東海第二発電所 審査資料
資料番号
SA 設-C-9 改 0
提出年月日
平成 30 年 4 月 20 日

東海第二発電所

基本設計 比較表

平成 30 年 4 月
日本原子力発電株式会社

本資料のうち，は営業秘密又は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

次

基本設計比較表
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】

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】
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】
目-2

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４４条 】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

6.7 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
6.7 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
6.7.1 概要6.7.1 概要
運転時の異常な過渡変化時において発電用原子炉の運転を緊急に停止することがで運転時の異常な過渡変化時において発電用原子炉の運転を緊急に停止することができな
きない事象が発生するおそれがある場合又は当該事象が発生した場合においても炉心い事象が発生するおそれがある場合又は当該事象が発生した場合においても炉心の著しいの著しい損傷を防止するため，原子炉冷却材圧力バウンダリ及び原子炉格納容器の健全損傷を防止するため，原子炉冷却材圧力バウンダリ及び原子炉格納容器の健全性を維持す
性を維持するとともに，発電用原子炉を未臨界に移行するために必要な重大事故等対処るとともに，発電用原子炉を未臨界に移行するために必要な重大事故等対処設備を設置す
設備を設置する。
る。
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系統概要図を第 6.7−1 ・図番の相違
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説明図及び系統概要図を第図から第 6.7−5 図に示す。
6.7−1 図から第 6.7−3 図に示す。

6.7.2 設計方針
6.7.2 設計方針
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うち，原子炉冷却材圧力バ
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うち，原子炉冷却材圧力
ウンダリ及び原子炉格納容器の健全性を維持するとともに，発電用原子炉を未臨界に移行
バウンダリ及び原子炉格納容器の健全性を維持するとともに，発電用原子炉を未臨界にし，炉心の著しい損傷を防止するための設備として，ATWS 緩和設備（代替制御棒挿入機能），移行し，炉心の著しい損傷を防止するための設備として，ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御
ATWS 緩和設備（代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能）及びほう酸水注入系を設ける。
棒挿入機能），ＡＴＷＳ緩和設備（代替再循環系ポンプトリップ機能）及びほう酸水注入系を設ける。
なお，原子炉緊急停止失敗時に自動減圧系が作動すると，高圧炉心注水系及び低圧注水
なお，原子炉緊急停止失敗時に自動減圧系が作動すると，高圧炉心スプレイ系，低圧系から大量の冷水が注水され出力の急激な上昇につながるため，自動減圧系の起動阻止ス
注水系及び低圧炉心スプレイ系から大量の冷水が注水され，出力の急激な上昇につながイッチにより自動減圧系及び代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能）による自動減圧
るため，自動減圧系の起動阻止スイッチにより自動減圧系及び過渡時自動減圧機能によを阻止する。自動減圧系の起動阻止スイッチについては，「6.8 原子炉冷却材圧力バウン
る自動減圧を阻止する。
ダリを減圧するための設備」に記載する。

・設備名称の相違
・設備名称の相違
・設備の相違・起動阻止スイッチは，自動減圧機能及び過渡時自動減圧機能の自動起動を阻止し，自動減圧による原子炉への冷水注水量の増加に伴う原子炉出力の急上昇を防止するために設置するものでもあるため，東 2 は 44 条でも整理している。
以降標記の理由は、「※１と同様の理由」と記載。

(1) フロントライン系故障時に用いる設備
a. ATWS 緩和設備（代替制御棒挿入機能）による制御棒緊急挿入
発電用原子炉が運転を緊急に停止していなければならない状況にもかかわらず，原子炉出力，原子炉圧力等のパラメータの変化から緊急停止していないことが推定される場合の重大事故等対処設備として，ATWS 緩和設備（代替制御棒挿入機能）を使用する。

(1) フロントライン系故障時に用いる設備
a． ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）による制御棒緊急挿入
発電用原子炉が運転を緊急に停止していなければならない状況にもかかわらず，原子炉出力，原子炉圧力等のパラメータの変化から緊急停止していないことが推定される場合の重大事故等対処設備として，ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）を使
用する。

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柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４４条 】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉
ATWS 緩和設備（代替制御棒挿入機能）は，検出器（原子炉圧力及び原子炉水位），
論理回路，代替制御棒挿入機能用電磁弁等で構成し，原子炉圧力高又は原子炉水位低（レベル 2）の信号により，全制御棒を全挿入させて発電用原子炉を未臨界にできる設計とする。
また，ATWS 緩和設備（代替制御棒挿入機能）は，中央制御室の操作スイッチを手動で操作することで作動させることができる設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・ATWS 緩和設備（代替制御棒挿入機能）

その他，設計基準対象施設である制御棒駆動系水圧制御ユニット及び設計基準事故対処設備である制御棒，制御棒駆動機構（水圧駆動）を重大事故等対処設備として使用
し，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備を重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用する。

b. 原子炉冷却材再循環ポンプ停止による原子炉出力抑制
発電用原子炉が運転を緊急に停止していなければならない状況にもかかわらず，原子炉出力，原子炉圧力等のパラメータの変化から緊急停止していないことが推定される場合の重大事故等対処設備として，ATWS 緩和設備（代替冷却材再循環ポンプ・トリ
ップ機能）を使用する。
ATWS 緩和設備（代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能）は，検出器（原子炉圧力及び原子炉水位），論理回路，原子炉冷却材再循環ポンプ可変周波数電源装置（停止に必要な部位）等で構成し，原子炉圧力高又は原子炉水位低（レベル 3）の信号により冷却材再循環ポンプ 4 台を自動停止し，原子炉水位低（レベル 2）の信号により冷却材再循環ポンプ 6 台を自動停止させて，発電用原子炉の出力を制御できる設計とする。

東海第二発電所

備考

ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）は，検出器（原子炉圧力及び原子炉水位），
論理回路，代替制御棒挿入機能用電磁弁等で構成し，原子炉圧力高又は原子炉水位異 ・設備名称の相違
常低下（レベル２）の信号により，全制御棒を全挿入させて発電用原子炉を未臨界にできる設計とする。
また，ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）は，中央制御室の操作スイッチを手動で操作することで作動させることができる設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）
・ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）手動スイッチ
・東二は手動で停止するために必要となる設備を主要設備として記載・制御棒（6.1.2 原子炉停止系）
・東二は既設設備によるＳ
・制御棒駆動機構（6.1.2 原子炉停止系）
Ａ設備は設計基準拡張とは・制御棒駆動系水圧制御ユニット（6.1.2 原子炉停止系）
しないため，主要設備に整理
その他，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備を重大事故等対処設備と する。
して使用する。
・柏崎の制御棒駆動機構には「水圧」「電動」があるため（水圧駆動）と記載。東二は「水圧駆動」のみのため記載していない。
b．再循環系ポンプ停止による原子炉出力抑制
発電用原子炉が運転を緊急に停止していなければならない状況にもかかわらず，原子炉出力，原子炉圧力等のパラメータの変化から緊急停止していないことが推定される場合の重大事故等対処設備として，ＡＴＷＳ緩和設備（代替再循環系ポンプトリッ
プ機能）を使用する。
ＡＴＷＳ緩和設備（代替再循環系ポンプトリップ機能）は，検出器（原子炉圧力及び原子炉水位），論理回路，再循環系ポンプ遮断器及び低速度用電源装置遮断器で構成
し，原子炉圧力高又は原子炉水位異常低下（レベル２）の信号により再循環系ポンプ
2 台を自動停止させて，発電用原子炉の出力を抑制できる設計とする。

・設備名称の相違

・設備名称の相違
・先行 BWR は，電源装置により電源を切り離すが，東二では遮断器で電源を開放させるため相違している。
・記載の適正化・柏崎は冷却材再循環ポン
プが 10 台あり，原子炉水位
低(レベル 3)で 4 台，と原子炉水位低(レベル 2)で 6 台停止することで出力抑制（制2／18

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柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

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備考御）するのに対し，東二は，原子炉水位(レベル 2)で再循環系ポンプ 2 台を停止させ出力抑制する。

また，ATWS 緩和設備（代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能）は，自動で停止しない場合に，中央制御室の操作スイッチを手動で操作することで，冷却材再循環ポン
プを停止させることができる設計とする。

主要な設備は，以下のとおりとする。
・ATWS 緩和設備（代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能）

その他，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備を重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用する。

また，ＡＴＷＳ緩和設備（代替再循環系ポンプトリップ機能）は，自動で停止しな ・設備名称の相違
い場合に，中央制御室の操作スイッチを手動で操作することで，再循環系ポンプを停止させることができる設計とする。

主要な設備は，以下のとおりとする。
・ＡＴＷＳ緩和設備（代替再循環系ポンプトリップ機能）・再循環系ポンプ遮断器手動スイッチ
・低速度用電源装置遮断器手動スイッチ

・手動操作で出力抑制できる設計のため主要設備に反映。

その他，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備を重大事故等対処設備と ・東二は設計基準拡張がな
して使用する。
く重大事故等対処設備と整理しているため相違している。

c． 自動減圧系の起動阻止スイッチによる原子炉出力急上昇防止※１と同様の理由
運転時の異常な過渡変化時において発電用原子炉の運転を緊急に停止することが出来ない事象が発生した場合に，自動減圧系の起動阻止スイッチを 2 個作動させることで原子炉の自動による減圧を防止する設計とする。

主要な設備は，以下のとおりとする。
・自動減圧系の起動阻止スイッチ※１と同様の理由

その他，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備を重大事故等対処設備と ※１と同様の理由して使用する。

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c. ほう酸水注入
原子炉緊急停止系の機能が喪失した場合の重大事故等対処設備として，ほう酸水注
入系を使用する。
ほう酸水注入系は，ほう酸水注入系ポンプ，ほう酸水注入系貯蔵タンク，配管・弁類，計測制御装置等で構成し，ほう酸水注入系ポンプにより，ほう酸水を高圧炉心注水系等を経由して原子炉圧力容器へ注入することで，発電用原子炉を未臨界にできる設計とする。

主要な設備は，以下のとおりとする。
・ほう酸水注入系ポンプ
・ほう酸水注入系貯蔵タンク
本系統の流路として，ほう酸水注入系の配管及び弁並びに高圧炉心注水系の配管，弁及びスパージャを重大事故等対処設備として使用する。

その他，設計基準対象施設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
し，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備を重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用する。

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」に記載する。
非常用交流電源設備については，「10.2 代替電源設備」に記載する。

東海第二発電所

備考

d． ほう酸水注入
原子炉緊急停止系の機能が喪失した場合の重大事故等対処設備として，ほう酸水注
入系を使用する。
ほう酸水注入系は，ほう酸水注入ポンプ，ほう酸水貯蔵タンク，配管・弁類，計測制 ・設備名称の相違
御装置等で構成し，ほう酸水注入ポンプにより，ほう酸水を原子炉圧力容器へ注入す ・柏崎は高圧炉心注水系等ることで，発電用原子炉を未臨界にできる設計とする。
を経由しほう酸を注入するが，東二は原子炉圧力容器炉
心底部より直接注入するため，相違している。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・ほう酸水注入ポンプ
・ほう酸水貯蔵タンク
本系統の流路として，ほう酸水注入系の配管及び弁を重大事故等対処設備として使 ・柏崎は高圧炉心注水系等用する。
を経由しほう酸を注入するが，東二は原子炉圧力容器炉
心底部より直接注入するため，相違している。
その他，設計基準対象施設である原子炉圧力容器及び非常用交流電源設備を重大事
故等対処設備として使用する。
・東二は設計基準拡張がな
く重大事故等対処設備を整理しているため相違している。
原子炉圧力容器については，「3.4 原子炉圧力容器」に記載する。

・資料構成，番号の相違

非常用交流電源設備については，「10.2 代替電源設備」に記載する。

6.7.2.1 多様性，位置的分散
6.7.2.1 多様性，位置的分散
基本方針については，「1.1.7.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
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。
ATWS 緩和設備（代替制御棒挿入機能）は，原子炉緊急停止系と共通要因によって同時に
ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）の電源は，所内常設直流電源設備から給 ・原子炉緊急停止系との電機能を損なわないよう，論理回路をアナログ回路で構築することで，ディジタル回路で構電することで，非常用交流電源設備から給電する原子炉緊急停止系の論理回路の交流 源給電（直流と交流の相違）
築する原子炉緊急停止系に対して多様性を有する設計とする。
電源に対して多様性を有する設計とする。
の違いによる多様性を反映。

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柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

ATWS 緩和設備（代替制御棒挿入機能）は，検出器から代替制御棒挿入機能用電磁弁まで
原子炉緊急停止系に対して独立した構成とすることで，原子炉緊急停止系と共通要因によって同時に機能を損なわない設計とする。
また，ATWS 緩和設備（代替制御棒挿入機能）は，原子炉緊急停止系の電源と電気的に分離することで，共通要因によって同時に機能を損なわない設計とする。

ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）は，検出器から代替制御棒挿入機能用電磁弁まで原子炉緊急停止系に対して独立した構成とすることで，原子炉緊急停止系と共通要因によって同時に機能を損なわない設計とする。
また，ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）は，原子炉緊急停止系の電源と電気的に分離することで，共通要因によって同時に機能を損なわない設計とする。

ATWS 緩和設備（代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能）は，原子炉緊急停止系と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，論理回路をアナログ回路で構築することで，ディジタル回路で構築する原子炉緊急停止系に対して多様性を有する設計とする。

ＡＴＷＳ緩和設備（代替再循環系ポンプトリップ機能）の電源は，所内常設直流電 ・原子炉緊急停止系との電源設備から給電することで，非常用交流電源設備から給電する原子炉緊急停止系の論 源給電（直流と交流の相違）の違いによる多様性を反映。
理回路の交流電源に対して多様性を有する設計とする。

ATWS 緩和設備（代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能）は，検出器から原子炉冷却材
再循環ポンプ可変周波数電源装置（停止に必要な部位）まで原子炉緊急停止系に対して独立した構成とすることで，共通要因によって同時に機能を損なわない設計とする。

ＡＴＷＳ緩和設備（代替再循環系ポンプトリップ機能）は，検出器から再循環系ポ ・設備名称の相違
ンプ遮断器及び低速度用電源装置遮断器まで原子炉緊急停止系に対して独立した構 ・先行 BWR は，電源装置によ成とすることで，共通要因によって同時に機能を損なわない設計とする。
り電源を切り離すが，東二では遮断器で電源を開放させるため相違している。

また，ATWS 緩和設備（代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能）は，原子炉緊急停止系の電源と電気的に分離することで，原子炉緊急停止系と共通要因によって同時に機能を損なわない設計とする。

また，ＡＴＷＳ緩和設備（代替再循環系ポンプトリップ機能）は，原子炉緊急停止 ・設備名称の相違
系の電源と電気的に分離することで，原子炉緊急停止系と共通要因によって同時に機能を損なわない設計とする。

ほう酸水注入系は，制御棒，制御棒駆動機構（水圧駆動）及び制御棒駆動系水圧制御ユ
ニットと共通要因によって同時に機能を損なわないよう，ほう酸水注入系ポンプを非常用
交流電源設備からの給電により駆動することで，アキュムレータにより駆動する制御棒，
制御棒駆動機構（水圧駆動）及び制御棒駆動系水圧制御ユニットに対して多様性を有する設計とする。

ほう酸水注入系は，制御棒，制御棒駆動機構及び制御棒駆動系水圧制御ユニットと共通要因によって同時に機能を損なわないよう，ほう酸水注入ポンプを非常用交流電源設備からの給電により駆動することで，アキュムレータにより駆動する制御棒，制御棒駆動機構及び制御棒駆動系水圧制御ユニットに対して多様性を有する設計とする。

・柏崎の制御棒駆動機構には「水圧」「電動」があるため（水圧駆動）と記載。東二は「水圧駆動」のみのため記載していない。
・設備名称の相違

ほう酸水注入系ポンプ及びほう酸水注入系貯蔵タンクは，原子炉建屋原子炉区域内の制
御棒，制御棒駆動機構（水圧駆動）及び制御棒駆動系水圧制御ユニットと異なる区画に設置することで，制御棒，制御棒駆動機構（水圧駆動）及び制御棒駆動系水圧制御ユニットと共通要因によって同時に機能を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。

ほう酸水注入ポンプ及びほう酸水貯蔵タンクは，原子炉建屋原子炉棟内の制御棒，
制 御棒駆 動機構 及び制御棒駆動系水圧制御ユニットと異なる区画に設置すること
で，制御棒，制御棒駆動機構及び制御棒駆動系水圧制御ユニットと共通要因によって同時に機能を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。

・柏崎の制御棒駆動機構には「水圧」「電動」があるため（水圧駆動）と記載。東二は「水圧駆動」のみのため記載していない。
・設備名称の相違

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備考

6.7.2.2 悪影響防止
6.7.2.2 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。
ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）は，検出器から代替制御棒挿入機能用電ATWS 緩和設備（代替制御棒挿入機能）は，検出器から代替制御棒挿入機能用電磁弁まで，
磁弁まで，原子炉緊急停止系に対して独立した構成とすることで，原子炉緊急停止系
原子炉緊急停止系に対して独立した構成とすることで，原子炉緊急停止系に悪影響を及ぼに悪影響を及ぼさない設計とする。また，ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）さない設計とする。また，ATWS 緩和設備（代替制御棒挿入機能）は，原子炉緊急停止系のは，原子炉緊急停止系の電源と電気的に分離することで，原子炉緊急停止系に悪影響
電源と電気的に分離することで，原子炉緊急停止系に悪影響を及ぼさない設計とする。
を及ぼさない設計とする。
ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）により動作する制御棒，制御棒駆動機構 ・東二は設計基準拡張がな
及び制御棒駆動系水圧制御ユニットは，設計基準事故対処設備として使用する場合と く重大事故等対処設備を整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 理しているため相違していさない設計とする。
る。
ATWS 緩和設備（代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能）は，検出器から原子炉冷却材
再循環ポンプ可変周波数電源装置（停止に必要な部位）まで，原子炉緊急停止系に対して独立した構成とすることで，原子炉緊急停止系に悪影響を及ぼさない設計とする。

また，ATWS 緩和設備（代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能）は，原子炉緊急停止系の電源と電気的に分離することで，原子炉緊急停止系に悪影響を及ぼさない設計とする。

ほう酸水注入系は，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により，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

ＡＴＷＳ緩和設備（代替再循環系ポンプトリップ機能）は，検出器から再循環系ポ ・設備名称の相違
ンプ遮断器及び低速度用電源装置遮断器まで，原子炉緊急停止系に対して独立した構 ・先行 BWR は，電源装置によ成とすることで，原子炉緊急停止系に悪影響を及ぼさない設計とする。
り電源を切り離すが，東二では遮断器で電源を開放させるため相違している。
また，ＡＴＷＳ緩和設備（代替再循環系ポンプトリップ機能）は，原子炉緊急停止系 ・設備名称の相違の電源と電気的に分離することで，原子炉緊急停止系に悪影響を及ぼさない設計とする。

ほう酸水注入系は，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により，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
自動減圧系の起動阻止スイッチは，過渡時自動減圧機能と自動減圧系で阻止スイッ ※１と同様の理由
チ（ハードスイッチ）を共用しているが，スイッチの接点で分離することで，自動減圧系に悪影響を及ぼさない設計とする。

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6.7.2.3 容 量 等
6.7.2.3 容量等
基本方針については，「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。
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として使用するＡＴＷ
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として使用する ATWS 緩和設
Ｓ緩和設備（代替制御棒挿入機能）は，想定される重大事故等時において，原子炉圧
備（代替制御棒挿入機能）は，想定される重大事故等時において，原子炉圧力高の信号又力高の信号又は原子炉水位異常低下（レベル２）の信号の計器誤差を考慮して確実には原子炉水位低（レベル 2）の信号の計器誤差を考慮して確実に作動する設計とする。
作動する設計とする。
制御棒駆動系水圧制御ユニットは，設計基準事故対処設備としての仕様が重大事故等時において，発電用原子炉を未臨界にするために必要な制御棒を全挿入することが可能な駆動水を有する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。

備考

・設備名称の相違
・東二は設計基準拡張がな
く重大事故等対処設備を整理しているため相違している。

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として使用する ATWS 緩和設
備（代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能）は，想定される重大事故等時において，原
子炉水位低（レベル 2，レベル 3）及び原子炉圧力高の信号の計器誤差を考慮して確実に作動する設計とする。
ATWS 緩和設備（代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能）は，炉心流量の急激な減少を緩和させるため，原子炉圧力高又は原子炉水位低（レベル 3）の信号により冷却材再循環ポ
ンプ 4 台を自動停止し，原子炉水位低（レベル 2）の信号により冷却材再循環ポンプ 6 台
を自動停止する設計とする。

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として使用するＡＴＷ
Ｓ緩和設備（代替再循環系ポンプトリップ機能）は，想定される重大事故等時におい ・設備名称の相違て，原子炉圧力高又は原子炉水位異常低下（レベル２）信号の計器誤差を考慮して確実に作動させることで，再循環系ポンプ 2 台を自動停止する設計とする。
・先行 BWR は，原子炉水位レ
ベル 3 の信号で 4 台,原子炉
水位レベル２の信号で 6 台
再循環ポンプ停止する設計としているため相違。

ほう酸水注入系ポンプ及びほう酸水注入系貯蔵タンクは，設計基準事故対処設備としての仕様が，想定される重大事故等時において，発電用原子炉を未臨界にするために必要な負の反応度添加率を確保するための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。

ほう酸水注入ポンプ及びほう酸水貯蔵タンクは，設計基準事故対処設備としての仕 ・設備名称の相違
様が，想定される重大事故等時において，発電用原子炉を未臨界にするために必要な負の反応度添加率を確保するための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。

6.7.2.4 環境条件等
6.7.2.4 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。
ATWS 緩和設備（代替制御棒挿入機能）は，中央制御室及び原子炉建屋原子炉区域内に設
ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）は，中央制御室，原子炉建屋付属棟及び ・建屋名称の相違
置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
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環境条件を考慮した設計とする。
ATWS 緩和設備（代替制御棒挿入機能）の操作は，想定される重大事故等時において，中ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）の操作は，想定される重大事故等時にお央制御室で可能な設計とする。
いて，中央制御室で可能な設計とする。

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東海第二発電所

備考

ATWS 緩和設備（代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能）は，中央制御室及び原子炉建屋原子炉区域内に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。

ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）により動作する制御棒，制御棒駆動機構 ・東二は設計基準拡張がな
及び制御棒駆動系水圧制御ユニットは，原子炉格納容器内及び原子炉建屋原子炉棟内 く重大事故等対処設備を整に設置し，重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
理しているため相違している。
ＡＴＷＳ緩和設備（代替再循環系ポンプトリップ機能）は，中央制御室，原子炉建 ・設備名称の相違
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環境 ・建屋名称の相違条件を考慮した設計とする。

ATWS 緩和設備（代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能）の操作は，想定される重大事
故等時において，中央制御室で可能な設計とする。

ＡＴＷＳ緩和設備（代替再循環系ポンプトリップ機能）の操作は，想定される重大事 ・設備名称の相違
故等時において，中央制御室で可能な設計とする。

ほう酸水注入系ポンプ及びほう酸水注入系貯蔵タンクは，原子炉建屋原子炉区域内に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
ほう酸水注入系の操作は，想定される重大事故等時において，中央制御室で可能な設計とする。

ほう酸水注入ポンプ及びほう酸水貯蔵タンクは，原子炉建屋原子炉棟内に設置し， ・設備名称の相違想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
・建屋名称の相違
ほう酸水注入系の操作は，想定される重大事故等時において，中央制御室で可能な設計とする。
自動減圧系の起動阻止スイッチは，中央制御室に設置し，想定される重大事故等時 ※1 と同様の理由
における環境条件を考慮した設計とする。自動減圧系の起動阻止スイッチの操作は想定される重大事故等時において，中央制御室で可能な設計とする。

6.7.2.5 操作性の確保
6.7.2.5 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」に示す。
ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）は，想定される重大事故等時において他ATWS 緩和設備（代替制御棒挿入機能）は，想定される重大事故等時において他の系統との系統と切り替えることなく使用できる設計とする。
切り替えることなく使用できる設計とする。
ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）は，原子炉圧力高及び原子炉水位異常低 ・先行 BWR は，検出器を多重
ATWS 緩和設備（代替制御棒挿入機能）は検出器を多重化し，「2 out of 4」論理又は「2out of 3」論理で自動的に作動する設計とする。
下（レベル２）の検出器各 4 個及び論理回路 2 チャンネルで構成し，原子炉圧力高の 化し「2 out of 4」論理又は「1 out of 2 twice」論理又は原子炉水位異常低下（レベル２）の「1 out of 2 twice」 「2 out of 3」論理。論理回
論理が論理回路 2 チャンネルで同時に成立することで自動的に作動する設計とする。 路構成に差異あり。
・2 チャンネルともに成立す

また，ATWS 緩和設備（代替制御棒挿入機能）は，中央制御室の操作スイッチにより操作が可能な設計とする。

ることで機能が成立することを追記。
また，ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）手動スイッチは，中央制御室の操 ・東二は主要設備の手動ス
作スイッチにより操作が可能な設計とする。
イッチ毎の操作性を反映
ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）により動作する制御棒，制御棒駆動機構 ・先行 BWR は，制御棒等を設
及び制御棒駆動系水圧制御ユニットは，操作不要な設計とする。
計基準拡張設備と位置付けているため記載していない。

8／18

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４４条 】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

ATWS 緩和設備（代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能）は，想定される重大事故等時において他の系統と切り替えることなく使用できる設計とする。
ATWS 緩和設備（代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能）は検出器を多重化し，「2 outof 4」論理又は「2 out of 3」論理で自動的に作動する設計とする。

ＡＴＷＳ緩和設備（代替再循環系ポンプトリップ機能）は，想定される重大事故等時において他の系統と切り替えることなく使用できる設計とする。
ＡＴＷＳ緩和設備（代替再循環系ポンプトリップ機能）は，原子炉圧力高及び原子炉水位異常低下（レベル２）の検出器各 4 個，論理回路 4 チャンネルで構成し，論理回路の各チャンネルは原子炉圧力高の「1 out of 2 twice」論理又は原子炉水位異常低下（レベル２）の「1 out of 2 twice」論理で自動的に作動する設計とする。

・設備名称の相違

また，ATWS 緩和設備（代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能）は，中央制御室の操作スイッチにより操作が可能な設計とする。

再循環系ポンプ遮断器手動スイッチは，中央制御室の操作スイッチにより操作が可能な設計とする。
低速度電源装置遮断器手動スイッチは，中央制御室の操作スイッチにより操作が可能な設計とする。

・先行 BWR は，手動スイッチ
を主要設備と位置づけていなく，東二は主要設備のため
手動スイッチ毎の操作性を反映

ほう酸水注入系は，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し，弁操作等により速やかに切り替えられる設計とする。ほう酸水注入系は，中央制御室の操作スイッチにより操作が可能な設計とする。

ほう酸水注入系は，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し，弁操作等により速やかに切り替えられる設計とする。ほう酸水注入系は，中央制御室の操作スイッチ
により操作が可能な設計とする。

・先行 BWR は検出器を多重化
し「2 out of 4」論理又は「2out of 3」論理。論理回路構
成に差異あり自動減圧系の起動阻止スイッチは，想定される重大事故等時において，中央制御室 ※１と同様の理由
にて操作が可能な設計とする。

6.7.3 主要設備及び仕様
6.7.3 主要設備及び仕様
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主要機器仕様を第 6.7−
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主要機器仕様を第 6.7−1
1 表に示す。
表に示す。

6.7.4 試験検査
6.7.4 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」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」に示す。
ATWS 緩和設備（代替制御棒挿入機能）は，発電用原子炉の停止中に機能・性能の確認とＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）は，発電用原子炉の停止中に機能・性能のして，模擬入力による論理回路の動作確認，校正及び設定値確認が可能な設計とする。
確認として，模擬入力による論理回路の動作確認，校正及び設定値確認が可能な設計とする。
ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）により動作する制御棒駆動機構及び制御棒 ・先行 BWR は，制御棒等を設
駆動系水圧制御ユニットは，発電用原子炉の停止中に分解検査として表面状態の確認が 計基準拡張設備と位置付け可能な設計とする。
ているため記載していない。

9／18

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４４条 】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）手動スイッチは，発電用原子炉の停止中に ・先行 BWR は，手動スイッチ
機能・性能の確認が可能なように，スイッチによる電磁弁の開閉動作確認が可能な設計 を主要設備と位置づけていないため記載なし。東二は主とする。
要設備のため手動スイッチの試験検査の反映
また，発電用原子炉の停止中に機能・性能の確認が可能なように，スイッチ操作によ ・先行 BWR は，制御棒等を設
計基準拡張設備と位置付け
り制御棒の全引き抜き位置からのスクラム性能確認が可能な設計とする。
ているため記載していない。

ATWS 緩和設備（代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能）は，発電用原子炉の停止中に
機能・性能の確認として，模擬入力による論理回路の動作確認，校正及び設定値確認が可能な設計とする。

ほう酸水注入系は，発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能及び漏えいの有無の確認並びに弁の開閉動作の確認が可能な設計とする。
ほう酸水注入系ポンプは，発電用原子炉の停止中に分解及び外観の確認が可能な設計とする。
また，ほう酸水注入系貯蔵タンクは，発電用原子炉の停止中にほう酸濃度及びタンク水
位の確認によるほう酸質量の確認及び外観の確認が可能な設計とする。

ＡＴＷＳ緩和設備（代替再循環系ポンプトリップ機能）は，発電用原子炉の停止中に
機能・性能の確認として，模擬入力による論理回路の動作確認，校正及び設定値確認が可能な設計とする。
再循環系ポンプ遮断器手動スイッチは，発電用原子炉の停止中に機能・性能の確認として，操作スイッチによる遮断器の動作確認が可能な設計とする。
低速度用電源装置遮断器手動スイッチは，発電用原子炉の停止中に機能・性能の確認として，操作スイッチによる遮断器の動作確認が可能な設計とする。

・設備名称の相違

・先行 BWR は，手動スイッチ
を主要設備と位置づけていないため記載なし。東二は主要設備のため手動スイッチの試験検査の反映

ほう酸水注入系は，発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能及び漏えいの有無の確認並びに弁の開閉動作の確認が可能な設計とする。
ほう酸水注入ポンプは，発電用原子炉の停止中に分解及び外観の確認が可能な設計と ・設備名称の相違する。
また，ほう酸水貯蔵タンクは，発電用原子炉の運転中又は停止中にほう酸濃度及びタ ・東二は運転中において試
ンク水位の確認によるほう酸質量の確認及び外観の確認が可能な設計とする。
験検査を行うことから試験項目を反映
自動減圧系の起動阻止スイッチは，発電用原子炉の停止中にスイッチによる論理回路 ※１と同様の理由の確認が可能な設計とする。

第 6.7−1 表 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主要機器仕様(1) ATWS 緩和設備（代替制御棒挿入機能）個数
1

第 6.7−1 表 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主要機器仕様(1) ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）
個
数
1

10／18

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４４条 】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉(2) ATWS 緩和設備（代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能）
個数1(3) ほう酸水注入系
第 6.1.2−3 表 ほう酸水注入系主要仕様に記載する。

東海第二発電所

備考(2) ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）手動スイッチ
個数
2・東二は主要設備のため記
載(3) ＡＴＷＳ緩和設備（代替再循環系ポンプトリップ機能）
個数
1

・設備名称の相違(4) 再循環系ポンプ遮断器手動スイッチ
個数
4・東二は主要設備のため記
載(5) 低速度用電源装置遮断器手動スイッチ
個数
2・東二は主要設備のため記
載(6) 制御棒兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉停止系
種類
十字型
中性子吸収材
ボロン・カーバイド粉末，
ハフニウム
有 効 長 さ
約 3.63m
本
数
185・先行 BWR は，制御棒等を設
計基準拡張設備と位置付けているため記載していない。

(7) 制御棒駆動機構兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉停止系
個数
185・先行 BWR は，制御棒等を設
計基準拡張設備と位置付けているため記載していない。

(8)

・先行 BWR は，制御棒等を設
計基準拡張設備と位置付けているため記載していない。

制御棒駆動系水圧制御ユニット
兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉停止系容量
約 18L（1 個当たり）個数
185(9) ほう酸水注入ポンプ
兼用する設備は以下のとおり。
・ほう酸水注入系
・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
・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備
11／18

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４４条 】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所
台
容
全

揚

数
量
程

備考

1（予備 1）
約 9.78m３／h
約 870m(10) ほう酸水貯蔵タンク
兼用する設備は以下のとおり。
・ほう酸水注入系
・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
基
数
1
容
量
約 19.5m３(11) 自動減圧系の起動阻止スイッチ個数
2※１と同様の理由

12／18

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４４条 】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考
・東二は ATWS 緩和設備の概
要図を記載

13／18

凡例

原子炉圧力高（B）

2/3

ARI信号

A系ARI用電磁弁励磁信号

原子炉圧力高（C）

2/3

2 out of 3 論理

2/4

2 out of 4 論理

手動ARI信号
OR 論理

原子炉水位低（A）（レベル2）
原子炉水位低（B）（レベル2）
2/4

ARI信号

代替制御棒挿入機能

NE

常時励磁

ND

常時無励磁

手動ARI信号

原子炉水位低（D）（レベル2）

制御棒挿入

制御棒挿入

原子炉緊急停止系作動回路

NE
NE
スクラム弁

Ｂ系ＡＲＩ用電磁弁励磁信号排気スクラム
パイロット弁

後備緊急停止系作動回路
ND

ND

アキュムレータ
排気
F049A

F048A

計装用圧縮
空気系から

ND

ND

ND

F043
排気

排気
バックアップ
スクラム弁

他の水圧制御ユニットへ

ND

他の水圧制御
ユニットへ

F044
ND

ND

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

原子炉水位低（C）（レベル2）

B系ARI用電磁弁励磁信号

ARI

ND
排気

F047
F048B

F049B

排気
A系ARI用電磁弁励磁信号第 6.7−1 図 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説明図（ATWS 緩和設備（代替制御棒挿入機能）による制御棒緊急挿入）

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４４条 】

原子炉圧力高（A）

東海第二発電所
備考

14／18

6.9kV M/C B-1

RIP

原子炉冷却材再循環ポンプ
遮断器

RIP−ASD（A〜H，J，K）
停止操作（手動操作）※
M
G

原子炉冷却材再循環ポンプ
ＭＧセット
原子炉冷却材再循環ポンプ
可変周波数電源装置

※

※

※

※

原子炉水位低（A）（レベル3）
原子炉水位低（B）（レベル3）RIP(A)

ATWS-RPT信号

RIP
(D)

2/4

2 out of 4 論理

RIP
(J)

OR 論理
TD

RIP-ASD

原子炉冷却材再循環ポンプ
可変周波数電源装置

ATWS-RPT

代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能6.9kV M/C B-2

6.9kV M/C A-2

2/3
ATWS-RPT信号

M

M

G

G

自動又は手動の信号にて，原子炉冷却材再循環
ポンプ可変周波数電源装置の内，停止に必要な部位を動作させることで原子炉冷却材再循環ポンプを停止させる。

原子炉水位低（A）（レベル2）※

原子炉水位低（B）（レベル2）

※

※

※

※

※

2/4
原子炉水位低（C）（レベル2）

ATWS-RPT信号

RIP
(B)

原子炉水位低（D）（レベル2）

RIP
(E)

RIP
(H)

RIP
(C)

RIP
(G)

RIP
(K)

TD
TD
TD
TD

タイマー（6秒）

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

RIP
(F)

原子炉圧力高（A）

原子炉圧力高（C）

2 out of 3 論理

2/3

原子炉水位低（C）（レベル3）

原子炉圧力高（B）

2/3

2/4
ATWS-RPT信号

第 6.7−2 図

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説明図（原子炉冷却材再循環ポンプ停止による原子炉出力抑制）

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４４条 】

凡例

6.9kV M/C A-1

東海第二発電所
備考

15／18

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４４条 】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

16／18

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４４条 】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

17／18

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４４条 】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

18／18

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４５条 】
柏崎原子力発電所 ６／７号炉
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

5.4.1

概要

東海第二発電所
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

項目，図表番号の相違（以下①の相違）

5.7.1 概①の相違

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発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に必要な重電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に必要

大事故等対処設備を設置する。

な重大事故等対処設備を設置する。

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系統概要図を
第 5.4−1 図から第 5.4−3 図に示す。

備考

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系統概要図を第 5.7−1 図から第 5.7−4 図に示す。

①の相違

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高圧炉心注水系及また，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高圧炉心スプレ

び原子炉隔離時冷却系が使用できる場合は重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用

イ系及び原子炉隔離時冷却系が使用できる場合は重大事故等対処設備として使用する。高する。高圧炉心注水系及び原子炉隔離時冷却系については，「5.3 非常用炉心冷却系」に記

圧炉心スプレイ系については，「5.2 非常用炉心冷却系」，原子炉隔離時冷却系について 設備の相違（以下②の相違）載する。

は，「5.3 原子炉隔離時冷却系」に記載する。

5.4.2

設計方針

5.7.2 設計方針

既設設備によるＳＡ対応について記載の整合（設計方針に記載していた詳述は削除し，本段落に概要として記載）
東２では既設設備によるＳＡ設備はＳＡ設備とする。

①の相違

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，炉心を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，炉心冷却するための設備として，高圧代替注水系を設ける。また，設計基準事故対処設備であるを冷却するための設備として，高圧代替注水系を設ける。また，設計基準事故対処設備で

高圧炉心注水系及び原子炉隔離時冷却系が全交流動力電源及び常設直流電源系統の機能喪失ある高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系が全交流動力電源及び常設直流電源系統②の相違

により起動できない，かつ，中央制御室からの操作により高圧代替注水系を起動できない場の機能喪失により起動できない，かつ，中央制御室からの操作により高圧代替注水系を起合に，高圧代替注水系及び原子炉隔離時冷却系を現場操作により起動させる。

動できない場合に，高圧代替注水系を現場操作により起動させる。

東２では，現場環境の悪化等を考慮し，RCIC の現場
起動には期待しない。

(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.

高圧代替注水系による発電用原子炉の冷却

ａ．高圧代替注水系による発電用原子炉の冷却(a) 中央制御室からの高圧代替注水系起動

高圧炉心注水系及び原子炉隔離時冷却系が機能喪失した場合の重大事故等対処設備として，高圧代替注水系を使用する。

高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系が機能喪失した場合の重大事故等対①の相違

処設備として，高圧代替注水系を使用する。

高圧代替注水系は，蒸気タービン駆動ポンプである高圧代替注水系ポンプ，配管・弁類，

高圧代替注水系は，蒸気タービン駆動ポンプである常設高圧代替注水系ポンプ，配 ②の相違

計測制御装置等で構成し，蒸気タービン駆動ポンプにより復水貯蔵槽の水を高圧炉心注管・弁類，計測制御装置等で構成し，蒸気タービン駆動ポンプによりサプレッション・ ②の相違

水系等を経由して，原子炉圧力容器へ注水することで炉心を冷却できる設計とする。

チェンバの水を高圧炉心スプレイ系等を経由して，原子炉圧力容器へ注水すること を冷却するための設備（常設高圧代替注水系ポンプ

原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉

で炉心を冷却できる設計とする。また，原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電 等）による注水等が，炉圧上昇により阻害されないよ
う逃がし安全弁（安全弁機能）の作動による圧力上昇

用原子炉を冷却するために必要な設備として，逃がし安全弁（安全弁機能）を使用 抑制に期待することから，「原子炉を冷却するための設備」と位置付けて第 45 条対応のＳＡ設備として整理する。
（先行 BWR は同等の機能を 46 条にて逃し弁機能で整理）（以下③の相違）する。

1

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４５条 】
柏崎原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

高圧代替注水系は，常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備又は常設代 東２では，常設代替直流電源設備に加え，常設代替交

高圧代替注水系は，常設代替直流電源設備からの給電が可能な設計とし，中央制御室

流電源設備又は可搬型代替交流電源設備から所内常設替直流電源設備からの給電が可能な設計とし，中央制御室からの操作が可能な設計 直流電源設備への給電による直流電源確保に期待すからの操作が可能な設計とする。

る。

とする。

また，高圧代替注水系は，常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備及び 電源設備の相違

また，高圧代替注水系は，常設代替直流電源設備の機能喪失により中央制御室からの高圧代替注水系の人力による現場起動については，サ操作ができない場合においても，現場での人力による弁の操作により，原子炉冷却材圧

常設代替直流電源設備の機能喪失により中央制御室からの操作ができない場合にお ポート系故障時に用いる設備として後段で詳述

力バウンダリの減圧対策及び原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の冷却対策の準備が整いても，現場での人力による弁の操作により，原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧

うまでの期間にわたり，発電用原子炉の冷却を継続できる設計とする。なお，人力によ対策及び原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の冷却対策の準備が整うまでの期間にる措置は容易に行える設計とする。

わたり，発電用原子炉の冷却を継続できる設計とする。なお，人力による措置は容易に行える設計とする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

②の相違

・高圧代替注水系ポンプ

・常設高圧代替注水系ポンプ③の相違

・逃がし安全弁（安全弁機能）（5.1.1.3.2 主蒸気系）②の相違

・復水貯蔵槽（5.7 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）

・サプレッション・チェンバ（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備） 記載の適正化

・常設代替直流電源設備（10.2 代替電源設備）

・常設代替直流電源設備（10.2 代替電源設備）
・常設代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）②の相違，記載の適正化

・可搬型代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）②の相違，記載の適正化

・燃料補給設備（10.2 代替電源設備）②の相違

本系統の流路として，高圧代替注水系，高圧炉心注水系，原子炉隔離時冷却系，主蒸本系統の流路として，高圧代替注水系，高圧炉心スプレイ系，原子炉隔離時冷却②の相違

気系及び残留熱除去系（7 号炉のみ）の配管及び弁，復水補給水系の配管，並びに給水系の配管及び弁，スプレイノズル及び主蒸気系の配管，弁を重大事故等対処設備と②の相違

系の配管，弁及びスパージャを重大事故等対処設備として使用する。

して使用する。
その他，設計基準対象施設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

その他，設計基準対象施設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する。

る。
(2) サポート系故障時に用いる設備(2) サポート系故障時に用いる設備

により高圧代替注水系が起動できない場合の重大事故等対処設備として，原子炉隔離時

先行 BWR の「a.原子炉隔離時冷却系の現場操作による発電用原子炉の冷却」にあたる操作
全交流動力電源及び常設直流電源系統の機能喪失により，高圧炉心スプレイ系及 ・現場での人力操作による常設高圧代替注水系ポンプ
び原子炉隔離時冷却系での発電用原子炉の冷却ができない場合であって，中央制御 の起動を容易に可能とすることにより，設置許可基準
規則解釈 1(1)の要求である RCIC 又は非常用復水器に室からの操作により高圧代替注水系が起動できない場合の重大事故等対処設備とし よる対応と同等以上の対応と位置付けている。

冷却系を現場操作により起動させて使用する。

て，高圧代替注水系を現場操作により起動させて使用する。

a.

原子炉隔離時冷却系の現場操作による発電用原子炉の冷却
全交流動力電源及び常設直流電源系統の機能喪失により，高圧炉心注水系及び原子炉

隔離時冷却系での発電用原子炉の冷却ができない場合であって，中央制御室からの操作

a.

高圧代替注水系の現場操作による発電用原子炉の冷却

原子炉隔離時冷却系は，全交流動力電源及び常設直流電源系統が機能喪失した場合に高圧代替注水系は，全交流動力電源及び常設直流電源系統が喪失した場合においおいても，現場で弁を人力操作することにより起動し，蒸気タービン駆動ポンプによりても，現場で弁を人力操作することにより起動し，蒸気タービン駆動ポンプにより復水貯蔵槽の水を原子炉圧力容器へ注水することで原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧

サプレッション・チェンバのプール水を原子炉圧力容器へ注水することで原子炉冷対策及び原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の冷却対策の準備が整うまでの期間にわた却材圧力バウンダリの減圧対策及び原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の冷却対策

り，発電用原子炉の冷却を継続できる設計とする。なお，人力による措置は容易に行えの準備が整うまでの期間にわたり，発電用原子炉の冷却を継続できる設計とする。

る設計とする。

また，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に必要な設備として，逃がし安全弁（安全弁機能）を使用する。

2

②の相違

③の相違

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４５条 】
柏崎原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

主要な設備は，以下のとおりとする。
・常設高圧代替注水系ポンプ
・高圧代替注水系タービン止め弁③の相違

・逃がし安全弁（安全弁機能）（5.1.1.3.2 主蒸気系）
本系統の流路については，「5.7.2 (1) 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。
なお，設計基準対象施設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し，設計基準事故対処設備である原子炉隔離時冷却系を重大事故等対処設備（設計基準拡張）

その他，設計基準対象施設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。

として使用する。
b.

代替電源設備による原子炉隔離時冷却系の復旧

ｂ．代替電源設備による原子炉隔離時冷却系の復旧

全交流動力電源が喪失し，原子炉隔離時冷却系の起動又は運転継続に必要な直流電源

全交流動力電源が喪失し，原子炉隔離時冷却系の起動又は運転継続に必要な直流を所内蓄電式直流電源設備により給電している場合は，所内蓄電式直流電源設備の蓄電電源を所内常設直流電源設備により給電している場合は，所内常設直流電源設備の池が枯渇する前に代替交流電源設備及び可搬型直流電源設備により原子炉隔離時冷却系

蓄電池が枯渇する前に常設代替交流電源設備，可搬型代替直流電源設備又は常設代の運転継続に必要な直流電源を確保する。

替直流電源設備により原子炉隔離時冷却系の運転継続に必要な直流電源を確保す

③の相違

②の相違

る。
原子炉隔離時冷却系は，常設代替交流電源設備，可搬型代替電源設備又は可搬型直流

原子炉隔離時冷却系は，常設代替交流電源設備，可搬型代替電源設備又は常設代

電源設備からの給電により機能を復旧し，蒸気タービン駆動ポンプにより復水貯蔵槽の替直流電源設備からの給電により機能を復旧し，蒸気タービン駆動ポンプによりサ

水を原子炉圧力容器へ注水することで炉心を冷却できる設計とする。

プレッション・チェンバの水を原子炉圧力容器へ注水することで炉心を冷却できる

②の相違
②の相違

設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。
・逃がし安全弁（安全弁機能）（5.1.1.3.2 主蒸気系）

・常設代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）

・常設代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）
・常設代替直流電源設備（10.2 代替電源設備）

②の相違
②の相違

・可搬型代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）
・可搬型直流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）③の相違

・可搬型直流電源設備（10.2 代替電源設備）②の相違

・燃料補給設備（10.2 代替電源設備）②の相違

本系統の流路として，主蒸気系 の配管及び弁を重大事故等対処設備として使用す
その他，設計基準対象施設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し，設計基準事故対処設備である原子炉隔離時冷却系を重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用する。
(3) 監視及び制御に用いる設備

る。
その他，設計基準対象施設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。
(3) 監視及び制御に用いる設備

原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態で発電用原子炉を冷却する場合に監視及び制原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態で発電用原子炉を冷却する場合に監視及び御に使用する重大事故等対処設備として，原子炉水位（広帯域），原子炉水位（燃料域），

制御に使用する重大事故等対処設備として，原子炉水位（広帯域），原子炉水位（燃料原子炉水位（SA），原子炉圧力，原子炉圧力（SA），高圧代替注水系系統流量及び復水貯域），原子炉水位（ＳＡ広帯域），原子炉水位（ＳＡ燃料域），原子炉圧力，原子炉圧

3

②の相違

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４５条 】
柏崎原子力発電所 ６／７号炉
蔵槽水位（SA）を使用する。

東海第二発電所
力（ＳＡ），高圧代替注水系系統流量及びサプレッション・プール水位を使用する。

原子炉水位（広帯域），原子炉水位（燃料域）及び原子炉水位（SA）は，原子炉水位を

原子炉水位（広帯域），原子炉水位（燃料域），原子炉水位（ＳＡ広帯域）及び原子監視又は推定でき，原子炉圧力，原子炉圧力（SA），高圧代替注水系系統流量及び復水貯炉水位（ＳＡ燃料域）は，原子炉水位を監視又は推定でき，原子炉圧力，原子炉圧力（SA），

蔵槽水位（SA）は原子炉圧力容器へ注水するための高圧代替注水系の作動状況を確認でき

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る設計とする。

ための高圧代替注水系の作動状況を確認できる設計とする。

備考
②の相違

②の相違

主要な設備は，以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

・原子炉水位（広帯域）（6.4 計装設備（重大事故等対処設備））

・原子炉水位（広帯域）（6.4 計装設備（重大事故等対処設備））

・原子炉水位（燃料域）（6.4 計装設備（重大事故等対処設備））

・原子炉水位（燃料域）（6.4 計装設備（重大事故等対処設備））

・原子炉水位（SA）（6.4 計装設備（重大事故等対処設備））

・原子炉水位（ＳＡ広帯域）（6.4 計装設備（重大事故等対処設備））②の相違

・原子炉水位（ＳＡ燃料域）（6.4 計装設備（重大事故等対処設備））②の相違

・原子炉圧力（6.4

計装設備（重大事故等対処設備））

・原子炉圧力（6.4 計装設備（重大事故等対処設備））

・原子炉圧力（SA）（6.4 計装設備（重大事故等対処設備））

・原子炉圧力（ＳＡ）（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（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（6.4 計装設備（重大事故等対処設備））

・復水貯蔵槽水位（SA）（6.4 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（6.4 計装設備（重大事故等対処設備））(4) 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進展抑制②の相違(4) 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進展抑制

高圧代替注水系及び原子炉隔離時冷却系を用いた発電用原子炉への高圧注水により原高圧代替注水系及び原子炉隔離時冷却系を用いた発電用原子炉への高圧注水によ

子炉水位を維持できない場合を想定した重大事故等対処設備として，ほう酸水注入系をり原子炉水位を維持できない場合を想定した重大事故等対処設備として，ほう酸水使用する。

注入系を使用する。また，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③の相違却するために必要な設備として，逃がし安全弁（安全弁機能）を使用する。
ほう酸水注入系は，ほう酸水注入系ポンプ，ほう酸水注入系貯蔵タンク，配管・弁類，

ほう酸水注入系は，ほう酸水注入ポンプ，ほう酸水貯蔵タンク，配管・弁類，計測

計測制御装置等で構成し，ほう酸水注入系ポンプにより，ほう酸水を高圧炉心注水系等

制御装置等で構成し，ほう酸水注入ポンプにより，ほう酸水をほう酸水注入系を経由を経由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

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。

②の相違

る。
本系統の詳細については，「6.7 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」に記載する。

本系統の詳細については，「6.7 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」に記載する。
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，ほう酸水貯蔵タンク及び逃がし安全弁（安全弁機能）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，多様性及び位置的分散を考慮す
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。

4

東二では既設設備によるＳＡ設備の 43 条適合性を明記

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４５条 】
柏崎原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

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」に記載する。

原子炉圧力容器については，「3.5 原子炉圧力容器」に記載する。

原子炉隔離時冷却系については，「5.3 非常用炉心冷却系」に記載する。

原子炉隔離時冷却系ポンプについては，「5.3 原子炉隔離時冷却系」に記載する。

復水貯蔵槽については，「5.7

サプレッション・チェンバについては，「9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供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。

給設備」に記載する。

原子炉水位（広帯域），原子炉水位（燃料域），原子炉水位（SA），原子炉圧力，原子炉

原子炉水位（広帯域），原子炉水位（燃料域），原子炉水位（ＳＡ広帯域），原子炉

圧力（SA），高圧代替注水系系統流量及び復水貯蔵槽水位（SA）は，「6.4 計装設備（重水位（ＳＡ燃料域），原子炉圧力，原子炉圧力（ＳＡ），高圧代替注水系系統流量及び大事故等対処設備）」に記載する。

サプレッション・プール水位は，「6.4 計装設備（重大事故等対処設備）」に記載する。

ほう酸水注入系については，
「6.7

①の相違

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」に記載する。
常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備及び常設代替直流電源設備については，「10.2 代替電源設備」に記載する。

ほう酸水注入系については，「6.7 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」に記載する。
逃がし安全弁（安全弁機能）については，「5.1.1.3.2 主蒸気系」に記載する。

③の相違

常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備，常設代替直流電源設備，非常用交流②の相違

電源設備及び燃料補給設備については，「10.2 代替電源設備」に記載する。
高圧炉心スプレイ系ポンプについては，「5.2 非常用炉心冷却系」に示す。

5.4.2.1

多様性，位置的分散

5.7.2.1

多様性，位置的分散①の相違

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 。

高圧代替注水系は，高圧炉心注水系と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，高高 圧 代 替 注 水 系 は ， 高 圧 炉 心 ス プ レ イ 系 と共通要因によって同時に機能を損なわな

圧代替注水系ポンプをタービン駆動とすることで，電動機駆動ポンプを用いた高圧炉心注水

いよう，常設高圧代替注水系ポンプをタービン駆動とすることで，電動機駆動ポンプを用系に対して多様性を有する設計とする。また，高圧代替注水系の起動に必要な電動弁は，常いた高圧炉心スプレイ系に対して多様性を有する設計とする。また，高圧代替注水系の起設代替直流電源設備からの給電及び現場において人力により，ポンプの起動に必要な弁を操動に必要な電動弁は，常 設 代 替 交 流 電 源 設 備 ，可 搬 型 代 替 直 流 電 源 設 備 又は常設代替

作できることで，非常用交流電源設備から給電される高圧炉心注水系及び非常用直流電源設

直流電源設備か ら の 給 電 及 び 現場において人力により，ポンプの起動に必要な弁を操作で備から給電される原子炉隔離時冷却系に対して，多様性を有する設計とする。

きることで，非常用交流電源設備から給電される高圧炉心スプレイ系及び非常用直流電源

②の相違
②の相違

設備から給電される原子炉隔離時冷却系に対して，多様性を有する設計とする。
高圧代替注水系ポンプは，原子炉建屋原子炉区域内の高圧炉心注水系ポンプ及び原子炉隔

常設高圧代替注水系ポンプは，原子炉建屋原子炉棟内の高圧炉心スプレイ系ポ

離時冷却系ポンプと異なる区画に設置することで，高圧炉心注水系ポンプ及び原子炉隔離時

ンプ及び原子炉隔離時冷却系ポンプと異なる区画に設置することで，高圧炉心ス

冷却系ポンプと共通要因によって同時に機能を損なわないよう位置的分散を図る設計とす

プ レ イ 系 ポ ン プ 及 び 原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 ポ ン プ と共通要因によって同時に機能を損なる。

わないよう位 置 的 分 散 を 図 る 設 計 と す る 。

原子炉隔離時冷却系の起動に必要な電動弁は，現場において人力による手動操作を可能と東二では，現場環境の悪化を考慮し RCIC の現場起動には期待しない。

することで，非常用直流電源設備からの給電による遠隔操作に対して多様性を有する設計とする。
高圧代替注水系は，水源から原子炉隔離時冷却系配管との合流部までの系統について，原子炉隔離時冷却系に対して独立性を有する設計とする。
高圧代替注水系の蒸気配管は，原子炉隔離時冷却系の蒸気配管から分岐させる
ことで独立性を有する設計とする。
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」に記載する。

②の相違

電 源 設 備 の 多 様 性 ，位 置 的 分 散 に つ い て は「 10.2

5

代 替 電 源 設 備 」に 記 載 す る 。

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４５条 】
柏崎原子力発電所 ６／７号炉
5.4.2.2

悪影響防止

東海第二発電所
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。

高圧代替注水系は，通常時は弁等により他の系統・機器と隔離し，重大事故等時に弁操作

高 圧 代 替 注 水 系 は，通常時は弁等により他の系統・機器と隔離し，重大事故等時に弁操等により重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさな作等により重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼい設計とする。また，高圧代替注水系，原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心注水系は，相互にさない設計とする。また，高圧代替注水系，原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系

悪影響を及ぼすことのないように，同時に使用しない運用とする。高圧代替注水系の蒸気配は，相互に悪影響を及ぼすことのないように，同時に使用しない運用とする。

管及び弁は十分な強度を有する設計とし，高圧代替注水系ポンプは，飛散物となって他の設
備に悪影響を及ぼさない設計とする。

プは，飛散物となって他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
原子炉隔離時冷却系は，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，大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用することにより，他の設備に悪影響を及ぼさ重大事故等対処設備として使用することにより，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とすない設計とする。

る。

容量等

5.7.2.3 容量等①の相違

基本方針については，「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。

高圧代替注水系ポンプは，想定される重大事故等時において，十分な期間にわたって原子

常設高圧代替注水系ポンプは，想定される重大事故等時において，十分な期間にわたっ

炉水位を維持し，炉心の著しい損傷を防止するために必要なポンプ流量を有する設計とする。

て原子炉水位を維持し，炉心の著しい損傷を防止するために必要なポンプ流量を有する設

原子炉隔離時冷却系ポンプは，設計基準事故時の非常用炉心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が，重大事故等の収束に必要な注水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。

①の相違

高圧代替注水系の蒸気配管及び弁は十分な強度を有する設計とし，高圧代替注水系ポン

原子炉隔離時冷却系は，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5.4.2.3

備考

②の相違

計とする。
原子炉隔離時冷却系ポンプは，設計基準事故時の非常用炉心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が，重大事故等の収束に必要な注水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。

5.4.2.4

環境条件等

5.7.2.4 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。

高圧代替注水系ポンプは，原子炉建屋原子炉区域内に設置し，想定される重大事故等時に常設高圧代替注水系ポンプ及び原子炉隔離時冷却系ポンプは，原子炉建屋原子炉棟内における環境条件を考慮した設計とする。

①の相違
②の相違

設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。

高圧代替注水系の操作は，想定される重大事故等時において，中央制御室で可能な設計と高圧代替注水系及び原子炉隔離時冷却系の操作は，想定される重大事故等時において，②の相違する。また，中央制御室からの操作により高圧代替注水系を起動できない場合において，高中央制御室で可能な設計とする。また，中央制御室からの操作により高圧代替注水系を起②の相違

圧代替注水系の起動に必要となる弁の操作は，想定される重大事故等時において，設置場所

動できない場合において，高圧代替注水系の起動に必要となる弁の操作は，想定される重で人力により可能な設計とする。また，高圧代替注水系は，淡水だけでなく海水も使用でき

大事故等時において，設置場所で人力により可能な設計とする。

る設計とする。なお，可能な限り淡水を優先し，海水通水を短期間とすることで，設備への影響を考慮する。
原子炉隔離時冷却系ポンプは，原子炉建屋原子炉区域内に設置し，想定される重大事故等②の相違時における環境条件を考慮した設計とする。中央制御室からの操作により原子炉隔離時冷却系を起動できない場合において，原子炉隔離時冷却系の起動に必要となる弁の操作は，想定される重大事故等時において，防護具を装着することで設置場所で人力により可能な設計とする。

6

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４５条 】
柏崎原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所
逃がし安全弁（安全弁機能）は，原子炉格納容器内に設置し，重大事故等時における原

備考
③の相違

子炉格納容器内の環境条件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」に示す。

高圧代替注水系は，想定される重大事故等時において，通常時の隔離された系統構成から高圧代替注水系は，想定される重大事故等時において，通常時の隔離された系統構成か

弁操作等により速やかに切り替えられる設計とする。高圧代替注水系ポンプは，中央制御室

ら弁操作等により速やかに系統構成が可能な設計とする。常設高圧代替注水系ポンプは，の操作スイッチにより弁を操作することで，起動が可能な設計とし，系統構成に必要な弁は，中央制御室の操作スイッチにより弁を操作することで，起動が可能な設計とし，系統構成

中央制御室から操作可能な設計とする。また，高圧代替注水系の操作に必要な弁は，中央制に必要な弁は，中央制御室から操作可能な設計とする。また，高圧代替注水系の操作に必御室から操作ができない場合においても，現場操作が可能となるように手動ハンドルを設け，要な弁は，中央制御室から操作ができない場合においても，現場操作が可能となるように現場で人力により確実に操作が可能な設計とする。

手動ハンドルを設け，現場で人力により確実に操作が可能な設計とする。

原子炉隔離時冷却系は，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として原子炉隔離時冷却系は，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とし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。原子炉隔離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。原子炉

時冷却系の操作に必要な弁は，中央制御室から操作ができない場合においても，現場操作が隔離時冷却系の操作に必要な弁は，中央制御室から操作が可能な設計とする。

①の相違

本来の目的で使用 ②の相違

RCIC の現場操作には期待しない。

可能となるように手動ハンドルを設け，現場での人力により確実に操作が可能な設計とする。
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子炉を冷却するための設備の主要機器仕様
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発電用原子炉を冷却するための設備の主要機器仕様を第 5.7−1 表に示す。

①の相違

5.7.4 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」に示す。

高圧代替注水系は，発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能及び漏えいの有無の確

高圧代替注水系は，発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能及び漏えいの有無の認並びに弁の開閉動作の確認が可能な設計とする。また，高圧代替注水系ポンプは，発電用原子炉の停止中に分解及び外観の確認が可能な設計とする。

① の相違確認並びに弁の開閉動作の確認が可能な設計とする。
また，常設高圧代替注水系ポンプは，発電用原子炉の停止中に分解及び外観の確認が可能な設計とする。

原子炉隔離時冷却系は，発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能及び漏えいの有無

原子炉隔離時冷却系は，発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能及び漏えいの有の確認並びに弁の開閉動作の確認が可能な設計とする。また，原子炉隔離時冷却系ポンプは，無の確認並びに弁の開閉動作の確認が可能な設計とする。また，原子炉隔離時冷却系ポン

発電用原子炉の停止中に分解及び外観の確認が可能な設計とする。

プは，発電用原子炉の停止中に分解及び外観の確認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の主
要機器仕様(1) 高圧代替注水系
ａ. 高圧代替注水系ポンプ

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機器仕様(1) 高圧代替注水系
a. 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。

・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備

・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備

7

①の相違

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４５条 】
柏崎原子力発電所 ６／７号炉
台

数

容

量

全

揚 程

1

東海第二発電所
台

数

1

約 180m /h

容量

約 136.7m３／h

約 900m 以上

全程

約 900m3(2) ほう酸水注入系
ａ. ほう酸水注入系ポンプ
第 6.1.2−3 表 ほう酸水注入系主要仕様に記載する。
ｂ. ほう酸水注入系貯蔵タンク
第 6.1.2−3 表 ほう酸水注入系主要仕様に記載する。

揚(2) ほう酸水注入系
a. ほう酸水注入ポンプ
第 6.7−1 表 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)の設備
仕様に記載する。

b. ほう酸水貯蔵タンク
第 6.7−1 表 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)の設備
仕様に記載する。
(3) 主蒸気系
a. 逃がし安全弁兼用する設備は以下のとおり。
・主蒸気系
・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

バネ式（アクチュエータ付）

個

数

18

（安全弁機能）吹出圧力
MPa[gage]

弁個数

容量／個 t／h（吹出し圧力×1.03にお
いて）

7.78

2

385.2

8.10

4

400.5

8.16

4

403.9

8.23

4

407.2

8.30

4

410.6

吹出圧力
MPa[gage]

弁個数

容量／個 t／h（吹出し圧力において）

7.37

2

354.6

7.44

4

357.8

7.51

4

361.1

7.58

4

364.3

7.64

4

367.6

（逃がし弁機能）8

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４５条 】
柏崎原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

AO

逃がし安全弁（安全弁機能）
AO

原子炉圧力容器

AO

MO

AO

AO

MO

MO

主蒸気系

主タービンへMO

ドライウェルサプレッション・チェンバ

MO

MO

MO
MO

MO

高圧代替注水系
タービン止め弁

サプレッション・
チェンバへ

MO

MO

MO

MO

復水貯蔵
タンクへ

復水貯蔵
タンク

MO

MO

高圧炉心
スプレイ系ポンプ

タービン

MO

タービン

常設高圧代替
注水系ポンプMO

原子炉隔離時冷却系ポンプ
HO
MO

MO

MO

第 5.7−1 図 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
系統概要図（1）（高圧代替注水系による発電用原子炉の冷却）

9

①の相違

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４５条 】
柏崎原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

AO

逃がし安全弁（安全弁機能）
AO

原子炉圧力容器

AO

MO

AO

AO

MO

MO

主蒸気系

主タービンへMO

ドライウェルサプレッション・チェンバ

MO

MO

MO
MO

MO

高圧代替注水系
タービン止め弁

サプレッション・
チェンバへ

MO

MO

MO

MO

復水貯蔵
タンクへ

復水貯蔵
タンク

MO

MO

高圧炉心
スプレイ系ポンプ

タービン
MO

タービン

常設高圧代替
注水系ポンプ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①の相違

系統概要図（2）（原子炉隔離時冷却系による発電用原子炉の冷却）

10

②の相違

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４５条 】
柏崎原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

AO

逃がし安全弁（安全弁機能）
AO

原子炉圧力容器

AO

MO

AO

AO

MO

MO

主蒸気系

主タービンへMO

ドライウェルサプレッション・チェンバ

MO

MO

MO
MO

MO

高圧代替注水系
タービン止め弁

サプレッション・
チェンバへ

MO

MO

MO

MO

復水貯蔵
タンクへ

復水貯蔵
タンク

MO

MO

高圧炉心
スプレイ系ポンプ

タービン

MO

タービン

常設高圧代替
注水系ポンプMO

原子炉隔離時冷却系ポンプ
HO
MO

MO

MO

第 5.7−3 図 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①の相違

系統概要図（3）（高圧炉心スプレイ系による発電用原子炉の冷却）

11

②の相違

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４５条 】

T

電気ヒータ

ほう酸水注入ポンプ(B)

ほう酸水
テストタンク

AO
サプレッション・
プールへ

原子炉
原子炉
圧力容
圧力容器
器
主タービンへ

逃がし安全弁
（安全弁機能）

原子炉
格納容器

原子炉建屋
原子炉棟

P

純水

攪拌用空気

RO

ほう酸水注入ポンプ(A)

MO

MO

L

ほう酸水
貯蔵タンク

備考

電気ヒータ

東海第二発電所

T

柏崎原子力発電所 ６／７号炉

第 5.7−4 図 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
系統概要図（4）（ほう酸水注入系による進展抑制）

12

①の相違

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４５条 】
柏崎原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

13

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４５条 】
柏崎原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

14

備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４５条 】
柏崎原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

15

備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：第４６条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

5.5 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 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備

・記載の相違(1)5.5.1 概要

5.8.1 概要

東海第二と柏崎刈羽では，
申請項目及び章番号が異な

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用原子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用原子 る。

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原子炉格納容器の破損を防止する

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原子炉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。

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 5.5−1 図及び第 5.5−2 図に示す。

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略図を第 5.8−1 図から第 5.8−5 ・記載の相違(1)と同様
図に示す。

5.5.2 設計方針

5.8.2 設計方針

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，原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧

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，原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧時に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逃がし安全弁を設

時に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逃がし安全弁を設

ける。

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. 原子炉減圧の自動化

・記載の相違(1)と同様

ａ．原子炉減圧の自動化

逃がし安全弁の自動減圧機能が喪失した場合の重大事故等対処設備として，逃がし安全弁を代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能）により作動させ使用する。

逃がし安全弁の自動減圧機能が喪失した場合の重大事故等対処設備として，逃がし安全弁を
過渡時自動減圧機能により作動させ使用する。

・設備名称の相違(1)

逃がし安全弁は，代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能）からの信号により，自動減圧逃がし安全弁は，過渡時自動減圧機能からの信号により，自動減圧機能用アキュムレータに 東海第二の過渡時自動減圧機能は，柏崎刈羽の代替自機能用アキュムレータに蓄圧された窒素ガスをアクチュエータのピストンに供給することで蓄圧された窒素をアクチュエータのピストンに供給することで作動し，蒸気を排気管によりサ 動減圧ロジック（代替自動減圧機能）と同様の機能作動し，蒸気を排気管によりサプレッション・チェンバのプール水面下に導き凝縮させること

プレッション・チェンバのプール水面下に導き凝縮させることで，原子炉冷却材圧力バウンダ ・記載の相違(3)で，原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧できる設計とする。

リを減圧できる設計とする。

東海第二では，気体窒素に対してはガスの記載を省略する方針としている。

なお，原子炉緊急停止失敗時に自動減圧系が作動すると，高圧炉心注水系及び低圧注水系か

なお，原子炉緊急停止失敗時に自動減圧系が作動すると，高圧炉心スプレイ系，低圧注水系 ・設備仕様の相違(1)ら大量の冷水が注水され出力の急激な上昇につながるため，自動減圧系の起動阻止スイッチに及び低圧炉心スプレイ系から大量の冷水が注水され出力の急激な上昇につながるため，自動減 東海第二と柏崎刈羽では，原子炉注水の設計思想が異より自動減圧系及び代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能）による自動減圧を阻止する。

圧系の起動阻止スイッチにより自動減圧系及び過渡時自動減圧機能による自動減圧を阻止す なる。
る。

東海第二の高圧炉心スプレイ系は柏崎刈羽の高圧炉
心注水系
東海第二の低圧注水系及び低圧炉心スプレイ系は柏崎刈羽の低圧注水系

主要な設備は，以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

・逃がし安全弁・逃がし安全弁・自動減圧機能用アキュムレータ

・自動減圧機能用アキュムレータ

・代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能）（6.8

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧

・過渡時自動減圧機能（6.8 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備）

・設備名称の相違(1)と同様するための設備）・自動減圧系の起動阻止スイッチ（6.8 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設
備）・自動減圧系の起動阻止スイッチ（6.8 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設
備）

1／18

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：第４６条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉
その他，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備を重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用する。

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非常用交流電源設備を重大事故等対処設備として使用 ・記載の相違(2)する。

東海第二では，
柏崎刈羽の設計基準拡張に該当する設
備を重大事故等対処設備に分類している。

b. 手動による原子炉減圧
逃がし安全弁の自動減圧機能が喪失した場合の重大事故等対処設備として，逃がし安全弁を手動により作動させて使用する。
逃がし安全弁は，中央制御室からの遠隔手動操作により，逃がし弁機能用アキュムレータ又ｂ．手動による原子炉減圧
逃がし安全弁の自動減圧機能が喪失した場合の重大事故等対処設備として，逃がし安全弁を手動により作動させて使用する。
逃がし安全弁は，中央制御室からの遠隔手動操作により，自動減圧機能用アキュムレータに ・SA 対応の相違(1)は自動減圧機能用アキュムレータに蓄圧された窒素ガスをアクチュエータのピストンに供給蓄圧された窒素をアクチュエータのピストンに供給することで作動し，蒸気を排気管によりサ 東海第二では，逃がし弁機能用アキュムレータを重大することで作動し，蒸気を排気管によりサプレッション・チェンバのプール水面下に導き凝縮

プレッション・チェンバのプール水面下に導き凝縮させることで，原子炉冷却材圧力バウンダ 事故等対処設備として使用しない。

させることで，原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧できる設計とする。

リを減圧できる設計とする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

・逃がし安全弁・逃がし安全弁

・逃がし弁機能用アキュムレータ

・記載の相違(3)と同様

・SA 対応の相違(1)と同様

・自動減圧機能用アキュムレータ

・自動減圧機能用アキュムレータ

・所内蓄電式直流電源設備（10.2 代替電源設備）

・所内常設直流電源設備（10.2 代替電源設備）

・設備仕様の相違(2)・可搬型直流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）

・可搬型代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）

東海第二と柏崎刈羽では電源設備の構成及び設備名

・常設代替直流電源設備（10.2 代替電源設備）

称が異なる。

・可搬型代替直流電源設備（10.2 代替電源設備）

東海第二の所内常設直流電源設備は，
柏崎刈羽の所内
蓄電式直流電源設備
東海第二の可搬型代替交流電源設備及び可搬型代替
直流電源設備が柏崎刈羽の可搬型直流電源設備
東海第二の常設代替直流電源設備は特有の設備

本系統の流路として，主蒸気系配管及びクエンチャ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. 常設直流電源系統喪失時の減圧
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，逃がし安全弁の機能回復のための重大事故等対処設備として，可搬型直流電源設備を使用する。

本系統の流路として，主蒸気配管及びクエンチャ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．常設直流電源系統喪失時の減圧
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，逃がし安全弁の機能回復のための重大事故等対処設備として，常設代替直流電源設備，可搬型代替直流電源設備及び逃がし安 ・設備仕様の相違(2)と同様
全弁用可搬型蓄電池を使用する。
(a) 常設代替直流電源設備による逃がし安全弁機能回復・SA 対応の相違(2)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，逃がし安全弁の機能回復のた 東海第二では，常設代替直流電源設備による逃がし安めの重大事故等対処設備として，常設代替直流電源設備を使用する。

全弁機能回復を設けている。

常設代替直流電源設備は，逃がし安全弁の作動に必要な常設直流電源系統が喪失した場合においても，緊急用電源切替盤を切り替えることにより，逃がし安全弁（7 個）の作動に必
要な電源を供給できる設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。

2／18

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：第４６条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉(a) 可搬型直流電源設備による逃がし安全弁機能回復
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，逃がし安全弁の機能回復のための重大事故等対処設備として，可搬型直流電源設備及び AM 用切替装置（SRV）を使用する。
可搬型直流電源設備は，逃がし安全弁の作動に必要な常設直流電源系統が喪失した場合にお東海第二発電所

備考

・常設代替直流電源設備（10.2 代替電源設備）

・設備仕様の相違(2)と同様(b) 可搬型代替直流電源設備による逃がし安全弁機能回復・設備仕様の相違(2)と同様

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備のうち，逃がし安全弁の機能回復のための重大事故等対処設備として，可搬型代替直流電源設備を使用する。

・設備仕様の相違(3)可搬型代替直流電源設備は，逃がし安全弁の作動に必要な常設直流電源系統が喪失した場 東海第二と柏崎刈羽では電源設備の構成及び設備名

いても，AM 用切替装置（SRV）を切り替えることにより，逃がし安全弁（8 個）の作動に必要合においても，緊急用電源切替盤を切り替えることにより，逃がし安全弁（7 個）の作動に 称が異なる。

な電源を供給できる設計とする。

必要な電源を供給できる設計とする。

東海第二の緊急用電源切替盤は，柏崎刈羽の AM 用切替装置（SRV）
・設備仕様の相違(4)東海第二と柏崎刈羽では，炉型の違いにより自動減圧機能用の逃がし安全弁の数が異なる。

主要な設備は，以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

・可搬型直流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）

・可搬型代替直流電源設備（10.2 代替電源設備）

・AM 用切替装置（SRV）

・設備仕様の相違(2)と同様・設備仕様の相違(3)と同様
・記載の相違(4)東海第二の緊急用電源切替盤は，
10.2 代替電源設備の整理に従い主要設備として記載しない方針としている。

(b) 逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁機能回復
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，逃がし安全弁の機能回復のための重大事故等対処設備として，逃がし安全弁用可搬型蓄電池を使用する。

(c) 逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁機能回復
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，逃がし安全弁の機能回復のための重大事故等対処設備として，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，逃がし安全弁の作動に必要な常設直流電源系統が喪失した

逃がし安全弁用可搬型蓄電池は，逃がし安全弁の作動に必要な常設直流電源系統が喪失し場合においても，逃がし安全弁の作動回路に接続することにより，逃がし安全弁（2 個）を一た場合においても，逃がし安全弁の作動回路に接続することにより，逃がし安全弁（2 個）

定期間にわたり連続して開状態を保持できる設計とする。

を一定期間にわたり連続して開状態を保持できる設計とする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

・逃がし安全弁用可搬型蓄電池

・逃がし安全弁用可搬型蓄電池

b. 逃がし安全弁の作動に必要な窒素ガス喪失時の減圧

ｂ．逃がし安全弁の作動に必要な窒素喪失時の減圧
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，逃がし安全弁の機能回復のため ・記載の相違(3)と同様の重大事故等対処設備として，非常用窒素供給系及び非常用逃がし安全弁駆動系を使用する。 ・記載の相違(5)東海第二では，非常用逃がし安全弁駆動系による逃がし安全弁機能回復を設けているため，
柏崎刈羽との章立てが異なる。

3／18

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：第４６条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所(a) 非常用窒素供給系による窒素確保

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，逃がし安全弁の機能回復のための重大事故等対処設備として，高圧窒素ガス供給系を使用する。

備考
・記載の相違(5)と同様

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備のうち，逃がし安全弁の機能回復のための重大事故等対処設備として，非常用窒素供給系を使用する。

・設備名称の相違(2)高圧窒素ガス供給系は，逃がし安全弁の作動に必要な逃がし弁機能用アキュムレータ及び自非常用窒素供給系は，逃がし安全弁の作動に必要な自動減圧機能用アキュムレータの充填 東海第二の非常用窒素供給系は，柏崎刈羽の高圧窒素

動減圧機能用アキュムレータの充填圧力が喪失した場合において，逃がし安全弁の作動に必要圧力が喪失した場合において，逃がし安全弁の作動に必要な窒素を供給できる設計とする。 ガス供給系と同様の設備。但し，逃がし弁機能用アキな窒素ガスを供給できる設計とする。
なお，高圧窒素ガスボンベの圧力が低下した場合は，現場で高圧窒素ガスボンベの切替え及び取替えが可能な設計とする。

ュムレータへの供給経路は有していない。

なお，非常用窒素供給系高圧窒素ボンベの圧力が低下した場合は，現場で高圧窒素ボンベ ・設備名称の相違(2)と同様の取替えが可能な設計とする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

・高圧窒素ガスボンベ（6.8・非常用窒素供給系高圧窒素ボンベ（6.8 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するため ・記載の相違(3)と同様

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備）の設備）

・記載の相違(6)東海第二では，
高圧窒素ボンベに系統名を併記する方
針としている。

本系統の流路として，高圧窒素ガス供給系の配管及び弁並びに逃がし弁機能用アキュムレー
タ及び自動減圧機能用アキュムレータを重大事故等対処設備として使用する。
その他，設計基準事故対処設備である逃がし安全弁を重大事故等対処設備として使用する。

本系統の流路として，非常用窒素供給系の配管及び弁並びに自動減圧機能用アキュムレー ・記載の相違(6)と同様
タを重大事故等対処設備として使用する。
その他，設計基準事故対処設備である逃がし安全弁を重大事故等対処設備として使用する。
(b) 非常用逃がし安全弁駆動系による原子炉減圧・設備名称の相違(2)と同様

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備のうち，逃がし安全弁機能回復のため ・事故時対応の相違(1)と同様の重大事故等対処設備として，非常用逃がし安全弁駆動系を使用する。

・記載の相違(5)と同様

非常用逃がし安全弁駆動系は，逃がし安全弁の作動に必要な逃がし弁機能用アキュムレー ・事故時対応の相違(3)と同様
タ及び自動減圧機能用アキュムレータの充填圧力が喪失した場合において，逃がし安全弁のアクチュエータに直接窒素を供給することで，逃がし安全弁（4 個）を一定期間にわたり連続して開状態を保持できる設計とする。
なお，非常用逃がし安全弁駆動系高圧窒素ボンベの圧力が低下した場合は，現場で高圧窒
素ボンベの切替え及び取替えが可能な設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・非常用逃がし安全弁駆動系高圧窒素ボンベ（6.8 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備）
・常設代替直流電源設備（10.2 代替電源設備）
・可搬型代替直流電源設備（10.2 代替電源設備）
本系統の流路として，非常用逃がし安全弁駆動系の配管及び弁を重大事故等対処設備として使用する。

4／18

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：第４６条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７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逃がし安全弁を重大事故等対処設備として使用する。
c. 代替電源設備を用いた逃がし安全弁の復旧

ｃ．全交流動力電源喪失及び常設直流電源喪失における逃がし安全弁の復旧(a) 代替直流電源設備による復旧(a) 代替直流電源設備による復旧

全交流動力電源又は常設直流電源が喪失した場合の重大事故等対処設備として，可搬型直流電源設備を使用する。
逃がし安全弁は，可搬型直流電源設備により作動に必要な直流電源が供給されることにより機能を復旧し，原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧できる設計とする。

・設備仕様の相違(2)と同様

全交流動力電源又は常設直流電源が喪失した場合の重大事故等対処設備として，常設代替 ・設備仕様の相違(2)と同様
直流電源設備及び可搬型代替直流電源設備を使用する。
逃がし安全弁は，常設代替直流電源設備及び可搬型代替直流電源設備により作動に必要な直流電源が供給されることにより機能を復旧し，原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧できる設計とする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。
・常設代替直流電源設備（10.2 代替電源設備）

・可搬型直流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）(b) 代替交流電源設備による復旧
全交流動力電源又は常設直流電源が喪失した場合の重大事故等対処設備として，常設代替交
流電源設備又は可搬型代替交流電源設備を使用する。

・設備仕様の相違(2)と同様・可搬型代替直流電源設備（10.2 代替電源設備）(b) 代替交流電源設備による復旧
全交流動力電源又は常設直流電源が喪失した場合の重大事故等対処設備として，常設代替
交流電源設備及び可搬型代替交流電源設備を使用する。

逃がし安全弁は，常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備により所内蓄電式直流逃がし安全弁は，常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備により所内常設直流電源設備を受電し，作動に必要な直流電源が供給されることにより機能を復旧し，原子炉冷却電源設備を受電し，作動に必要な直流電源が供給されることにより機能を復旧し，原子炉冷材圧力バウンダリを減圧できる設計とする。

却材圧力バウンダリを減圧できる設計とする。

・設備仕様の相違(2)と同様

主要な設備は，以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

・常設代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）

・常設代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）

・記載の相違(7)・可搬型代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）

・可搬型代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）

東海第二に共用するプラントはない。

(3) 炉心損傷時における高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱の防止(3) 炉心損傷時における高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱の防止

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，炉心損傷時に原子炉冷却材圧力バ

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，炉心損傷時に原子炉冷却材圧力

ウンダリが高圧状態である場合において，高圧溶融物放出及び格納容器雰囲気直接加熱による原バウンダリが高圧状態である場合において，高圧溶融物放出及び格納容器雰囲気直接加熱によ

子炉格納容器の破損を防止するための重大事故等対処設備として，逃がし安全弁を使用する。

る原子炉格納容器の破損を防止するための重大事故等対処設備として，逃がし安全弁を使用す
る。

本系統は，
「(1) b．手動による原子炉減圧」と同じである。

本系統は，「(1)ｂ．手動による原子炉減圧」と同じである。

5／18

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：第４６条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉(4) インターフェイスシステム LOCA 発生時に用いる設備
インターフェイスシステム LOCA 発生時の重大事故等対処設備として，逃がし安全弁，原子炉建屋ブローアウトパネル及び高圧炉心注水系注入隔離弁を使用する。

東海第二発電所

備考(4) インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時に用いる設備
インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時の重大事故等対処設備として，逃がし安全弁，高 ・事故時対応の相違(4)圧炉心スプレイ系注入弁，原子炉隔離時冷却系原子炉注入弁，低圧炉心スプレイ系注入弁，残 東海第二では，ブローアウトパネルが開しなくても留熱除去系Ａ系注入弁，残留熱除去系Ｂ系注入弁及び残留熱除去系Ｃ系注入弁（以下，「イン IS-LOCA 隔離弁の現場操作が可能であることから，46
ターフェイスシステムＬＯＣＡ隔離弁」という。
）を使用する。

条の SA 設備には位置付けていない。
・事故時対応の相違(5)東海第二と柏崎刈羽では，格納容器外の破断想定箇所が異なるため IS-LOCA 隔離弁も異なるものとなる。

弁は，中央制御室からの手動操作によって作動させ，原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧させることで原子炉冷却材の漏えいを抑制できる設計とする。

弁は，央制御室からの手動操作によって作動させ，原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧させることで原子炉冷却材の漏えいを抑制できる設計とする。

原子炉建屋ブローアウトパネルは，高圧の原子炉冷却材が原子炉建屋原子炉区域へ漏えいして・事故時対応の相違(4)と同様蒸気となり，原子炉建屋原子炉区域内の圧力が上昇した場合において，外気との差圧により自動的に開放し，原子炉建屋原子炉区域内の圧力及び温度を低下させることができる設計とする。
高圧炉心注水系注入隔離弁は，現場で弁を操作することにより原子炉冷却材の漏えい箇所を隔離できる設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。

インターフェイスシステムＬＯＣＡ隔離弁は，現場で弁を操作することにより原子炉冷却材 ・事故時対応の相違(5)と同様の漏えい箇所を隔離できる設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。

・原子炉建屋ブローアウトパネル
・逃がし安全弁・事故時対応の相違(4)と同様・逃がし安全弁

・逃がし弁機能用アキュムレータ

・事故時対応の相違(1)と同様

・自動減圧機能用アキュムレータ

・自動減圧機能用アキュムレータ

・所内蓄電式直流電源設備（10.2 代替電源設備）

・所内常設直流電源設備（10.2 代替電源設備）

・可搬型直流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）

・可搬型代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）

・設備仕様の相違(2)と同様

・常設代替直流電源設備（10.2 代替電源設備）
・可搬型代替直流電源設備（10.2 代替電源設備）
本系統の流路として，主蒸気系配管及びクエンチャを重大事故等対処設備として使用する。

本系統の流路として，主蒸気配管及びクエンチャを重大事故等対処設備として使用する。

なお，設計基準事故対処設備である高圧炉心注水系注入隔離弁を重大事故等対処設備（設計基なお，設計基準事故対処設備であるインターフェイスシステムＬＯＣＡ隔離弁を重大事故等 ・事故時対応の相違(5)と同様

準拡張）として使用する。
高圧炉心注水系注入隔離弁については，「5.3 非常用炉心冷却系」に記載する。

対処設備として使用する。
高圧炉心スプレイ系注入弁については，「5.2 非常用炉心冷却系」に記載する。

・設備名称の相違

・記載の相違(2)と同様

・事故時対応の相違(5)と同様

原子炉隔離時冷却系原子炉注入弁については，「5.3 原子炉隔離時冷却系」に記載する。
低圧炉心スプレイ系注入弁については，「5.2 非常用炉心冷却系」に記載する。
残留熱除去系Ａ系注入弁については，「5.2 非常用炉心冷却系」に記載する。
残留熱除去系Ｂ系注入弁については，「5.2 非常用炉心冷却系」に記載する。
残留熱除去系Ｃ系注入弁については，「5.2 非常用炉心冷却系」に記載する。

6／18

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：第４６条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉
代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能），自動減圧系の起動阻止スイッチ及び高圧窒素ガ
スボンベについては，「6.8 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備」に記載する。

東海第二発電所

備考

過渡時自動減圧機能，自動減圧系の起動阻止スイッチ，非常用窒素供給系高圧窒素ボンベ及び非 ・設備名称の相違(1)と同様
常用逃がし安全弁駆動系高圧窒素ボンベについては，「6.8 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧す ・記載の相違(6)と同様るための設備」に記載する。

・事故時対応の相違(3)と同様

非常用交流電源設備については，「10.1 非常用電源設備」に記載する。

非常用交流電源設備については，「10.1 非常用電源設備」に記載する。

所内蓄電式直流電源設備，可搬型直流電源設備，常設代替交流電源設備及び可搬型代替交流電

所内常設直流電源設備，可搬型代替交流電源設備，常設代替交流電源設備，常設代替直流電源設 ・設備仕様の相違(2)と同様源設備については，「10.2 代替電源設備」に記載する。
5.5.2.1 多様性，位置的分散

備及び可搬型代替直流電源設備については，「10.2 代替電源設備」に記載する。
5.8.2.1 多様性，位置的分散

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

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，逃がし弁機能用アキュムレータ及び自動減圧機能用アキュムレータは，設計基準

逃がし安全弁及び自動減圧機能用アキュムレータは，設計基準事故対処設備と重大事故等対処設 ・記載の相違(1)と同様

事故対処設備と重大事故等対処設備としての安全機能を兼ねる設備であるが，想定される重大事故備としての安全機能を兼ねる設備であるが，想定される重大事故等時に必要となる個数に対して十 ・事故時対応の相違(1)と同様

等時に必要となる個数に対して十分に余裕をもった個数を分散して設置する設計とする。

分に余裕をもった個数を分散して設置する設計とする。
逃がし安全弁は，非常用逃がし安全弁駆動系による原子炉減圧として使用する 4 個を，異なる主 ・事故時対応の相違(3)と同様
蒸気管に分散して配置する設計とする。
逃がし安全弁は，非常用逃がし安全弁駆動系による原子炉減圧として使用する 4 個を，電磁弁の ・SA 対応の相違(3)と同様
排気側から直接窒素を供給して作動させることで，電磁弁を用いた逃がし安全弁の作動に対し，多様性を有する設計とする。

逃がし安全弁は，中央制御室からの手動操作又は代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能）か逃がし安全弁は，中央制御室からの手動操作又は過渡時自動減圧機能からの信号により作動する ・設備名称の相違(1)と同様

らの信号により作動することで，自動減圧機能による作動に対して多様性を有する設計とする。まことで，自動減圧機能による作動に対して多様性を有する設計とする。また，逃がし安全弁は，所た，逃がし安全弁は，所内蓄電式直流電源設備及び可搬型直流電源設備からの給電により作動する

内常設直流電源設備，常設代替直流電源設備，可搬型代替直流電源設備及び逃がし安全弁用可搬型 ・設備仕様の相違(2)と同様

ことで，非常用直流電源設備からの給電による作動に対して多様性を有する設計とする。代替自動蓄電池からの給電により作動することで，非常用交流電源設備及び非常用直流電源設備からの給電

減圧ロジック（代替自動減圧機能）の多様性，位置的分散については「6.8 原子炉冷却材圧力バによる作動に対して多様性を有する設計とする。過渡時自動減圧機能の多様性，位置的分散についウンダリを減圧させるための設備」に記載し，所内蓄電式直流電源設備及び可搬型直流電源設備のては「6.8 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧させるための設備」に記載し，所内常設直流電源

多様性，位置的分散については「10.2 代替電源設備」に記載する。

設備，常設代替直流電源設備及び可搬型代替直流電源設備の多様性，位置的分散については「10.2代替電源設備」に記載する。

逃がし安全弁用可搬型蓄電池は，共通要因によって同時に機能を損なわないよう，蓄電池（非常逃がし安全弁用可搬型蓄電池は，共通要因によって同時に機能を損なわないよう，125V 系蓄電 ・設備仕様の相違(2)と同様用）及び AM 用直流 125V 蓄電池に対して異なる種類の蓄電池を用いることで多様性を有する設計と池Ａ系及び 125V 系蓄電池Ｂ系に対して異なる種類の蓄電池を用いることで多様性を有する設計と

する。

する。

逃がし安全弁用可搬型蓄電池は，原子炉建屋内の原子炉区域外及びコントロール建屋と異なる区

逃がし安全弁用可搬型蓄電池は，原子炉建屋付属棟内の 125V 系蓄電池Ａ系及び 125V 系蓄電池Ｂ ・記載の相違(10)画の原子炉建屋内の原子炉区域外に分散して保管することで，コントロール建屋の蓄電池（非常用）系と異なる区画の原子炉建屋付属棟内に保管することで，共通要因によって同時に機能を損なわな 東海第二と柏崎刈羽では，機器配置及び施設名称が異及び原子炉建屋内の原子炉区域外の AM 用直流 125V 蓄電池と共通要因によって同時に機能を損なわいよう位置的分散を図る設計とする。

なる。

ないよう位置的分散を図る設計とする。

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柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：第４６条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉
5.5.2.2 悪影響防止

東海第二発電所
5.8.2.2 悪影響防止

備考・記載の相違(1)と同様

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。

逃がし安全弁，逃がし弁機能用アキュムレータ及び自動減圧機能用アキュムレータは，設計基準

逃がし安全弁及び自動減圧機能用アキュムレータは，設計基準事故対処設備として使用する場合 ・事故時対応の相違(1)と同様

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によ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により，他の設備に悪影響を及ぼさない

り，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

設計とする。
逃がし安全弁は，非常用逃がし安全弁駆動系を通常時の系統構成から，弁の操作によって重大事 ・事故時対応の相違(3)と同様
故等対処設備としての系統構成が可能な設計とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

逃がし安全弁用可搬型蓄電池は，通常時は逃がし安全弁用可搬型蓄電池を接続先の系統と分離し逃がし安全弁用可搬型蓄電池は，通常時は逃がし安全弁用可搬型蓄電池を接続先の系統と分離して保管し，重大事故等時に接続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，て保管し，重大事故等時に接続操作等により重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。逃がし安全弁用可搬型蓄電池は，治具による固定等を他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。逃がし安全弁用可搬型蓄電池は，治具による固定等をすることで，他の設備に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。

AM 用切替装置（SRV）は，通常時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とし，・記載の相違(4)と同様

重大事故等時に遮断器操作等により重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
原子炉建屋ブローアウトパネルは，他の設備と独立して作動することにより，他の設備に悪影響

・事故時対応の相違(4)と同様を及ぼさない設計とする。
また，原子炉建屋ブローアウトパネルは，開放動作により，他の設備に悪影響を及ぼさない設計

・事故時対応の相違(4)と同様

とする。

8／18

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：第４６条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉
5.5.2.3 容量等
基本方針については，「1.1.7.2 容量等」に示す。

東海第二発電所
5.8.2.3 容量等

備考・記載の相違(1)と同様

基本方針については，「1.1.7.2 容量等」に示す。

逃がし安全弁は，設計基準事故対処設備の逃がし安全弁と兼用しており，設計基準事故対処設

逃がし安全弁は，設計基準事故対処設備の逃がし安全弁と兼用しており，設計基準事故対処設備備としての弁吹出量が，想定される重大事故等時において，原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧すとしての弁吹出量が，想定される重大事故等時において，原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するるために必要な弁吹出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。

ために必要な弁吹出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。

自動減圧機能用アキュムレータは，設計基準事故対処設備の逃がし安全弁の自動減圧機能用ア

自動減圧機能用アキュムレータは，設計基準事故対処設備の逃がし安全弁の自動減圧機能用アキ

キュムレータと兼用しており，設計基準事故対処設備としての自動減圧機能用アキュムレータのュムレータと兼用しており，設計基準事故対処設備としての自動減圧機能用アキュムレータの容量

容量が，想定される重大事故等時において，原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための逃がしが，想定される重大事故等時において，原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための逃がし安全

安全弁の開動作に必要な供給窒素の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

弁の開動作に必要な供給窒素の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で設計する。

計する。

逃がし弁機能用アキュムレータは，設計基準対象施設の逃がし安全弁の逃がし弁機能用アキュ

・事故時対応の相違(1)と同様

ムレータと兼用しており，設計基準対象施設としての逃がし弁機能用アキュムレータの容量が，想定される重大事故等時において，原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための逃がし安全弁の開動作に必要な供給窒素の容量に対して十分であるため，設計基準対象施設と同仕様で設計する。
逃がし安全弁用可搬型蓄電池は，想定される重大事故等時において，逃がし安全弁 2 個を一定期逃がし安全弁用可搬型蓄電池は，想定される重大事故等時において，逃がし安全弁 2 個を一定期間にわたり連続して開状態を保持できる容量を有するものを 6 号及び 7 号炉それぞれで 1 セット 1

間にわたり連続して開状態を保持できる容量を有するものを 2 個使用する。
保有数は 2 個に加えて， ・記載の相違(6)と同様個使用する。保有数は 6 号及び 7 号炉それぞれで 1 セット 1 個に加えて，故障時及び保守点検によ

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 個の合計 3 個を保管する。

る待機徐外時のバックアップ用として 1 個（6 号及び 7 号炉共用）の合計 3 個を保管する。

・設備仕様の相違(5)東海第二の逃がし安全弁用可搬型蓄電池は，逃がし安
全弁 1 個につき蓄電池 1 個を接続する。

原子炉建屋ブローアウトパネルは，想定される重大事故等時において，原子炉建屋原子炉区域内

・事故時対応の相違(4)と同様に漏えいした蒸気を原子炉建屋外に排気して，原子炉建屋原子炉区域内の圧力及び温度を低下させるために必要となる容量を有する設計とする。

9／18

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：第４６条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉
5.5.2.4 環境条件等

東海第二発電所
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。

基本方針については，「1.1.7.3 環境条件等」に示す。

逃がし安全弁は，想定される重大事故等時に確実に作動するように，原子炉格納容器内に設置し，逃がし安全弁は，想定される重大事故等時に確実に作動するように，原子炉格納容器内に設置し，備考・記載の相違(1)と同様

制御用空気が喪失した場合に使用する高圧窒素ガス供給系の高圧窒素ガスボンベの容量の設定も制御用空気が喪失した場合に使用する非常用窒素供給系の高圧窒素ボンベの容量の設定も含めて， ・設備名称の相違(2)と同様

含めて，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。

想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。

逃がし安全弁の操作は，想定される重大事故等時において中央制御室で可能な設計とする。

逃がし安全弁の操作は，想定される重大事故等時において中央制御室で可能な設計とする。

また，原子炉格納容器内へスプレイを行うことにより，逃がし安全弁近傍の格納容器温度を低下

また，原子炉格納容器内へスプレイを行うことにより，逃がし安全弁近傍の格納容器温度を低下させることが可能な設計とする。

させることが可能な設計とする。
非常用逃がし安全弁駆動系で使用する逃がし安全弁は，想定される重大事故等時に確実に作動す ・事故時対応の相違(3)と同様
るように，原子炉格納容器内に設置し，制御用空気が喪失した場合に使用する非常用逃がし安全弁
駆動系の高圧窒素ボンベの容量の設定も含めて，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。

逃がし弁機能用アキュムレータ及び自動減圧機能用アキュムレータは，原子炉格納容器内に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
逃がし安全弁用可搬型蓄電池は，原子炉建屋内の原子炉区域外に保管及び設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
逃がし安全弁用可搬型蓄電池の常設設備との接続及び操作は，想定される重大事故等時において，設置場所で可能な設計とする。
AM 用切替装置（SRV）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環境条件を考

自動減圧機能用アキュムレータは，原子炉格納容器内に設置し，想定される重大事故等時におけ ・事故時対応の相違(1)と同様
る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，原子炉建屋原子炉棟内に保管及び設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
逃がし安全弁用可搬型蓄電池の常設設備との接続及び操作は，想定される重大事故等時において，設置場所で可能な設計とする。
・記載の相違(4)と同様慮した設計とする。
AM 用切替装置（SRV）の操作は，想定される重大事故等時において，中央制御室で可能な設計と・記載の相違(4)と同様する。
原子炉建屋ブローアウトパネルは，原子炉建屋原子炉区域と屋外との境界に設置し，想定される・事故時対応の相違(4)と同様

重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。

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柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：第４６条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉
5.5.2.5 操作性の確保

東海第二発電所
5.8.2.5 操作性の確保

備考・記載の相違(1)と同様

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」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」に示す。

逃がし安全弁，逃がし弁機能用アキュムレータ及び自動減圧機能用アキュムレータは，想定され逃がし安全弁及び自動減圧機能用アキュムレータは，想定される重大事故等時において，設計基 ・事故時対応の相違(1)と同様

る重大事故等時において，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

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設計と対処設備として使用する設計とする。

する。

逃がし安全弁は，中央制御室の操作スイッチにより操作が可能な設計とする。

逃がし安全弁は，中央制御室の操作スイッチにより操作が可能な設計とする。

逃がし安全弁用可搬型蓄電池は，想定される重大事故等時において，通常時の系統構成から接続

逃がし安全弁用可搬型蓄電池は，想定される重大事故等時において，通常時の系統構成から接続操作により速やかに切り替えられる設計とする。

操作により速やかに切り替えられる設計とする。

逃がし安全弁用可搬型蓄電池は，人力による運搬が可能な設計とし，屋内のアクセスルートを通逃がし安全弁用可搬型蓄電池は，人力による運搬が可能な設計とし，屋内のアクセスルートを通行してアクセス可能な設計とするとともに，設置場所にて固縛による固定等が可能な設計とする。

行してアクセス可能な設計とするとともに，設置場所にて固縛による固定等が可能な設計とする。

逃がし安全弁用可搬型蓄電池の接続は，ボルト・ネジ接続とし，一般的に用いられる工具を用い逃がし安全弁用可搬型蓄電池の接続は，ボルト・ネジ接続とし，一般的に用いられる工具を用いて確実に接続することができる設計とする。
AM 用切替装置（SRV）は，想定される重大事故等時において，通常の系統構成から遮断器操作等て確実に接続することができる設計とする。
・記載の相違(4)と同様

により速やかに切り替えられる設計とする。
AM 用切替装置（SRV）は，中央制御室にて操作が可能な設計とする。

・記載の相違(4)と同様

原子炉建屋ブローアウトパネルは，想定される重大事故等時において，他の系統と切り替えるこ

・事故時対応の相違(4)と同様となく使用できる設計とする。
原子炉建屋ブローアウトパネルは，原子炉建屋原子炉区域内と外気との差圧により自動的に開放・事故時対応の相違(4)と同様する設計とする。

11／18

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：第４６条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉
5.5.3 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機器仕様を第 5.5−1 表に示す。

5.5.4 試験検査

東海第二発電所
5.8.3 主要設備及び仕様

備考・記載の相違(1)と同様

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機器仕様を第 5.8−1 表に示す。

5.8.4 試験検査・記載の相違(1)と同様

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」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」に示す。

逃がし安全弁，逃がし弁機能用アキュムレータ及び自動減圧機能用アキュムレータは，発電用原逃がし安全弁及び自動減圧機能用アキュムレータは，発電用原子炉の停止中に機能・性能検査及 ・記載の相違(2)と同様

子炉の停止中に機能・性能及び漏えいの有無の確認並びに外観の確認が可能な設計とする。また，

び漏えいの有無の確認並びに外観の確認が可能な設計とする。また，逃がし安全弁は，発電用原子逃がし安全弁は，発電用原子炉の停止中に分解が可能な設計とする。

炉の停止中に分解が可能な設計とする。

逃がし安全弁用可搬型蓄電池は，発電用原子炉の運転中又は停止中に，機能・性能及び外観の確認が可能な設計とする。
AM 用切替装置（SRV）は，発電用原子炉の停止中に，機能・性能及び外観の確認が可能な設計と逃がし安全弁用可搬型蓄電池は，発電用原子炉の運転中又は停止中に，機能・性能及び外観の確認が可能な設計とする。
・記載の相違(4)と同様する。
原子炉建屋ブローアウトパネルは，発電用原子炉の運転中又は停止中に，外観の確認が可能な設・事故時対応の相違(4)と同様

計とする。

12／18

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：第４６条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉
第 5.5−1 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機器仕様(1) 逃がし安全弁

東海第二発電所
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機器仕様

5.1.1.3.2 主蒸気系に記載する。

(2) 逃がし弁機能用アキュムレータ
個

数

18

容

量

約 15L/個(3) 自動減圧機能用アキュムレータ

(2) 自動減圧機能用アキュムレータ

数

8

個

数

7

容

量

約 200L/個

容量0.25m３（1 個当たり）(4) 逃がし安全弁用可搬型蓄電池(3) 逃がし安全弁用可搬型蓄電池

型

式

リチウムイオン電池型

式

リチウムイオン電池個

数

1（予備 1） ただし，予備は 6 号及び 7 号炉共用個

数

2（予備 1）

容量

約 2,100Wh

容

量780Wh（1 個当たり）

電

圧

135V

電

圧

125V

使用箇所

原子炉建屋地下 1 階

使用箇所

原子炉建屋付属棟 3 階

保管場所

原子炉建屋地下 1 階

保管場所

原子炉建屋付属棟 3 階(5) AM 用切替装置（SRV）

数

取付箇所

・記載の相違(4)と同様

1(6) 原子炉建屋ブローアウトパネル
個

・記載の相違(1)と同様

・事故時対応の相違(1)と同様

個

数・記載の相違(1)と同様(1) 逃がし安全弁

第 5.1−3 表 主蒸気系主要機器仕様に記載する。

個

備考

・事故時対応の相違(4)と同様

1式
原子炉建屋地上 4 階

13／18

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所
基本設計比較表

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉【対象項目：第４６条】

屋

外

原子炉建屋原子炉棟

原子炉格納容器予備

予備

非常用 逃が し安全 弁駆 動系
高圧 窒素ボ ンベ

非 常用 窒素供 給系
高 圧窒 素ボン ベ

アキュム レータ（自動減圧機能用）［非常用窒素供給系Ａ系］

P

AO

アキュムレータ（逃がし弁機能用）

MO

逃がし安全弁(自動減圧機能)
4個

MO
主蒸気系
MO

MO

非常 用窒 素供 給系Ａ 系
高 圧窒 素ボン ベ

逃がし安全弁(自動減圧機能なし）
2個

MO
主蒸気系

［非常用逃がし安全弁 駆動 系Ａ系］

MO

非 常用 逃がし 安全 弁駆動系 Ａ系
高 圧窒 素ボ ンベ

窒素供給系

逃がし安全弁(自動減圧機能なし)
7個
主蒸気系

MO

MO

原子炉建屋
廃棄物処理棟

逃がし安全弁(自動減圧機能なし)
2個

MO［非常用逃がし安全弁 駆動 系Ｂ系］
非 常用 逃がし 安全 弁駆動系 Ｂ系
高 圧窒 素ボ ンベ

MO

P

AO

MO

逃がし安全弁(自動減圧機能)
3個
主蒸気系
ドライウェルサプレッション・チェンバ

予備

予備

非常用 逃が し安全 弁駆 動系
高圧 窒素ボ ンベ

非 常用 窒素供 給系
高 圧窒 素ボン ベ

非 常用 窒素供 給系 Ｂ系
高 圧窒 素ボ ンベ

クエンチャ

東海第二発電所［非常用窒素供給系Ｂ系］

主蒸気系

第 5.8−1 図 原子炉冷却材圧力を減圧するための設備系統概略図（原子炉減圧の自動化，手動による原子炉減圧，代替直流電源設備による復旧，代替交流電源設備による復旧）

備考

14／18

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所
基本設計比較表

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉【対象項目：第４６条】

屋 外

原子炉建屋原子炉棟

原子炉格納容器

予備

予備

非常 用 逃が し 安全 弁駆 動 系
高圧 窒 素ボン ベ

非常 用 窒素 供給 系
高 圧窒 素ボ ン ベ

アキュムレータ（自動減圧機能用）［非 常用 窒素 供給 系Ａ系 ］

P

AO

アキュムレータ（逃がし弁機能用）

MO

逃がし安全弁(自動減圧機能)
4個

MO
主蒸気系
MO

MO

非 常 用窒 素 供給 系Ａ 系
高 圧 窒 素ボ ンベ

逃がし安全弁(自動減圧機能なし）
2個

MO
主蒸気系

［ 非常用 逃がし安 全弁駆動 系Ａ系 ］
非 常 用逃 がし 安 全弁駆 動 系Ａ 系
高 圧 窒素 ボン ベ

MO

窒素供給系

逃がし安全弁(自動減圧機能なし)
7個
主蒸気系

MO

MO

原子炉建屋
廃棄物処理棟

逃がし安全弁(自動減圧機能なし)
2個

MO［ 非常用 逃がし安 全弁駆動 系Ｂ系 ］［非 常用 窒素 供給 系Ｂ系 ］

MO

P

AO

主蒸気系

MO

逃がし安全弁(自動減圧機能)
3個
主蒸気系
ドライウェル

予備

予備

非常 用 逃が し 安全 弁駆 動 系
高圧 窒 素ボン ベ

非常 用 窒素 供給 系
高 圧窒 素ボ ン ベ

非常 用 窒素 供 給系 Ｂ系
高圧 窒 素ボ ン ベ

サプレッション・チェンバ

クエンチャ

第 5.8−2 図

東海第二発電所

非 常 用逃 がし 安 全弁駆 動 系Ｂ 系
高 圧 窒素 ボン ベ

原子炉冷却材圧力を減圧するための設備系統概略図（非常用逃がし安全弁駆動系による原子炉減圧）

備考

15／18

東海第二発電所

備考

原子炉冷却材圧力を減圧するための設備系統概略図

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉【対象項目：第４６条】（常設代替直流電源設備による逃がし安全弁機能回復）

基本設計比較表

第 5.8−3 図

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

16／18

基本設計比較表

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉【対象項目：第４６条】
東海第二発電所

備考

第 5.8−4 図 原子炉冷却材圧力を減圧するための設備系統概略図（可搬型代替直流電源設備による逃がし安全弁機能回復）

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

17／18

基本設計比較表

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉【対象項目：第４６条】
東海第二発電所

備考

第 5.8−5 図 原子炉冷却材圧力を減圧するための設備系統概略図（逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁機能回復）

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

18／18

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：第４６条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所「6.8 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備」を以下のとおり追加する。

「6.8 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備」を以下のとおり追加する。

6.8 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備

6.8 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備

6.8.1 概要

6.8.1 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発電用原子炉の減圧機能が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原子炉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

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。

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説明図及び系統概要図を第 6.8−1 図及び第 6.8−2 図に示

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 6.8−1 図から第 6.8−3 図に示す。

す。

備考

・記載の相違(1)
原子炉減圧の自動化について,東海第二は概要図として記載している。

6.8.2 設計方針
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，原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧時に炉心の著し

6.8.2 設計方針
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，原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧時に炉心の著し

・設備名称の相違(1)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，逃がし安全弁を作動させる代替自動減圧ロジック

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，逃がし安全弁を作動させる過渡時自動減圧機能， 東海第二の過渡時自動減圧機能は，柏崎刈羽の代替自動（代替自動減圧機能）及び高圧窒素ガス供給系を設ける。

非常用窒素供給系及び非常用逃がし安全弁駆動系を設ける。

減圧ロジック（代替自動減圧機能）と同様の機能。
・設備名称の相違(2)東海第二の非常用窒素供給系は，柏崎刈羽の高圧窒素ガ
ス供給系と同様の設備
但し，逃がし弁機能用アキュムレータへの供給経路は有していない。
・事故時対応の相違(1)
東海第二では，非常用逃がし安全弁駆動系による逃がし
安全弁機能回復を設けている。

逃がし安全弁については，「5.5 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備」に記載する。

(1) フロントライン系故障時に用いる設備

a. 原子炉減圧の自動化
自動減圧機能が喪失した場合の重大事故等対処設備として，代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能）を使用す

逃がし安全弁については，「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」に記載する。

(1) フロントライン系故障時に用いる設備

ａ．原子炉減圧の自動化
自動減圧機能が喪失した場合の重大事故等対処設備として，過渡時自動減圧機能を使用する。

・設備名称の相違(1)と同様

代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能）は，原子炉水位低（ﾚﾍﾞﾙ１）及び残留熱除去系ポンプ運転（低圧注水

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運転（低圧注水系）又・設備名称の相違(1)と同様モード）の場合に，逃がし安全弁用電磁弁を作動させることにより，逃がし安全弁を強制的に開放し，原子炉冷却材

は低圧炉心スプレイ系ポンプ運転の場合に，逃がし安全弁用電磁弁を作動させることにより，逃がし安全弁

・設備名称の相違(3)圧力バウンダリを減圧させることができる設計とする。18 個の逃がし安全弁のうち，4 個がこの機能を有している。

を強制的に開放し，原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧させることができる設計とする。18 個の逃がし安全

東海第二の原子炉水位異常低下（レベル 1）は柏崎刈羽

弁うち，2 個がこの機能を有している。

の原子炉水位低（レベル 1）に相当する。

る。

・事故時対応の相違(2)東海第二では，過渡時自動減圧機能で作動させる逃がし1／12

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：第４６条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考
安全弁を 2 個としている。
・設備仕様の相違(1)
東海第二と柏崎刈羽ではプラント設計思想が異なる。
東海第二の低圧注水系及び低圧炉心スプレイ系は柏崎刈羽の低圧注水系

なお，原子炉緊急停止失敗時に自動減圧系が作動すると，高圧炉心注水系及び低圧注水系から大量の冷水が注水

なお，原子炉緊急停止失敗時に自動減圧系が作動すると，高圧炉心スプレイ系，低圧注水系及び低圧炉心スプされ出力の急激な上昇につながるため，自動減圧系の起動阻止スイッチにより自動減圧系及び代替自動減圧ロジッレイ系から大量の冷水が注水され出力の急激な上昇につながるため，自動減圧系の起動阻止スイッチにより自動

東海第二の高圧炉心スプレイ系は柏崎刈羽の高圧炉心注

ク（代替自動減圧機能）による自動減圧を阻止する。

減圧系及び過渡時自動減圧機能による自動減圧を阻止する。

水系

・設備仕様の相違(2)・設備仕様の相違(1)と同様
・設備名称の相違(1)と同様

主要な設備は，以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

・代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能）・過渡時自動減圧機能・自動減圧系の起動阻止スイッチ

・自動減圧系の起動阻止スイッチ

その他，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備を重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用し，その他，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備及び逃がし安全弁を重大事故等対処設備として設計基準事故対処設備である逃がし安全弁を重大事故等対処設備として使用する。

使用する。

・設備名称の相違(1)と同様

・記載の相違(2)東海第二では，柏崎刈羽の設計基準拡張に該当する設備を重大事故等対処設備に分類している。

(2)サポート系故障時に用いる設備
a. 逃がし安全弁の作動に必要な窒素ガス喪失時の減圧(2) サポート系故障時に用いる設備
ａ．逃がし安全弁の作動に必要な窒素喪失時の減圧・記載の相違(3)東海第二では，気体窒素に対してはガスの記載を省略する方針としている。

(a) 非常用窒素供給系による窒素確保
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，逃がし安全弁の機能回復のための重大事故等対処設備として，高圧窒素ガス供給系を使用する。

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備のうち，逃がし安全弁の機能回復のための重大事故等対処設備として，非常用窒素供給系を使用する。

・記載の相違(4)東海第二では，非常用逃がし安全弁駆動系による逃がし
安全弁機能回復を設けているため，柏崎刈羽との章立てが異なる。
・設備名称の相違(2)と同様

2／12

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：第４６条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

高圧窒素ガス供給系は，逃がし安全弁の作動に必要な逃がし弁機能用アキュムレータ及び自動減圧機能用アキュ
ムレータの充填圧力が喪失した場合において，逃がし安全弁の作動に必要な窒素ガスを供給できる設計とする。

東海第二発電所

非常用窒素供給系は，逃がし安全弁の作動に必要な自動減圧機能用アキュムレータの充填圧力が喪失した場合において，逃がし安全弁の作動に必要な窒素を供給できる設計とする。

備考

・設備名称の相違(2)と同様
・事故時対応の相違(3)東海第二では，逃がし弁機能用アキュムレータを重大事
故等対処設備として使用しない。
・記載の相違(3)と同様

なお，高圧窒素ガスボンベの圧力が低下した場合は，現場で高圧窒素ガスボンベの切替え及び取替えが可能な設計とする。

なお，非常用窒素供給系高圧窒素ボンベの圧力が低下した場合は，現場で非常用窒素供給系高圧窒素ボンベの取替えが可能な設計とする。

・設備名称の相違(2)と同様
・事故時対応の相違(1)と同様

主要な設備は，以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

・高圧窒素ガスボンベ

・非常用窒素供給系高圧窒素ボンベ

・設備名称の相違(2)と同様

本系統の流路として，高圧窒素ガス供給系の配管及び弁並びに逃がし弁機能用アキュムレータ及び自動減圧機能

本系統の流路として，非常用窒素供給系の配管及び弁並びに自動減圧機能用アキュムレータを重大事故

・設備名称の相違(2)と同様用アキュムレータを重大事故等対処設備として使用する。

その他，設計基準事故対処設備である逃がし安全弁を重大事故等対処設備として使用する。

等対処設備として使用する。

・事故時対応の相違(1)と同様

その他，設計基準事故対処設備である逃がし安全弁を重大事故等対処設備として使用する。

(b) 非常用逃がし安全弁駆動系による原子炉減圧
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，逃がし安全弁の機能回復のための重大事故・記載の相違(4)と同様等対処設備として，非常用逃がし安全弁駆動系を使用する。

非常用逃がし安全弁駆動系は，逃がし安全弁の作動に必要な逃がし弁機能用アキュムレータ及び自動減・記載の相違(4)と同様

圧機能用アキュムレータの充填圧力が喪失した場合において，逃がし安全弁のアクチュエータに直接窒素を供給することで，逃がし安全弁（4 個）を一定期間にわたり連続して開状態を保持できる設計とする。

なお，非常用逃がし安全弁駆動系高圧窒素ボンベの圧力が低下した場合は，現場で非常用逃がし安全弁

・記載の相違(4)と同様駆動系高圧窒素ボンベの切替え及び取替えが可能な設計とする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

・記載の相違(4)と同様・非常用逃がし安全弁駆動系高圧窒素ボンベ
・常設代替直流電源設備（10.2 代替電源設備）
・可搬型代替直流電源設備（10.2 代替電源設備）

3／12

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：第４６条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

非常用交流電源設備については，「10.1 非常用電源設備」に記載する。

東海第二発電所

備考

本系統の流路として非常用逃がし安全弁駆動系の配管及び弁を重大事故等対処設備として使用する。

・記載の相違(4)と同様

その他，設計基準事故対処設備である逃がし安全弁を重大事故等対処設備として使用する。

・記載の相違(4)と同様

非常用交流電源設備，常設代替直流電源設備及び可搬型代替直流電源設備については，「10.2 代替電源設

・設備仕様の相違(3)備」に記載する。

東海第二と柏崎刈羽では電源設備の構成及び設備名称が異なる。
東海第二の所内常設直流電源設備は，柏崎刈羽の所内蓄
電式直流電源設備
東海第二の可搬型代替交流電源設備及び可搬型代替直流電源設備が柏崎刈羽の可搬型直流電源設備
東海第二の常設代替直流電源設備は特有の設備

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

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

代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能）は，自動減圧系と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，・設備仕様の相違(4)論理回路をアナログ回路で構築することで，ディジタル回路で構築する自動減圧系に対して多様性を有する設計

東海第二は，アナログ回路で構成されているためディジとする。

タル回路とアナログ回路との多様性は記載していない。

過渡時自動減圧機能は，原子炉水位異常低下（レベル１）により残留熱除去系ポンプ吐出圧力高又は低圧炉心代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能）は，他の設備と電気的に分離することで，共通要因によって同時に機能を損なわない設計とする。

代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能）は，自動減圧系と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，
自動減圧系の制御盤と位置的分散を図る設計とする。

・設備名称の相違(1)と同様

スプレイ系ポンプ吐出圧力高が成立した場合に，ドライウェル圧力高信号を必要とせず，原子炉の自動減圧を行・設備仕様の相違(5)うことが可能な設計とし，自動減圧機能の論理回路に対して異なる作動論理とすることで可能な限り多様性を有

東海第二は，自動減圧機能との作動信号の差異による多する設計とする。

様性を記載している。

過渡時自動減圧機能は，他の設備と電気的に分離することで，共通要因によって同時に機能を損なわない設計

・設備名称の相違(1)と同様とする。

過渡時自動減圧機能は，自動減圧系と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，自動減圧系の制御盤と・設備名称の相違(1)と同様

位置的分散を図る設計とする。

4／12

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：第４６条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

高圧窒素ガスボンベは，予備のボンベも含めて，原子炉建屋内の原子炉区域外に分散して保管及び設置するこ

非常用窒素供給系高圧窒素ボンベは，予備のボンベも含めて，原子炉建屋原子炉棟内に分散して保管及び設置とで，原子炉格納容器内の自動減圧機能用アキュムレータ及び逃がし弁機能用アキュムレータと共通要因によっすることで，原子炉格納容器内の自動減圧機能用アキュムレータと共通要因によって同時に機能を損なわないよ・記載の相違(5)て同時に機能を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。

う位置的分散を図る設計とする。

東海第二と柏崎刈羽では機器配置及び施設名称が異な・設備名称の相違(2)と同様る。
・事故時対応の相違(3)と同様

非常用逃がし安全弁駆動系高圧窒素ボンベは，予備のボンベも含めて，原子炉建屋原子炉棟内に分散して保管

・記載の相違(4)と同様及び設置することで，原子炉格納容器内の逃がし安全弁の逃がし弁機能用アキュムレータと共通要因によって同時に機能を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。

6.8.2.2 悪影響防止

6.8.2.2 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。

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

代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能）の論理回路は，自動減圧系とは別の制御盤に収納することで，自動減

過渡時自動減圧機能の論理回路は，自動減圧系とは別の制御盤に収納することで，自動減圧系に悪影響を及ぼ

圧系に悪影響を及ぼさない設計とする。

・設備名称の相違(1)と同様さない設計とする。

代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能）は，原子炉水位低（ﾚﾍﾞﾙ１）及び残留熱除去系ポンプ吐出圧力高の検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吐出圧力高又は低圧炉心ス

・設備名称の相違(1)と同様出器からの入力信号並びに論理回路からの逃がし安全弁用電磁弁制御信号を自動減圧系と共用するが，自動減圧系

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逃がし安全弁用電磁弁制御信号を自動・設備名称の相違(3)と同様と電気的な隔離装置を用いて信号を分離することで，自動減圧系に悪影響を及ぼさない設計とする。

減圧系と共用するが，自動減圧系と電気的な隔離装置を用いて信号を分離することで，自動減圧系に悪影響を及・設備仕様の相違(1)と同様

ぼさない設計とする。

代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能）は，他の設備と電気的に分離することで，他の設備に悪影響を及ぼさ

過渡時自動減圧機能は，他の設備と電気的に分離することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

・設備名称の相違(1)と同様

自動減圧系の起動阻止スイッチは，過渡時自動減圧機能と自動減圧系で阻止スイッチ（ハードスイッチ）を共・設備名称の相違(1)と同様ない設計とする。

自動減圧系の起動阻止スイッチは，代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能）と自動減圧系で阻止スイッチ（ハードスイッチ）を共用しているが，スイッチの接点で分離することで，自動減圧系に悪影響を及ぼさない設計とす用しているが，スイッチの接点で分離することで，自動減圧系に悪影響を及ぼさない設計とする。

る。

高圧窒素ガス供給系は，通常時は弁により他の系統と隔離し，弁操作等により重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

非常用窒素供給系は，通常時は弁により他の系統と隔離し，弁操作等により重大事故等対処設備としての系統

・設備名称の相違(2)と同様構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

非常用逃がし安全弁駆動系は，通常時は弁により他の系統と隔離し，弁操作等により重大事故等対処設備とし・記載の相違(4)と同様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。

5／12

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：第４６条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉
6.8.2.3 容量等

東海第二発電所

備考

6.8.2.3 容量等

基本方針については，「1.1.7.2 容量等」に示す。

基本方針については，「1.1.7.2 容量等」に示す。

代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能）は，想定される重大事故等時において，炉心の著しい損傷を防止する

過渡時自動減圧機能は，想定される重大事故等時において，炉心の著しい損傷を防止するために作動する回路

・設備名称の相違(1)と同様ために作動する回路であることから，炉心が露出しないように有効燃料棒頂部より高い設定として，原子炉水位低であることから，炉心が露出しないように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） ・設備名称の相違(4)（ﾚﾍﾞﾙ１）の信号の計器誤差を考慮して確実に作動する設計とする。また，逃がし安全弁が作動すると冷却材が放出の信号の計器誤差を考慮して確実に作動する設計とする。また，逃がし安全弁が作動すると冷却材が放出され，東海第二の燃料有効長頂部は，柏崎刈羽の有効燃料棒頂され，その補給に残留熱除去系による注水が必要であることから，原子炉水位低（ﾚﾍﾞﾙ１）及び残留熱除去系ポンプ

その補給に残留熱除去系又は低圧炉心スプレイ系による注水が必要であることから，原子炉水位異常低下（レベ部と同様

運転（低圧注水モード）の場合に作動する設計とする。

ル１）及び残留熱除去系ポンプ運転（低圧注水系）又は低圧炉心スプレイ系ポンプ運転の場合に作動する設計と・設備名称の相違(3)と同様する。

・設備仕様の相違(1)と同様

高圧窒素ガス供給系の高圧窒素ガスボンベは想定される重大事故等時において，炉心の著しい損傷及び原子炉格

非常用窒素供給系の高圧窒素ボンベは想定される重大事故等時において，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容

納容器の破損を防止するため，逃がし安全弁を作動させ，原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧させるために必要と器の破損を防止するため，逃がし安全弁を作動させ，原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧させるために必要とななる容量を有するものを 1 セット 5 個使用する。保有数は，1 セット 5 個に加えて，故障時及び保守点検による待る容量を有するものを 1 セット 10 本（Ａ系統 5 本，Ｂ系統 5 本）使用する。保有数は，1 セット 10 本に加えて， 東海第二の非常用窒素供給系高圧窒素ボンベの 1 セット

機除外時のバックアップ用として 20 個の合計 25 個を保管する。

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 10 本の合計 20 本を保管する。

・設備名称の相違(2)と同様
・記載の相違(6)は，逃がし安全弁 7 個の開保持に必要な容量となるため，
1 セットはＡ系統及びＢ系統の合計である 10 本となる。
また，バックアップ用の高圧窒素ボンベ 10 本は，全て系
統から切り離された状態で保管している。

非常用逃がし安全弁駆動系の高圧窒素ボンベは，想定される重大事故等時において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，逃がし安全弁を作動させ，原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧させるために・補足説明必要となる容量を有するものを，1 セット 3 本（Ａ系統 3 本，Ｂ系統 3 本）使用する。

非常用逃がし安全弁駆動系高圧窒素ボンベの 1 セット

保有数は，1 セット 3 本に加えて，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 9 本の合計12 本を保管する。

6.8.2.4 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。

代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能）は，中央制御室及び原子炉建屋原子炉区域内に設置し，想定される重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，想定される重大自動減圧系の起動阻止スイッチは，中央制御室に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。自動減圧系の起動阻止スイッチの操作は，中央制御室で可能な設計とする。

は，逃がし安全弁 2 個の開保持に必要な容量となるため，
1 セットはＡ系統又はＢ系統の 3 本となる。

6.8.2.4 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。

大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。

・記載の相違(4)と同様

事故等時における環境条件を考慮した設計とする。

・設備名称の相違(1)と同様
・記載の相違(5)と同様

自動減圧系の起動阻止スイッチは，中央制御室に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。自動減圧系の起動阻止スイッチの操作は，中央制御室で可能な設計とする。

6／12

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：第４６条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

高圧窒素ガス供給系は，想定される重大事故等時において，原子炉格納容器の圧力が設計圧力の 2 倍となった場
合においても逃がし安全弁を確実に作動するために必要な圧力を供給可能な設計とする。

東海第二発電所

非常用窒素供給系は，想定される重大事故等時において，原子炉格納容器の圧力が設計圧力の 2 倍となった場

備考

・設備名称の相違(2)と同様

合においても逃がし安全弁を確実に作動するために必要な圧力を供給可能な設計とする。

非常用逃がし安全弁駆動系は，想定される重大事故等時において，原子炉格納容器の圧力が設計圧力の 2 倍と・記載の相違(4)と同様

なった場合においても逃がし安全弁を確実に作動するために必要な圧力を供給可能な設計とする。

高圧窒素ガス供給系の高圧窒素ガスボンベは，原子炉建屋内の原子炉区域外に保管及び設置し，想定される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予備との取替え及び常設設備との接続は，想定される重大事故等時において，設置場所で可能な設計とする。

非常用窒素供給系の高圧窒素ボンベは，原子炉建屋原子炉棟内に保管及び設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。

高圧窒素ボンベの予備との取替え及び常設設備との接続は，想定される重大事故等時において，設置場所で可

・設備名称の相違(2)と同様
・記載の相違(5)と同様

・設備名称の相違(2)と同様能な設計とする。

非常用逃がし安全弁駆動系の高圧窒素ボンベは，原子炉建屋原子炉棟内に保管及び設置し，想定される重大事

・記載の相違(4)と同様

故等時における環境条件を考慮した設計とする。

非常用逃がし安全弁駆動系の高圧窒素ボンベの予備との取替え及び常設設備との接続は，想定される重大事故・記載の相違(4)と同様

等時において，設置場所で可能な設計とする。

6.8.2.5 操作性の確保

6.8.2.5 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」に示す。

代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能）は，想定される重大事故等時において，他の系統と切り替えることな

過渡時自動減圧機能は，想定される重大事故等時において，他の系統と切り替えることなく使用できる設計とく使用できる設計とする。

・設備名称の相違(1)と同様する。

代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能）は，原子炉水位低（ﾚﾍﾞﾙ１）及び残留熱除去系ポンプ運転（低圧注水

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運転（低圧注水系）又は低圧モード）の場合に，4 個の逃がし安全弁を確実に作動させる設計とすることで，操作が不要な設計とする。なお，原

炉心スプレイ系ポンプ運転の場合に，2 個の逃がし安全弁を確実に作動させる設計とすることで，操作が不要な設・設備仕様の相違(6)子炉水位低（ﾚﾍﾞﾙ１）の検出器は多重化し，作動回路のトリップチャンネルは「2 out of 3」論理とし，信頼性の向計とする。なお，原子炉水位異常低下（レベル１）の検出器は多重化し，作動回路は残留熱除去系ポンプ吐出圧力

東海第二の過渡時自動減圧機能は，柏崎刈羽と検出信号上を図った設計とする。

高又は低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力高の条件成立時「2 out of 2」論理とし，信頼性の向上を図った設計

及び論理回路が異なる。

・設備名称の相違(1)と同様とする。

自動減圧系の起動阻止スイッチは，想定される重大事故等時において，中央制御室にて操作が可能な設計とする。

自動減圧系の起動阻止スイッチは，想定される重大事故等時において，中央制御室にて操作が可能な設計とす
る。

7／12

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：第４６条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉
高圧窒素ガス供給系は，想定される重大事故等時において，通常時の系統構成から接続，弁操作等により速やかに切り替えられる設計とし，系統構成に必要な弁は，設置場所での手動操作が可能な設計とする。

東海第二発電所
非常用窒素供給系は，想定される重大事故等時において，自動減圧機能用アキュムレータへの窒素供給圧力の

備考
・設備名称の相違(2)と同様低下に伴い自動的に通常時の系統構成から接続，弁操作等により速やかに切り替えられる設計とし，系統構成に・設備仕様の相違(7)必要な弁は，設置場所での手動操作が可能な設計とする。

東海第二では，空気作動弁により自動的に系統構成が切り替わる設計としている。

非常用逃がし安全弁駆動系は，重大事故等時において，通常時の系統構成から弁操作により速やかに重大事故・記載の相違(4)と同様等対処設備としての系統構成が可能な設計とする。操作は中央制御室の操作スイッチでの操作が可能な設計とする。

高圧窒素ガス供給系の高圧窒素ガスボンベは，人力による運搬が可能な設計とし，屋内のアクセスルートを通行してアクセス可能な設計とするとともに，設置場所にて固縛による固定等が可能な設計とする。

高圧窒素ガスボンベを接続する接続口については，簡便な接続とし，一般的に用いられる工具を用いて確実に接続することができる設計とする。

非常用窒素供給系の高圧窒素ボンベは，人力による運搬が可能な設計とし，屋内のアクセスルートを通行して・設備名称の相違(2)と同様

アクセス可能な設計とするとともに，設置場所にて固縛による固定等が可能な設計とする。

高圧窒素ボンベを接続する接続口については，簡便な接続とし，一般的に用いられる工具を用いて確実に接続することができる設計とする。

非常用逃がし安全弁駆動系の高圧窒素ボンベは，人力による運搬が可能な設計とし，屋内のアクセスルートを・記載の相違(4)と同様

通行してアクセス可能な設計とするとともに，設置場所にて固縛による固定等が可能な設計とする。

非常用逃がし安全弁駆動系の高圧窒素ボンベを接続する接続口については，簡便な接続とし，一般的に用いら・記載の相違(4)と同様れる工具を用いて確実に接続することができる設計とする。

6.8.3 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機器仕様を第 6.8−1 表に示す。

6.8.4 試験検査

6.8.3 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機器仕様を第 6.8−1 表に示す。

6.8.4 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」に示す。

代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能）は，発電用原子炉の停止中に機能・性能確認として，模擬入力による過渡時自動減圧機能は，発電用原子炉の停止中に機能・性能確認として，模擬入力による論理回路の動作確認

論理回路の動作確認（阻止スイッチの機能確認を含む），校正及び設定値確認が可能な設計とする。

・設備名称の相違(1)と同様（阻止スイッチの機能確認を含む），校正及び設定値確認が可能な設計とする。

高圧窒素ガス供給系は，発電用原子炉の停止中に機能・性能の確認として，系統の供給圧力の確認及び漏えいの有非常用窒素供給系は，発電用原子炉の停止中に機能・性能の確認として，系統の供給圧力の確認及び漏えいの無の確認が可能な設計とする。また，高圧窒素ガス供給系の高圧窒素ガスボンベは，発電用原子炉の運転中又は停止有無の確認が可能な設計とする。また，非常用窒素供給系の高圧窒素ボンベは，発電用原子炉の運転中又は停止

中に規定圧力の確認及び外観の確認が可能な設計とする。

中に規定圧力の確認及び外観の確認が可能な設計とする。

・設備名称の相違(2)と同様

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基本設計比較表

【対象項目：第４６条】

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

非常用逃がし安全弁駆動系は，発電用原子炉の停止中に機能・性能の確認として，系統の供給圧力の確認及び漏え

備考・記載の相違(4)と同様

いの有無の確認が可能な設計とする。また，非常用逃がし安全弁駆動系の高圧窒素ボンベは，発電用原子炉の運転中
又は停止中に規定圧力の確認及び外観の確認が可能な設計とする。

第 6.8−1 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機器仕様

第 6.8−1 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機器仕様(1) 代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能）(1) 過渡時自動減圧機能

個数1(2) 自動減圧系の起動阻止スイッチ
個数1(3) 高圧窒素ガスボンベ

個

数

・設備名称の相違(1)と同様
1(2) 自動減圧系の起動阻止スイッチ個数1(3) 非常用窒素供給系高圧窒素ボンベ

・設備名称の相違(2)と同様

個数

5（予備 20）本

数

10（予備 10）

容量

約 47L/個容量

約 47L（1 本当たり）

充填圧力

約 15MPa[gage]

充填 圧 力約 15MPa［gage］

使用箇所

原子炉建屋地上 4 階

使用 箇 所

原子炉建屋原子炉棟 3 階

保管場所

原子炉建屋地上 4 階

保管 場 所

原子炉建屋原子炉棟 3 階(4) 非常用逃がし安全弁駆動系高圧窒素ボンベ
本

数3（予備 9）容量

約 47L（1 本当たり）

充填 圧 力約 15MPa［gage］

使用 箇 所

原子炉建屋原子炉棟 1 階

保管 場 所

原子炉建屋原子炉棟 1 階

・記載の相違(4)と同様

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柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉【対象項目：第４６条】
東海第二発電所

備考

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東海第二発電所

備考

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柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉【対象項目：第４６条】
東海第二発電所

備考・記載の相違(4)と同様

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