東海第二発電所 審査資料
資料番号
SA 設-C-9 改 3
提出年月日
平成 30 年 4 月 26 日

東海第二発電所

基本設計 比較表

平成 30 年 4 月
日本原子力発電株式会社

本資料のうち，は営業秘密又は防護上の観点から公開できません。

下線部：今回提出資料
目

次

基本設計比較表
2.2 火災による損傷の防止【41 条】
2.3

重大事故等対処設備の基本設計方針 【43 条】

3.1 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備 【44 条】
3.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備 【45 条】
3.3 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備 【46 条】
3.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備 【47 条】
3.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備 【48 条】
3.6 原子炉格納容器内の冷却等のための設備 【49 条】
3.7 原子炉格納容器内の過圧破損を防止するための設備 【50 条】
3.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備 【51 条】
3.9 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備 【52 条】
3.10 水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備 【53 条】
3.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備 【54 条】
3.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための設備 【55 条】
3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備 【56 条】
3.14 電源設備 【57 条】
3.15 計装設備 【58 条】
3.16 原子炉制御室 【59 条】
3.17 監視測定設備 【60 条】
3.18 緊急時対策所 【61 条】
3.19 通信連絡を行うために必要な設備【62 条】
目-2

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５６条 】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉
5.7

重大事故等の収束に必要となる水の供給設備

5.7.1

概要

東海第二発電所
9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備

項目番号の相違

9.12.1 概

項目番号の相違

要設計基準事故の収束に必要な水源とは別に，重大事故等の収束に必要となる十分な量の水を有設計基準事故の収束に必要な水源とは別に，重大事故等の収束に必要となる十分な量の水を有する水源を確保することに加えて，発電用原子炉施設には，設計基準事故対処設備及び重大事故する水源を確保することに加えて，発電用原子炉施設には，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備に対して重大事故等の収束に必要となる十分な量の水を供給するために必要な重大等対処設備に対して重大事故等の収束に必要となる十分な量の水を補給するために必要な重大事故等対処設備を設置及び保管する。

事故等対処設備を設置及び保管する。

重大事故等の収束に必要となる水の供給設備の系統概要図を第 5.7−1 図から第 5.7−8 図に
示す。
5.7.2

設計方針

備考

重大事故等の収束に必要となる水の供給設備の系統概要図を第 9.12−1 図から第 9.12−25 図 図番の相違に示す。
9.12.2 設計方針

重大事故等の収束に必要となる水の供給設備のうち，重大事故等の収束に必要となる水源とし重大事故等の収束に必要となる水の供給設備のうち，重大事故等の収束に必要となる水源として，復水貯蔵槽，サプレッション・チェンバ及びほう酸水注入系貯蔵タンクを設ける。これら重て，代替淡水貯槽，西側淡水貯水設備，サプレッション・チェンバ及びほう酸水貯蔵タンクを設大事故等の収束に必要となる水源とは別に，代替淡水源として防火水槽及び淡水貯水池を設けける。これら重大事故等の収束に必要となる水源とは別に，代替淡水源として多目的タンク，原る。また，淡水が枯渇した場合に，海を水源として利用できる設計とする。

水タンク，ろ過水貯蔵タンク及び純水貯蔵タンクを設ける。
代替淡水貯槽を水源として重大事故等の対応を実施する際には，西側淡水貯水設備を代替淡水源とし，西側淡水貯水設備を水源として重大事故等の対応を実施する際には，代替淡水貯槽を代替淡水源とする。また，淡水が枯渇した場合に，海を水源として利用できる設計とする。

重大事故等の収束に必要となる水の供給設備のうち，設計基準事故対処設備及び重大事故等対重大事故等の収束に必要となる水の供給設備のうち，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備に対して，重大事故等の収束に必要となる十分な量の水を供給するために必要な設備とし処設備に対して，重大事故等の収束に必要となる十分な量の水を供給するために必要な設備として，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）を設ける。また，海を利用するために必要な設備として，て，可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプを設ける。また，海を利用するた

大容量送水車（海水取水用）を設ける。

めに必要な設備として，可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプを設ける。

項目番号の相違ＳＡ収束に必要となる水源及び代替淡水源の相違
56 条解釈
a)ＳＡ収
束に必要
となる水
源

東二
柏崎
・西側淡水貯水設備
・復水貯蔵槽・代替淡水貯槽――・サプレッション・プール
・サプレッション・チェンバ
・ほう酸水貯蔵タンク
・ほう酸水注入系貯蔵タンク
・防火水槽
b)代替淡
・多目的タンク・淡水貯水池水源・原水タンク・ろ過水貯蔵タンク
・純粋貯蔵タンク（・西側淡水貯水設備※）（・代替淡水貯槽※）c)海海
海※第１水源として西側淡水貯水設備使用時は，代替淡水貯槽を代替淡水源として使用可能。また，第１水源として代替淡水貯槽使用時は，西側淡水貯水設備を代替淡水源として使用可能。

（以下①の相違）
十分な量の水を供給するために必要な設備の相違
水を供給す
るために必
要な設備
海を利用す
る設備

東二
・可搬型代替注水中型ポンプ
・可搬型代替注水大型ポンプ

柏崎・可搬型代替注水ポン
プ（A-2 級）

・可搬型代替注水中型ポンプ
・可搬型代替注水大型ポンプ

・大容量送水車（海水取水用）（以下同じ）

代替水源からの移送ルートを確保し，移送ホース及びポンプについては，複数箇所に分散して代替水源からの移送ルートを確保し，ホース及びポンプについては，複数箇所に分散して保管 設備名称の相違

保管する。

する。

(1) 重大事故等の収束に必要となる水源(1) 重大事故等の収束に必要となる水源

a. 復水貯蔵槽を水源とした場合に用いる設備

a. 代替淡水貯槽を水源とした場合に用いる設備想定される重大事故等時において，原子炉圧力容器及び原子炉格納容器への注水に使用す想定される重大事故等時において，原子炉圧力容器及び原子炉格納容器への注水に使用する設計基準事故対処設備が機能喪失した場合の代替手段である高圧代替注水系，低圧代替注る設計基準事故対処設備が機能喪失した場合の代替手段である低圧代替注水系（常設），低圧

水系（常設），代替格納容器スプレイ冷却系（常設）及び格納容器下部注水系（常設）並びに代替注水系（可搬型），代替格納容器スプレイ冷却系（常設），代替格納容器スプレイ冷却系

重大事故等対処設備（設計基準拡張）である原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心注水系の水源（可搬型），格納容器下部注水系（常設）及び格納容器下部注水系（可搬型）の水源として，として，復水貯蔵槽を使用する。

また，使用済燃料プールの冷却又は注水に使用する設計基準事故対処設備が機能喪失した場

設備設計の相違合の代替手段である代替燃料プール注水系（注水ライン），代替燃料プール注水系（常設スプ
レイヘッダ）及び代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）の水源として，代替淡水貯槽を使用する。

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柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

主要な設備は，以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

・復水貯蔵槽・代替淡水貯槽各系統の詳細については，「5.3 非常用炉心冷却系」，「5.4 原子炉冷却材圧力バウンダ

備考

設備設計の相違

各系統の詳細については，「4.3 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備」，「5.9 原子炉冷却 系統，項目番号の相違

リ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備」，「5.6 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧

材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備」，「9.6 原子炉格納容器内の冷時に発電用原子炉を冷却するための設備」，「5.8 原子炉隔離時冷却系」，「9.2 原子炉格納却等のための設備」及び「9.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備」に記載す

容器内の冷却等のための設備」及び「9.4 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するためる。

の設備」に記載する。
b. 西側淡水貯水設備を水源とした場合に用いる設備

56 条解釈 a)設備として，上記の代替淡水貯槽想定される重大事故等時において，原子炉圧力容器及び原子炉格納容器への注水に使用す に加えて，西側淡水貯水設備を設置。
る設計基準事故対処設備が機能喪失した場合の代替手段である低圧代替注水系（可搬型），代 先行ＢＷＲに類似設備なし。
替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）及び格納容器下部注水系（可搬型）の水源として，また，使用済燃料プールの注水に使用する設計基準事故対処設備が機能喪失した場合の代替手
段である代替燃料プール注水系（注水ライン）の水源として，西側淡水貯水設備を使用する。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・西側淡水貯水設備
各系統の詳細については，「4.3 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備」，「5.9 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備」，「9.6 原子炉格納容器内の冷却等のための設備」及び「9.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備」に記載する。
b. サプレッション・チェンバを水源とした場合に用いる設備

c. サプレッション・チェンバを水源とした場合に用いる設備想定される重大事故等時において，原子炉圧力容器及び原子炉格納容器への注水に使用す想定される重大事故等時において，原子炉圧力容器及び原子炉格納容器への注水に使用する設計基準事故対処設備が機能喪失した場合の代替手段である代替循環冷却系並びに重大る設計基準事故対処設備が機能喪失した場合の代替手段である高圧代替注水系，代替循環冷

事故等対処設備（設計基準拡張）である原子炉隔離時冷却系，高圧炉心注水系，残留熱除去

却系，原子炉隔離時冷却系，高圧炉心スプレイ系，残留熱除去系（低圧注水系），低圧炉心系（低圧注水モード），残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）及び残留熱除去系（サスプレイ系及び残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系及びサプレッション・プール冷却系）

プレッション・チェンバ・プール水冷却モード）の水源として，サプレッション・チェンバの水源として，サプレッション・チェンバを使用する。

を使用する。

サプレッション・チェンバを水源とする系統の相違
東二
高圧代替注水系
代替循環冷却系
原子炉隔離時冷却系
高圧炉心スプレイ系
残留熱除去系（低圧注水系）
低圧炉心スプレイ系
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷
却系及びサプレッション・プール冷却系）

柏崎
高圧炉心注水系
代替循環冷却系
原子炉隔離時冷却系−
残留熱除去系（低圧注水モード）−
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷
却モード）
残留熱除去系（サプレッション・チ
ェンバ・プール水冷却モード）

主要な設備は，以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

（以下同じ）

・サプレッション・チェンバ・サプレッション・チェンバ各系統の詳細については，「5.2 残留熱除去系」，「5.3 非常用炉心冷却系」，「5.8 原子

各系統の詳細については，「5.7 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷東二に設計基準拡張として分類及び整理した設備はない。
（以下同じ）

炉隔離時冷却系」及び「9.3 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備」に記載す却するための設備」，「5.9 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却する 系統，項目番号の相違

る。

ための設備」及び「9.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備」に記載する。

c. ほう酸水注入系貯蔵タンクを水源とした場合に用いる設備

ｄ. ほう酸水貯蔵タンクを水源とした場合に用いる設備想定される重大事故等時において，原子炉圧力容器への注水に使用する設計基準事故対処想定される重大事故等時において，原子炉圧力容器への注水に使用する設計基準事故対処

設備が機能喪失した場合の代替手段であるほう酸水注入系の水源として，ほう酸水注入系貯設備が機能喪失した場合の代替手段であるほう酸水注入系の水源として，ほう酸水貯蔵タン

設備名称の相違

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柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉
蔵タンクを使用する。

東海第二発電所
クを使用する。

主要な設備は，以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

・ほう酸水注入系貯蔵タンク（6.7 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするため

・ほう酸水貯蔵タンク（6.7 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備）の設備）
本系統の詳細については，「6.7 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設

備考

本系統の詳細については，「6.7 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備」に記載する。

備」に記載する。
d. 代替淡水源を水源とした場合に用いる設備想定される重大事故等時において，復水貯蔵槽へ水を供給するための水源であるととも

e. 代替淡水源を水源とした場合に用いる設備想定される重大事故等時において，代替淡水貯槽又は西側淡水貯水設備へ水を供給するた ①の相違に，原子炉圧力容器及び原子炉格納容器への注水に使用する設計基準事故対処設備が機能喪めの水源であるとともに，原子炉圧力容器及び原子炉格納容器への注水に使用する設計基準失した場合の代替手段である低圧代替注水系（可搬型），代替格納容器スプレイ冷却系（可事故対処設備が機能喪失した場合の代替手段である低圧代替注水系（可搬型），代替格納容器搬型）及び格納容器下部注水系（可搬型）の水源として，また，使用済燃料プールの冷却又

スプレイ冷却系（可搬型）及び格納容器下部注水系（可搬型）の水源として，また，使用済は注水に使用する設計基準事故対処設備が機能喪失した場合の代替手段である燃料プール

燃料プールの冷却又は注水に使用する設計基準事故対処設備が機能喪失した場合の代替手

代替注水系の水源として，代替淡水源である防火水槽及び淡水貯水池を使用する。

段である代替燃料プール注水系（注水ライン），代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッ 代替燃料プール注水系の系統名称の相違
ダ）及び代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）の水源として，代替淡水源である （以下②の相違）
多目的タンク，原水タンク，ろ過水貯蔵タンク及び純水貯蔵タンクを使用する。

各系統の詳細については，「4.3 使用済燃料プールの冷却等のための設備」，「5.6 原子

各系統の詳細については，「4.3 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備」，「5.9 原子炉

炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備」，「9.2 原子炉格納

冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備」，「9.6 原子炉格納容

容器内の冷却等のための設備」及び「9.4 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するため器内の冷却等のための設備」及び「9.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設の設備」に記載する。

備」に記載する。

e. 海を水源とした場合に用いる設備想定される重大事故等時において，淡水が枯渇した場合に，復水貯蔵槽へ水を供給するた

f. 海を水源とした場合に用いる設備想定される重大事故等時において，淡水が枯渇した場合に，代替淡水貯槽又は西側淡水貯 ①の相違

めの水源であるとともに，原子炉圧力容器及び原子炉格納容器への注水に使用する設計基準

水設備へ水を供給するための水源であるとともに，原子炉圧力容器及び原子炉格納容器への事故対処設備が機能喪失した場合の代替手段である低圧代替注水系（可搬型），代替格納容注水に使用する設計基準事故対処設備が機能喪失した場合の代替手段である低圧代替注水器スプレイ冷却系（可搬型）及び格納容器下部注水系（可搬型）の水源として，また，使用

系（可搬型），代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）及び格納容器下部注水系（可搬型）の済燃料プールの冷却又は注水に使用する設計基準事故対処設備が機能喪失した場合の代替水源として，また，使用済燃料プールの冷却又は注水に使用する設計基準事故対処設備が機手段である燃料プール代替注水系の水源として海を利用するための重大事故等対処設備と能喪失した場合の代替手段である代替燃料プール注水系（注水ライン），代替燃料プール注水 ②の相違

して，大容量送水車（海水取水用）を使用する。

系（常設スプレイヘッダ）及び代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）の水源として海を利用するための重大事故等対処設備として，可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代
替注水大型ポンプを使用する。

大容量送水車（海水取水用）は，海水を各系統へ供給できる設計とする。

可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，海水を各系統へ供給できる 設備名称の相違設計とする。

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柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５６条 】
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また，代替原子炉補機冷却系の大容量送水車（熱交換器ユニット用）及び原子炉建屋放水設備の大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）の水源として，海を使用する。
大容量送水車（海水取水用）の燃料は，燃料補給設備である軽油タンク及びタンクローリ（4kL）により補給できる設計とする。

東海第二発電所

備考「代替原子炉補機冷却また，放水設備（大気への放射性物質の拡散抑制）の可搬型代替注水大型ポンプ（放水用） 設備に以下の相違があるため．柏崎は，の水源として，海を使用する。

系の大容量送水車（熱交換器ユニット用）」を記載。
東二：常設のＥＳＷ（緊急用海水系）
先行ＢＷＲ：可搬対応

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

主要な設備は，以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

・大容量送水車（海水取水用）(6 号及び 7 号炉共用)

・可搬型代替注水中型ポンプ

設備名称の相違・可搬型代替注水大型ポンプ

設備名称の相違・可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）

設備名称の相違

・燃料補給設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）

・燃料給油設備（10.2 代替電源設備）

東二は号機間融通なし

本系統の流路として，ホースを重大事故等対処設備として使用する。

本系統の流路として，ホースを重大事故等対処設備として使用する。
東二はＥＳＷ（緊急用海水系）

その他，設計基準事故対処設備である非常用取水設備の海水貯留堰，スクリーン室及び取水路を重大事故等対処設備として使用する。
各系統の詳細については，「4.3 使用済燃料プールの冷却等のための設備」，「5.6 原子

各系統の詳細については，「4.3 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備」，「5.9 原子炉冷却 項目番号の相違

炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備」，「5.10 最終ヒート

材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備」，「9.6 原子炉格納容器内の冷

シンクへ熱を輸送するための設備」，「9.2 原子炉格納容器内の冷却等のための設備」，「9.4

却等のための設備」，「9.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備」及び「9.11原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備」及び「9.7 発電所外への放射性物

発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備」に記載する。

設備に以下の相違があるため．柏崎は，「5.10 最終ヒート
シンクへ熱を輸送するための設備」を記載。
東二：常設のＥＳＷ（緊急用海水系）
柏崎：可搬対応

質の拡散を抑制するための設備」に記載する。
(2) 水源へ水を供給するための設備
a. 復水貯蔵槽へ水を供給するための設備
重大事故等の収束に必要な水源である復水貯蔵槽へ淡水を供給するための重大事故等対処設備として，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）を使用する。
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，代替淡水源である防火水槽及び淡水貯水池の淡水を復水補給水系等を経由して復水貯蔵槽へ供給できる設計とする。

(2) 水源へ水を供給するための設備
a. 代替淡水貯槽へ水を供給するための設備
重大事故等の収束に必要な水源である代替淡水貯槽へ淡水を供給するための重大事故等対処設備として，可搬型代替注水中型ポンプを使用する。
可搬型代替注水中型ポンプは，代替淡水源である西側淡水貯水設備，多目的タンク，原水 設備名称の相違
タンク，ろ過水貯蔵タンク及び純水貯蔵タンクの淡水を代替淡水貯槽へ供給できる設計とす 東二は，ホースで直接供給するため，常設配る。

また，淡水が枯渇した場合に，重大事故等の収束に必要な水源である復水貯蔵槽へ海水を供給するための重大事故等対処設備として，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）及び大容量送設備名称の相違

管の経由の記載はない。
（以下③の相違）

また，淡水が枯渇した場合に，重大事故等の収束に必要な水源である代替淡水貯槽へ海水 設備名称の相違を供給するための重大事故等対処設備として，可搬型代替注水中型ポンプを使用する。

設備名称の相違水車（海水取水用）を使用する。

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可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）及び大容量送水車（海水取水用）は，海水を復水補給水

東海第二発電所
可搬型代替注水中型ポンプは，海水を代替淡水貯槽へ供給できる設計とする。

備である軽油タンク及びタンクローリ（4kL）により補給できる設計とする。

設備名称の相違③の相違

系等を経由して復水貯蔵槽へ供給できる設計とする。

可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）及び大容量送水車（海水取水用）の燃料は，燃料補給設

備考

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

主要な設備は，以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

・可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）（6 号及び 7 号炉共用）

・可搬型代替注水中型ポンプ

設備名称の相違，東二は号機間融通なし

・大容量送水車（海水取水用）(6 号及び 7 号炉共用)
・燃料補給設備(6 号及び 7 号炉共用)（10.2 代替電源設備）

・燃料給油設備（10.2 代替電源設備）

本系統の流路として，復水補給水系の配管及び弁並びにホースを重大事故等対処設備とし本系統の流路として，ホースを重大事故等対処設備として使用する。

系統構成の相違て使用する。
東二は常設のＥＳＷ（緊急海水系）を設置す

その他，設計基準事故対処設備である非常用取水設備の海水貯留堰，スクリーン室及び取水路並びに設計基準対象施設である復水貯蔵槽を重大事故等対処設備として使用する。

る設計であるため記載なし
ｂ. 西側淡水貯水設備へ水を供給するための設備
重大事故等の収束に必要な水源である西側淡水貯水設備へ淡水を供給するための重大事 56 条解釈 a 設備として，代替淡水貯槽及び西故等対処設備として，可搬型代替注水大型ポンプを使用する。

側淡水貯水設備を設置することから，上記の可搬型代替注水大型ポンプは，代替淡水源である代替淡水貯槽，多目的タンク，原水タン 代替淡水貯槽と同様に西側淡水貯水設備へ水
ク，ろ過水貯蔵タンク及び純水貯蔵タンクの淡水を西側淡水貯水設備へ供給できる設計とす を供給するための設備を記載する。
る。
また，淡水が枯渇した場合に，重大事故等の収束に必要な水源である西側淡水貯水設備へ海水を供給するための重大事故等対処設備として，可搬型代替注水大型ポンプを使用する。
可搬型代替注水大型ポンプは，海水を西側淡水貯水設備へ供給できる設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプの燃料は，燃料給油設備である可搬型設備用軽油タンク及びタ
ンクローリにより補給できる設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・可搬型代替注水大型ポンプ
・燃料給油設備（10.2 代替電源設備）
本系統の流路として，ホースを重大事故等対処設備として使用する。
ほう酸水注入系については，「6.7 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設

ほう酸水注入系については，「6.7 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備」

備」に記載する。

に記載する。

燃料補給設備については，「10.2 代替電源設備」に記載する。

燃料給油設備については，「10.2 代替電源設備」に記載する。

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東海第二発電所

備考

非常用取水設備については，「10.8 非常用取水設備」に記載する。
5.7.2.1

多様性，位置的分散

9.12.2.1 多様性，位置的分散

項目番号の相違

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

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

復水貯蔵槽を水源とする高圧代替注水系，低圧代替注水系（常設），代替格納容器スプレイ冷

代替淡水貯槽を水源とする低圧代替注水系（常設），低圧代替注水系（可搬型），代替格納容器 設備名称の相違，①の相違

却系（常設）及び格納容器下部注水系（常設）の多様性，位置的分散については，「5.4 原子炉

スプレイ冷却系（常設），代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型），格納容器下部注水系（常設），

冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備」，「5.6 原子炉冷却材圧力格納容器下部注水系（可搬型），代替燃料プール注水系（注水ライン），代替燃料プール注水系（常バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備」，「9.2 原子炉格納容器内の冷却等の設スプレイヘッダ）及び代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）の多様性，位置的分散ための設備」及び「9.4 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備」に記載する。

については，「4.3 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備」，「5.9 原子炉冷却材圧力バウンダ 項目番号の相違
リ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備」，「9.6 原子炉格納容器内の冷却等のための設備」及び「9.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備」に記載する。
西側淡水貯水設備を水源とする低圧代替注水系（可搬型），代替格納容器スプレイ冷却系（可搬 設備名称の相違，①の相違型），格納容器下部注水系（可搬型）及び代替燃料プール注水系（注水ライン）の多様性，位置的分散については，「4.3 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備」，「5.9 原子炉冷却材圧力バウ
ンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備」，「9.6 原子炉格納容器内の冷却等のための設備」及び「9.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備」に記載する。

サプレッション・チェンバを水源とする代替循環冷却系の多様性，位置的分散については，「9.3
原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備」に記載する。

サプレッション・チェンバを水源とする高圧代替注水系，代替循環冷却系の多様性，位置的分 系統構成の相違
散については，「5.7 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設 項目番号の相違
備」及び「9.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備」に記載する。

可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，屋外の複数の異なる場所に分散して保管することで，共通要因によって同時に機能を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）の接続口は，共通要因によって接続できなくなることを防止するため，位置的分散を図った複数箇所に設置する設計とする。
大容量送水車（海水取水用）は，屋外の複数の異なる場所に分散して保管することで，共通要因によって同時に機能を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。

可搬型代替注水中型ポンプは，屋外の複数の異なる場所に分散して保管することで，共通要因 設備名称の相違によって同時に機能を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。
可搬型代替注水中型ポンプの接続口は，共通要因によって接続できなくなることを防止するた 設備名称の相違
め，位置的分散を図った複数箇所に設置する設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプは，屋外の複数の異なる場所に分散して保管することで，共通要因 設備名称の相違によって同時に機能を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプの接続口は，共通要因によって接続できなくなることを防止するた 柏崎の大容量送水車（海水取水用）は，海水
め，位置的分散を図った複数箇所に設置する設計とする。

取水のみに使用する。東二の可搬型代替注水
大型ポンプは，海水取水及び接続口を介して系統への注水等に使用するため，接続口の記
載あり。

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柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉
5.7.2.2

悪影響防止

東海第二発電所
9.12.2.2 悪影響防止

備考
項目番号の相違

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

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

復水貯蔵槽及びサプレッション・チェンバは，重大事故等時に弁操作等により重大事故等対処

代替淡水貯槽，西側淡水貯水設備及びサプレッション・チェンバは，重大事故等時に弁操作等 ①の相違

設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

により重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）及び大容量送水車（海水取水用）は，通常時は接続先の系統

可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，通常時は接続先の系統と分離し 設備名称の相違と分離して保管し，重大事故等時に接続，弁操作等により重大事故等対処設備としての系統構成て保管し，重大事故等時に接続，弁操作等により重大事故等対処設備としての系統構成とすることすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

とで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）及び大容量送水車（海水取水用）は，治具や輪留めによる固定等をすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）及び大容量送水車（海水取水用）は，飛散物となって他の設
備に悪影響を及ぼさない設計とする。
5.7.2.3

容量等

基本方針については，「1.1.7.2 容量等」に示す。

可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，治具や輪留めによる固定等をす 設備名称の相違ることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，飛散物となって他の設備に悪影 設備名称の相違
響を及ぼさない設計とする。
9.12.2.3 容量等

項目番号の相違

基本方針については，「1.1.7.2 容量等」に示す。
東二の代替淡水貯槽及び西側淡水貯水設備は

復水貯蔵槽は，設計基準対象施設と兼用しており，設計基準対象施設としての容量が，想定さ新設ＳＡのため記載なし。

れる重大事故等時において，代替淡水源又は海を使用するまでの間に必要な容量を有しているため，設計基準対象施設と同仕様で設計する。
サプレッション・チェンバは，設計基準対象施設と兼用しており，設計基準対象施設としてのサプレッション・チェンバは，設計基準対象施設と兼用しており，設計基準対象施設としての保有水量での水頭が，想定される重大事故等時において，代替循環冷却系で使用する復水移送ポ

保有水量での水頭が，想定される重大事故等時において，高圧代替注水系で使用する常設高圧代 系統構成の相違

ンプの必要有効吸込水頭の確保に必要な容量に対して十分であるため，設計基準対象施設と同仕替注水系ポンプ及び代替循環冷却系で使用する代替循環冷却系ポンプの必要有効吸込水頭の確様で設計する。

保に必要な容量に対して十分であるため，設計基準対象施設と同仕様で設計する。

可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，想定される重大事故等時において，重大事故等の収束に可搬型代替注水中型ポンプは，想定される重大事故等時において，重大事故等の収束に必要と必要となる十分な量の水の供給が可能な容量を有するものを 1 セット 4 台使用する。保有数は，なる十分な量の水の供給が可能な容量を有するものを 1 セット 2 台使用する。保有数は，2 セッ 1 セット使用台数の相違

6 号及び 7 号炉共用で 4 セット 16 台に加えて，故障時及び保守点検による待機除外時のバック

ト 4 台に加えて，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として 1 台の合計 5 台 東二は，号機間融通なし

アップ用として 1 台（6 号及び 7 号炉共用）の合計 17 台を保管する。

を保管する。

大容量送水車（海水取水用）は，想定される重大事故等時において，重大事故等の収束に必要

可搬型代替注水大型ポンプは，想定される重大事故等時において，重大事故等の収束に必要と 設備名称の相違となる十分な量の水の供給が可能な容量を有するものを 6 号及び 7 号炉共用で 1 セット 1 台使用

なる十分な量の水の供給が可能な容量を有するものを 1 セット 1 台使用する。保有数は，2 セッ 東二は，号機間融通なしする。保有数は，6 号及び 7 号炉共用で 2 セット 2 台に加えて，故障時及び保守点検による待機

ト 2 台に加えて，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として 1 台の合計 3 台

除外時のバックアップ用として 1 台（6 号及び 7 号炉共用）の合計 3 台を保管する。

を保管する。

東二は，号機間融通なし

バックアップについては，同型設備である可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）のバックアッ 設備設計・運用の相違
プ用 1 台と共用可能とする。

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代替水源からの移送ホースは，複数ルートを考慮してそれぞれのルートに必要なホースの長さ

東海第二発電所
代替水源からのホースは，複数ルートを考慮してそれぞれのルートに必要なホースの長さを満 設備名称の相違を満足する数量の合計に，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップを考慮した数量

足する数量の合計に，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップを考慮した数量を分を分散して保管する。

散して保管する。

5.7.2.4

環境条件等

備考

9.12.2.4 環境条件等

項目番号の相違

基本方針については，「1.1.7.3 環境条件等」に示す。

基本方針については，「1.1.7.3 環境条件等」に示す。

復水貯蔵槽は，廃棄物処理建屋内に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮

代替淡水貯槽は，屋外に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計と 設置場所の相違，①の相違した設計とする。

する。
西側淡水貯水設備は，屋外に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。

サプレッション・チェンバは，原子炉建屋原子炉区域内に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）及び大容量送水車（海水取水用）は，屋外に保管及び設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）の常設設備との接続及び操作並びに系統構成に必要な弁操作

サプレッション・チェンバは，原子炉建屋原子炉棟内に設置し，想定される重大事故等時にお 設備名称の相違
ける環境条件を考慮した設計とする。
可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，屋外に保管及び設置し，想定さ 設備名称の相違れる重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプの常設設備との接続及び操作並び 設備名称の相違

は，想定される重大事故等時において，設置場所で可能な設計とする。また，可搬型代替注水ポに系統構成に必要な弁操作は，想定される重大事故等時において，設置場所で可能な設計とする。

ンプ（A-2 級）は，淡水だけでなく海水も使用できる設計とする。なお，可能な限り淡水を優先

また，可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，淡水だけでなく海水も使用 設備名称の相違

し，海水通水を短期間とすることで，設備への影響を考慮する。

できる設計とする。なお，可能な限り淡水を優先し，海水通水を短期間とすることで，設備への影響を考慮する。

大容量送水車（海水取水用）の操作等は，想定される重大事故等時において，設置場所で可能な設計とする。
大容量送水車（海水取水用）は，使用時に海水を通水するため，海水影響を考慮した設計とし，海から直接取水する際の異物の流入防止を考慮した設計とする。

5.7.2.5

操作性の確保

可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプの操作等は，想定される重大事故等 設備名称の相違時において，設置場所で可能な設計とする。
可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，使用時に海水を通水するため， 設備名称の相違
海水影響を考慮した設計とし，海から直接取水する際の異物の流入防止を考慮した設計とする。

9.12.2.5 操作性の確保

項目番号の相違

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

復水貯蔵槽を水源とする高圧代替注水系，低圧代替注水系（常設），代替格納容器スプレイ冷

代替淡水貯槽を水源とする低圧代替注水系（常設），低圧代替注水系（可搬型），代替格納容器 ①の相違

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却系（常設）及び格納容器下部注水系（常設）の操作性については，「5.4 原子炉冷却材圧力バ

スプレイ冷却系（常設），代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型），格納容器下部注水系（常設），

ウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備」，「5.6 原子炉冷却材圧力バウンダリ低

格納容器下部注水系（可搬型），代替燃料プール注水系（注水ライン），代替燃料プール注水系（常圧時に発電用原子炉を冷却するための設備」，「9.2 原子炉格納容器内の冷却等のための設備」

設スプレイヘッダ）及び代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）の操作性については，

及び「9.4 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備」に記載する。

「4.3 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備」，「5.9 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に備考

発電用原子炉を冷却するための設備」，「9.6 原子炉格納容器内の冷却等のための設備」及び「9.8
原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備」に記載する。
西側淡水貯水設備を水源とする低圧代替注水系（可搬型），代替格納容器スプレイ冷却系（可搬 ①の相違型）
，格納容器下部注水系（可搬型）及び代替燃料プール注水系（注水ライン）の操作性について
は，「4.3 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備」，「5.9 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備」，「9.6 原子炉格納容器内の冷却等のための設備」及び「9.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備」に記載する。
サプレッション・チェンバを水源とする代替循環冷却系の操作性については，「9.3 原子炉格
納容器の過圧破損を防止するための設備」に記載する。

サプレッション・チェンバを水源とする高圧代替注水系及び代替循環冷却系の操作性について 系統構成の相違は，「5.7 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備」及び「9.7原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備」に記載する。

可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）を用いて復水貯蔵槽へ淡水を供給する系統及び可搬型代替注

可搬型代替注水中型ポンプを用いて代替淡水貯槽へ淡水を供給する系統及び可搬型代替注水 設備名称の相違

水ポンプ（A-2 級）と大容量送水車（海水取水用）を用いて復水貯蔵槽へ海水を供給する系統は，

中型ポンプを用いて代替淡水貯槽へ海水を供給する系統は，想定される重大事故等時において，想定される重大事故等時において，通常時の系統構成から接続，弁操作等により速やかに切り替

通常時の系統構成から接続，弁操作等により速やかに切り替えられる設計とする。

えられる設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプを用いて西側淡水貯水設備へ淡水を供給する系統及び可搬型代替 ①の相違
注水大型ポンプを用いて西側淡水貯水設備へ海水を供給する系統は，想定される重大事故等時において，通常時の系統構成から接続，弁操作等により速やかに切り替えられる設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）及び大容量送水車（海水取水用）は，付属の操作スイッチに可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，付属の操作スイッチにより，設 設備名称の相違

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

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

能な設計とする。

とする。

可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）及び大容量送水車（海水取水用）は，車両として屋外のアク可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，車両として屋外のアクセスルー 設備名称の相違

セスルートを通行してアクセス可能な設計とするとともに，設置場所にて輪留めによる固定等がトを通行してアクセス可能な設計とするとともに，設置場所にて輪留めによる固定等が可能な設可能な設計とする。

計とする。

可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）を接続する接続口については，簡便な接続とし，接続治具を可搬型代替注水中型ポンプを接続する接続口及び可搬型代替注水大型ポンプを接続する接続 設備名称の相違

用いてホースを確実に接続することができる設計とする。また，6 号及び 7 号炉が相互に使用す

口については，簡便な接続とし，接続治具を用いてホースを確実に接続することができる設計と 東二は号機間融通なし。

ることができるよう，接続口の口径を統一する設計とする。

する。

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東二は，型式が異なるポンプの接続運用はな

大容量送水車（海水取水用）と可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）との接続は，簡便な接続とし，い。

接続治具を用いてホースを確実に接続できる設計とする。
大容量送水車（海水取水用）を用いて海水を各系統に供給する系統は，想定される重大事故等時において，通常時の系統構成から接続，弁操作等により速やかに切り替えられる設計とする。

備考

可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプを用いて海水を各系統に供給する 設備名称の相違
系統は，想定される重大事故等時において，通常時の系統構成から接続，弁操作等により速やかに切り替えられる設計とする。

大容量送水車（海水取水用）は，付属の操作スイッチにより，設置場所での操作が可能な設計とする。
大容量送水車（海水取水用）は，車両として屋外のアクセスルートを通行してアクセス可能な設計とするとともに，設置場所にて輪留めによる固定等が可能な設計とする。

可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，付属の操作スイッチにより，設 設備名称の相違
置場所での操作が可能な設計とする。
可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，車両として屋外のアクセスルー 設備名称の相違
トを通行してアクセス可能な設計とするとともに，設置場所にて輪留めによる固定等が可能な設計とする。

大容量送水車（海水取水用）と各系統との接続は，簡便な接続とし，接続治具を用いてホースを確実に接続できる設計とする。
5.7.3

主要設備及び仕様

重大事故等の収束に必要となる水の供給設備の主要機器仕様を第 5.7−1 表に示す。
5.7.4

試験検査

可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプと各系統との接続は，簡便な接続と 設備名称の相違
し，接続治具を用いてホースを確実に接続できる設計とする。
9.12.3 主要設備及び仕様
重大事故等の収束に必要となる水の供給設備の主要機器仕様を第 9.12−1 表に示す。
9.12.4 試験検査

項目番号の相違
図表番号の相違
項目番号の相違

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

復水貯蔵槽は，発電用原子炉の運転中に漏えいの有無の確認が可能な設計とする。また，発電

代替淡水貯槽及び西側淡水貯水設備は，発電用原子炉の運転中に漏えいの有無の確認が可能な 設備名称の相違

用原子炉の停止中に漏えいの有無の確認並びに内部の確認が可能な設計とする。

設計とする。また，発電用原子炉の停止中に漏えいの有無の確認並びに内部の確認が可能な設計とする。

サプレッション・チェンバは，発電用原子炉の運転中に漏えいの有無の確認が可能な設計とする。また，発電用原子炉の停止中に内部の確認及び気密性能の確認が可能な設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，発電用原子炉の運転中又は停止中に，独立して機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とするとともに，分解又は取替えが可能な設計とする。

サプレッション・チェンバは，発電用原子炉の運転中に漏えいの有無の確認が可能な設計とする。また，発電用原子炉の停止中に内部の確認及び気密性能の確認が可能な設計とする。
可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，発電用原子炉の運転中又は停止 設備名称の相違
中に，独立して機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とするとともに，分解又は取替えが可能な設計とする。

また，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，車両として運転状態の確認及び外観の確認が可能な設計とする。
大容量送水車（海水取水用）は，発電用原子炉の運転中又は停止中に，独立して機能・性能及また，可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，車両として運転状態の確認及び外観の確認が可能な設計とする。
東二の海水取水用ポンプは．可搬型代替注水

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び漏えいの有無の確認が可能な設計とするとともに，分解又は取替えが可能な設計とする。

備考
中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプでまた，大容量送水車（海水取水用）は，車両として運転状態の確認及び外観の確認が可能な設あるため，上述の記載で読む。

計とする。
第 5.7−1 表 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備の主要機器仕様

第 9.12−1 表 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備の主要機器仕様

図表番号の相違(1) 復水貯蔵槽(1) 西側淡水貯水設備

以下設備仕様の相違は自明であり特記しな

第 10.13−1 表 補給水系主要機器仕様に記載する。
(2) サプレッション・チェンバ第 9.1−1 表 一次格納施設主要仕様に記載する。
(3) ほう酸水注入系貯蔵タンク
第 6.1.2−3 表 ほう酸水注入系主要仕様に記載する。

兼用する設備は以下のとおり。

い。

・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
・原子炉格納容器内の冷却等のための設備
・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備
・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備
・水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備
基

数

1

容

量

約 5,000m３(2) 代替淡水貯槽兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
・原子炉格納容器内の冷却等のための設備
・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備
・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備
・水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備
基

数

1

容

量

約 5,000m３(3) サプレッション・チェンバ
兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉格納施設
・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
・原子炉格納容器内の冷却等のための設備
・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

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備考

・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備
基

数

1

容

量

約 3,400m３(4) ほう酸水貯蔵タンク
兼用する設備は以下のとおり。
・ほう酸水注入系
・緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備
・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備(4) 可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）（6 号及び 7 号炉共用）
第 4.3−1 表 使用済燃料プールの冷却等のための設備の主要機器仕様に記載する。
(5) 大容量送水車（海水取水用）（6 号及び 7 号炉共用）

基

数

1

容

量

約19.5m３(5) 可搬型代替注水中型ポンプ兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

個

数

2（予備 1）

・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

容量900m3/h

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備
・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備
・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備
・水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備
台

数

4（予備 1）

容量

約 210m３／h（1 台当たり）(6) 可搬型代替注水大型ポンプ兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
・原子炉格納容器内の冷却等のための設備
・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備
・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備
・水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備
台

数

2（予備 1＊）

容量

約 1,320m３／h（1 台当たり）

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備考＊「可搬型代替注水大型ポンプ」及び「可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）」は同型設備であり，「可搬型代替注水大型ポンプ」の予備 1 台と「可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）」の予備 1 台の計 2 台は共用可能とする。

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基本設計比較表 【対象項目： 第５６条 】

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東海第二発電所

備考

第 9.12−1 図 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備 系統概要図(1)（代替淡水貯槽への補給）

14／38

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基本設計比較表 【対象項目： 第５６条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

第 9.12−2 図 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備 系統概要図(2)（西側淡水貯水設備への補給）

15／38

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基本設計比較表 【対象項目： 第５６条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

第 9.12−3 図 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備 系統概要図(3)（代替淡水貯槽を水源とした原子炉圧力容器への注水）（低圧代替注水系（常設）による原子炉注水及び残存溶融炉心の冷却）

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基本設計比較表 【対象項目： 第５６条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

第 9.12−4 図 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備 系統概要図(4)（代替淡水貯槽を水源とした原子炉圧力容器への注水）（低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水及び残存溶融炉心の冷却）

17／38

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５６条 】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

AO

逃がし安全弁（安全弁機能）
AO

原子炉圧力容器

AO

MO

AO

AO

MO

MO

主蒸気系

主タービンへMO

ドライウェルサプレッション・チェンバ

MO

MO

MO
MO

MO

高圧代替注水系
タービン止め弁

サプレッション・
チェンバへ

MO

MO

MO

MO

復水貯蔵
タンクへ

復水貯蔵
タンク

MO

MO

高圧炉心
スプレイ系ポンプ

タービン

MO

タービン

常設高圧代替
注水系ポンプMO

原子炉隔離時冷却系ポンプ
HO
MO

MO

MO

第 9.12−5 図 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備 系統概要図(5)（サプレッション・チェンバを水源とした原子炉圧力容器への注水）（高圧代替注水系による原子炉の冷却）18／38

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５６条 】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

19／38

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５６条 】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

20／38

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５６条 】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

AO

逃がし安全弁（安全弁機能）
AO

原子炉圧力容器

AO

MO

AO

AO

MO

MO

主蒸気系

主タービンへMO

ドライウェルサプレッション・チェンバ

MO

MO

MO
MO

MO

高圧代替注水系
タービン止め弁

サプレッション・
チェンバへ

MO

MO

MO

MO

復水貯蔵
タンクへ

復水貯蔵
タンク

MO

MO

高圧炉心
スプレイ系ポンプ

タービン

MO

タービン

常設高圧代替
注水系ポンプMO

原子炉隔離時冷却系ポンプ
HO
MO

MO

MO

第 9.12−6 図 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備 系統概要図(6)（サプレッション・チェンバを水源とした原子炉圧力容器への注水）（高圧炉心スプレイ系による原子炉注水）21／38

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５６条 】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

AO

MO

AO

備考

MO

MO
MO

MO

AO

スプレイ
ヘッダ

AO

MO
AO

AO

MO
MO

AO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

スプレイヘッダ

MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

＊2
MO

残留熱除去系
ポンプ

＊3

(B)

(C)
＊2

MO

(A)

LPCS
レグシールより＊3

RHR
レグシールより

MO

MO
MO

MO

(A)

残留熱除去系
熱交換器

(C)

MO

MO

(A)

(B)

(B)

(D)

残留熱除去系
海水系ポンプ

第 9.12−7 図 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備 系統概要図(7)（サプレッション・チェンバを水源とした原子炉圧力容器への注水）（残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水）22／38

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５６条 】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

AO

備考

MO

原子炉圧力容器

MO

ドライウェルサプレッション・チェンバ

低圧炉心
スプレイ系ポンプMO

第 9.12−8 図 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
系統概要図(8)（サプレッション・チェンバを水源とした原子炉圧力容器への注水）（低圧炉心スプレイ系による原子炉注水）

23／38

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５６条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

第 9.12−9 図 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
系統概要図(9)（西側淡水貯水設備を水源とした原子炉圧力容器への注水）（低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水及び残存溶融炉心の冷却）24／38

サプレッション・
チェンバへ

原子炉
原子炉
圧力容
圧力容器
器

原子炉
格納容器

AO

原子炉建屋
原子炉棟

ほう酸水注入ポンプ(B)

ほう酸水注入ポンプ(A)

ほう酸水
テストタンク

RO

MO

MO

ほう酸水
貯蔵タンク
電気ヒータ

L

電気ヒータ

T

T

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

主タービンへ

逃がし安全弁
（安全弁機能）

P

純水

攪拌用空気

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５６条 】
東海第二発電所
備考

第 9.12−10 図 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
系統概要図(10)（ほう酸水注入系による原子炉注水）

25／38

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５６条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

第 9.12−11 図 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
系統概要図(11)（代替淡水貯槽を水源とした原子炉格納容器内の冷却）（代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器スプレイ）

26／38

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５６条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

第 9.12−12 図 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
系統概要図(12)（代替淡水貯槽を水源とした原子炉格納容器内の冷却）（代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器スプレイ）

27／38

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５６条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

第 9.12−13 図 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
系統概要図(13)（西側淡水貯水設備を水源とした原子炉格納容器の冷却）（代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器の冷却）28／38

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５６条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

第 9.12−14 図 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
系統概要図(14)（代替淡水貯槽を水源とした原子炉格納容器下部への注水）（格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（ドライウェル部）への注水）

29／38

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基本設計比較表 【対象項目： 第５６条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

第 9.12−15 図 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
系統概要図(15)（代替淡水貯槽を水源とした原子炉格納容器下部への注水）（格納容器下部注水系（可搬型）によるペデスタル（ドライウェル部）への注水）

30／38

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基本設計比較表 【対象項目： 第５６条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

第 9.12−16 図 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
系統概要図(16)(西側淡水貯水設備を水源とした格納容器下部注水系（可搬型）によるペデスタル（ドライウェル部）への注水)31／38

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５６条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

第 9.12−17 図 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
系統概要図(17)（代替淡水貯槽を水源とした使用済燃料プールへの注水）（代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水）32／38

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５６条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

第 9.12−18 図 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
系統概要図(18)（西側淡水貯水設備を水源とした代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プ
ール注水）

33／38

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基本設計比較表 【対象項目： 第５６条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

第 9.12−19 図 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
系統概要図(19)（代替淡水貯槽を水源とした使用済燃料プールへのスプレイ）（代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイ）

34／38

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５６条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

第 9.12−20 図 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
系統概要図(20)（代替淡水貯槽を水源とした使用済燃料プールへのスプレイ）（代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールスプレイ）

35／38

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５６条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

第 9.12−21 図 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
系統概要図(21)（西側淡水貯水設備を水源としたフィルタ装置用スクラビング水の補給）

36／38

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５６条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

第 9.12−22 図 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
系統概要図(22)（原子炉建屋原子炉棟への放水（放水設備）
）

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基本設計比較表 【対象項目： 第５６条 】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

第 9.12−23 図 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
系統概要図(23)（可搬型代替注水大型ポンプ，放水砲及び泡消火薬剤容器による航空機燃料火災への泡消火）

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