資料番号：SA設-3-4 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４５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

5.4 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

5.7 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

5.4.1

5.7.1 概概要

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発電

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用原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を防止するため、発電用原冷却機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷を防止するため，原子炉を冷却するための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する。

対策及び重大事故等対処設備を設ける。

原了炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原了炉を冷却するための設備の概略系統図
を第 5.4.1 図から第 5.4.4 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原子炉隔離時冷却系及

既設設備使用の明示。

び高圧炉心スプレイ系が健全な場合は，重大事故等対処設備として使用する。
原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に原子炉を冷却するための設備の系統概要図を第 5.7−1 図から第 5.7−4 図に示す。

5.4.2 設計方針

5.7.2 設計方針

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のうち、原子炉を冷

原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に原子炉を冷却するための設備のうち，原子炉を冷却するた

却するための設備として以下の重大事故等対処設備(1 次系のフィードアンドブリード、タービめの設備として，以下の対策及び重大事故等対処設備（高圧代替注水系による原子炉注水，全 交 流

ン動補助給水ポンプσ)機能回復、電動補助給水ポンプの機能回復及び主蒸気逃がし弁の機能回

動力電源喪失時及び所内常設直流電源喪失時の原子炉注水，全交流動力電源喪失時にお復並びに監視及び制御)を設ける。

け る 原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 の 復 旧 並びに監視及び制御）を設ける。
また，原 子 炉 へ の 高 圧 注 水 機 能 が 喪 失 し ，原 子 炉 水 位 を 維 持 で き な い 場 合 の 事 象 進 展 抑制のため，重大事故等対処設備（ほう酸水注入系による原子炉注水）を設ける。

(1) フロントライン系故障時に用いる設備(1) フロントライン系故障時に用いる設備

a. 1 次系のフィードアンドブリード

ａ．高圧代替注水系による原子炉注水

電動補助給水ポンプ及びタービン動補助給水ボンプ、復水タンク又は主蒸気逃がし弁の(a) 中央制御室からの高圧代替注水系起動故障等により 2 次冷却系からの除熱機能が喪失した場合の重大事故等対処設備(1 次系のフ

設計基準事故対処設備である原子炉隔離時冷却系ポンプ及び高圧炉心スプレイ系ポンプ

ィードアンドブリード)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の故障等により，原子炉への注水機能が喪失した場合の重大事故等対処設備（中央制御室かび燃料取替用水タンク並びに 1 次冷却設備の加圧器逃がし弁並びに非常用炉心冷却設備のらの高圧代替注水系起動）として，常設高圧代替注水系ポンプ及びサプレッション・プール

うち蓄圧注入系の蓄圧タンク及び蓄圧タンク出口弁並びに余熱除去設備の余熱除去ポンプを使用する。

及び余熱除去冷却器を使用する。

サプレッション・プールを水源とする常設高圧代替注水系ポンプは，原子炉隔離時冷却系

燃料取替用水タンクを水源とした高圧注入ポンプは、原子炉へのほう酸水の注入を行を介して，原子炉圧力容器へ注水できる設計とする。常設高圧代替注水系ポンプは，蒸気タ

い、加圧器逃がし弁を開操作することでフィードアンドブリードができる設計とする。まービン駆動のポンプとし，原子炉圧力容器内で発生する蒸気にて駆動できる設計とする。

た、蓄圧タンクは、フィードアンドブリード中に 1 次冷却材との圧力差によりほう酸水を常設高圧代替注水系ポンプは，中央制御室からの遠隔操作によって起動し，高圧注水が必

原子炉へ注入でき、蓄圧タンク出口弁は注水後の 1 次冷却系統への窒素ガス混入防止のた

要な期間にわたって運転継続ができる設計とする。

め、閉止できる設計とする。さらに、余熱除去ポンプ及び余熱除去冷却器は、フィードア

具体的な 設 備 は ， 以 下 の と お り と す る 。

ンドブリード後に原子炉を低温停止状態とできる設計とする。

・常設高圧代替注水系ポンプ

具体的な設備は、以下のとおりとする。

・ 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）

・高圧注入ポンプ・常設代替高圧電源装置（10.2 代替電源設備）

・加圧器逃がし弁・可搬型代替低圧電源車（10.2 代替電源設備）

・燃料取替用水タンク

・ 緊 急 用 直 流 125V 蓄 電 池 （ 10.2 代 替 電 源 設 備 ）1

事象進展抑制のための設備

除熱機能として主蒸気逃がし
弁（玄海）

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４５条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

・蓄圧タンク

常設高圧代替注水系の運転に必要な電源は，常設代替交流電源設備である常設代替高圧電・蓄圧タンク出口弁源装置又は可搬型代替交流電源設備である可搬型代替低圧電源車，常設代替直流電源設備で・余熱除去ポンプ

ある緊急用直流 125V 蓄電池より給電できる設計とする。その他，設計基準事故対処設備で・余熱除去冷却器

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)

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。

備考

現 場 手 動 操 作 に よ る 高圧代替注水系起動
原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 及 び 高 圧 炉 心 ス プ レ イ 系 が 機 能 喪 失 し ，か つ 中 央 制 御 室 か ら

高 圧 代 替 注 水 系 を 起 動 で き な い 場 合 の 重 大 事 故 等 対 処 設 備（ 現場手動操作による高圧
代替注水系起動）と し て ，常設高圧代替注水系ポンプ及びサプレッション・プールを使用する。
常設高圧代替注水ポンプは，蒸気タービン駆動ポンプとし，原子炉圧力容器内で発生する蒸気にて駆動できる設計とする。常設高圧代替注水ポンプは，高圧代替注水系の弁を現場で手動操作することによって，蒸気タービン駆動ポンプを起動し，高圧注水が必要な期間にわ
たって運転継続できる設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。
・常設高圧代替注水系ポンプ・ 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）
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る。
(2) サポート系故障時に用いる設備
a. タービン動補助給水ポンプの機能回復
常設直流電源系統が喪失した場合を想定した重大事故等対処設備(タービン動補助給水ポ(2)

サポート系故障時に用いる設備

ａ．全交流動力電源喪失時及び所内常設直流電源喪失時の原子炉の冷却(a) 中央制御室からの高圧代替注水系起動

ンプの機能回復)として、タービン動補助給水ポンプの蒸気加減弁及びタービン動補助給水ポンプ駆動蒸気入口弁を使用する。
復水タンクを水源としたタービン動補助給水ポンプは、現場での人力による専用の工具を用いた蒸気加減弁の操作、専用の注油器による軸受油供給及び人力によるタービン動補助給

全交流動力電源喪失時及び所内常設直流電源喪失により，高圧注水系による原子炉注水がａ．(a) 中央制御室からの高圧代替注水系起動」と同じである。
(b)

現 場 手 動 操 作 に よ る 高圧代替注水系起動
全交流動力電源喪失時及び所内常設直流電源を喪失し，かつ 中 央 制 御 室 か ら の 操 作 に

冷却系統の十分な減圧及び冷却ができる設計とする。これらの人力による措置は容易に行え

よ り 高 圧 代 替 注 水 系 を 起 動 で き な い 場 合 の 重 大 事 故 等 対 処 設 備（現場手動操作によるる設計とする。また、タービン動補助給水ボンプは、1 次冷却系統の減圧対策及び低圧時の高圧代替注水系起動）は「5.7.2 (1) ａ．(b) 現場手動操作による高圧代替注水系起動」と冷却対策に必要な時間的余裕をとれるよう冷却を継続できる設計とする。

同じである。

具体的な設備は、以下のとおりとする。

ｂ．全交流動力電源喪失時における原子炉隔離時冷却系の復旧

・タービン動補助給水ポンプ(蒸気加減弁付)(a) 代替交流電源設備による原子炉隔離時冷却系への給電

その他、設計基準事故対処設備である 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重大事故等対処設備として使用する。
b, 電動補助給水ポンプの機能回復
全交流動力電源が喪失した場合を想定した重大事故等対処設備(電動補助給水ポンプの機

力操作できない場合の重大事故等対処設備（中央制御室からの高圧代替注水系起動）は「5.7.2 (1)水ポンプ駆動蒸気入口弁の操作により機能を回復し、2 次冷却系からの除熱によって、1 次・タービン動補助給水ホンプ駆動蒸気入口弁

電源の回復又は現場での弁人

全 交 流 動 力 電 源 が 喪 失 し た 場 合 の 重 大 事 故 等 対 処 設 備（ 代替交流電源設備による原
子炉隔離時冷却系への給電）と し て ，常 設 代 替 交 流 電 源 設 備 の 常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 ，原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 ポ ン プ 及 び サ プ レ ッ シ ョ ン・プ ー ル を 使 用 す る 。ま た ，常 設 代
替 高 圧 電 源 装 置 が 使 用 で き な い 場 合 は ，可 搬 型 代 替 交 流 電 源 設 備 の 常 設 代 替 低 圧 電
源 車 ，可 搬 型 設 備 用 軽 油 タ ン ク 及 び タ ン ク ロ ー リ を 使 用 し ，可 搬 型 代 替 低 圧 電 源 車

2給電≒機能回復

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４５条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉
能回復)として、代替電源設備の大容量空冷式発電機を使用する。

東海第二発電所へ 燃 料 を 補 給 す る こ と に よ り ，原 子 炉 冷 却 材 圧 力 バ ウ ン ダ リ の 減 圧 及 び 原 子 炉 冷 却

復水タンクを水源とした電動補助給水ポンプは、大容量空冷式発電機より給電することで

材圧力バウンダリ低圧時に原子炉圧力容器へ注水する手段が整うまでの期間にわ機能を回復し、2 次冷却系からの除熱によって、1 次冷却系統の十分な減圧及び冷却ができた っ て 運 転 継 続 で き る 設 計 と す る 。サ プ レ ッ シ ョ ン・プ ー ル を 水 源 と し た 原 子 炉 隔る設計とする。また、電動補助給水ホンプは、1 次冷却系統の減圧対策及び低圧時の冷却対

離 時 冷 却 系 ポ ン プ は ， 蒸 気 タ ー ビ ン 駆 動 の ポ ン プ とし，原子炉圧力容器内で発生する策に必要な時間的余裕をとれるよう冷却を継続できる設計とする。

蒸気にて駆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。

具体的な設備は，以下のとおりとする

・大容量空冷式発電機(10.2 代替電源設備)

・原子炉隔離時冷却系ポンプ

その他、設計基準事故対処設備である給水設備の電動補助給水ポンプ、2 次系補給水設備

・ 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）の復水タンク及び 1 次冷去 1」設備の蒸気発生器を重大事故等対処設備として使用する。

備考

・ 常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 （ 10.2 代 替 電 源 設 備 ）・ 可 搬 型 代 替 低 圧 電 源 車 （ 10.2 代 替 電 源 設 備 ）・ 可 搬 型 設 備 用 軽 油 タ ン ク （ 10.2 代 替 電 源 設 備 ）・ タ ン ク ロ ー リ （ 10.2 代 替 電 源 設 備 ）その他，設計基準事故対処設備である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) 代替直流電源設備による原子炉隔離時冷却系への給電
常 設 所 内 直 流 電 源 が 喪 失 し た 場 合 の 重 大 事 故 等 対 処 設 備（ 代替直流電源設備による原子炉隔離時冷却系への給電）と し て ，常 設 代 替 直 流 電 源 設 備 の 緊 急 用 直 流 125V 蓄 電
池 ，原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 ポ ン プ 及 び サ プ レ ッ シ ョ ン・プ ー ル を 使 用 す る 。ま た ，緊急 用 直 流 125V 蓄 電 池 が 使 用 で き な い 場 合 は ， 可 搬 型 代 替 交 流 電 源 設 備 の 常 設 代 替
低圧電源車及び可搬型整流器，可搬型設備用軽油タンク及びタンクローリを使用
し ，可 搬 型 代 替 低 圧 電 源 車 へ 燃 料 を 補 給 す る こ と に よ り ，原 子 炉 冷 却 材 圧 力 バ ウ ン
ダリの減圧及び原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に原子炉圧力容器へ注水する手段が整うまでの期間にわたって運転継続できる設計とする。
サ プ レ ッ シ ョ ン・プ ー ル を 水 源 と し た 原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 ポ ン プ は ，蒸 気 タ ー ビ
ン 駆 動 の ポ ン プ を原子炉圧力容器内で発生する蒸気にて駆動できる設計とする。原 子 炉 隔
離 時 冷 却 系 は ， 緊 急 用 直 流 125V 蓄 電 池 又 は 可 搬 型 代 替 低 圧 電 源 車 及 び 可 搬 型 整 流
器 よ り 給 電 す る こ と で ，中 央 制 御 室 か ら の 操 作 に よ り 原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 ポ ン プ を起動し，原子炉への注水が可能な設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする
・原子炉隔離時冷却系ポンプ
・ 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）
・ 常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 （ 10.2 代 替 電 源 設 備 ）・ 可 搬 型 代 替 低 圧 電 源 車 （ 10.2 代 替 電 源 設 備 ）・ 可 搬 型 整 流 器 （ 10.2 代 替 電 源 設 備 ）・ 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 ）3給電≒機能回復

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４５条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

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る。
c, 主蒸気逃がし弁の機能回復

東二では主蒸気逃がし弁の機

全交流動力電源又は常設直流電源系統が喪失した場合を想定した重大事故等対処設備(主能回復なし

蒸気逃がし弁の機能回復)として、主蒸気系統設備の主蒸気逃がし弁を使用する。
主蒸気逃がし弁は、機能回復のため現場において人力で操作し、2 次冷却系からの除熱によって、1 次冷却系統の十分な減圧及び冷却ができる設計とする。また、主蒸気逃がし弁は、
1 次冷却系統の減圧対策及び低圧時の冷却対策に必要な時間的余裕をとれるよう冷却を継続できる設計とする。
具体的な設備は、以下のとおりとする。
・主蒸気逃がし弁(3)

設計基準事故等対処設備による原子炉注水

ＤＥ設備による対応の明示は想定される設計基準事故等発生時において，設計基準事故等対処設備の機能が喪失していなないが、玄海でも同等の系統・い場合において，設計基準事故等対処設備である原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系 操作あり。
を重大事故等対処設備（原子炉隔離時冷却系による原子炉注水及び高圧炉心スプレイ系による原子炉注水）として使用する。
ａ． 原子炉隔離時冷却系による原子炉注水
設計基準事故等対処設備である原子炉隔離時冷却系の機能が喪失していない場合の重大事故等対処設備（原子炉隔離時冷却系による原子炉注水）として，原子炉隔離時冷却系ポン
プ及びサプレッション・プールを使用する。
サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル を 水 源 と す る 原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 ポ ン プ は ， 原子炉隔離時冷却系を介して，原子炉圧力容器へ注水できる設計とする。原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 ポ ン プ
は ， 蒸 気 タ ー ビ ン 駆 動 の ポ ン プ を原子炉圧力容器内で発生する蒸気にて駆動できる設計とする。
具体的な設備は，以下のとおり。
・原子炉隔離時冷却系ポンプ
・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）
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る。
ｂ． 高圧炉心スプレイ系による原子炉注水
設計基準事故等対処設備である高圧炉心スプレイ系が健全な場合の重大事故等対処設備（高圧炉心スプレイ系による原子炉注水）として，高圧炉心スプレイ系ポンプ及びサプレッ
ション・プール並びに高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機及び高圧炉心スプレイ系ディー
ゼル発電機用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高圧炉心スプレイ系ポンプは，高圧炉心スプレイ系
を介して原子炉圧力容器へ注水できる設計とする。

4

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４５条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所
高圧炉心スプレイ系ポンプは，非常用交流電源設備の高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機より給電できる設計とする。
具体的な設備は，以下のとおり。
・高圧炉心スプレイ系ポンプ
・サプレッション・プール
・高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機
・高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機用海水ポンプ
その他，高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機用海水ポンプの流路として，非常用取水設備である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。

(3) 監視及び制御に用いる設備(4)

監視及び制御に用いる設備

ａ．監視及び制御

a, 監視及び制御
原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態で原子炉を冷却する場合に監視及び制御に使

原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態で原子炉を冷却する設備のうち監視及用する重大事故等対処設備(監視及び制御)として、加圧器水位、蒸気発生器広域水位、蒸気発

び 制 御 に 使 用 す る 重 大 事 故 等 対 処 設 備（ 監 視 及 び 制 御 ）と し て ，原 子 炉 水 位（ 広 帯 域 ），生器狭域水位、補助給水流量及び復水タンク水位を使用する。

原 子 炉 水 位（ 燃 料 域 ），原 子 炉 水 位（ Ｓ Ａ 広 帯 域 ），原 子 炉 水 位（ Ｓ Ａ 燃 料 域 ），原

加圧器水位は、1 次冷却材の保有水量を、蒸気発生器広域水位及び蒸気発生器狭域水位は、

子 炉 圧 力 ，原 子 炉 圧 力（ Ｓ Ａ ），高 圧 代 替 注 水 系 系 統 流 量 及 び サ プ レ ッ シ ョ ン・プ ー

2 次冷却材の保有水量を監視又は推定でき、蒸気発生器広域水位、蒸気発生器狭域水位、補助

ル水位を使用する。
原 子 炉 水 位（ 広 帯 域 ），原 子 炉 水 位（ 燃 料 域 ），原 子 炉 水 位（ Ｓ Ａ 広 帯 域 ）及 び 原

給水流量及び復水タンク水位は蒸気発生器へ注水するための補助給水ポンプの作動状況を確

子炉水位（ＳＡ燃料域）は原子炉の保有水量を監視又は推定できる設計とする。

認できる設計とする。
具体的なパラメータは、以下のとおりとする。

原 子 炉 圧 力 及 び 原 子 炉 圧 力（ Ｓ Ａ ）は 原 子 炉 圧 力 を 監 視 又 は 推 定 で き る 設 計 と す る 。

・加圧器水位(6.4 計装設備(重大事故等対処設備))

高 圧 代 替 注 水 系 系 統 流 量 及 び サ プ レ ッ シ ョ ン・プ ー ル 水 位 は 原 子 炉 圧 力 容 器 へ 注 水するための常設高圧代替注水系ポンプの作動状況を確認できる設計とする。

・蒸気発生器広域水位(6.4 計装設備(重大事故等対処設備))
・蒸気発生器狭域水位(6.4 計装設備(重大事故等対処設備))

具体的なパラメータは，以下のとおりとする。

・補助給水流量(6.4 計装設備(重大事故等対処設備))・ 原 子 炉 水 位 （ 広 帯 域 ） （ 6.5 計 装 設 備 （ 重 大 事 故 等 対 処 設 備 ） ）・復水タンク水位(6.4

・ 原 子 炉 水 位 （ 燃 料 域 ） （ 6.5 計 装 設 備 （ 重 大 事 故 等 対 処 設 備 ） ）計装設備(重大事故等対処設備))・ 原 子 炉 水 位 （ Ｓ Ａ 広 帯 域 ） （ 6.5 計 装 設 備 （ 重 大 事 故 等 対 処 設 備 ） ）・ 原 子 炉 水 位 （ Ｓ Ａ 燃 料 域 ） （ 6.5 計 装 設 備 （ 重 大 事 故 等 対 処 設 備 ） ）・ サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 位 （ 6.5 計 装 設 備 （ 重 大 事 故 等 対 処 設 備 ） ）・ 原 子 炉 圧 力 （ 6.5 計 装 設 備 （ 重 大 事 故 等 対 処 設 備 ） ）・ 原 子 炉 圧 力 （ Ｓ Ａ ） （ 6.5 計 装 設 備 （ 重 大 事 故 等 対 処 設 備 ） ）・ 高 圧 代 替 注 水 系 系 統 流 量 （ 6.5 計 装 設 備 （ 重 大 事 故 等 対 処 設 備 ） ）(5)

事象進展抑制のために用いる設備

ａ．ほう酸水注入系による原子炉注水
常 設 高 圧 代 替 注 水 系 ポ ン プ ，原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 ポ ン プ 及 び 高 圧 炉 心 ス プ レ イ 系 ポ
ン プ の 故 障 等 に よ り ，原 子 炉 圧 力 容 器 へ の 高 圧 注 水 機 能 が 喪 失 し ，原 子 炉 水 位 を 維 持
で き な い 場 合 の 重 大 事 故 等 対 処 設 備（ ほ う 酸 水 注 入 系 に よ る 原 子 炉 注 水 ）と し て ，ほ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４５条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所
う酸水注入ポンプ及びほう酸水貯蔵タンクを使用する。
ほ う 酸 水 貯 蔵 タ ン ク を 水 源 と し た ほ う 酸 水 注 入 ポ ン プ は ，中 央 制 御 室 か ら の 操 作 によ り ほ う 酸 水 注 入 系 統 を 介 し て ，原 子 炉 圧 力 容 器 へ 注 入 す る こ と で 重 大 事 故 等 の 進 展を抑制できる設計とする。
ほ う 酸 水 注 入 系 は ，「 6.8 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 」 の 「 6.8.2 設 計 方 針 (1)c． ほ う 酸 水 注 入 」 と 同 じ で あ る 。
具体的な設備は，以下のとおりとする・ほ う 酸 水 注 入 ポ ン プ（ 6.8 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）
・ほ う 酸 水 貯 蔵 タ ン ク（ 6.8 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）
・ 常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 （ 10.2 代 替 電 源 設 備 ）・ 可 搬 型 代 替 低 圧 電 源 車 （ 10.2 代 替 電 源 設 備 ）・ 可 搬 型 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 ）蓄圧タンク、蓄圧タンク出口弁、余熱除去ポンプ、余熱除去冷却器及びディーゼル発電機は、

原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 ポ ン プ ，高 圧 炉 心 ス プ レ イ 系 ポ ン プ ，ほ う 酸 水 注 入 ポ ン プ ，サ プ レ

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

ッ シ ョ ン・プ ー ル 及 び 原 子 炉 圧 力 容 器 は ，設 計 基 準 事 故 対 処 設 備 で あ る と と も に ，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

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す設計方針を適用する。ただし，多様性及び位置的分散等を考慮すべき対象の設計基準

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。

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

ディーゼル発電機及び大容量空冷式発電機の詳細にっいては、「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 次冷却材ボンブ、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。加圧器水位、蒸気発生器広域水位、蒸気発生器狭域水位、補助給水流量及び復水タンク水位の詳細については、「6.4 計装設備(重大事故等対処設備)」にて記載する。

多様性，位置的分散等の設計方針は適用しない。
サ プ レ ッ シ ョ ン・プ ー ル に つ い て は ，「 9.12 重 大 事 故 等 の 収 束 に 必 要 と な る 水 の 供 給設備」に示す。
常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 ，可 搬 型 代 替 低 圧 電 源 車 ，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代 替 電 源 設 備 」 に 示す。
原 子 炉 水 位 計（ 広 帯 域 ），原 子 炉 水 位 計（ 燃 料 域 ），原 子 炉 水 位 計（ Ｓ Ａ 広 帯 域 ），原子 炉 水 位 計（ Ｓ Ａ 燃 料 域 ），原 子 炉 圧 力 計 ，原 子 炉 圧 力 計（ Ｓ Ａ ），高 圧 代 替 注 水 系 系 統
流 量 計 及 び サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 位 計 は ， 「 6.5 計 装 設 備 （ 重 大 事 故 等 対 処 設 備 ） 」に示す。
ほ う 酸 水 注 入 ポ ン プ 及 び ほ う 酸 水 貯 蔵 タ ン ク に つ い て は ， 「 6.8 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 」 に 示す。

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４５条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉
5.4.2.1 多様性、位置的分散

東海第二発電所
5.7.2.1

多様性及び位置的分散

基本方針については、「L1.7.1 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 。

高圧注入ポンプ及び加圧器逃がし弁を使用した 1 次系のフィードアンドブリードは、電動補助

常設高圧代替注水系ポンプは，原子炉建屋原子炉棟内の原子炉隔離時冷却系ポンプ及給水ホンプ、タービン動補助給水ポンプ及び主蒸気逃がし弁を使用した 2 次冷却系からの除熱とび高圧炉心スプレイ系ポンプと異なる区画に設置することで，原子炉隔離時冷却系ポン

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。また、燃料取替用水タンクを水源と

プ及び高圧炉心スプレイ系ポンプと位置的分散を図る設計とする。

することで、復水タンクを水源とする電動補助給水ホンブ、タービン動補助給水ポンプ及び主蒸
気逃がし弁を使用した 2 次冷却系からの除熱に対して異なる水源を持つ設計とする。

高 圧 代 替 注 水 系 に よ る 原 子 炉 注 水 は ，サ プ レ ッ シ ョ ン・プ ー ル か ら 原 子 炉 圧 力 容 器 へ 注
水する原子炉隔離時冷却系配管との合流部まで，原子炉隔離時冷却系ポンプを使用する

高圧注入ポンブは、原子炉補助建屋内に設置し、加圧器逃がし弁は、原子炉格納容器内に設置

系 統 に 対 し て 独 立 し た 設 計 と す る 。ま た ，サ プ レ ッ シ ョ ン・プ ー ル か ら 原 子 炉 圧 力 容 器 へし、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、原子炉周辺建屋内の注水する高圧炉心スプレイ系配管は高圧代替注水系と異なった流路とし，高圧炉心スプ

電動補助給水ポンプ、ター一ビン動補助給水ポンプ、復水タンク及び主蒸気逃がし弁と位置的分

レイ系ポンプを使用する系統に対して独立した設計とする。

散を図る設計とする。

備考

常設高圧代替注水ポンプのタービンを駆動させるための蒸気と原子炉隔離時冷却系ポタービン動補助給水ポンプの機能回復において、タービン動補助給水ホンブの蒸気加減弁は、ンプのタービンを駆動させるための蒸気は，共通の配管から分岐していることから，原専用の工具を用いて手動で操作できる設計とし、タービン動補助給水ポンプの軸受油は、専用の子炉隔離時冷却系側の蒸気配管で蒸気流出が継続するような不具合（原子炉隔離時冷却

注油器を用いて人力で供給できる設計とする、タービン動補助給水ポンプ駆動蒸気入口弁は、ハ系トリップ・スロットル弁が開状態から動作不能になった場合や，配管機能が喪失したンドルを設け、手動操作を可能とすることで、常設直流電源を用いた弁操作に対し、多様性を持場合）が発生した場合においても，原子炉隔離時冷却系ＳＡ蒸気止め弁を閉操作するこ

記載場所を「悪影響防止」へ移っ設計とする。

とで，常設高圧代替注水系ポンプ側へ十分な蒸気が供給できる設計とする。高圧代替注

動検討

電動補助給水ポンプの機能回復において、電動補助給水ポンプは、ディーゼル発電機に対して水系の蒸気系電動弁については，原子炉隔離時冷却系の電動弁と共通要因によって同時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 機 能 を 損 な わ な い よ う 緊 急 用 直 流 125V 蓄 電 池 に よ り 給 電 で き る 多 様 性 を 有 す る 設 計 とについては、「10.2 代替電源設備」にて記載する。

す る 。ま た ，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 の 人 力 操 作 を

主蒸気逃がし弁の機能回復において、主蒸気逃がし弁は、ハンドルを設けて手動操作を可能とすることで、空気作動に対し、多様性を持つ設計とする。

可能とすることで，電動駆動に対し多様性を有する設計とする。
常設高圧代替注水系ポンプは冷却水を自己冷却とすることで，高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機用海水ポンプにより冷却する高圧炉心スプレイ系ポンプに対して多様性を有する設計とする。
電 源 設 備 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 。

5.4.2.2 悪影響防止

5.7.2.2 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。

1 次系 の フ ィ ー ド ア ン ド ブ リ ー ド に 使用 す る 高圧 注入 ポン プ、加 圧 器 逃 がし 弁、燃 料

高 圧 代 替 注 水 系 に よ る 原 子 炉 注 水 に使用する常設高圧代替注水系ポンプは，通常待機時の隔取 替 用 水 タ ン ク 、 蓄 圧 タ ン ク 、 蓄 圧 タ ン ク 出口 弁 、 余 熱 除 去 ポ ン プ 及 び 余 熱 除 去 冷 却

離された状態から弁操作等により重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に器 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

悪影響を及ぼさない設計とする。

することで、他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
タービン動補助給水ポンプの機能回復に使用するタービン動補助給水ポンプ、タービン動補
助給水ポンプ駆動蒸気入口弁、復水タンク及び蒸気発牛器は、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。
電動補助給水ポンプの機能回復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

原子炉隔離時冷却系による原子炉の冷却に使用する原子炉隔離時冷却系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。
高圧炉心スプレイ系による原子炉の冷却に使用する高圧炉心スプレイ系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。

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４５条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

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。
主蒸気逃がし弁の機能回復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。
5.4.2.3 容量等

5.7.2.3 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。

2 次冷却系からの除熱機能が喪失した場合における 1 次系のフィードアンドブリードとして

高圧代替注水系による原子炉注水として使用する常設高圧代替注水系ポンプは，原子炉を冷却使用する高圧注入ポンプ及び燃料取替用水タンクは、設計基準事故時のほう酸水を 1 次系へ注し，炉心の著しい損傷を防止するために必要な原子炉注水量に対して，十分なポンプ流量を確保で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及びタンク容量が、炉きる設計とする。

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タンク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。
2 次冷却系からの除熱機能が喪失した場合における 1 次系のフィードアンドブリードとして原子炉隔離時冷却系による原子炉注水として使用する原子炉隔離時冷却系ポンプは，設計基準事故時に使用する場合のポンプ流量が，原子炉を冷却し，炉心の著しい損傷を防止するため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。

使用する加圧器逃がし弁は、設計基準事故時の 1 次系の減圧機能と兼用しており、設計基準事故

高圧炉心スプレイ系による原子炉注水として使用する高圧炉心スプレイ系ポンプは，設計基準事時に使用する場合の弁放出流量が、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故時に使用する場合のポンプ流量が，原子炉を冷却し，炉心の著しい損傷を防止するために必要な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。

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。

2 次冷却系からの除熱機能が喪失した場合における 1 次系のフィードアンドブリードとして原子炉隔離時冷却系による原子炉注水及び高圧炉心スプレイ系による原子炉注水として使用す

使用する蓄圧タンクは、設計基準事故時の蓄圧注入系の機能と兼用しており、設計基準事故時にるサプレッション・プールは，設計基準事故時の原子炉隔離時冷却系及び非常用炉心冷却設備の水使用する場合の保持圧力及びタンク容量が、炉心崩壊熱により加熱された 1 次冷却系統を冷却源と兼用しており，設計基準事故時に使用する場合の容量が，原子炉を冷却し，炉心の著しい損傷するために必要な保持圧力及びタンク容量に対して十分であるため、設計基準事故対処設備と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十分であるため，設計基準事故

同仕様で設計する。

対処設備と同仕様で設計する。

1 次系のフィードアンドブリード継続により 1 次系の圧力及び温度が低下し余熱除去設備が使用可能となれば余熱除去系による冷却を開始する余熱除去系として使用する余熱除去ボンプ

ほう酸水注入ポンプ及びほう酸水貯蔵タンクの容量については，「6.8 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」で示す。

及び余熱除去冷却器は、設計基準事故時の余熱除去系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ポ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。
2 次冷却系からの除熱に使用するタービン動補助給水ポンプ、電動補助給水ポンプ、主蒸気逃がし弁及び蒸気発生器は、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、弁放出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、弁放出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。
2 次冷却系からの除熱に使用する復水タンクは、蒸気発生器への給水量に対し、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タンク容量を有する設計とする。

8

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４５条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉
5.4.2.4 環境条件等

東海第二発電所
5.7.2.4 環境条件等

基本方針については、「L1.7.3 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。

高圧注入ポンフは、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

常設高圧代替注水系ポンプ，原子炉隔離時冷却系ポンプ，高圧炉心スプレイ系ポンプ及びほう酸計とする。
高圧注入ポンプの操作は中央制御室で可能な設計とする。
加圧器逃がし弁、蓄圧タンク、蓄圧タンク出口弁及び蒸気発生器は、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。加圧器逃がし弁及び蓄圧タンク出口

水注入ポンプは，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子炉棟内の環境条件を考慮した設計とし，中央制御室から操作可能な設計とする。
また，中央制御室からの操作により常設高圧代替注水ポンプを起動できない場合に現場で操作する弁は，操作場所の放射線量が高くならないことを考慮した場所に設置する設計とする。

弁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とする。
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。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

破損時に破損但 1」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。
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。
タービン動補助給水ポンプ、タービン動補助給水ポンプ駆動蒸気入口弁、復水タンク、電動補助給水ポンプ及び主蒸気逃がし弁は、原子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。
タービン動補助給水ホンプ及びタービン動補助給水ポンプ駆動蒸気入口弁の操作は設置場所で可能な設計とする。
電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。
手動ハンドルによる主蒸気逃がし弁の操作は設置場所で可能な設計とする。
タービン動補助給水ポンプ、復水タンク、蒸気発生器及び電動補助給水ポンプは、淡水だけでなく海水も使用することから、海水影響を考慮した設計とする。
5.4.2.5

操作性の確保5.7.2.5 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。

高圧注入ポンプ、加圧器逃がし弁、燃料取替用水タンク、蓄圧タンク、蓄圧タンク出口弁、余常設高圧代替注水系ポンプ及びサプレッション・プールを使用した常設高圧代替注水系による原熱除去ポンプ及び余熱除去冷却器を使用した 1 次系のフィードアンドブリードを行う系統は、

子炉注水を行う系統は，中央制御室のスイッチ操作にて確実に起動できる設計とする。また，高圧

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代替注水系を中央制御室から操作ができない場合であっても，現場で弁を人力操作することにより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、加圧器逃がし弁、蓄圧タンク出口

高圧代替注水系を運転可能な設計とする。

弁及び余熱除去ポンプは、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。

原子炉隔離時冷却系ポンプ，サプレッション・プールを使用した原子炉隔離時冷却系による原子タービン動補助給水ポンプ、タービン動補助給水ポンプ駆動蒸気入口弁、復水タンク及び蒸気

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合発生器を使用したタービン動補助給水ポンプの機能回復を行う系統は、重大事故等が発生したと同じ系統構成で使用できる設計とする。原子炉隔離時冷却系ポンプは中央制御室のスイッチ操作

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で起動可能な設計とする。

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４５条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

使用する設計とする。
タービン動補助給水ポンプは、現場での人力による専用の工具を用いた蒸気加減弁の操作及び専用の注油器によるタービン動補助給水ポンプ軸受への油供給と、人力によるタービン動補
助給水ポンプ駆動蒸気入口弁の操作により起動が可能な設計とする。専用工具及び注油器は、作業場所近傍又はアクセスルート近傍に保管する。タービン動補助給水ポンプ駆動蒸気入口弁は、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牛器を使用した電動補助給水ポンプ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、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主蒸気逃がし弁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、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。また、主蒸気逃がし弁は、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。
5.4.3 主要設備及び仕様
原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原了炉を冷却するための設備の主要設備及び仕様を第 5.4.1 表に示す。
5.4.4 試験検査

5.7.3 主要設備及び仕様
原子炉冷却材圧力バウンダリ高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 5.7−1 表に示す。
5.7.4 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。

1 次系のフィードアンドブリードに使用する高圧注入ポンプ、加圧器逃がし弁、燃料取替用水

高圧代替注水系による原子炉注水に使用する常設高圧代替注水系ポンプ及び弁は，他系統と独タンク、蓄圧タンク、蓄圧タンク出口弁、余熱除去ポンプ及び余熱除去冷却器は、他系統と独立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し，分解が可能な設計とする。

する。
高圧注入ポンプ、加圧器逃がし弁、蓄圧タンク出口弁及び余熱除去ホンプは、分解が可能な設計とする。
燃料取替用水タンク及び蓄圧タンクは、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。
燃料取替用水タンク及び蓄圧タンクは、ほう素濃度及び有効水量が確認できる設計とする、原子炉隔離時冷却系による原子炉注水に使用する原子炉隔離時冷却系ポンプは，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し，分解が可能な設計とする。
高圧炉心スプレイ系による原子炉注水に使用する高圧炉心スプレイ系ポンプは，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し，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。
タービン動補助給水ポンプの機能回復に使用するタービン動補助給水ポンプ、タービン動補助
給水ポンプ駆動蒸気入口弁、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。

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４５条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

タービン動補助給水ポンプ及びタービン動補助給水ポンプ駆動蒸気入口弁は、分解が可能な設計とする。
復水タンク及び蒸気発生器は、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。
蒸気発生器は、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。
電動補助給水ポンプの機能回復に使用する電動補助給水ボンプ、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は、分解が可能な設計とする。
主蒸気逃がし弁の機能回復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。
第 5.4.1 表 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(常設)の設備

第 5.7−1 表 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の主要仕仕様

様(1) 高圧注入ポンプ(1) 常設高圧代替注水系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。

・高圧注入系

・原子炉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高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

・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を減圧するための設備

型

式

うず巻形

・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

個

数

1

・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備

容量

約 136m3／h

型

式

うず巻式

全

程

約 882m

台

数

2

容

量

約 320m:3/h(1 台当たり)

揚(2) 原子炉隔離時冷却系ポンプ

最高使用圧力16.7MPa[gage]

兼用する設備は以下のとおり。

最高使用温度

150℃

・原子炉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

揚程

約 960m・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備

接液部材料

ステンレス鋼(2) 加圧器逃がし弁兼用する設備は以下のとおり,

主要仕様については，「5.3 原子炉隔離時冷却系」に示す。
(3) 高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。

・1 次冷却設備(通常運転時等)
・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(4) サプレッション・プール

るための設備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を減圧するための設備

・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

・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

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４５条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

型

式

空気作動式

・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

個

数

2

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

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

約 19.6MPa[gage](重大事故等時

・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備

における使用時の値)・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備

最高使用圧力最高使用温度

360℃

主要仕様については，「9.1 原子炉格納施設」に示す。

約 365℃(重大事故等時における使用時ぴ)値)
吹出容量
材料(5) ほう酸水注入ポンプ

約 95t/h(1 個当たり)兼用する設備は以下のとおり。

ステンレス鋼・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
・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備(3) 燃料取替用水タンク

主要仕様については，「3.3.4 ほう酸水注入系」に示す。

兼用する設備は以下のとおり,
・高圧注入系(6) ほう酸水貯蔵タンク

・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を減圧するための設備

・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

・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

・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

・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

・原子炉格納容器スプレイ設備

主要仕様については，「3.3.4 ほう酸水注入系」に示す。

・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
・火災防護設備
型式

たて置円筒型基数

1

容量 約 2,100m3
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

材料

ステンレス鋼設置高さ

EL.0.Om

距

離

約 70m(3 号炉心より)(4) 蓄圧タンク12

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４５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,
・蓄圧注入系
・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
型式

たて置円筒型

基

数

4

容

量

約 38m3(1 基当たり)最高使用圧力4.9MPa[gage]

最高使用温度

150℃

加圧ガス圧力約 4.4MPa[gage]

運転温度

約 49℃

ほう素濃度

3,100ppn1 以上

材料

炭素鋼(ステンレス内張り)(5) 蓄圧タンク出口弁
兼用する設備は以下のとおり,
・蓄圧注入系
・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
型

式

電気交流作動式

個数

4

最高使用圧力17.16MPa[gage]

最高使用温度

150℃

材料

ステンレス鋼(6) 余熱除去ポンプ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 1,020m :i/h(1 台当たり)(安全注入時及び再循環時)

13

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４５条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉
最高使用圧力4.5MPa[gage]

最高使用温度

200℃

揚程

約 107m(余熱除去運転時)

東海第二発電所

約 91m(安全注入時及び再循環時)
本体材料

ステンレス鋼(6) 余熱除去ポンプ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 1,020m :l/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℃

揚程

約 107m(余熱除去運転時)
約 91m(安全注入時及び再循環時)

本体材料

ステンレス鋼(7) 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
基

横置 U 宇管式数

伝熱容量

2
約 10.8MW(1 基当たり)最高使用圧力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４５条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉
管側

4.5MPa[gage]

胴側1.4MPa[gage]

東海第二発電所

最高使用温度
管側

200℃

胴側

95℃

材

料
管

側

ステンレス鋼

胴側

炭素鋼(8) 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
台

うず巻式(蒸気加減弁付)
数

1

容量

約 250m３/h

揚程

約 950m

本体材料

合金鋼(9)タービン動補助給水ポンプ駆動蒸気入口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
・給水設備
型式
個

電気直流作動式数

最高使用圧力2
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

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４５条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所(10)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
・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/s

本体材料

炭素鋼

設置高さ

EL.+11.3m

距

離

約 40m(3 号・炉心より)(11)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)
・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
・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
1 次冷却材流量[gage] 約 19.6MPa[gage](重大事故等時における使用時の値)

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℃

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

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４５条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉
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)

東海第二発電所

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

胴部外形

材
本

料
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(12)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

電動機

約 650kW(1 台当たり)

本体材料

合金鋼

(13)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

17

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４５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
・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

18

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４５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
AO

原子炉圧力容器

残 留 熱
除去系より

AO

AO

AO

MO

MO

主蒸気管

タービンへ

MO

ドライウェルMO

サプレッション・プール

MO
MO

MO

復水貯蔵
タンク

サプレッション・
プールへ

MO

高圧炉心
スプレイ系へ

MO

MO

MO

MO

タービン

MO

タービン

MO

ＨO

原子炉隔離時冷却系ポンプ

常設代替高圧注水系ポンプMOMOMO

第 5.7−1 図 高圧代替注水系系統概要図

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４５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
AO

AO

AO

AO

MO

MO

主蒸気管

タービンへ

MO

原子炉圧力容器

残 留 熱
除去系より

ドライウェルMO

サプレッション・プール

MO
MO

復水貯蔵
タンク

MO

MO

タービン

MO

原子炉隔離時冷却系ポンプ
ＨO
MO

MO

MO

第 5.7−2 図 原子炉隔離時冷却系系統概要図20

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４５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

原子炉圧力容器

AO

MO

ドライウェルサプレッション・プール

MO

復水貯蔵
タンク

MO
MO

高圧炉心スプレイ系ポンプ

MOMO

第 5.7−3 図 高圧炉心スプレイ系系統概要図

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４５条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

攪拌用空気

純水

RO

P

原子炉
圧力容器

ほう酸水注入テストタンク

MO

L

原子炉
圧力容器
格納容器

原子炉建屋
原子炉棟

ほう酸水注入ポンプ(A)

T

ほう酸水
貯蔵タンク

AO

電気ヒータ

MO

T

電気ヒータ
ほう酸水注入ポンプ(B)

第 5.7−4 図 ほう酸水注入系系統概要図

22