資料番号：C-3-17 改2

東海第二発電所
新規制基準への適合性に係る主な変更点について

平成３０年１月15日
日本原子力発電株式会社

説明項目
これまでの審査会合での説明内容から基本設計を変更，追加又は明確化する事項について，基準適合性を説明する。また，隣接事業所敷地関連の合意文書に係る隣接事業所との協議の状況を報告する。
Ｎｏ．

説 明 内 容

区分

関連条文

頁

１．

施設定期検査期間中の原子炉棟６階に対する溢水防護方針の変更について

変更

9条

P2〜

東海発電所，東海第二発電所同時発生に係る対応方針
２．１ ・同時発生時における、東海第二災害対策本部体制による重大事故等対応への影響について変更

技術的能力1.0

P16〜

２．２ ・緊急時対策所，通信連絡設備の共用について明確化

61条、62条

P20〜

２．３ ・東海発電所との共用設備の明確化について

明確化

12条

P26〜

３．

追加

―

P28〜

４．１ 隣接事業所敷地の管理等の対応状況について

（報告）

―

P29〜

４．２ 敷地境界及び周辺監視区域の変更について

変更

―

P30〜

４．３ 隣接事業所からの飛来物対策の追加について

追加

6条

P31〜

４．４ 落雷評価における最新観測値の反映について

変更

6条

P33〜

４．５ 安全保護回路の一部に使用されるデジタル機器の設計方針明確化について

明確化

24条

P34〜

４．６ 廃棄物処理棟設備一部撤去に伴う運用変更について

変更

27条

P35〜

４．７ 外部電源送電鉄塔の近接箇所の水平距離確保に伴う設計変更について

変更

33条

P38〜

４．８ 被ばく評価におけるコンクリート密度変更による影響について―

59条、61条

P39〜

重大事故に至るおそれがある事故の線量評価の追加について

1１．施設定期検査期間中の原子炉棟６階に対する溢水防護方針の変更について（１／５）
１．【変更内容】 基本方針の見直し【変更前】 （審査会合2017年8月）
使用済燃料プール（ＳＦＰ）からのスロッシング水は，原子炉棟６階には滞留させず，下階に導き最下層（地下２階）のみに滞留【変更後】
通常運転時 ：
変更なし
施設定期検査時 ：ＳＦＰに加え，ドライヤセパレータプール（ＤＳＰ），原子炉ウェル満水時のスロッシングを考慮し，原子炉棟６階での溢水は，６階面より流下させず，ＳＦＰ等へ導き戻す運用に変更【施設定期検査期間中の具体的な溢水防護対応（原子炉棟６階）】◆溢水量に対応する高さの止水板を開口部に設置『溢水の下階への流下防止措置』◆床ドレンファンネルを閉止『溢水の下階への流下防止措置』◆プール等外周部の異物落下防止堰（高さ約10㎝のコンクリート製）に一部切り欠きを設置『溢水は全てプール等に戻す対策』【対応期間】 原子炉ウェル及びDSPのスロッシングによる溢水のおそれがある期間

2１．施設定期検査期間中の原子炉棟６階に対する溢水防護方針の変更について（２／５）
２．変更理由施設定期検査期間中は，通常運転時と異なり，ＳＦＰに加え原子炉ウェルやDSPも水張され，開口部が大幅に拡大する。このための原子炉ウェル及びDSPも含めた最大溢水量を考慮したうえで，スロッシ
ングによる溢水を原子炉建屋６階面に滞留させることなく，原子炉建屋下階ではなく，元の場所（原子炉ウェルやDSP等）に導く運用に変更し，６階面で溢水の速やかな排除と汚染拡大防止を図る。
原子炉建屋６階での溢水に対する
基本的な考え方

通常運転時のプラントの特徴

・SFPからのスロッシング水は，６階床面に滞留させず，速やかに下階に移送・プラントは運転中・スロッシング源は，SFPのみ
・スロッシング源の開口面積：約116ｍ2（滞留床面積※ （約760ｍ2）の約15％）：滞留範囲

施設定期検査時のプラントの特徴

通常時に比べて，開口面積が3.5倍になるため，スロッシング
水は元のプール等に速やかに戻すことが最善

原子炉建屋６階
面での溢水は床面に滞留させず，速やかに移送・プラントは冷温停止状態
・スロッシング源は，SFPの他にDSPや原子炉ウェル・スロッシング源の開口面積：約400ｍ2（通常時の約3.5倍）（滞留床面積※ （約760ｍ2）の約53％）：SFP開口部
原子炉棟6階：原子炉ウェル及びDSP開口部・SFP等（DSPや原子炉ウェル）からのス
ロッシング水は，階下へ流下させず，元の場所（ＳＦＰ等）へ導くように運用を変更（一部設備改造）（スロッシング水を下階に落下させない措置
及びスロッシング水がプール等へ戻るための切り欠き設置）※ SFP, DSP,原子炉ウェルの開口部を含まない溢水高さを評価するための床面積3

１．施設定期検査期間中の原子炉棟６階に対する溢水防護方針の変更について（３／５）
2.1 スロッシングによる溢水量の評価結果
スロッシング評価結果

基準地震動のうち各最大値がSs-13
スロッシングによる溢水水位
高さ0.4m堰により防護※簡易評価は詳細評価の約２倍2.2 スロッシング対策

高さ0.4m堰＋0.3m止水板により防護※0.67mは，SFP，DSP，原子炉ウェルが開口していないと仮定して評価した水位（実際には開口しているため，これらのプール上に水は滞留しない）4

１．施設定期検査期間中の原子炉棟６階に対する溢水防護方針の変更について（４／５）
2.3 スロッシング対策（詳細）◆原子炉ウェル及びDSPのスロッシングによる溢水のおそれ ・止水板及び床ドレンファンネル閉止は強度，耐震性，止水性を確認する設計とするがある期間は，以下の運用を実施①溢水拡大防止堰（高さ0.4m）の上に0.3mの止水板を設置 ・止水板取り付け及び床ドレンファンネルの閉止は，寸法管理にて止水機能を維持できることを，モックアップ
機器ハッチを開放する場合は，開口部に止水板を設置試験にて確認する②西側床ドレンファンネルの閉止・各取付（機能確認を含む）の運用については，保安規③プール外周部の堰に切欠きを設置定に基づき管理する①溢水拡大防止堰への止水板設置概要図②床ドレンファンネルの閉止例③プール外周部堰の切欠き概要図

・SFP及びDSP外周部には異物混入防止を目的とした堰（高さ約0.1m）が設置されているが，溢水がプール側に流入するよう，堰の一部を切欠く対策を実施する
・切欠き部については，スロッシングによる仮置物品等の流入を防止するため二重構造とし，入口部には異物混入防止の網を設置する・切欠き部の閉塞を想定した排水作業について，保安規定に基づく運用として，対応手順等を社内規定に定める

5

１．施設定期検査期間中の原子炉棟６階に対する溢水防護方針の変更について（５／５）
2.4 各段階で担保すべき事項
溢水拡大防止堰

SFP等外周部の堰への切り欠き（通常運転時は評価上期待せず）

止水板の設置（溢水拡大防止堰上及び点検用ハッチ開口部）

床ファンネルの閉止措置

想定時期

通常運転時

施設定期検査中（DSP，原子炉ウェル水張期間及び点検用ハッチ開放期間）

ｽﾛｯｼﾝｸﾞ

使用済燃料プール

使用済燃料プール＋ドライヤセパレータプール＋原子炉ウェル

基本設計 ◆SFP等からのスロシングに（設置変更
対する基本方針許可）（滞留させない）◆SFP等からのスロシングに対する基本方針（滞留させない）◆SFP等からのスロシングに対する基本方針（下階に流下させない）◆SFP等からのスロシングに対する基本方針（下階に流下させない）

・評価に用いたスロッシング
水量（通常運転時）及び堰高さの妥当性・評価に用いたスロッシング
水量（施設定期検査時）及びプールに戻る流下の妥
当性，閉塞可能性と対応
方針

・評価に用いたスロッシング
水量（施設定期検査時）及び止水板高さの妥当性・評価に用いたスロッシング
水量（施設定期検査時）及び閉止措置の妥当性

詳細設計 ◆スロッシング量の詳細値及 ◆スロッシング量の詳細値及び詳細評価での水位（工事計画
び詳細評価での水位◆溢水拡大防止堰の構造健 ◆切り欠きの部の構造健全認可）
全性（構造強度，耐震）及び 性（構造強度，耐震）及び流
止水機能
下評価

−

−

備考

止水板及び閉止プ
ラグについては，
取外し，取付けを実施するため，運用を保安規定にて管理

運用管理 ◆保守管理（ひび割れ，損傷 ◆保守管理（施設定期検査前 ◆施設定期検査期間におけ ◆施設定期検査期間におけに閉塞等のないこと及び閉る６階床ファンネルの閉止運（保安規定 等のないことの定期的な確る６階開口部への止水板の塞時の対策，資機材の確保 取り付け運用（水張前に確等）
認等）用（水張前に確認）
を確認）
認）◆具体的な閉塞対策は以下 ◆止水板を取り付けた際の構 ◆床ファンネルを閉止した際
可搬型排水ポンプ２台（予備１台含む）， 造健全性及び止水機能がの構造健全性及び止水機
ホース等の必要資機材を準備，対応体能が確保されていること確保されていること制の確立（要員，連絡体制，訓練）
仮置き状態にある原子炉格納容器上（外観点検及び取り付けた（外観点検及び取り付けた蓋や大型工具類については，スロッシ
際の面間（パッキン締め付
際の面間（パッキン締め付
ング水により流されないように固縛を実け量）等が規定範囲内にあけ量）等が規定範囲内にあ施。小型工具類については，工具箱内に保管し，工具箱を固縛ることの確認）ることの確認）6

【参考】施設定期検査期間中の原子炉棟６階に対する溢水防護方針の変更について（１／９）◆ スロッシングによる溢水量の評価方法
原子炉棟の原子炉ウェル及びDSPを評価対象とし，速度ポテンシャル理論による簡易評価により溢水量を算定する

矩形の場合

円筒形の場合7

【参考】施設定期検査期間中の原子炉棟６階に対する溢水防護方針の変更について（２／９）◆ 基本設計方針の詳細

溢水防護対策の詳細 原子炉棟 ６階（変更有）8【参考】施設定期検査期間中の原子炉棟６階に対する溢水防護方針の変更について（３／９）◆ 基本設計方針の詳細

溢水防護対策の詳細 原子炉棟 ５階（変更なし）
9【参考】施設定期検査期間中の原子炉棟６階に対する溢水防護方針の変更について（４／９）◆ 基本設計方針の詳細

溢水防護対策の詳細 原子炉棟 ４階（変更なし）
10【参考】施設定期検査期間中の原子炉棟６階に対する溢水防護方針の変更について（５／９）◆ 基本設計方針の詳細

溢水防護対策の詳細 原子炉棟 ３階（変更なし）
11【参考】施設定期検査期間中の原子炉棟６階に対する溢水防護方針の変更について（６／９）◆ 基本設計方針の詳細

溢水防護対策の詳細 原子炉棟 ２階（変更なし）
12【参考】施設定期検査期間中の原子炉棟６階に対する溢水防護方針の変更について（７／９）◆ 基本設計方針の詳細

溢水防護対策の詳細 原子炉棟 １階（変更なし）
13【参考】施設定期検査期間中の原子炉棟６階に対する溢水防護方針の変更について（８／９）◆ 基本設計方針の詳細

溢水防護対策の詳細 原子炉棟 地下１階（変更なし）
14【参考】施設定期検査期間中の原子炉棟６階に対する溢水防護方針の変更について（９／９）◆ 基本設計方針の詳細

溢水防護対策の詳細 原子炉棟 地下２階（変更なし）
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２．１ 同時発生時における、東海第二 災害対策本部体制による重大事故等対応への影響について
1．内 容
東海第二の重大事故等時に，廃止措置中の東海発電所で事故が同時発生した場合には，東海第二の災害対策本部要員の一部は，東海発電所の災害対策本部要員と兼務して活動する。
この状況において，東海第二の重大事故等対応が東海発電所の事故対応に影響を受けないことを，災害対策
本部体制の観点から整理した。
２．理 由○ 東海第二の重大事故等時には，災害対策要員110名を配置した東海第二災害対策本部の体制を確立する。
○ 東海発電所で事故が発生した場合には，東海発電所原子力事業者防災業務計画に基づく東海発電所の災害対策本部の体制を確立する。
○ 東海発電所の事故により東海第二を含む周囲に線量影響を生じる可能性がある事象としては，「東海発電所
廃止措置計画認可申請書」にて記載された「廃止措置工事において発生した放射性物質（粉じん）を捕捉した
高性能粒子フィルタの破損」 がある。
○ 同事象は，廃止措置期間中の事故時において発電所周辺の一般公衆が受ける実効線量が最大（約８μSv（実効的な放出継続時間を１時間として））となる事象と評価されており，原子力災害対策特別措置法１０条第１項に基づく通報すべき事象（敷地境界付近の放射線量の上昇）に該当する可能性がある。
○ 東海第二の災害対策本部要員は，その役割に応じて，東海第二の重大事故等対応に影響しないように，東海発電所の災害対策本部要員とは別組織とする。一方，東海発電所で事故が同時発生した場合には，東海発電所と同時の対応を行うことにより作業が迅速かつ適切に行える役割については，東海発電所の災害対策本部要員と兼務する。

16

２．１ 同時発生時における、東海第二 災害対策本部体制による重大事故等対応への影響について
東海第二の重大事故等時に東海発電所で事故が同時発生した場合に，東海第二の災害対策本部において以下の対応を行う要員は，東海第二と東海発電所で別組織とする。
表１ 東海第二と東海発電所で災害対策要員を別組織とする考え方

区分※1

災害対策要員を別組織とする考え方

Ａ

ある特定の作業を長時間に渡って継続的あるいは断続的に行う要員
は，確実かつ迅速に作業を実施できるように別組織とする。

Ｂ

重大事故等の現場対応に係わる作業を行う要員及びその要員に具体的な指示を行うとともに報告を受ける要員は，重大事故等の事象に応じて必要な対応を確実かつ迅速に行う必要があるため別組織とする。

Ｃ

専門的な現場作業または検討を行う要員は別組織とする。
※1 組織図（後段の図参照）に各区分を記載

上記Ａ〜Ｃ以外の要員は，東海第二と東海発電所の災害対策本部要員を兼務とする。

17

２．１ 同時発生時における、東海第二 災害対策本部体制による重大事故等対応への影響について
以下の役割を担う東二災害対策要員は，東海発電所の災害対策要員を兼務する。
表2 東海第二と東海発電所で災害対策要員を兼務する考え方

区分※2

災害対策要員を兼務する考え方

Ⅰ

東二及び東海発電所の状況を総合的に把握し対応の優先度を含めて指示を行える。

Ⅱ

東二及び東海発電所の状況の対外的な発信等，両発電所の状況を対外的に求められることに迅速に対応できる。

Ⅲ

警備，救護，資機材の調達及び緊急時対策所の立ち上げ（換気系の切替え，専用電源の起動等）等の共通的な作業を効率的に行える。

Ⅳ

火災は重大事故等対応とは別に発生することから，東二及び東海発電所を含む全敷地を対象とすることで迅速かつ適切に対応できる。
※2 組織図（後段の図参照）に各区分を記載

これらの考え方を踏まえて東海第二の災害対策本部体制を確保することにより，東海第二の重大事故等時に東海発電所で事故が同時発生した場合においても，東海第二の重大事故等対応は，東海発電所の事故対応
によって影響を受けることはない。
●東海第二の災害対策本部体制（110名）･･･東海第二の専従要員（66名），東海発電所との兼務要員（44名※3）
東海発電所の災害対策本部体制（57名）･･･東海発電所の専従要員（24名），東海第二との兼務要員（33名※3）※3：東海発電所の災害対策本部には、自衛消防隊（11名）を含まない。（別組織として確保）

18

東二及び東海発電所の災害対策要員の構成（各職位及び各班における発電所別の組織及び兼務の関係を整理したもの）

19

２．２ 緊急時対策所，通信連絡設備の共用について〔緊急時対策所〕
１．内容
東二の重大事故等発生時に東海発電所の事故が同時に発生した場合においては，緊急時対策所の同一スペースを共用することから，緊急時対策所の共用について明確にする。
２．技術基準への適合性○第六十一条（緊急時対策所）第２項への適合性について
緊急時対策所は共用を前提とし，東二重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員に加え，東二の原子炉格納容器の破損等による発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための要員，また，緊急時対策所にとどまる東海対応者の合計の最大人数（６７名）を上回る１００名の設計としている。

○第四十三条（重大事故等対処設備）第２項二号への適合性について
共用する重大事故等対処設備
緊急時対策所遮蔽
緊急時対策所
非常用換気設備

緊急時対策所・非常用送風機
・非常用フィルタ装置
緊急時対策所用差圧計
緊急時対策所加圧設備

常設代替電源設備

緊急時対策所用
・発電機
・発電機燃料油貯蔵タンク
・発電機給油ポンプ

安全性の向上同一スぺースを共用すること
により，東二及び東海発電所の状況を総合的に把握し，対応の優先度を含めて指示を行うことが可能共用による悪影響の考慮
・遮蔽厚さは収容人員に依存せず
・送風機、フィルタ装置及び差圧計の設計は、収容人員に依存せず・加圧設備は，プルーム通過時に緊急時対策所にとどまる最大人数６７名を上回る１００名を対象に設計（別図１，別図２参照）
・発電機の容量は，緊急時対策所の運用に必要な電源容量に対して，十分な裕
度を確保

20

２．２ 緊急時対策所，通信連絡設備の共用について【別図１】緊急時対策所 プルーム通過時の要員

21

２．２ 緊急時対策所，通信連絡設備の共用について【別図２】緊急時対策所 事故発生からプルーム通過後までの要員の動き

22

２．２ 緊急時対策所，通信連絡設備の共用について
３．その他①緊急時対策所内レイアウトへの影響
・プルーム通過前，プルーム通過中においても下図に示す通り，緊急時対策所内スペースに裕度がある。
・プルーム通過前における現場対応要員（東海の事故対応含む）の待機場所として，緊急時対策所内の災害対策本部内空きスペース及び宿泊・休憩室を活用する。
・共用時においても災害対策本部にとどまる要員は，ビブス等により識別されることから，東海第二発電所の重大事故等時における指揮命令には悪影響を及ぼさない。
【プルーム通過前】【プルーム通過中】

８２席

８２席

１８席

１８席

②東海発電所の事故対応を行う場合に用いる飲料水，食料及び放射線防護具類
緊急時対策所の建屋外に東海発電所専用に確保し，必要に応じ緊急時対策所に持ち込むため，東二の重大事故等への対応には悪影響を及ぼさない。

23

２．２ 緊急時対策所，通信連絡設備の共用について〔通信連絡設備〕
１．内容
東二の重大事故等発生時に東海発電所の事故が同時に発生した場合においては，通信連絡設備の一部として無線連絡設備（携帯型），衛星電話設備（固定型），衛星電話設備（携帯型）及び統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議システム，ＩＰ電話及びＩＰ−ＦＡＸ）を共用することから，これらの通信連絡設備の共用について明確にする。
２．技術基準への適合性「実用発電用原子炉及びその附属設備の位置，構造及び設備の基準に関する規則」第四十三条（重大事故等対処設備）第２項二号への適合性については以下のとおり整理する。
共用する重大事故等対処設備

無線連絡設備・携帯型

使用者／用途

安全性の向上共用による悪影響の考慮

兼務者が使用する通信連絡設備は、端末を変更することなく継続し使用することにより，迅速な通信連絡が可能

共用する通信連絡設備は、兼務者の通信連絡に用いる。
専従者は専用の通信連絡に用いることから、発電所ごとの専従者同士の通信に対し悪影響を及ぼすことはない

自衛消防隊（兼務）／所内通信

衛星電話設備・携帯型
・固定型

広報班（兼務）及び庶務班（兼務）
等／所内外通信

統合原子力防災ネッ
トワークに接続する
通信連絡設備・テレビ会議シ
ステム
・ＩＰ電話
・ＩＰ−ＦＡＸ

広報班（兼務）及び庶務班（兼務）
等／所外通信24

２．２ 緊急時対策所，通信連絡設備の共用について【東二専用】【発電所外】【東海専用】
現場対応班員
送受話器（ページング）等

各班の現場ＳＡ対応要員
衛星電話設備（携帯型）
隊員
隊員間は無線連絡設備（携帯型）
を使用

自衛消防隊隊長

衛星電話設備（携帯型）

所外関係個所国，地方公共団体，本店

要員間は無線連絡設備（携帯型）
を使用

広報／庶務（総務）班長
庶務班（防災）班長
班長

衛星電話設備（固定型）

衛星電話設備（固定型）
統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備

班長

送受話器
（ページング）等

衛星電話設備（固定型）
緊急時対策所内では口頭伝達【凡例】：東海発電所専従要員：東海第二発電所専従要員：兼務要員：共用する通信連絡設備
別図３ 通信連絡設備の用途概要

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２．３ 東海発電所との共用設備の明確化について（１／２）
１．変更内容安全施設の共用（12条7項）に関して，東海発電所と共用している設備を明確化した。
東海発電所と共用している設備として以下を明記した。
＜共用している安全施設(重要安全施設を除く｡）＞① 固体廃棄物処理系設備の一部② 所内ボイラ設備，所内蒸気系の設備③ 給水処理系設備の一部④ 緊急時対策所⑤ 通信連絡設備の一部⑥ 放射線監視設備⑦ 消火設備の一部
これらの安全施設については，いずれも必要な容量を有した設計とするなど，共用により原子炉施設の安全性に影響を与えることがないものであることを確認している。
なお，共用または相互接続している重要安全施設はない。

26

２．３ 東海発電所との共用設備の明確化について（２／２）
共用している安全施設
固体廃棄物処理系のうち，セメント混練固化装置，雑固体廃棄物焼却装置，雑固体減容処理設備，固体廃棄物貯蔵庫及び固体廃棄物作業建屋

安全機能の
重要度

共用により安全性を損なわないことの説明

ＰＳ−３

東海発電所と共用とするが，その処理量は東海第二発電所及び東海発電所における合計の予想発生量を考慮することで安全性を損なわない設計とする。

ＰＳ−３

東海発電所と共用とするが，必要な容量をそれぞれ確保するとともに，接続部の弁を閉操作することにより隔離できる設計とすることで，安全性を損なわない設計とする。

ＰＳ−３

東海発電所と共用とするが，必要な容量をそれぞれ確保するとともに，接続部の弁を閉操作することにより隔離できる設計とすることで，安全性を損なわない設計とする。

ＭＳ−３

東海発電所と共用とするが，東海発電所と同時発災時に対応するために必要な居住性を確保する設計とすることで，安全性を損なわない設計とする。

所内ボイラ設備及び所内蒸気系

給水処理系のうち，ろ過水貯蔵タンク，多目的タンク及び純水貯蔵タンク
緊急時対策所

通信連絡設備のうち無線連絡設備（固定型），無線連絡設備（携帯型），衛星電話設備（固定型），衛星電話設備（携帯型），電力保安通
信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦＡＸ），テレビ会議システ
ム（社内），統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議システム，ＩＰ電話及びＩＰ−ＦＡＸ），加入電話設備（加入電話及び加入ＦＡＸ）及び専用電話設備（ホットライン）（地方公共団体向）放射線監視設備のうち固定モニタリング設備，気象観測設備，放射能観測車及び環境試料測定設備

ＭＳ−３

ＭＳ−３

東海第二発電所及び東海発電所の共通の対象である発電所周辺の放射線等を監視，測定するために必要な仕様を満足する設計とすることで，安全性を損なわない設計とする。

ＭＳ−３

東海第二発電所及び東海発電所の共通の対象である管理区域の出入管理及び被ばく線量の監視をするために必要な仕様を満足する設計とすることで，安全性を損なわない設計とする。

ＭＳ−３

東海発電所と共用とするが，必要な容量をそれぞれ確保するとともに，発電用原子炉施設間の接続部の弁を閉操作することにより隔離できる設計とすることで，安全性を損なわない設計とする。

放射線監視設備のうち出入管理室

消火系のうち構内消火用ポンプ，ディーゼル駆動構内消火ポン
プ，原水タンク

東海発電所と共用とするが，東海発電所で同時に通信・通話するために必要な仕様を満足する設計とすることで，安全性を損なわない設計とする。

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３．重大事故に至るおそれがある事故の線量評価の追加について
1．変更内容重大事故に至るおそれがある事故における敷地境界の線量評
価を追加する。
2．変更理由重大事故に至るおそれがある事故の線量評価においては，周辺の公衆に対し，著しい放射線被ばくのリスクを与えないことを確認するため，設計基準事故と同様の線量評価点で評価を行っている。
一方，有効性評価ガイド ※１では「敷地境界で実効線量を評価する」としているため，敷地境界における線量評価を追加する。
※１ 実用発電用原子炉に係る炉心損傷防止対策及び格納容器破損防止対策の有効性評価に関する審査ガイド

3．基準適合性について
線量評価結果を下表に示す。その結果，最大線量となる方位においては，評価距離に大きな違いがないため，線量結果に影響はなく，有効性評価ガイドに基づく周辺の公衆に対し，著しい放射線被ばくのリスクに対する判断基準である5ｍＳｖを満足してい
る。
事故事象

ＬＯＣＡ時
注水機能喪失

評価地点

最大線量
となる方位

実効線量※２（mSv）

非居住区域境界W（530m）

約6.2×10−１

敷地境界
（追加）

W
（500m）

約6.2×10−１※２ 重大事故に至るおそれがある事故においては，格納容器逃がし装置及び耐圧強化ベント系によるベントの線量評価があるが，厳しい線量となる耐圧強化ベント系によるベントの場合の線量評
価結果を記載。

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４．１ 隣接事業所敷地の管理等の対応状況について○新規制基準適合性に係る隣接事業所の敷地に関する当社の対応については，相手先と敷地管理等の合意内容に係る文書の取り交わしを行うことで進めている。

○以下の①〜④については，相手先のコメントを反映して合意文書案の記載振りを調整中である。
番号

種

別

内

容

①

隣接事業所
敷地の管理

森林火災による防潮堤の熱影響防護等のための植生の管理

②

隣接事業所
敷地の管理

竜巻による飛来物発生防止のための車両等の配置禁止の措置③

隣接事業所
敷地の情報入手

津波による漂流物評価のための工事・作業に伴う仮設物等の情報入手

④

隣接事業所
敷地内の運用

重大事故等発生時の災害対策要員の参集ルートの運用（通行・障害物除去）

対応状況

合意文書案を調整
中○⑤については，両者で覚書＊を交わす手続きを実施中である。
また，許可取得後に，土地の権利を得るための契約を交わす予定。
＊施設等の設置のために隣接事業所敷地を利用すること及び設置変更許可申請書に東海第二発電所の敷地として記載すること。

番号
⑤

種

別

隣接事業所の敷地の利用

内

容

可搬型重大事故等対処設備の保管場所，緊急時対策所建屋等の各施設等の設置・利用

対応状況
土地利用に関する覚書を締結中29

４．２ 敷地境界及び周辺監視区域の変更について
１．変更内容敷地面積について，可搬型設備保
管場所，緊急時対策所建屋，防潮堤，
防火帯の設置及びアクセスルート設定に伴う利用のため，東海第二発電所の敷地として隣接事業所より権利を取得する土地（約11万ｍ２ ）及び現社有地（約38万ｍ２）を追加し，敷地面積を約26万ｍ２から約75万ｍ２に変更する。
周辺監視区域のうち，敷地東側の海岸沿いについて，フェンスが波の影響を受けない位置に変更。また，敷地南西側の隣接事業所境界について，敷地境界と合わせる位置に変更。
２．基準適合性について
設置許可基準規則の各逐条への適合性については、右図に示す敷地境
界、周辺監視区域を前提としており、これまでの基準適合の説明内容に変更はない。
（線量評価の追加はNo.３.参照）

30

４．３ 隣接事業所からの飛来物対策の追加について（１／２）
１．変更内容東海第二発電所南方の隣接事業所敷地内植生管理エリアに，フェンス等の設置により物品の配置を防止する措置を追加する。
２．変更理由当該植生管理エリアは，傾斜地であり物品配置には適さない地形※であるが，隣接事業所敷地内では物品管理（固縛，固定若しくは避難）が不要であることをより確実に担保するため。
※：次頁参照N：飛来物の衝突を許容できる，
使用済燃料乾式貯蔵建屋の外壁

防潮堤

このエリアからの飛来物は，使用済燃料乾式貯蔵建屋の面以外に到達しないので，飛来物管理は不要。

：物品配置を防止する措置の実施エリア（植生管理エリアと同一）
使用済燃料乾式貯蔵建屋の西側壁面への森林

飛来物到達の可能性があるエリア（）
を含むエリア全体をフェンス等で囲い，物品の配置を防止する。

31

４．３ 隣接事業所からの飛来物対策の追加について（２／２）
前ページ※：
植生管理エリアへの物品配置について
・植生管理エリアは傾斜地であり，そのうち，特に車両等の配置を避ける必要があるエリア（前ページ図の部）については，「駐車場設計・施工指針」に定める勾配制限（12%以下が望ましい）を超える様な急勾配となっており，駐車場等の用途に適した場所ではない。
・また，植生伐採後の地面には整地等を行わず，物品配置を考慮した設計とはしない。

○フェンス等の設置イメージ
植生管理エリア全域をフェンス等で囲うことで，同エリア内への物品の侵入を不可能とする。

使用済燃料
乾式貯蔵建屋当社敷地
植生管理エリア

防潮堤

侵入防止壁（フェンス等）

隣接事業所
敷地

32

４．４ 落雷の考慮に関する設計基準雷撃電流値の変更について
１．変更内容落雷の考慮に関して「観測記録による極値」を設計基準雷撃電流値の設定要素として追加したため、2017年11月までの観測データを拡充した結果、設計基準雷撃電流値を220kAから400kAに変更する。
２．基準適合性について
要求事項

基準適合性

（外部からの衝撃による損傷の防止）
第六条 安全施設は、想定される自然現象（地震及び津波を除く。次項においても同じ。）が発生した場合においても安全機能を損なわないものでなければならない。

安全施設は，電気技術指針ＪＥＡＧ4608「原子力発電所の耐雷指針」を参照し，設計基準電流値（400kA）の落雷が発生した場合においても，安全機能を損なわない設計とする。
（赤字：変更事項）【変更後（赤字：変更箇所）】【変更前（赤字：変更箇所） 】（１） 基本方針
以下の値のうち最大値を設定（１） 基本方針
以下の値のうち最大値を設定
発変電所の耐雷設計ガイド

100kA

発変電所の耐雷設計ガイド

100kA

消防庁通知

150kA

消防庁通知

150kA

観測記録による年超過確率評価（年超過頻度10-4／年値）

220kA（1998年8月から2013年3月までの観測データ）

観測記録による年超過確率評価（年超過頻度10-4／年値）

400kA（1998年8月から2017年11月までの観測データ）

観測記録による極値

131kA（1998年8月から2017年11月までの観測データ）

設計基準雷撃電流値は220kAを設定（２） 評価結果
建屋内機器に対する雷サージ特性実証データより雷サージ電圧（220kA
換算値）を算出し重要安全施設への雷サージ影響を確認
評価対象設備（代表記載）
電源回路・
制御回路

原子炉
建屋内

（ａ）雷サージ
電圧（V）（ｂ）雷サージ
耐電圧（V）

評価結果（（ａ）＜（ｂ））

440

4,000

影響なし

設計基準雷撃電流値は400kAを設定（２） 評価結果
建屋内機器に対する雷サージ特性実証データより雷サージ電圧（400kA
換算値）を算出し重要安全施設への雷サージ影響を確認
評価対象設備（代表記載）
電源回路・
制御回路

原子炉
建屋内

（ａ）雷サージ
電圧（V）（ｂ）雷サージ
耐電圧（V）

評価結果（（ａ）＜（ｂ））

800

4,000

影響なし

・変更後においても、評価結果・対策内容に変更なし。
・年超過頻度10-4／年値が220kA⇒400kAに増加した要因は、落雷頻度の増加によるもの。なお、年超過頻度10-4／年値の設定にあっては、本来の手法に対し落雷頻度を2倍（多いほど安全側評価となる）とし、保守性を確保している。したがって、今後年単位でのバラつきが生じた場合でも本来の手法による現実的評価は設計基準雷撃電流値以下となる。

33

４．５ 安全保護回路の一部に使用されるデジタル機器の設計方針明確化について
１．変更内容
不正アクセスによる電子計算機（デジタル演算処理部）への被害防止のための設計方針の明確化
２．基準適合性要求

方針（追加）

・盤の施錠等によりハード（安全保護回路）
ウェアを直接接続させな
第二十四条 発電用原子炉施設には、次に掲い。
げるところにより、安全保護回路（安全施設に属するものに限る。以下この条におい ・安全保護回路の信号は一方向（送信機能のみ）通て同じ。）を設けなければならない。
信に制限し、外部ネット
ワークへは防護装置（片六 不正アクセス行為その他の電子計算機
方向のみの通信を許可すに使用目的に沿うべき動作をさせず、又る装置）を介して伝送すは使用目的に反する動作をさせる行為にる。
よる被害を防止することができるものと・固有のプログラム言語のすること。
使用による一般的なコン【解釈】
ピュータウイルスが動作
６ 第６号に規定する「不正アクセス行為そしない環境とする。
の他の電子計算機に使用目的に沿うべき ・設計，製作，試験及び変動作をさせず、又は使用目的に反する動更管理の各段階で検証と作をさせる行為による被害を防止するこ
妥当性の確認がなされたと」とは、ハードウェアの物理的分離、
ソフトウェアを使用する。
機能的分離に加え、システムの導入段階、・発電所での出入管理による物理的アクセスの制限
更新段階又は試験段階でコンピュータウ
イルスが混入することを防止する等、承により不正な変更等によ認されていない動作や変更を防ぐ設計のる承認されていない動作ことをいう。
や変更を防止する。

デジタル演算処理部

安全保護系構成概略図

34

４．６ 廃棄物処理設備一部撤去に伴う運用変更について（１／３）
1.変更内容放射性廃棄物の処理設備の内，休止設備となっている固化装置（セメント固化式），助材型ろ過装置を撤去する。
2.変更理由格納容器圧力逃がし装置，電源盤等のSA設備を設置するため。

助材型ろ過装置（床ドレン処理系）

ガス消火用ハロンボンベ
設置エリア

助材型ろ過装置（機器ドレン処理系）

緊急用１２５Ｖ系蓄電池，
緊急用直流125Ｖ主母線盤，可搬型代替低圧電源車接続盤

赤：助材型ろ過装置
青：固化装置（セメント固化式）
緑：撤去後に新設するＳＡ設備

アウトドラムミキサー
スラッジコンベヤ

ドラム充填エリア
ドラムコンベヤ35

４．６ 廃棄物処理設備一部撤去に伴う運用変更について（２／３）
助材型ろ過装置（機器ドレン処理系，床ドレン処理系共に同型）の撤去に伴う影響について変更後

機器ドレン処理系については，助材型ろ過装置（赤枠内）と非助材型ろ過装置（青枠内）のいずれかによる処理が可能である。

機器ドレン処理系については，非助材型ろ過装置（青枠内）
による処理が可能である。

助材型ろ過装置（赤枠内）と再生廃液処理系（青破線枠内）のいずれかによる処理が可能である。

床ドレン処理系については，再生廃液処理系（青破線枠内）
による処理が可能である。

系統図

現在

機器
ドレン
床ドレン

廃棄物

処理方法の切り替えと処理能力について
助材型ろ過装置のろ過助材による固体廃棄物の大幅な増加を抑制するために，同等以上の処理能力を有する非助材型ろ過装置及び再生廃液処理系を設置
し，機器ドレン廃液と床ドレン廃液の処理を切り替え，助材型ろ過装置を休止設備とした。

基準適合性について
残存する非助材型ろ過装置及び再生廃液処理系は十分な処理能力があり，液体状の放射性廃棄物の漏えいの防止に係る設計を変更しないことから，「実用発電用原子炉及びその付属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則」第二十七条（放射性廃棄物の処理施設）の基準への適合性に影響を及ぼさない。

36

４．６ 廃棄物処理設備一部撤去に伴う運用変更について（３／３）
固化装置（セメント固化式）の撤去に伴う影響について
現在

変更後

系統図
濃縮
廃液
使用済
使用済
粉末
粒状樹
樹脂 ・
脂・
廃ス
クラッド
ラッジ＊
スラリ

廃棄物

固化装置（セメント固化式）（赤枠内）と減容固化装置以降（青枠内）のいず
れかによる処理が可能である。

減容固化装置以降（青枠内）による処理が可能である。

貯蔵するか，固化装置（セメント固化式）（赤枠内）による処理が可能である。

貯蔵する。

貯蔵するか，固化装置（セメント固化式）（赤枠内）による処理をするか，雑固体廃棄物焼却設備（青破線枠内）による処理が可能である。

貯蔵するか，雑固体廃棄物焼却設備（青破線枠内）による処理が可能である。

＊廃スラッジ：廃液スラッジ及び床ドレンスラッジ
処理方法の切り替えと処理能力について
固化装置（セメント固化式）により濃縮廃液と廃スラッジ*を処理し約５０００本のセメント固化体を製作したが，ドラム缶あたりの充填量が少なく，ドラム缶の保管本
数が大きく増加することから，この設備による処理を休止し，濃縮廃液の処理を減容固化装置，廃スラッジを処理を雑固体焼却設備とする運用を採用した。なお，使用済粉末樹脂及びクラッドスラリの貯蔵タンクの容量は余裕があり，当面貯蔵する。使用済粒状樹脂は貯蔵後，貯蔵容量に達する前に焼却する。また，造粒固化体貯蔵室及び固体廃棄物貯蔵庫についても容量に余裕があり，今後も濃縮廃液，使用済粒状樹脂及び廃スラッジ*の処理が可能である。

基準適合性について
減容固化装置以降及び雑固体廃棄物焼却設備は十分な処理能力があり，固体状の放射性廃棄物の処理の過程における放射性物
質の散逸防止に係る設計を変更しないことから，「実用発電用原子炉及びその付属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則」
第二十七条（放射性廃棄物の処理施設）の基準への適合性に影響を及ぼさない。
また，使用済粉末樹脂及びクラッドスラリの貯蔵タンクの貯蔵能力は変更しない。

37

４．７ 電線路の物理的分離に関する設計方針の追加について
１．変更内容電線路の物理的分離（33条 第5項）に関する設計方針に，「仮に1つの鉄塔が倒壊しても，すべての送電線が同時に機能喪失しない水平距離を確保する」を追加する。
２．基準適合性について
要求事項

基準適合性

・275kV送電線と154kV送電線を同一の送電鉄塔に架線しない
電線路の物理的分離 ・鉄塔基礎の安定性の確保，強風発生時及び着氷雪の事故防止対策実施
・絶縁距離及び水平距離の確保【 赤字：追加事項 】
・電線路の近接箇所である275kV東海原子力線No2鉄塔−154kV原子力1号線 No5 鉄塔間について， 154kV原子力1号線 No5鉄塔を275kV東海原子力線 No2鉄塔の倒壊範囲外へ移設，電線路間の水平距離を確保し，電線路を物理的に分離する。
・鉄塔の移設場所は2018年3月末頃までに決定する予定。

第１図 外部電源送電線ルート

第２図 発電所敷地周辺の鉄塔配置

38

②被ばく評価におけるコンクリート密度の変更について
１．変更内容被ばく評価に用いるコンクリート密度について，乾燥状態のコンクリート密度に変更する。また，評価において遮蔽として期待する壁を変更する。
２．被ばく評価におけるコンクリート密度の変更の経緯①設置許可申請書（既許可）、工事計画認可申請書（既許可）では，一次遮蔽（原子炉格納容器外壁），二次遮蔽（原子炉建屋原子炉棟外壁），原子炉建屋付属棟外壁は一体構造のコンクリート構築物であり，同一の密度として遮へい計算を実施。新規制基準に係る設置許可申請書でも同様の考え方を踏襲。
②新規制基準に係る工事計画認可申請書準備の際に以下を確認。
・東二の当初の工事計画認可申請書の遮蔽要目表には，一次遮蔽，二次遮蔽の寸法のみを記載。
・最新の遮蔽要目表には，コンクリート密度の記載が必要であるため，当時の施工記録（19７７年4月）等を確認していたところ，密度の記録があるのが一次遮蔽のみであることを確認。
③1985年の建築工事標準仕様書JASS 5N・同解説(原子力発電所施設における鉄筋コンクリート工事，日本建築学会)（以下，JASS 5Nという。）において，遮蔽コンクリートの施工管理，配合比から密度を求める方法が明確になり，これ以降の工認要目表にはJASS 5N に基づく値（乾燥状態の密度）が記載されている。
④③を用いて評価すると，東海第二で遮蔽として期待しているコンクリートの密度は以下の通りとなる。
一次遮蔽

2.23g/cm3

使用前検査で確認されている乾燥状態の密度

上記以外

2.00g/cm3

建設当時の配合記録からJASS5Nに基づき算出した乾燥状態の密度⑤原子炉設置変更許可申請書について，上記のコンクリート密度を用い，また遮蔽として考慮すべき壁を変更して，被ばく評価を実施する。

39

②被ばく評価におけるコンクリート密度の変更について
３．各遮蔽壁毎のコンクリート密度の変更の内容
設置許可申請書の被ばく評価において期待している遮蔽について，以下の様にコンクリート密度を変更する。
コンクリート密度（g／cm3 ）
遮蔽壁名称
既設置許可

H291108補正時点

変更後

2.23
2.15（天井）

2.23
2.15（天井）2.00

中央制御室壁

※１

2.23

2.00

第二弁操作室壁※１2.23（既設）
2.10（新設）

2.00

原子炉建屋付属棟外壁

2.23

2.23

期待しない※２

タービン建屋外壁※１

2.23

期待しない※３

原子炉建屋原子炉棟外壁（二次遮蔽）

既設※１：既設置許可の被ばく評価において，これらの構造物を遮蔽として期待していない。
※２：被ばく評価においては、線源と人体間に存在するすべての建物を遮蔽として考慮し評価することは可能であるが，設置許可の段階では，遮蔽として設計している一次遮蔽，二次遮蔽と人体を取り囲む遮蔽壁（中央制御室壁，第二弁操作室壁等）の基本
設計の確認のため，これらの壁に限定して評価を実施することとした。
※３：タービン建屋は耐震Ｂクラスであり事故時にその遮蔽性能に期待できない場合があるため。

40

②被ばく評価におけるコンクリート密度の変更について
４．基準適合性
線量評価結果は，下表のとおり全て基準値以下であり，基準適合性に影響はない。
従来（既許可）（mSv）

H291108補正時点
（mSv）

変更後
（mSv）

基準値
（mSv）

約2.7×10−４

約2.7×10−４

約3.2×10−４

5

−

約58

約60

100

−

約37

約35（注１）100

原子炉冷却材喪失事故時

−

約1.8

約2.9

100

主蒸気管破断事故時

−

約1.6

約1.7

100

−

約1.0×10−２

約1.1×10−２5

原子炉冷却材喪失事故時

−

約2.1

約3.1

100

主蒸気管破断事故時

−

約2.7

約2.8

100

Ｓ／Ｃからのベント操作時−

約25

約28（注２）100

Ｄ／Ｗからのベント操作時−

約40

約42（注２）100

水源補給準備・補給作業時−

約60

約62（注２）100

燃料給油準備・給油作業時−

約22

約23（注２）100

被ばく評価項目
原子炉冷却材喪失事故時の周辺公衆の実効線量評価（添付書類十）炉心の著しい損傷が発生した場合の中央制御室の居住性に係る被ばく評
価（第59条）
重大事故時の緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価（第61条）
設計基準事故時の中央制御室の居住性に係る被ばく評価（第26条）

静的機器の単一故障時の原子炉冷却材喪失事故時の周辺公衆の実効線量評価
静的機器の単一故障時の中央制御室の居住性に係る被ばく評価（第12条）
格納容器圧力逃がし装置（ＦＣＶＳ）手動第二弁操作時の被ばく評価（第50条）
重大事故時の屋外作業の被ばく評価（第56、57条）

注１：耐震強度計算結果により壁厚を100 150cmに変更したため線量低下
注２：簡易計算値（密度変更によるコンクリート減衰率補正）（詳細計算はH30年２月末まで実施中）＜既許可でコンクリート密度を変更した場合の評価＞
上記「原子炉冷却材喪失事故時の周辺公衆の実効線量評価」について，今回，生体遮蔽の範囲の変更で原子炉建屋付属棟の遮蔽を期待しないこととし基準適合性に影響がないことを確認している。一方，原子炉建屋付属棟のコンクリート密度をJASS5Nに基づき算出した
密度2.00g/cm3を適用した現実的な評価を実施した場合は約2.7×10−４mSvとなり，従来の結果は変わらないことが確認できた。

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