東海第二発電所 審査資料
資料番号
SA 設-C-1 改 13
提出年月日
平成 29 年 6 月 19 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 6 月
日本原子力発電株式会社
本資料のうち，は商業機密又は核物質防護上の観点から公開できません。

下線部：今回提出資料
目
1

重大事故等対処設備

2

基本設計の方針次

2.1 耐震性・耐津波性
2.1.1 発電用原子炉施設の位置
2.1.2 耐震設計の基本方針 【39 条】
2.1.3 耐津波設計の基本方針 【40 条】
2.2 火災による損傷の防止 【41 条】
2.3 重大事故等対処設備の基本設計方針 【43 条】
2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等について
2.3.2 容量等
2.3.3 環境条件等
2.3.4 操作性及び試験・検査性について
3

個別設備の設計方針
3.1 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備 【44 条】
3.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備 【45 条】
3.3 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備 【46 条】
3.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備 【47 条】
3.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備 【48 条】
3.6 原子炉格納容器内の冷却等のための設備 【49 条】
3.7 原子炉格納容器内の過圧破損を防止するための設備 【50 条】
3.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備 【51 条】
目-1

3.9 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備 【52 条】
3.10 水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備 【53 条】
3.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備 【54 条】
3.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための設備 【55 条】
3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備 【56 条】
3.14 電源設備 【57 条】
3.15 計装設備 【58 条】
3.16 原子炉制御室 【59 条】
3.17 監視測定設備 【60 条】
3.18 緊急時対策所 【61 条】
3.19 通信連絡を行うために必要な設備 【62 条】

別添資料-1

耐津波設計

別添資料-2

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

別添資料-3

代替循環冷却の成立性について

別添資料-4

水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備に
ついて

目-2

3.3 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】

基準適合への対応状況

5.

原子炉冷却系統施設

5.8

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備

5.8.1

概

要

原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態であって，設計基準事故対処設
備が有する原子炉の減圧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，原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧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。
原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備の系統概要図を第 5.8−1 図から第 5.8−3 図に示す。

5.8.2

設計方針

(1)

フロントライン系故障時に用いる設備
原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備として，以下の重大事

故等対処設備（過渡時自動減圧機能）を設ける。
ａ．過渡時自動減圧機能
自動減圧機能の故障等により原子炉の減圧機能が喪失した場合の常設重大事故防止対処設備として，過渡時自動減圧機能を使用する。
過渡時自動減圧機能は，原子炉水位異常低下（レベル 1）及び残留熱除去系ポンプ又は低圧炉心スプレイ系ポンプが運転している場合に，逃がし安全弁（自動減圧機能）のうち 2 個を作動させる減圧自動化ロジッ
クを設けることにより，原子炉を減圧できる設計とする。具体的な設備
は，以下のとおりとする。
・過渡時自動減圧機能
その他，設計基準事故対処設備である非常用ディーゼル発電機を常設
重大事故防止設備（設計基準拡張）として使用する。
1
46条-1

(2)

サポート系故障時に用いる設備

ａ．常設代替直流電源設備による逃がし安全弁（自動減圧機能）の機能回
復
原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備のうち，所内常設
直流電源設備が機能喪失した場合を想定した逃がし安全弁の機能回復のための可搬型重大事故防止設備及び可搬型重大事故緩和設備（常設代替
直流電源設備による逃がし安全弁（自動減圧機能）の機能回復）として，常設代替直流電源設備の緊急用直流 125V 蓄電池を使用する。
逃がし安全弁（自動減圧機能）は，緊急用直流 125V 蓄電池より給電することで，機能を回復できる設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。
・緊急用直流 125V 蓄電池（10.2 代替電源設備）
ｂ．可搬型代替直流電源設備による逃がし安全弁（自動減圧機能）の機能回復
原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備のうち，所内常設
直流電源設備及び常設代替直流電源設備が機能喪失した場合を想定した逃がし安全弁の機能回復のための設備として，以下の重大事故等対処設
備（可搬型代替直流電源設備による逃がし安全弁（自動減圧機能）の機能回復）を設ける。
所内常設直流電源設備及び常設代替直流電源設備が喪失した場合を想定した逃がし安全弁の機能回復のための可搬型重大事故防止設備及び可搬型重大事故緩和設備（可搬型代替直流電源設備による逃がし安全弁（自動減圧機能）の機能回復）として，可搬型代替直流電源設備の可搬型代替低圧電源車及び可搬型整流器を使用する。
逃がし安全弁（自動減圧機能）は，可搬型代替低圧電源車より可搬型
246条-2

整流器を介して給電することで，機能を回復できる設計とする。
可搬型代替低圧電源車の燃料は，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。
具体的な設備は，以下のとおりとする。
・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）
・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）
ｃ．逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁（自動減圧機能）の機能回復
原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備のうち，所内常設
直流電源設備，常設代替直流電源設備及び可搬型直流電源設備の全てが機能喪失した場合を想定した逃がし安全弁の機能回復のための設備として，以下の重大事故等対処設備（逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁（自動減圧機能）の機能回復）を設ける。
所内常設直流電源設備，常設代替直流電源設備及び可搬型直流電源設
備の全てが機能喪失した場合を想定した逃がし安全弁の機能回復のための可搬型重大事故防止設備及び可搬型重大事故緩和設備（逃がし安全弁
用可搬型蓄電池による逃がし安全弁（自動減圧機能）の機能回復）として，逃がし安全弁用可搬型蓄電池を使用する。
逃がし安全弁用可搬型蓄電池は，逃がし安全弁（自動減圧機能）のうち 2 個の自動減圧機能用電磁弁へ給電することで，逃がし安全弁（自動減圧機能）の機能を回復できる設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。
・逃がし安全弁用可搬型蓄電池
346条-3

ｄ．高圧窒素ガスボンベによる逃がし安全弁（自動減圧機能）の機能回復
原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備のうち，不活性ガ
ス系の機能喪失を想定した逃がし安全弁の機能回復のための可搬型重大事故防止設備及び可搬型重大事故緩和設備（高圧窒素ガスボンベによる逃がし安全弁（自動減圧機能）の機能回復）として，高圧窒素ガスボン
ベを使用する。
高圧窒素ガスボンベは，高圧窒素ガス供給系（非常用）を介し，自動減圧機能用アキュムレータに窒素ガスを供給することで，逃がし安全弁（自動減圧機能）が有する原子炉の減圧機能を回復できる設計とする。
また，高圧窒素ガス供給系（非常用）は，格納容器の圧力が設計圧力の 2 倍となった場合においても確実に作動できる設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。
・高圧窒素ガスボンベ(3)

炉心損傷時における高圧溶融物放出及び格納容器雰囲気直接加熱の防止に用いる設備
ａ．逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉の減圧
原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備のうち，炉心損傷時における高圧溶融物放出及び格納容器雰囲気直接加熱を防止するための常設重大事故緩和設備（逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉の減圧）として，逃がし安全弁（自動減圧機能）を使用する。
具体的な設備は，以下のとおりとする。
・逃がし安全弁（自動減圧機能）(4)

インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時に用いる設備
ａ．逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉の減圧
原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備のうち，インター4
46条-4

フェイスシステムＬＯＣＡ発生時に原子炉冷却材の格納容器外への漏えい量を抑制するための常設重大事故防止設備（逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉の減圧）として，逃がし安全弁（自動減圧機能）を使用する。
具体的な設備は以下のとおりとする。
・逃がし安全弁（自動減圧機能）
ｂ．原子炉冷却材の漏えい量抑制
原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備のうち，インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時に原子炉冷却材の格納容器外への漏えい量を抑制するための常設重大事故防止設備（設計基準拡張）（逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉の減圧）として，残留熱除去系 A 系注入弁，残留熱除去系 B 系注入弁，残留熱除去系 C 系注入弁，高圧炉心スプレイ系注入弁，低圧炉心スプレイ系注入弁，原子炉隔離時冷却系注入弁を使用する。
注入弁は，中央制御室からの遠隔操作ができない場合であっても，現場で人力により手動操作できる設計とする。
具体的な設備は以下のとおりとする。
・残留熱除去系 A 系注入弁
・残留熱除去系 B 系注入弁
・残留熱除去系 C 系注入弁
・高圧炉心スプレイ系注入弁
・低圧炉心スプレイ系注入弁
・原子炉隔離時冷却系注入弁逃がし安全弁（自動減圧機能）及び非常用ディーゼル発電機は，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
546条-5

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。
非常用ディーゼル発電機，常設代替高圧電源装置，緊急用直流 125V 蓄電池，
可搬型代替低圧電源車，可搬型整流器，可搬型設備用軽油タンク及びタンクローリについては「10.2「5.1

代替電源設備」に示す。原子炉圧力容器については，

原子炉圧力容器及び一次冷却材設備

5.8.2.1

5.1.2

重大事故等時」に示す。

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。
過渡時自動減圧機能の論理回路は，自動減圧機能の論理回路とは分離するとともに，論理回路を 2 回路（A 系，B 系）で構成することで，多重化を図る。また，過渡時自動減圧機能及び自動減圧機能の論理回路の電源は，論理回路毎に A 系を電源区分Ⅰ，B 系を電源区分Ⅱとし，電源区分毎に別の制御盤に収納し位置的分散を図る設計とする。
逃がし安全弁用可搬型蓄電池及び高圧窒素ガスボンベを使用する逃がし安全弁（自動減圧機能）の機能回復において，逃がし安全弁（自動減圧機能）
は，自動減圧機能用電磁弁の電源を可搬型代替低圧電源車又は逃がし安全弁
用可搬型蓄電池から供給し，駆動用窒素ガスを高圧窒素ガス供給系（非常用）の高圧窒素ガスボンベから供給することで，自動減圧機能用アキュムレータ及び所内常設直流電源設備を用いた弁操作に対し，多様性を持つ設計とする。
高圧窒素ガス供給系（非常用）の高圧窒素ガスボンベは，自動減圧機能用
646条-6

アキュムレータが設置された格納容器内と異なる区画である原子炉建屋原子炉棟内に設置及び保管することで，位置的分散を図る設計とする。
逃がし安全弁用可搬型蓄電池は，通常時は接続せず，原子炉建屋付属棟内の所内常設直流電源設備である 125VＡ系蓄電池及び 125VＢ系蓄電池と異なる区画である中央制御室に保管することで，位置的分散を図る設計とする。
電源設備の多様性，位置的分散については，「10.2代替電源設備」に示す。

5.8.2.2

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。
逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉の減圧に使用する逃がし安全弁（自動減圧機能）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。
過渡時自動減圧機能の論理回路は，自動減圧機能の論理回路とは分離する
ことで，自動減圧機能に悪影響を及ぼさない設計とする。
原子炉水位異常低下（レベル１）及び残留熱除去系ポンプ又は低圧炉心ス
プレイ系ポンプ吐出圧力高の検出器からの入力信号並びに論理回路からの作動用電磁弁制御信号は自動減圧機能と共有するが，自動減圧機能と隔離装置を用いて信号を分離することで，自動減圧機能に悪影響を及ぼさない設計とする。
自動減圧機能と過渡時自動減圧機能の論理回路の電源は，異なる配線用遮断器から供給することで，自動減圧機能に悪影響を及ぼさない設計とする。
逃がし安全弁用蓄電池による逃がし安全弁（自動減圧機能）の機能回復に
7
46条-7

使用する逃がし安全弁用可搬型蓄電池は，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，逃がし安全弁用蓄電池は，設置場所においてベルト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。
高圧窒素ガスボンベによる逃がし安全弁（自動減圧機能）の機能回復に使用する高圧窒素ガスボンベは，常用の不活性ガス系からの窒素供給圧力が低下した場合に自動的に高圧窒素ガスボンベ供給弁が開となり，通常時の系統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。
インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時に，逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉の減圧として使用する逃がし安全弁（自動減圧機能）及び原子炉冷却材の漏えい量抑制として使用する残留熱除去系 A 系注入弁，残留熱除去系 B 系注入弁，残留熱除去系 C 系注入弁，高圧炉心スプレイ系注入弁，
低圧炉心スプレイ系注入弁，原子炉隔離時冷却系注入弁は，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。

5.8.2.3

容 量 等

基本方針については，「1.1.7.2 容量等」に示す。
過渡時自動減圧機能は，炉心の著しい損傷を防止するために作動する回路であることから，燃料有効長頂部より高い設定として，原子炉水位異常低下（レベル１）の信号を使用する設計とする。また，逃がし安全弁（自動減圧機能）が作動すると原子炉冷却材が放出され，その補給に残留熱除去系ポン
プ又は低圧炉心スプレイ系ポンプによる注水が必要であることから，原子炉
846条-8水位異常低下（レベル１）及び残留熱除去系ポンプ又は低圧炉心スプレイ系
運転の場合に作動する設計とする。
逃がし安全弁用可搬型蓄電池は，24 時間の間，逃がし安全弁（自動減圧機能）1 個の駆動を可能とする容量を有するものを 2 個使用する。また，故障による待機徐外時のバックアップ用として 1 個を保管する。
高圧窒素ガスボンベは，原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態であって，設計基準事故対処設備であるアキュムレータが有する発電用原子炉の減圧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，逃がし安全弁（自動減圧機能）を作動させ，原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧することができる窒素ガス供給量を有する設計とする。
高圧窒素ガスボンベは，必要な容量を賄うことができる個数として 1 セット 10 個（Ａ系統 5 個，Ｂ系統 5 個）を高圧窒素ガス供給系（非常用）として設置することに加え，故障時及び保守点検時のバックアップとして予備10 個を保管する。
炉心損傷時における高圧溶融物放出及び格納容器雰囲気直接加熱を防止するために使用する逃がし安全弁（自動減圧機能）は，設計基準事故時の原子炉の減圧機能と兼用しており，設計基準事故時に使用する場合の弁放出流量が，想定される重大事故等の収束に必要な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。
インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時に原子炉冷却材の格納容器外への漏えい量を抑制するために使用する逃がし安全弁（自動減圧機能）は，設計基準事故時の原子炉の減圧機能と兼用しており，設計基準事故時に使用する場合の弁放出流量が，想定される重大事故等の収束に必要な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。

9
46条-9

5.8.2.4

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。
過渡時自動減圧機能は，中央制御室，原子炉建屋付属棟及び原子炉建屋原
子炉棟内に設置し，想定される重大事故等時における当該建屋内の環境条件を考慮した設計とする。
原子炉の減圧用の弁である逃がし安全弁（自動減圧機能）は，想定される重大事故等が発生した場合に確実に作動するように格納容器内に設置し，常用の不活性ガス系からの窒素供給圧力が低下した場合に使用する高圧窒素ガ
スボンベの容量の設定も含めて，重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動操作は中央制御室で可能な設計とする。また，逃がし安全弁（自動減圧機能）は，インターフェイス
システムＬＯＣＡ発生時に破損箇所の隔離に失敗する事故時に使用する設備であるため，インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時の環境影響を受けない格納容器内に設置し，破損個所の隔離に失敗する事故時の影響を考慮した設計とする。
逃がし安全弁用可搬型蓄電池は，中央制御室に設置し，想定される重大事
故等時における中央制御室の環境条件を考慮した設計とする。逃がし安全弁
用可搬型蓄電池は，中央制御室で操作可能な設計とする。
高圧窒素ガスボンベは，原子炉建屋原子炉棟内に設置及び保管するため，
重大事故等時における当該建屋内の環境条件を考慮した設計とする。高圧窒
素ガスボンベは，放射線量が高くなるおそれの少ない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。
高圧窒素ガスボンベの操作は設置場所で可能な設計とする。
インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時に原子炉冷却材の格納容器外への漏えい量を抑制するために使用する隔離弁は，原子炉建屋原子炉棟内に設
10
46条-10置される設備であることから，想定される重大事故等が発生した場合における原子炉建屋原子炉棟内の環境条件を考慮した設計とする。

5.8.2.5

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。
逃がし安全弁（自動減圧機能）の操作は，想定される重大事故等が発生した場合において，中央制御室内の環境条件（被ばく影響等）を考慮の上，中央制御室における操作盤上でのスイッチ操作により操作可能な設計とする。
過渡時自動減圧機能は原子炉水位異常低下（レベル 1）の検出器を多重化
し，残留熱除去系ポンプ又は低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力確立の条件
成立時 2 out of 2 論理にて自動的に信号を発信し現場における操作が不要な設計とする。
逃がし安全弁用可搬型蓄電池及び逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁（自動減圧機能）の機能回復を行う系統は，重大事故等が発生した場合でも，中央制御室において逃がし安全弁用可搬型蓄電池を自動減圧機能用電磁弁の電気回路に接続することにより，通常時における電源供給から速やかに切り替えることのできる設計とする。また，車輪の設置により運搬が出来る設計とするとともに，設置場所にてベルトにより固定ができる設計とする。接続は一般的に用いられる工具を用いて確実に接続ができる設計とする。
高圧窒素ガスボンベ及び高圧窒素ガスボンベによる逃がし安全弁（自動減圧機能）の機能回復を行う系統は，常用の不活性ガス系からの窒素供給圧力が低下した場合に自動的に高圧ガスボンベ供給弁が開となり，高圧窒素ガス
ボンベの窒素ガスを自動減圧機能用アキュムレータに供給する設計とする。
1146条-11

また，高圧窒素ガスボンベは，人力又はボンベ運搬台車による移動ができるとともに，必要により設置場所である原子炉建屋原子炉棟内にて，ボンベラックによる固縛等により転倒防止対策が可能な設計とする。接続は一般的に用いられる工具を用いて確実に接続ができる設計とする。
インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時に用いる逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉の減圧を行う系統は，重大事故等が発生した場合でも，設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。
インターフェイスシステムＬＯＣＡ時に用いる残留熱除去系 A 系注入弁，残留熱除去系 B 系注入弁，残留熱除去系 C 系注入弁，高圧炉心スプレイ系注入弁，低圧炉心スプレイ系注入弁，原子炉隔離時冷却系注入弁は中央制御室からの遠隔操作ができない場合であっても，現場で人力により手動操作できる設計とする。

5.8.3

主要設備及び仕様

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備の主要設備及び仕様を
第 5.8−1 表に示す。

5.8.4

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。
過渡時自動減圧機能は，機能・性能の確認が可能な設計とする。機能の確認としては，模擬入力による論理回路動作確認並びに性能の確認として模擬入力による校正及び設定値確認が可能な設計とする。
逃がし安全弁（自動減圧機能）による減圧に使用する逃がし安全弁（自動1246条-12

円圧機能）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分解検査，機能・性能検査，弁作動確認及び外観検査が可能な設計とする。
逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁（自動減圧機能）の機能回復に使用する逃がし安全弁用可搬型蓄電池は，外観検査として，目視により性能に影響を及ぼすおそれのある傷，割れ等がないことについて表面の状態の確認が行えるとともに，機能・性能試験として，電圧の確認を行うことが可能な設計とする。
高圧窒素ガスボンベによる逃がし安全弁（自動減圧機能）の機能回復に使用する高圧窒素ガス供給系（非常用）は，高圧窒素ガスボンベから窒素ガスを供給することで，系統の漏えい確認及び窒素ガス供給圧力の確認が可能な設計とする。また，高圧窒素ガス供給弁は，不活性ガス系の窒素ガス供給圧力が低下した場合に，自動的に開動作することを確認できる設計とする。なお，高圧窒素ガスボンベは規定圧力及び外観の確認が可能な設計とする。

1346条-13

第 5.8−1 表

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備の主要仕様(1)

逃がし安全弁・原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備主要仕様については，「5.2(2)非常用炉心冷却系」に示す。

逃がし安全弁用可搬型蓄電池
・原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備

(3)

型

式

リチウムイオン電池個

数2（予備 1）

容量2,400Wh

電

圧

125V

使 用 箇 所

中央制御室

保 管 場 所

中央制御室

高圧窒素ガスボンベ
・原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備
個

数10（予備 10）

容量

約 47L／個充 填 圧 力約 15MPa［gage］

14
46条-14

第 5.8−1 図

逃がし安全弁に関する系統概要図
1546条-15

自動起動阻止

原子炉水位異常低下（レベル１）

W.O

T.D

過渡時自動減圧機能作動
低圧炉心スプレイ系ポンプ
吐 出 圧 力 確 立

残留熱除去系ポンプ
吐 出 圧 力 確 立

凡

例
ＡＮＤ

ＯＲ

第 5.8−2 図

W.O

信号阻止

T.D

時間遅れ

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備（過渡時自動減圧機能）系統概要図
1646条-16

第 5.8−3 図

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備（高圧窒
素ガス供給系（非常用））系統概要図
1746条-17

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】

＜

3.3

添付資料

目次

＞

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備

3.3.1

設置許可基準規則第46条への適合方針(1)

過渡時自動減圧ロジック（過渡時自動減圧機能）（設置許可基準規則の解釈第1項（１）a））(2)

逃がし安全弁機能回復（可搬型代替直流電源供給）（設置許可基準規則解釈の第1項（２）a））(3)

逃がし安全弁機能回復（代替窒素供給）（設置許可基準規則解釈の第1項（２）b））(4)

逃がし安全弁の背圧対策（設置許可基準規則解釈の第1項（２）c））(5)

インターフェイスシステムＬＯＣＡ隔離弁(6)

復旧手段の整備(7)

逃がし安全弁（逃がし弁機能）の手動操作による減圧(8)

タービン・バイパス弁の手動操作による原子炉の減圧(9)

原子炉隔離時冷却系の手動操作による原子炉の減圧(10)逃がし安全弁機能回復（可搬型窒素供給装置（小型））(11)

代替逃がし安全弁駆動装置による減圧3.3.2

重大事故等対処設備

3.3.2.1

逃がし安全弁

3.3.2.1.1

設備概要

(1)

逃がし弁機能

(2)

安全弁機能
目−1

(3)

自動減圧機能(4)

逃がし弁機能用アキュムレータ

(5)

自動減圧機能用アキュムレータ

3.3.2.1.2

主要設備の仕様(1)

逃がし安全弁(2)

自動減圧機能用アキュムレータ

3.3.2.1.3

設置許可基準規則第43条への適合方針

3.3.2.1.3.1
(1)

(2)

(3)

(4)

(5)

(6)

設置許可基準規則第43条第1項への適合方針

環境条件（設置許可基準規則第43条第1項一）
(ⅰ)

要求事項

(ⅱ)

適合性

操作性（設置許可基準規則第43条第1項二）
(ⅰ)

要求事項

(ⅱ)

適合性

試験及び検査（設置許可基準規則第43条第1項三）
(ⅰ)

要求事項

(ⅱ)

適合性

切り替えの容易性（設置許可基準規則第43条第1項四）
(ⅰ)

要求事項

(ⅱ)

適合性

悪影響の防止（設置許可基準規則第43条第1項五）
(ⅰ)

要求事項

(ⅱ)

適合性

設置場所（設置許可基準規則第43条第1項六）
(ⅰ)

要求事項
目−2

(ⅱ)

適合性

3.3.2.1.3.2
(1)

(2)

設置許可基準規則第43条第2項への適合方針

容量（設置許可基準規則第43条第2項一）
(ⅰ)

要求事項

(ⅱ)

適合性

共用の禁止（設置許可基準規則第43条第2項二）
(ⅰ)

要求事項

(ⅱ)

適合性

(3)

設計基準対象設備との多様性（設置許可基準規則第43条第2項三）
(ⅰ)

要求事項

(ⅱ)

適合性

3.3.2.2

過渡時自動減圧機能

3.3.2.2.1

設備概要

3.3.2.2.2

主要設備の仕様

3.3.2.2.3

設置許可基準規則第43条への適合方針

3.3.2.2.3.1
(1)

(2)

(3)

設置許可基準規則第43条第1項への適合方針

環境条件（設置許可基準規則第43条第1項一）
(ⅰ)

要求事項

(ⅱ)

適合性

操作性（設置許可基準規則第43条第1項二）
(ⅰ)

要求事項

(ⅱ)

適合性

試験及び検査（設置許可基準規則第43条第1項三）
(ⅰ)

要求事項

(ⅱ)

適合性
目−3

(4)

(5)

(6)

切り替えの容易性（設置許可基準規則第43条第1項四）
(ⅰ)

要求事項

(ⅱ)

適合性

悪影響の防止（設置許可基準規則第43条第1項五）
(ⅰ)

要求事項

(ⅱ)

適合性

設置場所（設置許可基準規則第43条第1項六）
(ⅰ)

要求事項

(ⅱ)

適合性

3.3.2.2.3.2
(1)

(2)

(3)

設置許可基準規則第43条第2項への適合方針

容量（設置許可基準規則第43条第2項一）
(ⅰ)

要求事項

(ⅱ)

適合性

共用の禁止（設置許可基準規則第43条第2項二）
(ⅰ)

要求事項

(ⅱ)

適合性

設計基準事故対処設備との多様性（設置許可基準規則第43条第2項三）
(ⅰ)

要求事項

(ⅱ)

適合性

3.3.2.3

逃がし安全弁機能回復（可搬型代替直流電源供給）

3.3.2.3.1

設備概要

3.3.2.3.2

主要設備の仕様(1)

逃がし安全弁用可搬型蓄電池(2)

可搬型代替低圧電源車(3)

可搬型整流器目−4

(4)可搬型設備用軽油タンク(5)

タンクローリ

3.3.2.3.3

設置許可基準規則第43条への適合方針

3.3.2.3.3.1
(1)

(2)

(3)

(4)

(5)

(6)

環境条件（設置許可基準規則第43条第1項一）
(ⅰ)

要求事項

(ⅱ)

適合性

操作性（設置許可基準規則第43条第1項二）
(ⅰ)

要求事項

(ⅱ)

適合性

試験・検査（設置許可基準規則第43条第1項三）
(ⅰ)

要求事項

(ⅱ)

適合性

切り替えの容易性（設置許可基準規則第43条第1項四）
(ⅰ)

要求事項

(ⅱ)

適合性

悪影響の防止（設置許可基準規則第43条第1項五）
(ⅰ)

要求事項

(ⅱ)

適合性

設置場所（設置許可基準規則第43条第1項六）
(ⅰ)

要求事項

(ⅱ)

適合性

3.3.2.3.3.2(1)

設置許可基準規則第43条第1項への適合方針

設置許可基準規則第43条第2項への適合方針

容量（設置許可基準規則第43条第2項一）
(ⅰ)

要求事項
目−5

(ⅱ)
(2)

(3)

適合性

共用の禁止（設置許可基準規則第43条第2項二）
(ⅰ)

要求事項

(ⅱ)

適合性

設計基準事故対処設備との多様性（設置許可基準規則第43条第2項三）
(ⅰ)

要求事項

(ⅱ)

適合性

3.3.2.3.3.3
(1)

(2)

(3)

(4)

(5)

(6)

設置許可基準規則第43条第3項への適合方針

容量（設置許可基準規則第43条第3項一）
(ⅰ)

要求事項

(ⅱ)

適合性

確実な接続（設置許可基準規則第43条第3項二）
(ⅰ)

要求事項

(ⅱ)

適合性

複数の接続口（設置許可基準規則第43条第3項三）
(ⅰ)

要求事項

(ⅱ)

適合性

設置場所（設置許可基準規則第43条第3項四）
(ⅰ)

要求事項

(ⅱ)

適合性

保管場所（設置許可基準規則第43条第3項五）
(ⅰ)

要求事項

(ⅱ)

適合性

アクセスルートの確保（設置許可基準規則第43条第3項六）
(ⅰ)

要求事項
目−6

(ⅱ)
(7)

適合性

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

要求事項

(ⅱ)

適合性

3.3.2.4

逃がし安全弁機能回復（代替窒素供給）

3.3.2.4.1

設備概要

3.3.2.4.2

主要設備の仕様(1)

高圧窒素ガスボンベ

3.3.2.4.3
(1)

(2)

(3)

(4)

(5)

設置許可基準規則第43条第1項への適合方針

環境条件（設置許可基準規則第43条第1項一）
(ⅰ)

要求事項

(ⅱ)

適合性

操作性（設置許可基準規則第43条第1項二）
(ⅰ)

要求事項

(ⅱ)

適合性

試験及び検査（設置許可基準規則第43条第1項三）
(ⅰ)

要求事項

(ⅱ)

適合性

切り替えの容易性（設置許可基準規則第43条第1項四）
(ⅰ)

要求事項

(ⅱ)

適合性

悪影響の防止（設置許可基準規則第43条第1項五）
(ⅰ)

要求事項

(ⅱ)

適合性
目−7

(6)

設置場所（設置許可基準規則第43条第1項六）
(ⅰ)

要求事項

(ⅱ)

適合性

3.3.2.4.3.2
(1)

(2)

(3)

(4)

(5)

(6)

(7)

設置許可基準規則第43条第3項への適合方針

容量（設置許可基準規則第43条第3項一）
(ⅰ)

要求事項

(ⅱ)

適合性

確実な接続（設置許可基準規則第43条第3項二）
(ⅰ)

要求事項

(ⅱ)

適合性

複数の接続口（設置許可基準規則第43条第3項三）
(ⅰ)

要求事項

(ⅱ)

適合性

設置場所（設置許可基準規則第43条第3項四）
(ⅰ)

要求事項

(ⅱ)

適合性

保管場所（設置許可基準規則第43条第3項五）
(ⅰ)

要求事項

(ⅱ)

適合性

アクセスルートの確保（設置許可基準規則第43条第3項六）
(ⅰ)

要求事項

(ⅱ)

適合性

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

要求事項
目−8

(ⅱ)
3.3.3

適合性

重大事故等対処設備（設計基準拡張）

3.3.3.1

インターフェイスシステムＬＯＣＡ隔離弁

3.3.3.1.1

設備概要

3.3.3.1.2

主要設備の仕様(1)

高圧炉心スプレイ系注入弁(2)

原子炉隔離時冷却系注入弁(3)

低圧炉心スプレイ系注入弁(4)

残留熱除去系A系注入弁(5)

残留熱除去系B系注入弁(6)

残留熱除去系C系注入弁

3.3.3.1.3

設置許可基準規則第43条への適合方針

目−9