東海第二発電所 審査資料
資料番号
SA 設-C-1 改 17
提出年月日
平成 29 年 7 月 4 日

東海第二発電所

重大事故等対処設備について

平成 29 年 7 月
日本原子力発電株式会社
本資料のうち，は商業機密又は核物質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
1

重大事故等対処設備

2

基本設計の方針次

2.1 耐震性・耐津波性
2.1.1 発電用原子炉施設の位置
2.1.2 耐震設計の基本方針 【39 条】
2.1.3 耐津波設計の基本方針 【40 条】
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】
2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等について
2.3.2 容量等
2.3.3 環境条件等
2.3.4 操作性及び試験・検査性について
3

個別設備の設計方針
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】
目-1

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】

別添資料-1

耐津波設計

別添資料-2

原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備（格納容器
圧力逃がし装置）について

別添資料-3

代替循環冷却の成立性について

別添資料-4

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に
ついて

目-2

3.6 原子炉格納容器内の冷却等のための設備【49 条】

基準適合への対応状況

9.

原子炉格納施設

9.6

原子炉格納容器内の冷却等のための設備

9.6.1

概

要

設計基準事故対処設備が有する格納容器内の冷却機能が喪失した場合において炉心の著しい損傷を防止するため，格納容器内の圧力及び温度を低下させるために必要な重大事故等対処設備を設置及び保管する。また，炉心の著しい損傷が発生した場合において格納容器の破損を防止するため，格納容器
内の圧力及び温度並びに放射性物質の濃度を低下させるために必要な重大事
故等対処設備を設置及び保管する。
また，想定される重大事故等時において，設計基準事故対処設備である残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系及びサプレッション・プール冷却系）
が健全な場合は，重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用する。
格納容器内の冷却等のための設備の系統概要図を第 9.6−1 図から第 9.6−5 図に示す。

9.6.2
(1)

設計方針
炉心の著しい損傷を防止するための格納容器内冷却に用いる設備
格納容器内の冷却等のための設備のうち，炉心の著しい損傷を防止するため，格納容器内の圧力及び温度を低下させるための設備として，以下の重大事故等対処設備（代替格納容器スプレイ冷却系（常設）及び代替格納
容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器内の除熱，代替循環冷却系
による格納容器内の除熱，常設代替交流電源設備による残留熱除去系（格
納容器スプレイ冷却系及びサプレッション・プール冷却系）の復旧）を設ける。
ａ．フロントライン系故障時に用いる設備
9.6−1
49条-1

(a)

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器内の冷却設計基準事故対処設備である残留熱除去系(格納容器スプレイ冷却系)の残留熱除去系ポンプの故障等により，格納容器内の冷却機能が喪失した場合の重大事故等対処設備（代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器内の冷却）として，常設低圧代替注水系ポン
プ及び代替淡水貯槽を使用する。
代替淡水貯槽を水源とする常設低圧代替注水系ポンプは，残留熱除去系（Ｂ）を介して，格納容器内にあるスプレイヘッダよりドライウ
ェル内にスプレイできる設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。
・常設低圧代替注水系ポンプ
・代替淡水貯槽・常設代替高圧電源装置（10.2 代替電源設備）
常設低圧代替注水系ポンプは，常設代替交流電源設備である常設代替高圧電源装置より給電できる設計とする。その他，設計基準事故対
処設備である格納容器を重大事故等対処設備として使用する。

(b)

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器内の冷却残留熱除去系ポンプの故障等により格納容器内の冷却機能喪失又はサプレッション・プールが機能喪失した場合の可搬型重大事故等対処
設備（代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器内の冷却）として，可搬型代替注水大型ポンプ及び代替淡水貯槽並びに燃料補給設備である可搬型設備用軽油タンク及びタンクローリを使用する。
代替淡水貯槽を水源とする可搬型代替注水大型ポンプは，東側接続
口又は西側接続口にホースを接続し，残留熱除去系（Ａ）又は（Ｂ）を介して，格納容器内にあるスプレイヘッダよりドライウェル内にス
9.6−2
49条-2

プレイできる設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプは，ディーゼルエンジンにて駆動できる設計とし，燃料は可搬型設備用軽油タンクよりタンクローリを用いて補給できる設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。
・可搬型代替注水大型ポンプ
・代替淡水貯槽・可搬型設備用軽油タンク（10.2 代替電源設備）
・タンクローリ（10.2 代替電源設備）
その他，設計基準事故対処設備である格納容器を重大事故等対処設
備として使用する。
代替淡水貯槽又は複数の淡水源（淡水貯水池Ａ，Ｂ）の淡水が枯渇した場合は，防潮堤内側の取水箇所（ＳＡ用海水ポンプピット）から，可搬型代替注水大型ポンプを用いて補給可能な設計とする。系統の詳
細 に つ い て は ， 「 9.12 重 大 事 故 等 の 収 束 に 必 要 と な る 水 の 供 給 設備」に示す。
ｂ．サポート系故障時に用いる設備(a)

常設代替交流電源設備による残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）復旧後の格納容器内の除熱
全交流動力電源喪失等によるサポート系の故障により，残留熱除去
系（格納容器スプレイ冷却系）が格納容器内の除熱機能を喪失した場
合の重大事故等対処設備（常設代替交流電源設備による残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）の復旧）として，常設代替高圧電源装置，残留熱除去系ポンプ，サプレッション・プール，残留熱除去系熱交換器，及び残留熱除去系海水ポンプを使用する。
9.6−3
49条-3

サプレッション・プールを水源とする残留熱除去系ポンプは，常設
代替交流電源設備である常設代替高圧電源装置からの給電により機能を復旧し，残留熱除去系熱交換器を介してサプレッション・プール水を冷却し格納容器内にあるスプレイヘッダより，ドライウェル内及びサプレッション・チェンバ内にスプレイできる設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。
・残留熱除去系ポンプ
・残留熱除去系熱交換器
・サプレッション・プール
・残留熱除去系海水ポンプ
・常設代替高圧電源装置（10.2 代替電源設備）
その他，設計基準事故対処設備である格納容器及び非常用取水設備の貯留堰並びに取水路を重大事故等対処設備として使用する。
(b)

常設代替交流電源設備による残留熱除去系（サプレッション・プ
ール冷却系）復旧後の格納容器内の除熱
全交流動力電源喪失等によるサポート系の故障により，残留熱除去
系（サプレッション・プール冷却系）が機能喪失した場合の重大事故等対処設備（常設代替交流電源設備による残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）の復旧）として，常設代替高圧電源装置，残留熱除去系ポンプ，サプレッション・プール，残留熱除去系熱交換器及び残留熱除去系海水ポンプを使用する。
サプレッション・プールを水源とする残留熱除去系ポンプは，常設
代替交流電源設備である常設代替高圧電源装置からの給電により機能を復旧し，残留熱除去系熱交換器を介して，サプレッション・プール
水を冷却できる設計とする。
9.6−4
49条-4

具体的な設備は，以下のとおりとする。
・残留熱除去系ポンプ
・残留熱除去系熱交換器
・サプレッション・プール
・残留熱除去系海水ポンプ
・常設代替高圧電源装置（10.2 代替電源設備）
その他，設計基準事故対処設備である格納容器及び非常用取水設備の貯留堰及び取水路を重大事故等対処設備として使用する。
(2)

重大事故等対処設備（設計基準拡張）による格納容器内の除熱
格納容器内の除熱等のための設備として，設計基準事故対処設備の機能が喪失していない場合において，重大事故等時に炉心の著しい損傷を防止するため，格納容器内の圧力及び温度を低下させるための設備として，以下の重大事故等対処設備（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））を設ける。
ａ．残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）による格納容器内の除熱
残留熱除去系ポンプ及びサプレッション・プールによる格納容器内の除熱機能が喪失していない場合の重大事故等対処設備（残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系））として，残留熱除去系ポンプ，サプレッ
ション・プール及び残留熱除去系熱交換器並びに残留熱除去系海水ポン
プを使用する。
サプレッション・プールを水源とする残留熱除去系ポンプは，残留熱除去系熱交換器を介してサプレッション・プール水を冷却し，格納容器内にあるスプレイヘッダより，ドライウェル内及びサプレッション・チ
ェンバ内にスプレイできる設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。
9.6−5
49条-5

・残留熱除去系ポンプ
・残留熱除去系熱交換器
・サプレッション・プール
・残留熱除去系海水ポンプ
その他，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備の非常用ディーゼル発電機及び格納容器並びに非常用取水設備の貯留堰及び取水路を重大事故等対処設備として使用する。
ｂ．残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によるサプレッション・プール水の除熱
残留熱除去系ポンプ及びサプレッション・プールによる格納容器内の除熱機能が喪失していない場合の重大事故等対処設備（残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系））として，残留熱除去系ポンプ，サプレッション・プール及び残留熱除去系熱交換器並びに残留熱除去系海水ポンプを使用する。
サプレッション・プールを水源とする残留熱除去系ポンプは，残留熱除去系熱交換器を介して，サプレッション・プール水を冷却できる設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。
・残留熱除去系ポンプ
・残留熱除去系熱交換器
・サプレッション・プール
・残留熱除去系海水ポンプ
その他，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備の非常用ディーゼル発電機及び格納容器並びに非常用取水設備の貯留堰及び取水路を重大事故等対処設備として使用する。
9.6−6
49条-6

(3)

格納容器の破損を防止するための格納容器内除熱に用いる設備
格納容器内の除熱等のための設備のうち，炉心の著しい損傷が発生した
場合において格納容器の破損を防止するため，格納容器内の圧力及び温度並びに放射性物質の濃度を低下させるための設備として以下の重大事故等対処設備（代替格納容器スプレイ冷却系（常設）及び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，代替循環冷却系による格納容器除熱，常設代替交流電源設備による残留熱除去系（格納容器スプレイ
冷却系及びサプレッション・プール冷却系）の復旧）を設ける。
ａ．フロントライン系故障時に用いる設備(a)

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器内の冷却残留熱除去系ポンプの故障等により格納容器内の除熱機能が喪失し，炉心の著しい損傷が発生した場合の重大事故等対処設備（代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器内の冷却）は，「9.6.2(1)ａ．(a) 代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器内の冷却」と同じである。

(b)

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器内の冷却残留熱除去系ポンプの故障等により格納容器内の除熱機能が喪失し，炉心の著しい損傷が発生した場合の可搬型重大事故等対処設備（代替
格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器内の冷却）は，「9.6.2(1)ａ．(b) 代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格
納容器内の冷却」と同じである。

(c)

代替循環冷却系による格納容器内の除熱
残留熱除去系ポンプの故障等により格納容器内の除熱機能が喪失した場合の重大事故等対処設備（代替循環冷却系による格納容器内の除熱）として，代替循環冷却系ポンプ，サプレッション・プール，残留
9.6−7
49条-7

熱除去系熱交換器（Ａ）及び緊急用海水ポンプ又は残留熱除去系海水ポンプを使用する。
サプレッション・プールを水源とする代替循環冷却系ポンプは，残留熱除去系熱交換器（Ａ）によりサプレッション・プール水を冷却し，残留熱除去系（Ａ）を介して，格納容器内にあるスプレイヘッダよりドライウェル内にスプレイできる設計とする。
残留熱除去系熱交換器（Ａ）の冷却用海水は，緊急用海水系の緊急用海水ポンプ又は残留熱除去系海水系の残留熱除去系海水ポンプからの海水を使用する。また，非常用取水設備のＳＡ用海水ピット取水塔，海水引込み管及びＳＡ用海水ピット並びに貯留堰及び取水路を海水の流路として使用する。
代替循環冷却系ポンプ及び緊急用海水ポンプは，常設代替交流電源設備である常設代替高圧電源装置より給電できる設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。
・代替循環冷却系ポンプ
・残留熱除去系熱交換器（Ａ）
・サプレッション・プール
・残留熱除去系海水ポンプ
・緊急用海水ポンプ
・常設代替高圧電源装置（10.2 代替電源設備）
代替循環冷却系の流路として，設計基準事故対処設備である残留熱除去系ポンプ（Ａ）を重大事故等対処設備として使用することから，流路として設計する。その他，設計基準事故対処設備である格納容器
及び非常用交流電源設備である非常用ディーゼル発電機を重大事故等対処設備として使用する。
9.6−8
49条-8

ｂ．サポート系故障時に用いる設備(a)

常設代替交流電源設備による残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）復旧後の格納容器内の除熱
全交流動力電源喪失等により格納容器内の除熱機能が喪失し，炉心の著しい損傷が発生した場合の重大事故等対処設備（常設代替交流電源設備による残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）復旧後の格納容器内の除熱）は，「9.6.2(1) ｂ．(d) 常設代替交流電源設備による残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）復旧後の格納容器内の除熱」と同じである。
(e)

常設代替交流電源設備による残留熱除去系（サプレッション・プ
ール冷却系）復旧後の格納容器内の除熱
全交流動力電源喪失等により格納容器内の除熱機能が喪失し，炉心の著しい損傷が発生した場合の重大事故等対処設備（常設代替交流電源設備による残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）の復旧）は，「9.6.2(1)ｂ．(d) 常設代替交流電源設備による残留熱除去
系（サプレッション・プール冷却系）復旧後の格納容器内の除熱」と同じである。

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）及び代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器内の冷却，代替循環冷却系による格納容器内の除熱は，炉心損傷防止及び格納容器破損防止を兼用する設計とする。
「9.6.2(2)ａ．残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）復旧後の格納容
器内の除熱」及び「9.6.2(2)ｂ．残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）復旧後の格納容器内の除熱」に使用する残留熱除去系ポンプ，残留熱除去系熱交換器，残留熱除去系海水ポンプ及び非常用ディーゼル発電機は，
9.6−9
49条-9

設計基準事故対処設備であるとともに重大事故等時においても使用するため，「1.1.7 重大事故等対処設備に関する基本方針」に示す設計方針を適用する
が，多様性，位置的分散等を考慮すべき対象の設計基準事故対処設備はない
ことから，「1.1.7 重大事故等対処設備に関する基本方針」のうち多様性及び位置的分散の設計方針は適用しない。
残留熱除去系及び残留熱除去系海水系については，「5.4 残留熱除去系」に示す。
代替淡水貯槽及びサプレッション・プールについては，「9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備」に示す。
常設代替高圧電源装置及び非常用ディーゼル発電機は，「10.2 代替電源設備」に示す。

9.6.2.1

多様性及び独立性，位置的分散

基本方針については，「1.1.7.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
常設低圧代替注水系ポンプを使用した格納容器内の冷却は，常設代替高圧
電源装置からの独立した電源供給ラインから給電することにより，非常用ディーゼル発電機より給電する残留熱除去系ポンプを使用した格納容器内の除熱に対し，多様性及び位置的分散を図る設計とする。また，代替淡水貯槽を水源とすることで，サプレッション・プールを水源とする残留熱除去系ポンプを使用した格納容器内の除熱に対し，多様性及び位置的分散を図る設計とする。
常設低圧代替注水系ポンプ及び代替淡水貯槽は，屋外の常設低圧代替注水
系格納槽内に設置することで，原子炉建屋原子炉棟内の残留熱除去系ポンプ
及び格納容器内のサプレッション・プールに対し，多様性及び位置的分散を
9.6−1049条-10図る設計とする。
常設低圧代替注水系ポンプは冷却水を不要（自然冷却）とすることで，残留熱除去海水系ポンプにより冷却する残留熱除去系ポンプに対し多様性を持たせた設計とする。
常設低圧代替注水系ポンプを使用する格納容器スプレイ配管は，代替淡水貯槽から残留熱除去系（Ｂ）配管の合流点までの系統について，残留熱除去系ポンプ（Ｂ）を使用する格納容器スプレイ系統に対して独立した設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプを使用した格納容器内の冷却は，可搬型代替注
水大型ポンプをディーゼルエンジン駆動とすることで，電動の残留熱除去系
ポンプに対して，多様性を確保する設計とする。また，代替淡水貯槽を水源とすることで，サプレッション・プールを水源とする残留熱除去系ポンプポンプを使用した格納容器内の冷却に対し，多様性及び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は，屋外の保管場所に分散して保管することで，原子炉建屋原子炉棟内の残留熱除去系ポンプ及び常設低圧代替注水系格納槽
内の常設低圧代替注水系ポンプと，位置的分散を図る設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプの接続口は，原子炉建屋東側（屋外）及び西側（屋外）に１箇所ずつ設置し，合計 2 箇所設置することで，位置的分散を図る設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプを使用する格納容器スプレイ配管は，代替淡水貯槽から残留熱除去系（Ａ）配管及び残留熱除去系（Ｂ）配管との合流点までの系統について，残留熱除去系ポンプを使用する格納容器スプレイ系統に対して独立した設計とする。
代替循環冷却系による格納容器内の除熱は，代替循環冷却系ポンプの電源
9.6−11
49条-11

を常設代替高圧電源装置からの独立した電源供給ラインから給電することにより，非常用ディーゼル発電機により給電する残留熱除去系ポンプを使用した格納容器内の除熱に対して多様性及び位置的分散を図る設計とする。また，
代替循環冷却系ポンプは冷却水を不要（自然冷却）とすることで，残留熱除去系海水ポンプにより冷却する残留熱除去系ポンプに対して多様性を持たせた設計とする。
代替循環冷却系ポンプは，原子炉建屋原子炉棟内の残留熱除去系ポンプと異なる区画である残留熱除去系熱交換器（Ａ）室に設置することで，残留熱除去系ポンプと位置的分散を図る設計とする。
代替循環冷却系ポンプを使用する格納容器内の除熱の配管は，残留熱除去
系熱交換器（Ａ）の出口配管の分岐点から，残留熱除去系（Ａ）配管との合流点までの系統について，残留熱除去系ポンプを（Ａ）使用する格納容器ス
プレイ冷却系配管に対して独立性を確保する設計とする。
電源設備の多様性，位置的分散については，「10.2代替電源設備」に示す。

9.6.2.2

悪影響防止

基本方針については，「1.1.7.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器内の冷却に使用する
常設低圧代替注水系ポンプ及び代替淡水貯槽は，通常時は弁により他の系
統・機器と隔離する設計とし，重大事故等時は弁操作等により重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器内の冷却に使用す
9.6−12
49条-12

る可搬型代替注水大型ポンプは，通常時に接続先の系統と分離された状態であること及び重大事故等時は重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプは，保管場所において転倒しないことを確認することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。また，設置場所において車両転倒防止装置又は輪止めにより固定することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。また，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響を及ぼさない設計とする。
代替循環冷却系による格納容器内の除熱に使用する代替循環冷却系ポンプ
及び緊急用海水ポンプは，弁操作等によって，設計基準事故対処設備として使用する系統構成から重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系及びサプレッション・プール冷却系）に使用する残留熱除去系ポンプ，残留熱除去系熱交換器及び残留熱除去
系海水ポンプは，設計基準事故対処設備として使用する場合と同じ系統構成
で重大事故等対処設備として使用することから，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

9.6.2.3

容 量 等

基本方針については，「1.1.7.2 容量等」に示す。
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器内の冷却に使用する
常設低圧代替注水系ポンプは，炉心の著しい損傷を防止するために必要なス
プレイ流量に対して，ポンプ 2 個の運転により十分なポンプ流量を確保する設計とする。
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器内の冷却に使用す
9.6−1349条-13

る可搬型代替注水大型ポンプは，重大事故等時において注水に必要な容量を有するものを 1 個と水の補給に必要な容量を有するものを 1 個と同時に使用するために 1 セット 2 個使用する。保有数は 2 セットで 4 個と，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として 2 個の合計 6 個を保管する。
予備については，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）と兼用する。
常設低圧代替注水系ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，他系統への注水と同時に使用する場合でも，各々の必要流量が確保可能な設計とする。
代替循環冷却系による格納容器内の除熱に使用する代替循環冷却系ポンプ
は，炉心の著しい損傷を防止するために必要なスプレイ流量に対して，ポン
プ 1 個の運転により十分なポンプ流量を有する設計とする。また，残留熱除去系熱交換器に冷却水を供給する緊急用海水ポンプは，サプレッション・プ
ール水を冷却し格納容器にスプレイするために必要な冷却水量に対して，ポンプ 1 個の運転により十分なポンプ流量を有する設計とする。
炉心の著しい損傷を防止するために代替格納容器スプレイ冷却系（常設）及び代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器内の冷却として使用する代替淡水貯槽は，格納容器への注水量に対し，可搬型代替注水大型
ポンプにより淡水又は海水を補給するまでの間，水源を確保できる十分な容量を有する設計とする。
炉心の著しい損傷を防止するために残留熱除去系（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）として使用する残留熱除去系ポンプ，
残留熱除去系海水ポンプ及び残留熱除去系熱交換器は，設計基準事故時の格
納容器スプレイ冷却系及びサプレッション・プール除熱機能と兼用しており，
設計基準事故時に使用する場合のポンプ流量が，炉心の著しい損傷を防止す
るために必要なポンプ流量に対して十分であるため，設計基準事故対処設備
9.6−1449条-14

と同仕様で設計する。
代替循環冷却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）の水源として使用するサプレッション・プールは，
設計基準事故時の非常用炉心冷却設備の水源と兼用しており，設計基準事故時に使用する場合の水量が，炉心崩壊熱により上昇した格納容器内の圧力及び温度を低下させるために必要な水量に対して十分であるため，設計基準事
故対処設備と同仕様で設計する。
炉心の著しい損傷を防止するために残留熱除去系（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）として使用する残留熱除去系熱交換器及び残留熱除去系海水ポンプは，設計基準事故時の残留熱除去系海水系の機能と兼用しており，設計基準事故時に使用する場合のポンプ流量及び伝熱容量が，格納容器内の圧力及び温度を低下させるために必要な残留熱除去系
海水系のポンプ流量及び伝熱容量に対して十分であるため，設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。
炉心の著しい損傷が発生した場合における格納容器内の圧力及び温度並びに放射性物質の濃度を低下させるために使用する代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の常設低圧代替注水系ポンプは，炉心の著しい損傷が発生した場合の格納容器内の圧力及び温度並びに放射性物質の濃度を低下させるために必要なスプレイ流量に対して，ポンプ 2 個の運転により十分なポンプ流量を確保する設計とする。
炉心の著しい損傷が発生した場合における格納容器内の圧力及び温度並びに放射性物質の濃度を低下させるために代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）として使用する可搬型代替注水大型ポンプは，炉心の著しい損傷が発生した場合の格納容器内の圧力及び温度並びに放射性物質の濃度を低下させるために必要なスプレイ流量に対して十分なポンプ流量を確保するため，1 個
9.6−1549条-15

を使用する。重大事故等時において注水に必要な容量を有するものを 1 個と水の補給に必要な容量を有するものを 1 個と同時に使用するために 1 セット
2 個使用する。保有数は 2 セットで 4 個と，故障時及び保守点検による待機
除外時のバックアップ用として 2 個の合計 6 個を保管する。
予備については，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）と兼用する。
9.6.2.4

環境条件等

基本方針については，「1.1.7.3 環境条件等」に示す。
常設低圧代替注水系ポンプ及び代替淡水貯槽は，常設低圧代替注水系格納槽内に設置し，重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
常設低圧代替注水系ポンプの操作は，中央制御室で可能な設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプは，屋外に保管及び設置し，重大事故等時における屋外の環境条件を考慮した設計とする。操作は，設置場所で可能な設計とする。
常設低圧代替注水系ポンプ，可搬型代替注水大型ポンプ及び代替淡水貯槽は，淡水だけでなく海水も使用することから，海水の影響を考慮した設計とする。また，可搬型代替注水大型ポンプは，海から直接取水する際の異物の流入防止を考慮した設計とする。
代替循環冷却系ポンプ及び残留熱除去系ポンプ並びに残留熱除去系熱交換器は，原子炉建屋原子炉棟内に設置し，重大事故等時における原子炉建屋原
子炉棟内の環境条件を考慮した設計とする。
代替循環冷却系ポンプ及びに残留熱除去系ポンプの操作は，中央制御室で可能な設計とする。
サプレッション・プールは，格納容器内に設置し重大事故等時における格納容器内の環境条件を考慮した設計とする。
緊急用海水ポンプは，地下格納槽内に設置し，重大事故等時における地下
9.6−1649条-16

格納槽内の環境条件を考慮した設計とする。
残留熱除去系海水ポンプは，屋外に設置し，重大事故等時における屋外の環境条件を考慮した設計とする。
緊急用海水ポンプ及び残留熱除去系海水ポンプの操作は，中央制御室で可能な設計とする。
緊急用海水ポンプ，残留熱除去系海水ポンプ及び残留熱除去系熱交換器は，使用時に海水を通水するため耐腐食性材料を使用する。また，緊急用海水ポ
ンプ及び残留熱除去系海水ポンプにより，海水を送水する系統への異物の流入防止を考慮した設計とする。

9.6.2.5

操作性の確保基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。
常設低圧代替注水系ポンプ及び代替淡水貯槽を使用した代替格納容器スプ
レイ冷却系（常設）による格納容器内の冷却を行う系統は，重大事故等が発生した場合でも通常時の系統から弁操作等にて速やかに切り替えできる設計とする。常設低圧代替注水系ポンプは，中央制御室の制御盤の操作スイッチ
で操作が可能な設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプを使用した代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器内の冷却を行う系統は，重大事故等が発生した場合でも，通常時の系統から弁操作等にて速やかに切り替えできる設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプは，車両として移動可能な設計とするとともに，車両転倒防止装置又は積載の輪止めにより，設置場所にて固定できる設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプと原子炉建屋東側接続口（又は西側接続口）の
9.6−1749条-17接続は，一般的に使用される工具を用いて接続可能なフランジ接続とする。
また，ホースの接続方式及びホース口径の統一により確実に接続できる設計とする。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現場での操作が可能な設計とする。
代替循環冷却系ポンプ，サプレッション・プール及び残留熱除去系熱交換器並びに緊急用海水ポンプを使用した代替循環冷却系による格納容器内の除熱を行う系統は，重大事故等が発生した場合でも通常時の系統から弁操作等にて速やかに切り替えできる設計とする。代替循環冷却系ポンプ及び緊急用
海水ポンプは，中央制御室の制御盤の操作スイッチで操作が可能な設計とする。
残留熱除去系ポンプ，残留熱除去系熱交換器及び残留熱除去系海水ポンプを使用した格納容器スプレイ冷却系統並びにサプレッション・プール冷却系
統は，重大事故等が発生した場合でも，設計基準事故対処設備として使用する場合と同じ系統構成で使用できる設計とする。残留熱除去系ポンプ及び残留熱除去系海水ポンプは，中央制御室の制御盤の操作スイッチで操作が可能な設計とする。

9.6.3

主要設備及び仕様

格納容器内の冷却等のための設備の主要設備及び仕様を第 9.6−1 表に示
す。

9.6.4

試験検査

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器内の冷却に使用する
9.6−1849条-18低圧代替注水系ポンプは，他系統と独立した試験系統により機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
常設低圧代替注水ポンプは，分解が可能な設計とする。
代替淡水貯槽は，内部の確認が可能なように，マンホールを設ける設計とする。また，有効水量が確認できる設計とする。
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器内の冷却に使用する可搬型代替注水大型ポンプは，他系統と独立した試験系統により機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプは，ポンプの分解又は取替が可能な設計とする。
また，車両として運転状態の確認及び外観の確認が可能な設計とする。
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）に使用する残留熱除去系ポンプ及び残留熱除去系海水ポンプは，試験系
統により機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
残留熱除去系ポンプ及び残留熱除去系海水ポンプは，分解が可能な設計とする。
代替循環冷却系に使用する代替循環冷却系ポンプは，他系統と独立した試
験系統により機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。代替
循環冷却系ポンプは，分解が可能な設計とする。
緊急用海水系に使用する緊急用海水ポンプは，機能・性能及び漏えいの有
無の確認が可能な設計とする。緊急用海水ポンプは，分解が可能な設計とする。

9.6−1949条-19第 9.6−1 表格納容器内の除熱等のための設備主要仕様(1)

常設低圧代替注水系ポンプ兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・原子炉格納容器内の冷却等のための設備
・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備

(2)

型

式

うず巻形

個

数

2

容

量

約 200m３ ／h（1 個当たり）揚程

約 200m

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・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
9.6−2049条-20

(3)

型

式

うず巻形

個

数

4（予備 1）

容量

約 1,320m ３ ／h（1 個当たり）揚程

約 140m

代替循環冷却系ポンプ兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・原子炉格納容器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

(4)

型

式

うず巻形

個

数

1

容

量

約 250m３ ／h（1 個当たり）揚程

約 200m

残留熱除去系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主要仕様については，「5.4

残留熱除去系」に示す。

9.6−21
49条-21

(5)緊急用海水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・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備

(6)

型

式

ターボ形

個

数

1（予備 1）

容量

約 844m３ ／h（1 基当たり）

揚程

約 130m

残留熱除去系海水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主要仕様については，「5.4(7)

残留熱除去系」に示す。

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
9.6−22
49条-22

・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・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備

(8)

個

数

1

容

量

約 5,000m ３

サプレッション・プール
兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・原子炉冷却材圧力バウンダリ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・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備主要仕様については，「9.1(9)原子炉格納施設」に示す。

残留熱除去系熱交換器兼用する設備は以下のとおり。
9.6−2349条-23

・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主要仕様については，「5.4

残留熱除去系」に示す。

9.6−2449条-24

MOMO

ＳＡ用海水ピット

燃料プール
冷却浄化系より

常設スプレイ
ヘッダ

MO
MO

東側接続口

MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

淡水貯水池

原子炉ウェル

MO

MO

使用済燃料
プール

MO

MO

MO

MO

AO

MO

AO

MO

MO

MO

AO
AO

MO

MO

原子炉圧力容器

MO

MO

ドライウェル

MO

MO

MO

MO

MO

ホース

MO

西側接続口

格納容器下部へ

MO

MO

残留熱除去系（Ｂ）より残留熱除去系（Ｃ）より

MO

サプレッション・プール

消火系より

MO

低圧炉心スプレイ系より残留熱除去系（Ａ）より

系統概要図

49条-25

第 9.6−1 図 代替格納容器スプレイ系（常設）による格納容器内の除熱

原子炉建屋

常設低圧代替注水系格納槽

MO

MO

（Ａ）
代替淡水貯槽MO（Ｂ）

常設低圧代替注水系ポンプ

MO

MO

ＳＡ用海水ピット

燃料プール
冷却浄化系より

常設スプレイ
ヘッダ

MO
MO
MO

MO
MO

MO

MO

東側接続口

MO

MO

MO

淡水貯水池

原子炉ウェル

MO

MO

使用済燃料
プール
MO

MO

MO
MO

AO

MO

AO

MO

MO

MO

AO
AO

MO

MO

原子炉圧力容器

MO

MO

ドライウェル

MO

MO

MO

MO

可搬型代替注水大型ポンプ

MO

MO

格納容器下部へ

MO

MO

残留熱除去系（Ｂ）より残留熱除去系（Ｃ）より

MO

サプレッション・プール

消火系より

MO

低圧炉心スプレイ系より残留熱除去系（Ａ）より

系統概要図

49条-26

第 9.6−2 図 代替格納容器スプレイ系（可搬型）による格納容器内の除熱

原子炉建屋

西側接続口
常設低圧代替注水系格納槽

MO

MO

MO

（Ａ）

（Ｂ）
代替淡水貯槽

常設低圧代替注水系ポンプ

ホース

原子炉建屋原子炉棟
原子炉隔離時
冷却系より

AO

AO

MO

MO

屋外

MO

MO

MO
AO

MO

MO

MO

AO

MO
MO

MO
MO
MO

MO

MO

可搬型代替注水
大型ポンプ

補給水系
より

MO
MO

MO
残留熱除去系
ポンプ(B)へ

代替循環
冷却系ポンプ

残留熱除去系ポンプ(A)

緊急用海水
ストレーナ

緊急用海水
ポンプ

MO

MO

MO

MO

MO

MO
接続口

MO

緊急用海水系使用時の図を示す。

第 9.6−3 図 代替循環冷却系による格納容器内の除熱系統概要図

49条-27

残留熱除去系
海水ポンプＡ系

可搬型代替注水
大型ポンプ
放水路へ

原子炉隔離時
冷却系より

AO

MO

AO

＊1

可燃性ｶﾞｽ濃度制御系(FCS)(A)へ

MO

MO
MO

スプレイ
ヘッダ

AO

MO

AO

＊1

MO

AO

MO

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

MO

MO

AO

AO

MO

MO

MO
MO

MO

MO

スプレイヘッダ

MO

MO

MO

MO

FPCより

MO

MO

MO

MO

MO

MO

サプレッション・プール

＊2
MO

＊3

残留熱除去系
ポンプ

RHRS

RHRS

(C)
＊2

(B)

MO

(A)

RHRS

＊3
MO
MO

MO

MO

MO

MO

残留熱除去系
熱交換器

(A)

(C)

(B)

(D)

残留熱除去系
海水ポンプ

第 9.6−4 図 残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）
系統概要図

49条-28

原子炉隔離時
冷却系より

AO

MO

AO

＊1
可燃性ｶﾞｽ濃度制御系(FCS)(A)へ

MO

MO
MO
AO

MO

AO

＊1

MO

AO

AO
MO

燃料ﾌﾟｰﾙ冷却浄化系(FPC)へ

MO

AO

MO

可燃性ｶﾞｽ濃度制御系(FCS)(B)へ

MO

MO

MO
MO

MO

MO

MO

MO

MO

FPCより

MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

サプレッション・プール＊2
MO

残留熱除去系
ポンプ

＊3
RHRS

RHRS

(C)
＊2

(B)

MO

(A)

RHRS

＊3

MO

MO
MO

MO
MO

MO

残留熱除去系
熱交換器

(A)

(C)

(B)

(D)

残留熱除去系
海水ポンプ

第 9.6−5 図 残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）
系統概要図

49条-293.6

原子炉格納容器内の冷却等のための設備【49条】

＜

添付資料

目次

＞

3.6

原子炉格納容器内の冷却等のための設備

3.6.1

設置許可基準規則第49条への適合方針(1)

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の設置（設置許可基準規則解釈の第1項（１）ａ））(2)

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の設置（設置許可基準規則解
釈の第1項（１）ａ））(3)

代替循環冷却系の設置（設置許可基準規則解釈の第1項（１）ａ））(4)

設計基準事故対処設備に対する多様性，独立性及び位置的分散の確保（設置許可基準規則解釈の第1項（１）ｂ）(5)

兼用について（設置許可基準規則解釈の第1項（２）ａ）(6)

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）による格納容器スプレイ(7)

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によるサプレッション・プール水の冷却(8)

消火系を用いた代替格納容器スプレイ冷却の実施(9)

補給水系を用いた代替格納容器スプレイ冷却の実施(10)

ドライウェル内ガス冷却装置による格納容器除熱

(11)

復旧手段

(12)

代替格納容器スプレイ冷却系の海水の利用

3.6.2

重大事故等対処設備

3.6.2.1
3.6.2.1.1

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）
設備概要
目−1

3.6.2.1.2

主要設備の仕様(1)

常設低圧代替注水系ポンプ(2)

代替淡水貯槽3.6.2.1.3

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の多様性及び独立性，位置
的分散

3.6.2.1.4

設置許可基準規則第43条への適合方針

3.6.2.1.4.1
(1)

(2)

(3)

(4)

(5)

(6)

設置許可基準規則第43条第1項への適合方針

環境条件及び荷重条件（設置許可基準規則第43条第1項一）
(ⅰ)

要求事項

(ⅱ)

適合性

操作性（設置許可基準規則第43条第1項二）
(ⅰ)

要求事項

(ⅱ)

適合性

試験及び検査（設置許可基準規則第43条第1項三）
(ⅰ)

要求事項

(ⅱ)

適合性

切替えの容易性（設置許可基準規則第43条第1項四）
(ⅰ)

要求事項

(ⅱ)

適合性

悪影響の防止（設置許可基準規則第43条第1項五）
(ⅰ)

要求事項

(ⅱ)

適合性

設置場所（設置許可基準規則第43条第1項六）
(ⅰ)

要求事項

(ⅱ)

適合性
目−2

3.6.2.1.4.2
(1)

(2)

(3)

設置許可基準規則第43条第2項への適合方針

容量（設置許可基準規則第43条第2項一）
(ⅰ)

要求事項

(ⅱ)

適合性

共用の禁止（設置許可基準規則第43条第2項二）
(ⅰ)

要求事項

(ⅱ)

適合性

設計基準事故対処設備との多様性（設置許可基準規則第43条第2項三）
(ⅰ)

要求事項

(ⅱ)

適合性

3.6.2.2

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）

3.6.2.2.1

設備概要

3.6.2.2.2

主要設備の仕様(1)

可搬型代替注水大型ポンプ(2)

代替淡水貯槽3.6.2.2.3

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の多様性及び独立性，位置的分散
3.6.2.2.4

設置許可基準規則第43条への適合方針

3.6.2.2.4.1
(1)

(2)

設置許可基準規則第43条第1項への適合方針

環境条件（設置許可基準規則第43条第1項一）
(ⅰ)

要求事項

(ⅱ)

適合性

操作性（設置許可基準規則第43条第1項二）
(ⅰ)

要求事項

(ⅱ)

適合性

目−3

(3)

(4)

(5)

(6)

試験及び検査（設置許可基準規則第43条第1項三）
(ⅰ)

要求事項

(ⅱ)

適合性

切替えの容易性（設置許可基準規則第43条第1項四）
(ⅰ)

要求事項

(ⅱ)

適合性

悪影響の防止（設置許可基準規則第43条第1項五）
(ⅰ)

要求事項

(ⅱ)

適合性

設置場所（設置許可基準規則第43条第1項六）
(ⅰ)

要求事項

(ⅱ)

適合性

3.6.2.2.4.2
(1)

(2)

(3)

(4)

設置許可基準規則第43条第3項への適合方針

容量（設置許可基準規則第43条第3項一）
(ⅰ)

要求事項

(ⅱ)

適合性

確実な接続（設置許可基準規則第43条第3項二）
(ⅰ)

要求事項

(ⅱ)

適合性

複数の接続口（設置許可基準規則第43条第3項三）
(ⅰ)

要求事項

(ⅱ)

適合性

設置場所（設置許可基準規則第43条第3項四）
(ⅰ)

要求事項

(ⅱ)

適合性
目−4

(5)

保管場所（設置許可基準規則第43条第3項五）
(ⅰ)

要求事項

(ⅱ)

適合性

(6)

アクセスルートの確保（許可基準規則第43条第3項六）
(ⅰ)

要求事項

(ⅱ)

適合性

(7)

設計基準事故対処設備及び常設重大事故防止設備との多様性（設置許可基準規則第43条第3項七）
(ⅰ)

要求事項

(ⅱ)

適合性

3.6.3

重大事故等対処設備（設計基準拡張）

3.6.3.1

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）

3.6.3.1.1

設備概要

3.6.3.1.2

主要設備の仕様(1)

残留熱除去系ポンプ(2)

残留熱除去系熱交換器(3)

残留熱除去系海水ポンプ(4)

サプレッション・プール

3.6.3.1.3
3.6.3.2

設置許可基準規則第43条への適合方針
残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）

3.6.3.2.1

設備概要

3.6.3.2.2

主要設備の仕様(1)

残留熱除去系ポンプ(2)

残留熱除去系熱交換器(3)

残留熱除去系海水ポンプ
目−5

(4)

サプレッション・プール

3.6.3.2.3

設置許可基準規則第43条への適合方針

目−6

3.6

原子炉格納容器内の冷却等のための設備【49条】【設置許可基準規則】(原子炉格納容器内の冷却等のための設備)
第四十九条

発電用原子炉施設には，設計基準事故対処設備が有する原子炉格納容器内の冷却機能が喪失した場合において炉心の著しい損傷を防止するため，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために必要な設備を設けなければならない。
２

発電用原子炉施設には，炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の破損を防止するため，原子炉格納容器内の圧力及び温度並びに放射性物質の濃度を低下させるために必要な設備を設けなければならな
い。

(解釈)
１

第1項に規定する「原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために必要な設備」及び第2項に規定する「原子炉格納容器内の圧力及び温度並びに放射性物質の濃度を低下させるために必要な設備」とは，以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。

(1)

重大事故等対処設備ａ）設計基準事故対処設備の格納容器スプレイ注水設備(ポンプ又は水源)が機能喪失しているものとして，格納容器スプレイ代替注水設備を配備すること。
ｂ）上記a)の格納容器スプレイ代替注水設備は，設計基準事故対処設備に対して，多様性及び独立性を有し，位置的分散を図ること。

3.6-1

(2)

兼用
ａ）第1項の炉心損傷防止目的の設備と第2項の格納容器破損防止目的の設備は，同一設備であってもよい。

3.6-2

3.6

原子炉格納容器内の冷却等のための設備

3.6.1

設置許可基準規則第49条への適合方針

設計基準事故対処設備が有する格納容器内の冷却機能が喪失した場合において，炉心の著しい損傷を防止するため，格納容器内の圧力及び温度を低下させるために必要な設備として，代替格納容器スプレイ冷却系を設ける。
また，炉心の著しい損傷が発生した場合において，格納容器の破損を防止するため，格納容器内の圧力及び温度並びに放射性物質の濃度を低下させるために必要な設備として，代替格納容器スプレイ冷却系を設ける。
また，重大事故等時において，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）が健全であれば，重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用する。

(1)

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器内の冷却（設置許可基準規則解釈の第1項（１）ａ））
設計基準事故対処設備である残留熱除去系(格納容器スプレイ冷却系)の残留熱除去系ポンプの故障等により，格納容器内の冷却機能が喪失した場
合に，格納容器内の圧力及び温度を低下させ，炉心の著しい損傷を防止するため，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）を設ける。
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，常設低圧代替注水系格納槽内に設置する常設低圧代替注水系ポンプを用い，残留熱除去系(格納容器ス
プレイ冷却系)の水源であるサプレッション・プールとは異なる代替淡水貯槽を水源とし，ドライウェル内にスプレイする設計とする。また，代替
格納容器スプレイ冷却系（常設）は，炉心の著しい損傷が発生した場合，
スプレイ水の放射性物質叩き落としの効果により原子炉格納容器内に浮遊する放射性物質の濃度を低下させることが出来る設計とする。
3.6-3

(2)

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器内の冷却（設置許可基準規則解釈の第1項（１）ａ））
設計基準事故対処設備である残留熱除去系ポンプ又はサプレッション・
プールが機能喪失した場合においても，炉心の著しい損傷及び格納容器の破損を防止するため，可搬型重大事故等対処設備として代替格納容器スプ
レイ冷却系（可搬型）を設ける。
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，西側及び南側の可搬型重大事故等対処設備保管場所（以下「西側及び南側保管場所」という。）に保管した可搬型代替注水大型ポンプを必要な場所に移動して使用し，残留熱除去系(格納容器スプレイ冷却系)の水源であるサプレッション・プールとは異なる代替淡水貯槽を水源とし，ドライウェル内にスプレイする設計とする。また，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，，炉心の著しい損傷が発生した場合，スプレイ水の放射性物質叩き落としの効果により原子炉格納容器内に浮遊する放射性物質の濃度を低下させることが出来る設
計とする。

(3)

代替循環冷却系による格納容器内の除熱（設置許可基準規則解釈の第 1 項（１）ａ））
設計基準事故対処設備である残留熱除去系ポンプの機能喪失時に，炉心の著しい損傷及び格納容器の破損を防止するため，又は炉心の著しい損傷，溶融が発生した場合において，原子炉圧力容器内に溶融炉心が残存する場合に，原子炉格納容器内に浮遊する放射性物質の濃度を低下させるため，代替循環冷却系を設ける。
本系統は，サプレッション・プールを水源とし，原子炉建屋原子炉棟
3.6-4

に設置する代替循環冷却系ポンプを用い，残留熱除去系熱交換器で冷却されたサプレッション・プール水を格納容器にスプレイする設計とする。
なお，代替循環冷却系については「3.7原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備（設置許可基準規則第50条に対する設計方針を示す章）」で示す。

(4)設 計 基 準 事 故 対 処 設 備 に 対 す る 多 様 性 ， 独 立 性 及 び 位 置 的 分 散 の 確 保（設置許可基準規則解釈の第1項（１）ｂ）
上記(1)及び(2)の重大事故等対処設備である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（可搬型）は，設計基準事故対
処設備である残留熱除去系(格納容器スプレイ冷却系)に対し，異なるポンプ（常設低圧代替注水系ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプ），駆動源(常設代替交流電源設備である常設代替高圧電源装置，ディーゼルエンジン駆動)，冷却源(不要（自然冷却），自己冷却)を用いることで多様性を有する設計とする。また，地震，津波，火災及び溢水が共通要因となり機能喪失しないよう独立性を有する設計とする。また，代替格納容器スプレ
イ冷却系（常設）の常設低圧代替注水系ポンプは常設低圧代替注水系格納
槽内に，常設代替交流電源設備である常設代替高圧電源装置は屋外に設置することで，残留熱除去系(格納容器スプレイ冷却系)に対して位置的分散を図る設計とする。
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の可搬型代替注水大型ポンプは，
屋外の西側及び南側保管場所に保管することで，残留熱除去系（格納容器
スプレイ冷却系）に対して位置的分散を図る設計とする。

な お ， 多 様 性 ， 独 立 性 及 び 位 置 的 分 散 に つ い て は 3.6.2.1.3 項 ，
3.6-5

3.6.2.2.3項に詳細を示す。

(5)

兼用について（設置許可基準規則解釈の第1項（２）ａ）
本項における炉心損傷防止目的の設備と格納容器破損防止目的の設備は同一設備とする。

その他，設計基準事故対処設備であるが，想定される重大事故等時においてその機能を考慮するため，以下の設備を重大事故等対処設備（設計基準拡張）と位置付ける。

（6）残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）による格納容器スプレイ
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）は，サプレッション・プー
ルの水を，残留熱除去系の熱交換器を介して冷却し，ドライウェル内にスプレイする機能を有する。
本系統は，サプレッション・プールを水源とし，残留熱除去系ポンプにて，残留熱除去系熱交換器を介して冷却し，スプレイヘッダよりドラ
イウェル内にスプレイする。スプレイされた水の水位がベント管口に達した後は，ベント管を通じてサプレッション・プールに戻り，再びスプ
レイ水として使用される。
残留熱除去系熱交換器の冷却用海水は，残留熱除去系海水ポンプにより送水する。
なお，残留熱除去系海水系については「3.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備（設置許可基準規則第48条に対する設計方針を示す章）」で示す。

3.6-6

（7）残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によるサプレッション・プール水の冷却
残 留 熱 除 去 系（ サ プ レ ッ シ ョ ン ・プ ー ル 冷 却 系 ） は ，サ プ レ ッ ション・プール水の温度を所定の温度以下に冷却できる機能を有する。
本系統は，サプレッション・プールを水源とし，残留熱除去系ポンプを用い，残留熱除去系熱交換器にてサプレッション・プール水を冷却しサプレッション・プールに戻す。
なお，残留熱除去系熱交換器の冷却用海水に関する説明は，「（6）残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）による格納容器スプレイ」と同じである。

また，格納容器内を冷却するための自主対策設備として，以下を整備する。

(8)

消火系による格納容器内の冷却設計基準事故対処設備である残留熱除去系ポンプ及び常設低圧代替注水系ポンプが機能喪失した場合においても格納容器スプレイを可能とするために，自主対策設備として，消火系ポンプ，消火系配管及び残留熱除去系（Ｂ）配管を用いた格納容器スプレイ手順を整備する。
本系統は，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）及び代替格納容器スプ
レイ冷却系（可搬型）とは異なる淡水タンク（多目的タンク及びろ過水貯蔵タンク）を水源とし，電動駆動消火ポンプ又はディーゼル駆動消火ポン
プを用い，残留熱除去系(格納容器スプレイ冷却系)を通じて，スプレイヘッダより格納容器内にスプレイする設計とする。本系統は，耐震Ｓクラス
設計ではなくＳ Ｓ 機能維持を担保できないが，使用可能であれば，原子炉
3.6-7

を冷却する手段として有効である。

(9)

補給水系による格納容器内の冷却設計基準事故対処設備である残留熱除去系ポンプ及び常設低圧代替注水系ポンプが機能喪失した場合においても格納容器スプレイを可能とするために，自主対策設備として，補給水系を用いた格納容器スプレイ手順を整備する。
本系統は，残留熱除去系(格納容器スプレイ冷却系)及び代替格納容器ス
プレイ冷却系とは異なる復水貯蔵タンクを水源とし，復水移送ポンプを用い，復水移送系，消火系及び残留熱除去系(Ｂ)配管を通じてスプレイヘッ
ダより格納容器内にスプレイする設計とする。本系統は，耐震Ｓクラス設
計ではなくＳ Ｓ 機能維持を担保できないが，使用可能であれば，原子炉を冷却する手段として有効である。

（10）ドライウェル内ガス冷却装置による格納容器内の除熱
残留熱除去系(格納容器スプレイ冷却系)及び代替格納容器スプレイ冷却系等の復旧ができず，格納容器の除熱手段がない場合に，格納容器内へ冷却水を供給後，格納容器内ガス冷却装置送風機により格納容器を除熱する
手順を整備する。本設備は，耐震ＳクラスではないことからＳ Ｓ 機能維持を担保できず，除熱量も小さいが，常設代替交流電源設備により原子炉補機冷却水系を復旧し，格納容器内への冷却水通水及びドライウェル内ガス
冷却装置送風機の起動が可能である場合，格納容器内の除熱手段の一つとして有効である。
なお，ドライウェル内ガス冷却装置は，冷却水の供給を継続することで，送風機を停止状態としても，ドライウェル内ガス冷却装置冷却コイル表面
3.6-8

で格納容器内部の蒸気を凝縮し，格納容器の圧力上昇を緩和することが可能である。

また，技術的能力審査基準への適合のため，復旧手順として以下を整備する。

（11）復旧手段
設計基準事故対処設備である残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系及びサプレッション・プール冷却系）が全交流動力電源喪失により起動できない場合に，常設代替交流電源設備である常設代替高圧電源装置を用いて電源を供給することで，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）を復旧する手順を整備する。
なお，電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。また，炉心の著しい損傷防止のた
めの残留熱除去系（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）の復旧手順については，「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉
設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準への適合状況について」の「1.6

原子炉

格納容器内の冷却等のための手順等」の以下の項目で示す。
a.炉心の著しい損傷損傷防止のための対応手順
1.6.2 重大事故等等発生時の手順 1.6.2.2 (2) a. (a) 残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）復旧後の格納容器内の除熱及び(b) 残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）復旧後のサプレッション・プ
ール水の除熱b.格納容器破損を防止するための対応手順
3.6-9

1.6.2 重大事故等等発生時の手順 1.6.2.3 (2) a. (a)残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）復旧後の格納容器内の除熱及び(b) 残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）復旧後のサプレッション・プ
ール水の除熱また，技術的能力審査基準への適合のため，代替淡水貯槽又は複数の淡水源（淡水貯水池Ａ，Ｂ）の淡水が枯渇した場合の海水の利用手段として，以下を整備する。

(12) 代替格納容器スプレイ冷却系の海水の利用
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）及び代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の水源である代替淡水貯槽，又は複数の淡水源（淡水貯水池Ａ，Ｂ）の淡水が枯渇した場合は，防潮堤内側の取水箇所（ＳＡ用海水ピット）
から，可搬型代替注水大型ポンプを用いて補給が可能な設計とする。なお，
水源については，「3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第 56 条に対する設計方針を示す章）」で示す。代替淡水貯槽への海水の補給手順については，「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準への適合状況について」の「1.13

重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」の以下の項目で示す。
・1.13.2.2

水源へ水を補給するための対応手順 (1)

代替淡水貯槽へ水を補給するための対応手段 ａ．可搬型代替注水大型ポンプによる代替淡
水貯槽への補給（淡水／海水）3.6-103.6.2

重大事故等対処設備

3.6.2.1
3.6.2.1.1

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）
設備概要

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，設計基準事故対処設備である残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）の有する原子炉の冷却機能が喪失した場合に，この機能を代替し，炉心の著しい損傷及び格納容器の破損を防止するため，又は炉心の著しい損傷，溶融が発生した場合において，原子炉圧力容器内に溶融炉心が残存する場合に，原子炉格納容器内に浮遊する放射性物質の濃度を低下させることを目的として設置するものである。
本系統は，常設低圧代替注水系ポンプ，電源設備（非常用電源設備，常設
代替交流電源設備），水源である代替淡水貯槽，流路である代替格納容器ス
プレイ冷却系（常設）配管・弁，残留熱除去系配管・弁・スプレイヘッダ，
注水先である格納容器等から構成される。
重大事故等時においては，代替淡水貯槽を水源として，常設低圧代替注水系ポンプ2個の起動及び系統構成（電動弁操作）を中央制御室のスイッチ操
作により行い，残留熱除去系配管を経由して格納容器にスプレイすること
で，格納容器内を冷却する機能を有する。
本系統に属する重大事故等対処設備を第3.6-1表に，本系統全体の概要図を第3.6-1図に示す。

常設低圧代替注水系ポンプの電源は，常設代替交流電源設備である常設代替高圧電源装置より給電できる設計とする。

3.6-11

：主要設備：流路②①③

3.6-12
弁名称④①代替格納容器スプレイ注水弁②残留熱除去系（Ｂ）Ｄ／Ｗスプレイ弁③代替格納容器スプレイ流量調整弁⑤④低圧代替注水系ポンプ（Ａ）⑤低圧代替注水系ポンプ（Ｂ）

第 3.6-1 図

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）系統概要図

第 3.6-1 表

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）に関する重大事故等対処設
備一覧

設備区分
主要設備

設備名
常設低圧代替注水系ポンプ【常設】代替淡水貯槽【常設】 ＊１

附属設備

−

水源

−

流路
注水先

電源設備 ＊２

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）配管・弁【常設】残留熱除去系配管・弁・スプレイヘッダ【常設】
格納容器【常設】

常設代替交流電源設備
常設代替高圧電源装置【常設】（燃料補給設軽油貯蔵タンク[常設]関連設備 備含む）

常設代替交流電源設備用燃料移送ポンプ【常設】低圧代替注水系格納容器スプレイ流量【常設】常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力【常設】ドライウェル雰囲気温度【常設】計装設備 ＊３

サプレッション・チェンバ雰囲気温度【常設】ドライウェル圧力【常設】サプレッション・チェンバ圧力【常設】サプレッション・プール水位【常設】代替淡水貯槽水位【常設】＊1: 水源については，「3.13重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第56条に対する設計方針を示す章）」で示す。
＊2: 電源設備については，「3.14電源設備（設置許可基準規則第57条に対する設計方針を示す章）」で示す。
＊3：計測制御設備については「3.15計装設備（設置許可基準規則第58条に対する設計方
針を示す章）」で示す。

3.6-133.6.2.1.2 主要設備の仕様
主要機器の仕様を以下に示す。
(1)

常設低圧代替注水系ポンプ兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設
備・原子炉格納容器内の冷却等のための設備
・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備
種

類

：うず巻形

容

量

：約200m ３ ／h／個

程

：約200m

全揚最高使用圧力：3.14MPa[gage]

最高使用温度

：66℃

個

：2

数

取 付 箇 所

：常設低圧代替注水系格納槽内

電動機出力：約190kW／個（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
・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

3.6-14

基

数

：1

容

量

：約5,000m３

種類：ライニング槽

取 付 箇 所

：常設低圧代替注水系格納槽内

3.6-15

3.6.2.1.3

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の多様性，独立性及び位置的分散
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，設計基準事故対処設備である残留熱除去系(格納容器スプレイ冷却系)と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，第3.6-2表で示すとおり多様性及び位置的分散を図った設計とする。
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の常設低圧代替注水系ポンプの電源は，屋外に設置する常設代替交流電源設備である常設代替高圧電源装置
からの独立した電源供給ラインから供給可能とすることで，原子炉建屋付
属棟内に設置される設計基準事故対処設備である残留熱除去系ポンプの電源（非常用ディーゼル発電機）に対し，多様性及び位置的分散を図る設計とする。また，原子炉建屋原子炉棟内に設置する残留熱除去系熱交換器及び屋外に設置する残留熱除去系海水ポンプについても，常設低圧代替注水
系ポンプ及び代替淡水貯槽を常設低圧代替注水系格納槽内に設置すること
で位置的分散を図る設計とする。
常設低圧代替注水系ポンプのサポート系として，冷却水は不要（自然冷却）とすることで，設計基準事故対処設備である残留熱除去系ポンプの冷却水（残留熱除去系海水系）と同時に機能喪失しない多様性を持たせた設計とする。

水源については，常設低圧代替注水系格納槽内に設置する代替淡水貯槽を使用することで，設計基準事故対処設備である残留熱除去系ポンプの水源である，原子炉建屋原子炉棟内のサプレッション・プールに対し多様性
及び位置的分散を図る設計とする。
電動弁については，駆動部の手動ハンドルにて手動操作も可能な設計と3.6-16

することで，電動駆動に対し多様性を持たせた設計とする。
また，代替格納容器スプレイ冷却系は，第3.6-4表 で示すとおり，地震，
津波，火災及び溢水による共通要因故障を防止するために，独立性を確保す
る設計とする。
流路を構成する配管等の静的機器については，残留熱除去系注入弁及び残留熱除去系注入ライン（原子炉から代替格納容器スプレイ冷却系につながる配管との分岐まで）を除く範囲で，可能な限り分離配置することで，位置的分散を図る設計とする。

3.6-17

第3.6-2表

項目

多様性及び位置的分散

設計基準事故対処設備

重大事故防止設備

残留熱除去系

代替格納容器（格納容器スプレイ冷却系）

スプレイ冷却系（常設）

残留熱除去系ポンプ

常設低圧代替注水系
ポンプ

ポンプ
原子炉建屋原子炉棟地下２階

サプレッション・プール

常設低圧代替注水系
格納槽
代替淡水貯槽水源
原子炉建屋原子炉棟地下２階

常設低圧代替注水系
格納槽

駆動用空気

不要

不要

潤滑油

不要

不要（内包油）冷却水

残留熱除去系海水系

不要（自然冷却）非常用ディーゼル発電機

常設代替高圧電源装置

原子炉建屋附属棟地下1階

屋外

駆動電源

3.6-18

第3.6-3表

設計基準事故対処設備との独立性

設計基準事故対処設備
残留熱除去系

項目（格納容器スプレイ冷却系）

重大事故防止設備
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）

設計基準事故対処設備の残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）
は耐震Ｓクラス設計とし，重大事故防止設備である代替格納容器ス
地震

プレイ冷却系（常設）は，基準地震動Ｓ Ｓ で機能維持できる設計とすることで，基準地震動Ｓ Ｓ が共通要因となり故障することのない設計とする。
設 計 基 準 事 故対 処 設 備の 残 留 熱 除 去 系 （ 格 納容 器 ス プ レ イ冷 却系）は，防潮堤及び浸水防止設備の設置により，重大事故防止設備

津波である代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，防潮堤及び浸水防共通要因故障止設備の設置に加え，水密構造の地下格納槽に設置することで，津波が共通要因となって故障することのない設計とする。
設 計 基 準 事 故対 処 設 備の 残 留 熱 除 去 系 （ 格 納容 器 ス プ レ イ冷 却系）と，重大事故防止設備である代替格納容器スプレイ冷却系（常火災設）は，火災が共通要因となり故障することのない設計とする（「共-7 重大事故等対処設備の内部火災に対する防護方針について」に示す）。
設 計 基 準 事 故対 処 設 備の 残 留 熱 除 去 系 （ 格 納容 器 ス プ レ イ冷 却系）と，重大事故防止設備である代替格納容器スプレイ冷却系（常溢水設）は，溢水が共通要因となり故障することのない設計とする（「共-8 重大事故等対処設備の内部溢水に対する防護方針について」に示す）。

3.6-19

3.6.2.1.4
3.6.2.1.4.1(1)(ⅰ)

設置許可基準規則第43条への適合方針
設置許可基準規則第43条第1項への適合方針

環境条件及び荷重条件(設置許可基準規則第43条第1項一)要求事項想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重その他の使用条件において，重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮するものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.3

環境条件等」に示す。

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の常設低圧代替注水系ポンプ
は，常設低圧代替注水系格納槽内に設置する設備であることから，その機能を期待される重大事故等が発生した場合における，常設低圧代替注
水系格納槽内の環境条件を考慮し，以下の第3.6-4表に示す設計とする。

(49-3-1，2，49-4-1，2)

3.6-20第3.6-4表

想定する環境条件

環境条件

温度，圧力，湿度，放射線

屋外の天候による影響

対応
設置場所である常設低圧代替注水系格納槽内で想定される温度，圧力，湿度及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない。
淡水だけでなく海水も使用する（常時海水を通水しない）。

海水を通水する系統へ 原子炉圧力容器への注水は，可能な限り淡水源を優先し，海の影響

水通水は短期間とすることで，設備への影響を考慮した設計とする。
適切な地震荷重との組合せをを考慮した上で機器が損傷しな

地震

い設計とする。（詳細は「2.1.2

耐震設計の基本方針」に示す。）
風（台風），竜巻，積 常設低圧代替注水系格納槽に設置するため，風（台風），竜雪，火山の影響

巻，積雪及び火山の影響を受けない。

電磁的障害

機械装置のため，電磁波の影響を受けない。

3.6-21

(2)

操作性(設置許可基準規則第43条第1項二)

(ⅰ)

要求事項
想定される重大事故等が発生した場合において確実に操作できるもので
あること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.6

操作性及び試験・検査性について」に示す。

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の常設低圧代替注水系ポンプ及び代替淡水貯槽を使用し格納容器スプレイを行う系統は，重大事故等時，通常待機時の系統から弁操作等にて速やかに切替えができる設計とする。また，常設低圧代替注水系ポンプ及び電動弁は，中央制御室の操作スイッチで操作が可能な設計とする。
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の常設低圧代替注水系ポンプを運転する場合は，中央制御室からのスイッチ操作で常設低圧代替注水系
ポンプを起動し，代替淡水貯槽への循環運転状態とする。その後，中央制御室からのスイッチ操作で，代替格納容器スプレイ注水弁，代替格納容器スプレイ流量調整弁及び残留熱除去系（Ｂ）Ｄ／Ｗスプレイ弁を開とし格納容器へのスプレイを行う設計とする。代替格納容器スプレイ冷
却系（常設）の操作に必要なポンプ及び弁を第3.6-5表に示す。
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）である常設低圧代替注水系ポン
プの起動・停止・運転状態及び電動弁の開閉状態については，中央制御
室の表示灯・操作画面等で視認可能な設計とし，中央制御室における監視又は試験・検査等にて確認可能な設計とする。また，中央制御室のス3.6-22

イッチ操作に当たり，運転員等のアクセス性及び操作性を考慮して十分な操作空間を確保する。また，操作スイッチは，機器の名称等を表示した銘板の取付け又は操作画面の表示等により，運転員の操作性及び監視性を考慮して確実に操作できる設計とする。
系統の運転に必要な弁は，中央制御室から遠隔操作する設計とすることで，格納容器へのスプレイが必要となるまでの間に，第3.6-2図で示すタイムチャートとおり速やかに切り替えることが可能な設計とする。
(49-3-1，3〜4,49-4-1)

第3.6-2図

代替格納容器スプレイ系による格納容器スプレイ
タイムチャート ＊：「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」への適合状況についての1.6 で示すタイムチャート(49-3-1〜7，49-4-1，2)

3.6-23

第3.6-5表
機器名称

操作対象機器

状態の変化

操作方法

操作場所

常設低圧代替注水系ポンプ（Ａ）

起動停止

スイッチ操作中央制御室

常設低圧代替注水系ポンプ（Ｂ）

起動停止

スイッチ操作

中央制御室

弁閉→弁開

スイッチ操作

中央制御室

代替格納容器スプレイ注水弁

弁閉→弁開スイッチ操作

中央制御室

代替格納容器スプレイ流量調整弁

弁閉→弁開スイッチ操作中央制御室

残留熱除去系（Ｂ）Ｄ／Ｗスプレ
イ弁

3.6-24

(3)

試験及び検査(設置許可基準規則第43条第1項三)

(ⅰ)

要求事項
健全性及び能力を確認するため，発電用原子炉の運転中又は停止中に試験又は検査ができるものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.6 操作性及び試験・検査性について」に示す。

代替格納容器スプレイ冷却系の常設低圧代替注水系ポンプは，他系統と独立した試験系統により，第3.6-6表に示すように，原子炉運転中に機能・性能検査及び弁動作確認を，また，原子炉停止中に機能・性能検査，弁動作確認及び分解検査が可能な設計とする。
代替格納容器スプレイ冷却系の常設低圧代替注水系ポンプは，原子炉停止中に，分解検査として，ケーシングカバーを取り外して，ポンプ部品（主軸，軸受，羽根車等）の状態を確認する分解検査が可能な設計とする。弁については，分解検査として，弁体等の部品の状態を確認する
分解検査が可能な設計とする。分解検査においては，浸透探傷試験により，性能に影響を及ぼす指示模様の有無を確認可能な設計とする。また，目視により，性能に影響を及ぼす恐れのあるき裂，打こん，変形及び摩耗の有無を確認する。
また，代替格納容器スプレイ冷却系の常設低圧代替注水系ポンプは，吐出配管にテストラインを設け，原子炉運転中又は原子炉停止中に，機能・性能検査として，代替淡水貯槽を水源とした循環運転を行うこと
で，ポンプの吐出圧力・流量の確認に加え，運転時の振動，異音，異臭
3.6-25

及び漏えいの確認が可能な設計とする。弁については，原子炉運転中又は原子炉停止中に弁動作確認を実施することで弁開閉動作の確認が可能な設計とする。ポンプ及び系統配管・弁については，機能・性能検査等に合わせて外観及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。

第3.6-6表
原子炉の状態

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の試験及び検査項目
機能・性能検査

運転中
弁動作確認
機能・性能検査

停止中

弁動作確認

分解検査

内容
ポンプ運転性能，ポンプ及び系統配管・弁の漏えい確認，外観の確認
弁開閉動作の確認
ポンプ運転性能，ポンプ及び系統配管・弁の漏えい確認，外観の確認
弁開閉動作の確認
ポンプまたは弁の部品の表面状態について，浸透探傷試験及び目視により確認(49-5-1〜2)

3.6-26

(4)切替えの容易性(設置許可基準規則第43条第1項四)

(ⅰ)

要求事項
本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設
備にあっては，通常時に使用する系統から速やかに切り替えられる機能を備えるものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.6 操作性及び試験・検査性について」に示す。

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，設計基準事故対処設備である残留熱除去系配管に接続し，一部配管を共用しているが，共用部分以外は独立した配管であり本来の用途以外に使用しない。また，共用部分についても，重大事故等に対処するための系統構成は必要としない。

(5)

悪影響の防止(設置許可基準規則第43条第1項五)

(ⅰ)

要求事項
工場等内の他の設備に対して悪影響を及ぼさないものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，通常待機時は，代替格納容器スプレイ注水弁，代替格納容器スプレイ流量調整弁を閉止しておくこ
3.6-27

とで残留熱除去系（Ｂ）と隔離する系統構成とし，取合系統である残留熱除去系に対して悪影響を及ぼさない設計とする。隔離弁については第3.6-7表に示す。また，代替格納容器スプレイ冷却系を用いる場合は，弁操作によって，通常時の系統構成から重大事故等対処設備としての系
統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
(49-4-1，2)
第3.6-7表
取合系統

他系統との隔離弁

系統隔離弁

駆動方式

残留熱除去系（Ｂ） 代替格納容器スプレイ注水弁

電動駆動

残留熱除去系（Ｂ） 代替格納容器スプレイ流量調整弁

電動駆動

(6)
(ⅰ)

動作
通常時閉
電源喪失時閉通常時閉
電源喪失時閉設置場所(設置許可基準規則第43条第1項六)要求事項想定される重大事故等が発生した場合において重大事故等対処設備の操作及び復旧作業を行うことができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.3

環境条件等」に示す。

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の系統構成のために操作が必要
な機器の設置場所，操作場所を第3.6-8表に示す。常設低圧代替注水系

3.6-28

ポンプ，代替格納容器スプレイ注水弁，代替格納容器スプレイ注水流量
調整弁，残留熱除去系（Ｂ）Ｄ／Ｗスプレイ弁は，原子炉建屋原子炉棟
又は屋外（常設低圧代替注水系格納槽）に設置されるが，中央制御室からの遠隔操作を可能とすることにより，操作位置の放射線量が高くなる
おそれが少ない設計とする。
(49-3-1,3〜4)

第3.6-8表
機器名称

操作対象機器リスト
設置場所

操作場所

常設低圧代替注水系ポンプ（Ａ）

常設低圧代替注水系格納槽

中央制御室

常設低圧代替注水系ポンプ（Ｂ）

常設低圧代替注水系格納槽

中央制御室

代替格納容器スプレイ注水弁

原子炉建屋原子炉棟3階

中央制御室

原子炉建屋原子炉棟3階

中央制御室

原子炉建屋原子炉棟3階

中央制御室

代替格納容器スプレイ注水流量調整弁
残留熱除去系（Ｂ）Ｄ／Ｗスプレ
イ弁

3.6-29

3.6.2.1.4.2(1)(ⅰ)

設置許可基準規則第43条第2項への適合方針

容量(設置許可基準規則第43条第2項一)要求事項想定される重大事故等の収束に必要な容量を有するものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の常設低圧代替注水系ポンプ及び代替淡水貯槽は，設計基準事故対処設備が有する格納容器内の冷却機能が喪失した場合においても，炉心の著しい損傷を防止又は炉心の著しい損傷が発生した場合にあっても格納容器の破損を防止するために必要なスプレイ流量を有する設計とする。
スプレイ流量としては，炉心の著しい損傷の防止の重要事故シーケン
スのうち，高圧・低圧注水機能喪失，全交流動力電源喪失（長期ＴＢ，ＴＢＤ），崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が喪失した場合），ＬＯ
ＣＡ時注水機能喪失及び格納容器破損防止の重要事故シーケンスに係る有効性評価（原子炉設置変更許可申請書添付書類十）おいて，有効性が確認されている格納容器へのスプレイ流量が，最大300m ３ ／hであることから，ポンプ1個当たり150m ３ ／h以上を注水可能な設計とし，2個使用する設計とする。
代替格納容器スプレイ冷却系は，低圧代替注水系（常設）又は格納容器下部注水系と同時に使用する可能性があるため，原子炉注水を同時に行う場合の格納容器への最大スプレイ流量130m ３ ／h又は納容器下部注水を同時に行う場合の格納容器への最大スプレイ流量300m ３ ／hを確保
3.6-30可能な設計とする。
格納容器にスプレイする場合の常設低圧代替注水系ポンプの揚程は，格納容器スプレイ時の最大流量でスプレイを実施する場合の圧損（水源（代替淡水貯槽）とスプレイ先（格納容器）の圧力差，静水頭，機器圧
損，配管及び弁類圧損）を考慮した要求値が約144mであることから，約200mの揚程を確保可能な設計とする。
なお，代替淡水貯槽の容量の説明は，「3.13重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第56条に対する設計方針を示す章）」で示す。
（49-6-1〜4,10〜11）

(2)
(ⅰ)

共用の禁止(設置許可基準規則第43条第2項二)
要求事項
二以上の発電用原子炉施設において共用するものでないこと。ただし，二以上の発電用原子炉施設と共用することによって当該二以上の発電用原子炉施設の安全性が向上する場合であって，同一の工場等内の他の発電用原子炉施設に対して悪影響を及ぼさない場合は，この限りでな
い。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。

敷地内に二以上の発電用原子炉施設はないことから，代替格納容器ス
プレイ冷却系（常設）は共用しない。
3.6-31

(3)

設計基準事故対処設備との多様性(設置許可基準規則第43条第2項三)

(ⅰ)

要求事項
常設重大事故防止設備は，共通要因によって設計基準事故対処設備の安全機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止について」に示す。

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，設計基準事故対処設備である残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）に対し，多様性及び独立性を有し，位置的分散を図る設計としている。これらの詳細については，
3.6.2.1.3 項に記載のとおりである。

3.6-32

3.6.2.2 代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）
3.6.2.2.1

設備概要

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，設計基準事故対処設備である
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）の有する発電用原子炉の冷却機能が喪失した場合に，この機能を代替し，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するため，又は炉心の著しい損傷，溶融が発生した場合において，原子炉圧力容器内に溶融炉心が残存する場合に，原子炉格納容器内に浮遊する放射性物質の濃度を低下させることを目的として設置するものである。
本系統は，可搬型代替注水大型ポンプ，水源である代替淡水貯槽，流路である代替格納容器スプレイ冷却系配管・弁，残留熱除去系配管・弁・スプレ
イヘッダ，ホース，燃料設備である可搬型設備用軽油タンク，タンクロー
リ，注水先である原子炉格納容器等から構成される。
重大事故等時においては，代替淡水貯槽を水源とし，可搬型代替注水大型
ポンプ1個により，原子炉格納容器へスプレイすることで原子炉格納容器を冷却する設計とする。
本系統に属する重大事故等対処設備を第3.6-9表に，本系統全体の概要図を第3.6-3図に示す。
可搬型代替注水大型ポンプは，ディーゼルエンジンにて駆動し，付属する
操作スイッチにより起動できる設計とする。燃料は可搬型設備用軽油タンク
よりタンクローリを用いて給油できる設計とする。
また，防潮堤の内側の取水箇所（ＳＡ用海水ピット，淡水貯水池Ａ，Ｂ）
から取水可能な設計とする。なお，水源については，「3.13重大事故等の収束に必要となる水の供給設備」で示す。
可搬型代替注水大型ポンプを使用する際に接続する接続口は，共通要因に
3.6-33よって接続することができなくなることを防止するため，位置的分散を考慮し，原子炉建屋の異なる面（原子炉建屋東側及び西側）の隣接しない位置に設置する。

3.6-34

：主要設備
：流路
④

：ホース
③
②
①

⑤

⑥
⑦

3.6-34⑧

弁名称①残留熱除去系（Ａ）Ｄ／Ｗスプレイ弁②代替格納容器スプレイ注水弁③代替格納容器スプレイ流量調整弁④東側接続口附属の弁⑤残留熱除去系（Ｂ）Ｄ／Ｗスプレイ弁⑥代替格納容器スプレイ注水弁⑦代替格納容器スプレイ流量調整弁⑧西側接続口附属の弁第 3.6-3 図

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）系統概要図

第 3.6-9 表

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）に関する重大事故等対処設備一覧

設備区分

主要設備

設備名
可搬型代替注水大型ポンプ【可搬】
代替淡水貯槽【常設】 ＊1

附属設備

−

水源

−
代替格納容器スプレイ冷却系配管・弁【常設】流路

残留熱除去系配管・弁・スプレイヘッダ【常設】ホース【可搬】

注水先

関連設備

電源設備 ＊2

格納容器【常設】

可搬型設備用軽油タンク【常設】タンクローリ【可搬】

低圧代替注水系格納容器スプレイ流量【常設】ドライウェル雰囲気温度【常設】サプレッション・チェンバ雰囲気温度【常設】計装設備 ＊3

サプレッション・プール水温度【常設】ドライウェル圧力【常設】サプレッション・チェンバ圧力【常設】サプレッション・プール水位【常設】代替淡水貯槽水位【常設】＊1 水源については「3.13重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準
規則第56条に対する設計方針を示す章）」で示す。
＊2 電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
＊3 計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

3.6-36

3.6.2.2.2 主要設備の仕様(1)

可搬型代替注水大型ポンプ兼用する設備は以下のとおり。
・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
・発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
種

類

：うず巻形

容

量

：約1,320m3／h／個

揚程：約140m

最 高 使用 圧力：1.4MPa[gage]

最 高 使用 温度

：60℃

原動機出力

：847kW／個個：4(予備2 ＊１ )数

設 置 場 所

：屋外

保 管 場 所

：西側，南側保管場所及び予備機置場＊１「可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）」と兼用

3.6-37

（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・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
基

数

：1

容

量

：約5,000m３

種類：ライニング槽

取 付 箇 所

：常設低圧代替注水系格納槽内

3.6-38

3.6.2.2.3 代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の多様性及び独立性，位置的分散
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の可搬型代替注水大型ポンプは，
設計基準事故対処設備である残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，第3.6-10表で示すとおり，
多様性及び位置的分散を図る設計とする。
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の可搬型代替注水大型ポンプは，
西側及び南側保管場所に保管することで，原子炉建屋原子炉棟内に設置する残留熱除去系ポンプ及び低圧代替注水系格納槽内に設置する常設低圧代
替注水系ポンプと位置的分散を図る設計とする。また，重大事故等時の使用時において，可搬型代替注水大型ポンプのサポート系として冷却水は自己冷却とすることで，設計基準事故対処設備である残留熱除去系ポンプの冷却水（残留熱除去系海水系）及び常設低圧代替注水系ポンプに対し多様性を確保する設計とする。
駆動源については，ディーゼルエンジン駆動とすることで，設計基準事
故対処設備である残留熱除去系ポンプの電源（非常用ディーゼル発電機）
及び常設低圧代替注水系ポンプの電源である常設代替交流電源設備（常設
代替高圧電源装置）に対し多様性を確保する設計とする。
水源については，常設低圧代替注水系格納槽内に設置する代替淡水貯槽を使用することで，設計基準事故対処設備である残留熱除去系ポンプの水源である，原子炉建屋原子炉棟内のサプレッション・プールに対し，多様性及び位置的分散を図る設計とする。
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，第3.6-11表で示すとおり，
地震，津波，火災，溢水による共通要因故障を防止するために，独立性を確保する設計とする。
3.6-39なお，故障時及び保守点検時の予備として，代替格納容器スプレイ冷却
系（可搬型）の可搬型代替注水大型ポンプは予備を有する設計とする。

第3.6-10表

多様性及び位置的分散

設計基準事故対処設備
項目

残留熱除去系（格納容

代替格納容器スプレ

代替格納容器スプレイ

器スプレイ冷却系）

イ冷却系（常設）

冷却系（可搬型）

常設低圧代替

可搬型代替注水

注水ポンプ

大型ポンプ

原子炉建屋原子炉棟

常設低圧代替注水系

西側及び南側地下 2 階

格納槽

保管場所

代替淡水貯槽

代替淡水貯槽

常設低圧代替注水系

常設低圧代替注水系

格納槽内

格納槽内

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）ポ
ポンプ

重大事故防止設備

ンプ

サプレッション
・プール
水源
原子炉建屋原子炉棟

駆動用空気

不要

不要

不要

潤滑油

不要（内包油）不要（内包油）不要（内包油）冷却水

残留熱除去海水系

不要（自然冷却）

自己冷却

非常用ディーゼル

常設代替高圧電源装

発電機

置

駆動電源
原子炉建屋附属棟

屋外

地下 1 階3.6-40不要（ディーゼルエンジン）
西側及び南側保管場所

第 3.6-11 表

設計基準事故対処設備との独立性

設計基準事故対処設備

重大事故防止設備

残留熱除去系

代替格納容器スプレイ冷却系（格納容器スプレイ冷却系）

（可搬型）

項目

設計基準事故対処設備の残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）は
耐震Ｓクラス設計とし，重大事故防止設備である代替格納容器スプレ
地震

イ冷却系（可搬型）は，基準地震動Ｓ Ｓ で機能維持できる設計とすることで，基準地震動Ｓ Ｓ が共通要因となり故障することのない設計とする。
設計基準事故対処設備の残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）
は，防潮堤及び浸水防止設備の設置により，重大事故防止設備である

津波

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，防潮堤及び浸水防止設備

共通要因故障の設置に加え，津波が遡上しない高台に配備することで，津波が共通要因となって故障することのない設計とする。

設計基準事故対処設備の残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）
火災と，重大事故防止設備である代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）
は，火災が共通要因となり故障することのない設計とする（「共-7 重
大事故等対処設備の内部火災に対する防護方針について」に示す）。

設計基準事故対処設備の残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）
溢水と，重大事故防止設備である代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）
は，溢水が共通要因となり故障することのない設計とする（「共-8 重
大事故等対処設備の内部溢水に対する防護方針について」に示す）。

3.6-41

3.6.2.2.4

設置許可基準規則第43条への適合方針

3.6.2.2.4.1（1）

設置許可基準規則第43条第1項への適合方針

環境条件（設置許可基準規則第43条第1項一）

（ⅰ）

要求事項
想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重その他の使用条件において，重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮するものであること。

（ⅱ）

適合性
基本方針については，「2.3.3

環境条件等」に示す。

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の可搬型代替注水大型ポンプ
は，西側及び南側保管場所に保管し，重大事故時に水源である代替淡水貯槽付近の屋外に設置する設備であることから，その機能を期待される
重大事故等が発生した場合における屋外の環境条件を考慮し，以下の第3.6-12表のとおりの設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプの操作は，可搬型代替注水大型ポンプに付属する操作スイッチにより，設置個所にて操作可能である。
風（台風），竜巻による荷重については，当該荷重を考慮しても機能維持できる設計とする。積雪，火山の影響については，適切に除雪，除灰する運用とする。
また，降水及び凍結により機能を損なうことのないよう，防水対策が取られた可搬型代替注水大型ポンプを使用し，凍結のおそれがある場合
は暖気運転を行い凍結対策とする。
（49-7-1）
3.6-42

第3.6-12表

想定する環境条件

環境条件

対応

温度，圧力，湿度，放射線

屋外で想定される温度，圧力，湿度及び放射線条件に耐えられる性能を確認した機器を使用する。

屋外の天候による影響

降水及び凍結により機能を損なうことのないよう防水及び凍結対策を考慮した設計とする。

海水を通水する系統への影響

淡水だけでなく海水も使用する（常時海水を通水しない）。
原子炉圧力容器への注水は，可能な限り淡水源を優先し，海水通水は短期間とすることで，設備への影響を考慮した設計
とする。

地震

保管場所で想定される適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認し，輪留め等により固定する。

風（台風），竜巻，積雪，火山の影響保管場所で想定される風（台風）及び竜巻の風荷重，積雪，
火山の影響による荷重を考慮し，機器が損傷しない設計とする。また，設置場所で想定される風（台風），積雪による荷重を考慮した設計とする。

電磁的障害

機械装置のため，電磁波の影響を受けない。

3.6-43

（2）

操作性（設置許可基準規則第43条第1項二）

（ⅰ）

要求事項
想定される重大事故等が発生した場合において確実に操作できるもの

であること。
（ⅱ）

適合性

基本方針については，「2.3.6

操作性及び試験・検査性について」に示す。

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）を運転する場合は，可搬型代
替注水大型ポンプを，水源である代替淡水貯槽近傍に配置するとともにホース接続を実施し，系統構成として，残留熱除去系（Ａ）Ｄ／Ｗスプ
レイ弁（又は残留熱除去系（Ｂ）Ｄ／Ｗスプレイ弁），代替格納容器ス
プレイ注水弁，代替格納容器スプレイ注水流量調整弁の開操作を実施した後，原子炉建屋東側又は西側接続口の弁を開とし，可搬型代替注水大型ポンプ付属の操作スイッチによりポンプを起動することで格納容器ス
プレイを行う。代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の操作に必要なポンプ，弁及びホースを第3.6-13表に示す。
このうち原子炉建屋東側又は西側接続口の弁については，接続口が設置されている原子炉建屋東側又は西側から手動操作で弁を開閉することが可能な設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプ付属の操作スイッチを操作するにあたり，重大事故等対応要員のアクセス性，操作性を考慮して十分な操作空間を確保する。また，操作スイッチは，機器の名称等を表示した銘板の取付け等により識別可能とし，重大事故等対応要員の操作・監視性を考慮して確実に操作できる設計とする。また，可搬型代替注水大型ポンプは，
3.6-44

設置場所にて車両の転倒防止装置及び輪留め等による固定が可能な設計とする。
ホースの接続作業にあたっては，特殊な工具は必要とせず，簡便な接続金物並びに一般的な工具により，確実に接続が可能な設計とする。可
搬型代替注水大型ポンプの移動，設置，起動操作及び系統への接続に必
要な弁操作については，格納容器へのスプレイが必要となるまでの間に，第3.6-4図で示すタイムチャートのとおり速やかに切り替えることが可能な設計とする。

3.6-45

第3.6-4図

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
タイムチャート ＊＊：「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力の係る審査基準」への適合状況についての1.6で示すタイムチャート（49-7-1〜2，49-4-1，2）

3.6-46

第3.6-13表
機器名称
可搬型代替注水大型ポンプ
接続口の弁（原子炉建屋東側又は西側）

状態の変化

操作方法

操作場所

起動停止

スイッチ操作

屋外設置場所

弁閉→弁開

手動操作

屋外接続口近傍

スイッチ操作

中央制御室

弁閉→弁開

スイッチ操作

中央制御室

弁閉→弁開

スイッチ操作

中央制御室

ホース接続

人力接続

屋外

代替格納容器スプレイ注水弁 弁閉→弁開
代替格納容器スプレイ注水流量調整弁操作対象機器

残留熱除去系（Ｂ）Ｄ／Ｗス
プレイ弁又は残留熱除去系（Ａ）Ｄ／Ｗスプレイ弁
ホース

3.6-47

（3）

試験及び検査（設置許可基準規則第43条第1項三）

（ⅰ）

要求事項
健全性及び能力を確認するため，原子炉の運転中又は停止中に試験又は検査ができるものであること。

（ⅱ）

適合性

基本方針については，「2.3.6

操作性及び検査性について」に示す。

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の可搬型代替注水大型ポンプ
は，第3.6-14表に示すように，原子炉運転中又は停止中に，機能・性能検査，弁動作確認，車両検査が可能な設計とする。
機能・性能確認として，淡水貯水池を水源とし，可搬型代替注水大型ポンプ，仮設圧力計・流量計，ホースの系統構成で循環運転を実施する
ことにより，ポンプの吐出圧力・流量の確認に加え，運転時の振動，異音，異臭及び漏えいの確認が可能な設計とする。ポンプ及び弁について
は，機能・性能検査等に合わせて外観の確認が可能な設計とする。ホースについては，機能・性能に影響を及ぼすおそれのあるき裂，ジョイン
ト部の腐食等が無いことを確認可能な設計とする。
弁については，原子炉運転中又は停止中に弁動作確認を実施すること
で，弁の開閉動作を確認可能な設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプは，車両として，異常なく走行できることを確認可能な設計とする。

3.6-48

第 3.6-14 表
原子炉の状態

運転中又は停止中

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の試験・検査
項目

内容

機能・性能検査

ポンプ運転性能，ポンプ及び系統配管・弁・ホースの漏えい確認，外観の確認

弁動作確認

弁開閉動作の確認

車両検査

車両の走行確認（49-5-1,2）

3.6-49

（4）切替えの容易性（設置許可基準規則第43条第1項四）

（ⅰ）

要求事項
本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設

備にあっては，通常時に使用する系統から速やかに切り替えられる機能を備えるものであること。

（ⅱ）

適合性

基本方針については，「2.3.6

操作性及び試験・検査性について」示す。

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の可搬型代替注水大型ポンプ
は，低圧代替注水系（可搬型）の可搬型代替注水大型ポンプは，通常待機時は接続先の系統と分離された状態で西側及び南側保管場所に保管し，本来の用途以外の用途には使用しない設計とする。

（5）

悪影響の防止（設置許可基準規則第43条第1項五）

（ⅰ）

要求事項
工場等内の他の設備に対して悪影響を及ぼさないものであること。

（ⅱ）

適合性

基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の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された状態で保管することで，他の設備

3.6-50に悪影響を及ぼさない運用とする。
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）により格納容器スプレイを行う
場合は，弁操作によって通常時の系統構成から重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプは，保管場所において転倒しないことを確認することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。設置場所においては，車両転倒防止装置又は輪止めにより固定することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。また，可搬型代替注水大型ポンプは，固縛等により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。

（6）

設置場所（設置許可基準規則第43条第1項六）

（ⅰ）

要求事項

想定される重大事故等が発生した場合において重大事故等対処設備の操作及び復旧作業を行うことができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。

（ⅱ）

適合性

基本方針については，「2.3.3

環境条件等」に示す。

代替格納容器スプレイ系（可搬型）の系統構成に操作が必要な機器の設置場所，操作場所を第3.6-15表に示す。このうち，屋外で操作する可搬型代替注水大型ポンプ，原子炉建屋東側又は西側接続口の弁，ホースは屋外に設置する設計とするが，作業は放射線量が高くなるおそれが少ないタイミングで実施可能であることから操作が可能である。また，作
3.6-51

業に当たっては，放射線量を確認し，適切な放射線防護対策で作業安全確保を確認した上で作業を実施する。仮に線量が高い場合は，線源からの離隔距離をとること，線量を測定し線量が低い位置で作業を行うこと
により，これらの設備の設置及び常設設備との接続が可能である。

第3.6-15表
機器名称

操作対象機器設置場所

可搬型代替注水大型ポンプ 屋外設置場所
接続口付属の弁

操作場所
屋外設置場所

屋外接続口近傍

屋外接続口近傍

屋外接続口近傍

屋外接続口近傍

原子炉建屋原子炉棟

中央制御室

原子炉建屋原子炉棟

中央制御室

スプレイ 弁 又は 残 留熱除 去 原子炉建屋原子炉棟

中央制御室（原子炉建屋東側）
接続口付属の弁（原子炉建屋西側）
原子炉注水弁原子炉圧 力 容器 注 水流量 調
整弁
残留熱除 去 系（ Ｂ ）Ｄ／ Ｗ
系（Ａ）Ｄ／Ｗスプレイ弁
ホース

屋外

屋外

3.6-52

3.6.2.2.4.2（1）

設置許可基準規則第 43 条第 3 項への適合方針

容量（設置許可基準規則第43条第3項一）

（ⅰ）

要求事項
想定される重大事故等の収束に必要な容量に加え，十分に余裕のある

容量を有するものであること。

（ⅱ）

適合性

基本方針については，「2.3.2

容量等」に示す。

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の可搬型代替注水大型ポンプ
は，設計基準事故対処設備が有する格納容器内の冷却機能が喪失した場
合においても，炉心の著しい損傷を防止するために必要なスプレイ流量を有する設計とする。
スプレイ流量としては，炉心の著しい損傷の防止の重要事故シーケン
スのうち高圧・低圧注水機能喪失，全交流動力電源喪失（長期ＴＢ），
崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が喪失した場合）及びＬＯＣＡ時注
水機能喪失並びに格納容器破損防止に係る有効性評価解析（原子炉設置変更許可申請書添付書類十）において，有効性が確認されている格納容器へのスプレイ流量が最大300m ３ ／hであることから，ポンプ1個あたり
約1,320m３ ／h以上をスプレイ可能な設計とし，1個使用する設計とする。
揚程（吐出圧力）としては，格納容器にスプレイする場合の圧損（水源（代替淡水貯槽）とスプレイ先（格納容器）の圧力差，静水頭，機器
圧損，配管・ホース及び弁類圧損）を考慮し，約1.40MPa［gage］の吐出圧力を確保可能な設計とする。
3.6-53

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の可搬型代替注水大型ポンプ
は，重大事故等時において注水等に必要な容量を有するものを1個と水の移送に必要な容量を有するものを1個と同時に使用するために1セット2個使用する。保有数は2セットで4個と，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として2個の合計6個を保管する。但し，予備については，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）と兼用する。
可搬型代替注水大型ポンプは，他系統への注水と同時に使用する場合
でも，各々の必要流量が確保可能な設計とする。
（49-6-6〜9）（2）

確実な接続（設置許可基準規則第43条第3項二）

（ⅰ）

要求事項

常設設備（発電用原子炉施設と接続されている設備又は短時間に発電用原子炉施設と接続することができる常設の設備をいう。以下同じ。）と接続するものにあっては，当該常設設備と容易かつ確実に接続することができ，かつ，二以上の系統又は発電用原子炉施設が相互に使用することができるよう，接続部の規格の統一その他の適切な措置を講じたものであること。

（ⅱ）

適合性

基本方針については，「2.3.6

操作性及び試験・検査性について」に示す。

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の可搬型代替注水大型ポンプ
側のホースと接続口については，フランジ接続にすることで，一般的に
3.6-54

使用される工具を用いてホースを確実に接続できる設計とする。また，
原子炉建屋東側接続口と原子炉建屋西側接続口の口径を統一し，確実に接続できる設計とする。

（49-7-1,2）（3）

複数の接続口（設置許可基準規則第43条第3項三）

（ⅰ）

要求事項

常設設備と接続するものにあっては，共通要因によって接続することができなくなることを防止するため，可搬型重大事故等対処設備（原子炉建屋の外から水又は電力を供給するものに限る。）の接続口をそれぞれ互いに異なる複数の場所に設けるものであること。

（ⅱ）

適合性

基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の可搬型代替注水大型ポンプの接続箇所である接続口は，重大事故等時の環境条件，自然現象，外部
人為事象，溢水及び火災の影響により接続できなくなることを防止するため，原子炉建屋の異なる面の隣接しない位置に設置することとし，原
子炉建屋東側に1箇所，原子炉建屋西側に1箇所設置し，合計2箇所を設置することで，共通要因によって接続することができなくなることを防止する設計とする。

3.6-55

（4）

設置場所（設置許可基準規則第43条第3項四）

（ⅰ）

要求事項

想定される重大事故等が発生した場合において可搬型重大事故等対処設備を設置場所に据え付け，及び常設設備と接続することができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。

（ⅱ）

適合性

基本方針については，「2.3.3

環境条件等」に示す。

屋外で操作する可搬型代替注水大型ポンプ，原子炉建屋東側又は西側接続口の弁，ホースは屋外に設置する設計とするが，作業は放射線量が高くなるおそれが少ないタイミングで実施可能であることから操作が可能である。また，作業に当たっては，放射線量を確認し，適切な放射線防護対策で作業安全確保を確認した上で作業を実施する。仮に線量が高い場合は，線源からの離隔距離を確保するとともに，状況に応じ仮設遮蔽の設置等を実施した上で，線量を測定し線量が低い場所で作業を行う
ことにより，これらの設備の設置及び常設設備との接続が可能な設計とする。
（49-7-1,2）

3.6-56（5）保管場所（設置許可基準規則第43条第3項五）

（ⅰ）

要求事項

地震，津波その他の自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムによる影響，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設
備の配置その他の条件を考慮した上で常設重大事故等対処設備と異なる保管場所に保管すること。

（ⅱ）

適合性

基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の可搬型代替注水大型ポンプ
は，は，地震，津波その他の自然現象又は故意による大型航空機の衝突
その他のテロリズムによる影響，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備の配置その他の条件を考慮し，残留熱除去系ポンプ及び代替格
納容器スプレイ冷却系（常設）の常設低圧代替注水系ポンプと位置的分散を図り，発電所敷地内の可搬型設備保管場所に保管する設計とする。

3.6-57（6）アクセスルートの確保（許可基準規則第43条第3項六）

（ⅰ）

要求事項

想定される重大事故等が発生した場合において，可搬型重大事故等対処設備を運搬し，又は他の設備の被害状況を把握するため，工場等内の道路及び通路が確保できるよう，適切な措置を講じたものであること。

（ⅱ）

適合性

基本方針については，「2.3.6

操作性及び試験・検査性について」に示す。

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の可搬型代替注水大型ポンプ
は，通常時は西側及び南側保管場所に保管しており，想定される重大事
故等が発生した場合における，保管場所から接続場所までの経路について，設備の運搬及び移動に支障をきたすことのないよう，別ルートも考慮して複数のアクセスルートを確保する。
なお，アクセスルートの詳細については，「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」への適合状況について」の「1.0 重大事故等対策における共通事項」添付資料1.0.2「東海第二発電所 可搬型重大事故等対処設備保管場所及びアクセスルートについて」で示す。
（49-9-1〜4）

3.6-58

（7）設計基準事故対処設備及び常設重大事故防止設備との多様性（設置許可基準規則第43条第3項七）
（ⅰ）

要求事項

重大事故防止設備のうち可搬型のものは，共通要因によって，設計基準事故対処設備の安全機能，使用済燃料貯蔵槽の冷却機能若しくは注水機能又は常設重大事故防止設備の重大事故に至るおそれがある事故に対処するために必要な機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。

（ⅱ）

適合性

基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，設計基準事故対処設備の残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）と重大事故防止設備の代替格
納容器スプレイ冷却系（常設）に対し，多様性及び位置的分散を図る設計としている。これらの詳細については，3.6.2.2.3 項に記載のとおりである。

3.6-59

3.6.3 重大事故等対処設備（設計基準拡張）
3.6.3.1 残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）
3.6.3.1.1 設備概要
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）は，独立した2系統で構成
し，低圧注水系等と連携して，1系統で再循環配管破断による冷却材流出のエネルギ，崩壊熱及び燃料の過熱にともなう燃料被覆管（ジルカロイ）と水との反応による発生熱を除去し，原子炉格納容器内圧力及び温度が異常上昇することを緩和する。
冷却材喪失事故時には，残留熱除去系は低圧注水系として自動起動た
後，遠隔手動操作により電動弁を切り替えることで，格納容器スプレイ
冷却系として機能する設計としている。
本系統は，電動ポンプ2個，熱交換器2基，配管・弁，スプレイヘッダ
等からなり，冷却材喪失事故後に，サプレッション・プール水をドライ
ウェル内及びサプレッション・チェンバ内にスプレイする機能を有する。
ドライウェル内にスプレイされた水は，ベント管を通って，サプレッ
ション・チェンバ内に戻り，サプレッション・チェンバ内にスプレイされた水とともに残留熱除去系の熱交換器で冷却された後，再びスプレイされる。
本系統の系統概要図を第3.6-5図に，重大事故等対処設備（設計基準拡張）一覧を第3.6-16表に示す。
本系統は設計基準事故対処設備であるが，想定される重大事故等時においてその機能を考慮するため，重大事故等対処設備（設計基準拡張）と位置付ける。
また，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）は，非常用交流電源
3.6-60設備からの給電に加え，代替交流電源設備である常設代替高圧電源装置
からの給電により復旧し，重大事故等時に使用できる設計とする。

3.6-61

原子炉隔離時
冷却系より

MO

AO

可燃性ｶﾞｽ濃度制御系(FCS)(A)へ

AO

①

＊1
MO

①

①

MO

①

MO

スプレイ
ヘッダ

AO

MO

AO

MO

AO

AO
MO

＊1

MO

AO

MO

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

MO

MO

MO
MO

②
MO

②
MO

スプレイヘッダ

MO

MO

MO

MO

FPCより

MO

MO

MO

MO

MO

MO

サプレッション・プール

＊2
MO

＊3

残留熱除去系
ポンプ

RHRS

RHRS

(C)
＊2

(B)

MO

(A)

RHRS

＊3
MO
MO

MO

MO

③

③

MO

MO

残留熱除去系
熱交換器

(A)

(C)

(B)

(D)

残留熱除去系
海水ポンプ

弁名称

：主要設備

①残留熱除去系Ｄ／Ｗスプレイ弁②残留熱除去系Ｓ／Ｐスプレイ弁：流路③残留熱除去系熱交換器バイパス弁

第3.6-5図 残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）系統概要図

3.6-62

第 3.6-16 表 残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）に関する重大事故等対処設備（設計基準拡張）一覧
設備区分

設備名
残留熱除去系ポンプ【常設】残留熱除去系海水ポンプ【常設】 ＊１

主要設備

残留熱除去系熱交換器【常設】サプレッション・プール【常設】 ＊２

附属設備

−

水源

−
残留熱除去系配管・弁・ストレーナ・スプレイヘッダ

流路

【常設】

注水先

格納容器【常設】
非常用電源設備
非常用ディーゼル発電機【常設】関連設備

電源設備 ＊３

常設代替交流電源設備
常設代替高圧電源装置【常設】軽油貯蔵タンク【常設】常設代替交流電源設備用燃料移送ポンプ【常設】残留熱除去系系統流量【常設】残留熱除去系ポンプ吐出圧力【常設】ドライウェル雰囲気温度【常設】

計装設備

＊４

サプレッション・チェンバ雰囲気温度【常設】ドライウェル圧力【常設】サプレッション・チェンバ圧力【常設】サプレッション・プール水位【常設】＊1：残留熱除去系海水系設備については，「3.5

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備（設置許可基準規則第48条に対する設計方針を示す章）」で示す。
＊2: 水源については，「3.13重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第56条に対する設計方針を示す章）」で示す。
＊3：電源設備については，「3.14

電源設備（設置許可基準規則第57条に対する設計方

針を示す章）」で示す。
＊4：計装設備については「3.15

計測設備（設置許可基準規則第58条に対する設計方針を示す章）」で示す。

3.6-633.6.3.1.2 主要設備の仕様
主要設備の機器仕様を以下に示す。
(1)

残留熱除去系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
容
全

揚

個

量

：約1,690m ３ ／h（1個当たり）

程

：約85m

数

：3

取 付 箇 所

(2)

：原子炉建屋原子炉棟地下2階

残留熱除去系熱交換器兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・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
基

数

：2

伝 熱 容 量：19.4×10 ３ kW（1基当たり）

取 付 箇 所

：原子炉建屋原子炉棟地下2階

3.6-64

(3)残留熱除去系海水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
個

数

：4

容

量

：約886m３ ／h（1個当たり）程：約184m

全(4)

揚サプレッション・プール
兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・原子炉冷却材圧力バウンダリ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・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
個

数

：1

容

量

：約3,400m ３

3.6-65

3.6.3.1.3

設置許可基準規則第 43 条への適合方針

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）は，想定される重大事故等時に重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用するため，「2.3 重大事故等対処設備に関する基本方針」のうち，多様性及び位置的分散を除く設計方針を適用して設計を行う。
ただし，常設代替交流電源設備である常設代替高圧電源装置からの給電により残留熱除去系(格納容器スプレイ冷却系)を復旧させる場合については，
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）は，設計基準事故対処設備である
非常用電源設備の非常用ディーゼル発電機からの給電により起動する残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）に対して，駆動電源の多様性を有する設計とする。なお，常設代替交流電源設備である常設代替高圧電源装置の多様性，位置的分散については，「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」に示す。

残留熱除去系ポンプ及び残留熱除去系熱交換器は，設計基準対象施設として使用する場合と同様の系統構成で重大事故等においても使用するため，他の施設に悪影響を及ぼさない設計である。
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）は，二以上の発電用原子炉施設
において共用しない。
残留熱除去系ポンプ及び残留熱除去系熱交換器は，設計基準事故時の非常用炉心冷却機能及び残留熱除去機能を兼用しており，設計基準事故時に使用する場合のポンプ流量及び容量が，原子炉を冷却し，炉心の著しい損傷及び格納容器の破損を防止するために必要な必要なスプレイ流量に対して十分であるため，設計基準事故対処設備と同仕様の設計である。
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
3.6-66

また，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）による格納容器スプレイ
水として使用する水源のサプレッション・プールは，設計基準事故時の非常用炉心冷却設備の水源と兼用しており，設計基準事故時に使用する場合の容量が，原子炉を冷却し，炉心の著しい損傷及び格納容器の破損を防止するために必要なスプレイ流量に対して十分であるため，設計基準事故対処設備と同仕様の設計である。
残留熱除去系ポンプ及び残留熱除去系熱交換器は，原子炉建屋原子炉棟内に設置される設備であることから，想定される重大事故等が発生した場合における原子炉建屋原子炉棟内の環境条件を考慮し，その機能を有効に発揮することができるよう，第3.6-17表に示す設計である。

3.6-67

第3.6-17表想定する環境条件

環境条件

温度，圧力，湿度，放射線

対応
設置場所である原子炉建屋原子炉棟内で想定される温度，圧力，
湿度及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。

屋外の天候による影響 屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない。

海水を通水する系統への影響

地震

海水を通水しない。

適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しない設計とする（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方針」に示す）。

風（台風），竜巻，積 原子炉建屋原子炉棟内に設置するため，風（台風），竜巻，積雪
雪，火山の影響及び火山の影響は受けない。

電磁的障害

機械装置のため，電磁波の影響を受けない。

また，残留熱除去系ポンプは中央制御室にて操作可能な設計とする。
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）は，設計基準事故対処設備として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等時においても使用する設計とする。また，残留熱除去系ポンプは，テストラインにより系統の機能・性能検査が可能な設計とする。残留熱除去系ポンプ及び残留熱除去系熱交換器は，原子炉の運転中に機能・性能検査を，また停止中に分解検査及び外観検査が実施可能な設計とする。

3.6-68

基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。

3.6-69

3.6.3.2 残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）
3.6.3.2.1 設備概要
残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）は，2 ループから構成され，電動ポンプ 2 台，熱交換器 2 基，配管・弁等からなり，原子炉
隔離時冷却系ポンプ駆動タービン運転時の排気蒸気等によるサプレッション・プールの温度上昇を抑制する。
本系統の系統概要図を第 3.6-6 図に，重大事故等対処設備（設計基準拡張）一覧を第 3.6-18 表に示す。
本系統は設計基準事故対処設備であるとともに，想定される重大事故
等時においてその機能を考慮するため，重大事故等対処設備（設計基準拡張）と位置付ける。
また，残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）は，非常用交流電源設備からの給電に加えて，代替交流電源設備である常設代替高圧
電源装置からの給電により復旧し，重大事故等時に使用できる設計とする。

3.6-70原子炉隔離時
冷却系より

AO

MO

AO

＊1
可燃性ｶﾞｽ濃度制御系(FCS)(A)へ

MO

MO
MO
AO

MO

AO

＊1

MO

AO

AO
MO

燃料ﾌﾟｰﾙ冷却浄化系(FPC)へ

MO

AO

MO

可燃性ｶﾞｽ濃度制御系(FCS)(B)へ

MO

MO

MO
MO

MO

MO

MO

MO
サプレッション・プール

MO

MO

FPCより

MO

MO

MO

MO

MO

MO

①

①

＊2
MO

残留熱除去系
ポンプ

＊3

RHRS

RHRS
＊2

(C)

(B)

MO

(A)

RHRS

＊3

MO

MO
MO

MO

②

②

MO

MO

残留熱除去系
熱交換器

(A)

(C)

(B)

(D)

残留熱除去系
海水ポンプ

弁名称

：主要設備

①残留熱除去系テスト弁：流路③残留熱除去系熱交換器バイパス弁

第 3.6-6 図 残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）
系統概要図
3.6-71

第 3.6-18 表 残留熱除去系（サプレッション・プール水冷却系）に関する重大事故等対処設備（設計基準拡張）一覧
設備区分

設備名
残留熱除去系ポンプ【常設】主要設備

残留熱除去系海水ポンプ【常設】 ＊1
残留熱除去系熱交換器【常設】サプレッション・プール【常設】 ＊2

附属設備

−

水源

−

流路

残留熱除去系配管・弁・ストレーナ【常設】注水先

サプレッション・プール【常設】非常用電源設備
非常用ディーゼル発電機【常設】関連設備
電源設備 ＊３

常設代替交流電源設備
常設代替高圧電源装置【常設】軽油貯蔵タンク[常設]常設代替交流電源設備用燃料移送ポンプ【常設】残留熱除去系系統流量【常設】残留熱除去系ポンプ吐出圧力【常設】計装設備 ＊４

サプレッション・プール水温度【常設】残留熱除去系系統流量【常設】サプレッション・プール水位【常設】＊1：残留熱除去系海水系設備については，「3.5

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備（設置許可基準規則第48条に対する設計方針を示す章）」で示す。
＊2: 水源については，「3.13重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第56条に対する設計方針を示す章）」で示す。
＊3：電源設備については，「3.14

電源設備（設置許可基準規則第57条に対する設計方

針を示す章）」で示す。
＊4：計装設備については「3.15

計測設備（設置許可基準規則第58条に対する設計方針を示す章）」で示す。

3.6-72

3.6.3.2.2 主要設備の仕様
主要設備の機器仕様を以下に示す。
(1) 残留熱除去系ポンプ兼用する設備については，「3.6.3.1.2 主要設備の仕様(1)残留熱除去系ポンプ」に記載のとおり。
容
全

揚

個

量

：約1,690m ３ ／h（1個当たり）

程

：約85m

数

：3

取 付 箇 所

(2)

：原子炉建屋原子炉棟地下2階

残留熱除去系熱交換器兼用する設備については，「3.6.3.1.2 主要設備の仕様(2)残留熱除去系熱交換器」に記載のとおり。
基

数 ：2

伝 熱 容 量 ：19.4×103kW（1基当たり）
取 付 箇 所 ：原子炉建屋原子炉棟地下2階(3)

残留熱除去系海水ポンプ兼用する設備については，「3.6.3.1.2 主要設備の仕様(3)残留熱除去系海水ポンプ」に記載のとおり。
個

数

：4

容

量

：約886m３ ／h（1個当たり）

全

(4)

揚

程

：約184m

サプレッション・プール
3.6-73

兼用する設備については，「3.6.3.1.2 主要設備の仕様(4)サプレ
ッション・プール」に記載のとおり。
個

数

：1

容

量

：約 3,400m ３

3.6-74

3.6.3.2.3 設置許可基準規則第43 条への適合方針
残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）は，想定される重大事故
等時に重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用するため，「2.3 重
大事故等対処設備に関する基本方針」のうち，多様性，位置的分散を除く設計方針を適用して設計を行う。
ただし，常設代替交流電源設備である常設代替高圧電源装置からの給電により残留熱除去系(サプレッション・プール冷却系)を復旧させる場合については，残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）は，設計基準事故対
処設備である非常用電源設備の非常用ディーゼル発電機からの給電により起動する残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）に対して，駆動電源の多様性を有する設計とする。常設代替交流電源設備である常設代替高圧電源装置の多様性及び位置的分散については，「3.14 電源設備（設置許可基準規則第57 条に対する設計方針を示す章）」に示す。

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）は，設計基準対象施設として使用する場合と同様の系統構成で重大事故等においても使用するため，他の施設に悪影響を及ぼさない設計である。
残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）は，二以上の発電用原子炉施設において共用しない。
残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によるサプレッション・
プールの冷却に使用する残留熱除去系ポンプ，残留熱除去系海水ポンプ及び残留熱除去系熱交換器は，設計基準事故時の非常用炉心冷却機能及び残留熱除去機能を兼用しており，設計基準事故時に使用する場合のポンプ容量が，サプレション・プールを冷却するために必要な容量に対して十分であるため，
設計基準事故対処設備と同仕様の設計である。
3.6-75

基本方針については，「2.3.2容量等」に示す。
残留熱除去系ポンプ及び残留熱除去系熱交換器については，原子炉建屋原
子炉棟内に設置される設備であることから，想定される重大事故等が発生した場合における原子炉建屋原子炉棟内の環境条件を考慮し，その機能を有効に発揮することができるよう，第 3.6-19 表 に示す設計である。

3.6-76

第3.6-19表

想定する環境条件

環境条件
温度，圧力，湿度，放射線

屋外の天候による影響

海水を通水する系統への影響対応
設置場所である原子炉建屋原子炉棟内で想定される温度，圧力，湿度及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない。

海水を通水しない。
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器機器が損傷し地震ない設計とする（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方針」に示す）。

風（台風），竜巻，積 原子炉建屋原子炉棟内に設置するため，風（台風），竜巻，
雪，火山の影響

積雪及び火山の影響は受けない。

電磁的障害

機械装置のため，電磁波の影響を受けない。

また，残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）は中央制御室にて操作可能な設計とする。
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）は，設計基準事故対処設
備として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等においても使用する設計である。また，残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）は，系統の機能・性能検査が可能な設計である。
残留熱除去系ポンプ及び残留熱除去系熱交換器については，原子炉の運転中に機能・性能検査を，また停止中に分解検査及び外観検査が実施可能な設計である。
3.6-77

基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。

3.6-78

3.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備【54 条】

基準適合への対応状況

4.

核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設

4.3

使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備

4.3.1

概

要

使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能が喪失し，又は使用済燃料プー
ルからの水の漏えいその他の要因により当該使用済燃料プールの水位が低下した場合において，使用済燃料プール内の燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止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。
使用済燃料プールからの大量の水の漏えいその他の要因により使用済燃料
プールの水位が異常に低下した場合において，使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷の進行を緩和し，及び臨界を防止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。
使用済燃料プールの冷却等のための設備の系統概要図を第 4.3−1 図〜第4.3−6 図に示す。また，使用済燃料プールの監視等のための設備の系統概要図を第 4.3−7 図に示す。

4.3.2

設計方針

使用済燃料プールの冷却等のための設備のうち，使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能が喪失し，又は使用済燃料プールからの小規模な水の漏え
いその他の要因により使用済燃料プールの水位が低下した場合において，使用済燃料プール内の燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止できるよう使用済燃料プールの水位を維持するための設備並びに使用済燃料プールからの大量の水の漏えいその他の要因により使用済燃料プールの水位が異常に低下した場合においても使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷の進行を緩和し，及び臨界を防止するための設備として，代替燃料プール注
54 条-1

水系を設ける。ただし，臨界の防止については，以下の設備により設計基準対象施設である使用済燃料貯蔵ラック及び燃料体の形状を保持することで未臨界性を維持する。
使用済燃料プールの水位が異常に低下し，使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷に至った場合に，原子炉建屋原子炉棟に大量の水を放水することにより，できる限り環境への放射性物質の放出を低減するための設備として，放水設備を設ける。
使用済燃料プールの冷却等の設備のうち，重大事故等時において，使用済
燃料プールの状態を監視するための設備として，使用済燃料プール監視設備を設ける。
重大事故等時における使用済燃料プールの冷却のための重大事故等対処設備として，代替燃料プール冷却系を設ける。
使用済燃料プールに接続する配管の破損等により，燃料プール水戻り配管
からサイフォン効果による水の漏えいが発生した場合に，漏えいの継続を防止するため，使用済燃料プール水戻り配管にサイフォンブレーク用配管を設ける。また，現場での手動弁の隔離操作によっても漏えいを停止できる設計
とする。
(1)

使用済燃料プールの冷却機能若しくは注水機能の喪失時又は使用済燃料
プール水の小規模な漏えい発生時に用いる設備
ａ．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
使用済燃料プールの冷却等のための設備のうち，使用済燃料プール内の燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止できるよう使用済燃料プールの水位を維持するための重大事故等対処設備（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）として，
54 条-2常設低圧代替注水系ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプ及び代替淡水貯槽並びに燃料補給設備である可搬型設備用軽油タンク及びタンクロー
リを使用する。
代替淡水貯槽を水源とする常設低圧代替注水系ポンプ又は可搬型代替
注水大型ポンプにより，使用済燃料プールへ注水することで，使用済燃料プールの水位を維持できる設計とする。
常設低圧代替注水系ポンプは，常設代替交流電源設備である常設代替
高圧電源装置より給電できる設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプは，ディーゼルエンジンにて駆動できる設計とし，燃料は可搬型設備用軽油タンクよりタンクローリを用いて補給できる設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。
・常設低圧代替注水系ポンプ
・可搬型代替注水大型ポンプ
・代替淡水貯槽・常設スプレイヘッダ
・常設代替高圧電源装置（10.2 代替電源設備）
・可搬型設備用軽油タンク（10.2 代替電源設備）
・タンクローリ（10.2 代替電源設備）
その他，注入先として，設計基準対象施設である使用済燃料プールを
重大事故等対処設備として使用する。
また，防潮堤の内側の取水箇所（ＳＡ用海水ピット，淡水貯水池Ａ，Ｂ）より取水可能な設計とする。なお，系統の詳細については，「9.12
重大事故等の収束に必要となる水の供給設備」で示す。
常設代替高圧電源装置，可搬型設備用軽油タンク及びタンクローリに
54 条-3

ついては，「10.2 代替電源設備」に示す。
ｂ．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
プール注水
使用済燃料プールの冷却等のための設備のうち，使用済燃料プール内の燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止できるよう使用済燃料プールの水位を維持するための重大事故等対処設備（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注水）として，常設低圧代替注水系ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプ，代替淡水貯槽及び常設スプレイヘッダ並びに燃料補給設備である可搬型設
備用軽油タンク及びタンクローリを使用する。
代替淡水貯槽を水源とする常設低圧代替注水系ポンプは，代替燃料プール注水系の常設スプレイヘッダより，使用済燃料プールへ注水する。
また，代替淡水貯槽を水源とする可搬型代替注水大型ポンプは，東側接続口又は西側設続口にホースを接続し，代替燃料プール注水系の常設ス
プレイヘッダより，使用済燃料プールへ注水することで使用済燃料プー
ルの水位を維持できる設計とする。
常設低圧代替注水系ポンプは，常設代替交流電源設備である常設代替
高圧電源装置より給電できる設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプは，ディーゼルエンジンにて駆動できる設計とし，燃料は可搬型設備用軽油タンクよりタンクローリを用いて補給できる設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。
・常設低圧代替注水系ポンプ
・可搬型代替注水大型ポンプ
・代替淡水貯槽54 条-4

・常設スプレイヘッダ
・常設代替高圧電源装置（10.2 代替電源設備）
・可搬型設備用軽油タンク（10.2 代替電源設備）
・タンクローリ（10.2 代替電源設備）
その他，注入先として，設計基準対象施設である使用済燃料プールを
重大事故等対処設備として使用する。
また，防潮堤の内側の取水箇所（ＳＡ用海水ピット，淡水貯水池Ａ，Ｂ）より取水可能な設計とする。なお，系統の詳細については，「9.12
重大事故等の収束に必要となる水の供給設備」で示す。
常設代替高圧電源装置，可搬型設備用軽油タンク及びタンクローリについては，「10.2 代替電源設備」に示す。
ｃ．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注水
使用済燃料プールの冷却等のための設備のうち，使用済燃料プール内の燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止できるよう使用済燃料プールの水位を維持するための重大事故等対処設備（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注水）として，可搬型代替注水大型ポンプ，可搬型スプレイノズル及び代替淡水貯槽並びに燃料補給設備である可搬型設備用軽油タンク及びタン
クローリを使用する。
代替淡水貯槽を水源とする可搬型代替注水大型ポンプは，ホースにより可搬型スプレイノズルに接続し，使用済燃料プール内の燃料体等に直接スプレイすることで，使用済燃料プールの水位を維持できる設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプは，ディーゼルエンジンにて駆動できる設
54 条-5

計とし，燃料は可搬型設備用軽油タンクよりタンクローリを用いて補給できる設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。
・可搬型代替注水大型ポンプ
・代替淡水貯槽・可搬型スプレイノズル
・可搬型設備用軽油タンク（10.2 代替電源設備）
・タンクローリ（10.2 代替電源設備）
その他，注入先として，設計基準対象施設である使用済燃料プールを
重大事故等対処設備として使用する。
また，防潮堤の内側の取水箇所（ＳＡ用海水ピット，淡水貯水池Ａ，Ｂ）より取水可能な設計とする。なお，系統の詳細については，「9.12
重大事故等の収束に必要となる水の供給設備」で示す。
可搬型設備用軽油タンク及びタンクローリについては，「10.2 代替電源設備」に示す。
(2)

使用済燃料プールからの大量の水の漏えい発生時に用いる設備

ａ．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
使用済燃料プールからの大量の水の漏えい等により使用済燃料プールの水位が異常に低下した場合に，燃料損傷を緩和するとともに，燃料損
傷時にはできる限り環境への放射性物質の放出を低減するための重大事
故等対処設備（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）は，「4.3.2(1)ｂ．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注水」と同じである。
54 条-6

ｂ．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
使用済燃料プールからの大量の水の漏えい等により使用済燃料プールの水位が異常に低下した場合に，燃料損傷を緩和するとともに，燃料損
傷時にできる限り環境への放射性物質の放出を低減するための重大事故等対処設（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）は，「4.3.2(1)ｃ．代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）による使用済燃料プール注水」と同じである。
ｃ．大気への放射性物質拡散抑制
(a)

放水設備
使用済燃料プールの水位が異常に低下し，使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷に至った場合に，原子炉建屋原子炉棟に大量の水を放水することにより，できる限り環境への放射性物質の放出を低減するための設備として，放水設備を設ける。
放水設備として，可搬型代替注水大型ポンプ及び放水砲並びに燃料補給設備である可搬型設備用軽油タンク及びタンクローリを使用する。
可搬型代替注水大型ポンプ及び放水砲により，海水を原子炉建屋原
子炉棟に向けて放水することにより，環境への放射性物質の放出を可能な限り低減できる設計とする。
本系統の詳細については，「9.11 発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備」に示す。

(3)

重大事故等時の使用済燃料プールの監視時に用いる設備
使用済燃料プールの冷却等のための設備のうち，重大事故等時に使用済
54 条-7

燃料プールに係る監視に必要な設備として計測設備（使用済燃料プール監
視設備による使用済燃料プールの状態監視）を設ける。
ａ．使用済燃料プール監視設備による使用済燃料プールの状態監視
計測設備（使用済燃料プール監視設備による使用済燃料プールの状態監視）として，使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域），使用済燃料
プール温度（ＳＡ），使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）及び使用済燃料プール監視カメラ（使用済燃料プール監
視カメラ用空冷装置を含む。）を使用する。
使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域），使用済燃料プール温度（ＳＡ）及び使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）は，使用済燃料プールに係る重大事故等により変動する可能性のある範囲にわたり測定し，中央制御室にて使用済燃料プールの水位，温度及び放射線量を監視可能な設計とする。
使用済燃料プール監視カメラは，使用済燃料プールに係る重大事故等時の使用済燃料プールの状態を中央制御室にて監視できる設計とする。
また，耐環境性向上のため，使用済燃料プール監視カメラに空気を供給できる設計とする。
使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域），使用済燃料プール温度（ＳＡ），使用済燃料プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）及び使用済燃料プール監視カメラは，常設代替直流電源設備である緊急用直流 125V 蓄電池及び可搬型代替直流電源設備である可搬型代替低圧電源
車により給電できる設計とする。また，使用済燃料プール監視カメラ用
空冷装置は，常設代替交流電源設備である常設代替高圧電源装置及び可搬型代替交流電源設備である可搬型代替低圧電源車より給電できる設計とする。
54 条-8

具体的なパラメータ及び設備は，以下のとおりとする。
・使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）・使用済燃料プール温度（ＳＡ）
・使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
・使用済燃料プール監視カメラ（使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置を含む。）
・常設代替高圧電源装置（10.2 代替電源設備）
・可搬型代替低圧電源車（10.2 代替電源設備）
・可搬型整流器（10.2 代替電源設備）(4)

重大事故等時における使用済燃料プールの冷却のための設備

ａ．代替燃料プール冷却系による使用済燃料プール冷却重大事故等時における使用済燃料プールの冷却のための重大事故等対処設備（代替燃料プール冷却系による使用済燃料プール冷却）として，代替燃料プール冷却系ポンプ及び代替燃料プール冷却系熱交換器並びに
緊急用海水系の緊急用海水系ポンプを使用する。
代替燃料プール冷却系は，使用済燃料プールの水を代替燃料プール冷却系ポンプにより循環し，代替燃料プール冷却系熱交換器により冷却することで，使用済燃料プールを冷却できる設計とする。また，緊急用海
水系の緊急用海水ポンプにより，代替燃料プール冷却系熱交換器に冷却水を供給することにより，使用済燃料プールで発生した熱を最終的な熱の逃がし場である海へ輸送できる設計とする。
代替燃料プール冷却系ポンプ及び緊急用海水系ポンプは，常設代替交
流電源設備である常設代替高圧電源装置より給電できる設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。
・代替燃料プール冷却系ポンプ
54 条-9

・代替燃料プール冷却系熱交換器
・緊急用海水ポンプ
・常設代替高圧電源装置（10.2 代替電源設備）
その他，注入先として，設計基準対象施設である使用済燃料プールを
重大事故等対処設備として使用する。
使用済燃料プールについては，「4.1 燃料取扱及び貯蔵設備」に示す。
常設代替高圧電源装置については，「10.2 代替電源設備」に示す。

4.3.2.1

多様性，位置的分散

基本方針については，「1.1.7.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
使用済燃料プール注水及び使用済燃料プールスプレイに使用する常設低圧代替注水系ポンプの電源を，設計基準事故対処設備としての電源に対して，常設代替高圧電源装置からの独立した電源供給ラインから給電することにより，燃料プール冷却浄化系ポンプによる使用済燃料プール冷却及び残留熱除去系ポンプによる使用済燃料プール冷却及び補給に対して，多様性を持つ設計とする。また，常設低圧代替注水系ポンプは冷却を不要（自然冷却）とすることで，自然冷却により冷却する燃料プール冷却浄化系ポンプ及び残留熱除去系海水系により冷却する残留熱除去系ポンプに対して多様性を持つ設計とする。
常設低圧代替注水系ポンプ及び代替淡水貯槽は，原子炉建屋原子炉棟外の常設低圧代替注水系格納槽内に設置することで，原子炉建屋原子炉棟内の燃料プール冷却浄化系ポンプ及び残留熱除去系ポンプ並びに使用済燃料
プールと，位置的分散を図る設計とする。
54 条-10

使用済燃料プール注水及び使用済燃料プールスプレイに使用する可搬型
代替注水大型ポンプは，駆動源をディーゼルエンジン駆動とすることで，電動の燃料プール冷却浄化系ポンプ及び残留熱除去系ポンプに対して，多様性を持つ設計とする。
常設低圧代替注水系ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプの水源を代替
淡水貯槽とすることで，燃料プール冷却浄化系ポンプ若しくは残留熱除去系ポンプを使用した使用済燃料プールへの注水機能に対して，異なる水源を持つ設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプは，屋外に分散して保管することで，原子炉建屋原子炉棟内の燃料プール冷却浄化系ポンプ及び残留熱除去系ポンプ並
びに常設低圧代替注水系格納槽内の常設低圧代替注水系ポンプと，位置的分散を図る設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプの接続口は，原子炉建屋の東側及び西側の屋外に１箇所ずつ設置し，合計 2 箇所設置する設計とする。
常設低圧代替注水系ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系は，燃料プール冷却浄化系及び残留熱除去系の系統に対して独立した設計とする。
使用済燃料プールの冷却に使用する代替燃料プール冷却系ポンプ及び緊急用海水ポンプの電源を，設計基準事故対処設備としての電源に対して，常設代替高圧電源装置からの独立した電源供給ラインから給電することにより，燃料プール冷却浄化系ポンプによる使用済燃料プール冷却並びに残留熱除去系ポンプによる使用済燃料プール冷却及び補給に対して，多様性を持つ設計とする。また，代替燃料プール冷却系ポンプは冷却を自然冷却とすることで，自然冷却の燃料プール冷却浄化系ポンプ及び残留熱除去系
海水ポンプにより冷却する残留熱除去系ポンプに対して多様性を持つ設計
54 条-11

とする。
代替燃料プール冷却系ポンプ及び代替燃料プール冷却系熱交換器を使用する代替燃料プール冷却系の配管は，燃料プール冷却浄化系配管の分岐点
から燃料プール冷却浄化系の配管との合流点までの系統について，燃料プ
ール冷却浄化系ポンプ及び残留熱除去系ポンプを使用した冷却系統に対して，独立した設計とする。また，緊急用海水ポンプにより代替燃料プール
冷却系熱交換器に冷却水を供給する系統は，燃料プール冷却浄化系及び残留熱除去系の冷却水系統である原子炉補機冷却系及び残留熱除去系海水系の系統に対して，独立した設計とする。
代替燃料プール冷却系ポンプ及び代替燃料プール冷却系熱交換器は，原
子炉建屋原子炉棟内の燃料プール冷却浄化系ポンプ及び燃料プール冷却浄化系熱交換器並びに残留熱除去系ポンプ及び残留熱除去系熱交換器と，異なる区画に設置することにより，位置的分散を図る設計とする。また，緊急用海水ポンプは，地下格納槽内に設置することで，原子炉補機冷却系の補機冷却水ポンプ及び残留熱除去系海水ポンプに対して位置的分散を図る設計とする。
使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域），使用済燃料プール温度（ＳＡ）及び使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
は，設計基準事故対処設備である使用済燃料プール水位，燃料プール冷却
浄化系ポンプ入口温度，使用済燃料プール温度，燃料取替フロア燃料プー
ルエリア放射線モニタ，原子炉建屋換気系燃料取替床排気ダクト放射線モ
ニタ及び原子炉建屋換気系排気ダクト放射線モニタと同時に機能が損なわれることを防止するために，可能な限り異なる階層や使用済燃料プール内の異なる場所に設置することによる位置的分散を図る設計とする。
使用済燃料プール監視カメラは，測定原理が異なる設計であり，同一目
54 条-12

的の使用済燃料プール監視設備である使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域），使用済燃料プール温度（ＳＡ）及び使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ〉に対して多様性を持つ設計とする。

4.3.2.2

悪影響防止

基本方針については，「1.1.7.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
使用済燃料プール注水及び使用済燃料プールスプレイに使用する常設低圧代替注水系ポンプ，代替淡水貯槽，注水ライン及び常設スプレイヘッダ
は，通常時は隔離弁で隔離する系統構成とし，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。また，可搬型代替注水大型ポンプ及び可搬型スプレイノ
ズルは，通常時，接続先の系統と分離された状態で保管すること及び重大事故等時は他の設備から独立して使用することから，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプは，設置場所において車両転倒防止装置又は輪止めにより固定することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。さらに，保管場所において転倒しないことを確認することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプは，飛散物となって他の設備に悪影響及ぼさない設計とする。
使用済燃料プールの冷却に使用する代替燃料プール冷却系ポンプ及び代替燃料プール冷却系熱交換器並び緊急用海水ポンプは，通常時は弁により他の系統・機器と隔離する設計とし，重大事故等時は弁操作等によって，設計基準事故対処設備として使用する系統構成から重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とす
54 条-13

る。
使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域），使用済燃料プール温度（ＳＡ），使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ），使用済燃料プール監視カメラ及び使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置
は，他の設備と遮断器又はヒューズによる電気的分離を行うことで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

4.3.2.3

容 量 等

基本方針については，「1.1.7.2 容量等」に示す。
使用済燃料プール注水及び使用済燃料プールスプレイに使用する常設低圧代替注水系ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，使用済燃料プールの冷却機能及び注水機能喪失による水位低下を防止するため，使用済燃料
プールの蒸散量を上回る補給量を有する必要がある。また，小規模漏えい
による水位低下については，使用済燃料プール入口配管からの漏えいの場
合は，サイフォンブレーカの効果によりサイフォンブレーカ開口部の高さ
で水位低下が止まり，最も水位が低下する使用済燃料プール出口配管からの漏えいの場合は，使用済燃料プール水がスキマサージタンクへの流出が止まるスキマ堰の水位まで低下することで漏えいは止まる。したがって，
使用済燃料プールのスキマ堰の水位から蒸散により遮蔽に必要な水位に到達するまでの時間余裕を考慮し，使用済燃料プールの蒸散量を上回る補給量を確保する設計とし，常設低圧代替注水系ポンプ 1 個又は可搬型代替注
水大型ポンプ 1 個を使用する。また，可搬型代替注水大型ポンプは，重大事故等時使用済燃料プールへの注水に必要な容量を有するものを 1 個と水の補給設備に必要な容量を有するものを 1 個と同時に使用するため，1 セ
ット 2 個使用する。保有数は 2 セット 4 個と故障時及び保守点検による待54 条-14

機除外時のバックアップ用として 2 個の合計 6 個を保管する。
常設低圧代替注水系ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，使用済燃料ピット全面にスプレイ又は大量の水を放水することにより，できる限り環境への放射性物質の放出を低減するために必要なポンプ流量を有する設計とし，常設低圧代替注水系ポンプ 1 個又は可搬型代替注水大型ポンプ 1個を使用する。また，可搬型代替注水大型ポンプは，重大事故等時使用済
燃料プールへの注水に必要な容量を有するものを 1 個と水の補給設備に必要な容量を有するものを 1 個と同時に使用するため，1 セット 2 個使用する。保有数は 2 セット 4 個と故障時及び保守点検による待機除外時のバッ
クアップ用として 2 個の合計 6 個を保管する。
常設低圧代替注水系ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，他系統への注水と同時に使用する場合でも，各々の必要流量が確保可能な設計とする。
使用済燃料プール注水及び使用済燃料プールスプレイに使用する代替淡水貯槽は，使用済燃料プールへの注水量に対し，可搬型代替注水大型ポン
プにより淡水又は海水を補給するまでの間，水源を確保できる十分な容量を有する設計とする。
使用済燃料プールの冷却に使用する代替燃料プール冷却系ポンプ及び代替燃料プール冷却系熱交換器並びに緊急用海水ポンプは，想定される重大事故等時に使用済燃料プール内に貯蔵する使用済燃料から発生する崩壊熱を除去できるポンプ流量及び伝熱容量に対して，十分な容量を確保できる
容量を有するものを各 1 個使用する。
使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）及び使用済燃料プール温度（ＳＡ）は，重大事故等により変動する可能性のある範囲にわたり測定できる設計とする。
54 条-15

使用済燃料プール監視カメラ（使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置
を含む）は，重大事故等時において赤外線機能により使用済燃料プール及びその周辺の状況が把握できる設計とする。
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）は，重大事故等時において変動する可能性のある範囲にわたり測定できる設計とする。

4.3.2.4

環境条件等

基本方針については，「1.1.7.3 環境条件等」に示す。
使用済燃料プール注水及び使用済燃料プールスプレイに使用する常設低圧代替注水系ポンプ及び代替淡水貯槽は，常設低圧代替注水系格納槽内に設置し，重大事故等における環境条件を考慮した設計とする。操作は，中央制御室で可能な設計とする。
使用済燃料プール注水及び使用済燃料プールスプレイに使用する可搬型
代替注水大型ポンプは，屋外に保管及び設置し，重大事故等における屋外の環境条件を考慮した設計とする。操作は，設置場所で可能な設計とする。
常設低圧代替注水系ポンプ，可搬型代替注水大型ポンプ及び代替淡水貯槽は，淡水だけでなく海水も使用することから，海水の影響を考慮した設計とする。また，可搬型代替注水大型ポンプは，海から直接取水する際の異物の流入防止を考慮した設計とする。
常設スプレイヘッダ及び可搬型スプレイノズルは，原子炉建屋原子炉棟内に設置し，重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。可搬型スプレイノズルは，現場据付け後は，操作が不要な設計とする。
常設スプレイヘッダ及び可搬型スプレイノズルは，淡水だけでなく海水
54 条-16

も使用するが，可能な限り淡水源を優先し，海水通水は短時間とすること
で，設備への影響を考慮する。
使用済燃料プールの冷却に使用する代替燃料プール冷却系ポンプ及び代替燃料プール冷却系熱交換器は，原子炉建屋原子炉棟内に設置し，重大事
故等における環境条件を考慮した設計とする。
緊急用海水ポンプは，地下格納槽内に設置し，重大事故等における環境条件を考慮した設計とする。
代替燃料プール冷却系ポンプ及び緊急用海水ポンプの操作は，中央制御室で可能な設計とする。
緊急用海水ポンプ及び代替燃料プール冷却系熱交換器は，使用時に海水を通水するため耐腐食性材料を使用する。また，緊急用海水ポンプにより，海水を送水する系統への異物の流入防止を考慮した設計とする。
使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域），使用済燃料プール温度（ＳＡ）及び使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
は，原子炉建屋原子炉棟内に設置し，重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。使用済燃料プールの水位が異常に低下する事故時に使用する設備であるため，その環境条件を考慮した設計とする。
使用済燃料プール監視カメラは，原子炉建屋原子炉棟内に設置し，重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。使用済燃料プールの水位が異常に低下する事故時に使用する設備であるため，その環境を考慮して使用済燃料プール監視カメラ空冷装置を設置し，耐環境性向上を図る設計とする。また，計器の仕様を超えた場合には，使用済燃料プール水位（ＳＡ広域）を主体とし，他の監視設備にて総合的に監視できる設計とする。
使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置は，原子炉建屋付属棟に設置
54 条-17

し，その機能を期待される重大事故等が発生した場合における原子炉建屋
原子炉棟外及びその他の建屋内の環境条件を考慮した設計とする。使用済
燃料プール監視カメラ用空冷装置は，中央制御室にて操作可能な設計とする。

4.3.2.5

操作性の確保基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。
常設低圧代替注水系ポンプによる使用済燃料プール注水及び使用済燃料
プールスプレイを行う系統は，重大事故等が発生した場合でも，通常時の系統から弁操作等にて速やかに切り替えできる設計とする。常設低圧代替
注水系ポンプは，中央制御室の制御盤の操作スイッチで操作が可能な設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプによる使用済燃料プール注水及び使用済燃料
プールスプレイを行う系統は，重大事故等が発生した場合でも，通常時の系統から弁操作等にて速やかに切り替えできる設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプと東側接続口又は西側接続口は，一般的に使用される工具を用いて接続可能なフランジ接続とする。また，ホースの接続方式及びホース口径の統一により確実に接続できる設計とする。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現場での操作が可能な設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプは，車両として移動可能な設計とするとともに，車両転倒防止装置又は輪止めにより，設置場所にて固定できる設計とする。
可搬型スプレイノズルは，現場据付け後は，操作が不要な設計とする。
54 条-18

代替燃料プール冷却系ポンプ及び代替燃料プール冷却系熱交換器並びに
緊急用海水ポンプによる使用済燃料プールの冷却を行う系統は，重大事故等が発生した場合でも通常時の系統から弁操作等にて速やかに切り替えできる設計とする。代替燃料プール冷却系ポンプ及び緊急用海水ポンプは，中央制御室の制御盤の操作スイッチで操作が可能な設計とする。
使用済燃料プール監視設備のうち，使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域），使用済燃料プール温度（ＳＡ），使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）及び使用済燃料プール監視カメラは，想定される重大事故等が発生した場合において，操作を必要とすることなく中央制御室から監視が可能な設計とする。また，使用済燃料プール監視カメ
ラ用空冷装置は，重大事故等時においても中央制御室にて弁操作及び起動操作ができる設計とする。

4.3.3

主要設備及び仕様
使用済燃料燃料プールの冷却等のための設備の主要設備及び仕様を第4.3−1 表に示す。

4.3.4

試験検査
基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。
使用済燃料プール注水及び使用済燃料プールスプレイに使用する常設低圧代替注水系ポンプは，他系統と独立した試験系統により機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
常設低圧代替注水系ポンプは，分解が可能な設計とする。
代替淡水貯槽は，内部の確認が可能なように，マンホールを設ける設計
54 条-19

とする。また，有効水量が確認できる設計とする。
使用済燃料プール注水及び使用済燃料プールスプレイに使用する可搬型
代替注水大型ポンプは，他系統と独立した試験系統により機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプは，ポンプの分解又は取替が可能な設計とする。また，車両として運転状態の確認及び外観の確認が可能な設計とする。
使用済燃料プール注水及び使用済燃料プールスプレイに使用する可搬型
スプレイノズル及び常設スプレイヘッダは，外観の確認が可能な設計とする。
使用済燃料プールの冷却に使用する代替燃料プール冷却系ポンプ及び代替燃料プール冷却系熱交換器並びに緊急用海水ポンプは，試験系統により機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。また，分解が可能な設計とする。
使用済燃料プール監視設備による使用済燃料プールの状態監視に使用す
る使用済燃料プール水位（ＳＡ広域）は，模擬入力による校正ができる設計とする。使用済燃料プール温度（ＳＡ広域）及び使用済燃料プール温度（ＳＡ）は絶縁抵抗測定，温度１点確認及び模擬入力による校正ができる設計とする。使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）は標準線源による線源校正及び模擬入力による校正ができる設計とする。使用済燃料プール監視カメラ及び使用済燃料プール監視カメラ用空冷
装置は表示確認，動作確認及び外観点検ができる設計とする。

54 条-20

第 4.3−1 表(1)

使用済燃料プールの冷却等のための設備主要仕様

常設低圧代替注水系ポンプ兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・原子炉格納容器内の冷却等のための設備
・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備

(2)

型

式

うず巻形

個

数

1（予備 1）

容量

約 200m３ ／h（1 個当たり）揚程

約 200m

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・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
54 条-21

型

式

うず巻形

個

数

4（予備 2＊1）

容量

約 1,320m ３ ／h（1 個当たり）揚程

約 140m＊1「可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）」と兼用(3)

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・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備

(4)

個

数

1

容

量

約 5,000m ３

可搬型スプレイノズル個

数6（予備 1）54 条-22

(5)常設スプレイヘッダ
個

(6)

数

1

使用済燃料プール監視設備
ａ．使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）
個

数

水位：1
温度：1（検出点 2 箇所）

計 測 範 囲水位：EL.35,077mm〜46,577mm
温度：0〜120℃

種

類

水位：ガイドパルス式
温度：測温抵抗体ｂ．使用済燃料プール温度（ＳＡ）個

数

1（検出点 8 箇所）

計 測 範 囲0〜120℃

種

熱電対類

ｃ．使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ）個

数1

計 測 範 囲10−２ 〜10 ５ Sv／h

種

イオンチェンバ類

ｄ．使用済燃料プールエリア放射線モニタ（低レンジ）
個数

計 測 範 囲1
10−３ 〜10 ４ mSv／h
54 条-23

種

類

イオンチェンバｅ．使用済燃料プール監視カメラ

(7)

(8)

個

数

1

種

類

赤外線カメラ

代替燃料プール冷却系ポンプ
型

式

うず巻形

個

数

1

容

量

約 124m３ ／h（1 個当たり）

揚

程

約 40m

代替燃料プール冷却系熱交換器
型

式

プレート式

個

数

1

伝 熱 容 量(9)

約 2.31MW（1 個当たり）

緊急用海水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
54 条-24

・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備
型

式

ターボ形

個

数

1（予備 1）

容量

約 844m３ ／h（1 個当たり）揚程

約 130m54 条-25

第 4.3−1 図

代替燃料プール注水系（常設低圧代替注水系ポンプ及び注水ラインを使用した使用済燃料プール注水）系統概要図
54 条-26

第 4.3−2 図

代替燃料プール注水系（可搬型代替注水大型ポンプ及び注水ラインを使用した使用済燃料プール注水）系統概要図
54 条-27

第 4.3−3 図

代替燃料プール注水系（常設低圧代替注水系ポンプ及び常設ス
プレイヘッダを使用した使用済燃料プール注水及びスプレイ）
系統概要図
54 条-28

第 4.3−4 図

代替燃料プール注水系（可搬型代替注水大型ポンプ及び常設ス
プレイヘッダを使用した使用済燃料プール注水及びスプレイ）
系統概要図
54 条-29

第 4.3−5 図

代替燃料プール注水系（可搬型代替注水大型ポンプ及び可搬型
スプレイノズルを使用した使用済燃料プール注水及びスプレイ）系統概要図

54 条-30

第 4.3−6 図

代替燃料プール冷却系系統概要図

54 条-31

第 4.3−7 図

使用済燃料プール監視設備系統概要図

54 条-32

3.11

使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備【54条】

＜

添付資料

目次

3.11

使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備

3.11.1

設置許可基準規則第54条への適合方針(1)＞

代替燃料プール注水系（注水ライン）の設置（設置許可基準規則の解
釈の第2項ａ）,ｂ））(2)

代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）の設置（設置許可基
準規則の解釈の第2項ａ）,ｂ），第3項ａ），ｂ），ｃ））(3)

代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）の設置（設置許可基準
規則の解釈の第2項ａ）,ｂ），第3項ａ），ｂ），ｃ））(4)

可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）及び放水砲（大気への拡散抑制）（設置許可基準規則の解釈の第3項ｃ））(5)

代替燃料プール冷却設備の設置(6)

使用済燃料プール監視設備の設置（設置許可基準規則の解釈の第4項ａ），ｂ），ｃ））(7)

消火系による使用済燃料プール注水の整備(8)

補給水系による使用済燃料プール注水の整備(9)ステンレス鋼板等による漏えい緩和の整備(10)

可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール冷却の整備(11)

代替燃料プール注水系の海水の利用

3.11.2

重大事故等対処設備

3.11.2.1
3.11.2.1.1

代替燃料プール注水系（注水ライン）
設備概要
目−1

3.11.2.1.2

主要設備の仕様(1)

常設低圧代替注水系ポンプ(2)

可搬型代替注水大型ポンプ(3)

代替淡水貯槽3.11.2.1.3

設置許可基準規則第43条への適合方針

3.11.2.1.3.1

設置許可基準規則第43条第1項への適合方針（常設並びに可搬型重大事故等対処設備の安全設計方針に対する適合性）

(1)

(2)

(3)

(4)

(5)

(6)

環境条件（設置許可基準規則第43条第1項一）
(ⅰ)

要求事項

(ⅱ)

適合性

操作性（設置許可基準規則第43条第1項二）
(ⅰ)

要求事項

(ⅱ)

適合性

試験及び検査（設置許可基準規則第43条第1項三）
(ⅰ)

要求事項

(ⅱ)

適合性

切り替えの容易性（設置許可基準規則第43条第1項四）
(ⅰ)

要求事項

(ⅱ)

適合性

悪影響の防止（設置許可基準規則第43条第1項五）
(ⅰ)

要求事項

(ⅱ)

適合性

設置場所（設置許可基準規則第43条第1項六）
(ⅰ)

要求事項

(ⅱ)

適合性
目−2

3.11.2.1.3.2

設置許可基準規則第43条第2項への適合方針（常設重大事故等対処設備の安全設計方針に対する適合性）

(1)

(2)

(3)

容量（設置許可基準規則第43条第2項一）
(ⅰ)

要求事項

(ⅱ)

適合性

共用の禁止（設置許可基準規則第43条第2項二）
(ⅰ)

要求事項

(ⅱ)

適合性

設計基準事故対処設備との多様性（設置許可基準規則第43条第2項三）
(ⅰ)

要求事項

(ⅱ)

適合性

3.11.2.1.3.3

設置許可基準規則第43条第3項への適合方針（可搬型重大事故等対処設備の安全設計方針に対する適合性）

(1)

(2)

(3)

(4)

容量（設置許可基準規則第43条第3項一）
(ⅰ)

要求事項

(ⅱ)

適合性

確実な接続（設置許可基準規則第43条第3項二）
(ⅰ)

要求事項

(ⅱ)

適合性

複数の接続口（設置許可基準規則第43条第3項三）
(ⅰ)

要求事項

(ⅱ)

適合性

設置場所（設置許可基準規則第43条第3項四）
(ⅰ)

要求事項

(ⅱ)

適合性
目−3

(5)

(6)

(7)

保管場所（設置許可基準規則第43条第3項五）
(ⅰ)

要求事項

(ⅱ)

適合性

アクセスルートの確保（設置許可基準規則第43条第3項六）
(ⅰ)

要求事項

(ⅱ)

適合性

設計基準事故対処設備及び常設重大事故等防止設備との多様性（設置許可基準規則第43条第3項七）
(ⅰ)

要求事項

(ⅱ)

適合性

3.11.2.2

代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）

3.11.2.2.1

設備概要

3.11.2.2.2

主要設備の仕様(1)

可搬型代替注水大型ポンプ(2)

可搬型スプレイノズル(3)

代替淡水貯槽3.11.2.2.3

設置許可基準規則第43条への適合方針

3.11.2.2.3.1

設置許可基準規則第43条第1項への適合方針（常設並びに可搬型重大事故等対処設備の安全設計方針に対する適合性）

(1)

(2)

環境条件（設置許可基準規則第43条第1項一）
(ⅰ)

要求事項

(ⅱ)

適合性

操作性（設置許可基準規則第43条第1項二）
(ⅰ)

要求事項

(ⅱ)

適合性
目−4

(3)

(4)

(5)

(6)

試験及び検査（設置許可基準規則第43条第1項三）
(ⅰ)

要求事項

(ⅱ)

適合性

切り替えの容易性（設置許可基準規則第43条第1項四）
(ⅰ)

要求事項

(ⅱ)

適合性

悪影響の防止（設置許可基準規則第43条第1項五）
(ⅰ)

要求事項

(ⅱ)

適合性

設置場所（設置許可基準規則第43条第1項六）
(ⅰ)

要求事項

(ⅱ)

適合性

3.11.2.2.3.2

設置許可基準規則第43条第3項への適合方針（可搬型重大事故等対処設備の安全設計方針に対する適合性）

(1)

(2)

(3)

(4)

容量（設置許可基準規則第43条第3項一）
(ⅰ)

要求事項

(ⅱ)

適合性

確実な接続（設置許可基準規則第43条第3項二）
(ⅰ)

要求事項

(ⅱ)

適合性

複数の接続口（設置許可基準規則第43条第3項三）
(ⅰ)

要求事項

(ⅱ)

適合性

設置場所（設置許可基準規則第43条第3項四）
(ⅰ)

要求事項
目−5

(ⅱ)
(5)

(6)

(7)

適合性

保管場所（設置許可基準規則第43条第3項五）
(ⅰ)

要求事項

(ⅱ)

適合性

アクセスルートの確保（許可基準規則第43条第3項六）
(ⅰ)

要求事項

(ⅱ)

適合性

設計基準事故対処設備及び常設重大事故防止設備との多様性（設置許可基準規則第43条第3項七）
(ⅰ)

要求事項

(ⅱ)

適合性

3.11.2.3

代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）

3.11.2.3.1

設備概要

3.11.2.3.2

主要設備の仕様(1)

常設低圧代替注水系ポンプ(2)

可搬型代替注水大型ポンプ(3)

常設スプレイヘッダ(4)

代替淡水貯槽3.11.2.3.3

設置許可基準規則第43条への適合方針

3.11.2.3.3.1

設置許可基準規則第43条第1項への適合方針（常設並びに可搬型重大事故等対処設備の安全設計方針に対する適合性）

(1)

(2)

環境条件（設置許可基準規則第43条第1項一）
(ⅰ)

要求事項

(ⅱ)

適合性

操作性（設置許可基準規則第43条第1項二）
目−6

(3)

(4)

(5)

(6)

(ⅰ)

要求事項

(ⅱ)

適合性

試験及び検査（設置許可基準規則第43条第1項三）
(ⅰ)

要求事項

(ⅱ)

適合性

切り替えの容易性（設置許可基準規則第43条第1項四）
(ⅰ)

要求事項

(ⅱ)

適合性

悪影響の防止（設置許可基準規則第43条第1項五）
(ⅰ)

要求事項

(ⅱ)

適合性

設置場所（設置許可基準規則第43条第1項六）
(ⅰ)

要求事項

(ⅱ)

適合性

3.11.2.3.3.2

設置許可基準規則第43条第2項への適合方針（常設重大事故等対処設備の安全設計方針に対する適合性）

(1)

(2)

(3)

容量（設置許可基準規則第43条第2項一）
(ⅰ)

要求事項

(ⅱ)

適合性

共用の禁止（設置許可基準規則第43条第2項二）
(ⅰ)

要求事項

(ⅱ)

適合性

設計基準事故対処設備との多様性（設置許可基準規則第43条第2項三）
(ⅰ)

要求事項

(ⅱ)

適合性
目−7

3.11.2.3.3.3

設置許可基準規則第43条第3項への適合方針（可搬型重大事故等対処設備の安全設計方針に対する適合性）(1)

容量（設置許可基準規則第43条第3項一）
(ⅰ)

要求事項

(ⅱ)

適合性

(2)

確実な接続（設置許可基準規則第43条第3項二）
(ⅰ)

要求事項

(ⅱ)

適合性

(3)

複数の接続口（設置許可基準規則第43条第3項三）
(ⅰ)

要求事項

(ⅱ)

適合性

(4)

設置場所（設置許可基準規則第43条第3項四）
(ⅰ)

要求事項

(ⅱ)

適合性

(5)

保管場所（設置許可基準規則第43条第3項五）
(ⅰ)

要求事項

(ⅱ)

適合性

(6)

アクセスルートの確保（設置許可基準規則第43条第3項六）
(ⅰ)

要求事項

(ⅱ)

適合性

(7)

設計基準事故対処設備及び常設重大事故等防止設備との多様性（設置許可基準規則第43条第3項七）

(ⅰ)

要求事項

(ⅱ)

適合性

3.11.2.4

代替燃料プール冷却設備
目−8

3.11.2.4.1

設備概要

3.11.2.4.2

主要設備の仕様(1)

代替燃料プール冷却系ポンプ(2)

代替燃料プール冷却系熱交換器(3)

使用済燃料プール(4)

緊急用海水ポンプ

3.11.2.4.3

設置許可基準規則第43条への適合方針

3.11.2.4.3.1

設置許可基準規則第43条第1項への適合方針（常設並びに可搬型重大事故等対処設備の安全設計方針に対する適合性）

(1)

(2)

(3)

(4)

(5)

(6)

環境条件（設置許可基準規則第43条第1項一）
(ⅰ)

要求事項

(ⅱ)

適合性

操作性（設置許可基準規則第43条第1項二）
(ⅰ)

要求事項

(ⅱ)

適合性

試験及び検査（設置許可基準規則第43条第1項三）
(ⅰ)

要求事項

(ⅱ)

適合性

切り替えの容易性（設置許可基準規則第43条第1項四）
(ⅰ)

要求事項

(ⅱ)

適合性

悪影響の防止（設置許可基準規則第43条第1項五）
(ⅰ)

要求事項

(ⅱ)

適合性

設置場所（設置許可基準規則第43条第1項六）
目−9

(ⅰ)

要求事項

(ⅱ)

適合性

3.11.2.4.3.2

設置許可基準規則第43条第2項への適合方針（常設重大事故等対処設備の安全設計方針に対する適合性）

(1)

(2)

(3)

容量（設置許可基準規則第43条第2項一）
(ⅰ)

要求事項

(ⅱ)

適合性

共用の禁止（設置許可基準規則第43条第2項二）
(ⅰ)

要求事項

(ⅱ)

適合性

設計基準事故対処設備との多様性（設置許可基準規則第43条第2項三）
(ⅰ)

要求事項

(ⅱ)

適合性

3.11.2.5

使用済燃料プール監視設備

3.11.2.5.1

設備概要

3.11.2.5.2

主要設備の仕様(1)

使用済燃料プール水位・温度（SA広域）(2)

使用済燃料プール温度（SA）(3)

使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ）(4)

使用済燃料プールエリア放射線モニタ（低レンジ）(5)

使用済燃料プール監視カメラ（使用済燃料プール監視カメラ用空冷装
置を含む）

3.11.2.5.3
3.11.2.5.3.1(1)

設置許可基準規則第43条への適合方針
設置許可基準規則第43条第1項への適合方針

環境条件（設置許可基準規則第43条第1項一）
目−10

(2)

(3)

(4)

(5)

(6)

(ⅰ)

要求事項

(ⅱ)

適合性

操作性（設置許可基準規則第43条第1項二）
(ⅰ)

要求事項

(ⅱ)

適合性

試験及び検査（設置許可基準規則第43条第1項三）
(ⅰ)

要求事項

(ⅱ)

適合性

切り替えの容易性（設置許可基準規則第43条第1項四）
(ⅰ)

要求事項

(ⅱ)

適合性

悪影響の防止（設置許可基準規則第43条第1項五）
(ⅰ)

要求事項

(ⅱ)

適合性

設置場所（設置許可基準規則第43条第1項六）
(ⅰ)

要求事項

(ⅱ)

適合性

3.11.2.5.3.2
(1)

(2)

(3)

設置許可基準規則第43条第2項への適合方針

容量（設置許可基準規則第43条第2項一）
(ⅰ)

要求事項

(ⅱ)

適合性

共用の禁止（設置許可基準規則第43条第2項二）
(ⅰ)

要求事項

(ⅱ)

適合性

設計基準事故対処設備との多様性（設置許可基準規則第43条第2項三）
目−11

(ⅰ)

要求事項

(ⅱ)

適合性

目−12

3.11

使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備【54条】【設置許可基準規則】（使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備）
第五十四条

発電用原子炉施設には，使用済燃料貯蔵槽の冷却機能又は注水機能が喪失し，又は使用済燃料貯蔵槽からの水の漏えいその他の要因により当該使用済燃料貯蔵槽の水位が低下した場合において貯蔵槽内燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止するために必要な設備を設けなければならない。
２

発電用原子炉施設には，使用済燃料貯蔵槽からの大量の水の漏えいその他の要因により当該使用済燃料貯蔵槽の水位が異常に低下した場合において貯蔵槽内燃料体等の著しい損傷の進行を緩和し，及び臨界を防止するために必要な設備を設けなければならない。

（解釈）
１

第１項に規定する「使用済燃料貯蔵槽の冷却機能又は注水機能が喪失
し，又は使用済燃料貯蔵槽からの水の漏えいその他の要因により当該使用済燃料貯蔵槽の水位が低下した場合」とは，本規程第３７条３−１（a）
及び（b）で定義する想定事故１及び想定事故２において想定する使用済
燃料貯蔵槽の水位の低下をいう。

２

第１項に規定する「貯蔵槽内燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止するために必要な設備」とは，以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。

ａ）代替注水設備として，可搬型代替注水設備（注水ライン及びポンプ車等）を配備すること。
ｂ）代替注水設備は，設計基準対象施設の冷却設備及び注水設備が機能喪失

3.11-1

し，又は小規模な漏えいがあった場合でも，使用済燃料貯蔵槽の水位を維持できるものであること。
３

第２項に規定する「貯蔵槽内燃料体等の著しい損傷の進行を緩和し，及び臨界を防止するために必要な設備」とは，以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。
ａ）スプレイ設備として，可搬型スプレイ設備（スプレイヘッダ，スプ
レイライン及びポンプ車等）を配備すること。
ｂ）スプレイ設備は，代替注水設備によって使用済燃料貯蔵槽の水位が維持できない場合でも，燃料損傷を緩和できるものであること。
ｃ）燃料損傷時に，できる限り環境への放射性物質の放出を低減するための設備を整備すること。

４

第１項及び第２項の設備として，使用済燃料貯蔵槽の監視は，以下によること。
ａ）使用済燃料貯蔵槽の水位，水温及び上部の空間線量率について，燃料貯蔵設備に係る重大事故等により変動する可能性のある範囲にわたり測定可能であること。
ｂ）これらの計測設備は，交流又は直流電源が必要な場合には，代替電源設備からの給電を可能とすること。
ｃ）使用済燃料貯蔵槽の状態をカメラにより監視できること。

3.11-23.11

使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備

3.11.1

設置許可基準規則第54条への適合方針

想定事故1及び想定事故2において想定する使用済燃料プールの水位の低下があった場合において，使用済燃料プール内の燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止する（以下，「第54条第1項対応」という。）ために必要な重大事故等対処設備を設置及び保管する。

使用済燃料プールからの大量の水の漏えいその他の要因により当該使用済
燃料プールの水位が異常に低下した場合において，使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷の進行を緩和し，及び臨界を防止する（以下，「第54条第2項対応」という。）ために必要な重大事故等対処設備を設置及び保管する。ただし，臨界の防止については，以下の設備により設計基準対象施設である使用済燃料貯蔵ラック及び燃料体の形状を保持することで未臨界性を維持する。
（54-13-2〜5）(1)

代替燃料プール注水系（注水ライン）の設置（設置許可基準規則の解
釈の第2項a）,b））
代替燃料プール注水系（注水ライン）は，第54条第1項対応として，常設低圧代替注水系ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプにより，使用済燃料プールの水位を維持できる設計とする。
常設低圧代替注水系ポンプは，代替淡水貯槽を水源として，代替燃料プール注水系配管を経由して使用済燃料プールへ注水できる設計とする。
また，可搬型代替注水大型ポンプは，代替淡水貯槽を水源として，ホース及び代替燃料プール注水系配管を経由して使用済燃料プールへ注水できる設計とする。
3.11-3

(2)代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）の設置（設置許可基準
規則の解釈の第2項a）,b），第3項a），b），c））
代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）は，第54条第1項対応として，可搬型代替注水大型ポンプにより，代替淡水貯槽を水源としてホース及び可搬型スプレイノズルを経由して使用済燃料プールへ注水することで使用済燃料プールの水位を維持できる設計とする。
第54条第2項対応として， 可搬型代替注水大型ポンプにより，水源である代替淡水貯槽の水又は海水をホース及び可搬型スプレイノズルを経由して使用済燃料に直接スプレイすることで，使用済燃料の表面温度を下げる
ことにより，燃料損傷を緩和可能な設計とするとともに，スプレイ水の放射性物質叩き落としの効果により，環境への放射性物質放出を可能な限り低減できる設計とする。

(3)

代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）の設置（設置許可基準規則の解釈の第2項a）,b），第3項a），b），c））
代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）は，第54条第1項対応として，常設低圧代替注水系ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプにより，使用済燃料プールの水位を維持できる設計とする。
常設低圧代替注水系ポンプは，代替淡水貯槽を水源として，代替燃料プール注水系配管及び常設スプレイヘッダを経由して使用済燃料プールへ注水できる設計とする。
また，可搬型代替注水大型ポンプは，代替淡水貯槽を水源として，代替
燃料プール注水系配管，ホース及び常設スプレイノズルを経由して使用済
燃料プールへ注水できる設計とする。
3.11-4

第54条第2項対応として，常設低圧代替注水系ポンプ又は可搬型代替注
水大型ポンプにより，使用済燃料に直接スプレイすることで，燃料損傷を緩和できるとともに，スプレイ水の放射性物質叩き落としの効果により，環境への放射性物質放出を可能な限り低減できる設計とする。
常設低圧代替注水系ポンプは，代替淡水貯槽を水源として，代替燃料プール注水系配管及び常設スプレイヘッダを経由して使用済燃料に直接スプレイできる設計とする。
また，可搬型代替注水大型ポンプは，代替淡水貯槽を水源として，代替
燃料プール注水系配管，ホース及び常設スプレイノズルを経由して使用済
燃料に直接スプレイできる設計とする。

(4)

可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）及び放水砲（大気への拡散抑制）（設置許可基準規則の解釈の第 3 項 c））
炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損又は使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷に至った場合において大気への放射性物質の拡散を抑制できる設計とする。
なお，本設備の詳細については「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（設置許可基準規則第 55 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

(5)

代替燃料プール冷却設備の設置
重大事故等が発生し，設計基準対象施設である燃料プール冷却浄化系の復旧ができず，使用済燃料プールの冷却機能が喪失した場合においても，代替燃料プール冷却系及び緊急用海水系を用いて，貯蔵する使用済燃料から発生する崩壊熱を冷却可能な設計とする。
3.11-5

代替燃料プール冷却系は，使用済燃料プールを水源として代替燃料プール冷却系ポンプにより，代替燃料プール冷却系熱交換器を介して，使用済燃料プールへ戻る循環系統である。
代替燃料プール冷却系熱交換器の冷却用の海水は，緊急用海水ポンプにより送水され，非常用取水設備である緊急用海水ポンプピットから取水す
る設計とする。
なお，本設備のうち，緊急用海水系及び非常用取水設備の詳細について
は「3.5

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備（設置許可基準規則第48条に対する設計方針を示す章）」で示す。

(6)

使用済燃料プール監視設備の設置（設置許可基準規則の解釈の第4項a），b），c））
使用済燃料プールの水位，水温及びプール上部の空間線量率について，
使用済燃料プールに係る重大事故等により変動する可能性のある範囲にわたり監視するため，使用済燃料プール水位・温度（SA広域），使用済燃料
プール温度（SA）及び使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）を設置する設計とする。
また，使用済燃料プールの状態を監視するため，使用済燃料プール監視
カメラを設置する設計とする。
上記の使用済燃料プール監視設備は，交流又は直流電源が喪失した場合
でも，代替電源設備からの給電が可能な設計とし，中央制御室で監視可能な設計とする。

3.11-6

なお，使用済燃料プールは，サイフォン現象による燃料プール水戻り配管からのプール水の漏えいを想定し，燃料プール水戻り配管にサイフォンブレーク用配管を設置し，サイフォンブレーク用配管下端まで水位が低下した時点で，受動的にサイフォン現象の継続を停止させるサイフォン防止機能を有する設計とする。
万が一，サイフォン防止機能が喪失した場合においても，現場での手動弁操作により破断箇所を隔離することで，プール水の流出を停止させることが可能な設計とする。
（54-12-2〜4）

なお，耐震ＳクラスではなくＳ Ｓ 機能維持を担保できないが，使用可能であれば，第54条第1項対応に有効な設備であるため，自主対策設備として以下を
整備する。

(7)

消火系による使用済燃料プール注水の整備
消火系による使用済燃料プールへの注水は，ディーゼル駆動消火ポンプを用い，全交流動力電源が喪失した場合でも，常設代替交流電源設備からの給電により，中央制御室から遠隔で弁操作し，ろ過水タンクを水源として，消火系配管を経由して使用済燃料プールへ注水する。

(8)

補給水系による使用済燃料プール注水の整備
補給水系による使用済燃料プールへの注水は，復水移送ポンプを用い，全交流電源が喪失した場合でも，常設代替交流電源設備からの給電により，中央制御室から遠隔で弁操作し，復水貯蔵タンクを水源として，復水移送系配管を経由して使用済燃料プールへ注水する。
3.11-7なお，プラント状況により使用済燃料プールへアクセスできない場合がある
が，漏えい個所が特定でき，作業が可能な状況であれば，第54条第2項対応に有効な設備であるため，自主対策設備として以下を整備する。

(9)

ステンレス鋼板等による漏えい緩和の整備
使用済燃料プールの水位が著しく低下した場合に，シール材を接着した
ステンレス鋼板にロープを取り付け，漏えい個所まで吊り下げることにより使用済燃料プール水の漏えいを緩和すると共に使用済燃料プールの水位低下を緩和する。

以上の重大事故等対処設備により，使用済燃料プール冷却機能が喪失した場
合においても，使用済燃料プールを冷却することができる。
また，以下の設備はプラント状況によっては事故対応に有効な設備であるため，自主対策設備と位置付ける。あわせて，その理由を示す。

(10)

可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール冷却の整備
緊急用海水ポンプの機能喪失時においても可搬型代替注水大型ポンプにより海水を代替燃料プール冷却系へ供給することが可能であれば，使用済
燃料プールを冷却する手段として有効である。

また，技術的能力審査基準への適合のため，代替淡水貯槽又は複数の代替淡水源（淡水貯水池Ａ，Ｂ）の淡水が枯渇した場合の海水利用手段として，以下を整備する。

3.11-8

(11)代替燃料プール注水系の海水の利用
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（可搬型
スプレイノズル）及び代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）の水源である代替淡水貯槽又は複数の代替淡水源（淡水貯水池Ａ，Ｂ）が枯渇した場合は，防潮堤内側の取水箇所（ＳＡ用海水ピット）より，可搬型代
替注水大型ポンプを用いて，代替淡水貯槽又は複数の代替淡水源（淡水貯水池Ａ，Ｂ）への海水の補給が可能な設計とする。
なお，水源の詳細については「3.13

重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第56条に対する設計方針を示す章）」で示す。

3.11-9

3.11.2

重大事故等対処設備

3.11.2.1
3.11.2.1.1

代替燃料プール注水系（注水ライン）
設備概要

代替燃料プール注水系（注水ライン）は，設計基準対象施設である残留熱除去系（使用済燃料プール水の冷却及び補給機能）及び燃料プール冷却浄化
系（使用済燃料プール水の冷却機能）の有する使用済燃料プールの冷却及び補給機能が喪失した場合に，この機能を代替し，使用済燃料プール内燃料体等の著しい損傷，臨界の防止及び放射線の遮蔽（第54条第1項対応）を目的として常設低圧代替注水系ポンプを用いる注水設備と可搬型代替注水大型ポンプを用いる注水設備を設置するものである。

常設低圧代替注水系ポンプを用いる場合は，常設低圧代替注水系ポンプ，
電源設備（常設代替交流電源設備），水源である代替淡水貯槽，流路である
代替燃料プール注水系配管・弁，注水先である使用済燃料プール等から構成される。
重大事故等時において，常設低圧代替注水系ポンプ1個により代替淡水貯槽の水を代替燃料プール注水系配管を経由して使用済燃料プールへ注水することで使用済燃料プールの水位を維持可能な設計とする。
本系統に関する重大事故等対処設備を第3.11-1表に，本系統全体の概要図
を第3.11-1図に示す。
常設低圧代替注水系ポンプの電源は，常設代替交流電源設備である常設代替高圧電源装置より給電できる設計とする。

可搬型代替注水大型ポンプを用いる場合は，可搬型代替注水大型ポンプ，水源である代替淡水貯槽，流路である代替燃料プール注水系配管・弁，燃料3.11-10

補給設備である可搬型設備用軽油タンク，タンクローリ，注水先である使用済燃料プール等から構成される。
重大事故等時において，可搬型代替注水大型ポンプ1個により代替淡水貯槽の水をホース及び代替燃料プール注水系配管を経由して使用済燃料プールへ注水することで使用済燃料プールの水位を維持可能な設計とする。
本系統に関する重大事故等対処設備を第3.11-2表に，本系統全体の概要図
を第3.11-2図に示す。
可搬型代替注水大型ポンプは，ディーゼルエンジンにて駆動し，付属する
操作スイッチにより起動できる設計とする。燃料は可搬型設備用軽油タンク
よりタンクローリを用いて給油できる設計とする。
また，防潮堤内側の取水箇所（ＳＡ用海水ピット，淡水貯水池Ａ，Ｂ）より取水可能な設計とする。なお，水源については，「3.13

重大事故等の収束に必要となる水の供給設備」で示す。
可搬型代替注水大型ポンプを使用する際に接続する接続口は，共通要因によって接続することができなくなることを防止するため，原子炉建屋の異なる面（原子炉建屋東側及び西側）の隣接しない位置に設置する設計とする。

3.11-11

①

：主要設備
：流路

①

弁名称
使用済燃料プール注水ライン流量調整弁

第3.11-1図

代替燃料プール注水系（注水ライン）系統概要図（常設低圧代替注水系ポンプ使用時）

3.11-12

②

①
①

②

：主要設備
：流路（西側接続口使用時）：流路（東側接続口使用時）

①
②

弁名称
使用済燃料プール注水ライン流量調整弁
西側接続口又は東側接続口の弁

第3.11-2図

代替燃料プール注水系（注水ライン）系統概要図（可搬型低圧代替注水大型ポンプ使用時）

3.11-13

第3.11-1表代替燃料プール注水系（注水ライン）に関する重大事故等対処設備一覧（常設低圧代替注水系ポンプ使用時）

設備区分
主要設備

常設低圧代替注水系ポンプ【常設】代替淡水貯槽【常設】 ＊１

付属設備

サイフォン防止機能

水源

−

流路
注水先
電源設備 ＊２
関連設備

設備名（燃料補給設備含む）

低圧代替注水系配管・弁【常設】代替燃料プール注水系配管・弁【常設】使用済燃料プール【常設】常設代替交流電源設備
常設代替高圧電源装置【常設】軽油貯蔵タンク【常設】常設代替高圧電源装置用燃料移送ポンプ【常設】使用済燃料プール水位・温度（SA広域）【常設】
使用済燃料プール温度（SA）【常設】
使用済燃料プールエリア放射線モニタ

計装設備 ＊３（高レンジ・低レンジ）【常設】
使用済燃料プール監視カメラ【常設】代替淡水貯槽水位【常設】常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力【常設】＊１：水源については「3.13

重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第56条に対する設計方針を示す章）」で示す。
＊２：電源設備については「3.14

電源設備(設置許可基準規則第57条に対する設計方針を示す章)」で示す。
＊３：計装設備については「3.15計装設備（設置許可基準規則第58条に対する設計方

針を示す章）」で示す。

3.11-14

第3.11-2表代替燃料プール注水系（注水ライン）に関する重大事故等対処設備一覧（可搬型代替注水大型ポンプ使用時）

設備区分
主要設備

設備名
可搬型代替注水大型ポンプ【可搬】
代替淡水貯槽【常設】 ＊１

付属設備

サイフォン防止機能

水源−
低圧代替注水系配管・弁【常設】流路

代替燃料プール注水系配管・弁【常設】ホース【可搬型】

注水先
関連設備

電源設備 ＊２（燃料補給設備含む）

使用済燃料プール【常設】可搬型設備用軽油タンク【常設】タンクローリ【可搬】
使用済燃料プール水位・温度（SA広域）【常設】
使用済燃料プール温度（SA）【常設】計装設備 ＊３

使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）【常設】
使用済燃料プール監視カメラ【常設】代替淡水貯槽水位【常設】＊１：水源については「3.13

重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第56条に対する設計方針を示す章）」で示す。
＊２：電源設備については「3.14

電源設備(設置許可基準規則第57条に対する設計方針を示す章)」で示す。
＊３：計装設備については「3.15計装設備（設置許可基準規則第58条に対する設計方

針を示す章）」で示す。

3.11-15

3.11.2.1.2

主要設備の仕様

主要設備の仕様を以下に示す。
(1)

常設低圧代替注水系ポンプ兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設
備・原子炉格納容器内の冷却等のための設備
・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備
種類

：うず巻形

容量

：約200m ３ ／h

全揚程

：約200m

最高使用圧力：3.5MPa[gage]

最高使用温度：66℃

個数：1（予備1）

取付箇所：常設低圧代替注水系格納槽内

電動機出力：約190kW

3.11-16

(2)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・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
種類

：うず巻形

容量

：約1,320m ３ ／h／個

全揚程

：約140m

最高使用圧力：1.4MPa[gage]

最高使用温度

：60℃

原動機出力

：約847kW／個

個数：4（予備2 ＊1）

設置場所

：屋外

保管場所

：西側，南側保管場所及び予備機置場＊１「可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）」と兼用

3.11-17

（3）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・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
個

数

：1

容

量

：約5,000m ３

種類：ライニング槽

取付箇所：常設低圧代替注水系格納槽内

3.11-18

3.11.2.1.3

設置許可基準規則第43条への適合方針

3.11.2.1.3.1

設置許可基準規則第43条第1項への適合方針（常設並びに可搬型重大事故等対処設備の安全設計方針に対する適合性）(1)(ⅰ)

環境条件（設置許可基準規則第43条第1項一）要求事項想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重その他の使用条件において，重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮するものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.3

環境条件等」に示す。

代替燃料プール注水系（注水ライン）の常設低圧代替注水系ポンプ
は， 常設低圧代替注水系格納槽内に設置する設備であることから，その機能を期待される重大事故等が発生した場合における常設低圧代替注
水系格納槽内の環境条件を考慮し，以下の第3.11-3表に示す設計とする。

代替燃料プール注水系（注水ライン）の可搬型代替注水大型ポンプ
は，西側及び南側保管場所に保管し，重大事故等時に，水源である代替
淡水貯槽付近の屋外に設置することから，その機能を期待する重大事故等が発生した場合における屋外の環境条件を考慮し，以下の第3.11-4表に示す設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプの操作は，可搬型代替注水大型ポンプに付属する操作スイッチにより，設置場所にて操作可能な設計とする。風
3.11-19（台風）による荷重については，当該荷重を考慮しても機能維持できる設計とする。積雪・火山の影響については，適切に除雪・除灰する運用とする。
また，降水及び凍結により機能を損なうことのないよう，防水対策が取られた可搬型代替注水大型ポンプを使用し，凍結のおそれがある場合
は暖気運転を行い凍結対策とする。

（54-3-2〜4）

3.11-20

第3.11-3表
環境条件
温度，圧力，湿度，
放射線
屋外の天候による影響

想定する環境条件（常設低圧代替注水系ポンプ）対応
常設低圧代替注水系格納槽内で想定される温度，圧力，湿度及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外に設置する設備ではないため，天候による影響は受けない。

積雪，火山の影響

淡水だけでなく海水も使用する（常時海水を通水しない）。使用済燃料プールへの注水は，可能な限り淡水源を優先し，海水通水は短期間とすることで設備への影響を考慮した設計とする。
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しない設計とする。（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方針」に示す。）
常設低圧代替注水系格納槽内に設置するため，風（台風）及び竜巻の風荷重，積雪，火山の影響は受けな
い。

電磁的障害

機械装置のため，電磁波の影響を受けない。

海水を通水する系統
への影響

地震
風（台風），竜巻，

3.11-21

第3.11-4表想定する環境条件（可搬型代替注水大型ポンプ）

環境条件

対応

温度，圧力，湿度，

屋外で想定される温度，圧力，湿度及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。

放射線
屋外の天候による影響
海水を通水する系統への影響保管場所で想定される適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しない設計とする。

地震

風（台風），竜巻，
積雪，火山の影響

電磁的障害

(2)
(ⅰ)

屋外で想定される降水及び凍結により機能を損なうことのないよう防水対策及び凍結対策を考慮した設計とする。
淡水だけでなく海水も使用する（常時海水を通水しない）。使用済燃料プールへの注水は，可能な限り淡水源を優先し，海水通水は短期間とすることで設備への影響を考慮した設計とする。

保管場所で想定される風（台風）及び竜巻の風荷重，
積雪，火山の影響による荷重を考慮し，機器が損傷しない設計とする。また，設置場所で想定される風（台風），積雪による荷重を考慮し，機能への影響を考慮した設計とする。
機械装置のため，電磁波の影響を受けない。

操作性（設置許可基準規則第43条第1項二）要求事項想定される重大事故等が発生した場合において確実に操作できるもの
であること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。
代替燃料プール注水系（注水ライン）は，重大事故等発生時，通常待機時の系統から弁操作等にて速やかに切替えができる設計とする。また，
3.11-22

常設低圧代替注水系ポンプ及び電動弁は，中央制御室の制御盤の操作ス
イッチで操作が可能な設計とする。

代替燃料プール注水系（注水ライン）の常設低圧代替注水系ポンプを運転する場合は，中央制御室からのスイッチ操作で，常設低圧代替注水系ポンプを起動し，代替淡水貯槽への循環運転状態とする。その後，中央制御室からのスイッチ操作で，使用済燃料プール注水ライン元弁及び使用済燃料プール注水ライン流量調整弁の開操作を実施し使用済燃料プールへの注水を行う設計とする。代替燃料プール注水系（注水ライン）の操作に必要な機器を第3.11-5表に示す。
常設低圧代替注水系ポンプの起動・停止・運転状態及び電動弁の開閉状態については，中央制御室の表示灯・操作画面表示等で視認可能な設計とし，中央制御室における監視又は試験・検査等にて確認可能な設計とする。
中央制御室の操作スイッチを操作するにあたり，運転員等のアクセス性及び操作性を考慮して十分な操作空間を確保する。また，操作スイッ
チには機器の名称等を表示した銘板の取付け又は画面表示等により，運転員の操作性及び監視性を考慮して確実に操作できる設計とする。

代替燃料プール注水系（注水ライン）の可搬型代替注水大型ポンプを運転する場合は，可搬型代替注水大型ポンプを水源である代替淡水貯槽近傍に配置するとともにホース接続を実施し，原子炉建屋西側又は東側接続口の弁を現場にて手動にて開操作するとともに，中央制御室からのスイッチ操作で，使用済燃料プール注水ライン元弁及び使用済燃料プー
ル注水ライン流量調整弁の開操作が完了した後，可搬型代替注水大型ポ
3.11-23

ンプをポンプ付属の操作スイッチにより起動し，使用済燃料プールへの注水を行う設計とする。代替燃料プール注水系（注水ライン）の操作に必要な機器を第3.11-6表に示す。

中央制御室の操作スイッチを操作するにあたり，運転員等のアクセス性及び操作性を考慮して十分な操作空間を確保する。また，操作スイッ
チには機器の名称等を表示した銘板の取付け又は画面表示等により，運転員の操作性及び監視性を考慮して確実に操作できる設計とする。

原子炉建屋東側又は西側接続口の弁については，接続口が設置されている原子炉建屋西側又は東側から手動操作で弁を開閉することが可能な設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプ付属の操作スイッチを操作するに当たり，重大事故等対応要員の操作性を考慮して十分な操作空間を確保する。また，操作スイッチは，機器の名称等を表示した銘板の取付け等により識別可能とし，重大事故等対応要員の操作・監視性を考慮して確実に操作できる設計とする。また，可搬型代替注水大型ポンプは，設置場所まで
屋外のアクセスルートを通行してアクセス可能な車両設計とするとともに，転倒防止のため治具を用いて固定する設計とする。
ホースの接続作業に当たっては，特殊な工具は必要とせず，簡便な接続金物を用いることで，一般的な工具により確実に接続が可能な設計とする。
（54-3-2〜4，54-4-2）

3.11-24

第3.11-5表

操作対象機器（常設低圧代替注水系ポンプ使用時）

機器名称

状態の変化

常設低圧代替注水系ポンプ（Ａ）
又は（Ｂ）
使用済燃料プール注水ライン元弁
使用済燃料プール注水ライン流量
調整弁

第3.11-6表

可搬型代替注水大型ポンプ
接続口の弁（原子炉建屋東側又は西側）
使用済燃料プール注水ライン元弁
使用済燃料プール注水ライン流量
ホース

(3)
(ⅰ)

操作場所

起動停止

スイッチ操作

中央制御室

弁閉→弁開

スイッチ操作

中央制御室

弁閉→弁開

スイッチ操作

中央制御室

操作対象機器（可搬型代替注水大型ポンプ使用時）

機器名称

調整弁

操作方法

状態の変化

操作方法

操作場所

起動停止

スイッチ操作

屋外設置場所

弁閉→弁開

手動操作

屋外接続口近傍

弁閉→弁開スイッチ操作

中央制御室

弁閉→弁開

スイッチ操作

中央制御室

ホース接続

人力接続

屋外

試験及び検査（設置許可基準規則第43条第1項三）
要求事項
健全性及び能力を確認するため，発電用原子炉の運転中又は停止中に試験又は検査ができるものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。
代替燃料プール注水系（注水ライン）の常設重大事故等対処設備は，
第3.11-7表に示すように原子炉運転中に機能・性能検査及び弁動作確認を可能な設計とする。また，原子炉停止中に機能・性能検査，弁動作確3.11-25

認及び分解検査が可能な設計とする。
常設低圧代替注水系ポンプは，分解検査として，原子炉停止中にケー
シングカバーを取り外して，ポンプ部品（主軸，軸受，羽根車等）の状態を確認する分解検査が可能な設計とする。弁については，分解検査として弁体等の部品の状態を確認可能な設計とする。分解検査においては，
浸透探傷試験により，性能に影響を及ぼす指示模様の有無を確認する。
また，目視により，性能に影響を及ぼす恐れのあるき裂，打こん，変形及び摩耗の有無を確認する。
また，常設低圧代替注水系ポンプは，吐出配管にテストラインを設
け，原子炉運転中又は原子炉停止中に，代替淡水貯槽を水源とした循環運転を行うことで，ポンプの吐出圧力・流量の確認に加え，運転時の振動，異音，異臭及び漏えいの確認が可能な設計とする。弁については，
原子炉運転中又は原子炉停止中に弁動作確認を実施することで弁開閉動作の確認が可能な設計とする。ポンプ及び系統配管・弁については，機能・性能検査等に合わせて外観の確認が可能な設計とする。

代替燃料プール注水系（注水ライン）の可搬型重大事故等対処設備
は，第3.11-8表に示すように原子炉運転中又は停止中に機能・性能検査，弁動作確認，外観検査及び車両検査が可能な設計とする。
機能・性能確認においては，淡水貯水池を水源とし，可搬型代替注水
大型ポンプ，仮設圧力計・流量計，ホースの系統構成で淡水貯水池へ送水する試験を行うテストラインを設けることで，ポンプの吐出圧力・流量の確認に加え，運転時の振動，異音，異臭及び漏えいの確認が可能な設計とする。ポンプ及び弁については，機能・性能検査等に合わせて外観の確認が可能な設計とする。ホースについては，機能・性能に影響を
3.11-26

及ぼすおそれのあるき裂，ジョイント部の腐食等が無いことを確認可能である。
弁については，原子炉運転中又は停止中に弁動作確認を実施すること
で，弁の開閉動作を確認可能な設計とする。
ポンプを搭載する車両については，走行状態に異常のないことを確認できる設計とする。
（54-5-2,3）

第3.11-7表代替燃料プール注水系（注水ライン）の試験及び検査（常設）

原子炉の状態項目内容
ポンプ運転性能

機能・性能検査

ポンプ及び系統配管・弁の漏えい確認

運転中
ポンプ及び系統配管・弁の外観の確認
弁動作確認

弁開閉動作の確認
ポンプ運転性能

機能・性能検査

ポンプ及び系統配管・弁の漏えい確認
ポンプ及び系統配管・弁の外観の確認

停止中
弁動作確認

弁開閉動作の確認
ポンプまたは弁の部品の表面状態について浸透分解検査
探傷試験及び目視により確認

3.11-27

第3.11-8表

代替燃料プール注水系（注水ライン）の試験及び検査（可搬型）

原子炉の状態項目内容
ポンプ運転性能

機能・性能検査

ポンプ及びホースの漏えい確認
ポンプ，ホース及び系統配管・弁の外観の確認

運転中又は停止中

(4)

弁作動確認

弁開閉動作の確認

車両検査

ポンプを搭載する車両の走行状態確認

切替えの容易性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項四）

(ⅰ)

要求事項
本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設
備にあっては，通常時に使用する系統から速やかに切り替えられる機能を備えるものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。
代替燃料プール注水系（注水ライン）は，本来の用途以外の用途には使用しない。

代替燃料プール注水系（注水ライン）の常設低圧代替注水系ポンプの起動操作及び弁操作については，中央制御室からの操作スイッチよる遠隔操作により，代替燃料プール注水が必要となるまでの間に，第3.11-3
図で示すタイムチャートのとおり速やかに切り替えることが可能である。

3.11-28

代替燃料プール注水系（注水ライン）の可搬型代替注水大型ポンプ
は，通常待機時は，接続先と系統と分離した状態で保管し，本来の用途以外の用途には使用しない。
可搬型代替注水大型ポンプ使用時の移動，設置，起動操作及び系統構成に必要な弁操作については，代替燃料プール注水が必要となるまでの間に，第3.11-4図で示すタイムチャートのとおり速やかに切り替えることが可能である。
（54-4-1，2）

第3.11-3図

常設低圧代替注水系ポンプによる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

タイムチャート ＊＊：「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」への適合状況についての1.11で示すタイムチャート

第3.11-4図

可搬型代替注水大型ポンプによる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

タイムチャート ＊＊：「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」への適合状況についての1.11で示すタイムチャート

3.11-29(5)(ⅰ)

悪影響の防止（設置許可基準規則第 43 条第 1 項五）
要求事項
工場等内の他の設備に対して悪影響を及ぼさないものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。

代替燃料プール注水系（注水ライン）は，通常待機時は使用済燃料プール注水ライン元弁を閉止することで他の系統と隔離する系統構成としており，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。代替燃料プール注水系（注水ライン）により注水を行う場合は，重大事故等対象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。隔離弁については第3.11-9表に示す。

代替燃料プール注水系（注水ライン）の可搬型代替注水大型ポンプ
は，通常待機時は接続先の系統と分離された状態で保管することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプは，保管場所において転倒しない設計とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。設置場所においては，車両転倒防止装置又は輪止めにより固定することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。また，可搬型代替注水大型ポンプは，固縛等により飛散物となって他の設備に悪影響及ぼさない設計とする。
（54-3-2〜4,54-8-2）

3.11-30

第3.11-9表

他系統との隔離弁

取合系統

系統隔離弁

駆動方式

使用済燃料プール

使用済燃料プール注水ライン

動作
通常時閉

電動駆動
元弁

(6)

電源喪失時閉設置場所（設置許可基準規則第43条第1項六）

(ⅰ)

要求事項
想定される重大事故等が発生した場合において重大事故等対処設備の操作及び復旧作業を行うことができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.3

環境条件等」に示す。

代替燃料プール注水系（注水ライン）の常設低圧代替注水系ポンプを用いる場合の系統構成に操作が必要な機器の設置場所，操作場所を第3.11-10表に示す。常設低圧代替注水系ポンプ，使用済燃料プール注水
ライン元弁及び使用済燃料プール注水ライン流量調整弁は，原子炉建屋
原子炉棟又は常設低圧代替注水系格納槽内に設置されるが，中央制御室からの遠隔操作を可能とすることで，操作場所の放射線量が高くなるおそれが少なくなるよう設計する。

代替燃料プール注水系（注水ライン）の可搬型代替注水大型ポンプを

3.11-31

用いる場合の系統構成に操作が必要な機器の設置場所，操作場所を第3.11-11表に示す。このうち，屋外で操作する可搬型代替注水大型ポン
プ，原子炉建屋東側又は西側接続口の弁，ホースは屋外に設置する設計とするが，作業は屋外の放射線量が高くなるおそれが少ないタイミング
で実施可能であることから操作が可能である。作業に当たっては，放射線量を確認し，適切な放射線防護対策で作業安全確保を確認した上で作業を実施する。仮に線量が高い場合は，線源からの離隔距離をとること，線量を測定し線量が低い場所で作業を行うことにより，これらの設備の設置及び常設設備との接続が可能である。
（54-3-2〜4,54-4-2）

第 3.11-10 表

代替燃料プール注水系（注水ライン）操作対象機器設置場所（常設低圧代替注水系ポンプ使用時）

機器名称

設置場所

常設低圧代替注水系ポンプ（Ａ） 常設低圧代替注水系格納槽内

操作場所
中央制御室

又は（Ｂ）
使用済燃料プール注水ライン元弁

原子炉建屋原子炉棟内

中央制御室

使用済燃料プール注水ライン流量 原子炉建屋原子炉棟内

中央制御室

調整弁

3.11-32

第 3.11-11 表

代替燃料プール注水系（注水ライン）操作対象機器設置場所（可搬型代替注水大型ポンプ使用時）

機器名称
可搬型代替注水大型ポンプ

設置場所

操作場所

屋外設置場所

屋外設置場所

屋外接続口近傍

屋外接続近傍

原子炉建屋原子炉棟内

中央制御室

使用済燃料プール注水ライン流量 原子炉建屋原子炉棟内

中央制御室

接続口の弁
（原子炉建屋東側又は西側）
使用済燃料プール注水ライン元弁

調整弁
ホース

屋外

3.11.2.1.3.2

屋外設置許可基準規則第43条第2項への適合方針（常設重大事故等対処設備の安全設計方針に対する適合性）(1)(ⅰ)

容量（設置許可基準規則第43条第2項一）要求事項想定される重大事故等の収束に必要な容量に加え，十分に余裕のある
容量を有するものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.2

容量等」に示す。

代替燃料プール注水系（注水ライン）として使用する常設低圧代替注
水系ポンプは，第54条第1項の場合に，使用済燃料プールの水位を維持できるために必要な注水量を有する設計とする。
必要な注水量としては，使用済燃料貯蔵槽内の燃料破損の防止の重要
事故シーケンスの想定事故１に係る有効性評価解析（原子炉設置変更許可申請書添付書類十）において，有効性が確認されている使用済燃料プールへの注水流量が50m３ ／hであることから，1個で約200m３ ／hを送水

3.11-33

可能な常設低圧代替注水系ポンプを1個使用する設計とする。
揚程は，有効性が確認されている使用済燃料プールへの注水流量で注水を実施する場合の圧損（水源（代替淡水貯槽）と注水先（使用済燃料プール）の圧力差，静水頭，機器圧損，配管及び弁類の圧損）を考慮して，約200mを確保可能な設計とする。

なお，代替淡水貯槽の容量の説明は，「3.13

重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第56条に対する設計方針を示す章）」で示す。
（54-6-2〜4）

(2)
(ⅰ)

共用の禁止（設置許可基準規則第43条第2項二）
要求事項
二以上の発電用原子炉施設において共用するものでないこと。ただし，二以上の発電用原子炉施設と共用することによって当該二以上の発電用原子炉施設の安全性が向上する場合であって，同一の工場等内の他の発電用原子炉施設に対して悪影響を及ぼさない場合は，この限りでな
い。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。
敷地内に二以上の発電用原子炉施設はないことから，代替燃料プール
注水系（注水ライン）の常設低圧代替注水系ポンプは共用しない。

3.11-34

(3)(ⅰ)

設計基準事故対処設備との多様性（設置許可基準規則第43条第2項三）要求事項
常設重大事故防止設備は，共通要因によって設計基準事故対処設備の安全機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。
代替燃料プール注水系（注水ライン）である常設低圧代替注水系ポン
プは，設計基準対象施設である燃料プール冷却浄化系ポンプ及び残留熱除去系ポンプと同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，第3.11-12表に示すとおり，多様性及び位置的分散を図る設計とする。
常設低圧代替注水系ポンプは，常設低圧代替注水系格納槽内に設置することで，原子炉建屋原子炉棟内に設置する燃料プール冷却浄化系ポン
プ及び残留熱除去系ポンプと位置的分散を図る設計とする。
常設低圧代替注水系ポンプの電源は，屋外の常設代替高圧電源装置置場に設置する常設代替交流電源設備である常設代替高圧電源装置からの独立した電源供給ラインから供給可能とすることで，原子炉建屋付属棟
内に設置された設計基準対象施設である燃料プール冷却浄化系ポンプ及び残留熱除去系ポンプの電源（非常用ディーゼル発電機）に対し多様性
及び位置的分散を図る設計とする。
常設低圧代替注水系ポンプのサポート系として，冷却水を不要（自然冷却）とすることで，設計基準対象施設である燃料プール冷却浄化系ポンプ及び残留熱除去系ポンプの冷却水（不要（自然冷却）及び残留熱除3.11-35

去系海水系）に対し多様性を持たせた設計とする。
水源については，常設低圧代替注水系格納槽内に設置する代替淡水貯槽を使用することで，設計基準対象施設である残留熱除去ポンプ及び低圧炉心スプレイ系ポンプの水源である，使用済燃料プールに対し多様性
及び位置的分散を図る設計とする。
電動弁については，駆動部に設けるハンドルにて手動操作も可能な設計とすることで，電動駆動に対し多様性を持たせた設計とする。
流路を構成する配管等の静的機器については，可能な限り分離配置することで，独立性を確保する設計とする。

3.11-36

第 3.11-12 表

多様性又は多重性，位置的分散

設計基準対象施設

重大事故等対処設備

残留熱除去系
項目

燃料プール冷却（使用済燃料プ

代替燃料プール注水系

浄化系

ール水の冷却及（注水ライン）び補給）

ポンプ

燃料プール冷却残留熱除去系

可搬型代替注水

常設低圧代替注

浄化系ポンプ

ポンプ

大型ポンプ

水系ポンプ

原子炉建屋原子原子炉建屋原子炉棟4階

炉棟地下2階屋外

使用済燃料プール
水源
原子炉建屋原子炉棟6階

常設低圧代替注
水系格納槽内代替淡水貯槽

代替淡水貯槽

常設低圧代替注水

常設低圧代替注水

系格納槽内

系格納槽内

駆動用空気

不要

不要

不要

潤滑油

不要（内包油）不要（内包油）不要（内包油）自己冷却不要（自然冷却）

冷却水

駆動電源

不要（自然冷却）残留熱除去系
海水系

不要

非常用ディーゼル発電機（ディーゼルエンジン）

原子炉建屋付属棟地下1階

3.11-37

屋外

常設代替高圧電源装置
屋外

3.11.2.1.3.3

設置許可基準規則第43条第3項への適合方針（可搬型重大事故等対処設備の安全設計方針に対する適合性）(1)(ⅰ)

容量（設置許可基準規則第43条第3項一）要求事項想定される重大事故等の収束に必要な容量に加え，十分に余裕のある
容量を有するものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.2

容量等」に示す。

代替燃料プール注水系（注水ライン）である可搬型代替注水大型ポン
プは，第54条第1項対応の場合に，必要な注水量を有する設計とする。
必要な注水量としては，使用済燃料貯蔵槽内の燃料破損の防止の重要
事故シーケンスの想定事故１に係る有効性評価解析（原子炉設置変更許可申請書添付書類十）において，有効性が確認されている使用済燃料プールへの注水流量が50m ３ ／hであることから，1個で約1,320m ３ ／hを送水可能な可搬型代替注水大型ポンプを1個使用する設計とする。
揚程は，有効性が確認されている使用済燃料プールへの注水流量で注水を実施する場合の圧損（水源（代替淡水貯槽）と注水先（使用済燃料プール）の圧力差，静水頭，機器圧損，配管・ホース及び弁類の圧損）を考慮して，約140mを確保可能な設計とする。

可搬型代替注水大型ポンプは，重大事故等時において使用済燃料プー
ルへの注水に必要な容量を有するものを1個と水の移送設備に必要な容量を有するものを1個と同時に使用するために1セット2個使用する。保
有数は2セットで4個と，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として2個の合計6個を保管する。ただし，予備については，可3.11-38

搬型代替注水大型ポンプ（放水用）と兼用する。
なお，代替淡水貯槽の容量の説明は，「3.13

重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第56条に対する設計方針を示す章）」で示す。
（54-6-5〜7）

(2)
(ⅰ)

確実な接続（設置許可基準規則第43条第3項二）要求事項
常設設備（発電用原子炉施設と接続されている設備又は短時間に発電用原子炉施設と接続することができる常設の設備をいう。以下同じ。）と接続するものにあっては，当該常設設備と容易かつ確実に接続することができ，かつ，二以上の系統又は発電用原子炉施設が相互に使用することができるよう，接続部の規格の統一その他の適切な措置を講じたものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。

代替燃料プール注水系（注水ライン）である可搬型代替注水大型ポン
プ側のホースと接続口については，フランジ接続にすることで，一般的に使用される工具を用いてホースを確実に接続ができる設計とする。また，原子炉建屋東側接続口と原子炉建屋西側接続口の口径を統一し，確
実に接続できる設計とする。
（54-7-2）
3.11-39(3)(ⅰ)

複数の接続口（設置許可基準規則第43条第3項三）要求事項
常設設備と接続するものにあっては，共通要因によって接続することができなくなることを防止するため，可搬型重大事故等対処設備（原子炉建屋の外から水又は電力を供給するものに限る。）の接続口をそれぞれ互いに異なる複数の場所に設けるものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。

代替燃料プール注水系（注水ライン）である可搬型代替注水大型ポン
プの接続箇所である接続口は，原子炉建屋の異なる面の隣接しない位置に設置することとし，原子炉建屋東側に1箇所，原子炉建屋西側に1箇所設置し，合計2箇所を設置することで，共通要因によって接続することができなくなることを防止する設計とする。
（54-3-3，54-7-2）

(4)
(ⅰ)

設置場所（設置許可基準規則第43条第3項四）要求事項想定される重大事故等が発生した場合において可搬型重大事故等対処設備を設置場所に据え付け，及び常設設備と接続することができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。
3.11-40

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.3

環境条件等」に示す。

代替燃料プール注水系（注水ライン）である可搬型代替注水大型ポン
プは，屋外に設置する設備であり，想定される重大事故等が発生した場
合における放射線を考慮しても作業への影響はないと想定しているが，仮に線量が高い場合は線源からの離隔距離をとること，線量を測定し線量が低い位置に配置することにより，これら設備の設置場所への据付け及び常設設備との接続を可能な設計とする。また，接続口とホースの接続箇所は，フランジ接続，可搬型代替注水大型ポンプとホースの接続箇所及びホース同士の接続箇所は簡便な接続方式である接続金物により，一般的な工具等を用い確実かつ速やかに接続可能とすることで，作業線量の低減を考慮した設計とする。
（54-3-2,3）

(5)
(ⅰ)

保管場所（設置許可基準規則第43条第3項五）要求事項
地震，津波その他の自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムによる影響，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設
備の配置その他の条件を考慮した上で常設重大事故等対処設備と異なる保管場所に保管すること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等

3.11-41

について」に示す。

代替燃料プール注水系（注水ライン）である可搬型代替注水大型ポン
プは，地震，津波その他の自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムによる影響，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備の配置，その他の条件を考慮し，燃料プール冷却浄化系ポンプ，
残留熱除去系ポンプ及び常設低圧代替注水系ポンプと位置的分散を図り，発電所敷地内の西側及び南側保管場所に保管する設計とする。
（54-8-2）(6)(ⅰ)

アクセスルートの確保（設置許可基準規則第43条第3項六）要求事項想定される重大事故等が発生した場合において，可搬型重大事故等対処設備を運搬し，又は他の設備の被害状況を把握するため，工場等内の道路及び通路が確保できるよう，適切な措置を講じたものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。

代替燃料プール注水系（注水ライン）である可搬型代替注水大型ポン
プは，通常待機時は西側及び南側保管場所に保管されており，想定される重大事故等が発生した場合においても，保管場所から設置場所までの運搬経路について，設備の運搬及び移動に支障をきたすことのないよう，別ルートも考慮して複数のアクセスルートを確保する。
3.11-42なお，アクセスルートの詳細については，「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」への適合状況についての「1.0

重大事故等対策における共通事項」添付資料1.0.2「東海第二発電所

可搬型重大事故等対処設備保管場所及びアクセスルートについて」で示す。
（54-9-2〜3）(7)

設計基準事故対処設備及び常設重大事故等防止設備との多様性（設置許可基準規則第43条第3項七）

(ⅰ)

要求事項
重大事故防止設備のうち可搬型のものは，共通要因によって，設計基準事故対処設備の安全機能，使用済燃料貯蔵槽の冷却機能若しくは注水機能又は常設重大事故防止設備の重大事故に至るおそれがある事故に対処するために必要な機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。

代替燃料プール注水系（注水ライン）である可搬型代替注水大型ポン
プは，設計基準対象施設である燃料プール冷却浄化系ポンプ，残留熱除去系ポンプ及び常設重大事故等対処設備である常設低圧代替注水系ポン
プと同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，第3.11-12表に示
3.11-43

すとおり，多様性及び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は，西側及び南側保管場所に保管することで，原子炉建屋原子炉棟内に設置する燃料プール冷却浄化系ポンプ及び残留熱除去系ポンプ及び常設低圧代替注水系格納槽内に設置する常設低圧代替注水系ポンプと位置的分散を図る設計とする。また，重大事故等時において，可搬型代替注水大型ポンプのサポート系として冷却水は自己冷却とすることで，設計基準対象施設である燃料プール冷却浄化系ポンプ及び残留熱除去系ポンプの冷却水（不要（自然冷却）及び残留熱除去系海水系）及び常設低圧代替注水系ポンプの不要（自然冷却）に対し多様性を持たせた設計とする。
駆動源については，ディーゼルエンジン駆動とすることで，設計基準
事対象施設である燃料プール冷却浄化系ポンプ及び残留熱除去系ポンプの電源（非常用ディーゼル発電機）及び常設低圧代替注水系ポンプの電源である常設代替交流電源設備である常設代替高圧電源装置に対し多様性を持たせた設計とする。
水源については，常設低圧代替注水系格納槽内に設置する代替淡水貯槽を使用することで，設計基準対象施設である残留熱除去ポンプ及び低圧炉心スプレイ系ポンプの水源である，使用済燃料プールに対し多様性
及び位置的分散を図る設計とする。
流路を構成する配管等の静的機器については，可能な限り独立性を確保する設計とする。
なお，可搬型代替注水大型ポンプは故障時及び保守点検時の予備を有する設計とする。
（54-3-2）

3.11-443.11.2.2
3.11.2.2.1

代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）
設備概要

代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）は，設計基準対象施設である残留熱除去系（使用済燃料プール水の冷却及び補給機能）及び燃料プー
ル冷却浄化系（使用済燃料プール水の冷却機能）の有する使用済燃料プールの冷却及び補給機能が喪失した場合に，この機能を代替し，使用済燃料プー
ル内燃料体等の著しい損傷，臨界の防止及び放射線の遮蔽（第54条第1項対応）を目的として設置するものである。
また，大量の水の漏えいその他の要因により当該使用済燃料プールの水位が異常に低下した場合において，使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損
傷の進行緩和，及び臨界の防止（第54条第2項対応）を目的として設置するものである。
本系統は，可搬型代替注水大型ポンプ，水源である代替淡水貯槽，流路であるホース，可搬型スプレイノズル，注水先である使用済燃料プール等から構成される。
第54条第1項対応において，代替淡水貯槽を水源として可搬型代替注水大型ポンプ1個により，ホース及び可搬型スプレイノズルを経由して使用済燃料プールへ注水することで使用済燃料プールの水位を維持可能な設計とする。
第54条第2項対応において，代替淡水貯槽を水源として可搬型代替注水大型ポンプ1個により，ホース及び可搬型スプレイノズルを経由して，使用済
燃料プール水位の異常な低下により燃料有効頂部を下回った使用済燃料に直接スプレイすることで，燃料損傷を緩和するとともに，スプレイ水の放射性物質叩き落しの効果により，環境への放射性物質放出を可能な限り低減可能な設計とする。
3.11-45本系統に関する重大事故等対処設備を第3.11-13表に，本系統全体の概要
図を第3.11-5図に示す。

本系統の操作にあたっては，ホース及び可搬型スプレイノズルの敷設により系統構成を行った後，屋外で可搬型代替注水大型ポンプに付属する操作ス
イッチにより可搬型代替注水大型ポンプを起動し運転を行う。

可搬型代替注水大型ポンプは，ディーゼルエンジンにて駆動し，付属する
操作スイッチにより起動できる設計とする。燃料は可搬型設備用軽油タンク
よりタンクローリを用いて給油できる設計とする。
また，防潮堤内側の取水箇所（ＳＡ用海水ピット，淡水貯水池Ａ，Ｂ）より取水可能な設計とする。なお，水源については，「3.13

重大事故等の収束に必要となる水の供給設備」で示す。
屋外に設置する可搬型代替注水大型ポンプと原子炉建屋原子炉棟6階に設置する可搬型スプレイヘッダを接続するホースの敷設は，原子炉建屋の異なる面（原子炉建屋東側及び南側）の隣接しない位置の扉（原子炉建屋廃棄物
処理棟東側扉又は原子炉建屋原子炉棟大物搬入口）を利用することで，共通の要因によって敷設することができなくなることを防止する設計とする。

3.11-46

：主要設備：流路（原子炉建屋原子炉棟大物搬入口使用時）：流路（原子炉建屋廃棄物処理棟東側扉使用時）

第3.11-5図

代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）
系統概要図

3.11-47

第3.11-13表

代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）に関する重大事故等対処設備一覧

設備区分

設備名
可搬型代替注水大型ポンプ【可搬】

主要設備

可搬型スプレイノズル【可搬】
代替淡水貯槽【常設】 ＊１

付属設備

サイフォン防止機能

水源

−

流路

ホース【可搬型】

注水先

使用済燃料プール【常設】電源設備 ＊２
関連設備（燃料補給設備含む）

可搬型設備用軽油タンク【常設】タンクローリ【可搬】
使用済燃料プール水位・温度（SA広域）【常設】
使用済燃料プール温度（SA）【常設】計装設備 ＊３

使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）【常設】
使用済燃料プール監視カメラ【常設】代替淡水貯槽水位【常設】＊１：水源については「3.13

重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第56条に対する設計方針を示す章）」で示す。
＊２：電源設備については「3.14

電源設備(設置許可基準規則第57条に対する設計方針を示す章)」で示す。
＊３：計装設備については「3.15計装設備（設置許可基準規則第58条に対する設計方

針を示す章）」で示す。

3.11-48

3.11.2.2.2

主要設備の仕様

主要設備の仕様を以下に示す。

(1)

可搬型代替注水大型ポンプ兼用する設備は以下のとおり。
・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・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
種類

：うず巻形

容量

：約1,320m ３ ／h／個

全揚程

：約140m

最高使用圧力：1.4MPa[gage]

最高使用温度

：60℃

原動機出力

：約847kW／個

個数：4（予備2 ＊1）

設置場所

：屋外

保管場所

：西側，南側保管場所及び予備機置場＊１「可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）」と兼用

3.11-49

(2)可搬型スプレイノズル
最高使用温度：100℃

個数：6（予備1）

設置場所：原子炉建屋原子炉棟6階

保管場所：原子炉建屋原子炉棟5階(3) 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・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
個

数

：1

種

類

：ライニング槽

容量：約5,000m ３

取付箇所：常設低圧代替注水系格納槽内

3.11-50

3.11.2.2.3

設置許可基準規則第43条への適合方針

3.11.2.2.3.1

設置許可基準規則第 43 条第 1 項への適合方針（常設並びに可

搬型重大事故等対処設備の安全設計方針に対する適合性）

(1)
(ⅰ)

環境条件（設置許可基準規則第43条第1項一）要求事項想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線荷重その他の使用条件において，重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮するものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.3

環境条件等」に示す。

代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）の可搬型代替注水大型ポンプは，西側及び南側保管場所に保管し，重大事故等時に，水源である代替淡水貯槽付近の屋外に設置することから，その機能を期待する
重大事故等が発生した場合における屋外の環境条件を考慮し，以下の第3.11-14表に示す設計とする。
代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）の可搬型スプレイノ
ズルは，原子炉建屋原子炉棟5階に保管し，重大事故等時に，原子炉建
屋原子炉棟6階に設置する設備であることから，その機能を期待する重大事故等が発生した場合における原子炉建屋原子炉棟内の環境条件を考慮し，以下の第3.11-15表に示す設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプは，屋外で可搬型代替注水大型ポンプに付属する操作スイッチにより，設置場所にて操作可能な設計とする。
風（台風）による荷重については，当該荷重を考慮しても機能維持で3.11-51

きる設計とする。積雪・火山の影響については，適切に除雪・除灰する運用とする。
また，降水及び凍結により機能を損なうことのないよう，防水対策が取られた可搬型代替注水大型ポンプを使用し，凍結のおそれがある場合
は暖気運転を行い凍結対策とする。
（54-3-2,5〜8）

第3.11-14表 想定する環境条件（可搬型代替注水大型ポンプ）
環境条件
対応
温 度 ， 圧 力 ， 湿 度 ， 屋外で想定される温度，圧力，湿度及び放射線条件下
放射線に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋 外 の 天 候 に よ る 影 屋外で想定される降水及び凍結により機能を損なうこ
響とのないよう防水対策及び凍結対策を考慮した設計とする。
海 水 を 通 水 す る 系 統 淡水だけでなく海水も使用する（常時海水を通水しなへの影響い）。使用済燃料プールへの注水は，可能な限り淡水源を優先し，海水通水は短期間とすることで設備への影響を考慮した設計とする。
地震
保管場所で想定される適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しない設計とする。
風 （ 台 風 ） ， 竜 巻 ， 保管場所で想定される風（台風）及び竜巻の風荷重，
積雪，火山の影響
積雪，火山の影響による荷重を考慮しても機器が損傷しないことを確認する。また，設置場所で想定される風（台風），積雪による荷重を考慮し，機能への影響を考慮した設計とする。
電磁的障害
機械装置のため，電磁波の影響を受けない。

3.11-52

第3.11-15表
環境条件

想定する環境条件（可搬型スプレイノズル）
対応
原子炉建屋原子炉棟内で想定される温度，圧力，湿度
温度，圧力，湿度，及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を
放射線
使用する。
屋 外 の 天 候 に よ る 影 屋外に設置する設備ではないため，天候による影響は
響受けない。
淡水だけでなく海水も使用する（常時海水を通水しな
海 水 を 通 水 す る 系 統 い）。使用済燃料プールへの注水は，可能な限り淡水への影響源を優先し，海水通水は短期間とすることで，設備への影響を考慮した設計とする。
保管場所で想定される適切な地震荷重との組合せを考地震慮した上で機器が損傷しない設計とする。
風 （ 台 風 ） ， 竜 巻 ， 原子炉建屋原子炉棟内に保管するため，風（台風），
積雪，火山の影響
竜巻，積雪及び火山の影響を受けない。
電磁的障害
機械装置のため，電磁波の影響を受けない。

(2)
(ⅰ)

操作性（設置許可基準規則第43条第1項二）要求事項想定される重大事故等が発生した場合において確実に操作できるもの
であること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。
代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）の可搬型代替注水大型ポンプを運転する場合は，可搬型代替注水大型ポンプを水源である代替淡水貯槽近傍に，可搬型スプレイノズルを注水先である使用済燃料プール近傍に設置するとともに，ホースを原子炉建屋廃棄物処理棟東側扉
又は原子炉建屋原子炉棟大物搬入口を通して接続することで系統構成を行なった後，可搬型代替注水大型ポンプを付属する操作スイッチにより
3.11-53

起動し，使用済燃料プールへの注水又はスプレイを行う。代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）の操作に必要な機器を第3.11-16表に示す。

可搬型代替注水大型ポンプ付属の操作スイッチを操作するに当たり，重大事故等対応要員の操作性を考慮して十分な操作空間を確保する。また，操作スイッチは，機器の名称等を表示した銘板の取付け等により識別可能とし，重大事故等対応要員の操作・監視性を考慮して確実に操作できる設計とする。
可搬型スプレイノズルは，設置場所まで原子炉建屋原子炉棟内のアクセスルートを通行して，運搬できるようアクセス性，操作性を考慮して十分な操作空間を確保する。
可搬型代替注水大型ポンプ及び可搬型スプレイノズルのホースの接続作業に当たっては，特殊な工具は必要とせず，簡便な接続金物を用いることで，一般的な工具により，確実に接続が可能な設計とする。
（54-3-2,5〜8，54-4-3）

3.11-54

第3.11-16表
機器名称

操作対象機器

状態の変化

操作方法

操作場所

可搬型代替注水大型ポンプ

起動停止

スイッチ操作

屋外設置場所

可搬型スプレイノズル

ホース接続

人力接続

原子炉建屋原子炉棟内

ホース

ホース接続

人力接続

屋外（可 搬型代替注水
大型ポンプ）
原子炉建 屋原子炉 棟内（可搬型 スプレイ ノズ
ル）(3)

試験及び検査（設置許可基準規則第 43 条第 1 項三）

(ⅰ)

要求事項
健全性及び能力を確認するため，発電用原子炉の運転中又は停止中に試験又は検査ができるものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。
代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）の可搬型代替注水大型ポンプは，第3.11-17表に示すように原子炉運転中又は停止中に機能・性能検査，外観検査及び車両検査が可能な設計とする。
性能検査においては，淡水貯水池を水源とし， 可搬型代替注水大型ポンプ，仮設圧力計・流量計，ホース（西側及び南側保管場所保管分）の系統構成で淡水貯水池へ送水する試験を行うテストラインを設けることで，ポンプの吐出圧力・流量の確認に加え，運転時の振動，異音，異臭及び漏えいの確認が可能な設計とする。ポンプ及び弁については，機能・性能検査等に合わせて外観の確認が可能な設計とする。ホース（西3.11-55

側及び南側保管場所保管分）については，機能・性能に影響を及ぼすおそれのあるき裂，ジョイント部の腐食等が無いことを確認可能である。
弁については，原子炉運転中又は停止中に弁動作確認を実施すること
で，弁の開閉動作を確認可能な設計とする。
ポンプを搭載する車両については，走行状態に異常のないことを確認できる設計とする
代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）の可搬型スプレイノ
ズルは，第3.11-18表に示すように原子炉運転中又は停止中に機能・性能検査，外観検査が可能な設計とする。
可搬型スプレイノズル及びホース（原子炉建屋原子炉棟内保管分）
は，通気により機能・性能に影響を及ぼすおそれのある詰まりが無いことを確認可能な設計とする。
可搬型スプレイノズル及びホース（原子炉建屋原子炉棟内保管分）
は，外観の確認により機能・性能に影響を及ぼすおそれのあるき裂，ジョイント部の腐食等が無いことを確認可能な設計とする。

（54-5-2）

第3.11-17表
原子炉の状態

可搬型代替注水大型ポンプの試験及び検査項目

内容

機能・性能検査

ポンプ運転性能
ポンプ及びホース（西側及び南側保管場所保管分）の漏えい確認
ポンプ及びホース（西側及び南側保管場所保管分）の外観の確認

車両検査

ポンプを搭載する車両の走行状態確認

運転中又は停止中

3.11-56

第3.11-18表
原子炉の状態

可搬型スプレイノズルの試験及び検査項目

内容

可搬型スプレイノズル及びホース（原子炉建屋
運転中又は停止中

機能・性能検査

原子炉棟内保管分）の通気による機能・性能の確認
可搬型スプレイノズル及びホース（原子炉建屋
原子炉棟内保管分）の外観の確認

(4)
(ⅰ)

切替えの容易性（設置許可基準規則第43条第1項四）
要求事項
本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設
備にあっては，通常時に使用する系統から速やかに切り替えられる機能を備えるものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。

代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）は，本来の用途以外の用途には使用しない。
代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）の可搬型代替注水大型ポンプ及び可搬型スプレイヘッダの移動，設置及び起動操作について
は，代替燃料プール注水が必要となるまでの間に，第3.11-6図及び第3.11-7図に示すタイムチャートのとおり速やかに切り替えることが可能である。
（54-4-3）
3.11-57

【原子炉建屋廃棄物処理棟東側扉を使用した場合】
第3.11-6図

可搬型代替注水大型ポンプによる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注水

タイムチャート（１／２） ＊＊：「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」への適合状況についての1.11で示すタイムチャート

3.11-58

【原子炉建屋原子炉棟大物搬入口を使用した場合】
第3.11-7図

可搬型代替注水大型ポンプによる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注水

タイムチャート（２／２） ＊＊：「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」への適合状況についての1.11で示すタイムチャート

(5)
(ⅰ)

悪影響の防止（設置許可基準規則第43条第1項五）
要求事項
工場等内の他の設備に対して悪影響を及ぼさないものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。
代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）である可搬型代替注

3.11-59

水大型ポンプ及び可搬型スプレイノズルは，通常待機時は接続先の系統と分離された状態で保管することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）により注水を行う場
合は，他の設備から独立して使用することから，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプは，保管場所において転倒しない設計とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。設置場所においては，車両転倒防止装置又は輪止めにより固定することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。また，可搬型代替注水大型ポンプは，固縛等により飛散物となって他の設備に悪影響及ぼさない設計とする。
（54-3-2,5〜8,54-8-2）

(6)
(ⅰ)

設置場所（設置許可基準規則第43条第1項六）要求事項想定される重大事故等が発生した場合において重大事故等対処設備の操作及び復旧作業を行うことができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.3

環境条件等」に示す。

代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）の系統構成において操作が必要な機器の設置場所，操作場所を第3.11-19表に示す。このう
3.11-60

ち，屋外に設置する可搬型代替注水大型ポンプ及びホースは，作業を屋
外の放射線量が高くなるおそれが少ないタイミングで実施可能であることから操作が可能である。作業に当たっては，放射線量を確認し，適切な放射線防護対策で作業安全確保を確認した上で作業を実施する。仮に線量が高い場合は，線源からの離隔距離をとること，線量を測定し線量が低い場所で作業を行うことにより，これらの設備の設置及び屋内のホースとの接続が可能である。
また，屋内に設置する可搬型スプレイノズル及びホースは，作業を屋
内の放射線量が高くなるおそれが少ないタイミングで実施可能であることから操作が可能である。作業に当たっては，放射線量を確認し，適切な放射線防護対策で作業安全確保を確認した上で作業を実施する。仮に線量が高い場合は，線源からの離隔距離をとること，線量を測定し線量が低い場所で作業を行うことにより，これらの設備の設置及び屋外のホースとの接続が可能である。
なお，屋内に設置する可搬型スプレイノズル及びホースは設置場所に設置した後は，操作が不要な設計とする。
（54-3-2,5〜8,54-4-3）

第3.11-19表代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）操作対象機器設置場所

機器名称

設置場所

操作場所

可搬型代替注水大型ポンプ

屋外設置場所

ホース

屋外（可搬型代替注水大型 屋外（可搬型代替注水大型
ポンプ）

屋外設置場所

ポンプ）

原子炉建屋原子炉棟内（可 原子炉建屋原子炉棟内（可可搬型スプレイノズル

3.11.2.2.3.2

搬型スプレイノズル）

搬型スプレイノズル

原子炉建屋原子炉棟内

原子炉建屋原子炉棟内設置許可基準規則第43条第3項への適合方針（可搬型重大事故

3.11-61

等対処設備の安全設計方針に対する適合性）(1)(ⅰ)

容量（設置許可基準規則第43条第3項一）要求事項想定される重大事故等の収束に必要な容量に加え，十分に余裕のある
容量を有するものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.2

容量等」に示す。

代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）である可搬型代替注
水大型ポンプは，第54条第1項及び第2項対応の場合に，必要な注水量又はスプレイ量を有する設計とする。
第54条第1項対応の必要な注水量としては，使用済燃料プール内の燃料破損の防止の重要事故シーケンスの想定事故１及び想定事故２に係る有効性評価解析（原子炉設置変更許可申請書添付書類十）において，有効性が確認されている使用済燃料プールへの注水流量が50m ３ ／hである
ことから，1個で約1,320m３ ／hを送水可能な可搬型代替注水大型ポンプを1個使用する設計とする。
揚程は，有効性が確認されている使用済燃料プールへの注水流量で注水を実施する場合の圧損（水源（代替淡水貯槽）と注水先（使用済燃料プール）の圧力差，静水頭，機器圧損及びホース類の圧損）を考慮して，約140mを確保可能な設計とする。

第54条第2項対応の必要なスプレイ量としては，使用済燃料プール内に貯蔵している燃料体の冷却に必要なスプレイ量の45.4 m３ ／hに余裕
3.11-62

を見込んだ114m３ ／hとし，1個で約1,320m ３ ／hを送水可能な可搬型代替
注水大型ポンプを1個使用する設計とする。
揚程は，有効性が確認されている使用済燃料プールへのスプレイ量でスプレイを実施する場合の圧損（水源（代替淡水貯槽）と注水先（使用済燃料プール）の圧力差，静水頭，機器圧損及びホース類の圧損）を考慮して，約140mを確保可能な設計とする

なお，代替淡水貯槽の容量の説明は，「3.13

重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第56条に対する設計方針を示す章）」で示す。
可搬型代替注水大型ポンプの保管個数は「3.11.2.1.3.3

設置許可基

準規則第43条第3項への適合方針（可搬型重大事故等対処設備の安全設計方針に対する適合性）」のとおり。
可搬型スプレイノズルは1セット3個で使用済燃料プール内の燃料体にスプレイ可能な設計とする。保有数は，2セットで6個，故障時の予備として1個の合計7個を原子炉建屋原子炉内に保管する。
（54-6-5〜7）

(2)
(ⅰ)

確実な接続（設置許可基準規則第43条第3項二）要求事項
常設設備（発電用原子炉施設と接続されている設備又は短時間に発電用原子炉施設と接続することができる常設の設備をいう。以下同じ。）と接続するものにあっては，当該常設設備と容易かつ確実に接続することができ，かつ，二以上の系統又は発電用原子炉施設が相互に使用することができるよう，接続部の規格の統一その他の適切な措置を講じたも
3.11-63のであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。

代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）の可搬型代替注水大型ポンプ及び可搬型スプレイノズルの接続箇所は，簡便な接続方式である結合金具を用いることにより，確実に接続が可能な設計とする。
（54-3-2,5〜8）

(3)
(ⅰ)

複数の接続口（設置許可基準規則第43条第3項三）要求事項
常設設備と接続するものにあっては，共通要因によって接続することができなくなることを防止するため，可搬型重大事故等対処設備（原子炉建屋の外から水又は電力を供給するものに限る。）の接続口を異なる
複数の場所に設けるものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。

代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）である可搬型代替注
水大型ポンプの接続箇所は，常設設備との接続が無い設計とする。
代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）の可搬型代替注水大3.11-64

型ポンプと原子炉建屋原子炉棟6階に設置する可搬型スプレイヘッダを接続するホースの設置は，原子炉建屋の異なる面（原子炉建屋東側及び南側）の隣接しない位置の扉（原子炉建屋廃棄物処理棟東側扉又は原子
炉建屋原子炉棟大物搬入口）を利用することで，共通要因によって設置することができなくなることを防止する設計とする。
（54-3-2,5〜8）

(4)
(ⅰ)

設置場所（設置許可基準規則第43条第3項四）要求事項想定される重大事故等が発生した場合において可搬型重大事故等対処設備を設置場所に据え付け，及び常設設備と接続することができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.3

環境条件等」に示す。

代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）のうち，屋外に設置する可搬型代替注水大型ポンプ及びホースは，想定される重大事故等が発生した場合における屋外の放射線を考慮しても作業への影響はないと想定しているが，仮に線量が高い場合は線源からの離隔距離をとること，線量を測定し線量が低い位置に配置することにより，これら設備の設置場所への据付け及び接続を可能な設計とする。また，屋内に設置する可搬型スプレイノズル及びホースは，想定される重大事故等が発生した場合における屋内の放射線を考慮しても作業への影響はないと想定し
3.11-65

ているが，仮に線量が高い場合は線源からの離隔距離をとること，線量を測定し線量が低い位置に配置することにより，これら設備の設置及び接続を可能な設計とする。
これらの設備の接続箇所は，簡便な接続方式である接続金物を用いる
ことにより，一般的な工具等を用い確実かつ速やかに接続が可能である。
なお，屋内に設置する可搬型スプレイノズル及びホースは設置場所に設置した後は，操作が不要な設計とする。
（54-3-2,5〜8）(5)保管場所（設置許可基準規則第43条第3項五）

(ⅰ)

要求事項
地震，津波その他の自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムによる影響，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設
備の配置その他の条件を考慮した上で常設重大事故等対処設備と異なる保管場所に保管すること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。

代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）である可搬型代替注
水大型ポンプは，地震，津波その他の自然現象又は故意による大型航空
機の衝突その他のテロリズムによる影響，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備の配置，その他の条件を考慮し，燃料プール冷却浄化
3.11-66

系ポンプ，残留熱除去系ポンプ及び常設低圧代替注水系ポンプと位置的分散を図り，発電所敷地内の西側及び南側保管場所に保管する設計とする。
代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）である可搬型スプレ
イノズルは，地震，津波その他の外部事象による損傷の防止が図られた
原子炉建屋原子炉棟に保管する。また，可搬型重大事故等対処設備である可搬型スプレイノズルは，常設重大事故等等対処設備である常設スプ
レイヘッダと可能な限り位置的分散を図り，原子炉建屋原子炉棟内の複数箇所に分散して保管する。
（54-8-2）(6)(ⅰ)

アクセスルートの確保（設置許可基準規則第43条第3項六）要求事項想定される重大事故等が発生した場合において，可搬型重大事故等対処設備を運搬し，又は他の設備の被害状況を把握するため，工場等内の道路及び通路が確保できるよう，適切な措置を講じたものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。

代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）である可搬型代替注
水大型ポンプは，西側及び南側保管場所に保管されており，想定される重大事故等が発生した場合においても，保管場所から設置場所までの運搬経路について，設備の運搬及び移動に支障をきたすことのないよう，
3.11-67

別ルートも考慮して複数のアクセスルートを確保する。
可搬型スプレイノズルは，地震，津波，その他の外部事象による損傷の防止が図られた原子炉建屋原子炉棟内の複数箇所に分散して保管されており，想定される重大事故等が発生した場合においても，保管場所から設置場所までの運搬経路について，設備の運搬及び移動に支障をきた
すことのないよう，複数のアクセスルートを確保する
なお，アクセスルートの詳細については，「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」への適合状況についての「1.0

重大事故等対策における共通事項」添付資料1.0.2「東海第二発電所

可搬型重大事故等対処設備保管場所及びアクセスルートについて」で示す。
（54-9-2〜6）(7)

設計基準事故対処設備及び常設重大事故等防止設備との多様性（設置許可基準規則第43条第3項七）

(ⅰ)

要求事項
重大事故防止設備のうち可搬型のものは，共通要因によって，設計基準事故対処設備の安全機能，使用済燃料貯蔵槽の冷却機能若しくは注水機能又は常設重大事故防止設備の重大事故に至るおそれがある事故に対処するために必要な機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。

3.11-68

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。

代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）である可搬型代替注
水大型ポンプは，設計基準対象施設である燃料プール冷却浄化系ポン
プ，残留熱除去系ポンプ及び常設重大事故等対処設備である常設低圧代
替注水ポンプと同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，第3.11-20表で示すとおり，多様性及び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多様性及び位置的分散については，「3.11.2.1.3.3

設置許可基準規則第43条第3項への適合方針（可搬型

重大事故等対処設備の安全設計方針に対する適合性）」に示す。
注水端を可搬型スプレイノズルとすることで，設計基準対象施設である燃料プール水戻りディフューザ及び重大事故等対処設備の常設スプレ
イヘッダに対し多様性及び可能な限り位置的分散を図った設計とする。
（54-3-2）

3.11-69

第3.11-20表

多様性又は位置的分散

設計基準対象施設

項目

重大事故等対処設備

残留熱除去系

代替燃料プール

燃料プール（使用済燃料プ

注水系

代替燃料プール注水系

冷却浄化系

ール水の

（可搬型スプレイ（常設スプレイヘッダ）

冷却及び補給）ノズル）
可搬型スプレイ

注水端

燃料プール水戻りディフューザ

常設スプレイヘッダ
ノズル

燃料プール冷却残留熱除去系

可搬型代替注水

可搬型代替注水

常設低圧代替

浄化系ポンプ

ポンプ

大型ポンプ

大型ポンプ

注水ポンプ

原子炉建屋

原子炉建屋原子
屋外

屋外

ポンプ

原子炉棟4階

常設低圧代替注水炉棟地下2階使用済燃料プール
水源系格納槽内
代替淡水貯槽

代替淡水貯槽

常設低圧代替注水

常設低圧代替注水

系格納槽内

系格納槽内

原子炉建屋原子炉棟6階

駆動用空気

不要

不要

不要

不要

潤滑油

不要（内包油）不要（内包油）不要（内包油）不要（内包油）

自己冷却

自己冷却

不要

残留熱除去系

冷却水（自然冷却）

不要

海水系（自然冷却）
不要

不要（ディーゼル（ディーゼル

エンジン）

エンジン）

屋外

屋外

常設代替高圧
非常用ディーゼル発電機
駆動電源

電源装置

原子炉建屋付属棟地下1階

3.11-70

屋外

3.11.2.3
3.11.2.3.1

代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）
設備概要

代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）は，設計基準対象施設である残留熱除去系（使用済燃料プール水の冷却及び補給機能）及び燃料プール
冷却浄化系（使用済燃料プール水の冷却機能）の有する使用済燃料プールの冷却及び補給機能が喪失した場合に，この機能を代替し，使用済燃料プール
内燃料体等の著しい損傷，臨界の防止及び放射線の遮蔽を目的として常設低圧代替注水系ポンプを用いる注水設備と可搬型代替注水大型ポンプを用いる
注水設備を設置するものである。
また，大量の水の漏えいその他の要因により当該使用済燃料プールの水位が異常に低下した場合において，使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損
傷の進行緩和及び臨界の防止を目的として常設低圧代替注水系ポンプを用いる注水設備と可搬型代替注水大型ポンプを用いる注水設備を設置するものである。

常設低圧代替注水系ポンプを用いる場合は，常設低圧代替注水系ポンプ，
電源設備（常設代替交流電源設備），水源である代替淡水貯槽，流路である
代替燃料プール注水系配管・弁，常設スプレイヘッダ，注水先である使用済
燃料プール等から構成される。
重大事故等時において，代替淡水貯槽を水源として，常設低圧代替注水系
ポンプ1個により代替燃料プール注水系配管，常設スプレイヘッダを経由して使用済燃料プールへ注水又はスプレイする。
本系統に関する重大事故等対処設備を第3.11-21表に，本系統全体の概要
図を第3.11-8図に示す。
常設低圧代替注水系ポンプの電源は，常設代替交流電源設備である常設代
3.11-71

替高圧電源装置より給電できる設計とする。

可搬型代替注水大型ポンプを用いる場合は，可搬型代替注水大型ポンプ，水源である代替淡水貯槽，流路である代替燃料プール注水系配管・弁，ホース，常設スプレイヘッダ，注水先である使用済燃料プール等から構成される。
重大事故等時において，代替淡水貯槽を水源として，可搬型代替注水大型
ポンプ1個により代替燃料プール注水系配管，常設スプレイヘッダ及びホースを経由して使用済燃料プールへ注水する。
本系統に関する重大事故等対処設備を第3.11-22表に，本系統全体の概要
図を第3.11-9図に示す。
可搬型代替注水大型ポンプは，ディーゼルエンジンにて駆動し，付属する
操作スイッチにより起動できる設計とする。燃料は可搬型設備用軽油タンク
よりタンクローリを用いて給油できる設計とする。
また，防潮堤内側の取水箇所（ＳＡ用海水ピット，淡水貯水池Ａ，Ｂ）より取水可能な設計とする。なお，水源については，「3.13

重大事故等の収束に必要となる水の供給設備」で示す。
可搬型代替注水大型ポンプを使用する際に接続する接続口は，共通の要因
によって接続することができなくなることを防止するため，原子炉建屋の異なる面（原子炉建屋東側及び西側）の隣接しない位置に設置する。

3.11-72

①

：主要設備
：流路

①

弁名称
使用済燃料プール注水ライン流量調整弁

第3.11-8図

代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）系統概要図（常設低圧代替注水系ポンプ使用時）

3.11-73

②

①
①

②

：主要設備
：流路（西側接続口使用時）：流路（東側接続口使用時）①②

第3.11-9図

弁名称
使用済燃料プール注水ライン流量調整弁
西側接続口又は東側接続口の弁

代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）系統概要図（可搬型代替注水大型ポンプ使用時）

3.11-74

第3.11-21表

代替燃料プール注水系常設スプレイヘッダ）に関する重大事故等対処設備一覧（常設低圧代替注水系ポンプ使用時）

設備区分

設備名
常設低圧代替注水系ポンプ【常設】常設スプレイヘッダ【常設】主要設備

代替淡水貯槽【常設】 ＊１
付属設備

サイフォン防止機能

水源−
低圧代替注水系配管・弁【常設】流路

代替燃料プール注水系配管・弁【常設】使用済燃料プール【常設】注水先
電源設備 ＊２
関連設備（燃料補給設備含む）

常設代替交流電源設備
常設代替高圧電源装置【常設】軽油貯蔵タンク【常設】常設代替高圧電源装置用燃料移送ポンプ【常設】使用済燃料プール水位・温度（SA広域）【常設】
使用済燃料プール温度（SA）【常設】
使用済燃料プールエリア放射線モニタ
計装設備

＊３

（高レンジ・低レンジ）【常設】
使用済燃料プール監視カメラ【常設】代替淡水貯槽水位【常設】常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力【常設】＊１：水源については「3.13

重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第56条に対する設計方針を示す章）」で示す。
＊２：電源設備については「3.14

電源設備(設置許可基準規則第57条に対する設計方針を示す章)」で示す。
＊３：計装設備については「3.15計装設備（設置許可基準規則第58条に対する設計方

針を示す章）」で示す。

3.11-75

第3.11-22表

代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）に関する重大事故等対処設備一覧（可搬型代替注水大型ポンプ使用時）

設備区分

設備名
可搬型代替注水大型ポンプ【可搬】

主要設備

常設スプレイヘッダ【常設】代替淡水貯槽【常設】 ＊１

付属設備

サイフォン防止機能

水源−
低圧代替注水系配管・弁【常設】流路

代替燃料プール注水系配管・弁【常設】ホース【可搬型】

注水先
関連設備

電源設備 ＊２（燃料補給設

使用済燃料プール【常設】可搬型設備用軽油タンク【常設】タンクローリ【可搬】

備含む）
使用済燃料プール水位・温度（SA広域）【常設】
使用済燃料プール温度（SA）【常設】計装設備 ＊３

使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）【常設】
使用済燃料プール監視カメラ【常設】代替淡水貯槽水位【常設】＊１：水源については「3.13

重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第56条に対する設計方針を示す章）」で示す。
＊２：電源設備については「3.14

電源設備(設置許可基準規則第57条に対する設計方針を示す章)」で示す。
＊３：計装設備については「3.15計装設備（設置許可基準規則第58条に対する設計方

針を示す章）」で示す。

3.11.2.3.2

主要設備の仕様

3.11-76

主要設備の仕様を以下に示す。

(1)

常設低圧代替注水系ポンプ兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設
備・原子炉格納容器内の冷却等のための設備
・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備
種類

：うず巻形

容量

：約200m ３ ／h

全揚程

：約200m

最高使用圧力：3.15MPa[gage]

最高使用温度：66℃

個数：1（予備1）

取付箇所：常設低圧代替注水系格納槽内

電動機出力：約190kW

3.11-77

(2)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・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
種類

：うず巻形

容量

：約1,320m ３ ／h／個

全揚程

：約140m

最高使用圧力：1.4MPa[gage]

最高使用温度：60℃

出力：約847kW／個

個数：4（予備2 ＊1）

設置場所

：屋外

保管場所

：西側，南側保管場所及び予備機置場＊１「可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）」と兼用

3.11-78

(3)常設スプレイヘッダ
最高使用温度

：66℃

個数

：1

取付箇所

：原子炉建屋原子炉棟6階（4）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・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
個

数

：1

種

類

：ライニング槽

容量：約5,000m ３

取付箇所：常設低圧代替注水系格納槽内

3.11-79

3.11.2.3.3

設置許可基準規則第 43 条への適合方針

3.11.2.3.3.1

設置許可基準規則第43条第1項への適合方針（常設並びに可搬型重大事故等対処設備の安全設計方針に対する適合性）(1)(ⅰ)

環境条件（設置許可基準規則第43条第1項一）要求事項想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重その他の使用条件において，重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮するものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.3

環境条件等」に示す。

代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）の常設低圧代替注水系
ポンプは，常設低圧代替注水系格納槽内に設置している設備であることから，その機能を期待される重大事故等が発生した場合における常設低圧代替注水系格納槽内の環境条件を考慮し，以下の第3.11-23表に示す
設計とする。

代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）の可搬型代替注水大型
ポンプは，西側及び南側保管場所に保管し，重大事故等時に，水源である代替淡水貯槽付近の屋外に設置することから，その機能を期待する重大事故等が発生した場合における屋外の環境条件を考慮し，以下の第3.11-24表に示す設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプの操作は，可搬型代替注水大型ポンプに付属する操作スイッチにより，設置場所にて操作可能な設計とする。風
3.11-80

（台風）による荷重については，当該荷重を考慮しても機能維持できる設計とする。積雪・火山の影響については，適切に除雪・除灰する運用とする。
また，降水及び凍結により機能を損なうことのないよう，防水対策が取られた可搬型代替注水大型ポンプを使用し，凍結のおそれがある場合
は暖気運転を行い凍結対策とする。

代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）の常設スプレイヘッダ
は原子炉建屋原子炉棟6階に設置している設備であることから，その機能を期待される重大事故等が発生した場合における原子炉建屋原子炉棟
内の環境条件を考慮し，以下の第3.11-25表に示す設計とする。

（54-3-2,9〜11）

3.11-81

第3.11-23表
環境条件

想定する環境条件（常設低圧代替注水系ポンプ）対応
常設低圧代替注水系格納槽内で想定される温度，圧
温度，圧力，湿度，力，湿度及び放射線条件下に耐えられる性能を確認し放射線た機器を使用する。
屋外の天候による影 屋外に設置するものではないため，天候による影響は
響受けない。
淡水だけでなく海水も使用する（常時海水を通水しな
海水を通水する系統 い）。使用済燃料プールへの注水は，可能な限り淡水への影響源を優先し，海水通水は短期間とすることで設備への影響を考慮した設計とする。
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷
地震しない設計とする。（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方針」に示す。）
常設低圧代替注水系格納槽内に設置するため，風（台風（台風），竜巻，風）及び竜巻の風荷重，積雪，火山の影響は受けな
積雪，火山の影響い。
電磁的障害

機械装置のため，電磁波の影響を受けない。

第3.11-24表 想定する環境条件（可搬型代替注水大型ポンプ）
環境条件
対応
温度，圧力，湿度， 屋外で想定される温度，圧力，湿度及び放射線条件下
放射線に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外の天候による影 屋外で想定される降水及び凍結により機能を損なうこ
響とのないよう防水対策及び凍結対策を考慮した設計とする。
海水を通水する系統 淡水だけでなく海水も使用する（常時海水を通水しなへの影響い）。使用済燃料プールへの注水は，可能な限り淡水源を優先し，海水通水は短期間とすることで設備への影響を考慮した設計とする。
地震
保管場所で想定される適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しない設計とする。
風（台風），竜巻，
積雪，火山の影響

電磁的障害

保管場所で想定される風（台風）及び竜巻の風荷重，
積雪，火山の影響による荷重を考慮し，機器が損傷しない設計とする。また，設置場所で想定される風（台風），積雪による荷重を考慮し，機能への影響を考慮した設計とする。
機械装置のため，電磁波の影響を受けない。

3.11-82

第3.11-25表 想定する環境条件（常設スプレイヘッダ）
環境条件
対応
温度，圧力，湿度， 原子炉建屋原子炉棟内で想定される温度，圧力，湿度
放射線
及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外の天候による影 屋外に設置する設備ではないため，天候による影響は響受けない。
海水を通水する系統 淡水だけでなく海水も使用する（常時海水を通水しなへの影響い）。使用済燃料プールへの注水は，可能な限り淡水源を優先し，海水通水は短期間とすることで，設備への影響を考慮した設計する。
地震
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しない設計とする。（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方針」に示す。）
風（台風），竜巻， 原子炉建屋原子炉棟内に設置するため，風（台風），
積雪，火山の影響
及び竜巻の風荷重，積雪及び火山の影響は受けない。
電磁的障害
機械装置のため，電磁波の影響を受けない。

(2)
(ⅰ)

操作性（設置許可基準規則第43条第1項二）要求事項想定される重大事故等が発生した場合において確実に操作できるもの
であること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。

代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）の常設低圧代替注水系
ポンプを運転する場合は，中央制御室の操作スイッチで，常設低圧代替
注水系ポンプを起動し，代替淡水貯槽への循環運転状態とする。その後，中央制御室からのスイッチ操作で，使用済燃料プールスプレイライ

3.11-83

ン元弁及び使用済燃料プール注水ライン流量調整弁の開操作を実施し使用済燃料プールへの注水又はスプレイを行う設計とする。代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）の操作に必要な機器を第3.11-26表に示す。
常設低圧代替注水系ポンプの起動・停止・運転状態及び弁の開閉状態については，中央制御室の表示灯・操作画面表示等で視認可能な設計とし，中央制御室における監視又は試験・検査等にて確認可能な設計とする。
中央制御室の操作スイッチを操作するにあたり，運転員等のアクセス性及び操作性を考慮して十分な操作空間を確保する。また，操作スイッ
チには機器の名称等を表示した銘板の取付け又は画面表示等により，運転員の操作性及び監視性を考慮して確実に操作できる設計とする。

代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）の可搬型代替注水大型ポンプを運転する場合は，可搬型代替注水大型ポンプを水源である代替
淡水貯槽近傍に配置するとともにホース接続を実施し，原子炉建屋西側
又は東側接続口の弁を現場にて手動にて開操作するとともに，中央制御室からのスイッチ操作で，使用済燃料プールスプレイライン元弁及び使用済燃料プール注水ライン流量調整弁の開操作が完了した後，可搬型代
替注水大型ポンプをポンプ付属の操作スイッチにより起動し，使用済燃料プールへの注水又はスプレイを行う設計とする。代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）の操作に必要な機器を第3.11-27表に示す。

中央制御室の操作スイッチを操作するにあたり，運転員等のアクセス性及び操作性を考慮して十分な操作空間を確保する。また，操作スイッ
3.11-84

チには機器の名称等を表示した銘板の取付け又は画面表示等により，運転員の操作性及び監視性を考慮して確実に操作できる設計とする。

原子炉建屋東側又は西側接続口の弁については，接続口が設置されている原子炉建屋西側又は東側から手動操作で弁を開閉することが可能な設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプ付属の操作スイッチを操作するに当たり，重大事故等対応要員の操作性を考慮して十分な操作空間を確保する。また，操作スイッチは，機器の名称等を表示した銘板の取付け等により識別可能とし，重大事故等対応要員の操作・監視性を考慮して確実に操作できる設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプは，設置場所まで屋外のアクセスルートを通行してアクセス可能な車両設計とするとともに，転倒防止のため治具を用いて固定する設計とする。
ホースの接続作業に当たっては，特殊な工具は必要とせず，簡便な接続金物を用いることで，一般的な工具により，確実に接続が可能な設計とする。
（54-3-2,9〜11，54-4-4）

第3.11-26表

操作対象機器（常設低圧代替注水系ポンプ使用時）

機器名称
常設低圧代替注水系ポンプ（Ａ）
又は（Ｂ）
使用済燃料プールスプレイライン
元弁
使用済燃料プール注水ライン流量
調整弁

状態の変化

操作方法

操作場所

起動停止

スイッチ操作

中央制御室

弁閉→弁開

スイッチ操作

中央制御室

弁閉→弁開

スイッチ操作中央制御室

3.11-85

第 3.11-27 表

操作対象機器（可搬型代替注水大型ポンプ使用時）

機器名称
可搬型代替注水大型ポンプ
接続口の弁（原子炉建屋東側又は西側）
使用済燃料プールスプレイライン
元弁
使用済燃料プール注水ライン流量
調整弁
ホース

(3)
(ⅰ)

状態の変化

操作方法

操作場所

起動停止

スイッチ操作

屋外設置場所

弁閉→弁開

手動操作

屋外接続口近傍

弁閉→弁開スイッチ操作

中央制御室

弁閉→弁開

スイッチ操作

中央制御室

ホース接続

人力接続

屋外

試験及び検査（設置許可基準規則第43条第1項三）
要求事項
健全性及び能力を確認するため，発電用原子炉の運転中又は停止中に試験又は検査ができるものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。

代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）の常設重大事故等対処
設備は，第3.11-28表に示すように原子炉運転中に，機能・性能検査及び弁動作確認を実施可能な設計とする。及び分解検査が可能な設計とする。また，原子炉停止中に機能・性能検査，弁動作確認及び分解検査が可能な設計とする。
常設低圧代替注水系ポンプは，分解検査として，原子炉停止中にケー
シングカバーを取り外して，ポンプ部品（主軸，軸受，羽根車等）の状態を確認する分解検査が可能な設計とする。弁については，分解検査と3.11-86

して弁体等の部品の状態を確認可能な設計とする。分解検査においては，
浸透探傷試験により，性能に影響を及ぼす指示模様の有無を確認する。
また，目視により，性能に影響を及ぼす恐れのあるき裂，打こん，変形及び摩耗の有無を確認する。
また，常設低圧代替注水系ポンプは，吐出配管にテストラインを設
け，原子炉運転中又は原子炉停止中に，代替淡水貯槽を水源とした循環運転を行うことで，ポンプの吐出圧力・流量の確認に加え，運転時の振動，異音，異臭及び漏えいの確認が可能な設計とする。弁については，
原子炉運転中又は原子炉停止中に弁動作確認を実施することで弁開閉動作の確認が可能な設計とする。ポンプ及び系統配管・弁については，機能・性能検査等に合わせて外観の確認が可能な設計とする。運転中又は停止中に，機能・性能確認，分解点検，外観点検が可能な設計とする。
常設スプレイヘッダは，通気により詰まりが無いことを確認する。

代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）の可搬型重大事故等対処設備は，第3.11-29表に示すように原子炉運転中又は停止中に機能・性能検査，弁動作確認，外観検査及び車両検査が可能な設計とする。
機能・性能確認においては，淡水貯水池を水源とし，可搬型代替注水
大型ポンプ，仮設圧力計・流量計，ホースの系統構成で淡水貯水池へ送水する試験を行うテストラインを設けることで，ポンプの吐出圧力・流量の確認に加え，運転時の振動，異音，異臭及び漏えいの確認が可能な設計とする。ポンプ及び弁については，機能・性能検査等に合わせて外観の確認が可能な設計とする。ホースについては，機能・性能に影響を及ぼすおそれのあるき裂，ジョイント部の腐食等が無いことを確認可能である。
3.11-87

弁については，原子炉運転中又は停止中に弁動作確認を実施すること
で，弁の開閉動作を確認可能な設計とする。
ポンプを搭載する車両については，走行状態に異常のないことを確認できる設計とする。
（54-5-2,3）
第3.11-28表代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）の試験及び検査（常設）

原子炉の状態項目内容
ポンプ運転性能
ポンプ及び系統配管・弁の漏えい確認

機能・性能検査

ポンプ，常設スプレイヘッダ及び系統配管・弁

運転中の外観の確認
常設スプレイヘッダへの通気による詰まり確認
弁動作確認

弁開閉動作の確認
ポンプ運転性能

機能・性能検査

ポンプ及び系統配管・弁の漏えい確認
ポンプ及び系統配管・弁の外観の確認

停止中
弁動作確認

弁開閉動作の確認
ポンプまたは弁の部品の表面状態について浸透分解検査
探傷試験及び目視により確認

3.11-88

第3.11-29表代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）の試験及び検査（可搬型）

原子炉の状態項目内容
ポンプ運転性能

機能・性能検査

ポンプ及びホースの漏えい確認
ポンプ，ホース及び系統配管・弁の外観の確認

運転中又は停止中

(4)
(ⅰ)

弁作動確認

弁開閉動作の確認

車両検査

ポンプを搭載する車両の走行状態確認

切替えの容易性（設置許可基準規則第43条第1項四）
要求事項
本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設
備にあっては，通常時に使用する系統から速やかに切り替えられる機能を備えるものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。

代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）は，本来の用途以外の用途には使用しない。
代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）の常設低圧代替注水系
ポンプの起動操作及び弁操作については，中央制御室からの操作スイッチよる遠隔操作により，代替燃料プール注水が必要となるまでの間に，
第3.11-10図で示すタイムチャートのとおり速やかに切り替えることが可能である。
3.11-89

代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）の可搬型代替注水大型
ポンプの移動，設置，起動操作及び弁操作については，代替燃料プール
注水が必要となるまでの間に，第3.11-11図で示すタイムチャートのとおり速やかに切り替えることが可能である。

（54-4-4,5）

第3.11-10図

常設低圧代替注水系ポンプによる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

タイムチャート ＊＊：「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」への適合状況についての1.11で示すタイムチャート

3.11-90

第3.11-11図

可搬型代替注水大型ポンプによる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

タイムチャート ＊＊：「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」への適合状況についての1.11で示すタイムチャート

(5)
(ⅰ)

悪影響の防止（設置許可基準規則第43条第1項五）
要求事項
工場等内の他の設備に対して悪影響を及ぼさないものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。

代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）は，通常待機時は使用済燃料プールスプレイライン元弁を閉止することで他の系統と隔離する系統構成としており，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。代替
燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）による注水を行う場合は，重大事故等対象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

3.11-91

及ぼさない設計とする。
隔離弁については第3.11-30表に示す。

代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）の可搬型代替注水大型
ポンプは，通常待機時は接続先の系統と分離された状態で保管することとで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプは，保管場所において転倒しないことを確認することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。設置場所においては，車両転倒防止装置又は輪止めにより固定することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。また，可搬型代替注水大型ポンプ
は，固縛等により飛散物となって他の設備に悪影響及ぼさない設計とする。
（54-3-2,9〜11,54-8-2）

第3.11-30表

他系統との隔離弁

取合系統

系統隔離弁

使用済燃料プール

使用済燃料プールスプレイラ

駆動方式

動作
通常時閉

電動駆動
イン元弁

(6)
(ⅰ)

電源喪失時閉設置場所（設置許可基準規則第43条第1項六）要求事項想定される重大事故等が発生した場合において重大事故等対処設備の操作及び復旧作業を行うことができるよう，放射線量が高くなるおそれ

3.11-92

が少ない設置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.3

環境条件等」に示す。

代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）の常設低圧代替注水系
ポンプを用いる場合の系統構成に操作が必要な機器の設置場所，操作場
所を第3.11-31表に示す。常設低圧代替注水系ポンプ，使用済燃料プー
ルスプレイライン元弁及び使用済燃料プール注水ライン流量調整弁は，原子炉建屋原子炉棟又は常設低圧代替注水系格納槽内に設置されるが，中央制御室からの遠隔操作を可能とすることで，操作場所の放射線量が高くなるおそれが少なくなるよう設計する。

代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）の可搬型代替注水大型ポンプを用いる場合の系統構成に操作が必要な機器の設置場所，操作場
所を第3.11-32表に示す。このうち，屋外で操作する可搬型代替注水大型ポンプ，原子炉建屋東側又は西側接続口の弁，ホースは屋外に設置す
る設計とするが，作業は屋外の放射線量が高くなるおそれが少ないタイ
ミングで実施可能であることから操作が可能である。作業に当たっては，放射線量を確認し，適切な放射線防護対策で作業安全確保を確認した上で作業を実施する。仮に線量が高い場合は，線源からの離隔距離をとること，線量を測定し線量が低い場所で作業を行うことにより，これらの設備の設置及び常設設備との接続が可能である。
3.11-93

代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）の常設スプレイヘッダ
は操作が不要な設計とする。
（54-3-2,9〜12,54-4-4）

第3.11-31表代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）操作対象機器設置場所（常設低圧代替注水系ポンプ使用時）
機器名称

設置場所

操作場所

常 設 低 圧 代 替 注 水 系 ポ ン プ （ Ａ ） 又 は 常設低圧代替注水系格納槽内

中央制御室

（Ｂ）
使用済燃料プールスプレイライン元弁

原子炉建屋原子炉棟内

中央制御室

使用済燃料プール注水ライン流量調整弁 原子炉建屋原子炉棟内

中央制御室

第3.11-32表代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）操作対象機器設置場所（可搬型代替注水大型ポンプ使用時）
機器名称

可搬型代替注水大型ポンプ設置場所
屋外設置場所

操作場所
屋外設置場所

接続口の弁（原子炉建屋東側又は西側） 屋外接続口近傍

屋外接続口近傍

使用済燃料プールスプレイライン元弁

原子炉建屋原子炉棟内

中央制御室

使用済燃料プール注水ライン流量調整弁 原子炉建屋原子炉棟内

中央制御室

ホース

屋外

屋外

3.11-94

3.11.2.3.3.2

設置許可基準規則第43条第2項への適合方針（常設重大事故等対処設備の安全設計方針に対する適合性）(1)(ⅰ)

容量（設置許可基準規則第43条第2項一）要求事項想定される重大事故等の収束に必要な容量に加え，十分に余裕のある
容量を有するものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.2

容量等」に示す。

代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）である常設低圧代替注
水系ポンプは，第54条第1項及び第2項対応の場合に，必要な注水量又はスプレイ量を有する設計とする。
第54条第1項対応の必要な注水量としては，使用済燃料プール内の燃料破損の防止の重要事故シーケンスの想定事故１及び想定事故２に係る有効性評価解析（原子炉設置変更許可申請書添付書類十）において，有効性が確認されている使用済燃料プールへの注水流量が50m ３ ／hである
ことから，1個で約200m３ ／hを送水可能な常設低圧代替注水系ポンプを1個使用する設計とする。
揚程は，有効性が確認されている使用済燃料プールへの注水流量で注水を実施する場合の圧損（水源（代替淡水貯槽）と注水先（使用済燃料プール）の圧力差，静水頭，機器圧損，配管及び弁類の圧損）を考慮して，約200mを確保可能な設計とする。

第54条第2項対応の必要なスプレイ量としては，使用済燃料プール内に貯蔵している燃料体の冷却に必要なスプレイ量の45.4 m３ ／hに余裕
3.11-95

を見込んだ70m ３ ／hとし，1個で約200m３ ／hを送水可能な常設低圧代替
注水系ポンプを1個使用する設計とする。
揚程は，有効性が確認されている使用済燃料プールへのスプレイ量でスプレイを実施する場合の圧損（水源（代替淡水貯槽）と注水先（使用済燃料プール）の圧力差，静水頭，機器圧損，配管及び弁類の圧損）を考慮して，約200mを確保可能な設計とする。

なお，代替淡水貯槽の容量の説明は，「3.13

重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第56条に対する設計方針を示す章）」で示す。
可搬型代替注水大型ポンプの保管個数は「3.11.2.1.3.3

設置許可基

準規則第43条第3項への適合方針（可搬型重大事故等対処設備の安全設計方針に対する適合性）」のとおり。
（54-6-2〜4）

(2)
(ⅰ)

共用の禁止（設置許可基準規則第43条第2項二）
要求事項
二以上の発電用原子炉施設において共用するものでないこと。ただし，二以上の発電用原子炉施設と共用することによって当該二以上の発電用原子炉施設の安全性が向上する場合であって，同一の工場等内の他の発電用原子炉施設に対して悪影響を及ぼさない場合は，この限りでな
い。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等

3.11-96について」に示す。

敷地内に二以上の発電用原子炉施設はないことから，代替燃料プール
注水系（常設スプレイヘッダ）の常設低圧代替注水系ポンプ及び常設ス
プレイヘッダは共用しない。

(3)

設計基準事故対処設備との多様性（設置許可基準規則第43 条第2 項

三）
(ⅰ)

要求事項
常設重大事故防止設備は，共通要因によって設計基準事故対処設備の安全機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。

代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）である常設低圧代替注
水系ポンプは，設計基準対象施設である燃料プール冷却浄化系ポンプ及び残留熱除去系ポンプと同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，第3.11-20表に示すとおり，多様性及び位置的分散を図る設計とする。
常設低圧代替注水系ポンプの多様性及び位置的分散については，「3.11.2.1.3.2

設置許可基準規則第43条第2項への適合方針（常設重大事故等対処設備の安全設計方針に対する適合性）」に示す。
注水端を常設スプレイヘッダとすることで，設計基準対象施設である
3.11-97

燃料プール水戻りディフューザ及び重大事故等対処設備の可搬型スプレ
イノズルに対し多様性及び可能な限り位置的分散を図った設計とする。

3.11.2.3.3.3

設置許可基準規則第43条第3項への適合方針（可搬型重大事故等対処設備の安全設計方針に対する適合性）(1)(ⅰ)

容量（設置許可基準規則第43条第3項一）要求事項想定される重大事故等の収束に必要な容量に加え，十分に余裕のある
容量を有するものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.2

容量等」に示す。

代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）である可搬型代替注水
大型ポンプは，第54条第1項及び第2項対応の場合に，必要な注水量又はスプレイ量を有する設計とする。
第54条第1項対応の必要な注水量としては，使用済燃料プール内の燃料破損の防止の重要事故シーケンスの想定事故１及び想定事故２に係る有効性評価解析（原子炉設置変更許可申請書添付書類十）において，有効性が確認されている使用済燃料プールへの注水流量が50m ３ ／hである
ことから，1個で約1,320m３ ／hを送水可能な可搬型代替注水大型ポンプを1個使用する設計とする。
揚程は，有効性が確認されている使用済燃料プールへの注水流量で注水を実施する場合の圧損（水源（代替淡水貯槽）と注水先（使用済燃料プール）の圧力差，静水頭，機器圧損，配管・ホース及び弁類の圧損）
3.11-98を考慮して，約140mを確保可能な設計とする。

第54条第2項対応の必要なスプレイ量としては，使用済燃料プール内に貯蔵している燃料体の冷却に必要なスプレイ量の45.4 m３ ／hに余裕を見込んだ70m ３ ／hとし，1個で約1,320m３ ／hを送水可能な可搬型代替
注水大型ポンプを1個使用する設計とする。
揚程は，有効性が確認されている使用済燃料プールへのスプレイ量でスプレイを実施する場合の圧損（水源（代替淡水貯槽）と注水先（使用済燃料プール）の圧力差，静水頭，機器圧損，配管・ホース及び弁類の圧損）を考慮して，約140mを確保可能な設計とする。

なお，代替淡水貯槽の容量の説明は，「3.13

重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第56条に対する設計方針を示す章）」で示す。
可搬型代替注水大型ポンプの保管個数は「3.11.2.1.3.3

設置許可基

準規則第43条第3項への適合方針（可搬型重大事故等対処設備の安全設計方針に対する適合性）」のとおり。
（54-6-5〜7）

(2)
(ⅰ)

確実な接続（設置許可基準規則第43条第3項二）要求事項
常設設備（発電用原子炉施設と接続されている設備又は短時間に発電用原子炉施設と接続することができる常設の設備をいう。以下同じ。）と接続するものにあっては，当該常設設備と容易かつ確実に接続することができ，かつ，二以上の系統又は発電用原子炉施設が相互に使用する
3.11-99

ことができるよう，接続部の規格の統一その他の適切な措置を講じたものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。

代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）のである可搬型代替注
水大型ポンプ側のホースと接続口については，フランジ接続にすること
で，一般的に使用される工具を用いてホースを確実に接続ができる設計とする。また，原子炉建屋東側接続口と原子炉建屋西側接続口の口径を統一し，確実に接続できる設計とする。
（54-7-2）(3)(ⅰ)

複数の接続口（設置許可基準規則第43条第3項三）要求事項
常設設備と接続するものにあっては，共通要因によって接続することができなくなることを防止するため，可搬型重大事故等対処設備（原子炉建屋の外から水又は電力を供給するものに限る。）の接続口をそれぞれ互いに異なる複数の場所に設けるものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。

3.11-100

代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）である可搬型代替注水
大型ポンプの接続箇所である接続口は，原子炉建屋の異なる面の隣接しない位置に設置することとし，原子炉建屋東側に1箇所，原子炉建屋西側に1箇所設置し，合計2箇所を設置することで，共通要因によって接続することができなくなることを防止する設計とする。
（54-3-9，11，54-7-2）

(4)
(ⅰ)

設置場所（設置許可基準規則第43条第3項四）要求事項想定される重大事故等が発生した場合において可搬型重大事故等対処設備を設置場所に据え付け，及び常設設備と接続することができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.3

環境条件等」に示す。

代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）である可搬型代替注水
大型ポンプは，屋外に設置する設備であり，想定される重大事故等が発生した場合における放射線を考慮しても作業への影響はないと想定しているが，仮に線量が高い場合は線源からの離隔距離をとること，線量を測定し線量が低い位置に配置することにより，これら設備の設置場所への据付け及び常設設備との接続を可能な設計とする。また，接続口とホースの接続箇所は，フランジ接続，可搬型代替注水大型ポンプとホースの接続箇所及びホース同士の接続箇所は簡便な接続方式である接続金物
により，一般的な工具等を用い確実かつ速やかに接続可能とすること
3.11-101

で，作業線量の低減を考慮した設計とする。
（54-3-2，5）(5)(ⅰ)

保管場所（設置許可基準規則第43条第3項五）要求事項
地震，津波その他の自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムによる影響，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設
備の配置その他の条件を考慮した上で常設重大事故等対処設備と異なる保管場所に保管すること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。

代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）である可搬型代替注水
大型ポンプは，地震，津波その他の自然現象，又は故意による大型航空
機の衝突その他のテロリズムによる影響，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備の配置，その他の条件を考慮し，燃料プール冷却浄化
系ポンプ，残留熱除去系ポンプ及び常設低圧代替注水系ポンプと位置的分散を図り，発電所敷地内の西側及び南側保管場所に保管する設計とする。
（54-8-2）(6)(ⅰ)

アクセスルートの確保（設置許可基準規則第43条第3項六）要求事項想定される重大事故等が発生した場合において，可搬型重大事故等対処設備を運搬し，又は他の設備の被害状況を把握するため，工場等内の
3.11-102

道路及び通路が確保できるよう，適切な措置を講じたものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。

代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）である可搬型代替注水
大型ポンプは，通常待機時は西側及び南側保管場所に保管されており，想定される重大事故等が発生した場合においても，保管場所から設置場所までの運搬経路について，設備の運搬及び移動に支障をきたすことのないよう，別ルートも考慮して複数のアクセスルートを確保する。
なお，アクセスルートの詳細については，「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」への適合状況についての「1.0

重大事故等対策における共通事項」添付資料1.0.2「東海第二発電所

可搬型重大事故等対処設備保管場所及びアクセスルートについて」で示す。
（54-9-2〜3）(7)

設計基準事故対処設備及び常設重大事故等防止設備との多様性（設置許可基準規則第43条第3項七）

(ⅰ)

要求事項
重大事故防止設備のうち可搬型のものは，共通要因によって，設計基準事故対処設備の安全機能，使用済燃料貯蔵槽の冷却機能若しくは注水機能又は常設重大事故防止設備の重大事故に至るおそれがある事故に対
3.11-103

処するために必要な機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。

代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）である可搬型代替注水
大型ポンプは，設計基準対象施設である燃料プール冷却浄化系ポンプ，
残留熱除去系ポンプ及び常設重大事故等対処設備である常設低圧代替注
水ポンプと同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，第3.11-20
表に示すとおり，多様性及び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多様性及び位置的分散については，「3.11.2.1.3.3

設置許可基準規則第43条第3項への適合方針（可搬型

重大事故等対処設備の安全設計方針に対する適合性）」に示す。
注水端を常設スプレイヘッダとすることで，設計基準対象施設である
燃料プール水戻りディフューザ及び重大事故等対処設備の可搬型スプレ
イノズルに対し多様性及び可能な限り位置的分散を図った設計とする。
（54-3-2）

3.11-104

3.11.2.4
3.11.2.4.1

代替燃料プール冷却設備
設備概要

代替燃料プール冷却設備は，設計基準対象施設である燃料プール冷却浄化
系（使用済燃料プール水の冷却機能）及び残留熱除去系海水系（使用済燃料
プール水の冷却機能）の有する使用済燃料プールの冷却機能が喪失した場合に，使用済燃料プール内に貯蔵する使用済燃料から発生する崩壊熱を除去するため，使用済燃料プール水を冷却することを目的として設置するものである。
本系統は，代替燃料プール冷却系熱交換器の一次側に使用済燃料プール水を送水する代替燃料プール冷却系と代替燃料プール冷却系熱交換器の二次側に海水を送水する緊急用海水系で構成され，代替燃料プール冷却系熱交換器の二次側を流れる海水にて，一次側を流れる使用済燃料プール水を冷却することにより使用済燃料プールを冷却する設計とする。
代替燃料プール冷却系は，使用済燃料プールを水源として代替燃料プール
冷却系ポンプにより使用済燃料プール水を流路であるスキマサージタンク燃
料プール冷却浄化系配管・弁及び代替燃料プール冷却系配管・弁を経由して代替燃料プール冷却系熱交換器の一次側に送水され，代替燃料プール冷却系
熱交換器にて冷却された使用済燃料プール水は，使用済燃料プールへ戻る循
環系統である。緊急用海水系は，非常用取水設備である緊急用海水ポンプピットから緊急用海水ポンプにより取水した海水を緊急用海水系配管・弁及び残留熱除去系海水系配管・弁を経由して代替燃料プール冷却系熱交換器の二次側に送水され，代替燃料プール冷却系熱交換器を通過した海水は，最終的な熱の逃がし場である海へ放水される系統である。
代替燃料プール冷却設備の系統概要図を第 3.11-12 図に，重大事故等対処
設備を第 3.11-33 表に示す。
3.11-105

代替燃料プール冷却系ポンプ及び緊急用海水ポンプの電源は，常設代替交
流電源設備である常設代替高圧電源装置より給電できる設計とする。

3.11-106

⑨

⑦
⑧
⑥

③

⑩
④

⑤

①

機器名称

②

機器名称

①

緊急用海水ポンプ(Ａ)⑥

代替燃料プール冷却系ポンプ②

緊急用海水ポンプ(Ｂ)⑦

代替燃料プール冷却系熱交換器③

緊急用海水系代替ＦＰＣ系隔離弁⑧

代替燃料プール冷却系ポンプ入口弁⑨

代替燃料プール冷却系熱交換器出口弁⑩

燃料プール冷却浄化系入口隔離弁④⑤

緊急用海水系代替ＦＰＣ系海水出口流量調
整弁（Ａ）系
緊急用海水系代替ＦＰＣ系海水出口流量調
整弁（Ｂ）系

第 3.11-12 図

代替燃料プール冷却系設備系統図（残留熱除去系海水系Ａ系使用時）

3.11-107

第3.11-33表代替燃料プール冷却設備に関する重大事故等対処設備

設備区分

主要設備

付属設備

設備名
代替燃料プール冷却系
代替燃料プール冷却系ポンプ【常設】代替燃料プール冷却系熱交換器【常設】使用済燃料プール【常設】 ＊１
緊急用海水系 ＊４
緊急用海水ポンプ【常設】緊急用海水系 ＊４
緊急用海水ストレーナ【常設】−代替燃料プール冷却系
代替燃料プール冷却系配管・弁【常設】燃料プール冷却浄化系配管・弁【常設】スキマサージタンク【常設】緊急用海水系 ＊４
緊急用海水系配管・弁【常設】残留熱除去系海水系配管・弁【常設】流路
非常用取水設備 ＊４
緊急用海水ポンプピット【常設】緊急用海水取水管【常設】
ＳＡ用海水ピット【常設】海水引込み管【常設】
ＳＡ用海水ピット取水塔【常設】使用済燃料プール【常設】注水先
常設代替交流電源設備
電源 設備 ＊２
常設代替高圧電源装置【常設】（燃料補給設軽油貯蔵タンク【常設】備を含む）
常設代替高圧電源装置用燃料移送ポンプ【常設】代替燃料プール冷却系
使用済燃料プール水位・温度（SA広域）【常設】
使用済燃料プール温度（SA）【常設】
使用済燃料プール監視カメラ【常設】＊３計装設備
緊急用海水系 ＊４
緊急用海水系流量（残留熱除去系熱交換器）【常設】
緊急用海水系流量（残留熱除去系補機）【常設】
サプレッション・プール水温度【常設】
水源

関連設備

＊１：水源については「3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第56条に対する設計方針を示す章）」で示す。
＊２：電源設備については「3.14 電源設備(設置許可基準規則第57条に対する設計方針を示す章)」で示す。
＊３：計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方
針を示す章）」で示す。
＊４：緊急用海水系及び非常用取水設備については「3.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備（設置許可基準規則第48条に対する設計方針を示す章）」で示す。

3.11-108

3.11.2.4.2

主要設備の仕様

主要設備の使用を以下に示す。
(1)

(2)

(3)

代替燃料プール冷却系ポンプ
種類

：うず巻形

容量

：約 124m３ ／h

全揚程：約 40m

最高使用圧力：0.98MPa[gage]

最高使用温度

：80℃

個数

：1

取付箇所

：原子炉建屋原子炉棟 4 階

電動機出力：約 30kW

代替燃料プール冷却系熱交換器
種類：プレート式

個数

：1

伝熱面積

：約 33 m ２

伝熱容量

：約 2.31MW

最高使用圧力：一次側：0.98MPa[gage]／二次側：0.98MPa[gage]

最高使用温度

：一次側：80℃／二次側： 66℃

取付箇所：原子炉建屋原子炉棟 4 階

使用済燃料プール
種類：ステンレス鋼内張りプール形（ラック貯蔵方式）

貯蔵能力：全炉心燃料の約290％相当分

3.11-109

(4) 緊急用海水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・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備
種 類

：ターボ形

容 量

：約 844m３ ／h

全揚程：約130m

最高使用圧力：2.45MPa[gage]

最高使用温度：38℃

個 数：1（予備1）

取付箇所：地下格納槽内

電動機出力：約510kW

3.11-1103.11.2.4.3

設置許可基準規則第 43 条への適合方針

3.11.2.4.3.1

設置許可基準規則第43条第1項への適合方針（常設並びに可搬型重大事故等対処設備の安全設計方針に対する適合性）(1)(ⅰ)

環境条件（設置許可基準規則第43条第1項一）要求事項想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重その他の使用条件において，重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮するものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.3

環境条件等」に示す。

代替燃料プール冷却系の代替燃料プール冷却系ポンプ及び代替燃料プール冷却系熱交換器は，原子炉建屋原子炉棟内に設置している設備であることから，その機能を期待される重大事故等が発生した場合における原子炉建屋原子炉棟内の環境条件を考慮し，以下の第3.11-34表に示す
設計とする。
（54-3-12,13）

3.11-111

第3.11-34表

想定する環境条件（代替燃料プール冷却系ポンプ及び代替燃料プール冷却系熱交換器）
環境条件

対応

温度・圧力・湿度・

原子炉建屋原子炉棟内で想定される温度，圧力，湿放射線

度及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。

屋外の天候による影

屋外に設置する設備ではないため，天候による影響

響は受けない。

海水を通水する系統

代替燃料プール冷却系ポンプ及び代替燃料プール冷への影響

却系熱交換器の一次側は，海水を通水することはな
い。
代替燃料プール冷却系熱交換器の二次側は，常時海水を通水するため耐腐食性材料を使用する。

地震

適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しない設計とする。（詳細は「2.1.2

耐震設計の基本方針」に示す。）
風（台風），竜巻，原子炉建屋原子炉棟内に設置するため，風（台積雪，火山の影響風），竜巻，積雪及び火山の影響は受けない。

電磁的障害

機械装置のため，電磁波の影響を受けない。

3.11-112

(2)(ⅰ)

操作性（設置許可基準規則第43条第1項二）要求事項想定される重大事故等が発生した場合において確実に操作できるもの
であること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。

代替燃料プール冷却系の代替燃料プール冷却系ポンプを運転する場合
は，中央制御室からのスイッチ操作で，燃料プール冷却浄化系入口隔離
弁の閉操作及び代替燃料プール冷却系熱交換器出口弁，代替燃料プール
冷却系ポンプ入口弁の開操作を行った後，中央制御室からのスイッチ操
作により代替燃料プール冷却系ポンプを起動し代替燃料プール冷却系の循環運転を行う。また，中央制御室の操作スイッチにより，緊急用海水ポンプを起動し，代替燃料プール冷却系熱交換器へ海水の供給を行う。
代替燃料プール冷却系の操作に必要なポンプ及び弁を第3.11-35表に示す。
代替燃料プール冷却系ポンプの起動・停止・運転状態及び弁の開閉状態については，中央制御室の表示灯・操作画面表示等で視認可能な設計とし，中央制御室における監視又は試験・検査等にて確認可能な設計とする。

中央制御室の操作スイッチを操作するに当たり，運転員等のアクセス性及び操作性を考慮して十分な操作空間を確保する。また，操作スイッ
3.11-113

チには機器の名称等を表示した銘板の取付け等又は画面表示等により，運転員の操作性及び監視性を考慮して確実に操作できる設計とする。

（54-3-12,13）

第3.11-35表
機器名称
代替燃料プール冷却系ポンプ

操作対象機器

状態の変化
起動停止

操作方法

操作場所

スイッチ操作

中央制御室

代替燃料プール冷却系ポンプ入
弁閉→弁開
口弁

スイッチ操作

中央制御室

代替燃料プール冷却系熱交換器
弁閉→弁開
出口弁

スイッチ操作

中央制御室

燃料プール冷却浄化系入口隔離
弁開→弁閉
弁スイッチ操作中央制御室

3.11-114

(3)(ⅰ)

試験及び検査（設置許可基準規則第43条第1項三）
要求事項
健全性及び能力を確認するため，運転中又は停止中に試験又は検査ができるものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。

代替燃料プール冷却系の代替燃料プール冷却系ポンプ及び代替燃料プール冷却系熱交換器は，第3.11-36表に示すように原子炉運転中又は原
子炉停止中に機能・性能検査，弁動作確認及び分解検査が可能な設計とする。
代替燃料プール冷却系ポンプは，分解検査として，ケーシングカバーを取り外して，ポンプ部品（主軸，軸受，羽根車等）の状態を確認する
分解検査が可能な設計とする。弁については，分解検査として弁体等の部品の状態を確認可能な設計とする。分解検査においては，浸透探傷試
験により，性能に影響を及ぼす指示模様の有無を確認する。また，目視により，性能に影響を及ぼす恐れのあるき裂，打こん，変形及び摩耗の有無を確認する。
代替燃料プール冷却系熱交換器は，分解検査として，フレームを取り外して，熱交換器部品（プレート等）の状態を確認する分解検査が可能な設計とする。分解検査においては，目視により，性能に影響を及ぼす恐れのあるき裂，打こん，変形及び摩耗の有無を確認する。
代替燃料プール冷却系ポンプ及び代替燃料プール冷却系熱交換器は，
3.11-115

本系統を使った機能・性能試験を行うことで，ポンプの吐出圧力・流量の確認に加え，運転時の振動，異音，異臭及び漏えいの確認が可能な設計とする。弁については，弁動作確認を実施することで弁開閉動作の確認が可能な設計とする。ポンプ，熱交換器及び系統配管・弁について
は，機能・性能検査等に合わせて外観の確認が可能な設計とする。
（54-5-4,5）

第3.11-36表
原子炉の状態

代替燃料プール冷却系の試験及び検査項目

内容
ポンプ及び熱交換器の運転性能

機能・性能検査 ポンプ，熱交換器及び系統配管・弁の漏えい確認
ポンプ，熱交換器及び系統配管・弁の外観の確認

運転中又は停止中

弁作動確認

弁開閉動作の確認
ポンプまたは弁の部品の表面状態について浸透探傷試験及び目視により確認

分解検査
熱交換器の部品の表面状態を，目視により確認

3.11-116

(4)(ⅰ)

切替えの容易性（設置許可基準規則第43条第1項四）
要求事項
本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設
備にあっては，通常時に使用する系統から速やかに切り替えられる機能を備えるものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。

代替燃料プール冷却系は，本来の用途以外の用途には使用しない。
代替燃料プール冷却系ポンプ使用時の系統構成に必要な弁操作は，中央制御室から遠隔で操作可能な設計とすることで，代替燃料プール冷却系が必要となるまでの間に，第3.11-13図で示すタイムチャートのとお
り速やかに切り替えることが可能である。
（54-4-5）

第3.11-13図

代替燃料プール冷却設備による使用済燃料プール除熱

タイムチャート ＊＊：「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」への適合方針についての1.11で示すタイムチャート

3.11-117

(5)悪影響の防止（設置許可基準規則第43条第1項五）

(ⅰ)

要求事項
工場等内の他の設備に対して悪影響を及ぼさないものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。

代替燃料プール冷却系である代替燃料プール冷却系ポンプ及び熱交換器は，通常待機時は代替燃料プール冷却系ポンプ入口弁及び代替燃料プール冷却系熱交換器出口弁を閉止しておくことで，燃料プール冷却浄化
系と隔離する系統構成としており，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。代替燃料プール冷却系による使用済燃料プールの冷却を行う場
合は，重大事故等対象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。隔離弁については第3.11-37表に示す。
（54-3-12,13）
第3.11-37表
取合系統

他系統との隔離弁

系統隔離弁

駆動方式

動作
通常時閉

燃料プール冷却浄化 代替燃料プール冷却系ポンプ
電動駆動
系

入口弁

電源喪失時閉代替燃料プール冷却系熱交換

通常時閉
電動駆動

器出口弁

電源喪失時閉

3.11-118

(6)(ⅰ)

設置場所（設置許可基準規則第43条第1項六）要求事項想定される重大事故等が発生した場合において重大事故等対処設備の操作及び復旧作業を行うことができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.3

環境条件等」に示す。

代替燃料プール冷却系の系統構成のために操作が必要な機器の設置場
所，操作場所を第3.11-38表に示す。
代替燃料プール冷却系ポンプ，代替燃料プール冷却系ポンプ入口弁，代替燃料プール冷却系熱交換器出口弁及び燃料プール冷却浄化系入口隔
離弁は，原子炉建屋原子炉棟に設置されるが，中央制御室からの遠隔操作を可能とすることで，操作場所の放射線量が高くなるおそれが少なくなるよう設計する。線源からの離隔により，放射線量が高くなるおそれの少ない場所で可能な設計とする。
（54-3-12,13,54-4-5）
第3.11-38表代替燃料プール冷却系操作対象機器設置場所

機器名称

設置場所

操作場所

代替燃料プール冷却系ポンプ

原子炉建屋原子炉棟4階

中央制御室

代替燃料プール冷却系ポンプ入口弁

原子炉建屋原子炉棟4階

中央制御室

代替燃料プール冷却系熱交換器出口弁

原子炉建屋原子炉棟4階

中央制御室

燃料プール冷却浄化系入口隔離弁

原子炉建屋原子炉棟4階

中央制御室

3.11-1193.11.2.4.3.2

設置許可基準規則第 43 条第 2 項への適合方針（常設重大事故

等対処設備の安全設計方針に対する適合性）(1)(ⅰ)

容量（設置許可基準規則第43条第2項一）要求事項想定される重大事故等の収束に必要な容量に加え，十分に余裕のある
容量を有するものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.2

容量等」に示す。

代替燃料プール冷却系である代替燃料プール冷却系ポンプ及び代替燃
料プール冷却系熱交換器は，設計基準対象施設である燃料プール冷却浄化系が有する使用済燃料プールの除熱機能が喪失した場合においても，
使用済燃料プールに保管されている燃料の崩壊熱を除去できる設計とする。
代替燃料プール冷却系熱交換器の容量は，設計基準対象施設である使用済燃料プール冷却浄化設備の冷却機能と同等とし，約2.31MWで設計する。
また，燃料プール水を冷却可能な容量として，1個で約124m ３ ／hを送水可能な代替燃料プール冷却系ポンプ1個使用する設計とする。
揚程は，燃料プール水を冷却可能な容量で送水する場合の圧損（使用済燃料プールからの取出位置と使用済燃料プールへの注水位置の圧力差，静水頭，機器圧損，配管及び弁類の圧損）を考慮して，約40mを確保可能な設計とする。
（54-6-8〜14）
3.11-120

(2)(ⅰ)

共用の禁止（設置許可基準規則第43条第2項二）
要求事項
二以上の発電用原子炉施設において共用するものでないこと。ただし，二以上の発電用原子炉施設と共用することによって当該二以上の発電用原子炉施設の安全性が向上する場合であって，同一の工場等内の他の発電用原子炉施設に対して悪影響を及ぼさない場合は，この限りでな
い。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。

敷地内に二以上の発電用原子炉施設はないことから，代替燃料プール
冷却系である代替燃料プール冷却系ポンプ及び代替燃料プール冷却系熱交換器は，共用しない。

(3)

設計基準事故対処設備との多様性（設置許可基準規則第43 条第2 項
三）

(ⅰ)

要求事項
常設重大事故防止設備は，共通要因によって設計基準事故対処設備の安全機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。

3.11-121

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。

代替燃料プール冷却系である代替燃料プール冷却系ポンプ及び代替燃
料プール冷却系熱交換器は，設計基準対象施設である燃料プール冷却浄化系ポンプ及び燃料プール冷却浄化系熱交換器と同時に機能が損なわれないよう，第 3.11-39 表に示すとおり，多様性及び位置的分散を図る設計とする。
代替燃料プール冷却系ポンプ及び代替燃料プール冷却系熱交換器は，
燃料プール冷却浄化系ポンプ及び燃料プール冷却浄化系熱交換器に対して原子炉建屋原子炉棟内の異なる区画に設置することで位置的分散を図る設計としている。
代替燃料プール冷却系ポンプの電源は，常設代替交流電源設備である
常設代替高圧電源装置は，屋外の常設代替高圧電源装置置場に設置する
常設代替交流電源設備である常設代替高圧電源装置からの独立した電源供給ラインから供給可能とすることで，原子炉建屋付属棟内に設置された設計基準対象施設である燃料プール冷却浄化系ポンプの電源（非常用ディーゼル発電機）に対し多様性及び位置的分散を図る設計とする。
代替燃料プール冷却系ポンプのサポート系として，冷却水を自然冷却とすることで，設計基準対象施設である燃料プール冷却浄化系ポンプの冷却水（自然冷却）に対し多様性を持たせた設計とする。
電動弁については，駆動部に設けるハンドルにて手動操作も可能な設計とすることで，電動駆動に対し多様性を持たせた設計とする。

3.11-122

流路を構成する配管等の静的機器については，可能な限り分離配置することで，独立性を確保する設計とする。

第3.11-39表

多様性又は位置的分散

設計基準対象施設

重大事故防止設備

燃料プール冷却浄化系

代替燃料プール冷却系

燃料プール冷却浄化系ポンプ

代替燃料プール冷却系ポンプ

原子炉建屋原子炉棟4階

原子炉建屋原子炉棟4階

燃料プール冷却浄化系熱交換器

代替燃料プール冷却系熱交換器

原子炉建屋原子炉棟4階

原子炉建屋原子炉棟4階

使用済燃料プール

使用済燃料プール

不要

不要

潤滑油

不要(内包油)不要（内包油）

冷却水

不要（自然冷却）不要（自然冷却）非常用ディーゼル発電機

常設代替高圧電源装置

原子炉建屋付属棟地下1階

屋外

項目

ポンプ

熱交換器

水源
駆動用空気

駆動電源

3.11-1233.11.2.5
3.11.2.5.1

使用済燃料プール監視設備
設備概要

使用済燃料プール水位・温度（SA広域），使用済燃料プール温度（SA）及び使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）は，重大事故等発生時に使用済燃料プールの水位，温度及び上部の空間線量率が変動する可能性のある範囲にわたり監視することを目的として設置する。また，使用済燃料プール監視カメラは，重大事故等発生時の使用済燃料プールの状態を監視するために設置する。なお，使用済燃料プール監視設備（使用済燃料
プール監視カメラ用空冷装置を含む）は，直流又は交流電源が喪失した場合
でも，代替電源設備からの給電を可能とし，中央制御室で監視可能な設計とする。
使用済燃料プール監視設備に関する重大事故等対処設備一覧を第3.11-40
表に，系統概要図を第3.11-14図に示す。

3.11-124

第3.11-40表

使用済燃料プール監視設備に関する重大事故対処設備一覧

設備区分

設備名

主要設備

使用済燃料プール水位・温度（SA広域）【常設】
使用済燃料プール温度（SA）【常設】
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）【常設】
使用済燃料プール監視カメラ【常設】（使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置【常設】を含む）

付属設備

―

水源

―

流路

―

注水先

―

電源設備 ＊1（燃 常設代替交流電源設備
料補給設備を含
常設代替高圧電源装置【常設】む）
軽油貯蔵タンク【常設】常設代替高圧電源装置用燃料移送ポンプ【常設】可搬型代替交流電源設備
可搬型代替低圧電源車【可搬】
可搬型設備用軽油タンク【常設】タンクローリ【可搬】
常設代替直流電源設備
緊急用直流125V蓄電池【常設】
可搬型代替直流電源設備
可搬型代替低圧電源車【可搬】
可搬型整流器【可搬】
可搬型設備用軽油タンク【常設】タンクローリ【可搬】
計装設備―＊1：単線結線図を補足説明資料52-2-2,3に示す。
電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第57条に対する設計方針を示す章）」で示す。

3.11-125

原子炉建屋原子炉棟

④

冷却器

③

高レンジ

低レンジ

②
①

使用済燃料ラック⑤

使用済燃料プール※
MO
コンプレッサ除湿器①使用済燃料プール水位・温度（SA 広域）②使用済燃料プール温度（SA）③使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）④使用済燃料プール監視カメラ⑤使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置

弁名称※

使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置出口弁

第3.11-14図

使用済燃料プール監視設備の全体系統図

3.11-1263.11.2.5.2

主要設備の仕様

設備の主要機器仕様を以下に示す。

(1)

使用済燃料プール水位・温度（SA広域）
兼用する設備は以下のとおり。
・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備
・計装設備（重大事故等対処設備）
個

数

水位：1
温度：1（検出点 2 箇所）

計 測 範 囲水位：EL.35,077mm〜46,577mm※
温度：0〜120℃

種

類

水位：ガイドパルス式
温度：測温抵抗体

取 付 箇 所

水位：原子炉建屋原子炉棟 6 階
温度：原子炉建屋原子炉棟 6 階※使用済燃料ラック上端（EL.39,377mm），使用済燃料ラック底部（EL.35,097mm）(2)

使用済燃料プール温度（SA）
兼用する設備は以下のとおり。
・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備
・計装設備（重大事故等対処設備）
個

数

：1

計 測 範 囲：0〜120℃

種

：熱電対

類

取 付 箇 所

：原子炉建屋原子炉棟 6 階

3.11-127

(3)使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ）
兼用する設備は以下のとおり。
・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備
・計装設備（重大事故等対処設備）
・放射線管理設備（重大事故等時）
個数

計 測 範 囲：10 −２ 〜10５ Sv／h

種

：イオンチェンバ

類

取 付 箇 所

(4)：1

：原子炉建屋原子炉棟 6 階

使用済燃料プールエリア放射線モニタ（低レンジ）
兼用する設備は以下のとおり。
・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備
・計装設備（重大事故等対処設備）
・放射線管理設備（重大事故等時）
個

数

：1

計 測 範 囲：10−３ 〜10 ４ mSv／h

種：イオンチェンバ

類

取 付 箇 所

：原子炉建屋原子炉棟 6 階

3.11-128(5)使用済燃料プール監視カメラ（使用済燃料プール監視カメラ用空冷装
置を含む）
兼用する設備は以下のとおり。
・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備
・計装設備（重大事故等対処設備）
個

数

：1

種

類

：赤外線カメラ

取 付 箇 所

赤外線カメラ：原子炉建屋原子炉棟 6 階
空冷装置

3.11-129：原子炉建屋付属棟 4 階

3.11.2.5.3

設置許可基準規則第 43 条への適合方針

3.11.2.5.3.1(1)(ⅰ)

設置許可基準規則第 43 条第 1 項への適合方針

環境条件（設置許可基準規則第43条第1項一）要求事項想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重その他の使用条件において，重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮するものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.3

環境条件等」に示す。

使用済燃料プール水位・温度（SA広域），使用済燃料プール温度（SA），使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
及び使用済燃料プール監視カメラは，原子炉建屋原子炉棟内に設置する設備であることから，その機能を期待される重大事故等が発生した場合における原子炉建屋原子炉棟内の環境条件を考慮し，以下の第3.11-41
表に示す。
使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置は，原子炉建屋付属棟内に設置する設備であることから，その機能を期待される重大事故等が発生した場合における原子炉建屋付属棟内の環境条件を考慮し，以下の第3.11-41 表に示す。

3.11-130

第 3.11-41 表

想定する環境条件

環境条件

対応

温度，圧力，湿度，
放射線

使用済燃料プール監視設備の設置場所である原子炉建屋原子炉棟内又は原子炉建屋付属棟内で想定される温度，圧力，湿度及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。

屋外の天候による影響

屋外に設置する設備ではないため，天候による影響は受けない。

海水を通水する系統への影響

海水を通水することはない。

地震

適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しない設計とする。(詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方針」に示す)。

風（台風），竜巻，
積雪，火山の影響

原子炉建屋原子炉棟内又は原子炉建屋付属棟内に設置するため，風（台風），竜巻，積雪及び火山の影響は受けない。

電磁的障害

重大事故等が発生した場合においても，電磁波による影響を考慮した設計とする。

(54-3-16,17)

(2)
(ⅰ)

操作性（設置許可基準規則第43条第1項二）要求事項想定される重大事故等が発生した場合において確実に操作できるもの
であること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。

使用済燃料プール水位・温度（SA広域），使用済燃料プール温度（SA），使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
及び使用済燃料プール監視カメラによる使用済燃料プールの監視パラメ
ータ及び状況は，想定される重大事故等が発生した場合において中央制
3.11-131

御室にて監視できる設計であり現場・中央制御室における操作は発生しない。
使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置は，中央制御室にて空冷装置の弁操作及び起動操作が可能であり，想定される重大事故等時の環境下においても，確実に操作できる設計とする。
中央制御室の操作スイッチで操作するにあたり，運転員の操作性を考慮して十分な操作空間を確保する。また，操作スイッチは，機器の名称等を表示した銘板の取付け等又は画面表示等により，運転員の操作，監視性を考慮して，確実に操作できる設計とする。操作対象機器を第3.11-42表に示す。

第3.11-42表
機器名称

状態の変化

操作対象機器
操作方法

操作場所

使用済燃料プール監視
停止⇒起動
カメラ用空冷装置

スイッチ操作

原子炉建屋付属棟3階（中央制御室）使用済燃料プール監視
カメラ用空冷装置空気 全閉⇒全開
供給弁

スイッチ操作

原子炉建屋付属棟3階（中央制御室）（54-3-16,17）

(3)
(ⅰ)

試験及び検査（設置許可基準規則第43条第1項三）
要求事項
健全性及び能力を確認するため，発電用原子炉の運転中又は停止中に試験又は検査ができるものであること。

3.11-132

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。

使用済燃料プ一ル水位・温度（SA広域）及び使用済燃料プール温度（SA）は，運転中又は停止中に機能・性能検査が可能な設計とする。使
用済燃料プ一ル水位・温度（SA広域）及び使用済燃料プ一ル温度（SA）
は，原子炉運転中又は停止中に機能・性能検査として，検出器の温度1
点確認，絶縁抵抗測定及び計器校正を実施し健全性の確認を行う。
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）は，原
子炉運転中又は停止中に機能・性能検査が可能な設計とする。使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）は，機能・性能検査として，標準線源を用いた検出器の線源校正が可能な設計とする。また，演算装置に模擬入力を行い計器校正が可能な設計とする。
使用済燃料プール監視カメラは，原子炉運転中又は停止中にカメラの表示確認，外観点検が可能な設計とする。
使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置は，原子炉運転中又は停止中に空冷装置の動作確認，外観点検が可能な設計とする。

なお，これらの計器の点検については，使用済燃料プール監視設備が少なくとも1つ以上機能維持した状態で行う。
第3.11-43〜47表に使用済燃料プール監視設備の試験及び検査を示す。

3.11-133

第3.11-43表

使用済燃料プール監視設備の試験及び検査（使用済燃料プール水位・温度（SA広域））
原子炉の状態項目

運転中又は停止中

機能・性能検査

内容
検出器の絶縁抵抗測定
検出器の温度1点確認
計器校正(54-5-6)

第3.11-44表

使用済燃料プール監視設備の試験及び検査（使用済燃料プール温度（SA））
原子炉の状態項目

運転中又は停止中

機能・性能検査

内容
検出器の絶縁抵抗測定
検出器の温度1点確認
計器校正(54-5-7)

第3.11-45表

使用済燃料プール監視設備の試験及び検査（使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ））
原子炉の状態項目

運転中又は停止中

機能・性能検査内容
検出器の線源校正
計器校正(54-5-7)

第3.11-46表

使用済燃料プール監視設備の試験及び検査（使用済燃料プール監視カメラ）
原子炉の状態
運転中又は停止中

項目
機能・性能検査内容
カメラの表示確認
外観点検(54-5-8)
3.11-134

第3.11-47表

使用済燃料プール監視設備の試験及び検査（使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置）
原子炉の状態
運転中又は停止中

項目

内容

機能・性能検査

空冷装置の動作確認
外観点検(54-5-8)(4)(ⅰ)

切替えの容易性（設置許可基準規則第43条第1項四）
要求事項
本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設
備にあっては，通常時に使用する系統から速やかに切り替えられる機能を備えるものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。

使用済燃料プール水位・温度（SA広域），使用済燃料プール温度（SA），使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
及び使用済燃料プール監視カメラは，本来の用途以外の用途には使用せず，切替しない設計とする。
なお，使用済燃料プール監視カメラ用冷却装置の弁操作及び起動操作
は，速やかに実施可能な設計とする。使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置の弁操作及び起動操作に要する時間を，第3.11-15図に示す。
（54-4-6）

3.11-135

第 3.11-15 図

使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置のタイムチャート ＊＊：「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」への適合方針についての
1.11 で示すタイムチャート

3.11-136

(5)(ⅰ)

悪影響の防止（設置許可基準規則第43条第1項五）
要求事項
工場等内の他の設備に対して悪影響を及ぼさないものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。

使用済燃料プール水位・温度（SA広域），使用済燃料プール温度（SA），使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ），使用済燃料プール監視カメラ及び使用済燃料プール監視カメラ用
空冷装置は，遮断器，ヒューズによる分離を行うことで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

(6)
(ⅰ)

設置場所（設置許可基準規則第43条第1項六）要求事項想定される重大事故等が発生した場合において重大事故等対処設備の操作及び復旧作業を行うことができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.3

環境条件等」に示す。

使用済燃料プール水位・温度（SA広域），使用済燃料プール温度
3.11-137

（SA），使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
及び使用済燃料プール監視カメラによる使用済燃料プールの監視パラメ
ータ及び状況は，重大事故等時において中央制御室にて監視できる設計であり現場における操作は発生しない。
使用済燃料プール監視カメラ用冷却装置は，原子炉建屋付属棟4階に設置し，中央制御室にて操作する設計であり現場における操作は発生しない。また，使用済燃料プール監視カメラ用冷却装置の設置場所及び操作場所を第3.11-48表に示す。

第3.11-48表

操作対象機器設置場所

機器名称

設置場所

操作場所

使用済燃料プール監視カメラ用
空冷装置

原子炉建屋付属棟4階

中央制御室

使用済燃料プール監視カメラ用
空冷装置空気供給弁

原子炉建屋付属棟4階

中央制御室（54-3-16,17）

3.11-138

3.11.2.5.3.2(1)(ⅰ)

設置許可基準規則第43条第2項への適合方針

容量（設置許可基準規則第43条第2項一）要求事項想定される重大事故等の収束に必要な容量を有するものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.2

容量等」に示す。

使用済燃料プ一ル水位・温度（SA広域）は，重大事故等発生時において変動する可能性のある使用済燃料プール水位の範囲（N.W.Lから0.619m）及び温度の範囲（0〜100℃）にわたり測定できる設計とする。
使用済燃料プール温度（SA）は，重大事故等発生時において変動する
可能性のある使用済燃料プール温度の範囲（0〜100℃）にわたり測定できる設計とする。
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）は，重大事故等発生時において変動する可能性のある範囲（3.0mSv／h以下）
にわたり測定できる設計とする。
使用済燃料プール監視カメラは（使用済燃料プール監視カメラ用冷却装置を含む）は，重大事故等発生時において蒸気環境下での監視性を考慮して，赤外線機能により使用済燃料プールの状況が把握できる設計とする。また，使用済燃料プール監視カメラの設置場所は，使用済燃料プールの状況が確認できるよう視野を考慮した設計とする。なお，使用済
燃料プール監視カメラ用空冷装置は，重大事故等発生時における原子炉
建屋原子炉棟の環境温度での使用を想定し，耐環境性向上を図る設計とする。
3.11-139（54-6-19〜25）

(2)
(ⅰ)

共用の禁止（設置許可基準規則第43条第2項二）
要求事項
二以上の発電用原子炉施設において共用するものでないこと。ただし，二以上の発電用原子炉施設と共用することによって当該二以上の発電用原子炉施設の安全性が向上する場合であって，同一の工場等内の他の発電用原子炉施設に対して悪影響を及ぼさない場合は，この限りでな
い。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。

使用済燃料プール水位・温度（SA広域），使用済燃料プール温度（SA），使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ），使用済燃料プール監視カメラ及び使用済燃料プール監視カメラ用
空冷装置は，二以上の発電用原子炉施設において共用しない設計とす
る。

(3)
(ⅰ)

設計基準事故対処設備との多様性（設置許可基準規則第43条第2項三）要求事項
常設重大事故防止設備は，共通要因によって設計基準事故対処設備の安全機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。
3.11-140

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。

使用済燃料プール水位・温度（SA広域），使用済燃料プール温度（SA）及び使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）は，共通要因によって設計基準事故対処設備である使用済燃料プー
ル水位，燃料プール冷却浄化系ポンプ入口温度，使用済燃料プール温度，燃料取替フロア燃料プールエリア放射線モニタ，原子炉建屋換気系
燃料取替床排気ダクト放射線モニタ及び原子炉建屋換気系排気ダクト放射線モニタと同時に機能が損なわれることを防止するために，可能な限り異なる階層や使用済燃料プール内の異なる場所に設置することによる位置的分散を図り，地震，火災，溢水等の主要な共通要因故障によって同時に機能を損なわれない設計とする。
使用済燃料プール監視カメラは，測定原理が異なる設計であり，同一目的の使用済燃料プール監視設備である使用済燃料プール水位・温度（SA広域），使用済燃料プール温度（SA）及び使用済燃料プールエリア
放射線モニタ（高レンジ・低レンジ〉と多様性を考慮した設計とする。
使用済燃料プール監視設備の多様性，位置的分散については，第3.11-49表に示す。
（54-2-2,3）（54-11-19〜21）

3.11-141

第 3.11-49 表

使用済燃料プール監視設備の多様性，位置的分散

設計基準対象施設
項目

水位

温度

名称

使用済燃料プール水位

重大事故等対処設備

設置
場所

検出
方式

原子炉棟
6階

名称

設置
場所

検出
方式

ディスプ
レーサ/ 使 用 済 燃 料 プ ー ル 水 原子炉棟 ガイドパ
6階
ルス式
フロート 位・温度（SA 広域）式

使 用 済 燃 料 プ ー ル 冷 却 浄 原子炉棟
化系ポンプ入口温度
4階

熱電対

使 用 済 燃 料 プ ー ル 水 原子炉棟 測温抵抗
6階
体位・温度（SA 広域）

原子炉棟
6階

熱電対

使 用 済 燃 料 プ ー ル 温 原子炉棟
度（SA）
6階

熱電対

燃 料 取 替 フ ロ ア 燃 料 プ ー 原子炉棟
ルエリア放射線モニタ
6階

半導体
使用済燃料プールエ
リ ア 放 射 線 モ ニ タ 原子炉棟
（高レンジ・低レン
6階
ジ）

電離箱

使 用 済 燃 料 プ ー ル 監 原子炉棟
視カメラ
6階

赤外線

使用済燃料プール温度

原子炉建屋換気系燃料取
原子炉棟
放射線 替 床 排 気 ダ ク ト 放 射 線 モ
6階
ニタ

半導体

原 子 炉 建 屋 換 気 系 排 気 ダ 原子炉棟
クト放射線モニタ
3階

半導体

カメラ −

−

−

3.11-142