消火対応可能な設計とする。

3.2 局所ガス消火設備の系統構成(1)局所ガス消火設備(油内包機器，盤)
油内包機器，盤に対する局所ガス消火設備は，火災感知器からの信号を制御回路部が受信した後，一定時間後に制御回路部から容器弁に対して放出信号を発信して，消火ガスが放出される。
局所ガス消火設備(油内包機器，盤)の系統構成を第 8 図に示す。

8 条-別添 1-資料 6-添付 2-7

649

第8図

局所ガス消火設備(油内包機器，盤)起動ロジック(2)局所ガス消火設備(ケーブルトレイ)
ケーブルトレイに設置する火災感知器(センサーチューブ)が火災により火炎の熱で破裂するとチューブ内部のガス圧が低下し，容器弁へ圧力信号が発せられる。圧力制御された容器弁が圧力信号により開放し，消火ガスが放出される。なお，圧力信号を電気信号に変換し，消火ガスが放出される。なお，圧力信号を電気信号に変換し，消火ガスを放出されたことを中央制御室に警報として発報する。
局所ガス消火設備(ケーブルトレイ)の系統構成を第 9 図に示す。

第 9 図 局所ガス消火設備(ケーブルトレイ)の系統構成

8 条-別添 1-資料 6-添付 2-8

650

別紙 1
ケーブルトレイ局所ガス消火設備の消火性能について

1.はじめに原子炉建屋通路部においては，ケーブル火災が発生した場合，煙の充満により消火活動が困難となる可能性があるため，ケーブルトレイにチューブ式の局所ガス消火設備を設置する設計とする。
以降では，実証試験によりチューブ式の局所ガス消火設備がケーブルトレイの火災に対し有効であることを示す。

2.チューブ式局所ガス消火設備の仕様
チューブ式局所ガス消火設備の概要を第 1 図に示す。チューブ式局所ガス消火設備は，ケーブルトレイ内の火災の炎を検知し自動的に消火剤を放出し有効に消火すること等を目的とし，防災メーカにおいて取扱われている。また，一部製品については第 1 表に示す仕様でケーブルトレイ火災を有効に消火するものであることを日本消防設備安全センターから性能評定 ※ を受けている。
東海第二発電所の原子炉建屋通路部のケーブルトレイに適用するチューブ式
局所ガス消火設備についても，上記仕様と同等以上の設計とし，消火性能を確保する。

8 条-別添 1-資料 6-添付 2-9651

※出典元 ：「消火設備(電気設備用自動消火装置)性能評定書 型式記号：IHP14.5」，15-046 号，(一財)日本消防設備安全センター 平成 23
年 9 月)

第 1 図 チューブ式局所ガス消火設備の概要図

第 1 表 チューブ式局所ガス消火設備の仕様
構成部品

仕様

検知チュー ブ

消火剤

FK-5-1-12

材質

ポリアミド系樹脂

使用環境温度－20℃～50℃

探知温度

約 180℃

内圧

1.8MPa

消火配管

軟銅管

消火ノズル個数

最大 8 個/セット

消火剤ボンベ本数

1 本/セット

8 条-別添 1-資料 6-添付 2-10652

3.電力中央研究所におけるケーブルトレイ消火実証試験
電力中央研究所の研究報告 ※ において，原子力発電所への適用を目的として
第 1 表に示す仕様のチューブ式局所ガス消火設備を用いたケーブルトレイ消火実証試験を実施，その結果が有効であったことが示されている。

※出典元 ：「チューブ式自動消火設備のケーブルトレイ火災への適用性評
価」，N14008，電力中央研究所 平成 26 年 11 月

以降では，電力中央研究所にて行われた実証試験の概要を示し，東海第二発
電所の原子炉建屋通路部のケーブルトレイ消火に有効となることを示す。

3.1 実証試験装置の仕様実証試験装置の概要を第 2 図に，試験条件を第 2 表に示す。実証試験では，実機状態を模擬するため，ケーブルトレイは水平と垂直の 2 種類としている。
垂直の場合は，火災による熱が垂直上方に伝搬することを考慮し，ケーブル布
設方向(鉛直方向)に対し，検知チューブが直交するよう一定間隔で交差するよう検知チューブを配置している。また，実機状態では，ケーブルトレイ内に布設されるケーブルが少ない箇所と複数ある箇所があるため，試験においては，その双方を模擬している。(試験 H1，V1：ケーブルトレイ内 1 本，試験 H2，V2：
ケーブルトレイ内複数本)着火方法は過電流を用い，電流の大きさはケーブルの許容電流の 6 倍の 2000A で実施されている。
なお，電力中央研究所での実証試験では，チューブ式ガス消火設備を火災防護対策のうち火災の影響軽減対策に適用することが考慮されていたため，ケー
ブルトレイは金属蓋とし，さらにその周囲を耐火シートで巻いた試験体であった。(第 3 図)東海第二発電所においては，チューブ式ガス消火設備を影響軽減
8 条-別添 1-資料 6-添付 2-11653

対策には適用しないことから，実機施工においては必ずしも金属蓋付とはせず，
消火設備作動時に消火剤がケーブルトレイの外部に漏れないように延焼防止シートで覆う設計とする。延焼防止シートの耐久性を別紙 2，延焼防止シートを施工することによるケーブルの許容電流低減率への影響を別紙 3，延焼防止シートのケーブルトレイへの取付方法を別紙 4 にそれぞれ示す。

第 2 図 実証試験装置の概要

8 条-別添 1-資料 6-添付 2-12654

第 2 表 実証試験の試験条件
試験名

電流

H1
H2

V1
V2

トレイ
姿勢
水平

2000A
垂直

着火管理位置 ※1

可燃物

ケーブルトレイ端部から 4m

6600V CV 3C 150sq 1 本
6600V CV 3C 150sq 3 本
6600V CV 3C 150sq 27
本6600V CV 3C 150sq 1 本
6600V CV 3C 150sq 3 本
6600V CV 3C 150sq 14
本

ケーブルトレイ上端部から 4m

ケーブルトレイ寸法
幅 1.8m ※ 2 × 長 さ
9.6m×高さ 0.15m

幅 1.8m ※ 2 × 長 さ6.0m×高さ 0.25m※1 過電流による着火位置を管理するため，ケーブルに切り込みを入れている。
※2 東海第二発電所の原子炉建屋通路部に設置するケーブルトレイは最大幅が約 0.6m であるため，実機設計よりも試験条件の方がケーブルトレイ内の空間が広くなっている。
したがって，実機設計よりも火災感知及び消火されにくい条件であり，保守的な試験であると考える。

金属蓋付でその周囲に耐火シートが巻かれている

実証試験用のケーブルトレイ

第 3 図 実証試験用のケーブルトレイ

8 条-別添 1-資料 6-添付 2-13655

3.2 実証試験の結果
3.2.1 試験 H1 結果
第 4 図に示す配置でケーブルトレイに過電流を通電したところ，通電開始後
30 分 35 秒着火し，着火から 16 秒後(通電開始後 30 分 51 秒)でチューブ式局所
ガス消火設備(報告では FE 装置)が作動し，消火されることが確認された。(第5 図)

第 4 図 試験 H1 の概要

第 5 図 試験 H1 発火・消火・試験後の状態
8 条-別添 1-資料 6-添付 2-14656

3.2.2 試験 H2 結果
第 6 図に示す配置でケーブルトレイに過電流を通電したところ，通電開始後
32 分 29 秒着火し，着火から 15 秒後(通電開始後 32 分 44 秒)でチューブ式局所
ガス消火設備(報告では FE 装置)が作動し，消火されることが確認された。(第7 図)

第 6 図 試験 H2 の概要

第 7 図 試験 H2 発火・消火・試験後の状態
8 条-別添 1-資料 6-添付 2-15657

3.2.3 試験 V1 結果
第 8 図に示す配置でケーブルトレイに過電流を通電したところ，通電開始後
17 分 6 秒着火し，着火から 1 分 39 秒後(通電開始後 18 分 45 秒)でチューブ式
局所ガス消火設備(報告では FE 装置)が作動し，消火されることが確認された。(第 9 図)

第 8 図 試験 V1 の概要

第 9 図 試験 H2 発火・消火・試験後の状態
8 条-別添 1-資料 6-添付 2-16658

3.2.4 試験 V2 結果
第 10 図に示す配置でケーブルトレイに過電流を通電したところ，通電開始
後 17 分 6 秒着火し，着火から 1 分 39 秒後(通電開始後 18 分 45 秒)でチューブ式局所ガス消火設備(報告では FE 装置)が作動し，消火されることが確認された。(第 11 図)

第 10 図 試験 V2 の概要

第 11 図試験 V2 発火・消火・試験後の状態
8 条-別添 1-資料 6-添付 2-17659

以上より，実機を模擬したケーブルトレイの火災について，チューブ式局所
ガス消火設備が有効に機能することを確認した。

8 条-別添 1-資料 6-添付 2-18

660

別紙 2
ケーブルトレイ局所ガス消火設備に使用するケーブルトレイカバーについて

東海第二発電所のケーブルトレイ局所ガス消火設備では，消火設備の作動時に消火剤がケーブルトレイの外部に漏れないようにするため，ケーブルトレイを延焼防止シートで覆う設計とする。(第 1 図)ケーブルトレイを覆う延焼防止
シートは酸素指数 60 以上であり，消防法上，難燃性または不燃性を有する材料(酸素指数 26 以上)に指定される ※ 。

※出典元：「消防法施行令の一部改正に伴う運用について(合成樹脂類の範
囲)(指定数量)」，消防予第 184 号，消防庁予防救急課，昭和 54 年 10 月

第1図

延焼防止シートの概要

8 条-別添 1-資料 6-添付 2-19

661

また，延焼防止シートは，ケーブルトレイに巻き付けた状態で IEEE383
std1974 に基づく垂直トレイ燃焼試験(20 分間のバーナ加熱)を実施しても，第 2 図に示すように接炎による破れ等がないことを確認しいている ※ 。
したがって，ケーブル火災等により延焼防止シートが接炎する状態となっても，燃焼や破れ等の生じるおそれはなく，局所ガス消火設備作動後に消火剤が外部に漏えいすることがないため，局所ガス消火設備の消火性能は維持される。
※出典元：「延焼防止シート「プロテコエコシート-P2・eco」電力ケーブルによる延焼防止性確認試験報告書」，FT－技―第 71338 号，古河電気工業㈱・㈱古河
テクノマテリアル，平成 18 年ン 10 月

シートに燃焼や破れ等は発生していない

第 2 図 延焼防止シートの IEEE383 垂直トレイ燃焼試験実施後の状態

8 条-別添 1-資料 6-添付 2-20

662

別紙３
延焼防止シート施工に伴うケーブルの許容電流低減率の評価について

東海第二発電所のケーブルトレイ局所ガス消火設備では，消火設備作動時に消火剤がケーブルトレイの外部に漏えいしないように，ケーブルトレイを延焼防止シートで覆う設計とする。延焼防止シートを施工することにより，ケーブルの許容電流が低下する可能性が考えられることから，許容電流低減率の評価を実施した。

1.ケーブルトレイ許容電流の評価式
ケーブルの許容電流は，ケーブルの導体抵抗，誘電体損失，熱的定数及び周囲条件に影響を受ける。ケーブルの許容電流を I とすると，日本電線工業会規格(JCS0168-1)に定められるように式(1)で表すことができる。

（1）
Rth ：全熱抵抗(℃・cm/W)
T1：常時許容温度(℃)
T2：基底温度(℃)
Td：誘電体損失による温度上昇 ※ (℃)
n ：ケーブル線心数r ：交流導体抵抗(Ω)※11kV 以下のケーブルでは無視できる
東海第二発電所においてケーブルトレイ局所ガス消火設備の消火対象となるケーブルは全て 11kV 以下の仕様であることから，誘電体損失による温度上昇
Td は無視することができるため，許容電流 I は式(2)で表される。
（2）8 条-別添 1-資料 6-添付 2-21663

2.延焼防止シート施工に伴う許容電流低減率の評価
東海第二発電所で使用する代表的なケーブルは(600V-CV-3C-5.5)について，延焼防止シート施工に伴う許容電流低減率を評価する。
第 1 図(a)(b)に示すように，ケーブルに延焼防止シートを施工する前，施工した後の許容電流 I 1 ，I2 は式(3)(4)で表される。

（a）延焼防止シート施工前（a）延焼防止シート施工後

第 1 図 延焼防止シート施工に伴う許容電流低減率の評価モデル（3）

Rth1：延焼防止シート施工前の全熱抵抗(℃・cm/W)
ここで，Rth1 ＝R 1+R 2+R 3＝16.7+9.9+48.6＝75.2
R1：絶縁体の熱抵抗(℃・cm/W)
R2：シースの熱抵抗(℃・cm/W)
R3：シースの表面放散熱抵抗(℃・cm/W)（4）
Rth2：延焼防止シート施工後の全熱抵抗(℃・cm/W)
ここで，Rth1 ＝R 1+R 2+R 4+R 5＝16.7+9.9+0.6+47.9＝75.1
R4：シートの熱抵抗(℃・cm/W)
R5：シートの表面放散熱抵抗(℃・cm/W)

8 条-別添 1-資料 6-添付 2-22664

延焼防止シート施工に伴う許容低減率をηとすると式(5)で表される。

（5）

ここで，Rth1 と Rth2 がそれぞれ 75.2(℃・cm/W)，75.1(℃・cm/W)であり，式(6)に示すように，延焼防止シート施工に伴う許容電流低減率はほぼゼロである。

（6）
上記の許容電流低減率の評価は，ケーブルに延焼防止シートを直接巻いた場合を想定したものであるが，ケーブルトレイに延焼防止シートを巻いた場合においても，延焼防止シートの熱抵抗は変わらないことから，許容電流低減率に大きな差異は生じないと考えられる。
以上より，延焼防止シートを施工してもケーブルの許容電流に影響が生じないことを確認した。

8 条-別添 1-資料 6-添付 2-23

665

別紙 4
ケーブルトレイへの延焼防止シートの取付方法について

東海第二発電所のケーブルトレイ局所ガス消火設備では，消火設備作動時に消火剤がケーブルトレイの外部に漏えいしないように，ケーブルトレイを延焼防止シートで覆う設計とする。延焼防止シートは，遮炎性を確保するために，
シート端部に重ね代を取る等，製造メーカにより標準的な施工方法(取付方法)が定められている ※1 。ケーブルトレイ局所ガス消火設備への適用にあたって
は，製造メーカの標準施工を施した試験体を用いて消火性能の実証試験を行い，取付方法の妥当性確認を行うこととする。延焼防止シートについて，製造メーカ標準的なケーブルトレイへの取付方法は以下のとおりである。
※1 出典元：「延焼防止シート「プロテコエコシート P2・eco」「プロテコエコシート
P2DX・eco」シート固定用「結束用ベルト」技術資料・施工要領書」，FT－資料―第 0843 号，古河電気工業㈱・㈱古河テクノマテリアル

1.材料の仕様
ケーブルトレイへの延焼防止シート取付けで使用する材料の仕様を第 1 表に示す。

8 条-別添 1-資料 6-添付 2-24

666

第 1 表 材料仕様(※1 資料抜粋)
名称

仕様

外観

基材のガラスクロス両
面に難燃化ゴムがコー
プロ テコ シー ト－ P2・ティングされた構造。
eco
厚さ 0.4mm

プロテコ シート-P2・eco の片端に、熱に反プロテコシート－P2DX・ 応して膨張する幅eco

50mm×厚さ 3mm の熱膨張材が縫製された構造

シリコーンコートガラ
スクロス製ベルトの片端に鋼製バックルが縫い付けられた構造
結束用ベルト8 条-別添 1-資料 6-添付 2-25667

2.標準的な延焼防止シートの取付方法
以下第 1 図のとおりケーブルトレイには，熱膨張材を取付けたプロテコシー
ト－P2DX・eco を以下第 1 図断面図のように，シートを 100mm 以上重ね合わせて巻き付ける。延焼防止措置の中間部においては，プロテコシート－ P2・eco
を延焼防止措置開始部に対し，シートを 100mm 以上重ね合わせて巻き付ける。

第 1 図 延焼防止シートの標準的な巻き付け方法(※1 資料抜粋)

また，第 1 図のとおり延焼防止シートを巻き付け後に，以下第 2 図のとおり
結束用ベルトを用いて 300mm 間隔で取り付ける。なお，結束用ベルトは，シー
トの重ね部にも取り付ける。

第 2 図 結束用ベルトの標準的な取付方法(※1 資料抜粋)

8 条-別添 1-資料 6-添付 2-26

668

別紙 5
ハロゲン化物消火設備，二酸化炭素消火設備，局所ガス消火設備の配置を明示した図面

8 条-別添 1-資料 6-添付 2-27

669添付資料３
東海第二発電所におけるガス消火設備等の耐震設計について680

添付資料３
東海第二発電所におけるガス消火設備等の耐震設計について

１．はじめに「実用発電用原子炉及びその附属施設の火災防護に係る審査基準」（以下「火災防護に係る審査基準という。」）における，地震等の災害に対する要求事
項は以下のとおりである。

「実用発電用原子炉及びその附属施設の火災防護に係る審査基準」(抜粋)
2.2.2

火災感知設備及び消火設備は、以下の各号に示すように、地震等の自然現象によっても、火災感知及び消火の機能、性能が維持される設計であること。

東海第二発電所における，本要求を満足するための耐震上の設計について以下に示す。

２．消火設備の耐震設計
原子炉の安全停止に必要な構築物，系統及び機器(以下「原子炉の安全停止に必要な機器等」という。)を防護するために設置するハロゲン化物消火設
備，二酸化炭素消火設備，局所ガス消火設備は，原子炉の安全停止に必要な機器等の耐震クラスに応じて，機能を維持できる設計とする。具体的な耐震設計
は第 1 表のとおりである。
また，耐震 S クラスの機器等を防護するハロゲン化物消火設備等に対する耐震設計方針を第 2 表に示す。

8 条-別添 1-資料 6-添付 3-1

681

第1表

火災感知設備及び消火設備の耐震設計

主な原子炉の安全停止に必要な機器

感知・消火設備の耐震設計

等
非常用ディーゼル発電機 ※Ss機能維持蓄電池

Ss機能維持非常用炉心冷却系ポンプ

Ss機能維持残留熱除去海水系ポンプ

Ss機能維持非常用ディーゼル発電機海水系

Ss機能維持※二酸化炭素消火設備を設置

第2表

ハロゲン化物消火設備等の耐震設計方針

消火設備の機器

Ss 機能維持するための対応

制御盤・受信機
感知器
加振試験による確認
電磁式開放装置
ガス圧開放装置
ボンベラック
ガス供給配管

耐震解析による確認

電路

8 条-別添 1-資料 6-添付 3-2

682

３．複数同時火災の可能性について
原子炉の安全停止に必要な機器等が設置する区画にある耐震 B，C クラスの油内包機器は，漏えい防止対策を行うとともに，主要構造を不燃性とする。また，使用する潤滑油も引火点の高い(約 220～270℃)ため，容易に着火しないものと考える。(資料 1 参照)
さらに，ハロゲン化物消火設備，局所ガス消火設備は防護対象である原子炉の安全停止に必要な機器等の耐震クラスに応じて，機能維持する設計であることから，地震により消火設備の機能が失うことはない。
以上のことから，複数同時火災の可能性はないと判断する。

8 条-別添 1-資料 6-添付 3-3683

添付資料４
東海第二発電所におけるガス消火設備等の作動に伴う機器等への影響について

684

添付資料４

東海第二発電所におけるガス消火設備等の作動に伴う機器等への影響について

1.はじめに
東海第二発電所は，「実用発電用原子炉及びその附属施設の火災防護に係る審査基準」に基づき設置する消火設備として，ガス消火設備を設置する。
ガス消火設備の消火後及び誤作動時における人体や設備への影響について確認した。

2.使用するハロゲンガスの種類
ガス消火設備にハロゲンガスの種類は以下のとおり。
(1)ハロン 1301(一臭化三フッ化メタン：CF３ Br)(2)FK-5-1-12(ドデカフロオロ-2-メチルペンタン-3-オン：CF 3-CF 3-C(0)CF(CF3)2)

3.ハロゲンガスの影響について
3.1 消火後の影響
3.1.1 人体への影響
消火後に発生するガスは，フッ化水素(HF)及びフッ化カルボニル(COF2 )，臭化水素(HBr)等の有毒ガスが生成されるが，ハロンゲンガス消火後に入室する場合は，ガス濃度の確認及び防護服を着用するため，人体への影響はない。

8 条-別添 1-資料 6-添付 4-1

685

また，通路部は空間容積が大きく，拡散によるガス濃度の低下が想定されることや消火後の再入域時はガス濃度の確認及び防護服を着用するため，人体への影響はない。
3.1.2 設備への影響
ガス消火設備の消火剤が消火後に発生するガスは，電気絶縁性が大きいことから，金属への直接的な影響は小さい。
また，沸点が低く揮発性が高いため，腐食性物質であるフッ素等の機器等への残留は少ないことから，機器への影響も小さい。
仮に，機器等の表面に水分が存在している場合は，腐食性のあるフッ化水
素酸を生成することが想定されることから，必要に応じ，ハロンガスが放射した機器の不純物検査及び機器の洗浄を行い，不純物による機器への影響がないことを確認する。

3.2 誤作動による影響
3.2.1 人体への影響
・ハロン 1301 が誤作動した場合の濃度は，約 5％であり，これは，ハロン1301 の無毒性最高濃度(NOREL) ※1 と同等の濃度である。
また，ハロン 1301 が誤作動した場合の濃度(約 5％)は，雰囲気中の酸素濃度を低下させる濃度(酸素濃度は 20％)ではないことから酸欠にもならない。
・沸点が－58℃と低いため，直接接触すると凍傷にかかるおそれがあるが，ハロン 1301 の放射ノズルの設置箇所は，高所であり，直接接触の可能性は小さい。
・局所ガス消火設備のハロン 1301 が誤動作した場合の濃度は，油内包機器設置エリア周辺の通路部の容積に対して，約 4～5％程度でハロン 1301 の
8 条-別添 1-資料 6-添付 4-2686

無毒性最高濃度(NOREL)と同等の濃度である。また，ハロン 1301 が誤動作
した倍の濃度(5％程度)は，雰囲気中の酸素濃度を低下させる濃度ではない(誤動作後の酸素濃度は 20％)ことから，酸欠にもならない。
※1

人が消火剤にさらされた時，何の変化も観察できない濃度

・FK-5-1-12 が誤動作した場合については，ケーブルトレイや盤内への噴射となるため，ケーブルトレイについては上部の開口を閉鎖する。したがって，
消火ガスはケーブルトレイや盤内に残留するため，人体への影響はない。
以上のことから，ハロン 1301，FK-5-1-12 を消火剤とするガス消火設備が誤作動しても，人体への影響はない。

3.2.2 設備への影響
ガス消火設備の消火剤であるハロン 1301，FK-5-1-12 は，電気絶縁性があり電気品への影響は小さい。
また，沸点が低く揮発性が高いため，腐食性物質であるフッ素等への機器等
への残留は少ないことから，機器への影響は小さい。

8 条-別添 1-資料 6-添付 4-3687

添付資料５
東海第二発電所における狭隘な場所へのハロン系消火剤の有効性について

688

添付資料５
東海第二発電所における狭隘な場所へのハロゲン化物消火剤の有効性について

1.はじめに火災区域又は火災区画に対し，ハロゲン化物消火設備による消火を実施した
場合，ケーブルトレイなどケーブルを多条に布設する等，狭隘な場所が燃焼する場合でも有効であることを示す。

2.ハロゲン化物消火剤の有効性
燃焼とは「ある物質が酸素，または酸素を含む物質と激しく化合して化学反応を起こし，その結果，多量の熱と光を出す現象」とされている。
燃焼には以下の 3 つの要素が必要である。
・可燃物があること。
・火源(熱エネルギー)があること。
・酸素供給源があること。
また，燃焼を継続するためには連鎖反応が必要である。

なお，ケーブルトレイ等ケーブルを多条に布設する狭隘な場所で火災が発生し，ハロゲン化物消火設備が作動した状況を想定する。
燃焼するケーブルは，燃焼を継続するために酸素を取り込もうとするが，火災区域(区画)に一定の圧力，消炎濃度で放出されたハロン消火剤も酸素とともに取り込まれることから，ケーブルは消火される。
また，ハロン消火剤とともに酸素も取り込まない場合は，ケーブルの燃焼は継続しない。
8 条-別添 1-資料 6-添付 5-1

689

ハロゲン化物消火設備は，他のガス系消火設備(窒素，二酸化炭素)のように窒息により消火・消炎するものではなく，化学的に燃焼反応を中断・抑止することで消火する原理である。したがって，ハロゲン化物消火設備は，狭隘部に消火ガスが到達するより，火炎まわりに消火ガスが存在すれば消火の効果が得られることになる。

局所ガス消火設備によるケーブルトレイ，盤内消火についても同様に布設された内側のケーブルまで周囲の酸素を取り込まれる場合は消火ガスの効果が期待され，消火ガスが到達しない場合，ケーブルは燃焼が継続しないことから，狭隘部においても有効に作用するものと考える。

8 条-別添 1-資料 6-添付 5-2690

添付資料６
東海第二発電所におけるガス消火設備等の消火能力について691

添付資料６

東海第二発電所におけるガス消火設備の消火能力について

1.はじめに
東海第二発電所は，「実用発電用原子炉及びその附属施設の火災防護に係る審査基準」に基づき設置する消火設備として，ハロン系の消火剤を用いたハロ
ゲン化物消火設備及び局所ガス消火設備を設置する。
ガス消火設備の消火能力及びガス量の妥当性について以下のとおり確認した。

2.ハロン 1301 のガス濃度について
2.1 消防法で定められたハロゲンガス濃度
消防法施行規則第二十条第三号(別紙 1)では，全域放出方式のハロン消火設備の防護区画体積 1m３ 当たりの消火剤の量は，0.32kg 以上と定められている。
上記消火剤を濃度に換算すると，ハロン 1301 は約 5％である。(消火剤量0.55kg/m 3 の場合)
また，ハロン 1301 のガスの最高濃度を 10％以下とする必要がある ※1 ため，ハロンの設計濃度は 5～10％で設計する。
なお，ハロゲン化物消火設備の防護区画に開口部があり，開口部に自動閉鎖装置を設けない場合は，消防法施行規則に基づき，開口部面積 1m ２ 当たり
ハロン 1301 を 2.4kg 加算する。
※1 昭和 51 年 5 月 22 日 消防予第 6 号「ハロン 1301 を使用するハロゲン化物消火設備の取扱いについて」

8 条-別添 1-資料 6-添付 6-1

692

2.2 ハロン 1301 の消火能力
消火に必要なハロン濃度は 3.4％ ※ であり，消防法による設計濃度は 5％であることから十分に消火可能である。
※ n ﾍﾌﾟﾀﾝを用いたカップバーナー法により算出された消炎濃度(平成 12 年 3 月 消防庁 日本消防検定協会ハロン代替消火剤の安全基準の確立に係る調査検討報告書)

3.局所ガス消火設備におけるハロン 1301 及び FK-5-1-12 のガス濃度について
3.1 消防法で定められたハロン系ガスの濃度について
消防法施行規則第二十条 3 号において，ハロン 1301 の局所ガス消火設備における消火剤の必要量について，防護対象物の空間体積に対し周辺の壁の設置状況に応じた係数を乗じた量を定めている。したがって，ハロン 1301 の局所
ガス消火設備は，消防法に定められた必要量を満足するものとする。
ケーブルトレイ火災に適用する FK-5-1-12 の局所ガス消火設備は，トレイの上面は閉鎖するが，トレイの両端部にトレイの構造上開口となる。消防法施行規則第二十条 3 号においては，FK-5-1-12 の必要ガス量は 0.84～1.46kg/m3 と定められている。一方で，開口補償係数は定められていない。開口補償係数に関しては，電力中央研究所報告「チューブ式自動消火設備のケーブルトレイ火災への適用性評価」(N14008)にて消防法の必要ガス量に加えて，6.3kg/m3 の開口補償係数を設定することで，消火性能が確保されることを試験にて確認していることから，上記量を満足するよう設計する。

3. 東海第二発電所に対する適用性について

8 条-別添 1-資料 6-添付 6-2

693

東海第二発電所で想定される火災として，油内包機器の漏えい油，電気盤及びケーブルなどの火災を想定するが，これらの機器は，火力発電所，工場等の一般産業施設にも設置されているものであり，原子力発電所特有の消火困難な
可燃物ではない。
したがって，消防法に基づいた上記設計濃度で十分に消火可能である。

8 条-別添 1-資料 6-添付 6-3694

添付資料７
東海第二発電所における二酸化炭素消火設備(非常用ディーゼル発電機室用，ケーブル
処理室用)について695

添付資料７
東海第二発電所における二酸化炭素消火設備(非常用ディーゼル発電機室用，ケーブル処理室用)について

1．設備概要及び系統構成
火災時に煙の充満により消火が困難となる非常用ディーゼル発電機室，ケー
ブル処理室には，二酸化炭素消火設備を設置する。
二酸化炭素消火設備の仕様第 1 表に，概要を第 1 図に示す。
なお，二酸化炭素消火設備の耐震設計は，添付資料 3 に示す。

第１表 二酸化炭素消火設備の仕様
項目

消火剤

仕様

消火薬剤

二酸化炭素

消火原理

窒息消火

消火剤の特徴消火設備

設備に対して無害

適用規格

消防法その他関係法令

火災感知

複数の火災感知器のうち 2 系統の動作信号

放出方式

自動（現場での手動起動も可能な設計とする）

消火方式

全域放出方式

電源

非常用電源として蓄電池を設置

8 条-別添 1-資料 6-添付 7-1

696

第1図

二酸化炭素消火設備の概要

2. 二酸化炭素消火設備の作動回路
2.1 作動回路の概要
火災発生時における二酸化炭素消火設備作動時までの信号の流れを第 2 図に示す。
通常時は自動待機状態であり，複数の感知器が動作した場合に自動起動する。起動条件としては，火災感知用の「煙感知器」及び「熱感知器」，自動消火設備用の「熱感知器」が感知した場合，二酸化炭素消火設備が自動起動する設計とし，誤作動防止を図っている。

8 条-別添 1-資料 6-添付 7-2

697

また，現地(火災エリア外)での手動操作による消火設備の起動(ガス噴出)も可能な設計としており，現場での火災発見時における早期消火が対応可能な設
計とする。

第2図

二酸化炭素消火設備 火災時の信号の流れ

2.2 二酸化炭素消火設備の系統構成
火災感知器からの信号を制御回路が受信した後，一定時間後に，電磁式開放装置に起動信号(電気)が入力され,電磁式開放装置からの放出電気信号が容器弁に発信し，二酸化炭素を放出する。
第 3 図に二酸化炭素消火設備の系統構成を示す。

第 3 図二酸化炭素消火設備の系統構成
8 条-別添 1-資料 6-添付 7-3698

添付資料８
東海第二発電所における消火設備の必要容量について

699

第1表

消火設備の必要容量

消火対象

消火設備種類

消火剤必要量(消火剤設置量)

非常用ディーゼル発電機室
(2C)

二酸化炭素

2,469kg(2,475kg)

火災区域(区画)の体積×0.75kg/m3
火災区域(区画)の体積×0.8kg/m3

第十九条

二酸化炭素

2,484kg(2,520kg)

火災区域(区画)の体積×0.75kg/m3
火災区域(区画)の体積×0.8kg/m3
火災区域(区画)の体積×0.9kg/m3

第十九条

非常用ディーゼル発電機室(HPCS)

二酸化炭素

2,393kg(2,430kg)

火災区域(区画)の体積×0.75kg/m3
火災区域(区画)の体積×0.8kg/m3
火災区域(区画)の体積×0.9kg/m3

第十九条

ケーブル処理室

二酸化炭素

3,233kg(3,240kg)

火災区域(区画)の体積×1.2kg/m3

第十九条

原子炉の安全停止に必要な機器等

ハロン 1301

対象箇所の体積に応じ実施

火災区域(区画)の体積×0.32kg/m3

第二十条

非常用ディーゼル発電機室(2D)

ハロン 1301
原子炉の安全停止に必要な機器等(局所)
FK-5-1-12

消火剤必要量算出式

消防法施行規則関係条項

対象機器の空間体積×対象機器の周辺状況による係数×1.25

対象箇所の体積に応じ実施
対象機器の空間体積×0.84kg/m3 以上，1.46kg/m3 以
下に開口補償見込む

8 条-別添 1-資料 6-添付 8-1

第二十条

700

添付資料９東海第二発電所における消火栓配置図並びに手動消火の対象となる
低耐震クラス機器リスト

701第 1 表 手動消火対象となる低耐震クラスの油内包器及び電源盤について
部屋番号

部屋名称

消火設備の耐震クラス

耐震 BC クラスの油内包機器及び電源盤

R-B2-2Ｂ２階通路

固縛(消火器)―R-B1-2(1)Ｂ１階通路

局所固定式消火設備(Ss 機能維持)
固縛(消火器)

MCC2C-3
MCC2C-5
直流 125V MCC2A-1

Ｂ１階通路

局所固定式消火設備(Ss 機能維持)
固縛(消火器)CRD ポンプ(耐震評価対象)
MCC2D-3
MCC2D-5

R-B1-2(2)R-B1-3

ＲＨＲ熱交換器Ｂ室

固縛(消火器)―R-1-2(1)１階通路

固縛(消火器)―R-1-2(2)１階通路

固縛(消火器)―

屋上

DG 室屋上移動式消火設備(転倒評価))―

R-2-3(1)２階通路

固縛(消火器)―R-2-3(2)２階通路

固縛(消火器)―R-2-4

ＣＵＷポンプＢ室

固縛(消火器)

R-2-5

ＣＵＷ配管室固縛(消火器)―R-2-7

ＭＳトンネル室固縛(消火器)

―

C-2-2

中央制御室

固縛(消火器)―R-3-1(1)３階通路

局所固定式消火設備（Ss 機能維持）
固縛(消火器)R-3-2(2)３階通路

局所固定式消火設備（Ss 機能維持）
固縛(消火器)

ＣＵＷポンプＢ(耐震評価対象)

PLR-HPU(B)（設計上耐震 S ク
ラス）
MCC2C-7
MCC2C-8
PLR-HPU(A)（設計上耐震 S ク
ラス）
MCC2D-7
MCC2D-8

備考
不燃材，難燃材で構成されており火災荷重を低く抑えられることから消火器により対応可能
電源盤に対して Ss 機能維持された固定式消火設備を設置
Ss 機能維持された局所固定式消火設備を設置。機器自体についても耐震評価を実施
電源盤に対して Ss 機能維持された固定式消火設備を設置
不燃材，難燃材で構成されており火災荷重を低く抑えられることから消火器により対応可能
不燃材，難燃材で構成されており火災荷重を低く抑えられることから消火器により対応可能
不燃材，難燃材で構成されており火災荷重を低く抑えられることから消火器により対応可能
不燃材，難燃材で構成されており火災荷重を低く抑えられることから消火器により対応可能
地震時には移動式消火設備にて対応とし，車両については地震に対しては転倒しないよう評
価・対策を図る。
不燃材，難燃材で構成されており火災荷重を低く抑えられることから消火器により対応可能
不燃材，難燃材で構成されており火災荷重を低く抑えられることから消火器により対応可能
不燃材，難燃材で構成されており火災荷重を低く抑えられることから消火器により対応可能
不燃材，難燃材で構成されており火災荷重を低く抑えられることから消火器により対応可能
不燃材，難燃材で構成されており火災荷重を低く抑えられることから消火器により対応可能
運転員が常駐していることから消火活動による消火が可能
Ss 機能維持された局所固定式消火設備を設置
機器の耐震性は確認済
電源盤に対して Ss 機能維持された固定式消火設備を設置
Ss 機能維持された局所固定式消火設備を設置
機器の耐震性は確認済

8 条-別添 1-資料 6-添付 9-12

713

部屋番号

消火設備の耐震クラス

部屋名称

R-4-3(1)４階通路

R-4-3(2)４階通路

局所固定式消火設備(Ss 機能維持)
固縛(消火器)
局所固定式消火設備(Ss 機能維持)
固縛(消火器)屋上

C/B 屋上エリア

R-5-4

５階通路（ＳＬＣポンプ側）

耐震 BC クラスの油内包機器及び電源盤
直流 125V MCC2A-2
MCC2C-9

備考
電源盤に対して Ss 機能維持された固定式消火設備を設置
電源盤に対して Ss 機能維持された固定式消火設備を設置

MCC2D-9固縛(消火器)―

局所固定式消火設備(Ss 機能維持)
固縛(消火器)

SLC ポンプ(設計上耐震 S クラス)

原子炉建屋クレーン(耐震評価対象)
燃料取替機(耐震評価対象)

R-6-1

オペレーティングフロア

固縛(消火器)RW-B1-3

B1 階北側通路

固縛(消火器)―RW-B1-4

B1 階中央通路

固縛(消火器)―O-1

CST エリア

固縛(消火器)O-2

海水ポンプ室北側

移動式消火設備(転倒評価))CST サンプポンプ―

O-3

海水ポンプ室南側

移動式消火設備(転倒評価))―

O-4

DG-2C ル ー フ ベ ン ト
ファン室

固縛(消火器)―O-5

DG-2D ル ー フ ベ ン ト
ファン室

固縛(消火器)―O-6

DG-HPCS ル ー フ ベ ン
トファン室

固縛(消火器)―O-7

C/S 屋上固縛(消火器)―8 条-別添 1-資料 6-添付 9-13

不燃材，難燃材で構成されており
火 災 荷重を 低く 抑え られ る ことから消火器により対応可能
Ss 機能維持された局所固定式消火設備を設置
機器の耐震性は確認済
耐震評価実施なお，当該機器は通常時電源切のため火災の発生は考えにくく，使用 時 は作業 員が 常駐 する こ とから，消火器による初期消火活動が可能
不燃材，難燃材で構成されており
火 災 荷重を 低く 抑え られ る ことから消火器により対応可能
不燃材，難燃材で構成されており
火 災 荷重を 低く 抑え られ る ことから消火器により対応可能
不燃材，難燃材で構成されており
火 災 荷重を 低く 抑え られ る ことから消火器により対応可能
不燃材，難燃材で構成されており
火 災 荷重を 低く 抑え られ る ことから消火器により対応可能
地 震 時には 移動 式消 火設 備 にて対応とし，車両については地震に
対しては転倒しないよう評価・対策を図る。
不燃材，難燃材で構成されており
火 災 荷重を 低く 抑え られ る ことから消火器により対応可能
地 震 時には 移動 式消 火設 備 にて対応とし，車両については地震に
対しては転倒しないよう評価・対策を図る。
不燃材，難燃材で構成されており
火 災 荷重を 低く 抑え られ る ことから消火器により対応可能
不燃材，難燃材で構成されており
火 災 荷重を 低く 抑え られ る ことから消火器により対応可能
不燃材，難燃材で構成されており
火 災 荷重を 低く 抑え られ る ことから消火器により対応可能
不燃材，難燃材で構成されており
火 災 荷重を 低く 抑え られ る ことから消火器により対応可能714

添付資料 10
東海第二発電所における移動式消火設備について715

添付資料 10
東海第二発電所における移動式消火設備について

1．設計概要発電所内の火災時の初期消火として，化学消防車 1 台，水槽付消防ポンプ車
1 台を配備している。移動式消火設備の仕様，配備台数及び配備場所を第 1 表に示す。
化学消防自動車(第 1 図)は，水または水と泡消火薬剤とを混合希釈した泡消火も可能とする。
また，水槽付消防ポンプ車(第 1 図)は，2000 リットル容量の水槽を有していることから，消火用水の確保が厳しい状況での消火活動に有効である。
これらの移動式消火設備には，消火栓や防火水槽等から給水し，車両に積載しているホースにより，約 400m の範囲の消火が可能である。
なお，移動式消火設備の操作については，発電所構内に配置している専属消防チームにて実施する。

化学消防自動車

第1図

水槽付消防ポンプ車

化学消防自動車及び水槽付消防ポンプ車

8 条-別添 1-資料 6-添付 10-1

716

第 1 表 移動式消火設備の仕様，配備台数及び配備場所
項

目

仕

車種

化学消防自動車Ⅰ型

消火剤
水槽
薬槽容量
消火原理
薬液濃度

消火剤

消火剤の特徴適用規格

水又は泡水溶液
水槽：1500リットル
薬槽：300リットル
冷却及び窒息及び連鎖反応
3%
水：消火剤の確保が容易
泡：油火災に有効
消防法その他関係法令

様
水槽付消防ポンプ自動車
水2000リットル
冷却－
消火剤の確保が容易
消防法その他関係法令

3

放水圧力

水：2.8m /min 以上（泡消火について，薬液濃度維持のため0.8m3 /min）
0.85MPa

ホース長

20m×20 本

20m×22 本水槽への給水

消火栓
防火水槽
ろ過水貯蔵タンク
多目的タンク

消火栓
防火水槽
ろ過水貯蔵タンク
多目的タンク

配備台数

1台

1台

配備場所

南側保管場所

西側保管場所

放水能力
消火設備

2.8m 3/min 以上
0.7MPa8 条-別添 1-資料 6-添付 10-2717

添付資料 11
東海第二発電所における原子炉建屋通路部の消火方針について

718

添付資料 11

東海第二発電所における原子炉建屋通路部の消火方針について

1.概要
東海第二発電所の原子炉建屋通路部について，建屋内のレイアウトの特徴と，火災発生時の対応方針について以下に示す。

2.原子炉建屋内のレイアウト
東海第二発電所における原子炉建屋通路部の特徴についてレイアウトを踏まえ第1図に原子炉建屋の断面図を，第2図に原子炉建屋通路部の特徴を示す。

8 条-別添 1-資料 6-添付 11-1

7193.原子炉建屋内の通路部における火災発生時の対応方針
3.1原子炉建屋内通路部の特徴
2.原子炉建屋内のレイアウトで示したとおり，東海第二発電所の原子炉建屋
通路部は，大部分の階層で周回できる通路となっている。また，その床面積は原子炉建屋6階で最大で1319㎡と大きい。さらに階層間は機器ハッチで開口部が存在し，水素対策として通常から開状態となる。

3.2原子炉建屋内通路部への全域消火による消火設備の設置検討
原子炉建屋通路部に対する消火方法として，全域消火方式となる全域ガス消火設備及びスプリンクラー設備について設置を検討した。

(1)原子炉建屋通路部における全域ガス消火設備の評価
全域ガス消火設備は，不活性ガス消火設備，ハロゲン化物消火設備に大別される。またそれぞれに使用する主な薬剤は，第1表のとおりある。

第1表
消火設備
消火ガスの
種類

全域ガス消火設備と消火ガスの種類

不活性ガス消火設備
二酸化炭素

IG-541IG-55

ハロゲン化物消火設備
窒素

ハロン1301

HFC-227ea

HFC-23FK-5-1-12

第1表に示す消火ガスを使用する全域ガス消火設備は，火災防護に係る審査基準の要求2.2.1(2)①のとおり，原子炉建屋通路部が煙の充満等により消火活動が困難となっても消火が可能な設備である。
また，火災防護に係る審査基準の要求2.2.1(2)⑤では，消火設備は，火災の炎，熱による直接的な影響のみならず，煙，流出流体，断線，爆発等による二次的影響が安全機能を有する構築物，系統または機器に悪影響をおよぼ8 条-別添 1-資料 6-添付 11-8

726

さないように設置することが要求される。第1表の消火ガスは機器に対し悪影響をおよぼさないことを確認している。さらに，火災防護に係る審査基準
2.2.1(2)⑩，⑪の要求では，全域ガス消火設備は，故障警報を中央制御室に吹鳴する設計とするとともに，外部電源喪失時に機能を失わないよう電源を確保することが必要となる。
一方で，全域ガス消火設備の消防法施行規則上の要求事項を第2表に整理する。
第2表 消防法施行規則上の要求事項の整理
消火設備

消火ガスの種類

二酸化炭素
不活性ガス消火設備

IG-541
IG-55
窒素
ハロン1301

ハロゲン化物
消火設備

HFC-227ea
HFC-23FK-5-1-12

消防法施行規則の要求事項【19条第5項第4号イ(ロ)】
階高の2/3以下にある開口部は消火剤放射前に閉鎖できる自動閉鎖装置を設ける【19条第5項第4号ロ】
消火剤放射前に閉鎖できる自動閉鎖装置を設ける【20条第3項第一号イ(ロ)】
階高の2/3以下にある開口部は消火剤放射前に閉鎖できる自動閉鎖装置を設ける【20条第4項第2の2号】
防護区画の面積が1000㎡以上には適用不可【20条第4項第2の4号ロ】
消火剤放射前に閉鎖できる自動閉鎖装置を設ける

原子炉建屋通路部には床面積1000㎡を超える階層があり，ハロゲン化物消火設備のうちHFC-227ea，HFC-23，FK-5-1-12は，第2表のとおり適用不可である。
また，不活性ガス消火設備である二酸化炭素，窒素は，消火設備作動時及び万が一の誤作動時に消火ガスが原子炉建屋通路部に侵入し窒息という人身安全上の問題がある。ハロン1301についても火災発生時に消火ガスを原子炉
建屋通路部に放出することを想定すると，比重の重い気体であるため，フロアレベルに滞留し人身に対し安全上の懸念が否定できない
以上より，全域ガス消火設備の採用は優先順位として低いと評価する。

8 条-別添 1-資料 6-添付 11-9727

(2)原子炉建屋通路部おけるスプリンクラー設備の評価
スプリンクラー設備は，火災発生時に火災発生場所及びその周辺に消火水を噴霧し冷却することにより消火を行うものである。
原子炉建屋通路部の上部にはケーブルトレイが布設されているため，スプリンクラー設備はこれを網羅するよう原子炉建屋通路部全域に設置することとなる。
スプリンクラー設備は，火災防護に係る審査基準2.2.1(2)①の要求にある
とおり，原子炉建屋通路部がけむの充満等により消火活動が困難となっても消火が可能な設備である。
また，火災防護に係る審査基準2.2.1(2)⑤では，消火設備は火災の火炎，
熱による直接的な影響のみならず，煙，流出流体，断線，爆発等による二次的影響が安全機能を有する構築物，系統または機器に悪影響をおよぼさないように設置することが要求されている。したがって，スプリンクラー設備では作動時に発生する水について内部溢水への影響を評価し問題ないことを確認するとともに，スプリンクラー設備の作動により安全機能を有する機器等が被水する場合には，被水による影響を防止するための対策を講じることが必要となる。さらに，火災防護に係る審査基準2.2.1(2)⑩，⑪の要求のとおり，スプリンクラー設備は，故障警報を中央制御室に吹鳴する設計にするとともに，外部電源喪失時に機能を失わないよう電源を確保することが必要となる。
一方で，原子炉建屋通路部にはケーブルトレイや安全機能を有する電源盤が設置されている(第2図)。万が一，ケーブルトレイや盤で火災が発生しス
プリンクラー設備が作動，水噴霧をした場合，噴霧による滞留した水を伝って作業員等が感電する可能性がある。また，原子炉建屋通路部の安全機能を有する機器等の被水対策により，当該機器の監視，操作性等に影響をおよぼ8 条-別添 1-資料 6-添付 11-10

7283.3原子炉建屋通路部における局所消火の検討
3.1，3.2において原子炉建屋通路部に対し全域ガス消火設備及びスプリンク
ラー設備の採用は優先順位として低いと評価したことから，原子炉建屋通路部
における局所消火の採用について検討する。

(１)原子炉建屋通路部における油内包機器に対する局所消火の検討
原子炉建屋通路部にある油内包機器は，主なものとしてCRDポンプ， 制御
油発生装置(HPU)，冷凍機，PLR-MGセット(低速度用電源装置)，SLCポンプがある。これらのポンプに内包する潤滑油が燃焼した場合は煙が発生する可能性がある。
したがって，油内包機器には迅速な消火が必要であり，固定式の局所消火
設備の消火剤のうち，ガス消火剤は他の機器に対し悪影響をおよぼすおそれが小さいことから，油内包機器には固定式の局所ガス消火設備を設置する。
固定式の局所ガス消火設備は，火災防護に係る審査基準2.2.1(2)①の要求にあるとおり，原子炉建屋通路部が煙の充満等により消火活動が困難となっても，自動又は中央制御室からの遠隔手動によって消火が可能な設備とする。
また，火災防護に係る審査基準2.2.1(2)⑤の要求では，消火設備は火災の火炎，熱による直接的な影響のみならず，煙，流出流体，断線，爆発等による二次的影響が安全機能を有する構築物，系統または機器に悪影響をおよぼさないように設置することとされている。固定式の局所ガス消火設備は，消火剤としてハロン1301を使用し，ハロン1301が機器に悪影響をおよぼさない
ことを確認している。さらに，火災防護に係る審査基準2.2.1(2)⑩,⑪の要求にあるとおり，固定式の局所ガス消火設備は，故障警報を中央制御室に吹鳴する設計とし，外部電源喪失時に機能を失わないよう電源を確保することが必要となる。
8 条-別添 1-資料 6-添付 11-19

737

油内包機器に対する固定式の局所ガス消火設備の概要を第3図に示す。

第3図 固定式のガス消火設備の概要

8 条-別添 1-資料 6-添付 11-20

738

(2)原子炉建屋通路部における電源盤に対する局所消火の検討
原子炉建屋通路部に設置される電源盤は，過電流保護装置が設置され，当該電源盤で過電流が継続し火災が発生するおそれはない。しかしながら，万が一，電源盤で火災が発生した場合に速やかな消火が可能となるように，固定式の局所ガス消火設備を設置する。
電源盤に対する固定式の局所ガス消火設備は，火災防護に係る審査基準
2.2.1(2)①の要求にあるとおり，原子炉建屋通路部が煙の充満等により消火活動が困難となっても，自動又は中央制御室からの遠隔手動により消火が可
能な設備とする。
また，火災防護に係る審査基準2.2.1(2)⑤では，消火設備は火災の火炎，
熱による直接的な影響のみならず，煙，流出流体，断線，爆発等による二次的影響が安全機能を有する構築物，系統または機器に悪影響をおよぼさないように設置することとされている。電源盤に対する固定式の局所ガス消火設
備は，ハロン1301またはFK-5-1-12を使用し，ハロン1301またはFK-5-1-12が機器に悪影響をおよぼさないことを確認している。さらに，火災防護に係る審査基準2.2.1(2)⑩,⑪の要求にあるとおり，電源盤に対する固定式の局所ガス消火設備は，故障警報を中央制御室に吹鳴する設計とし，外部電源喪失時に機能を失わないよう電源を確保することが必要となる。
電源盤に対する固定式の局所ガス消火設備の概要を第4図に示す。

8 条-別添 1-資料 6-添付 11-21739

第4図 電源盤に対する固定式の局所ガス消火設備の概要

8 条-別添 1-資料 6-添付 11-22740

(3)原子炉建屋通路部におけるケーブルトレイに対する局所消火の検討
原子炉建屋通路部に設置されるケーブルは，可燃物量として大きく，ケー
ブルにて火災が発生した場合は速やかな消火が必要である。ケーブルを布設するケーブルトレイに対する局所の消火方法としては，固定式の泡消火設備，
固定式のガス消火設備，消火活動による消火がある。
ケーブルトレイに対する固定式消火設備は，火災防護に係る審査基準2.2．
1(2)①の要求にあるとおり，原子炉建屋通路部が煙の充満等により消火活動が困難となっても，自動又は中央制御室からの遠隔手動により消火が可能な設備とする。
また，火災防護に係る審査基準2.2.1(2)⑤では，消火設備は火災の火炎，
熱による直接的な影響のみならず，煙，流出流体，断線，爆発等による二次的影響が安全機能を有する構築物，系統または機器に悪影響をおよぼさないように設置することとされている。
ケーブルトレイに対する局所消火設備としては，ガス消火剤の場合FK-5-112があり，本消火剤は機器に対し悪影響がないことを確認している。
泡消火設備の消火剤となる泡水溶液は，泡消火設備の作動時に発生する水量について内部溢水への影響を評価し問題ないことを確認するとともに，泡消火設備の作動により安全機能を有する機器等が被水する場合には，被水による影響を防止するための対策を講じることが必要となる。さらに，火災防護に係る審査基準2.2.1(2)⑩，⑪の要求のとおり，泡消火設備は，故障警報
を中央制御室に吹鳴する設計にするとともに，外部電源喪失時に機能を失わないよう電源を確保することが必要となる。
以上のことから，原子炉建屋通路部におけるケーブルトレイは，安全機能を有する機器に対する悪影響を考慮し，FK-5-1-12を消火剤とする固定式の局所ガス消火設備を設置する。
8 条-別添 1-資料 6-添付 11-23741

ケーブルトレイに対する局所ガス消火設備の概要を第5図に示す。

第5図 ケーブルトレイに対する局所ガス消火設備の概要(4)その他の可燃物に対する消火方針の検討
原子炉建屋通路部に設置される上記(1)～(3)以外の可燃物は，可燃物が少ないこと，金属筐体・金属被覆の可とう電線管に収納されていることにより，万が一，当該機器及びケーブルで火災が発生したとしても，他の機器で火災が発生することを防止する設計としていること，又は使用時以外は通電せずに発火源とならないような設計とする。したがって，火災が発生するおそれはなく，万が一火災が発生したとしても煙の発生を抑えることから，消火活動が困難とならない。(別紙1)
なお，これらのものに対しては，火災発生時に備え東海第二発電所に常駐する初期消火要員にて消火器等を使用し消火活動を行うものとする。

8 条-別添 1-資料 6-添付 11-24742

(5)原子炉建屋通路部の持込み可燃物管理
原子炉建屋通路部については，持込み可燃物管理を実施する。持込み可
燃物管理における火災の発生防止，延焼防止に関する遵守事項は以下のとおり。
・ケーブルトレイ直下への可燃物の仮置きを禁止する。
・火災区域(区画)において，周囲に火災防護対象機器がない場所に可燃物を仮置きする場合には，不燃シートで覆うまたは金属箱の中に収納するとともに，その近傍には消火器を準備する。
・火災区域(区画)での作業に伴い，火災防護対象機器近傍に作業場必要な可燃物を持ち込む際には，作業員の近くに置くとともに，休憩時及び作業終了時には火災防護対象機器近傍から移動する。
・火災発生時の煙の充満等により消火活動が困難とならない火災区域(区画)は，可燃物の仮置きを禁止する。

なお，原子炉建屋通路部において定期検査中の放射線管理資機材等の設
置，仮設分電盤の設置，工事用ケーブル・ホース類等の仮設資機材となる
可燃物を設置する場合は，防火監視の強化，可燃性の資機材から6m(火災防護に係る審査基準2.3.1項(2)bで示される水平距離を参考に設定)以内での火気作業禁止といった措置を行い，火災の発生防止，延焼防止も努めることを持込み可燃物の運用管理手順に定める。

8 条-別添 1-資料 6-添付 11-25

743

(6)まとめ
原子炉建屋通路部には資料5で示すとおり異なる2種類の感知器を設置し，主な可燃物に対しては，局所消火方式による固定式消火設備を設置する設計とすることにより，火災発生時に速やかに火災を感知し消火する。その他の可燃物に対しては，煙の発生を抑えるため消火活動が困難とならない。

8 条-別添 1-資料 6-添付 11-26

744添付資料 12
東海第二発電所における安全機能を有する構築物，系統及び機器周辺の可燃物等の状況について775

添付資料 12

東海第二発電所における安全機能を有する構築物，系統及び機器周辺の可燃物等の状況について

1. 目的
安全機能を有する構築物，系統及び機器が設置される火災区域又は火災区画(以下，「火災区域（区画）」という。)は，基本的に火災発生時の煙の充満により消火活動が困難となるものとして選定するが，屋外のように火災が発生しても煙が大気へ排気される火災区域(区画)，煙の充満のおそれがある可燃物に対して局所ガス消火設備を設置する設計とする通路部に加え，可燃物が少ない火災区域(区画)は，火災発生時に煙の充満により消火活動が困難とならないことから，消火器及び消火栓による消火が可能である。
したがって，安全機能を有する構築物，系統及び機器を設置する火災区域(区画)の現場の状況を確認し，火災発生時の煙の充満により消火活動が困難とならない火災区域(区画)を選定する。

2．火災発生時の煙の充満により消火活動が困難とならない火災区域(区画)の可燃物状況について安全機能を有する構築物，系統及び機器を設置する火災区域(区画)のうち，火災発生時の煙の充満により消火活動が困難とならない火災区域(区画)の現場
状況を以下に示す。なお，これらの火災区域(区画)は，発火源となる高温の熱源がないことや，火災源となる可燃物がほとんどないことに加え，持込み可燃物管理により火災荷重を低く抑える。具体的には，危険物の仮置き禁止，火災区域(区画)に仮置きされる可燃物の種類，量の確認と，火災荷重の評価を行
8 条-別添 1-資料 6-添付 12-1

776

う。火災区域(区画)内の仮置きについても，安全機能を有する構築物，系統及び機器の周辺には仮置きしないよう管理する。以上の持込み可燃物管理に係る要領については，火災防護計画に定める。

8 条-別添 1-資料 6-添付 12-2

777資料７

東海第二発電所における火災防護対象機器等の系統分離について

793

【目次】

1.概要
2.要求事項3.火災防護対象機器等の選定
4.相互の系統分離の考え方
5.火災の影響軽減対策
5.1 火災区域を構成する耐火壁
5.2 互いに相違する系列の火災防護対象機器等を分離する耐火壁等
6.中央制御盤の火災の影響軽減対策
6.1 中央制御盤内の分離対策
6.2 中央制御室床下の分離対策
6.3 中央制御室火災時の原子炉の安全停止に係る影響評価

添付資料 1

東海第二発電所における火災の影響軽減のための系統分離対策について添付資料 2

東海第二発電所における系統分離に使用する障壁等の耐火性能について添付資料 3

東海第二発電所における中央制御盤内の分離について

添付資料 4

東海第二発電所における中央制御室のケーブルの分離状況

添付資料 5

東海第二発電所における中央制御室の制御盤の火災を想定した場合の対応について

794

資料 7
東海第二発電所における火災防護対象機器等の系統分離について

1．概要
東海第二発電所では，以下の要求事項を考慮し，火災防護対象機器及び火災防護対象ケーブル(以下「火災防護対象機器等」という。)の重要度に応じ，それらを設置する火災区域(区画)内の火災及び隣接する火災区域(区画における火災による影響に対して，火災の影響を軽減するための対策を行う。

2. 要求事項
火災防護対象機器等の系統分離は，「実用発電用原子炉及びその附属施設の火災防護に係る審査基準」（以下「火災防護に係る審査基準」という。）の「2.3 火災の影響軽減」に基づき実施することが要求されている。

「実用発電用原子炉及びその附属施設の火災防護に係る審査基準」(抜粋)

2.3

火災の影響軽減

2.3.1

安全機能を有する構築物，系統及び機器の重要度に応じ，それらを設置する火災区域又は火災区画内の火災及び隣接する火災区域又は火災区画における火災による影響に対し，以下の各号に掲げる火災の影
響軽減のための対策を講じた設計であること。

(1)

原子炉の高温停止及び低温停止に係わる安全機能を有する構築
物，系統及び機器を設置する火災区域については，3時間以上の耐火能力を有する耐火壁によって他の火災区域から分離すること。
8 条-別添 1-資料 7-1

795

(2)

原子炉の高温停止及び低温停止に係わる安全機能を有する構築
物，系統及び機器は，その相互の系統分離及びこれらに関連する非安全系のケーブルとの系統分離を行うために，火災区画内又は隣接
火災区画間の延焼を防止する設計であること。
具体的には，火災防護対象機器及び火災防護対象ケーブルが次に掲げるいずれかの要件を満たしていること。
a.互いに相違する系列の火災防護対象機器及び火災防護対象ケーブ
ルについて互いの系列間が3時間以上の耐火能力を有する隔壁等で分離されていること。
b.互いに相違する系列の火災防護対象機器及び火災防護対象ケーブ
ルについて，互いの系列間の水平距離が6m以上あり，かつ，火災感知設備及び自動消火設備が当該火災区画に設置されていること。この場合，水平距離間には仮置きするものを含め可燃性物質が存在しないこと。
c.互いに相違する系列の火災防護対象機器及び火災防護対象ケーブ
ルについて，互いの系列間が 1 時間の耐火能力を有する障壁等で分離されており，かつ，火災感知設備及び自動消火設備が当該火災区画に設置されていること。

8 条-別添 1-資料 7-2

796

3.火災防護対象機器等の選定
火災防護に係る審査基準の「2.3 火災の影響軽減」では，原子炉施設のいかなる火災によっても，安全保護系及び原子炉停止系の作動が要求される場合には，火災による影響を考慮しても，多重化されたそれぞれの系統が同時に機能を失うことなく，原子炉を高温停止及び冷温停止できることを求め，また，原子炉の高温停止及び冷温停止に係る安全機能を有する構築物，系統及び機器の重要度に応じて，「その相互の系統分離」を要求している。
火災が発生しても，原子炉を高温停止及び冷温停止するためには，プロセスを監視しながら原子炉を停止し，冷却を行うことが必要であり，このためには手動操作に期待してでも，以下の機能を達成するための機器を少なくとも一系統確保することが必要である。
[原子炉の安全停止に必要な機能](1)原子炉冷却材圧力バウンダリ機能(2)過剰反応度の印加防止機能(3)炉心形状の維持機能(4)原子炉の緊急停止機能(5)未臨界維持機能(6)原子炉冷却材圧力バウンダリの過圧防止機能(7)原子炉停止後の除熱機能(8)炉心冷却機能(9)工学的安全施設及び原子炉停止系への作動信号の発生機能(10)安全上特に重要な関連機能(11)安全弁及び逃がし弁の吹き止まり機能(12)事故時のプラント状態の把握機能(13)制御室外からの安全停止機能
8 条-別添 1-資料 7-3797このため，原子炉の安全停止に必要な機能について，「発電用軽水型原子炉
施設の安全機能の重要度分類に関する審査指針」より抽出し，これらの機能に対し，火災によってこれらの機能に影響をおよぼす系統，及びこれらの系統に対する原子炉の安全停止に必要な機器を，資料 2「東海第二発電所における原
子炉の安全停止に必要な機器の選定について」で選定する。

なお，上記で選定された機器は，火災が発生した場合に原子炉の安全停止に影響をおよぼす機器であることから，これらを「火災防護対象機器」とし，火災防護対象機器を動作または制御するケーブル(電源盤，制御盤を含む)を「火災防護対象ケーブル」とする。

4.相互の系統分離の考え方
原子炉の高温停止及び冷温停止に係る安全機能を有する構築物，系統及び機器における「その相互の系統分離」を行う際には，単一火災(任意の一つの火災区域で発生する火災)の発生により，相互に分離された安全系区分のすべての安全機能が喪失することのないよう，安全区分Ⅰ，Ⅱ，Ⅲそれぞれの境界を
3時間以上の耐火能力を有する耐火壁・隔壁等で分離する。(第7-1図)

8 条-別添 1-資料 7-4798安全区分Ⅰ

安全区分Ⅱ

原子炉隔離時冷却系
自動減圧系(A)
高温停止 低圧注水（A)
低圧炉心スプレイ（LPCS)系

安全区分Ⅲ

自動減圧系(B)
低圧注水系（B)
低圧注水系（C）

高圧炉心スプレイ（HPCS)系

冷温停止

残留熱除去系(A)
残留熱除去系海水系(A)

残留熱除去系(B)
残留熱除去系海水系(B)－

電源

非常用ディーゼル発電
機(C)系
直流電源(A)系

非常用ディーゼル発電
機(D)系
直流電源(B)系

高圧炉心スプレイ系
ディーゼル発電機(HPCS)系
直流電源(HPCS)系

安全区分ⅠとⅡ，Ⅲの境界を 3 時間以上の耐火能力を有する隔壁等で分離
第7-1図 3時間耐火能力を有する隔壁等による系統分離の概要

5.火災の影響軽減対策
火災防護に係る審査基準の「2.3 火災の影響軽減」(1)及び(2)a.では，「原子炉の高温停止及び冷温停止に関わる安全機能を有する構築物，系統及び機器を設置する火災区域」及び「互いに相違する系列の火災防護対象機器等の系列
間」を，3時間以上の耐火能力を有する耐火壁または隔壁等により分離することが要求されている。
東海第二発電所では，相互の系統分離が必要な箇所については，「3時間以上の耐火壁又は隔壁」によって分離することとしている。東海第二発電所で実施する「3時間以上の耐火壁又は隔壁」を以下に示す。(第7-2図)
なお，以下に示す以外の耐火壁及び隔壁等についても，火災耐久試験により3時間以上の耐火性能が確認できたものは，「3時間以上の耐火能力を有する耐火壁又は隔壁等」として使用する設計とする。(添付資料1)

8 条-別添 1-資料 7-5799

火災区域 2

火災区域 1

火災区域 3ダクト
ケーブル
トレイ(Ⅰ)

3 時間の防火ﾀﾞﾝﾊﾟケーブルトレイ(Ⅱ)

配管

ケーブルトレイ(Ⅲ)
3 時間の
耐火壁

3 時間の
耐火壁
機器(Ⅰ)

機器(Ⅱ)

Ⅰ

Ⅱ

： 3 時間の耐火貫通部耐火処理

第 7-2 図

3 時間の
耐火扉

Ⅲ

機器(Ⅲ)

： 3 時間の耐火ラッピング

火災の影響軽減対策のイメージ

5.1 火災区域を構成する耐火壁
火災区域は，3時間以上の耐火性能を有する耐火壁(壁，貫通部シール，扉及びダンパ)・隔壁等(耐火間仕切り，ケーブルトレイ等耐火ラッピング)(添付資料2)で分離する設計とする。
耐火壁のうち，コンクリート壁は，建築基準法を参考に国内の既往文献にて確認した結果，3時間耐火に必要な最少壁厚以上の壁厚が確保されていること確認した。コンクリート壁以外の耐火壁・障壁等については，火災耐久試験に
より3時間以上の耐火性能を確認したものを使用する。耐火壁等の設置に係る現場施工では，火災耐久試験の試験仕様に基づき，耐火性能を確保するために必要な施工方法及び検査項目を定める。
また，屋外に設置している以下の火災防護対象機器等については，「原子力発電所の内部火災影響評価ガイド」に基づき，火災区域を設定する。

8 条-別添 1-資料 7-6800

〇軽油貯蔵タンクエリア〇非常用ディーゼル発電機燃料移送ポンプエリア

5.2 互いに相違する系列の火災防護対象機器等を分離する耐火壁等
互いに相違する系列の火災防護対象機器等は，火災耐久試験により 3 時間以上の耐火能力を確認した隔壁等(ラッピング材等。添付資料 2)で系統分離する。

6.中央制御盤の火災の影響軽減対策
6.1 中央制御盤内の分離対策
中央制御室の火災防護対象機器等は，運転員の操作性及び視認性向上をも k
的として近接して設置することから，互いに相違する系列の水平距離を 6m 以上確保することや互いに相違する系列を 1 時間の耐火能力を有する隔壁等で分離することが困難である。
したがって，中央制御盤内の火災防護対象機器等は，以下に示す実証試験結果に基づく離隔距離等による分離対策，高感度煙感知器の設置による早期の火災感知及び常駐する運転員による早期の消火活動を行う設計とする。

a.離隔距離による分離
中央制御室の火災防護対象機器及び火災防護対象ケーブルである操作ス
イッチ及びケーブルは，IEEE384-1992に基づく分離対策を実施するとともに，火災を発生させて近接する他の構成部品に火災の影響がないことを確認した実証試験 ※1に基づき，以下の分離対策を講じる。(添付資料3)※1 出典:「ケーブル，制御盤及び電源盤火災の実証試験」，TLR-088，㈱東芝 H25 年 3 月(a)制御盤は厚さ 3.2mm 以上の金属製筐体で覆う設計とする。
8 条-別添 1-資料 7-7

801

(b)安全系異区分が混在する制御盤内では，区分間に厚さ 3.2mm 以上の金属製バリアを設置するとともに盤内配線ダクトの離隔距離を 3cm 以上確保す
る設計とする。
(C)安全系異区分が混在する制御盤内にある操作スイッチは，厚さ 1.6mm 以上の金属製筐体で覆う設計とする。
(d)安全系異区分が混在する制御盤内にある配線は，金属製バリアにより覆う設計とする。
(e)当該ケーブルに火災が発生しても延焼せず，また，周囲への火災の影
響を与えない金属外装ケーブル，ビニル電線，テフゼル電線及び難燃ケーブルを使用する設計とする。
厚さ 1.6mm の金属製筐体の例

金属製筐体: 厚さ 1.6mm 以上(約 3.2mm)()：実機計測値

厚さ 3.2mm の金属バリアと 3cm 以上の離隔距離の例

金属製バリア: 厚さ 3.2mm 以上(約 4mm)
離隔距離： 3cm 以上
(約 3cm 以上)

第 7-2 図 中央制御盤内のバリア状況

b.火災感知設備
中央制御室の制御盤のうち，一つの制御盤内に複数の安全区分のケーブルや機器が設置されているものや，中央制御室のみで監視可能な火災防護対象
機器が設置されているものの盤には，制御盤内の火災の早期感知のため，高8 条-別添 1-資料 7-8802感度の煙感知器を設置する設計とする。(資料 5 添付 3)c.消火設備
中央制御盤の制御盤内の火災は，電気機器に影響がない二酸化炭素消火器を使用し，運転員による消火を行う設計とする。中央制御室のエリア概要を
第 7-3 図に示す。また，運転員による制御盤内の火災に対する二酸化炭素消火器による消火の概要を第 7-4 図に示す。さらに，火災の発生箇所の特定が困難な場合も想定し，サーモグラフィカメラ等，火災の発生箇所を特定できる装置を配備する設計とする。

第 7-3 図 中央制御室について火災が発生した場合，運転員は受信機盤により，火災が発生している区画
8 条-別添 1-資料 7-9803

を特定する。消火活動は 2 名で行い，1 名は直ちに至近の二酸化炭素消火器を準備し，火災発生箇所に対し消火活動を行う。もう 1 名は，予備の二酸化炭素
消火器の準備等を行う。
制御盤内での消火活動を行う場合は，セルフエアーセットを装着し消火活動を行う。
なお，中央制御室内での移動は，距離が短いことから短時間で移動して，速やかな消火活動を実施する。

制御盤内 火災発生

運転状況の確認 ※火災警報確認，火災発生場所特※ 運転状況に異常がないことを確認後，消火活動の準備，助勢作業を行う。

二酸化炭素消火器準備

セルフエアーセット準備

消火活動開始鎮火確認・消火完了
第 7-4 図 運転員による制御盤内の消火活動概要

二酸化炭素消火器を閉鎖された空間で使用する場合は，二酸化炭素濃度が上昇し酸素濃度を低下するおそれがあることから，運転員に対して二酸化炭
素消火器の取扱いに関する教育・訓練を行うとともに，制御盤内で消火活動を行う場合は，セルフエアーセットを装着する等消火手順を定める。
8 条-別添 1-資料 7-10804

6.2 中央制御室床下の分離対策
中央制御室の床下は，以下の分離対策を実施する。
a.分離板等による分離
中央制御室床下に布設する安全系区分の異なるケーブルは，1 時間以上の耐火能力を有する分離板または障壁で分離する設計，または実証試験等
において火災により近接する他の構成部品に火災の影響がないことを確認した設計とする。(第 7-5 図)また，ある区分の安全系ケーブルが布設されている箇所に別区分のケーブルを布設する場合は，1 時間以上の耐火能力を有する耐火材で覆った電線管に布設する設計とする。(添付資料 4)b.火災感知設備
中央制御室床下には，固有の信号を発する異なる 2 種類の煙感知器，熱感知器を組合わせて設置する設計とする。これらの火災感知設備は，アナログ機能を有するものとする等，誤作動を防止する設計とする。また，感知設備は，外部電源喪失時においても火災の感知が可能となるよう，非常用電源から受電するとともに，火災受信機盤は中央制御室に設置し，常時監視できる設計とする。受信機盤は，作動した火災感知器を 1 つずつ特定できる機能を有する設計とする。

c.消火設備
火災発生時の煙の充満等により消火活動が困難とならない中央制御室には，ハロゲン化物消火設備，局所ガス消火設備は設置せず，粉末消火器または二酸化炭素消火器で消火を行う設計とする。中央制御室の床下コンク
リートピット内は，粉末消火器または二酸化炭素消火器を使用し，運転員による消火を行う設計とする。
8 条-別添 1-資料 7-11805

さらに，火災の早期消火を図るために，中央制御室床下の消火活動の手順を定めて，訓練を実施する。

第 7-5 図 中央制御室床下の構造図

6.3 中央制御室火災時の原子炉の安全停止に係る影響評価
中央制御室の火災により，中央制御室内の一つの制御盤の機能がすべて喪失したと仮定しても，他の制御盤での運転操作により，原子炉の安全停止が可能であることを確認した。その結果を添付資料 5 に示す。
さらに，中央制御室については，当該制御室を 3 時間以上の耐火能力を有する隔壁等で囲うことにより，中央制御室内で火災が発生し原子炉緊急停止
後，中央制御室が万が一機能喪失しても，制御室外原子炉停止装置からの操作により，原子炉の安全停止を達成することが可能な設計とする。
一方，制御室外原子炉停止装置についても，当該装置を 3 時間以上の耐火能力を有する隔壁等で囲うことにより，火災で当該装置が万が一機能喪失し8 条-別添 1-資料 7-12806

添付資料１
東海第二発電所における火災の影響軽減のための系統分離対策について

808

添付資料１
東海第二発電所における火災の影響軽減のための系統分離対策について

1. 系統分離の基本的な考え方
原子炉の高温停止及び冷温停止に係る安全機能を有する構築物，系統及び機器における「その相互の系統分離」をする際には，単一の火災(任意の一つの火災区域で発生する火災)の発生によって，相互に分離された安全系区分の全ての安全機能が喪失することがないよう，安全区分Ⅰ，Ⅱ，Ⅲそれぞれの境界を火災区域の境界として 3 時間以上の耐火能力を有する耐火壁・隔壁等で分離
する。

安全区分Ⅰ
原子炉隔離時冷却系
自動減圧系(A)
高温停止 低圧注水（A)
低圧炉心スプレイ（LPCS)系
残留熱除去系(A)
冷温停止 残留熱除去系海水系(A)
電源

非常用ディーゼル発電
機(C)系
直流電源(A)系

安全区分Ⅱ

安全区分Ⅲ

自動減圧系(B)
低圧注水系（B)
低圧注水系（C）

高圧炉心スプレイ（HPCS)系

残留熱除去系(B)
残留熱除去系海水系(B)－

非常用ディーゼル発電
機(D)系
直流電源(B)系

高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機(HPCS)
系
直流電源(HPCS)系

安全区分Ⅰ，Ⅱ，Ⅲの境界を 3 時間以上の耐火能力を有する耐火壁・隔壁等で分離
第 1 図 系統分離の概要

8 条-別添 1-資料 7-添付 1-1809

2. 系統分離のための具体的対策
2.1 火災区域内の系統分離対策(1)ケーブルラッピング
火災防護対象機器に使用する安全系のケーブルが，異なる区分の区域に布設している場合，当該ケーブルが異なる区分の区域における単一の火災により機能喪失しないように，当該ケーブルが布設されたケーブルトレイ
等を 3 時間以上の耐火性能を有する耐火ラッピング材で囲うこととする。
(第 2 図)火災区域 2

火災区域 1

火災区域 3ダクト
ケーブル
トレイ(Ⅰ)

3 時間の防火ﾀﾞﾝﾊﾟケーブルトレイ(Ⅱ)

配管

ケーブルトレイ(Ⅲ)
3 時間の
耐火壁

3 時間の
耐火壁
機器(Ⅰ)

機器(Ⅱ)

Ⅰ

Ⅱ

： 3 時間の耐火貫通部耐火処理

第 7-2 図

3 時間の
耐火扉

Ⅲ

機器(Ⅲ)

： 3 時間の耐火ラッピング

ケーブルラッピングによる系統分離概要

8 条-別添 1-資料 7-添付 1-2

810

(2)耐火間仕切り
火災防護対象機器である電動弁，制御盤等が異なる区分の区域に設置されている場合，当該電動弁，制御盤等が，異なる区分の区域での単一火災によって機能喪失することのないよう，原則として当該電動弁，制御盤等を３時間以上の耐火性能を有する間仕切りで囲うこととする。(第1表)
ただし，火災発生後に機能要求まで時間余裕があり，消火活動後に電動弁の手動操作によって機能を復旧できる電動弁については，耐火間仕切りの設置を必要としない。
第 1 表 異なる区分の区域に設置されている電動弁・制御盤等と分離対策
異なる区分の区域に設置されている
系統分離対策(隔壁等)
機器等
RHR 最小流量バイパス弁

耐火間仕切り設置
RHR 停止時冷却系は原子炉の安全停止時における機能要求まで時間的余裕がある

RHR 停止時冷却外側隔離弁ことから，消火活動後に当該電動弁の手動操作にて機能を確保する
RCIC TURBINE CONTROL BOX(LCP-105)
HPCS CST 側吸込弁
HPCS 注入隔離弁
耐火間仕切り設置
HPCS S/P 側試験用調節弁
RHR 注入隔離弁
中央制御室外原子炉停止装置

8 条-別添 1-資料 7-添付 1-3811

添付資料２
東海第二発電所における系統分離に使用する障壁等の耐火性能について

812

添付資料 2
東海第二発電所における系統分離に使用する障壁等の耐火性能について

1.はじめに「実用発電用原子炉及びその附属施設の火災防護に係る審査基準」には，耐火壁，隔壁等の設計の妥当性が火災耐久試験によって確認されることが要求されている。
火災区域を構成する壁，貫通部シール，防火扉及び防火ダンパについて，３
時間耐火の耐火性能の確認結果を以下に示す 。

2. コンクリート壁の耐火性能について
東海第二発電所におけるコンクリート壁の３時間耐火性能に必要な最小壁厚について，国内の既往の文献より確認した結果を以下に示す。

3. 建築基準法による壁厚
火災強度2時間を超えた場合，建築基準法により指定された耐火構造壁はな
いが，建設省告示 ※1 の講習会テキストによりコンクリート壁の屋内火災保有耐
火時間の算定方法が以下の式のとおり示されている。これにより壁の最少壁厚を算出することが可能である。
※1 「2001年版耐火性能検証法の解説及び計算例とその解説」(「建設省告示第1433号 耐火性能検証法に関する算出方式等を定める件」講習会テキスト(国土交通省住宅局建築指
3/2
導課))

ｔ＝

460
α

0.012CD D ２

ｔ ：保有耐火時間(分)α ：火災温度上昇係数(標準加熱曲線:460)※2
CD ：遮熱特性係数
D ：コンクリート壁の厚さ(mm)※2 建築基準法の防火規定は 2000 年に国際的な調和を図るため，国際標準の ISO 方式が導入され，標準加熱曲線は ISO834 となり，火災温度係数αは 460 となる

8 条-別添 1-資料 7-添付 2-1

813

ここで，建築基準法の構造形式や認定耐火構造は，ISO834 の標準加熱温度曲線に従って加熱され，非損傷性，遮熱性，遮煙性等について確認したものであり,標準加熱温度曲線の火災温度上昇係数αは 460 となる。
遮熱特性係数は，普通コンクリートで 1.0，軽量コンクリートで 1.2 であり，ここでは，普通コンクリートの 1.0 となる。

第 1 図 普通コンクリート壁の屋内火災保有耐火時間(遮熱性)の算定図(「建設省告示第 1433 号 耐火性能検証法に関する算出方式等を定める件」講習会テキストに加筆)

上記式より，屋内火災保有耐火時間が 180 分(3 時間)の場合に必要なコン
クリート壁の厚さは，123mm と算出できる。また，第 7-1 図のとおり，屋内火災保有耐火時間 240 分(4 時間)までの算定図が示されている。

8 条-別添 1-資料 7-添付 2-2

814

なお，東海第二発電所における火災区域境界の最小壁厚は，普通コンクリートで 150mm あることから，3 時間耐火性能を有している。

8 条-別添 1-資料 7-添付 2-3815

4.耐火障壁の耐火性能について
東海第二発電所における火災区域のうち，中央制御室非常用換気空調系，原子炉建屋ガス処理系を設置する火災区域に対し，当該火災区域内で互いに相違する系列の火災防護対象機器等の系列間を，3 時間又は 1 時間以上の耐火能力を有する障壁等によって分離する。耐火隔壁としては，現地の施工性等を考慮し，鉄板＋発泡性耐火被覆を選定する。
選定した 3 時間及び 1 時間耐火障壁に対し，耐火障壁の基本設計の妥当性を確認するため，火災防護対象機器等を設置する場所で想定される火災を模擬した火災耐久試験等を実施する。火災耐久試験等の結果より，機器間に施工する
3 時間又は 1 時間耐火障壁としての実現性を評価する。

4.1 試験概要
4.1.1 耐火障壁の試験体・判定基準
耐火試験は，鋼鈑に耐火被覆材を加工した試験体に対し，加熱温度が温度が最も厳しい建築基準法(ISO834)の加熱曲線を用いて加熱し，判定基準を満足するかを確認する。判定基準を第 1 表に，試験体仕様を第 2 表に，加熱曲線の比較を第 2 図に示す。

第1表
確認項目

判定基準
遮炎性の確認・火炎がとおる亀裂等の損傷及び隙間が生じないこと。

判定基準

・非加熱面側に 10 秒を超えて発炎を生じないこと。
・非加熱面側に 10 秒を超えて火炎が噴出しないこと。

8 条-別添 1-資料 7-添付 2-4816

4.1.2 試験結果
機器の分離を模擬した試験体による試験結果を第 3 表に示す。試験結果は，いずれの試験体においても非加熱面側への発炎，火炎の噴出，火炎がとおる亀裂等の損傷等がなく，建築基準法に基づく防火設備性能試験の判定基準を満足している。したがって，耐火障壁は 3 時間又は 1 時間の耐火性能を有している。
試験前後の写真等を別紙 1 に示す。

第3表

耐火被覆材による耐火障壁の火災耐久試験結果
判定基準

試験体

非加熱面側に 10
秒を超えて発炎を生じないこと

非加熱面側に 10 秒
を超えて火炎が噴出しないこと火炎がとおる亀裂
等の損傷及び隙間が生じないこと

試験結果

試験体①

良

良

良

合格

試験体②

良

良

良

合格

試験体①については，10mm 離れていれば 30.3℃までしか上昇しないことを確認した。試験体②については，10 ㎜離れていれば 44.5℃までしか上昇しない
ことを確認した。第 3 図に非加熱面側の表面温度及び空間温度の測定位置を示す。また，非加熱面側の表面からの距離と温度変化を第 4 図に示す。
以上のことから，耐火被覆材による耐火障壁の施工については，耐火障壁表
面から機器等までの最低離隔距離を 10mm 以上確保する設計とする。

8 条-別添 1-資料 7-添付 2-6

818

第3図

非加熱面側の表面温度及び空間温度の測定位置

第4図

非加熱面側の表面からの距離と温度（試験体①）

8 条-別添 1-資料 7-添付 2-7

819

第4図

非加熱面側の表面からの距離と温度（試験体②）

火災防護に係る審査基準 2.3.1 に基づいて設置する耐火障壁は，3 時間又は 1 時間耐火障壁として有効に機能するような設計が必要であるため，火災影響範囲の評価結果に基づき施工範囲を定める。評価は火災防護に係る審査基準 2.3.2 に規定される「原子力発電所の内部火災影響評価ガイド」に基づ
き実施し，「高温ガス」，「火炎・プルーム」及び「輻射」の観点で，互いに相違する系列の火災防護対象機器の系列間に火災影響が同時におよぶかを確認
し，その影響範囲について耐火隔壁による分離がなされるよう施工を行う。

4.2.1 高温ガス
高温ガスによる火災防護対象機器の損傷の有無を評価するため，内部火災
影響評価ガイドに基づき，高温ガスの温度を算出し，火災防護対象機器の損
傷温度を超えないことを確認する。
8 条-別添 1-資料 7-添付 2-8820

4.2.2 火炎・プルーム
内部火災影響評価ガイドに基づき，火炎高さ，プルーム高さを算出する。
火炎・プルームの影響範囲に異なる系列の防護対象が同時に影響範囲に含まれないことを確認するとともに耐火隔壁の高さを火炎高さ以上とする。

４.2.3 輻射輻射は，火炎による熱源を中心とし，放射状に輻射熱による影響をおよぼす。耐火隔壁によって輻射熱の影響を緩和するため，耐火隔壁の幅について
は，防護対象機器の幅に内部火災影響評価ガイドに基づき算出した輻射影響
範囲の距離を加えたものとする。

5.貫通部シール，防火扉及び防火ダンパなどの耐火性能について
東海第二発電所における火災区域を構成する貫通部シール，防火扉及び防火
ダンパについて「3 時間耐火性能」を有していることを火災耐久試験により確認した結果を以下に示す。
なお，以下に示す以外の貫通部シール，防火扉及び防火ダンパについても，
火災耐久試験により 3 時間以上の耐火性能を確認できたものは，火災区域を構成する貫通部シール，防火扉及び防火ダンパとして適用する。

5.1 試験概要
貫通部シール，防火扉及び防火ダンパの試験は，建築基準法，JIS 及び NFPAがあるが，加熱温度が最も厳しい建築基準法にて試験を実施した。

8 条-別添 1-資料 7-添付 2-9821

5.1.1 加熱温度
第 2 図に示すとおり，建築基準法(ISO834)の加熱曲線は，他の試験法に比べて厳しい温度設定となっていることから，火災耐久試験は建築基準法の加熱曲線にしたがい加熱する。

5.1.2 判定基準について
第 3 図の建築基準法の規定に基づく加熱曲線で 3 時間加熱した際に，第 1 表の防火設備性能試験の判定基準を満足するか確認する。

第 4 表 遮炎性の判定基準
試験項目

遮炎性の確認・火炎がとおる亀裂等の損傷及び隙間が生じないこと

判定基準

・非加熱面側に 10 秒を超えて発炎を生じないこと
・非加熱面側に 10 秒を超えて火炎が噴出しないこと

5.2 貫通部シールの耐火性能
東海第二発電所における火災区域を構成する貫通部シールについて「3 時間の耐火性能」を有していることを，火災耐久試験にて確認した結果を以下に示す。
なお，今後の火災耐久試験により 3 時間以上の耐火性能を有することが確認された貫通部シールについても，火災区域を構成する貫通部シールに使用する。

8 条-別添 1-資料 7-添付 2-10

822

5.2.1.3 試験結果
第 6 表に試験結果を示す。試験結果は，いずれの試験体においても非加熱面側への発炎，火炎の噴出，火炎がとおる亀裂等の損傷等がなく，建築基準法に基づく防火設備性能試験の判定基準を満足している。したがって，配管貫通部
シールは 3 時間の耐火性能を有している。試験前後の写真等を別紙 1 に示す。

8 条-別添 1-資料 7-添付 2-13

825

第 6 表 配管貫通部の火災耐久試験結果
判定基準
試験体

非加熱面側に 10
秒を超えて発炎を生じないこと

非加熱面側に 10 秒
を超えて火炎が噴出しないこと火炎がとおる亀裂
等の損傷及び隙間が生じないこと

試験結果

配管貫通部①

良

良

良

合格

配管貫通部②

良

良

良

合格

配管貫通部③

良

良

良

合格

配管貫通部④

良

良

良

合格

配管貫通部⑤

良

良

良

合格

配管貫通部⑥

良

良

良

合格

配管貫通部⑦

良

良

良

合格

配管貫通部⑧

良

良

良

合格

配管貫通部⑨

良

良

良

合格

配管貫通部⑩

良

良

良

合格

配管貫通部⑪

良

良

良

合格

配管貫通部⑫

良

良

良

合格

配管貫通部⑬

良

良

良

合格

配管貫通部⑭

良

良

良

合格

配管貫通部⑮

良

良

良

合格

配管貫通部⑯

良

良

良

合格

配管貫通部⑰

良

良

良

合格

8 条-別添 1-資料 7-添付 2-14826

5.2.1.4 配管貫通部のシール施工
配管貫通部の施工にあたり，断熱材料は，耐火試験に用いた材料と同じロス
リム及びファインフレックスを組合わせて使用することとし，ロスリムを内装断熱材に，ファインフレクスを外装断熱材として設置する。
また，遮熱性の観点から貫通口の口径が大きくなるほど管を伝わる熱量が大きくなり，熱を遮断するための耐熱量が多くなる。したがって，耐火試験では火災区域を構成する配管貫通部の最大となる配管口径以下の代表口径を定めて，口径に応じて遮熱性を有するよう断熱材寸法を定めて耐火試験を実施した。
なお，配管に設置する断熱材は，耐火試験にて確認された当該配管口径を上回る寸法以上となるように設置し，耐火試験より保守的な設計とする。
断熱材設置にあたっては，現場の干渉物(サポート材等)により断熱材寸法が耐火試験の設計とおりに設置することが困難な場合が想定される。この場合は，干渉物も含めて断熱材の内部に入り，断熱材形状全体が耐火試験の結果を上回るように設置する。施工方法の例としては，貫通部に延長スリーブを設置し，その外側に断熱材を設置する設計とするもので，この場合，延長スリーブ外面に貫通配管の耐火試験の結果から遮炎性，遮熱性に影響のないよう断熱材を設置する。断熱材設置時の施工管理は，据付時の寸法記録により耐火試験の断熱材寸法を上回ることと，外観検査により隙間，変形等がないことを確認する。
断熱材の固定方法は耐火試験と同様の固縛方法により固定して設置する。なお，
延長スリーブを設置する場合には内包する設備の点検が可能となるよう，フランジを設けスリーブが取外し可能となる設計とする。
断熱材としてモルタル充填を行う貫通部については，スリーブ内に充填する
モルタルの厚さ(壁厚)により耐火性を確保するため，耐火試験にて発電所内火災区域を構成する壁厚が最も薄い寸法モデルを代表として試験を実施し，耐火性を確認している。モルタル充填の施工においては，耐火試験と同様のモルタ
8 条-別添 1-資料 7-添付 2-15

827

う。)2.1.2(1)b.で要求される「建屋内の消火活動のために設置される消火栓からの放水」(消火装置が作動する時間を保守的に 3 時間と想定して溢水量を算出)を評価し，浸水防護設備の機能喪失する箇所には，耐火材の追設設置を行い，消火までの間，止水機能を維持し安全機能を有する設備に影響をおよぼすことがない設計とする。

8 条-別添 1-資料 7-添付 2-17

829

5.2.2.3 ケーブルトレイ貫通部の試験結果
第8表に試験結果を示す。いずれの試験体においても非加熱面側への発炎，火炎の噴出，火炎がとおる亀裂等の損傷等がなく，建築基準法に基づく防火設
備性能試験の判定基準を満足している。したがって，配管貫通部シールは3時間の耐火性能を有している。試験前後の写真を別紙1 に示す。

第8表

ケーブルトレイ貫通部における火災耐久試験結果
ケーブルトレイ貫通部

試験体
（１）

（２）

（３）

（４）

良

良

良

良

良

良

良

良

良

良

良

良

合格

合格

合格

合格

非加熱面側に10秒を超えて発炎を生じないこと
非加熱面側に10秒を超え
判定基準て火炎が噴出しないこと
火炎がとおる亀裂等の損
傷及び隙間が生じないこと試験結果

8 条-別添 1-資料 7-添付 2-21

833

5.2.2.6電線管貫通部の試験結果
第10表に試験結果を示す。いずれの試験体においても非加熱面側への発炎，火炎の噴出，火炎がとおる亀裂等の損傷等がなく，建築基準法に基づく防火設
備性能試験の判定基準を満足している。したがって，配管貫通部シールは3時間の耐火性能を有している。試験前後の写真を別紙1に示す。

第10表

電線管貫通部における火災耐久試験結果
ケーブルトレイ貫通部

試験体
（１）

（２）

（３）

（４）

良

良

良

良

良

良

良

良

良

良

良

良

合格

合格

合格

合格

非加熱面側に10秒を超えて発炎を生じないこと
非加熱面側に10秒を超え
判定基準て火炎が噴出しないこと
火炎がとおる亀裂等の損
傷及び隙間が生じないこと試験結果

8 条-別添 1-資料 7-添付 2-25

837

5.2.2.7ケーブルトレイ及び電線管貫通部のシール施工
ケーブルトレイ及び電線管貫通部のシール施工にあたり，耐火性能を維持す
るため耐火試験体と同厚さ以上の耐火材(ロックウール，ケイ酸カルシウム板，難燃性パテ(SFエコシール，ペネシール)等)を設置するよう管理を行う。
電線管内部の目視確認が困難となることから，ケーブルトレイ・電線管のサイズに応じて封入量の重量管理を行う。電線管の貫通部処理における難燃性パテの封入量の管理方法を第10図に示す。

第10図 電線管貫通部処理時の管理方法

8 条-別添 1-資料 7-添付 2-26

838

5.3.2試験方法・判定基準
第2図で示す加熱曲線で片面を加熱し，非加熱面側が第4表に示す判定基準を満足することを確認する。

5.3.3試験結果
第12表に試験結果を示す。3時間耐火性能を有することが確認された。なお，ドアクロ―ザーは，不燃又は難燃品に変更する。試験前後の写真を別紙1に示す。よって，防火扉は3時間の耐火性能を有している。

第12表

防火扉における火災耐久試験結果
防火扉

試験体
両開き
非加熱面側に10秒を超え良て発炎を生じないこと
非加熱面側に10秒を超え
良 ※1
判定基準

て火炎が噴出しないこと
火炎がとおる亀裂等の損
傷及び隙間が生じないこ

良

と
試験結果
※1

合格

ドアクローザー部を除く

8 条-別添 1-資料 7-添付 2-28840

5.4.3試験結果
第14表に試験結果を示す。いずれの試験体においても非加熱面側への発炎，火炎の噴出，火炎がとおる亀裂等の損傷等がなく，建築基準法に基づく防火設
備性能試験の判定基準を満足している。したがって，防火ダンパは3時間の耐火性能を有している。試験前後の写真を別紙1に示す。

第14表

防火ダンパにおける火災耐久試験結果

試験体

防火ダンパ①

防火ダンパ②

良

良

良

良

良

良

合格

合格

非加熱面側に10秒を超えて発炎を生じないこと
非加熱面側に10秒を超え
判定基準て火炎が噴出しないこと
火炎がとおる亀裂等の損
傷及び隙間が生じないこと試験結果

5.5 耐火間仕切りの火災耐久試験
5.5.1試験体の選定
耐火間仕切りは，東海第二発電所の火災防護対象設備に応じて適するもの選
定し，第15表に示す仕様としている。試験体の概要を第11図に示す。

8 条-別添 1-資料 7-添付 2-30

842

5.5.3試験結果
第16表に試験結果を示す。いずれの試験体においても非加熱面側への発炎，火炎の噴出，火炎がとおる亀裂等の損傷等がなく，建築基準法に基づく防火設
備性能試験の判定基準を満足している。したがって，耐火間仕切りは3時間の耐火性能を有している。試験前後の写真を別紙1に示す。

第16表

耐火間仕切りにおける火災耐久試験結果

試験体

①

②

③

良

良

良

良

良

良

良

良

良

合格

合格

合格

非加熱面側に10秒を超えて発炎を生じないこと
非加熱面側に10秒を超え
判定基準て火炎が噴出しないこと
火炎がとおる亀裂等の損
傷及び隙間が生じないこと試験結果※1 耐火間仕切りの試験体においては，試験後の耐火間仕切り内部の損傷状
態，煤等の付着が無いことを確認し試験結果良と判定した。

8 条-別添 1-資料 7-添付 2-34

846

第18表 判定基準
項目

外観確認

電気特性
確認

確認内容

判定基準

耐火試験中，ケーブルラッピングの著しい変化，破壊，脱落等の変化がないことを目視で確認する。

著しい変化が生じないこと

耐火試験後，ケーブル表面及びケーブルト
レイ表面に延焼の痕跡がないことを目視で確認する。

延焼の痕跡がないこと

放水試験後，ケーブルラッピングにケーブ
ル及びケーブルトレイが見える貫通口が生じないことを目視確認する。

貫通口が生じないこと。

耐火試験後にケーブルの導通を確認する。

導通があること

耐火試験前後にケーブルの導体－大地間の絶縁抵抗測定する。

試験後に絶縁抵抗の著しい低下がないこと(10MΩ以上)

5.6.1.6試験結果
第19表に試験結果を示す。本試験においてケーブルラッピングは，著しい変化が生じず，ケーブル及びケーブルトレイに延焼の痕跡もなかった。また，試験後，導通，絶縁抵抗を満足している。なお，耐火試験後，放水試験を行い，ケーブルラッピングにケーブル及びケーブルトレイが見える貫通口が生じないことを確認した。
したがって判定基準を満足しているため，3時間耐火ラッピングは3時間の耐火性能を有している。試験前後の写真を別紙1に示す。

8 条-別添 1-資料 7-添付 2-37

8495.6.1.12試験結果
第24表に試験結果を示す。本試験において電線管ケーブルラッピングは，著
しい変化が生じず，ケーブルに延焼の痕跡もなかった。また，試験後，導通，絶縁抵抗を満足している。なお，耐火試験後，放水試験を行い，電線管が見える貫通口が生じないことを確認した。
したがって判定基準を満足しているため，3時間耐火電線管ケーブルラッピ
ングは3時間の耐火性能を有している。試験前後の写真を別紙1に示す。

第24表

3時間耐火電線管ケーブルラッピングにおける火災耐久試験結果
判定基準

外観確認

電気特性
確認

判定

著しい変化が生じないこと

良

延焼の痕跡がないこと

良

貫通口が生じないこと。

良導通があること良

試験後に絶縁抵抗の著しい低下がないこと(10MΩ以上)

良

試験結果

備考

合格

8 条-別添 1-資料 7-添付 2-42854

5.6.1.15試験結果
第26表に試験結果を示す。1時間耐火試験後の水平及び垂直方向に分離された電路内の評価対象ケーブルについて，導通，絶縁抵抗を満足していることを確認した。したがって判定基準を満足しているため，1時間耐火ラッピングは1時間の耐火性能を有している。試験前後の写真を別紙1に示す。

第26表

1時間耐火ラッピングにおける火災耐久試験結果

判定基準

判定

導通があること

良

10MΩ以上あること

良

試験結果

備考

合格

8 条-別添 1-資料 7-添付 2-45857

6.ケーブルラッピングに伴う許容電流低減率の評価について
東海第二発電所では，ケーブルラッピング施工による異常過熱等の発生を防止するために，ケーブルに通電可能な最大電流(以下「許容電流」という。)
を踏まえ，管理基準を設定する。

5.6.2.1許容電流率の評価
東海第二発電所で使用するケーブルラッピングについては，IEEE848-1996に定められる許容電流低減率(ADF)を踏まえ設計する。許容電流低減率(ADF)
は，IEEE848-1996において以下のように定義される。
出典：IEEE848-1996「IEEE Standard Procedure for the Determinationof the Ampacity Derating of Fire-Protected Cables」【許容電流低減率(ADF)】

IO－Iｆ
ADF＝

×100(％)

IO
I0：導体温度が90℃まで到達するのに必要な電流(ケーブルラッピング前)
If：導体温度が90℃まで到達するのに必要な電流(ケーブルラッピング後)

以下，第16図に示すとおり，ケーブルの設計値としての許容電流は，空中一条布設時の許容電流に相当し，ケーブルの多条布設やケーブルラッピング
施工により影響を受け，低減される。ケーブルラッピング施工により生じる
許容電流低減率(ADF)が大きいほど，ケーブルの許容電流は小さくなる。
100(％)

許容電流

IO

許容電流低減率(ADF)If

0(％)
空中 1 条布設

多条布設

ケーブルラッピング施工

第16図 ケーブルの許容電流と許容電流低減率(ADF)
8 条-別添 1-資料 7-添付 2-46858

6.2ケーブルラッピングにおける許容電流低減率の評価
ケーブルラッピング時におけるケーブルの許容電流の低減率を確認し管理基準を定めるために，模擬試験体を用いた許容電流評価試験を行う。

6.3許容電流評価試験
許容電流評価試験は，IEEE848-1996「IEEE Standard Procedure for theDetermination of the Ampacity Derating of Fire-Protected Cables」を参考に，ケーブル1条及びケーブルトレイに対してケーブルラッピングを施工し，許容電流の評価を実施した。

6.4試験方法
ケーブル1条及びケーブルトレイに対してケーブルラッピングを施工し，その施工の前後において，導体の温度が約90℃となるように通電する。その時の通電電流I’は下式(1)により求めることができる。また，この時の周囲温度及び導体温度を測定し，導体温度90℃，周囲温度25℃における許容電流を下式(2)により算出し，許容電流低減率を確認する。
試験体概要図を第18図に示す。

√

T１ ’- T2 ’

I’＝I×

T１ - T 2

I：試験時の通電電流(A)T1：試験時の導体温度(℃)
T1’：試験体の導体温度(90℃)（1）

I’：試験時の通電電流(A)T2：試験時の周囲温度(℃)
T2’：試験時の周囲温度（25℃）

IO－Iｆ
許容電流低減率

ADF＝×100(％)（2）

IO
I0：導体温度が 90℃まで到達するのに必要な電流(ケーブルラッピング前)
If：導体温度が 90℃まで到達するのに必要な電流(ケーブルラッピング後)

8 条-別添 1-資料 7-添付 2-48860

許容電流評価試験：ケーブル1条

許容電流評価試験：ケーブルトレイ

許容電流評価試験：ケーブルトレイ
第18図 試験体概要図8 条-別添 1-資料 7-添付 2-49861

6.5試験結果(1)ケーブル1条
ケーブルラッピングの通電電流(A)

周囲温度(℃)

導体温度(℃)

無

1500

31.34

91.00

有

1000

25.67

91.87

有無

① ラッピング施工前 許容電流(補正後)
IO＝1566(A)② ラッピング施工後 許容電流(補正後)
Ir＝991(A)③

許容電流低減率
1566－991
許容電流低減率

ADF＝×100＝36.7％
1566(2)ケーブルトレイ
ケーブルラッピングの通電電流(A)

周囲温度(℃)

導体温度(℃)

無

29.20

38.63

90.20

有

14.20

27.48

89.75

有無

① ラッピング施工前 許容電流(補正後)
IO＝32.8(A)② ラッピング施工後 許容電流(補正後)
Ir＝14.5(A)③

許容電流低減率32.8－14.5
許容電流低減率

ADF＝×100＝55.8％
32.8

8 条-別添 1-資料 7-添付 2-50862

以上より，ケーブルラッピングに伴う許容電流の評価は，許容電流低減率の大きい55.8％を適用し，ケーブルラッピングに伴い，許容電流を満足できない
場合は，ケーブルのサイズアップまたはケーブルルートのリルートを行う。
試験の実施状況を別紙1に示す。

7.ケーブルトレイ等ケーブルラッピング施工時の耐震性について
東海第二発電所では，ケーブルトレイ等へケーブルラッピングを施工する場
合は，以下の観点から耐震性の評価を行い，基準地震動発生後に機能を維持できる設計とする。

7.1耐火ラッピング施工による耐震性評価
耐火ラッピング施工については，耐火ラッピングを施工することにより重量が増加することから，耐火ラッピングを施工した場合には，耐火ラッピング施工後の状態において，基準値震動が発生しても，機能を維持できるよう，個別に耐震性を評価し，必要に応じサポートを行う。

8.放水活動時の被水による影響についての考慮
東海第二発電所で使用するケーブルラッピング材のFFブランケット等は吸水性があることから，放水活動時にFFブランケット等が直接被水すると耐火ラッ
ピング材の重量が増加し，ケーブルトレイ及び耐火ラッピング材の耐震性に影響を及ぼすことが考えられる。
一方，東海第二発電所においては，耐火ラッピングを施工する火災区域(区画)の消火設備として，ハロゲン化物消火設備，二酸化炭素消火設備，局所ガス
消火設備，消火器を設置する設計としており，火災時の消火手段として優先的に使用することにより，放水活動時の被水の影響を考慮している。
8 条-別添 1-資料 7-添付 2-51

863

別紙1（1/14）
火災耐久試験状況(耐火被覆材による耐火障壁)
試験状況写真耐火被覆材による耐火障壁

項目

1時間耐火

3時間耐火

良

良

良

良

良

良

合格

合格

試験開始前

試験終了後

判
定
基
準

・火炎がと
おる亀裂等
の損傷及び
隙間が生じ
ないこと。
・非加熱面
側に 10 秒
を超えて発
炎を生じな
いこと。
・非加熱面
側 に 10 秒 を
超えて火炎
が噴出しな
いこと。

試験結果

8 条-別添 1-資料 7-添付 2-53865

別紙1（2/14）
火災耐久試験状況(配管貫通部)
試験状況写真
項目
断熱材取付けモルタル充填

良

良

良

良

良

良

合格

合格

試験開始前

試験終了後
(3時間後)

判
定
基
準

・火炎がと
おる亀裂等
の損傷及び
隙間が生じ
ないこと。
・非加熱面
側に 10 秒を
超えて発炎
を生じない
こと。
・非加熱面
側 に 10 秒 を
超えて火炎
が噴出しな
いこと。

試験結果

8 条-別添 1-資料 7-添付 2-54866

別紙1（3/14）
火災耐久試験状況(ケーブルトレイ貫通部)
試験状況写真項目
ケーブルトレイ

試験開始前

試験終了後
(3時間後)

判定基
準・火炎がとおる亀裂等の損
傷及び隙間が生じないこと。
・非加熱面側に 10 秒を超えて発炎を生じないこと。

良良・非加熱面側に10 秒 を 超 え て火炎が噴出し
ないこと。

良

試験結果

合格

8 条-別添 1-資料 7-添付 2-55

867

別紙1（4/14）
火災耐久試験状況(電線管貫通部)
試験状況写真
項目
電線管

試験開始前

試験終了後
(3時間後)

判定基
準・火炎がとおる亀裂等の損
傷及び隙間が生じないこと。
・非加熱面側に 10 秒を超えて発炎を生じないこと。

良良・非加熱面側に10 秒 を 超 え て火炎が噴出し
ないこと。

良

試験結果

合格

8 条-別添 1-資料 7-添付 2-56868

別紙1（5/14）
火災耐久試験状況(防火扉)試験状況写真
項目
室内加熱

室外加熱

良

良

良

良 ※1

・非加熱面側に 10 秒 を 超 えて火炎が噴出しないこと。

良

良

試験結果

合格

合格

試験開始前

試験終了後
(3時間後)

判
定
基
準

※1

・火炎がとおる亀裂等の損
傷及び隙間が生じないこと。
・非加熱面側に 10 秒を超えて発炎を生じないこと。

ドアクローザ－部除く

8 条-別添 1-資料 7-添付 2-57

869

別紙1（6/14）
火災耐久試験状況(防火ダンパ)
試験状況写真項目
防火ダンパ①

防火ダンパ②良良良良・非加熱面側に 10 秒 を 超 えて火炎が噴出しないこと。

良

良

試験結果

合格

合格

試験開始前

試験終了後
(3時間後)

判定基
準・火炎がとおる亀裂等の損
傷及び隙間が生じないこと。
・非加熱面側に 10 秒を超えて発炎を生じないこと。

8 条-別添 1-資料 7-添付 2-58

870

別紙1（7/14）
火災耐久試験状況(耐火間仕切り)
試験状況写真項目
耐火間仕切り①

試験開始前

試験終了後
(3時間後)

判定基
準・火炎がとおる
亀裂等の損傷及び隙間が生じないこと。
・非加熱面側に10 秒を超えて発炎を生じない
こと。

良

良 ※１

・非加熱面側に10秒を超えて火炎が噴出しない
こと。

良 ※１

試験結果

合格

※1 耐火間仕切りの試験体においては，試験後の耐火間仕切り内部の損傷状
態，媒等の付着がないことを確認し，試験結果良と判定した。

8 条-別添 1-資料 7-添付 2-59871

別紙1（8/14）
火災耐久試験状況(耐火間仕切り)
試験状況写真項目
耐火間仕切り②

試験開始前

試験終了後
(3時間後)

判定基
準・火炎がとおる
亀裂等の損傷及び隙間が生じないこと。
・非加熱面側に10 秒を超えて発炎を生じない
こと。

良

良 ※１

・非加熱面側に10秒を超えて火炎が噴出しない
こと。

良 ※１

試験結果

合格

※1 耐火間仕切りの試験体においては，試験後の耐火間仕切り内部の損傷状
態，媒等の付着がないことを確認し，試験結果良と判定した。

8 条-別添 1-資料 7-添付 2-60872

別紙1（9/14）
火災耐久試験状況(耐火間仕切り)
試験状況写真項目
耐火間仕切り③

試験開始前

試験終了後
(3時間後)

判定基
準・火炎がとおる
亀裂等の損傷及び隙間が生じないこと。
・非加熱面側に10 秒を超えて発炎を生じない
こと。

良

良 ※１

・非加熱面側に10秒を超えて火炎が噴出しない
こと。

良 ※１

試験結果

合格

※1 耐火間仕切りの試験体においては，試験後の耐火間仕切り内部の損傷状
態，媒等の付着がないことを確認し，試験結果良と判定した。

8 条-別添 1-資料 7-添付 2-61873

別紙1（10/14）
火災耐久試験状況(3時間耐火ケーブルトレイラッピング)
試験状況写真項目
耐火ラッピング（外観，ケーブル）

試験開始前

試験終了後
(3時間後)

判定基
準・火炎がとおる亀裂等の損
傷及び隙間が生じないこと。
・非加熱面側に 10 秒を超えて発炎を生じないこと。

良良・非加熱面側に 10 秒 を 超 えて火炎が噴出しないこと。

良

試験結果

合格

8 条-別添 1-資料 7-添付 2-62874

別紙1（11/14）
火災耐久試験状況(1時間耐火ケーブルトレイラッピング)
項目

試験状況写真

試験開始前（試験体全体）火災防護対象ケーブルの延焼による異区分のケー
ブルへの影響

試験終了後(1時間後)

垂直方向外観異区分のケーブル延焼による火災防護対象ケーブ
ルへの影響

奥：水平
判定
基準

水平方向外観手前：垂直導通があること。

良

10MΩ以上であること。

良

試験結果

合格

8 条-別添 1-資料 7-添付 2-63875

別紙1（12/14）
火災耐久試験状況(3時間耐火電線管ラッピング)
試験状況写真
項目
電線管

試験開始前

試験終了後
(3時間後)

判定基
準・火炎がとおる亀裂等の損
傷及び隙間が生じないこと。
・非加熱面側に 10 秒を超えて発炎を生じないこと。

良良・非加熱面側に 10 秒 を 超 えて火炎が噴出しないこと。

良

試験結果

合格

8 条-別添 1-資料 7-添付 2-64876

別紙1（13/14）
火災耐久試験状況(1時間耐火電線管ラッピング)
項目

試験状況写真

試験開始前（試験体全体）火災防護対象ケーブルの延焼による異区分のケー
ブルへの影響

試験終了後(1時間後)

奥：水平

異区分のケーブル延焼による火災防護対象ケーブ
ルへの影響

奥：水平

判定
基準

手前：垂直

手前：垂直

導通があること。

良

10MΩ以上であること。

良

試験結果

合格

8 条-別添 1-資料 7-添付 2-65877

別紙1（14/14）
火災耐久試験状況（放水試験）について
試験状況写真
項目
放水試験

試験開始前
(3時間耐火試験後)

試験後

8 条-別添 1-資料 7-添付 2-66878

別紙2(1/5)

ケーブルトレイ貫通部における非加熱面側の機器への影響

1.はじめに火災区域(区画)を形成する3時間耐火処理を施したケーブルトレイ貫通部
では，火災が発生した区域(加熱側)の隣接区域(非加熱側)に炎の噴出等は発生しない。しかしながら，第1図のとおり，火災が発生した区域から，ケー
ブル及び断熱材を介し隣接区域(非加熱側)に伝搬する熱量が大きい場合には，非加熱側でケーブルが発火し，隣接区域に延焼する可能性が考えられる。したがって，東海第二発電所で3時間耐火処理を施すケーブルトレイ貫通部においては，隣接区域(非加熱側)に火災の影響が生じないことを確認し
ている。

第1図

非加熱面側のケーブルトレイ貫通部周囲への熱影響

8 条-別添 1-資料 7-添付 2-67879

別紙2(2/5)
2.ケーブルトレイ貫通部3時間火災耐久試験の適合判定条件
東海第二発電所のケーブルトレイ貫通部の3時間耐火処理における標準施工方法は，第1図に示すものである。これらの3時間耐火試験における判定基
準は，建築基準法施行令第129条の2の5第1項第七号ハに基づく認定に係る性能を評価する「防火区画等を貫通する管の性能試験・評価業務方法書」に基づき，以下(1)から(3)としている。東海第二発電所の標準施工方法について
は，5.2.2.3第5表示すとおり，以下，(1)から(3)の項目を全て満足し合格す
ることを確認している。

加熱試験の結果，各試験体が次の基準を満足する場合に合格とする。
(1)非加熱面側に 10 秒を超えて発炎を生じないこと。
(2)非加熱面側に10秒を超えて火炎が噴出しないこと。
(3)火炎がとおる亀裂等の損傷及び隙間が生じないこと。

さらに，非加熱面側のへの熱影響を考慮し，東海第二発電所のケーブルト
レイ貫通部の 3 時間耐火試験の判定基準としては，「防耐火性能試験・評価
業務方法書」に基づき，耐火壁に対する判定基準を準用し，非加熱面側温度上昇が 180K(℃)を超えないことを規定する。東海第二発電所においてケー
ブルトレイ貫通部を施工するエリアの設計環境温度が最大 40℃であることを踏まえると，上記判定基準を満足すれば，非加熱側の最大温度は 220℃
(40℃＋180K)となるが，難燃ケーブルが自然発火する温度は概ね 300℃以上であることから，非加熱面側でケーブルは発火せず，隣接区域に火災の影響は生じない。

8 条-別添 1-資料 7-添付 2-68880

別紙 2(3/5)
以下，東海第二発電所のケーブルトレイ貫通部の標準施工方法について 3
時間耐火試験を行った際の非加熱側の温度の測定結果を示す。

3.ケーブルトレイ貫通部 3 時間耐火試験における非加熱側温度
施工方法(1)から(4)のいずれの場合においても、非加熱側でケーブルが外部に剥き出しとなる点（図中、赤色×で表記）においては、温度上昇が 180K を下回っており、ケーブルが発火することはない。
一方、近接しているケーブル同士の隙間においては、高温によりケーブルシース同士が相互に融着する現象が観測されており、当該箇所において最大
241K の温度上昇が見られた。しかしながら、3 時間耐火試験中の非加熱側のケーブルは発火していないことから、ケーブル同士の隙間にケーブル以外の可燃物がなければ延焼は生じないと考える。
東海第二発電所の実機におけるケーブルトレイ貫通部の 3 時間耐火施工箇所においては、ケーブル同士の隙間にケーブル以外の可燃物が存在しない設計とすることから、火災が発生する区域の熱が 3 時間耐火処理を施したケーブルト
レイ貫通部を通じて隣接区域に影響を及ぼすおそれはないと考える。

8 条-別添 1-資料 7-添付 2-69881

別紙 3(1/10)
東海第二発電所 配管貫通部における非加熱側の機器への影響について

1. はじめに火災区域(区画)を構成する配管貫通部が火災時に配管が加熱されると，配管の伝熱により非加熱面側配管の温度・圧力が上昇し，当該配管の周囲に設置される機器及び配管に直接取付けられている機器に影響をおよぼす可能性がある。
したがって，非加熱側の機器への影響について配管の設置状態に応じ評価を行う設計とする。

2. 非加熱面側の貫通配管周囲の機器への影響
非加熱面側の貫通配管周囲の機器(第 1 図)への影響は，貫通している配管の断熱材からの先の状態(保温材の設置有無，配管の種類(液体を内包する配管，気体を内包する配管)により影響が異なるため，以下のとおり評価を実施する
設計とする。また，評価は最も周辺機器への影響が大きいと考えられる気体を内包する配管を代表として詳細な評価を行う設計とする。

周囲の機器への影響を評価

影響評価対象機器MO

第 1 図 非加熱面側の貫通配管周囲の機器への伝熱影響
8 条-別添 1-資料 7-添付 2-72

884

別紙 3(2/10)
2.1 保温材付配管
保温材付配管は，配管に設置した保温材の厚さを配管口径によって変化させ，口径に係らず配管からの放熱が一定値以下に抑制されるよう設計している。したがって，火災時においても加熱面側からの加熱及び非加熱面側の放熱が保温材によって抑制され，周囲のケーブルトレイや電動弁などへの輻射熱の影響が抑制される。
したがって，保温材配管については非加熱面側の貫通配管周囲に設置する機器への影響は考えにくい。

2.2 液体を内包する配管
液体を内包する配管は，水配管と燃料(軽油)移送配管がある。
水配管は，火災により加熱されても，配管を構成する鋼材に比べて 10 倍近い熱容量を持つ配管径全体の保有水により，熱が吸収され温度上昇が大きく抑制される。したがって，，非加熱面側の貫通配管周囲に設置する機器への影響は考えにくい。
燃料(軽油)移送配管についても同様で，軽油は，配管を構成する鋼材に比べて 4 倍近い熱容量を有しており，火災により加熱された場合でも配管径全体の軽油により熱が吸収され，温度上昇が大きく抑制される。
したがって，非加熱面側の貫通配管周囲に設置する機器への影響は考えにくい。

8 条-別添 1-資料 7-添付 2-73885

別紙 3(3/10)
2.3 気体を内包する配管
気体を内包する配管は，配管内部が気体であることから，液体を内包する配管に比べ配管自体の熱容量が小さく，非加熱面側の貫通配管の温度が上昇することが想定されるため，非加熱面側の周辺機器への影響軽減を目的として，基準値以上の温度範囲については断熱材で覆う設計とする。
また，このための確認として，ISO834の加熱曲線により3時間加熱した火災耐久試験を実施し，気体を内包する貫通配管表面の温度を測定した。試験体概要を第2図，温度測定点を第3図に示す。周辺機器へ影響をおよぼす温度の基準として，非加熱面側の配管表面について最高温度173℃ ※１ を定め，試験結果から，非加熱面側にて当該の温度を満たすための断熱材の寸法を確認した。配管
径ごとに必要となる断熱材長さの確認結果を第4図に示す。
なお，ケーブルについては，「内部火災影響評価ガイド」表8.2「ケーブルの損傷基準」のとおり，いずれのケーブルタイプもケーブルの損傷基準温度が示されており，200℃を上回っていることから，配管貫通部の非加熱側の最高温度である173℃の温度環境となった場合においても損傷に至ることはない。
※1

米国Regulatory Guide 1.189では，配管貫通部非加熱面側の温度が周囲の機器等に影響をおよぼさぬよう，周囲の環境温度に対して最高点で163℃若しくは平均121℃を超えて上昇しないことが求められている。非加熱面側の周囲の環境温
度は，通常雰囲気は換気空調系の設計温度10℃～40℃であるため，最高点の温度上昇は173℃～203℃以下，エリア平均では，131℃～161℃以下であることが求められる。
したがって，これらの範囲のうち保守的な条件として，非加熱面側の最高点の温度は173℃以下，エリア平均の温度は131℃以下を基準値とする。

8 条-別添 1-資料 7-添付 2-74886

別紙4(6/10)
3.非加熱面側の貫通配管に接続される機器への影響
配管貫通部の非加熱面側の貫通配管に接続される機器への影響（第6図）
は，貫通している配管（保温材の設置有無，液体を内包する配管，気体を内包する配管）により影響が異なるため，以下のとおり評価を実施する。

第6図

非加熱面側の貫通配管に直接取り付く機器への影響

3.1 保温材付配管
保温材付配管は，2.1項に示すとおり，保温材により加熱面側における加熱が抑えられること，また，保温材付配管は直接取り付く機器の耐熱温度も耐火設計となっている。
したがって，非加熱面側の貫通配管に直接取り付く機器に熱影響を与えることはない。

8 条-別添 1-資料 7-添付 2-77889

別紙4(7/10)
3.2 液体を内包する配管
液体を内包する配管は，2.2 液体を内包する配管にて評価したとおり，内部流体の熱吸収により非加熱面側の温度上昇を抑えることができ，これにより内部流体の圧力上昇も低減されることから，非加熱面側の貫通配管に直接取り付
く機器への影響は考えにくい。

3.3 気体を内包する配管
気体を内包する配管は，配管内部の熱容量が小さく，非加熱面側の貫通配管の温度が上昇されることが想定される。東海第二発電所にて3時間耐火による貫通部処理を行う気体を内包する配管は，以下のとおりである。

〇非常用ガス処理系〇不活性ガス系〇非常用ディーゼル発電機始動空気及び給気系〇計装用圧縮空気系〇所内用圧縮空気系〇高圧窒素ガス供給系

気体を内包する配管の貫通部近傍に直接設置機器として，弁類(手動弁，電動弁，空気作動弁)，計測器がある。これらの機器については以下の点から熱による影響は考えにくい。

8 条-別添 1-資料 7-添付 2-78890

別紙4(8/10)
・断熱材以降の非加熱側の配管露出部は，173℃以下となる設計である。
・断熱材以降の非加熱側の配管露出部においては，173℃を下回る設計であるが，系統の設計温度を超える。弁については，設置位置における温度に対して，いずれもJSMEに規定される弁自体の設計温度を超えないこと，及びJIS等規格品の同型機器がプラント内で200℃以上の高温部に使用され，十分に機能している実績から，173℃以下の環境において熱影響による機器への影響はない。また，電動弁，空気作動弁の駆動部については，配管部より更に離れて設置されており，伝熱による影響を受けにくく，温度上昇も小さいことから，機能への影響は考えにくい。よって，気体を内包する配管の非加熱面側に直接接続された機器が熱影響を受けることは考えにくい。

8 条-別添 1-資料 7-添付 2-79891

別紙 5(1/3)
3 時間耐火壁及び隔離壁の厚さについて「実用発電用原子炉及びその附属施設の火災に係る審査基準」には，耐火壁，
隔壁等の設計の妥当性が耐久試験によって確認されることが要求されている。
耐火区域を構成する壁についての 3 時間耐火性能を確保するための壁厚について，対応方針を以下に示す。

１． 対応方針とその考え方(1)対応方針
3 時間耐火性能を必要とする壁厚については，150 ㎜以上を確保する方針とする。
(2)考え方建築基準法では 2 時間を超える耐火壁の規定はないが，関連する告示の講習会資料にて 2 時間を超える耐火壁厚の算出式及び算出結果がグラフとして提示されており，これによれば一般コンクリートの場合，3 時間耐火に必要な壁厚は 123 ㎜である。
火災防護審査指針(JEAC4607-2010)では、火災影響評価での火災区
域、区画の火災荷重評価は米国 NFPA(National Fire Protection
Association)ハンドブックを参照しており，これによれば，3 時間の耐火壁の必要壁厚は約 150 ㎜である。
以上より，3 時間耐火壁の厚さは，より保守的な評価である 150 ㎜以上を採用する。

8 条-別添 1-資料 7-添付 2-80892

別紙 5(2/3)
２．コンクリート壁の耐火性能について（１） 建築基準法による壁厚
火災強度 2 時間を超えた場合，建築基準法により指定された耐火構造
壁はないが，告示の講習会テキスト ※１ により，コンクリート壁の屋内火災保有耐火時間（遮熱性）の算定式及び 4 時間までの算定図（普通コンクリート）が示されており，これにより最小壁厚を算出することができる。
※１

2001 年版耐火性能の検証法の解説及び計算例とその解説（建設省告示第 1433 号 耐火性能検証法に関する算定方法等を定める件）講習会テキスト（国土交通省住宅局建築指導課）

460
t=
α

/

0.012

･

ここで，ｔ：保有耐火時間[min]D：壁の厚さ[㎜]α：火災温度上昇係数[460：標準加熱曲線]※２
CD ：遮熱特性係数[1.0：普通コンクリート]※３※２：建築基準法の防火規定は 200 年に国際的な調査を図るため，国際標準の ISO 方式が導入され，標準加熱曲線は ISO834 となり，火災温度係数αは 460 となる。
※３：普通コンクリート(1.0)，軽量コンクリート(1.2)

上記式より，屋内火災保有耐火時間 180min（3 時間）に必要な壁厚は123 ㎜である。

（２） 海外規定による壁厚
コンクリート壁の耐火性を示す海外規格として，米国の NFPA ハンドブックがあり，3 時間耐火に必要な壁の厚さは約 150 ㎜ ※４ と読み取れる。

8 条-別添 1-資料 7-添付 2-81893

別紙 5(3/3)※４

3 時間耐火に必要なコンクリート壁の厚さとしては，「 原子力発電所の火災防護指針 JEAG4607-2010」に例示された，米国 NFPA ハンドブックに記載される耐火壁の厚さと耐火時間の関係より，3 時間耐火に必要な厚さが約 150 ㎜である。

8 条-別添 1-資料 7-添付 2-82894

添付資料３
東海第二発電所における中央制御盤内の分離について

895

中央制御室制御盤内の分離について
中央制御室の制御盤のスイッチ，配線などの構成部品に単一火災を構成しても，近接する他構成部品に影響がおよばないことを確認した実証試験の知見を踏まえ十分な分離を行う設計とする。以下に実証試験概要を示す。
対象

盤内状況の例

実証試験概要【操作スイッチ表面】

62mm
60mm 以上

操作スイッチ

8 条-別添 1-資料 7-添付 3- 1

分離型操作スイッチ

約 35mm62mm

1. 目的
鋼鈑で覆った操作スイッチに火災が発生しても，適切な分離距離を確保している場合は，近接する操作スイッチに火災の影響がおよばないことを確認する。
2． 試験内容(1)過電流による火災（内部火災）
鋼鈑で覆われた分離型操作スイッチに過電流を通電することで，分離型操作スイッチ内の内部火災を模擬し，隣接する一般操作
スイッチへの影響を確認した。
【判定基準】 隣接する一般操作スイッチへの延焼性(目視による確認)(2)バーナー着火による火災（外部火災）
鋼鈑で覆われた分離型操作スイッチの外側からバーナーで着火することで，制御盤内での火災を模擬し，分離型操作スイッチへの影響を確認した。
【判定基準】a.絶縁抵抗測定 b.通電確認(ランプ点灯にて確認) c.操作性の確認【操作スイッチ裏面】:バーナー

スイッチ分離距離
上下方向：20mm 水平方向：15mm

分離型スイッチ

金属製筐体
厚さ:3.2mm

上記は全て実機計測値

2.試験結果鋼鈑で覆った分離型操作スイッチに火災が発生しても，適切な分離距離を確保している場合は，近接する一般操作スイッチに火災の影響がないことを確認した。また，制御盤内の火災が発生しても，鋼鈑で覆われた分離型操作スイッチには，火災の影響が及ばないことを確認した。

896

対象

盤内状況の例

実証試験概要盤内配線ダクト

8 条-別添 1-資料 7-添付 3- 2

1. 目的
金属バリア又は盤内配線ダクト内に設置している区分の配線に火災が発生しても，異区分の配線に火災の影響がおよばないことを確認する。
2. 試験内容(1)空間距離配線を収納したダクトを並べ，ダクトの距離を自由に変えるようにし，片側のダクトの配線にバーナーで着火し，もう一方ののダクトへの影響を確認した。
【判定基準】隣接する盤内配線ダクトの影響度（目視確認（変色，変形等））(2)電線管バリア
配線を収納したダクトを並べ，ダクトの距離を自由に変えられるようにし，ダクトの間に板厚3.2mm の金属バリアを設置し，片側のダクトの配線にバーナーで着火し，金属バリアがある場合のもう一方のダクトへの影響を確認した。
【判定基準】隣接する盤内配線ダクトの影響度（目視確認（変色，変形等））

鋼鈑による分離金属バリア：厚さ 4mm
離隔距離：3cm 以上
上記は全て実機計測値

2.試験結果金属バリアがない場合は，垂直ダクト間で 5cm 以上，水平ダクト間では 10cm 以上距離があれば，もう一方へのダクトへの影響がないことを確認した。
金属バリアがある場合は，3 ㎝の距離があっても，もう一方へのダクトへの影響がないことを確認した。なお，塩化ビニル電線と難燃性電線の相違はなかった 。

897

対象

実証試験概要金属 外装ケーブ ル

8 条-別添 1-資料 7-添付 3- 3

1. 目的
制御盤内に設置している金属外装ケーブルが制御盤内の火災により影響を受けないことを確認する。
2． 試験内容(１)金属外装ケーブル
ケーブルを収納した電線管及びフレキシブル電線管を外部からバーナーで着火し，電線管及びフレキシブル電線管内のケーブルへの影響を確認した。
【判定基準】
・絶縁抵抗測定・絶縁被覆の形状（溶融等の有無）

3． 試験結果
電線管において，塩化ビニル電線の被覆は，一部表面が溶着するが，難燃性電線には変化が見られなかった。フレキシブル電線管も塩化ビニル電線の被覆は，一部表面が溶着するが，難燃性電線には変化が見られなかった。
電線管及びフレキシブル電線管の塩化ビニル電線，難燃性電線の絶縁抵抗は，試験前後に変化はなく，電線管及びフレキシブル電線管に収納することで分離機能を有することが確認できた。

898

対象

盤内状況

実証試験概要制御盤

8 条-別添 1-資料 7-添付 3- 4

1． 目的
中央制御室に設置している制御盤に火災が発生しても，隣接する制御盤に火災の影響がおよｂ
んしことを確認する。制御盤は，ベンチ盤，直立盤の 2 種類で確認する。
2． 試験内容（１） 制御盤バーナー着火試験
制御盤内の外部ケーブルの立ち上がり部をバーナーにより強制着火し，隣接制御盤への火災の影響を確認した。なお，隣接盤への影響は，以下の判定基準にて確認した。
（２） 制御盤油点火試験管
制御盤内にオイルパンを設置し，白灯油 1.5 に強制着火させ，制御盤内の全面火災による隣接制御盤の火災の影響を確認した。隣接制御盤への影響は，以下の判定基準にて確認した。
（３） 判定基準・隣接制御盤の変色，変形の有無
・隣接制御盤の通電性の確認(ランプ点灯にて確認)
・火災鎮火後の隣接制御盤の操作性のお確認
・火災鎮火後の隣接制御盤の絶縁抵抗測定

3.2mm 以上の鋼鈑で分離
青破線：区分の境界

2. 試験結果金属で覆われ，分離している制御盤内に火災が発生しても，火災の影響は火災源の制御盤内に留まることを確認した。したがって，隣接制御盤に火災の影響はなく，分離性が確保されることを確認した。

899

対象

実証試験概要1.目的
中央制御室の制御盤内に設置している絶縁電線が短絡事故等を想定した過電流により発火せず，同一制御盤内の他機器に火災の影響がおよばないことを確認する。
2.試験内容(1)空中一条布設過電流試験
盤内絶縁電線に許容電流の 4 倍～5 倍の過電流を通電し，発火有無の状態を確認した。
絶縁電線の種類は，以下の 4 種類とした。

盤内絶縁電線

8 条-別添 1-資料 7-添付 3- 5

〇600Ｖ NC-HIV 2mm2 低塩酸ビニル電線〇600Ｖ HIV 2mm2 耐熱ビニル電線〇600Ｖ IV 2mm2 ビニル電線〇600Ｖ FH 2mm2 テフゼル電線【判定基準】
過電流によって発火しないこと

空中一条布設過電流試験の装置
3.試験結果
盤内絶縁電線は 4 種類とも過電流によって発火する前に導体が溶断し，発火しないことを確認した。したがって，同一制御盤内の他機器へ火災の影
響はなく，分離性が確保されることを確認した。

900

添付資料４
東海第二発電所における中央制御室のケーブルの分離状況について901

添付資料 5
東海第二発電所における中央制御室の制御盤の火災を想定した場合の対応
について

903

添付資料 5
東海第二発電所における中央制御室の制御盤の火災を想定した場合の対応について

1.目的
火災により，中央制御室の制御盤 1 面の安全機能が喪失したとしても，他の制御盤により，原子炉の高温停止及び冷温停止・維持ができることを確認する。

2.中央制御室の制御盤の配置
中央制御室には，第 1 図のとおり制御盤を配置しており，区分毎または系統毎に分離した設計としている。

8 条-別添 1-資料 7-添付 5-1

904

3.中央制御室の制御盤の火災による影響の想定
中央制御室には運転員が常駐していることから火災の早期感知・消火が可能であるため，制御盤にて火災が発生した場合であっても，火災による影響は限定的である。しかしながら，ここでは中央制御室の制御盤で発生する火災とその影響を以下のとおり想定する。
・保守的に当該制御盤に関連する機能は火災により全喪失する。
・隣接する制御盤とは金属の筐体により分離されていること，早期感知・消火が可能であることから隣接盤へ延焼する可能性は低い。
・異区分が同居する制御盤については，制御盤内部の影響軽減対策を行うことから同居する区分の機能が火災により同時に喪失する可能性は低いが，保守的に全て機能喪失する。
・制御盤に接続するケーブルは，難燃ケーブルを使用する設計とすること，
1 時間以上の耐火能力を有する耐火措置がなされた電線管又はトレイに布設する設計とすることから，中央制御室床下には延焼する可能性は低い。

4.中央制御室の制御盤の火災発生に対する評価結果
中央制御室の制御盤の火災により，制御盤 1 面の機能が全喪失した場合を想定した評価について，結果を第 1 表に示す。
例えば，中央制御盤において，安全区分毎に分離・独立している制御盤では，区分Ⅰの制御盤の火災による機能喪失を想定しても，他の安全区分の制御盤と分離・独立していることから，多重化された安全機能が同時に喪失することはない。よって，原子炉の安全停止は達成可能である。

8 条-別添 1-資料 7-添付 5-3

906

一方，複数の安全区分の機器・ケーブル等が一つの盤内に設置設置されている制御盤については，複数の安全区分の安全機能が同時に喪失する可能性がある。しかしながら，これらの制御盤については，運転員の目の前に設置されていること，高感度煙感知器を設置する設計としており，火災の早期感知と運転員による早期消火が可能なことから，複数区分の監視機能が同時に喪失することはない。よって，原子炉の安全停止は達成可能である。
なお，万一複数の安全区分の機器・ケーブル等が設置されている制御盤の機能が全て喪失しても，制御室外原子炉停止装置からの操作により，原子炉の安
全停止が達成可能である設計とする。

8 条-別添 1-資料 7-添付 5-4907

第 1 表 中央制御室の制御盤における火災影響で喪失する機能
安全 機能

位
盤番 号

盤名 称
原子 炉の 緊
急停 止機 能置

1

H13-P615A

制御棒位 置 指示 系盤 A

2

P625

HPCS RELAY CAB

3

H13-P615B

制御棒位 置 指示 系盤 B

4

H13-P615C

制御棒位 置 指示 系盤 C

5

H13-P616

制御 棒操作 補助 盤

6

H13-P613

PROCESS INST CAB

7

H13-P634A

再循環流 量 制御 系制 御 盤

8

H13-P634B

同上

9

H13-P929

ATS ECCS DIV-Ⅲ CAB

10

H13-P617

PROCESS INST CAB

11

H13-P634

PLR-FCV HPU CONT CAB

12

H13-P612

FEEDWATER CAB (1)＆(2)13

H13-P609

原子炉保 護 系“ A” 継電 器
盤

14

H13-P610

スク ラム試 験盤

15

H13-P611

原子炉保 護 系“ B” 継電 器
盤

16

CP-35

DUST MONITOR CAB

17

H13-P614

NSSS TEMP RECORDER CAB

18

H13-P608

出力 領域モ ニタ 盤

19

H13-P636

RADIATON MON “B” CAB

20

D21-P600

AREA RAD MONITOR CAB

21

H13-P600

PROCESS RAD RECODER CAB

22

H13-P604

PROCESS RAD

23

H13-P607

TIP 制 御盤24

H13-P619

ジェ トポン プ計 装盤

25

H13-P635

RADIATON MON “A” CAB

26

H13-P601

REACTOR CORE COOLING27

H13-P602

CUW & PLR CONTROL

28

H13-P603

REACTOR CONTROL

29

CP-3

ター ビン補 機制 御盤

30

CP-2

ター ビン・ 発電 機制 御 盤

31

CP-1

所内 電源制 御盤

原子 炉冷 却材圧 力バ ウンダ リ機 能（〇 ：機 能 有り ）備考
炉心 冷却 機能原子 炉停 止後の 除熱 機能

安全 上特 に重要 な関 連
機能

○

○

○

○

○

○

○
○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

MONITOR CAB

○
○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

8 条-別添 1-資料 7-添付 5-5908

安全 機能

位
盤番 号

盤名 称
原子 炉の 緊
急停 止機 能置

32

NR91-P052

廃棄物処 理 設備 監視 盤

33

CP-50

現場 設備監 視盤

34

CP-37

火災 受信盤35

CP-33

環境 監視盤36

CP-30

送・ 受電系 統制 御盤

37

CP-9

AUX RELAY CAB

38

CP-8

T-G RECODER CAB

39

CP-7

T-G TEST ＆ CEECK CAB

40

CP-10A

GENETOR＆MAIN TRANSF

41

CP-10BGENETOR＆UNIT AUX TRANSF

42

CP-10CSTANDBY TRANSF

43

CP-11

ター ビン補 機盤

原子 炉冷 却材圧 力バ ウンダ リ機 能（〇 ：機 能 有り ）備考
炉心 冷却 機能原子 炉停 止後の 除熱 機能

安全 上特 に重要 な関 連
機能

44

CP-4

ター ビン試 験盤

45

CP-25

スチ ームシ ール 系制 御 盤

46

CP-39

ター ビン振 動監 視盤

47

CP-21

ター ビン監 視補 助盤

48

CP-20FEHC 制 御盤 (ｲﾝﾀｰﾛｯｸ)

49

CP-20E

EHC 制 御盤 (共 通 Ⅱ)

50

CP-20DEHC 制 御盤 (共 通 Ⅰ)

51

CP-20CEHC 制 御盤 (シ ス テム Ⅲ)

52

CP-20B

EHC 制 御盤 (シ ス テム Ⅱ)

53

CP-20A

EHC 制 御盤 (シ ス テム Ⅰ)

54

CP-31

OFF-GAS CONTROL CAB

55

CP-5

VENT&DRY WELL INERTING
CAB

○

○

○

56

H13-P926

ATS ECCS DIV-Ⅱ CAB

○

○

○

57

H13-P642

58

H13-P618○○59

H13-P925

ATS ECCS DIV-Ⅰ CAB

○

○

○

60

H13-P927

同

○

○

○

61

CP-34A

RFP-T(A)制 御盤

62

CP-34B

RFP-T(B)制 御盤

LEAK DETECTION DIV-ⅡCAB
RHR“B” &“ C” RELAY DIVⅡ CAB

上

8 条-別添 1-資料 7-添付 5-6909

安全 機能

位
盤番 号

盤名 称
原子 炉の 緊
急停 止機 能置

63

H13-P640

TRANSIEMNT TEST PANEL

64

H13-P621

RCIC RELAY CAB

原子 炉冷 却材圧 力バ ウンダ リ機 能LEAK DETECTION DIV-Ⅰ
CAB
LPCS＆RHR“ A” RELAY DIVⅠCAB（〇 ：機 能 有り ）備考
炉心 冷却 機能原子 炉停 止後の 除熱 機
能

○

○

○

○

安全 上特 に重要 な関 連機能65

H13-P632

66

H13-P629

67

H13-P924

ATS RPS“D”CAB○

68

H13-P922

ATS RPS“B”CAB○

69

H13-P622

INBOAD VALVE NS4 DIV-Ⅱ
CAB

70

H13-P631

ADS “B”RELAY CAB

71

H13-P690

S/P TEMP MON” B”CAB

72

CP-16

FCS”B”CAB73

H13-P639

CAMS”B”CAB

74

CP-14

MSIV-LCS”B”CAB

○

75

CP-6B

SGTS&FRVS “B”CAB

○

○

76

CP-41

STATION AUX POWER CAB

77

H13-P623

INBOAD VALVE NS4 DIV-Ⅰ
CAB

78

H13-P628

ADS”A”RELAY CAB

79

H13-P689

S/P TEMP MON“ A”CAB

80

CP-15

FCS”A”CAB81

H13-P638

CAMS”A”CAB

82

CP-13

MSIV-LCS”A”CAB

83

CP-6A

SGTS&FRVS “A”CAB

○

○

84

H13-P921

ATS RPS“A”CAB○

85

H13-P923

ATS RPS“C”CAB○

86

CP-42APSVR 盤 (1)87

CP-42BPSVR 盤 (2)

88

CP-32

開閉 所保護 盤

89

CP-36

保守 用

90

CP-40

275KV 系統

91

CP-43

潮位 記録計92

H13-P660

ｽｸﾗﾑﾀｲﾐﾝｸﾞﾚｺｰﾀﾞ盤

93

H13-P650

ｱｸｼﾃﾞﾝﾄﾏﾈｰｼﾞﾒﾝﾄ盤○

8 条-別添 1-資料 7-添付 5-7

910

資料 8

東海第二発電所における格納容器内の火災防護について

911

【目次】

1.はじめに
2.格納容器内の状態について
3.格納容器内の火災防護対策
3.1 火災区域の設定
3.2 火災の発生防止対策
3.3 火災の感知及び消火
3.4 火災の影響軽減対策

912

資料 8
東海第二発電所における格納容器内の火災防護について

1.はじめに
東海第二発電所の格納容器内は，プラント運転中については窒素が封入され雰囲気が不活性化となることから，火災の発生は想定されない。
しかしながら，窒素が封入されていない期間のほとんどは，原子炉が冷温停止に到達している期間であるが，わずかではあるものの原子炉が冷温停止に到達していない期間もあることを踏まえ，以下のとおり火災防護対策を行う。

2.格納容器内の状態について
格納容器内の窒素置換(窒素封入・排出)は，プラント起動時及びプラント停止時において以下のとおり実施される。
(プラント起動時)
・制御棒引抜き(原子炉の高温・冷温停止状態へ移行)
・出力上昇・起動試験・出力低下・制御棒全挿入(原子炉の高温停止状態へ移行)・格納容器内点検
・窒素封入・制御棒引抜き・出力上昇(原子炉の高温・冷温停止状態へ移行)(プラント停止時)
・制御棒挿入・出力低下
・高温停止状態へ移行
・冷温停止状態へ移行
8 条-別添 1-資料 8-1

913

・窒素排出なお，起動時のプラント状態について，火災防護の観点から以下のように分類する。

① 原子炉の冷温停止(制御棒引抜きまで)② 起動中(制御棒引抜きから窒素封入完了まで)②-1 格納容器内点検（原子炉圧力降下開始から点検完了まで：約 7 時間）・制御棒引抜きから点検完了までの消火活動の概要を別紙 2 の第 2
図に示す。（所員用エアロックは仮閉鎖）②-2 格納容器点検完了（所員用エアロック最終閉鎖，圧力上昇再開）から窒素置換完了（酸素濃度 4％未満確認）まで：約 16 時間
・格納容器点検完了から窒素置換完了までの消火活動の概要を別
紙 2 の第 3 図に示す。
③ 運転(窒素置換完了（封入期間）から冷温停止まで)

第 8-1 図 原子炉起動時のプラント状態

8 条-別添 1-資料 8-2914

火災の発生リスクを低減するためには，原子炉の起動中において窒素置換されない期間をできるだけ少なくすることが有効である。

3.格納容器内の火災防護対策
3.1 火災区域の設定
格納容器は，3 時間以上の耐火能力を有する耐火壁により他の火災区域と分離する。

格納容器内の火災防護対象設備を別紙 1 に示す。

火災防護に係る審査基準では，火災防護の目的として「原子炉の高温停止及び低温停止」の達成，維持を挙げていることを踏まえ，2.に示す①原子炉の冷温停止，②起動中(窒素封入前)，③起動及び運転(窒素封入期間)のそれぞれの状態に応じて，以下のとおり格納容器の特性を考慮した火災防護対策(火災の発生防止，火災の感知・消火，火災の影響軽減)を講じる。
ただし，③起動及び運転(窒素封入期間)については，窒素が封入され雰囲気が不活性化されていることから，火災の発生は想定されず，個別の火災防護対策は不要である。

3.2 火災の発生防止対策(1)格納容器内の状態に応じた対策
格納容器内の火災発生防止対策について格納容器内の状態に応じて実施する項目は以下のとおり。
〇原子炉の冷温停止時及び起動中(窒素封入前)に実施する発生防止対策
・発火性又は引火性物質に対する火災の発生防止
8 条-別添 1-資料 8-3915

・可燃性の蒸気・微粉への対策
・火花を発生する設備や高温の設備等の使用・発火源の対策・放射線分解等により発生する水素の蓄積防止対策
・過電流による過熱防止対策
・不燃性材料または難燃性材料の使用
・地震等の自然現象による火災発生の防止(2)発火性又は引火性物質に対する火災の発生防止①漏えいの防止，拡大防止
格納容器内にあるポンプ等の油内包機器の油保有量と堰の容量を第 8-1
表に示す。潤滑油を内包する機器の設置状況を第 8-2 図に示す。
これらの機器は，溶接構造またはシール構造の採用により潤滑油の漏えい防止対策を講じるとともに，万が一の漏えいを考慮し，漏えいした潤滑油が拡大しないよう，受け入れられる堰等を設け拡大防止対策を行う設計とする。
また，主蒸気内側隔離弁及び原子炉再循環系流量制御弁，原子炉再循環
ポンプの潤滑油は，漏えいしても可燃性ガスを発生しないよう，機器の最高使用温度及び格納容器内の設計温度よりも引火点が十分高い潤滑油を使用する設計とする。
なお，格納容器内には，上記の潤滑油以外の発火性又は引火性物質(水素含む)はない。

8 条-別添 1-資料 8-4916

②配置上の考慮
格納容器内の油内包機器である主蒸気内側隔離弁及び原子炉再循環系流量制御弁，原子炉再循環ポンプは，付近に可燃物を置かないよう配置上の考慮を行う設計とする。

③換気
格納容器内は，原子炉の冷温停止期間中には機械換気が可能な設計とする。起動中は，格納容器内の換気は行わない設計とする。

④防爆
火災区域内に設置する油内包機器は，①漏えい防止，拡大防止で示した
ように，溶接構造，シール構造の採用により潤滑油の漏えいを防止する設計とするとともに，万が一漏えいした場合を考慮し堰を設置することで，漏えいした潤滑油が拡大することを防止する設計とする。
なお，潤滑油が設備の外部へ漏えいしても，引火点は油内包機器を設置する室内温度よりも十分高く，機器運転時の温度よりも高いため，可燃性蒸気となることはない。

⑤貯蔵
格納容器内には，発火性又は引火性物質を貯蔵する容器は設置しない設計とする。

8 条-別添 1-資料 8-6918

(3)可燃性の蒸気・微粉への対策
格納容器内には，発火性又は引火性物質である潤滑油を内包する設備は(2)に示すとおり設置しない設計としており，可燃性の蒸気を発生するおそれはない。
また，火災区域には，「工場電気設備防爆指針」に記載される「可燃性粉じん(石炭のように空気中の酸素と発熱反応を起こし爆発する粉じん)」や「爆発性粉じん(金属粉じんのように空気中の酸素が少ない雰囲気又は二酸
化炭素中でも着火し，浮遊状態では激しい爆発を生じる粉じん)」のような「可燃性の微粉を発生する設備」を設置しない設計とする。

(4)発火源への対策
格納容器内の機器等は，金属製の筐体内に収納する等の対策を行い，設備外部に出た火花が発火源となる設備を設置しない設計とする。
また，格納容器内には高温となる設備があるが，通常運転時の温度が60℃を超える系統については保温材で覆うことにより，可燃性の物質との接触防止や潤滑油等可燃物の過熱防止を行う設計とする。(第 8-2 表)

8 条-別添 1-資料 8-7

919

第 8-2 表 高温となる設備と接触防止・過熱防止対策
高温となる設備

最高使用温度

過熱防止対策

302℃

保温材設置

主蒸気系配管
ほう酸水注入系配管
残留熱除去系配管
高圧注水系配管
低圧注水系配管
原子炉隔離時冷却系配管
原子炉冷却材浄化系配管
原子炉給水系配管(5)水素対策
格納容器内には水素を内包する設備を設置しない設計とすることから，火災防護に係る審査基準に適合しているものと考える。

(6)放射線分解等により発生する水素の蓄積防止対策
放射線分解により水素が発生する火災区域における，水素の蓄積防止対策としては，経済産業省指示文書「中部電力株式会社浜岡原子力発電所 1 号機の余熱除去系配管破断に関する再発防止対策について(平成 14 年 5 月)」を受け，水素の蓄積のおそれがある箇所に対して対策を実施している。また，社団法人火力原子力発電技術協会「BWR 配管における混合ガス(水素・酸素)蓄積防止に関するガイドライン（平成 17 年 10 月）」に基づき実施しており，その実施状況を第 8-3 表に示す。蓄積防止対策箇所は，ガイドラインに基づき第 8-5 図のフローに従い選定し対策している。
8 条-別添 1-資料 8-8

920

第 8-3 表 放射線分解による水素蓄積防止対策の実施状況
対策箇所

対策内容

対策実施根拠実施状況

・残留熱除去系蒸・配管撤去及経済産業省指示文書

気凝縮系配管び取替「中部電力株式会社浜岡原子力発電所第 1
実施済

・計装配管

号機の余熱除去系配管破断に関する再発防止対策について」(平成 14 年 5 月)

・原子炉圧力容器

・ベント配管(社)火力原子力発電技術協会

頂部スプレイ配管を設置「BWR 配管における混合ガス(水素・酸素)
実施済
蓄積防止に関するガイドライン」(平成 17
年 10 月)

修繕前

修繕後
交換

凝縮槽

原子炉圧力容器

基準水面
レベル

凝縮槽

原子炉

原子炉

圧力容器

圧力容器

ノズルライン修繕

2B

計器へ

3/4B

基準水面
レベル

計器へ

主蒸気配管

主蒸気配管
凝縮槽

基準水面
レベル
基準水面
レベル

原子炉水位計用
ライン修繕
計器へ

計器へ

第 8-3 図 原子炉水位計等計装配管修繕の概要

8 条-別添 1-資料 8-9

921

MO

：ベント配管設置範囲
AO

第 8-4 図原子炉圧力容器頂部スプレイ配管追設の概要

8 条-別添 1-資料 8-10

922

ステップ１
原子炉内で水の放射線分解によって生成される水素と酸素が滞留する可能性があるか

ＮＯ

ＹＥＳ

ステップ２
水蒸気が凝縮され，水素と酸素濃度が上昇(蓄積)する箇所か

ＮＯ

ＹＥＳ

ステップ３

詳細評価
蓄積・構造強度等について詳細評価を実施して健全性が確保さ
れるか

ＹＥＳ
対応不要

ＮＯ

対応措置

第 8-5 図 水素対策の対象選定フロー（BWR 配管における混合ガス(水素・酸素)蓄積防止に関するガイドラインを参照）

8 条-別添 1-資料 8-11

923

(7)過電流による過熱防止対策
原子炉施設内の電気系統は，送電線への落雷等外部からの影響や，地絡，
短絡等に起因する過電流による過熱や焼損を防止するために，保護継電器，
遮断器により故障回路を早期に遮断する設計とする。

(8)不燃性材料又は難燃性材料の使用
格納容器内の安全機能を有する構築物，系統及び機器は，以下に示すとおり，不燃性材料及び難燃性材料を使用する設計とする。
ただし，不燃性材料及び難燃性材料を使用できない場合は，不燃性材料及び難燃性材料と同等以上の性能を有するものを使用する。または，不燃性材
料及び難燃性材料を使用できない場合であって，機能を確保するために必要な代替材料の使用が技術上困難な場合は，当該材料の火災に起因して，安全機能を有する構築物，系統及び機器において火災が発生することを防止するための措置を講じる設計とする。

a.主要な構造材に対する不燃性材料の使用
格納容器内にある，機器，配管，ダクト，電線管，盤の筐体及びこれらの支持構造物の主要な構造材は，火災の発生防止及び当該設備の強度確保等を考慮し，金属材料等の不燃性材料を使用する設計とする。
ただし，配管等のパッキン類は，シール機能を確保する上で不燃性材料の使用が困難であるが，配管フランジ部等の狭隘部に設置するため，当該
パッキン類が発火しても，延焼することがなく，他の安全機能を有する構
築物，系統及び機器に火災を生じさせることはないことから，不燃性材料の適用外とする。
8 条-別添 1-資料 8-12924

ポンプ及び弁等の駆動部の潤滑油(グリス)は、金属材料であるケーシン
グ内部に保有されており，発火した場合でも他の安全機能を有する機器等に延焼しない。

b.難燃ケーブルの使用格納容器内のケーブルは，実証試験により自己消火性及び延焼性を確認した難燃ケーブルを使用する設計とするとともに，ケーブル火災が発生しても他の機器に延焼することを防止するため，第 8-6 図に示すとおり，金属製の電線管，可とう電線管に敷設する設計とする。
核計装ケーブルは，微弱電流・微弱パルスを扱うため，耐ノイズ性の高い絶縁抵抗を有する同軸ケーブルを使用している。このケーブルは，自己消火性を確認する UL 垂直燃焼試験は満足するが，耐延焼性を確認する
IEEE383 垂直トレイ燃焼試験の要求事項を満足するのは困難であることか
ら，不燃性である電線管に敷設する設計とする。ただし，原子炉圧力容器
下部における核計装ケーブルは第 8-7 図に示すとおり，周囲の環境が極めて狭隘であり電線管に敷設すると曲げ半径を確保できないこと，機器点検時にケーブルを解線して機器を取り外す必要があることから，一部ケーブ
ルを露出する設計とする。
核計装ケーブルに通常流れる電流は数 mA の微弱電流であり，万が一，過電流が流れた場合には，上流の電源装置の保護機能(電流制限機能)により，電流値は設定値上限(数 10mA)に抑えられることから，過電流過熱によるケーブル火災の発生の可能性は低い。
しかしながら，万が一，核計装ケーブルから火災が発生した場合を考慮しても，火災が延焼しないように，核計装ケーブルの露出部分の長さは，ケーブルの曲げ半径の確保及び機器点検時の解線作業に影響のない
8 条-別添 1-資料 8-13925

範囲で極力短くしている。また，核計装ケーブルの周囲に敷設するケー
ブルは，自己消火性及び耐延焼性が実証されたケーブルを採用する。原
子炉圧力容器下部の核計装ケーブルは，囲うように敷設していることから，核計装ケーブルの火災が拡大するおそれは小さい。
制御棒引抜きから格納容器内への窒素封入までの期間は約 45 時間であり，万が一，この期間に火災が発生した場合においても，格納容器内に設置した火災感知器(アナログ機能を有する煙感知器及び熱感知器)による早期の火災感知を行うことに加え，核計装ケーブルが火災によって断線，地絡が生じた場合には中央制御室に異常を知らせる警報(SRNM 下限，
LPRM 下限等)が発報されることから，速やかに原子炉の停止操作を実施し，消火活動を行うことが可能である。
また，格納容器内に設置する油内包機器である主蒸気内側隔離弁及び原子炉再循環系流量制御弁，原子炉再循環ポンプについては，冷温停止
中は通常電源を切る運用とし，保守点検後の試運転などを含めたプラン
ト初期起動時のケーブル通電時には，運転確認のための監視員などを配置することで，万が一火災が発生しても近傍に設置する消火器等により速やかに消火を行うことが可能である。原子炉起動後（起動から窒素封入完了まで）は，原子炉出力上昇操作により監視員の配置はしない。
さらに，第 8-4 表に示すように，格納容器内に設置する他の機器としては，常用系及び非常用系ケーブル，作業用分電盤，中継端子箱等があるが，これらは電線管や金属製の筐体に収納することで，原子炉の状態にかかわらず火災の発生を防止する。

8 条-別添 1-資料 8-14

926

第 8-4 表 格納容器内に設置する機器等の火災発生防止対策
種別
ケーブル

具体的設備

火災発生防止の対策方法

常用系及び非常用系ケーブ ・電線管に敷設する。
ル(核計装ケーブルは原子炉圧力容器下部に一部露出)

分電盤

作業用分電盤・金属製の筐体に収納する

照明用分電盤
油内包機器

主蒸気内側隔離弁及び原子 ・ 潤 滑 油 は 機 器 の 最 高 使 用 温 度
炉再循環系流量制御弁，原及び格納容器内の雰囲気温度

子炉再循環ポンプよりも十分に引火点の高いものを使用する。潤滑油を内包する軸受部は溶接構造，シール構造として漏えい防止を図るとともに，堰等を設置して拡大防止を図る。

その他

中継端子箱

・金属製の筐体に収納する

8 条-別添 1-資料 8-15

927

第 8-6 図 格納容器内の電線管の敷設状況

8 条-別添 1-資料 8-16928

c.換気設備のフィルタに対する不燃性材料又は難燃性材料の使用
格納容器内のドライウェル冷却用送風機に取付ける仮設フィルタについては，「JACA №11A-2003(空気洗浄装置用ろ材の燃焼性試験方法方針)」を満足する難燃性のものを使用する。

d.保温材に対する不燃性材料の使用
格納容器内の保温材は，金属等の「平成 12 年建設省告示第 1400 号(不燃材料を定める件)」に定められたもの，又は建築基準法で不燃材料として定められたものを使用する設計とする。

e.格納容器内に対する不燃性材料の使用
格納容器内の床，壁には，耐腐食性，耐放射線性，除染性の確保を目的としてコーティング剤を塗布する設計とする。コーティング剤は，不燃性材料ではないが，旧建設省告示第 1231 号第 2 試験に基づく難燃性が確認された塗料であることに加え，不燃性材料である金属表面に塗布することから，当該コーティング剤が発火した場合においても，他の構築物，系統及び機器において火災を生じさせるおそれはないため，不燃性材料の適用外とする。

(9)落雷・地震等の自然現象による火災発生の防止
東海第二発電所の安全を確保する上で設計上考慮すべき自然現象を網羅的に抽出するために，国内外の基準や文献等に基づき事象を収集した。これらの事象のうち，海外での評価手法を参考とした基準から設計上考慮すべき自然現象として，地震，津波，洪水，風(台風)，竜巻，凍結，降水，
積雪，落雷，地滑り，火山の影響，生物学的事象，森林火災及び高潮を選
8 条-別添 1-資料 8-19

931

定した。
これらの自然現象のうち，地震以外の事象については，原子炉施設内の対策に包絡される。このため格納容器内については，地震による火災防護対策を以下のとおり講じる設計とする。
安全機能を有する機器等は，耐震クラスに応じて十分な支持性能を持つ地盤に設置するとともに，自らが破壊又は倒壊することによる火災の発生を防止する設計とする。
なお，耐震については，「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の解釈」に従い設計する。
また，油内包機器である主蒸気内側隔離弁及び原子炉再循環系流量制御
弁，原子炉再循環ポンプは，使用時以外は電源を遮断し，使用時は現場に監視員を配置する運用とすることで火災の発生防止を図る。

3.3 火災の感知及び消火
火災の感知・消火については，格納容器内の状態に応じて以下のとおり実施する。

(1)火災感知設備①火災感知器の環境条件等の考慮
a.起動中
起動時における格納容器内の火災感知器は，放射線及び温度，取付面高さ等の環境条件や予想される火災の性質を考慮して，アナログ式の煙感知器及び熱感知器を設置する設計とする。なお，火災感知器の設置箇所については，消防法施行規則第 23 条に基づく設置範囲にしたがって設置する設計とする。
8 条-別添 1-資料 8-20932

b.冷温停止中
冷温停止中は，上記①a.と同様，アナログ機能を有する煙感知器及び熱感知器を設置する設計とする。

②固有の信号を発する異なる種類の感知器の設置
a.起動中
起動中における格納容器内の火災感知器は，上記①a.のとおり環境条件や予想される火災の性質を考慮し，格納容器内には異なる 2 種類の感知器としてアナログ機能を有する煙感知器及び熱感知器を設置する設計とする。
格納容器内は，通常運転中，窒素封入により不活性化しており，火災が発生する可能性がない。しかしながら，運転中の格納容器内は，閉鎖した状態で長期間にわたり高温，高線量の環境となることから，火災感知器が故障するおそれがある。このため，格納容器内の火災感知器は，起動時の窒素封入後に中央制御室の受信機にて作動信号を除外する運用とし，プラント停止後に速やかに取り替える設計とする。

b.冷温停止中
冷温停止中における格納容器内の火災感知器は，上記②a.と同様，アナログ機能を有する煙感知器と熱感知器を設置する設計とする。

格納容器内に設置する火災感知器の仕様及び誤作動防止方法について，第8-5 表に示す。

8 条-別添 1-資料 8-21

933

第 8-5 表 格納容器内に設置する火災感知器の特徴と誤作動防止方法
型式

特徴

・感知器内に煙が入ることで感知・炎が生じる前の発煙段階からの煙の早期感知が可能【適応高さの例】
20m 以下【設置範囲の例】 ※1
75m2 又は 150m2 あたり 1 個・感知器周辺の雰囲気温度を感知
熱感知器(公称 60℃以上)・炎が生じ，温度上昇した場合に感知・防爆型の検定品有り【適応高さの例】
8m 以下【設置範囲の例】 ※1
15m2 又は 70m2 あたり 1 個※1 消防法施行規則第 23 条で定める設置範囲による
煙感知器

誤作動防止方法
・アナログ機能を有するものを選定し誤作動防止を図る。なお，格納容器内の温度及び放射線の影響による故障の可能性 ※2 があるため，起動時の窒素封入後に電源を切る運用とし，プラント
停止後に速やかに取り替える。
・アナログ機能を有するものを選定し誤作動防止を図る。なお，格納容器内の温度及び放射線の影響による故障の可能性 ※2 があるため，起動時の窒素封入後に電源を切る運用とし，プラント
停止後に速やかに取り替える。

※2 アナログ式火災感知器は電子部品を内蔵していることから，約 100Gy の積算照射線量にて故障する可能性がある。
出典：「半導体部品を使用した火災感知器の耐放射線性能について」，TR10241，能美防災㈱平成 11 年 2 月③火災感知設備の電源確保
格納容器内の火災感知設備は，外部電源喪失時においても火災の感知が可能となるよう，蓄電池を設け，電源を確保する設計とするとともに，非常用電源から受電する設計とする。

④火災受信機盤
火災感知設備の火災受信機盤は，中央制御室に設置し常時監視できる設計とする。また，受信機盤は，アナログ機能を有する煙感知器及び熱感知器をそれぞれ 1 つずつ特定できる機能を有するよう設計する。

8 条-別添 1-資料 8-22934

⑤ 火災感知設備に対する試験検査
火災感知設備は，格納容器内に設置する前に，消防法施行規則第三十一
条の六に準じて，試験により機能に異常がないことを確認する。その後，
プラント停止後に取外した感知器については，プラント起動までの間に点検を行う設計とする。

(2)消火設備
格納容器内において万が一火災が発生した場合でも，格納容器内の空間体
積(約 9800m 3)に対して，パージ用排風機の容量が 16980m 3/h であることか
ら，煙が充満しないため，消火活動が可能である。
したがって，格納容器内の消火は，消火器を用いて行う設計とする。また，消火栓を用いても対応できる設計とする。
①消火器
格納容器内の火災に対して設置する消火器は，消防法施行規則第六，七条に基づき算出される必要量の消火剤を配備する設計とする。
消火剤の必要量の算出にあたっては，防火対象物である格納容器の用途区分について，消防法施行令別表第一(十五)項(前各項に該当しない事
業場)を適用する。格納容器の主要構造部が耐火構造であり，壁及び天井のコーティング剤が旧建設省告示第 1231 号第 2 試験に基づく難燃性が確認された塗料であることから，消火器の能力単位の算定基準 ※ は，消火能力≧(延面積又は床面積)/400m2 を適用する。
また，格納容器内には電気設備があることから，上記消火能力を有す
る消火器に加え，消防法施行規則第六条第四項 ※ に従い，電気火災に適応する消火器を床面積 100m2 以下毎に 1 本設置する。

8 条-別添 1-資料 8-23935※消防法施行規則抜粋（大型消火器以外の消火器具の設置）第六条

令第十条第一項 各号に掲げる防火対象物（第五条第八項第二号に掲げる車両を除く。

以下この条から第八条までにおいて同じ。）又はその部分には、令別表第二において建築物 その他の工作物の消火に適応するものとされる消火器具（大型消火器及び住宅用消火器を除く。以下大型
消火器にあつてはこの条から第八条までに、住宅用消火器にあつてはこの条から第十条までにおいて同じ。）を、その能力単位の数値（消火器にあつては消火器の技術上の規格を定める省令 （昭和三十九年自治省令第二十七号）第三条 又は第四条 に定める方法により測定した能力単位の数
値、水バケツにあつては容量八リットル以上のもの三個を一単位として算定した消火能力を示す数
値、水槽にあつては容量八リットル以上の消火専用バケツ三個以上を有する容量八十リットル以上のもの一個を一・五単位又は容量八リットル以上の消火専用バケツ六個以上を有す る容量百九十リットル以上のもの一個を二・五単位として算定した消火能力を示す数値、乾燥砂にあつてはスコップを有する五十リットル以上のもの一塊を〇・ 五単位として算定した消火能力を示す数値、膨張ひる石
又は膨張真珠岩にあつてはスコップを有する百六十リットル以上のもの一塊を一単位として算定した
消火 能力を示す数値をいう。以下同じ。）の合計数が、当該防火対象物又はその部分の延べ面積
又は床面積を次の表に定める面積で除して得た数（第五条第八項第一号に掲げる舟にあつては、
一）以上の数値となるように設けなければならない。
防火対象物の区分

面積

令別表第一（一）項イ、（二）項、（十六の二）項、（十六の三）項及び（十七）項に掲げる 五十平方メートル
防火対象物
令別表第一（一）項ロ、（三）項から（六）項まで、（九）項及び（十二）項から（十四）項ま 百平方メートルでに掲げる防火対象物
令別表第一（七）項、（八）項、（十）項、（十一）項及び（十五）項に掲げる防火対象物

二百平方メートル

8 条-別添 1-資料 8-24

936

２

前項の規定の適用については、同項の表中の面積の数値は、主要構造部を耐火構造とし、かつ、壁及び天井（天井のない場合にあつては、屋根）の室内に面する部分（回り縁、窓台その他これらに類する部分を除く。）の仕上げを難燃材料（建築基準法施行令第一条第六号 に規定する難燃材料をいう。以下同じ。）でした防火対象物にあつては、当該数値の二倍の数値とする。

４

第一項の防火対象物又はその部分に変圧器、配電盤その他これらに類する電気設備があるときは、前三項の規定によるほか、令別表第二において電気設備の消 火に適応するものとされる消火器を、当該電気設備がある場所の床面積百平方メートル以下ごとに一個設けなければならない。

以上から，格納容器内の火災対応として算出される消火能力と消火器の本数を第 8-6 表に示す。なお，消火器の本数については，格納容器内に設計基準事
故対処設備とその機能を代替する常設重大事故防止設備が設置されることか
ら，消火設備の独立性を確保するため，電気火災に適応する消火器の必要本数とは別に 1 本を設置し，さらに予備 1 本を追加することで，単一故障により必要量を下回らない設計とする。

第 8-6 表 格納容器内で必要とされる消火剤容量

格納容器

床面積
(m2)

必要な消火器の
能力単位

電気火災に
適応する消
火器

重大事故等対処
設備の独立性確保のための本数

合計(予備)

消火器設置場所

527(10 型粉末消火器 1 本相当)

6

1

7
(1)

所員用エアロック
機器ハッチ

消火器の消火能力については，消火器の技術上の規格を定める省令により，各火災源に対する消火試験にて定められる一般的な 10 型粉末消火器(普通火災の消火能力単位：3，油火災の消火能力単位：7)について，消火能力単位の測定試験時に用いられるガソリン火源(油火災の消火能力単位が 7 の場合，燃焼8 条-別添 1-資料 8-25937

表面積 1.4m2，体積 42L)の発熱速度は，FDTS※1 により算出すると，3100kW となる。また，この発熱量に相当する潤滑油の漏えい量は，NUREG/CR-6850 ※2 の考え方に則り燃焼する油量を内包油量の 10％と仮定して算出すると 1.8L となる。したがって，漏えい火災が想定される潤滑油を内包する機器でその油量が1.8L を超えるものは，当該機器設置エリアに複数の消火器を設置することで消火能力を確保する設計とする。
盤については，NUREG/CR-6850※2 表 G-1 に示された発熱速度(98％信頼上限
値で最大 1002kW)を包絡していることを確認した。ケーブルについては，難燃
ケーブルを使用していること，過電流防止装置により過電流が発生するおそれがないことから，自己発火のおそれは小さい。さらに，金属製の電線管に敷設する設計であることから，他の機器・ケーブルからの延焼するおそれがない。
※1 “Fire Dynamics Tools (FDTs):Quantitative Fire Hazard Analysis
Methods for the U.S. Nuclear Regulatory Commission Fire
Protection Inspection Program”, NUREG-1805※2 EPRI/NRC-RES Fire PRA Methodology for Nuclear Power Facilities,
Final Report, (NUREG/CR-6850, EPRI 1011989)

a.起動中
原子炉の起動中は格納容器内の環境が高温となり，消火器の使用温度(30℃～40℃)を超える可能性があることから，原子炉起動前に格納容器内に設置した消火器を撤去し，格納容器内の窒素置換作業が完了するまでの間
は，消火器を所員用エアロック近傍（格納容器外）に設置する。
また，起動中に格納容器内の火災感知器が作動した場合は，初期消火要員，自衛消防隊員が所員用エアロック近傍（格納容器外）に設置する消火器を用いて消火活動を実施する。
8 条-別添 1-資料 8-26938

b.冷温停止中
冷温停止中の格納容器内に設置する消火器は，第 8-6 表に示す消火能力を満足する消火器を配備する。設置位置は，格納容器内に対して，火災防護対象機器並びに火災源から消防法施行規則に定めるところの 20m 以内の距離に配置する。
定期検査期間中における，格納容器内での点検において，火気作業，危険物取扱作業を実施する場合は，火災防護計画にて定める管理手順にしたがって消火器を配備する。(別紙 2)
一方，格納容器全体漏えい率検査時は格納容器内を窒素で加圧するため，消火器が破損する可能性があることから，検査前に格納容器内の消火器を所
員用エアロック近傍に移動し，検査終了後に必要に応じて格納容器内に再度
設置する。

②消火栓
起動中及び冷温停止中の格納容器内の火災に対しては，格納容器入口近傍の消火栓の使用を考慮し，格納容器の入口となる所員用エアロック及び機器ハッチから最も遠い位置にある火災源まで届く消火ホースを配備する。消火ホースは，消火栓内に保管するものの他，所員用エアロック及び機器ハッチ
近傍にそれぞれ配備し，消火活動を可能とする。(別紙 2)

③消火活動
a.起動中
起動中に格納容器内の火災感知器が作動した場合には，原子炉の状態に合わせ，以下のとおりとする。
8 条-別添 1-資料 8-27939

(a)制御棒引抜きから格納容器内点検完了後まで（所員用エアロックは
仮閉鎖）
制御棒引抜きから格納容器内点検開始前の間(約 27 時間)で，格納容器内の火災感知器が作動した場合には，原子炉起動操作を中止し，停止（出力降下）操作を行い，原子炉出力が SRNM ﾚﾝｼﾞ 3 以下を確認した後に所員用エアロックより進入し，現場確認及び消火活動を行う。

(b)格納容器内点検完了後から窒素置換完了まで（所員用エアロック最終閉鎖）
格納容器内点検完了後から窒素封入開始前までの間で，格納容器内の火災感知器が作動した場合には，原子炉起動操作を中止し，停止（出力降下）操作を行い，原子炉出力が SRNM ﾚﾝｼﾞ 3 以下を確認した後に所員用エアロックより進入し，現場確認及び消火活動を行う。また，消火栓使用を考慮し固定ギャグ（外扉，内扉）を取り外し，開閉可能な状態とする。
窒素封入開始から窒素置換完了までの間で，封入開始後，約 1.5 時間
を目安に格納容器内の火災感知器が作動した場合，火災による延焼防止の観点から封入停止を判断する。なお，窒素封入作業継続により，消火することも可能である。
また，窒素封入開始から酸素濃度 4%程度となるまでの時間は，実績
から約 5 時間である(格納容器の酸素濃度は，原子炉の状態が運転になってから 24 時間以内に 4%以下とすることを保安規定に定めている)。
これらの運用については，火災防護計画の関連図書に定めることとする。

8 条-別添 1-資料 8-28940

b.冷温停止中
冷温停止中において，格納容器内の火災感知器が作動した場合で，保守点検作業中においては，作業エリアに配備している消火器により第 1発見者等による初期消火活動（通報・連絡含む）となる。作業が無い時
間帯においては，初期消火要員，自衛消防隊員が建屋内の消火器を持って現場に向かうことを火災防護計画の関連文書に定め，定期的に訓練を実施する。

(3)地震等の自然現象への対策
東海第二発電所の安全を確保する上で設計上考慮すべき自然現象を網羅的に抽出するために，国内外の基準や文献等に基づき事象を収集した。これらの事象のうち，海外での評価手法を参考とした基準から設計上考慮すべき自然現象として，地震，津波，洪水，風(台風)，竜巻，凍結，降水，積雪，落雷，地滑り，火山の影響，生物学的事象，森林火災及び高潮を選定した。
これらの自然現象のうち，地震以外の事象については，原子炉施設内の対策に包絡される。このため格納容器については，地震による火災防護対策を
以下のとおり講じる設計とする。

安全機能を有する機器等を設置する火災区域(区画)の火災感知設備及び消火設備は，安全機能を有する機器等の耐震クラスに応じて機能を維持できる設計としており，格納容器内の火災防護対象機器には，耐震 S クラス機器があるため，格納容器内の火災感知設備は，火災防護対象機器の耐震クラスに応じて機能維持できる設計とする。

3.4 火災の影響軽減対策
8 条-別添 1-資料 8-29

941

東海第二発電所の格納容器内は，プラント運転中については，窒素が封入され雰囲気が不活性化されていることから，火災の発生は想定されない。
一方で，窒素が封入されていない期間のほとんどは原子炉が冷温停止に到達している期間であるが，わずかではあるものの原子炉が冷温停止に到達していない期間もあることを踏まえ，以下のとおり火災防護対策を講じる。

(1)持込み可燃物等の運用管理
格納容器内での作業に伴う持込み可燃物について，持込み期間・可燃物
量・持込み場所等を管理する。格納容器内への持込み可燃物の仮置きは禁止とするが，やむを得ず仮置きする場合には，不燃シートで覆うまたは金属箱の中に収納するとともに，その近傍に消火器を準備する。

(2)原子炉の安全停止に係る火災区域の分離
格納容器は，3 時間以上の耐火能力を有する耐火壁により他の火災区域と分離する。

(3)火災防護対象機器等の系統分離
火災防護対象機器等の系統分離は，火災によっても多重化された安全停止機能が同時に喪失しないことを目的に行うことから，格納容器内の状態に応じて以下のとおり行う。格納容器内は，第 8-11 図に示すように機器やケーブル等が密集しており，干渉物が多く，耐火ラッピング等の 3 時間以上の耐火能力を有する隔壁の設置が困難である。このため，火災防護対象機器及びケーブルについては，金属製の電線管の使用等により火災の影響軽減を行う設計とする。

8 条-別添 1-資料 8-30942

可とう電線管

電線管

電線管

第 8-11 格納容器内の機器等の設置状況

a.起動中(a)火災防護対象ケーブルの分離及び対象機器の分散配置
格納容器内の火災防護対象ケーブルは，格納容器外から格納容器貫通部を経て格納容器内へ敷設されており，格納容器内の火災防護対象ケー
ブルは全て電線管に敷設する設計とする。電線管は，第 8-7 表に示すとおり，実証試験の結果から 20 分以上の耐火障壁としての性能を有することを確認している ※ 。なお，電線管に敷設された異なる区分のケーブル間にある機器は，電線管に敷設されたケーブル，金属筐体に収納された電磁弁であり，火災発生防止対策が取られている。これに対して，格納容器内で火災が発生した際に消火活動を開始するまでの時間は，別紙
2 に示すとおり，20 分以内であることから，単一の火災によって複数の区分の火災防護対象ケーブルが，火災により同時に機能を喪失することはない。
※出典:「ケ ーブル，制御盤 および 電源盤火災の実 証試験 」TLR-088 ㈱東芝
H25 年 3 月

8 条-別添 1-資料 8-31943

原子炉圧力容器下部においては，火災防護対象設備である起動領域モニタ(SRNM)の核計装ケーブルを一部露出して敷設するが，火災の影響軽減の観点から，起動領域モニタ(SRNM)はチャンネル毎に位置的分散を図って設置する設計とする。起動領域モニタ(SRNM)は，合計 8 チャンネルを有しているが，原子炉の未臨界監視機能は，最低 4 チャンネルが健全であれば達成可能である。各チャンネル毎の離隔間においては，介在物として，起動領域モニタ(SRNM)及び出力領域モニタ(LPRM)の核計装ケー
ブルがある。核計装ケーブルは自己消火性を有していることから，万が一，過電流等により火源になったとしても，火災が継続するおそれは小さい。
また，核計装ケーブルは耐延焼性を有していないが， 1 チャンネルの起動領域モニタ(SRNM)のケーブルが火源となった場合においても，他のチャンネルのケーブルが同時に延焼する可能性は低く，未臨界性機能を確保できるものと考えられる。
格納容器内の区分Ⅰと区分Ⅱ機器の離隔間において可燃物が存在する
ことのないように，離隔間にある介在物(ケーブル，電磁弁)については，
第 8-8 表に示すとおり，それぞれ延焼防止対策を行う設計とする。
格納容器内の火災防護対象機器を別紙 1 に示す。

第 8-7 表 電線管の耐火性能について

8 条-別添 1-資料 8-32

944

項目

実証試験概要
1. 目的
電線管(可とう電線管を含む)が火災により影響を受けないことを確認する。
2． 試験内容(１)金属外装ケーブル
ケーブルを収納した電線管及び可とう電線管を外部からバーナーで着火し，電線管内のケーブルへの影響を確認した。
・加熱装置 ブンゼンバーナー
・30 分間電線管【判定基準】
・絶縁抵抗測定・絶縁被覆の形状（溶融等の有無）

3． 試験結果
電線管において，塩化ビニル電線の被覆は，一部表面が溶着するが，難燃性電線には変化が見られなかった。
可とう電線管も塩化ビニル電線の被覆は，一部表面が溶着するが，難燃性電線には変化が見られなかった。
電線管及び可とう電線管の塩化ビニル電線，難燃性電線の絶縁抵抗は，試験前後に変化はなく，電線管または可とう電線管が 30 分間の耐火性能を有することを確認した。

第 8-8 表 火災防護対象機器の影響軽減としての機器等の延焼防止対策
8 条-別添 1-資料 8-33

945

種別
ケーブル

具体的設備

火災発生防止の対策方法

常 用 系 及 び 非 常 用 系 ケ ー ブ ・電線管に敷設する。
ル※(核計装ケーブルは原子炉圧力容器下部に一部露出)

分電盤

作業用分電盤・金属製の筐体に収納する

照明用分電盤
油内包機器

主 蒸 気 内 側 隔 離 弁 及 び 原 子 ・潤滑油は機器の最高使用温炉再循環系流量制御弁，原度及び格納容器内の雰囲気

子炉再循環ポンプ

温度よりも十分に引火点の高いものを使用する。潤滑油を内包する軸受部は溶接構造，シール構造として漏えい防止を図るとともに，堰等を設置して拡大防止を
図る。

その他

電動弁，電磁弁 ※・金属製の筐体に収納する※区分Ⅰと区分Ⅱ機器の間に介在する機器等(b)火災感知設備
火災感知設備は，「3.3(1)火災感知設備」に示すとおり，アナログ式の異なる 2 種類の火災感知器(煙感知器及び熱感知器)を設置する設計とする。

(c)消火設備
8 条-別添 1-資料 8-34946

格納容器内の消火については，「3.3(2)消火設備」に示すとおり，消火器を使用する設計とする。また，消火栓を用いても対応できる設計とする。火災の早期消火を図るために，格納容器内の消火活動の手順を定めて，自衛消防隊(運転員，消防隊)の訓練を実施する。

b.冷温停止中a)火災防護対象ケーブルの分離及び対象機器の分散配置
原子炉起動中と同様に，格納容器内の区分Ⅰと区分Ⅱ機器の離隔間において可燃物が存在することのないように，離隔間にある介在物(ケーブル，電磁弁)については，電線管に敷設することや金属製の筐体に収納することで延焼防止対策を行う。
原子炉起動中と同様に，格納容器内の火災防護対象ケーブルは，格納容器外から格納容器貫通部を経て格納容器内に敷設されており，可能な限り距離的分散を図る設計とする。また，単一の火災によって複数区分が機能喪失することがないように，消火活動を開始するまでの時間(20分間)の耐火性能を確認した電線管に敷設する。
冷温停止中は，原子炉の安全停止が達成・維持された状態であること，
制御棒は金属等の不燃性材料で構成された機械品であること，制御棒駆動機構については，燃料交換等で一時的に制御棒を操作する時以外は電源を切る運用とし誤作動を防止することから，格納容器内の火災によっても，原子炉の停止機能及び未臨界機能の喪失は想定されない。

b)火災感知設備
原子炉起動中と同様に，アナログ式の異なる 2 種類の火災感知器(煙感知器及び熱感知器)を設置する設計とする。
8 条-別添 1-資料 8-35947c)消火設備
原子炉起動中と同様に，格納容器内の消火については，消火器を使用する設計とする。また，消火栓を用いても対応できる設計とする。火災の早期消火を図るために，格納容器内の消火活動の手順を定めて，自衛消防隊(運転員，消防隊)訓練を実施する。

(3)火災の影響軽減対策への適合について
格納容器内においては，機器やケーブル等が密集しており，干渉物が多く，耐火ラッピング等の 3 時間以上の耐火能力を有する障壁の設置が困難である。
このため，火災防護対象機器及び火災防護対象ケーブルについては，離隔距離の確保及び電線管の使用等により火災の影響軽減対策を行う設計とする。
格納容器内の区分Ⅰと区分Ⅱ機器の離隔間において可燃物が存在することのないよう，離隔間にある介在物(ケーブル，電磁弁)については，電線管に敷設することや，金属製の筐体に収納することで延焼防止対策を行う。
格納容器内の火災防護対象ケーブルは，単一火災によって複数区分の機能が喪失することにないように，消火活動を開始するまでの間(20 分間)の耐火性能を確認した電線管に敷設する。
一方，火災防護審査基準の「2.基本事項 ※ 」に示されているように，火災の影響軽減対策の本来の目的は，「火災が発生しても原子炉の高温停止及び低温停止を達成し，維持する」ことである。

※ 2.基本事項
安全機能を有する構築物，系統及び機器を火災から防護することを目的とし，原子炉の高温停止及び低温停止を達成し，維持するための
8 条-別添 1-資料 8-36948

安全機能を有する構築物，系統及び機器が設置される火災区域及び区画に対して、火災の発生防止、感知・消火及び影響軽減対策を講じること。

このため，格納容器内の火災に対し，原子炉の高温停止及び冷温停止の達成及び維持が可能であることを示すことができれば，火災防護審査基準の「2.3 火災の影響軽減」の要求に適合していることと同等であると判断できる。そこで，保守的な評価として，火災による格納容器内の安全機能の全喪失を仮定した評価を行い，原子炉の高温停止及び冷温停止の達成及び維持が，運転員の操作と相まって，可能であることを確認した。(別紙 3)

原子炉圧力容器下部においては，火災防護対象設備である起動領域モニタ(SRNM)の核計装ケーブルを一部露出して敷設するが，火災の影響軽減の観点から，起動領域モニタ(SRNM)は，第 8-8 図に示すとおり，チャンネル毎に位置的分散を図って設置する設計としている。起動領域モニタ(SRNM)は，合計
8 チャンネルを有しているが，原子炉の未臨界監視機能は，最低 4 チャンネ
ルが健全であれば達成可能である。各チャンネルの離隔間においては，介在物として起動領域モニタ(SRNM)及び出力領域モニタ(LPRM)の核計装ケーブルがあるが，核計装ケーブルは自己消火性を有しており，万が一，過電流等により火源になったとしても火災が継続するおそれは小さい。
一方，火災防護審査基準の「2.基本事項 ※ 」に示されているように，火災の影響軽減対策の本来の目的は，「火災が発生しても原子炉の高温停止及び低温停止を達成し，維持する」ことである。
このため，格納容器内の火災に対し，原子炉の高温停止及び冷温停止の達成及び維持が可能であることを示すことができれば，火災防護審査基準の8 条-別添 1-資料 8-37

949

「2.3 火災の影響軽減」の要求に適合していることと同等であると判断できる。
万が一，原子炉圧力容器下部で火災が発生した場合においても，格納容器
内に設置した火災感知器(アナログ機能を有する煙感知器及び熱感知器)による早期の火災感知を行うことに加え，核計装ケーブルが火災によって断線，地絡が生じた場合には中央制御室に異常を知らせる警報(SRNM 下限，LPRM 下限等)が発報されることから，速やかに原子炉の停止操作を実施し，原子炉の高温停止・冷温停止を達成することが可能である。

8 条-別添 1-資料 8-38

950

別紙 1

東海第二発電所における格納容器内の火災防護対象機器について

8 条-別添 1-資料 8-39

951

別紙 2

東海第二発電所における格納容器内の消火活動の概要について

8 条-別添 1-資料 8-43955

1.はじめに格納容器内において，火災が発生した場合における消火活動の概要を示す。

2.格納容器内の消火活動について(1)格納容器内における火災発生時の対応
格納容器内において，冷温停止中及び起動中の状態に火災が発生した
場合の対応フローを第 1 図から第 3 図に示す。また，格納容器内における消火活動の成立性について，中央制御室から最も遠い距離にある格納容器内の油を内包する火災源で火災発生を想定した消火活動の確認を行う。各対応フローの消火活動において確認する概要を第 1 表から第 3 表に，現場のホース敷設状況を第 4 図に示す。

8 条-別添 1-資料 8-44956

１．格納容器内火災発生※※作業に伴う火災が発生した場合は，作業員が初期消火を実施

２．火災感知器作動
警報発報（中央制御室）

３．現場急行（運転員）

４．現場到着・火災確認（15 分以内）

消火戦略確認・緊急時対策所
・中央制御室５．通報連絡（公設消防，自衛消防隊）
出動要請

４．初期消火（運転員）
消火 器使 用（二 酸化 炭 素， 粉末 ）６．消火活動（自衛消防隊）
９．
YES

火災の延焼

７．８．消火活動継続
消火 栓の 使 用を 検討

NO

現場監視（初期消火要員）
鎮火確認（公設消防）

第 1 図 格納容器内での火災発生に対する対応フロー(冷温停止中)

8 条-別添 1-資料 8-45957

第 1 表 消火活動確認概要（冷温停止中）(中央制御室から最も遠い距離にある格納容器内の油内包機器で火災を想定)№

消火活動(模擬)1

格納容器内の火災感知器作動

確認事項
起点

中央制御室の受信機にて格納容器内の火－

2
災発生場所を確認（警報発報）
中央制御室の運転員（初期消火要員）が15 分以内に現場到着（現場確認）が可能

3
現場に急行
火災発生確認（中央制御室へ連絡）及び現場確認後，直ちに消火器による消火活

初期消火活動(消火器)を実施

動を開始

後続(応援)の消火要員(自衛消防隊)が現

所要時間：出動要請から現場到着約 15 分

4

5
場到着
自衛消防隊による消火活動（消火器）開6
始
消火栓から格納容器入口（機器ハッチ

所要時間：約 2 分

7等）までホース敷設を実施
機器ハッチから消火対象までホース敷設

所要時間：約 2 分

8～放水開始
自衛消防隊による消火活動（消火栓）開所要時間：現場到着後約 5 分

9始8 条-別添 1-資料 8-46958

１．格納容器内火災発生 ※※格納容器仮閉鎖

２．火災感知器作動
警報発報（中央制御室）

３．原子炉停止操作（出力降下） ※１※１ 火 災感 知 器作 動後に 格納 容器 内 機器 の異常 を示 す 警報 発報 時 は発 電 長判 断で

４．現場急行（運転員）

原子 炉緊 急 停止

５．現場火災確認 ※２（格納容器内進入）※２ 原 子炉 停 止操 作（ SRNM ﾚﾝｼﾞ３ 以下 ）格納 容 器入 域許 可 ：発 電長
セル フ エア セッ ト 着用 （運転 員）
火災 発 生現 場状 況 確認 （運転 員）

消火戦略確認・緊急時対策所
・中央制御室

５．原子炉緊急停止（スクラム）（発電長判断）６．通報連絡公設消防，自衛消防隊
出動要請

５．初期消火（運転員） ※３※３ セ ルフ エ アセ ット 着 用
消火 器 （粉 末） 使 用

７．消火活動（自衛消防隊） ※３
１１．
YES

火災の延焼
NO

８．９．１０．格納容器所員用
エアロック開放 ※４※４ 消 火栓 使 用を 考慮

消火栓対応（エアロック開放手順）①インターロックバイパス切替：10 分

現場監視（初期消火要員）
鎮火確認（公設消防）

第 2 図 格納容器内での火災発生に対する対応フロー(起動中：制御棒引抜き～格納容器内点検完了後まで)

8 条-別添 1-資料 8-47

959

第 2 表 消火活動確認概要（起動中：制御棒引抜き～格納容器内点検完了後まで）(中央制御室から最も遠い距離にある格納容器内の油内包機器で火災を想定)№

消火活動(模擬)1

格納容器内の火災感知器作動

確認事項
起点

中央制御室の受信機にて格納容器内の火－

2
災発生場所を確認（警報発報）
3

原子炉停止操作（出力降下）
中央制御室の運転員（初期消火要員）が15 分以内に現場到着（現場確認）が可能

現場に急行（所員用エアロックより入域）

火災発生確認（中央制御室へ連絡）及び現場確認後，直ちに消火器による消火活

初期消火活動(消火器)を実施

動を開始

4

5
発電長判断により原子炉緊急停止（スクラム）
後続(応援)の消火要員(自衛消防隊)が現

所要時間：出動要請から現場到着約 15 分

6場到着
自衛消防隊による消火活動（消火器）開7
始8

エアロック開放①インターロックバイパス切替：10 分

消火栓から格納容器入口（機器ハッチ

所要時間：約 2 分9等）までホース敷設を実施
機器ハッチから消火対象までホース敷設

所要時間：約 2 分

10
～放水開始
自衛消防隊による消火活動（消火栓）開所要時間：現場到着後約 5 分

11始8 条-別添 1-資料 8-48960

１．格納容器内火災発生 ※※格納容器最終閉鎖

２．火災感知器作動
警報発報（中央制御室）※１ 火 災感 知 器作 動後 に 格納 容器 内 機器

３．原子炉停止操作（出力降下） ※１の異 常を 示 す警 報発 報 時は 発 電長 判断
で原 子炉 緊 急停 止

※２ 所 員用 エ アロ ックギ ャグ 取外
外 扉固 定 ギャ グ取 外 ：15 分

４．現場急行（運転員） ※２②内 扉固 定 ギャ グ取 外：15 分

５．現場火災確認 ※３（格納容器内進入）

消火戦略確認・緊急時対策所
・中央制御室※３ 原 子炉 停 止操 作（ SRNM ﾚﾝｼﾞ３ 以下 ）格納 容 器入 域許 可 ：発 電長
セル フ エア セッ ト 着用 （運転 員）
火災 発 生現 場状 況 確認 （運転 員）

５．原子炉緊急停止（スクラム）（発電長判断）６．通報連絡公設消防，自衛消防隊
出動要請

５．初期消火（運転員） ※４※４ セ ルフ エ アセ ット 着 用
消火 器 （粉 末） 使 用

７．消火活動（自衛消防隊） ※３
１１．
YES

火災の延焼
NO

８．９．１０．格納容器所員用
エアロック開放 ※５※５ 消 火栓 使 用を 考慮
消火 栓対 応 （エ アロ ッ ク開 放 ）①イ ンタ ー ロッ クバ イ パス 切 替：10 分

現場監視（初期消火要員）
鎮火確認（公設消防）第 3-1 図 格納容器内での火災発生に対する対応フロー(起動中：格納容器内点検完了後～窒素封入作業開始まで)

8 条-別添 1-資料 8-49

961

第 3-1 表 消火活動確認概要（起動中：格納容器内点検完了後～窒素封入作業開始まで）(中央制御室から最も遠い距離にある格納容器内の油内包機器で火災を想定)№

消火活動(模擬)1

格納容器内の火災感知器作動

確認事項
起点

中央制御室の受信機にて格納容器内の火－

2
災発生場所を確認（警報発報）
3

4

原子炉停止操作（出力降下）
中央制御室の運転員（初期消火要員）が15 分以内に現場到着（現場確認）が可能

現場に急行

所員用エアロックのギャグ取外を含め，
45 分以内に現場到着（現場確認）が可能

火災発生確認（中央制御室へ連絡）及び現場確認後，直ちに消火器による消火活

初期消火活動(消火器)を実施

動を開始

5発電長判断により原子炉緊急停止（スクラム）
後続(応援)の消火要員(自衛消防隊)が現

所要時間：出動要請から現場到着約 15 分

6場到着
自衛消防隊による消火活動（消火器）開7
始8

エアロック開放インターロックバイパス切替：10 分

消火栓から格納容器入口（機器ハッチ

所要時間：約 2 分9等）までホース敷設を実施
機器ハッチから消火対象までホース敷設

所要時間：約 2 分

10
～放水開始
自衛消防隊による消火活動（消火栓）開所要時間：現場到着後約 5 分

11始8 条-別添 1-資料 8-50962

１．格納容器内火災発生 ※※格納容器最終閉鎖

２．火災感知器作動
警報発報（中央制御室）※１

原 子 炉 起 動 操 作 を停 止 し ， 消 火 活 動
を行 う②窒素封入作業継続により消火する
こと も可 能消火戦略確認・緊急時対策所
・中央制御室

３．原子炉停止操作（出力降下）

３．格納容器窒素封入作業 ※１

４．現場急行（運転員） ※２※２

所 員 用エ アロ ッ クギ ャグ取 外

外 扉固 定 ギャ グ取 外 ：15 分※1 の補足・窒素封入開始後，格納容器内の火災感知器が作動した場合には，原子炉を停止し，消火活動を行う。なお，窒素封入作業継続により消火することも可能

４．格納容器
窒素排出 ※３②内 扉固 定 ギャ グ取 外 ：15 分※３ 酸 素濃 度 18％以 上 を確 認

５．現場火災確認 ※４（格納容器内進入）※４ 原 子炉 出 力（SRNM ﾚﾝｼﾞ３以下 ）格納 容 器入 域許 可 ：発 電長， 統括 待 機当 番者
セル フ エア セッ ト 着用 （運転 員， 初 期消 火要 員 ）火災 発 生現 場状 況 確認 （運転 員）

５．原子炉緊急停止（スクラム）（発電長判断）６．通報連絡（発電所）
公設消防，自衛消防隊
出動要請

５．初期消火 ※５（運転員，初期消火要員）※５ 火 災状 況 によ り実 施
セル フ エア セッ ト 使用

７．消火活動（自衛消防隊） ※５
１１．

火災の延焼

YES

８．９．１０．格納容器所員用
エアロック開放 ※６※６ 消 火栓 使 用を 考慮

NO

現場監視（初期消火要員）
鎮火確認（公設消防）

消火 栓対 応 （エ アロ ック開 放 ）①イ ンタ ー ロッ クバ イパス 切 替：10 分

第 3-2 図 格納容器内での火災発生に対する対応フロー(起動中：窒素封入作業開始～窒素置換完了まで)

8 条-別添 1-資料 8-51

963

第 3-2 表 消火活動確認概要（起動中：窒素封入作業開始～窒素置換完了まで）(中央制御室から最も遠い距離にある格納容器内の油内包機器で火災を想定)№

消火活動(模擬)1

格納容器内の火災感知器作動

確認事項
起点

中央制御室の受信機にて格納容器内の火－

2
災発生場所を確認（警報発報）
原子炉停止操作（出力降下）及び窒素封封入開始後約 1.5 時間を目安に封入停止を入作業継続判断

判断

中央制御室の運転員（初期消火要員）が15 分以内に現場到着（現場確認）が可能

現場に急行及び格納容器窒素排出

所員用エアロ ックのギ ャグ取外を含 め，

3

4

45 分以内に現場到着（現場確認）が可能
火災発生確認（中央制御室へ連絡）及び現場確認後，直ちに消火器による消火活

初期消火活動(消火器)を実施

動を開始

5発電長判断により原子炉緊急停止（スクラム）
後続(応援)の消火要員(自衛消防隊)が現

所要時間：出動要請から現場到着約 15 分

6場到着
自衛消防隊による消火活動（消火器）開7
始8

エアロック開放インターロックバイパス切替：10 分

消火栓から格納容器入口（機器ハッチ

所要時間：約 2 分9等）までホース敷設を実施
機器ハッチから消火対象までホース敷設

所要時間：約 2 分

10
～放水開始
自衛消防隊による消火活動（消火栓）開所要時間：現場到着後約 5 分

11始

この消火活動の確認においては，初期消火要員(運転員)は格納容器機器ハッ

8 条-別添 1-資料 8-52964

チ（入口）まで，消火器を確保しても 15 分以内に到着可能であることを確認した。さらに，自衛消防隊が格納容器機器ハッチ（入口）到着後，消火栓からの消火ホース敷設開始から 5 分程度で消火栓による消火が可能であることを確認した。したがって，格納容器の機器ハッチが開放された状態において、格納容器内の油内包機器で火災が発生しても，15 分以内に消火器による消火活動が開始可能であり，さらに自衛消防隊は出動要請から 25 分以内で消火栓による消火活動が開始可能である。
一方，原子炉起動中の格納容器内で火災が発生した場合には，上記確認の所
要時間に加え，セルフエアセット着用(5 分)，所員用エアロックの開放(約 40分)が追加となるが，所員用エアロックを開放している間にセルフエアセットを着用することが可能であることから，窒素排出開始後，約 1.5 時間以内に消火活動が開始可能である。また，格納容器下部の火災に対する確認について，
第 4 図に示す。初期消火要員が消火器を確保して，格納容器内の所員用エアロックまで 15 分以内に到着し，セルフエアセットを着用しても約 20 分以内に消火活動が可能であることを確認したことから，格納容器内下部に敷設された露出ケーブルで火災が発生した場合でも，火災発生から 20 分以内に消火器による消火活動が可能である。さらに，格納容器所員用エアロックを開放すること
により，消火栓により消火活動が可能である。また，入域が困難である場合の消火活動（窒素封入，排出による排煙など）については，運用を含め社内規定に別途定めることとする。

3.資機材(1)消火器
冷温停止中の格納容器内の火災に対して設置する消火器については，消防法施行規則第六，七条に基づき算出される必要量の消火剤を配備する設計と8 条-別添 1-資料 8-53

965

する。
配備箇所については，格納容器内の各フロアに対して火災防護対象機器並
びに火災源から消防法施行規則に定めるところの 20m 以内の距離に配備する。
起動中については，格納容器内点検までの間は，所員用エアロック内に消火器を配備する。
一方，格納容器内部点検以降は，所員用エアロックを閉鎖することから安易に扉開放ができないため，原子炉運転中も含め所員用エアロック（外扉）近傍（格納容器外）に消火器を配備する。

(2)消火ホース
格納容器内の火災に対しては，格納容器入口近傍の消火栓の使用を考慮し，格納容器の入口となる所員用エアロック及び機器ハッチから最も遠い位
置にある火災源（油内包機器）まで届く消火ホースを配備する。消火ホース
は，消火栓内に保管するものの他，所員用エアロック及び機器ハッチ近傍にそれぞれ配備し，消火活動を可能とする。

格納容器内での火災に対し，迅速な消火活動を行うため，以上に示した火災発生時の対応フロー，資機材の配備，所要時間を基に，今後も格納容器内の火災を想定した消火活動訓練を行う。

8 条-別添 1-資料 8-54966

4.格納容器内の消火器設置位置及び消火ホースの敷設
冷温停止時及び起動中における格納容器内の火災対応として設置する消火器の設置位置については，消防法施行規則に従い防火対象物である火災防護対象
機器及び火災源から 20m 以内に設置する。
格納容器内の火災防護対象機器及び火災源に対し，前項の現場確認結果を基に格納容器外の消火栓から消火ホースが確実に届くことを確認した。
消火器の配置及び消火栓の敷設確認結果を第 5 図に示す。

8 条-別添 1-資料 8-56968

ホース敷設距離①消火栓（ NO.9）～ FCV(A)消火位置まで「４１ｍ」②消火栓（ NO.9）～ PLR(A)ﾓｰﾀｰ消火位置まで「３２ｍ」③消火栓（ NO.9）～ PLR(B)ﾓｰﾀｰ消火位置まで「３２ｍ」④消火栓（ NO.9）～ＭＳＩＶ消火位置まで「４７ｍ」

8 条-別添 1-資料 8-58970

ホース敷設距離② 消火栓（ NO.10）～ＭＳＩＶ消火位置まで「４７ｍ」②消火栓（ NO.10）～ FCV(A)， PLR(A)ﾓｰﾀｰ消火位置まで「７１ｍ」③消火栓（ NO.10）～ PLR(B)ﾓｰﾀｰ， FCV(B)消火位置まで「７１ｍ」

8 条-別添 1-資料 8-60

972

別紙 3

東海第二発電所における格納容器内火災時の想定事象と対応について

8 条-別添 1-資料 8-61

973

1.はじめに原子炉起動中の窒素置換(格納容器内酸素濃度＜4％)が完了していない時期
において，格納容器内で発生する火災により，保守的に原子炉の安全機能が全喪失した場合において，原子炉の高温停止及び冷温停止を達成し，維持することが可能か否か確認する。

2.格納容器内火災による影響の想定
起動中の格納容器内の火災による影響を以下のとおり想定する。
(1)火災 発生は，原子炉起動中において窒素置換されていない期間である「制御棒引抜き」から「格納容器内点検完了」(以下「起動～格納容器
内点検完了」という。)及び「点検完了後」から「窒素置換完了」(以下「格納容器内点検終了～窒素置換完了」という。)までの期間に発生すると想定する。

(2)火災源は，油内包機器である原子炉再循環系流量制御弁，原子炉再循環
ポンプ用電動機，主蒸気内側隔離弁のうち，火災により主蒸気系統の閉止が想定される主蒸気内側隔離弁として，4 台のうち，いずれかの弁の単一火災を想定する。

(3)油内包機器である，原子炉再循環系流量制御弁，原子炉再循環ポンプ用
電動機については，原子炉起動中も含め使用していない時は電源を遮断する。

(4)格納容器内に設置している逃がし安全弁などの主要な材料は金属製であること，及び格納容器内に敷設しているケーブルは，実証試験により自8 条-別添 1-資料 8-62974

己消火性，延焼性を確認した難燃ケーブルを使用していることから，火災の進展は時間の経過とともに，徐々に格納容器内全域におよぶものとする。

(5)空気作動弁は，電磁弁に接続される制御ケーブルが火災により断線，フェイル動作するものとする。

(6)電動弁は，火災の影響により接続するケーブルが断線し，作動させることができないが，火災発生時の開度を維持するものとする。

(7)格納容器内の監視計器は，「同一パラメータを監視する複数の計器が配置
上分離されて配置されていること」，及び「火災が時間経過とともに進展すること」を考慮し，火災発生直後は，全監視計器が同時に機能喪失するとは想定しないが，火災の進展に伴い監視計器が全て機能喪失するものとする。

3.原子炉の高温停止及び冷温停止の達成，維持について
3.1 起動～格納容器内点検完了(1)高温停止の達成
原子炉起動中において窒素置換されていない期間である「起動～格納容
器内点検完了」までの期間については，主蒸気内側隔離弁は“開”状態(第 1 図)となっているが，主蒸気内側隔離弁の閉止が想定されることから，
原子炉停止系(制御棒及び制御棒駆動系(スクラム機能))による緊急停止操作が要求される。このうち，制御棒駆動機構は金属等の不燃性材料で構成する機械品であるため，火災による機能喪失は考えにくく，火災によって
8 条-別添 1-資料 8-63975

原子炉の緊急停止機能に影響がおよぶおそれはない。
スクラム機能が要求される制御棒駆動水圧系水圧制御ユニットについて
は，当該ユニットのアキュームレータ，窒素容器，スクラム弁・スクラム
パイロット弁は，格納容器内とは別の火災区域に設置されているため火災の影響はない。当該ユニットの格納容器内の配管は金属等の不燃性材料で構成する機械品であるため，火災による機能喪失は考えにくい。(第 2 図)
以上より，主蒸気内側隔離弁の火災を想定しても原子炉の高温停止を達成することは可能である。

(2)冷温停止の達成，維持
冷温停止の達成，維持については，原子炉停止後の除熱機能に該当する系統として，残留熱除去系(原子炉停止時冷却モード)(第 3 図)，高圧炉心スプレイ系(第 4 図)，原子炉隔離時冷却系(第 5 図)，逃がし安全弁(手動逃がし機能)，自動減圧系(手動逃がし機能)(第 6 図)が必要となる。これ
らの系統のうち，ポンプについては，電源ケーブルを含め格納容器内とは別の火災区域に設置されているため，主蒸気内側隔離弁の火災の影響はな
いが，格納容器内に設置されている電動弁，電磁弁については，電源ケー
ブル，制御ケーブルが火災により機能喪失すると，電動弁，電磁弁等も機能喪失することとなる。
起動～格納容器内点検完了までの間は，格納容器内には窒素が封入されていないことから，火災発生を確認した時点で原子炉の停止操作（出力降下）を行うとともに，初期消火要員が現場に急行(15 分以内)し，格納容器内への進入可否（未臨界状態）を確認した後に，所員用エアロックを開放(15 分以内)し，格納容器内に入り消火活動を行うことが可能である。
したがって，格納容器内の電動弁及び電磁弁について，主蒸気内側隔離
8 条-別添 1-資料 8-64976

弁の火災影響により全て機能喪失したとしても，消火活動後には格納容器内に設置された残留熱除去系停止時冷却内側隔離弁(E12-MO-F009：通常閉)にアクセスし，運転員による手動開操作を行うことが可能であることから，残留熱除去系(原子炉停止時冷却モード)による原子炉の冷温停止の達成，維持は可能である。

3.2 格納容器内点検終了～窒素置換完了
原子炉起動中から窒素置換を行っている期間(格納容器内の酸素濃度＜4％まで)である「格納容器内点検終了～窒素置換完了」についても，主蒸気内側隔離弁は“開”状態となっており，主蒸気内側隔離弁の火災により閉止することが想定されることから，原子炉停止系(制御棒及び制御棒駆動系(スクラム機能))による緊急停止操作が要求される原子炉の起動工程において，格納容器内点検完了後から窒素封入開始前までの間で，格納容器内の火災感知器が作動した場合には，原子炉起動操作を中止し，停止（出力降下）操作を行い，原子炉出力が SRNM ﾚﾝｼﾞ 3 以下を確認した後に所員用エアロックより進入し，現場確認及び消火活動を行う。また，消火栓使用を考慮し固定ギャグ（外扉，内扉）を取り外し，開閉可能な状態とする。
窒素封入開始から窒素置換完了までの間で，封入開始後，約 1.5 時間を目
安に格納容器内の火災感知器が作動した場合，火災による延焼防止の観点か
ら封入停止を判断する。なお，窒素封入作業継続により，消火することも可能である。
格納容器内の消火活動については，上記を踏まえた窒素排出作業後に格納容器の開放及び内部での消火活動を行うこととなる。
原子炉の冷温停止の達成，維持は，3.1(2)に示すとおり，手動開操作を行う
8 条-別添 1-資料 8-65977

ことで可能である。

4.まとめ
保守的に，起動中の格納容器内の火災発生により，原子炉の安全機能が全喪失したと想定しても，運転操作，現場操作により原子炉の高温停止及び冷温停止を達成し維持することが可能である。

8 条-別添 1-資料 8-66

978

HO

油圧作動弁

MO

電

AO

空気作動弁

NO

窒素作動弁

動

弁

残留熱除去系

原子炉隔離時冷却系

F004
高圧炉心スプレイ系

MO

F066
NO

AO F065

F005
NO

MO

F006
NO

F005
MO
低圧炉心スプレイ系

F098
F008 MOMO

残留熱除去系
F004
MO
原子炉冷却材浄化系

MO F063

MO F064
原子炉隔離時冷却系

原子炉
圧力容器

NO

F022

MO

F016

AO

F028
主蒸気系(A,B,C,D)

MO F068

NO F041
MO F019

主蒸気ドレン系

NO F050F001
MO

MO F042
MO F053

PLR B

PLR A

NO F050

MO F053

原子炉の安全停止に必要な系統機能を発揮するために必要なライン
原子炉の安全停止に必要な機器
他系統との境界の弁(AO 弁、MO 弁)

第 1 図 原子炉冷却材圧力バウンダリ

8 条-別添 1-資料 8-67979

原子炉の安全停止に必要な系統機能を発揮するために必要なライン
原子炉の安全停止に必要な機器
他系統との境界の弁(AO 弁、MO 弁)

第 2 図 ほう酸水注入系及び制御棒による系の概要

8 条-別添 1-資料 8-68980

HO 油圧作動弁
MO 電

動

弁

AO 空気作動弁
NO 窒素作動弁

MO

MO
F017A F016A
MO
MO

FCS 系へ
F017B
MO

NO
原子炉
圧力容器

F041A

F041C

F02J
MO

NO

MO

F053A
MO

F009

F050B

F027B
MO

PLR B

MO

PLR A

F027A

MO

O
M

O
M

F064A

O
M

F006B

Ｃ

C002B

C002C

O
M

MO

V251003

V251004

事故時
サンプリングへ

C002A

O
M

O
M

F011A
MO

MO

MO

F047A

F048A

F049

F040

O
M

O
M

(B)

熱交換器

廃棄物処理系
移送ラインへ

O
M

F003B

MO

Ａ

MO
F047B

F024A

FI
F006A

F011B

F048B

MO

MO

O
M

Ｂ

FI

F004A

F008

MO

F064B

F064C

F004C

O
M

F004B

O
M

F024B

FI

F023

F042A

F050A
NO

O
M

F053B

RCIC 系へ

MO

NO

NO

MO

F042C

MO

F041B

MO

F042B

FCS 系へ
FF104A

F003A

(A)

O
M

F016B
MO

FF104B

F060A

F060B

O
A

O
A

F068A
F075A

O
A

O
M

F068B
F075B

O
A

O
M

サンプリング系へ

サンプリング系へ
Ｄ

Ｂ

残留熱除去系
海水系ポンプＡＣ

原子炉の安全停止に必要な系統機能を発揮するために必要なライン
原子炉の安全停止に必要な機器
他系統との境界の弁(AO 弁、MO 弁)

第 3 図 残留熱除去系
8 条-別添 1-資料 8-69981

HO 油圧作動弁
MO 電

動

弁

AO 空気作動弁
NO 窒素作動弁

原子炉の安全停止に必要な系統機能を発揮するために必要なライン
原子炉の安全停止に必要な機器
他系統との境界の弁(AO 弁、MO 弁)

第 4 図 高圧炉心スプレイ系

8 条-別添 1-資料 8-70982

HO 油圧作動弁
MO 電

動

弁

AO 空気作動弁
NO 窒素作動弁

F066
NO

MO
残留熱
除去系より

F065
AO

F022
MO

F028
AO

MO

MO

F063

F064

原子炉
圧力容器

F023

F013

主蒸気管

タービンへ

F068
MO

ドライウェルO
M
サプレッションプール

MO
F069
復水
貯蔵タンク
F031

O
M

MO

F022

O
M

F012

O
M

ポンプ
C001
タービン バルメトリック
C002 コンデンサ
真空
MO
ポンプ
C2
真空タンク
F046
MO

加減弁

F019

原子炉の安全停止に必要な系統機能を発揮するために必要なライン
原子炉の安全停止に必要な機器

O
M

F059

O
H

残留熱
除去系へ

MO

C002
MO

F045
MO

AO

AO

F010

C1
復水
ポンプ

F095

AO

AO
復水器へ

F025 F026

F004 F005
CRW

CRW

他系統との境界の弁(AO 弁、MO 弁)

第 5 図 原子炉隔離時冷却系

8 条-別添 1-資料 8-71

983

電磁弁

A
アキュームレータ

A

A

A

A

A

A

A

A

A

C

(自動減圧系)(自動減圧系)(自動減圧系)

A

A

A

A

A

A
A

(自動減圧系)(自動減圧系)

B

A

A

D(自動減圧系)

原子炉の安全停止に必要な系統機能を発揮するために必要なライン
原子炉の安全停止に必要な機器

第 6 図 逃がし安全弁(手動逃がし機能)，自動減圧系(手動逃がし機能)

8 条-別添 1-資料 8-72

984

資料 9

東海第二発電所における放射性物質貯蔵等の機器等の火災防護対策
について

985

【目次】

1.概要
2.要求事項3.放射性物質貯蔵等の機器等の選定について
3.1 重要度分類指針における放射性物質の貯蔵又は閉じ込め機能の特定
3.2 火災時に放射性物質の貯蔵又は閉じ込め機能を達成するための系統の確認
3.2.1 放射性物質の閉じ込め機能，放射線の遮蔽及び放出低減機能
3.2.2 原子炉冷却材圧力バウンダリに直接接続されていないものであって，放射性物質を貯蔵する機能
3.2.3 燃料プール水の補給機能
3.2.4 放射性物質放出の防止機能
3.2.5 放射性物質の貯蔵機能
3.3 放射性物質の貯蔵又は閉じ込めに必要な機器等の特定
4.放射性物質貯蔵等の機器等の火災区域設定
5.火災感知設備の設置
6.消火設備の設置添付資料 1

東海第二発電所における安全上の機能別重要度分類に係る定義及び機能添付資料 2

東海第二発電所における重要度分類指針に基づく放射性物質の貯蔵又は閉じ込め機能を有する設備並びに火災防護対象機器リスト

添付資料 3実用発電用原子炉及びその附属施設の火災防護に係る審査基準
(抜粋)

986

資料 9
放射性物質貯蔵等の機器等の火災防護対策について

1.概要
東海第二発電所において，単一の内部火災が発生した場合にも，放射性物質の貯蔵又は閉じ込め機能を確保するために必要な「放射性物質貯蔵等の機器等」を抽出し，その抽出された機器等に対して火災防護対策を実施する。

2. 要求事項「実用発電用原子炉及びその附属施設の火災防護に係る審査基準」(以下，「火災防護に係る審査基準」という。)における放射性物質貯蔵等の機器への要求事項を以下に示す。

実用発電用原子炉及びその附属施設の火災防護に係る審査基準(抜粋)
2.

基本事項

（１） 原子炉施設内の火災区域又は火災区画に設置される安全機能を有する構造物，系統及び機器を火災から防護することを目的として，以下に示す火災区域及び火災区画の分類に基づいて，火災発生防止，火災の感知及び消火，火災の影響軽減のそれぞれを考慮した火災防護対策を講じること。
① 原子炉の高温停止及び低温停止を達成し，維持するための安全機能を有する構築物，系統及び機器が設置される火災区域及び火災区画② 放射性物質の貯蔵又は閉じ込め機能を有する構築物，系統及び機器が設置される火災区域

8 条-別添 1-資料 9-1

987

3.放射性物質貯蔵等の機器等の選定について
設計基準対象施設のうち，単一の内部火災が発生しても，放射性物質の貯蔵又は閉じ込め機能を確保するために必要な機器である「放射性物質貯蔵等の機器」の選定は，「発電用軽水型原子炉施設の安全機能の重要度分類に関する審査指針」(以下「重要度分類審査指針」という。)に基づき，原子炉の状態が運転，起動，高温停止，冷温停止及び燃料交換(ただし，全燃料全取出の期間は除く。)のそれぞれにおいて，放射性物質の貯蔵又は閉じ込め機能を達成し，維持するために必要な構築物，系統及び機器について，以下のとおり実施する。

3.1 重要度分類指針における放射性物質の貯蔵又は閉じ込め機能の特定
放射性物質の貯蔵又は閉じ込め機能について，「重要度分類審査指針」に基
づき，以下のとおり抽出した。（添付資料 1）(1)放射性物質の閉じ込め機能，放射線の遮へい及び放出低減機能(2)

原子炉冷却材圧力バウンダリに直接接続されていないものであって，放射性物質を貯蔵する機能(3)

燃料プール水の補給機能(4)

放射性物質放出の防止機能(5)放射性物質の貯蔵機能

8 条-別添 1-資料 9-2

988

3.2 火災時に放射性物質の貯蔵又は閉じ込め機能を達成するための系統の確
認3.1 項で示した「放射性物質の貯蔵又は閉じ込め機能」に対し，火災によってこれらの機能に影響をおよぼす系統を，以下のとおり「安全機能を有する
電気・機械装置の重要度分類指針」(JEAG4612-2010)(以下，「重要度分類指針」という。)より抽出する。
放射性物質貯蔵等の機能を達成するための系統を，重要度分類指針を参考に抽出すると，第 9-1 表のとおりとなる。

第 9-1 表放射性物質貯蔵等の機能を達成するための系統

放射性物質貯蔵等の機能

放 射 性 物 質 の閉 じ 込め機 能 ， 放 射 線 の 遮
蔽及び放出低減機能

原 子 炉 冷 却 材圧 力 バウン ダ リ に 直 接 接 続
さ れ て い な いも の であっ て ， 放 射 性 物 質を貯蔵する機能
燃料プール水の補給機能

放射性物質放出の防止機能

放射性物質の貯蔵機能機能を達成するための系統・原子炉格納容器・原子炉格納容器隔離弁
・原子炉格納容器スプレイ冷却系
・原子炉建屋・非常用ガス処理系
・非常用再循環ガス処理系
・可燃性ガス濃度制御系
・ 放 射 性 廃 棄 物 処 理 施設 （ 放射 能 イ ン ベ
ントリの大きいもの）・使用済燃料プール(使用済燃料貯蔵ラッ
ク含む・非常用補給水系
・放射性気体廃棄物処理系の隔離弁・排気筒(非常用ガス処理系排気管の支持機能以外)
・ 燃 料 集 合 体 落 下 事 故時 放 射能 放 出 を 低減する系
・サプレッション・プール水排水系
・復水貯蔵タンク・放射性廃棄物処理施設(放射能インベン
トリが小さいもの)次に，上記の系統から，火災による放射性物質貯蔵等の機能への影響を考慮

8 条-別添 1-資料 9-3

989

し，火災防護対策の要否を評価した。
3.2.1放射性物質の閉じ込め機能，放射線の遮蔽及び放出低減機能
重要度分類指針では，放射性物質の閉じ込め機能，放射線の遮へい及び放出低減機能に該当する系統は「原子炉格納容器，原子炉格納容器隔離弁，原子炉
格納容器スプレイ冷却系，原子炉建屋，非常用ガス処理系，非常用再循環ガス
処理系，可燃性ガス濃度制御系」である。
このうち，原子炉格納容器及び原子炉建屋はコンクリート・金属等の不燃性材料で構成する建築物・構造物であるため，火災による機能喪失は考えにく
く，資料2で示した火災により影響をおよぼさないものに該当すると考えられることから，火災によって放射性物質貯蔵等の機能に影響が及ぶおそれはない※。
また，一次系配管，主蒸気管等は金属等の不燃性材料で構成されており火災による機能喪失は考えにくいこと，資料10の8.で記載のとおり，火災により想定される事象が発生しても原子炉の安全停止が可能であり，放射性物質が放出されるおそれはないことから，原子炉格納容器隔離弁，原子炉格納容器スプレ
イ冷却系，非常用ガス処理系，非常用再循環ガス処理系及び可燃性ガス濃度制
御系は火災発生時には要求されない。 さらに，資料1の参考資料3に示すように，これらの系統については火災に対する独立性を有している。
したがって，火災によって放射性物質の閉じ込め機能，放射線の遮へい及び放出低減機能に影響を及ぼす系統はない。

ただし，非常用ガス処理系は，原子炉棟換気系送風機・排風機とともに，原子炉建屋を負圧にする機能を有しており，火災発生時に原子炉建屋の換気空調設備が機能喪失した場合でも，非常用ガス処理系が使用可能であれば原子炉建屋を負圧維持することができる。このため，原子炉建屋の負圧を維持する観点
8 条-別添 1-資料 9-4990

から，非常用ガス処理系については，火災の発生防止対策，火災の感知・消火対策及び火災の影響軽減対策を実施することとする。
合わせて，非常用ガス処理系の機能確保のため，原子炉建屋給排気隔離弁の閉操作が必要となるが，原子炉建屋給排気隔離弁はフェイルセーフ設計であり，火災によって隔離弁の電磁弁のケーブルが損傷した場合，隔離弁が「閉」
動作すること，万が一の不動作でも多重化されていることから，非常用ガス処
理系の機能に影響しない。

3.2.2原子炉冷却材圧力バウンダリに直接接続されていないものであって，放射性物質を貯蔵する機能
重要度分類指針では，原子炉冷却材圧力バウンダリに直接接続されていないものであって，放射性物質を貯蔵する機能に該当する系統は「放射性廃棄物処理施設（放射能インベントリの大きいもの），使用済燃料プール（使用済燃料
ラックを含む）」である。
放射性廃棄物処理施設（放射能インベントリの大きいもの）である放射性気体廃棄物処理系の系統概略図を第9-1図に示す。
気体廃棄物処理系のうち，配管，手動弁，排ガス予熱器，排ガス再結合器，
排ガス復水器，排ガス減衰管，排ガス前置，後置フィルタ，排ガス後置除湿器
再生装置，メッシュフィルタは金属等の不燃性材料で構成する機械品であるため，火災による機能喪失は考えにくい ※ 。
万が一，排ガス系弁が誤動作した場合であっても，下流側に設置された排ガ
ス減衰管，排ガス前置，後置フィルタ，活性炭ベッドによって放射性物質が除去されることから，単一の火災によって放射性物質が放出されることはない。
上記の弁以外の空気作動弁については，火災による弁駆動部の機能喪失によって当該弁が開閉動作をしても，弁本体は金属等の不燃性材料で構成されてお8 条-別添 1-資料 9-5

991

り，火災による機能喪失は考えにくく，放射性物質が外部へ漏えいするおそれはない ※ 。
以上より，気体廃棄物処理系は火災によって放射性物質を貯蔵する機能に影響がおよぶおそれはない。

主排気筒モニタ放射線モニタについては，重要度分類指針においてMS-3「緊急時対策上重要なもの及び異常状態の把握機能」のうち，放射線監視設備に該当し，東海第二発電所においては設計基準事故時に中央制御室の主排気筒モニタに係る盤で監視する設計としていることから，火災発生時に主排気筒モニタに係る盤が機能喪失すると気体廃棄物処理系の放射線監視機能が喪失する。このため，中央制御室の主排気筒モニタに係る盤については，火災の発生防止対策，火災の感知・消火対策，火災の影響軽減対策を実施する設計とする。

また，使用済燃料プール（使用済燃料ラックを含む）はコンクリート・金属等の不燃性材料で構成する構造物であるため，火災による機能喪失は考えにくいことから，火災によって放射性物質を貯蔵する機能に影響がおよぶおそれはない ※ 。
さらに，使用済燃料プールの間接関連系である燃料プール冷却浄化系については，火災により当該機能が喪失しても，使用済燃料プールの水位が遮へい水位に低下するまで時間的余裕があり，その間に残留熱除去系（使用済燃料プー
ルへの補給ライン）の弁の手動操作等によって機能を復旧することができることから，火災によって放射性物質を貯蔵する機能に影響がおよぶおそれはない。
したがって，放射性物質の貯蔵又は閉じ込め機能に影響を及ぼす系統はない。
8 条-別添 1-資料 9-6992

8 条-別添 1-資料 9-7
第9-1図放射性気体廃棄物処理系の系統概略図

993

3.2.3燃料プール水の補給機能
重要度分類指針では，燃料プール水の補給機能に該当する系統は「非常用補給水系」である。
非常用補給水系である残留熱除去系が火災により機能喪失しても，使用済燃料プールの水位が遮へい水位まで低下するまでに時間的余裕があり，その間に電動弁の手動操作等によって機能を復旧することができることから，火災によって燃料プール水の補給機能に影響が及ぶおそれはない。
したがって，放射性物質の貯蔵又は閉じ込め機能に影響を及ぼす系統はない。

3.2.4放射性物質放出の防止機能
重要度分類指針では、放射性物質放出の防止機能に該当する系統は「放射性気体廃棄物処理系の隔離弁，排気筒（非常用ガス処理系排気管の支持機能以外），燃料集合体落下事故時放射能放出を低減する系」である。
放射性気体廃棄物処理系の排ガス予熱器入口，排ガス再結合器出口，排ガス
復水器出口の空気作動弁は，3.2.2のとおりであり，火災によって放射性物質が放出されるおそれはない。また，弁本体は，金属等の不燃性材料で構成されており，火災により機能喪失は考えにくく，火災によって放射性物質放出の防止機能に影響が及ぶおそれはない。
排気筒は金属等の不燃性材料で構成する機械品であるため，火災による機能喪失は考えにくい ※ 。
さらに，燃料集合体の落下事故は，燃料集合体移動時は燃料取替機に燃料集合体を機械的にラッチさせて吊り上げること，ラッチ部は不燃性材料で構成さ
れ火災による影響は受けないことから，火災により燃料集合体の落下事故は発生しない。したがって，使用済燃料の落下事故時に要求される機能について
は，火災発生時には要求されないことから，燃料集合体落下事故時放射能放出8 条-別添 1-資料 9-8994

を低減する系としての原子炉建屋等については，火災発生時には機能要求がない。
したがって，放射性物質の貯蔵又は閉じ込め機能に影響を及ぼす系統はない。

3.2.5放射性物質の貯蔵機能
重要度分類指針では，放射性物質の貯蔵機能に該当する系統は「サプレッション・プール・排水系，復水貯蔵タンク，放射性廃棄物処理施設（放射能イン
ベントリの小さいもの）」である。これらの系統は以下のとおり整理する。

・サプレッション・プール排水系
サプレッション・プール排水系の系統概要図を第9-2図に示す。
サプレッション・プール排水系は，残留熱除去系の一部を介し液体廃棄物処
理系(機器ドレン系及び床ドレン系)と接続されているが，残留熱除去系(A)系
はサプレッション・プール排水ラインに電動弁(E12-MO-F049)があり，通常閉かつ残留熱除去系の機能要求時も閉であること，火災影響を受けて当該弁が機能喪失した場合でも閉状態が維持されること，万が一当該弁が誤動作した場合であっても，電源区分の異なる弁(E12-MO-F040)で二重化されていることから，火災によって放射性物質が放出されることはない。残留熱除去系(B，C)系
は，サプレッション・プール排水ラインに手動弁を二重化(F072，F070)としている。手動弁は金属等の不燃性材料で構成する機械品であるため，火災による機能喪失は考えにくい ※ 。
以上より，サプレッション・プール排水系は，単一の火災によって放射性物質が放出されることはない。
・復水貯蔵タンク
復水貯蔵タンクについては，金属等の不燃性材料で構成するタンクであるた
8 条-別添 1-資料 9-9995

め，火災による機能喪失は考えにくいと考えられることから，火災によって放射性物質の貯蔵機能に影響がおよぶおそれはない ※ 。
・放射性廃棄物処理施設（放射能インベントリの小さいもの）
放射性廃棄物処理施設（放射能インベントリの小さいもの）である液体廃棄物処理系，固体廃棄物処理系，関連する系統も含めて，系統概要図を第9-4図～第9-9図に示す。
液体廃棄物処理系（機器ドレン，床ドレン，高電導ドレン）のうち，配管，手動弁，復水器，加熱器，脱塩器，濃縮器，タンクは金属等の不燃性材料で構成する機械品であるため，火災による機能喪失は考えにくい ※ 。
また，各空気作動弁はフェイル・クローズ設計であり，火災によって当該弁の電磁弁のケーブルが機能喪失すると電磁弁が無励磁となり当該弁が自動的に閉止する。機器ドレン系，床ドレン系については，廃液サンプルポンプ出口及び床ドレンサンプルポンプ出口に空気作動弁(AO-F462A,B ,AO-F468A,B)を設置しており，カナル放出ラインにも(AO-F465A,B)空気作動弁を設置している。これらの空気作動弁は単一の弁の誤動作では放射性物質が放出されない設計としている。仮に空気作動弁が誤動作により開となっても，廃液サンプルポンプ及び床ドレンサンプルポンプの誤起動が空気作動弁の誤動作と同時に発生しない
限り放射性物質が放出されることはない。（第9-4図,第9-5図）高電導度ドレン系については，万一，空気作動弁が誤動作した場合であっても，移送先が濃縮廃液タンク及び凝縮水収集タンクであることから放射性物質が放出されることはない。(第9-6図)

したがって，火災によって上記の弁が閉止すると液体廃棄物処理系の放射性液体廃棄物は系統内に隔離されることとなり，系統外へ放射性物質が放出されない。
8 条-別添 1-資料 9-10

996

第9-3図 放射性廃棄物処理系(機器ドレン系，床ドレン系)機器配置
AO-F468(A)AO-F465(B)AO-F468(B)AO-F465(A)

床ドレンサンプルポンプエリアのバルブの配置

AO-F462(A)AO-F462(B)

廃液サンプルポンプエリアのバルブの配置
第9-4図

放射性廃棄物処理系(機器ドレン系，床ドレン系)の弁配置状況

放射性廃棄物処理施設（放射能インベントリの小さいもの）である固体廃棄物貯蔵庫（ドラム缶）は，金属等の不燃性材料で構成される。ドラム缶に収め貯蔵するもののうち，雑固廃棄物については，第9-5図に示すフローに従い分別し，「可燃」「難燃」については，焼却炉で焼却した後に「不燃」の焼却灰の状態でドラム缶に保管することから，ドラム缶内部での火災によって放射性物質貯蔵等の機能の喪失は考えにくい。
一方，「不燃」には，金属等の不燃性材料をドラム缶に収納する際に収納するポリエチレン製の袋や識別用シールといった可燃物を含むものの，収納物は8 条-別添 1-資料 9-12998

不燃物であること，ポリエチレンの発火点は400℃より高いこと，固体廃棄物
貯蔵庫(ドラム缶)内には高温となる設備はないことから，ドラム缶内部での火災発生は考えにくく，火災によって放射性物質貯蔵等の機能の喪失は考えにくい。また，固体廃棄物貯蔵庫における放射性固体廃棄物の保管状況を確認するために，固体廃棄物貯蔵庫を1週間に1階巡視するとともに，3ヵ月に1階保管量を確認する。
さらに，固体廃棄物貯蔵庫はコンクリートで構築された建屋内に設置されている。
したがって，放射性物質の貯蔵又は閉じ込め機能に影響を及ぼす系統はない。

※火災の影響で機能喪失のおそれがないもの
金属製の配管，タンク，手動弁，逆止弁等やコンクリート製の構造物等は，不燃性材料で構成されている。また，配管，タンク，手動弁，電動弁等(フランジ部等を含む)には内部の液体の漏えいを防止するため，不燃性ではないパッキン類が装着されているが，これらは，
弁，フランジ等の内部に取付けており，機器外の火災によってシート面が直接加熱されることはない。機器自体が外部から炎に晒されて加熱されると，パッキンの温度も上昇するが，フランジへの取付を模擬した耐火試験にて接液したパッキン類のシート面に，機能喪失に至るような大幅な温度上昇が生じないことを確認している。仮に，万が一，パッキン類が長時間高温になってシート性能が低下したとしても，シート部からの漏えいが発生する程度で，弁，配管等の機能が失われることはなく，他の機器等への影響もない。
以上より，不燃性材料のうち，金属製の配管，タンク，手動弁，逆止弁等やコンクリート
製の構造物等で構成されている系統については，火災によっても放射性物質の貯蔵又は閉じ込め機能に影響をおよぼす系統はない。

8 条-別添 1-資料 9-13999

固体廃棄物処理フローチャート

8 条-別添 1-資料 9-141000

8 条-別添 1-資料 9-15
第9-4図

液体廃棄物処理系(機器ドレン系)系統概略図

1001

8 条-別添 1-資料 9-16
第9-5図

液体廃棄物処理系(床ドレン系)系統概略図1002

8 条-別添 1-資料 9-17
第9-6図

液体廃棄物処理系(高電導度ドレン系)系統概略図

1003

8 条-別添 1-資料 9-18

第9-7図 廃液スラッジ系 系統概略図

1004

8 条-別添 1-資料 9-19
第9-8図 廃液スラッジ系(使用済樹脂系) 系統概略図1005

8 条-別添 1-資料 9-20
第9-9図 廃液スラッジ系(使用済粉末樹脂系) 系統概略図1006

8 条-別添 1-資料 9-21

第9-10図 濃縮廃液系 系統概略図1007

8 条-別添 1-資料 9-22
第9-11図 雑固体減容処理設備(減容固化系) 系統概略図1008

8 条-別添 1-資料 9-23
第9-12図 雑固体減容処理設備(セメント混練固化装置) 系統概略図

1009

3.3放射性物質の貯蔵又は閉じ込めに必要な機器等の特定3.2での検討の結果，火災時に「放射性物質の貯蔵又は閉じ込め機能」が喪失する系統はないことから，火災防護対象として放射性物質の貯蔵等に必要な機器等に該当するものはない。
ただし，火災時における原子炉建屋の負圧維持の観点から，原子炉建屋ガス処理系に対しては，「火災防護に係る審査基準」に基づく火災防護対策を実施する。

8 条-別添 1-資料 9-241010

4．放射性物質貯蔵等の機器等の火災区域設定
火災時に「放射性物質の貯蔵又は閉じ込め機能」が喪失する系統はない
が，原子炉建屋の負圧維持の観点から，原子炉建屋ガス処理系について火災防護対策を実施する。
原子炉建屋ガス処理系を設置する建屋について火災区域として設定するとともに，原子炉建屋ガス処理系設置区域に対して，以下の要求事項にしたがって3時間以上の耐火性能を有する耐火壁で囲うことにより，火災区域を設定する。また，原子炉建屋給排気隔離弁についてはフェイルセーフ設計であり，火災により隔離弁の電磁弁のケーブルが損傷した場合，隔離弁が閉動作すること，万が一の不動作の場合も多重化されていることから，原子炉建屋
ガス処理系の機能に影響しない。

「実用発電用原子炉及びその附属施設の火災防護に係る審査基準」（抜粋）
1.2 用語の定義(11) 「火災区域」 耐火壁によって囲まれ、他の区域と分離されている建屋内の区域をいう。
2.3 火災の影響軽減
2.3.1 安全機能を有する構築物、系統及び機器の重要度に応じ、それらを設置する火災区域又は火災区画内の火災及び隣接する火災区域又は火災区画
における火災による影響に対し、以下の各号に掲げる火災の影響軽減のための対策を講じた設計であること。
(3) 放射性物質の貯蔵又は閉じ込め機能を有する構築物、系統及び機器が設置される火災区域については、3 時間以上の耐火能力を有する耐火壁によって他の火災区域から分離されていること。

8 条-別添 1-資料 9-25

1011

5．火災感知設備の設置
火災時に「放射性物質の貯蔵又は閉じ込め機能」が喪失する系統はないが，原子炉建屋の負圧維持の観点から，原子炉建屋ガス処理系を設置する火災区域に対しては，以下の要求事項に基づく火災感知設備を設置する。設置する火災感知設備については，資料5に記載のものと同等とする。

「実用発電用原子炉及びその附属施設の火災防護に係る審査基準」（抜粋）
2.2 火災の感知，消火2.2.1 火災感知設備及び消火設備は、以下の各号に掲げるように、安全機能を有する構築物、系統及び機器に対する火災の影響を限定し、早期の火災感知及び消火を行える設計であること。
(1) 火災感知設備① 各火災区域における放射線、取付面高さ、温度、湿度、空気流等の環境条件や予想される火災の性質を考慮して型式を選定し、早期に火災を感知できる場所に設置すること。
② 火災を早期に感知できるよう固有の信号を発する異なる種類の感知器又は同等の機能を有する機器を組合せて設置すること。また、その設置にあたっては、感知器等の誤作動を防止するための方策を講じること。
③ 外部電源喪失時に機能を失わないように、電源を確保する設計であること。
④ 中央制御室等で適切に監視できる設計であること。

8 条-別添 1-資料 9-26

1012

6．消火設備の設置
火災時に「放射性物質の貯蔵又は閉じ込め機能」が喪失する系統はないが，原子炉建屋の負圧維持の観点から，原子炉建屋ガス処理系を設置する火災区域に対しては，以下の要求事項に基づく局所ガス消火設備を設置する。設置する
局所ガス消火設備については，資料6に記載のものと同等とする。

「実用発電用原子炉及びその附属施設の火災防護に係る審査基準」（抜粋）
2.2 火災の感知，消火2.2.1 火災感知設備及び消火設備は、以下の各号に掲げるように、安全機能を有する構築物、系統及び機器に対する火災の影響を限定し、早期の火災感知及び消火を行える設計であること。

なお，「2.2.1 (2) 消火設備」の要求事項を添付資料3に示す。

8 条-別添 1-資料 9-271013

添付資料１
東海第二発電所における「重要度分類審査指針」に基づく放射性物質の貯蔵又は閉じ込め機能並びに系統の抽出について

1014

添付資料 1
東海第二発電所における「重要度分類審査指針」に基づく
放射性物質の貯蔵又は閉じ込め機能並びに系統の抽出について
重要度分類指針
分類定義

機能構築物，系統又は機器

東海第二発電所
放射性物質の貯蔵又は閉
じ込めに必要な機能

火災による機能影響※

原子炉圧力容器原子炉再循環ポンプ
配管，弁8 条-別添 1-資料 9-添付 1-1

1）原子炉冷却材圧力バウン
ダリ機能

原子炉冷却材圧力バ
ウンダリを構成する機器・配管系（計装等の小口径配管・機器は
除く。）

－
隔離弁

－

（放射性物質の貯蔵又は閉じ込め機能に係らない機能）

制御棒駆動機構ハウジング

PS-1

その損傷又は故障により発生する事
象によって，(a) 炉心の著しい損傷，又は(b) 燃料の大量の破損を引き起こす
おそれのある構築
物，系統及び機器

中性子束計装管ハウジング

制御棒カップリング
2）過剰反応度の印加防止機能

制御棒カップリング－－（放射性物質の貯蔵又は閉じ込め機能に係らない機能）－－（放射性物質の貯蔵又は閉じ込め機能に係らない機能）

制御棒駆動機構カップリング

3）炉心形状の維持機能

炉心支持構造物（炉心シュラウド，シュラウドサポート，上部格子板，制御棒案内管），
燃料集合体（ただし，燃料を除く。）

炉心シュラウドシュラウドサポート
上部格子板
炉心支持板
燃料支持金具
制御棒案内管制御棒駆動機構ハウジング
燃料集合体（上部タイプレート）
燃料集合体（下部タイプレート）
燃料集合体（スペーサ）
燃料集合体
チャンネルボックス※各系統から抽出された機器に対して，火災による放射性物質の貯蔵又は閉じ込めに必要な機能への影響を考慮し，火災防護対象の要否を個別に評価した結果を添付資料 2 に示す

1015

重要度分類指針
分類

MS-1

定義

8 条-別添 1-資料 9-添付 1-21）異常状態発生時に原子炉を緊急に停止し，残留熱を除去し，原子炉冷却材圧力バウンダ
リの過圧を防止し，敷地周辺公衆への過度の放射線の影響を防止する
構築物，系統及び機器

機能構築物，系統又は機器
制御棒
制御棒案内管制御棒駆動機構
原子炉停止系 の制－御棒による系
制御棒
制御棒カップリング
制御棒駆動機構カップリング

1）原子炉の緊
急停止機能

原子炉停止系の制御棒による系（制御棒及び制御棒駆動系（スクラム機能））

2）未臨界維持機能

原子炉停止系（制御棒による系，ほう酸水注入系）

原子炉停止系 の制御棒による系

3）原子炉冷却材圧力バウン
ダリの過圧防止機能

逃がし安全弁（安全弁としての開機能）

逃がし安全弁（安全弁開機能）

4）原子炉停止後の除熱機能残留熱を除去する系
統（残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード），原子炉隔離時冷却系，高圧炉心スプレ
イ系，逃がし安全弁（手動逃がし機能），
自動減圧系（手動逃がし機能））

東海第二発電所
放射性物質の貯蔵又は閉
じ込めに必要な機能

火災による機能影響※－－（放射性物質の貯蔵又は閉じ込め機能に係らない機能）－－（放射性物質の貯蔵又は閉じ込め機能に係らない機能）－－（放射性物質の貯蔵又は閉じ込め機能に係らない機能）－－（放射性物質の貯蔵又は閉じ込め機能に係らない機能）－－
ほう酸水注入系（ほう酸水注入ポンプ，注入弁，タンク
出口弁，ほう酸水貯蔵タンク，ポンプ吸込配管及び弁，注入配管及び弁）

残留熱除去系（ポンプ，熱交換器，原子炉停止時冷却モードのルートとなる配管及び弁）残留熱除去系
熱交換器バイパス配管及び弁
原子炉隔離時冷却系（ポンプ，サプレッション・プール，
タービン，サプレッション・プールから注水先までの配管，弁）※各系統から抽出された機器に対して，火災による放射性物質の貯蔵又は閉じ込めに必要な機能への影響を考慮し，火災防護対象の要否を個別に評価した結果を添付資料 2 に示す

1016

重要度分類指針
分類8 条-別添 1-資料 9-添付 1-3

MS-1

定義

1）異常状態発生時に原子炉を緊急に停止し，残留熱を除去し，原子炉冷却材圧力バウンダ
リの過圧を防止し，敷地周辺公衆への過度の放射線の影響を防止する
構築物，系統及び機器

機能4）原子炉停止後の除熱機能構築物，系統又は機器

残留熱を除去する系
統（残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード），原子炉隔離時冷却系，高圧炉心スプレ
イ系，逃がし安全弁（手動逃がし機能），
自動減圧系（手動逃がし機能））タービンへの蒸気供給配管，弁ポンプミニマムフローライン配管，弁サプレッション・プールストレー
ナ
原子炉隔離時 冷却復水貯蔵タンク系
復水貯蔵タンク出口水源切替弁
ポンプの復水貯蔵タンクからの吸い込み配管，弁潤滑油冷却器及びその冷却器までの冷却水供給配管
高圧炉心スプレイ系（ポンプ，サプレッション・プール，
サプレッション・プールからスプレイ先までの配管，弁，スプレイヘッダ）
ポンプミニマムフローライン配管，弁サプレッション・プールストレー
ナ
高圧炉心スプ レイ
復水貯蔵タンク系
復水貯蔵タンク出口水源切替弁
ポンプの復水貯蔵タンクからの吸込配管，弁
逃がし安全弁（手動逃がし機能）
原子炉圧力容器から逃がし安全
弁までの主蒸気配管
逃がし安全弁（手動
駆動用窒素源（アキュムレータ，
逃がし機能）
アキュムレータから逃がし安全弁までの配管，弁）自動減圧系（手動逃がし機能）
原子炉圧力容器から逃がし安全
弁までの主蒸気配管
自動減圧系（手動逃
駆動用窒素源（アキュムレータ，
がし機能）
アキュムレータから逃がし安全弁までの配管，弁）東海第二発電所
放射性物質の貯蔵又は閉
じ込めに必要な機能－

火災による機能影響※－（放射性物質の貯蔵又は閉じ込め機能に係らない機能）※各系統から抽出された機器に対して，火災による放射性物質の貯蔵又は閉じ込めに必要な機能への影響を考慮し，火災防護対象の要否を個別に評価した結果を添付資料 2 に示す

1017

重要度分類指針
分類8 条-別添 1-資料 9-添付 1-4

MS-1

定義

1）異常状態発生時に原子炉を緊急に停止し，残留熱を除去し，原子炉冷却材圧力バウンダ
リの過圧を防止し，敷地周辺公衆への過度の放射線の影響を防止する
構築物，系統及び機器

機能5）炉心冷却機能構築物，系統又は機器

非常用炉心冷却系（低圧炉心スプレイ系，低圧注水系，高圧炉心ス
プレイ系，自動減圧系）

低圧炉心スプレイ系（ポンプ，サプレッション・プール，
サプレッション・プールからスプレイ先までの配管，弁，スプレイヘッダ）
ポンプミニマムフローライン配管，弁
低圧炉心スプ レイ
系
サプレッション・プールストレー
ナ
残留熱除去系（低圧注水モード）（ポンプ，サプレッション・プール，サプレッション・プールから注水先までの配管，弁（熱交換器バイパスライン含む），注水ヘッ
ダ）
ポンプミニマムフローライン配管，弁残留熱除去系
サプレッション・プールストレー
ナ
高圧スプレイ系（ポンプ，サプレッション・プール，サプレッション・プールからスプレイ先までの配管，弁，スプレイヘッダ）
ポンプミニマムフローライン配管，弁サプレッション・プールストレー
ナ
高圧スプレイ系
復水貯蔵タンク
復水貯蔵タンク出口水源切替弁
ポンプの復水貯蔵タンクからの吸込配管
自動減圧系（逃がし安全弁）
原子炉圧力容器から逃がし安全
弁までの主蒸気配管
自動減圧系（逃がし駆動用窒素源（アキュムレータ，
安全弁）
アキュムレータから逃がし安全弁までの配管，弁）東海第二発電所
放射性物質の貯蔵又は閉
じ込めに必要な機能－

火災による機能影響※－（放射性物質の貯蔵又は閉じ込め機能に係らない機能）※各系統から抽出された機器に対して，火災による放射性物質の貯蔵又は閉じ込めに必要な機能への影響を考慮し，火災防護対象の要否を個別に評価した結果を添付資料 2 に示す

1018

重要度分類指針
分類8 条-別添 1-資料 9-添付 1-5

MS-1

定義

1）異常状態発生時に原子炉を緊急に停止し，残留熱を除去し，原子炉冷却材圧力バウンダ
リの過圧を防止し，敷地周辺公衆への過度の放射線の影響を防止する
構築物，系統及び機器

機能6）放射性物質の閉じ込め機能，放射線の遮へい及び放出低減機能

構築物，系統又は機器

原子炉格納容器，原子炉格納容器隔離弁，原子炉格納容器スプレ
イ冷却系，原子炉建屋，非常用ガス処理
系，非常用再循環ガス
処理系，可燃性ガス濃度制御系

東海第二発電所
放射性物質の貯蔵又は閉
じ込めに必要な機能

格納容器（格納容器本体，貫通部，所員用エアロック，
機器搬入ハッチ）
ダイヤフラムフロア
ベント管
スプレイ管
格納容器
ベント管付き真空破壊弁
逃がし安全弁排気管のクエンチャ
原子炉建屋（原子炉建屋原子炉棟）
原子炉建屋常用換気空調系隔離
原子炉建屋
弁
格納容器隔離弁及び格納容器バウンダリ配管
主蒸気隔離弁駆動用空気又は窒
格納容器隔離 弁及素源（アキュムレータ，アキュム
び格納容器バ ウン
レータから主蒸気隔離弁までの
ダリ配管
配管，弁）

－
（格納容器及び原子炉建屋はコンクリート・金属等の不燃性材料で構成する建築物・構造物であること，一次系配管，主蒸気管等
は金属等の不燃性材料で構成されており火災による機能喪失は考えにくく，火災によって放射性物質の閉じ込め機能，放射線の遮
へい及び放出低減機能に影響が及ぶおそれはない。また，火災により想定される事象（8条-別添1-資料10の8．に記載）が発生しても原子炉の安全停止が可能であり，放射性物質が放出されるおそれはないことから，原子炉格納容器隔離弁，原子炉格納容器スプ
レイ冷却系，非常用ガス処理系及び可燃性ガス濃度制御系は火災発生時には要求されない）〇（非常用ガス処理系は，原子炉棟換気系送風機・排風機とともに，原子炉建屋を負圧にする機能を有しており，火災発生時に原
子炉建屋の換気空調設備が機能喪失した場合でも非常用ガス処理
系が使用可能であれば原子炉建屋を負圧維持することができる。
このため，原子炉建屋の負圧を維持する観点から，火災の発生防止対策，火災の感知・消火対策及び火災の影響軽減対策を実施す
る）

主蒸気流量制限器
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）（ポンプ，
熱交換器，サプレッション・プール，サプレッション・
プールからスプレイ先（ドライウェル及びサプレッション・プール気相部）までの配管，弁，スプレイヘッダ（ドライウェル及びサプレッション・プール）
ポンプミニマムフローラインの配管，弁残留熱除去系
サプレッション・プールストレー
ナ
原子炉建屋ガス処理系（乾燥装置，排風機，フィルタ装置，原子炉建屋原子炉棟吸込口から排気筒頂部までの配管，弁）原子炉建屋ガ ス処
乾燥装置（乾燥機能部分）
理系
可燃性ガス濃度制御系
可燃性ガス濃 度制
残留熱除去系（再結合装置への冷御系
却水供給を司る部分）
排気筒（非常用ガス処理系排気筒の支持機能）
遮蔽設備（原子炉遮蔽壁，一時遮蔽壁，二次遮蔽壁）

火災による機能影響※－－（格納容器及び原子炉建屋はコンクリート・金属等の不燃性材料で構成する建築物・構造物であること，一次系配管，主蒸気管等
は金属等の不燃性材料で構成されており火災による機能喪失は考えにくく，火災によって放射性物質の閉じ込め機能，放射線の遮
へい及び放出低 減機能に影響が及ぶおそれはない。また，火災により想定される事象（8条-別添1-資料10の8．に記載）が発生しても原子炉の安全停止が可能であり，放射性物質が放出されるおそれはないことから，原子炉格納容器隔離弁，原子炉格納容器ス
プレイ冷却系，非常用ガス処理系及び可燃性ガス濃度制御系は火災発生時には要求されない）※各系統から抽出された機器に対して，火災による放射性物質の貯蔵又は閉じ込めに必要な機能への影響を考慮し，火災防護対象の要否を個別に評価した結果を添付資料 2 に示す

1019

重要度分類指針
分類8 条-別添 1-資料 9-添付 1-6

MS-1

定義

2）安全上必須なその他の構築物，系
統及び機器

機能

構築物，系統又は機器

1）工学的安全施設及び原子炉停止系への作動信号の発生機能

安全保護系

2）安全上特に重要な関連機能

非常用所内電源系，制御室及びその遮蔽・非常用換気空調系，非常用補機冷却水系，直流電源系（いずれも，MS1関連のもの）

原子炉緊急停止の安全保護回路
・非常用炉心冷却系作動の安全保護回路
・原子炉格納容器隔離の安全保護回路
・原子炉建屋ガス処理系作動の安全保護回路
・主蒸気隔離の安全保護回路
非常用所内電源系（ディーゼル機関，発電機，発電機から非常用負荷までの配電設備及び電路）
燃料系
始動用空気系（機関～空気だめ）
非常用所内電源系
吸気系
冷却水系
中央制御室及び中央制御室遮蔽
中央制御室換気空調系（放射線防護機能及び有毒ガス防護機能）（非常用再循環送風機，非常用再循環フィルタ
装置，空調ユニット，送風機，排風機，ダクト及びダンパ）
残留熱除去系海水系（ポンプ，熱交換器，配管，弁，ス
トレーナ（MS-1 関連））
ディーゼル発電機海水系（ポンプ，配管，弁，ストレーナ）
直流電源系（蓄電池，蓄電池から非常用負荷までの配電設備及び電路（MS-1 関連））
計装制御電源（MS-1 関連）

東海第二発電所
放射性物質の貯蔵又は閉
じ込めに必要な機能

火災による機能影響※－－（放射性物質の貯蔵又は閉じ込め機能に係らない機能）－－（放射性物質の貯蔵又は閉じ込め機能に係らない機能）※各系統から抽出された機器に対して，火災による放射性物質の貯蔵又は閉じ込めに必要な機能への影響を考慮し，火災防護対象の要否を個別に評価した結果を添付資料 2 に示す

1020

重要度分類指針
分類

定義

機能

1）原子炉冷却材を内蔵する機能構築物，系統又は機器
主蒸気系，原子炉冷却材浄化系（いずれも，格納容器隔離弁の外側のみ）

原子炉冷却材浄化系（原子炉冷却材圧力バウンダリから外れる部分）
主蒸気系
原子炉隔離時冷却系タービン蒸気供給ライン（原子炉冷却材圧力バウンダリから外れる部分であって外側隔離
弁下流からタービン止め弁まで）

東海第二発電所
放射性物質の貯蔵又は閉
じ込めに必要な機能－

火災による機能影響※－（放射性物質の貯蔵又は閉じ込め機能に係らない機能）－(気体廃棄物処理系のうち，配管，手動弁，排ガス予熱器，排ガス再結合器，排ガス復水器，排ガス減衰管，排ガス前置，後置フィルタ，
排ガス後置除湿器再生装置，メッシュフィルタは金属等の不燃性材料で構成する機械品であるため，火災による機能喪失は考えにく
く，火災によって放射性物質を貯蔵する機能に影響が及ぶおそれは

放射性廃棄物処理系（活性炭式希ガスホールドアップ装
置）8 条-別添 1-資料 9-添付 1-7

PS-21）その損傷又は故障により発生する事象によって，炉心の著しい損傷又は燃料の大量の破損を直ちに引き起こすおそれはな
いが，敷地外への過度の放射性物質の放出のおそれのある構築
物，系統+及び機器ない。また，万が一，排ガス系弁が誤動作した場合であっても，下流側に設置された排ガス減衰管，排ガス前置，後置フィルタ，活性炭ベッドによって放射性物質が除去されることから，単一の火災に

2）原子炉冷
却材圧力バ
ウンダリに
直接接続さ
れていない
ものであっ
て，放射性
物質を貯蔵
する機能

よって放射性物質が放出されることはない。それ以外の空気作動弁については，火災による弁駆動部の機能喪失によって当該弁が開閉

放射性廃棄物処理施設(放射能インベント
リの大きいもの)，使用済燃料プール（使用済燃料貯蔵ラックを含む。）

動作をしても，弁本体は金属等の不燃性材料で構成されており，火災による機能喪失は考えにくく，放射性物質が外部へ漏えいするお－使用済燃料プール（使用済燃料貯蔵ラックを含む）

それはない)－(使用済燃料プール（使用済燃料ラックを含む）はコンクリート・金属等の不燃性材料で構成する構造物であるため，火災による機能喪失は考えにくいこと，使用済燃料プールの間接関連系である
燃料プール冷却浄化系については，火災により当該機能が喪失しても，使用済燃料プールの水位が遮へい水位に低下するまで時間

新燃料貯蔵庫（臨界を防止する機能）（新燃料貯蔵ラッ
ク）

的余裕があり，その間に残留熱除去系（使用済燃料プールへの補給ライン）の弁の手動操作等によって機能を復旧することができることから，火災によって放射性物質を貯蔵する機能に影響がおよぶおそれはない。)－(当該容器は，金属等の不燃性材料で構成する機械品であるため，使用済燃料乾式貯蔵容器

火災による機能喪失は考えにくく，火災によって放射性物質を貯蔵する機能に影響が及ぶおそれはない。)

2）通常運転時及び運
転時の異常な過渡変化時に作動を要求されるものであって，その故障により，炉心冷却が損なわれる可能性の高い構築物，系統
及び機器

3）燃料を安全に取り扱う機能

1）安全弁及
び逃がし弁
の吹き止ま
り機能

燃料取扱設備

燃料交換機
原子炉建屋クレーン
使用済燃料乾式貯蔵建屋天井クレーン
燃料取扱設備原子炉ウェル－－（放射性物質の貯蔵又は閉じ込め機能に係らない機能）

逃がし安全弁（吹き止まり機能に関連する部分）

逃がし安全弁（吹き止まり機能に関連する部分）○－（放射性物質の貯蔵又は閉じ込め機能に係らない機能）

1021

重要度分類指針
分類

定義

機能

1）燃料プー
ル水の補給
機能

MS-2

1）PS-2の構築物，系
統及び機器の損傷又は故障により敷地周辺公衆に与える放射線の影響を十分小さ
くするようにする構築物，系統及び機器

8 条-別添 1-資料 9-添付 1-82）放射性物
質放出の防止機能

構築物，系統又は機器

非常用補給水系

放射性気体廃棄物処
理系の隔離弁，排気筒（非常用ガス処理系
排気管の支持機能以外）

残留熱除去系(ポンプ，サプレッション・プール，サプレ
ッション・プールから燃料プールまでの配管，弁)ポンプミニマムフローラインの配管，弁残留熱除去系
サプレッション・プールストレー
ナ
放射性気体廃棄物処理系（オフガス系）隔離弁
排気筒

東海第二発電所
放射性物質の貯蔵又は閉
じ込めに必要な機能

火災による機能影響※－〇（火災によって残留熱除去系が機能喪失しても，使用済燃料プー
ルの水位が遮へい水位まで低下するまでに時間的余裕があり，その間に電動弁の手動操作等により機能を復旧することができることから，火災によって燃料プール水の補給機能に影響が及ぶおそれはない）－(放射性気体廃棄物処理系の排ガス予熱器入口，排ガス再結合器出口，排ガス復水器出口の空気作動弁は，誤動作した場合であっても，下流側に設置された排ガス減衰管，排ガス前置，後置フィルタ，活〇燃料プール冷却浄化系の燃料プール入口逆止弁性炭ベッドによって放射性物質が除去されることから火災によって放射性物質が放出されるおそれはない。また，弁本体は，金属等の不燃性材料で構成されており，火災により機能喪失は考えにく
く，火災によって放射性物質放出の防止機能に影響が及ぶおそれはない。

原子炉建屋原子炉棟－（燃料集合体の落下事故は，燃料集合体移動時は燃料取替機に燃燃料集合体落下事故
時放射能放出を低減する系

料集合体を機械的にラッチさせて吊り上げること，ラッチ部は不原子炉建屋

原子炉建屋常用換気空調系隔離弁〇

燃性材料で構成され火災による影響は受けないことから，火災により燃料集合体の落下事故は発生しない。よって，使用済燃料の落下事故時に要求される機能については，火災発生時には要求されない）※各系統から抽出された機器に対して，火災による放射性物質の貯蔵又は閉じ込めに必要な機能への影響を考慮し，火災防護対象の要否を個別に評価した結果を添付資料 2 に示す

1022

重要度分類指針
分類

定義1）PS-2の構築物，
系統及び機器の損
傷又は故障により敷地周辺公衆に与える放射線の影響を十分小さくするようにする構築
物，系統及び機器

8 条-別添 1-資料 9-添付 1-9MS-22）異常状態への対
応上特に重要な構
築物，系統及び機器

PS-31）異常状態の起因事象となるものであって，PS-1及びPS-2 以 外 の 構 築
物，系統及び機器

機能構築物，系統又は機器

東海第二発電所
放射性物質の貯蔵又は閉
じ込めに必要な機能

火災による機能影響※

原子炉建屋ガス処理系－

乾燥装置
2）放射性物質放出の防止機能

燃料集合体落下事故
時放射能放出を低減する系

原子炉建屋ガ ス処
理系（燃料集合体の落下事故は，燃料集合体移動時は燃料取替機に燃〇
排気筒

料集合体を機械的にラッチさせて吊り上げること，ラッチ部は不燃性材料で構成され火災による影響は受けないことから，火災により燃料集合体の落下事故は発生しない。よって，使用済燃料の落下事故時に要求される機能については，火災発生時には要求されない）

1）事故時のプラント状態の把握機能

事故時監視計器の一部

・中性子束（起動領域計装）
・原子炉スクラム用電磁接触器の状態
・制御棒位置・原子炉水位（広帯域，燃料域）
・原子炉圧力・原子炉格納容器圧力・サプレッション・プール水温度・原子炉格納容器エリア放射線量率（高レンジ）［冷温停止への移行］
・原子炉圧力・原子炉水位（広帯域）［ドライウェルスプレイ］
・原子炉水位（広帯域，燃料域）
・原子炉格納容器圧力［サプレッション・プール冷却］・原子炉水位（広帯域，燃料域）
・サプレッション・プール水温度［可燃性ガス濃度制御系起動］
・原子炉格納容器水素濃度
・原子炉格納容器酸素濃度－－（放射性物質の貯蔵又は閉じ込め機能に係らない機能）－－（放射性物質の貯蔵又は閉じ込め機能に係らない機能）

2）異常状態の緩和機能

BWRには対象機能なし

－

－

－

3）制御室外からの安全停止機能

制御室外原子炉停止
装置（安全停止に関連するもの）

制御室外原子炉停止装置（安全停止に関連するもの）の
操作回路

－

－
（放射性物質の貯蔵又は閉じ込め機能に係らない機能）

1）原子炉冷却材保持機能（PS-1，PS-2以外のもの）

計装配管，試料採取管

計装配管，弁
試料採取管，弁ドレン配管，弁ベント配管，弁

－－（放射性物質の貯蔵又は閉じ込め機能に係らない機能）

2）原子炉冷却材の循環機能原子炉冷却材再循環系

原子炉再循環ポンプ，配管，弁，ライザー管（炉内），
ジェットポンプ－－（放射性物質の貯蔵又は閉じ込め機能に係らない機能）※各系統から抽出された機器に対して，火災による放射性物質の貯蔵又は閉じ込めに必要な機能への影響を考慮し，火災防護対象の要否を個別に評価した結果を添付資料 2 に示す

1023

重要度分類指針
分類

定義

機能

3）放射性物質の貯蔵機能

構築物，系統又は機器

サプレッション・プー
ル水排水系，復水貯蔵
タンク，放射性廃棄物処理施設（放射性イン
ベントリの小さいもの）東海第二発電所
放射性物質の貯蔵又は閉
じ込めに必要な機能

復水貯蔵タンク
液体廃棄物処理系（低電導度廃液収集槽，高電導度廃液収集槽）
固体廃棄物処理系（CUW 粉末樹脂沈降分離槽，使用済樹脂槽，濃縮廃液タンク，固体廃棄物貯蔵庫（ドラム缶））
新燃料貯蔵庫新燃料貯蔵ラック給水加熱器保管庫

火災による機能影響※－(復水貯蔵タンクについては，金属等の不燃性材料で構成するタンクであるため，火災による機能喪失は考えにくく，液体廃棄物処
理系の各機器も金属等の不燃性材料で構成される機械品であり，火災によって放射性物質の貯蔵機能に影響が及ぶおそれはない。
また，空気作動弁は，フェイル・クローズ設計であり，火災によって当該弁の電磁弁のケーブルが機能喪失すると電磁弁が無励磁－となり当該弁が自動的に閉止する。これらの空気作動弁は，ポンプの出口と，カナル放出ラインに多重化して設置しているため，空気作動弁の単一の弁の誤動作では放射性物質が放出されることはなく，放射性物質の貯蔵機能に影響が及ぶおそれはない。固体

セメント混練固化装置及び雑固体減容処理設備（液体及び固体の放射性廃棄物処理系）

廃棄物処理系，給水加熱器保管庫については，コンクリート・金属等の不燃性材料で構成する構造物であるため，火災による機能喪失は考えにくく，火災によって放射性物質の貯蔵機能に影響が

8 条-別添 1-資料 9-添付 1-10

PS-3

及ぶおそれはない）

1）異常状態の起因事象となるものであって，PS-1及びPS-2 以 外 の 構 築
物，系統及び機器4）電源供給機
能（非常用を除く。）

蒸気タービン
発電機及びその励磁装置
復水系（復水器を含
む。）
給水系
循環水系
送電線
変圧器
開閉所

発電機及びその励磁装置（発電機，励磁機）
固定子冷却装置
発電機水素ガス冷却装置
発電機及びそ の励
磁装置
軸密封油装置
励磁電源系
蒸気タービン（主タービン，主要弁，配管）
主蒸気系（主蒸気/駆動源）
蒸気タービン
タービン制御系
タービン潤滑油系
復水系（復水器を含む）（復水器，復水ポンプ，配管/弁）
復水系（復水器を含復水器空気抽出系（蒸気式空気抽
む）出系，配管/弁）
給水系（電動駆動給水ポンプ，タービン駆動給水ポンプ，
給水加熱器，配管/弁）
給水系
駆動用蒸気
循環水系（循環水ポンプ，配管/弁）
循環水系
取水設備（屋外トレンチを含む）－－（放射性物質の貯蔵又は閉じ込め機能に係らない機能）※各系統から抽出された機器に対して，火災による放射性物質の貯蔵又は閉じ込めに必要な機能への影響を考慮し，火災防護対象の要否を個別に評価した結果を添付資料 2 に示す

1024

重要度分類指針
分類8 条-別添 1-資料 9-添付 1-11

PS-3

定義

1）異常状態の起因事象となるものであって，PS-1及びPS-2 以 外 の 構 築
物，系統及び機器

機能構築物，系統又は機器

東海第二発電所
放射性物質の貯蔵又は閉
じ込めに必要な機能

火災による機能影響※

4）電源供給機
能（非常用を除く。）

蒸気タービン
発電機及びその励磁装置
復水系（復水器を含
む。）
給水系
循環水系
送電線
変圧器
開閉所

常用所内電源系（発電機又は外部電源系から所内負荷までの配電設備及び電路（MS-1 関連以外））
直流電源系（蓄電池，蓄電池から常用負荷までの配電設
備及び電路（MS-1 関連以外））
計装制御電源系（電源装置から常用計装制御装置までの配電設備及び電路（MS-1 関連以外））
送電線
変圧器（所内変圧器，起動変圧器，予備変圧器，電路）
油劣化防止装置
変圧器
冷却装置
開閉所（母線，遮断器，断路器，電路）－－（放射性物質の貯蔵又は閉じ込め機能に係らない機能）

5）プラント計
測・制御機能（安全保護機能を除く。）

原子炉制御系（制御棒
価値ミニマイザを含む。），原子炉核計装，
原子炉プラントプロ
セス計装

・原子炉制御系（制御棒価値ミニマイザを含む。）
・原子炉核計装・原子炉プラントプロセス計装－－（放射性物質の貯蔵又は閉じ込め機能に係らない機能）

所内ボイラ，計装用圧
縮空気系

補助ボイラ設備（補助ボイラ，給水タンク，給水ポンプ，配管/弁）
補助ボイラ設備
電気設備（変圧器）
所内蒸気系及び戻り系（ポンプ，配管/弁）
計装用圧縮空気設備（空気圧縮機，中間冷却器，配管，
弁）
後部冷却器
計装用圧縮空 気設
気水分離機
備
空気貯槽
原子炉補機冷却水系（原子炉補機冷却ポンプ，熱交換器，
配管/弁）
タービン補機冷却水系（タービン補機冷却ポンプ，熱交換器，配管/弁）
タービン補機 冷却
サージタンク
水系－－（放射性物質の貯蔵又は閉じ込め機能に係らない機能）

6）プラント運
転補助機能※各系統から抽出された機器に対して，火災による放射性物質の貯蔵又は閉じ込めに必要な機能への影響を考慮し，火災防護対象の要否を個別に評価した結果を添付資料 2 に示す

1025

重要度分類指針
分類

定義1）異常状態の起因事象となるものであって，PS-1及びPS-2 以 外 の 構 築
物，系統及び機器

PS-3

8 条-別添 1-資料 9-添付 1-122）原子炉冷却材中
放射性物質濃度を通常運転に支障のない程度に低く抑える構築物，系統
及び機器

機能構築物，系統又は機器

東海第二発電所
放射性物質の貯蔵又は閉
じ込めに必要な機能

火災による機能影響※

タービン補機冷却海水系（タービン補機冷却海水ポン
プ，配管/弁，ストレーナ）
6）プラント運
転補助機能

所内ボイラ，計装用圧
縮空気系

復水補給水系（復水移送ポンプ，配管/弁）

復水補給水系
1）核分裂生成物の原子炉冷却材中への放散防止機能

2）原子炉冷却材の浄化機能燃料被覆管－－（放射性物質の貯蔵又は閉じ込め機能に係らない機能）－－（放射性物質の貯蔵又は閉じ込め機能に係らない機能）－－（放射性物質の貯蔵又は閉じ込め機能に係らない機能）－－（放射性物質の貯蔵又は閉じ込め機能に係らない機能）－－（放射性物質の貯蔵又は閉じ込め機能に係らない機能）－－（放射性物質の貯蔵又は閉じ込め機能に係らない機能）－－（放射性物質の貯蔵又は閉じ込め機能に係らない機能）

復水貯蔵タンク

燃料被覆管
上/下部端栓
タイロッド

原子炉冷却材浄化系，
復水浄化系

原子炉冷却材浄化系（再生熱交換器，非再生熱交換器，
CUW ポンプ，ろ過脱塩装置，配管，弁）復水浄化系（復水ろ過装置，復水脱塩装置，配管，弁）逃がし安全弁（逃がし弁機能）

逃がし安全弁（逃がし弁機能）
1）原子炉圧力の上昇の緩和機能MS-31）運転時の異常な過渡変化があっても，MS-1，MS-2とあ
いまって，事象を和する構築物，系
統及び機器

逃がし安全弁（逃がし弁機能），タービンバ
イパス弁

タービンバイパス弁

タービンバイ パス
弁2）出力上昇の抑制機能

原子炉冷却材再循環
系（再循環ポンプトリ
ップ機能，制御棒引抜
監視装置）

原子炉圧力容器からの逃がし安全弁までの主蒸気配管
駆動用窒素源（アキュムレータ，
アキュムレータから逃がし安全弁までの配管，弁
原子炉圧力容器からタービンバ
イパス弁までの主蒸気配管
駆動用油圧源（アキュムレータ，
アキュムレータからタービンバ
イパス弁までの配管，弁）・原子炉再循環系
・制御棒引き抜き阻止回路
・選択制御棒挿入回路
制御棒駆動水圧系（ポンプ，復水貯蔵タンク，復水貯蔵タンクから制御棒駆動機構までの配管，弁）

3）原子炉冷却材の補給機能制御棒駆動水圧系，原子炉隔離時冷却系

ポンプサクションフィルタ
制御棒駆動水圧系

ポンプミニマムフローライン配管，弁※各系統から抽出された機器に対して，火災による放射性物質の貯蔵又は閉じ込めに必要な機能への影響を考慮し，火災防護対象の要否を個別に評価した結果を添付資料 2 に示す

1026

重要度分類指針
分類

定義

機能

構築物，系統又は機器

東海第二発電所
放射性物質の貯蔵又は閉
じ込めに必要な機能

火災による機能影響※

原子炉隔離時冷却系（ポンプ，タービン，復水貯蔵タン
ク，復水貯蔵タンクから注水先までの配管，弁）1）運転時の異常な過渡変化があっても，MS-1，MS-2とあ
いまって，事象を和する構築物，系
統及び機器

タービンへの蒸気供給配管，弁3）原子炉冷却材の補給機能制御棒駆動水圧系，原子炉隔離時冷却系

原子炉隔離時 冷却系

ポンプミニマムフローライン配
管，弁

－

－
（放射性物質の貯蔵又は閉じ込め機能に係らない機能）

潤滑油冷却系及びその冷却器までの冷却水供給配管
緊急時対策所

8 条-別添 1-資料 9-添付 1-13

情報収集設備
通信連絡設備緊急時対策所
資料及び機材
遮蔽設備
試料採取系（異常時に必要な下記の機能を有するもの。
原子炉冷却材放射性物質濃度サンプリング分析，原子炉
格納容器雰囲気放射性物質濃度サンプリング分析）
通信連絡設備（１つの専用回路を含む複数の回路を有する通信連絡設備）MS-32）異常状態への対
応上必要な構築
物，系統及び機器

1）緊急時対策
上重要なもの及び異常状態の把握機能

原子力発電所緊急時対策所，試料採取系，通信連絡設備，放射能監視設備，事故時監視計器の一部，消火系，
安全避難通路，非常用
照明－（放射性物質の貯蔵又は閉じ込め機能に係らない機能）

放射線監視設備－一部〇(主排気筒放射線モニタについては，設計基準事故時に中央制御室の主排気筒モニタに係る盤で監視する設計としていることから，重要性を踏まえ火災防護対象機器及び火災防護対象ケーブルとして選定する。)

事故時監視計器の一部
消火系（水消火設備，泡消火設備，二酸化炭素消火設備，
等）
消火ポンプ
ろ過水タンク
火災検出装置（受信機含む）－
消火系（放射性物質の貯蔵又は閉じ込め機能に係らない機能）
防火扉，防火ダンパ，耐火壁，隔壁（消火設備の機能を維持担保す
るために必要なもの）
安全避難通路
安全避難通路
安全避難用扉
非常用照明※各系統から抽出された機器に対して，火災による放射性物質の貯蔵又は閉じ込めに必要な機能への影響を考慮し，火災防護対象の要否を個別に評価した結果を添付資料 2 に示す

1027

添付資料２
東海第二発電所における重要度分類指針に基づく放射性物質の貯蔵又は閉じ込め機能を有する設備並びに火災防護対象機器リス
ト1028

添付資料 2
東海第二発電所における重要度分類指針に基づく放射性物質の貯蔵又は閉じ込め機能を有する設備
東海第二発電所
分

類

機

能構築物，系統又は機器

PS-2

異常の
発生防
止の機
能を有
するも
の

PS-3

異常の
影響緩
和の機
能を有
するも
の

MS-1

原子炉冷却材圧力
バウンダリに直接接続されていないものであって ， 放
射性物質を貯蔵する機能

放射性物質の貯蔵機能

放射性物質の閉じ
込め機能，放射線の遮へい及び放出低減機能

1.放射性廃棄物処理施設(放射能インベント
リの大きいもの)・放射性気体廃棄物処理系(活性炭式希ガ
スホールドアップ装置)
2.使用済燃料プール(使用済燃料貯蔵ラック
含む)
・使用済燃料プール(使用済燃料貯蔵ラッ
ク含む)
・新燃料貯蔵庫(臨界を防止する機能)(新
燃料貯蔵ラック)
・使用済燃料乾式貯蔵容器
1.サプレッション・プール水排水系
・残留熱除去系の一部
2.復水貯蔵タンク
3.放射性廃棄物処理施設(放射能インベント
リの小さいもの)・液体廃棄物処理系
・固体廃棄物処理系
4.新燃料貯蔵庫、新燃料貯蔵ラック
5.給水加熱器保管庫
6.セメント混練固化装置及び雑固体減容処
理設備
1.原子炉格納容器
2.原子炉建屋(原子炉建屋原子炉棟)
3.原子炉建屋常用換気空調系隔離弁
4.格納容器隔離弁及び格納容器バウンダリ
配管
5.主蒸気流量制限器
6.残留熱除去系(格納容器スプレイ冷却モード)
7.残留熱除去系
・ポンプミニマムフローラインの配管，弁，・サプレッション・プールストレーナ
8.原子炉建屋ガス処理系
・乾燥装置，排風機，フィルタ装置，原子炉建屋原子炉棟吸込口から排気筒頂部までの配管，弁・乾燥装置(乾燥機能部分)

特記すべき関連系
燃料プール冷却浄化系

原子炉建屋ガス処理系に対する原子炉建屋給排気隔離弁

8 条-別添 1-資料 9-添付 2-1

1029

東海第二発電所
分

類

機

能構築物，系統又は機器

MS-1

異常の
影響緩
和の機
能を有
するも
の

放射性物質の閉じ
込め機能，放射線の遮へい及び放出低減機能

燃料プール水の補給機能

MS-2
放射性物質放出の防止機能

特記すべき関連系

9.可燃性ガス濃度制御系
・再結合装置，格納容器から再結合装置
までの配管，弁，再結合装置から格納容器までの配管，弁・残留熱除去系(再結合装置への冷却水供給を司る部分)10.排気筒(非常用ガス処理系排気筒の支持
機能)
11.遮蔽設備(原子炉遮蔽壁，一次遮蔽，二次遮蔽壁)
1.残留熱除去系
・ポンプミニマムフローラインの配管，弁，・サプレッション・プールストレーナ
1.放射性気体廃棄物処理系(オフガス系)隔
離弁
2.排気筒
3.燃料プール冷却浄化系の燃料入口逆止弁
4.原子炉建屋原子炉棟
5.原子炉建屋常用換気空調系隔離弁
6.原子炉建屋ガス処理系
・乾燥装置
・排気筒

8 条-別添 1-資料 9-添付 2-21030

東海第二発電所 放射性物質の貯蔵又は閉じ込め機能に関する火災防護対象機器リスト
系統又は
設備番号

系統又は設備名称

機種

機能

空気作動弁

OG
OGC

放射性気体廃棄物処
理系

配管，手動弁，排ガス予熱器，排ガ
ス再結合器，排ガス復水器，排ガス
減衰管，排ガス前
置，後置フィル
タ，排ガス後置除
湿器再生装置，メッシュフィルタ

火災防護
対策要否

火災による機能への影響評価

否

当該弁はフェイルクローズ設計であり，自動的に閉止する。万が一，当該弁が誤動作した場合であっても，下流側に設置された排ガス減衰管，排ガス前置，後置フィルタ，活性炭
ベッドによって放射性物質が除去されることから，火災により放射性物
質の貯蔵又は閉じ込め機能に影響を与えるものではない。

否

当該系統の各機器は不燃材で構成されており，火災により放射性物質の貯蔵又は閉じ込め機能に影響を与えるものではない。

要

主排気筒放射線モニタに係る盤について，火災防護対策を実施する。な
お，モニタ検出器については多重化
して異なるエリアに設置しており，
火災によって気体廃棄物処理系の放射線監視機能が同時に機能喪失することは考えにくい。

原子炉冷却材圧
力バウンダリに直接接続されていないものであって ， 放射性物
質を貯蔵する機能

主排気筒放射線
モニタ－

使用済燃料プール

使用済燃料プール(使用済燃料貯蔵ラック含む)－

新燃料貯蔵庫新燃料貯蔵庫否－

使用済燃料乾式貯蔵
容器

容器

否

配管，手動弁，サ
プレッション・プ
ール

否

E12

サプレッション・プー
ル排水系
電動弁

CST-VSLA(B)否

復水貯蔵タンク

容器

放射性物質の貯蔵機能否否

当該系統の各機器は不燃材で構成されており，火災により放射性物質の貯蔵又は閉じ込め機能に影響を与えるものではない。
当該機器は不燃材で構成されており，火災により放射性物質の貯蔵又は閉じ込め機能に影響を与えるものではない。
当該機器は不燃材で構成されており，火災により放射性物質の貯蔵又は閉じ込め機能に影響を与えるものではない。
当該系統の各機器は不燃材で構成されており，火災により放射性物質の貯蔵又は閉じ込め機能に影響を与えるものではない。
当該弁は通常閉かつ機能要求時も閉であること，火災影響を受けて当該弁が機能喪失した場合でも閉状態が維持されること，万が一当該弁が誤動作した場合であっても，電源区分の異なる弁で二重化されていることから，火災により放射性物質の貯蔵又は閉じ込め機能に影響を与えるものではない。
当該機器は不燃材で構成されており，火災により放射性物質の貯蔵又は閉じ込め機能に影響を与えるものではない。

8 条-別添 1-資料 9-添付 2-3

1031

系統又は
設備番号

系統又は設備名称

機種

機能

火災防護
対策要否

配管，フィルタ，
脱塩器，タンク

否

空気作動弁

否

配管，フィルタ，タンク

否

液体廃棄物処理系(機器ドレン系)

R/W

放 射性物 質の貯蔵機能

液体廃棄物処理系(床
ドレン系)
空気作動弁

否

－

固体廃棄物処理系

固体廃棄物貯蔵庫(ドラム缶)否－

給水加熱器保管庫

給水加熱器保管庫(給水加熱器)

否

SOL
IM

セメント混錬固化装置及び雑固体減容処
理設備(液体及び固体の放射性廃棄物処理
系)

貯蔵容器，粉砕機，排出機，計量機，セメントサイロ，計量機，配管，ドラム缶-

原子炉格納容器-

AO-SB2-1A～D
AO-SB2-2A
～D

否

容器

否

建屋

否

原子炉建屋
原子炉建屋常用換気
空調系隔離弁
空気作動弁

放 射性物 質の閉じ 込め機 能，放射 線の遮 へい及び放出低減

否

原子炉格納容器隔離
空気作動弁，電動
弁

-

否

弁

火災による機能への影響評価
当該系統の各機器は不燃材で構成されており，火災により放射性物質の貯蔵又は閉じ込め機能に影響を与えるものではない。
当該弁はフェイルクローズ設計であり，自動的に閉止する。また，万が一，誤動作を想定した場合であっても，ポンプの出口，カナル放出ラインに空気作動弁を設置しており，単一の誤動作では放射性物質が放出されない設計としていることから，火災により放射性物質の貯蔵又は閉じ込め機能に影響を与えるものではない。
当該系統の各機器は不燃材で構成されており，火災により放射性物質の貯蔵又は閉じ込め機能に影響を与えるものではない。
当該弁はフェイルクローズ設計であり，自動的に閉止する。また，万が一，誤動作を想定した場合であっても，ポンプの出口，カナル放出ラインに空気作動弁を設置しており，単一の誤動作では放射性物質が放出されない設計としていることから，火災により放射性物質の貯蔵又は閉じ込め機能に影響を与えるものではない。
当該機器は不燃材で構成されており，火災により放射性物質の貯蔵又は閉じ込め機能に影響を与えるものではない。
当該機器は不燃材で構成されており，火災により放射性物質の貯蔵又は閉じ込め機能に影響を与えるものではない。
当該系統の各機器は不燃材で構成されており，火災により放射性物質の貯蔵又は閉じ込め機能に影響を与えるものではない。
当該機器は不燃材で構成されており，火災により放射性物質の貯蔵又は閉じ込め機能に影響を与えるものではない。
当該機器は不燃材で構成されており，火災により放射性物質の貯蔵又は閉じ込め機能に影響を与えるものではない。
当該弁は通常開，機能要求時閉である。火災影響を受け，機能喪失した
場合はフェイルクローズ設計のため機能要求は満足する。また，万が一，不動作を想定しても二重化されていることから，系統機能に影響をおよぼすものではない。
原子炉の安全停止機能を有する機器等に火災防護対策を実施することにより，火災により想定される事象が発生しても原子炉の安全停止が可能であり，放射性物質が放出されるおそれはない。

8 条-別添 1-資料 9-添付 2-4

1032

系統又は
設備番号

系統又は設備名称

機種

機能
放射性物質の閉
じ込め機能，放射線の遮へい及び放出低減

E12

格納容器スプレイ冷
却モード

配管，電動弁，ポ
ンプ

FRVS
SGTS

原子炉建屋ガス処理
系

空気作動弁，電動弁，空調機，乾燥装置，放射線モニタ

T49

可燃性ガス濃度制御
系

ブロア，加熱器，再結合器,冷却器，セパレータ，
電動弁

E12

非常用補給水系 (残留熱除去系)

配管，ポンプ，熱交換器，空気作動弁，電動弁

6-23V-6，7放射性気体廃棄物処
理 系 (オ フ ガ ス 系 )
隔離弁

空気作動弁

排気筒

排気筒

－

※原子炉建屋及び原子炉建屋ガス処理系
は，放射性物
質の放出防止機能も有する

火災防護
対策要否

否

要

否

燃料プール水の補給機能

否

否
放射性物質の放出の防止機能否

火災による機能への影響評価
原子炉の安全停止機能を有する機器等に火災防護対策を実施することにより，火災により想定される事象が発生しても原子炉の安全停止が可能であり，放射性物質が放出されるおそれはない。
火災時における原子炉建屋の負圧維持の観点から，火災防護に係る審査基準に基づく火災防護対策を実施する。
原子炉の安全停止機能を有する機器等に火災防護対策を実施することにより，火災により想定される事象が発生しても原子炉の安全停止が可能であり，放射性物質が放出されるおそれはない。
当該系統の機能が喪失しても，使用済み燃料プールの水位が遮へい水位
低下するまでに時間的余裕があり，その間に電動弁の手動操作等によって機能を復旧することができることから，火災により放射性物質の貯蔵又は閉じ込め機能に影響を与えるものではない。
当該弁はフェイルクローズ設計であり，自動的に閉止する。万が一，当該弁が誤動作した場合であっても，下流側に設置された排ガス減衰管，排ガス前置，後置フィルタ，活性炭
ベッドによって放射性物質が除去されることから，火災により放射性物
質の貯蔵又は閉じ込め機能に影響を与えるものではない。
当該機器は不燃材で構成されており，火災により放射性物質の貯蔵又は閉じ込め機能に影響を与えるものではない。

8 条-別添 1-資料 9-添付 2-51033

添付資料３実用発電用原子炉及びその附属施設の火災防護に係る審査基準(抜粋)1034添付資料 3実用発電用原子炉及びその附属施設の火災防護に係る審査基準「実用発電用原子炉及びその附属施設の火災防護に係る審査基準」（抜粋）
2.2 火災の感知、消火2.2.1 火災感知設備及び消火設備は、以下の各号に掲げるように、安全機能を有する構築物、系統及び機器に対する火災の影響を限定し、早期の火災感知及び消火を行える設計であること。
(2) 消火設備① 原子炉の高温停止及び低温停止を達成し、維持するための安全機能を有する構築物、系統及び機器が設置される火災区域または火災区画であって、火災時に煙の充満、放射線の影響等により消火活動が困難なところには、
自動消火設備又は手動操作による固定式消火設備を設置すること。
② 放射性物質の貯蔵又は閉じ込め機能を有する構築物、系統及び機器が設置される火災区域であって、火災時に煙の充満、放射線の影響等により消火活動が困難なところには、自動消火設備又は手動操作による固定式消火設
備を設置すること。
③ 消火用水供給系の水源及び消火ポンプ系は、多重性又は多様性を備えた設計であること。
④ 原子炉の高温停止及び低温停止に係る安全機能を有する構築物、系統及び機器相互の系統分離を行うために設けられた火災区域又は火災区画に設置される消火設備は、系統分離に応じた独立性を備えた設計であること。
⑤ 消火設備は、火災の火炎、熱による直接的な影響のみならず、煙、流出流
体、断線、爆発等による二次的影響が安全機能を有する構築物、系統及び機器に悪影響を及ぼさないように設置すること。
8 条-別添 1-資料 9-添付 3-11035

⑥ 可燃性物質の性状を踏まえ、想定される火災の性質に応じた十分な容量の消火剤を備えること。
⑦ 移動式消火設備を配備すること。
⑧ 消火剤に水を使用する消火設備は、2 時間の最大放水量を確保できる設計であること。
⑨ 消火用水供給系をサービス系または水道水系と共用する場合には、隔離弁等を設置して遮断する等の措置により、消火用水の供給を優先する設計であること。
⑩ 消火設備は、故障警報を中央制御室に吹鳴する設計であること。
⑪ 消火設備は、外部電源喪失時に機能を失わないように、電源を確保する設計であること。
⑫ 消火栓は、全ての火災区域の消火活動に対処できるよう配置すること。
⑬ 固定式のガス系消火設備は、作動前に職員等の退出ができるように警報を吹鳴させる設計であること。
⑭ 管理区域内で消火設備から消火剤が放出された場合に、放射性物質を含む
おそれのある排水が管理区域外へ流出することを防止する設計であること。
⑮ 電源を内蔵した消火設備の操作等に必要な照明器具を、必要な火災区域及びその出入通路に設置すること。

8 条-別添 1-資料 9-添付 3-21036

資料 10

東海第二発電所における内部火災影響評価について

1037

【目次】

1.概要
2.要求事項3.内部火災影響評価手順の概要
4.火災区域特性表の作成(情報及びデータの収集・整理)
4.1 火災区域の特定
4.2 火災区域の火災ハザードの特定
4.3 火災区域の防火設備
4.4 隣接火災区域への火災伝搬経路
4.5 火災により影響を受ける火災防護対象機器の特定
4.6 火災により影響を受ける火災防護対象ケーブルの特定
4.7 火災シナリオの設定
5.一次スクリーニング
5.1 隣接火災区域との境界の開口の確認
5.2 等価時間と障壁の耐火性能の確認
6．二次スクリーニング
6.1 隣接火災区域に影響を与えない火災区域の火災影響評価
6.1.1 安全停止パスの確認
6.1.2 スクリーンアウトされる火災区域
6.1.3 スクリーンアウトされない火災区域
6.2 隣接火災区域に影響を与える火災区域に対する火災影響評価
6.2.1 当該火災区域のターゲットの確認
6.2.2 隣接火災区域のターゲットの確認
6.2.3 安全停止パスの確認

1038

6.2.4 スクリーンアウトされる火災区域
6.2.5 スクリーンアウトされない火災区域
7.内部火災影響評価結果
7.1 一次スクリーニング(隣接火災区域への火災伝搬評価)
7.2 二次スクリーニング
7.2.1 隣接火災区域に影響を与える火災区域に対する火災影響評価
7.2.2 隣接火災区域に影響を与えない火災区域に対する火災影響評価
8.火災により想定される事象の確認結果
添付資料 1 東海第二発電所における火災区域番号について添付資料 2 東海第二発電所の内部火災影響評価に係る安全停止パスに必要な系
統について添付資料 3 東海第二発電所の火災区域特性表の例
添付資料 4 東海第二発電所 隣接火災区域への火災伝搬評価結果
添付資料 5 東海第二発電所 隣接火災区域に影響を与える火災区域
添付資料 6 東海第二発電所における火災区域内の影響評価結果
添付資料 7 東海第二発電所における火災区域の詳細な火災影響評価について
参考資料 1 東海第二発電所における火災により想定される事象の確認結果

1039

資料 10
東海第二発電所における内部火災影響評価について

1．概要「実用発電用原子炉及びその附属施設の火災防護に係る審査基準」（以下，「火災防護審査基準」という。）は，原子炉施設が火災によりその安全性が損なわれないよう，必要な火災防護対策を要求しており，「原子力発電所の内部
火災影響評価ガイド」では，これら要求に基づく火災防護対策により，原子炉
施設内で火災が発生しても，原子炉の安全停止に係る安全機能が確保されることを確認するために実施する内部火災影響評価の手順の一例が示されている。
本資料で，「原子力発電所の内部火災影響評価ガイド」を参照し，内部火災影響を行い，原子炉の安全停止が可能であることを確認する。

2. 要求事項
内部火災影響評価は，「火災防護審査基準」の「2.3 火災の影響軽減
2.3.2」に基づき実施することが要求されている。

2.3.2

原子炉施設内のいかなる火災によっても，安全保護系及び原子炉停
止系の作動が要求される場合には，火災による影響を考慮しても，多重化されたそれぞれの系統が同時に機能を失うことなく，原子炉を高温停止及び低温停止できる設計であること。
また，原子炉の高温停止及び低温停止が達成できることを，火災影
響評価により確認すること。(火災影響評価の具体的手法は「原子力発電所の内部火災影響評価ガイド」による。)
8 条-別添 1-資料 10-1

1040

(参考)
「高温停止及び低温停止できる」とは，想定される火災の原子炉への影響を考慮して，高温停止状態及び低温停止状態の達成，維持に必要な系
統及び機器がその機能を果たすことができることをいう。

また，いかなる火災によっても原子炉を高温停止及び冷温停止できる設計であることを確認する際，原子炉の安全確保の観点により，内部火災影響評価ガ
イドにおいて要求される以下の事項を考慮する。

4.火災時の原子炉の安全確保
3.に想定する火災に対して、・原子炉の安全停止に必要な機能を有する系統が、その安全機能を失わないこと（信頼性要求に基づき独立性が確保され、多重性又は多様性を有する系統が同時にその機能を失わないこと）。
内部火災により原子炉に外乱が及び、かつ、安全保護系、原子炉停止系の作動を要求される場合には、その影響（火災）を考慮し、安全評価指針に基づき安全解析を行う必要がある。

なお，「発電用軽水型原子炉施設の火災防護に関する審査指針」（以下，火災防護審査指針）では下記のとおり要求されている。

３－２ 原子炉施設内のいかなる場所の想定される火災に対しても、この火災により原子炉に外乱が及び、かつ、安全保護系、原子炉停止系の作動を要求される場合には、単一故障を仮定しても、原子炉を高温停止できる設計であること。

8 条-別添 1-資料 10-21041

低温停止に必要な系統は、原子炉施設内のいかなる場所の想定される火災によっても、その機能を失わない設計であること。
（解説）(1)３－２の要求事項は、安全設計審査指針の指針９．に定める原子炉施設一般の要求事項である信頼性に関する設計上の考慮における考え方を、火災による外乱発生時にも適用したものである。「単一故障を仮定」とは、想定される火災により出力運転中の原子炉に外乱が及び、原子炉を速やかに停止し、かつ、停止状態を維持する必要が生じた場合、高温停止のため新たに作動が要求される安全保護系、原子炉停止系の機器に単一故障（原子炉又は蒸気発生器に給水する系統の機器の新たな作動が要求される場合には、その系統の機器に単一故障）を仮定することを要求するものである。大規模な地震等の苛酷な自然現象の発生により火災が発生する可能性が１－３の措置を講じることにより十分低減されている構築物、系統及び機器で火災が発生し、又は当該自然現象と無関係に火災が発生する場合については、当該火災と無関係な故障まで考慮する必要はない。
(2)「高温停止できる」とは、想定される火災の原子炉への影響を考慮して、高温停止状態の達成に必要な系統及び機器がその機能を果たすことができることをいう。
(3)「その機能を失わない設計であること」とは、低温状態に移行する場合にあっては低温停止に必要な系統のうち少なくとも一つは機能すること、低温状態を維持する場合にあっては低温停止状態が維持されることをいう。

8 条-別添 1-資料 10-3

1042

3.内部火災影響評価手順の概要「原子力発電所の内部火災影響評価ガイド」を参照して実施した東海第二発
電所の内部火災影響評価の手順の概要（第10-1図）を示す。
火災区域は，火災防護対象機器及び火災防護対象ケーブルが設置されている
建屋に，これら設備の設置状況を考慮し，火災区域を設定する。（資料3)
設定した各火災区域について，「情報及びデータ収集，整理」として，各火災区域内の可燃性物質，機器，ケーブル，隣接区域との関係等を調査し，各火災区域の特徴を示す「火災区域特性表」を作成する。
一次スクリーニングとして，当該火災区域の火災影響評価を実施する前に，
隣接火災区域への火災伝播評価を実施し，隣接火災区域への影響の有無を確認する。
一次スクリーニングの結果，隣接火災区域に影響を与えない火災区域については，二次スクリーニングとして，当該火災区域内の全可燃性物質の燃焼，全機器の機能喪失を想定し，原子炉の安全停止に必要な安全停止パス(以下「安全停止パス」という。)の有無を確認する。安全停止が少なくとも1つ確保され，原子炉の安全停止が可能であれば，当該火災区域はスクリーンアウトする。
スクリーンアウトされない火災区域については，当該火災区域に設置されたターゲットが「火災防護に係る審査基準」 の「2.3 火災の影響軽減」に基づく火災防護対策の対象か否かを確認する。火災防護対策の対象となっていない
ターゲットが存在する場合には，詳細な火災影響評価を行い，原子炉の安全停止機能への影響の有無を確認する。詳細評価により原子炉の安全停止に影響を与える場合には，火災防護対策を実施する。
一方，一次スクリーニングの結果，隣接火災区域に影響を与える火災区域については，二次スクリーニングとして，当該火災区域と隣接火災区域内のター8 条-別添 1-資料 10-4

1043

ゲットの有無を確認する。当該火災区域内及び隣接火災区域内の全可燃物の燃
焼，全機器の機能喪失を想定しても，安全停止パスが少なくとも1つ確保され，原子炉の安全停止が可能であれば，当該火災区域はスクリーンアウトする。
スクリーンアウトされない火災区域については，「隣接火災区域に影響を与える火災区域」と同様に，当該火災区域の火ターゲットが，「火災防護に係る審査基準」の「2.3火災の影響軽減」に基づく火災防護対策の対象か否かを確認し，対象でない場合は，詳細な火災影響評価を実施し，原子炉の安全停止機
能への影響の有無を確認する。
火災区域特性表の作成，一次スクリーニング，二次スクリーニングについて以降に示す。

8 条-別添 1-資料 10-51044

内部火災影響評価開始

火災区域の設定（資料 3 にて実施）
原子炉の安全停止に必要な設備が設置されている建屋について，これら設備の設置状況を考慮し，火災区域を設定する。

火災区域特性表の作成（情報及びデータの収集，整理）
各火災区域内の可燃性物質，機器，ケーブル，隣接区域との関係等を調査し，火災区域の特徴を示す「火災区域特性表」を作成する。

一次スクリーニング：隣接火災区域への火災伝播評価
当該火災区域の火災影響評価を実施する前に，隣接火災区域への火災伝播評価を実施し，隣接火災区域への影響の有無を確認。

二次スクリーニング：隣接火災区域に影響を与える火災区域に対する火災影響評価
当該火災区域及び隣接火災区域内の「安全機能全喪失」を想定した場合でも，原子炉の安全停止に必要な安全停止パスが少なくとも１つ確保され，原子炉の安全停止が可能であれ
ば，当該火災区域はスクリーンアウトする。

二次スクリーニング：隣接火災区域に影響を与えない火災区域に対する火災影響評価
当該火災区域内の「安全機能全喪失」を想定した場合でも，原子炉の安全停止に必要な安全停止パスが少なくとも１つ確保され，原子炉の安全停止が可能であれば，当該火災区域
はスクリーンアウト。

スクリーンアウトされない火災区域
当該火災区域内のターゲットに対する火災防護対策実施状況を確認

火災防護対策を実施す
るターゲットスクリーンアウトスクリーンアウト

火災防護対策を実施する
実施しないターゲット
詳細な火災影響評価を実施

火災影響無しスクリーンアウトされない火災区域
当該火災区域内のターゲットに対する火災防護対策実施状況を確認

火災防護対策を実施す
るターゲットスクリーンアウト

火災影響有り

火災防護対策を実施する
実施しないターゲット
詳細な火災影響評価を実施

火災影響無し火災防護対策実施

火災影響有り

火災防護対策実施

火災による影響を考慮しても，多重化されたそれぞれの系統が同時に機能を失うことはなく，原子炉を安全停止することができる。

第 10-1 図

内部火災影響評価の手順概要フロー
8 条-別添 1-資料 10-61045

4.火災区域特性表の作成(情報及びデータ収集，整理)
火災影響評価では，各火災区域に設置される機器等の情報を使用して評価を実施することから，これらの評価の前に，以下のとおり火災区域特性表を作成する。なお，火災区域特性表の代表例を添付資料3に示す。

4.1火災区域の特定資料3にて設定した火災区域に対して，以下の情報を調査し，火災区域特性
表に記載する。
(1)プラント名(2)建屋(3)火災区域番号(添付資料1)

4.2火災区域の火災ハザードの特定
各火災区域内に存在する火災ハザード調査として，以下の情報を整理し，火災区域特性表に記載する。
(1)火災区域内の部屋番号，名称(2)床面積(3)発熱量(4)火災荷重(5)等価時間 （注）注：等価時間＝火災荷重(単位面積当たりの発熱量)／燃焼率(単位時間単位面積当たりの発熱量)

8 条-別添 1-資料 10-71046

4.3火災区域の防火設備
各火災区域内の防火設備について，以下の情報を調査し，火災区域特性表に記載する。
(1)火災感知器(2)主要消火設備(3)消火方法(4)消火設備のバックアップ(5)障壁耐火時間（他の火災区域との境界の耐火時間）

4.4隣接火災区域への火災伝播経路
各火災区域から隣接する火災区域(火災区域を構成する各部屋)への火災伝
播経路を調査し，火災区域特性表に記載する。なお，隣接する火災区域は，火災を想定する当該火災区域の上下，左右，前後の6面のうち，一部でも隣接している火災区域（火災区域を構成する各部屋）を選定する。
(1)隣接火災区域番号(2)隣接火災区域内の部屋番号，名称(3)火災伝播経路(4)障壁の耐火能力(5)隣接部屋の消火形式(6)伝播の可能性

4.5火災により影響を受ける火災防護対象機器の特定
資料2 「東海第二発電所における原子炉の安全停止に必要な機器の選定について」により選定した火災防護対象機器が，当該火災区域の火災により影響を受けるものとして，火災区域特性表に記載する。
8 条-別添 1-資料 10-81047

4.6火災により影響を受ける火災防護対象ケーブルの特定4.5で特定した「火災防護対象機器」の電源，制御，計測ケーブルである「火災防護対象ケーブル」を火災区域特性表に記載する。
火災影響評価では，安全停止パスが少なくとも1つ確保されるか否かを確認するが，その際には，ポンプや弁等の火災防護対象機器の機能喪失に加え，火災防護対象ケーブルの断線等も想定して，火災影響評価を行うことから，火災防護対象ケーブルが敷設されている火災区域を調査し，火災区域特性表に記載する。

4.7火災シナリオの設定
火災区域内の火災源及び火災防護対象機器の設置状況を踏まえ，火災影響
評価及び火災伝搬評価における火災シナリオを設定し，火災区域特性表に記載する。

5.一次スクリーニング
当該火災区域に火災発生時に，隣接火災区域に影響を与える場合は，隣接火災区域も含んだ火災影響評価を行う必要があることから，当該火災区域の火災影響評価を実施する前に，隣接火災区域への火災伝搬評価を実施する。（第10-2図)5.1隣接火災区域との境界の開口の確認
隣接火災区域との境界の障壁に開口がない場合は，火災が直接，隣接火災区域に影響を与える可能性はないことから，火災区域特性表により，隣接火災区域との境界の障壁について開口の有無を確認し，隣接火災区域への火災伝播の可能性を確認する。
8 条-別添 1-資料 10-91048

5.2等価時間と障壁の耐火性能の確認
当該火災区域の等価時間が，火災区域を構成する障壁の耐火能力より小さけ
れば，隣接火災区域への影響はないことから，火災区域特性表により，火災区域の等価時間と火災区域を構成する障壁の耐火能力を比較し，隣接火災区域への火災伝播の可能性を確認する。

一次スクリーニング開始

隣接区域への開口部が存在する

YES

NO
YES
等価火災時間＞障壁の耐火能力

NO
隣接火災区域への影響を与えない火災区域

第10-2図隣接火災区域に影響を与える火災区域

一次スクリーニングの概要フロー

8 条-別添 1-資料 10-101049

6.二次スクリーニング
6.1隣接火災区域に影響を与えない火災区域の火災影響評価
隣接火災区域に影響を与えない火災区域について，当該火災区域内の全機器の機能喪失を想定しても，安全停止パスが少なくとも1つ確保される場合には，当該火災区域の火災を想定しても，原子炉の安全停止に影響を与えない。
一方，安全停止パスを1つも確保できない場合は，「火災防護に係る審査基準」 の「2.3 火災の影響軽減」に基づく火災防護対策の実施状況を確認する。火災防護対策の対象となっていないターゲットが存在する場合は，詳
細な火災影響評価を行い，原子炉の安全停止への影響の有無を確認する。火災により原子炉の安全停止に影響を与える評価結果となった場合には，火災防護対策を実施する。
原子炉の安全停止への影響については，以下の手順にしたがって評価する。（第10-3図)6.1.1安全停止パスの確認
当該火災区域内に設置される全機器の機能喪失を想定しても，原子炉の安
全停止パスを少なくとも1つ確保されるか否かを，以下のとおり確認する。

(1) 安全停止パスの確保に必要な系統，機器の組合せ
安全停止パスの有無の確認にあたって，系統の多重性及び多様性を踏まえて安全停止パスの確保に必要な系統，機器の組合せを整理した。（添付資料
2）8 条-別添 1-資料 10-111050

(2) 安全停止パスの確認
4.5項で選定した火災防護対象機器について，当該火災区域の火災による影響の可否を基に，添付資料2により火災の影響を直接受ける緩和系を確認し，その結果を火災区域特性表に記載する。（添付資料3）
火災の直接影響あるいは間接影響によっても各々の緩和系のいずれかが確保される場合，安全停止パスが確保されることになる。
なお，火災により原子炉に外乱が及び，かつ，安全保護系，原子炉停止
系の作動を要求されることが否定できない場合には，内部火災影響評価ガ
イドに基づき，高温停止の成功パスの確認において単一故障を考慮する。

6.1.2スクリーンアウトされる火災区域
安全停止パスを少なくとも1つ確保できる当該火災区域は，当該火災区域に火災を想定しても原子炉の安全停止に影響を与えないことから，スク
リーンアウトする。

6.1.3スクリーンアウトされない火災区域
安全停止パスを1つも確保できない火災区域は，当該火災区域に火災を想定した場合，原子炉の安全停止に影響を与える可能性がある。
この場合，当該火災区域で火災の影響により安全停止パスが確保できない主要因となった部屋に対し，「火災防護に係る審査基準」の「2.3 火災の影響軽減」に基づく火災防護対策の実施状況を確認する。火災防護対策の実施対象となっていないターゲットについては詳細な火災影響評価を行
い，安全停止パス確保可能か否か確認する。詳細な火災影響評価の結果，火災の影響を受けて安全停止パスが確保できないと評価された場合は火災防護対策を行い，原子炉の安全停止パスを少なくとも一つ確保する。
8 条-別添 1-資料 10-121051

隣接火災区域に影響を与えない
火災区域の火災影響評価開始

当該火災区域の火災による全機能喪失を想定しても安全停止パスが少なくとも一つ確保されるかNO

詳細な火災影響評価

YES

スクリーンアウトNO
ターゲットが火災影響を受けるか

YES

火災防護対策実施

火災による影響を考慮しても，多重化されたそれぞれの系統が同時に機能を失うことなく原子炉の安全停止が可能

第10-3図隣接火災区域に影響を与えない火災区域の火災区域の火災影
響評価手順の概要フロー

8 条-別添 1-資料 10-131052

6.2隣接火災区域に影響を与える火災区域に対する火災影響評価
隣接火災区域に影響を与える火災区域については，当該火災区域と隣接火災区域それぞれにおいてターゲットの有無を確認する。当該火災区域内及び隣接火災区域内に設置される全機器の機能喪失を想定しても，安全停止パスを少なくとも1つ確保される場合には，当該火災区域及び隣接火災区域の火災による原子炉の安全停止に影響はない。
しかし，安全停止パスを1つも確保できない場合は，「火災防護に係る審査基準」の「2.3 火災の影響軽減」に基づく火災防護対策の実施状況を確認する。火災により原子炉の安全停止に影響を与える評価結果となった場合には，火災防護対策を実施する。
原子炉の安全停止への影響は，以下の手順にしたがって評価する。（第10-4図)

6.2.1当該火災区域のターゲットの確認
当該火災区域のターゲットの有無を確認する。当該火災区域にターゲットが存在しない場合は，隣接火災区域の火災による安全停止パスの確保の可否を確認する。

6.2.2隣接火災区域のターゲットの確認
当該火災区域にターゲットが存在する場合においては，改めて隣接火災区域のターゲットの有無を確認する。隣接火災区域にターゲットが存在しない場合，当該火災区域から隣接区域への延焼を想定しても，原子炉の安全停止に影響を与えないことから，当該火災区域の火災による安全停止パスの確保の可否を確認する。

8 条-別添 1-資料 10-141053

6.2.3安全停止パスの確認
当該火災区域及び隣接火災区域のターゲットの有無の組合せに応じて，安全停止パスが少なくとも1つ確保されるか否かを確認する。確認は，6.1.1安全停止パスの確認と同様に行う。

6.2.4スクリーンアウトされる火災区域
原子炉の安全停止に必要な安全停止パスを少なくとも一つ確保できる当該火災区域は，当該火災区域に火災を想定しても，原子炉の安全停止に影響はない。

6.2.5スクリーンアウトされない火災区域
安全停止パスが一つも確保できない火災区域は，その火災区域に火災を想定した場合，原子炉の安全停止に影響を与える可能性がある。
この場合，当該火災区域及び隣接火災区域のターゲットの有無の組合せに応じて，火災の影響により安全停止パスが確保できない主原因となった部屋に対して，「火災防護に係る審査基準」の「2.3 火災の影響軽減」に基づく火災防護対策の実施状況を確認する。火災防護対策の実施対象となっていないターゲットについては詳細な火災影響評価を行い，安全停止パスが確保可能か否か確認する。詳細な火災影響評価の結果，火災の影響を受けて安全停止パスが確保できないと評価された場合は，火災防護対策を行い，原子炉の安全停止パスを少なくとも一つ確保する。

8 条-別添 1-資料 10-15

1054

第 10-4 図

隣接火災区域に影響を与える火災区域に対する火災影響評価

8 条-別添 1-資料 10-161055

7.内部火災影響評価結果

7.1一次スクリーニング（隣接火災区域への火災伝播評価）
5.に基づき，当該火災区域に火災を想定した場合の隣接火災区域への影響の有無を評価した。その結果，火災防護対象設備が設置された隣接火災区域に影響を与える火災区域が存在することを確認した。(添付資料4)

7.2二次スクリーニング
一次スクリーニングの結果を基に，二次スクリーニングとして，以下の火災影響評価を行った。
(1)隣接火災区域に影響を与える火災区域に対する火災影響評価(2)隣接火災区域に影響を与えない火災区域に対する火災影響評価

7.2.1隣接火災区域に影響を与える火災区域に対する火災影響評価
隣接火災区域に影響を与える火災区域について，第10-4図に基づき評価を行った結果，火災防護対策により安全停止パスを少なくとも１つ確保可能であることを確認したことから，原子炉の安全停止に影響はない。(添付資料5，6)

7.2.2隣接火災区域に影響を与えない火災区域に対する火災影響評価
隣接火災区域に影響を与えない火災区域について，第10-3図に示すフローに基づき評価を行った結果，火災防護対策により安全停止パスを少なくとも１つ確保可能であることを確認したことから，原子炉の安全停止に影響はない。
(添付資料5,7)

8 条-別添 1-資料 10-171056

8.火災により想定される事象の確認結果「7.内部火災影響評価結果」に示したとおり，各火災区域で火災発生を想定した場合において，安全停止が可能であることを確認した。

8 条-別添 1-資料 10-181057

添付資料 1
東海第二発電所における火災区域番号
について

1058

添付資料 2
東海第二発電所の内部火災影響評価に係る安全停止パスに必要な系統について

1071

添付資料 2
東海第二発電所の内部火災影響評価に係る安全停止パスに必要な系統について

１．概要
火災防護対象機器には，多重性を有する安全上重要な以下の設備等がある。
ａ．安全保護系
ｂ．原子炉停止系
ｃ．工学的安全施設
ｄ．非常用所内電源系
ｅ．事故時監視計器
ｆ．残留熱除去系
ｇ．最終的な熱の逃がし場へ熱を輸送する設備
ｈ．上記設備の補助設備（非常用換気空調系等）

これら設備等について，東海第二発電所において原子炉の安全停止パスを確保するために必要な系統を整理した。
火災影響評価において，当該火災区域内に設置される全機器の機能喪失を想定しても，安全停止パスが少なくとも 1 つ確保される場合には，当該火災区域の火災発生を想定しても，原子炉の安全停止に影響はない。
一方，安全停止パスを 1 つも確保できない場合は，「火災防護審査基
準」の「2.3

火災の影響軽減」に基づく火災防護対策の実施状況確認や

詳細な火災影響評価を行い，原子炉の安全停止パスが少なくとも１つ確保されるか確認する。

8 条-別添 1-資料 10-添付 2-1

1072

第1表
緩和系

安全停止パスを構成する系統
区分Ⅰ

区分Ⅲ

原子炉緊急停止系

a. 安全保護系

b. 原子炉停止系

区分Ⅱ

工学的安全施設の作動回路
スクラム
SLC(A)SLC(B)

-

RCIC

-

HPCS

ADS(A)ADS(B)-

RHR(LPCI)(A)RHR(LPCI)(B)

-

LPCS

RHR(LPCI)(C)-

D/G(2C)D/G(2D)

D/G(HPCS)

非常用交流電源(2C)

非常用交流電源(2D)

非常用交流電源(HPCS)

直流電源(Ⅰ)

直流電源(Ⅱ)

直流電源(Ⅲ)

中性子束(Ⅰ)

中性子束(Ⅱ)-

原子炉水位(Ⅰ) 原子炉水位(Ⅱ)-

原子炉圧力(Ⅰ) 原子炉圧力(Ⅱ)-

S/C 水温(Ⅰ)

S/C 水温(Ⅱ)-

f. 残留熱除去系

RHR(A)

RHR(B)-

g. 最終的な熱の逃がし場へ熱を輸送する系統

RHRS(A)

RHRS(B)

-

-

-

-

DG(2C)HVAC

DG(2D)HVAC

DG(HPCS)HVAC

スイッチギア室
HVAC(A)
バッテリ室
HVAC(A)

スイッチギア室
HVAC(B)
バッテリ室
HVAC(B)

MCR-HVAC(A)MCR-HVAC(B)-

RHR(A)/LPCS
ポンプ室 HVH

RHR(B)/(C)
ポンプ室 HVH

HPCS ポンプ室
HVH

DGSW(2C)

DGSW(2D)

DGSW(HPCS)

c. 工学的安全施設（原子炉補給水機能をもつ系統）

d. 非常用所内電源系

e. 事故時監視計器

h. 補助設備-

8 条-別添 1-資料 10-添付 2-21073

添付資料 3
東海第二発電所の火災区域特性表の例

1074

添付資料 2
東海第二発電所の火災区域特性表の例

東海第二発電所の火災区域特性表の内部火災影響評価では，資料 3 にて設定
した火災区域の情報(部屋番号，床面積，等価時間，隣接火災区域等)を火災区
域特性表に記載し，整理する。
火災区域特性表においては，当該火災区域に設置される原子炉の安全停止に係る機器等(ケーブル含む)を明確にする。その上で，当該火災区域にて最も厳しい単一火災を想定し，火災区域内の安全停止に係る機器全てを機能喪失したと仮定した場合に受ける緩和系を明確にし，残る緩和系において安全停止パスが少なくとも一つ確保されるか否かについて評価を行い，その結果について火災区域特性表として整理する。

ここで，東海第二発電所における火災区域の代表例として「R-1(RCIC ポンプ室他)」の火災区域特性表を以下のとおり示す。(ただし，火災区域特性表添付のケーブルリストや可燃物リスト(データシート)については省略する。)

なお，その他火災区域も含めた火災区域特性表における評価結果の要約については添付資料 6 にて示す。

8 条-別添-1-資料 10-添付 3-1

1075添付資料 4
東海第二発電所 隣接火災区域に影響を与える火災区域に対する火災影響評価
について

1080

添付資料 4

東海第二発電所における隣接火災区域への火災伝搬評価結果

1.概要
全ての火災区域について，隣接火災区域への火災影響の有無を確認するため
火災伝搬評価を実施した。

2.前提条件
火災伝搬評価においては，火災の影響軽減対策(3 時間以上の耐火能力を有する耐火壁または隔壁等による分離)の実施を前提として，火災の伝搬の有無を評価する。(8 条-別添 1-資料 7 参照)

3.評価
全ての火災区域について，隣接する火災区域を抽出し，一次スクリーニングの概要フローに従い，火災伝搬評価を実施した。
火災伝搬“無”となった火災区域については，二次スクリーニングで「隣接火災区域に影響を与えない火災区域の火災影響評価」を実施し，火災伝搬“有”となった隣接火災区域については，二次スクリーニングで「隣接火災区域に影響を与える火災区域の火災影響評価」を実施する。

8 条-別添 1-資料 10-添付 4-1

1081

添付資料 5
東海第二発電所における隣接火災区域に影響を与える火災区域の火災影響評価
について

1085

東海第二発電所 隣接火災区域に影響を与える火災区域に対する火災影響評価
当該火災区域
火災区域
番号

火災区域内の
主な部屋名称

隣接火災区域

ターゲット

火災区域
番号

火災区域内の
主な部屋名称安全停止パス
評価
ターゲット

2 火災区域機能喪
失想定

安全区分

8 条-別添 1-資料 10-添付 5-11086

添付資料 6
東海第二発電所における火災区域内の火災影響評価結果

1087添付資料 7
東海第二発電所における火災区域の詳細な
火災影響評価について1096参考資料 1
東海第二発電所における火災により想定される事象の確認結果

1104

参考資料 1
内部火災により想定される事象の確認結果

内部火災により原子炉に外乱が及ぶ場合にどのような事象が起こる可能性があるかについて，重畳事象を含めて分析し，発生する可能性のある事象に対して単一故障を想定した場合においても収束が可能であるか否か，また，安全停止が可能であるかについて解析的に確認を行った。
以下に，事象の抽出プロセス，解析前提条件及び解析結果を示す。

1.

想定される事象の評価プロセス

1.1

評価前提
次の事項を前提とし，評価を行うこととする。
・内部火災発生を想定する区画及びその影響範囲の防護対象設備は内部火災発生により機能が喪失するが，それ以外の区画の防護対象設備は機能が維持される。
・原子炉建屋又はタービン建屋において内部火災が発生することを仮定し，当該建屋内の防護対象設備以外のものは火災影響を仮定する（火災により機能を喪失する設備は機能喪失を仮定する）。
・原子炉建屋又はタービン建屋において発生した内部火災は，当該建屋以外に影響は及ばない。

1.2

抽出プロセスの考え方
内部火災に起因して様々な機器の故障や誤動作に伴う外乱の発生が想定され，また，いくつかの外乱が同時に発生することも考えられる。
発生する事象の抽出に当たっては，ある火災区画において火災が発生した
8 条-別添 1-資料 10-参考 1-11105

場合に火災影響を受ける設備を抽出し，どのような外乱が発生し得るのか，
外乱発生後に事象がどのように進展するのかについて，安全停止パスの確認と同様に全ての火災区画について評価することが考えられる。そのためには，
常用系設備等の防護対象設備に該当しない設備に対してそれらの配置を網羅的に整理し，火災区画毎に火災影響を詳細に分析することが必要である。しかしながら，このような詳細な分析を実施することは現実的で無いことから，防護対象設備に該当しない常用系設備等は，設置された火災区画によらず火災影響を受ける可能性があるという保守的な仮定を用いた代替の評価手法により評価することとする。以上を踏まえ，原子炉建屋及びタービン建屋で内部火災により発生すると考えられる外乱の抽出を行い，内部火災により誘発
される過渡事象等の起因事象（以下「代表事象」という）を特定する。さらに代表事象が重畳することも考慮する。
また，代表事象の重畳の組合せの評価については，代表事象の事象進展の特徴から重畳した場合の事象進展を定性的に推定することにより，より厳しい評価結果となり得る組合せを選定し，選定した重畳事象の収束が可能であるかについて解析的に確認を行う。
以下に，内部火災により想定される事象の抽出から解析評価までのプロセ
ス及びプロセスの各ステップの概要を示す。（第 1 図）

【ステップ 1】
評価事象を網羅的に抽出するため，『発電用軽水型原子炉施設の安全評価に関する審査指針』（以下「安全評価審査指針」という。）の評価事象の選定方法に従い，原子炉に有意な影響を与える要因を抽出する。（第 2 図参照）

8 条-別添 1-資料 10-参考 1-21106

【ステップ 2】
原子炉に有意な影響を与える要因を誘発する故障を抽出する。（第 2 図参照）
【ステップ 3】ステップ 2 で抽出した故障が発生し得る火災区画を分析する。ここでは，常用系設備等の防護対象設備に該当しない設備は，設置された火災区画によらず，火災影響を受ける可能性があると仮定する。その際，原子炉建屋及びタービン建屋の一方の建屋における火災の影響は他方の建屋に及ばないとする。（第 2 図参照）
【ステップ 4】ステップ 2 及びステップ 3 での分析を踏まえ，各建屋で発生する代表事象として扱う事象を特定する。代表事象の特定に当たっては，火災影響により発生する可能性のある事象の中から最も厳しい事象を想定する。（例えば，再循環ポンプのトリップについては，火災の規模により 1 台トリップ又は 2
台トリップが考えられるが，最も厳しくなる 2 台トリップを想定する。）（第 2 図参照）【ステップ 5】
各建屋で発生する代表事象の解析結果等を踏まえ，代表事象の組合せ毎に，重畳を考慮した場合にプラントに与える影響が厳しくなるか否かの分析を行い，解析の要否を整理する。
【ステップ 6】
各建屋での内部火災の発生を想定した場合においても動作を期待できる緩和系を確認する。
【ステップ 7】8 条-別添 1-資料 10-参考 1-31107

原子炉停止機能及び炉心冷却機能に単一故障を想定する。
なお，ここでは，内部火災により火災影響を受ける設備 ※ が機能喪失していることを前提に，火災影響を受けない火災区画にある設備に単一故障を更に重ねる。
※：本資料「東海第二発電所

内部火災の影響評価について」にて評価されている設備の機能喪失が発生することを前提としている。
【ステップ 8】ステップ 7 までの分析結果等を踏まえ，抽出した事象の解析を実施し，事象収束できることを確認する。

8 条-別添 1-資料 10-参考 1-4

1108

ステップ 1

「安全評価審査指針」の評価事象の選定方法に従い，原子炉に有意な影響を与える主要な要因を抽出（第 2 図参照）

ステップ 2

主要な要因に対する故障モードを抽出(第 2 図参照)

ステップ 3ステップ 4ステップ 5ステップ 6抽出された故障モードが各建屋において発生し得るかを分析(第 2 図参照)

各建屋について，分析結果を踏まえ代表事象を選定（第 2 図参照）

代表事象の重畳を抽出（結果を厳しくする事象の組合せ）（3.1,3.2 参照）

内部火災においても動作を期待できる緩和系の確認(第 9 表参照)

ステップ 7

事象毎に単一故障の想定を割り当てる(第 11 表)ステップ 8

解析実施

第1図

評価プロセス

8 条-別添 1-資料 10-参考 1-5

1109

2.

代表事象の抽出
安全評価審査指針の評価事象の選定方法に従い，原子炉に有意な影響を与える主要な要因及びその要因に対する故障の抽出結果を第 2 図に示す。また，同図において，抽出した故障が，原子炉建屋及びタービン建屋において発生し得るかを分析し，各建屋において抽出した代表事象を示す。
第 2 図において抽出された，原子炉建屋及びタービン建屋における内部火
災により発生する可能性のある代表事象を第 1 表に示す。

第1表

抽出された代表事象抽出された代表事象

原子炉建屋

タービン建屋原子炉冷却材の停止ループの誤起動○―

原子炉冷却材流量の喪失○○

原子炉冷却材流量制御系の誤動作○―

給水流量の全喪失＋タービントリップ○―

主蒸気隔離弁の誤閉止○○

逃がし弁開放○―給水制御系の故障（流量減少）

○

― ※１

給水制御系の故障 ※２○○

HPCS の誤起動○―

RCIC の誤起動○―

給水加熱喪失

―

○

負荷の喪失

―

○

原子炉圧力制御系の故障―○

給水流量の全喪失―○※１：タービン建屋ではより厳しい給水流量の全喪失を想定※２：原子炉給水制御系の誤信号等により，給水流量が増加する事象は，原子炉設置変更許可申請書に倣い，単に「給水制御系の故障」という。

8 条-別添 1-資料 10-参考 1-61110

ステップ 1ステップ 28 条-別添 1-資料 10-参考 1-7
第2図

外乱分析図（1/3）

ステップ 3，41111

ステップ 1ステップ 28 条-別添 1-資料 10-参考 1-8
第2図

外乱分析図（2/3）

ステップ 3，41112

ステップ 1ステップ 28 条-別添 1-資料 10-参考 1-9
第2図

外乱分析図（3/3）

ステップ 3，4

1113

3.

重畳を考慮した内部火災影響評価事象の抽出【ステップ 5】

3.1

重畳を考慮すべき事象の分析
2.にて抽出した原子炉建屋及びタービン建屋における内部火災により発生する可能性のある代表事象について，重畳を考慮した場合に，事象を厳しくする可能性について検討した。結果を第 2 表及び第 3 表に示す。
重畳を考慮すべき事象として抽出された代表事象の概要を第 4 表に示す。

第2表

原子炉建屋における抽出事象及び重畳考慮の要否抽出された事象Ⅰ

原子炉冷却材の停止ループの
誤起動

Ⅱ 原子炉冷却材流量の喪失

重畳―

重畳を考慮しない理由 ※部分出力状態での発生事象であり重畳による影響が小さい

―

①

考慮

―

考慮

―

Ⅴ 主蒸気隔離弁の誤閉止

考慮―

Ⅵ 逃がし弁開放

―

②

―

③

考慮

―

Ⅲ
Ⅳ

Ⅶ

原子炉冷却材流量制御系の誤動作
給水流量の全喪失＋タービン
トリップ

給水制御系の故障（流量減少）Ⅷ 給水制御系の故障②（上部プレナムへの注水で
Ⅸ HPCS の誤起動―

蒸気が凝縮し圧力が低下する）

Ⅹ RCIC の誤起動－②（ドーム部への注水で蒸気が凝縮し圧力が低下する）

8 条-別添 1-資料 10-参考 1-10

1114

第3表

タービン建屋における抽出事象及び重畳考慮の要否
重畳

重畳を考慮しない理由 ※Ⅰ 給水加熱喪失

考慮―Ⅱ 原子炉冷却材流量の喪失―①

Ⅲ 負荷の喪失考慮―

Ⅳ 主蒸気隔離弁の誤閉止

考慮―

Ⅴ 原子炉圧力制御系の故障―②

Ⅵ 給水流量の全喪失―③

Ⅶ 給水制御系の故障

考慮

―

代表事象

※

重畳を考慮しない理由①

再循環流量が減少する事象は，BWR-5 の再循環ポンプは慣性が大き
く，炉心流量の減少による炉心の冷却能力低下に対し，原子炉出力の減少が早めに作用するため，重畳を考慮しても結果を厳しくしない。

②

圧力が低下する事象は重畳を考慮しても結果を厳しくしない。

③

再循環流量の減少を伴わず，出力が低下する事象は重畳を考慮しても結果を厳しくしない。

8 条-別添 1-資料 10-参考 1-11

1115

第4表

抽出された代表事象の概要

抽出事象

概要

原 子 炉 冷 却 材 流 量 制 原子炉の出力運転中に，再循環流量制御系の誤動作に御系の誤動作より再循環流量 が増 加し，原子炉出 力が 上昇する事象。

給水流量の全喪失

原子炉の出力運転中に，原子炉水位高信号の誤発生に＋タービントリップ

より，タービンがトリップするとともに，原子炉給水ポンプがトリップする事象。

主 蒸 気 隔 離 弁 の 誤 閉 原子炉の出力運転中に，主蒸気隔離弁が閉止し，原子止

炉圧力が上昇する事象。

給水制御系の故障

原子炉の出力運転中に，給水制御器の誤動作等により，給水流量が急激に増加し，炉心入口サブクーリン
グが増加して，原子炉出力が上昇する事象。

給水加熱喪失原子炉の出力運転中に，給水加熱器への蒸気流量が喪失して，給水温度が徐々に低下し，炉心入口サブクー
リングが増加して，原子炉出力が上昇する事象。

負荷の喪失

原子炉の出力運転中に，電力系統事故等により，発電機負荷遮断が生じ，蒸気加減弁が急速に閉止し，原子炉圧力が上昇する事象。

3.2

抽出事象に対する重畳の分析結果
3.1 で抽出された重畳を考慮した場合に事象を厳しくする可能性のある事

象について，スクラムのタイミング等のプラント挙動について整理し，これらの観点から，重畳の組合せを考慮した場合に事象を厳しくする可能性があるかについて，更なる検討を行う。
この検討においては，2 つの事象の組合せについて，重畳を考慮したとしてもどちらか 1 つの事象に包絡される，重畳を考慮した場合には厳しい評価となる可能性がある，又は，重畳を考慮しない（単独の事象）方が厳しい評価となるかについて，定性的に評価を行う。

8 条-別添 1-資料 10-参考 1-12

1116

なお，重畳を考慮した場合に厳しくなる事象の組合せが複数同定される場
合には，更なる重畳を検討することが必要となるが，次に示すとおり，厳しくなる組合せが 2 つ以上はなかったことから，3 つ以上の事象の重畳についても 2 つの事象の重畳に包含されることを確認した。

3.2.1

原子炉建屋における代表事象の重畳

第 2 表にて抽出された事象について，スクラムのタイミング等のプラント挙動について整理した結果を，第 5 表に示す。これを踏まえ，重畳を考慮した場合について検討した結果を第 7 表に示す。
第 2 表に示すとおり，原子炉建屋における内部火災を想定した場合，10 の事象が想定されるが，検討の結果，「給水制御系の故障」の解析を行うこと
とする。

3.2.2

タービン建屋における代表事象の重畳

第 3 表にて抽出された事象について，スクラムのタイミング等のプラント挙動について整理した結果を，第 6 表に示す。これを踏まえ，重畳を考慮した場合について検討した結果を第 8 表に示す。
第 3 表に示すとおり，タービン建屋における内部火災を想定した場合，7つの事象が想定されるが，検討の結果，「給水制御系の故障＋給水加熱喪失」の解析を行うこととする。

8 条-別添 1-資料 10-参考 1-13

1117

第5表

解析結果（原子炉建屋）
事象発生時の影響

事象発生時の出力／

スクラム
出力
Ⅲ

原子炉冷却 材流量制御系の誤動作

中性子束高

炉心流量増加に伴う（約 1.5 秒後）

ボイド率減少により

炉心流量増加

圧力のピーク値
出力：約 172％

初 期 条件 ：定 格出 力

圧力：約 6.66MPa[gage]の 59%，定格炉心流量

出力増加
Ⅳ

備考

の 41%での解析

8 条-別添 1-資料 10-参考 1-14

給水流量の 全喪

主蒸気止め弁閉

原子炉圧力上昇に伴再循環ポンプトリ

出力：約 157％

タ ー ビン バイ パス 弁失＋ タービント リッ（約 0.075 秒）

うボイド率減少によップにより低下

圧力：約 7.87MPa[gage]

不作動時は出力約プ

り出力増加

232 ％ ， 圧 力 約（原 子炉水位高 （レ8.04MPa [gage]ベル 8）誤信号）※
Ⅴ

主蒸気隔離 弁の誤閉止

主蒸気隔離弁閉

原子炉圧力上昇に伴（約 0.3 秒）

うボイド率減少によ－

出力：約 220%
圧力：約 7.99MPa[gage]

り出力増加
Ⅷ
障

給水制御系 の故

主蒸気止め弁閉

炉心入口サブクール（約 9 秒後）増大より出力増加－（タービントリッ（原子炉水位高→タプに伴う再循環ポービントリップ→）

ンプトリップによ

出力：約 207％
圧力：約 7.91MPa [gage]

り低下）※：給水流量の全喪失は，事象発生後約 6.3 秒で原子炉水位低スクラムに至る事象進展がタービントリップに比べ緩やかな事象であることから，
タービントリップの評価で代表できる（出力／圧力ピーク値の記載はタービントリップとほぼ同等の負荷の喪失での解析結果）。

1118

第6表

解析結果（タービン建屋）
事象発生時の影響

事象発生時の出力／圧力

スクラム
Ⅰ

給水加熱喪失※

出力

炉心流量

中性子束高（熱流束

炉心入口サブクール－

相当）増大により出力増加

のピーク値

備考

出力：約 122％
圧力：約 7.11MPa [gage]（約 96 秒）

8 条-別添 1-資料 10-参考 1-15

Ⅲ

負荷の喪失

蒸気加減弁急閉

原子炉圧力上昇に伴再循環ポンプトリ

出力：約 157％（約 0.075 秒）

うボイド率減少によップにより低下

圧力：約 7.87MPa [gage]

タ ー ビ ン バイ パ ス弁
不作動時は出力約232 ％ ， 圧 力 約

り出力増加

8.04MPa [gage]
Ⅳ

主蒸気隔離弁の誤閉止

主蒸気隔離弁閉

原子炉圧力上昇に伴（約 0.3 秒）

うボイド率減少によ－

出力：約 220%
圧力：約 7.99MPa [gage]

り出力増加
Ⅶ
障

給水制御系の故

主蒸気止め弁閉

炉心入口サブクール－（約 9 秒後）増大により出力増加（タービントリッ

原子炉水位高→タープに伴う再循環ポ

ビントリップ→）ンプトリップによ

出力：約 207％
圧力：約 7.91MPa [gage]

り低下）※：給水加熱器１段の機能喪失時の解析結果。複数段の機能喪失時には，炉心入口サブクールの増加量が大きくなり，スクラム時刻は早くなる
が，スクラムする出力点は変わらず，スクラム後の事象進展は同様となると考えられる。

1119

第7表
Ⅳ

重畳を考慮した場合の事象進展の分析（原子炉建屋）

給水流量の全喪失

Ⅴ

主蒸気隔離弁の誤閉止

Ⅷ

給水制御系の故障＋タービントリップ
Ⅲ

原子炉冷却材流量

制御系の誤動作××

×

事象発生直後にスクラムに至るⅣに

事象発生直後にスクラムに至るⅤに

炉心流量の増加及び給水流量の増加包絡される。

包絡される。

に伴う炉心入口サブクールの増加に
より，原子炉出力は増加する。Ⅲの8 条-別添 1-資料 10-参考 1-16

要因については早期にスクラムに至るため，Ⅷの単独事象の方が厳しい結果となると考えられる。
Ⅳ

給水流量の全喪失＋タービントリップ

Ⅴ

－

×

―

どちらも弁閉止による圧力増加事象（給水流量の全喪失と給水制御系のである。より急速な圧力上昇をもた故障（流量増加）は相反する事象のらすⅣに包絡される。

ため，重畳しない。）

主蒸気隔離弁の誤

閉止

×
－

－

事象発生直後にスクラムに至るⅤに包絡される。

○：重畳事象が厳しい

×：単独事象に包絡されるまたは単独事象が厳しい－：重畳の考慮不要

1120

第8表
Ⅲ
Ⅰ

重畳を考慮した場合の事象進展の分析（タービン建屋）

負荷の喪失

給水加熱喪失Ⅳ

主蒸気隔離弁の誤閉止Ⅶ

給水制御系の故障

×

×○

事象発生直後にスクラムに至るⅢに

事象発生直後にスクラムに至るⅣにⅠの要因でのスクラムまでに，Ⅶの包絡される。

包絡される。

炉心入口サブクールの増加による出力上昇の影響で結果を厳しくする可能性あり。

8 条-別添 1-資料 10-参考 1-17

Ⅲ

負荷の喪失
－

×

×

どちらも弁閉止による圧力上昇事象

事象発生直後にスクラムに至るⅢにである。より急速な圧力上昇をもた包絡される。

らすⅢに包絡される。
Ⅳ

主蒸気隔離弁の誤

閉止

×
－

－

事象発生直後にスクラムに至るⅣに包絡される。

○：重畳事象が厳しい

×：単独事象に包絡されるまたは単独事象が厳しい－：重畳の考慮不要

1121

4.

内部火災発生時に期待できる緩和系の整理【ステップ６】
原子炉建屋又はタービン建屋における内部火災において，動作を期待できる緩和機能を第 9 表に示す。

第9表
緩和機能

内部火災発生時に期待できる緩和系
火災発生建屋
原子炉建屋

タービン建屋

原子炉保護系
原子炉（中性子束高等のスクラム機

原子炉保護系

停止機能

能は多重化され，かつ２区分（原子炉建屋側 RPS）

機能維持できる設計）
炉心冷却機能その他機能

原子炉隔離時冷却系等 ※原子炉隔離時冷却系等 ※

主蒸気隔離弁

主蒸気隔離弁

逃がし安全弁（安全弁機能）

逃がし安全弁（安全弁機能）
逃がし安全弁（逃がし弁機能）

タービンバイパス弁※：本資料「東海第二発電所

内部火災の影響評価について」にて評価されている設備の機能喪失が発生することを前提としている。

8 条-別添 1-資料 10-参考 1-18

1122

5.

解析における機能喪失の仮定

5.1

内部火災影響による機能喪失の仮定
原子炉建屋又はタービン建屋における内部火災により機能喪失を仮定する

緩和機能を第 10 表に示す。
MS-3 機能については，内部火災が発生する建屋毎に機能喪失を仮定する。タービン系の原子炉保護系（RPS）(主蒸気止め弁閉スクラム・加減弁急閉スクラム)については，タービン建屋における内部火災に対して機能喪失すると仮定する。
第 10 表火災発生建屋

緩和機能

5.2

機能喪失を仮定する緩和機能

原子炉建屋

タービン建屋再循環ポンプトリップ

喪失を仮定

喪失を仮定

逃がし安全弁（逃がし弁機能）喪失を仮定―

タービンバイパス弁

―

喪失を仮定

タービン系(RPS)

―

喪失を仮定

単一故障の仮定【ステップ７】解析を行うに際し，安全評価審査指針に従い，想定した事象に加え，原子炉停止機能及び炉心冷却機能に対し，解析の結果を厳しくする機器の単一故障を仮定する。具体的な単一故障の想定と解析への影響を第 11 表に示す。
なお，原子炉建屋及びタービン建屋での解析を実施する事象発生時に期待する緩和系は第 9 表のとおりである。

8 条-別添 1-資料 10-参考 1-191123

第 11 表単一故障の仮定と解析への影響

単一故障を仮定する機能解析への影響

原子炉停止機能

炉心冷却機能・安全保護系に単一故障を仮定する。
・安全保護系は多重化されているため影響はない。
・内部火災影響及び更に単一故障により炉心冷却機能が喪失したとしても，残りの区分により炉心冷却が可能であるため解析には影響しない。

8 条-別添 1-資料 10-参考 1-20

1124

6.

解析の実施【ステップ８】6.1

使用する解析コード
解析に当たっては，第 12 表に示すとおり，設置許可申請解析において使用しているプラント動特性解析コード（REDY）及び単チャンネル熱水力解析
コード（SCAT）を使用している。

第 12 表

解析コード

解析項目

コード名

プラント動特性挙動
・中性子束

REDY

・原子炉 冷 却 材圧力 バウンダ リに かかる圧力
単チャンネル熱水力挙動

SCAT
・燃料被覆管温度6.2

解析条件
プラントの初期状態などについて，設計基準事象である過渡事象における前提条件を踏襲する。主要な解析条件を第 13 表に示す。

第 13 表主要な解析条件

項目

解析条件

原子炉出力

3,440 MW

炉心入口流量41.06×10 ３ t/h

原子炉圧力7.03 MPa[gage]

原子炉水位

通常水位

外部電源

あり

8 条-別添 1-資料 10-参考 1-21

1125

6.3

判断基準
内部火災を起因として発生する代表事象に対して，単一故障を想定しても，影響緩和系により事象は収束することを確認する。

6.4

解析結果
解析を実施する事象について，解析結果を第 14 表及び第 15 表，第 3 図及び第 5 図に，事象推移のフローチャートを第 4 図及び第 6 図に示す。

6.4.1

原子炉建屋での内部火災に起因する事象

原子炉建屋での内部火災に起因する事象の解析結果について以下に示す。
(1)(a)

給水制御系の故障
原子炉停止状態
給水制御系故障による炉心入口サブクールの増加により，原子炉出力が上昇する。原子炉水位が上昇し，原子炉水位高（レベル 8）に達するとタービントリップし，主蒸気止め弁閉信号が発生する。主蒸気止め弁の閉信号により，原子炉はスクラムする。

(b)

炉心冷却状態
原子炉水位高（レベル 8）到達により給水ポンプがトリップするため，原子炉水位は徐々に低下するが，原子炉隔離時冷却系等により注水は維持される。また，タービントリップに伴う主蒸気止め弁閉止とともに原子炉圧力は増加するが，逃がし安全弁（安全弁機能）の作動により，原子炉圧力の抑制を図ることが可能である。

(c)

安全停止状態
原子炉スクラム及び原子炉冷却により原子炉の安全停止の維持は可能である。
8 条-別添 1-資料 10-参考 1-221126

6.4.2タービン建屋での内部火災に起因する事象

タービン建屋での内部火災に起因する事象の解析結果について以下に示す。
(1)(a)

給水制御系の故障＋給水加熱喪失
原子炉停止状態
給水制御系故障と給水加熱喪失による炉心入口サブクールの増加によって，原子炉出力が上昇する。原子炉水位が上昇し，原子炉水位高（レベル 8）に達するとタービントリップし，主蒸気止め弁が閉止する。主蒸気止め弁閉信号によるスクラム機能は喪失を仮定しているため，主蒸気止め弁閉ではスクラムに至らない。ただし，主蒸気止め弁の閉止により原子炉圧力が上昇するため中性子束が上昇して中性子束高スクラムに
至る。

(b)

炉心冷却状態
原子炉水位高（レベル 8）到達により，給水ポンプがトリップするため，原子炉水位は徐々に低下するが，原子炉隔離時冷却系等により注水は維持される。また，タービントリップに伴う主蒸気止め弁閉止とともに原子炉圧力は増加するが，逃がし安全弁（逃がし弁機能）の作動により，原子炉圧力の抑制を図ることが可能である。

(c)

安全停止状態
原子炉スクラム及び原子炉冷却により原子炉の安全停止の維持は可能である。

以上より，内部火災を起因として発生する過渡的な事象に対して，単一故障を想定しても，影響緩和系により事象は収束し，原子炉が安全停止を維持できることを確認した。
8 条-別添 1-資料 10-参考 1-231127

第 14 表

解析結果まとめ表

重畳事象

項目

解析結果
( )内は判断目安

給水制御系の故障（主蒸気止め弁閉
スクラム）

中性子束(%)

262(－)

原子炉冷却材圧力バウンダリ

8.66(10.34)

圧力(MPa[gage])
燃料被覆管温度(℃)
発生事象

約 632(1200)
時刻(秒)給水制御系故障発生

0

原子炉スクラム(主蒸気止め弁閉)

8.9

安全弁開開始10.7

第 15 表

解析結果まとめ表

重畳事象

項目

解析結果
( )内は判断目安

給水制御系の故障＋給水加熱喪失（中性子束高スクラム）

中性子束(%)
原子炉冷却材圧力バウンダリ

443(－)
8.45(10.34)

圧力(MPa[gage])
燃料被覆管温度

約 662(1200)

(℃)
発生事象

時刻(秒)

給水制御系故障＋給水加熱喪失発生

0

原子炉水位 L8(給水ポンプトリップ)

9.0

原子炉スクラム(中性子束高)9.4

逃がし弁開開始

9.9

8 条-別添 1-資料 10-参考 1-24

1128

第3図

給水制御系の故障解析結果（原子炉建屋起因）（1／2）
8 条-別添 1-資料 10-参考 1-25

1129

第3図

給水制御系の故障解析結果（原子炉建屋起因）（2／2）
8 条-別添 1-資料 10-参考 1-26

1130

給水制御系故障

最大給水流量で給水（141%）

原子炉水位上昇（レベル 8）

給水ポンプ
トリップ

炉心入口サブ
クーリング増加

タービントリップ（主蒸気止め弁閉止）

再循環ポンプトリップ不作動

タービン
バイパス弁作動炉心内ボイド減少

スクラム（主蒸気止め弁閉）

原子炉水位低下（レベル 2）
中性子束増加

逃がし安全弁(逃がし弁機能）不作動

逃がし安全弁

原子炉隔離時冷却系等起動(安全弁機能）作動

原子炉水位回復

原子炉圧力整定

中性子束減少事故収束
減圧・降温操作

不作動を想定する機能
解析対象

冷温停止状態
解析対象外

第4図

給水制御系の故障事象進展フロー（原子炉建屋起因）
8 条-別添 1-資料 10-参考 1-27

1131

第5図

給水制御系の故障＋給水加熱喪失解析結果（タービン建屋起因）（1／2）
8 条-別添 1-資料 10-参考 1-28

1132

第5図

給水制御系の故障＋給水加熱喪失解析結果（タービン建屋起因）（2／2）
8 条-別添 1-資料 10-参考 1-29

1133

給水制御系故障

給水加熱喪失最大給水流量で給水（141%）

原子炉水位上昇(レベル 8）

給水ポンプ
トリップ

炉心入口サブ
クーリング増加

タービントリップ（主蒸気止め弁閉止）

再循環ポンプトリップ不作動

タービンバイパ
ス弁不作動

炉心内ボイド減少

スクラム不作動（主蒸気止め弁
閉）

原子炉水位低下（レベル２）
中性子束増加

逃がし安全弁（逃がし弁機能）作動

原子炉スクラム（中性子束高）原子炉隔離時冷却系等起動原子炉水位回復

中性子束減少原子炉圧力整定

事故収束
減圧・降温操作

不作動を想定する機能
解析対象

冷温停止状態
解析対象外

第6図

給水制御系の故障＋給水加熱喪失事象進展フロー（タービン建屋起因）
8 条-別添 1-資料 10-参考 1-30

1134

別添 2

東海第二発電所

運用，手順能力説明資料
火災による損傷の防止

1135

8 条-別添 2-1

1136

8 条-別添 2-2

1137

8 条-別添 2-3

1138

8 条-別添 2-4

1139

8 条-別添 2-51140

8 条-別添 2-61141

8 条-別添 2-71142

8 条-別添 2-81143

8 条-別添 2-91144

8 条-別添 2-101145

8 条-別添 2-11

1146

別添 3

東海第二発電所火災防護に係る等価時間算出プロセスについて

1147

1.概要
「実用発電用原子炉及びその附属施設の火災防護に係る審査基準」(以下「火災防護に係る審査基準」という。)」では，原子炉施設が火災によりその安全性が損なわれないよう，必要な火災防護対策を要求しており，「原子力発電所の内部火災影響評価ガイド」(以下「内部火災影響評価ガイド」という。)
では，これらの要求に基づく火災防護対策により，原子炉施設内で火災が発生しても，原子炉の安全停止に関わる安全機能が確保されることを確認するために実施する内部火災影響評価の手順の一例が示されている。
本資料では，東海第二発電所に対して「内部火災影響評価ガイド」を参照して内部火災影響評価を行う際のインプット情報となる等価時間の算出プロセスについて，その概要をまとめたものである。

2.火災影響評価における要求事項
内部火災影響評価は，「火災防護に係る審査基準」の「2.3 火災の影響軽減
2.3.2」に基づき実施することが要求されている。

2.3.2 原子炉施設のいかなる火災によっても，安全保護系及び原子炉停止系の作動が要求される場合には，火災による影響を考慮しても，多重化されたそれぞれの系統が同時に機能を失うことなく，原子炉を高温停止及び低温停止できる設計であること。
また，原子炉の高温停止及び低温停止が達成できることを，火災影響評価により確認すること。
(火災影響評価の具体的手法は「原子力発電所の内部火災影響評価ガ
イド」による。)

8 条-別添 3-1

1148

(参考)
「高温停止及び低温停止できる」とは，想定される火災の原子炉への影響を考慮して，高温停止状態及び低温停止状態の達成，維持に必要な系統及び機器がその機能を果たすことができることをいう。

また，いかなる火災によっても原子炉を高温停止及び低温停止できる設計であることを確認する際，原子炉の安全確保の観点により，内部火災影響評価ガ
イドにおいて要求される以下の事項を考慮する。

4.火災時の原子炉の安全確保
3.に想定する火災に対して，・原子炉の安全停止に必要な機能を有する系統が，その安全機能を失わないこと(信頼性要求に基づき独立性が確保され，多重性又は多様性を有する系
統が同時にその機能を失わないこと)。
内部火災により原子炉に外乱が及び，かつ，安全保護系，原子炉停止系の作動を要求される場合には，その影響(火災)を考慮し，安全評価指針に基づ
き安全解析を行う必要がある。

内部火災影響評価ガイドでは，「火災影響評価は，『火災区域/火災区画の設定』，『情報及びデータの収集，整理』，『スクリーニング』，『火災伝搬評価』というステップで実施する」ということが示されている。(第 1 図参照)
等価時間は，「情報及びデータの収集・整理」において設定した火災区域の耐火壁の耐火能力を評価するための指標であり，火災区域内の可燃性物質の量と火災区域の面積から算出される火災の継続時間に相当する。

8 条-別添 3-21149

3.等価時間の算出
等価時間の算出は以下の手順で行う。

(1)火災区域(区画)の設定
原子炉の安全停止に必要な機器等(具体的には，機器，配管，弁，ダク
ト，ケーブル，トレイ，電線管，盤等)が設置される火災区域(区画)の設定
にあたっては，原子炉の安全停止に必要な機器等の設置箇所，建屋の間取り，障壁，貫通部，扉の設置状況，機器やケーブル等の配置，耐火壁の能力，系統分離基準等を総合的に勘案し設定した。

(2)火災区域(区画)内の可燃物の選定
a.可燃物量調査範囲について
可燃物量の調査範囲は，火災影響評価の信頼性向上を図るために建屋内の全ての場所について網羅的に把握する観点から，以下のとおりとした。
・原子炉建屋全域
・タービン建屋全域
・廃棄物処理建屋全域
・取水口廻りb.可燃物量調査対象について
可燃物量調査対象は，上記 a.の範囲の全ての可燃物を対象とする。
ただし，除外する可燃物については以下のとおりとする。
(a)表示板，パッキン，塗料及び計器内の可燃物，工具棚，本設機器付属品(弁のキャップ)，ページング，保安電話，拡声器，PHS アンテナ

8 条-別添 3-31150

等は発火の可能性が極めて低いこと，可燃物量としては少量であり，油等を加えた総熱量に対してその影響が小さいことから除外する。
(b)電線管内のケーブルは，酸素の供給が不十分で継続的な燃焼とならないので除外する。
(c)仮置き資材については定期検査期間中の一時的な持ち込みであること，持込み可燃物管理にて管理すべきものであることから除外とする。
また，長期設置資機材(発電用資材として保管している潤滑油等は除く)については，足場材や治工具等の鋼材が主であることから，a)と同様な理由から除外する。

(3)火災区域(区画)内の可燃物調査
火災区域(区画)の可燃物量調査については，図面等の設計図書による図書調査，プラントウォークダウンによる現場調査を基本とする。
ただし，火災影響評価を用いる可燃物については本設備の可燃物であり，増減が生じる場合は改造工事に起因するものであることから，工事主管箇所への聞き取り等による調査も考慮する。
なお，火災区域(区画)の面積については，設計図書から算出した。

a.図書調査上記(2)で選定した可燃物のうち，ポンプや電動機等で使用される潤滑油，グリース，ケーブルの物量については，設計図面等を用いて調査した。
また，新規性基準対応への適合のための火災防護対策の検討に伴い，火災区域(区画)の見直しが発生した場合には，都度，図面等と現場を照合
8 条-別添 3-4

1151

し，新しい火災区域(区画)における機器の配置等を確認し，可燃物の増減を評価する。
b.現場調査上記(2)で選定した可燃物のうち，火災区域(区画)にケーブルトレ
イ，電源盤，油内包機器について，現場ウォークダウンにより調査した。
具体的には，各火災区域に設置されているケーブルトレイの布設状態の確認，油内包機器の種類・数量，現場の各種電気盤の面数及び寸法の確認を実施した。

(4)可燃物の単位発熱量及び可燃物量調査結果に対する考慮
可燃物に係る単位発熱量については，最新の知見及び最も広く使用されている実績のある NEPA Fire Protection Handbook 最新版(20th Edition)を原則として使用する。
火災影響評価に用いる火災区画の総可燃物量の算出に際しては，図書調
査，現場調査における可燃物量の不確かさを考慮し，調査した総可燃物量に
安全率 20％を加味する。

(5)等価時間の算出
等価時間の算出については，火災区域に存在する可燃物の総発熱量を算出
し，各火災区域の単位床面積あたりの発熱量である火災荷重を，下式により算定する。(内部火災影響評価ガイドと同様)

8 条-別添 3-51152

等価時間(h)=火災荷重／燃焼率＝発熱量／火災区画の面積／燃焼率
ここで，火災荷重＝発熱量／火災区画の面積
燃焼率：単位時間単位面積当たりの発熱量(908,095kJ/m2/h)

発熱量：火災区画内の総発熱量(kJ)＝可燃性物質の量×熱含有量

可燃性物質の量：火災区画内の各種可燃性物質の量(m3 又は kg)
火災区画の面積：火災区画の床面積(m2 )

燃焼率としては NEPA(National Fire Protection Association)ハンドブッ
クの Fire Protection Handbook Section/Chapter 18, “Confinement ofFire in Buildings Association)”の標準火災曲線のうち最も厳しい燃焼クラスである CLASS E の値である 908,095kJ/m2/hr を用いる。

(6)火災区域特性表の作成
可燃物量の調査結果は，火災区域特性表として整理した。火災区域特性表の代表例を添付資料 1 に示す。
各火災区域の可燃物量の調査結果については，火災区域特性表Ⅱにまとめるとともに，火災影響評価のデータシートとして火災区域の部屋毎に設置機
器や可燃物量を整理したデータシートを作成した。
改造工事等の設備更新を行う場合は，設計管理の中で可燃物量の増減を確認し，その結果をデータシートに反映する。

8 条-別添 3-6

1153

(7)今後の対応
a.「火災区域特性表」による火災荷重・等価時間の管理
火災荷重・等価時間の管理については，「火災区域特性表」を用いて内部火災影響評価の一環として実施する。等価時間の算出手順を含めた内部
火災影響評価の手順及び実施頻度については，火災防護計画で定める。
また，改造工事等の設備更新を行う場合は，設備管理の中で可燃物量の増減の確認，既存の内部火災影響評価結果に影響を与えないことを確認す
ること火災防護計画に定める。
b.持込み可燃物管理
持込み可燃物の管理は，火災発生防止及び火災発生時の規模の局限化，影響軽減を目的として実施する。持込み可燃物の運用管理手順には，発電所の通常運転に関する可燃物，保守や改造に使用するために持ち込まれる可燃物(一時的に持ち込まれる可燃物含む)の管理を含む。
具体的には，原子炉施設内の各火災区域(部屋)の耐火障壁の耐火能力，設置されている火災感知器，消火設備の情報から管理基準を定め，火災区域(部屋)に持ち込まれ 1 日以上仮置きされる可燃物と火災区域(部屋)の既存の可燃物の火災荷重の総和を評価し，その管理基準を超過しないよう持込み可燃物を管理する。

8 条-別添 3-71154

等価時間算出 開始

火災区域の設定
原子炉の安全停止に必要な設備が設置されている部屋について，これら設備の設置状況を考慮し，「火災区域」を設定。

火災区域(区画)内の可燃物の選定
可燃物の選定にあたって，可燃物量の調査範囲，調査対象を設定する。ただし，一部除外する可燃物を設定する。

火災区域(区画)内の可燃物量の調査・図面等の設計図書による図書調査，プラントウォークダウンによる現場調査により可燃物量調査を行う。
・火災区域(区画)の面積は，設計図書から算定する。

図面調査

現場調査

ポンプや電動機等で使用される潤滑油，グリース，ケーブルの物量については，設計図面等を用いて調査する。

ケーブルトレイ，電源盤，油内包
機器について，現場ウォークダウ
ンにより調査する。

可燃物の単位発熱量及び可燃物量調査結果に対する考慮
・可燃物に係る単位発熱量については，最新の知見及び最も広く使用されている実機のある NEPA Fire Protection Handbook 最新版(20th Edition)を原則として使用する。
・火災影響評価に用いる火災区画の総可燃物量の算出に際しては，図書調査，現場調査における可燃物量の不確かさを考慮し，調査した総可燃物量に裕度を持たせる。

等価時間の算出
火災区域に存在する可燃物の総発熱量から，等価時間を算出する。

火災区域特性表の作成(情報・データの収集・整理)・各火災区域内の可燃性物質の調査結果，算出した等価時間は，火災区域の特徴を示す「火災区域特性表」(火災区域特性表Ⅱ，火災影響評価データシート)に整理する。
・改造工事等の設備更新を行う場合は，設計管理の中で可燃物量の増減を確認し，その結果をデータシートへ反映する。

第 1 図 等価時間の算出フロ－
8 条-別添 3-81155

添付資料 1

東海第二発電所の火災区域特性表の例

8 条-別添 3-添付 1-1

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