資料番号：SA設-5-2 改1

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

2017年8月30日
日本原子力発電株式会社

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

東海第二発電所

5.6 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

5.9 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

5.6.1 概5.9.1 概要要

原了炉冷却材圧力バウンダリが低圧の状態であって，設計基準事故対処設備が有する発電用原原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の状態であって，設計基準事故対処設備が有する原子炉の冷

子炉の冷却機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止

却機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷及び格納容器の破損を防止するため，原子炉のするため，発電用原子炉を冷却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。

冷却に必要な重大事故防止設備を設置及び保管する。

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の概略系統図を第5.6.1 図から第 5.6.16 図に示す。

備考

また，想定される重大事故等時において，設計基準事故対処設備である残留熱除去系（低圧注水 既設使用の明示。
系及び原子炉停止時冷却系）及び低圧炉心スプレイ系が健全であれば重大事故防止設備として使用する。
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の系統概要図を第 5.9−1 図から第 5.9−9 図に示す。

5.6.2 設計方針
(1) 1 次冷却材喪失事象が発生している場合に用いる設備

5.9.2 設計方針
(1) 原子炉運転中の場合に用いる設備

原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備のうち，原子炉を

原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧時に原子炉を冷却するための設備のうち，原子炉を冷却冷却し，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するための設備として以下の重大事

し，炉心の著しい損傷及び格納容器の破損を防止するための設備として，可搬型重大事故防止設

故防止設備(充てんポンプによる炉心注入，B 格納容器スプレイポンプによる代替炉心注入，B 格

備（低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水）を設ける。また，炉心の著しい損傷に至るま

納容器スプレイポンプによる代替再循環，高圧注入ポンプによる高圧再循環，高圧注入ポンプにでの時間的余裕のない場合に対応するため，常設重大事故防止設備（低圧代替注水系（常設）による炉心注入及び B 高圧注入ポンプによる代替再循環)及び可搬型重大事故防止設備(可搬型デよる原子炉注水）を設ける。

設備の相違。

ィーゼル注入ポンプによる代替炉心注入)を設ける。また，炉心の著しい損傷に至るまでの時間
的余裕のない場合に対応するため，常設重大事故防止設備(常設電動注入ホンプによる代替炉心注入及び B 充てんポンプによる代替炉心注入)を設ける。
a,

フロントライン系故障時に用いる設備(a) 炉心注入
i. 充てんポンブによる炉心注入
運転中の 1 次冷却材喪失事象時において，余熱除去ポンプ及び高圧注入ホンプの故障等により炉心注水機能が喪失した場合の重大事故防止設備(充てんポンプによる炉心注入)として，化学体積制御設備の充てんポンプ及び非常用炉心冷却設備の燃料取替用水タンクを使用する。
燃料取替用水タンクを水源とした充てんポンプは，化学体積制御系統により炉心へ注水できる設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする.

ａ．フロントライン系故障時に用いる設備(a) 低圧代替注水系（常設）による原子炉注水
残留熱除去系ポンプ及び低圧炉心スプレイ系ポンプの故障等により，原子炉の冷却機能が喪失した場合の常設重大事故防止設備（低圧代替注水系（常設）による原子炉注水）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。
代替淡水貯槽を水源とする常設低圧代替注水系ポンプは，残留熱除去系（Ｃ）を介して原
子炉圧力容器へ注水できる設計とする。
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

・充てんポンプ

・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）

・燃料取替用水タンク

・常設代替高圧電源装置（10.2 代替電源設備）

化学体積制御設備を構成する再生熱交換器は，設計基準事故対処設備の一部を流路として使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受用することから，流路に係る機能について重大事故等対処設備としての設計を行う。その他，電できる設計とする。その他，設計基準事故対処設備である原子炉圧力容器を重大事故等対設計基準事故対処設備である非常用電源設備のデイーゼル発電機並びに 1 次冷却設備の蒸気処設備として使用する。

1

設備の相違。

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉
発生器，1 次冷却材ホンプ，原子炉容器及び加圧器を重大事故等対処設備として使用する。
(b) 代替炉心注入
i. B 格納容器スプレイポンプによる代替炉心注入
運転中の 1 次冷却材喪失事象時において，余熱除去ポンプ及び高圧注入ポンプの故障等により炉心注水機能が喪失した場合の重大事故防止設備(B 格納容器スプレイボンプによる代替炉
心注入)として，原子炉格納容器スプレイ設備の B 格納容器スプレイポンプ及び非常用炉心冷却設備の燃料取替用水タンクを使用する。
燃料取替用水タンクを水源とした B 格納容器スプレイホンブは，格納容器スプレイ系統と余熱除去系統間のタイラインにより炉心へ注水できる設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。

東海第二発電所(b) 低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水
残留熱除去系ポンプ及び低圧炉心スプレイ系ポンプの故障等により，原子炉の冷却機能が喪失した場合の可搬型重大事故防止設備（低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水）として，可搬型代替注水大型ポンプ，代替淡水貯槽，可搬型設備用軽油タンク及びタンクロー
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，低圧炉心スプレイ系又は残留熱除去系（Ｃ）を介して原子炉圧力容器へ注水できる設計とする。可搬型代替注水大型ポンプ
は，ディーゼルエンジンにて駆動できる設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプの燃料は，可搬型設備用軽油タンクよりタンクローリを用いて補給できる設計とする。

・B 格納容器スプレイポンプ

具体的な設備は，以下のとおりとする。

・燃料取替用水タンク

・可搬型代替注水大型ポンプ

原子炉格納容器スプレイ設備を構成する B 格納容器スプレイ冷却器は，設計基準事故対処設

・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）

備の一部を流路として使用することから，流路に係る機能について重大事故等対処設備として・可搬型設備用軽油タンク（10.2 代替電源設備）の設計を行う。その他，設計基準事故対処設備である非常用電源設備のディーゼル発電機並び・タンクローリ（10.2 代替電源設備）に 1 次冷却設備の蒸気発生器，1 次冷却材ホンプ，原子炉容器及び加圧器を重大事故等対処設

その他，設計基準事故対処設備である原子炉圧力容器を重大事故等対処設備として使用す

備として使用する。
ii. 常設電動注入ポンプによる代替炉心注入る。
代替淡水貯槽又は複数の淡水源（高所淡水池，北側淡水池）の淡水が枯渇した場合は，防運転中の 1 次冷却材喪失事象時において，余熱除去ポンプ及び高圧注入ポンプの故障等によ潮堤内側の取水箇所（ＳＡ用海水ポンプピット）から，可搬型代替注水大型ポンプを用いてり炉心注水機能が喪失した場合の常設重大事故防止設備(常設電動注入ポンプによる代替炉心補給可能な設計とする。系統の詳細については，「9.12 重大事故等の収束に必要となる水の注入)として，常設電動注入ポンプ，非常用炉心冷却設備の燃料取替用水タンク及び 2 次系補供給設備」に示す。

給水設備の復水タンクを使用する。
燃料取替用水タンク又は復水タンクを水源とした常設電動注入ポンプは，格納容器スプレイ
系統と余熱除去系統間のタイラインにより炉心へ注水できる設計とする。常設電動注入ポンプ
は，ディーゼル発電機に加えて，代替電源設備である大容量空冷式発電機より重大事故等対処
用変圧器受電盤及び重大事故等対処用変圧器盤を経由して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。
・常設電動注入ポンプ
・燃料取替用水タンク
・復水タンク・大容量空冷式発電機(10.2 代替電源設備)
・重大事故等対処用変圧器受電盤(10.2 代替電源
設備)・重大事故等対処用変圧器盤(10.2 代替電源設
備)
その他，設計基準事故対処設備である非常用電源設備のディーゼル発電機並びに 1 次冷却設

2

備考
代替設備数の相違

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

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玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備の蒸気発生器，1 次冷却材ポンブ，原子炉容器及び加圧器を重大事故等対処設備として使用する。
iii. 可搬型ディーゼル注入ホンプによる代替炉心注入
運転中の 1 次冷却材喪失事象時において，余熱除去ポンプ及び高圧注入ポンプの故障等により炉心注水機能が喪失した場合の可搬型重大事故防止設備(可搬型ディーゼル注入ポンプによる代替炉心注入)として，可搬型ディーゼル注入ポンプ，中間受槽，燃料油貯蔵タンク及びタ
ンクローリを使用する。
中間受槽を水源とした可搬型ディーゼル注入ポンプは，格納容器スブレイ系統と余熱除去系
統間のタイラインにより炉心へ注水できる設計とする。可搬型ディーゼル注入ポンプは，ディーゼルエンジンにて駆動できる設計とする。
可搬型ディーゼル注入ポンプの燃料は，燃料油貯蔵タンクよりタンクローリを用いて補給できる設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。
・可搬型ディーゼル注入ポンプ(3 号及び 4 号炉共用)・中間受槽(3 号及び 4 号炉共用)
・燃料油貯蔵タンク(重大事故等時のみ 3 号及び 4 号炉共用)(10.2 代替電源設備)
・タンクローリ (3 号及び 4 号炉共用)(10.2 代替電源設備)
その他，設計基準事故対処設備である 1 次冷却設備の蒸気発生器，1 次冷却材ポンプ，
原子炉容器及び加圧器を重大事故等対処設備として使用する。
(c) 代替再循環
i. B 格納容器スプレイポンプによる代替再循環
運転中の 1 次冷却材喪失事象時において，余熱除去ポンプ又は余熱除去冷却器の故障等により再循環運転による原子炉冷却機能が喪失した場合の重大事故防止設備(B 格納容器スプレイ
ポンプによる代替再循環)として，原子炉格納容器スブレイ設備の B 格納容器スブレイボンブ
及び B 格納容器スプレイ冷却器並びに格納容器再循環サンプ及び格納容器再循環サンプスク
リーンを使用する。
格納容器再循環サンプを水源とした B 格納容器スプレイポンプは，B 格納容器スアレイ冷却器を介して代替再循環できる設計とする。格納容器再循環サンプスクリーンは，高圧注入ポン
プ，余熱除去ポンプ及び格納容器スプレイポンプの有効吸込水頭を確保できる設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。
・B 格納容器スプレイポンプ
・格納容器再循環サンプ
・格納容器再循環サンプスクリーン・B 格納容器スプレイ冷却器
その他，設計基準事故対処設備である非常用電源設備のディーゼル発電機並びに 1 次冷却設
備の蒸気発生器，1 次冷却材ポンプ，原子炉容器及び加圧・器を重大事故等対処設備として使3

備考

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所用する。
(d) 再循環i. 高圧注入ポンプによる高圧再循環
運転中の 1 次冷却材喪失事象時において，余熱除去ポンプ又は余熱除去冷却器の故障等により再循環運転による原子炉冷却機能が喪失した場合の重大事故防止設備(高圧注入ポンプによる高圧再循環)として，非常用炉心冷却設備の高圧注入系の高圧注入ポンプ並びに格納容器再循環サンプ及び格納容器再循環サンプスクリーンを使用する。
格納容器再循環サンプを水源とした高圧注入ホンプは，安全注入系統により再循環でき，原子炉格納容器内の冷却と併せて原子炉を冷却できる設計とする。格納容器再循環サンプスクリ
ーンは，高圧注入ポンプ，余熱除去ポンプ及び格納容器スプレイボンアの有効吸込水頭を確保できる設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。
・高圧注入ポンプ
・格納容器再循環サンプ
・格納容器再循環サンプスクリーン
その他，設計基準事故対処設備である非常用電源設備のディーゼル発電機並びに 1 次冷却設
備の蒸気発生器，1 次冷却材ポンプ，原子炉容器及び加圧器を重大事故等対処設備として使用する。
(e) 格納容器再循環サンブスクリーン閉塞の徴候が見られた場合に用いる設備i.

高圧注入ポンプによる炉心注入
運転中の 1 次冷却材喪失事象時において，余熱除去ポンプ若しくは高圧注入ポンプによる再循環運転又は B 格納容器スプレイボンフによる代替再循環運転で格納容器再循環サンブスク
リーン閉塞の徴候が見られた場合又は格納容器再循環サンプ外隔離弁の故障等により再循環運転による原子炉の冷却機能が喪失した場合の重大事故防止設備(高圧注入ポンプによる炉心注入)として，非常用炉心冷却設備のうち高圧注入系の高圧注入ポンプ及び燃料取替用水タンクを使用する。
燃料取替用水タンクを水源とした高圧注入ポンプは，安全注入系統により炉心へ注水できる設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。
・高圧注入ポンプ・燃料取替用水タンク
その他，設計基準事故対処設備である非常用電源設備のディーゼル発電機並びに 1 次冷却設
備の蒸気発生器，1 次冷却材ポンプ，原子炉容器及び加圧器を重大事故等対処設備として使用する。
ii. 充てんポンプによる炉心注入
運転中の 1 次冷却材喪失事象時において，余熱除去ポンプ若しくは高圧注入ポンプによる再4

備考赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

循環運転又は B 格納容器スプレイポンプによる代替再循環運転で格納容器再循環サンブスク
リーン閉塞の徴候が見られた場合又は格納容器再循環サンプ外隔離弁の故障等により再循環運転による原子炉の冷却機能が喪失した場合の重大事故防止設備(充てんポンプによる炉心注入)は，「5.6.2(1)a.(a)i. 充てんポンプによる炉心注入」と同じである。
iii. B 格納容器スプレイポンプによる代替炉心注入
運転中の 1 次冷却材喪失事象時において，余熱除去ボンプ若しくは高圧注入ポンプによる再循環運転又は B 格納容器スプレイポンプによる代替再循環運転で格納容器再循環サンブスク
リーン閉塞の徴候が見られた場合又は格納容器再循環サンプ外隔離弁の故障等により再循環運転による原子炉の冷却機能が喪失した場合の重大事故防止設備(B 格納容器スプレイポンプによる代替炉心注入)は，「5.6.2(1)a.(b)i. B 格納容器スプレイポンプによる代替炉心注入」と同じである。
iv. 常設電動注入ポンプによる代替炉心注入
運転中の 1 次冷却材喪失事象時において，余熱除去ポンプ若しくは高圧注入ポンプによる再循環運転又は B 格納容器スプレイポンプによる代替再循環運転で格納容器再循環サンブスク
リーン閉塞の徴候が見られた場合又は格納容器再循環サンプ外隔離弁の故障等により再循環運転による原子炉の冷却機能が喪失した場合の常設重大事故防止設備(常設電動注入ポンプによる代替炉心注入)は，「5.6.2(1)a.(b)ⅱ. 常設電動注入ポンプによる代替炉心注入」と同

じである。
v.

可搬型ディーゼル注入ポンプによる代替炉心注入
運転中の 1 次冷却材喪失事象時において，余熱除去ポンプ若しくは高圧注入ポンプによる再循環運転又は B 格納容器スプレイポンプによる代替再循環運転で格納容器再循環サンプスク
リーン閉塞の徴候が見られた場合又は格納容器再循環サンプ外隔離弁の故障等により再循環運転による原子炉の冷却機能が喪失した場合の可搬型重大事故防止設備(可搬型ディーゼル注
入ポンプによる代替炉心注入)は，「5.6.2(1)a.(b)ⅲ. 可搬型ディーゼル注入ポンプによる代替炉心注入」と同じである。
b.

サポート系故障時に用いる設備(a) 代替炉心注入i.

常設電動注入ポンプによる代替炉心注入

ｂ．サポート系故障時に用いる設備(a) 常設代替交流電源設備による残留熱除去系（低圧注水系）の復旧
全交流動力電源喪失等によるサポート系の故障により，残留熱除去系（低圧注水系）が原

運転中の 1 次冷却材喪失事象時において，全交流動力電源又は原子炉補機冷却機能が喪失し子炉の冷却機能を喪失した場合の重大事故等対処設備（常設代替交流電源設備による残留熱た場合の常設重大事故防止設備(常設電動注入ポンプによる代替炉心注入)として，常設電動注除去系（低圧注水系）の復旧）として，常設代替高圧電源装置，残留熱除去系ポンプ，残留入ポンプ，非常用炉心冷却設備の燃料取替用水タンク及び 2 次系補給水設備の復水タンクを使

熱除去系熱交換器，サプレッション・プール，残留熱除去系海水ポンプ又は緊急用海水ポン用する。燃料取替用水タンク又は復水タンクを水源とした常設電動注入ポンプは，格納容器ス

プを使用する。

プレイ系統と余熱除去系統間のタイラインにより炉心へ注水できる設計とする.常設電動注入

サプレッション・プールを水源とする残留熱除去系ポンプは，常設代替交流電源設備であポンプは，代替電源設備である大容量空冷式発電機より重大事故等対処用変圧器受電盤及び重る常設代替高圧電源装置からの給電により機能を復旧し，残留熱除去系熱交換器を介してサ

大事故等対処用変圧器盤を経由して給電できる設計とする。

プレッション・プール水を冷却し，原子炉圧力容器へ注水できる設計とする。

5

備考赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉
具体的な設備は，以下のとおりとする。
・常設電動注入ポンプ

東海第二発電所
残留熱除去系（低圧注水系）に使用する残留熱除去系熱交換器の冷却水は，残留熱除去系
海水系の残留熱除去系海水ポンプ又は緊急用海水ポンプにより供給できる設計とする。

・燃料取替用水タンク

具体的な設備は，以下のとおりとする。

・復水タンク

・残留熱除去系ポンプ

・大容量空冷式発電機(10.2 代替電源設備)

・残留熱除去系熱交換器・重大事故等対処用変圧器受電盤(10.2 代替電源設備)

・サプレッション・プール（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）

・重大事故等対処用変圧器盤(10.2 代替電源設備)

・残留熱除去系海水ポンプ

その他，設計基準事故対処設備である 1 次冷却設備の蒸気発生器，1 次冷却材ポンプ，原子炉容器及び加圧器を重大事故等対処設備として使用する。

・緊急用海水ポンプ
・常設代替高圧電源装置（10.2 代替電源設備）
その他，緊急用海水ポンプの流路として非常用取水設備のＳＡ用海水ピット取水塔，海水ii. B 充てんポンプによる代替炉心注入
運転中の 1 次冷却材喪失事象時において，全交流動力電源又は原子炉補機冷却機能が喪失した場合の常設重大事故防止設備(B 充てんポンプによる代替炉心注入)として，化学体積制御設
備の B 充てんポンプ及び非常用炉心冷却設備の燃料取替用水タンクを使用する。

引込み管及びＳＡ用海水ピットを，残留熱除去系海水ポンプの流路として非常用取水設備の貯留堰及び取水路を使用する。
設計基準事故対処設備である原子炉圧力容器は重大事故等対処設備として使用する。
(b) 常設代替交流電源設備による低圧炉心スプレイ系の復旧

燃料取替用水タンクを水源とする B 充てんポンプは，自己冷却ラインを用いることにより運

全交流動力電源喪失等によるサポート系の故障により，低圧炉心スプレイ系が原子炉の冷転でき，炉心へ注水できる設計とする。B 充てんポンプは，代替電源設備である大容量空冷式

却機能を喪失した場合の重大事故等対処設備（常設代替交流電源設備による低圧炉心スプレ

発電機から給電できる設計とする。

イ系の復旧）として，常設代替高圧電源装置，低圧炉心スプレイ系ポンプ，サプレッション・

具体的な設備は，以下のとおりとする.
・B 充てんポンプ

プールを使用する。
サプレッション・プールを水源とした低圧炉心スプレイ系ポンプは，常設代替交流電源設

・燃料取替用水タンク備である常設代替高圧電源装置からの給電により機能を復旧し，原子炉圧力容器へ注水でき・大容量空冷式発電機(10.2 代替電源設備)

る設計とする。

化学体積制御設備を構成する再生熱交換器は，設計基準事故対処設備の一部を流路として使

具体的な設備は，以下のとおりとする。

用することから，流路に係る機能について重大事故等対処設備としての設計を行う。その他，・低圧炉心スプレイ系ポンプ

設計基準事故対処設備である 1 次冷却設備の蒸気発牛器，1 次冷却材ポンプ，原子炉容器及び・サプレッション・プール（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）

加圧器を重大事故等対処設備として使用する，・残留熱除去系海水ポンプ

iii. 可搬型ディーゼル注入ポンプによる代替炉心注入
運転中の 1 次冷却材喪失事象時において，全交流動力電源又は原子炉補機冷却機能が喪失し・緊急用海水ポンプ
・常設代替高圧電源装置（10.2 代替電源設備）た場合の可搬型重大事故防止設備(可搬型ディーゼル注入ポンプによる代替炉心注入)は，その他，緊急用海水ポンプの流路として非常用取水設備のＳＡ用海水ピット取水塔，海水「5.6.2(1)a.(b)iii. 可搬型ディーゼル注入ポンプによる代替炉心注入」と同じである。

引込み管及びＳＡ用海水ピットを使用し，残留熱除去系海水ポンプの流路として非常用取水(b) 代替再循環
i. B 高圧注入ポンアによる代替再循環

設備の貯留堰及び取水路を使用する。
設計基準事故対処設備である原子炉圧力容器は重大事故等対処設備として使用する。

運転中の 1 次冷却材喪失事象時において，全交流動力電源又は原子炉補機冷却機能が喪失した場合の重大事故防止設備(B 高圧注入ポンプによる代替再循環)として，非常用炉心冷却設備のうち高圧注入系の B 高圧注入ポンプ並びに移動式大容量ポンプ車，燃料油貯蔵タンク，タンクローリ，格納容器再循環サンプ及び格納容器再循環サンブスクリーンを使用する。
海を水源とする移動式大容量ポンプ車は，A，B 海水ストレーナブロー配管に可搬型ホースを6

備考

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

接続，又は海水母管戻り配管を取り外して可搬型ホースを接続し，原子炉補機冷却水系統を介して，B 高圧注入ホンプの補機冷却水系統へ海水を直接供給することで，代替補機冷却ができる設計とする。B 高圧注入ポンプは，代替補機冷却を用いることで格納容器再循環サンブを水

表現の相違。

源とした代替再循環ができ，原子炉格納容器内の冷却と併せて原子炉を冷却できる設計とする。格納容器再循環サンプスクリーンは，高圧注入ホンブ，余熱除去ポンプ及び格納容・器ス
プレイボンプの有効吸込水頭を確保できる設計とする。B 高圧注入ポンプは，代替電源設備である大容量空冷式発電機から給電できる設計とする。
移動式大容量ポンプ車の燃料は，燃料油貯蔵タンクよりタンクローリを用いて補給できる設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。
・B 高圧注入ポンプ
・移動式大容量ポンプ車(3 号及び 4 号炉共用)
・燃料油貯蔵タンク(重大事故等時のみ 3 号及び 4 号炉共用)(10.2 代替電源設備)
・タンクローリ (3 号及び 4 号炉共用)(10.2 代替電源設備)
・格納容器再循環サンプ

フロントライン系設備の相違。

・格納容器再循環サンプスクリーン・大容量空冷式発電機(10.2 代替電源設備)
原子炉補機冷却海水設備を構成する A，B 海水ストレーナ及び原子炉補機冷却水設備を構成する A 原子炉補機冷却水冷却器は，設計基準事故対処設備の一部を流路として使用することか
ら，流路に係る機能にっいて重大事故等対処設備としての設計を行う。その他，設計基準事故対処設備である 1 次冷却設備の蒸気発生器，1 次冷却材ポンプ，原子炉容器及び加圧器並びに
非常用取水設備の取水口，取水管路及び取水ピットを重大事故等対処設備として使用する。
c,

溶融デブリが原子炉容器に残存する場合に用いる設備

ｃ．溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合に用いる設備

炉心の著しい損傷，溶融が発生した場合において，原子炉容器に残存溶融デブリが存在する

炉心の著しい損傷，溶融が発生した場合において，原子炉圧力容器内に溶融炉心が残存する

場合，原子炉格納容器水張り(格納容器スプレイ)により残存溶融デブリを冷却し，原子炉格納場合，溶融炉心を冷却し格納容器の破損を防止するための設備として，以下の重大事故等対処

容器の破損を防止するための設備として以下の重大事故等対処設備(格納容器スプレイ及び代設備（低圧代替注水系（常設）による残存溶融炉心の冷却及び低圧代替注水系（可搬型）によ

替格納容器スプレイ)を設ける。

る残存溶融炉心の冷却）を設ける。

(a) 格納容器スプレイ
重大事故等対処設備(格納容器スプレイ)として，原子炉格納容器スプレイ設備の格納容器ス
プレイポンプ及び非常用炉心冷却設備の燃料取替用水タンクを使用する。
燃料取替用水タンクを水源とした格納容器スブレイポンプは，原子炉格納容器内上部にあるスプレイリングのスプレイノズルより注水できる設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする.

(a) 低圧代替注水系（常設）による残存溶融炉心の冷却
炉心の著しい損傷，溶融が発生した場合において，原子炉圧力容器内に溶融炉心が残存する場合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残存溶融炉心の冷却）は，「5.9.2(1)ａ．(a) 低圧代替注水系（常設）による原子炉注水」と同じである。
(b) 低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉心の冷却
炉心の著しい損傷，溶融が発生した場合において，原子炉圧力容器内に溶融炉心が残存す

・格納容器スブレイポンプ

る場合の重大事故等対処設備（低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉心の冷却）は，・燃料取替用水タンク「5.9.2(1)ａ．(b) 低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水」と同じである。

7

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉
原子炉格納容器スプレイ設備を構成する格納容器スプレイ冷却器は，設計基準事故対処設備

東海第二発電所(c) 代替循環冷却系による残存溶融炉心の冷却の一部を流路として使用することから，流路に係る機能について重大事故等対処設備としての炉心の著しい損傷，溶融が発生した場合において，原子炉圧力容器内に溶融炉心が残存す設計を行う。その他，設計基準事故対処設備である非常用電源設備のディーゼル発電機及び原る場合の重大事故等対処設備（代替循環冷却系による残存溶融炉心の冷却）として，代替循

子炉格納施設の原子炉格納容器を重大事故等対処設備として使用する。

環冷却系ポンプ，サプレッション・プール，残留熱除去系熱交換器（Ａ）及び緊急用海水ポ(b) 代替格納容器スプレイ
重大事故等対処設備(代替格納容器スプレイ)として，常設電動注入ポンプ，非常用炉心冷却設備の燃料取替用水タンク及び 2 次系補給水設備の復水タンクを使用する。
燃料取替用水タンク又は復水タンクを水源とする常設電動注入ポンプは，格納容器スブレイ系統を介して，原子炉格納容器内上部にあるスプレイリングのスブレイノズルより注水できる設計とする。常設電動注入ホンブは，ディーゼル発電機に加えて，代替電源設備である大容量空冷式発電機より重大事故等対処用変圧器受電盤及び重大事故等対処用変圧器盤を経由して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，

ンプ又は残留熱除去系海水ポンプを使用する。
サプレッション・プールを水源とする代替循環冷却系ポンプは，残留熱除去系（Ａ）の残留熱除去系熱交換器（Ａ）を介してサプレッション・プール水を原子炉圧力容器へ注水する
残留熱除去系熱交換器（Ａ）の冷却用海水は，緊急用海水系の緊急用海水ポンプ又は残留熱除去系海水系の残留熱除去系海水ポンプからの海水を使用する。
代替循環冷却系ポンプ及び緊急用海水ポンプは，常設代替交流電源設備である常設代替高圧電源装置より受電できる設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。
・代替循環冷却系ポンプ・燃料取替用水タンク

・残留熱除去系熱交換器（Ａ）

・復水タンク・サプレッション・プール（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）

・大容量空冷式発電機(10.2 代替電源設備)

・残留熱除去系海水ポンプ・重大事故等対処用変圧器受電盤(10.2 代替電源設備)

・緊急用海水ポンプ・重大事故等対処用変圧器盤(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）

設の原子炉格納容器を重大事故等対処設備として使用する。

代替循環冷却系の流路として，設計基準事故対処設備である残留熱除去系ポンプ（Ａ）を重大事故等対処設備として使用することから，流路として設計する。その他，緊急用海水ポ
ンプの流路として非常用取水設備のＳＡ用海水ピット取水塔，海水引込み管及びＳＡ用海水ピットを使用し，残留熱除去系海水ポンプの流路として貯留堰及び取水路を使用する。
設計基準事故対処設備である原子炉圧力容器は重大事故等対処設備として使用する。
代替循環冷却系による残存溶融炉心の冷却のための設備の系統概要図を第 5.9−6 図に示す。

d,

原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時において発電用原子炉の冷却機能が喪失していない場

ｄ．設計基準事故対処設備による原子炉注水合における発電用原子炉の冷却原子炉を冷却し，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損

原子炉の冷却等のための設備として，設計基準事故対処設備の機能が喪失していない場合にを防止するための設備として以下の重大事故等対処設備(余熱除去ホンプによる炉心注入及びおいて，原子炉を冷却し，炉心の著しい損傷及び格納容器の破損を防止するための設備として，余熱除去ホンプによる低圧再循環)を設ける。

以下の設計基準事故対処設備を重大事故等対処設備（残留熱除去系（低圧注水系）による原子(a) 余熱除去ポンプによる炉心注入

炉注水及び低圧炉心スプレイ系による原子炉注水として使用する。

運転中の 1 次冷却材喪失事象時において，余熱除去ポンプ及び燃料取替用水タンクによる原(a) 残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水

子炉冷却機能が喪失していない場合の重大事故等対処設備(余熱除去ポンプによる炉心注入)

原子炉冷却材喪失事故時において，残留熱除去系ポンプ及びサプレッション・プールによとして，非常用炉心冷却設備のうち低圧注入系の余熱除去ポンプ及び燃料取替用水タンクを使る原子炉の冷却機能が喪失していない場合の重大事故等対処設備（残留熱除去系（低圧注水用する。

系）による原子炉注水）として，残留熱除去系ポンプ，残留熱除去系熱交換器，サプレッシ

燃料取替用水タンクを水源とした余熱除去ポンプは，低圧注入系統により炉心へ注水できる

表現の相違。

ことにより，残存溶融炉心を冷却できる設計とする。

・常設電動注入ポンプ

その他，設計基準事故対処設備である非常用電源設備のディーゼル発電機及び原子炉格納施

備考ョン・プール及び残留熱除去系海水ポンプを使用する。

8

フロントライン系設備の相違。

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。
・余熱除去ポンプ・燃料取替用水タンク
非常用炉心冷却設備のうち低圧注入系を構成する余熱除去冷却器は，設計基準事故対処設備

東海第二発電所
サプレッション・プールを水源とした残留熱除去系ポンプは，残留熱除去系熱交換器を介して，サプレッション・プール水を冷却し，原子炉圧力容器へ注水できる設計とする。
残留熱除去系（低圧注水系）に使用する残留熱除去系熱交換器の冷却用海水は残留熱除去
系海水系の残留熱除去系海水ポンプより供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。

の一部を流路として使用することから，流路に係る機能にっいて重大事故等対処設備としての・残留熱除去系ポンプ設計を行う。その他，設計基準事故対処設備である非常用電源設備のディーゼル発電機並びに・残留熱除去系熱交換器

1 次冷却設備の蒸気発生器，1 次冷却材ポンプ，原子炉容器及び加圧器を重大事故等対処設備

・サプレッション・プール（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）として使用する。

・残留熱除去系海水ポンプ(b) 余熱除去ポンプによる低圧再循環
運転中の 1 次冷却材喪失事象時において，余熱除去ポンプ及び余熱除去冷却器による原子炉
冷却機能が喪失していない場合の重大事故等対処設備(余熱除去ホンプによる低圧再循環)として，非常用炉心冷却設備のうち低圧注入系の余熱除去ポンプ及び余熱除去冷却器並びに格納
容器再循環サンプ及び格納容器再循環サンプスクリーンを使用する。
格納容器再循環サンブを水源とした余熱除去ポンプは，余熱除去冷却器を介して再循環ができる設計とする。格納容器再循環サンブスクリーンは，高圧注入ホンブ'，余熱除去ポンプ及び格納容器スブレイポンプの有効吸込水頭を確保できる設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。

その他，非常用取水設備の貯留堰，取水路を使用し，設計基準事故対処設備である原子炉圧
力容器を重大事故等対処設備として使用する。
(b) 低圧炉心スプレイ系による原子炉注水
原子炉冷却材喪失事故時において，低圧炉心スプレイ系ポンプ及びサプレッション・プー
ルによる原子炉の冷却機能が喪失していない場合の重大事故等対処設備（低圧炉心スプレイ系による原子炉注水）として，低圧炉心スプレイ系ポンプ，サプレッション・プールを使用する。
サプレッション・プールを水源とした低圧炉心スプレイ系ポンプは，低圧炉心スプレイ系
を介して原子炉圧力容器へ注水できる設計とする。

・余熱除去ポンプ

具体的な設備は，以下のとおりとする。

・余熱除去冷却器

・低圧炉心スプレイ系ポンプ

・格納容器再循環サンプ

・サプレッション・プール

・格納容器再循環サンプスクリーン・残留熱除去系海水ポンプ

その他，設計基準事故対処設備である非常用電源設備のディーゼル発電機並びに 1 次冷却設

その他，残留熱除去系海水ポンプの流路として非常用取水設備の貯留堰，取水路を使用し，備の蒸気発生器，1 次冷却材ポンフ，原子炉容器及び加圧器を重大事故等対処設備として使用

設計基準事故対処設備である原子炉圧力容器を重大事故等対処設備として使用する。残留熱する。

除去系海水ポンプからの海水は，低圧炉心スプレイ系ポンプの冷却用海水として使用する。

(2) 1 次冷却材喪失事象が発生していない場合に用いる設備
原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備のうち，原子炉を冷却し，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するための設備として以下の重大事故防止設備(蒸気発生器 2 次側による炉心冷却(注水)，蒸気発生器 2 次側による炉心冷却(蒸気放出)及び蒸気発生器 2 次側のフィードアンドブリード)を設ける。
a. フロントライン系故障時に用いる設備(a) 蒸気発牛器 2 次側による炉心冷却(注水)
運転中において余熱除去ポンプ又は余熱除去冷却器の故障等により余熱除去設備による崩壊熱除去機能が喪失した場合の重大事故防止設備(蒸気発生器 2 次側による炉心冷却(注水))として，給水設備の電動補助給水ポンプ及びタービン動補助給水ポンプ並びに 2 次系補給水設備の復水タンク並びに 1 次冷却設備の蒸気発生器を使用する。

9

備考

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

復水タンクを水源とした電動補助給水ポンプ又はタービン動補助給水ポンプは，蒸気発生器へ給水し，主蒸気逃がし弁を開操作することで，2 次冷却系からの除熱により原子炉を冷却できる設計とする。電動補助給水ポンプは，ディーゼル発電機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。
・電動補助給水ポンプ
・タービン動補助給水ポンプ
・復水タンク・蒸気発生器その他，設計基準事故対処設備である非常用電源設備のディーゼル発電機を重大事故等対処
設備として使用する。
(b) 蒸気発生器 2 次側による炉心冷却(蒸気放出)
運転中において余熱除去ホンブ又は余熱除去冷却器の故障等により余熱除去設備による崩壊熱除去機能が喪失した場合の重大事故防止設備(蒸気発生器 2 次側による炉心冷却(蒸気放出))として，主蒸気系統設備の主蒸気逃がし弁を使用する。
主蒸気逃がし弁を開操作することで 2 次冷却系からの除熱により原子炉を冷却できる設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする,・主蒸気逃がし弁(c) 蒸気発生器 2 次側のフィードアンドブリード
運転中において余熱除去ホンブ又は余熱除去冷却器の故障等により余熱除去設備による崩壊熱除去機能が喪失した場合の重大事故防止設備(蒸気発生器 2 次側のフィードアンドブリード)
として，給水設備の電動補助給水ポンプ，2 次系補給水設備の復水タンク及び 1 次冷却設備の蒸気発牛器を使用する。
復水タンクを水源とした電動補助給水ポンプは，蒸気発生器へ給水することで，蒸気発生器 2次側からの除熱により原子炉を冷却できる設計とする。電動補助給水ポンプは，ディーゼル発電機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。
・電動補助給水ポンプ
・復水タンク・蒸気発生器その他，設計基準事故対処設備である非常用電源設備のディーゼル発電機を重大事故等対処設備として使用する。
b,

サホート系故障時に用いる設備(a) 蒸気発生器 2 次側による炉心冷却(注水)
運転中において全交流動力電源又は原子炉補機冷却機能が喪失した場合の重大事故防止設
備(蒸気発生器 2 次側による炉心冷却(注水))として，給水設備のタービン動補助給水ポンプ及10

備考

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

び電動補助給水ホンプ並びに 2 次系補給水設備の復水タンク並びに 1 次冷却設備の蒸気発生器を使用する。
復水タンクを水源とした電動補助給水ポンプ又はタービン動補助給水ホンブは，蒸気発生器へ給水し，主蒸気逃がし弁を開操作することで，2 次冷却系からの除熱により原子炉を冷却できる設計とする。電動補助給水ポンプは，代替電源設備である大容量空冷式発電機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，・タービン動補助給水ポンプ
・電動補助給水ポンプ
・復水タンク・蒸気発生器・大容量空冷式発電機(10.2 代替電源設備)(b) 蒸気発生器 2 次側による炉心冷却(蒸気放出)
運転中において全交流動力電源又は原子炉補機冷却機能が喪失した場合の重大事故防止設
備(蒸気発生・器 2 次側による炉心冷却(蒸気放出))として，主蒸気系統設備の主蒸気逃がし弁を使用する。
主蒸気逃がし弁を開操作することで 2 次冷却系からの除熱により原子炉を冷却できる設計とする。また，主蒸気逃がし弁は，現場で人力による弁の操作ができる設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。
・主蒸気逃がし弁(c) 蒸気発生器 2 次側のフィードアンドブリード
運転中において全交流動力電源又は原子炉補機冷却機能が喪失した場合の重大事故防止設
備(蒸気発生器 2 次側のフィードアンドブリード)として，給水設備の電動補助給水ホンブ，2
次系補給水設備の復水タンク及び 1 次冷却設備の蒸気発生器を使用する。
復水タンクを水源とした電動補助給水ポンプは，蒸気発生器へ給水することで，蒸気発生器
2 次側からの除熱により原子炉を冷却できる設計とする，電動補助給水ポンプは，代替電源設備である大容量空冷式発電機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。
・電動補助給水ポンプ
・復水タンク・蒸気発生器・大容量空冷式発電機(10.2 代替電源設備)(3) 運転停止中の場合に用いる設備(2) 原子炉運転停止中の場合に用いる設備

原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備のうち，原子炉

原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧時に原子炉を冷却するための設備のうち，原子炉を冷却を冷却し，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するための設備として以下の重し，炉心の著しい損傷及び格納容器の破損を防止するため，以下の可搬型重大事故防止設備（低大事故防止設備(充てんホンブによる炉心注入，B 格納容器スプレイポンプによる代替炉心注

圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水）を設ける。また，炉心の著しい損傷に至るまでの時

11

備考赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

入，B 格納容器スプレイポンプによる代替再循環，高圧注入ポンプによる高圧再循環，高圧注間的余裕のない場合に対応するために，常設重大事故防止設備（低圧代替注水系（常設）による入ポンプによる炉心注入，B 高圧注入ポンプによる代替再循環，蒸気発牛器 2 次側による炉心

原子炉注水）を設ける。

備考

冷却(注水)，蒸気発牛器 2 次側による炉心冷却(蒸気放出)及び蒸気発生器 2 次側のフィードア
ンドブリード)及び可搬型重大事故防止設備(可搬型ディーゼル注入ポンプによる代替炉心注入)を設ける。また，炉心の著しい損傷に至るまでの時間的余裕のない場合に対応するために，
常設重大事故防止設備(常設電動注入ポンプによる代替炉心注入及び B 充てんポンプによる代替炉心注入)を設ける。
a,

フロントライン系故障時に用いる設備

ａ．フロントライン系故障時に用いる設備(a) 低圧代替注水系（常設）による原子炉注水(a) 炉心注入
i. 充てんポンブによる炉心注入

原子炉運転停止中において，残留熱除去系ポンプの故障等により，残留熱除去系による原運転停止中において余熱除去ポンプ又は余熱除去冷却器の故障等により余熱除去設備によ子炉の冷却機能が喪失した場合の常設重大事故防止設備（低圧代替注水系（常設）による原る崩壊熱除去機能が喪失した場合の重大事故防止設備(充てんポンプによる炉心注入)は，

子炉注水）は，「5.9.2 (1)ａ．(a) 低圧代替注水系（常設）による原子炉注水」と同じであ「5.6.2る。

(1)a.(a)i.充てんポンプによる炉心注入」と同じである。

ii. 高圧注入ホンフによる炉心注入(b) 低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水

運転停止中において余熱除去ポンプ又は余熱除去冷却器の故障等により余熱除去設備によ

原子炉運転停止中において，残留熱除去系ポンプの故障等により，残留熱除去系による原る崩壊熱除去機能が喪失した場合の重大事故防止設備(高圧注入ポンプによる炉心注入)は，子炉の冷却機能が喪失した場合の可搬型重大事故防止設備（低圧代替注水系（可搬型）によ「5.6.2

る原子炉注水）は，「5.9.2 (1)ａ．(b) 低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水」と同(1)a.(e)i.高圧注入ポンプによる炉心注入」と同じである。

じである。

(b) 代替炉心注入
i. B 格納容器スプレイポンプによる代替炉心注入
運転停止中において余熱除去ポンブ又は余熱除去冷却器の故障等により余熱除去設備による崩壊熱除去機能が喪失した場合の重大事故防止設備(B 格納容器スブレイポンプによる代替
炉心注入)は，「5.6.2 (1)a.(b)i.B 格納容器スプレイポンプによる代替炉心注入」と同じである。
ii. 常設電動注入ポンフによる代替炉心注入
運転停止中において余熱除去ポンプ又は余熱除去冷却器の故障等により余熱除去設備による崩壊熱除去機能が喪失した場合の常設重大事故防止設備(常設電動注入ボンプによる代替炉
心注入)は，「5.6.2 (1)a,(b)li.常設電動注入ポンプによる代替炉心注入」と同じである。
iii. 可搬型ディーゼル注入ポンプによる代替炉心注入
運転停止中において余熱除去ポンプ又は余熱除去冷却器の故障等により余熱除去設備による崩壊熱除去機能が喪失した場合の可搬型重大事故防止設備(可搬型ディーゼル注入ポンプによる代替炉心注入)は，「5.6.2(1)a.(b)lii.可搬型ディーゼル注入ポンプによる代替炉心注入」と同じである。

設備の相違。

(c) 代替再循環
i. B 格納容器スプレイポンプによる代替再循環
運転停止中において余熱除去ポンプ又は余熱除去冷却器の故障等により余熱除去設備による崩壊熱除去機能が喪失した場合の重大事故防止設備(B 格納容器スプレイホンプによる代替

12

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考再循環)は，「5.6.2 (1)a,(c)i.B 格納容器スプレイポンプによる代替再循環」と同じである。
(d) 再循環i. 高圧注入ポンプによる高圧再循環
運転停止中において余熱除去ポンプ又は余熱除去冷却器の故障等により余熱除去設備による崩壊熱除去機能が喪失した場合の重大事故防止設備(高圧注入ポンプによる高圧再循環)は，「5.6.2(1)a.(d)i.高圧注入ポンフによる高圧再循環」と同じである。

(e) 蒸気発生器 2 次側による炉心冷却(注水)
運転停止中において余熱除去ポンプ又は余熱除去冷却器の故障等により余熱除去設備による崩:壊熱除去機能が喪失した場合の重大事故防止設備(蒸気発生器 2 次側による炉心冷却(注水))は，「5.6.2 (2)a.(a)蒸気発生器 2 次側による炉心冷却(注水)」と同じである。
(f) 蒸気発生器 2 次側による炉心冷却(蒸気放出)
運転停止中において余熱除去ポンプ又は余熱除去冷却器の故障等により余熱除去設備による崩壊熱除去機能が喪失した場合の重大事故防止設備(蒸気発生器 2 次側による炉心冷却(蒸気放出))は，「5.6.2 (2)a.(b)蒸気発生器 2 次側による炉心冷却(蒸気放出)」と同じである。
(g) 蒸気発生器 2 次側のフィードアンドブリード
運転停止中において余熱除去ポンア又は余熱除去冷却器の故障等により余熱除去設備による崩壊熱除去機能が喪失した場合の重大事故防止設備(蒸気発生器 2 次側のフィードアンドブ
リード)は，「5.6.2 (2)a.(c)蒸気発生器 2 次側のフィードアンドブリード」と同じである。
b.

サポート系故障時に用いる設備(a) 代替炉心注入
i. 常設電動注入ポンプによる代替炉心注入

ｂ．サポート系故障時に用いる設備(a) 常設代替交流電源設備による残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の復旧
原子炉運転停止中において，全交流動力電源喪失により残留熱除去系が原子炉の冷却機能運転停止中において全交流動力電源又は原子炉補機冷却機能が喪失した場合の常設重大事を喪失した場合の重大事故等対処設備（常設代替交流電源設備による残留熱除去系（原子炉

故防止設備(常設電動注入ポンプによる代替炉心注入)は，「5.6.2 (1)b.(a)i.常設電動注入ポ

停止時冷却系）の復旧）として，常設代替高圧電源装置，残留熱除去系ポンプ，残留熱除去

ンプによる代替炉心注入」と同じである。

系熱交換器及び残留熱除去系海水ポンプを使用する。

ii. B 充てんホンプによる代替炉心注入
運転停止中において全交流動力電源又は原子炉補機冷却機能が喪失した場合の常設重大事
故防止設備(B 充てんポンプによる代替炉心注入)は，「5.6.2 (1)b.(a)il.B 充てんボンプによる代替炉心注入」と同じである。
iii. 可搬型ディーゼル注入ホンブによる代替炉心注入
運転停止中において全交流動力電源又は原子炉補機冷却機能が喪失した場合の可搬型重大事故防止設備(可搬型ディーゼル注入ポンプによる代替炉心注入)は，「5.6.2(1)a.(b)iti. 可
搬型ディーゼル注入ポンプによる代替炉心注入」と同じである。
(b) 代替再循環
i. B 高圧注入ポンプによる代替再循環
運転停止中において全交流動力電源又は原子炉補機冷却機能が喪失した場合の重大事故防止設備(B 高圧注入ポンプによる代替再循環)は，「5.6.2(1)b.(b)i.B 高圧注入ポンプによる代残留熱除去系ポンプは，常設代替交流電源設備である常設代替高圧電源装置からの給電により機能を復旧し，原子炉圧力容器内の水を，残留熱除去系熱交換器を介して注水すること
で，原子炉の除熱が可能な設計とする。
残留熱除去系ポンプ及び残留熱除去系海水ポンプは，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受電できる設計とする。
残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）に使用する残留熱除去系熱交換器の冷却用海水は，残留熱除去系海水系の残留熱除去系海水ポンプより供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。
・残留熱除去系ポンプ
・残留熱除去系熱交換器
・残留熱除去系海水ポンプ
・常設代替高圧電源装置（10.2 代替電源設備）

13

設備の相違。

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所
その他，残留熱除去系海水ポンプの流路として非常用取水設備の貯留堰，取水路を使用し，替再循環」と同じである。

設計基準事故対処設備である原子炉圧力容器を重大事故等対処設備として使用する。

(c) 蒸気発生器 2 次側による炉心冷却(注水)
運転停止中において全交流動力電源又は原子炉補機冷却機能が喪失した場合の重大事故防ｃ．設計基準事故対処設備によるによる原子炉除熱
原子炉運転停止中において原子炉を冷却し，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を止設備(蒸気発生器 2 次側による炉心冷却(注水))は，「5.6.2(2)b.(a) 蒸気発生器 2 次側による炉心冷却(注水)」と同じである。
(d) 蒸気発生器 2 次側による炉心冷却(蒸気放出)
運転停止中において全交流動力電源又は原子炉補機冷却機能が喪失した場合の重大事故防防止するための設備として以下の重大事故等対処設備（残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）
による原子炉除熱）を設ける。
(a) 残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱止設備(蒸気発生器 2 次側による炉心冷却(蒸気放出))は，「5.6.2(2)b.(b) 蒸気発生器 2 次側

原子炉運転停止中における原子炉冷却材喪失事故時に，残留熱除去系ポンプによる残留熱による炉心冷却(蒸気放出)」と同じである。

除去機能が喪失していない場合の重大事故等対処設備（残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）(e) 蒸気発生器 2 次側のフィードアンドブリード

による原子炉除熱）として，残留熱除去系ポンプ，残留熱除去系熱交換器及び残留熱除去系
海水ポンプを使用する。

運転停止中において全交流動力電源又は原子炉補機冷却機能が喪失した場合の重大事故防残留熱除去系ポンプは，残留熱除去系熱交換器を介して，原子炉圧力容器内の冷却水を循止設備(蒸気発牛器 2 次側のフィードアンドブリード)は，「5.6.2(2)b.(c)蒸気発生器 2 次側の環させることで，原子炉の除熱が可能な設計とする。

フィードアンドブリード」と同じである。

具体的な設備は，以下のとおりとする。

(4) 溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下遅延・防止に用いる設備
発電用原子炉の冷却機能が喪失し，炉心の著しい損傷が発生した場合に溶融炉心の原子炉格・残留熱除去系ポンプ

納容器下部への落下を遅延・防止することで原子炉格納容器の破損を防止する設備として以下

・残留熱除去系熱交換器の重大事故等対処設備(高圧注入ポンプによる炉心注入，余熱除去ポンフによる炉心注入，充・残留熱除去系海水ポンプ

てんポンプによる炉心注入，B 格納容器スプレイポンプによる代替炉心注入，常設電動注入ホ

その他，残留熱除去系海水ポンプの流路として非常用取水設備の貯留堰，取水路を使用し，ンブによる代替炉心注入及び B 充てんポンプによる代替炉心注入)を設ける。

設計基準事故対処設備である原子炉圧力容器を重大事故等対処設備として使用する。

a, 交流動力電源及び原子炉補機冷却機能が健全である場合に用いる設備(a) 炉心注入
i. 高圧注入ポンプによる炉心注入
重大事故等対処設備(高圧注入ポンプによる炉心注入)は，「5.6.2(1)a.(e)i. 高圧注入ポ「5.9.2 (1)ｄ．(a) 残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水」に使用する残留熱除去
系ポンプ，残留熱除去系熱交換器，サプレッション・プール及び残留熱除去系海水ポンプ並びに「5.9.2 (1)ｄ．(b) 低圧炉心スプレイ系による原子炉注水」に使用する低圧炉心スプレイ系ポンプによる炉心注入」と同じである。

ンプ及びサプレッション・プール並びに「5.9.2 (2)ｃ．(a) 残留熱除去系（原子炉停止時冷却

ii. 余熱除去ホンプによる炉心注入系）による原子炉除熱」に使用する残留熱除去系ポンプ，残留熱除去系熱交換器及び残留熱除去

重大事故等対処設備(余熱除去ポンプによる炉心注入)として，非常用炉心冷却設備のうち低圧注入系の余熱除去ポンプ及び燃料取替用水タンクを使用する。
燃料取替用水タンクを水源とした余熱除去ポンプは，低圧注入系統により炉心へ注水できる設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。

系海水ポンプは，設計基準事故対処設備であるとともに，重大事故等時においても使用するため，「1.1.7 重大事故等対処設備に関する基本方針」に示す設計方針を適用する。ただし，多様性，位置的分散等を考慮すべき対象の設計基準事故対処設備はないことから，「1.1.7 重大事故等対処設備に関する基本方針」のうち多様性及び位置的分散の設計方針は適用しない。
常設代替高圧電源装置，可搬型設備用軽油タンク，タンクローリについては，「10.2 代替電源・余熱除去ポンプ設備」に示す。原子炉圧力容器については，「5.1 原子炉圧力容器及び一次冷却材設備 5.1.2・燃料取替用水タンク

重大事故等時」に示す。非常用取水設備の貯留堰及び取水路については，「10.8 非常用取水設

非常用炉心冷却設備のうち低圧注入系を構成する余熱除去冷却器は，設計基準事故対処設

備10.8.2 重大事故等時」に示す。

備の一部を流路として使用することから，流路に係る機能について重大事故等対処設備としての設計を行う.その他，設計基準事故対処設備である非常用電源設備のディーゼル発電機
並びに 1 次冷却設備の蒸気発生器，1 次冷却材ポンプ，原子炉容器及び加圧器を重大事故等

14

備考赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所対処設備として使用する。
iii. 充てんポンプによる炉心注入
重大事故等対処設備(充てんポンプによる炉心注入)は，「5.6.2(1)a.(a)i, 充てんポンプによる炉心注入」と同じである。
(b) 代替炉心注入
i. B 格納容器スプレイポンプによる代替炉心注入
重大事故等対処設備(B 格納容器スブレイポンプによる代替炉心注入)は，「5.6.2(1)a.(b)i.
B 格納容器スプレイポンプによる代替炉心注入」と同じである。
ii. 常設電動注入ポンプによる代替炉心注入
重大事故等対処設備(常設電動注入ポンプによる代替炉心注入)は，「5.6.2(1)a.(b)i. 常設
電動注入ポンプによる代替炉心注入」と同じである。
b,

全交流動力電源喪失又は原子炉補機冷却機能喪失時に用いる設備(a) 代替炉心注入
i. B 充てんポンプによる代替炉心注入
全交流動力電源又は原子炉補機冷却機能が喪失した場合の重大事故等対処設備(B 充てんポ
ンプによる代替炉心注入)は，「5.6.2(1)b.(a)ij'. B 充てんホンフによる代替炉心注入」と同じである。
ii. 常設電動注入ポンプによる代替炉心注入
全交流動力電源又は原子炉補機冷却機能が喪失した場合の重大事故等対処設備(常設電動注入ポンプによる代替炉心注入)は，「5.6.2(1)b.(a)i. 常設電動注入ポンプによる代替炉心注入」と同じである。
ディーゼル発電機並びに「5.6.2(1)d.(a) 余熱除去ポンブによる炉心注入」に使用する余熱除去ポンプ及び燃料取替用水タンク並びに「5.6.2(1)d.(b) 余熱除去ポンプによる低圧再循環」に使用する余熱除去ポンプ，余熱除去冷却器，格納容器再循環サンプ及び格納容器再循
環サンプスクリーンは，設計基準事故対処設備であるとともに，重大事故等時においても使用するため，「1.1.7 重大事故等対処設備に関する基本方針」に示す設計方針を適用する。ただし，多様性，位置的分散等を考慮すべき対象の設計基準事故対処設備はないことから，「1.1.7
重大事故等対処設備に関する基本方針」のうち多様性，位置的分散等の設計方針は適用しない。
ディーゼル発電機，大容量空冷式発電機，燃料油貯蔵タンク，タンクローリ，重大事故等対処用変圧器受電盤及び重大事故等対処用変圧器盤については，「10.2 代替電源設備」にて記載する。1 次冷却設備を構成する蒸気発生器，1 次冷却材ポンプ，原子炉容器及び加圧器については，「5.1 1 次冷却設備

5.1.2 重大事故等時」にて記載する。非常用取水設備の取水口，取水管路及び取水ピットについては，「10.8 非常用取水設備 10.8.2 重大事故等時」にて記載する。原子炉格納施設の原子炉格納容器にっいては，「9.1原子炉格納施設

9.1.2 重大事故等時」にて記載する。

15

備考

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉
5.6.2.1 多様性及び独立性，位置的分散

東海第二発電所
5.9.2.1 多様性，独立性及び位置的分散

基本方針については，rl.1.7.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

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

充てんポンプを使用した炉心注入は，化学体積制御設備の充てんポンプにより炉心注入でき

常設低圧代替注水系ポンプを使用した原子炉圧力容器への注水は，常設代替高圧電源装置からのることで，余熱除去ポンプ又は高圧注入ポンフによる炉心注入並びに余熱除去ポンプ'及び余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熱除去冷却器を使用した余熱除去機能に対して多重性を持つ設計とする，燃料取替用水タンク

去系ポンプ及び低圧炉心スプレイ系ポンプを使用した原子炉圧力容器への注水に対し，多様性を有を水源とすることで格納容器再循環サンブを水源とする余熱除去ポンプ及び高圧注入ポンプ

し位置的分散を図る設計とする。また，代替淡水貯槽を水源とすることで，サプレッション・プー

を使用した再循環並びに B 格納容器スプレイポンプを使用した代替再循環に対して異なる水

ルを水源とする残留熱除去系ポンプ及び低圧炉心スプレイ系ポンプを使用した原子炉圧力容器へ源を持つ設計とする。

の注水に対し，多様性を有し位置的分散を図る設計とする。

充てんポンプは，原子炉補助建屋内の余熱除去ボンプ，高圧注入ポンプ及び余熱除去冷却器

常設低圧代替注水系ポンプ及び代替淡水貯槽は，屋外の常設低圧代替注水系格納槽内に設置すると異なる区画に設置し，燃料取替用水タンクは，燃料取替用水タンク建屋内に設置する。

ことで，原子炉建屋原子炉棟内の残留熱除去系ポンプ及び格納容器内のサプレッション・プールに

これにより，余熱除去ポンプ，高圧注入ポンプ，余熱除去冷却器，原子炉格納容器内の格納容

対し，多様性を有し位置的分散を図る設計とする。

器再循環サンブスクリーン及び原子炉周辺建屋内の格納容器再循環サンプ外隔離弁と位置的分散を図る設計とする，
B 格納容器スブレイポンプを使用した代替炉心注入は，格納容器スプレイ設備の B 格納容器

常設低圧代替注水系ポンプは冷却水を不要（自然冷却）とすることで，残留熱除去海水ポンプにより冷却する残留熱除去系ポンプ及び低圧炉心スプレイ系ポンプに対し多様性を有する設計とする。

スブレイポンプにより炉心注入できることで，余熱除去ポンフ又は高圧注入ポンフによる炉心常設低圧代替注水系ポンプを使用する原子炉圧力容器への注水配管は，代替淡水貯槽から残留熱注入並びに余熱除去ポンプ及び余熱除去冷却器を使用した余熱除去に対して多重性を持っ設除去系（Ｃ）配管との合流点まで，残留熱除去系ポンプを使用する系統に対して独立性を有する設計とする。燃料取替用水タンクを水源とすることで格納容器再循環サンアを水源とする余熱除計とする。

去ポンプ及び高圧注入ポンプを使用した再循環並びに B 格納容器スプレイポンプを使用した
代替再循環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を使用した原子炉圧力容器への注水は，可搬型代替注水大型ポンプをディーゼルエンジン駆動とすることで，電動の残留熱除去系ポンプ及び低圧炉心スプレイ系ポンプ

B 格納容器スプレイポンプは，原子炉補助建屋内の余熱除去ポンプ及び高圧注入ポンプと壁に対して，多様性を有する設計とする。また，代替淡水貯槽を水源とすることで，サプレッション・で分離された部屋並びに余熱除去冷却器と異なる区画に設置し，燃料取替用水タンクは，燃料

プールを水源とする残留熱除去系ポンプ及び低圧炉心スプレイ系ポンプを使用した原子炉圧力容

取替用水タンク建屋内に設置する。これにより，余熱除去ポンプ，高圧注入ポンプ，余熱除去

器への注水に対して，多様性を有し位置的分散を図る設計とする。

冷却器，原子炉格納容器内の格納容器再循環サンブスクリーン及び原子炉周辺建屋内の格納容
器再循環サンプ外隔離弁と位置的分散を図る設計とする。
常設電動注入ポンプを使用した代替炉心注入は，大容量空冷式発電機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，余熱除去ポンプ及び高圧注入ポンプによる炉心注入並びに余熱除去ポンプ及び余熱除去冷却器を使用した余熱除去機能に対して多様性を持った電源に可搬型代替注水大型ポンプは，屋外の保管場所に分散して保管することで，原子炉建屋原子炉棟内の残留熱除去系ポンプ及び常設低圧代替注水系格納槽内の常設低圧代替注水系ポンプに対して，
位置的分散を図る設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプの接続口は，原子炉建屋東側（屋外）及び西側（屋外）に距離をとって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。

より駆動できる設計とする。また，燃料取替用水タンク及び復水タンクを水源とすることで，可搬型代替注水大型ポンプを使用した原子炉圧力容器への注水配管は，代替淡水貯槽から残留熱

燃料取替用水タンクを水源とする余熱除去ホンプ及び高圧注入ホンブを使用した炉心注入並除去系（Ｃ）配管及び低圧炉心スプレイ系配管との合流点までの系統について，残留熱除去系ポン

びに格納容器再循環サンプを水源とする余熱除去ポンプ及び高圧注入ポンプを使用した再循

プ及び低圧炉心スプレイ系ポンプを使用する系統に対して独立性を有する設計とする。

環並びに B 格納容器スブレイポンプを使用した代替再循環に対して異なる水源を持つ設計とする.

代替循環冷却系による残存溶融炉心の冷却は，代替循環冷却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により給電

常設電動注入ポンプは，原子炉補助建屋内の余熱除去ホンプ，高圧注入ポンプ及び余熱除去

する残留熱除去系ポンプを使用した原子炉の冷却に対して多様性を有し位置的分散を図る設計と冷却器と異なる区画に設置し，燃料取替用水タンクは，燃料取替用水タンク建屋内に設置し，する。また，代替循環冷却系ポンプは冷却水を不要（自然冷却）とすることで，残留熱除去系海水復水タンクは，原子炉周辺建屋内の格納容器再循環サンブ外隔離弁と異なる区画に設置する。

ポンプからの海水により冷却する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。

これにより，余熱除去ポンプ，高圧注入ホンプ，格納容器再循環サンプ外隔離弁，余熱除去冷

代替循環冷却系ポンプは，原子炉建屋原子炉棟内の残留熱除去系ポンプと異なる区画の残留熱除16

備考赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

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東海第二発電所

却器及び原子炉格納容器内の格納容器再循環サンプスクリーンと位置的分散を図る設計とす

去系熱交換器（Ａ）室に設置することで，残留熱除去系ポンプと位置的分散を図る設計とする。

る。
可搬型ディーゼル注入ポンプを使用した代替炉心注入は，可搬型ディーゼル注入ポンフを空冷式のディーゼル駆動とすることで，余熱除去ポンプ及び高圧注入ホンブによる炉心注入並び代替循環冷却系ポンプによる残存溶融炉心の冷却に使用する配管は，残留熱除去系熱交換器（Ａ）の出口配管の分岐点から，残留熱除去系（Ａ）配管との合流点までの系統について，残留熱除去系
ポンプ（Ａ）を使用する系統に対して独立性を有する設計とする。

に余熱除去ポンプ及び余熱除去冷却器を使用した余熱除去機能並びに B 格納容器スプレイポ

代替循環冷却系による残存溶融炉心の冷却に使用する緊急用海水ポンプは，常設代替高圧電源装

ンプ及び常設電動注入ポンプによる代替炉心注入において使用する電動ポンプに対して，多様置からの独立した電源供給ラインから給電することにより，非常用ディーゼル発電機により給電す性を持った駆動源により駆動でき，ディーゼル発電機及び大容量空冷式発電機を使用した電源

る残留熱除去系海水ポンプに対して多様性を有し位置的分散を図る設計とする。

に対して多様性を持つ設計とする。また，海水又は代替淡水源から補給できる中間受槽を水源とすることで，燃料取替用水タンクを水源とする余熱除去ポンプ及び高圧注入ポンプを使用した炉心注入並びに燃料取替用水タンクを水源とする B 格納容器スプレイボンブを使用した代

緊急用海水ポンプは，原子炉建屋に隣接する緊急用海水ポンプピット内に設置することで，屋外の残留熱除去系海水ポンプと位置的分散を図る設計とする。
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」に示す。

替炉心注入並びに燃料取替用水タンク及び復水タンクを水源とする常設電動注入ホンプを使用した代替炉心注入並びに格納容器再循環サンプを水源とする余熱除去ポンプ及び高圧注入
ポンプを使用した再循環並びに B 格納容器スプレイポンプを使用した代替再循環に対して異なる水源を持つ設計とする。
可搬型ディーゼル注入ポンプ及び中間受槽は，屋外に分散して保管することで，3 号炉の原
子炉補助建屋内の余熱除去ポンプ，高圧注入ポンプ，余熱除去冷却・器，B 格納容器スプレイ
ポンプ及び常設電動注入ポンプ並びに燃料取替用水タンク建屋内の燃料取替用水タンク並びに原子炉格納容器内の格納容器再循環サンプスクリーン並びに原子炉周辺建屋内の格納容器
再循環サンブ外隔離弁，ディーゼル発電機及び復水タンク，並びに 4 号炉の原子炉周辺建屋内の余熱除去ポンプ，高圧注入ポンプ，燃料取替用水ピット，格納容器再循環サンプ外隔離弁，余熱除去冷却器，ディーゼル発電機，B 格納容器スブレイポンプ，常設電動注入ポンプ及び復水ビット並びに原子炉格納容器内の格納容器再循環サンプスクリーンと位置的分:散を図る設計とする。
可搬型ディーゼル注入ポンプの接続口は，原子炉周辺建屋内と原子炉補助建屋内に 1 箇所ずつ設置し，合計 2 箇所設置する設計とする。
B 格納容器スブレイポンプ及び B 格納容器スプレイ冷却器を使用した代替再循環は，格納容器スプレイ設備の B 格納容器スプレイポンプ及び B 格納容器スプレイ冷却器により再循環できることで，余熱除去ポンプ及び余熱除去冷却器による再循環に対して多重性を持っ設計とする。
B 格納容器スブレイポンプは，原子炉補助建屋内の余熱除去ポンプと壁で分離された部屋及び余熱除去冷却器と異なる区画に設置し，B 格納容器スプレイ冷却器は，原子炉補助建屋内の余熱除去ボンフと異なる区画及び余熱除去冷却器と壁で分離された部屋に設置することで，位置的分散を図る設計とする。
高圧注入ポンプを使用した高圧再循環は，安全注入系統により再循環できることで，余熱除去ポンプ及び余熱除去冷却・器による再循環に対して多重性を持つ設計とする，
高圧注入ポンプは，原子炉補助建屋内の余熱除去ポンプと壁で分離された部屋及び余熱除去

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備考赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

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東海第二発電所

冷却器と異なる区画に設置することで，位置的分散を図る設計とする。
高圧注入ポンプ及び燃料取替用水タンクを使用した炉心注入は，燃料取替用水タンクを水源とすることで，格納容器再循環サンプを水源とする余熱除去ポンプ及び高圧注入ポンプを使用
した再循環並びに B 格納容器スプレイポンブを使用した代替再循環並びに余熱除去ポンプ及び余熱除去冷却器を使用した余熱除去機能に対して異なる水源を持つ設計とする。
高圧注入ホンブは，原子炉補助建屋内の余熱除去ポンプと壁で分離された部屋及び余熱除去
冷却器と異なる区画に設置し，燃料取替用水タンクは，燃料取替用水タンク建屋内に設置する。
これにより，余熱除去ポンプ，余熱除去冷却器，原子炉格納容器内の格納容器再循環サンプス
クリーン及び原子炉周辺建屋内の格納容器再循環サンプ外隔離弁と位置的分散を図る設計とする。
代替炉心注入時において B 充てんポンプは，ディーゼル発電機に対して多様性を持った大容量空冷式発電機から給電することにより，余熱除去ポンプ及び高圧注入ポンプを使用した炉心注入に対して多様性を持った駆動源により駆動できる設計とする。
代替炉心注入時において B 充てんポンプは，安全注入ラインを介さず，化学体積制御系統の充てんラインを用いて炉心に注入できることで，余熱除去ポンプ及び高圧注入ポンプを使用した炉心注入に対して多重性を持っ設計とする。
また，B 充てんポンプの自己冷却は，B 充てんポンフ出口配管から分岐した自己冷却ライン
により B 充てんポンプを冷却でき，海水ポンプ及び原子炉補機冷却水ホンフを使用する補機冷却に対して異なる冷却手段を用いることで多様性を持つ設計とする。
B 充てんポンプは，原子炉補助建屋内の余熱除去ボンプ，高圧注入ポンプ及び原子炉補機冷却水ポンプと異なる区画に設置し，燃料取替用水タンクは，燃料取替用水タンク建屋内に設置する。これにより，余熱除去ポンプ，高圧注入ポンプ，原子炉補機冷却水ボンプ及び屋外の海
水ポンプと位置的分散を図る設計とする。
代替再循環時において B 高圧注入ポンプは，ディーゼル発電機に対して多様性を持った大容量空冷式発電機から給電できる設計とする。
移動式大容量ポンプ車を使用する B 高圧注入ホンブの代替補機冷却は，移動式大容量ホンプ
車を空冷式のディーゼル駆動とすることで，電動の海水ポンプ及び原子炉補機冷却水ポンプを使用する補機冷却に対して多様性を持った駆動源により駆動できる設計とする。また，海水ポ
ンプ及び原了炉補機冷却水ポンプの電源であるディーゼル発電機に対して，多様性を持っ設計とする。
移動式大容量ポンプ車は，3 号炉の原子炉周辺建屋内のデイーゼル発電機，原子炉補助建屋
内の原子炉補機冷却水ポンプ及び屋外の海水ポンプ，並びに 4 号炉の原子炉周辺建屋内のディーゼル発電機及び原子炉補機冷却水ホンプ並びに屋外の海水ポンプと離れた位置に分散して保管することで，位置的分散を図る設計とする。
移動式大容量ポンプ車の接続口は，屋外に 2 箇所設置する設計とする。
クラゲ等の海牛生物からの影響に対し移動式大容量ポンプ車は複数の取水箇所を選定でき

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備考赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

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備考

る設計とする。
電動補助給水ポンプ，タービン動補助給水ポンア，復水タンク，蒸気発生器及び主蒸気逃がし弁を使用した蒸気発生器 2 次側による炉心冷却は，余熱除去ポンプ及び余熱除去冷却器を使用した余熱除去機能に対して最終ヒートシンクの異なる冷却手段を用いることで多様性を有する設計とする。
蒸気発生器 2 次側による炉心冷却に使用する電動補助給水ポンプは，ディーゼル発電機に対して多様性を持った大容量空冷式発電機から給電できる設計とする.
蒸気発牛器 2 次側による炉心冷却に使用するタービン動補助給水ポンプは，蒸気駆動とする
ことにより，ディーゼル発電機を使用した電源に対して多様性を持った駆動源により駆動できる設計とする。
蒸気発生器 2 次側による炉心冷却に使用する主蒸気逃がし弁は，ハンドルを設けて手動操作とすることによりディーゼル発電機を使用した電源に対して多様性を持った駆動源により駆動できる設計とする。
電動補助給水ポンプ，タービン動補助給水ポンプ，復水タンク及び主蒸気逃がし弁は，原子炉周辺建屋内のディーゼル発電機と異なる区画に設置し，蒸気発生器は，原子炉格納容器内に設置する。これにより，ディーゼル発電機並びに原子炉補助建屋内の余熱除去ポンプ及び余熱除去冷却器と位置的分散を図る設計とする。
電動補助給水ポンプ，復水タンク及び蒸気発生器を使用した蒸気発牛器 2 次側のフィードア
ンドブリードは，余熱除去ポンプ及び余熱除去冷却器を使用した余熱除去機能に対して最終ヒートシンクの異なる冷却手段を用いることで多様性を有する設計とする。
蒸気発生器 2 次側のフィードアンドブリードに使用する電動補助給水ホンプは，ディーゼル
発電機に対して多様性を持った大容量空冷式発電機から給電できる設計とする。
電動補助給水ポンプ及び復水タンクは，原子炉周辺建屋内のディーゼル発電機と異なる区画に設置し，蒸気発生器は，原子炉格納容器内に設置する。これにより，ディーゼル発電機並びに原子炉補助建屋内の余熱除去ホンプ及び余熱除去冷却器と位置的分散を図る設計とする。
常設電動注入ポンプを使用する代替炉心注入配管は，燃料取替用水タンクを水源とする場合
は燃料取替用水タンク出口配管の分岐点から安全注入配管との合流点まで，復水タンクを水源とする場合は復水タンクから安全注入配管との合流点までの系統について，高圧注入ポンプ及び余熱除去ポンプを使用する系統に対して独立した設計とする。

フロントライン系設備の相違。

可搬型ディーゼル注入ポンプを使用する代替炉心注入配管は，中間受槽から安全注入配管との合流点までの系統について，高圧注入ポンプ及び余熱除去ポンプを使用する系統に対して独立した設計とする。
B 充てんポンプを使用する代替炉心注入配管は，B 充てんポンプから 1 次冷却設備までの系
統にっいて，高圧注入ポンプ及び余熱除去ホンブを使用する系統に対して独立した設計とする。
これらの多様性及び系統の独立並びに位置的分散によって，高圧注入ポンプ及び余熱除去ポ

19赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
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東海第二発電所

ンプを使用する設計基準事故対処設備に対して重大事故等対処設備としての独立性を持っ設計とする。
溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下遅延・防止おいて，代替炉心注入に用いる B 充てん
ポンプは，ディーゼル発電機に対して多様性を持った大容量空冷式発電機から給電できる設計とする。また，B 充てんポンプの自己冷却は，B 充てんポンプ出口配管から分岐した自己冷却ラインにより B 充てんポンプを冷却でき，海水ポンプ及び原子炉補機冷却水ポンプを使用する
補機冷却に対して異なる冷却手段を用いることで多様性を持つ設計とする。
B 充てんポンプは，原子炉補助建屋内の原子炉補機冷却水ポンプと異なる区画に設置し，燃料取替用水タンクは，燃料取替用水タンク建屋内に設置する，これにより，原子炉補機冷却水
ポンプ及び屋外の海水ポンプも含めて，位置的分散を図る設計とする。
溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下遅延・防止において，代替炉心注入に用いる常設電動注入ポンプは，ディーゼル発電機 i に対して多様性を持った大容量空冷式発電機から給電できる設計とする。
電源設備の多様性，位置的分散については「10.2 代替電源設備」にて記載する。
5.6.2.2 悪影響防止

5.9.2.2 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。

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。

充てんポンプによる炉心注入に使用する充てんポンプ，燃料取替用水タンク及び再生熱交換

低圧代替注水系（常設）による原子炉注水に使用する常設低圧代替注水系ポンプ及び代替淡水貯器は，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用

槽は，弁操作等によって設計基準事故対処設備として使用する系統構成から重大事故等対処設備とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

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。

B 格納容器スブレイポンプによる代替炉心注入に使用する B 格納容器スプレイポンプ，燃料

低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水に使用する可搬型代替注水大型ポンプ及び代替淡水取替用水タンク及び B 格納容器スブレイ冷却器は，弁操作等によって，設計基準対象施設とし貯槽は，通常待機時に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重大事故て使用する系統構成から重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影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。

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

常設電動注入ポンプによる代替炉心注入に使用する常設電動注入ポンプ，燃料取替用水タン

響を及ぼさない設計とする。また，設置場所において車両転倒防止装置又は輪止めにより固定する

ク及び復水タンクは，弁操作等によって，設計基準対象施設として使用する系統構成から重大ことで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。また，可搬型代替注水大型ポンプは，飛散物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。

となって他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

また，放射性物質を含む系統と含まない系統を区分するため，通常時に燃料取替用水タンクと復水タンクをディスタンスピースで分離する設計とする。
可搬型ディーゼル注入ポンプによる代替炉心注入に使用する可搬型ディーゼル注入ポンプ
及び中間受槽は，通常時に接続先の系統と分離された状態であること及び重大事故等時は重大

残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水に使用する残留熱除去系ポンプ，残留熱除去系熱交換器，残留熱除去系海水ポンプ及びサプレッション・プールは，設計基準事故対処設備として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

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

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱に使用する残留熱除去系ポンプ，残留熱

また，可搬型ディーゼル注入ポンプ及び中間受槽は，設置場所において固縛等によって固定す除去系熱交換器及び残留熱除去系海水ポンプは，設計基準事故対処設備として使用する場合と同じることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

系統構成で重大事故等対処設備と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

B 格納容器スブレイポンプによる代替再循環に使用する B 格納容器スプレイポンプ，格納容器再循環サンフ，格納容器再循環サンプスクリーン及び B 格納容器スプレイ冷却器は，弁操作る。
低圧炉心スプレイ系による原子炉注水に使用する低圧炉心スプレイ系ポンプ，残留熱除去系海水20

備考

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所等によって，設計基準対象施設として使用する系統構成から重大事故等対処設備としての系統

ポンプ及びサプレッション・プールは，設計基準事故対処設備として使用する場合と同じ系統構成構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

で重大事故等対処設備と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。

高圧注入ポンプによる高圧再循環に使用する高圧注入ボンプ，格納容器再循環サンプ及び格代替循環冷却系による残存溶融炉心の冷却に使用する代替循環冷却系ポンプ及び緊急用海水ポ

納容器再循環サンプスクリーンは，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重ンプは，弁操作等によって，設計基準事故対処設備として使用する系統構成から重大事故等対処設

大事故等対処設備と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。

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。

備考

高圧注入ホンプによる炉心注入に使用する高圧注入ポンプ及び燃料取替用水タンクは，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用すること
で，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
B 充てんポンプによる代替炉心注入に使用する B 充てんポンプ，燃料取替用水タンク及び再生熱交 i 換器は，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする uB 充てんポンフの自己冷却ラインについては，弁操作等によって，設計基準対象施設として使用する系統構成から重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
また，放射性物質を含む系統と含まない系統を区分するため，通常時に化学体積制御系統と原子炉補機冷却水系統をディスタンスピースで分離する設計とする。
B 高圧注入ポンプによる代替再循環に使用する B 高圧注入ポンプ，格納容器再循環サンプ及び格納容器再循環サンプスクリーンは，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成
で重大事故等対処設備として使用することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。B
高圧注入ポンプによる代替再循環に使用する移動式大容量ポンプ車は，通常時に接続先の系統と分離された状態であること及び重大事故等時は重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。B 高圧注入ポンプによる代替再循環に使用する A，B 海水ストレーナ及び A 原子炉補機冷却水冷却器は，弁操作等によって，設計基準対象施設として使用する系統構成から重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。また，移動式大容量ポンプ車より供給される海水を含む系統と含まない系統を区分するため，通常時に原子炉補機冷却水系統と原子炉補機冷却
海水系統をディスタンスヒース及び可搬型ホースで分離する設計とする。さらに，移動式大容量ポンプ車は，設置場所において車輪止めによって固定することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
格納容器スプレイに使用する格納容器スブレイポンプ，燃料取替用水タンク及び格納容器ス
ブレイ冷却器は，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

設備の相違。

代替格納容器スプレイに使用する常設電動注入ポンプ，燃料取替用水タンク及び復水タンク
は，弁操作等によって，設計基準対象施設として使用する系統構成から重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする.また，放射性物質を含む系統と含まない系統を区分するため，通常時に燃料取替用水タンクと復水タンクをディ
スタンスピースで分離する設計とする。

21

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

余熱除去ポンプによる炉心注入に使用する余熱除去ポンプ，燃料取替用水タンク及び余熱除去冷却器は，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
余熱除去ポンプによる低圧再循環に使用する余熱除去ポンプ，余熱除去冷却器，格納容器再循環サンプ及び格納容器再循環サンブスクリーンは，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする，蒸気発生器 2 次側による炉心冷却(注水)に使用する電動補助給水ポンプ，タービン
動補助給水ポンプ，復水タンク及び蒸気発生器は，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
蒸気発生器 2 次側による炉心冷却(蒸気放出)に使用する主蒸気逃がし弁は，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
蒸気発生器 2 次側のフィー一ドアンドブリードに使用する電動補助給水ポンプ，復水タンク
及び蒸気発生器は，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設
備として使用することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
5.6.2.3 容量等

5.9.2.3 容 量 等

基本方針にっいては，「1.1.7.2 容量等」に示す。

基本方針については，「1.1.7.2 容量等」に示す。

炉心注入として使用する充てんポンプは，設計基準事故時の化学体積制御設備としてほう酸

低圧代替注水系（常設）による原子炉注水として使用する常設低圧代替注水系ポンプは，原子炉

水を 1 次系に注水する設備と兼用しており，設計基準事故時に使用する場合の注入流量が，事を冷却し，炉心の著しい損傷及び格納容器の破損を防止するために必要な原子炉注水量に対して，

象発生後に他の手段で冷却した後の炉心崩壊熱に見合った注入流量に対して十分であるため，

ポンプ 2 個の運転により十分な流量を確保する設計とする。

設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。

低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水として使用する可搬型代替注水大型ポンプは，重大

炉心注入及び代替炉心注入として使用する燃料取替用水タンクは，設計基準事故時の非常用事故等時において注水に必要な容量を有するものを 1 個と水の移送設備に必要な容量を有するもの

炉心冷却設備の水源と兼用しており，設計基準事故時に使用する場合のタンク容量が，炉心崩を 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，故障時及び保壊熱により加熱された 1 次冷却系統を冷却するために必要なタンク容量に対して十分である

守点検による待機除外時のバックアップ用として 2 個の合計 6 個を保管する。予備については，可ため，設計基準事故対処設備と同仕様で設計する.

搬型代替注水大型ポンプ（放水用）と兼用する。

代替炉心注入として使用する B 格納容器スプレイポンプは，設計基準事故時の格納容器スプレイ機能と兼用しており，設計基準事故時に使用する場合のポンプ流量が，炉心崩壊熱により加熱された 1 次冷却系統を冷却するために必要なポンプ流量に対して十分であるため，設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。

常設低圧代替注水系ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，他系統への注水と同時に使用する
場合でも，各々の必要流量が確保可能な設計とする。
残留熱除去系（低圧注水系及び原子炉停止時冷却系）による原子炉注水及び原子炉除熱として使用する残留熱除去系ポンプ，残留熱除去系海水ポンプ及び残留熱除去系熱交換器は，設計基準事故

代替炉心注入として使用する常設電動注入ポンプは，蒸気発生器 2 次側による炉心冷却と併時の非常用炉心冷却機能及び残留熱除去機能を兼用しており，設計基準事故時に使用する場合のポせることにより，炉心崩壊熱により力口熱された 1 次冷却系統を冷却するために必要なボンブ

ンプ流量及び伝熱容量が，原子炉を冷却し，炉心の著しい損傷及び格納容器の破損を防止するため流量に対して十分な容量を有する設計とする。

に必要な原子炉注水量及び伝熱容量に対して十分であるため，設計基準事故対処設備と同仕様で設代替炉心注入，蒸気発生器 2 次側による炉心冷却，蒸気発生器 2 次側のフィードアンドブリード及び代替格納容器スプレイとして使用する復水タンクは，炉心への注水量，蒸気発生器へ計する。
低圧炉心スプレイ系による原子炉注水として使用する低圧炉心スプレイ系ポンプは，設計基準事

22

備考赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所の給水量及び原子炉格納容器への注水量に対し，淡水又は海水を補給するまでの間，水源を確故時の非常用炉心冷却機能を兼用しており，設計基準事故時に使用する場合のポンプ流量が，原子保できる十分なタンク容量を有する設計とする。

炉を冷却し，炉心の著しい損傷及び格納容器の破損を防止するために必要な原子炉注水量に対して可搬型ディーゼル注入ポンプは，重大事故等時において，蒸気発生器 2 次側による炉心冷却十分であるため，設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。

と併せることにより，炉心注入として原子炉冷却に必要なポンプ流量を確保できる容量を有す

低圧代替注水系（常設）及び低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水として使用する代替淡るものを 3 号炉，4 号炉それぞれで 1 セット 1 台使用する。保有数は 3 号炉，4 号炉それぞれ

水貯槽は，原子炉を冷却し，炉心の著しい損傷及び格納容器の破損を防止するために必要な原子炉で 2 セット 2 台，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアッア用として 2 台の合計 6

注水量に対し，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台(3 号及び 4 号炉共用)を保管する。

る。

中間受槽は，重大事故等時において，炉心への注水量に対し，淡水又は海水を補給すること

残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ系による原子炉注水として使用するサプレッ

により水源を確保できる容量を有するものを 3 号炉，4 号炉それぞれで 1 セット 1 個使用す

ション・プールは，設計基準事故時の非常用炉心冷却設備の水源と兼用しており，設計基準事故時る。保有数は，3 号炉，4 号炉それぞれで 2 セット 2 個，保守点検は目視点検であり，保守点に使用する場合の容量が，原子炉を冷却し，炉心の著しい損傷及び格納容器の破損を防止するため

検巾でも使用可能であるため，保守点検用は考慮せずに，故障時のバックアップ用として 1 個に必要な原子炉注水量に対して十分であるため，設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。

の合計 5 個(3 号及び 4 号炉共用)を保管する。
中間受槽は，上記を含む複数の機能に必要な容量を合わせた容量とすることから「9.11 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備」に記載する。

代替循環冷却系による残存溶融炉心の冷却として使用する代替循環冷却系ポンプは，残存溶融炉
心を冷却し，格納容器の破損を防止するために必要な原子炉注水量に対して，ポンプ 1 個の運転により十分なポンプ流量を確保する設計とする。

代替再循環として使用する B 格納容器スプレイポンプ及び B 格納容器スプレイ冷却器は，設計基準事故時の格納容器スプレイ再循環機能と兼用しており，設計基準事故時に使用する場合のポンプ流量及び伝熱容量が，炉心崩壊熱により加熱された 1 次冷却系統を冷却するために必要なポンア流量及び伝熱容量に対してト分であるため，設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。
再循環又は代替再循環として使用する格納容器再循環サンプ及び格納容器再循環サンプス
クリーンは，設計基準事故時の水源として原子炉格納容器内に溜まった水を各ポンプへ供給す
る槽及びろ過装置としての機能と兼用しており，設計基準事故時に使用する場合の容量が，再循環及び代替再循環時の水源として必要な容量に対して十分であるため，設計基準事故対処設
備と同仕様で設計する，
再循環による炉心注入として使用する高圧注入ポンプは，設計基準事故時の非常用炉心冷却設備として原子炉格納容器内に溜まった水を 1 次系に注水する設備と兼用しており，設計基準
事故時に使用する場合のポンプ流量が，炉心崩壊熱により加熱された 1 次冷却系統を冷却するために必要なポンプ流量に対して十分であるため，設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。
炉心注入として使用する高圧注入ポンプは，設計基準事故時の高圧注入系としてほう酸水を1 次系に注入する機能と兼用しており，設計基準事故時に使用する場合のポンプ流量が，炉心崩壊熱により加熱された 1 次冷却系統を冷却するために必要なポンプ流量に対して十分であるため，設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。
代替炉心注入として使用する B 充てんホンプは，設計基準事故時の化学体積制御設備として
ほう酸水を 1 次系に注水する設備と兼用しており，設計基準事故時に使用する場合の注入流量が，蒸気発生器 2 次側による炉心冷却と併せることにより，炉心崩壊熱に見合った注入流量に

23

備考

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

対して十分であるため，設計基準事故対処設備と同仕様で設計する，
代替再循環による炉心注入として使用する B 高圧注入ポンプは，設計基準事故時の非常用炉
心冷却設備として原子炉格納容器内に溜まった水を 1 次系に注水する設備と兼用しており，設計基準事故時に使用する場合のポンプ流量が，炉心崩壊熱により加熱された 1 次冷却系統を冷却するために必要なポンプ流量に対して十分であるため，設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。
移動式大容量ポンプ車は，重大事故等時において，代替補機冷却として使用し，3 号炉及び4 号炉で同時使用した場合に必要なポンプ流量を有するものを 1 セット 1 台使用する。保有数
は，3 号炉及び 4 号炉で 2 セット 2 台，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ
用として 1 台の合計 3 台(3 号及び 4 号炉共用)を保管する。
原子炉格納容器水張りにより残存溶融デブリを冷却するために使用する格納容器スプレイ
ポンプは，設計基準事故時の格納容器スプレイ機能と兼用しており，設計基準事故時に使用するポンプ流量が，炉心が溶融した場合の残存溶融デブリを冷却するために必要なポンプ流量に対して十分であるため，設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。
格納容器スプレイ及び代替格納容器スブレイとして使用する燃料取替用水タンクは，炉心及び原子炉格納容器への注水量に対し，復水タンクを介して淡水又は海水を補給するまでの間，水源を確保できるト分なタンク容量を有する設計とする。
残存溶融デブリを冷却するために原子炉格納容器水張りとして使用する常設電動注入ポン
プは，炉心の著しい損傷，溶融が発生した場合に原子炉容器の残存溶融デブリを冷却するために必要なポンプ流量に対して十分な容量を有する設計とする。
使用可能である場合に炉心注入として使用する余熱除去ポンプは，設計基準事故時に 1 次系にほう酸水を注入する設備と兼用しており，設計基準事故時に使用する場合のポンプ流量が，炉心崩壊熱により加熱された 1 次冷却系統を冷却するために必要なホンブ流量に対して十分であるため，設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。
使用可能である場合に低圧再循環として使用する余熱除去ポンプ及び余熱除去冷却器は，設計基準事故時の非常用炉心冷却設備として原子炉格納容器内に溜まった水を 1 次系に注水する設備と兼用しており，設計基準事故時に使用する場合のポンプ流量及び伝熱容量が，炉心崩壊熱により加熱された 1 次冷却系統を冷却するために必要なポンプ流量及び伝熱容量に対して十分であるため，設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。
蒸気発牛器 2 次側による炉心冷却(注水)並びに蒸気発牛器 2 次側による炉心冷却(蒸気放出)として使用する電動補助給水ポンプ，タービン動補助給水ポンプ，蒸気発生器及び主蒸気逃がし弁は，設計基準事故時の蒸気発生器 2 次側による冷却機能と兼用しており，設計基準事故時に使用する場合のポンプ流量，伝熱容量及び弁放出流量が，炉心崩壊熱により加熱された 1 次
冷却系統を冷却するために必要なポンプ流量，伝熱容量及び弁放出流量に対して十分であるため，設計基準事故対処設備と同仕様で設計する.
蒸気発生器 2 次側のフィードアンドブリードとして使用する電動補助給水ポンブ及び蒸気24

備考赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

発生器は，設計基準事故時の蒸気発生器 2 次側による冷却機能と兼用しており，設計基準事故時に使用する場合のポンプ流量及び伝熱容量が，炉心崩壊熱により加熱された 1 次冷却系統を冷却するために必要なボンブ流量及び伝熱容量に対して十分であるため，設計基準事故対処設
備と同仕様で設計する。
原子炉格納容器の破損を防止するための炉心注入として使用する高圧注入ポンアは，設計基準事故時の高圧注入系としてほう酸水を 1 次系に注水する機能と兼用しており，設計基準事故時に使用する場合のポンプ流量が，炉心崩壊熱により加圧された原子炉格納容器の破損を防止するために必要なポンプ流量に対して十分であるため，設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。
原子炉格納容器の破損を防止するための炉心注入として使用する余熱除去ポンプは，設計基設備の相違。

準事故時の低圧注入系として 1 次系にほう酸水を注水する設備と兼用しており，設計基準事故時に使用する場合のポンプ流量が，炉心崩壊熱により加圧された原子炉格納容器の破損を防止するために必要なポンプ流量に対して十分であるため，設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。
原子炉格納容器の破損を防止するための炉心注入として使用する充てんポンプは，設計基準
事故時の化学体積制御設備としてほう酸水を 1 次系に注水する設備と兼用しており，設計基準
事故時に使用する場合のポンプ流量が，炉心崩壊熱により加圧された原子炉格納容器の破損を防止するために必要なポンプ流量に対して十分であるため，設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。
原子炉格納容器の破損を防止するための代替炉心注入として使用する B 格納容器スプレイ
ポンプは，設計基準事故時の格納容器スプレイ機能と兼用しており，設計基準事故時に使用する場合のホンブ流量が，炉心崩壊熱により加圧された原子炉格納容器の破損を防止するために必要なポンプ流量に対して十分であるため，設計基準事故対処設備と同仕様で設計する.
原子炉格納容器の破損を防止するために代替炉心注入として使用する常設電動注入ポンプ
は，炉心崩壊熱により加圧された原子炉格納容器の破損を防止するために必要なポンプ流量に対して十分な容量を有する設計とする。
原子炉格納容器の破損を防止するための代替炉心注入として使用する B 充てんポンプは，設計基準事故時の化学体積制御設備としてほう酸水を 1 次系に注水する設備と兼用しており，設計基準事故時に使用する場合のポンプ流量が，炉心崩壊熱により加圧された原子炉格納容器の破損を防止するために必要なポンプ流量に対して十分であるため，設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。
5.6.2.4 環境条件等

5.9.2.4 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。

基本方針については，「1.1.7.3 環境条件等」に示す。

充てんポンプ及び高圧注入ポンプは，原子炉補助建屋内に設置し，重大事故等時における環

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

境条件を考慮した設計とする。また，インターフェイスシステム LOCA 時及び蒸気発生器伝熱

故等時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た設計とする。常設低圧代替注水25

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

管破損時に破損側蒸気発生器の隔離に失敗する事故時に使用する設備であるため，これらの環境影響を受けない区画に設置するか又はこれらの事象が発生した場合の環境条件の変化を考慮した設計とする。

東海第二発電所
系ポンプは中央制御室から操作可能な設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプは，屋外に保管し，重大事故等時における屋外の環境条件を考慮した設計とする。操作は設置場所で可能な設計とする。

充てんホンプ及び高圧注入ボンプの操作は中央制御室で可能な設計とする，燃料取替用水タ

残留熱除去系ポンプ，低圧炉心スプレイ系ポンプ，残留熱除去系熱交換器及びサプレッション・

ンクは，燃料取替用水タンク建屋内に設置し，重大事故等時における環境条件を考慮した設計

プールは，原子炉建屋原子炉棟内に設置し，重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。

とする.また，インターフェイスシステム LOCA 時及び蒸気発生器伝熱管破損時に破損側蒸気発

残留熱除去系ポンプ及び低圧炉心スプレイ系ポンプは中央制御室から操作可能な設計とする。

生器の隔離に失敗する事故時に使用する設備であるため，これらの環境影響を受けない区画に設置する設計とする。
再生熱交換器，格納容器再循環サンプ，格納容器再循環サンプスクリーン及び蒸気発生器は，原子炉格納容器内に設置し，重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。

残留熱除去系海水ポンプは，屋外に設置し，重大事故等時における屋外の環境条件を考慮した設計とする。残留熱除去系海水ポンプは中央制御室から操作可能な設計とする。
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。

格納容器再循環サンプ及び格納容器再循環サンプスクリーンは，淡水だけでなく海水も使用す

残留熱除去系熱交換器及び残留熱除去系海水ポンプは，常時海水を通水するため耐腐食性材料をることから海水影響を考慮した設計とするとともに，再循環時における保温材等のデブリの影使用する設計とする。可搬型代替注水大型ポンプ及び残留熱除去系海水ポンプによる海水を送水す

響を考慮し，閉塞しない設計とする。

る系統は，異物の流入防止を考慮した設計とする。

格納容器スブレイポンプ及び格納容器スブレイ冷却器は，原子炉補助建屋内に設置し，重大代替循環冷却系ポンプは，原子炉建屋原子炉棟内に設置し，重大事故等時における原子炉建屋原

事故等時における環境条件を考慮した設計とする。また，B 格納容器スプレイポンプ及び B 格

子炉棟内の環境条件を考慮した設計とする。代替循環冷却系ポンプは中央制御室から操作可能な設

納容・器スプレイ冷却器については，蒸気発生器伝熱管破損時に破損側蒸気発生器の隔離に失計とする。

敗する事故時に使用する設備であるため，その環境影響を受けない区画に設置する設計とす
る.
格納容器スプレイポンプの操作は中央制御室で可能な設計とする.
常設電動注入ポンプ，A 原子炉補機冷却水冷却器，余熱除去ポンプ及び余熱除去冷却器は，原子炉補助建屋内に設置し，重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする，

備考

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，想定される重大事故等時における緊急用海水ポンプピット内の環境条件を考慮した設計とする。
緊急用海水ポンプは，常時海水を通水することから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は，異物の流入防止を考慮した設計とする。
緊急用海水ポンプは中央制御室から操作可能な設計とする。

常設電動注入ポンプの操作は中央制御室及び設置場所と異なる区画で可能な設計とする。余熱除去ポンプの操作は中央制御室で可能な設計とする。
復水タンク，電動補助給水ポンプ，タービン動補助給水ホンプ及び主蒸気逃がし弁は，原子設備の相違。

炉周辺建屋内に設置し，重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。また，インタ
ーフェイスシステム LOCA 時及び蒸気発生器伝熱管破損時に破損側蒸気発生器の隔離に失敗す
る事故時に使用する設備であるため，これらの環境影響を受けない区画に設置するか又はこれらの事象が発生した場合の環境条件の変化を考慮した設計とする，
電動補助給水ポンプ及びタービン動補助給水ポンプの操作は中央制御室で可能な設計とする.主蒸気逃がし弁の操作は中央制御室で可能な設計及び設置場所での手動ハンドル操作により可能な設計とする。
可搬型ディーゼル注入ポンプ，中間受槽及び移動式大容量ポンプ車は，屋外に保管及び設置
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。操作は設置場所で可能な設計とする。
充てんポンプ，燃料取替用水タンク，再生熱交換器，格納容器スプレイポンプ，格納容器ス
ブレイ冷却器，常設電動注入ポンプ，復水タンク，可搬型ディーゼル注入ポンプ，中間受槽，26

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

高圧注入ホンブ，余熱除去ポンプ，余熱除去冷却器，電動補助給水ホンブ，タービン動補助給水ホンブ及び蒸気発生器は，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。
移動式大容量ポンプ車は，使用時に海水を通水するため，海水影響を考慮した設計とし，海から直接取水する際の異物の流入防止を考慮した設計とする。
A，B 海水ストレーナは，屋外に設置し，重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
A，B 海水ストレーナ及び A 原子炉補機冷却水冷却器は，常時海水を通水するため耐腐食性材料を使用する設計とする。
5.6.2.5 操作性の確保

5.9.2.5 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。

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。

充てんポンプ，燃料取替用水タンク及び再生熱交換器を使用した充てんホンブによる炉心注

常設低圧代替注水系ポンプ及び代替淡水貯槽を使用した低圧代替注水系（常設）による原子炉注入を行う系統は，重大事故等が発生した場合でも，設計基準対象施設として使用する場合と同水を行う系統は，重大事故等が発生した場合に弁操作等により速やかに運転できる設計とする。常じ系統構成で重大事故等対処設備として使用する設計とする。充てんポンプは，中央制御室の設低圧代替注水系ポンプは，中央制御室から操作可能な設計とする。

制御盤の操作スイッチでの操作が可能な設計とする。
B 格納容器スプレイポンプ，燃料取替用水タンク及び B 格納容器スプレイ冷却器を使用した
B 格納容器スブレイボンプによる代替炉心注入を行う系統は，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。B 格納容器スプレイポンプ
は，中央制御室の制御盤の操作スイッチでの操作が可能な設計とする。

可搬型代替注水大型ポンプを使用した原子炉圧力容器への注水を行う系統は，重大事故等が発生した場合でも速やかに運転操作できる設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプは車両として移動可能な設計とするとともに，車両転倒防止装置又は車載の輪止めにより設置場所にて固定できる設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプと原子炉建屋東側接続口，西側接続口，高所東側接続口，高所西側接

常設電動注入ポンプ，燃料取替用水タンク及び復水タンクを使用した常設電動注入ポンプに続口との接続は，一般的に使用される工具を用いて接続可能なフランジ接続とする。ホースの接続

よる代替炉心注入を行う系統は，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ついては，接続方式及びホース口径の統一により確実に接続できる設計とする。可搬型代替注水にて速やかに切替えできる設計とする。切替えに伴うディスタンスピースの取替作業について

大型ポンプは，付属スイッチにより現場での操作が可能な設計とする。

は，一般的に使用される工具を用いて確実に取替えが可能な設計とする。常設電動注入ポンプ

残留熱除去系ポンプ，残留熱除去系熱交換器，残留熱除去系海水ポンプ及びサプレッション・プ

は，中央制御室の制御盤の操作スイソチでの操作及び現場の操作スイッチによる操作が可能なールを使用した残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水を行う系統は，重大事故等が発生し設計とする。

た場合でも，設計基準事故対処設備として使用する場合と同じ系統構成で使用できる設計とする。

可搬型ディーゼル注入ポンプ及び中間受槽を使用した可搬型ディーゼル注入ポンプによる代替炉心注入を行う系統は，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。
可搬型ディーゼル注入ポンプは，車両として移動可能な設計とするとともに，車輪止めを積載し，設置場所にて固定できる設計とする。

残留熱除去系ポンプ及び残留熱除去系海水ポンプは，中央制御室から操作可能な設計とする。
残留熱除去系ポンプ，残留熱除去系熱交換器及び残留熱除去系海水ポンプを使用した残留熱除去
系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱を行う系統は，重大事故等が発生した場合でも，設計基準事故対処設備として使用する場合と同じ系統構成で使用できる設計とする。残留熱除去系ポン
プ及び残留熱除去系海水ポンプは，中央制御室から操作可能な設計とする。

可搬型ディーゼル注入ポンプの接続口との接続はフランジ接続とし，一般的に使用される工低圧炉心スプレイ系ポンプ及びサプレッション・プールを使用した低圧炉心スプレイ系による原具を用いて可搬型ホースを確実に接続できる設計とする。接続口は，3 号炉及び 4 号炉とも同

子炉注水を行う系統は，重大事故等が発生した場合でも，設計基準事故対処設備として使用する場

一形状の設計とするとともに同一ポンプを接続する配管は同口径のフランジ接続とする，可搬合と同じ系統構成で使用できる設計とする。低圧炉心スプレイ系ポンプは，中央制御室から操作可

型ディーゼル注入ポンプは，付属の操作スイッチにより現場での操作が可能な設計とする。

能な設計とする。

中間受槽は，車両等により運搬ができる設計とするとともに，設置場所にて固縛により固定

代替循環冷却系ポンプ，緊急用海水ポンプ（又は残留熱除去系海水ポンプ）及びサプレッション・

27

備考赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所できる設計とする。中間受槽は，一般的に使用される工具を用いて確実に組み立てられる設計

プールを使用した代替循環冷却系による残存溶融炉心の冷却を行う系統は，重大事故等が発生したとする。

場合でも通常待機時の状態から弁操作等にて速やかに切替え可能な設計とする。代替循環冷却系ポB 格納容器スブレイポンプ，格納容器再循環サンプ，格納容器再循環サンプスクリーン及びンプ及び緊急用海水ポンプは，中央制御室から操作可能な設計とする。

B 格納容器スブレイ冷却器を使用した B 格納容器スプレイポンプによる代替再循環を行う系統
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。
高圧注入ポンプ，格納容器再循環サンプ及び格納容器再循環サンプスクリーンを使用した高圧注入ポンプによる高圧再循環を行う系統は，重大事故等が発生した場合でも，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用する設計とする。高
圧注入ポンプは，中央制御室の制御盤の操作スイッチでの操作が可能な設計とする。
高圧注入ポンプ及び燃料取替用水タンクを使用した高圧注入ポンプによる炉心注入を行う
系統は，重大事故等が発生した場合でも，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構
成で重大事故等対処設備として使用する設計とする。
B 充てんポンプの自己冷却ライン，B 充てんポンプ，燃料取替用水タンク及び再生熱交換器を使用した B 充てんポンプによる代替炉心注入を行う系統は，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。切替えに伴うディスタ
ンスビースの取替作業については，一般的に使用される工具を用いて確実に取替えが可能な設計とする。
B 高圧注入ホンプ，移動式大容量ポンプ車，格納容器再循環サンプ，格納容器再循環サンプ
スクリーン，A，B 海水ストレーナ及び A 原子炉補機冷却水冷却器を使用した B 高圧注入ポン
プによる代替再循環を行う系統は，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。代替補機冷却への切替えに伴うディスタンスピースの取替作業については，一般的に使用される工具を用いて確実に取替えが可能な設計とする。
移動式大容量ポンプ車は，車両として移動可能な設計とするとともに，車輪止めを積載し，設置場所にて固定できる設計とする。
代替補機冷却に使用する移動式大容量ホンプ車と A，B 海水ストレーナブロー配管及び海水
母管戻り配管側フランジとの接続口についてはフランジ接続とし，嵌合構造により可搬型ホースを確実に接続できる設計とする。
接続口は，
3 号炉及び 4 号炉とも同一形状の設計とする,JA，B 海水ストレーナブロー配管及び海水母管戻り配管側フランジは，一般的に使用される工具を用いて確実に取替えが可能な設計とする。
B 高圧注入ポンプ冷却水戻り配管と B 原子炉補機冷却水冷却器海水出口配管との接続口についてはフランジ接続とし，一般的に使用される⊥具を用いて可搬型ホースを確実に接続できる設計とする。接続口は，3 号炉及び 4 号炉とも同一形状の設計とする。移動式大容量ポンプ車は，付属の操作スイッチにより現場での操作が可能な設計とする.
格納容器スプレイポンプ，燃料取替用水タンク及び格納容器スプレイ冷却器を使用した残存
溶融デブリを冷却するために格納容器スブレイを行う系統は，重大事故等が発生した場合で28

備考

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

も，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用す
る設計とする。格納容器スプレイポンプは，中央制御室の制御盤の操作スイッチでの操作が可能な設計とする。
常設電動注入ポンプ，燃料取替用水タンク及び復水タンクを使用した残存溶融デブリを冷却するために代替格納容器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替えできる設計とする.
また，重大事故等時の代替炉心注入から代替格納容器スブレイへの切替えについても，弁操作等にて速やかに切替えできる設計とする。
余熱除去ポンプ，燃料取替用水タンク及び余熱除去冷却器を使用した余熱除去ポンアによる炉心注入を行う系統は，重大事故等が発生した場合でも，設計基準対象施設として使用する場
合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用する設計とする。余熱除去ポンプは，中央制御室の制御盤の操作スイッチでの操作が可能な設計とする，設備の相違。

余熱除去ポンフ，余熱除去冷却器，格納容器再循環サンプ及び格納容器再循環サンプスクリーンを使用した余熱除去ポンプによる低圧再循環を行う系統は，重大事故等が発生した場合でも，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用す
る設計とする。
電動補助給水ポンプ，タービン動補助給水ホンフ，復水タンク及び蒸気発牛器を使用した蒸気発牛器 2 次側による炉心冷却(注水)を行う系統は，重大事故等が発生した場合でも，設計基
準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用する設計とする。電動補助給水ポンプ及びタービン動補助給水ポンプは，中央制御室の制御盤の操作スイッチでの操作が可能な設計とする。
主蒸気逃がし弁を使用した蒸気発生器 2 次側による炉心冷却(蒸気放出)を行う系統は，重大事故等が発生した場合でも，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用する設計とする。主蒸気逃がし弁は，中央制御室の制御盤の操作スイッ
チでの操作が可能な設計とする。また，現場操作も可能となるように手動ハンドルを設け，現場で人力により確実に操作できる設計とする。
電動補助給水ポンプ，復水タンク及び蒸気発生器を使用した蒸気発生器 2 次側のフィードア
ンドブリードを行う系統は，重大事故等が発生した場合でも，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用する設計とする。

29

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉
5.6.3 主要設備及び仕様
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の主要設備及び仕様を第 5.6.1 表及び第 5.6.2 表に示す。
5.6.4 試験検査

東海第二発電所
5.9.3 主要設備及び仕様
原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に原子炉を冷却するための設備の主要設備及び仕様を第 5.9−1 表に示す。
5.9.4 試験及び検査

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。

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。

充てんポンプによる炉心注入に使用する充てんポンプ，燃料取替用水タンク及び再生熱交換

低圧代替注水系（常設）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，他系統と独器は，他系統と独立した試験系統又は通常時の系統構成により機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
充てんポンプは，分解が可能な設計とする。
燃料取替用水タンクは，ほう素濃度及び有効水量が確認できる設計とする。また，内部の確認が可能なように，マンホールを設ける設計とする。
再牛熱交換器は，応力腐食割れ対策，伝熱管の摩耗対策により健全性が確保でき，開放が不要な設計であることから，外観の確認が可能な設計とする。
B 格納容器スプレイポンプによる代替炉心注入に使用する B 格納容器スプレイポンプ，燃料取替用水タンク及び B 格納容器スプレイ冷却器は，他系統と独立した試験系統により機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
B 格納容器スプレイポンプは，分解が可能な設計とする cB 格納容器スプレイ冷却器は，内部の確認が可能なように，フランジを設ける設計とする。また，伝熱管の非破壊検査が可能なように，試験装置を設置できる設計とする。
常設電動注入ポンプによる代替炉心注入に使用する常設電動注入ポンア，燃料取替用水タン
ク及び復水タンクは，他系統と独立した試験系統により機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。また，試験系統に含まれない系統については，悪影響防止のため，放射性立した試験系統により機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
常設低圧代替注水系ポンプは，分解が可能な設計とする。
低圧代替注水系（可搬型）に使用する可搬型代替注水大型ポンプは，他系統と独立した試験系統
により機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプは，車両として走行確認及び外観の確認が可能な設計とする。
残留熱除去系（低圧注水系及び原子炉停止時冷却系）に使用する残留熱除去系ポンプ及び残留熱除去系海水ポンプは，試験系統により機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
残留熱除去系ポンプ及び残留熱除去系海水ポンプは，分解が可能な設計とする。
低圧炉心スプレイ系に使用する低圧炉心スプレイ系ポンプは，他系統と独立した試験系統により機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
低圧炉心スプレイ系ポンプは，分解が可能な設計とする。
代替循環冷却系に使用する代替循環冷却系ポンプは，他系統と独立した試験系統により機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。代替循環冷却系ポンプは，分解が可能な設計とする。
緊急用海水系に使用する緊急用海水ポンプは，機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。緊急用海水ポンプは，分解が可能な設計とする。

物質を含む系統と，含まない系統とを個別に通水及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
常設電動注入ポンプは，分解が可能な設計とする。
復水タンクは，内部の確認が可能なように，マンホールを設ける設計とする。
可搬型ディーゼル注入ホンプによる代替炉心注入に使用する
可搬型ディー一ゼル注入ポンプ及び中間受槽は，他系統と独立した試験系統により機能・性能
及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
可搬型ディーゼル注入ポンプは，ポンプの分解又は取替が可能な設計とする。また，車両として運転状態の確認及び外観の確認が可能な設計とする。
中間受槽は，組立て及び水張りが可能な設計とする，
B 格納容器スプレイポンプによる代替再循環に使用する B 格納容器スプレイポンプ，格納容器再循環サンプ，格納容器再循環サンプスクリーン及び B 格納容器スプレイ冷却器は，格納容器再循環サンプ及び格納容器再循環サンプスクリーンを含まない循環ラインを用いて他系統

30

備考赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考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。
格納容器再循環サンブ及び格納容器再循環サンプスクリーンは，外観の確認が可能な設計とする。
高圧注入ポンプによる高圧再循環に使用する高圧注入ボンプ，格納容器再循環サンプ及び格納容器再循環サンプスクリーンは，格納容器再循環サンプ及び格納容器再循環サンブスクリー
ンを含まない循環ラインを用いて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。
高圧注入ポンプは，分解が可能な設計とする,
高圧注入ポンプによる炉心注入に使用する高圧注入ポンプ及び燃料取替用水タンクは，他系統と独立した試験系統により機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
B 充てんポンフによる代替炉心注入に使用する B 充てんホンプ，燃料取替用水タンク及び再生熱交換器は，他系統と独立した試験系統又は通常時の系統構成により機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
B 高圧注入ポンプによる代替再循環に使用する B 高圧注入ポンプ，移動式大容量ボンプ車，格納容器再循環サンプ，格納容器再循環サンブスクリーン，A，B 海水ストレーナ及び A 原子炉
補機冷却水冷却器は，格納容器再循環サンプ及び格納容器再循環サンプスクリーンを含まない
循環ラインを用いて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。また，試験系統に含まない系統については，悪影響防止のため，海水を含む
原子炉補機冷却海水系統と，海水を含まない原子炉補機冷却水系統とを個別に通水及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
移動式大容量ポンプ車は，ポンプの分解又は取替が可能な設計とする。また，車両として運転状態の確認及び外観の確認が可能な設計とする。
A，B 海水ストレーナは，差圧の確認が可能な設計とする。
また，内部の確認が可能なように，ボンネットを取り外すことができる設計とする。
A 原子炉補機冷却水冷却器は，内部の確認が可能なように，マンホールを設ける設計とする。
また，伝熱管の非破壊検査が可能なように，試験装置を設置できる設計とする。
格納容器スブレイに使用する格納容器スプレイポンプ，燃料取替用水タンク及び格納容器ス
プレイ冷却器は，他系統と独立した試験系統により機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
代替格納容器スプレイに使用する常設電動注入ポンプ，燃料取替用水タンク及び復水タンク
は，他系統と独立した試験系統により機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。

設備の相違。

また，試験系統に含まれない系統については，悪影響防止のため，放射性物質を含む系統と，含まない系統とを個別に通水及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
余熱除去ポンプによる炉心注入に使用する余熱除去ポンプ，燃料取替用水タンク及び余熱除去冷却器は，他系統と独立した試験系統により機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設
計とする。

31

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

余熱除去ポンプは，分解が可能な設計とする。
余熱除去冷却器は，内部の確認が可能なように，マンホールを設ける設計とする。また，伝熱管の非破壊検査が可能なように，試験装置を設置できる設計とする。
余熱除去ポンプによる低圧再循環に使用する余熱除去ポンプ，余熱除去冷却器，格納容器再循環サンプ及び格納容器再循環サンプスクリーンは，格納容器再循環サンプ及び格納容器再循
環サンプスクリー一ンを含まない循環ラインを用いて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。
蒸気発生器 2 次側による炉心冷却(注水)に使用する電動補助給水ポンプ，タービン動補助給水ポンプ，復水タンク及び蒸気発生器は，他系統と独立した試験系統又は通常時の系統構成に
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。
電動補助給水ポンプ及びタービン動補助給水ポンプは，分解が可能な設計とする。
蒸気発生器は，内部の確認が可能なように，マンホールを設ける設計とする。また，伝熱管の非破壊検査が可能なように，試験装置を設置できる設計とする。
蒸気発生器 2 次側による炉心冷却(蒸気放出)に使用する主蒸気逃がし弁は，他系統と独立した試験系統又は通常時の系統構成により機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
主蒸気逃がし弁は，分解が可能な設計とする。
蒸気発生器 2 次側のフィードアンドブリードに使用する電動補助給水ポンプ，復水タンク及び蒸気発生器は，他系統と独立した試験系統又は通常時の系統構成により機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
第 5.6.1 表 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(常設)

第 5.9−1 表 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の主要仕
様

の設備仕様

(1) 常設低圧代替注水系ポンプ(1) 充てんポンプ

兼用する設備は以下のとおり。

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

・化学体積制御設備

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

・緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備

・原子炉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

うず巻式

台

数

3(代替炉心注入時は B 号機のみ使用)

型

式

うず巻形

容

量

約 45m3/h(1 台当たり)

個

数

2

最高使用圧力20.OMPa[gage]容量約 200m３／h／個

最高使用温度

95℃

全程

約 200m

揚約 1,770m

程

運 転 温 度約 54℃

揚(2) 可搬型代替注水大型ポンプ32

備考赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉
接液部材料

ステンレス鋼東海第二発電所
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(2) 燃料取替用水タンク

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備兼用する設備は以下のとおり,
・高圧注入系

・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

・低圧注入系

・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備

・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

・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

・原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備

・原了炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原了炉を冷却するための設備・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備・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

型

式

うず巻形

・原子炉格納容器スプレイ設備個

数

4（予備 2）・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

容量

約 1,320m３／h／個・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

揚程

約 140m・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
・火災防護設備(3) 残留熱除去系ポンプ兼用する設備は以下のとおり。

型式

たて置円筒型

・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

基

数

1

・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

容量

約 2,100m3

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

最高使用圧力大気圧

最高使用温度95℃

ほう素濃度

3,100ppm 以上

材

ステンレス鋼兼用する設備は以下のとおり。

設 置 高 さEL.0.0m

・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

距

約 70m(3 号炉心より)料
離(3) 再生熱交換器

主要仕様については，「5.4

残留熱除去系」に示す。

(4) 低圧炉心スプレイ系ポンプ

主要仕様については，「5.2非常用炉心冷却系」に示す。

(5) 残留熱除去系海水ポンプ兼用する設備は以下のとおり,

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

・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

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

・化学体積制御設備

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

・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
型

式

横置 3 胴 U 字管式

基

数

1

伝 熱 容 量
最高使用圧力

主要仕様については，「5.4

残留熱除去系」に示す。

(6) 代替循環冷却系ポンプ
約 3.14MW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

33

備考赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

管側

20.0MPa[gage]

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

胴側

17.16MPa[gage]

・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

最高使用温度
管

側

343℃

型

式

うず巻形

胴

側

343℃

個

数

1

容

量

約 200m３／h

程約 200m材

料

管側

ステンレス鋼

胴側ステンレス鋼全揚(7) 緊急用海水ポンプ(4) 格納容器スプレイボンプ兼用する設備は以下のとおり。

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

・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却す

・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

るための設備・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

・原子炉格納容器スプレイ設備

・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備・使用済燃料貯蔵槽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

型

式

ターボ形

・原了炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備

個

数

1（予備 1）

・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備

容量

約 844m３／h

・火災防護設備

全程

約 130m

型

式

うず巻式

台

数

2(代替炉心注入及び代替再循環

揚(8) 代替淡水貯槽

時は B 号機のみ使用)

兼用する設備は以下のとおり。

約 1,200m :i/h(1 台当たり)

・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

最高使用圧力2.7MPa[gage]

・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

最高使用温度150℃

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

揚約 175m・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

容

量

程

本 体 材 料ステンレス鋼・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(5) 格納容器スプレイ冷却器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・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備

・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却す

個

数

1

るための設備容量

約 5,000m３

・原子炉格納容器スプレイ設備
・原子炉格納容器内の冷却等のための設備(9) サプレッション・プール

・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備兼用する設備は以下のとおり。

・原了炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備

・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

34

備考赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備

・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

・火災防護設備

・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

型

式

横置 u 宇二管式

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

基

数

2(代替炉心注入及び代替再循環・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

時は B 号機のみ使用)

・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備

伝 熱 容 量

約 23.6MW(1 基当たり)・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備主要仕様については，「9.1最高使用圧力管

側2.7MPa[gage]

胴側1.4MPa[gage]

原子炉格納施設」に示す。

(10) 残留熱除去系熱交換器兼用する設備は以下のとおり。

最高使用温度管

側

150℃

・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

胴

側

95℃

・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

材

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

料

管

側

ステンレス鋼

胴側

炭素鋼

・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備主要仕様については，「5.4(6) 常設電動注入ポンプ
兼用する設備は以下のとおり,
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備・原子炉格納容器内の冷却等のための設備
・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備
・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備
型

式

うず巻式

台

数

1

容

量

約 150m3/h

揚程

約 150m

本 体 材 料ステンレス鋼(7) 復水タンク
兼用する設備は以下のとおり,
・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備・原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備35

残留熱除去系」に示す。

備考赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
・2 次系補給水設備
・緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備
・原子炉格納容器内の冷却等のための設備
・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備
・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
型式

たて置円筒型

基

数

1

容

量

約 1,200m3

本 体 材 料

炭素鋼

設 置 高 さEL.+11.3m

距

離

約 40m(3 号炉心より)(8) 格納容器再循環サンプ
兼用する設備は以下のとおり,
・高圧注入系
・低圧注入系
・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・原子炉格納容器スプレイ設備
・原了炉格納容器内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

プール形

材

料

鉄筋コンクリート

基数2(9) 格納容器再循環サンプスクリーン
兼用する設備は以下のとおり,
・高圧注入系
・低圧注入系
・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・原子炉格納容器スブレイ設備
・原了炉格納容器内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

36

備考赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉
型

式

ディスク型

容

量

約 2,540m3/h(1 基当たり)最高使用温度144℃

材

料

ステンレス鋼基数

2

東海第二発電所(10)高圧注入ポンプ
兼用する設備は以下のとおり。
・高圧注入系
・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備・原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
型

式

うず巻式

台

数

2(代替再循環時は B 号機のみ使
用)

容

量

約 320m i3/h(1 台当たり)

最高使用圧力16.7MPa[gage]

最高使用温度150℃

揚約 960m程

接液部材料

ステンレス鋼(11)海水ストレーナ
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・原子炉補機冷却海水設備
・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
・原了炉格納容器の過圧破損を防止するための設備
・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・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
型式

たて置円筒型基数2(代替補機冷却時は A，B 号機

37

備考赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

のみ使用)
最高使用圧力0.7MPa[gage]
約 1.25MPa[gage](重大事故等時における使用時の値)

最高使用温度50℃

本 体 材 料

炭素鋼

(12)原子炉補機冷却水冷却器兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備・原子炉補機冷却水設備
・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
・原了炉格納容器の過圧破損を防止するための設備
・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・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
型

式

横置直管式

基

数

1

(代替補機冷却時は A 号機のみ使用)
伝 熱 容 量

約 19.2MW

最高使用温度
管

側

50℃

胴

側

95℃
約 175℃(重大事故等時における使用時の値)

最高使用圧力管側0.7MPa[gage]
約 1.25MPa[gage](重大事故等時における使用時の値)

胴

側

材

1.4MPa[gage]料

管側

アルミブラス

胴側炭素鋼(13)余熱除去ポンプ38

備考赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

兼用する設備は以下のとおり。
・余熱除去設備・低圧注入系
・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
型

式

うず巻式

台

数

2

容

量

約 680m3/h(1 台当たり)(余熱除去運転時)
約 1,020m3/h(1 台当たり)(安
全注入時及び再循環時)

最高使用圧力4.5MPa[gage]

最高使用温度200℃

揚約 107m(余熱除去運転時)

程約 91m(安全注入時及び再循環時)
本 体 材 料ステンレス鋼(14)余熱除去冷却器兼用する設備は以下のとおり。
・余熱除去設備・低圧注入系
・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
型式 横置 U 宇管式
基数

伝 熱 容 量2
約 10.8MW(1 基当たり)最高使用圧力管側4.5MPa[gage]

胴側1.4MPa[gage]

最高使用温度
200℃

胴側

95CC

材

管側
料

39

備考

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉
管側

ステンレス鋼

胴側

炭素鋼

東海第二発電所(15)電動補助給水ポンプ
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高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
・給水設備
・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
型

式

うず巻式

台

数

2

容

量

約 140m i3/h(1 台当たり)

揚程

約 950m機

約 650kW(1 台当たり)

電動

本 体 材 料合金鋼(16)タービン動補助給水ポンプ
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高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
・給水設備
・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
型式 うず巻式(蒸気加減弁付)
台

数

1

容

量

約 250m i3/h

揚程

約 950m

本 体 材 料

合金鋼(17)蒸気発生器兼用する設備は以下のとおり。
・1 次冷却設備(通常運転時等)
・1 次冷却設備(重大事故等時)40

備考赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備
・原了炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原了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
・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
型

式

たて置 U 字管式熱交換器型

基

数

4

胴側最高使用圧力

8.17MPa [gage]
約 8.8MPa[gage](重大事故等時における使用時の値)

管側最高使用圧力17.16MPa [gage]
約 19.6MPa[gage](重大事故等時における使用時の値)

1 次冷却材流量

約 15,000t/h(1 基当たり)

主蒸気運転圧力(定格出力時)

約 6.03MPa [gage]

主蒸気運転温度(定格出力時)

約 277℃

蒸気発生量(定格出力時)

約 1,690t/h(1 基当たり)

出口蒸気湿分

0.25wt%以下

伝熱面積

約 4,870m2(1 基当たり)

伝

熱

管

本

数

3,382(1 基当たり)

外径

約 22,2mm

厚さ

約 1.3mm

上部

約 4.5m下部

約 3.4m

全

高

約 21m

胴部外径

材

料
本

体

低合金鋼及び低合金鍛鋼

伝 熱 管

ニッケル・クロム・鉄合金

管板肉盛り

ニッケル・クロム・鉄合金

水室肉盛り

ステンレス鋼(18)主蒸気逃がし弁
兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

41

備考赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
・主蒸気系統設備
・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
型

式

空気作動式

個

数

4

口

径

6B

容

量

約 177t/h(1 個当たり)最高使用圧力8.17MPa[gage]
約 8.8MPa[gage](重大事故等時における使用時の値)

最高使用温度

298℃
約 349℃(重大事故等時における使用時の値)

本 体 材 料

炭素鋼

第 5.6.2 表 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(可搬型)の設備仕様(1) 可搬型ディーゼル注入ポンプ(3 号及び 4 号炉共用)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
・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
・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

うず巻式
デイフユーザ式

台

数

2*1
4*1

容

量

約 150m3/h(1 台当たり)
約 150m3/h(1 台当たり)

揚程

約 470m
約 300m*1 保有台数を示す，組み合わせて必要台数は 4 台(予備 2台)とする。

(2) 中間受槽(3 号及び 4 号炉共用)兼用する設備は以下のとおり,

42

備考赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
型

式

組立式水槽

個

数

4 (予備 1)

容量

約 50m3(1 個当たり)最高使用圧力大気圧

最高使用温度40℃(3) 移動式大容量ポンプ車(3 号及び 4 号炉共用)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
・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
・原了炉格納容器の過圧破損を防止するための設備
・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
・発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
型

式

うず巻式

台

数

4*:)

容

量

約 1,320m :i/h(1 台当たり)

揚程

約 140m*2 保有台数を示す，必要台数
は 2 台(予備 1 台)とする。

第5.9.1表 原子炉補機冷却水設備の設備仕様(1) 原子炉補機冷却水冷却器
型

式

横置直管式

基

数

2

伝 熱 容 量

約 19.2MW(1 基当たり)最高使用圧力管側0.7MPa [gage]

胴側1.4MPa [gage]

最高使用温度43

備考赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉
管

側

50℃

胴

側

95℃

材

東海第二発電所料
管側

アルミブラス

胴側

炭素鋼(2) 原子炉補機冷却水ポンプ
型

式

うず巻式

台

数

4

容

量

約 1,700m:s/h(1 台当たり)

揚

程

約 55m

本 体 材 料

炭素鋼

(3) 原子炉補機冷却水サージタンク
型

式

横置円筒型

基

数

1

容

量

約 8M̀s

通常水容量約4m3

最高使用圧力

0.34MPa [gage]

最高使用温度

95℃

本 体 材 料

炭素鋼

44

備考

玄海原子力発電所／東海第二発電所

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

第 5.9−1 図 低圧代替注水系（常設）による原子炉注水系統概要図

45

備考

玄海原子力発電所／東海第二発電所

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

第 5.9−2 図 低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水系統概要図（1／4）（東側接続口使用時）

第 5.9−3 図 低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水系統概要図（2／4）（西側接続口使用時）

46

備考

玄海原子力発電所／東海第二発電所

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

第 5.9−4 図 低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水系統概要図（3／4）（高所東側接続口使用時）

第 5.9−5 図 低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水系統概要図（4／4）（高所西側接続口使用時）

原子炉隔離時
冷却系より

AO

MO

AO

＊1
可燃性ｶﾞｽ濃度制御系(FCS)(A)へ

MO

MO
MO

47

MO

AO

MO

AO

MO

AO

MO

可燃性ｶﾞｽ濃度制御系(FCS)(B)へ

燃料ﾌﾟｰﾙ冷却浄化系(FPC)へ＊1

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

第 5.9−3 図 残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水系統概要図

原子炉隔離時
冷却系より

AO

MO

AO

＊1
可燃性ｶﾞｽ濃度制御系(FCS)(A)へ

MO

MO
MO

48

AO

MO

AO

AO

MO
AO

燃料ﾌﾟｰﾙ冷却浄化系(FPC)へ
＊1

MO
AO

MO

可燃性ｶﾞｽ濃度制御系(FCS)(B)へ

MOMO赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

第 5.9−4 図 残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱系統概要図

49

備考

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

格納容器

MO

AO

MO

原子炉圧力容器

ドライウェルサプレッション・プール
低圧炉心スプレイ
系ポンプ

残留熱除去系
海水系(RHRS)
MO

第 5.9−5 図 低圧炉心スプレイ系による原子炉注水系統概要図

原子炉建屋原子炉棟
原子炉隔離時
冷却系より

MO

AO

MO

50

AO

MO

MO

MO
MO

MO

AO

屋外

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

第 5.9−6 図 代替循環冷却系による残存溶融炉心の冷却系統概要図

51

備考

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所52

備考