東海第二発電所 審査資料
資料番号
SA 設-C-1 改 49
提出年月日
平成 29 年 9 月 11 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 9 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
2.1

3

次

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

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

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基準津波を超え敷地に遡上する津波に対する津波防護方針について

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

3.11 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

1

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 図から第4.3-7 図に示す。

4.3.2

設計方針

(1)

使用済燃料プールの冷却機能又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．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
残留熱除去系（燃料プール冷却モード）及び燃料プール冷却浄化系の有する使用済燃料プールの冷却機能喪失又は残留熱除去系ポンプによる使用済燃料プールへの補給機能が喪失し，又は使用済燃料プールに接続する配管の破損等により使用済燃料プールの小規模な漏えいにより使用済燃料プールの水位が低下した場合に，使用済燃料プール内の燃料体等
4.3-1
54条-1

2

を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止するための重大事故等対処
設備（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）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。
使用済燃料プールに接続する配管の破損については，使用済燃料プー
ル水戻り配管からの漏えい時は，遮蔽に必要な水位以下に水位が低下することを防止するため，戻り配管上部にサイフォンブレーク用配管を設ける設計とする。使用済燃料プール出口配管からの漏えい時は，遮蔽に必要な水位を維持できるように，それ以上の位置に取出口を設ける設計とする。
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
高圧電源装置から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。
・常設低圧代替注水系ポンプ
・代替淡水貯槽（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設
備）
・常設代替高圧電源装置（10.2 代替電源設備）
その他，設計基準対象施設である燃料貯蔵設備の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。

b．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
4.3-2
54条-2

3

残留熱除去系（燃料プール冷却モード）及び燃料プール冷却浄化系の有する使用済燃料プールの冷却機能喪失又は残留熱除去系ポンプによる使用済燃料プールへの補給機能が喪失し，又は使用済燃料プールに接続する配管の破損等により使用済燃料プールの小規模な漏えいにより使用済燃料プールの水位が低下した場合に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）として可搬型代替注水大型ポンプ，代替淡水貯槽，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。
使用済燃料プールに接続する配管の破損については，使用済燃料プー
ル水戻り配管からの漏えい時は，遮蔽に必要な水位以下に水位が低下することを防止するため，戻り配管上部にサイフォンブレーク用配管を設ける設計とする。使用済燃料プール出口配管からの漏えい時は，遮蔽に必要な水位を維持できるように，それ以上の位置に取出口を設ける設計とする。
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。
可搬型代替注水大型ポンプは，空冷式の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から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（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設
備）
4.3-3
54条-3

4

・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，設計基準対象施設である燃料貯蔵設備の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。

ｃ．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注水
残留熱除去系（燃料プール冷却モード）及び燃料プール冷却浄化系の有する使用済燃料プールの冷却機能喪失又は残留熱除去系ポンプによる使用済燃料プールへの補給機能が喪失し，又は使用済燃料プールに接続する配管の破損等により使用済燃料プールの小規模な漏えいにより使用済燃料プールの水位が低下した場合に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の重大事故等対処設
備（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注水）として常設低圧代替注
水系ポンプ，代替淡水貯槽及び常設スプレイヘッダを使用する。
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。
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（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設
備）
4.3-4
54条-4

5

・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）
その他，設計基準対象施設である燃料貯蔵設備の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。

ｄ．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注水
残留熱除去系（燃料プール冷却モード）及び燃料プール冷却浄化系の有する使用済燃料プールの冷却機能喪失又は残留熱除去系ポンプによる使用済燃料プールへの補給機能が喪失し，又は使用済燃料プールに接続する配管の破損等により使用済燃料プールの小規模な漏えいにより使用済燃料プールの水位が低下した場合に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の重大事故等対処設
備（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注水）として可搬型代替注水
大型ポンプ，代替淡水貯槽，常設スプレイヘッダ，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，西側設続口，高所東側接続口又は高所西側接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。
可搬型代替注水大型ポンプは，空冷式の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から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。
4.3-5
54条-5

6

・可搬型代替注水大型ポンプ
・代替淡水貯槽（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設
備）
・常設スプレイヘッダ
・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，設計基準対象施設である燃料貯蔵設備の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。

ｅ．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
残留熱除去系（燃料プール冷却モード）及び燃料プール冷却浄化系の有する使用済燃料プールの冷却機能喪失又は残留熱除去系ポンプによる使用済燃料プールへの補給機能が喪失し，又は使用済燃料プールに接続する配管の破損等により使用済燃料プールの小規模な漏えいにより使用済燃料プールの水位が低下した場合に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の重大事故等対処設
備（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）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。
4.3-6
54条-6

7

可搬型代替注水大型ポンプは，空冷式の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から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（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設
備）・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，設計基準対象施設である燃料貯蔵設備の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。

(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．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
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ピットの水位が異常に低下する事故において，燃料損傷の進行を緩和するとともに，燃料損傷時には使用済燃料プール内燃料体等の上部全面にスプレイ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重大事故等対処設備（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）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スプレイする
4.3-7
54条-7

8

ことで燃料損傷を緩和するとともに，環境への放射性物質の放出をできる限り低減できる設計とする。
スプレイや蒸気条件下でも臨界にならないよう配慮したラック形状によって，臨界を防止することができる設計とする。
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については，「4.3.2(1)ｃ．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注水」と同じである。

ｂ．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
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ピットの水位が異常に低下する事故において，燃料損傷の進行を緩和するとともに，燃料損傷時には使用済燃料プール内燃料体等の上部全面にスプレイ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重大事故等対処設備（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）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，西側設続口，高所東側接続口又は高所西側接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
へスプレイすることで燃料損傷を緩和するとともに，環境への放射性物
質の放出をできる限り低減できる設計とする。
スプレイや蒸気条件下でも臨界にならないよう配慮したラック形状に
4.3-8
54条-8

9

よって，臨界を防止することができる設計とする。
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については，「4.3.2(1)ｄ．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注水」と同じである。

ｃ．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ピットの水位が異常に低下する事故において，燃料損傷の進行を緩和するとともに，燃料損傷時には使用済燃料プール内燃料体等の上部全面にスプレイ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重大事故等対処設備（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スプレイ）を使用する。
可搬型スプレイノズルをホースにより代替淡水貯槽を水源とする可搬型代替注水大型ポンプと接続し，使用済燃料プールへスプレイすること
で燃料損傷を緩和するとともに，環境への放射性物質の放出をできる限り低減できる設計とする。
スプレイや蒸気条件下でも臨界にならないよう配慮したラック形状によって，臨界を防止することができる設計とする。
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スプレイについては，「4.3.2(1)ｅ．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
4.3-9
54条-9

10

（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する事故時に，燃料損傷の進行を緩和し，燃料損傷時に燃料取扱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重大事故等対処設備（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，放水砲，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。
放水砲を，ホースにより海を水源とする可搬型代替注水大型ポンプと接続し，原子炉建屋原子炉棟に大量の水を放水することによって，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。
放水設備については，「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
燃料プールに係る監視に必要な設備として計装設備（使用済燃料プールの状態監視）を設ける。
ａ．使用済燃料プールの状態監視
計装設備（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
4.3-1054条-1011

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）の計測装置は，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し，中央制御室にて使用済燃料プールの水位，水温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（使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置を含む）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。
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）のうち，使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置は，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。
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）のうち，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。
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）
4.3-11
54条-1112

・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。）
・緊急用直流 125V 蓄電池（10.2 代替電源設備）
・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
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燃料プールの冷却に必要な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，
代替燃料プール冷却系熱交換器及び緊急用海水系の緊急用海水ポンプを使用する。
代替燃料プール冷却系は，燃料プール浄化冷却系から使用済燃料プー
ルの水を代替燃料プール冷却系ポンプにより代替燃料プール冷却系熱交換器で冷却し使用済燃料プールを冷却できる設計とする。
緊急用海水系の緊急用海水ポンプから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。
4.3-12
54条-1213

・代替燃料プール冷却系ポンプ
・代替燃料プール冷却系熱交換器
・緊急用海水ポンプ（5.11 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備 ）・常設代替高圧電源装置（10.2 代替電源設備）
その他，設計基準対象施設である燃料貯蔵設備の使用済燃料プール，
非常用取水設備であるＳＡ用海水ピット取水塔，海水引込み管，ＳＡ用
海水ピット，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。
可搬型設備用軽油タンク，タンクローリ，緊急用直流 125V 蓄電池，
常設代替高圧電源装置，可搬型代替低圧電源車及び可搬型整流器については，「10.2 代替電源設備」に示す。
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。
緊急用海水ポンプについては，「5.11 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備」に示す。
非常用取水設備であるＳＡ用海水ピット取水塔，海水引込み管，ＳＡ用海水ピット，貯留堰及び取水路については，「10.8非常用取水設備」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。
常設低圧代替注水系ポンプの電源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から給電する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
4.3-1354条-1314

有する設計とする。
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，残留熱除去系海水系により冷却する残留熱除去系ポンプ及び自然冷却により冷却する燃料プール冷却浄化系ポンプに対して多様性を有する設計とする。
常設低圧代替注水系ポンプは，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。
可搬型代替注水大型ポンプを使用した使用済燃料プール注水及び使用済
燃料プールスプレイは，可搬型代替注水大型ポンプを空冷式のディーゼル
エンジン駆動とすることで，電動駆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有する設計とする。
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及び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，原子炉建屋の異なる面の隣接しない位置である原子炉建屋東側（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。また，高所接続口については，常設高圧電源装置置場の隣接しない位置である高圧
電源装置置場東側及び西側に１箇所ずつ設置し合計 2 箇所設置すること
4.3-1454条-1415

で，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緊急用海水ポンプの電源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から給電する 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有する設計とする。
代替燃料プール冷却系ポンプは，冷却を不要（自然冷却）とすること
で，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及び自然冷却の燃料プール冷却浄化系ポンプに対して多様性を有する設計とする。
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を独立した系統とすることで，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多様性を有する設計とする。
緊急用海水ポンプは，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海水ポンプによる冷却水（海水）の確保に対して多様性を持った電源により駆動できる設計とする。
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多様性を有する設計とする。
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，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
4.3-1554条-1516

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。
緊急用海水ポンプは，緊急用海水ポンプピットに設置することで，屋外の海水ポンプ室に設置する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，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）は，非常用交流電源設備に対して，多様性を有す
る常設代替直流電源設備及び可搬型代替直流電源設備から給電が可能な設計とする。
電源の多様性及び位置的分散については，「10.2代替電源設備」に記載する。

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。
代替燃料プール注水系（注水ライン）及び代替燃料プール注水系（常設
スプレイヘッダ）に使用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常設低圧代替注水系ポンプ，代替淡水貯槽及び常設ス
プレイヘッダは，通常待機時は，隔離弁により他の系統及び機器と隔離す
4.3-1654条-1617

る系統構成とし，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。
代替燃料プール注水系（注水ライン）及び代替燃料プール注水系（常設
スプレイヘッダ）に使用する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及び重大事故等時は，接続及び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。
代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）に使用する可搬型代替
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，設置場所において輪止め又は車両転倒防止装置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。
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，代替
燃料プール冷却系熱交換器及び緊急用海水ポンプは，通常待機時は，隔離弁で隔離する設計とし，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。
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，他の設備から独立して使用可能なことにより，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
4.3-1754条-1718

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り，最も水位が低下する使用済
燃料プール水戻り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使用済燃料プール水戻り配管上部の水平管下端の高さで漏えいは止まる。したがって，使用済燃料プール水戻り配管上部の水平管下端の高さ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有するもの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と水の補給設備に必要な容量を有するものを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予備として 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，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もの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
4.3-1854条-1819

ルへの注水に必要な容量を有するものと水の補給設備に必要な容量を有するものを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予備として 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，原子炉注
水及び原子炉格納容器スプレイを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。
可搬型スプレイノズルは，使用済燃料ピット全面にスプレイすること
で，できる限り環境への放射性物質の放出を低減することができるものを
1 セット 3 個使用する。保有数は，2 セット 6 個，故障時の予備として 1個の合計 7 個を保管する。
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て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，代替
燃料プール冷却系熱交換器及び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，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。
4.3-1954条-1920

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の水温の傾向等，状態を監視できる設計とする。
使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）は，重大事故等時において変動する可能性のある使用済燃料プール上部から底部近傍までの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。
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，重大事故等時における屋外の環境条件を考慮した設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプの操作は，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及び保管し，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。
4.3-2054条-2021

常設スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへの注水又はスプレイ
は，スロッシング又は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付近の線量率が上昇した場合でも，被ばく低減の観点か
ら原子炉建屋原子炉棟の外で操作可能な設計とする。
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も通水するが，可能な限り淡水源を優先し，海水通水を短時間とすること
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
故等時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，緊急用海水ポンプピット内に設置し，重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
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
4.3-21
54条-2122

て使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置を設置し，耐環境性向上を図る
設計とする。
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含む）のうち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し，その機能を期待される重大事故等時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，中央制御室からスイッチにより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，通常時の系統から接続及び弁操作等にて速やかに切替えできる設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプと原子炉建屋東側接続口，原子炉建屋西側接続口，高所東側接続口又は高所西側接続口の接続は，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及びホースは，接続方式及び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，ポンプ付属のスイッチにより現場での操4.3-22
54条-22

23

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，輪止め又は車両転倒防止装置により，設置場所にて固定できる設計とする。
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，中央制御室からスイッチにより操作が可能な設計とする。
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を使用した計装設備による使用済燃料プールの監視を行う系統は，設計基準対象施設と兼用せず他の系統と切替えることなく使用できる設計とする。
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含む）のうち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 表及び第 4.3-2 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。
4.3-2354条-2324

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，発電用原子炉の運転中又は停止中に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，発電用原子炉の停止中に分解が可能な設計とする。
代替淡水貯槽は，発電用原子炉の停止中に内部の確認が可能なようにハッチ等を設ける設計とする。
代替淡水貯槽は，発電用原子炉の運転中に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，発電用原子炉の運転中又は停止中に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，発電用原子炉の運転中又は停止中にポン
プの分解又は取替が可能な設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプは，発電用原子炉の運転中又は停止中に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，発電用原子炉の運転中又は停止中に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及び緊急用海水ポンプは，発電用原子炉の運転中又は停止中に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。
4.3-2454条-2425

代替燃料プール冷却系ポンプ，代替燃料プール冷却系熱交換器及び緊急用海水ポンプは，発電用原子炉の運転中又は停止中に分解が可能な設計とする。
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，発電用原子炉の運転中又は停止中に模擬入力による機能・性能の確認（特性の確認）及び校正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，発電用原子炉の運転中又は停止中に模擬入力による機能・性能の確認（特性の確認）及び校正が可能な設計とする。
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，発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能の確認が可能な設計とする。

4.3-2554条-2526

第 4.3−1 表

使用済燃料プールの冷却等のための設備（常設）の設備

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
型

式

うず巻形

個

数

1（予備 1）

容量

約 200m ３ ／h

程

約 200m

全(2)

揚最高使用圧力3.14MPa[gage]

最高使用温度

66℃

本 体 材 料

炭素鋼

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
4.3-2654条-2627

・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

(3)

個

数

1

容

量

約 5,000m３

最高使用圧力静水頭

最高使用温度

66℃

種

ライニング槽類

常設スプレイヘッダ
個

(4)

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

4.3-2754条-2728

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1

計 測 範 囲10 −３ 〜10 ４ mSv／h

種

イオンチェンバ類

ｅ．使用済燃料プール監視カメラ

(5)

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 124m ３ ／h

程

約 40m

全

揚

最高使用圧力

0.98MPa[gage]

最高使用温度

80℃

材

料

炭素鋼

4.3-2854条-2829

(6)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

約 2.31MW

最高使用圧力
一次側

0.98MPa[gage]

二次側0.98 MPa[gage]

最高使用温度
一次側

80℃

二次側

66℃

材

料
側

板

炭素鋼

伝熱板

(7)

ステンレス鋼

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
型

式

ターボ形

個

数

1（予備 1）

容量

約 844m ３ ／h
4.3-2954条-29

30

全

揚

程

約 130m

最高使用圧力2.45MPa[gage]

最高使用温度

38℃

本 体 材 料ステンレス鋼4.3-3054条-3031

第 4.3-2 表

使用済燃料プールの冷却等のための設備（可搬型）の主

要仕様
(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・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
型

式

うず巻形

個

数

4（予備 2＊1）

容量

約 1,320m ３ ／h／個

程

約 140m

全揚最高使用圧力1.4MPa[gage]

最高使用温度

60℃＊1「可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）」と兼用(2)可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）
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
4.3-31
54条-3132

・発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備
型

式

うず巻形

個

数

1（予備 2＊１ ）容量

約 1,380m ３ ／h

程

約 135m

全揚最高使用圧力1.4MPa[gage]

最高使用温度

60℃＊1「可搬型代替注水大型ポンプ」と兼用(3)

可搬型スプレイノズル
個

(4)

数

6（予備 1）放水砲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
・発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備
個

数

1（予備 1）

4.3-32
54条-3233

第 4.3-1 図

MO

燃料プール
冷却浄化系よりMO

常設スプレイ
ヘッダ

MO
MO
MO

MO

東側接続口

MO

ＳＡ用海水ピット
MO

MO

淡水池
MO

MO

MO

原子炉ウェル

MO

MO

使用済燃料
プール

MO

MO

MO

MO

AO

MO

AO

AO

MO

MO

可搬型代替注水
大型ポンプ

MO
MO

MO

原子炉圧力容器

AO

MO

MO

ドライウェル

MO

MO

MO

MO

MO

高所接続口
常設代替
高圧電源装置置場

MO

立坑

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

使用済燃料燃料プールの冷却等のための設備の系統概要図(1)

4.3-3354条-33

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）

原子炉建屋

西側接続口

常設低圧代替注水系格納槽

MO

（Ａ）

MO

（Ｂ）
代替淡水貯槽

常設低圧代替注水系ポンプ
Ａ号機運転状態34

第 4.3-2 図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
MO

MO

MO

MO

MO

淡水池
MO

MO

MO

東側接続口

原子炉ウェル

MO

MO

使用済燃料
プール

MO

MO

MO

MO

AO

MO

AO

AO

MO

AO

MO

MO

ドライウェル

可搬型代替注水
大型ポンプ

MO

MO
MO

MO

原子炉圧力容器

MO

MO

MO

MO

MO

高所
接続口
常設代替
高圧電源装置置場

MO

格納容器下部へ

MO

立坑
西側接続口

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

使用済燃料燃料プールの冷却等のための設備の系統概要図(2)4.3-34

54条-34

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）

原子炉建屋

常設低圧代替注水系格納槽

MO

（Ａ）

MO

（Ｂ）
代替淡水貯槽

常設低圧代替注水系ポンプ35

第 4.3-3 図

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
MO

MO

東側接続口

MO

MO

MO

淡水池
MO

MO

MO

原子炉ウェル

MO

MO

使用済燃料
プール

MO

MO

MO

MO

AO

MO

AO

AO

MO

MO

MO
MO

MO

原子炉圧力容器

AO

MO

MO

ドライウェル

MO

MO

MO

MO

MO

高所
接続口

可搬型代替注水大型ポンプ
常設代替
高圧電源装置置場

MO

格納容器下部へ

MO

立坑
西側接続口

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

使用済燃料燃料プールの冷却等のための設備の系統概要図(3)

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

4.3-3554条-35使用した使用済燃料プール注水及びスプレイ）

原子炉建屋

西側接続口
常設低圧代替注水系格納槽

MO

（Ａ）

MO

（Ｂ）
代替淡水貯槽

常設低圧代替注水系ポンプ
Ａ号機運転状態36

第 4.3-4 図
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
MO

MO

MO

MO

MO

淡水池
MO

MO

MO

東側接続口

原子炉ウェル

MO

MO

使用済燃料
プール

MO

MO

MO

MO

AO

MO

AO

AO

MO

AO

MO

MO

ドライウェル

可搬型代替注水
大型ポンプ

MO

MO
MO

MO

原子炉圧力容器

MO

MO

MO

MO

MO

高所
接続口
常設代替
高圧電源装置置場

MO

格納容器下部へ

MO

立坑
西側接続口

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

使用済燃料燃料プールの冷却等のための設備の系統概要図(4)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

4.3-3654条-36使用した使用済燃料プール注水及びスプレイ）

原子炉建屋

西側接続口
常設低圧代替注水系格納槽

MO

MO

（Ａ）

（Ｂ）
代替淡水貯槽

常設低圧代替注水系ポンプ

37

代替淡水貯槽

原子炉建屋廃棄物
処理棟東側扉常設低圧代替注水系格納槽

可搬型代替注水大型ポンプ

淡水池

ＳＡ用海水ピット

使用済燃料プール

原子炉建屋原子炉棟
大物搬入口

可搬型スプレイノズル
原子炉建屋

第 4.3-5 図

使用済燃料燃料プールの冷却等のための設備の系統概要図(5)

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）

4.3-3754条-3738

第 4.3-6 図

4.3-3854条-38

屋外

使用済燃料プール

燃料集合体
MO

MO
残留熱除去系からＭO

代替燃料プール
冷却系ポンプ

代替燃料プール
冷却系熱交換器

燃料プール冷却浄化系から
地下格納槽

ＭO
残留熱除去系へ

ＭO

燃料プール冷却浄化系へ

残留熱除去系海水系へ

ＭO

使用済燃料燃料プールの冷却等のための設備の系統概要図(6)

代替燃料プール冷却系

原子炉建屋原子炉棟

スキマ
サージ
タンク

残留熱除去系
海水系Ｂへ

残留熱除去系
海水系Ａへ（予備）

緊急用海水ポンプ39

第 4.3-7 図

使用済燃料燃料プールの冷却等のための設備の系統概要図(7)

使用済燃料プール監視設備

4.3-3954条-3940

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

41

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
3.11.2.1.3.1

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（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)

環境条件（設置許可基準規則第43条第1項一）(2)

操作性（設置許可基準規則第43条第1項二）(3)

試験及び検査（設置許可基準規則第43条第1項三）(4)

切り替えの容易性（設置許可基準規則第43条第1項四）(5)

悪影響の防止（設置許可基準規則第43条第1項五）(6)

設置場所（設置許可基準規則第43条第1項六）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)

容量（設置許可基準規則第43条第2項一）(2)

共用の禁止（設置許可基準規則第43条第2項二）(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）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)

容量（設置許可基準規則第43条第3項一）(2)

確実な接続（設置許可基準規則第43条第3項二）(3)

複数の接続口（設置許可基準規則第43条第3項三）(4)

設置場所（設置許可基準規則第43条第3項四）(5)

保管場所（設置許可基準規則第43条第3項五）
目−2

42

(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）(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）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
3.11.2.2.3.1

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（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)

環境条件（設置許可基準規則第43条第1項一）(2)

操作性（設置許可基準規則第43条第1項二）(3)

試験及び検査（設置許可基準規則第43条第1項三）(4)

切り替えの容易性（設置許可基準規則第43条第1項四）(5)

悪影響の防止（設置許可基準規則第43条第1項五）(6)

設置場所（設置許可基準規則第43条第1項六）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)

容量（設置許可基準規則第43条第3項一）(2)

確実な接続（設置許可基準規則第43条第3項二）(3)

複数の接続口（設置許可基準規則第43条第3項三）(4)

設置場所（設置許可基準規則第43条第3項四）(5)

保管場所（設置許可基準規則第43条第3項五）
目−3

43

(6)

アクセスルートの確保（許可基準規則第43条第3項六）(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）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
3.11.2.3.3.1

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（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)

環境条件（設置許可基準規則第43条第1項一）(2)

操作性（設置許可基準規則第43条第1項二）(3)

試験及び検査（設置許可基準規則第43条第1項三）(4)

切り替えの容易性（設置許可基準規則第43条第1項四）(5)

悪影響の防止（設置許可基準規則第43条第1項五）(6)

設置場所（設置許可基準規則第43条第1項六）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)

容量（設置許可基準規則第43条第2項一）(2)

共用の禁止（設置許可基準規則第43条第2項二）(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）

目−4

44

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）(2)

確実な接続（設置許可基準規則第43条第3項二）(3)

複数の接続口（設置許可基準規則第43条第3項三）(4)

設置場所（設置許可基準規則第43条第3項四）(5)

保管場所（設置許可基準規則第43条第3項五）(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）(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）3.11.2.4

代替燃料プール冷却設備

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
3.11.2.4.3.1

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（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)

環境条件（設置許可基準規則第43条第1項一）(2)

操作性（設置許可基準規則第43条第1項二）(3)

試験及び検査（設置許可基準規則第43条第1項三）(4)

切り替えの容易性（設置許可基準規則第43条第1項四）(5)

悪影響の防止（設置許可基準規則第43条第1項五）
目−5

45

(6)

設置場所（設置許可基準規則第43条第1項六）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)

容量（設置許可基準規則第43条第2項一）(2)

共用の禁止（設置許可基準規則第43条第2項二）(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）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

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(1)

環境条件（設置許可基準規則第43条第1項一）(2)

操作性（設置許可基準規則第43条第1項二）(3)

試験及び検査（設置許可基準規則第43条第1項三）(4)

切り替えの容易性（設置許可基準規則第43条第1項四）(5)

悪影響の防止（設置許可基準規則第43条第1項五）(6)

設置場所（設置許可基準規則第43条第1項六）3.11.2.5.3.2(1)

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）
目−6

46

(2)

共用の禁止（設置許可基準規則第43条第2項二）(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）

目−7

47

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

3.11-148

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。

3.11-249

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格納槽内に設置する常設低圧代替注水系ポンプ又は西側
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。）に保管する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
3.11-350

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。

(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，西側及び南側保管場所に保管する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，西側及び南側保管場所に保管する可搬型代替
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格納槽内に設置する常設低圧代替注水系ポンプ
又は西側及び南側保管場所に保管する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
3.11-451

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。
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。

3.11-552

(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。
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
3.11-653

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。

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。

3.11-754(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。

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。
3.11-855

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。

(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（高所淡水池，北側淡水池）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。また，代替燃料プール注水系の海水の利用手順については，「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

へ水を補給するための対応手順(1) 代替淡水貯槽

ｃ．海を水源とした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」

3.11-956

3.11.2

重大事故等対処設備

3.11.2.1

代替燃料プール注水系（注水ライン）

3.11.2.1.1

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，
電源設備である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は，代替淡水貯槽を水源とし，常設低圧代替注水系
ポンプ1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，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。
本系統の概要図を第3.11-1図に，重大事故等対処設備を第3.11-1表に示す。
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，
3.11-1057

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は，代替淡水貯槽を水源として，可搬型代替注水大型ポンプから接続口までホースを接続し，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。
本系統の概要図を第3.11-2図に，重大事故等対処設備を第3.11-2表に示す。
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，ポンプに付属する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
ンクから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，高所淡水池及び北側淡水池）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ことで位置的分散を図る設計とする。加えて，敷地に遡上する津波への事故対応時のみ必要となる高所接続口については，共通要因により接続することができなくなることを防止するため，常設高圧電源装置置場の異なる面（西側及び東側）の隣接しない位置に設置することで位置的分散を図る設計とする。

3.11-11

58

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

59

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）

3.11-1360

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】付属設備

サイフォン防止機能

水源 ＊１

代替淡水貯槽【常設】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。

3.11-1461

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】

付属設備

サイフォン防止機能

水源 ＊１

代替淡水貯槽【常設】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。

3.11-1562

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200m３ ／h

程

約200m

全

揚

最高使用圧力3.14MPa[gage]

最高使用温度

66℃

個

1（予備1）

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

3.11-1663

(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

程

約140m

全

揚

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

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

3.11-1764

（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

3.11-1865

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，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，第3.11-4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の操作は，可搬型代替注水大型ポンプに付属するスイッチにより，設置場
所にて操作可能な設計とする。
3.11-1966

地震については，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）及び竜巻による風荷重については，当該荷重を考慮しても機器が損傷しない設計とする。積雪及び火山の影響については，適切に除雪及び除灰する運用とする。
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）

3.11-2067

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
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。）
敷地に遡上する津波を考慮し，防潮堤及び浸水防止設
備の設置に加え，水密構造の地下格納槽に設置する設計とする。
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。

海水を通水する系統
への影響

地震

津波
風（台風），竜巻，

3.11-2168

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

地震

津波

風（台風），竜巻，
積雪，火山の影響
電磁的障害

(2)
(ⅰ)

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。
敷地に遡上する津波を考慮し，高台の可搬型設備保管
場所に機器を配備することにより，機器が損傷しない設計とする。
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）及び積雪による荷重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。

3.11-2269

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，常設低圧代替注水系系統分離弁，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）の操作に必要なポンプ及び弁を第3.11-5
表に示す。
常設低圧代替注水系ポンプの起動・停止及び運転状態並びに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，中央制御室のスイッチ操作に当たり，運転員等の操作性を考慮して十分な操作空間を確保する。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。

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近傍に配置するとともにホース接続を実施し，中央制御室からのスイッチ操作で，常設低圧
代替注水系系統分離弁，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た後，現場操作で原子炉建屋東側又は西側接続口（高所接続口（敷地に遡上する津波への事故対応時のみ使用））の弁を開とし，可搬型代替注水大型ポンプ付属のス
イッチによりポンプを起動することで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）の操作に必要なポン
3.11-2370

プ，弁及びホースを第3.11-6表に示す。
原子炉建屋東側，西側接続口及び高所接続口の弁については，接続口
近傍の屋外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スイッチ及び系統の電動弁のスイッチは，運転員等の操作性を考慮して十分な操作空間を確保する設計とし，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すること
で，運転員等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。
系統の電動弁の開閉状態については，中央制御室における監視又は試
験・検査等も考慮し，表示灯・操作画面等で確認可能な設計とする。また，可搬型代替注水大型ポンプは，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当たっては，特殊な工具は必要とせず，簡便な接続金物及び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）

3.11-2471

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
常設低圧代替注水系系統分離弁第3.11-6表

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→調整開スイッチ操作

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

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

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

常設低圧代替注水系系統分離弁弁閉→弁開スイッチ操作

中央制御室

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

状態の変化

接続口の弁
（原子炉建屋東側又は西側，高所
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
調整弁

(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。

(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の試

3.11-2572

験・検査を第3.11-7表に示す。
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，
他系統と独立した試験系統により，原子炉運転中に機能・性能検査，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を実施可能な設計とする。
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可能な設計とする。
また，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，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の試験及び検査を第3.11-8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
3.11-2673

は，原子炉運転中に機能・性能検査，弁動作確認及び車両検査を，また，原子炉停止中に機能・性能検査，分解検査，弁動作確認及び車両検査が可能な設計とする。
機能・性能確認として，高所淡水池又は北側淡水池を水源とし，可搬型代替注水大型ポンプ，仮設圧力計，流量計及びホースの系統構成で循
環運転を実施することにより，ポンプの吐出圧力及び流量の確認に加え，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，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可能な設計とし，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可能な設計とする。また，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。
（54-5-2,3）

3.11-2774

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，ポンプ及び系統配管・弁の漏機能・性能検査
えい確認，外観の確認

運転中
弁動作確認

弁開閉動作の確認
ポンプ運転性能，ポンプ及び系統配管・弁の漏機能・性能検査
えい確認，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

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
機能・性能検査内容
ポンプ運転性能，ポンプ及びホースの漏えい確認，外観の確認

運転中

弁作動確認

弁開閉動作の確認

車両検査

車両の走行確認

機能・性能検査

ポンプ運転性能，ポンプ及びホースの漏えい確認，外観の確認

分解検査

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

停止中
弁作動確認

弁開閉動作の確認

車両検査

車両の走行確認3.11-2875

(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，「2.3.4

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）の常設低圧代替注水系ポンプ
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。
（54-4-1，2）

3.11-29

76

(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）の隔離弁について，第3.11-9表に示す。
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。

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西側及び南側保管場
所に保管することで，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による注水は，弁操作によって通常時の系
統構成から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。
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
3.11-3077

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。可搬型代替注水大型ポンプは，固縛等を実施することで，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。
（54-3-2〜4,54-8-2）

第3.11-9表
取合系統

他系統との隔離弁

系統隔離弁

駆動方式

使用済燃料プール注水ライン
使用済燃料プール

通常時閉
電動駆動

元弁

(6)

動作

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。

3.11-3178

常設低圧代替注水系ポンプ，常設低圧代替注水系系統分離弁，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ており，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，可搬型代替注水大型ポンプ，原子炉建屋東側，西側接続口の弁，高所接続口の弁及びホースは屋外で操作するが，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，可搬型代替注水大型ポンプ等の設置及び常設設備との接続が可能な設計とする。
（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
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
常設低圧代替注水系系統分離弁

設置場所

操作場所

常設低圧代替注水系格納槽内

中央制御室

原子炉建屋原子炉棟内

中央制御室

原子炉建屋原子炉棟内

中央制御室

常設低圧代替注水系格納槽内

中央制御室

3.11-3279

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

接続口近傍

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，高所
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
3.11-3380

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）は共用しない。

3.11-34

81

(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）の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。
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
3.11-3582

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）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の水源は，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。

3.11-3683

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

西側及び南側保管場所

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

西側及び南側保管場所

3.11-37

常設代替高圧電源装置
屋外84

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3.11-3885

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）」に記載する。
（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，原子炉建屋西側接続口及び高所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

86

(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）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東側に1箇所及び西側に1箇所設置する。敷地に遡上する津波への事故対応時のみ必要となる高所接続口については，共通要因により接続することができなくなることを防止するため，常設高圧電源装置置場の異なる面の隣接しない東側に1箇所，西側に1箇所設置する。
（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
3.11-4087

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（注水ライン）の可搬型代替注水大型ポンプ，
原子炉建屋東側及び西側接続口の弁，高所接続口の弁及びホースは屋外に設置する設計とするが，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，可搬型代替注水大型ポンプの設置及び常設設備との接続を可能な設計とする。
ホースの接続は，簡便な接続金物により確実に接続が可能な設計とする。また，接続口への接続は，簡便なフランジ接続により，一般的な工具等を用い確実に接続が可能な設計とする。
（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
3.11-4188

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（注水ライン）の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重大事故等対処設備である常設低圧代替注水系ポンプの配置その他の条件を考慮し，発電所敷地内の西側及び南側保管場所に保管することで位置的分散を図る設計とする。
（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）の可搬型代替注水大型ポンプ
3.11-4289

は，通常待機時は西側及び南側保管場所に保管するため，想定される重大事故等が発生した場合における，保管場所から設置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」に記載する。
（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。

3.11-4390

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，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。
可搬型代替注水大型ポンプの駆動源は，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。
可搬型代替注水大型ポンプの水源は，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。
3.11-4491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）

3.11-4592

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，燃料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。
第54条第1項対応においては，代替淡水貯槽を水源として可搬型代替注水
大型ポンプから可搬型スプレイノズルまでホースを接続し，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項対応においては，代替淡水貯槽を水源として可搬型代替注水
大型ポンプから可搬型スプレイノズルまでホースを接続し，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。
本系統の概要図を第3.11-5図に，重大事故等対処設備を第3.11-13表に示
3.11-4693

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，ポンプに付属する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
ンクから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，高所淡水池及び北側淡水池）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。
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。

3.11-4794

：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

3.11-4895

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
主要設備

可搬型代替注水大型ポンプ【可搬】
可搬型スプレイノズル【可搬】

付属設備

サイフォン防止機能

水源 ＊１

代替淡水貯槽【常設】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

設備名（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。

3.11-4996

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

程

約140m

全

揚

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

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

3.11-5097

(2)可搬型スプレイノズル
最高使用温度

100℃

個

6（予備1）

数

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

3.11-5198

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，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，第3.11-15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）の可搬型代替注水大型ポンプポンプの操作は，可搬型代替注水大型ポンプに付属するスイッチにより，設置場所にて操作可能な設計とする。
3.11-5299

地震については，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）及び竜巻による風荷重については，当該荷重を考慮しても機器が損傷しない設計とする。積雪及び火山の影響については，適切に除雪及び除灰する運用とする。
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 降水及び凍結により機能を損なうことのないよう防水響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ことを確認し，輪留め等により固定する。
敷地に遡上する津波を考慮し，高台の可搬型設備保管
津波
場所に機器を配備することにより，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，火山の影響による荷重を考慮し，機器が損傷し積雪，火山の影響ない設計とする。また，設置場所で想定される風（台風）及び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。

3.11-53100

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
設置場所である原子炉建屋原子炉棟内で想定される温温度，圧力，湿度，度，圧力，湿度及び放射線条件下に耐えられる性能を放射線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。
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。
敷地に遡上する津波を考慮し，防潮堤及び浸水防止設
津波備の設置に加え，水密構造の原子炉建屋原子炉棟内に保管する設計とする。
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3.11-54101

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付属のスイッチによりポンプを起動することで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（可搬型スプレイノズル）の操作に必要なポンプ及びホースを第3.11-16表に示す。
可搬型代替注水大型ポンプ付属のスイッチは，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設計とし，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することで，重大事故等対応
要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。
可搬型代替注水大型ポンプは，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。
可搬型スプレイノズルは，保管場所から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，簡便な接続金物及び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）

3.11-55102

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（西 側及び南 側保管場所保管分）原子炉建 屋原子炉 棟内（原子炉 建屋原子 炉棟
内保管分）

(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の試験・検査を第3.11-17表に示す。
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，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を実施可能な設計とする。
機能・性能検査として，高所淡水池又は北側淡水池を水源とし， 可
搬型代替注水大型ポンプ，仮設圧力計，流量計及びホース（西側及び南

3.11-56103

側保管場所保管分）の系統構成で循環運転を実施することにより，ポン
プの吐出圧力及び流量の確認に加え，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。

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
ズルの試験及び検査を第3.11-18表に示す。
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，通気等により機能・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）

3.11-57104

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，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

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）の機能・性能の確認，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）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

3.11-58

105

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，通常待機時は，接続先と系統と分離した状態で原子炉建屋原子炉棟内に保管し，本来の用途以外の用途には使用しない設計とする。
（54-4-3）(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）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，固縛等を実施することで，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。
（54-3-2,5〜8,54-8-2）

3.11-59

106

(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。
このうち，可搬型代替注水大型ポンプ及びホース（西側及び南側保管
場所保管分）は屋外で操作するが，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屋内のホースとの接続が可能である。
また，可搬型スプレイノズル及びホースは，原子炉建屋原子炉棟内で操作するが，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屋外のホースとの接続が可能である。
3.11-60107

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

屋外設置場所

ホース

屋外（可搬型代替注水大型 屋外（西側及び南側保管場
ポンプ）

所保管分）

原子炉建屋原子炉棟内（可 原子炉建屋原子炉棟内（原搬型スプレイノズル）

子炉建屋原子炉棟内保管分）

可搬型スプレイノズル

3.11.2.2.3.2

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
3.11-61108

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。
3.11-62109

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とホースの接続箇所は，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）

3.11-63

110

(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）の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3.11-64111

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）の可搬型代替注水大型ポンプ及びホース（西側及び南側保管場所保管分）は屋外に設置する設計とするが，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，可搬型代替注水大型ポンプ及びホース（西側及び南側保管場
所保管分）の設置及び接続を可能な設計とする。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）は屋内に設置する設計とするが，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，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）の設置及び接続を可能な設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプ，可搬型スプレイノズル及びホースの接続箇所は，簡便な接続金物により確実に接続が可能な設計とする。
（54-3-2,5〜8）

3.11-65112(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重大事故等対処設備
である常設低圧代替注水系ポンプの配置その他の条件を考慮し，発電所
敷地内の西側及び南側保管場所に保管することで位置的分散を図る設計とする。
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，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，常設重大事故等対処設備である常設スプレイヘ
ッダの配置その他の条件を考慮し，原子炉建屋原子炉棟内の複数箇所に分散して保管することで可能な限り位置的分散を図る設計とする。
（54-8-2）
3.11-66

113

(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）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ため，想定される重大事
故等が発生した場合における，保管場所から設置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。
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するため，想定される重大事故等が発生した場合における，保管場所から設置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「東海第二3.11-67114

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」で記載する。
（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。

(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）の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。
3.11-68115

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）

3.11-69116

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

117

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（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。
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，
電源設備である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は，代替淡水貯槽を水源とし，常設低圧代替注水系
ポンプ1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，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。
本系統の概要図を第3.11-8図に重大事故等対処設備を第3.11-21表に示す。
3.11-71118

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，ホース，常設スプレイヘッダ，燃料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は，代替淡水貯槽を水源として，可搬型代替注水大型ポンプから接続口までホースを接続し，使用済燃料プールへ注水又はスプレイする。
本系統の概要図を第3.11-9図に，重大事故等対処設備を第3.11-22表に示す。
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，ポンプに付属する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
ンクから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，高所淡水池及び北側淡水池）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ことで位置的分散を図る設計とする。加えて，敷地に遡上する津波への事故対応時のみ必要となる高所接続口については，共通要因により接続することができなくなることを防止するため，常設高圧電源装置置場の異なる面（西側及び東側）の隣接しない位置に設置することで位置的分散を図る設計とする。
3.11-72

119

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

120

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）

3.11-74121

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】主要設備

常設スプレイヘッダ【常設】付属設備

サイフォン防止機能

水源 ＊１

代替淡水貯槽【常設】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。

3.11-75122

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
主要設備

設備名
可搬型代替注水大型ポンプ【可搬】
常設スプレイヘッダ【常設】付属設備

サイフォン防止機能

水源 ＊１

代替淡水貯槽【常設】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。

3.11-76123

3.11.2.3.2

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200m３ ／h

程

約200m

全

揚

最高使用圧力3.14MPa[gage]

最高使用温度

66℃

個

1（予備1）

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

3.11-77124

(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

程

約140m

全

揚

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

3.11-78125

(3)常設スプレイヘッダ
最高使用温度

66℃

個

1

数

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

3.11-79126

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，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，第3.11-24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の操作は，可搬型代替注水大型ポンプに付属するスイッチによ3.11-80127

り，設置場所にて操作可能な設計とする。
地震については，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）及び竜巻による風荷重については，当該荷重を考慮しても機器が損傷しない設計とする。積雪及び火山の影響については，適切に除雪及び除灰する運用とする。
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，第3.11-25表に示す設計とする。
（54-3-2,9〜11）

3.11-81128

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
設置場所である常設低圧代替注水系格納槽内で想定さ
温度，圧力，湿度，
れる温度，圧力，湿度及び放射線条件下に耐えられる
放射線
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。）
敷地に遡上する津波を考慮し，防潮堤及び浸水防止設
津波備の設置に加え，水密構造の地下格納槽に設置する設計とする。
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，積雪及び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。
屋外で想定される降水及び凍結により機能を損なうこ
屋外の天候による影とのないよう防水対策及び凍結対策を考慮した設計と響する。
淡水だけでなく海水も使用する（常時海水を通水しな
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いことを確認し，輪留め等により固定する。。
敷地に遡上する津波を考慮し，高台の可搬型設備保管
津波
場所に機器を配備することにより，機器が損傷しない設計とする。
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，機器が損傷し風（台風），竜巻，ない設計とする。また，設置場所で想定される風（台積雪，火山の影響
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。
3.11-82129

第3.11-25表
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

地震

津波
風（台風），竜巻，
積雪，火山の影響
電磁的障害

(2)
(ⅰ)

想定する環境条件（常設スプレイヘッダ）
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。
屋外に設置する設備ではないため，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）。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。
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。）
敷地に遡上する津波を考慮し，防潮堤及び浸水防止設
備の設置に加え，水密構造の原子炉建屋原子炉棟内に保管する設計とする。
原子炉建屋原子炉棟内に設置するため，風（台風），及び竜巻の風荷重，積雪及び火山の影響は受けない。
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（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，
3.11-83130中央制御室からのスイッチ操作で，常設低圧代替注水系系統分離弁，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）の操作に必要なポンプ及び弁を第3.11-26表に示す。
常設低圧代替注水系ポンプの起動・停止及び運転状態並びに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，中央制御室のスイッチ操作するに当たり，運転員等の操作性を考慮して十分な操作空間を確保する。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。

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近傍に配置
するとともにホース接続を実施し，中央制御室からのスイッチ操作で，常設低圧代替注水系系統分離弁，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を実施した後，現場操作で原子炉建屋東側又は西側接続口（高所接続口（敷地に遡上する
津波への事故対応時のみ使用））の弁を開とし，可搬型代替注水大型ポンプ付属のスイッチによりポンプを起動することで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）の操作に必要なポンプ，弁及びホースを第3.11-27表に示す。

3.11-84131

原子炉建屋東側，西側接続口及び高所接続口の弁については，接続口
近傍の屋外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スイッチ及び系統の電動弁のスイッチは，運転員等の操作性を考慮して十分な操作空間を確保する設計とし，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すること
で，運転員等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。
系統の電動弁の開閉状態については，中央制御室における監視又は試
験・検査等も考慮し，表示灯・操作画面等で確認可能な設計とする。また，可搬型代替注水大型ポンプは，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当たっては，特殊な工具は必要とせず，簡便な接続金物及び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
常設低圧代替注水系系統分離弁

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→調整開スイッチ操作

中央制御室

弁閉→弁開

スイッチ操作中央制御室

3.11-85132

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

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

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

常設低圧代替注水系系統分離弁弁閉→弁開スイッチ操作

中央制御室

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

状態の変化

接続口の弁
（原子炉建屋東側又は西側，高所
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

(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。

(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
設備の試験・検査を第3.11-28表に示す。
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，他系統と独立した試験系統により，原子炉運転中に機能・性能検査，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を実施可能な設計とする。

3.11-86133

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，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可能な設計とする。
また，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，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。
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の試験・検査を第3.11-29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，原子炉運転中に機能・性能検査，弁動作確認及び車両検査を，また，原子炉停止中に機能・性能検査，分解検査，弁動作確認及び車両検査が可能な設計とする。

3.11-87134機能・性能確認として，高所淡水池又は北側淡水池を水源とし，可搬型代替注水大型ポンプ，仮設圧力計，流量計及びホースの系統構成で循
環運転を実施することにより，ポンプの吐出圧力及び流量の確認に加え，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，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可能な設計とし，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可能な設計とする。また，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。
（54-5-2,3）

3.11-88135

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・弁の漏機能・性能検査

えい確認，ポンプ，常設スプレイヘッダ及び系
統配管・弁の外観の確認，常設スプレイヘッダ

運転中への通気による詰まり確認
弁動作確認
機能・性能検査

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

弁動作確認

停止中

分解検査

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

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
機能・性能検査内容
ポンプ運転性能，ポンプ及びホースの漏えい確認，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

車両検査

車両の走行確認

機能・性能検査

ポンプ運転性能，ポンプ及びホースの漏えい確認，外観の確認

分解検査

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

停止中
弁作動確認

弁開閉動作の確認

車両検査

車両の走行確認3.11-89

136

(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（常設スプレイヘッダ）の常設低圧代替注水系
ポンプは，本来の用途以外の用途には使用しない設計とする。

代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）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（54-4-4,5）

(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

3.11-90137

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）の隔離弁について第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）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）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による注水は，弁操作によって通常時の系
統構成から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。
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。可搬型代替注水大型ポンプは，固縛等を実施することで，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）
3.11-91138

第3.11-30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

使用済燃料プールスプレイラ

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，常設低圧代替注水系系統分離弁，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3.11-92139

れており，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，可搬型代替注水大型ポンプ，原子炉建屋東側，西側接続口の弁，高所接続口の弁及びホースで操作するが，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，可搬型代替注水大型ポンプ等の設置及び常設設備との接続が可能な設計とする。
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

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

操作場所
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

常設低圧代替注水系系統分離弁

中央制御室

常設低圧代替注水系格納槽内

3.11-93140

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

操作場所

屋外設置場所

屋外設置場所

屋外接続口近傍

接続口近傍

接続口の弁
（原子炉建屋東側又は西側，高所
東側又は西側）
使用済燃料プールスプレイライン 原子炉建屋原子炉棟内

中央制御室

元弁
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
ホース

屋外

3.11-94

屋外

141

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
3.11-95142

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

3.11-96143

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）は共用しない。

(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（常設スプレイヘッダ）の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。
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）」に記載する。
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
3.11-97144

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）を考慮して，約140mを確保可能な設計とする。
3.11-98145

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）」に記載する。
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）」に記載する。
（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
3.11-99146

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，原子炉建屋西側接続口及び高所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。

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3.11-100147

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東側に1箇所，西側に1箇所設置する。敷地に遡上する津波への事故対応時のみ必要となる
高所接続口については，共通要因により接続することができなくなることを防止するため，常設高圧電源装置置場の異なる面の隣接しない東側に1箇所，西側に1箇所設置する。
（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）の可搬型代替注水大型
ポンプ，原子炉建屋東側及び西側接続口の弁，高所接続口の弁及びホースは，屋外に設置する設計とするが，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位置に場所で作業を行うことにより，可搬型代替注水大型ポンプの3.11-101148

設置及び常設設備との接続を可能な設計とする。
ホースの接続は，簡便な接続金物により確実に接続が可能な設計とする。また，接続口への接続は，簡便なフランジ接続により，一般的な工具等を用い確実に接続が可能な設計とする。
（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）の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重大事故等対処設備である
常設低圧代替注水系ポンプの配置その他の条件を考慮し，発電所敷地内の西側及び南側保管場所に保管することで位置的分散を図る設計とする。
（54-8-2）

3.11-102

149

(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
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（常設スプレイヘッダ）の可搬型代替注水大型
ポンプは，通常待機時は西側及び南側保管場所に保管するため，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」に記載する。
（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）3.11-103

150

(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（常設スプレイヘッダ）の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）

3.11-104151

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。
3.11-105152

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

153

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）

3.11-107154

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。

3.11-108155

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)

代替燃料プール冷却系ポンプ
種

類

うず巻形

容

量

約 124m３ ／h

程

約 40m

全

(2)

揚

最高使用圧力

0.98MPa[gage]

最高使用温度

80℃

個

1

数

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

3.11-109

156

(3)

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(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 44m ３ ／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

電動機出力

約510kW

3.11-110157

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

158

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。）
敷地に遡上する津波を考慮し，防潮堤及び浸水防止
津波設備の設置に加え，水密構造の原子炉建屋原子炉棟内に保管する設計とする。

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

159

(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

160

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

操作方法

操作場所

起動・停止

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

161

(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，
3.11-115162

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

163

(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

164

(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

165

(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

3.11-119166

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

167

(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

168

(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。

3.11-122169

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

3.11-123170

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

171

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。

3.11-125172

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

3.11-126173

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

174

(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

175

(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

176

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

177

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
3.11-131178

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

179

(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。

3.11-133180

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)
3.11-134181

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

182

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

183

(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

184

（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）

3.11-138185

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。
（54-6-19〜25）
3.11-139

186

(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。

(ⅱ)

適合性
3.11-140187

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。
なお，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の電源については，代替電源設備
からの供給を可能としており，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）
3.11-141188

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
フロート 位・温度（SA 広域）
6階
ルス式
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
6階
（高レンジ・低レン
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 −

−

−

3.11-142189