資料番号：C-25-3-2 改0

柏崎原子力発電所／東海第二発電所 本文比較表 【対象項目：第３９条 1.3 耐震設計 1.3.2 重大事故等対処施設の耐震設計】

2018年6月21日
日本原子力発電株式会社（本文）柏崎刈羽６・７号炉（本文）東海第二発電所（最新）

下線：先行 BWR との差異

（添八）東海第二発電所（最新）(1) 耐震構造(1) 耐震構造

1.3.2 重大事故等対処施設の耐震設計(ⅱ)重大事故等対処施設の耐震設計(ⅱ) 重大事故等対処施設の耐震設計

1.3.2.1

重大事故等対処施設の耐震設計の基本方針

重大事故等対処施設については，設計基準対象施設の耐震設計

重大事故等対処施設については，設計基準対象施設の耐震設計

重大事故等対処施設については，設計基準対象施設の耐震における動的地震力又は静的地震力に対する設計方針を踏襲し，における動的地震力又は静的地震力に対する設計方針を踏襲し，設計における動的地震力又は静的地震力に対する設計方針を

重大事故等対処施設の構造上の特徴，重大事故等における運転状

重大事故等対処施設の構造上の特徴，重大事故等における運転状

踏襲し，重大事故等対処施設の構造上の特徴，重大事故等に態及び重大事故等時の状態で施設に作用する荷重等を考慮し，適態及び重大事故等時の状態で施設に作用する荷重等を考慮し，適おける運転状態，重大事故等時の状態で施設に作用する荷重

用する地震力に対して重大事故等に対処するために必要な機能が用する地震力に対して重大事故等に対処するために必要な機能等を考慮し，適用する地震力に対して重大事故等に対処する

損なわれるおそれがないことを目的として，設備分類に応じて，が損なわれるおそれがないことを目的として，設備分類に応じために必要な機能が損なわれるおそれがないことを目的とし

以下の項目に従って耐震設計を行う。

て，以下の項目に従って耐震設計を行う。

て，設備分類に応じて，以下の項目にしたがって耐震設計を行う。

a. 重大事故等対処施設について，施設の各設備が有する重大事故 ａ．重大事故等対処施設について，施設の各設備が有する重大事故 (1)等に対処するために必要な機能及び設置状態を踏まえて(a)，(b)，(c)，(d)及び(e)のとおり分類し，以下の設備分類に応じて設計する。
(a) 常設重大事故防止設備
重大事故等対処設備のうち，重大事故に至るおそれがある事故

常設耐震重要重大事故防止設備が設置される重大事故等対処等に対処するために必要な機能及び設置状態を踏まえて，（a），（b）及び（c）のとおり分類し，以下の設備分類に応じて設計す

施設（特定重大事故等対処施設を除く。）
基準地震動ＳＳによる地震力に対して，重大事故に至るおる。

それがある事故に対処するために必要な機能が損なわれるおそれがないように設計する。

(a) 常設重大事故防止設備
重大事故等対処設備のうち，重大事故に至るおそれがある事故 (2)常設耐震重要重大事故防止設備以外の常設重大事故防止設備が発生した場合であって，設計基準事故対処設備の安全機能又はが発生した場合であって，設計基準事故対処設備の安全機能又はが設置される重大事故等対処施設（特定重大事故等対処施設

使用済燃料貯蔵プール（以下「使用済燃料プール」という。）の冷

使用済燃料貯蔵プール（以下「使用済燃料プール」という。）の冷を除く。）

却機能若しくは注水機能が喪失した場合において，その喪失した却機能若しくは注水機能が喪失した場合において，その喪失した代替する機能を有する設計基準事故対処設備が属する耐震機能（重大事故に至るおそれがある事故に対処するために必要な機能（重大事故に至るおそれがある事故に対処するために必要な重要度分類のクラスに適用される地震力に十分に耐えること

機能に限る。
）を代替することにより重大事故の発生を防止する機機能に限る。）を代替することにより重大事故の発生を防止する能を有する設備であって常設のもの

機能を有する設備であって常設のもの(a-1) 常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故防止設備であって，耐震重要施設に属する設計基
準事故対処設備が有する機能を代替するものができるように設計する。
(3) 常設重大事故緩和設備が設置される重大事故等対処施設（特定重大事故等対処施設を除く。）(a-1) 常設耐震重要重大事故防止設備

基準地震動ＳＳによる地震力に対して，重大事故に対処す

常設重大事故防止設備であって，耐震重要施設に属する設計基準
事故対処設備が有する機能を代替するもの

るために必要な機能が損なわれるおそれがないように設計す(a-2) 常設耐震重要重大事故防止設備以外の常設重大事故防止設備 (a-2) 常設耐震重要重大事故防止設備以外の常設重大事故防止設備
常設重大事故防止設備であって，(a-1)以外のもの(b) 常設重大事故緩和設備
重大事故等対処設備のうち，重大事故が発生した場合において，る。

常設重大事故防止設備であって，上記(a-1)以外のもの

なお，本施設と(2)の両方に属する重大事故等対処施設については，基準地震動ＳＳによる地震力を適用するものとする。

(b) 常設重大事故緩和設備

重大事故等対処設備のうち，重大事故が発生した場合において， (4) 可搬型重大事故等対処設備

当該重大事故の拡大を防止し，又はその影響を緩和するための機

当該重大事故の拡大を防止し，又はその影響を緩和するための機能を有する設備であって常設のもの

能を有する設備であって常設のもの

地震による周辺斜面の崩壊，溢水，火災等の影響を受けない場所に適切に保管する。

(c) 常設重大事故防止設備（設計基準拡張）

なお，東海第二発電所では，「1. 安全設計
計の方針

設計基準対象施設のうち，重大事故等時に機能を期待する設備

1.1.7

1.1

安全設

重大事故等対処設備に関する基本方針」にであって，重大事故の発生を防止する機能を有する（a-1）及び（a-記載のとおり，立地的要因により洪水及び地滑りについては，

2）以外の常設のもの

設計上考慮する必要はない。

(d) 常設重大事故緩和設備（設計基準拡張）(5)1

常設耐震重要重大事故防止設備又は常設重大事故緩和設備が柏崎原子力発電所／東海第二発電所 本文比較表 【対象項目：第３９条 1.3 耐震設計 1.3.2 重大事故等対処施設の耐震設計】（本文）柏崎刈羽６・７号炉（本文）東海第二発電所（最新）

下線：先行 BWR との差異

（添八）東海第二発電所（最新）

設計基準対象施設のうち，重大事故等時に機能を期待する設備設置される重大事故等対処施設については，基準地震動ＳＳにであって，重大事故の拡大を防止し，又はその影響を緩和するた

よる地震力が作用した場合においても，接地圧に対する十分めの機能を有する（b）以外の常設のもの

な支持力を有する地盤に設置する。
また，常設耐震重要重大事故防止設備以外の常設重大事故(e) 可搬型重大事故等対処設備
重大事故等対処設備であって可搬型のもの

防止設備が設置される重大事故等対処施設については，代替(c) 可搬型重大事故等対処設備する機能を有する設計基準事故対処設備が属する耐震重要度

重大事故等対処設備であって可搬型のもの

b. 常設耐震重要重大事故防止設備又は常設重大事故防止設備（設 ｂ．常設耐震重要重大事故防止設備が設置される重大事故等対処施分類のクラスに適用される地震力が作用した場合において計基準拡張）（当該設備が属する耐震重要度分類が S クラスのも設は，基準地震動ＳＳによる地震力に対して，重大事故に至るおも，接地圧に対する十分な支持力を有する地盤に設置する。

の）が設置される重大事故等対処施設は，基準地震動による地震

それがある事故に対処するために必要な機能が損なわれるおそ力に対して，重大事故に至るおそれがある事故に対処するためにれがないように設計する。建物・構築物については，構造物全体

必要な機能が損なわれるおそれがないように設計する。建物・構としての変形能力（終局耐力時の変形）について十分な余裕を有 (6) 重大事故等対処施設に適用する動的地震力は，水平 2 方向及び築物については，構造物全体としての変形能力（終局耐力時の変形）について十分な余裕を有し，建物・構築物の終局耐力に対しし，建物・構築物の終局耐力に対し妥当な安全余裕を有するように設計する。機器・配管系については，その施設に要求される機

鉛直方向について適切に組み合わせて算定するものとする。
なお，水平 2 方向及び鉛直方向の地震力が同時に作用し，影響

妥当な安全余裕を有するように設計する。機器・配管系について能を保持するように設計し，塑性ひずみが生じる場合であってが考えられる施設及び設備については許容限界の範囲内に留は，その施設に要求される機能を保持するように設計し，塑性ひも，その量が小さなレベルに留まって破断延性限界に十分な余裕

ずみが生じる場合であっても，その量が小さなレベルに留まってを有し，その施設に要求される機能に影響を及ぼさないように，

破断延性限界に十分な余裕を有し，その施設に要求される機能に

また，動的機器等については，基準地震動ＳＳによる応答に対し影響を及ぼさないように，また，動的機器等については，基準地て，その設備に要求される機能を保持するように設計する。

まることを確認する。
(7)

常設耐震重要重大事故防止設備又は常設重大事故緩和設備が設置される重大事故等対処施設の土木構造物は，基準地震動
ＳＳによる地震力に対して，重大事故等に対処するために必要震動による応答に対して，その設備に要求される機能を保持するな機能が損なわれるおそれがないように設計する。

ように設計する。
(8) 重大事故等対処施設を津波から防護するための津波防護施設，
浸水防止設備及び津波監視設備並びに浸水防止設備が設置された建物・構築物は，基準地震動ＳＳによる地震力に対して，それぞれの施設及び設備に要求される機能が保持できるように設計することとし，「1.3.1 設計基準対象施設の耐震設計」
c. 常設耐震重要重大事故防止設備以外の常設重大事故防止設備が ｃ．常設耐震重要重大事故防止設備以外の常設重大事故防止設備がに示す津波防護施設，浸水防止設備及び津波監視設備並びに設置される重大事故等対処施設は，代替する機能を有する設計基設置される重大事故等対処施設は，代替する機能を有する設計基

準事故対処設備が属する耐震重要度分類のクラスに適用される地準事故対処設備が属する耐震重要度分類のクラスに適用される設計する。

震力に十分に耐えることができるように設計する。常設重大事故

地震力に十分に耐えることができるように設計する。なお，Ｂク (9)常設耐震重要重大事故防止設備又は常設重大事故緩和設備が防止設備（設計基準拡張）（当該設備が属する耐震重要度分類が B

ラス施設の機能を代替する常設耐震重要重大事故防止設備以外設置される重大事故等対処施設が，Ｂクラス及びＣクラスのクラス又は C クラスのもの）が設置される重大事故等対処施設は，の常設重大事故防止設備が設置される重大事故等対処施設のう施設，常設耐震重要重大事故防止設備以外の常設重大事故防

当該設備が属する耐震重要度分類のクラスに適用される地震力にち，共振のおそれのある施設については，弾性設計用地震動Ｓｄ

止設備が設置される重大事故等対処施設，可搬型重大事故等十分に耐えることができるように設計する。

に 2 分の 1 を乗じた地震動によりその影響についての検討を行対処設備，常設重大事故防止設備及び常設重大事故緩和設備

なお，B クラス施設の機能を代替する常設耐震重要重大事故防止う。建物・構築物及び機器・配管系ともに，静的地震力に対してのいずれにも属さない常設の重大事故等対処施設の波及的影

設備以外の常設重大事故防止設備が設置される重大事故等対処施

おおむね弾性状態に留まる範囲で耐えられるように設計する。建響によって，重大事故等に対処するために必要な機能を損な

2

浸水防止設備が設置された建物・構築物の設計方針に基づき

柏崎原子力発電所／東海第二発電所 本文比較表 【対象項目：第３９条 1.3 耐震設計 1.3.2 重大事故等対処施設の耐震設計】

下線：先行 BWR との差異

（本文）柏崎刈羽６・７号炉（本文）東海第二発電所（最新）

設のうち，共振のおそれのある施設又は常設重大事故防止設備（設物・構築物については，発生する応力に対して，建築基準法等の計基準拡張）（当該設備が属する耐震重要度分類が B クラス又は C

安全上適切と認められる規格及び基準による許容応力度を許容

クラスのもの）が設置される重大事故等対処施設が属する耐震重限界とする。機器・配管系については，発生する応力に対して， (10)重大事故等対処施設の構造計画及び配置計画に際しては，地要度分類が B クラスのもののうち，共振のおそれのある施設につ応答が全体的におおむね弾性状態に留まるように設計する。

震の影響が低減されるように考慮する。

いては，弾性設計用地震動に 2 分の 1 を乗じた地震動によりその（添八）東海第二発電所（最新）
わないように設計する。

(11)

影響についての検討を行う。建物・構築物及び機器・配管系とも緊急時対策所建屋の耐震設計の基本方針については，「1.3.2.7

緊急時対策所建屋」に示す。

に，静的地震力に対しておおむね弾性状態に留まる範囲で耐えられるように設計する。建物・構築物については，発生する応力に1.3.2.2

重大事故等対処設備の設備分類

対して，建築基準法等の安全上適切と認められる規格及び基準に重大事故等対処設備について，施設の各設備が有する重大よる許容応力度を許容限界とする。機器・配管系については，発事故等に対処するために必要な機能及び設置状態を踏まえ生する応力に対して，応答が全体的におおむね弾性状態に留まるて，以下の区分に分類する。

ように設計する。
(1) 常設重大事故防止設備
d. 常設重大事故緩和設備又は常設重大事故緩和設備（設計基準拡 ｄ．常設重大事故緩和設備が設置される重大事故等対処施設は，基
重大事故等対処設備のうち，重大事故に至るおそれがある
張）が設置される重大事故等対処施設は，基準地震動による地震

準地震動ＳＳによる地震力に対して，重大事故等に対処するため事故が発生した場合であって，設計基準事故対処設備の安全力に対して，重大事故に対処するために必要な機能が損なわれるに必要な機能が損なわれるおそれがないように設計する。建物・機能又は使用済燃料プールの冷却機能若しくは注水機能が喪

おそれがないように設計する。建物・構築物については，構造物

構築物については，構造物全体としての変形能力（終局耐力時の失した場合において，その喪失した機能（重大事故に至るお全体としての変形能力（終局耐力時の変形）について十分な余裕

変形）について十分な余裕を有し，建物・構築物の終局耐力に対それがある事故に対処するために必要な機能に限る。）を代を有し，建物・構築物の終局耐力に対し妥当な安全余裕を有する

し妥当な安全余裕を有するように設計する。機器・配管系につい替することにより重大事故の発生を防止する機能を有する設ように設計する。機器・配管系については，その施設に要求されては，その施設に要求される機能を保持するように設計し，塑性

備であって常設のものる機能を保持するように設計し，塑性ひずみが生じる場合であっひずみが生じる場合であっても，その量が小さなレベルに留まっ ａ．常設耐震重要重大事故防止設備ても，その量が小さなレベルに留まって破断延性限界に十分な余て破断延性限界に十分な余裕を有し，その施設に要求される機能裕を有し，その施設に要求される機能に影響を及ぼさないように，に影響を及ぼさないように，また，動的機器等については，基準

また，動的機器等については，基準地震動による応答に対して，

地震動ＳＳによる応答に対して，その設備に要求される機能を保 ｂ．常設耐震重要重大事故防止設備以外の常設重大事故防止設備

その設備に要求される機能を保持するように設計する。

持するように設計する。

常設重大事故防止設備であって，耐震重要施設に属する設計基準事故対処設備が有する機能を代替するもの
常設重大事故防止設備であって，ａ．以外のもの(2) 常設重大事故緩和設備
重大事故等対処設備のうち，重大事故が発生した場合において，当該重大事故の拡大を防止し，又はその影響を緩和するための機能を有する設備であって常設のもの(3) 可搬型重大事故等対処設備
重大事故等対処設備であって可搬型のもの
重大事故等対処設備のうち，耐震評価を行う主要設備の設備分類について，第 1.3－2 表に示す。
1.3.2.3

e. 可搬型重大事故等対処設備は，地震による周辺斜面の崩壊，溢 ｅ．可搬型重大事故等対処設備は，地震による周辺斜面の崩壊，溢水，火災等の影響を受けない場所に適切に保管する。

水，火災等の影響を受けない場所に適切に保管する。

地震力の算定方法
重大事故等対処施設の耐震設計に用いる地震力の算定方法

は，「1.3.1.3 地震力の算定方法」に示す設計基準対象施設の静的地震力，動的地震力及び設計用減衰定数について，以3柏崎原子力発電所／東海第二発電所 本文比較表 【対象項目：第３９条 1.3 耐震設計 1.3.2 重大事故等対処施設の耐震設計】（本文）柏崎刈羽６・７号炉（本文）東海第二発電所（最新）

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（添八）東海第二発電所（最新）下のとおり適用する。
(1) 静的地震力
常設耐震重要重大事故防止設備以外の常設重大事故防止設

f. 重大事故等対処施設に適用する動的地震力は，水平 2 方向及び ｆ．重大事故等対処施設に適用する動的地震力は，水平 2 方向及び鉛直方向について適切に組み合わせて算定するものとする。

鉛直方向について適切に組み合わせて算定するものとする。

備が設置される重大事故等対処施設について，「1.3.1.3

地

震力の算定方法」の「(1) 静的地震力」に示すＢクラス又はＣクラスの施設に適用する静的地震力を適用する。
(2) 動的地震力
常設耐震重要重大事故防止設備又は常設重大事故緩和設備

g. 重大事故等対処施設を津波から防護するための津波防護施設， ｇ．重大事故等対処施設を津波から防護するための津波防護施設，が設置される重大事故等対処施設について，「1.3.1.3 地震

浸水防止設備及び津波監視設備並びに浸水防止設備が設置された

浸水防止設備及び津波監視設備並びに浸水防止設備が設置され力の算定方法」の「(2)建物・構築物は，基準地震動による地震力に対して，それぞれの施設及び設備に要求される機能が保持できるように設計する。

た建物・構築物は，基準地震動ＳＳによる地震力に対して，それぞれの施設及び設備に要求される機能が保持できるように設計いた地震応答解析による地震力を適用する。

動的地震力」に示す入力地震動を用する。
h. 上記 b.及び d.の施設は，B クラス及び C クラスの施設，上記 c. ｈ．上記ｂ．及びｄ．の施設は，Ｂクラス及びＣクラスの施設，上常設耐震重要重大事故防止設備以外の常設重大事故防止設の施設，上記 e.の設備，常設重大事故防止設備及び常設重大事故

記ｃ．の施設，上記ｅ．の設備，常設重大事故防止設備及び常設

備が設置される重大事故等対処施設のうち，Ｂクラスの施設

緩和設備並びに常設重大事故防止設備（設計基準拡張）及び常設

重大事故緩和設備のいずれにも属さない常設の重大事故等対処の機能を代替する共振のおそれのある施設については，

重大事故緩和設備（設計基準拡張）のいずれにも属さない常設の施設の波及的影響によって，その重大事故等に対処するために必「1.3.1.3 地震力の算定方法」の「(2)重大事故等対処施設の波及的影響によって，その重大事故等に対要な機能を損なわないように設計する。

す共振のおそれのあるＢクラスの施設に適用する地震力を適

動的地震力」に示用する。

処するために必要な機能を損なわないように設計する。
波及的影響の評価に当たっては，敷地全体を俯瞰した調査・検波及的影響の評価に当たっては，敷地全体を俯瞰した調査・検討を行い，事象選定及び影響評価を行う。なお，影響評価におい討を行い，事象選定及び影響評価を行う。なお，影響評価においては，上記 b.及び d.の施設の設計に用いる地震動又は地震力を適ては，上記ｂ．及びｄ．の施設の設計に用いる地震動又は地震力用する。

を適用する。

常設耐震重要重大事故防止設備又は常設重大事故緩和設備が設置される重大事故等対処施設の土木構造物については，「1.3.1.3 地震力の算定方法」の「(2)動的地震力」に示

す屋外重要土木構造物に適用する地震力を適用する。

なお，重大事故等対処施設のうち，設計基準対象施設の基
本構造と異なる施設については，適用する地震力に対して，要求される機能及び構造健全性が維持されることを確認するため，当該施設の構造を適切にモデル化した上での地震応答解析，加振試験等を実施する。
(3) 設計用減衰定数「1.3.1.3 地震力の算定方法」の「(3)4設計用減衰定数」

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（添八）東海第二発電所（最新）を適用する。
1.3.2.4

荷重の組合せと許容限界
重大事故等対処施設の耐震設計における荷重の組合せと許容限界は以下による。
(1) 耐震設計上考慮する状態
地震以外に設計上考慮する状態を次に示す。
ａ．建物・構築物(a) 運転時の状態「1.3.1.4 荷重の組合せと許容限界」の「(1) 耐震設計
上考慮する状態 ａ．建物・構築物」に示す「(a)運転時の状態」を適用する。
(b) 設計基準事故時の状態「1.3.1.4 荷重の組合せと許容限界」の「(1) 耐震設計
上考慮する状態 ａ．建物・構築物」に示す「(b)設計基準

事故時の状態」を適用する。
(c)

重大事故等時の状態
発電用原子炉施設が，重大事故に至るおそれのある事故又は重大事故時の状態で，重大事故等対処施設の機能を必要とする状態(d) 設計用自然条件「1.3.1.4 荷重の組合せと許容限界」の「(1) 耐震設計
上考慮する状態 ａ．建物・構築物」に示す「(c)設計用自然条件」を適用する。
ｂ．機器・配管系(a) 通常運転時の状態「1.3.1.4 荷重の組合せと許容限界」の「(1) 耐震設計
上考慮する状態ｂ．機器・配管系」に示す「(a) 通常運転時の状態」を適用する。
(b) 運転時の異常な過渡変化時の状態「1.3.1.4 荷重の組合せと許容限界」の「(1) 耐震設計
上考慮する状態ｂ．機器・配管系」に示す「(b) 運転時の異常な過渡変化時の状態」を適用する。
(c) 設計基準事故時の状態「1.3.1.4 荷重の組合せと許容限界」の「(1) 耐震設計
上考慮する状態ｂ．機器・配管系」に示す「(c) 設計基準事5柏崎原子力発電所／東海第二発電所 本文比較表 【対象項目：第３９条 1.3 耐震設計 1.3.2 重大事故等対処施設の耐震設計】（本文）柏崎刈羽６・７号炉（本文）東海第二発電所（最新）

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（添八）東海第二発電所（最新）故時の状態」を適用する。
(d) 重大事故等時の状態
発電用原子炉施設が，重大事故に至るおそれのある事故又は重大事故時の状態で，重大事故等対処施設の機能を必要とする状態(e) 設計用自然条件「1.3.1.4 荷重の組合せと許容限界」の「(1) 耐震設計
上考慮する状態ｂ．機器・配管系」に示す「(d) 設計用自然条件」を適用する。
(2) 荷重の種類
ａ．建物・構築物(a)

発電用原子炉のおかれている状態にかかわらず常時作用している荷重，すなわち固定荷重，積載荷重，土圧，水圧及び通常の気象条件による荷重(b) 運転時の状態で施設に作用する荷重(c) 設計基準事故時の状態で施設に作用する荷重(d) 重大事故等時の状態で施設に作用する荷重(e) 地震力，風荷重，積雪荷重等
ただし，運転時の状態，設計基準事故時の状態及び重大事
故等時の状態での荷重には，機器・配管系から作用する荷重が含まれるものとし，地震力には，地震時土圧，機器・配管系からの反力，スロッシング等による荷重が含まれるものとする。
ｂ．機器・配管系(a) 通常運転時の状態で施設に作用する荷重(b) 運転時の異常な過渡変化時の状態で施設に作用する荷重(c) 設計基準事故時の状態で施設に作用する荷重(d) 重大事故等時の状態で施設に作用する荷重(e) 地震力，風荷重，積雪荷重等(3) 荷重の組合せ
地震力と他の荷重との組合せは次による。
ａ．建物・構築物(a)

常設耐震重要重大事故防止設備又は常設重大事故緩和設備が設置される重大事故等対処施設の建物・構築物については，
常時作用している荷重及び運転時の状態で施設に作用する荷重と地震力とを組み合わせる。

6

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（添八）東海第二発電所（最新）(b)

常設耐震重要重大事故防止設備又は常設重大事故緩和設備が設置される重大事故等対処施設の建物・構築物については，
常時作用している荷重，設計基準事故時の状態及び重大事故等時の状態で施設に作用する荷重のうち，地震によって引き起こされるおそれがある事象によって作用する荷重と地震力とを組み合わせる。重大事故等が地震によって引き起こされるおそれがある事象であるかについては，設計基準対象施設の耐震設計の考え方に基づくとともに，確率論的な考察も考慮した上で設定する。

(c)

常設耐震重要重大事故防止設備又は常設重大事故緩和設備が設置される重大事故等対処施設の建物・構築物については，
常時作用している荷重，設計基準事故時の状態及び重大事故等時の状態で施設に作用する荷重のうち，地震によって引き起こされるおそれがない事象による荷重は，その事故事象の発生確率，継続時間及び地震動の年超過確率の関係を踏まえ，適切な地震力（基準地震動ＳＳ又は弾性設計用地震動Ｓｄによる地震力）と組み合わせる。この組合せについては，

事故事象の発生確率，継続時間及び地震動の年超過確率の積等を考慮し，工学的，総合的に勘案の上設定する。なお，継続時間については対策の成立性も考慮した上で設定する。

以上を踏まえ，原子炉格納容器バウンダリを構成する施設（原子炉格納容器内の圧力，温度の条件を用いて評価を行う
その他の施設を含む。）については，いったん事故が発生した場合，長時間継続する事象による荷重と弾性設計用地震動
Ｓｄによる地震力とを組み合わせ，その状態からさらに長期的に継続する事象による荷重と基準地震動ＳＳによる地震力
を組み合わせる。また，その他の施設については，いったん事故が発生した場合，長時間継続する事象による荷重と基準
地震動ＳＳによる地震力とを組み合わせる。
(d)

常設耐震重要重大事故防止設備以外の常設重大事故防止設備が設置される重大事故等対処施設の建物・構築物について

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（添八）東海第二発電所（最新）は，常時作用している荷重及び運転時の状態で施設に作用す
る荷重と，動的地震力又は静的地震力とを組み合わせる。
ｂ．機器・配管系(a)

常設耐震重要重大事故防止設備又は常設重大事故緩和設備が設置される重大事故等対処施設の機器・配管系については，
通常運転時の状態で作用する荷重と地震力とを組み合わせる。

(b)

常設耐震重要重大事故防止設備又は常設重大事故緩和設備が設置される重大事故等対処施設の機器・配管系については，
運転時の異常な過渡変化時の状態，設計基準事故時の状態及び重大事故等時の状態で作用する荷重のうち，地震によって引き起こされるおそれがある事象によって作用する荷重と地震力とを組み合わせる。重大事故等が地震によって引き起
こされるおそれがある事象であるかについては，設計基準対
象施設の耐震設計の考え方に基づくとともに，確率論的な考察も考慮した上で設定する。

(c)

常設耐震重要重大事故防止設備又は常設重大事故緩和設備が設置される重大事故等対処施設の機器・配管系については，
運転時の異常な過渡変化時の状態，設計基準事故時の状態及び重大事故等時の状態で作用する荷重のうち地震によって引き起こされるおそれがない事象による荷重は，その事故事
象の発生確率，継続時間及び地震動の年超過確率の関係を踏
まえ，適切な地震力（基準地震動ＳＳ又は弾性設計用地震動
Ｓｄによる地震力）と組み合わせる。この組合せについては，
事故事象の発生確率，継続時間及び地震動の年超過確率の積等を考慮し，工学的，総合的に勘案の上設定する。なお，継続時間については対策の成立性も考慮した上で設定する。

以上を踏まえ，重大事故等時の状態で作用する荷重と地震力（基準地震動ＳＳ又は弾性設計用地震動Ｓｄによる地震力）
8

柏崎原子力発電所／東海第二発電所 本文比較表 【対象項目：第３９条 1.3 耐震設計 1.3.2 重大事故等対処施設の耐震設計】（本文）柏崎刈羽６・７号炉（本文）東海第二発電所（最新）

下線：先行 BWR との差異

（添八）東海第二発電所（最新）との組合せについては，以下を基本設計とする。原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する設備については，いったん事故が発生した場合，長時間継続する事象による荷重と弾性設計
用地震動Ｓｄによる地震力とを組み合わせ，その状態からさらに長期的に継続する事象による荷重と基準地震動Ｓ Ｓによる地震力を組み合わせる。原子炉格納容器バウンダリを構成する設備（原子炉格納容器内の圧力，温度の条件を用いて評価を行うその他の施設を含む。）については，いったん事故が発生した場合，長時間継続する事象による荷重と弾性設
計用地震動Ｓｄによる地震力とを組み合わせ，その状態からさらに長期的に継続する事象による荷重と基準地震動Ｓ Ｓ
による地震力を組み合わせる。その他の施設については，いったん事故が発生した場合，長時間継続する事象による荷重と基準地震動ＳＳによる地震力とを組み合わせる。
(d)

常設耐震重要重大事故防止設備以外の常設重大事故防止設備が設置される重大事故等対処施設の機器・配管系について
は，通常運転時の状態又は運転時の異常な過渡変化時の状態
で施設に作用する荷重と動的地震力又は静的地震力を組み合わせる。

ｃ．荷重の組合せ上の留意事項(a)

常設耐震重要重大事故防止設備又は常設重大事故緩和設備が設置される重大事故等対処施設に作用する地震力のうち動的地震力については，水平２方向と鉛直方向の地震力とを適切に組み合わせ算定するものとする。

(b)

ある荷重の組合せ状態での評価が明らかに厳しいことが判明している場合には，その他の荷重の組合せ状態での評価は行わないことがある。

(c) 複数の荷重が同時に作用する場合，それらの荷重による応力の各ピークの生起時刻に明らかなずれがあることが判明しているならば，必ずしもそれぞれの応力のピーク値を重ねなくてもよいものとする。
(d) 重大事故等対処施設を支持する建物・構築物の当該部分の支持機能を確認する場合においては，支持される施設の設備分類に応じた地震力と常時作用している荷重，重大事故等時の状
9柏崎原子力発電所／東海第二発電所 本文比較表 【対象項目：第３９条 1.3 耐震設計 1.3.2 重大事故等対処施設の耐震設計】（本文）柏崎刈羽６・７号炉（本文）東海第二発電所（最新）

下線：先行 BWR との差異

（添八）東海第二発電所（最新）
態で施設に作用する荷重及びその他必要な荷重とを組み合わせる。
(4) 許容限界
各施設の地震力と他の荷重とを組み合わせた状態に対する許容限界は次のとおりとし，安全上適切と認められる規格及び基準又は試験等で妥当性が確認されている許容応力等を用いる。
ａ．建物・構築物(a)

常設耐震重要重大事故防止設備又は常設重大事故緩和設備が設置される重大事故等対処施設の建物・構築物((e)に記載のものを除く。)「1.3.1.4 荷重の組合せと許容限界」の「(4)許容限界」に示すＳクラスの建物・構築物の基準地震動ＳＳによる地震力との組合せに対する許容限界を適用する。
ただし，原子炉格納容器バウンダリを構成する施設の設計
基準事故時の状態における長期的荷重と弾性設計用地震動Ｓｄによる地震力の組合せに対する許容限界は，「1.3.1.4 荷重の組合せと許容限界」の「(4) 許容限界」に示すＳクラスの建物・構築物の弾性設計用地震動Ｓｄによる地震力又は静的地震力との組合せに対する許容限界を適用する。
(b)

常設耐震重要重大事故防止設備以外の常設重大事故防止設備が設置される重大事故等対処施設の建物・構築物((f)に記載のものを除く。)「1.3.1.4 荷重の組合せと許容限界」の「(4)許容限界」に示すＢクラス及びＣクラスの建物・構築物の許容限界を適用する。
(c) 設備分類の異なる重大事故等対処施設を支持する建物・構築物（(e)及び(f)に記載のものを除く。）「1.3.1.4 荷重の組合せと許容限界」の「(4)許容限界」に示す耐震重要度分類の異なる施設を支持する建物・構築物の許容限界を適用する。
なお，適用に当たっては，「耐震重要度分類」を「設備分類」に読み替える。
(d)10

建物・構築物の保有水平耐力（(e)及び(f)に記載のものを除柏崎原子力発電所／東海第二発電所 本文比較表 【対象項目：第３９条 1.3 耐震設計 1.3.2 重大事故等対処施設の耐震設計】（本文）柏崎刈羽６・７号炉（本文）東海第二発電所（最新）

下線：先行 BWR との差異

（添八）東海第二発電所（最新）く。）「1.3.1.4 荷重の組合せと許容限界」の「(4)許容限界」に示す建物・構築物の保有水平耐力に対する許容限界を適用する。
なお，適用に当たっては，「耐震重要度分類」を「重大事故等対処施設が代替する機能を有する設計基準事故対処設備が属する耐震重要度分類のクラス」に読み替える。ただし，常設重大事故緩和設備が設置される重大事故等対処施設については，当該クラスをＳクラスとする。
(e)

常設耐震重要重大事故防止設備又は常設重大事故緩和設備が設置される重大事故等対処施設の土木構造物「1.3.1.4 荷重の組合せと許容限界」の「(4)許容限界」に示す屋外重要土木構造物の基準地震動ＳＳによる地震力との組合せに対する許容限界を適用する。
(f)

常設耐震重要重大事故防止設備以外の常設重大事故防止設備が設置される重大事故等対処施設の土木構造物「1.3.1.4 荷重の組合せと許容限界」の「(4)許容限界」に示すその他の土木構造物の許容限界を適用する。
ｂ．機器・配管系(a)

常設耐震重要重大事故防止設備又は常設重大事故緩和設備が設置される重大事故等対処施設の機器・配管系「1.3.1.4 荷重の組合せと許容限界」の「(4)許容限界」に示すＳクラスの機器・配管系の基準地震動ＳＳによる地震力との組合せに対する許容限界を適用する。
ただし，原子炉格納容器バウンダリを構成する設備及び非常用炉心冷却設備等の弾性設計用地震動Ｓｄと設計基準事故時の状態における長期的荷重との組合せに対する許容限界
は，「1.3.1.4

荷重の組合せと許容限界」の「(4) 許容限界」に示すＳクラスの機器・配管系の弾性設計用地震動Ｓｄによる地震力又は静的地震力との組合せに対する許容限界を適
用する。
(b)
11

常設耐震重要重大事故防止設備以外の常設重大事故防止設備

柏崎原子力発電所／東海第二発電所 本文比較表 【対象項目：第３９条 1.3 耐震設計 1.3.2 重大事故等対処施設の耐震設計】（本文）柏崎刈羽６・７号炉（本文）東海第二発電所（最新）

下線：先行 BWR との差異

（添八）東海第二発電所（最新）が設置される重大事故等対処施設の機器・配管系「1.3.1.4 荷重の組合せと許容限界」の「(4)許容限界」に示すＢクラス及びＣクラスの機器・配管系の許容限界を適用する。
ｃ．基礎地盤の支持性能(a)

常設耐震重要重大事故防止設備又は常設重大事故緩和設備が設置される重大事故等対処施設の建物・構築物，機器・配管
系及び土木構造物の基礎地盤「1.3.1.4 荷重の組合せと許容限界」の「(4)許容限界」に示すＳクラスの建物・構築物及びＳクラスの機器・配管系，
屋外重要土木構造物，津波防護施設，浸水防止設備及び津波監視設備並びに浸水防止設備が設置された建物・構築物の基
礎地盤の基準地震動ＳＳによる地震力との組合せに対する許容限界を適用する。
(b)

常設耐震重要重大事故防止設備以外の常設重大事故防止設備が設置される重大事故等対処施設の建物・構築物，機器・配管系及び土木構造物の基礎地盤「1.3.1.4 荷重の組合せと許容限界」の「(4)許容限界」に示すＢ，Ｃクラスの建物・構築物，機器・配管系及びその他の土木構造物の基礎地盤の許容限界を適用する。
1.3.2.5

設計における留意事項「1.3.1.5 設計における留意事項」を適用する。
ただし，適用に当たっては，「耐震重要施設」を「常設耐震重要重大事故防止設備又は常設重大事故緩和設備が設置される重大事故等対処施設」に，「安全機能」を「重大事故等に対処するために必要な機能」に読み替える。
なお，耐震重要度分類の下位のクラスに属する施設の波及的影響については，Ｂクラス及びＣクラスの施設に加え，常設耐震重要重大事故防止設備以外の常設重大事故防止設備が設置される重大事故等対処施設，可搬型重大事故等対処設備，常設重大事故防止設備及び常設重大事故緩和設備のいずれにも属さない常設の重大事故等対処施設の影響についても評価
12

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下線：先行 BWR との差異

（添八）東海第二発電所（最新）する。
また，可搬型重大事故等対処設備については，地震による周辺斜面の崩壊，溢水，火災等の影響を受けない場所に適切な保管がなされていることを併せて確認する。
1.3.2.6構造計画と配置計画
重大事故等対処施設の構造計画及び配置計画に際しては，地震の影響が低減されるように考慮する。
建物・構築物は，原則として剛構造とし，重要な建物・構
築物は，地震力に対し十分な支持性能を有する地盤に支持させる。剛構造としない建物・構築物は，剛構造と同等又はそれを上回る耐震安全性を確保する。
機器・配管系は，応答性状を適切に評価し，適用する地震力に対して構造強度を有する設計とする。配置に自由度のあるものは，耐震上の観点からできる限り重心位置を低くし，かつ，安定性のよい据付け状態になるよう配置する。
また，建物・構築物の建屋間相対変位を考慮しても，建物・構築物及び機器・配管系の耐震安全性を確保する設計とする。
Ｂクラス及びＣクラスの施設，常設耐震重要重大事故防止
設備以外の常設重大事故防止設備が設置される重大事故等対処施設，可搬型重大事故等対処設備，常設重大事故防止設備
及び常設重大事故緩和設備のいずれにも属さない常設の重大事故等対処施設は，原則，常設耐震重要重大事故防止設備又は常設重大事故緩和設備が設置される重大事故等対処施設に対して離隔をとり配置する，若しくは基準地震動ＳＳに対し構造強度を保つようにし，常設耐震重要重大事故防止設備又は常設重大事故緩和設備が設置される重大事故等対処施設の重大事故等に対処するために必要な機能を損なわない設計とする。
1.3.2.7

緊急時対策所建屋
緊急時対策所建屋については，基準地震動ＳＳによる地震力に対して，重大事故等に対処するために必要な機能が損なわれるおそれがないように設計する。

13

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下線：先行 BWR との差異

（添八）東海第二発電所（最新）
緊急時対策所建屋については，耐震構造とし，基準地震動
ＳＳによる地震力に対して，遮蔽性能を確保する。
また，緊急時対策所の居住性を確保するため，緊急時対策
所は緊急時対策所建屋と一体の鉄筋コンクリート構造とし，
基準地震動ＳＳによる地震力に対して，緊急時対策所建屋の換気設備の性能とあいまって十分な気密性を確保する。
なお，地震力の算定方法及び荷重の組合せと許容限界については，「1.3.1.3

地震力の算定方法」及び「1.3.1.4

荷重の組合せと許容限界」に示す建物・構築物及び機器・配管系のものを適用する。
1.3.3 主要施設の耐震構造
1.3.3.1 原子炉建屋
原子炉建屋は，地上 6 階，地下 2 階建で，平面が約 67m（南北方向）×約 67m（東西方向）の鉄筋コンクリート造（一部鉄骨造）の建物である。
最下階床面からの高さは約 68m で地上高さは約 56m である。
建物中央部には一次格納容器を囲む円型の一次遮蔽壁があり，その外側に二次格納施設である原子炉棟の外壁及び原子炉建屋付属棟（以下，「付属棟」という。）の外壁がある。
これらは原子炉建屋の主要な耐震壁を構成している。
これらの耐震壁間を床が一体に連絡し，全体として剛な構造としている。
原子炉建屋の基礎は，平面が約 67m（南北方向）×約 67m（東西方向），厚さ約 5m のべた基礎で，人工岩盤を介して，砂質泥岩である久米層に岩着している。
1.3.3.2

タービン建屋
タービン建屋は，地上 2 階，地下 1 階建で，平面が約 70m（南北方向）×約 105m（東西方向）の鉄筋コンクリート造（一部鉄骨造）の建物であり，適切に配置された耐震壁で構成された剛な構造としている。
タービン建屋の基礎は，平面が約 70m（南北方向）×約 105m
（東西方向），厚さ約 1.9m で，杭及びケーソンを介して，砂質泥岩である久米層に岩着している。

14

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下線：先行 BWR との差異

（添八）東海第二発電所（最新）
1.3.3.3

廃棄物処理建屋
廃棄物処理建屋は，地上 4 階，地下 3 階建で，平面は約 41m（南北方向）×約 69m（東西方向）の鉄筋コンクリート造の建物であり，適切に配置された耐震壁で構成された剛な構造としている。
廃棄物処理建屋の基礎は，平面が約 41m（南北方向）×約69m（東西方向），厚さ約 2.5 m のべた基礎で，人工岩盤を介して，砂質泥岩である久米層に岩着している。
1.3.3.4

使用済燃料乾式貯蔵建屋
使用済燃料乾式貯蔵建屋は，地上 1 階建で平面が約 52m（南北方向）×約 24m（東西方向）の鉄筋コンクリート造（一部鉄
骨鉄筋コンクリート造及び鉄骨造）の建物であり，適切に配置された耐震壁で構成された剛な構造としている。
使用済燃料乾式貯蔵建屋の基礎は，平面が約 60m（南北方向）×約 33m（東西方向），厚さ約 2.5m（一部約 2.0m）で，鋼管杭を介して，砂質泥岩である久米層に岩着している。
1.3.3.5

防潮堤及び防潮扉
防潮堤は，鋼管杭鉄筋コンクリート防潮壁，鋼製防護壁及び鉄筋コンクリート防潮壁の 3 種類の構造形式に区分され，敷地を取り囲む形で設置する。
また，防潮堤のうち，敷地側面南側の鋼管杭鉄筋コンクリ
ート防潮壁及び敷地前面東側の鉄筋コンクリート防潮壁には，それぞれ 1 箇所ずつ防潮扉を設置する。
鋼管杭鉄筋コンクリート防潮壁は，延長約 1.5km，直径約2m 及び約 2.5m の複数の鋼管杭を鉄筋コンクリートで巻き立てた天端高さ T.P.＋18m 及び T.P.＋20m の鉄筋コンクリート
梁壁と鋼管鉄筋コンクリートとを一体とした剛な構造物であり，鋼管杭を介して，砂質泥岩である久米層に岩着している。
鋼製防護壁は，延長約 80m，天端高さ T.P.＋20m，奥行約 5m～約 16m の鋼殻構造であり，適切に配置された鋼板を溶接及び高力ボルトで接合した剛な構造である。鋼製防護壁は，幅約 50m の取水構造物を横断し，取水構造物の側方に位置する
地中連続壁基礎を介して，砂質泥岩である久米層に岩着している。
15

柏崎原子力発電所／東海第二発電所 本文比較表 【対象項目：第３９条 1.3 耐震設計 1.3.2 重大事故等対処施設の耐震設計】（本文）柏崎刈羽６・７号炉（本文）東海第二発電所（最新）

下線：先行 BWR との差異

（添八）東海第二発電所（最新）
鉄筋コンクリート防潮壁は，延長約 160m，天端高さ T.P.＋
20m，奥行約 10m～約 23m の鉄筋コンクリート造の剛な構造物であり，地中連続壁基礎を介して，砂質泥岩である久米層に岩着している。
鋼管杭鉄筋コンクリート防潮壁及び鉄筋コンクリート防潮壁に設置する防潮扉は上下スライド式の鋼製扉であり，それぞれ杭又は地中連続壁基礎を介して，砂質泥岩である久米層に岩着している。
1.3.3.6

原子炉格納容器
原子炉格納容器は，内径約 26m，高さ約 16m，厚さ約 3.2cm～約 3.8cm の鋼製円筒殻と底部内径約 26m，頂部内径約 12m，
高さ約 24m，厚さ約 2.8cm～約 3.8cm の鋼製円錘殻，底部内径約 12m，頂部内径約 9.7m，高さ約 2m の鋼製円錘殻，その上に載る格納容器ヘッド及び底部コンクリートスラブより構成さ
れ全体の高さは約 48m である｡
円筒殻と底部コンクリートスラブとの接続にはアンカーボ
ルトを用いる。
円筒殻と円錘殻の接続部の高さに，原子炉格納容器を上下に分けるダイヤフラム・フロアがあり,下部はサプレッショ
ン・チェンバになっている。
円錘殻頂部付近には上部シアラグ及びスタビライザがあり，原子炉圧力容器より原子炉格納容器に伝えられる水平力
及び原子炉格納容器にかかる水平力の一部を周囲の一次遮蔽壁に伝える構造となっている。
1.3.3.7

原子炉圧力容器原子炉圧力容器は内径約 6.4m，高さ約 23m，重量は原子炉

圧力容器内部構造物，原子炉冷却材及び燃料集合体を含めて
約 1,600 t である｡
この容器は底部の鋼製スカートで支持され，スカートは鉄筋コンクリート造円筒形の原子炉本体の基礎に固定されたベ
ヤリングプレートにボルトで接続されている。
原子炉圧力容器は，その外周の原子炉遮蔽頂部で原子炉圧
力容器スタビライザによって水平方向に支持されて，原子炉遮蔽の頂部は原子炉格納容器スタビライザによって原子炉格16柏崎原子力発電所／東海第二発電所 本文比較表 【対象項目：第３９条 1.3 耐震設計 1.3.2 重大事故等対処施設の耐震設計】（本文）柏崎刈羽６・７号炉（本文）東海第二発電所（最新）

下線：先行 BWR との差異

（添八）東海第二発電所（最新）
納容器に結合されている。原子炉圧力容器スタビライザは地震力に対し原子炉圧力容器の上部を横方向に支持している。
したがって，水平力に対して原子炉圧力容器はスカートで下端固定，原子炉圧力容器スタビライザで上部ピン支持となっている｡
1.3.3.8

原子炉圧力容器内部構造物
炉心に作用する水平力は，ステンレス鋼の炉心シュラウド

によって支持されている。炉心シュラウドは，円筒形をした構造で原子炉圧力容器の下部に溶接されている。
燃料集合体に作用する水平力は，上部格子板及び炉心支持板を通して炉心シュラウドに伝えられ，燃料集合体はジルカ
ロイ製の細長いチャンネル・ボックスに納められている。燃料棒は，過度の変形を生ずることがないように，燃料集合体
頂部と底部のタイプレートで押さえ，中間部もスぺーサによって押さえられている｡
スタンドパイプと気水分離器は溶接によって一体となっている。蒸気乾燥器は原子炉圧力容器につけたブラケットによって支持されている。ジェットポンプは炉心シュラウドの外周に配置されている。ライザは原子炉圧力容器を貫通して立
上り，上部において原子炉圧力容器に支持され，ジェットポ
ンプは上部においてライザに結合されている｡
ジェットポンプの下部はシュラウドサポートプレートに溶接されている。
この機構によってジェットポンプは熱膨脹を拘束されずに振動を防止できる構造となっている｡制御棒駆動機構ハウジ
ングは，上部は原子炉圧力容器底部に溶接されており，地震荷重に対しても十分な強度を持つように設計する。
1.3.3.9

再循環系
再循環ループは 2 ループあって，外径約 610mm のステン

レス鋼管で原子炉圧力容器から下方に伸び，その最下部に再循環系ポンプを設け，再び立ち上げてヘッダに入り，そこから 5 本の外径約 320mm のステンレス鋼管に分れ，原子炉圧力容器に接続される。この系の支持方法は，熱膨脹による動き
17柏崎原子力発電所／東海第二発電所 本文比較表 【対象項目：第３９条 1.3 耐震設計 1.3.2 重大事故等対処施設の耐震設計】（本文）柏崎刈羽６・７号炉（本文）東海第二発電所（最新）

下線：先行 BWR との差異

（添八）東海第二発電所（最新）を拘束せず，できる限り剛な系になるように，適切なスプリ
ングハンガ，スナッバ等を採用する。再循環系ポンプは，ケーシングに取り付けられたコンスタントハンガ，スナッバ等
によって支持される。
1.3.3.10 その他
その他の機器・配管については，運転荷重，地震荷重，熱膨脹による荷重を考慮して，必要に応じてスナバ，ハンガ，
その他の支持装置を使用して耐震性に対しても熱的にも安全な設計とする。
1.3.4 地震検知による耐震安全性の確保(1) 地震検出計
安全保護系の一つとして地震検出計を設け，ある程度以上の地震が起こった場合に原子炉を自動的に停止させる。スク
ラム設定値は弾性設計用地震動Ｓｄの加速度レベルに余裕を持たせた値とする。安全保護系は，フェイル・セーフ設備とするが，地震以外のショックによって原子炉をスクラムさせないよう配慮する。
地震検出計は，基盤の地震動をできるだけ直接的に検出するため建屋基礎版の位置，また主要な機器が配置されている
代表的な床面に設置する。なお，設置に当たっては試験及び保守が可能な原子炉建屋の適切な場所に設置する。
(2)

地震観測等による耐震性の確認
発電用原子炉施設のうち安全上特に重要なものに対しては，地震観測網を適切に設置し，地震観測等により振動性状の把握を行い，それらの測定結果に基づく解析等により施設の機能に支障のないことを確認していくものとする。
地震観測を継続して実施するために，地震観測網の適切な維持管理を行う。

1.3.5 参考文献
(1) 「静的地震力の見直し（建築編）に関する調査報告書（概要）」
社団法人日本電気協会 電気技術基準調査委員会原子力発電
耐震設計特別調査委員会建築部会（平成 6 年 3 月）

18

柏崎原子力発電所／東海第二発電所 本文比較表 【対象項目：第４０条 1.4.2 重大事故等対処施設の耐津波設計方針】（本文）柏崎刈羽６・７号炉（本文）東海第二発電所(最新)（１） 位置，構造及び設備
ロ 発電用原子炉施設の一般構造
(1)

耐震構造

(ⅰ) 設計基準対象施設の耐震設計

耐津波構造

耐津波設計

ロ 発電用原子炉施設の一般構造

1.4.2 重大事故等対処施設の耐津波設計(1) 耐震構造

1.4.2.1 重大事故等対処施設の耐津波設計の基本方針(ⅰ)

設計基準対象施設の耐震設計

（略）
(ⅱ)

（略）
(2)

（添八）東海第二発電所(最新)
1.4（略）(ⅱ) 重大事故等対処施設の耐震設計

下線：先行 BWR との差異

重大事故等対処施設の耐震設計

（略）
(2)

重大事故等対処施設は，基準津波に対して重大事故等に対処するために必要な機能が損なわれるおそれがない設計とする。
(1) 津波防護対象の選定
設置許可基準規則第四十条（津波による損傷の防止）において耐津波構造

は，「重大事故等対処施設は，基準津波に対して重大事故等に対処するために必要な機能が損なわれるおそれがないものでなけ

本原子炉施設は，その供用中に当該施設に大きな影響を及ぼす

本発電用原子炉施設は，その供用中に当該施設に大きな影響

おそれがある津波（以下「基準津波」という。
）に対して，次の方を及ぼすおそれがある津波（以下「基準津波」という。）及び針に基づき耐津波設計を行い，「設置許可基準規則」に適合する構

確率論的リスク評価において全炉心損傷頻度に対して津波のなお，設置許可基準規則第四十三条（重大事故等対処設備）に造とする。

リスクが有意となる津波（以下「敷地に遡上する津波」という。）
に対して，次の方針に基づき耐津波設計を行い，「設置許可基おける可搬型重大事故等対処設備の接続口，保管場所及び機能保持に対する要求事項を満足するため，可搬型重大事故等対処設備

準規則」に適合する構造とする。

についても津波防護の対象とする。

(ⅱ) 重大事故等対処施設に対する耐津波設計(ⅱ) 重大事故等対処施設の耐津波設計ればならない」ことを要求している。

このため，津波から防護する設備は，重大事故等対処施設（可重大事故等対処施設は，基準津波に対して，以下の方針に基づ

重大事故等対処施設は，基準津波に対して，以下の方針に基づ

搬型重大事故等対処設備を含む。）（以下「重大事故等対処施設

き耐津波設計を行い，重大事故等に対処するために必要な機能

き耐津波設計を行い，重大事故等に対処するために必要な機能の津波防護対象設備」という。）とし，これらを内包する建屋及が損なわれるおそれがない設計とする。基準津波の策定位置をが損なわれるおそれがない設計とする。基準津波の策定位置をび区画について第 1.4－9 図に配置を示す。

第 18 図に，時刻歴波形を第 19 図に示す。

第5－7図に，時刻歴波形を第5－8図に示す。

なお，津波防護施設，浸水防止設備及び津波監視設備は，設置

また，重大事故等対処施設，可搬型重大事故等対処設備を津波

また，重大事故等対処施設，可搬型重大事故等対処設備を津波

許可基準規則の解釈別記 3 で入力津波に対して機能を十分に保からの防護対象とし，「重大事故等対処施設の津波防護対象設からの防護対象とし，重大事故等対処施設の津波防護対象設備

持できることが要求されており，同要求を満足できる設計とす

備」という。

という。

る。

a.

重大事故等対処施設の津波防護対象設備（非常用取水設備をａ．重大事故等対処施設の津波防護対象設備（貯留堰及び取水構造除く。）を内包する建屋及び区画の設置された敷地において，基物を除く。）を内包する建屋及び区画の設置された敷地におい(2) 敷地及び敷地周辺における地形，施設の配置等

準津波による遡上波を地上部から到達又は流入させない設計とて，基準津波による遡上波を地上部から到達又は流入させない

ａ．敷地及び敷地周辺における地形，標高並びに河川の存在の把握する。また，取水路，放水路等の経路から流入させない設計とす設計とする。また，取水路，放水路等の経路から流入させない設る。具体的な設計内容を以下に示す。

計とする。具体的な設計内容を以下に示す。

「1.4.1 設計基準対象施設の耐津波設計」に同じ。
ｂ．敷地における施設の位置，形状等の把握
重大事故等対処施設の津波防護対象設備を内包する建屋及び(a) 重大事故等対処施設の津波防護対象設備（非常用取水設備を(a) 重大事故等対処施設の津波防護対象設備（貯留堰及び取水構除く。）を内包する建屋及び区画は，基準津波による遡上波が到造物を除く。）を内包する建屋及び区画は，基準津波による遡上区画として，「1.4.1

達しない十分高い場所に設置する。

波が到達しない十分高い場所に設置する。

範囲に加え，T.P.＋8m の敷地に格納容器圧力逃がし装置格納槽，(b) 上記(a)の遡上波の到達防止に当たっての検討は，「(i) 設計
基準対象施設に対する耐津波設計」を適用する。

(b) 上記(a)の遡上波の到達防止に当たっての検討は，「(ⅰ) 設計基準対象施設に対する耐津波設計」を適用する。

設計基準対象施設の耐津波設計」で示した

常設低圧代替注水系格納槽，ＳＡ用海水ピット，緊急用海水ポン
プピット，常設代替高圧電源装置用カルバート（立坑部），原子(c) 取水路，放水路等の経路から，津波が流入する可能性につい(c) 取水路，放水路等の経路から，津波が流入する可能性につい

炉建屋東側接続口及び原子炉建屋西側接続口，T.P.＋11m の敷地て検討した上で，津波が流入する可能性のある経路（扉，開口部，て検討した上で，津波が流入する可能性のある経路（扉，開口部，に常設代替高圧電源装置置場（西側淡水貯水設備，高所東側接続

貫通口等）を特定し，必要に応じて実施する浸水対策について

貫通口等）を特定し，必要に応じて実施する浸水対策について

口，高所西側接続口，西側ＳＡ立坑及び東側ＤＢ立坑含む）及びは，「(i) 設計基準対象施設に対する耐津波設計」を適用する。

は，「(ⅰ) 設計基準対象施設に対する耐津波設計」を適用する。

軽油貯蔵タンク，T.P.＋23m の敷地に緊急時対策所建屋及び可搬

1

柏崎原子力発電所／東海第二発電所 本文比較表 【対象項目：第４０条 1.4.2 重大事故等対処施設の耐津波設計方針】（本文）柏崎刈羽６・７号炉（本文）東海第二発電所(最新)b. 取水・放水施設，地下部等において，漏水する可能性を考慮のｂ．取水・放水施設，地下部等において，漏水する可能性を考慮の上，漏水による浸水範囲を限定し，重大事故等に対処するために上，漏水による浸水範囲を限定し，重大事故等に対処するために必要な機能への影響を防止する設計とする。具体的には「(i) 設

必要な機能への影響を防止する設計とする。具体的には「(ⅰ)

計基準対象施設に対する耐津波設計」を適用する。

設計基準対象施設に対する耐津波設計」を適用する。

c. 上記 a.及び b.に規定するもののほか，重大事故等対処施設のｃ．上記ａ．及びｂ．に規定するもののほか，重大事故等対処施設

津波防護対象設備（非常用取水設備を除く。）を内包する建屋及の津波防護対象設備（貯留堰及び取水構造物を除く。
）を内包す

び区画については，浸水防護をすることにより津波による影響

る建屋及び区画については，浸水防護をすることにより津波に等から隔離する。そのため，浸水防護重点化範囲を明確化するとよる影響等から隔離する。そのため，浸水防護重点化範囲を明確

ともに，必要に応じて実施する浸水対策については，「(i) 設計化するとともに，必要に応じて実施する浸水対策については，

基準対象施設に対する耐津波設計」を適用する。

「(ⅰ) 設計基準対象施設に対する耐津波設計」を適用する。

d.

（添八）東海第二発電所(最新)型重大事故等対処設備保管場所（西側），T.P.＋25m の敷地に可搬型重大事故等対処設備保管場所（南側）を設置する。
また，
原子炉建屋西側と常設代替高圧電源装置置場の間の地下岩盤内に，常設代替高圧電源装置用カルバート（トンネル部），
原子炉建屋西側の地下に常設代替高圧電源装置用カルバート（カルバート部）を設置する。（第 1.4－3 図）
防潮堤外側の海域にはＳＡ用海水ピット取水塔を設置し，地下岩盤内に海水引込み管及び緊急用海水取水管を設置する。
津波防護施設は，「1.4.1

水位変動に伴う取水性低下による重大事故等に対処するため

ｄ．水位変動に伴う取水性低下による重大事故等に対処するために必要な機能への影響を防止する。そのため，非常用海水ポンプについては，「(ⅰ) 設計基準対象施設に対する耐津波設計」を計」に記載する設備に加え，T.P.＋8m の敷地に設置する格納容器圧力逃がし装置格納槽，常設低圧代替注水系格納槽及び緊急用用する。また，大容量送水車については，基準津波による水位の適用する。

海水ポンプピット上部の開口部に水密ハッチ又は浸水防止蓋，常て，ポンプが機能保持できる設計とする。

また，緊急用海水ポンプ，可搬型代替注水大型ポンプ及び可搬型代替注水中型ポンプについては，基準津波による水位の変動

浸水防止設備として，「1.4.1の混入に対して，ポンプが機能保持できる設計とする。
津波防護施設，浸水防止設備及び津波監視設備の機能の保持

水密扉を設置する。
津波監視設備は，「1.4.1

ついては，
「(ⅰ)

用する。

用する。

設計基準対象施設に対する耐津波設計」を適

設計基準対象施設の耐津波設計」に同じ。

ｅ．津波防護施設，浸水防止設備及び津波監視設備の機能の保持にについては，「(i) 設計基準対象施設に対する耐津波設計」を適

設計基準対象施設の耐津波設設代替高圧電源装置用カルバート（立坑部）の地下 1 階開口部にに対して取水性を確保でき，ＳＡ用海水ピット取水塔からの砂

f.

設計基準対象施設の耐津波設計」を適用する。

に必要な機能への影響を防止する。そのため，非常用海水冷却系については，「(i) 設計基準対象施設に対する耐津波設計」を適変動に対して取水性を確保でき，取水口からの砂の混入に対しe.

下線：先行 BWR との差異

敷地内の遡上域（防潮堤外側）の建物・構築物等は，「1.4.1 設計基準対象施設の耐津波設計」を適用する。
ｃ．敷地周辺の人工構造物の位置，形状等の把握

津波防護施設，浸水防止設備及び津波監視設備の設計並びにｆ．津波防護施設，浸水防止設備及び津波監視設備の設計並びに非非常用海水冷却系の海水ポンプ等の取水性の評価に当たって常用海水ポンプの取水性の評価に当たっては，「(ⅰ) 設計基準

は，「(i) 設計基準対象施設に対する耐津波設計」を適用する。

対象施設に対する耐津波設計」を適用する。

「1.4.1 設計基準対象施設の耐津波設計」に同じ。
(3) 入力津波の設定「1.4.1 設計基準対象施設の耐津波設計」に同じ。
1.4.2.2 敷地の特性に応じた津波防護の基本方針
津波防護の基本方針は，以下の(1)から(5)のとおりである。
(1)（以下，対応する記載なし）

重大事故等対処施設の津波防護対象設備（貯留堰及び取水構造物を除く。下記(3)において同じ。）を内包する建屋及び区画の設置された敷地において，基準津波による遡上波を地上部から到達又は流入させない設計とする。また，取水路，放水路等の経路から流入させない設計とする。
(2)

取水・放水施設，地下部等において，漏水する可能性を考慮の上，漏水による浸水範囲を限定して，重大事故等に対処するために必要な機能への影響を防止できる設計とする。
(3) 上記２方針のほか，重大事故等対処施設の津波防護対象設備を内包する建屋及び区画については，浸水防護をすることによ2

柏崎原子力発電所／東海第二発電所 本文比較表 【対象項目：第４０条 1.4.2 重大事故等対処施設の耐津波設計方針】（本文）柏崎刈羽６・７号炉（本文）東海第二発電所(最新)

下線：先行 BWR との差異

（添八）東海第二発電所(最新)り，津波による影響等から隔離可能な設計とする。
(4)

水位変動に伴う取水性低下による重大事故等に対処するために必要な機能への影響を防止できる設計とする。

(5)

津波監視設備については，入力津波に対して津波監視機能が保持できる設計とする。
敷地の特性に応じた津波防護としては，基準津波による遡上
波を地上部から到達又は流入させない設計とするため，数値シ
ミュレーションに基づき設定した，外郭防護として防潮堤及び防潮扉を設置する。防潮堤のうち鋼製防護壁には，鋼製防護壁と取水構造物の境界部からの津波の流入を防止するために，１次止水機構及び２次止水機構を多様化して設置する。
なお，緊急時対策所建屋，可搬型重大事故等対処設備保管場所（西側）及び可搬型重大事故等対処設備保管場所（南側）は，津波の影響を受けない位置に設置する設計とすることから，新たな津波防護対策は必要ない。
また，取水路，放水路等の経路から津波を流入させない設計とするため，外郭防護として取水路に取水路点検用開口部浸水防止蓋，海水ポンプ室に海水ポンプグランドドレン排出口逆止弁，循環水ポンプ室に取水ピット空気抜き配管逆止弁，放水路に放水路ゲート及び放水路ゲート点検用開口部浸水防止蓋，ＳＡ用
海水ピットにＳＡ用海水ピット開口部浸水防止蓋並びに緊急用
海水ポンプ室に緊急用海水ポンプピット点検用開口部浸水防止蓋，緊急用海水ポンプグランドドレン排水口逆止弁及び緊急用
海水ポンプ室床ドレン排水口逆止弁並びに構内排水路に構内排水路逆流防止設備を設置する。防潮堤及び防潮扉下部貫通部に対しては，止水処置を実施する。
重大事故等対処施設の津波防護対象設備（貯留堰及び取水構造物を除く。）を内包する建屋及び区画については，津波による影響等から隔離可能な設計とするため，内郭防護として，「1.4.1
設計基準対象施設の耐津波設計」に記載する浸水防止設備及び止水処置に加え，緊急用海水ポンプ点検用開口部浸水防止蓋，緊急用海水ポンプ室人員用開口部浸水防止蓋，格納容器圧力逃がし装置格納槽点検用水密ハッチ，常設低圧代替注水系格納槽点
検用水密ハッチ，常設低圧代替注水系格納槽可搬型ポンプ用水密ハッチ，常設代替高圧電源装置用カルバート原子炉建屋側水密扉を設置する。

3

柏崎原子力発電所／東海第二発電所 本文比較表 【対象項目：第４０条 1.4.2 重大事故等対処施設の耐津波設計方針】（本文）柏崎刈羽６・７号炉（本文）東海第二発電所(最新)

下線：先行 BWR との差異

（添八）東海第二発電所(最新)
引き波時の水位の低下に対して，取水構造物である取水ピッ
トの水位が非常用海水ポンプの取水可能水位を下回らないよう貯留堰を設置する。
地震発生後，津波が発生した場合に，その影響を俯瞰的に把握するため，津波監視設備として，取水路に潮位計，取水ピットに取水ピット水位計，原子炉建屋屋上及び防潮堤上部に津波・構内
監視カメラを設置する。
津波防護対策の設備分類と設置目的を第 1.4－2 表に示す。また，敷地に遡上する津波による水位上昇分布を第 1.4－7 図に示す。
1.4.2.3 敷地への浸水防止（外郭防護１）(1)

遡上波の地上部からの到達，流入の防止
重大事故等対処施設の津波防護対象設備（貯留堰及び取水構造物を除く。）を内包する建屋及び区画として，海水ポンプ室及び非常用海水系配管が設置されている敷地高さは T.P.＋3m，原子炉建屋，格納容器圧力逃がし装置格納槽，常設低圧代替注水系格
納槽，緊急用海水ポンプピット，排気筒，常設代替高圧電源装置
用カルバート（立坑部），原子炉建屋西側接続口及び原子炉建屋
東側接続口が設置されている敷地高さは T.P.＋8m，常設代替高圧電源装置置場（西側淡水貯水設備，高所東側接続口，高所西側
接続口，西側ＳＡ立坑及び東側ＤＢ立坑含む）及び軽油貯蔵タン
クが設置されている敷地高さは T.P.＋11m であり，津波による遡上波が到達，流入する高さに設置している。このため，高潮ハ
ザードの再現期間 100 年に対する期待値を踏まえた潮位を考慮した上で，敷地前面東側においては入力津波高さ T.P.＋17.9m に対して天端高さ T.P.＋20m の防潮堤及び防潮扉，敷地側面北側においては入力津波高さ T.P.＋15.4m に対して天端高さ T.P.＋
18m の防潮堤，敷地側面南側においては入力津波高さ T.P.＋
16.8m に対して T.P.＋18m の防潮堤及び防潮扉を設置することにより，津波が到達，流入しない設計とする。また，防潮堤のうち鋼製防護壁には，１次止水機構を設置し，津波が到達，流入しない設計とする。なお，遡上波の地上部からの到達及び流入の防止として，地山斜面，盛土斜面等は活用しない。
緊急時対策所建屋及び可搬型重大事故等対処設備保管場所（西側）が設置されている敷地高さは T.P.＋23m，可搬型重大事故等
対処設備保管場所（南側）が設置される敷地高さは T.P.＋25m で4

柏崎原子力発電所／東海第二発電所 本文比較表 【対象項目：第４０条 1.4.2 重大事故等対処施設の耐津波設計方針】（本文）柏崎刈羽６・７号炉

下線：先行 BWR との差異

（本文）東海第二発電所(最新)（添八）東海第二発電所(最新)あり，津波による遡上波は到達しない。
(2) 取水路，放水路等の経路からの津波の流入防止
取水路，放水路等の経路から，津波が流入する可能性のある経路（扉，開口部，貫通口等）を特定し，必要に応じて実施する浸水対策については「1.4.1 設計基準対象施設の耐津波設計」を適用する。
1.4.2.4

漏水による重大事故等に対処するために必要な機能への影響防止（外郭防護２）(1) 漏水対策
海水ポンプ室の漏水対策については，「1.4.1

設計基準対象施設の耐津波設計」に同じ。
緊急用海水ポンプピットの緊急用海水ポンプモータ設置エリ
ア（以下「緊急用海水ポンプモータ設置エリア」という。）については，取水・放水施設，地下部等における漏水の可能性を検討した結果，緊急用海水ポンプピットの入力津波高さが，重大事故等に対処するために必要な機能を有する設備である緊急用海水ポンプモータ設置エリアの床面高さを上回り，床面に開口部等が存在する場合には，当該部で漏水が生じる可能性があることから，緊急用海水ポンプモータ設置エリアを漏水が継続することによる浸水の範囲（以下 1.4 において「浸水想定範囲」という。）
として想定する。
緊急用海水ポンプの海水の流路である非常用取水設備の構造上の特徴等を考慮して，緊急用海水ポンプモータ設置エリアの床面における漏水の可能性を検討した結果，床面における開口部等として挙げられる緊急用海水ポンプグランドドレン排出口及び緊急用海水ポンプ室床ドレン排出口については，逆止弁を設置する設計上の配慮を施しており，漏水による浸水経路とならない。
緊急用海水ポンプ室における浸水対策の概要を第 1.4－8 図に示す。
以上より，緊急用海水ポンプモータ設置エリアへの漏水の可能性はない。
(2) 重大事故等に対処するために必要な機能への影響評価
海水ポンプへの影響評価については，「1.4.1

設計基準対象施設の耐津波設計」に同じ。
緊急用海水ポンプピットの緊急用海水ポンプモータ設置エリアについては，重大事故等に対処するために必要な機能を有する設

5

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下線：先行 BWR との差異

（添八）東海第二発電所(最新)備である緊急用海水ポンプのモータが設置されているため，緊急用海水ポンプモータ設置エリアを防水区画化する。
上記(1)より，重大事故等対処施設の津波防護対象設備（貯留堰及び取水構造物を除く。）を内包する建屋及び区画への漏水による浸水の可能性はないが，保守的な想定として，緊急用海水ポン
プグランドドレン排出口逆止弁及び緊急用海水ポンプ室床ドレン
排出口逆止弁の弁体（フロート）の開固着による動作不良を考慮
し，漏水想定範囲における浸水を仮定する。その上で重大事故等に対処するために必要な機能を有する緊急用海水ポンプについて，緊急用海水ポンプモータ設置エリアへの漏水による浸水量を評価し，重大事故等に対処するために必要な機能への影響がない
ことを確認する。
(3) 排水設備の影響
海水ポンプへの影響評価については，「1.4.1

設計基準対象施設の耐津波設計」に同じ。
緊急用海水ポンプについては，上記(2)において浸水想定範囲である緊急用海水ポンプモータ設置エリアで長期間冠水することが想定される場合は，排水設備を設置する。
1.4.2.5

重大事故等対処施設の津波防護対象設備を内包する建屋
及び区画の隔離（内郭防護）(1) 浸水防護重点化範囲の設定
浸水防護重点化範囲として，「1.4.1

設計基準対象施設の耐津波設計」で示した範囲（使用済燃料乾式貯蔵建屋を除く）に加え，緊急時対策所建屋，可搬型重大事故等対処設備保管場所（西側），可搬型重大事故等対処設備保管場所（南側），格納容器圧
力逃がし装置格納槽，常設低圧代替注水系格納槽，緊急用海水ポ
ンプピット，常設代替高圧電源装置（西側淡水貯水設備，高所東側接続口，高所西側接続口，西側ＳＡ立坑及び東側ＤＢ立坑含む）
及び常設代替高圧電源装置用カルバート（トンネル部，立坑部及びカルバート部）を設定する。
(2) 浸水防護重点化範囲の境界における浸水対策
津波による溢水を考慮した浸水範囲，浸水量については，以下のとおり地震による溢水の影響も含めて確認を行い，浸水防護重点化範囲への浸水の可能性のある経路，浸水口等を特定し，浸水対策を実施する。
浸水防護重点化範囲のうち，原子炉建屋，海水ポンプ室，格納6

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下線：先行 BWR との差異

（添八）東海第二発電所(最新)
容器圧力逃がし装置格納槽，常設低圧代替注水系格納槽，緊急用
海水ポンプピット及び常設代替高圧電源装置用カルバート（トンネル部，立坑部及びカルバート部）については，「1.4.1 設計基
準対象施設の耐津波設計」と同じように，浸水防止重点化範囲の境界において浸水防止対策を講じる。
常設代替高圧電源装置（西側淡水貯水設備，高所東側接続口，高所西側接続口，西側ＳＡ立坑及び東側ＤＢ立坑含む），緊急時対策所建屋，可搬型重大事故等対処設備保管場所（西側）及び可搬型重大事故等対処設備保管場所（南側）は津波による溢水の影
響を受けない位置に設置する。
浸水対策の実施に当たっては，以下のａ．からｅ．の影響を考慮する。
ａ．地震に起因するタービン建屋内の循環水系配管の伸縮継手の破損並びに耐震Ｂクラス及びＣクラス機器の損傷により，保有水が溢水するとともに，津波が取水ピット及び放水ピットから循環
水系配管に流れ込み，循環水系配管の伸縮継手の損傷箇所を介して，タービン建屋内に流入することが考えられる。このため，タービン建屋内に流入した海水による，タービン建屋に隣接する浸水防護重点化範囲（原子炉建屋）への影響を評価する。
ｂ．地震に起因する循環水ポンプ室の循環水系配管の伸縮継手の破損により，津波が取水ピットから循環水系配管に流れ込み，循
環水系配管の伸縮継手の破損箇所を介して，循環水ポンプ室内に流入することが考えられる。このため，循環水ポンプ室内に流入した海水による，隣接する浸水防護重点化範囲（海水ポンプ室）
への影響を評価する。
ｃ．地震に起因する屋外に敷設する非常用海水系配管（戻り管）の損傷により，海水が配管の損傷箇所を介して，重大事故等対処施設の津波防護対象設備（貯留堰及び取水構造物を除く。）の設置された敷地に流入することが考えられる。このため，敷地に流入した津波による浸水防護重点化範囲（原子炉建屋，海水ポンプ室，
格納容器圧力逃がし装置格納槽，常設低圧代替注水系格納槽，緊急用海水ポンプピット及び常設代替高圧電源装置用カルバート（トンネル部，立坑部及びカルバート部））への影響を評価する。
ｄ．地下水については，地震時の地下水の流入が浸水防護重点化範囲へ与える影響について評価する。
ｅ．地震に起因する屋外タンク等の損傷による溢水が，浸水防護重7柏崎原子力発電所／東海第二発電所 本文比較表 【対象項目：第４０条 1.4.2 重大事故等対処施設の耐津波設計方針】（本文）柏崎刈羽６・７号炉

下線：先行 BWR との差異

（本文）東海第二発電所(最新)（添八）東海第二発電所(最新)
点化範囲へ与える影響について評価する。
(3) 上記(2)ａ．からｅ．の浸水範囲，浸水量の評価については，
以下のとおり安全側の想定を実施する。
ａ．タービン建屋内の機器・配管の損傷による津波，溢水等の事象
想定「1.4.1 設計基準対象施設の耐津波設計」を適用する。
ｂ．循環水ポンプ室内の機器・配管の損傷による津波，溢水等の事
象想定「1.4.1 設計基準対象施設の耐津波設計」を適用する。
ｃ．非常用海水系配管（戻り管）の損傷による津波，溢水等の事象
想定「1.4.1 設計基準対象施設の耐津波設計」に同じ。
ｄ．機器・配管損傷による津波浸水量の考慮「1.4.1

設計基準対象施設の耐津波設計」に同じ。

ｅ．機器・配管等の損傷による内部溢水の考慮「1.4.1

設計基準対象施設の耐津波設計」に同じ。

ｆ．地下水の溢水影響の考慮「1.4.1

設計基準対象施設の耐津波設計」に同じ。

ｇ．屋外タンク等の損傷による溢水等の事象想定
屋外タンクの損傷による溢水については，地震時の屋外タンクの溢水により浸水防護重点化範囲に浸水することを想定し，格
納容器圧力逃がし装置格納槽，常設低圧代替注水系格納槽，緊急用海水ポンプピット及び常設代替高圧電源装置用カルバート（立坑部）に浸水対策を実施するため，浸水防護重点化範囲の建屋又は区域に浸入することはない。
原子炉建屋の扉等の開口部下端位置は T.P.＋8.2m であり，屋
外タンクの損傷による溢水が到達しないことから，
浸水防護重点化範囲の建屋に浸入することはない。
常設代替高圧電源装置置場（西側淡水貯水設備，高所東側接続
口，高所西側接続口，西側ＳＡ立坑及び東側ＤＢ立坑含む。）の扉等の開口部下端位置は T.P.＋11.2m であり，屋外タンクの損
傷による溢水が到達しないことから，
浸水防護重点化範囲の区画に浸入することはない。
ｈ．施設・設備施工上生じうる隙間部等についての考慮「1.4.1 設計基準対象施設の耐津波設計」に同じ。なお，
新設の重大事故等対処設備を内包する建屋等については，
予め津8

柏崎原子力発電所／東海第二発電所 本文比較表 【対象項目：第４０条 1.4.2 重大事故等対処施設の耐津波設計方針】（本文）柏崎刈羽６・７号炉

下線：先行 BWR との差異

（本文）東海第二発電所(最新)（添八）東海第二発電所(最新)
波対策を考慮した設計とする。
1.4.2.6

水位変動に伴う取水性低下による重大事故等に対処するために必要な機能への影響防止(1) 非常用海水ポンプ及び緊急用海水ポンプの取水性
水位変動に伴う取水性低下による重大事故等に対処するために必要な機能への影響を防止する設計とする。非常用海水ポンプについては，「1.4.1

設計基準対象施設の耐津波設計」を適用する。
重大事故時に使用する緊急用海水ポンプは，非常用取水設備のＳＡ用海水ピット取水塔，海水引込み管，ＳＡ用海水ピット及び緊急用海水取水管を流路として使用する設計であり，基準津波による引き波時に，取水箇所であるＳＡ用海水ピット取水塔の天端高さ（T.P.－2.2m）より海面の高さが一時的に低い状況となる可能性があるが，
この時点で緊急用海水ポンプは運転していないた
め，津波による水位変動に伴う取水性への影響はない。
基準津波に対する重大事故等時は，非常用海水ポンプが健全であれば非常用海水ポンプを使用し，緊急用海水ポンプは，非常用海水ポンプの故障時に使用する設計とする。
(2)

津波の二次的な影響による非常用海水ポンプ及び緊急用海水ポンプの機能保持確認
基準津波による水位変動に伴う海底の砂移動・堆積及び漂流物に対して，取水構造物の通水性が確保できる設計とする。
また，基準津波による水位変動に伴う浮遊砂等の混入に対して，非常用海水ポンプ及び緊急用海水ポンプは機能保持できる設計とする。具体的には，「1.4.1 設計基準対象施設の耐津波設計」に同じ。
重大事故時に使用する可搬型の海水を取水する可搬型代替注
水大型ポンプ及び可搬型代替注水中型ポンプについては，
浮遊砂等の混入に対して，機能保持できる設計とする。
ａ．砂移動・堆積の影響
非常用海水ポンプについては，「1.4.1

設計基準対象施設の耐津波設計」に同じ。
緊急用海水ポンプピットの砂の堆積量は，津波による砂移動に関する数値シミュレーションの結果，浮遊砂の上限濃度
1％時において約 0.01m であり，緊急用海水ポンプ吸込み位置はポンプピット底面より 20m 以上高い位置にあることから，

9柏崎原子力発電所／東海第二発電所 本文比較表 【対象項目：第４０条 1.4.2 重大事故等対処施設の耐津波設計方針】（本文）柏崎刈羽６・７号炉

下線：先行 BWR との差異

（本文）東海第二発電所(最新)（添八）東海第二発電所(最新)
吸込み口に達することはなく取水性に影響はない。
ＳＡ用海水ピットの砂の堆積量は，浮遊砂の上限濃度 1％時
において約 0.23m であり，ピット底部より約 1.8m 上方に取り付けられる緊急用海水取水管を閉塞させることはない。
ＳＡ用海水ピット取水塔の砂の堆積量は，浮遊砂の上限濃度 1％時において約 0.9m の砂の堆積が想定されるが，海水取
水吸込み位置は 10m 以上上方にあることから取水性に影響はない。
以上のことから，砂の移動・堆積による緊急用海水ポンプの流路である非常用取水設備の通水性への影響はない。
ｂ．非常用海水ポンプ及び緊急用海水ポンプへの浮遊砂の影響
非常用海水ポンプについては，「1.4.1の耐津波設計」に同じ。

設計基準対象施設

緊急用海水ポンプは，取水時に浮遊砂の一部が軸受潤滑水としてポンプ軸受に混入したとしても，緊急用海水ポンプの軸受に設けられた約 3.7mm の異物逃し溝から排出される構造とする。
これに対して，発電所周辺の砂の平均粒径は 0.15mm（底質調査）で，粒径数ミリメートル以上の砂はごくわずかであることに加えて，粒径数ミリメートル以上の砂は浮遊し難いもの
であることを踏まえると，大きな粒径の砂はほとんど混入しないと考えられ，砂混入に対して緊急用海水ポンプの取水機能は保持できる。
ｃ．漂流物の取水性への影響(a)

漂流物の抽出方法
漂流物の抽出方法については，「1.4.1

設計基準対象施設の耐津波設計」に同じ。
(b)

抽出された漂流物となる可能性のある施設・設備の影響
非常用海水ポンプについては，「1.4.1

設計基準対象施設の耐津波設計」に同じ。
緊急用海水ポンプについては，基準津波により漂流物となる可能性のある施設・設備が，緊急用海水ポンプの取水性に影響を及ぼさないことを確認する。
上記(a)，(b)については，継続的に発電所敷地内及び敷地外の人工構造物の設置状況の変化を確認し，漂流物の取水性への影響を確認する。

10

柏崎原子力発電所／東海第二発電所 本文比較表 【対象項目：第４０条 1.4.2 重大事故等対処施設の耐津波設計方針】（本文）柏崎刈羽６・７号炉

下線：先行 BWR との差異

（本文）東海第二発電所(最新)（添八）東海第二発電所(最新)
1.4.2.7 津波監視
津波の襲来を監視するための津波監視設備の設置については，「1.4.1

設計基準対象施設の耐津波設計」に同じ。

(1) 津波・構内監視カメラ「1.4.1

設計基準対象施設の耐津波設計」に同じ。

(2) 取水ピット水位計「1.4.1

設計基準対象施設の耐津波設計」に同じ。

(3) 潮位計「1.4.111

設計基準対象施設の耐津波設計」に同じ。

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基本設計比較表 【対象項目：第４１条】（本文）柏崎原子力発電所 ６／７号炉（本文）東海第二発電所

ロ 発電用原子炉施設の一般構造

ロ 発電用原子炉施設の一般構造(3) その他の主要な構造(3) その他の主要な構造(ⅰ) 本発電用原子炉施設は，(1)耐震構造，(2)耐津波(ⅰ) 本発電用原子炉施設は，(1)耐震構造，(2)耐津波構造に加え，以下の基本的方針のもとに安全設計を構造に加え，以下の基本的方針のもとに安全設計を

行う。

行う。

b. 重大事故等対処施設（発電用原子炉施設への人のｂ．重大事故等対処施設（発電用原子炉施設への人の不法な侵入等の防止，中央制御室，監視測定設備，

不法な侵入等の防止，中央制御室，監視測定設備，緊急時対策所及び通信連絡を行うために必要な設備

緊急時対策所及び通信連絡を行うために必要な設備

は，a．設計基準対象施設に記載）

は，ａ．設計基準対象施設に記載）(b) 火災による損傷の防止(b) 火災による損傷の防止（添八）東海第二発電所

備考

1. 安全設計
1.5 火災防護に関する基本方針

1.5.2 重大事故等対処施設の火災防護に関する基本方針
1.5.2.1 基本事項

重大事故等対処施設は，火災により重大事故等に重大事故等対処施設は，火災により重大事故等に対処するために必要な機能を損なうおそれがないよ

対処するために必要な機能を損なうおそれがないよ

重大事故等対処施設は，火災により重大事故等に対う，火災防護対策を講じる設計とする。火災防護対う，火災防護対策を講じる設計とする。火災防護対処するために必要な機能を損なうおそれがないよう，策を講じる設計を行うに当たり，重大事故等対処施策を講じる設計を行うに当たり，重大事故等対処施

火災防護対策を講じる設計とする。火災防護対策を講設を設置する区域を火災区域及び火災区画に設定す

設を設置する区域を火災区域及び火災区画に設定すじる設計を行うに当たり，重大事故等対処施設を設置る。設定する火災区域及び火災区画に対して，火災る。設定する火災区域及び火災区画に対して，火災する区域を，火災区域及び火災区画に設定する。設定の発生防止，火災の感知及び消火のそれぞれを考慮の発生防止，火災の感知及び消火のそれぞれを考慮する火災区域及び火災区画に対して，火災の発生防

した火災防護対策を講じる設計とする。

した火災防護対策を講じる設計とする。

止，火災の感知及び消火のそれぞれを考慮した火災防護対策を講じる設計とする。
火災防護対策を講じる設計とするための基本事項
を，以下の「1.5.2.1(1)火災区域及び火災区画の設定」から「1.5.2.1(3) 火災防護計画」に示す。

(b-1) 基本事項
(b-1-1) 火災区域及び火災区画の設定(b-1) 基本事項
(b-1-1) 火災区域及び火災区画の設定(1) 火災区域及び火災区画の設定
原子炉建屋原子炉棟，原子炉建屋付属棟，原子炉
建屋廃棄物処理棟，緊急時対策所建屋の建屋内と屋外の重大事故等対処施設を設置するエリアについて，重大事故等対処施設と設計基準事故対処設備の配置も考慮して，火災区域及び火災区画を設定する。

建屋等の火災区域は，耐火壁により囲まれ，他の建屋等の火災区域は，耐火壁により囲まれ，他の建屋内の火災区域は，設計基準対象施設の火災防区域と分離されている区域を重大事故等対処施設と区域と分離されている区域を重大事故等対処施設と護に関する基本方針に基づき設定した火災区域を適設計基準事故対処設備の配置も考慮して火災区域と設計基準事故対処設備の配置も考慮して設定する。

用し，他の区域と分離して火災防護対策を実施する
ために，重大事故等対処施設を設置する区域を，して設定する。
なお，a.(c),(c-1),(c-1-1)において，火災の影響

なお，「ロ(3)(ⅰ)ａ．(c)(c-1)(c-1-1) 火災区域

「1.5.2.1(2) 火災防護対象機器及び火災防護対象ケ
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基本設計比較表 【対象項目：第４１条】（本文）柏崎原子力発電所 ６／７号炉（本文）東海第二発電所（添八）東海第二発電所

軽減の対策として設定する火災区域は，3 時間以上の及び火災区画の設定」において，火災の影響軽減のーブル」において選定する構築物，系統及び機器と耐火能力を有することを確認した耐火壁により隣接対策として設定する火災区域は，3 時間以上の耐火能設計基準事故対処設備の配置も考慮して，火災区域

する他の火災区域と分離する。

力を有することを確認した耐火壁（耐火隔壁含む。
），天井及び床により隣接する他の火災区域と分として設定する。

備考

離する設計とする。
屋外の火災区域は，他の区域と分離して火災防護

屋外の火災区域は，他の区域と分離して火災防護

屋外については，軽油貯蔵タンク及び海水ポンプ対策を実施するために，重大事故等対処施設を設置対策を実施するために，重大事故等対処施設を設置室を設置する火災区域は，設計基準対象施設の火災する区域を重大事故等対処施設と設計基準事故対処する区域を重大事故等対処施設と設計基準事故対処

防護に関する基本方針に基づき設定した火災区域を設備の配置を考慮するとともに，延焼防止を考慮し設備の配置を考慮するとともに，延焼防止を考慮し適用する。

た管理を踏まえて火災区域として設定する。

た管理を踏まえて火災区域として設定する。

また，他の区域と分離して火災防護対策を実施するために，重大事故等対処施設を設置する区域を，「1.5.2.1(2) 火災防護対象機器及び火災防護対象ケーブル」において選定する構築物，系統及び機器と設計基準事故対処設備の配置も考慮して火災区域として設定する。
屋外の火災区域の設定に当たっては，火災区域外への延焼防止を考慮して，資機材管理，火気作業管
理，危険物管理，可燃物管理，巡視を行う。本管理については，火災防護計画に定める。

また，火災区画は，建屋内及び屋外で設定した火

また，火災区画は，建屋内及び屋外で設定した火

また，火災区画は，建屋内及び屋外で設定した火災区域を重大事故等対処施設と設計基準事故対処設

災区域を重大事故等対処施設と設計基準事故対処設

災区域を重大事故等対処施設と設計基準事故対処設

備の配置等に応じて分割して設定する。

備の配置等に応じて分割して設定する。

備の配置も考慮し，分割して設定する。

(2) 火災防護対象機器及び火災防護対象ケーブル
重大事故等対処施設のうち常設のもの及び当該設備に使用しているケーブルを火災防護対象とする。
なお，重大事故等対処施設のうち，可搬型のもの
に対する火災防護対策については，火災防護計画に定めて実施する。

(b-1-2) 火災防護計画
a.(c),(c-1),(c-1-3)に定める。

(b-1-2) 火災防護計画「ロ(3)(ⅰ)ａ．(c)(c-1)(c-1-3) 火災防護計画」に定める。

(3) 火災防護計画
設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を
適用する。
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基本設計比較表 【対象項目：第４１条】（本文）柏崎原子力発電所 ６／７号炉（本文）東海第二発電所（添八）東海第二発電所(b-2) 火災発生防止(b-2) 火災発生防止

1.5.2.2 火災発生防止(b-2-1) 火災の発生防止対策
火災の発生防止については，発火性又は引火性物質(b-2-1) 火災の発生防止対策
火災の発生防止については，発火性又は引火性物質

1.5.2.2.1 重大事故等対処施設の火災発生防止
重大事故等対処施設の火災発生防止については，発を内包する設備及びこれらの設備を設置する火災区域を内包する設備及びこれらの設備を設置する火災区域

火性又は引火性物質を内包する設備及びこれらの設備

又は火災区画に対する火災の発生防止対策を講じるほ又は火災区画に対する火災の発生防止対策を講じるほを設置する火災区域又は火災区画に対する火災の発生

か，可燃性の蒸気又は可燃性の微粉に対する対策，発か，可燃性の蒸気又は可燃性の微粉に対する対策，発防止対策を講じるほか，可燃性の蒸気又は可燃性の微火源への対策，水素ガスに対する換気及び漏えい検知

火源への対策，水素に対する換気及び漏えい検出対

粉に対する対策，発火源への対策，水素に対する換気対策，電気系統の過電流による過熱及び焼損の防止対策，電気系統の過電流による過熱及び焼損の防止対策

及び漏えい検出対策，放射線分解等により発生する水策等を講じる設計とする。

等を講じる設計とする。

素の蓄積防止対策，並びに電気系統の過電流による過なお，放射線分解等により発生する水素ガスの蓄積

なお，放射線分解等により発生する水素の蓄積防止

熱及び焼損の防止対策等を講じた設計とする。具体的防止対策は，水素ガスや酸素ガスの濃度が高い状態で対策は，水素や酸素の濃度が高い状態で滞留及び蓄積な設計を「1.5.2.2.1(1) 発火性又は引火性物質」から滞留及び蓄積することを防止する設計とする。

することを防止する設計とする。

「1.5.2.2.1(6) 過電流による過熱防止対策」に示す。

備考(1) 発火性又は引火性物質
発火性又は引火性物質を内包する設備及びこれらの設備を設置する火災区域又は火災区画には，以下の火災の発生防止対策を講じる設計とする。
ここでいう発火性又は引火性物質としては，消防法で定められている危険物のうち「潤滑油」及び「燃料油」，高圧ガス保安法で定められている水
素，窒素，液化炭酸ガス及び空調用冷媒等のうち，可燃性である「水素」を対象とする。
ａ．漏えいの防止，拡大防止
火災区域に対する漏えいの防止対策，拡大防止対策について，以下を考慮した設計とする。
(a) 発火性又は引火性物質である潤滑油又は燃料油を内包する設備火災区域内に設置する発火性又は引火性物質である潤滑油又は燃料油を内包する設備は，溶接構造，
シール構造の採用による漏えいの防止対策を講じるとともに，堰等を設置し，漏えいした潤滑油又は燃料油が拡大することを防止する設計とする。
(b) 発火性又は引火性物質である水素を内包する設備
火災区域内に設置する発火性又は引火性物質であ
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基本設計比較表 【対象項目：第４１条】（本文）柏崎原子力発電所 ６／７号炉（本文）東海第二発電所（添八）東海第二発電所

備考

る水素を内包する設備は，溶接構造等による水素の漏えいを防止する設計とする。
ｂ．配置上の考慮
火災区域に対する配置については，以下を考慮した設計とする。
(a) 発火性又は引火性物質である潤滑油又は燃料油を内包する設備火災区域内に設置する発火性又は引火性物質である潤滑油又は燃料油を内包する設備の火災により，重大事故等に対処する機能を損なわないよう，潤滑油又は燃料油を内包する設備と重大事故等対処施設
は，壁等の設置及び離隔による配置上の考慮を行う
設計とする。
(b) 発火性又は引火性物質である水素を内包する設備
火災区域内に設置する発火性又は引火性物質である水素を内包する設備の火災により，重大事故等に対処する機能を損なわないよう，水素を内包する設備と重大事故等対処施設は，壁等の設置による配置
上の考慮を行う設計とする。
ｃ．換気
火災区域に対する換気については，以下の設計とする。
(a) 発火性又は引火性物質である潤滑油又は燃料油を内包する設備
発火性又は引火性物質である潤滑油又は燃料油を内包する設備がある火災区域の建屋等は，火災の発生を防止するために，原子炉建屋送風機及び排風機
等の空調機器による機械換気を行う設計とする。
また，屋外開放の火災区域（常設代替高圧電源装置置場，海水ポンプ室）については，自然換気を行う設計とする。

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基本設計比較表 【対象項目：第４１条】（本文）柏崎原子力発電所 ６／７号炉（本文）東海第二発電所（添八）東海第二発電所

備考(b) 発火性又は引火性物質である水素を内包する設備
発火性又は引火性物質である水素を内包する設備である蓄電池及び水素ボンベを設置する火災区域又は火災区画は，火災の発生を防止するために，以下に示す空調機器による機械換気により換気を行う設計とする。
ⅰ) 蓄電池蓄電池を設置する火災区域又は火災区画は機械換気を行う設計とする。特に，重大事故等対処施設である緊急用 125V 系蓄電池を設置する火災
区域は，常設代替高圧電源装置からも給電できる
緊急用母線に接続される耐震Ｓクラス又は基準
地震動Ｓｓに対して機能維持可能な設計とする
排風機による機械換気を行うことによって，水素濃度を燃焼限界濃度以下とするように設計する。
ⅱ) 水素ボンベ
格納容器雰囲気モニタ校正用水素ボンベを設置する火災区域又は火災区画は，常用電源から給電される原子炉建屋送風機及び排風機による機械換気を行うことにより水素濃度を燃焼限界濃度以下とするように設計する。
水素を内包する機器を設置する火災区域又は火災
区画は，水素濃度が燃焼限界濃度以下の雰囲気となるように送風機及び排風機で換気されるが，送風機及び排風機は多重化して設置する設計とするため，動的機器の単一故障を想定しても換気は可能である。
ｄ．防爆
火災区域に対する防爆については，以下の設計とする。
(a) 発火性又は引火性物質である潤滑油又は燃料油を内包する設備
重大事故等対処施設を設置する火災区域内に設置
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備考

する発火性又は引火性物質である潤滑油又は燃料油を内包する設備は，「1.5.2.2.1(1) ａ.漏えいの防止，拡大防止」に示すように，溶接構造，シール構造の採用による潤滑油又は燃料油の漏えい防止対策を講じる設計とするとともに，万一，漏えいした場
合を考慮し堰等を設置することで，漏えいした潤滑油又は燃料油が拡大することを防止する設計とする。
なお，潤滑油又は燃料油が設備の外部へ漏えいしても，引火点は油内包設備を設置する火災区域の重大事故発生時における最高温度よりも十分高く，機器運転時の温度よりも高いため，可燃性の蒸気となることはない。
また，重大事故等対処施設で軽油を内包する軽油貯蔵タンク，常設代替高圧電源装置，可搬型設備用
軽油タンク及び緊急時対策所用発電機燃料油貯蔵タ
ンクは屋外に設定されており，可燃性の蒸気が滞留するおそれはない。
(b) 発火性又は引火性物質である水素を内包する設備
重大事故等対処施設を設置する火災区域に設置す
る発火性又は引火性物質である水素を内包する設備
は，「1.5.2.2.1(1)ａ.漏えいの防止，拡大防止」に示すように，溶接構造等の採用により水素の漏えいを防止する設計とするとともに，「1.5.2.2.1(1)ｃ.
換気」に示す機械換気により水素濃度を燃焼限界濃度以下とするように設計する。
以上の設計により，「電気設備に関する技術基準を定める省令」第六十九条及び「工場電気設備防爆指針」で要求される爆発性雰囲気とならないため，当該の設備を設ける火災区域又は火災区画に設置する電気・計装品を防爆型とせず，防爆を目的とした電気設
備の接地も必要としない設計とする。
なお，電気設備が必要な箇所には，「原子力発電工
作物に係る電気設備に関する技術基準を定める命令」
第十条及び第十一条に基づく接地を施す設計とする。
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備考

ｅ．貯蔵
重大事故等対処施設を設置する火災区域に設置される発火性又は引火性物質を内包する貯蔵機器について
は，以下の設計とする。
貯蔵機器とは，供給設備へ補給するために設置する機器のことであり，重大事故等対処施設を設置する火災区域内における，発火性又は引火性物質である潤滑油又は燃料油の貯蔵機器としては，常設代替高圧電源
装置及び軽油貯蔵タンク，可搬型設備用軽油タンク，
緊急時対策所用発電機燃料油貯蔵タンク及び非常用ディーゼル発電機燃料デイタンクがある。
軽油貯蔵タンクは，重大事故等時に機能を要求される設備が 7 日間連続で運転できるように，タンク（2基）の容量に対して，非常用ディーゼル発電機（2台），高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機（1 台）
及び常設代替高圧電源装置（2 台）が 7 日間連続運転するために必要な量を貯蔵することを考慮した設計とする。
可搬型設備用軽油タンクについては，可搬型代替低圧電源車等の可搬型設備が 7 日間連続で運転するために必要な量を貯蔵することを考慮した設計とする。
緊急時対策所用発電機燃料油貯蔵タンクについて
は，重大事故時に緊急時対策所建屋に 7 日間連続で電源供給するために必要な量を貯蔵することを考慮した設計とする。
非常用ディーゼル発電機燃料デイタンクについて
は，非常用ディーゼル発電機を 8 時間連続運転するために必要な量を貯蔵することを考慮した設計とする。
重大事故等対処施設を設置する火災区域内における，発火性又は引火性物質である水素の貯蔵機器としては，格納容器雰囲気モニタ校正用水素ボンベがあり，これらのボンベは運転上必要な量を考慮し貯蔵す
る設計とする。
(2) 可燃性の蒸気又は微粉への対策
設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を
適用する。
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備考(3) 発火源への対策
設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を適用する。
(4) 水素対策
火災区域に対する水素対策については，以下の設計とする。
発火性又は引火性物質である水素を内包する設備を設置する火災区域又は火災区画は，「1.5.2.2.1(1)ａ．漏えいの防止，拡大防止」に示すように，発火性又は引火性物質である水素を内包する設備を溶接構造等とすることにより雰囲気への水素の漏えいを防止するとともに，「1.5.2.2.1(1)ｃ．換気」に示すように，機械換気を行うことによって水素濃度が燃焼限界
濃度以下となるように設計する。
蓄電池を設置する火災区域又は火災区画は，充電時において蓄電池から水素が発生するおそれがあることから，当該区域又は区画に可燃物を持ち込まないこととする。また，蓄電池室の上部に水素濃度検出器を設置し，水素の燃焼限界濃度である 4vol％の 1／4 以下の濃度にて中央制御室に警報を発する設計とする。
格納容器雰囲気モニタ校正用水素ボンベを設置する
火災区域又は火災区画については，通常時は元弁を閉とする運用とし，「1.5.2.2.1(1)ｃ．換気」に示す機
械換気により水素濃度を燃焼限界濃度以下とすることから，水素濃度検出器は設置しない設計とする。
(5) 放射線分解等により発生する水素の蓄積防止対策
放射線分解により水素が発生する火災区域又は火災区画における，水素の蓄積防止対策としては，社団法
人火力原子力発電技術協会「ＢＷＲ配管における混合ガス（水素・酸素）蓄積防止に関するガイドライン（平成 17 年 10 月）」に基づき，水素の蓄積を防止す
る設計とする。
蓄電池を設置する火災区域又は火災区画は，「1.5.2.2.1(4) 水素対策」に示すように，機械換気を行うことによって水素濃度が燃焼限界濃度以下となるように設計する。
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備考(6) 過電流による過熱防止対策
設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を適用する。

1.5.2.2.2 不燃性材料又は難燃性材料の使用
重大事故等対処施設に対しては，不燃性材料又は難燃性材料を使用する設計とし，不燃性材料又は難燃性材料が使用できない場合は，以下のいずれかの設計とする。
・代替材料を使用する設計とする。
・重大事故等対処施設の機能を確保するために必要な代替材料の使用が技術上困難な場合には，当該構築物，系統及び機器における火災に起因して他の重大事故等対処施設及び設計基準事故対処設備において火災が発生することを防止するための措置を講じる設計とする。
(b-2-2) 不燃性材料又は難燃性材料の使用(b-2-2) 不燃性材料又は難燃性材料の使用(1) 主要な構造材に対する不燃性材料の使用

重大事故等対処施設のうち，主要な構造材，ケーブ

重大事故等対処施設のうち，主要な構造材，ケーブ

重大事故等対処施設を構成する構築物，系統及び機ル，チャコールフィルタを除く換気設備のフィルタ，

ル，チャコールフィルタを除く換気設備のフィルタ，器のうち，機器，配管，ダクト，トレイ，電線管，盤保温材及び建屋内装材は，不燃性材料又は難燃性材料

保温材及び建屋内装材は，不燃性材料又は難燃性材料の筐体及びこれらの支持構造物の主要な構造材は，火を使用する設計とする。

を使用する設計とする。

災の発生防止及び当該設備の強度確保を考慮し，ステ
ンレス鋼，低合金鋼，炭素鋼等の金属材料，又はコン

また，不燃性材料又は難燃性材料が使用できない場

また，不燃性材料又は難燃性材料が使用できない場

合には，不燃性材料若しくは難燃性材料と同等以上の合は，不燃性材料若しくは難燃性材料と同等以上の性クリートの不燃性材料を使用する設計とする。

性能を有するものを使用する設計，又は，当該施設の機能を確保するために必要な不燃性材料若しくは難燃能を有するものを使用する設計，又は，当該施設の機能を確保するために必要な不燃性材料若しくは難燃性

ただし，配管のパッキン類は，その機能を確保するために必要な代替材料の使用が技術上困難であるが，性材料と同等以上の性能を有するものの使用が技術上材料と同等以上の性能を有するものの使用が技術上困金属で覆われた狭隘部に設置し直接火炎に晒される

困難な場合には，当該施設における火災に起因して他難な場合には，当該施設における火災に起因して他のことはなく，これにより他の重大事故等対処施設及びの重大事故等対処施設及び設計基準事故対処設備にお重大事故等対処施設及び設計基準事故対処設備におい設計基準事故対処設備を構成する構築物，系統及び機いて火災が発生することを防止するための措置を講じて火災が発生することを防止するための措置を講じる器において火災が発生するおそれはないことから不る設計とする。

設計とする。

燃性材料又は難燃性材料ではない材料を使用する設計とする。また，金属で覆われたポンプ及び弁等の駆動部の潤滑油並びに金属に覆われた機器躯体内部に設置される電気配線は，発火した場合でも，他の重大事故等対処施設及び設計基準事故対処設備を構成す
る構築物，系統及び機器に延焼しないことから，不燃
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備考

性材料又は難燃性材料ではない材料を使用する設計とする。
(2) 変圧器及び遮断器に対する絶縁油等の内包
重大事故等対処施設を構成する構築物，系統及び機器のうち，屋内の変圧器及び遮断器は可燃性物質である絶縁油を内包していないものを使用する設計とする。
このうち，重大事故等対処施設に使用するケーブル

このうち，重大事故等対処施設に使用するケーブル

は，原則，実証試験により自己消火性及び延焼性を確は，実証試験により自己消火性及び延焼性を確認した

認した難燃ケーブルを使用する設計とするが，核計装

難燃ケーブルを使用する設計とする。

(3) 難燃ケーブルの使用
重大事故等対処施設に使用するケーブルには，実証試験により自己消火性（UL 垂直燃焼試験）及び延焼性ケーブルのように実証試験により延焼性が確認できな

なお，重大事故等対処施設に使用するケーブルのう（IEEE383（光ファイバケーブルの場合は IEEE1202）

いケーブルは，難燃ケーブルと同等以上の性能を有す

ち，実証試験により延焼性が確認できない非難燃ケー

垂直トレイ燃焼試験）を確認した難燃ケーブルを使用る設計，又は当該ケーブルの火災に起因して他の重大

ブルについては，難燃ケーブルに取り替えて使用すする設計とする。

事故等対処施設及び設計基準事故対処設備において火る。

災が発生することを防止するための措置を講じる設計とする。

ただし，重大事故等対処施設に使用するケーブルに

ただし，ケーブル取り替え以外の措置によって，非は，自己消火性を確認する UL 垂直燃焼試験は満足す

難燃ケーブルを使用する場合は，難燃ケーブルと同等

るが，延焼性を確認する IEEE383 垂直トレイ燃焼試験

以上の難燃性能を確保することを確認した上で使用すの要求を満足しない非難燃ケーブルがある。

る設計，又は，当該ケーブルの火災に起因して他の重したがって，非難燃ケーブルについては，原則，

大事故等対処施設及び設計基準事故対処設備において

難燃ケーブルに取り替えて使用する設計とする。た

火災が発生することを防止するための措置を講じる設

だし，ケーブルの取り替えに伴い安全上の課題が生計とする。

じる場合には，非難燃ケーブルを使用し，施工後の状態において，以下に示すように範囲を限定した上で，難燃ケーブルと同等以上の難燃性能を確保できまた，建屋内の変圧器及び遮断器は，絶縁油等の可燃性物質を内包していないものを使用する設計とする。

また，建屋内の変圧器及び遮断器は，絶縁油等の可燃性物質を内包していないものを使用する設計とする。

る代替措置（複合体）を施す設計とする。
(a)ケーブルの取り替えに伴う課題が回避される範囲(b)難燃ケーブルと比較した場合に，火災リスクに有意な差がない範囲
ａ．複合体を形成する設計
複合体は，難燃ケーブルと同等以上の難燃性能を確保する設計とする。
このため，複合体外部及び複合体内部の火災を想定した設計とする。また，複合体は，防火シートが与える化学的影響，複合体内部への熱の蓄積及び重量増加による耐震性への影響を考慮しても非難燃ケ
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備考

ーブルの通電機能や絶縁機能及びケーブルトレイの耐震性低下により，ケーブル保持機能が損なわれないことを確認するとともに，施工後において，複合体の難燃性能を維持する上で，防火シートのずれ，
隙間及び傷の範囲を考慮する設計とし，これらを実証試験により確認して使用する設計とする。使用する防火シートは，耐寒性，耐水性，耐薬品性などの耐性に問題がないことを確認する。
(a) 複合体外部の火災を想定した場合の設計
複合体は，外部の火災に対して，不燃材の防火シートにより外部からの火炎を遮断し，直接ケーブルに火炎が当たり燃焼することを防止することにより，難燃ケーブルと同等以上の難燃性能が確保できる設計とする。
このため，複合体は，火炎を遮断するため，非難
燃ケーブルが露出しないように非難燃ケーブル及びケーブルトレイを防火シートで覆い，その状態を維持するため結束ベルトで固定する設計とする。
実証試験では，この設計の妥当性を確認するため，防火シートが遮炎性を有していること，その上で，複合体としては，延焼による損傷長が難燃ケー
ブルよりも短くなることを確認した上で使用する。
(b) 複合体内部の火災を想定した場合の設計
複合体は，短絡又は地絡に起因する過電流により発火した内部の火災に対して，燃焼の３要素のうち，酸素量を抑制することにより，難燃ケーブルと同等以上の難燃性能が確保できる設計とする。
このため，複合体は，「(a) 複合体外部の火災を想定した場合の設計」に加え，複合体内部の延焼を燃え止まらせるため，ケーブルトレイが火災区画の境界となる壁，天井又は床を貫通する部分に耐火シールを処置し，延焼の可能性のあるケーブルトレイ
設置方向にファイアストッパを設置する設計とす
る。

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基本設計比較表 【対象項目：第４１条】（本文）柏崎原子力発電所 ６／７号炉（本文）東海第二発電所（添八）東海第二発電所

備考

また，複合体内部の火炎が外部に露出しないようにするため，防火シート間を重ねて覆う設計とする。
実証試験では，この設計の妥当性を確認するため，ケーブル単体の試験により自己消火性が確保できること，防火シートで複合体内部の酸素量を抑制することにより耐延焼性を確保できることを確認した上で使用する。
ｂ．電線管に収納する設計
複合体とするケーブルトレイから重大事故等対処
施設に接続するために電線管で敷設される非難燃ケーブルは，火災を想定した場合にも延焼が発生しないように，電線管に収納するとともに，電線管の両端は電線管外部からの酸素供給防止を目的として，難燃性の耐熱シール材を処置する設計とする。
なお，放射線モニタケーブルは，放射線検出のた
めには微弱電流又は微弱パルスを扱う必要があり，耐ノイズ性を確保するため，絶縁体に誘電率の低い
架橋ポリエチレンを使用することで高い絶縁抵抗を有する同軸ケーブルを使用する設計とする。
このケーブルは，自己消火性を確認する UL 垂直燃
焼試験は満足するが，延焼性を確認する IEEE383 垂
直トレイ燃焼試験の要求を満足することが困難である。
このため，放射線モニタケーブルは，火災を想定した場合にも延焼が発生しないように，専用電線管に収納するとともに，電線管の両端は，電線管外部からの酸素供給防止を目的とし，耐火性を有するシール材による処置を行う設計とする。
耐火性を有するシール材を処置した電線管内は外気から容易に酸素の供給がない閉塞した状態である
ため，放射線モニタケーブルに火災が発生してもケーブルの燃焼に必要な酸素が不足し，燃焼の維持ができなくなるので，すぐに自己消火し，ケーブルは延焼しない。
このため，専用電線管で収納し，耐火性を有する
シール材により酸素の供給防止を講じた放射線モニ
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基本設計比較表 【対象項目：第４１条】（本文）柏崎原子力発電所 ６／７号炉（本文）東海第二発電所（添八）東海第二発電所

備考

タケーブルは，IEEE383 垂直トレイ燃焼試験の判定
基準を満足するケーブルと同等以上の延焼防止性能を有する。
(4) 換気設備のフィルタに対する不燃性材料又は難燃性材料の使用
設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を適用する。
(5) 保温材に対する不燃性材料の使用
設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を適用する。
(6) 建屋内装材に対する不燃性材料の使用
設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を適用する。

(b-2-3) 自然現象による火災の発生防止(b-2-3) 自然現象による火災の発生防止

1.5.2.2.3 自然現象による火災発生の防止

柏崎刈羽原子力発電所の安全を確保する上で設計上

東海第二発電所の安全を確保する上で設計上考慮す

東海第二発電所の安全を確保する上で設計上考慮す考慮すべき自然現象として，地震，津波，風（台風），

べき自然現象として，地震，津波（敷地に遡上する津

べき自然現象としては，地震，津波（基準津波を超え

竜巻，低温（凍結），降水，積雪，落雷，地滑り，火山波を含む。
），洪水，風（台風），竜巻，凍結，降水，積

敷地に遡上する津波（以下「敷地に遡上する津波」との影響及び生物学的事象を抽出した。

雪，落雷，火山の影響，生物学的事象，森林火災及び

いう。
）を含む。
）
，洪水，風（台風），竜巻，凍結，降高潮を抽出した。

水，積雪，落雷，火山の影響，生物学的事象，森林火
災及び高潮を抽出した。

これらの自然現象のうち，重大事故等時に火災を発

これらの自然現象のうち，重大事故等時に火災を発

これらの自然現象のうち，津波（敷地に遡上する津生させるおそれのある落雷，地震，竜巻（風（台風）含む）について，これらの現象によって火災が発生し生させるおそれのある落雷，地震，竜巻（風（台風）を含む。
）について，これらの現象によって火災が発生波を含む。
）については，重大事故等に対処するために必要な機能が損なわれないように防護することで火災ないように，以下のとおり火災防護対策を講じる設計

しないように，以下のとおり火災防護対策を講じる設の発生を防止する設計とする。

とする。

計とする。

生物学的事象のうちネズミ等の小動物に対して，屋外の重大事故等対処施設は侵入防止対策により影響を受けない設計とする。
凍結，降水，積雪，高潮及び生物学的事象のうちクラゲ等の海生生物の影響については，火災が発生する
自然現象ではなく，火山の影響についても，火山から発電用原子炉施設に到達するまでに火山灰等が冷却されることを考慮すると，火災が発生する自然現象では
ない。
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備考

洪水については，立地的要因により，重大事故等に対処するために必要な機能に影響を与える可能性がな
いため，火災が発生するおそれはない。
したがって，落雷，地震，竜巻（風（台風）を含む。
）について，これらの現象によって火災が発生しないように，以下のとおり火災防護対策を講じる設計とする。
また，森林火災についても，以下のとおり火災防護対策を講じる設計とする。
落雷によって，発電用原子炉施設内の構築物，系統

落雷によって，発電用原子炉施設内の構築物，系統及び機器に火災が発生しないよう，避雷針の設置及び及び機器に火災が発生しないよう，避雷設備の設置及接地網の敷設を行う設計とする。

び接地網の敷設を行う設計とする。

(1) 落雷による火災の発生防止
重大事故等対処施設の構築物，系統及び機器は，落雷による火災発生を防止するため，地盤面から高さ20m を超える建築物には建築基準法に基づき「JIS A
4201 建築物等の避雷設備（避雷針）（1992 年度版）」
又は「JIS A 4201 建築物等の雷保護（2003 年度版）」に準拠した避雷設備の設置，接地網の敷設を行う設計とする。なお，これらの避雷設備は，基準地震動Ｓｓに対して機能維持可能な排気筒，常設代替高圧電源装
置置場，緊急時対策所建屋に設置する設計とする。
送電線については架空地線を設置する設計とする
とともに，「1.5.2.2.1(6) 過電流による過熱防止対策」に示すとおり，故障回路を早期に遮断する設計とする。
常設代替高圧電源装置置場には，落雷による火災発生を防止するため，避雷設備の設置，接地網の敷設を行う設計とする。

【避雷設備設置箇所】
・排気筒
・常設代替高圧電源装置置場
・緊急時対策所建屋
重大事故等対処施設は，施設の区分に応じて十分な

重大事故等対処施設は，施設の区分に応じて十分な支持性能をもつ地盤に設置する設計とするとともに，支持性能をもつ地盤に設置する設計とするとともに，(2) 地震による火災の発生防止
重大事故等対処施設は，施設の区分に応じて十分な
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基本設計比較表 【対象項目：第４１条】（本文）柏崎原子力発電所 ６／７号炉（本文）東海第二発電所（添八）東海第二発電所「実用発電用原子炉及びその附属施設の位置、構造及「設置許可基準規則」第三十九条に示す要求を満足す

支持性能をもつ地盤に設置するとともに，自らが破壊

び設備の基準に関する規則第三十九条」に示す要求をるよう，「実用発電用原子炉及びその附属施設の位置、又は倒壊することによる火災の発生を防止する設計満足するよう，「実用発電用原子炉及びその附属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則の解釈」に従

構造及び設備の基準に関する規則の解釈」に従い，耐震設計を行う設計とする。

とする。
なお，耐震については「実用発電用原子炉及びその備考

附属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則第い，耐震設計を行う設計とする。

三十九条」に示す要求を満足するように，「実用発電用原子炉及びその附属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則の解釈」に従い耐震設計を行う設計する。
竜巻（風（台風）含む）について，重大事故等対処

竜巻（風（台風）を含む。
）について，重大事故等対施設は，重大事故等時の竜巻（風（台風）含む）の影

処施設は，重大事故等時の竜巻（風（台風）を含む。
）

屋外の重大事故等対処施設は，重大事故等時の竜巻

響により火災が発生することがないように，竜巻防護の影響により火災が発生することがないように，竜巻（風（台風）を含む。
）発生を考慮し，竜巻飛来物防護対策を行う設計とする。

防護対策を行う設計とする。

対策設備の設置や固縛等により，火災の発生防止を講(3) 竜巻（風（台風）を含む。
）による火災の発生防止じる設計とする。
なお，森林火災については，防火帯等により，重大事故等対処施設の火災発生防止を講じる設計とする。

なお，森林火災については，防火帯により，重大事
故等対処施設の火災発生防止を講じる設計とする。

(4) 森林火災による火災の発生防止
屋外の重大事故等対処施設は，「1.7.9 外部火災防護に関する基本方針」に基づき外部火災影響評価（発電所敷地外で発生する森林火災の影響評価）を行い，森林火災による発電用原子炉施設への延焼防止対策として発電所敷地内に設置した防火帯で囲んだ内側に配置することで，火災の発生を防止する設計とする。

1.5.2.3 火災の感知及び消火に係る設計方針
火災の感知及び消火については，重大事故等対処施設に対して，早期の火災感知及び消火を行うための火
災感知設備及び消火設備を設置する設計とする。具体的な設計を「1.5.2.3.1 火災感知設備」から「1.5.2.3.4 消火設備の破損，誤動作又は誤操作による重大事故等対処施設への影響」に示し，このうち，
火災感知設備及び消火設備が，地震等の自然現象に対して，火災感知及び消火の機能，性能が維持され，かつ，重大事故等対処施設の区分に応じて，機能を維持できる設計とすることを「1.5.2.3.3 自然現象の考慮」に示す。また，消火設備は，破損，誤動作又は誤15／47

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基本設計比較表 【対象項目：第４１条】（本文）柏崎原子力発電所 ６／７号炉（本文）東海第二発電所（添八）東海第二発電所

備考

操作が起きた場合においても，重大事故等に対処する
機能を損なわない設計とすることを「1.5.2.3.4 消火設備の破損，誤動作又は誤操作による重大事故等対処
施設への影響」に示す。

(b-3) 火災の感知及び消火(b-3) 火災の感知及び消火

1.5.2.3.1 火災感知設備

火災の感知及び消火については，重大事故等対処施

火災の感知及び消火については，重大事故等対処施

火災感知設備は，重大事故等対処施設を設置する火設に対して，早期の火災感知及び消火を行うための火設に対して，早期の火災感知及び消火を行うための火

災区域又は火災区画の火災を早期に感知できるように

災感知設備及び消火設備を設置する設計とする。

災感知設備及び消火設備を設置する設計とする。

設置する設計とする。

火災感知設備及び消火設備は，（b-2-3）で抽出した

火災感知設備及び消火設備は，「ロ(3)(ⅰ)ｂ．(b-2-

火災感知器と受信機を含む火災受信機盤等で構成さ自然現象に対して，火災感知設備及び消火設備の機能

3) 自然現象による火災の発生防止」で抽出した自然現れる火災感知設備は，以下を踏まえて設置する設計とを維持できる設計とする。火災感知設備及び消火設備

象に対して，火災感知設備及び消火設備の機能，性能する。

については設けられた火災区域又は火災区画に設置さを維持できる設計とする。火災感知設備及び消火設備

れた重大事故等対処施設の区分に応じて，地震に対しについては，設けられた火災区域又は火災区画に設置て機能を維持できる設計とする。

された重大事故等対処施設の区分に応じて，地震に対して機能を維持できる設計とする。

また，消火設備は，破損，誤作動又は誤操作が起きまた，消火設備は，破損，誤作動又は誤操作が起きた場合においても，重大事故等に対処するために必要た場合においても，重大事故等に対処するために必要な機能を損なわない設計とする。

な機能を損なわない設計とする。

(b-3-1) 火災感知設備(b-3-1) 火災感知設備(1) 火災感知器の環境条件等の考慮
設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を適用する。

(2) 固有の信号を発する異なる種類の感知器の設置

火災感知器は，環境条件や火災の性質を考慮して方火災感知器は，環境条件や火災の性質を考慮して型

火災感知設備の火災感知器は，環境条件等を考慮式を選定し，固有の信号を発する異なる種類を組み合式を選定し，固有の信号を発する異なる種類を組み合し，火災感知器を設置する火災区域又は火災区画の重わせて設置する設計とする。火災感知設備は，全交流
動力電源喪失時においても火災の感知が可能なようにわせて設置する設計とする。火災感知設備は，全交流
動力電源喪失時においても火災の感知が可能なように大事故等対処施設の種類に応じ，火災を早期に感知できるように，固有の信号を発するアナログ式の煙感知

電源確保を行い，中央制御室で常時監視できる設計と電源確保を行い，中央制御室で常時監視できる設計と器及びアナログ式の熱感知器の異なる種類の感知器

する。

する。

を組み合わせて設置する設計とする。
ただし，発火性又は引火性の雰囲気を形成するおそれのある場所及び屋外等は，非アナログ式も含めた組
み合わせで設置する設計とする。炎感知器は非アナログ式であるが，炎が発する赤外線又は紫外線を感知す
るため，炎が生じた時点で感知することができ，火災の早期感知が可能である。
ここで，アナログ式とは「平常時の状況（温度，煙の濃度）を監視し，かつ，火災現象（急激な温度や煙
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備考の濃度の上昇）を把握することができる」ものと定義
し，非アナログ式とは「平常時の状況（温度，煙の濃度）を監視することはできないが，火災現象（急激な温度や煙の濃度の上昇等）を把握することができる」
ものと定義する。
以下に，上記に示す火災感知器の組み合わせのうち，特徴的な火災区域又は火災区画を示す。
ａ．原子炉建屋原子炉棟 6 階
原子炉建屋原子炉棟 6 階は天井が高く大空間となっているため，火災による熱が周囲に拡散することから，熱感知器による感知は困難である。
このため，アナログ式の光電分離型煙感知器と非アナログ式の炎感知器（赤外線方式）をそれぞれの監視範囲に火災の検知に影響を及ぼす死角がないように設置する設計とする。
ｂ．原子炉格納容器
原子炉格納容器内は，アナログ式の煙感知器及び熱感知器を設置する設計とする。
運転中の原子炉格納容器は，閉鎖した状態で長期間
高温かつ高線量環境となることから，アナログ式の火災感知器が故障する可能性がある。このため，通常運
転中，窒素封入による不活性化により火災が発生する
可能性がない期間については，原子炉格納容器内に設置する火災感知器は，原子炉起動時の窒素封入後に作
動信号を除外する運用とし，プラント停止後に速やかに取り替える設計とする。
ｃ．蓄電池室
充電時に水素発生のおそれがある蓄電池室は，万一の水素濃度の上昇を考慮し，火災を早期に感知できる
ように，非アナログ式の防爆型で，かつ固有の信号を発する異なる種類の煙感知器及び熱感知器を設置する設計とする。

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備考

ｄ．軽油貯蔵タンク設置区域,可搬型設備用軽油タンク
設置区域及び緊急時対策所用発電機燃料油貯蔵タン
ク設置区域
軽油貯蔵タンク，可搬型設備用軽油タンク及び緊急時対策所用発電機燃料油貯蔵タンク内部は，燃料の気化による引火性又は発火性の雰囲気を形成している。
このため，タンクマンホール内の空間部に非アナロ
グ式の防爆型熱感知器及び防爆型煙感知器を設置する設計とする。
ｅ．常設代替高圧電源装置置場及び海水ポンプ室
常設代替高圧電源装置置場及び海水ポンプ室は屋外であるため，区域全体の火災を感知する必要がある
が，火災による煙は周囲に拡散し，煙感知器による火災感知は困難であること及び降水等の浸入により火災感知器の故障が想定される。
このため，アナログ式の屋外仕様の熱感知カメラ（赤外線方式）及び非アナログ式の屋外仕様の炎感知器（赤外線方式）をそれぞれの監視範囲に火災の検知に影響を及ぼす死角がないように設置する設計とする。
ｆ．格納容器圧力逃がし装置格納槽
格納容器圧力逃がし装置格納槽は，原子炉建屋に隣接した鉄筋コンクリート製の地下格納槽である。この区域で火災が発生した場合，煙は格納槽内部に充満することから煙感知器による感知は可能である。格納容器圧力逃がし装置が稼働した場合，フィルタ装置の温度上昇に伴い雰囲気温度も上昇するが，その温度はアナログ式の熱感知器の使用範囲内である。以上により，異なる種類の感知器として煙感知器と熱感知器を設置する設計とする。

ｇ．常設低圧代替注水系ポンプ室及び緊急用海水ポン
プピット
常設低圧代替注水系ポンプ室及び緊急用海水ポンプ
ピットは，原子炉建屋に隣接した鉄筋コンクリート製
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備考の地下格納槽である。これらの区域で火災が発生した
場合，煙は格納槽内部に充満することから，煙感知器
による感知は可能であるため，異なる種類の感知器として煙感知器と熱感知器を設置する設計とする。
ｈ．主蒸気管トンネル室
放射線量が高い場所（主蒸気管トンネル室）は，ア
ナログ式の火災感知器を設置する場合，放射線の影響により火災感知器の故障が想定される。
このため，放射線の影響を受けないよう検出器部位
を当該区画外に配置するアナログ式の煙吸引式検出設
備を設置する設計とする。加えて，放射線の影響を考慮した非アナログ式の熱感知器を設置する設計とする。
これらａ．～ｈ．のうち非アナログ式の火災感知器
は，以下の環境条件等を考慮することにより誤作動を防止する設計とする。
・煙感知器は蒸気等が充満する場所に設置しない。
・熱感知器は作動温度が周囲温度より高い温度で作動するものを選定する。
・炎感知器は平常時より炎の波長の有無を連続監視し，火災現象（急激な環境変化）を把握でき，感知原理に「赤外線3波長式」（物質の燃焼時に発生する特有な放射エネルギの波長帯を3つ検知した場合にのみ発報する）を採用するものを選定する。
さらに，屋内に設置する場合は外光が当たらず，
高温物体が近傍にない箇所に設置することとし，屋外に設置する場合は，屋外仕様を採用するとともに，太陽光の影響に対しては視野角への影響を考慮した遮光板を設置することで誤作動を防止する設計とする。
また，火災の影響を受けるおそれが考えにくい火災
区域又は火災区画は，消防法又は建築基準法に基づく火災感知器を設置する設計とする。

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備考(3) 火災受信機盤
設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を適用する。
(4) 火災感知設備の電源確保
緊急時対策所建屋を除く重大事故等対処施設を設置する火災区域又は火災区画の火災感知設備は，全交
流動力電源喪失時に常設代替交流電源から電力が供給されるまでの 92 分間以上の電力を供給できる容量を有した蓄電池を設け，電源を確保する設計とする。
また，緊急時対策所建屋を除く重大事故等対処施設を設置する火災区域又は火災区画の火災感知設備に供給する電源は，非常用ディーゼル発電機が接続されている非常用電源及び常設代替高圧電源装置が接続されている緊急用電源より供給する設計とする。
なお，緊急時対策所建屋の火災区域又は火災区画の火災感知設備については，外部電源喪失時に機能を失わないように，緊急時対策所用発電機からの電力が供給されるまでの間，電力を供給できる容量を有した蓄電池を設け，電源を確保する設計とする。蓄電池の容量については，外部電源喪失時は緊急時対策所用発電機が自動起動し，速やかに電力を供給する設計であるが，保守的な条件として自動起動に失敗し，緊急時対策所への移動時間も考慮した手動起動により電力を供給する場合に電力が供給されるまでの時間である
30 分間以上の容量を有する設計とする。

(b-3-2) 消火設備

(b-3-2) 消火設備

1.5.2.3.2 消火設備

重大事故等対処施設を設置する火災区域又は火災区

重大事故等対処施設を設置する火災区域又は火災区

消火設備は，重大事故等対処施設を設置する火災区

画で，火災発生時の煙の充満又は放射線の影響により画で，火災発生時の煙の充満又は放射線の影響により域又は火災区画の火災を早期に消火できるように設置

消火活動が困難となるところには，自動消火設備又は消火活動が困難となるところには，自動消火設備又はする設計とする。消火設備は，以下を踏まえた設計と手動操作による固定式消火設備を設置して消火を行う

手動操作による固定式消火設備を設置して消火を行うする。

設計とするとともに，固定式の全域ガス消火設備を設設計とするとともに，固定式の全域ガス消火設備を設置する場合は，作動前に職員等の退出ができるよう警置する場合は，作動前に職員等の退出ができるように報を発する設計とする。

警報を発する設計とする。

(1) 重大事故等対処施設を設置する火災区域又は火災区画に設置する消火設備
重大事故等対処施設を設置する火災区域又は火災区画に設置する消火設備は，当該火災区域又は火災区
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備考

画が，火災発生時の煙の充満又は放射線の影響により消火活動が困難となる火災区域又は火災区画であるかを考慮して設計する。
ａ．火災発生時の煙の充満又は放射線の影響により消火活動が困難となる火災区域又は火災区画の選定
建屋内の重大事故等対処施設を設置する火災区域又は火災区画は，「ｂ．火災発生時の煙の充満又は放射線の影響により消火活動が困難とならない火災区域又は火災区画の選定」に示した火災区域又は火災区画を除き，火災発生時の煙の充満又は放射線の影響により消火活動が困難となるものとして選定する。
ｂ．火災発生時の煙の充満又は放射線の影響により消火活動が困難とならない火災区域又は火災区画の選定
建屋内の重大事故等対処施設を設置する火災区域又は火災区画のうち，消火活動が困難とならないところを以下に示す。
なお，屋外については煙の充満又は放射線の影響により消火活動が困難とはならないものとする。
(a) 中央制御室及び緊急時対策所
中央制御室は，常駐する運転員によって火災感知器による早期の火災感知及び消火活動が可能であり，火災が拡大する前に消火可能であること，万一，火災によって煙が発生した場合でも建築基準法に準拠した容量の排煙設備によって排煙が可能な設計とすることから，消火活動が困難とならない火災
区域又は火災区画として選定する。
緊急時対策所は，火災発生時には中央制御室同様に建築基準法に準拠した容量の排煙設備により煙を排出することが可能なため，消火活動が困難とならない火災区域又は火災区画として選定する。
なお，中央制御室床下コンクリートピットは，速やかな火災発生場所の特定が困難であると考えられることから，固有の信号を発する異なる種類の火災感知設備（煙感知器と熱感知器）及び中央制御室か21／47

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備考

らの手動操作により早期の起動も可能なハロゲン化物自動消火設備（局所）を設置する設計とする。
(b) 原子炉格納容器
原子炉格納容器内において，万一火災が発生した場合でも，原子炉格納容器の空間体積（約 9,800m３）に対してパージ用排風機の容量が約 16,980m３／hであり，排煙が可能な設計とすることから，消火活動が困難とならない火災区域又は火災区画として選定する。
(c) 常設代替高圧電源装置置場及び海水ポンプ室
常設代替高圧電源装置置場及び海水ポンプ室は屋
外の火災区域又は火災区画であり，火災が発生しても煙が充満しない。よって，煙の充満又は放射線の影響により消火活動が困難とならない火災区域又は火災区画として選定する。
(d) 格納容器圧力逃がし装置格納槽
格納容器圧力逃がし装置格納槽は，原子炉建屋に隣接した地下格納槽であり，本格納槽に設置される機器はフィルタ装置，テストタンク，移送ポンプ，
排水ポンプ，電動弁である。フィルタ装置及びテス
トタンクは不燃性材料で構成されており，移送ポン
プ，排水ポンプは潤滑油を有しないため油内包設備
ではなく，電動弁のケーブルは電線管に収納する。
以上のことから当該区域の火災荷重は小さく，煙の充満により消火活動が困難とならない火災区域又は火災区画として選定する。
(e) 原子炉建屋原子炉棟 6 階
原子炉建屋原子炉棟 6 階は可燃物が少なく大空間となっているため，煙の充満により消火活動が困難とならない火災区域又は火災区画として選定する。
(f) 可燃物が少なく，火災が発生しても煙が充満しない火災区域又は火災区画
以下に示す火災区域又は火災区画は，可燃物を少
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備考

なくすることで煙の発生を抑える設計とし，煙の充満により消火困難とはならない箇所として選定する。各火災区域又は火災区画とも不要な可燃物を持ち込まないよう持ち込み可燃物管理を実施するとともに，点検に係る資機材等の可燃物を一時的に仮置きする場合は，不燃性のシートによる養生を実施し火災発生時の延焼を防止する。なお，可燃物の状況については，重大事故等対処施設以外の構築物，系
統及び機器も含めて確認する。
ｉ) 主蒸気管トンネル室
室内に設置している機器は，主蒸気外側隔離弁（空気作動弁），電動弁等である。これらは，不燃性材料又は難燃性材料で構成されており，可燃物
としては駆動部に潤滑油を使用している。駆動部
は，不燃性材料である金属で覆われており，設備
外部で燃え広がることはない。その他に可燃物は設置しておらず，ケーブルは電線管及び金属製の可とう電線管で敷設する設計とする。
ⅱ) FPC ポンプ室，FPC 保持ポンプ A 室，FPC 保持ポ
ンプ B 室，FPC 熱交換器室室内に設置している機器は，ポンプ，熱交換器，電動弁，計器等である。これらは，不燃性材
料又は難燃性材料で構成されており，可燃物としては軸受に潤滑油グリスを使用している。
軸受は，不燃性材料である金属で覆われており，設備外部で燃え広がることはない。その他に可燃物は設置しておらず，ケーブルは電線管及び金属製の可とう電線管で敷設する設計とする。
ｃ．火災発生時の煙の充満又は放射線の影響により消火活動が困難となる火災区域又は火災区画に設置する消火設備
火災発生時の煙の充満又は放射線の影響により消火活動が困難となる火災区域又は火災区画は，自動又は中央制御室からの手動操作による固定式消火設備である全域ガス消火設備を設置し消火を行う設計とする。
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基本設計比較表 【対象項目：第４１条】（本文）柏崎原子力発電所 ６／７号炉（本文）東海第二発電所（添八）東海第二発電所

備考

なお，これらの固定式消火設備に使用するガスは，
消防法施行規則を踏まえハロゲン化物消火剤とする設計とする。
固定式ガス消火設備の自動起動用の煙感知器と熱感
知器は，当該火災区域又は火災区画に設置した「固有の信号を発する異なる種類の感知器」とは別に設置する。
ただし，以下については，ハロゲン化物自動消火設
備（全域）と異なる消火設備を設置し消火を行う設計とする。
(a) 常設低圧代替注水系ポンプ室及び緊急用海水ポン
プピット
常設低圧代替注水系ポンプ室及び緊急用海水ポン
プピットは，いずれも原子炉建屋に隣接した地下格納槽であるため，これらの区域で火災が発生した場
合，煙が格納槽内部に充満し，消火活動が困難となる可能性が否定できないことから，可燃物である油内包設備については，自動又は中央制御室からの手動操作により早期の消火も可能なハロゲン化物自動消火設備（全域）又はハロゲン化物自動消火設備（局所）を設置し消火を行う設計とする。
(b) 原子炉建屋通路部
原子炉建屋通路部は，ほとんどの階層で周回できる通路となっており，その床面積は最大で約 969m２（原子炉建屋 3 階周回通路）と大きい。さらに，各階層間には開口部（機器ハッチ）が存在するが，これらは水素対策として通常より開口状態となっている。
原子炉建屋通路部は，このようなレイアウトであることに加え，火災発生時の煙の充満又は放射線の影響により消火活動が困難となる可能性が否定できないことから，煙の充満を発生させるおそれのある
可燃物（ケーブル，電源盤・制御盤，潤滑油内包設備）に対しては自動又は中央制御室からの手動操作により早期の起動も可能なハロゲン化物自動消火設
備（局所）を設置し消火を行う設計とし，これ以外
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備考（計器など）の可燃物については量が少ないことか
ら消火器で消火を行う設計とする。
(c) 緊急時対策所用発電機室，非常用ディーゼル発電機室及び非常用ディーゼル発電機燃料デイタンク室
緊急時対策所用発電機室，非常用ディーゼル発電機室及び非常用ディーゼル発電機燃料デイタンク室
は，人が常駐する場所ではないことから，二酸化炭
素消火設備（全域）を設置する設計とする。また，自動起動について，万一，当該区域に作業員等がいた場合の人身安全を考慮し，煙感知器及び熱感知器の両方の動作をもって消火する設計とする。
ｄ．火災発生時の煙の充満又は放射線の影響により消火活動が困難とならない火災区域又は火災区画に設置する消火設備(a) 屋外の火災区域（常設代替高圧電源装置置場及び海水ポンプ室等）
屋外の火災区域である常設代替高圧電源装置置場
及び海水ポンプ室等は，消火器又は移動式消火設備
で消火を行う設計とする。
(b) 中央制御室及び緊急時対策所
火災発生時の煙の充満又は放射線の影響により消火活動が困難とならない中央制御室及び緊急時対策
所には，ハロゲン化物自動消火設備（全域）等は設
置せず，消火器で消火を行う設計とする。また，中央制御室制御盤内の火災については，電気機器への影響がない二酸化炭素消火器で消火を行う。
なお，中央制御室床下コンクリートピットについては，中央制御室からの手動操作により早期の起動も可能なハロゲン化物自動消火設備（局所）を設置する設計とする。
緊急時対策所は，中央制御室の運転員あるいは監視所の警備員により，粉末消火器又は二酸化炭素消火器で消火を行う設計とする。
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備考(c) 格納容器圧力逃がし装置格納槽
格納容器圧力逃がし装置格納槽は可燃物が少な
く，煙の充満により消火活動が困難とならない火災区域であることから，消火器で消火を行う設計とする。
(d) 原子炉格納容器
原子炉格納容器内において，万一，火災が発生した場合でも，原子炉格納容器の空間体積（約 9,800m３）に対してパージ用排風機の容量が約 16,980m３／hであることから，煙が充満しないため，消火活動が可能である。
したがって，原子炉格納容器内の消火について
は，消火器を用いて行う設計とする。また，消火栓を用いても対応できる設計とする。
(e) 原子炉建屋原子炉棟 6 階
原子炉建屋原子炉棟 6 階は煙の充満により消火活動が困難とならない火災区域又は火災区画であるため，消火器で消火を行う設計とする。
(f) 可燃物が少ない火災区域又は火災区画
火災発生時の煙の充満又は放射線の影響により消火活動が困難とならない火災区域又は火災区画のうち，可燃物が少ない火災区域又は火災区画について
消火用水供給系は，2 時間の最大放水量を確保し，飲料水系と共用する場合は隔離弁を設置し消火を優先

消火用水供給系は，2 時間の最大放水量を確保し，飲料水系等と共用する場合は隔離弁を設置し消火を優は，消火器で消火を行う設計とする。

する設計とし，水源及び消火ポンプは多重性又は多様先する設計とし，水源及び消火ポンプは多重性又は多(2) 消火用水供給系の多重性又は多様性の考慮性を有する設計とする。また，屋内，屋外の消火範囲

様性を有する設計とする。また，屋内，屋外の消火範を考慮し消火栓を配置するとともに，移動式消火設備

囲を考慮し消火栓を配置するとともに，移動式消火設を配備する設計とする。

備を配備する設計とする。

設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を適用する。
(3) 系統分離に応じた独立性の考慮
重大事故等対処施設は，重大事故に対処する機能と設計基準事故対処設備の安全機能が単一の火災によって同時に機能喪失しないように，区分分離や位置的分散を図る設計とする。
重大事故等対処施設のある火災区域又は火災区画，
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備考

及び設計基準事故対処設備のある火災区域又は火災区画に設置する全域ガス消火設備は，上記の区分分離
や位置的分散に応じた独立性を備えた設計とする。
(4) 火災に対する二次的影響の考慮
設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を適用する。
消火設備の消火剤は，想定される火災の性質に応じ消火設備の消火剤は，想定される火災の性質に応じた十分な容量を配備し，管理区域で放出された場合た十分な容量を配備し，管理区域で放出された場合に，管理区域外への流出を防止する設計とする。

に，管理区域外への流出を防止する設計とする。

(5) 想定火災の性質に応じた消火剤の容量
設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を適用する。
(6) 移動式消火設備の配備
設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を適用する。
(7) 消火用水の最大放水量の確保
設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を適用する。
(8) 水消火設備の優先供給
設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を適用する。
(9) 消火設備の故障警報
設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を適用する。

消火設備は，火炎等による直接的な影響，流出流体

消火設備は，火炎等による直接的な影響，流出流体等による二次的影響を受けず，重大事故等対処施設に等による二次的影響を受けず，重大事故等対処施設に悪影響を及ぼさないよう設置し，全交流動力電源喪失

悪影響を及ぼさないよう設置し，全交流動力電源喪失

時の電源確保を図るとともに，中央制御室に故障警報

時の電源確保を図るとともに，中央制御室に故障警報を発する設計とする。

を発する設計とする。

(10) 消火設備の電源確保
設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を適用する。
なお，緊急時対策所建屋の火災区域又は火災区画のハロゲン化物自動消火設備（全域），二酸化炭素自動消火設備(全域)は，外部電源喪失時にも消火ができるように，緊急時対策所用発電機から受電できる設計とするとともに，緊急時対策所用発電機からの電源が供給されるまでの間，電力を供給できる容量を有した蓄電池を設け，電源を確保する設計とする。蓄電池の容
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備考

量については，外部電源喪失時は緊急時対策所用発電機が自動起動し，速やかに電力を供給する設計であるが，保守的な条件として自動起動に失敗し，緊急時対策所への移動時間も考慮した手動起動により電力を供給する場合に電力が供給されるまでの時間である
30 分間以上の容量を有する設計とする。
(11) 消火栓の配置
設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を適用する。
(12) 固定式ガス消火設備等の職員退避警報
設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を適用する。

(13) 管理区域内からの放出消火剤の流出防止
設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を適用する。

なお，消火設備を設置した場所への移動及び操作をなお，消火設備を設置した場所への移動及び操作を行うため，蓄電池を内蔵する照明器具を設置する設計行うため，蓄電池を内蔵する照明器具を設置する設計

とする。

とする。

(14) 消火用非常照明
設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を適用する。

1.5.2.3.3 自然現象の考慮
東海第二発電所の安全を確保する上で設計上考慮すべき自然現象としては，網羅的に抽出するために，発電所敷地及びその周辺での発生実績の有無に関わらず，国内外の基準や文献等に基づき事象を収集した。
これらの事象のうち，発電所敷地及びその周辺での発生可能性，重大事故等対処施設への影響度，事象進展
速度や事象進展に対する時間的余裕の観点から，重大事故等対処施設に影響を与えるおそれがある事象として，地震，津波（敷地に遡上する津波を含む。
），洪
水，風（台風），竜巻，凍結，降水，積雪，落雷，火山の影響，生物学的事象，森林火災及び高潮を抽出し28／47

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備考

た。
これらの自然現象のうち，落雷については，「1.5.2.2.3(1)落雷による火災の発生防止」に示す対策により，機能を維持する設計とする。凍結について
は，「(1)凍結防止対策」に示す対策により機能を維持する設計とする。風（台風）及び竜巻に対しては，「(2)風水害対策」に示す対策により機能を維持する設計とする。地震については，「(3)地震対策」に示す対策により機能を維持する設計とする。上記以外の津波（敷地に遡上する津波を含む。
），洪水，降水，積雪，
火山の影響，高潮及び生物学的事象については，「(4)
想定すべきその他の自然現象に対する対策について」に示す対策により機能を維持する設計とする。
また，森林火災についても，「(4)想定すべきその他の自然現象に対する対策について」に示す対策により機能を維持する設計とする。
(1) 凍結防止対策
設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を適用する。
(2) 風水害対策
設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を適用する。
(3) 地震対策
ａ．地震対策
設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を適用する。
ｂ．地盤変位対策
設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を適用する。
(4) 想定すべきその他の自然現象に対する対策について
設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を
適用する。
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備考

1.5.2.3.4 消火設備の破損，誤動作又は誤操作による重大事故等対処施設への影響
設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を適用する。

(b-4) その他(b-4) そ の 他(b-2)及び(b-3)のほか，重大事故等対処施設のそれ「ロ(3)(ⅰ)ｂ．(b-2) 火災発生防止」及び「ロぞれの特徴を考慮した火災防護対策を講じる設計とす(3)(ⅰ)ｂ．(b-3) 火災の感知及び消火」のほか，重大る。

事故等対処施設のそれぞれの特徴を考慮した火災防護

1.5.2.4 個別の火災区域又は火災区画における留意事項
設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を適用する。

対策を講じる設計とする。

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ヌ その他発電用原子炉の附属施設の構造及び設備

ヌ その他発電用原子炉の附属施設の構造及び設備

10. その他発電用原子炉の附属施設(3) その他の主要な事項(3) その他の主要な事項

10.5 火災防護設備(ⅰ)火災防護設備
b. 重大事故等対処施設(ⅰ) 火災防護設備
ｂ．重大事故等対処施設

10.5.2 重大事故等対処施設
10.5.2.1 概
要

火災防護設備は，火災区域及び火災区画を考慮

火災防護設備は，火災区域及び火災区画を考慮

発電用原子炉施設内の火災区域及び火災区画に設置

し，火災感知又は消火の機能を有するものとする。

し，火災感知又は消火の機能を有するものとする。

される重大事故等対処施設を火災から防護することを目的として，火災の発生防止，火災の感知及び消火の火災感知設備は，固有の信号を発するアナログ式

火災感知設備は，固有の信号を発するアナログ式の煙感知器，アナログ式の熱感知器を組み合わせての煙感知器，アナログ式の熱感知器を組み合わせて設置することを基本とするが，各火災区域又は火災設置することを基本とするが，各火災区域又は火災発電用原子炉施設の火災の発生防止については，発区画における放射線，取付面高さ，温度，湿度，空区画における放射線，取付面高さ，温度，湿度，空火性又は引火性物質を内包する設備及びこれらの設備

気流等の環境条件や火災の性質を考慮し，上記の設

気流等の環境条件や火災の性質を考慮し，上記の設を設置する火災区域又は火災区画に対する火災の発生置が適切でない場合においては，非アナログ式の炎置が適切でない場合においては，非アナログ式の炎防止対策を講じるほか，可燃性の蒸気又は可燃性の微感知器，非アナログ式の防爆型の煙感知器，非アナ感知器，非アナログ式の防爆型の煙感知器，非アナ粉に対する対策，発火源への対策，水素に対する換気ログ式の防爆型の熱感知器，高感度煙検出設備等のログ式の防爆型の熱感知器等の火災感知器も含めた及び漏えい検出対策，放射線分解等により発生する水

火災感知器も含めた中から 2 つの異なる種類の感知

中から 2 つの異なる種類の感知器を設置する。ま

素の蓄積防止対策，並びに電気系統の過電流による過器を設置する。また，中央制御室で常時監視可能な

た，中央制御室で常時監視可能な火災受信機盤を設

熱及び焼損の防止対策等を行う。

火災受信機盤を設置する。

置する。

備考

それぞれを考慮した火災防護対策を講じる。

火災の感知及び消火については，重大事故等対処施設に対して，早期の火災感知及び消火を行うための火

消火設備は，破損，誤作動又は誤操作により，重消火設備は，破損，誤作動又は誤操作により，重大事故等対処施設の重大事故等に対処するために必

大事故等対処施設の重大事故等に対処するために必要な機能を損なわない設計とし，火災発生時の煙の要な機能を損なわない設計とし，火災発生時の煙の火災感知設備及び消火設備は，想定される自然現象

充満又は放射線の影響により消火活動が困難である充満又は放射線の影響により消火活動が困難であるに対して当該機能が維持され，かつ，重大事故等対処

火災区域又は火災区画であるかを考慮し，全域ガス

火災区域又は火災区画であるかを考慮し，全域ガス

施設は，消火設備の破損，誤動作又は誤操作によって消火設備等を設置する。

消火設備等を設置する。

重大事故等に対処する機能を失うことのないように設

災感知設備及び消火設備を設置する。

置する。
10.5.2.2 設計方針
火災区域又は火災区画に設置される重大事故等対処
施設を火災から防護することを目的として，火災発生防止，火災の感知及び消火のそれぞれを考慮した火災防護対策を講じる。
(1) 火災発生防止
発火性又は引火性物質の漏えい防止の措置や不燃性材料又は難燃性材料の使用等，火災の発生を防止する。
(2) 火災の感知及び消火
火災感知設備及び消火設備は，重大事故等対処施
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備考

設に対して，早期の火災感知及び消火を行うよう設置する。
10.5.2.3 主要設備の仕様(1) 火災感知設備
重大事故等対処施設に対する火災感知設備の火災感知器の概略を第 10.5－2 表に示す。
(2) 消火設備
重大事故等対処施設に対する消火設備の主要機器仕様を第 10.5－3 表に示す。
10.5.2.4 主要設備
(1) 火災発生防止設備
重大事故等対処施設は，「1.5.2 重大事故等対処施設の火災防護に関する基本方針」における「1.5.2.2.1 重大事故等対処施設の火災発生防止」に示すとおり，発火性又は引火性物質の漏えい防
止，拡大防止のための堰等を設置する。
また，非難燃ケーブルについては，難燃ケーブルと同等以上の性能を確保するため，非難燃ケーブル
及びケーブルトレイを防火シートで覆い，複合体を形成する設計とする。
複合体の概要図を第 10.5－1 図に示す。
(2) 火災感知設備
火災感知設備の火災感知器は，各火災区域又は火災区画における放射線，取付面高さ，温度，湿度，
空気流等の環境条件や，炎が生じる前に発煙すること等，予想される火災の性質を考慮して，火災感知器を設置する火災区域又は火災区画の重大事故等対処施設の種類に応じ，火災を早期に感知できるよう，固有の信号を発するアナログ式の煙感知器，ア
ナログ式の熱感知器の異なる種類の感知器を組み合わせて設置する設計とする。
ただし，発火性又は引火性の雰囲気を形成するおそれのある場所及び屋外等は，非アナログ式も含めた組み合わせで設置する設計とする。炎感知器は非
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備考

アナログ式であるが，炎が発する赤外線又は紫外線を感知するため，炎が生じた時点で感知することができ，火災の早期感知に優位性がある。
ａ．一般区画
一般区画は，アナログ式の煙感知器，アナログ式の熱感知器の異なる種類の感知器を組み合わせて設置する。
ｂ．原子炉建屋原子炉棟 6 階
原子炉建屋原子炉棟 6 階は天井が高く大空間となっているため，火災による熱が周囲に拡散することから，熱感知器による感知は困難である。
このため，アナログ式の光電分離型煙感知器と非アナログ式の炎感知器（赤外線方式）をそれぞれの監視範囲に火災の検知に影響を及ぼす死角がないよう設置する設計とする。
ｃ．原子炉格納容器
原子炉格納容器内は，アナログ式の煙感知器及び熱感知器を設置する設計とする。
運転中の原子炉格納容器は，閉鎖した状態で長期間高温かつ高線量環境となることから，アナログ式の火災感知器が故障する可能性がある。このため，
通常運転中，窒素封入により不活性化し火災が発生する可能性がない期間については，原子炉格納容器
内の火災感知器は，原子炉起動時の窒素封入後に作
動信号を除外する運用とし，プラント停止後に速やかに取り替える設計とする。
ｄ．蓄電池室
充電時に水素発生のおそれがある蓄電池室は，万一の水素濃度の上昇を考慮し，火災を早期に感知できるよう，非アナログ式の防爆型で，かつ固有の信号を発する異なる種類の煙感知器及び熱感知器を設置する設計とする。
ｅ．常設代替高圧電源装置置場及び海水ポンプ室
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備考

常設代替高圧電源装置置場及び海水ポンプ室は屋外であるため，区域全体の火災を感知する必要があ
るが，火災による煙は周囲に拡散し煙感知器による火災感知は困難である。また，降水等の浸入により火災感知器の故障が想定される。
このため，アナログ式の屋外仕様の熱感知カメラ（赤外線方式），及び非アナログ式の屋外仕様の炎感知器（赤外線方式）をそれぞれの監視範囲に火災の検知に影響を及ぼす死角がないように設置する設計とする。
ｆ．軽油貯蔵タンク設置区域，可搬型設備用軽油タン
ク設置区域及び緊急時対策所用発電機燃料油貯蔵タ
ンク
軽油貯蔵タンク，可搬型設備用軽油タンク及び緊急時対策所用発電機燃料油貯蔵タンク内部は，燃料の気化による引火性又は発火性の雰囲気を形成している。このため，タンクマンホール内の空間部に非アナログ式の防爆型熱感知器及び防爆型煙感知器を設置する設計とする。
ｇ．格納容器圧力逃がし装置格納槽
格納容器圧力逃がし装置格納槽は，原子炉建屋に隣接した鉄筋コンクリート製の地下格納槽である。
この区域で火災が発生した場合，煙は格納槽内部に充満することから煙感知器による感知は可能である。格納容器圧力逃がし装置が稼働した場合，フィルタ装置の温度上昇に伴い雰囲気温度も上昇する
が，その温度はアナログ式の熱感知器の使用範囲内である。以上により，異なる種類の感知器として煙感知器と熱感知器を設置する設計とする。
ｈ．常設低圧代替注水系ポンプ室及び緊急用海水ポン
プピット
常設低圧代替注水系ポンプ室及び緊急用海水ポン
プピットは，原子炉建屋に隣接した鉄筋コンクリー
ト製の地下格納槽である。これらの区域で火災が発生した場合，煙は格納槽内部に充満することから，
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備考

煙感知器による感知は可能であるため，異なる種類の感知器として煙感知器と熱感知器を設置する設計とする。
ｉ．主蒸気管トンネル室
放射線量が高い場所（主蒸気管トンネル室）にア
ナログ式の火災感知器を設置する場合，放射線の影
響により火災感知器の故障が想定される。このため，放射線の影響を受けないよう検出器部位を当該区画外に配置するアナログ式の煙吸引式検出設備を設置する設計とする。加えて，放射線の影響を考慮
した非アナログ式の熱感知器を設置する設計とする。
また，火災により重大事故等対処施設としての機能への影響が考えにくい火災防護対象機器のみを設けた
火災区域又は火災区画については，消防法又は建築基
準法に基づく火災感知器を設置する設計とする。
(3) 消火設備
重大事故等対処施設を設置する火災区域又は火災
区画の火災を早期に消火するために，すべての火災
区域の消火活動に対処できるように，「1.5.1.3.2(12) 消火栓の配置」に基づき消火栓設備を設置する。消火栓設備の系統構成を第 10.5－2 図に示す。
また，その他の消火設備は，火災発生時の煙の充満又は放射線の影響により消火活動が困難な火災区域又は火災区画であるかを考慮し，以下のとおり設置する。
消火設備は，第 10.5－1 表に示す故障警報を中央制御室に発する設備を設置する。
ａ．重大事故等対処施設を設置する火災区域又は火災区画に設置する消火設備(a) 火災発生時の煙の充満又は放射線の影響により消火活動が困難となる火災区域又は火災区画に設置す
る消火設備
火災発生時の煙の充満又は放射線の影響により消火活動が困難となる火災区域又は火災区画には，自35／47

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備考

動又は手動起動による消火設備である全域ガス消火設備又は局所ガス消火設備を設置する。
全域ガス消火設備及び局所ガス消火設備の概要図
を第 10.5－3(1)図から第 10.5－3(3)図に示す。
ただし，以下に示す火災区域又は火災区画については上記と異なる消火設備を設置する設計とし，非常用ディーゼル発電機室及び非常用ディーゼル発電機燃料デイタンク室及び緊急時対策所用発電機室
は，二酸化炭素消火設備を設置する。
原子炉建屋通路部は，局所ガス消火設備及び消火器を設置する。
火災により重大事故等対処施設の機能へ影響を及
ぼすおそれが考えにくい火災区域又は火災区画には，消防法又は建築基準法に基づく消火設備を設置する。
(b) 火災発生時の煙の充満又は放射線の影響により消火活動が困難とならない火災区域又は火災区画に設置する消火設備ⅰ) 中央制御室及び緊急時対策所
火災発生時の煙の充満又は放射線の影響により消火活動が困難とならない中央制御室及び緊急時対策所には，消火器を設置する。中央制御室床下
コンクリートピットは，中央制御室からの手動操作により早期の起動も可能なハロゲン化物自動消火設備（局所）を設置する設計とする。
緊急時対策所は，中央制御室の運転員あるいは監視所の警備員により，粉末消火器または二酸化炭素消火器で消火を行う設計とする。
ⅱ) 原子炉格納容器
原子炉格納容器について，起動中においては所
員用エアロック近傍に必要な消火能力を満足する
消火器を設置し，低温停止中においては原子炉格
納容器内の各フロアに必要な消火能力を満足する
消火器を設置する。
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柏崎原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目：第４１条】（本文）柏崎原子力発電所 ６／７号炉（本文）東海第二発電所（添八）東海第二発電所

備考ⅲ) 可燃物が少ない火災区域又は火災区画
可燃物が少ない火災区域又は火災区画には，消火器を設置する。
ⅳ) 屋外の火災区域
屋外の火災区域については，消火器又は移動式消火設備により消火を行う設計とする。
10.5.2.5 試験検査
(1) 火災感知設備「10.5.1.5(1) 火災感知設備」の基本方針を適用する。
(2) 消火設備「10.5.1.5(2) 消火設備」の基本方針を適用する。

10.5.2.6 体

制「10.5.1.6 体制」の基本方針を適用する。
10.5.2.7 手 順 等
火災防護計画には，計画を遂行するための体制，責任の所在，責任者の権限，体制の運営管理，必要な要員の確保及び教育訓練並びに火災防護対策を実施するために必要な手順について定める。また，重大事故等対処施設を火災から防護するため，火災区域及び火災区画を考慮した火災の発生防止，火災の早期感知及び消火のそれ
ぞれの深層防護の概念に基づく火災防護対策等について定める。
このうち，火災防護対策を実施するために必要な手順の主なものを以下に示す。
(1) 火災が発生していない平常時の対応においては，
以下の手順を整備し，操作を行う。
ａ．中央制御室内の巡視点検によって，火災が発生していないこと及び火災感知設備に異常がないことを
火災受信機盤で確認する。
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柏崎原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目：第４１条】（本文）柏崎原子力発電所 ６／７号炉（本文）東海第二発電所（添八）東海第二発電所

備考ｂ．消火設備の故障警報が発信した場合には，中央制
御室及び必要な現場の制御盤の警報を確認するとともに，消火設備が故障している場合には，早期に必要な補修を行う。
(2) 消火設備のうち，自動消火設備を設置する火災区
域又は火災区画における火災発生時の対応においては，以下の手順を整備し，操作を行う。
ａ．火災感知器が作動した場合は，火災区域又は火災区画からの退避警報及び自動消火設備の作動状況を確認する。
ｂ．自動消火設備の作動後は，消火状況の確認，プラ
ント運転状況の確認等を行う。
(3) 消火設備のうち，手動操作による固定式消火設備を設置する火災区域又は火災区画における火災発生時の対応においては，以下の手順を整備し，操作を行う。
ａ．火災感知器が作動し，火災を確認した場合は，初期消火活動を行う。
ｂ．消火が困難な場合は，職員の退避を確認後，固定式消火設備を手動操作により作動させ，作動状況の確認，消火状況の確認，プラント運転状況の確認等を行う。
(4) 原子炉格納容器内における火災発生時の対応においては，以下の手順を整備し，操作を行う。
ａ．原子炉格納容器内の火災の早期感知及び消火を図るために，低温停止中，起動中の火災発生に対する消火戦略を整備し，訓練を実施する。
ｂ．起動中の原子炉格納容器内の火災感知器が発報した場合には，プラントを停止するとともに，消火戦略に基づき原子炉格納容器内への進入の可否を判断し，消火活動を行う。なお，原子炉格納容器内点検終了後から窒素置換完了までの間で原子炉格納容器内の火災が発生した場合には，火災による延焼防止の観点から，窒素封入開始後，約 1.5 時間を目安に
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柏崎原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目：第４１条】（本文）柏崎原子力発電所 ６／７号炉（本文）東海第二発電所（添八）東海第二発電所

備考

窒素封入作業の継続による窒息消火又は窒素封入作
業を中止し，早期の消火活動を実施する。
(5) 中央制御室内における火災発生時の対応においては，以下の手順を整備し，操作を行う。
ａ．火災感知器，高感度煙感知器により火災を感知し，火災を確認した場合は，常駐する運転員により制御盤内では二酸化炭素消火器，それ以外では粉末消火器を用いた初期消火活動，プラント運転状況の確認等を行う。
ｂ．煙の充満により運転操作に支障がある場合は，火災発生時の煙を排気するため，排煙設備を起動する。
(6) 水素濃度検出器を設置する火災区域又は火災区画
における水素濃度上昇時の対応として，換気設備の運転状態の確認，換気設備の追加起動等を実施する
手順を整備し，操作を行う。
(7) 火災発生時の消火戦略を整備し，訓練を実施する。
(8) 可燃物の持込み状況，防火扉の状態，火災の原因となり得る，過熱や引火性液体の漏えい等を監視するための監視手順を定め，防火監視を実施する。
(9) 火気作業における火災発生防止及び火災発生時の規模の局限化，影響軽減を目的とした火気作業管理
手順について定め，これを実施する。火気作業管理
手順には，以下を含める。
ａ．火気作業における作業体制
ｂ．火気作業前の確認事項
ｃ．火気作業中の留意事項（火気作業時の養生，消火器等の配備，監視人の配置等）
ｄ．火気作業後の確認事項（残り火の確認等）
ｅ．安全上重要と判断された区域における火気作業の
管理
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柏崎原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目：第４１条】（本文）柏崎原子力発電所 ６／７号炉（本文）東海第二発電所（添八）東海第二発電所

備考

ｆ．火気作業養生材に関する事項（不燃シートの使用
等）
ｇ．仮設ケーブル（電工ドラム含む）の使用制限
ｈ．火気作業に関する教育(10) 火災防護設備は，その機能を維持するため，保守計
画に基づき適切に保守管理，点検を実施するとともに，必要に応じ補修を行う。
(11) 発電用原子炉施設内の火災区域又は火災区画に設置される重大事故等対処施設を火災から防護することを目的として，以下のとおり教育・訓練を定め，これを実施する。
ａ．防火・防災管理者及びその代行者は，消防機関が行う講習会及び研修会等に参加する。
ｂ．自衛消防隊に係る訓練として総合消防訓練，初期対応訓練，火災対応訓練等を定める。
ｃ．所員に対して，火災の発生防止，火災の感知及び消火を考慮し，火災防護関連法令・規程類等，火災発生時における対応手順，可燃物及び火気作業に関する運営管理，危険物（液体，気体）の漏えい・流出時の措置に関する教育を行うことを定める。

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柏崎原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目：第４１条】（本文）柏崎原子力発電所 ６／７号炉（本文）東海第二発電所（添八）東海第二発電所

備考

第10.5－1表 消火設備の主な故障警報※火災感知は火災区域に設置された感知器または消火設備のガス放出信号により中央制
御室に警報を発報する。また，動作原理を含め極めて単純な構造であることから故障は考えにくいが，中央制御室での警報と現場状況の確認により誤動作は確認可能。

第 10.5－2 表 火災感知設備の火災感知器の概略

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基本設計比較表 【対象項目：第４１条】（本文）柏崎原子力発電所 ６／７号炉（本文）東海第二発電所（添八）東海第二発電所

備考

第 10.5－3 表 消火設備の主要機器仕様(1) 電動機駆動消火ポンプ
１）電動機駆動消火ポンプ（東海発電所及び東海第二発電所共用，既設）
台

数

1

出

力

約 110kW容量約 227m３／h

２）構内消火用ポンプ（東海発電所及び東海第二発電
所共用）
台

数

1

出

力

約 75kW容

量

約 159m３／h(2)ディーゼル駆動消火ポンプ
１）ディーゼル駆動消火ポンプ（東海発電所及び東海第二発電所共用，既設）
台

数

1

出

力

約 131kW容

量

約 261m３／h２）ディーゼル駆動構内消火ポンプ（東海発電所及び東海第二発電所共用）
台

数

1

出

力

約 90kW容

量

約 159m３／h(3)二酸化炭素自動消火設備
消 火 剤：二酸化炭素
消火方式：全域放出方式
設置個所：ディーゼル発電機室(4)ハロゲン化物自動消火設備
消 火 剤：ハロン 1301（全域／局所）：FK-5-1-12（局所）
消火方式：全域放出方式（ハロン 1301）：局所放出方式（FK-5-1-12／ハロン
1301）
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基本設計比較表 【対象項目：第４１条】（本文）柏崎原子力発電所 ６／７号炉（本文）東海第二発電所（添八）東海第二発電所

備考

設置個所：火災発生時の煙の充満等による消火活動が困難な火災区域又は火災区画

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柏崎原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目：第４１条】（本文）柏崎原子力発電所 ６／７号炉（本文）東海第二発電所（添八）東海第二発電所

備考

第 10.5－1 図 非難燃ケーブルに対する複合体の形成

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基本設計比較表 【対象項目：第４１条】（本文）柏崎原子力発電所 ６／７号炉（本文）東海第二発電所（添八）東海第二発電所

備考

第 10.5－2 図 屋内及び構内消火栓設備の系統構成

火災感知設備用
熱煙自動消火設備用
煙

熱

噴射ヘッド

二酸化炭素
自動消火設備制御盤

消火設備作動

手動起動信号
二酸化炭素ガスボンベ：自動消火設備起動信号

：煙感知器
：熱感知器
：ＡＮＤ回路：ＯＲ回路

第 10.5－3(1)図 二酸化炭素自動消火設備（全域）概要
図

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基本設計比較表 【対象項目：第４１条】（本文）柏崎原子力発電所 ６／７号炉（本文）東海第二発電所（添八）東海第二発電所

備考

火災感知設備用
煙自動消火設備用

熱中央制御室内
火災受信機

煙

噴射ヘッド
消火設備作動ハロゲン化物
自動消火設備制御盤

手動起動信号
ハロゲン化物
ガスボンベ：火災感知設備起動信号：自動消火設備専用起動信号

：煙感知器
：熱感知器
：ＡＮＤ回路：ＯＲ回路

第 10.5－3(2)図 ハロゲン化物自動消火設備（全域）概要図

第 10.5－3(3)図 ハロゲン化物自動消火設備（局所）概
要図

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基本設計比較表 【対象項目：第４１条】（本文）柏崎原子力発電所 ６／７号炉（本文）東海第二発電所（添八）東海第二発電所

備考

第 10.5－4 図 系統分離に応じた独立性を考慮した消火設備概要

第 10.5－5 図 自衛消防隊の組織体制

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柏崎原子力発電所／東海第二発電所 本文比較表 【対象項目：第４３条】（本文）柏崎原子力発電所 ６／７号炉

下線：先行 BWR との差異

（本文）東海第二発電所（最新）

ロ 発電用原子炉施設の一般構造

ロ 発電用原子炉施設の一般構造(3) その他の主要な構造(3) その他の主要な構造

東海第二発電所（最新）
1.1.7 重大事故等対処設備に関する基本方針(ⅰ) 本発電用原子炉施設は，(1)耐震構造，(2)耐津波構造に加え，以下の基本的 (ⅰ) 本発電用原子炉施設は，(1)耐震構造，(2)耐津波構造に加え，以下の基本的方針のもとに安全設計を行う。

方針のもとに安全設計を行う。

b. 重大事故等対処施設（発電用原子炉施設への人の不法な侵入等の防止，中央制 ｂ．重大事故等対処施設（発電用原子炉施設への人の不法な侵入等の防止，中央制
御室，監視測定設備，緊急時対策所及び通信連絡を行うために必要な設備は，a． 御室，監視測定設備，緊急時対策所及び通信連絡を行うために必要な設備は，ａ．
設計基準対象施設に記載）

設計基準対象施設に記載）(a) 重大事故等の拡大の防止等(a) 重大事故等の拡大の防止等

発電用原子炉施設は，重大事故に至るおそれがある事故が発生した場合におい発電用原子炉施設は，重大事故に至るおそれがある事故が発生した場合におい発電用原子炉施設は，重大事故に至るおそれがある事故が発生した場合において，炉心，使用済燃料プール内の燃料体等及び運転停止中原子炉内燃料体の著しい て，炉心，使用済燃料プール内の燃料体等及び運転停止中原子炉内の燃料体の著し て，炉心，使用済燃料プール内の燃料体等及び運転停止中における原子炉の燃料損傷を防止するために必要な措置を講じる設計とする。
また，重大事故が発生した場合において，原子炉格納容器の破損及び発電用原子い損傷を防止するために必要な措置を講じる設計とする。

体の著しい損傷を防止するために，また，重大事故が発生した場合においても，また，重大事故が発生した場合において，原子炉格納容器の破損及び発電用原子 原子炉格納容器の破損及び発電所外への放射性物質の異常な放出を防止するた

炉施設外への放射性物質の異常な水準の放出を防止するために必要な措置を講じ 炉施設外への放射性物質の異常な水準の放出を防止するために必要な措置を講じ めに，重大事故等対処設備を設ける。
る設計とする。

る設計とする

これらの設備については，当該設備が機能を発揮するために必要な系統（水源から注入先まで，流路を含む。
）までを含むものとする。ｖ

ロ 発電用原子炉施設の一般構造

ロ 発電用原子炉施設の一般構造(1) 耐震構造(1) 耐震構造(ⅱ)重大事故等対処施設の耐震設計(ⅱ) 重大事故等対処施設の耐震設計

a. 重大事故等対処施設について，施設の各設備が有する重大事故等に対処する ａ． 重大事故等対処施設について，施設の各設備が有する重大事故等に対処する

重大事故等対処設備は，常設のものと可搬型のものがあり，以下のとおり分ために必要な機能及び設置状態を踏まえて(a)，(b)，(c)，(d)及び(e)のとおために必要な機能及び設置状態を踏まえて，（a），（b）及び（c）のとおり 類する。

り分類し，以下の設備分類に応じて設計する。

分類し，以下の設備分類に応じて設計する。
(1) 常設重大事故等対処設備
重大事故等対処設備のうち常設のもの(a) 常設重大事故防止設備
重大事故等対処設備のうち，重大事故に至るおそれがある事故が発生した場合(a) 常設重大事故防止設備

ａ．常設重大事故防止設備

重大事故等対処設備のうち，重大事故に至るおそれがある事故が発生した場合重大事故に至るおそれがある事故が発生した場合であって，設計基準事故対であって，設計基準事故対処設備の安全機能又は使用済燃料貯蔵プール（以下「使 であって，設計基準事故対処設備の安全機能又は使用済燃料貯蔵プール（以下「使 処設備の安全機能又は使用済燃料プールの冷却機能若しくは注水機能が喪失し用済燃料プール」という。）の冷却機能若しくは注水機能が喪失した場合において， 用済燃料プール」という。）の冷却機能若しくは注水機能が喪失した場合において， た場合において，その喪失した機能（重大事故に至るおそれがある事故に対処
その喪失した機能（重大事故に至るおそれがある事故に対処するために必要な機 その喪失した機能（重大事故に至るおそれがある事故に対処するために必要な機 するために必要な機能に限る。）を代替することにより重大事故の発生を防止能に限る。）を代替することにより重大事故の発生を防止する機能を有する設備で 能に限る。）を代替することにより重大事故の発生を防止する機能を有する設備で する機能を有する設備（重大事故防止設備）のうち，常設のもの
あって常設のもの

あって常設のもの(a-1) 常設耐震重要重大事故防止設備(a-1) 常設耐震重要重大事故防止設備

常設重大事故防止設備であって，耐震重要施設に属する設計基準事故対処設備

ｂ．常設耐震重要重大事故防止設備

常設重大事故防止設備であって，耐震重要施設に属する設計基準事故対処設備が有する機能を代替するものが有する機能を代替するもの(a-2) 常設耐震重要重大事故防止設備以外の常設重大事故防止設備(a-2) 常設耐震重要重大事故防止設備以外の常設重大事故防止設備

常設重大事故防止設備であって，(a-1)以外のもの

常設重大事故防止設備であって，上記(a-1)以外のもの

常設重大事故防止設備であって，耐震重要施設に属する設計基準事故対処設
備が有する機能を代替するもの

1

柏崎原子力発電所／東海第二発電所 本文比較表 【対象項目：第４３条】（本文）柏崎原子力発電所 ６／７号炉(b) 常設重大事故緩和設備
重大事故等対処設備のうち，重大事故が発生した場合において，当該重大事故の下線：先行 BWR との差異

（本文）東海第二発電所（最新）(b) 常設重大事故緩和設備

東海第二発電所（最新）
ｃ．常設重大事故緩和設備

重大事故等対処設備のうち，重大事故が発生した場合において，当該重大事故の 重大事故等対処設備のうち，重大事故が発生した場合において，当該重大事故の拡大を防止し，又はその影響を緩和するための機能を有する設備であって常設の 拡大を防止し，又はその影響を緩和するための機能を有する設備であって常設の 拡大を防止し，又はその影響を緩和するための機能を有する設備（重大事故緩和ものもの設備）のうち，常設のもの(c) 常設重大事故防止設備（設計基準拡張）
設計基準対象施設のうち，重大事故等時に機能を期待する設備であって，重大事故の発生を防止する機能を有する（a-1）及び（a-2）以外の常設のもの(d) 常設重大事故緩和設備（設計基準拡張）
設計基準対象施設のうち，重大事故等時に機能を期待する設備であって，重大事故の拡大を防止し，又はその影響を緩和するための機能を有する（b）以外の常設のもの
ｄ．常設重大事故等対処設備のうち防止でも緩和でもない設備
常設重大事故等対処設備のうち，上記ａ．，ｂ．，ｃ．以外の常設設備で，防止又は緩和の機能がないもの(e) 可搬型重大事故等対処設備(c) 可搬型重大事故等対処設備(2) 可搬型重大事故等対処設備

重大事故等対処設備であって可搬型のもの

重大事故等対処設備であって可搬型のもの

重大事故等対処設備のうち可搬型のもの
ａ．可搬型重大事故防止設備
重大事故防止設備のうち可搬型のもの
ｂ．可搬型重大事故緩和設備
重大事故緩和設備のうち可搬型のもの
ｃ．可搬型重大事故等対処設備のうち防止でも緩和でもない設備
可搬型重大事故等対処設備のうち，上記ａ．，ｂ.以外の可搬型設備で，防止又は緩和の機能がないもの
主要な重大事故等対処設備の設備種別及び設備分類を第1.1.7－1表に示す。
常設重大事故防止設備及び可搬型重大事故防止設備については，当該設備が機能を代替する設計基準対象施設とその耐震重要度分類を併せて示す。
また，主要な重大事故等対処設備の設置場所及び保管場所を第 1.1.7－1 図から第 1.1.7－9 図に示す。

ロ 発電用原子炉施設の一般構造

ロ 発電用原子炉施設の一般構造(3) その他の主要な構造(3) その他の主要な構造(ⅰ)本発電用原子炉施設は，(1)耐震構造，(2)耐津波構造に加え，以下の基本的方 (ⅰ)本発電用原子炉施設は，(1)耐震構造，(2)耐津波構造に加え，以下の基本的方
針のもとに安全設計を行う。

針のもとに安全設計を行う。

b. 重大事故等対処施設（発電用原子炉施設への人の不法な侵入等の防止，中央制 ｂ．重大事故等対処施設（発電用原子炉施設への人の不法な侵入等の防止，中央制2柏崎原子力発電所／東海第二発電所 本文比較表 【対象項目：第４３条】（本文）柏崎原子力発電所 ６／７号炉

下線：先行 BWR との差異

（本文）東海第二発電所（最新）

東海第二発電所（最新）

御室，監視測定設備，緊急時対策所及び通信連絡を行うために必要な設備は，a． 御室，監視測定設備，緊急時対策所及び通信連絡を行うために必要な設備は，ａ．
設計基準対象施設に記載）

設計基準対象施設に記載）(c) 重大事故等対処設備(c) 重大事故等対処設備(c-1) 多様性，位置的分散，悪影響防止等(c-1)多様性，位置的分散，悪影響防止等

1.1.7.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等(c-1-1) 多様性，位置的分散(c-1-1)多様性，位置的分散(1) 多様性，位置的分散

共通要因としては，環境条件，自然現象，発電所敷地又はその周辺において想定

共通要因としては，環境条件，自然現象，発電所敷地又はその周辺において想定

共通要因としては，環境条件，自然現象，発電所敷地又はその周辺において想される発電用原子炉施設の安全性を損なわせる原因となるおそれがある事象であ される発電用原子炉施設の安全性を損なわせる原因となるおそれがある事象であ 定される発電用原子炉施設の安全性を損なわせる原因となるおそれがある事象，溢水，火災及びサポート系の故障を考，溢水，火災及びサポート系の故障を考慮す であって人為によるもの（外部人為事象）って人為によるもの（外部人為事象），溢水，火災及びサポート系の故障を考慮す って人為によるもの（外部人為事象）る。
発電所敷地で想定される自然現象として，地震，津波，風（台風），竜巻，低温

慮する。

る。
発電所敷地で想定される自然現象として，地震，津波（敷地に遡上する津波を含発電所敷地で想定される自然現象については，網羅的に抽出するために，地震，（凍結），降水，積雪，落雷，地滑り，火山の影響及び生物学的事象を選定する。 む。
），洪水，風（台風），竜巻，凍結，降水，積雪，落雷，火山の影響，生物学的 津波に加え，発電所敷地及びその周辺での発生実績の有無に関わらず，国内外の事象，森林火災及び高潮を選定する。

基準や文献等に基づき収集した洪水，風（台風），竜巻，凍結，降水，積雪，落雷，地滑り，火山の影響，生物学的事象，森林火災等の事象を考慮する。
これらの事象のうち，発電所敷地及びその周辺での発生の可能性，重大事故等対処設備への影響度，事象進展速度や事象進展に対する時間余裕の観点から，重大事故等対処設備に影響を与えるおそれがある事象として，地震，津波（基準津
波を超え敷地に遡上する津波（以下「敷地に遡上する津波」という。
）を含む。
）
，
風（台風）
，竜巻，凍結，降水，積雪，落雷，火山の影響，生物学的事象，森林火
災及び高潮を選定する。

自然現象の組合せについては，地震，積雪及び火山の影響を考慮する。

自然現象の組合せについては，地震，津波（敷地に遡上する津波を含む。），風発電所敷地又はその周辺において想定される発電用原子炉施設の安全性を損な （台風），積雪及び火山の影響を考慮する。
わせる原因となるおそれがある事象であって人為によるものとして，火災・爆発

発電所敷地又はその周辺において想定される発電用原子炉施設の安全性を損な

自然現象の組合せについては，地震，津波（敷地に遡上する津波を含む。
）
，風
（台風）
，積雪及び火山の影響を考慮する。
発電所敷地又はその周辺において想定される発電用原子炉施設の安全性を損（森林火災，近隣工場等の火災・爆発，航空機落下火災等），有毒ガス，船舶の衝 わせる原因となるおそれがある事象であって人為によるものとして，飛来物（航空 なわせる原因となるおそれがある事象であって人為によるものについては，網羅
突，電磁的障害及び故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムを選定する。 機落下）
，ダムの崩壊，爆発，近隣工場等の火災，有毒ガス，船舶の衝突，電磁的 的に抽出するために，発電所敷地及びその周辺での発生実績の有無に関わらず，障害及び故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムを選定する。

国内外の基準や文献等に基づき収集した飛来物（航空機落下等），ダムの崩壊，爆発，近隣工場等の火災，有毒ガス，船舶の衝突，電磁的障害，故意による大型航空機の衝突その他のテロリズム等の事象を考慮する。これらの事象のうち，発電所敷地及びその周辺での発生の可能性，重大事故等対処設備への影響度，事象進
展速度や事象進展に対する時間余裕の観点から，重大事故等対処設備に影響を与えるおそれがある事象として，飛来物（航空機落下），ダムの崩壊，爆発，近隣工場等の火災，有毒ガス，船舶の衝突，電磁的障害及び故意による大型航空機の衝
突その他のテロリズムを選定する。また，設計基準事故対処設備等と重大事故等対処設備に対する共通要因としては，飛来物（航空機落下），ダムの崩壊，爆発，近隣工場等の火災，有毒ガス，船舶の衝突，電磁的障害及び故意による大型航空

3

柏崎原子力発電所／東海第二発電所 本文比較表 【対象項目：第４３条】（本文）柏崎原子力発電所 ６／７号炉

下線：先行 BWR との差異

（本文）東海第二発電所（最新）

東海第二発電所（最新）
機の衝突その他のテロリズムを選定する。

故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムについては，可搬型重大事故等対処設備による対策を講じることとする。
建屋については，地震，津波，火災及び外部からの衝撃による損傷を防止できる設計とする。

故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムについては，可搬型重大事故等対処設備による対策を講じることとする。
建屋等については，地震，津波（敷地に遡上する津波を含む。），火災及び外部からの衝撃による損傷を防止できる設計とする。

故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムについては，可搬型重大事故等対処設備による対策を講じることとする。
主要な重大事故等対処施設である原子炉建屋原子炉棟，原子炉建屋付属棟，緊急時対策所建屋，常設代替高圧電源装置置場，格納容器圧力逃がし装置格納槽，常設低圧代替注水系ポンプ室，緊急用海水ポンプピット，常設代替高圧電源装置
用カルバート（立坑部），常設代替高圧電源装置用カルバート（トンネル部），常
設代替高圧電源装置用カルバート（カルバート部），格納容器圧力逃がし装置用
配管カルバート，常設低圧代替注水系配管カルバート，緊急用海水系配管カルバート（以下「建屋等」という。
）については，地震，津波（敷地に遡上する津波を含む。
），火災及び外部からの衝撃による損傷を防止できる設計とする。

重大事故緩和設備についても，可能な限り多様性を考慮する。

重大事故緩和設備についても，共通要因の特性を踏まえ，可能な限り多様性を確保し，位置的分散を図ることを考慮する。

(c-1-1-1) 常設重大事故等対処設備
常設重大事故防止設備は，設計基準事故対処設備等の安全機能と共通要因によ(c-1-1-1)常設重大事故等対処設備

重大事故緩和設備についても，共通要因の特性を踏まえ，可能な限り多様性を有し，位置的分散を図ることを考慮する。
ａ．常設重大事故等対処設備

常設重大事故防止設備は，設計基準事故対処設備並びに使用済燃料プールの冷

常設重大事故防止設備は，設計基準事故対処設備等の安全機能と共通要因によ）の安全機能と共 って同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，共通要因の特性を踏まえ，って同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，可能な限り多様性，独立性， 却設備及び注水設備（以下「設計基準事故対処設備等」という。
位置的分散を考慮して適切な措置を講じる設計とする。

通要因によって同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，共通要因の特性 可能な限り多様性，独立性，位置的分散を考慮して適切な措置を講じる設計とすを踏まえ，可能な限り多様性，独立性，位置的分散を考慮して適切な措置を講じる る。ただし，常設重大事故防止設備のうち，計装設備について，重要代替監視パ

ただし，常設重大事故防止設備のうち，計装設備について，重要代替監視パラメ 設計とする。
ータ（当該パラメータの他チャンネルの計器を除く。）による推定は，重要監視パ

ラメータ（当該パラメータの他チャンネルの計器を除く。
）による推定は，重要監

ただし，常設重大事故防止設備のうち，計装設備について，重要代替監視パラメ 視パラメータと異なる物理量又は測定原理とする等，重要監視パラメータに対し）による推定は，重要監視パ て可能な限り多様性を有する方法により計測できる設計とする。重要代替監視パ
ラメータと異なる物理量又は測定原理とする等，重要監視パラメータに対して可 ータ（当該パラメータの他チャンネルの計器を除く。
能な限り多様性を有する方法により計測できる設計とする。重要代替監視パラメ ラメータと異なる物理量又は測定原理とする等，重要監視パラメータに対して可 ラメータは重要監視パラメータと可能な限り位置的分散を図る設計とする。
ータは，重要監視パラメータと可能な限り位置的分散を図る設計とする。

能な限り多様性を有する方法により計測できる設計とする。重要代替監視パラメ

環境条件に対しては，想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射 ータは重要監視パラメータと可能な限り位置的分散を図る設計とする。
線，荷重及びその他の使用条件において，常設重大事故防止設備がその機能を確実

環境条件に対しては，想定される重大事故等が発生した場合における温度，放環境条件に対しては，想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射 射線，荷重及びその他の使用条件において，常設重大事故防止設備がその機能をに発揮できる設計とする。重大事故等時の環境条件における健全性については， 線，荷重及びその他の使用条件において，常設重大事故防止設備がその機能を確実 確実に発揮できる設計とする。重大事故等時の環境条件における健全性について(c-3) 環境条件等に記載する。

に発揮できる設計とする。重大事故等時の環境条件における健全性については「ロ は，「1.1.7.3 環境条件等」に記載する。風（台風）及び竜巻のうち風荷重，凍(3)(ⅰ)ｂ．(c-3) 環境条件等」に記載する。

結，降水，積雪，火山の影響並びに電磁的障害に対して常設重大事故防止設備は，環境条件にて考慮し機能が損なわれない設計とする。
常設重大事故防止設備は，「1.9 発電用原子炉設置変更許可申請に係る安全設

常設重大事故防止設備は，イ,(1)敷地の面積及び形状に基づく地盤に設置する

常設重大事故防止設備は，「イ(1) 敷地の面積及び形状」に基づく地盤に設置す 計の方針」に基づく地盤に設置する。

）及び火災に対して，「ロとともに，地震，津波及び火災に対して，(1),(ⅱ)重大事故等対処施設の耐震設計， るとともに，地震，津波（敷地に遡上する津波を含む。

常設重大事故防止設備は，地震，津波（敷地に遡上する津波を含む。
）及び火災，「ロ(2)(ⅱ) 重大事故等対処施設の に対しては，(2),(ⅱ)重大事故等対処施設に対する耐津波設計並びに(3),(ⅰ),b.,(b)火災に (1)(ⅱ) 重大事故等対処施設の耐震設計」「1.3.2 重大事故等対処施設の耐震設計」，「1.4.2 重大事故等対よる損傷の防止に基づく設計とする。

耐津波設計」，「ロ(2)(ⅲ) 重大事故等対処施設の基準津波を超え敷地に遡上する 処施設の耐津波設計」及び「1.5.2 重大事故等対処施設の火災防護に関する基

4

柏崎原子力発電所／東海第二発電所 本文比較表 【対象項目：第４３条】（本文）柏崎原子力発電所 ６／７号炉

下線：先行 BWR との差異

（本文）東海第二発電所（最新）

東海第二発電所（最新）

津波の耐津波設計」及び「(3)(ⅰ)ｂ．(b) 火災による損傷の防止」に基づく設計 本方針」に基づく設計とする。
溢水に対しては，可能な限り多様性を有し，位置的分散を図ることで，想定すとする。

る溢水水位に対して同時に機能を損なうことのない設計とする。
地震，津波（敷地に遡上する津波を含む。
），溢水及び火災に対して常設重大事
地震，津波，溢水及び火災に対して常設重大事故防止設備は，設計基準事故対処

地震，津波（敷地に遡上する津波を含む。
），溢水及び火災に対して常設重大事故 故防止設備は，設計基準事故対処設備等と同時に機能を損なうおそれがないよう設備等と同時に機能を損なうおそれがないように，可能な限り設計基準事故対処 防止設備は，設計基準事故対処設備等と同時に機能を損なうおそれがないように， に，可能な限り設計基準事故対処設備等と位置的分散を図る。
設備等と位置的分散を図る。

可能な限り設計基準事故対処設備等と位置的分散を図る。

風（台風），竜巻，凍結，降水，積雪，落雷，火山の影響，生物学的事象，森林
火災，爆発，近隣工場等の火災，有毒ガス，船舶の衝突及び電磁的障害に対して，

風（台風），竜巻，低温（凍結），降水，積雪，落雷，地滑り，火山の影響，生風（台風），竜巻，凍結，降水，積雪，落雷，火山の影響，生物学的事象，森林 常設重大事故防止設備は，外部からの衝撃による損傷の防止が図られた建屋等内物学的事象，火災・爆発（森林火災，近隣工場等の火災・爆発，航空機落下火災等）， 火災，爆発，近隣工場等の火災，有毒ガス，船舶の衝突及び電磁的障害に対して， に設置するか，又は設計基準事故対処設備等と同時に機能が損なわれないよう
有毒ガス，船舶の衝突及び電磁的障害に対して，常設重大事故防止設備は，外部か 常設重大事故防止設備は，外部からの衝撃による損傷の防止が図られた建屋等内 に，設計基準事故対処設備等と位置的分散を図り，屋外に設置する。
らの衝撃による損傷の防止が図られた建屋内に設置するか，又は設計基準事故対 に設置するか，又は設計基準事故対処設備等と同時に機能が損なわれないように，処設備等と同時に機能が損なわれないように，設計基準事故対処設備等と位置的 設計基準事故対処設備等と位置的分散を図り，屋外に設置する。
分散を図り，屋外に設置する。

落雷に対して常設代替交流電源設備は，避雷設備等により防護する設計とする。

落雷に対して常設代替交流電源設備は，避雷設備等により防護する設計とする。

落雷に対して常設代替交流電源設備は，避雷設備等により防護する設計とする。

生物学的事象のうちネズミ等の小動物に対して屋外の常設重大事故防止設備

生物学的事象のうちネズミ等の小動物に対して屋外の常設重大事故防止設備 は，侵入防止対策により重大事故等に対処するために必要な機能が損なわれるお生物学的事象のうちネズミ等の小動物に対して屋外の常設重大事故防止設備

は，侵入防止対策により重大事故等に対処するために必要な機能が損なわれるお は，侵入防止対策により重大事故等に対処するために必要な機能が損なわれるお それのない設計とする。生物学的事象のうちクラゲ等の海生生物からの影響を受それのない設計とする。

それのない設計とする。

けるおそれのある常設重大事故防止設備は，侵入防止対策により重大事故等に対処するための必要な機能が損なわれるおそれのない設計とする。
高潮に対して常設重大事故防止設備（非常用取水設備は除く。
）は，高潮の影響を受けない敷地高さに設置する。

高潮に対して常設重大事故防止設備（非常用取水設備を除く。
）は，高潮の影響を受けない敷地高さに設置する。

飛来物（航空機落下）に対して常設重大事故防止設備は，設計基準事故対処設
備等と同時にその機能が損なわれないように，設計基準事故対処設備等と位置的飛来物（航空機落下）に対して常設重大事故防止設備は，設計基準事故対処設備 分散を図り設置する。
等と同時にその機能が損なわれないように，設計基準事故対処設備等と位置的分散を図り設置する。

なお，洪水及びダムの崩壊については，立地的要因により設計上考慮する必要はない。
常設重大事故緩和設備についても，共通要因の特性を踏まえ，可能な限り上記を考慮して多様性，位置的分散を図る設計とする。

サポート系の故障に対しては，系統又は機器に供給される電力，空気，油，冷サポート系の故障に対しては，系統又は機器に供給される電力，空気，油及び冷サポート系の故障に対しては，系統又は機器に供給される電力，空気，油，冷却水を考慮し，常設重大事故防止設備は設計基準事故対処設備等と異なる駆動源， 却水を考慮し，常設重大事故防止設備は設計基準事故対処設備等と異なる駆動源， 却水を考慮し，常設重大事故防止設備は設計基準事故対処設備等と異なる駆動
冷却源を用いる設計，又は駆動源，冷却源が同じ場合は別の手段が可能な設計と冷却源を用いる設計，又は駆動源，冷却源が同じ場合は別の手段が可能な設計とす 源，冷却源を用いる設計，又は駆動源，冷却源が同じ場合は別の手段が可能な設する。また，常設重大事故防止設備は，設計基準事故対処設備等と可能な限り異る。また，常設重大事故防止設備は設計基準事故対処設備等と可能な限り異なる水 計とする。また，常設重大事故防止設備は設計基準事故対処設備等と可能な限りなる水源をもつ設計とする。

源をもつ設計とする。

(c-1-1-2) 可搬型重大事故等対処設備(c-1-1-2)可搬型重大事故等対処設備

可搬型重大事故防止設備は，設計基準事故対処設備等又は常設重大事故防止設

異なる水源をもつ設計とする。
ｂ．可搬型重大事故等対処設備

可搬型重大事故防止設備は，設計基準事故対処設備等又は常設重大事故防止設

可搬型重大事故防止設備は，設計基準事故対処設備等又は常設重大事故防止設

備と共通要因によって同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，可能な限 備と共通要因によって同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，共通要因 備と共通要因によって同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，共通要因
り多様性，独立性，位置的分散を考慮して適切な措置を講じる設計とする。

の特性を踏まえ，可能な限り多様性，独立性，位置的分散を考慮して適切な措置を の特性を踏まえ，可能な限り多様性，独立性，位置的分散を考慮して適切な措置

また，可搬型重大事故等対処設備は，地震，津波，その他の自然現象又は故意に 講じる設計とする。

を講じる設計とする。

5

柏崎原子力発電所／東海第二発電所 本文比較表 【対象項目：第４３条】（本文）柏崎原子力発電所 ６／７号炉
よる大型航空機の衝突その他のテロリズム，設計基準事故対処設備等及び重大事

下線：先行 BWR との差異

（本文）東海第二発電所（最新）
また，可搬型重大事故等対処設備は，地震，津波（敷地に遡上する津波を含む。），

東海第二発電所（最新）
また，可搬型重大事故等対処設備は，地震，津波（敷地に遡上する津波を含む。
），

故等対処設備の配置その他の条件を考慮した上で常設重大事故等対処設備と異な その他自然現象（風，積雪等）又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズ その他の自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズム，設計基る保管場所に保管する設計とする。

ム，設計基準事故対処設備等及び重大事故等対処設備の配置その他の条件を考慮 準事故対処設備等及び重大事故等対処設備の配置その他の条件を考慮した上で環境条件に対しては，想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射 した上で常設重大事故等対処設備と異なる保管場所に保管する設計とする。
線，荷重及びその他の使用条件において，可搬型重大事故等対処設備がその機能を環境条件に対しては，想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射常設重大事故等対処設備と異なる保管場所に保管する設計とする。
環境条件に対しては，想定される重大事故等が発生した場合における温度，放確実に発揮できる設計とする。重大事故等時の環境条件における健全性について 線，荷重及びその他の使用条件において，可搬型重大事故等対処設備がその機能を 射線，荷重及びその他の使用条件において，可搬型重大事故等対処設備がその機は(c-3) 環境条件等に記載する。

確実に発揮できる設計とする。重大事故等時の環境条件における健全性について 能を確実に発揮できる設計とする。重大事故等時の環境条件における健全性につは「ロ(3)(ⅰ)ｂ．(c-3) 環境条件等」に記載する。

いては「1.1.7.3 環境条件等」に記載する。風（台風）及び竜巻のうち風荷重，
凍結，降水，積雪，火山の影響並びに電磁的障害に対して可搬型重大事故等対処

地震に対して，屋内の可搬型重大事故等対処設備は，イ,(1)敷地の面積及び形状

地震に対して，屋内の可搬型重大事故等対処設備は，「イ(1) 敷地の面積及び形 設備は，環境条件にて考慮し機能が損なわれない設計とする。

に基づく地盤に設置する建屋内に保管する。屋外の可搬型重大事故等対処設備は， 状」に基づく地盤に設置された建屋内に保管する。屋外の可搬型重大事故等対処設

地震に対して，屋内の可搬型重大事故等対処設備は，「1.9 発電用原子炉設置

転倒しないことを確認する，又は必要により固縛等の処置をするとともに，地震に 備は，転倒しないことを確認する，又は必要により固縛等の処置をするとともに， 変更許可申請に係る安全設計の方針」に基づく地盤上に設置する建屋内に保管すより生ずる敷地下斜面のすべり，液状化又は揺すり込みによる不等沈下，傾斜及び 地震により生ずる敷地下斜面のすべり，液状化又は揺すり込みによる不等沈下，傾 る。屋外の可搬型重大事故等対処設備は，転倒しないことを確認する，又は必要
浮き上がり，地盤支持力の不足，地中埋設構造物の損壊等の影響により必要な機能 斜及び浮き上がり，地盤支持力の不足，地中埋設構造物の損壊等の影響により必要 により固縛等の処置をするとともに，地震により生じる敷地下斜面のすべり，液を喪失しない位置に保管する設計とする。
地震及び津波に対して可搬型重大事故等対処設備は，(1),(ⅱ)重大事故等対処な機能を喪失しない位置に保管する設計とする。

「ロ(1)(ⅱ) 重大事故等対処施設の耐震設計」，「ロ(2)(ⅱ) 重大事故等対施設の耐震設計及び(2),(ⅱ)重大事故等対処施設に対する耐津波設計にて考慮さ 備は，れた設計とする。

火災に対して，可搬型重大事故等対処設備は，(3),(ⅰ),b.(b)火災による損傷の地震，津波，溢水及び火災に対して可搬型重大事故等対処設備は，設計基準事故

地震及び津波（敷地に遡上する津波を含む。
）に対して可搬型重大事故等対処

処施設の耐津波設計」及び「ロ(2)(ⅲ) 重大事故等対処施設の基準津波を超え敷 設備は，
「1.3.2 重大事故等対処施設の耐震設計」，「1.4.2 重大事故等対処施
地に遡上する津波の耐津波設計」にて考慮された設計とする。

防止に基づく火災防護を行う。

状化及び揺すり込みによる不等沈下，地盤支持力の不足，地中埋設構造物の損壊

地震及び津波（敷地に遡上する津波を含む。
）に対して可搬型重大事故等対処設 等の影響を受けない複数の保管場所に分散して保管する設計とする。

火災に対して可搬型重大事故等対処設備は，「ロ(3)(ⅰ)ｂ．(b) 火災による損傷の防止」に基づく火災防護を行う。

設の耐津波方針」にて考慮された設計とする。
火災に対して，可搬型重大事故等対処設備は「1.5.2 重大事故等対処施設の火災防護に関する基本方針」に基づく火災防護を行う。

地震，津波（敷地に遡上する津波を含む。
），溢水及び火災に対して可搬型重大事

地震，津波（敷地に遡上する津波を含む。
），溢水及び火災に対して可搬型重大対処設備等及び常設重大事故等対処設備と同時に機能を損なうおそれがないよう 故等対処設備は，設計基準事故対処設備等及び常設重大事故等対処設備と同時に 事故等対処設備は，設計基準事故対処設備等及び常設重大事故等対処設備と同時に，設計基準事故対処設備等の配置も含めて常設重大事故等対処設備と位置的分 機能を損なうおそれがないように，設計基準事故対処設備等の配置も含めて常設 に機能を損なうおそれがないように，設計基準事故対処設備等の配置も含めて常散を図り複数箇所に分散して保管する設計とする。

重大事故等対処設備と位置的分散を図り，複数個所に分散して保管する設計とす 設重大事故等対処設備と位置的分散を図り複数箇所に分散して保管する設計とる。

風（台風），竜巻，低温（凍結），降水，積雪，落雷，地滑り，火山の影響，生する。

風（台風），竜巻，凍結，降水，積雪，落雷，火山の影響，生物学的事象，森林風（台風），竜巻，凍結，降水，積雪，落雷，火山の影響，生物学的事象，森林

物学的事象，火災・爆発（森林火災，近隣工場等の火災・爆発，航空機落下火災等）， 火災，爆発，近隣工場等の火災，有毒ガス，船舶の衝突及び電磁的障害に対して， 火災，爆発，近隣工場等の火災，有毒ガス，船舶の衝突及び電磁的障害に対して，
有毒ガス，船舶の衝突及び電磁的障害に対して，可搬型重大事故等対処設備は，外 可搬型重大事故等対処設備は，外部からの衝撃による損傷の防止が図られた建屋 可搬型重大事故等対処設備は，外部からの衝撃による損傷の防止が図られた建屋部からの衝撃による損傷の防止が図られた建屋内に保管するか，又は設計基準事 等内に保管するか，又は設計基準事故対処設備等及び常設重大事故等対処設備と 等内に保管するか，又は設計基準事故対処設備等及び常設重大事故等対処設備と故対処設備等及び常設重大事故等対処設備と同時に必要な機能を損なうおそれが 同時に必要な機能を損なうおそれがないように，設計基準事故対処設備等の配置 同時に必要な機能を損なうおそれがないように，設計基準事故対処設備等の配置ないように，設計基準事故対処設備等の配置も含めて常設重大事故等対処設備と も含めて常設重大事故等対処設備と位置的分散を図り，防火帯の内側の複数箇所 も含めて常設重大事故等対処設備と位置的分散を図り，防火帯の内側の複数箇所
位置的分散を図り，防火帯の内側の複数箇所に分散して保管する設計とする。
クラゲ等の海生生物から影響を受けるおそれのある屋外の可搬型重大事故等対処設備は，予備を有する設計とする。

に分散して保管する設計とする。

に分散して保管する設計とする。クラゲ等の海生生物から影響を受けるおそれのクラゲ等の海生生物の影響を受けるおそれのある屋外の可搬型重大事故等対処 ある屋外の可搬型重大事故等対処設備は，複数の取水箇所を選定できる設計とす
設備は，複数の取水箇所を選定できる設計とする。

6る。

柏崎原子力発電所／東海第二発電所 本文比較表 【対象項目：第４３条】（本文）柏崎原子力発電所 ６／７号炉

下線：先行 BWR との差異

（本文）東海第二発電所（最新）

東海第二発電所（最新）

高潮に対して可搬型重大事故等対処設備は，高潮の影響を受けない敷地高さに高潮に対して可搬型重大事故等対処設備は，高潮の影響を受けない敷地高さに保管する。

保管する設計とする。
飛来物（航空機落下）及び故意による大型航空機の衝突その他テロリズムに対し飛来物（航空機落下）及び故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムに対飛来物（航空機落下）及び故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムにて，屋内の可搬型重大事故等対処設備は，可能な限り設計基準事故対処設備等の配 して，屋内の可搬型重大事故等対処設備は，可能な限り設計基準事故対処設備等の 対して屋内の可搬型重大事故等対処設備は，可能な限り設計基準事故対処設備等
置も含めて常設重大事故等対処設備と位置的分散を図り複数箇所に分散して保管 配置も含めて常設重大事故等対処設備と位置的分散を図り複数箇所に分散して保 の配置も含めて常設重大事故等対処設備と位置的分散を図り複数箇所に分散しする設計とする。
屋外に保管する可搬型重大事故等対処設備は，原子炉建屋，タービン建屋及び廃て保管する設計とする。

管する設計とする。
屋外に保管する可搬型重大事故等対処設備は，原子炉建屋，常設代替高圧電源装

屋外に保管する可搬型重大事故等対処設備は，原子炉建屋，常設代替高圧電源

棄物処理建屋から100m以上の離隔距離を確保するとともに，当該可搬型重大事故 置置場，常設低圧代替注水系ポンプ室，格納容器圧力逃がし装置格納槽，緊急用海 装置置場，常設低圧代替注水系ポンプ室，格納容器圧力逃がし装置格納槽，緊急等対処設備がその機能を代替する屋外の設計基準対象施設及び常設重大事故等対 水ポンプピット，
海水ポンプエリアから 100m 以上の離隔距離を確保するとともに， 用海水ポンプピット，海水ポンプエリアから 100m 以上の離隔距離を確保すると処設備から100m以上の離隔距離を確保した上で，複数箇所に分散して保管する設 当該可搬型重大事故等対処設備がその機能を代替する屋外の設計基準事故対処設 ともに，当該可搬型重大事故等対処設備がその機能を代替する屋外の設計基準事計とする。

備等及び常設重大事故等対処設備から 100m 以上の離隔距離を確保した上で，複数 故対処設備等及び常設重大事故等対処設備から 100m 以上の離隔距離を確保した
上で，複数箇所に分散して保管する設計とする。

箇所に分散して保管する設計とする。

なお，洪水及びダムの崩壊については，立地的要因により設計上考慮する必要はない。また，外部人為事象のうちダムの崩壊については，立地的要因により設計上考慮する必要はない。
サポート系の故障に対しては，系統又は機器に供給される電力，空気，油，冷却サポート系の故障に対しては，系統又は機器に供給される電力，空気，油及び冷サポート系の故障に対しては，系統又は機器に供給される電力，空気，油，冷水を考慮し，可搬型重大事故防止設備は，設計基準事故対処設備等又は常設重大事 却水を考慮し，可搬型重大事故防止設備は，設計基準事故対処設備等又は常設重大 却水を考慮し，可搬型重大事故防止設備は，設計基準事故対処設備等又は常設重故防止設備と異なる駆動源，冷却源を用いる設計とするか，駆動源，冷却源が同じ 事故防止設備と異なる駆動源，冷却源を用いる設計とするか，駆動源，冷却源が同 大事故防止設備と異なる駆動源，冷却源を用いる設計とするか，駆動源，冷却源
場合は別の手段が可能な設計とする。また，水源についても可能な限り，異なる水 じ場合は別の手段が可能な設計とする。また，水源についても可能な限り，異なる が同じ場合は別の手段が可能な設計とする。また，水源についても可能な限り，源を用いる設計とする。

水源を用いる設計とする。

(c-1-1-3) 可搬型重大事故等対処設備と常設重大事故等対処設備の接続口(c-1-1-3)可搬型重大事故等対処設備と常設重大事故等対処設備の接続口

ｃ．可搬型重大事故等対処設備と常設重大事故等対処設備の接続口

原子炉建屋の外から水又は電力を供給する可搬型重大事故等対処設備と常設設

原子炉建屋の外から水又は電力を供給する可搬型重大事故等対処設備と常設

原子炉建屋の外から水又は電力を供給する可搬型重大事故等対処設備と常設設

異なる水源を用いる設計とする。

備との接続口は，共通要因によって接続することができなくなることを防止する 備との接続口は，共通要因によって接続することができなくなることを防止する 設備との接続口は，共通要因によって接続することができなくなることを防止す
ため，それぞれ互いに異なる複数の場所に設置する設計とする。
環境条件に対しては，想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射ため，それぞれ互いに異なる複数の場所に設置する設計とする。
環境条件に対しては，想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射るため，それぞれ互いに異なる複数の場所に設置する設計とする。
環境条件に対しては，想定される重大事故等が発生した場合における温度，放線，荷重及びその他の使用条件において，その機能を確実に発揮できる設計とする 線，荷重及びその他の使用条件において，その機能を確実に発揮できる設計とする 射線，荷重及びその他の使用条件において，その機能を確実に発揮できる設計ととともに，建屋の異なる面の隣接しない位置又は屋内及び建屋面の適切に離隔し とともに，建屋等内及び建屋等壁面の適切に離隔し，かつ，隣接しない位置に複数 するとともに，建屋等内及び建屋等壁面の適切に離隔し，かつ，隣接しない位置
た位置に複数箇所設置する。重大事故等時の環境条件における健全性については， 箇所設置する。重大事故等時の環境条件における健全性については，「ロ(3)(ⅰ)に複数箇所設置する。重大事故等時の環境条件における健全性については(c-3)環境条件等に記載する。風（台風），低温（凍結），降水，積雪及び電磁的 ｂ．(c-3) 環境条件等」に記載する。風（台風）及び竜巻のうち風荷重，凍結，降 「1.1.7.3 環境条件等」に記載する。風（台風）及び竜巻のうち風荷重，凍結，障害に対しては，環境条件にて考慮し，機能が損なわれない設計とする。

水，積雪，火山の影響並びに電磁的障害に対しては，環境条件にて考慮し，機能が 降水，積雪，火山の影響並びに電磁的障害に対しては，環境条件にて考慮し，機損なわれない設計とする。

地震に対して接続口は，イ,(1)敷地の面積及び形状に基づく地盤上の建屋内又は建屋面に複数箇所設置する。
地震，津波及び火災に対しては，(1),(ⅱ)重大事故等対処施設の耐震設計，能が損なわれない設計とする。

地震に対して接続口は，「イ(1) 敷地の面積及び形状」に基づく地盤上の建屋等内又は建屋等壁面に複数箇所設置する。
地震，津波（敷地に遡上する津波を含む。
）及び火災に対しては，「ロ(1)(ⅱ) 重地震に対して接続口は，「1.9 発電用原子炉設置変更許可申請に係る安全設計の方針」に基づく地盤上の建屋等内又は建屋等壁面に複数箇所設置する。
地震，津波（敷地に遡上する津波を含む。
）及び火災に対しては，「1.3.2 重大(2),(ⅱ)重大事故等対処施設に対する耐津波設計及び(3),(ⅰ),b.,(b)火災によ 大事故等対処施設の耐震設計」，「1.4.2 重大事故等対処施設の耐津波設計」及び，「ロ(2)(ⅱ) 重大事故等対処施設の耐津波設計」， 事故等対処施設の耐震設計」
る損傷の防止に基づく設計とする。

「ロ(2)(ⅲ) 重大事故等対処施設の基準津波を超え敷地に遡上する津波の耐津 「1.5.2 重大事故等対処施設の火災防護に関する基本方針」に基づく設計とす
波設計」及び「ロ(3)(ⅰ)ｂ．(b) 火災による損傷の防止」に基づく設計とする。 る。

7

柏崎原子力発電所／東海第二発電所 本文比較表 【対象項目：第４３条】（本文）柏崎原子力発電所 ６／７号炉
溢水に対しては，想定される溢水水位に対して機能を喪失しない位置に設置する。
風（台風），竜巻，落雷，地滑り，火山の影響，生物学的事象，火災・爆発（森下線：先行 BWR との差異

（本文）東海第二発電所（最新）
溢水に対しては，想定される溢水水位に対して機能を喪失しない位置に設置する。

東海第二発電所（最新）
溢水に対しては，想定される溢水水位に対して機能を喪失しない位置に設置する。

風（台風），竜巻，落雷，生物学的事象，森林火災，飛来物（航空機落下），爆風（台風），竜巻，落雷，生物学的事象，森林火災，飛来物（航空機落下），爆

林火災，近隣工場等の火災・爆発，航空機落下火災等），有毒ガス，船舶の衝突及 発，近隣工場等の火災，有毒ガス，船舶の衝突及び故意による大型航空機の衝突そ 発，近隣工場等の火災，有毒ガス，船舶の衝突及び故意による大型航空機の衝突
び故意による大型航空機の衝突その他テロリズムに対して，建屋の異なる面の隣 の他テロリズムに対して，建屋等内及び建屋等壁面の適切に離隔し，かつ，隣接し その他テロリズムに対して，建屋等内及び建屋等壁面の適切に離隔し，かつ，隣接しない位置又は屋内及び建屋面の適切に離隔した位置に複数箇所設置する。
生物学的事象のうちネズミ等の小動物に対して，屋外に設置する場合は，開口部ない位置に複数箇所設置する。

接しない位置に複数箇所設置する。

生物学的事象のうちネズミ等の小動物に対して屋外に設置する場合は，開口部

生物学的事象のうちネズミ等の小動物に対して，屋外に設置する場合は，開口の閉止により重大事故等に対処するために必要な機能が損なわれるおそれのない の閉止により重大事故等に対処するために必要な機能が損なわれるおそれのない 部の閉止により重大事故等に対処するために必要な機能が損なわれるおそれの設計とする。

また，一つの接続口で複数の機能を兼用して使用する場合には，それぞれの機能に必要な容量が確保できる接続口を設ける設計とする。

(c-1-2) 悪影響防止設計とする。

ない設計とする。

高潮に対して接続口は，高潮の影響を受けない位置に設置する。

高潮に対して接続口は，高潮の影響を受けない位置に設置する。

また，一つの接続口で複数の機能を兼用して使用する場合には，それぞれの機能

また，一つの接続口で複数の機能を兼用して使用する場合には，それぞれの機に必要な容量が確保できる接続口を設ける設計とする。

能に必要な容量が確保できる接続口を設ける設計とする。同時に使用する可能性

同時に使用する可能性がある場合は，合計の容量を確保し，状況に応じて，それぞがある場合は，合計の容量を確保し，状況に応じて，それぞれの系統に必要な容れの系統に必要な容量を同時に供給できる設計とする。

量を同時に供給できる設計とする。

(c-1-2)悪影響防止(2) 悪影響防止

重大事故等対処設備は，発電用原子炉施設（他号炉を含む。）内の他の設備（設計

重大事故等対処設備は発電用原子炉施設（隣接する発電用原子炉施設を含む。
）

重大事故等対処設備は発電用原子炉施設（隣接する発電所を含む。）内の他基準対象施設及び当該重大事故等対処設備以外の重大事故等対処設備）に対して内の他の設備（設計基準対象施設及び当該重大事故等対処設備以外の重大事故等の設備（設計基準対象施設及び当該重大事故等対処設備以外の重大事故等対処

悪影響を及ぼさない設計とする。

対処設備）に対して悪影響を及ぼさない設計とする。

設備）に対して悪影響を及ぼさない設計とする。

他の設備への悪影響としては，重大事故等対処設備使用時及び待機時の系統的他の設備への悪影響としては，重大事故等対処設備使用時及び待機時の系統的他の設備への悪影響としては，重大事故等対処設備使用時及び待機時の系統な影響（電気的な影響を含む。）並びにタービンミサイル等の内部発生飛散物によ な影響（電気的な影響を含む。
）並びにタービンミサイル等の内部発生飛散物によ的な影響（電気的な影響を含む。）並びにタービンミサイル等の内部発生飛散る影響を考慮し，他の設備の機能に悪影響を及ぼさない設計とする。

物による影響を考慮し，他の設備の機能に悪影響を及ぼさない設計とする。

系統的な影響に対しては，重大事故等対処設備は，弁等の操作によって設計基準

る影響を考慮し，他の設備の機能に悪影響を及ぼさない設計とする。
系統的な影響に対しては，重大事故等対処設備は，弁等の操作によって設計基準

系統的な影響に対しては，重大事故等対処設備は，弁等の操作によって設計対象施設として使用する系統構成から重大事故等対処設備としての系統構成とす 対象施設として使用する系統構成から重大事故等対処設備としての系統構成とす

基準対象施設として使用する系統構成から重大事故等対処設備としての系統構ること，重大事故等発生前（通常時）の隔離若しくは分離された状態から弁等の操 ること，重大事故等発生前（通常時）の隔離若しくは分離された状態から弁等の操成とすること，重大事故等発生前（通常時）の隔離若しくは分離された状態か作や接続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，他の設備から 作や接続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，他の設備からら弁等の操作や接続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，

独立して単独で使用可能なこと，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系 独立して単独で使用可能なこと，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系

他の設備から独立して単独で使用可能なこと，設計基準対象施設として使用す統構成で重大事故等対処設備として使用すること等により，他の設備に悪影響を 統構成で重大事故等対処設備として使用すること等により，他の設備に悪影響を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等により，他及ぼさない設計とする。

の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

また，放水砲については，建屋への放水により，当該設備の使用を想定する重大事故時において必要となる屋外の他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

及ぼさない設計とする。
また，放水砲については，建屋への放水により，当該設備の使用を想定する重大事故時において必要となる屋外の他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

また，放水砲については，建屋への放水により，当該設備の使用を想定する
重大事故時において必要となる屋外の他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

内部発生飛散物による影響に対しては，内部発生エネルギの高い流体を内蔵す

内部発生飛散物による影響に対しては，内部発生エネルギの高い流体を内蔵す

内部発生飛散物による影響に対しては，内部発生エネルギの高い流体を内蔵る弁及び配管の破断，高速回転機器の破損，ガス爆発並びに重量機器の落下を考慮 る弁及び配管の破断，高速回転機器の破損，ガス爆発並びに重量機器の落下を考慮する弁及び配管の破断，高速回転機器の破損，ガス爆発並びに重量機器の落下し，重大事故等対処設備がタービンミサイル等の発生源となることを防ぐことで， し，重大事故等対処設備がタービンミサイル等の発生源となることを防ぐことで， を考慮し，重大事故等対処設備がタービンミサイル等の発生源となることを防8柏崎原子力発電所／東海第二発電所 本文比較表 【対象項目：第４３条】（本文）柏崎原子力発電所 ６／７号炉

下線：先行 BWR との差異

（本文）東海第二発電所（最新）

東海第二発電所（最新）

他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

ぐことで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

(c-1-3) 共用の禁止(c-1-3)共用の禁止(3) 共用の禁止

常設重大事故等対処設備の各機器については，一部の敷地を共有する東海発電

常設重大事故等対処設備の各機器については，一部の敷地を共有する東海発電て共用しない設計とする。ただし，共用対象の施設ごとに要求される技術的要件 所内の発電用原子炉施設において共用しない設計とする。ただし，共用対象の施設

所内の発電用原子炉施設において共用しない設計とする。ただし，共用対象の施（重大事故等に対処するために必要な機能）を満たしつつ，2 以上の発電用原子炉 ごとに要求される技術的要件（重大事故等に対処するために必要な機能）を満たし

設ごとに要求される技術的要件（重大事故等に対処するために必要な機能）を満施設と共用することにより安全性が向上し，かつ，同一の発電所内の他の発電用原 つつ，東海発電所内の発電用原子炉施設と共用することにより安全性が向上し，かたしつつ，東海発電所内の発電用原子炉施設と共用することにより安全性が向上

つ，東海発電所内及び東海第二発電所内の発電用原子炉施設に対して悪影響を及し，かつ，東海発電所内及び東海第二発電所内の発電用原子炉施設に対して悪影

ぼさない場合は，共用できる設計とする。

響を及ぼさない場合は，共用できる設計とする。

(c-2) 容量等(c-2)容量等

1.1.7.2 容量等(c-2-1) 常設重大事故等対処設備(c-2-1)常設重大事故等対処設備(1) 常設重大事故等対処設備

常設重大事故等対処設備の各機器については，2 以上の発電用原子炉施設におい

子炉施設に対して悪影響を及ぼさない場合は，共用できる設計とする。

常設重大事故等対処設備は，想定される重大事故等の収束において，想定する事

常設重大事故等対処設備は，想定される最大事故等の収束において，想定する事

常設重大事故等対処設備は，想定される重大事故等の収束において，想定する象及びその事象の進展等を考慮し，重大事故等時に必要な目的を果たすために，事 象及びその事象の進展等を考慮し，重大事故等時に必要な目的を果たすために，事 事象及びその事象の進展等を考慮し，重大事故等時に必要な目的を果たすため
故対応手段としての系統設計を行う。重大事故等の収束は，これらの系統の組合せ 故対応手段としての系統設計を行う。重大事故等の収束は，これらの系統の組合せ に，事故対応手段としての系統設計を行う。重大事故等の収束は，これらの系統により達成する。
「容量等」とは，ポンプ流量，タンク容量，伝熱容量，弁吹出量，発電機容量，
蓄電池容量，計装設備の計測範囲及び作動信号の設定値等とする。
常設重大事故等対処設備のうち設計基準対象施設の系統及び機器を使用するもにより達成する。

の組合せにより達成する。

「容量等」とは，ポンプ流量，タンク容量，伝熱容量，弁吹出量，発電機容量，
蓄電池容量，計装設備の計測範囲，作動信号の設定値等とする。
常設重大事故等対処設備のうち設計基準対象施設の系統及び機器を使用するも「容量等」とは，ポンプ流量，タンク容量，伝熱容量，弁吹出量，発電機容量，
蓄電池容量，計装設備の計測範囲及び作動信号の設定値等とする。
常設重大事故等対処設備のうち設計基準対象施設の系統及び機器を使用するのについては，設計基準対象施設の容量等の仕様が，系統の目的に応じて必要とな のについては，設計基準対象施設の容量等の仕様が，系統の目的に応じて必要とな ものについては，設計基準対象施設の容量等の仕様が，系統の目的に応じて必要る容量等に対して十分であることを確認した上で，設計基準対象施設としての容 る容量等に対して十分であることを確認した上で，設計基準対象施設の容量等の となる容量等に対して十分であることを確認した上で，設計基準対象施設として量等と同仕様の設計とする。
常設重大事故等対処設備のうち設計基準対象施設の系統及び機器を使用するも仕様と同仕様の設計とする。

の容量等と同仕様の設計とする。

常設重大事故等対処設備のうち設計基準対象施設の系統及び機器を使用するも常設重大事故等対処設備のうち設計基準対象施設の系統及び機器を使用する

ので，重大事故等時に設計基準対象施設の容量等を補う必要があるものについて ので，重大事故等時に設計基準対象施設の容量等を補う必要があるものについて もので，重大事故等時に設計基準対象施設の容量等を補う必要があるものについは，その後の事故対応手段と合わせて，系統の目的に応じて必要となる容量等を有 は，その後の事故対応手段と合わせて，系統の目的に応じて必要となる容量等を有 ては，その後の事故対応手段と合わせて，系統の目的に応じて必要となる容量等する設計とする。
常設重大事故等対処設備のうち重大事故等への対処を本来の目的として設置すする設計とする。

を有する設計とする。

常設重大事故等対処設備のうち重大事故等への対処を本来の目的として設置す

常設重大事故等対処設備のうち重大事故等への対処を本来の目的として設置

る系統及び機器を使用するものについては，系統の目的に応じて必要な容量等を る系統及び機器を使用するものについては，系統の目的に応じて必要な容量等を する系統及び機器を使用するものについては，系統の目的に応じて必要な容量等有する設計とする。

有する設計とする。

を有する設計とする。

(c-2-2) 可搬型重大事故等対処設備(c-2-2)可搬型重大事故等対処設備(2) 可搬型重大事故等対処設備

可搬型重大事故等対処設備は，想定される重大事故等の収束において，想定する可搬型重大事故等対処設備は，想定される重大事故等の収束において，想定する可搬型重大事故等対処設備は，想定される重大事故等の収束において，想定す事象及びその事象の進展を考慮し，事故対応手段としての系統設計を行う。重大事 事象及びその事象の進展を考慮し，事故対応手段としての系統設計を行う。重大事 る事象及びその事象の進展を考慮し，事故対応手段としての系統設計を行う。重
故等の収束は，これらの系統の組合せにより達成する。
「容量等」とは，ポンプ流量，タンク容量，伝熱容量，発電機容量，蓄電池容量，
ボンベ容量，計測器の計測範囲等とする。
可搬型重大事故等対処設備は，系統の目的に応じて必要な容量等を有する設計

故等の収束は，これらの系統の組合せにより達成する。
「容量等」とは，ポンプ流量，タンク容量，発電機容量，蓄電池容量，ボンベ容量，計装設備の計測範囲等とする。

大事故等の収束は，これらの系統の組合せにより達成する。
「容量等」とは，ポンプ流量，タンク容量，発電機容量，蓄電池容量，ボンベ
容量，計測器の計測範囲等とする。

可搬型重大事故等対処設備は，系統の目的に応じて必要な容量等を有する設計

可搬型重大事故等対処設備は，系統の目的に応じて必要な容量等を有する設計とするとともに，設備の機能，信頼度等を考慮し，予備を含めた保有数を確保する とするとともに，設備の機能，信頼度等を考慮し，予備を含めた保有数を確保する とするとともに，設備の機能，信頼度等を考慮し，予備を含めた保有数を確保す
ことにより，必要な容量等に加え，十分に余裕のある容量等を有する設計とする。 ことにより，必要な容量等に加え，十分に余裕のある容量等を有する設計とする。 ることにより，必要な容量等に加え，十分に余裕のある容量等を有する設計とす
可搬型重大事故等対処設備のうち複数の機能を兼用することで，設置の効率化，可搬型重大事故等対処設備のうち複数の機能を兼用することで，設置の効率化， る。

被ばくの低減が図れるものは，同時に要求される可能性がある複数の機能に必要 被ばくの低減が図れるものは，同時に要求される可能性がある複数の機能に必要

9

可搬型重大事故等対処設備のうち複数の機能を兼用することで，設置の効率

柏崎原子力発電所／東海第二発電所 本文比較表 【対象項目：第４３条】（本文）柏崎原子力発電所 ６／７号炉
な容量等を合わせた容量等とし，兼用できる設計とする。

下線：先行 BWR との差異

（本文）東海第二発電所（最新）な容量等を合わせた容量等とし，兼用できる設計とする。

東海第二発電所（最新）化，被ばくの低減が図れるものは，同時に要求される可能性がある複数の機能に必要な容量等を合わせた容量等とし，兼用できる設計とする。

可搬型重大事故等対処設備のうち，原子炉建屋の外から水又は電力を供給する

可搬型重大事故等対処設備のうち，原子炉建屋の外から水又は電力を供給する

可搬型重大事故等対処設備のうち，原子炉建屋の外から水又は電力を供給する

注水設備及び電源設備は，必要となる容量等を有する設備を1基当たり2セットに 注水設備及び電源設備は，必要となる容量等を有する設備を 1 基当たり 2 セット 注水設備及び電源設備は，必要となる容量等を有する設備を 1 基当たり 2 セット
加え，故障時のバックアップ及び保守点検による待機除外時のバックアップとし に加え，故障時のバックアップ及び保守点検による待機除外時のバックアップと に加え，故障時のバックアップ及び保守点検による待機除外時のバックアップとて発電所全体で予備を確保する。
また，可搬型重大事故等対処設備のうち，負荷に直接接続する可搬型蓄電池，可して，発電所全体で予備を確保する。

して，発電所全体で予備を確保する。

また，可搬型重大事故等対処設備のうち，負荷に直接接続する高圧窒素ボンベ

また，可搬型重大事故等対処設備のうち，負荷に直接接続する高圧窒素ボンベ

搬型ボンベ等は，必要となる容量等を有する設備を1基当たり1セットに加え，故障 （非常用窒素供給系），逃がし安全弁用可搬型蓄電池等は，必要となる容量等を有 （非常用窒素供給系），逃がし安全弁用可搬型蓄電池等は，必要となる容量等を時のバックアップ及び保守点検による待機除外時のバックアップとして，発電所 する設備を 1 基当たり 1 セットに加え，故障時のバックアップ及び保守点検によ 有する設備を１基当たり 1 セットに加え，故障時のバックアップ及び保守点検に全体で予備を確保する。

る待機除外時のバックアップとして，発電所全体で予備を確保する。

よる待機除外時のバックアップとして，発電所全体で予備を確保する。
上記以外の可搬型重大事故等対処設備は，必要となる容量等を有する設備を 1基当たり 1 セットに加え，設備の信頼度等を考慮し，予備を確保する。

(c-3) 環境条件等(c-3)環境条件等

1.1.7.3 環境条件等(c-3-1) 環境条件

(c-3-1)環境条件(1) 環境条件

重大事故等対処設備は，想定される重大事故等が発生した場合における温度，放重大事故等対処設備は，想定される重大事故等が発生した場合における温度，

重大事故等対処設備は，想定される重大事故等が発生した場合における温度，

射線，荷重及びその他の使用条件において，その機能が有効に発揮できるよう，そ 放射線，荷重及びその他の使用条件において，その機能が有効に発揮できるよう， 放射線，荷重及びその他の使用条件において，その機能が有効に発揮できるよの設置場所（使用場所）又は保管場所に応じた耐環境性を有する設計とするととも その設置場所（使用場所）又は保管場所に応じた耐環境性を有する設計とするとに，操作が可能な設計とする。

ともに，操作が可能な設計とする。

う，その設置場所（使用場所）又は保管場所に応じた耐環境性を有する設計とす
るとともに，操作が可能な設計とする。

重大事故等時の環境条件については，重大事故等における温度（環境温度及び使重大事故等時の環境条件については，重大事故等における温度（環境温度，使用温度），放射線，荷重に加えて，その他の使用条件として環境圧力，湿度による 用温度），放射線及び荷重に加えて，その他の使用条件として環境圧力，湿度によ用温度），放射線，荷重に加えて，その他の使用条件として環境圧力，湿度によ影響，重大事故等時に海水を通水する系統への影響，自然現象による影響，発電所 る影響，重大事故等時に海水を通水する系統への影響，自然現象による影響，津波

る影響，重大事故等時に海水を通水する系統への影響，自然現象による影響，津

敷地又はその周辺において想定される発電用原子炉施設の安全性を損なわせる原 （敷地を遡上する津波を含む。）による影響，発電所敷地又はその周辺において想波（敷地に遡上する津波を含む。），発電所敷地又はその周辺において想定され因となるおそれがある事象であって人為によるものの影響及び周辺機器等からの 定される発電用原子炉施設の安全性を損なわせる原因となるおそれがある事象でる発電用原子炉施設の安全性を損なわせる原因となるおそれがある事象であっ重大事故等時の環境条件については，重大事故等時における温度（環境温度，使悪影響を考慮する。
荷重としては重大事故等が発生した場合における機械的荷重に加えて，環境圧
力，温度及び自然現象による荷重を考慮する。

あって人為によるものの影響及び周辺機器等からの悪影響を考慮する。
荷重としては，重大事故等が発生した場合における機械的荷重に加えて，環境圧
力，温度及び自然現象による荷重を考慮する。

て人為によるものの影響及び周辺機器等からの悪影響を考慮する。
荷重としては，重大事故等が発生した場合における機械的荷重に加えて，環境
圧力，温度及び自然現象による荷重を考慮する。

自然現象について，重大事故等時に重大事故等対処設備に影響を与えるおそれ

自然現象の選定に当たっては，網羅的に抽出するために，地震，津波に加え，ある事象として，地震，風（台風），低温（凍結），降水及び積雪を選定する。こ がある事象として，地震，津波（敷地に遡上する津波を含む。），風（台風），竜発電所敷地及びその周辺での発生実績の有無に関わらず，国内外の基準や文献

れらの事象のうち，低温（凍結）及び降水については，屋外の天候による影響とし 巻，凍結，降水，積雪及び火山の影響を選定する。これらの事象のうち，凍結及び等に基づき収集した洪水，風（台風），竜巻，凍結，降水，積雪，落雷，地滑り，て考慮する。

火山の影響，生物学的事象，森林火災等の事象を考慮する。

自然現象について，重大事故等時に重大事故等対処設備に影響を与えるおそれが降水については，屋外の天候による影響として考慮する。

これらの事象のうち，重大事故等時における発電所敷地及びその周辺での発生の可能性，重大事故等対処設備への影響度，事象進展速度や事象進展に対する時
間余裕の観点から，重大事故等時に重大事故等対処設備に影響を与えるおそれがある事象として，地震，津波（敷地に遡上する津波を含む。），風（台風），
竜巻，凍結，降水，積雪及び火山の影響を選定する。これらの事象のうち，凍結及び降水については，屋外の天候による影響として考慮する。

10柏崎原子力発電所／東海第二発電所 本文比較表 【対象項目：第４３条】

下線：先行 BWR との差異

（本文）柏崎原子力発電所 ６／７号炉（本文）東海第二発電所（最新）

東海第二発電所（最新）

自然現象による荷重の組合せについては，地震，風（台風）及び積雪の影響を考

自然現象による荷重の組合せについては，地震，津波（敷地に遡上する津波を含

自然現象による荷重の組合せについては，地震，津波（敷地に遡上する津波を含慮する。

む。），風（台風），積雪及び火山の影響を考慮する。

む。），風（台風），積雪及び火山の影響を考慮する。

これらの環境条件のうち，重大事故等時における環境温度，環境圧力，湿度によ

これらの環境条件のうち，重大事故等時における環境温度，環境圧力，湿度にる影響，屋外の天候による影響，重大事故等時の放射線による影響及び荷重に対し る影響，屋外の天候による影響，重大事故等時の放射線による影響及び荷重に対しよる影響，屋外の天候による影響，重大事故等時の放射線による影響及び荷重にては，重大事故等対処設備の設置場所（使用場所）又は保管場所に応じて，以下の ては，重大事故等対処設備を設置（使用）又は保管する場所に応じて，以下の設備

対しては，重大事故等対処設備を設置（使用）又は保管する場所に応じて，以下これらの環境条件のうち，重大事故等時における環境温度，環境圧力，湿度によ

設備分類ごとに必要な機能を有効に発揮できる設計とする。

分類ごとに必要な機能を有効に発揮できる設計とする。

の設備分類ごとに必要な機能を有効に発揮できる設計とする。

原子炉格納容器内の重大事故等対処設備は，想定される重大事故等時における原子炉格納容器内の重大事故等対処設備は，想定される重大事故等時におけ

子炉格納容器内の環境条件を考慮した設計とする。また，地震による荷重を考慮し 原子炉格納容器内の環境条件を考慮した設計とする。また，地震による荷重を考慮

る原子炉格納容器内の環境条件を考慮した設計とする。また，地震による荷重を

原子炉格納容器内の重大事故等対処設備は，想定される重大事故等時における原て，機能を損なわない設計とする。操作は，中央制御室から可能な設計とする。

して，機能を損なわない設計とする。操作は，中央制御室から可能な設計とする。 考慮して，機能を損なわない設計とする。操作は，中央制御室から可能な設計とする。

原子炉建屋原子炉区域内の重大事故等対処設備は，想定される重大事故等時における環境条件を考慮する。
また，地震による荷重を考慮して，機能を損なわない設計とするとともに，可搬

原子炉建屋原子炉棟内の重大事故等対処設備は，想定される重大事故等時における環境条件を考慮する。

原子炉建屋原子炉棟内の重大事故等対処設備は，想定される重大事故等時における環境条件を考慮する。また，地震による荷重を考慮して，機能を損なわな

また，地震による荷重を考慮して，機能を損なわない設計とするとともに，可搬い設計とするとともに，可搬型重大事故等対処設備は，必要により当該設備の落型重大事故等対処設備は，必要により当該設備の落下防止，転倒防止，固縛の措置 型重大事故等対処設備は，必要により当該設備の落下防止，転倒防止及び固縛の措下防止，転倒防止，固縛の措置をとる。操作は，中央制御室，異なる区画若しくをとる。操作は，中央制御室，異なる区画若しくは離れた場所又は設置場所で可能 置をとる。操作は，中央制御室，異なる区画若しくは離れた場所又は設置場所で可は離れた場所又は設置場所で可能な設計とする。

な設計とする。
原子炉建屋内の原子炉区域外及びその他の建屋内の重大事故等対処設備は，重大能な設計とする。
原子炉建屋付属棟内（中央制御室を含む。
），緊急時対策所建屋内，常設代替高圧

原子炉建屋付属棟内（中央制御室を含む。），緊急時対策所建屋内，常設代替

事故等時におけるそれぞれの場所の環境条件を考慮した設計とする。また，地震に 電源装置置場（地下階）内，格納容器圧力逃がし装置格納槽内，常設低圧代替注水

高圧電源装置置場（地下階）内，格納容器圧力逃がし装置格納槽内，常設低圧代よる荷重を考慮して，機能を損なわない設計とするとともに，可搬型重大事故等対 系格納槽内，緊急用海水ポンプピット内及び立坑内の重大事故等対処設備は，重大

替注水系格納槽内，緊急用海水ポンプピット内及び立坑内の重大事故等対処設

処設備は，必要により当該設備の落下防止，転倒防止，固縛の措置をとる。操作は， 事故等時におけるそれぞれの場所の環境条件を考慮した設計とする。また，地震に備は，重大事故等時におけるそれぞれの場所の環境条件を考慮した設計とする。

中央制御室，異なる区画若しくは離れた場所又は設置場所で可能な設計とする。

よる荷重を考慮して，機能を損なわない設計とするとともに，可搬型重大事故等対

また，地震による荷重を考慮して，機能を損なわない設計とするとともに，可搬処設備は，必要により当該設備の落下防止，転倒防止及び固縛の措置をとる。操作型重大事故等対処設備は，必要により当該設備の落下防止，転倒防止，固縛の措は中央制御室，異なる区画若しくは離れた場所又は設置場所で可能な設計とする。 置をとる。操作は中央制御室，異なる区画若しくは離れた場所又は設置場所で可能な設計とする。
屋外及び常設代替高圧電源装置置場（地上階）の重大事故等対処設備は，重大事

屋外及び常設代替高圧電源装置置場（地上階）の重大事故等対処設備は，重大件を考慮した設計とする。操作は，中央制御室，離れた場所又は設置場所で可能な 故等時における屋外の環境条件を考慮した設計とする。操作は，中央制御室，離れ事故等時における屋外の環境条件を考慮した設計とする。操作は，中央制御室，

屋外及び建屋屋上の重大事故等対処設備は，重大事故等時における屋外の環境条設計とする。

た場所又は設置場所で可能な設計とする。

離れた場所又は設置場所で可能な設計とする。

また，地震，風（台風）及び積雪の影響による荷重を考慮し，機能を損なわない

また，地震，津波(敷地に遡上する津波を含む。)，積雪及び火山の影響による荷また，地震，津波（敷地に遡上する津波を含む。），積雪及び火山の影響によ設計とするとともに，可搬型重大事故等対処設備については，必要により当該設備

重を考慮し，機能を損なわない設計とするとともに，風（台風）及び竜巻による風る荷重を考慮して機能を損なわない設計とするとともに，風（台風）及び竜巻にの落下防止，転倒防止，固縛の措置をとる。

荷重に対しては，位置的分散を考慮した保管により，機能を損なわない設計とす

よる風荷重に対しては，位置的分散を考慮した保管により，機能を損なわない設る。また，可搬型重大事故等対処設備については，必要により当該設備の落下防計とする。また，可搬型重大事故等対処設備については，必要により当該設備の止，転倒防止，固縛等の措置をとる。

落下防止，転倒防止，固縛等の措置をとる。

海水を通水する系統への影響に対しては，常時海水を通水する，海に設置する，海水を通水する系統への影響に対しては，常時海水を通水する，海に設置す又は海で使用する重大事故等対処設備は耐腐食性材料を使用する設計とする。常時 又は海で使用する重大事故等対処設備は耐腐食性材料を使用する設計とする。常る，又は海で使用する重大事故等対処設備は耐腐食性材料を使用する設計とす

海水を通水するコンクリート構造物については，腐食を考慮した設計とする。使用 時海水を通水するコンクリート構造物については，腐食を考慮した設計とする。使る。常時海水を通水するコンクリート構造物については，腐食を考慮した設計と海水を通水する系統への影響に対しては，常時海水を通水する，海に設置する，時に海水を通水する重大事故等対処設備は，海水の影響を考慮した設計とする。原 用時に海水を通水する重大事故等対処設備は，海水の影響を考慮した設計とする。 する。使用時に海水を通水する重大事故等対処設備は，海水の影響を考慮した設則，淡水を通水するが，海水も通水する可能性のある重大事故等対処設備は，可能 原則，淡水を通水するが，海水も通水する可能性のある重大事故等対処設備は，可計とする。原則，淡水を通水するが，海水も通水する可能性のある重大事故等対な限り淡水を優先し，海水通水を短期間とすることで，設備への海水の影響を考慮 能な限り淡水を優先し，海水通水を短期間とすることで，設備への海水の影響を考処設備は，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11柏崎原子力発電所／東海第二発電所 本文比較表 【対象項目：第４３条】（本文）柏崎原子力発電所 ６／７号炉する。また，海から直接取水する際の異物の流入防止を考慮した設計とする。

下線：先行 BWR との差異

（本文）東海第二発電所（最新）

東海第二発電所（最新）慮する。また，海から直接取水する際の異物の流入防止を考慮した設計とする。

海水の影響を考慮する。また，海から直接取水する際の異物の流入防止を考慮した設計とする。

発電所敷地又はその周辺において想定される発電用原子炉施設の安全性を損な発電所敷地又はその周辺において想定される発電用原子炉施設の安全性を損な発電所敷地又はその周辺において想定される発電用原子炉施設の安全性を損わせる原因となるおそれがある事象であって人為によるもののうち重大事故等対 わせる原因となるおそれがある事象であって人為によるもののうち重大事故等対なわせる原因となるおそれがある事象であって人為によるものの選定に当たっ

処設備に影響を与えるおそれがある事象として選定する電磁的障害に対しては，重 処設備に影響を与えるおそれがある事象として選定する電磁的障害に対しては，ては，網羅的に抽出するために，発電所敷地及びその周辺での発生実績の有無に大事故等対処設備は，重大事故等時においても電磁波により機能を損なわない設計 重大事故等対処設備は，重大事故等時においても電磁波により機能を損なわない

関わらず，国内外の基準や文献等に基づき収集した飛来物（航空機落下等），ダとする。

ムの崩壊，爆発，近隣工場等の火災，有毒ガス，船舶の衝突，電磁的障害，故意設計とする。

による大型航空機の衝突その他のテロリズム等の事象を考慮する。これらの事象のうち，発電所敷地及びその周辺での発生の可能性，重大事故等対処設備への影響度，事象進展速度や事象進展に対する時間余裕の観点から，重大事故等対処
設備に影響を与えるおそれがある事象として選定する電磁的障害に対しては，重大事故等対処設備は，重大事故等時においても電磁波により機能を損なわない設計とする。
重大事故等対処設備は，事故対応のために配置・配備している自主対策設備を含

重大事故等対処設備は，事故対応のために配置・配備している自主対策設備を含

重大事故等対処設備は，事故対応のために配置・配備している自主対策設備をむ周辺機器等からの悪影響により機能を損なわない設計とする。周辺機器等からの む周辺機器等からの悪影響により機能を損なわない設計とする。周辺機器等から含む周辺機器等からの悪影響により機能を損なわない設計とする。周辺機器等悪影響としては，地震，火災，溢水による波及的影響を考慮する。

からの悪影響としては，地震，火災，溢水による波及的影響を考慮する。

溢水に対しては，重大事故等対処設備は，想定される溢水により機能を損なわないように，重大事故等対処設備の設置区画の止水対策等を実施する。

の悪影響としては，地震，火災及び溢水による波及的影響を考慮する。
溢水に対しては，重大事故等対処設備は，想定される溢水により機能を損なわないように，重大事故等対処設備の設置区画の止水対策等を実施する。

溢水に対しては，重大事故等対処設備は，想定される溢水により機能を損なわないように，重大事故等対処設備の設置区画の止水対策等を実施する。
地震による荷重を含む耐震設計については，「1.3.2 重大事故等対処施設の耐震設計」に，津波（敷地に遡上する津波を含む。）による荷重を含む耐津波設計については，「1.4.2 重大事故等対処施設の耐津波設計」に，火災防護について
は，「1.5.2 重大事故等対処施設の火災防護に関する基本方針」に示す。

(c-3-2) 重大事故等対処設備の設置場所
重大事故等対処設備は，想定される重大事故等が発生した場合においても操作及(c-3-2)重大事故等対処設備の設置場所
重大事故等対処設備は，想定される重大事故等が発生した場合においても操作及(2) 重大事故等対処設備の設置場所
重大事故等対処設備は，想定される重大事故等が発生した場合においても操び復旧作業に支障がないように，放射線量の高くなるおそれの少ない設置場所の選 び復旧作業に支障がないように，放射線量の高くなるおそれの少ない設置場所の選 作及び復旧作業に支障がないように，放射線量の高くなるおそれの少ない設置
定，当該設備の設置場所への遮蔽の設置等により当該設備の設置場所で操作可能な 定，当該設備の設置場所への遮蔽の設置等により当該設備の設置場所で操作可能な 場所の選定，当該設備の設置場所への遮蔽の設置等により当該設備の設置場所
設計，放射線の影響を受けない異なる区画若しくは離れた場所から遠隔で操作可能 設計，放射線の影響を受けない異なる区画若しくは離れた場所から遠隔で操作可能 で操作可能な設計，放射線の影響を受けない異なる区画若しくは離れた場所かな設計又は中央制御室遮蔽区域内である中央制御室から操作可能な設計とする。

な設計，又は中央制御室遮蔽区域内である中央制御室から操作可能な設計とする。 ら遠隔で操作可能な設計，又は中央制御室遮蔽区域内である中央制御室から操(c-3-3) 可搬型重大事故等対処設備の設置場所(c-3-3)可搬型重大事故等対処設備の設置場所

作可能な設計とする。
可搬型重大事故等対処設備は，想定される重大事故等が発生した場合においても可搬型重大事故等対処設備は，想定される重大事故等が発生した場合においても(3) 可搬型重大事故等対処設備の設置場所
可搬型重大事故等対処設備は，想定される重大事故等が発生した場合におい設置及び常設設備との接続に支障がないように，放射線量の高くなるおそれの少な 設置及び常設設備との接続に支障がないように，放射線量の高くなるおそれの少な ても設置及び常設設備との接続に支障がないように，放射線量の高くなるおそい設置場所の選定，当該設備の設置場所への遮蔽の設置等により，当該設備の設置 い設置場所の選定，当該設備の設置場所への遮蔽の設置等により，当該設備の設置 れの少ない設置場所の選定，当該設備の設置場所への遮蔽の設置等により，当該及び常設設備との接続が可能な設計とする。

及び常設設備との接続が可能な設計とする。

設備の設置及び常設設備との接続が可能な設計とする。

(c-4) 操作性及び試験・検査性(c-4)操作性及び試験・検査性1.1.7.4 操作性及び試験・検査性(c-4-1) 操作性の確保(c-4-1)操作性の確保(1) 操作性の確保

12柏崎原子力発電所／東海第二発電所 本文比較表 【対象項目：第４３条】（本文）柏崎原子力発電所 ６／７号炉(c-4-1-1) 操作の確実性
重大事故等対処設備は，想定される重大事故等が発生した場合においても操作を

下線：先行 BWR との差異

（本文）東海第二発電所（最新）(c-4-1-1)操作の確実性

東海第二発電所（最新）ａ．操作の確実性

重大事故等対処設備は，想定される重大事故等が発生した場合においても操作重大事故等対処設備は，想定される重大事故等が発生した場合においても操作確実なものとするため，重大事故等時の環境条件を考慮し，操作が可能な設計とす を確実なものとするため，重大事故等時の環境条件を考慮し，操作が可能な設計と を確実なものとするため，重大事故等時の環境条件を考慮し，操作が可能な設計る。
操作する全ての設備に対し，十分な操作空間を確保するとともに，確実な操作が

する。

とする。

操作する全ての設備に対し，十分な操作空間を確保するとともに，確実な操作が操作する全ての設備に対し，十分な操作空間を確保するとともに，確実な操作できるよう，必要に応じて操作足場を設置する。また，防護具，可搬型照明等は重 できるよう，必要に応じて操作足場を設置する。また，防護具，可搬型照明等は重 ができるよう，必要に応じて操作足場を設置する。また，防護具，可搬型照明等
大事故等時に迅速に使用できる場所に配備する。
現場操作において工具を必要とする場合は，一般的に用いられる工具又は専用の大事故等時に迅速に使用できる場所に配備する。
現場操作において工具を必要とする場合は，一般的に用いられる工具又は専用は重大事故等時に迅速に使用できる場所に配備する。
現場操作において工具を必要とする場合は，一般的に用いられる工具又は専用工具を用いて，確実に作業ができる設計とする。工具は，作業場所の近傍又はアク の工具を用いて，確実に作業ができる設計とする。工具は，作業場所の近傍又はア の工具を用いて，確実に作業ができる設計とする。工具は，作業場所の近傍又はセスルートの近傍に保管できる設計とする。可搬型重大事故等対処設備は，運搬・ クセスルートの近傍に保管できる設計とする。可搬型重大事故等対処設備は運搬・ アクセスルートの近傍に保管できる設計とする。可搬型重大事故等対処設備は運設置が確実に行えるように，人力又は車両等による運搬，移動ができるとともに， 設置が確実に行えるように，人力又は車両等による運搬，移動ができるとともに， 搬・設置が確実に行えるように，人力又は車両等による運搬，移動ができるとと必要により設置場所にてアウトリガの張り出し又は輪留めによる固定等が可能な 必要により設置場所にてアウトリガの張り出し又は輪留めによる固定等が可能な もに，必要により設置場所にてアウトリガの張り出し又は輪留めによる固定等が設計とする。
現場の操作スイッチは運転員等の操作性を考慮した設計とする。また，電源操作

設計とする。

可能な設計とする。

現場の操作スイッチは運転員等の操作性を考慮した設計とする。また，電源操作

現場の操作スイッチは運転員等の操作性を考慮した設計とする。また，電源操が必要な設備は，感電防止のため露出した充電部への近接防止を考慮した設計とす が必要な設備は，感電防止のため露出した充電部への近接防止を考慮した設計と 作が必要な設備は，感電防止のため露出した充電部への近接防止を考慮した設計
る。

する。

とする。

現場において人力で操作を行う弁は，手動操作が可能な設計とする。

現場において人力で操作を行う弁は，手動操作が可能な設計とする。

現場での接続操作は，ボルト・ネジ接続，フランジ接続又はより簡便な接続方式

現場での接続操作は，ボルト・ネジ接続，フランジ接続又はより簡便な接続方式

等，接続方式を統一することにより，確実に接続が可能な設計とする。
また，重大事故等に対処するために迅速な操作を必要とする機器は，必要な時間

等，接続方式を統一することにより，確実に接続が可能な設計とする。
また，重大事故等に対処するために迅速な操作を必要とする機器は，必要な時間

現場において人力で操作を行う弁は，手動操作が可能な設計とする。
現場での接続操作は，ボルト・ネジ接続，フランジ接続又はより簡便な接続方
式等，接続方式を統一することにより，確実に接続が可能な設計とする。
また，重大事故等に対処するために迅速な操作を必要とする機器は，必要な時内に操作できるように中央制御室での操作が可能な設計とする。制御盤の操作器 内に操作できるように中央制御室での操作が可能な設計とする。制御盤の操作器 間内に操作できるように中央制御室での操作が可能な設計とする。制御盤の操作は，運転員の操作性を考慮した設計とする。
想定される重大事故等において操作する重大事故等対処設備のうち動的機器に

は運転員の操作性を考慮した設計とする。
想定される重大事故等において操作する重大事故等対処設備のうち動的機器に器は運転員の操作性を考慮した設計とする。
想定される重大事故等において操作する重大事故等対処設備のうち動的機器

ついては，その作動状態の確認が可能な設計とする。

ついては，その作動状態の確認が可能な設計とする。

については，その作動状態の確認が可能な設計とする。

(c-4-1-2) 系統の切替性(c-4-1-2)系統の切替性

ｂ．系統の切替性

重大事故等対処設備のうち，本来の用途以外の用途として重大事故等に対処する

重大事故等対処設備のうち，本来の用途以外の用途として重大事故等に対処す

重大事故等対処設備のうち，本来の用途以外の用途として重大事故等に対処すために使用する設備は，通常時に使用する系統から速やかに切替操作が可能なよう るために使用する設備は，通常時に使用する系統から速やかに切替操作が可能な るために使用する設備は，通常時に使用する系統から速やかに切替操作が可能なに，系統に必要な弁等を設ける設計とする。

ように，系統に必要な弁等を設ける設計とする。

ように，系統に必要な弁等を設ける設計とする。

(c-4-1-3) 可搬型重大事故等対処設備の常設設備との接続性(c-4-1-3)可搬型重大事故等対処設備の常設設備との接続性

ｃ．可搬型重大事故等対処設備の常設設備との接続性

可搬型重大事故等対処設備を常設設備と接続するものについては，容易かつ確実

可搬型重大事故等対処設備を常設設備と接続するものについては，容易かつ確

可搬型重大事故等対処設備を常設設備と接続するものについては，容易かつ確に接続できるように，ケーブルはボルト・ネジ接続又はより簡便な接続方式等を用 実に接続できるように，ケーブルはボルト・ネジ接続又はより簡便な接続方式等を 実に接続できるように，ケーブルはボルト・ネジ接続又はより簡便な接続方式等
い，配管は配管径や内部流体の圧力によって，大口径配管又は高圧環境においては 用い，配管は配管径や内部流体の圧力によって，大口径配管又は高圧環境において を用い，配管は配管径や内部流体の圧力によって，大口径配管又は高圧環境におフランジを用い，小口径配管，かつ，低圧環境においてはより簡便な接続方式等を はフランジを用い，小口径配管かつ低圧環境においてはより簡便な接続方式等を いてはフランジを用い，小口径配管かつ低圧環境においてはより簡便な接続方式用いる設計とする。高圧窒素ガスボンベ，タンクローリ等については，各々専用の 用いる設計とする。窒素ボンベ，空気ボンベ，タンクローリ等については，各々専 等を用いる設計とする。窒素ボンベ，空気ボンベ，タンクローリ等については，接続方式を用いる。

用の接続方式を用いる。

各々専用の接続方式を用いる。

また，発電用原子炉施設間で相互に使用することができるように，6号及び7号炉と また，同一ポンプを接続する配管は口径を統一することにより，複数の系統での接 また，同一ポンプを接続する配管は口径を統一することにより，複数の系統でのも同一形状とするとともに，同一ポンプを接続する配管は口径を統一する等，複数 続方式の統一も考慮する。

接続方式の統一も考慮する。

の系統での接続方式の統一も考慮する。

13

柏崎原子力発電所／東海第二発電所 本文比較表 【対象項目：第４３条】（本文）柏崎原子力発電所 ６／７号炉(c-4-1-4) 発電所内の屋外道路及び屋内通路の確保想定される重大事故等が発生した場合において，可搬型重大事故等対処設備を運下線：先行 BWR との差異

（本文）東海第二発電所（最新）(c-4-1-4)発電所内の屋外道路及び屋内通路の確保想定される重大事故等が発生した場合において，可搬型重大事故等対処設備を

東海第二発電所（最新）
ｄ．発電所内の屋外道路及び屋内通路の確保想定される重大事故等が発生した場合において，可搬型重大事故等対処設備を搬し，又は他の設備の被害状況を把握するため，発電所内の道路及び通路が確保で 運搬し，又は他の設備の被害状況を把握するため，発電所内の道路及び通路が確保 運搬し，又は他の設備の被害状況を把握するため，発電所内の道路及び通路が確
きるよう，以下の設計とする。
屋外及び屋内において，アクセスルートは，自然現象，発電用原子炉施設の安全保できるよう，以下の設計とする。

できるよう，以下の設計とする。
屋外及び屋内において，アクセスルートは，自然現象，発電用原子炉施設の安全

屋外及び屋内において，アクセスルートは，自然現象，発電用原子炉施設の安性を損なわせる原因となるおそれがある事象であって人為によるもの，溢水及び火 性を損なわせる原因となるおそれがある事象であって人為によるもの，溢水及び 全性を損なわせる原因となるおそれがある事象であって人為によるもの，溢水及災を想定しても，運搬，移動に支障をきたすことのないよう，迂回路も考慮して複 火災を想定しても，運搬，移動に支障をきたすことのないよう，迂回路も考慮して び火災を想定しても，運搬，移動に支障をきたすことのないよう，迂回路も考慮数のアクセスルートを確保する。

複数のアクセスルートを確保する設計とする。
なお，想定される重大事故等の収束に必要となる屋外アクセスルートは，基準津して複数のアクセスルートを確保する。
なお，想定される重大事故等の収束に必要となる屋外アクセスルートは，基準波の影響を受けない防潮堤内に，基準地震動Ｓｓ及び敷地に遡上する津波の影響 津波の影響を受けない防潮堤内に，基準地震動Ｓｓ及び敷地に遡上する津波の影を受けないルートを少なくとも 1 つ確保する設計とする。
屋外アクセスルートに影響を与えるおそれがある自然現象として，地震，津波，
風（台風），竜巻，低温（凍結），降水，積雪及び火山の影響を選定する。

屋外アクセスルートに影響を与えるおそれがある自然現象として，地震，津波

響を受けないルートを少なくとも１つ確保する。
屋外及び屋内アクセスルートに対する自然現象については，網羅的に抽出する（敷地に遡上する津波を含む。
），風（台風），竜巻，凍結，降水，積雪，落雷，火 ために，地震，津波に加え，発電所敷地及びその周辺での発生実績の有無に関わ山の影響，生物学的事象，森林火災及び高潮を選定する。

らず，国内外の基準や文献等に基づき収集した洪水，風（台風），竜巻，凍結，降水，積雪，落雷，地滑り，火山の影響，生物学的事象，森林火災等の事象を考慮する。
これらの事象のうち，発電所敷地及びその周辺での発生の可能性，屋外アクセス
ルートへの影響度，事象進展速度や事象進展に対する時間余裕の観点から，屋外アクセスルートに影響を与えるおそれがある事象として，地震，津波（敷地に遡上する津波を含む。），風（台風），竜巻，凍結，降水，積雪，落雷，火山の影
響，生物学的事象，森林火災及び高潮を選定する。

屋外及び屋内アクセスルートに対する発電所敷地又はその周辺において想定さ屋外及び屋内アクセスルートに対する発電所敷地又はその周辺において想定さ屋外及び屋内アクセスルートに対する発電所敷地又はその周辺において想定れる発電用原子炉施設の安全性を損なわせる原因となるおそれがある事象であっ れる発電用原子炉施設の安全性を損なわせる原因となるおそれがある事象であっ される発電用原子炉施設の安全性を損なわせる原因となるおそれがある事象でて人為によるものについては，屋外アクセスルートに影響を与えるおそれがある事 て人為によるものについては，屋外アクセスルートに影響を与えるおそれがある あって人為によるものについては，網羅的に抽出するために，発電所敷地及びそ，ダムの崩壊，爆発，近隣工場等の火災， の周辺での発生実績の有無に関わらず，国内外の基準や文献等に基づき収集した象として選定する火災・爆発（森林火災，近隣工場等の火災・爆発，航空機落下火 事象として選定する飛来物（航空機落下）
災等）及び有毒ガスに対して，迂回路も考慮した複数のアクセスルートを確保する 有毒ガス，船舶の衝突，電磁的障害及び故意による大型航空機の衝突その他のテロ 飛来物（航空機落下等），ダムの崩壊，爆発，近隣工場等の火災，有毒ガス，船設計とする。

リズムに対して，迂回路も考慮した複数のアクセスルートを確保する設計とする。 舶の衝突，電磁的障害，故意による大型航空機の衝突その他のテロリズム等の事
象を考慮する。これらの事象のうち，発電所敷地及びその周辺での発生の可能性，
屋外アクセスルートへの影響度，事象進展速度や事象進展に対する時間余裕の観点から，屋外アクセスルートに影響を与えるおそれがある事象として選定する飛来物（航空機落下），ダムの崩壊，爆発，近隣工場等の火災，有毒ガス，船舶の衝突，電磁的障害及び故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムに対して，迂回路も考慮した複数のアクセスルートを確保する設計とする。
なお，洪水及びダムの崩壊については，立地的要因により設計上考慮する必要はない。
電磁的障害に対しては，道路面が直接影響を受けることはないことからアクセ
スルートへの影響はない。

屋外アクセスルートに対する地震による影響（周辺構造物等の損壊，周辺斜面の

なお，洪水及びダムの崩壊については，立地的要因により設計上考慮する必要はない。
電磁的障害に対しては，道路面が直接影響をうけることはないことからアクセ
スルートへの影響はない。

屋外アクセスルートに対する地震による影響（周辺構造物等の損壊，周辺斜面の14

屋外アクセスルートに対する地震による影響（周辺構造物等の損壊，周辺斜面

柏崎原子力発電所／東海第二発電所 本文比較表 【対象項目：第４３条】（本文）柏崎原子力発電所 ６／７号炉

下線：先行 BWR との差異

（本文）東海第二発電所（最新）

東海第二発電所（最新）

崩壊及び道路面のすべり），その他自然現象による影響（風（台風）及び竜巻によ 崩壊及び道路面のすべり），その他自然現象（風，積雪等）による影響を想定し， の崩壊及び道路面のすべり），その他自然現象による影響（風（台風）及び竜巻
る飛来物，積雪並びに火山の影響）を想定し，複数のアクセスルートの中から状況 複数のアクセスルートの中から状況を確認し，早期に復旧可能なアクセスルート による飛来物，積雪並びに火山の影響）を想定し，複数のアクセスルートの中かを確認し，早期に復旧可能なアクセスルートを確保するため，障害物を除去可能な を確保するため，障害物を除去可能なホイールローダを 2 台（予備 3 台）保管，使 ら状況を確認し，早期に復旧可能なアクセスルートを確保するため，障害物を除ホイールローダを4台（予備1台）保管，使用する。

用する。

去可能なホイールローダを1セット2台使用する。ホイールロ一ダの保有数は，1セット2台，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として3台の合計5台を分散して保管する設計とする。

また，地震による屋外タンクからの溢水及び降水に対しては，道路上への自然流

また，地震による屋外タンクからの溢水及び降水に対しては，道路上への自然流

また，地震による屋外タンクからの溢水及び降水に対しては，道路上への自然下も考慮した上で，通行への影響を受けない箇所にアクセスルートを確保する設計 下も考慮した上で，通行への影響を受けない箇所にアクセスルートを確保する設 流下も考慮した上で，通行への影響を受けない箇所にアクセスルートを確保するとする。
津波の影響については，基準津波による遡上域最大水位よりも高い位置にアクセ
スルートを確保する設計とする。

計とする。

設計とする。

津波の影響については，敷地に遡上する津波による遡上高さに対して十分余裕を見た高さに高所のアクセスルートを確保する設計とする。
また，高潮に対しては，通行への影響を受けない敷地高さにアクセスルートを確保する設計とする。

津波の影響については，敷地に遡上する津波による遡上高さに対して十分余裕を見た高さに高所のアクセスルートを確保する設計とする。
また，高潮に対しては，通行への影響を受けない敷地高さにアクセスルートを確保する設計とする。

凍結，森林火災，飛来物（航空機落下），爆発，近隣工場等の火災，有毒ガス，

凍結，森林火災，飛来物（航空機落下），爆発，近隣工場等の火災，有毒ガス，

船舶の衝突に対しては，迂回路も考慮した複数のアクセスルートを確保する設計 船舶の衝突に対しては，迂回路も考慮した複数のアクセスルートを確保する設計とする。落雷に対しては，道路面が直接影響を受けることはないため，さらに生物 とする。落雷に対しては，道路面が直接影響を受けることはないため，さらに生
屋外アクセスルートは，地震の影響による周辺斜面の崩壊及び道路面のすべりで学的事象に対しては，容易に排除可能なため，アクセスルートへの影響はない。

物学的事象に対しては，容易に排除可能なため，アクセスルートへの影響はない。

屋外アクセスルートは，地震の影響による周辺斜面の崩壊及び道路面のすべり

屋外アクセスルートは，地震の影響による周辺斜面の崩壊及び道路面のすべり

崩壊土砂が広範囲に到達することを想定した上で，ホイールローダによる崩壊箇所 で崩壊土砂が広範囲に到達することを想定した上で，ホイールローダによる崩壊 で崩壊土砂が広範囲に到達することを想定した上で，ホイールローダによる崩壊の仮復旧を行うことで，通行性を確保できる設計とする。
また，不等沈下等に伴う段差の発生が想定される箇所においては，段差緩和対策等を行う，迂回する，又は砕石による段差解消対策により対処する設計とする。

箇所の復旧又は迂回路の通行を行うことで，通行性を確保できる設計とする。

箇所の復旧又は迂回路の通行を行うことで，通行性を確保できる設計とする。ままた，不等沈下等に伴う段差の発生が想定される箇所においては，段差緩和対策 た，不等沈下等に伴う段差の発生が想定される箇所においては，段差緩和対策等等を行う設計とする。

を行う設計とする。
屋外アクセスルートは，考慮すべき自然現象のうち凍結及び積雪に対して，道路については融雪剤を配備し，車両についてはタイヤチェーン等を装着すること
により通行性を確保できる設計とする。なお，地震による薬品タンクからの漏えいに対しては，必要に応じて薬品防護具の着用により通行する。なお，融雪剤の配備等については，「添付書類十 5.1重大事故等対策」に示す。
大規模な自然災害又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムによる大規模損壊発生時の消火活動等については，「添付書類十 5.2大規模な自然
災害又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムへの対応における事項」に示す。
屋外アクセスルートの地震発生時における，火災の発生防止策（可燃物収納容
器の固縛による転倒防止）及び火災の拡大防止策（大量の可燃物を内包する変圧器の防油堤の設置）については，「火災防護計画」に定める。

屋内アクセスルートは，自然現象として選定する津波，風（台風），竜巻，低温

屋内アクセスルートは，自然現象として選定する津波（敷地に遡上する津波を含

屋内アクセスルートは，自然現象として選定する津波（敷地に遡上する津波を（凍結），降水，積雪，落雷，火山の影響及び生物学的事象による影響に対して， む。），風（台風），竜巻，凍結，降水，積雪，落雷，火山の影響，生物学的事象， 含む。），風（台風），竜巻，凍結，降水，積雪，落雷，火山の影響，生物学的
外部からの衝撃による損傷の防止が図られた建屋内に確保する設計とする。

森林火災及び高潮による影響に対して，外部からの衝撃による損傷の防止が図ら 事象，森林火災及び高潮による影響に対して，外部からの衝撃による損傷の防止

15柏崎原子力発電所／東海第二発電所 本文比較表 【対象項目：第４３条】（本文）柏崎原子力発電所 ６／７号炉

下線：先行 BWR との差異

（本文）東海第二発電所（最新）れた建屋内に確保する設計とする。

また，発電所敷地又はその周辺における発電用原子炉施設の安全性を損なわせる

東海第二発電所（最新）が図られた建屋内に確保する設計とする。また，発電所敷地又はその周辺におけまた，発電所敷地又はその周辺における発電用原子炉施設の安全性を損なわせ る発電用原子炉施設の安全性を損なわせる原因となるおそれがある事象であっ原因となるおそれがある事象であって人為によるものとして選定する火災・爆発 る原因となるおそれがある事象であって人為によるものとして選定する飛来物 て人為によるものとして選定する飛来物（航空機落下），爆発，近隣工場等の火（森林火災，近隣工場等の火災・爆発，航空機落下火災等）及び有毒ガスに対して， （航空機落下），爆発，近隣工場等の火災，有毒ガス及び船舶の衝突に対して，外 災，有毒ガス及び船舶の衝突に対して，外部からの衝撃による損傷の防止が図ら
外部からの衝撃による損傷の防止が図られた建屋内に確保する設計とする。

部からの衝撃による損傷の防止が図られた建屋内に確保する設計とする。

れた建屋内に確保する設計とする。
屋内アクセスルートにおいては，機器からの溢水に対してアクセスルートでの被ばくを考慮した放射線防護具を着用する。
また，地震時に通行が阻害されないように，アクセスルート上の資機材の固縛，転倒防止対策及び火災の発生防止対策を実施する。万一通行が阻害される場合は迂回する又は乗り越える。
屋外及び屋内アクセスルートにおいては，被ばくを考慮した放射線防護具の配備を行い，移動時及び作業時の状況に応じて着用する。また，夜間及び停電時の確実な運搬や移動のため可搬型照明設備を配備する。これらの運用については，「添付書類十 5.1 重大事故等対策」に示す。

(c-4-2) 試験・検査性
重大事故等対処設備は，健全性及び能力を確認するため，発電用原子炉の運転中(c-4-2)試験・検査性(2) 試験・検査性

重大事故等対処設備は，健全性及び能力を確認するため，発電用原子炉の運転中

重大事故等対処設備は，健全性及び能力を確認するため，発電用原子炉の運転又は停止中に必要な箇所の保守点検，試験又は検査を実施できるよう，機能・性能 又は停止中に必要な箇所の保守点検，試験又は検査を実施できるよう，機能・性能 中又は停止中に必要な箇所の保守点検，試験又は検査を実施できるよう，機能・の確認，漏えいの有無の確認，分解点検等ができる構造とする。また，接近性を考 の確認，漏えいの有無の確認，分解点検等ができる構造とする。また，接近性を考 性能の確認，漏えいの有無の確認，分解点検等ができる構造とする。また，接近慮して必要な空間等を備え，構造上接近又は検査が困難である箇所を極力少なくす 慮して必要な空間等を備え，構造上接近又は検査が困難である箇所を極力少なく 性を考慮して必要な空間等を備え，構造上接近又は検査が困難である箇所を極力る。

試験及び検査は，使用前検査，施設定期検査，定期安全管理検査及び溶接安全管

する。

少なくする。

試験及び検査は，使用前検査，施設定期検査，定期安全管理検査及び溶接安全管試験及び検査は，使用前検査，施設定期検査，定期安全管理検査及び溶接安全

理検査の法定検査に加え，保全プログラムに基づく点検が実施可能な設計とする。 理検査の法定検査に加え，保全プログラムに基づく点検が実施できる設計とする。 管理検査の法定検査に加え，保全プログラムに基づく点検が実施可能な設計とする。
発電用原子炉の運転中に待機状態にある重大事故等対処設備は，発電用原子炉の発電用原子炉の運転中に待機状態にある重大事故等対処設備は，発電用原子炉

発電用原子炉の運転中に待機状態にある重大事故等対処設備は，発電用原子炉

運転に大きな影響を及ぼす場合を除き，運転中に定期的な試験又は検査が実施可能 の運転に大きな影響を及ぼす場合を除き，運転中に定期的な試験又は検査が実施 の運転に大きな影響を及ぼす場合を除き，運転中に定期的な試験又は検査ができな設計とする。また，多様性又は多重性を備えた系統及び機器にあっては，各々が 可能な設計とする。また，多様性又は多重性を備えた系統及び機器にあっては， る設計とする。また，多様性又は多重性を備えた系統及び機器にあっては，各々独立して試験又は検査ができる設計とする。
代替電源設備は，電気系統の重要な部分として，適切な定期試験及び検査が可能な設計とする。
構造・強度の確認又は内部構成部品の確認が必要な設備は，原則として分解・開各々が独立して試験又は検査ができる設計とする。
代替電源設備は，電気系統の重要な部分として，適切な定期試験及び検査が可能

が独立して試験又は検査ができる設計とする。
代替電源設備は，電気系統の重要な部分として，適切な定期試験及び検査が可能な設計とする。

な設計とする。
構造・強度の確認又は内部構成部品の確認が必要な設備は，原則として分解・開構造・強度の確認又は内部構成部品の確認が必要な設備は，原則として分解・）が可能な設計とし，機能・性能確認，各部の経年劣化
放（非破壊検査を含む。）が可能な設計とし，機能・性能確認，各部の経年劣化対 放（非破壊検査を含む。
）が可能な設計とし，機能・性能確認，各部の経年劣化対 開放（非破壊検査を含む。
策及び日常点検を考慮することにより，分解・開放が不要なものについては外観の 策及び日常点検を考慮することにより，分解・開放が不要なものについては外観の 対策及び日常点検を考慮することにより，分解・開放が不要なものについては外確認が可能な設計とする。

観の確認が可能な設計とする。

確認が可能な設計とする。

16

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

６／７号炉

P.103～
ロ

発電用原子炉施設の一般構造【本文】東海第二発電所【添八】東海第二発電所

P.68～
ロ 発電用原子炉施設の一般構造(3) その他の主要な構造(3) その他の主要な構造(ⅰ)本発電用原子炉施設は，(1)耐震構造，(2)耐津波構造に加え，(ⅰ) 本発電用原子炉施設は，(1)耐震構造，(2)耐津波構造に加え，以下の基本的方針のもとに安全設計を行う。

以下の基本的方針のもとに安全設計を行う。
b. 重大事故等対処施設

ｂ．重大事故等対処施設(d)(d) 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

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

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

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きない事象が発生するおそれがある場合

運転時の異常な過渡変化時において発電用原子炉

急に停止することがで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の著しい損傷を防の運転を緊急に停止することができない事象が発生又は当該事象が発生した場合においても炉心の著しい損傷を防止するため，原子炉冷却材圧力バウンダリ及び原子炉格納容器

するおそれがある場合又は当該事象が発生した場合止するため，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るとともに，発電用原子炉を未臨界に移行すにおいても炉心の著しい損傷を防止するため，原子炉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するために必要な重大事故等対処設備を設置する。

冷却材圧力バウンダリ及び原子炉格納容器の健全性るために必要な重大事故等対処設備を設置する。

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設備を設置する。

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の系統概要図を第 6.7－1 図から第 6.7－5 図に示す。

P.171～
ヘ

計測制御系統施設の構造及び設備( )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
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

P.172～
ヘ 計測制御系統施設の構造及び設備()

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

急に停止することができない事象が発生するおそれがある場合

運転時の異常な過渡変化時において発電用原子炉の運又は当該事象が発生した場合においても炉心の著しい損傷を防転を緊急に停止することができない事象が発生するおそ

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す

心の著しい損傷を防止するため，原子炉冷却材圧力バウン

るために必要な重大事故等対処設備を設置する。

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するために必要な重大事故等対処設備を設置する。

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緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための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ウンダリ及び原子炉格納容器の健全設備のうち，原子炉冷却材圧力バウンダリ及び原子炉格納

うち，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るとともに，発電用原子炉を未臨界に移行し，炉心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性を維持するとともに，発電用原子炉を未臨界に移行し，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（代に移行し，炉心の著しい損傷を防止するための設備としの著しい損傷を防止するための設備として，ＡＴＷＳ緩和設備

替制御棒挿入機能），ATWS緩和設備（代替冷却材再循環ポンプ・て，ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能），ＡＴＷＳ（代替制御棒挿入機能），ＡＴＷＳ緩和設備（代替再循環系ポン

トリップ機能）及びほう酸水注入系を設ける。

緩和設備（代替再循環系ポンプトリップ機能）及びほう酸

プトリップ機能）及びほう酸水注入系を設ける。

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，高なお，原子炉緊急停止失敗時に自動減圧系が作動する

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ら大量の冷水が注水され出力のと，高圧炉心スプレイ系，残留熱除去系（低圧注水系）及圧炉心スプレイ系，残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心ス

1

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

６／７号炉【本文】東海第二発電所【添八】東海第二発電所

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

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

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）

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

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による自動減圧を阻止する。自動減圧系の起動阻止スイッチに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

び過渡時自動減圧機能による自動減圧を阻止する。

ついては，(5),(ⅹⅲ)原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧する

減圧を阻止する。

ための設備に記載する。
a. フロントライン系故障時に用いる設備

ａ．フロントライン系故障時に用いる設備(a) ATWS緩和設備（代替制御棒挿入機能）による制御棒緊急挿(a) ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）による制(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

入

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

発電用原子炉が運転を緊急に停止していなければ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ならない状況にもかかわらず，原子炉出力，原子炉圧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力等のパラメータの変化から緊急停止していないこ

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（代替制御棒挿入機とが推定される場合の重大事故等対処設備として，Ａ大事故等対処設備として，ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿能）は，原子炉圧力高又は原子炉水位低（レベル2）の信号に

ＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）は，原子炉圧入機能）を使用する。

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

力高又は原子炉水位異常低下（レベル２）の信号によ

ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）は，検出器（原子る設計とする。

り，全制御棒を全挿入させて発電用原子炉を未臨界に

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できる設計とする。

磁弁等で構成し，原子炉圧力高又は原子炉水位異常低下（レ急挿入ベル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

また，ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）は，

また，ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）は，中央制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

中央制御室の操作スイッチを手動で操作することで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きる設計とする。

作動させることができる設計とする。

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
・制御棒（6.1.2 原子炉停止系）
・制御棒駆動機構（6.1.2 原子炉停止系）
・制御棒駆動系水圧制御ユニット（6.1.2 原子炉停止系）
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(b) 再循環系ポンプ停止による原子炉出力抑制

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

発電用原子炉が運転を緊急に停止していなければ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ならない状況にもかかわらず，原子炉出力，原子炉圧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

2

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

６／７号炉【本文】東海第二発電所【添八】東海第二発電所

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力等のパラメータの変化から緊急停止していないこ

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（代替冷却材再循環とが推定される場合の重大事故等対処設備としてＡ

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）は，原子炉圧力高又は原子炉水位低

ＴＷＳ緩和設備（代替再循環系ポンプトリップ機能）

ポンプトリップ機能）を使用する。

（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

は，原子炉圧力高又は原子炉水位異常低下（レベル２）

ＡＴＷＳ緩和設備（代替再循環系ポンプトリップ機能）は，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の信号により再循環系ポンプ2台を自動停止させて，検出器（原子炉圧力及び原子炉水位），論理回路，再循環系ポプ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

発電用原子炉の出力を抑制できる設計とする。

ンプ遮断器及び低速度用電源装置遮断器で構成し，原子炉圧計とする。

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。

また，ATWS緩和設備（代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機

また，ＡＴＷＳ緩和設備（代替再循環系ポンプトリ

また，ＡＴＷＳ緩和設備（代替再循環系ポンプトリップ機

能）は，自動で停止しない場合に，中央制御室の操作スイッチップ機能）は，自動で停止しない場合に，中央制御室

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の操作スイッチを手動で操作することで，再循環系ポ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ことができる設計とする。

ンプを停止させることができる設計とする。

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
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する。

(c)

自動減圧系の起動阻止スイッチによる原子炉出力

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

急上昇防止

防止

運転時の異常な過渡変化時において発電用原子炉

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の運転を緊急に停止することができない事象が発生

緊急に停止することが出来ない事象が発生した場合に，自動した場合に，自動減圧系の起動阻止スイッチを 2 個作

減圧系の起動阻止スイッチを 2 個作動させることで発電用原動させることで発電用原子炉の自動による減圧を防子炉の自動による減圧を防止する設計とする。

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
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する。
(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(d) ほう酸水注入

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

3

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

備考

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

６／７号炉【本文】東海第二発電所【添八】東海第二発電所
設備として，ほう酸水注入系を使用する。

設備として，ほう酸水注入系は，ほう酸水注入系ポンプによ故等対処設備として，ほう酸水注入系は，ほう酸水注り，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

入ポンプにより，ほう酸水を原子炉圧力容器へ注入す

ほう酸水注入系は，ほう酸水注入ポンプ，ほう酸水貯蔵タへ注入することで，発電用原子炉を未臨界にできる設計とすることで，発電用原子炉を未臨界にできる設計とすンク，配管・弁類，計測制御装置等で構成し，ほう酸水注入ポる。

る。

ンプにより，ほう酸水を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用する。
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。
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。
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。

［常設重大事故等対処設備］
ATWS緩和設備（代替制御棒挿入機能）個数

1［常設重大事故等対処設備］
ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）
個数

1

ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）手動ス
イッチ
個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

数

2

ＡＴＷＳ緩和設備（代替再循環系ポンプトリップ
機能）
個

数

1

再循環系ポンプ遮断器手動スイッチ
個数4低速度用電源装置遮断器手動スイッチ
個

数

2

制御棒
（「へ(3) 制御設備」と兼用）
制御棒駆動機構（「へ(3) 制御設備」と兼用）

4

備考

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

６／７号炉【本文】東海第二発電所【添八】東海第二発電所

制御棒駆動系水圧制御ユニット（「へ(3) 制御設備」と兼用）
ほう酸水注入系
ほう酸水注入系ポンプ（ヘ,(4)他と兼用）
ほう酸水注入系貯蔵タンク（ヘ,(4)他と兼用）

ほう酸水注入ポンプ（「へ(4) 非常用制御設備」他と兼用）
ほう酸水貯蔵タンク（「へ(4) 非常用制御設備」他と兼用）
自動減圧系の起動阻止スイッチ（「へ(5)(ⅹⅲ)

原子炉冷却材圧力バウンダ

リを減圧するための設備」と兼用）
個

数

1

5

備考

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６／７号炉【本文】東海第二発電所【添八】東海第二発電所
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。
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（代替再循環系ポンプトリップ機能）の
電源は，所内常設直流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（代替再循環系ポンプトリップ機能）は，検出器から再循環系ポ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。
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。
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

6

備考

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

６／７号炉【本文】東海第二発電所【添八】東海第二発電所
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。
6.7.2.2 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。
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）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。
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。
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（代替再循環系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
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。
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。
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（代替制御棒挿入機能）は，

7

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

６／７号炉【本文】東海第二発電所【添八】東海第二発電所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。
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，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。
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
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，
原子炉建屋付属棟及び原子炉建屋原子炉棟内に設置し，想定される重大事故等時における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，中央制御室で可能な設計とする。
ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）により動作する
制御棒，制御棒駆動機構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。
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条件を考慮した設計とする。

8

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

６／７号炉【本文】東海第二発電所【添八】東海第二発電所
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，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。
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
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（代替制御棒挿入機能）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 個及び論
理回路 2 チャンネルで構成し，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 outof 2 twice」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。
また，ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）手動スイッ
チは，中央制御室の操作スイッチにより操作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，制御棒駆動機構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。
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

9

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

６／７号炉【本文】東海第二発電所【添八】東海第二発電所
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。
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。
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。
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。
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 6.7－1 表に示す。
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可能な設計とする。
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とする。
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。

10

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

６／７号炉【本文】東海第二発電所【添八】東海第二発電所
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。
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。
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(2) ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）手動スイッチ
個数2(3) ＡＴＷＳ緩和設備（代替再循環系ポンプトリップ機能）個数1(4) 再循環系ポンプ遮断器手動スイッチ
個

11

数

4

備考

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

６／７号炉【本文】東海第二発電所【添八】東海第二発電所(5) 低速度用電源装置遮断器手動スイッチ
個数2(6) 制御棒第 6.1.2－1 表 制御棒の主要仕様に記載する。
(7) 制御棒駆動機構「6.1.2 原子炉停止系」に記載する。
(8) 制御棒駆動系水圧制御ユニット「6.1.2 原子炉停止系」に記載する。
(9) ほう酸水注入ポンプ
第 6.1.2－2 表 ほう酸水注入系の主要仕様に記載する。
(10) ほう酸水貯蔵タンク
第 6.1.2－2 表 ほう酸水注入系の主要仕様に記載する。
(11) 自動減圧系の起動阻止スイッチ
個

12

数

1

備考

柏崎原子力発電所／東海第二発電所 本文比較表 【対象項目： 第４５条 】【本文】柏崎原子力発電所

６／７号炉

下線：先行 BWR との差異

【本文】東海第二発電所（最新）

ホ 原子炉冷却系統施設の構造及び設備

ホ

原子炉冷却系統施設の構造及び設備(3)非常用冷却設備(3)非常用冷却設備

b. 重大事故等対処設備

ｂ．重大事故等対処設備【添八】東海第二発電所（最新）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

5.7.1 概要(a) 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(a) 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

備の設備設備が有する発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が高圧の状態であって，設計基準事故対処設

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冷却機能が喪失した場合においても炉心の著しい備が有する発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な重大事故等対処設備を設置する。

損傷を防止するために必要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が高圧の状態であって，設計基準事故対処

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。
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は，「5.3 原子炉隔離時冷却系」に記載する。
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

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， のうち，炉心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，炉心を冷却するための設備として，高圧代替注水系を設ける。

設計基準事故対処設備である高圧炉心注水系及び原子炉隔離時冷却系が全交

た，設計基準事故対処設備である高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却また，設計基準事故対処設備である高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時

流動力電源及び常設直流電源系統の機能喪失により起動できない，かつ，中央系が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起動できない，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により起動でき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，高圧代替注

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合に，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

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。

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。さら場合に，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に，事象進展抑制のための設備として，ほう酸水注入系を設ける。

せる。

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。
(a-1) フロントライン系故障時に用いる設備(a-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-1-1) 高圧代替注水系による発電用原子炉の冷却(a-1-1) 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

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

処設備として，高圧代替注水系は，蒸気タービン駆動ポンプにより復水貯蔵槽

故等対処設備として，高圧代替注水系は，蒸気タービン駆動ポンプによりサ等対処設備として，高圧代替注水系を使用する。

の水を高圧炉心注水系等を経由して，原子炉圧力容器へ注水することで炉心プレッション・チェンバのプール水を高圧炉心スプレイ系等を経由して，原高圧代替注水系は，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を冷却できる設計とする。

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。

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

プ，配管・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・チェンバのプール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。

1

柏崎原子力発電所／東海第二発電所 本文比較表 【対象項目： 第４５条 】【本文】柏崎原子力発電所

６／７号炉

下線：先行 BWR との差異

【本文】東海第二発電所（最新）【添八】東海第二発電所（最新）

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，常設代

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，常設代

央制御室からの操作が可能な設計とする。また，高圧代替注水系は，常設代替

替直流電源設備又は可搬型代替直流電源設備からの給電が可能な設計とし，

替直流電源設備又は可搬型代替直流電源設備からの給電が可能な設計とし，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い中央制御室からの操作が可能な設計とする。

中央制御室からの操作が可能な設計とする。

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また，高圧代替注水系は，常設代替交流電源装置，可搬型代替交流電源設備及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うまで

び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

び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，原子炉冷却材圧力バウ

場合においても，現場での人力による弁の操作により，原子炉冷却材圧力バウ

よる措置は容易に行える設計とする。

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

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。なお，人力による措置は容易に行える設計とする。

お，人力による措置は容易に行える設計とする。
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。
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
・逃がし安全弁（安全弁機能）（5.1.1.3.2 主蒸気系）
・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）
・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）
・可搬型代替直流電源設備（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）
・代替所内電気設備（10.2 代替電源設備）
・燃料給油設備（10.2 代替電源設備）
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する。

(a-2) サポート系故障時に用いる設備(a-2) サポート系故障時に用いる設備(a-2-1) 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(a-2-1) 高圧代替注水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，高圧炉心スプレ
イ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，高圧代替注水系を現場操作により起動させて使用する。
2(2) サポート系故障時に用いる設備

柏崎原子力発電所／東海第二発電所 本文比較表 【対象項目： 第４５条 】【本文】柏崎原子力発電所

６／７号炉

下線：先行 BWR との差異

【本文】東海第二発電所（最新）【添八】東海第二発電所（最新）

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。なお，人力による措置は容易に行える設計とする。
(a-2-1-2) 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

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 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 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
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 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，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，

央制御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 中央制御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 中央制御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対処設備として，原子炉隔離時冷却系を現場操作により起動させて使用する。 対処設備として，原子炉隔離時冷却系を現場操作により起動させて使用する。

等対処設備として，原子炉隔離時冷却系を現場操作により起動させて使用す

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 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 る。
た場合においても，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 場合においても，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

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 駆動ポンプによりサプレッション・チェンバのプール水を原子炉圧力容器へ場合においても，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

冷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 注水することで原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧対策及び原子炉冷却材圧

駆動ポンプによりサプレッション・チェンバのプール水を原子炉圧力容器へ冷却対策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 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り，発電用原

注水することで原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧対策及び原子炉冷却材圧る設計とする。なお，人力による措置は容易に行える設計とする。

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り，発電用原設計とする。

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。
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
設備として使用する。

(a-2-2) 代替電源設備による原子炉隔離時冷却系の復旧(a-2-2) 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 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

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な直流電源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 直流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

直流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，所内常設直流式直流電源設備の蓄電池が枯渇する前に代替交流電源設備及び可搬型直流電 電源設備の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

電源設備の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る。

源設備又は可搬型代替交流電源設備により原子炉隔離時冷却系の運転継続に源設備又は可搬型代替交流電源設備により原子炉隔離時冷却系の運転継続に

原子炉隔離時冷却系は，常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備又 必要な直流電源を確保する。

必要な直流電源を確保する。

は可搬型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 原子炉隔離時冷却系は，常設代替交流電源設備，可搬型代替直流電源設備又原子炉隔離時冷却系は，常設代替交流電源設備，可搬型代替直流電源設備又は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炉心を冷却で は可搬型代替交流電源設備からの給電により機能を復旧し，蒸気タービン駆可搬型代替交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

きる設計とする。

ポンプによりサプレッション・チェンバのプール水を原子炉圧力容器へ注水

動ポンプによりサプレッション・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炉心を冷却できる設計とする。

することで炉心を冷却できる設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。

3

柏崎原子力発電所／東海第二発電所 本文比較表 【対象項目： 第４５条 】【本文】柏崎原子力発電所

６／７号炉

下線：先行 BWR との差異

【本文】東海第二発電所（最新）【添八】東海第二発電所（最新）・逃がし安全弁（安全弁機能）（5.1.1.3.2 主蒸気系）
・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）
・常設代替交流電源設備（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）
・可搬型直流電源設備（10.2 代替電源設備）
・代替所内電気設備（10.2 代替電源設備）
・燃料給油設備（10.2 代替電源設備）
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として使用する。

(a-3) 監視及び制御に用いる設備(3) 監視及び制御に用いる設備(a-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 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に監視及び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）， 監視及び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

監視及び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（燃料域），原子炉水位（SA 広帯域）
，原子炉水位（SA 燃料
原子炉水位（燃料域）及び原子炉水位（SA）は原子炉水位を監視又は推定でき， 域）

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

原子炉圧力，原子炉圧力（ＳＡ），高圧代替注水系系統流量及びサプレッショ（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 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

ン・プール水位を使用する。

できる設計とする。

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）及注水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。

び原子炉水位（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），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高圧代替注水系の作動状況を確認できる設計とする。
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（ＳＡ広帯域）（6.4 計装設備（重大事故等対処設備））
・原子炉水位（ＳＡ燃料域）（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））
・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））
・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））(a-4) 事象進展抑制のために用いる設備(a-4) 事象進展抑制のために用いる設備(a-4-1) ほう酸水注入系による進展抑制(a-4-1) ほう酸水注入系による進展抑制(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

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

水によ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 水によ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によ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4柏崎原子力発電所／東海第二発電所 本文比較表 【対象項目： 第４５条 】【本文】柏崎原子力発電所

６／７号炉

下線：先行 BWR との差異

【本文】東海第二発電所（最新）【添八】東海第二発電所（最新）て，ほう酸水注入系は，ほう酸水注入系ポンプにより，ほう酸水を高圧炉心注 て，ほう酸水注入系は，ほう酸水注入ポンプにより，ほう酸水を原子炉圧力て，ほう酸水注入系を使用する。また，原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に水系等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 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。

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（安全弁機制できる設計とする。

能）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，ほう酸水注入ポンプ，ほう酸水貯蔵タンク，配管・弁類，計測制御装置等で構成し，ほう酸水注入ポンプにより，ほう酸水を原子
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。

本系統の詳細については，へ,(5),( ) 緊急停止失敗時に発電用原子炉を 本系統の詳細については，「へ(5)( ) 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。

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。
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ポンプについては，「5.3 原子炉隔離時冷却系」に記載する。
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広帯域），原子炉水位（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 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。
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，代替所内電気設備及び燃料給油設備については，「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。
5.7.2.1

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。
5柏崎原子力発電所／東海第二発電所 本文比較表 【対象項目： 第４５条 】【本文】柏崎原子力発電所

６／７号炉

下線：先行 BWR との差異

【本文】東海第二発電所（最新）【添八】東海第二発電所（最新）
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
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。
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 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。
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。
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。
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。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。
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，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。
5.7.2.3 容 量 等
基本方針については，「1.1.7.2 容量等」に示す。
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

6柏崎原子力発電所／東海第二発電所 本文比較表 【対象項目： 第４５条 】【本文】柏崎原子力発電所

６／７号炉

下線：先行 BWR との差異

【本文】東海第二発電所（最新）【添八】東海第二発電所（最新）にわたっ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計とする。
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，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。
5.7.2.4 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。
常設高圧代替注水系ポンプは，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。
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，設置場所で人力により可能な設計とする。
原子炉隔離時冷却系ポンプは，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。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。
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子炉格納容器内の環境条件を考慮した設計とする。
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。
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，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。

7

柏崎原子力発電所／東海第二発電所 本文比較表 【対象項目： 第４５条 】【本文】柏崎原子力発電所

６／７号炉

下線：先行 BWR との差異

【本文】東海第二発電所（最新）【添八】東海第二発電所（最新）
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。
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。
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，発電用原子炉の停止中に分解及び外観の確認

ホ 原子炉冷却系統施設の構造及び設備が可能な設計とする。

(3)非常用冷却設備
ｂ．重大事故等対処設備

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［常設重大事故等対処設備］［常設重大事故等対処設備］るための設備の主要機器仕様

高圧代替注水系

高圧代替注水系(1) 高圧代替注水系

高圧代替注水系ポンプ

常設高圧代替注水系ポンプ（「原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備」と兼用）（「リ(3)(ⅱ)ｃ．原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備」

兼用する設備は以下のとおり。

と兼用）

・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備

ａ．常設高圧代替注水系ポンプ

台

数

1

台

数

台

数

容

量

約 180m3/h

容量

約 136.7m３／h

容量

約 136.7m３／h

約 900m 以上

全程

約 900m

全程

約 900m

全 揚 程
ほう酸水注入系

ほう酸水注入系ポンプ（ヘ,(4)他と兼用）
ほう酸水注入系貯蔵タンク（ヘ,(4)他と兼用）

揚1

ほう酸水注入系

揚1(2) ほう酸水注入系

ほう酸水注入ポンプ

ａ．ほう酸水注入ポンプ（「ヘ(4) 非常用制御設備」他と兼用）
ほう酸水貯蔵タンク

第 6.1.2－2 表 ほう酸水注入系の主要仕様に記載する。
ｂ．ほう酸水貯蔵タンク（「ヘ(4) 非常用制御設備」他と兼用）

第 6.1.2－2 表 ほう酸水注入系の主要仕様に記載する。

主蒸気系(3) 主蒸気系

逃がし安全弁

「5.1.1.3.2 主蒸気系」に記載する。

（「ホ(1)(ⅱ)ｃ．主蒸気系」と兼用）

8

柏崎原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４６条 】【本文】柏崎原子力発電所

６／７号炉

P.104～
ロ【本文】東海第二発電所【添八】東海第二発電所

P.97～

発電用原子炉施設の一般構造

ロ 発電用原子炉施設の一般構造(3) その他の主要な構造(3) その他の主要な構造(ⅰ)本発電用原子炉施設は，(1)耐震構造，(2)耐津波構造に加(ⅰ) 本発電用原子炉施設は，(1)耐震構造，(2)耐津波構造にえ，以下の基本的方針のもとに安全設計を行う。

加え，以下の基本的方針のもとに安全設計を行う。

b. 重大事故等対処施設

ｂ．重大事故等対処施設(f) 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備(f)

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

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設
備

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

原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態であっ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て，設計基準事故対処設備が有する発電用原子炉の減止するため，原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するために必圧機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷

要な重大事故等対処設備を設置及び保管する。

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。

P.173～

P.175～

ヘ

ヘ

計測制御系統施設の構造及び設備(ⅹⅲ)原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備

計測制御系統施設の構造及び設備(ⅹⅲ) 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

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

原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態であって，設

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

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

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要な重大事故等対処設備を設置及び保管する。

び保管する。
原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備の系統概要図を第 6.8－1 図から第 6.8－3 図に示す。
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を減圧するための設備の

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

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

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（代替自動減圧機能）

として，逃がし安全弁を作動させる過渡時自動減圧機能，全弁を作動させる過渡時自動減圧機能，非常用窒素供給系及び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非常用逃がし安全弁駆動系を設ける。

1

備考

柏崎原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４６条 】【本文】柏崎原子力発電所

６／７号炉【本文】東海第二発電所【添八】東海第二発電所る。
逃がし安全弁については，ホ,(3),(ⅱ),b.(b) 原子炉冷却逃がし安全弁については，「ホ(3)(ⅱ)ｂ．(b) 原子炉冷逃がし安全弁については，「5.8

材圧力バウンダリを減圧するための設備に記載する。

却材圧力バウンダリを減圧するための設備」に記載する。

を減圧するための設備」に記載する。

a. フロントライン系故障時に用いる設備

ａ．フロントライン系故障時に用いる設備(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(a) 原子炉減圧の自動化

ａ．原子炉減圧の自動化

原子炉冷却材圧力バウンダリ

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。

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，

自動減圧機能が喪失した場合の重大事故等対処設

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，原子炉水位低備として，過渡時自動減圧機能は，原子炉水位異常低

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（レベル1）及び残留熱除去系ポンプ運転（低圧注水モード）

下（レベル１）及び残留熱除去系ポンプ運転（低圧注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，逃水系）又は低圧炉心スプレイ系ポンプ運転の場合に，とにより，逃がし安全弁を強制的に開放し，原子炉冷却材圧力がし安全弁を強制的に開放し，原子炉冷却材圧力バウンダリを逃がし安全弁用電磁弁を作動させることにより，逃が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し安全弁を強制的に開放し，原子炉冷却材圧力バウン

し安全弁うち，2 個がこの機能を有している。

ち，4個がこの機能を有している。

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，2 個がこの機能を有している。

なお，原子炉緊急停止失敗時に自動減圧系が作動すると，高なお，原子炉緊急停止失敗時に自動減圧系が作動す

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され出力のると，高圧炉心スプレイ系，残留熱除去系（低圧注水

圧炉心スプレイ系，残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心ス

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系）及び低圧炉心スプレイ系から大量の冷水が注水さ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

れ出力の急激な上昇につながるため，自動減圧系の起るため，自動減圧系の起動阻止スイッチにより自動減圧系及び能）による自動減圧を阻止する。

動阻止スイッチにより自動減圧系及び過渡時自動減

過渡時自動減圧機能による自動減圧を阻止する。

圧機能による自動減圧を阻止する。

2

備考

柏崎原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４６条 】【本文】柏崎原子力発電所

６／７号炉【本文】東海第二発電所【添八】東海第二発電所
主要な設備は，以下のとおりとする。
・過渡時自動減圧機能・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及び逃がし安全弁を重大事故等対処設備として使用する。

b. サポート系故障時に用いる設備

ｂ．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(a) 逃がし安全弁の作動に必要な窒素ガス喪失時の減圧(a) 逃がし安全弁の作動に必要な窒素喪失時の減圧

ａ．逃がし安全弁の作動に必要な窒素喪失時の減圧(a-1) 非常用窒素供給系による窒素確保(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，原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するため

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，の設備のうち，逃がし安全弁の機能回復のための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は，逃がし安全弁の作動に必要な逃がし弁

重大事故等対処設備として，非常用窒素供給系

非常用窒素供給系を使用する。

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は，逃がし安全弁の作動に必要な自動減圧機能用

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

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アキュムレータの充填圧力が喪失した場合にお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，逃窒素ガスを供給できる設計とする。

いて，逃がし安全弁の作動に必要な窒素を供給で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。

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，現場でなお，非常用窒素供給系高圧窒素ボンベの圧力

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

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。

が低下した場合は，現場で非常用窒素供給系高圧

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

窒素ボンベの取替えが可能な設計とする。

な設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・非常用窒素供給系高圧窒素ボンベ
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。

(a-2) 非常用逃がし安全弁駆動系による原子炉減圧(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

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，の設備のうち，逃がし安全弁の機能回復のための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，

重大事故等対処設備として，非常用逃がし安全弁

非常用逃がし安全弁駆動系を使用する。

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圧機能用アキ

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ュムレータの充填圧力が喪失した場合において，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

逃がし安全弁のアクチュエータに直接窒素を供

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3

備考柏崎原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４６条 】【本文】柏崎原子力発電所

６／７号炉【本文】東海第二発電所【添八】東海第二発電所

給することで，逃がし安全弁（4 個）を一定期間

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）にわたり連続して開状態を保持できる設計とす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。

る。
なお，非常用逃がし安全弁駆動系高圧窒素ボン

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

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

安全弁駆動系高圧窒素ボンベの取替えが可能なベの切替え及び取替えが可能な設計とする。

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
・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）
・代替所内電気設備（10.2

代替電源設備）・燃料給油設備（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。
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。
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。
常設代替直流電源設備，可搬型代替直流電源設備，代替所内電気設備及び燃料給油設備については，「10.2 代替電源設備」に記載する。
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。
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する設計とする。
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とする。

4

備考柏崎原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４６条 】【本文】柏崎原子力発電所

６／７号炉【本文】東海第二発電所【添八】東海第二発電所
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位置的分散を図る設計とする。
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う位置的分散を図る設計とする。
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
基本方針については，「1.1.7.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
過渡時自動減圧機能の論理回路は，自動減圧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さない設計とする。
過渡時自動減圧機能は，原子炉水位異常低下（レベル１）及び残留熱除去系ポンプ吐出圧力高又は低圧炉心スプレイ系ポンプ
吐出圧力高の検出器からの入力信号並びに論理回路からの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。
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。
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。
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5

備考柏崎原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４６条 】【本文】柏崎原子力発電所

６／７号炉【本文】東海第二発電所【添八】東海第二発電所
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。
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。
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）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，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する。
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，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。
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。
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。
過渡時自動減圧機能は，中央制御室，原子炉建屋付属棟及び原子炉建屋原子炉棟内に設置し，想定される重大事故等時における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は，中央制御室に設置し，想6

備考柏崎原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４６条 】【本文】柏崎原子力発電所

６／７号炉【本文】東海第二発電所【添八】東海第二発電所
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。
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。
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
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。
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する。
過渡時自動減圧機能は，原子炉水位異常低下（レベル１）及び残留熱除去系ポンプ運転（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，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7

備考柏崎原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４６条 】【本文】柏崎原子力発電所

６／７号炉【本文】東海第二発電所【添八】東海第二発電所った設計とする。
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。
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，系統構成に必要な弁は，設置場所での手動操作が可能な設計とする。
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。
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
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。
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（阻止スイッ

8

備考柏崎原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４６条 】【本文】柏崎原子力発電所

６／７号炉【本文】東海第二発電所【添八】東海第二発電所
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。
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。
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［常設重大事故等対処設備］
代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能）個数

1［常設重大事故等対処設備］(1) 過渡時自動減圧機能

過渡時自動減圧機能個数1

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個（「へ(5) ( ) 緊急停止失敗時に発電用原子炉

数

1

個

数

1

(2) 自動減圧系の起動阻止スイッチ
個数1を未臨界にするための設備」と兼用）［可搬型重大事故等対処設備］
高圧窒素ガスボンベ［可搬型重大事故等対処設備］
非常用窒素供給系高圧窒素ボンベ(3) 非常用窒素供給系高圧窒素ボンベ個

数5（予備20）本

数

10（予備 10）本

数

10（予備 10）容量

約47L/個容量

約 47L／本容量

約 47L（1 本当たり）約15MPa[gage]

充填圧力

約 15MPa［gage］

充 填 圧 力約 15MPa［gage］

使 用 箇 所

原子炉建屋原子炉棟 3 階

保 管 場 所

原子炉建屋原子炉棟 3 階

充填圧力

非常用逃がし安全弁駆動系高圧窒素ボンベ(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）本

数

3（予備 9）容量

約 47L／本容量

約 47L（1 本当たり）

約 15MPa［gage］

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

充填圧力

9

備考

柏崎原子力発電所／東海第二発電所 本文比較表 【対象項目： 第４６条 】（本文）柏崎原子力発電所 ６／７号炉

下線：先行 BWR との差異

（本文）東海第二発電所（最新）（添八）東海第二発電所（最新）

ロ 発電用原子炉施設の一般構造(3) その他の主要な構造(ⅰ) 本発電用原子炉施設は，(1)耐震構造，(2)耐津波構造に加え，以下の基本的方針のもとに安全設計を行う。
ｂ．重大事故等対処施設(f) 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
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。

ホ 原子炉冷却系統施設の構造及び設備

ホ 原子炉冷却系統施設の構造及び設備(3) 非常用冷却設備(3) 非常用冷却設備(ⅱ)主要な機器及び管の個数及び構造(ⅱ) 主要な機器及び管の個数及び構造

b. 重大事故等対処設備

ｂ．重大事故等対処設備

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(b) 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備(b) 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備

5.8.1 概要

原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態であって，設計基準事故対処設備が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 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

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 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

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

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ために必要な重大事故等対処設備を設置及び保管する。

ために必要な重大事故等対処設備を設置及び保管する。

圧するために必要な重大事故等対処設備を設置及び保管する。
原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備の系統概略図を第 5.8－1 図から第 5.8－5 図に示す。
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

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

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 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

めの設備として逃がし安全弁を設ける。

めの設備として逃がし安全弁を設ける。

るための設備として逃がし安全弁を設ける。

(b-1) フロントライン系故障時に用いる設備(b-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(b-1-1)原子炉減圧の自動化(b-1-1)原子炉減圧の自動化

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， 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

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。

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 レータに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，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

ンに供給することで作動し，蒸気を排気管によりサプレッション・チェンバのプ 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用アキュムレータに蓄圧された窒素をアクチュエータのピストンに供給す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リを減圧できる 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。

ることで作動し，蒸気を排気管によりサプレッション・チェンバのプール設計とする。

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リを減圧でき

1

柏崎原子力発電所／東海第二発電所 本文比較表 【対象項目： 第４６条 】（本文）柏崎原子力発電所 ６／７号炉

下線：先行 BWR との差異

（本文）東海第二発電所（最新）（添八）東海第二発電所（最新）る設計とする。

なお，原子炉緊急停止失敗時に自動減圧系が作動すると，高圧炉心スプレイ系，なお，原子炉緊急停止失敗時に自動減圧系が作動すると，高圧炉心スプ

低圧注水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 残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ系から大量の冷水が注水され

レイ系，残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ系から大量の

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ク（代替自動 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減圧機能）による自動減圧を阻止する。

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

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。

する。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・逃がし安全弁・自動減圧機能用アキュムレータ
・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）
・自動減圧系の起動阻止スイッチ（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）
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する。
(b-1-2) 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ｂ．手動による原子炉減圧(b-1-2)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 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

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。

レータ又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 レータに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，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

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プレッション・チ 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用アキュムレータに蓄圧された窒素をアクチュエータのピストンに供給す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リを 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。

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

減圧できる設計とする。

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。
・逃がし安全弁・自動減圧機能用アキュムレータ
・所内常設直流電源設備（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）
・可搬型代替直流電源設備（10.2 代替電源設備）
・代替所内電気設備（10.2 代替電源設備）
・燃料給油設備（10.2 代替電源設備）
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。

(b-2) サポート系故障時に用いる設備(b-2)サポート系故障時に用いる設備(b-2-1) 常設直流電源系統喪失時の減圧(b-2-1)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(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

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柏崎原子力発電所／東海第二発電所 本文比較表 【対象項目： 第４６条 】

下線：先行 BWR との差異

（本文）柏崎原子力発電所 ６／７号炉（本文）東海第二発電所（最新）

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。

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

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，直流電源設備及び逃がし安全弁用可搬型蓄電池を使用する。

可搬型代替直流電源設備及び逃がし安全弁用可搬型蓄電池を使用する。

(b-2-1-1) 可搬型代替直流電源設備による逃がし安全弁機能回復(a) 可搬型代替直流電源設備による逃がし安全弁機能回復(b-2-1-1) 可搬型直流電源設備による逃がし安全弁機能回復（添八）東海第二発電所（最新）

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

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は，逃がし安全 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は，逃がし

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，AM 用切替装置 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

源設備を使用する。

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（SRV）を切り替えることにより，逃がし安全弁（8 個）の作動に必要な電源を供 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給できる設計とする。

できる設計とする。

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。
・可搬型代替直流電源設備（10.2 代替電源設備）
・緊急用電源切替盤（10.2 代替電源設備）
・燃料給油設備（10.2 代替電源設備）(b-2-1-2) 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(b-2-1-2) 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(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

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は，逃 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は，逃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，逃がし 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，逃がし

搬型蓄電池を使用する。

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

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）を一定期間にわた 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。

り連続して開状態を保持できる設計とする。

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。
・逃がし安全弁用可搬型蓄電池(b-2-2) 逃がし安全弁の作動に必要な窒素ガス喪失時の減圧(b-2-2) 逃がし安全弁の作動に必要な窒素喪失時の減圧

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

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は，逃がし安全 能回復のための重大事故等対処設備として，非常用窒素供給系及び非常用逃がし

弁の機能回復のための重大事故等対処設備として，非常用窒素供給系及び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 安全弁駆動系を使用する。

非常用逃がし安全弁駆動系を使用する。

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

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。
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。

3

柏崎原子力発電所／東海第二発電所 本文比較表 【対象項目： 第４６条 】（本文）柏崎原子力発電所 ６／７号炉

下線：先行 BWR との差異

（本文）東海第二発電所（最新）(b-2-2-1) 非常用窒素供給系による窒素確保（添八）東海第二発電所（最新）(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

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，非常用窒素供給系は，逃がし安全弁

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を使用する。

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。

非常用窒素供給系は，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を供給できる設計とす

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。

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，現場で高圧窒素ボンベ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。
・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
リを減圧するための設備）
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-2-2-2) 非常用逃がし安全弁駆動系による原子炉減圧(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，逃がし安全弁機能

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，逃がし安回復のため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は，逃がし

全弁機能回復のための重大事故等対処設備として，非常用逃がし安全弁

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

駆動系を使用する。

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

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状態を保持できる設計とする。

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取替えが可能な設計とする。

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。

(b-2-3) 代替電源設備を用いた逃がし安全弁の復旧(b-2-3) 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

・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(b-2-3-1) 代替直流電源設備による復旧

・常設代替直流電源設備（10.2 代替電源設備）

バウンダリを減圧するための設備）(b-2-3-1) 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・可搬型代替直流電源設備（10.2 代替電源設備）て，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 て，逃がし安全弁は，常設代替直流電源設備又は可搬型代替直流電源設備により・代替所内電気設備（10.2 代替電源設備）

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 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・燃料給油設備（10.2 代替電源設備）する。

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

バウンダリを減圧できる設計とする。

4

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下線：先行 BWR との差異

（本文）東海第二発電所（最新）（添八）東海第二発電所（最新）
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。
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(b-2-3-2) 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(b-2-3-2) 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，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 て，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(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，可搬型代替直流電源設備を使用する。

所内蓄電式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 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。

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。

逃がし安全弁は，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。
・可搬型代替直流電源設備（10.2 代替電源設備）
・代替所内電気設備（10.2 代替電源設備）
・燃料給油設備（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。
・常設代替交流電源設備（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）
・代替所内電気設備（10.2 代替電源設備）
・燃料給油設備（10.2 代替電源設備）(b-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(b-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，炉心損傷時に炉冷却材圧力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 炉冷却材圧力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

原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧状態である場合において，高圧溶融物放納容器雰囲気直接加熱による原子炉格納容器の破損を防止するための重大事故等 納容器雰囲気直接加熱による原子炉格納容器の破損を防止するための重大事故等

出及び格納容器雰囲気直接加熱による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の設備のうち，炉心損傷時に原子5柏崎原子力発電所／東海第二発電所 本文比較表 【対象項目： 第４６条 】（本文）柏崎原子力発電所 ６／７号炉
対処設備として，本系統は，(b-1-2) 手動による原子炉減圧と同じである。

下線：先行 BWR との差異

（本文）東海第二発電所（最新）対処設備として，本系統は，「ホ(3)(ⅱ)ｂ．(b-1-2) 手動による原子炉減圧」と本系統は，「(1)ｂ．手動による原子炉減圧」と同じである。

同じである。
(b-4) インターフェイスシステム LOCA 発生時に用いる設備（添八）東海第二発電所（最新）の重大事故等対処設備として，逃がし安全弁を使用する。

(b-4) インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時に用いる設備(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，

全弁は，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 し安全弁は，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逃がし安全弁並びに高圧炉心スプレイ系注入弁，原子炉隔離時冷却系原子炉

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
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。

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。

注入弁，低圧炉心スプレイ系注入弁，残留熱除去系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「インターフェイスシステ
ムＬＯＣＡ隔離弁」という。
）を使用する。

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

逃がし安全弁は，中央制御室からの手動操作によって作動させ，原子炉冷域へ漏えいして蒸気となり，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

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設計とする。

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。

高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の漏えい箇所を隔離できる設計とする。

去系Ｃ系注入弁は，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。
・逃がし安全弁・自動減圧機能用アキュムレータ
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インターフェイスシステムＬＯＣＡ隔離弁を重大事故等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。
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。
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るための設備」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。

6

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下線：先行 BWR との差異

（本文）東海第二発電所（最新）（添八）東海第二発電所（最新）
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備，可搬型代替直流電源設備及び緊急用電源切替盤については，「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。
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，異なる主蒸気管に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，電磁弁の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過渡時自動減圧機能か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。また，逃がし安全弁は，所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，125V 系蓄電池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。
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系と異なる区画の中央制御室に保管することで，共通要因によって同時に機能を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。
5.8.2.2 悪影響防止
基本方針については，「1.1.7.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
逃がし安全弁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

7

柏崎原子力発電所／東海第二発電所 本文比較表 【対象項目： 第４６条 】（本文）柏崎原子力発電所 ６／７号炉

下線：先行 BWR との差異

（本文）東海第二発電所（最新）（添八）東海第二発電所（最新）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。
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することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
5.8.2.3 容量等
基本方針については，「1.1.7.2 容量等」に示す。
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，設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。
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。
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，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，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。
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。
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

8柏崎原子力発電所／東海第二発電所 本文比較表 【対象項目： 第４６条 】（本文）柏崎原子力発電所 ６／７号炉

下線：先行 BWR との差異

（本文）東海第二発電所（最新）（添八）東海第二発電所（最新）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。
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，原子炉格逃がし安全弁用可搬型蓄電池は，原子炉建屋付属棟内に保管及び設置し，想逃がし安全弁は，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，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 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窒素供給系及び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 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，想定される境条件を考慮した設計とする。

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。
5.8.2.5 操作性の確保
基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
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て確実に接続することができる設計とする。
5.8.3 主要設備及び仕様
原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備の主要機器仕様を第 5.8－1 表に示す。
5.8.4 試験検査
基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
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，発電用原子炉の停止中に分解が可能な設計とする。

操作は，中央制御室で可能な設計とする。

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・操作は，中央制御室で可能な設計とする。

性能及び外観の確認が可能な設計とする。
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

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柏崎原子力発電所／東海第二発電所 本文比較表 【対象項目： 第４６条 】（本文）柏崎原子力発電所 ６／７号炉

下線：先行 BWR との差異

（本文）東海第二発電所（最新）（添八）東海第二発電所（最新）(1) 逃がし安全弁「5.1.1.3.2 主蒸気系」に記載する。
(2) 自動減圧機能用アキュムレータ

［常設重大事故等対処設備］

個

数

7

容

量

約 0.25m３／個(3) 逃がし安全弁用可搬型蓄電池［常設重大事故等対処設備］型

式

リチウムイオン電池個

数2（予備 1）

容量

約 780Wh／個

電

圧

125V

逃がし安全弁

逃がし安全弁

（ホ,(1),(ⅱ),b.と兼用）（「ホ(1)(ⅱ)ｃ．主蒸気系」と兼用）

使用箇所

原子炉建屋付属棟 3 階

逃がし弁機能用アキュムレータ

自動減圧機能用アキュムレータ

保管場所

原子炉建屋付属棟 3 階

個

数

18

個

数

7

容

量

約 15L/個

容量

約 0.25m３／個

自動減圧機能用アキュムレータ
個

数

8

容

量

約 200L/個

AM 用切替装置（SRV）
個数

1

原子炉建屋ブローアウトパネル
個

数

1式

［可搬型重大事故等対処設備］
逃がし安全弁用可搬型蓄電池個

数

1（予備 1）

ただし，予備は 6 号及び 7 号炉共用
容量

［可搬型重大事故等対処設備］
逃がし安全弁用可搬型蓄電池個

数2（予備 1）

容量

約 780Wh／個

約 2,100Wh10

柏崎原子力発電所／東海第二発電所 本文比較表 【対象項目： 第４６条 】（本文）柏崎原子力発電所 ６／７号炉

下線：先行 BWR との差異

（本文）東海第二発電所（最新）ヘ 計測制御系統施設の構造及び設備

ヘ 計測制御系統施設の構造及び設備(5) その他の主要な事項(5) その他の主要な事項(ⅹⅲ)原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備(ⅹⅲ) 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備（添八）東海第二発電所（最新）「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

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

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

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

保管する。

保管する。

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

6.8.1 概要を設置及び保管する。
原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備の系統概要図を第 6.8－1 図から第 6.8－3 図に示す。

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

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

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，逃がを作動させる代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能）及び高圧窒素ガス供給系を設ける。

を作動させる過渡時自動減圧機能，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。

し安全弁を作動させる過渡時自動減圧機能，非常用窒素供給系及び非常用逃がし安全弁駆動

逃がし安全弁については，ホ,(3),(ⅱ),b.(b) 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。

逃がし安全弁については，「ホ(3)(ⅱ)ｂ．(b) 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するため

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系を設ける。
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」に記の設備」に記載する。

載する。

a. フロントライン系故障時に用いる設備

ａ．フロントライン系故障時に用いる設備(a) 原子炉減圧の自動化(a) 原子炉減圧の自動化(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

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は，原子炉水減圧機能）は，原子炉水位低（レベル 1）及び残留熱除去系ポンプ運転（低圧注水モード）の場

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）又は低圧炉心スプレイ系ポ合に，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

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，逃がし安全弁を強制的に開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

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 個の逃がし安全弁のうち，4 個放し，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

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，逃がし安全弁用電磁弁がこの機能を有している。

弁のうち，2 個がこの機能を有している。

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，原子炉冷却材圧力バウンダ用する。

リを減圧させることができる設計とする。18 個の逃がし安全弁うち，2 個がこの機能を有している。
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ら

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，残留熱除去系

なお，原子炉緊急停止失敗時に自動減圧系が作動すると，高圧炉心スプレイ系，残留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（低圧注水系）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る熱除去系（低圧注水系）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。

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る自動減圧

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過渡時自を阻止する。

動減圧機能による自動減圧を阻止する。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・過渡時自動減圧機能・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及び逃がし安全弁を重大事
故等対処設備として使用する。

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下線：先行 BWR との差異

（本文）東海第二発電所（最新）（添八）東海第二発電所（最新）b. サポート系故障時に用いる設備

ｂ．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(a) 逃がし安全弁の作動に必要な窒素喪失時の減圧

ａ．逃がし安全弁の作動に必要な窒素喪失時の減圧(a-1) 非常用窒素供給系による窒素確保(a) 非常用窒素供給系による窒素確保(2) サポート系故障時に用いる設備

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備のうち，逃がし安全弁の機能回復のための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は，逃がし安全弁の作動に必要な逃がし弁機能重大事故等対処設備として，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。

きる設計とする。

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。
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。

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。

圧窒素ボンベ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。
・非常用窒素供給系高圧窒素ボンベ
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。
(a-2) 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等対処設備として，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(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。

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

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

期間にわたり連続して開状態を保持できる設計とする。

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

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駆動系高圧窒素ボンベの取替えが可能な設計とする。

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駆動系高圧窒素ボンベ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。
・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）
・代替所内電気設備（10.2 代替電源設備）
・燃料給油設備（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。
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。
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。

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下線：先行 BWR との差異

（本文）東海第二発電所（最新）（添八）東海第二発電所（最新）
常設代替直流電源設備，可搬型代替直流電源設備，代替所内電気設備及び燃料給油設
備については，「10.2 代替電源設備」に記載する。
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。
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する設計とする。
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位置的分散を図る設計とする。
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う位置的分散を図る設計とする。
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
基本方針については，「1.1.7.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
過渡時自動減圧機能の論理回路は，自動減圧系とは別の制御盤に収納することで，自動減圧
系に悪影響を及ぼさない設計とする。
過渡時自動減圧機能は，原子炉水位異常低下（レベル１）及び残留熱除去系ポンプ吐出圧力
高又は低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力高の検出器からの入力信号並びに論理回路からの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。

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。
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。
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。

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下線：先行 BWR との差異

（本文）東海第二発電所（最新）（添八）東海第二発電所（最新）
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。
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）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，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する。
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，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。
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。
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。

過渡時自動減圧機能は，中央制御室，原子炉建屋付属棟及び原子炉建屋原子炉棟内に設置し，想定される重大事故等時における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。
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。
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。
非常用窒素供給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4柏崎原子力発電所／東海第二発電所 本文比較表 【対象項目： 第４６条 】（本文）柏崎原子力発電所 ６／７号炉

下線：先行 BWR との差異

（本文）東海第二発電所（最新）（添八）東海第二発電所（最新）
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
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。
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する。
過渡時自動減圧機能は，原子炉水位異常低下（レベル１）及び残留熱除去系ポンプ運転（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，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。
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，系統構成に必要な弁は，設置場所での手動操作が可能な設計とする。

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。
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

5

柏崎原子力発電所／東海第二発電所 本文比較表 【対象項目： 第４６条 】（本文）柏崎原子力発電所 ６／７号炉

下線：先行 BWR との差異

（本文）東海第二発電所（最新）（添八）東海第二発電所（最新）
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。
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（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。
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。
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。

［常設重大事故等対処設備］［常設重大事故等対処設備］

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個数1

自動減圧系の起動阻止スイッチ
個

数

1

個

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) 過渡時自動減圧機能

数

1

個

数

1

自動減圧系の起動阻止スイッチ（「へ(5) ( ) 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」と兼用）(2) 自動減圧系の起動阻止スイッチ
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に記載する。

［可搬型重大事故等対処設備］［可搬型重大事故等対処設備］

高圧窒素ガスボンベ

非常用窒素供給系高圧窒素ボンベ(3) 非常用窒素供給系高圧窒素ボンベ個

数5（予備 20）本

数

10（予備 10）

本

数

容

量

約 47L/個容量

約 47L／本容量

約 15MPa[gage]

充填圧力

充填圧力

約 15MPa［gage］

10（予備 10）
約 47L／本充 填 圧 力約 15MPa［gage］

使 用 箇 所

原子炉建屋原子炉棟 3 階

保 管 場 所

原子炉建屋原子炉棟 3 階

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／本本

数

3（予備 9）

約 15MPa［gage］

容量

約 47L／本

充填圧力

6(4) 非常用逃がし安全弁駆動系高圧窒素ボンベ

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

柏崎原子力発電所／東海第二発電所 本文比較表 【対象項目： 第４７条 】
下線：先行 BWR との差異
【本文】柏崎原子力発電所 ６／７号炉
ホ

原子炉冷却系統施設の構造及び設備【本文】東海第二発電所（最新）ホ【添八】東海第二発電所（最新）

原子炉冷却系統施設の構造及び設備(3)非常用冷却設備(3) 非常用冷却設備

b. 重大事故等対処設備

ｂ．重大事故等対処設備(c) 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(c) 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

備

5.9

原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

5.9.1 概要

原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の状態であって，設計基準事故対処設備

原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の状態であって，設計基準事故対処設備

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

傷及び原子炉格納容器の破損を防止するため，発電用原子炉を冷却するために傷及び原子炉格納容器の破損を防止するため，発電用原子炉を冷却するために傷及び原子炉格納容器の破損を防止するため，発電用原子炉を冷却するために必要な重大事故等対処設備を設置及び保管する。

必要な重大事故等対処設備を設置及び保管する。

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低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備の系統概要図を第 5.9－1 図から第 5.9－6 図に示す。
また，想定される重大事故等時において，設計基準事故対処設備である残留熱除去系（低圧注水系），残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）及び低圧炉心スプレイ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。残留熱除去系（低圧注水系）及び残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）については，「5.4 残留熱除去系」に記載する。低圧炉心スプレイ系については，「5.2 非常用炉心冷却系」に記載する。
5.9.2 設計方針

原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧時に発電用原子炉を冷却するための設

原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧時に発電用原子炉を冷却するための設

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備のうち，発電用原子炉を冷却し，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破備のうち，発電用原子炉を冷却し，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破のうち，発電用原子炉を冷却し，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損損を防止するための設備として，低圧代替注水系（可搬型）を設ける。また， 損を防止するための設備として，低圧代替注水系（可搬型）を設ける。また， を防止するための設備として，低圧代替注水系（可搬型）を設ける。また，炉炉心の著しい損傷に至るまでの時間的余裕のない場合に対応するため，
低圧代

炉心の著しい損傷に至るまでの時間的余裕のない場合に対応するため，低圧代

心の著しい損傷に至るまでの時間的余裕のない場合に対応するため，低圧代替

替注水系（常設）を設ける。

替注水系（常設）を設ける。

注水系（常設）を設ける。

(c-1) 原子炉運転中の場合に用いる設備(c-1) 原子炉運転中の場合に用いる設備(1) 原子炉運転中の場合に用いる設備(c-1-1) フロントライン系故障時に用いる設備(c-1-1) フロントライン系故障時に用いる設備

ａ．フロントライン系故障時に用いる設備(c-1-1-1) 低圧代替注水系（常設）による発電用原子炉の冷却(c-1-1-1) 低圧代替注水系（常設）による発電用原子炉の冷却(a) 低圧代替注水系（常設）による発電用原子炉の冷却残留熱除去系（低圧注水モード）の機能が喪失した場合の重大事故等対処設

残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ系の機能が喪失した場

備として，低圧代替注水系（常設）は，復水移送ポンプにより，復水貯蔵槽の合の重大事故等対処設備として，低圧代替注水系（常設）は，常設低圧代替

水を残留熱除去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

注水系ポンプにより，代替淡水貯槽の水を残留熱除去系等を経由して原子炉できる設計とする。

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。

低圧代替注水系（常設）は，非常用交流電源設備に加えて，代替所内電気設

低圧代替注水系（常設）は，代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源

備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。

が可能な設計とする。

(c-1-1-2) 低圧代替注水系（可搬型）による発電用原子炉の冷却(c-1-1-2) 低圧代替注水系（可搬型）による発電用原子炉の冷却残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ系の機能が喪失した場合

残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ系の機能が喪失した場
合の重大事故等対処設備として，低圧代替注水系（常設）を使用する。
低圧代替注水系（常設）は，常設低圧代替注水系ポンプ，配管・弁類，計測制御装置等で構成し，常設低圧代替注水系ポンプにより，代替淡水貯槽の水を残留熱除去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。
低圧代替注水系（常設）は，代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。

残留熱除去系（低圧注水モード）の機能が喪失した場合の重大事故等対処設の重大事故等対処設備として，低圧代替注水系（可搬型）は，可搬型代替注水

主要な設備は，以下のとおりとする。

備として，低圧代替注水系（可搬型）は，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）に

中型ポンプにより西側淡水貯水設備の水を，可搬型代替注水大型ポンプにより・常設低圧代替注水系ポンプ1

柏崎原子力発電所／東海第二発電所 本文比較表 【対象項目： 第４７条 】
下線：先行 BWR との差異
【本文】柏崎原子力発電所 ６／７号炉【本文】東海第二発電所（最新）【添八】東海第二発電所（最新）より，代替淡水源の水を残留熱除去系等を経由して原子炉圧力容器に注水する

代替淡水貯槽の水を低圧炉心スプレイ系，
残留熱除去系を経由して原子炉圧力・代替淡水貯槽（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）

ことで炉心を冷却できる設計とする。

容器に注水することで炉心を冷却できる設計とする。

・常設代替交流電源設備（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）
・代替所内電気設備（10.2 代替電源設備）
・燃料給油設備（10.2 代替電源設備）
本系統の流路として，残留熱除去系の配管及び弁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する。
(b) 低圧代替注水系（可搬型）による発電用原子炉の冷却残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ系の機能が喪失した場合の重大事故等対処設備として，低圧代替注水系（可搬型）を使用する。
低圧代替注水系（可搬型）は，可搬型代替注水中型ポンプ，可搬型代替注水
大型ポンプ，配管・ホース・弁類，計測制御装置等で構成し，可搬型代替注水
中型ポンプにより西側淡水貯水設備の水を，可搬型代替注水大型ポンプにより代替淡水貯槽の水を低圧炉心スプレイ系，
残留熱除去系を経由して原子炉圧力容器に注水することで炉心を冷却できる設計とする。

低圧代替注水系（可搬型）は，代替淡水源が枯渇した場合において，重大事

低圧代替注水系（可搬型）は，代替淡水源が枯渇した場合において，重大事

低圧代替注水系（可搬型）は，代替淡水源が枯渇した場合において，重大事

故等の収束に必要となる水の供給設備である大容量送水車（海水取水用）によ

故等の収束に必要となる水の供給設備である可搬型代替注水中型ポンプ及び故等の収束に必要となる水の供給設備である可搬型代替注水中型ポンプ又はり海を利用できる設計とする。

可搬型代替注水大型ポンプにより海を利用できる設計とする。

可搬型代替注水大型ポンプにより海を利用できる設計とする。

低圧代替注水系（可搬型）は，代替所内電気設備を経由した常設代替交流電

低圧代替注水系（可搬型）は，代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。また，可源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。また，可設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，空冷式のディーゼ

搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，空冷式のディーゼ電が可能な設計とする。また，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，ディーゼ

ルエンジンにより駆動できる設計とする。

ルエンジンにより駆動できる設計とする。燃料は，燃料給油設備である可搬型

低圧代替注水系（可搬型）は，非常用交流電源設備に加えて，代替所内電気

ルエンジンにより駆動できる設計とする。

設備用軽油タンク及びタンクローリにより補給できる設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・可搬型代替注水中型ポンプ
・可搬型代替注水大型ポンプ
・西側淡水貯水設備（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）
・代替淡水貯槽（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）
・常設代替交流電源設備（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）
・代替所内電気設備（10.2 代替電源設備）
・燃料給油設備（10.2 代替電源設備）
本系統の流路として，低圧代替注水系の配管及び弁，残留熱除去系の配管及び弁，低圧炉心スプレイ系の配管，弁及びスパージャ並びにホースを重大事故

2

柏崎原子力発電所／東海第二発電所 本文比較表 【対象項目： 第４７条 】
下線：先行 BWR との差異
【本文】柏崎原子力発電所 ６／７号炉【本文】東海第二発電所（最新）【添八】東海第二発電所（最新）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する。

(c-1-2) サポート系故障時に用いる設備(c-1-2) サポート系故障時に用いる設備

ｂ．サポート系故障時に用いる設備(c-1-2-1) 低圧代替注水系（常設）による発電用原子炉の冷却(c-1-2-1) 低圧代替注水系（常設）による発電用原子炉の冷却(a) 低圧代替注水系（常設）による発電用原子炉の冷却

全交流動力電源喪失により，残留熱除去系（低圧注水モード）が起動できな 全交流動力電源喪失又は残留熱除去系海水系機能喪失によるサポート系の故

全交流動力電源喪失又は残留熱除去系海水系機能喪失によるサポート系のい場合の重大事故等対処設備として使用する低圧代替注水系（常設）は，(c-

障により，残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ系による発電用

故障により，残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ系が起動でき

1-1-1)低圧代替注水系（常設）による発電用原子炉の冷却と同じである。

原子炉の冷却ができない場合の重大事故等対処設備として使用する低圧代替

ない場合の重大事故等対処設備として使用する低圧代替注水系（常設）は，

注水系（常設）は，「ホ(3)(ⅱ)ｂ．(c-1-1-1) 低圧代替注水系（常設）によ「(1)a.(a) 低圧代替注水系（常設）による発電用原子炉の冷却」と同じである発電用原子炉の冷却」と同じである。

る。

(c-1-2-2) 低圧代替注水系（可搬型）による発電用原子炉の冷却

全交流動力電源喪失により，残留熱除去系（低圧注水モード）が起動できな (c-1-2-2) 低圧代替注水系（可搬型）による発電用原子炉の冷却(b) 低圧代替注水系（可搬型）による発電用原子炉の冷却い場合の重大事故等対処設備として使用する低圧代替注水系（可搬型）は，(c-全交流動力電源喪失又は残留熱除去系海水系機能喪失によるサポート系の全交流動力電源喪失又は残留熱除去系海水系機能喪失によるサポート系の

1-1-2)低圧代替注水系（可搬型）による発電用原子炉の冷却と同じである。

故障により，残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ系による発電故障により，残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ系が起動でき用原子炉の冷却ができない場合の重大事故等対処設備として使用する低圧代ない場合の重大事故等対処設備として使用する低圧代替注水系（可搬型）は，替注水系（可搬型）は，「ホ(3)(ⅱ)ｂ．(c-1-1-2) 低圧代替注水系（可搬型） 「(1)a.(b) 低圧代替注水系（可搬型）による発電用原子炉の冷却」と同じで(c-1-2-3) 常設代替交流電源設備による残留熱除去系（低圧注水モード）の復
旧による発電用原子炉の冷却」と同じである。

ある。

(c-1-2-3) 常設代替交流電源設備による残留熱除去系（低圧注水系）の復旧(c) 常設代替交流電源設備による残留熱除去系（低圧注水系）の復旧

全交流動力電源喪失又は残留熱除去系海水系機能喪失によるサポート系の全交流動力電源喪失又は残留熱除去系海水系機能喪失によるサポート系の全交流動力電源喪失により，残留熱除去系（低圧注水モード）が起動できな 故障により，残留熱除去系（低圧注水系）が起動できない場合の重大事故等対故障により，残留熱除去系（低圧注水系）が起動できない場合の重大事故等対い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を使用し，残留熱処設備として，常設代替交流電源設備を使用し，残留熱除去系（低圧注水系） 処設備として，常設代替交流電源設備を使用し，残留熱除去系（低圧注水系）

除去系（低圧注水モード）を復旧する。

を復旧する。

を復旧する。

残留熱除去系（低圧注水モード）は，常設代替交流電源設備からの給電によ

残留熱除去系（低圧注水系）は，常設代替交流電源設備からの給電により機残留熱除去系（低圧注水系）は，常設代替交流電源設備からの給電により機り機能を復旧し，残留熱除去系ポンプによりサプレッション・チェンバのプー能を復旧し，残留熱除去系ポンプによりサプレッション・チェンバのプール水能を復旧し，残留熱除去系ポンプによりサプレッション・チェンバのプール水

ル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。

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。

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。

本系統に使用する冷却水は，原子炉補機冷却系又は代替原子炉補機冷却系か 本系統に使用する冷却水は，残留熱除去系海水系又は緊急用海水系から供給でら供給できる設計とする。

きる設計とする。

本系統に使用する冷却水は，残留熱除去系海水系又は緊急用海水系から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。
・緊急用海水ポンプ
・緊急用海水系ストレーナ・常設代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）
・代替所内電気設備（10.2 代替電源設備）
・燃料給油設備（10.2 代替電源設備）
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残留熱除去系及び残留熱除去系海水系を重大事故等対処設備として使用する。

(c-1-2-4) 常設代替交流電源設備による低圧炉心スプレイ系の復旧

3(d) 常設代替交流電源設備による低圧炉心スプレイ系の復旧

柏崎原子力発電所／東海第二発電所 本文比較表 【対象項目： 第４７条 】
下線：先行 BWR との差異
【本文】柏崎原子力発電所 ６／７号炉【本文】東海第二発電所（最新）【添八】東海第二発電所（最新）

全交流動力電源喪失又は残留熱除去系海水系機能喪失によるサポート系の全交流動力電源喪失又は残留熱除去系海水系機能喪失によるサポート系の故障により低圧炉心スプレイ系が起動できない場合の重大事故等対処設備と故障により低圧炉心スプレイ系が起動できない場合の重大事故等対処設備として常設代替高圧電源装置を使用し，低圧炉心スプレイ系を復旧する。

して常設代替交流電源設備を使用し，低圧炉心スプレイ系を復旧する。

低圧炉心スプレイ系は，常設代替交流電源設備からの給電により機能を復旧

低圧炉心スプレイ系は，常設代替交流電源設備からの給電により機能を復旧

し，低圧炉心スプレイ系ポンプによりサプレッション・チェンバのプール水をし，低圧炉心スプレイ系ポンプによりサプレッション・チェンバのプール水を

原子炉圧力容器へスプレイすることで炉心を冷却できる設計とする。

原子炉圧力容器へスプレイすることで炉心を冷却できる設計とする。

本系統に使用する冷却水は，残留熱除去系海水系又は緊急用海水系から供給できる設計とする。

本系統に使用する冷却水は，残留熱除去系海水系又は緊急用海水系から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。
・緊急用海水ポンプ
・緊急用海水系ストレーナ・常設代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）
・代替所内電気設備（10.2 代替電源設備）
・燃料給油設備（10.2 代替電源設備）
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。

(c-1-3) 溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合に用いる設備(c-1-3) 溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合に用いる設備

ｃ．溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合に用いる設備(c-1-3-1) 低圧代替注水系（常設）による残留溶融炉心の冷却(c-1-3-1) 低圧代替注水系（常設）による残留溶融炉心の冷却(a) 低圧代替注水系（常設）による残留溶融炉心の冷却

炉心の著しい損傷，溶融が発生した場合において，原子炉圧力容器内に溶融

炉心の著しい損傷，溶融が発生した場合において，原子炉圧力容器内に溶融

炉心の著しい損傷，溶融が発生した場合において，原子炉圧力容器内に溶融炉心が存在する場合に，溶融炉心を冷却し，原子炉格納容器の破損を防止する

炉心が存在する場合に，溶融炉心を冷却し，原子炉格納容器の破損を防止する

炉心が存在する場合に，溶融炉心を冷却し，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，低圧代替注水系（常設）は，復水移送ポン

ための重大事故等対処設備として，低圧代替注水系（常設）は，常設低圧代替ための重大事故等対処設備として，低圧代替注水系（常設）を使用する。

プにより，復水貯蔵槽の水を残留熱除去系等を経由して原子炉圧力容器へ注水

注水系ポンプにより，代替淡水貯槽の水を残留熱除去系等を経由して原子炉圧

低圧代替注水系（常設）は，常設低圧代替注水系ポンプ，配管・弁類，計測することで原子炉圧力容器内に存在する溶融炉心を冷却できる設計とする。

力容器へ注水することで原子炉圧力容器内に存在する溶融炉心を冷却できる制御装置等で構成し，常設低圧代替注水系ポンプにより，代替淡水貯槽の水を設計とする。

残留熱除去系等を経由して原子炉圧力容器へ注水することで原子炉圧力容器内に存在する溶融炉心を冷却できる設計とする。

低圧代替注水系（常設）は，非常用交流電源設備に加えて，代替所内電気設
備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電

低圧代替注水系（常設）は，代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源
設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。

低圧代替注水系（常設）は，代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源
設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。

が可能な設計とする。
本系統の詳細については，(c-1-1-1)低圧代替注水系（常設）による発電用原

本系統の詳細については，「ホ(3)(ⅱ)ｂ．(c-1-1-1) 低圧代替注水系（常設）

子炉の冷却に記載する。

による発電用原子炉の冷却」に記載する。

用原子炉の冷却」に記載する。

(c-1-3-2) 低圧代替注水系（可搬型）による残留溶融炉心の冷却(c-1-3-2) 低圧代替注水系（可搬型）による残留溶融炉心の冷却(b) 低圧代替注水系（可搬型）による残留溶融炉心の冷却

本系統の詳細については，「(1)ａ.(a) 低圧代替注水系（常設）による発電

炉心の著しい損傷，溶融が発生した場合において，原子炉圧力容器内に溶融

炉心の著しい損傷，溶融が発生した場合において，原子炉圧力容器内に溶融

炉心の著しい損傷，溶融が発生した場合において，原子炉圧力容器内に溶融炉心が存在する場合に，溶融炉心を冷却し，原子炉格納容器の破損を防止する

炉心が存在する場合に，溶融炉心を冷却し，原子炉格納容器の破損を防止する

炉心が存在する場合に，溶融炉心を冷却し，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，低圧代替注水系（可搬型）は，可搬型代替ための重大事故等対処設備として，低圧代替注水系（可搬型）は，可搬型代替ための重大事故等対処設備として，低圧代替注水系（可搬型）を使用する。

注水ポンプ（A-2 級）により，代替淡水源の水を残留熱除去系等を経由して原

注水中型ポンプにより西側淡水貯水設備の水を，可搬型代替注水大型ポンプに低圧代替注水系（可搬型）は，可搬型代替注水中型ポンプ，可搬型代替注水

子炉圧力容器に注水することで原子炉圧力容器内に存在する溶融炉心を冷却より代替淡水貯槽の水を低圧炉心スプレイ系若しくは残留熱除去系を経由し大型ポンプ，配管・ホース・弁類，計測制御装置等で構成し，可搬型代替注水4柏崎原子力発電所／東海第二発電所 本文比較表 【対象項目： 第４７条 】
下線：先行 BWR との差異
【本文】柏崎原子力発電所 ６／７号炉できる設計とする。

【本文】東海第二発電所（最新）【添八】東海第二発電所（最新）て原子炉圧力容器に注水することで原子炉圧力容器内に存在する溶融炉心を中型ポンプにより西側淡水貯水設備の水を，可搬型代替注水大型ポンプにより冷却できる設計とする。

代替淡水貯槽の水を低圧炉心スプレイ系若しくは残留熱除去系を経由して原
子炉圧力容器に注水することで原子炉圧力容器内に存在する溶融炉心を冷却できる設計とする。

低圧代替注水系（可搬型）は，代替淡水源が枯渇した場合において，重大事

低圧代替注水系（可搬型）は，代替淡水源が枯渇した場合において，重大事

低圧代替注水系（可搬型）は，代替淡水源が枯渇した場合において，重大事

故等の収束に必要となる水の供給設備である大容量送水車（海水取水用）から

故等の収束に必要となる水の供給設備である可搬型代替注水中型ポンプ及び故等の収束に必要となる水の供給設備である可搬型代替注水中型ポンプ及びの送水により海を利用できる設計とする。

可搬型代替注水大型ポンプにより海を利用できる設計とする。

可搬型代替注水大型ポンプにより海を利用できる設計とする。

低圧代替注水系（可搬型）は，非常用交流電源設備に加えて，代替所内電気

低圧代替注水系（可搬型）は，代替所内電気設備を経由した常設代替交流電

低圧代替注水系（可搬型）は，代替所内電気設備を経由した常設代替交流電設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。また，可源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。また，可電が可能な設計とする。また，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，ディーゼ

搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，空冷式のディーゼ

搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，空冷式のディーゼ

ルエンジンにより駆動できる設計とする。

ルエンジンにより駆動できる設計とする。

ルエンジンにより駆動できる設計とする。燃料は，燃料給油設備である可搬型
設備用軽油タンク及びタンクローリにより補給できる設計とする。

本系統の詳細については，(c-1-1-2) 低圧代替注水系（可搬型）による発電用原子炉の冷却に記載する。

本系統の詳細については，「ホ(3)(ⅱ)ｂ．(c-1-1-2) 低圧代替注水系（可本系統の詳細については，「(1)ａ.(b) 低圧代替注水系（可搬型）による発搬型）による発電用原子炉の冷却」に記載する。

電用原子炉の冷却」に記載する。

(c-1-3-3) 代替循環冷却系による残存溶融炉心の冷却(c) 代替循環冷却系による残留溶融炉心の冷却

炉心の著しい損傷及び溶融が発生した場合において，原子炉圧力容器内に溶

炉心の著しい損傷，溶融が発生した場合において，原子炉圧力容器内に溶融融炉心が存在する場合の重大事故等対処設備として代替循環冷却系は，代替循

炉心が存在する場合の重大事故等対処設備として代替循環冷却系を使用する。

環冷却系ポンプにより，サプレッション・チェンバのプール水を残留熱除去系

代替循環冷却系は，代替循環冷却系ポンプ，配管・弁類，計測制御装置等で等を経由して原子炉圧力容器へ注水することで原子炉圧力容器内に存在する

構成し，代替循環冷却系ポンプにより，サプレッション・チェンバのプール水

溶融炉心を冷却できる設計とする。

を残留熱除去系等を経由して原子炉圧力容器へ注水することで原子炉圧力容器内に存在する溶融炉心を冷却できる設計とする。

代替循環冷却系は，代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。

代替循環冷却系は，代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。

本系統に使用する冷却水は，残留熱除去系海水系又は緊急用海水系から供給できる設計とする。

本系統に使用する冷却水は，残留熱除去系海水系又は緊急用海水系から供給できる設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。
・代替循環冷却系ポンプ（9.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備）
・緊急用海水ポンプ
・緊急用海水系ストレーナ・常設代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）
・代替所内電気設備（10.2 代替電源設備）
・燃料給油設備（10.2 代替電源設備）
本系統の流路として，残留熱除去系ポンプ，配管及び弁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

5

柏崎原子力発電所／東海第二発電所 本文比較表 【対象項目： 第４７条 】
下線：先行 BWR との差異
【本文】柏崎原子力発電所 ６／７号炉【本文】東海第二発電所（最新）【添八】東海第二発電所（最新）て使用する。

(c-2) 原子炉停止中の場合に用いる設備(c-2) 原子炉停止中の場合に用いる設備(2) 原子炉停止中の場合に用いる設備(c-2-1) フロントライン系故障時に用いる設備(c-2-1) フロントライン系故障時に用いる設備

ａ．フロントライン系故障時に用いる設備(c-2-1-1) 低圧代替注水系（常設）による発電用原子炉の冷却(c-2-1-1) 低圧代替注水系（常設）による発電用原子炉の冷却(a) 低圧代替注水系（常設）による発電用原子炉の冷却原子炉停止中において残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）の機能が喪

発電用原子炉停止中において残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の機能が原子炉停止中において残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の機能が喪失し「(1)失した場合の重大事故等対処設備として使用する低圧代替注水系（常設）は， 喪失した場合の重大事故等対処設備として使用する低圧代替注水系（常設）
は， た場合の重大事故等対処設備として使用する低圧代替注水系（常設）は，(c-1-1-1)低圧代替注水系（常設）による発電用原子炉の冷却と同じである。

「ホ(3)(ⅱ)ｂ．(c-1-1-1) 低圧代替注水系（常設）による発電用原子炉の冷

ａ.(a) 低圧代替注水系（常設）による発電用原子炉の冷却」と同じである。

却」と同じである。
(c-2-1-2) 低圧代替注水系（可搬型）による発電用原子炉の冷却原子炉停止中において残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）の機能が喪(c-2-1-2) 低圧代替注水系（可搬型）による発電用原子炉の冷却発電用原子炉停止中において残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の機能が(b) 低圧代替注水系（可搬型）による発電用原子炉の冷却原子炉停止中において残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の機能が喪失し失した場合の重大事故等対処設備として使用する低圧代替注水系（可搬型）は， 喪失した場合の重大事故等対処設備として使用する低圧代替注水系（可搬型） た場合の重大事故等対処設備として使用する低圧代替注水系（可搬型）は，(c-1-1-2)低圧代替注水系（可搬型）による発電用原子炉の冷却と同じである。 は，「ホ(3)(ⅱ)ｂ．(c-1-1-2) 低圧代替注水系（可搬型）による発電用原子「 (1)ａ.(b)低圧代替注水系（可搬型）による発電用原子炉の冷却」と同じで炉の冷却」と同じである。

ある。

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

ｂ．サポート系故障時に用いる設備(c-2-2-1) 低圧代替注水系（常設）による発電用原子炉の冷却(c-2-2-1) 低圧代替注水系（常設）による発電用原子炉の冷却(a) 低圧代替注水系（常設）による発電用原子炉の冷却原子炉停止中において全交流動力電源喪失により，残留熱除去系（原子炉停

発電用原子炉停止中において全交流動力電源喪失又は残留熱除去系海水系

原子炉停止中において全交流動力電源喪失又は残留熱除去系海水系機能喪止時冷却モード）が起動できない場合の重大事故等対処設備として使用する低機能喪失によるサポート系の故障により，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系） 失によるサポート系の故障により，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）が起

圧代替注水系（常設）は，(c-1-1-1)低圧代替注水系（常設）による発電用原が起動できない場合の重大事故等対処設備として使用する低圧代替注水系（常動できない場合の重大事故等対処設備として使用する低圧代替注水系（常設）

子炉の冷却と同じである。

設）は，「ホ(3)(ⅱ)ｂ．(c-1-1-1) 低圧代替注水系（常設）による発電用原は，「(1)a.(a) 低圧代替注水系（常設）による発電用原子炉の冷却」と同じ

子炉の冷却」と同じである。

である。

(c-2-2-2) 低圧代替注水系（可搬型）による発電用原子炉の冷却(b) 低圧代替注水系（可搬型）による発電用原子炉の冷却(c-2-2-2) 低圧代替注水系（可搬型）による発電用原子炉の冷却原子炉停止中において全交流動力電源喪失により，残留熱除去系（原子炉停

発電用原子炉停止中において全交流動力電源喪失又は残留熱除去系海水系

原子炉停止中において全交流動力電源喪失又は残留熱除去系海水系機能喪止時冷却モード）が起動できない場合の重大事故等対処設備として使用する低機能喪失によるサポート系の故障により，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系） 失によるサポート系の故障により，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）が起

圧代替注水系（可搬型）は，(c-1-1-2)低圧代替注水系（可搬型）による発電が起動できない場合の重大事故等対処設備として使用する低圧代替注水系（可動できない場合の重大事故等対処設備として使用する低圧代替注水系（可搬用原子炉の冷却と同じである。

搬型）は，「ホ(3)(ⅱ)ｂ．(c-1-1-2) 低圧代替注水系（可搬型）による発電型）は，「(1)a.(b) 低圧代替注水系（可搬型）による発電用原子炉の冷却」

用原子炉の冷却」と同じである。

と同じである。

(c-2-2-3) 常設代替交流電源設備による残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）の復旧
原子炉停止中において全交流動力電源喪失により，残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）が起動できない場合の重大事故等対処設備として，常設代替(c-2-2-3) 常設代替交流電源設備による残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の復旧(c) 常設代替交流電源設備による残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の復
旧

発電用原子炉停止中において全交流動力電源喪失又は残留熱除去系海水系

原子炉停止中において全交流動力電源喪失又は残留熱除去系海水系機能喪

機能喪失によるサポート系の故障により，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系） 失によるサポート系の故障により，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）が起

交流電源設備を使用し，残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）を復旧する。 が起動できない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を使用し，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）を復旧する。

動できない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を使用
し，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）を復旧する。

残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）は，常設代替交流電源設備からの残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）は，常設代替交流電源設備からの給電残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）は，常設代替交流電源設備からの給電給電により機能を復旧し，冷却材を原子炉圧力容器から残留熱除去系ポンプ及により機能を復旧し，冷却材を原子炉圧力容器から残留熱除去系ポンプ及び熱により機能を復旧し，冷却材を原子炉圧力容器から残留熱除去系ポンプ及び熱び熱交換器を経由して原子炉圧力容器に戻すことにより炉心を冷却できる設

交換器を経由して原子炉圧力容器に戻すことにより炉心を冷却できる設計と交換器を経由して原子炉圧力容器に戻すことにより炉心を冷却できる設計と

計とする。

する。

する。

6

柏崎原子力発電所／東海第二発電所 本文比較表 【対象項目： 第４７条 】
下線：先行 BWR との差異
【本文】柏崎原子力発電所 ６／７号炉【本文】東海第二発電所（最新）【添八】東海第二発電所（最新）

本系統に使用する冷却水は原子炉補機冷却系又は代替原子炉補機冷却系か

本系統に使用する冷却水は，残留熱除去系海水系又は緊急用海水系から供給

本系統に使用する冷却水は，残留熱除去系海水系又は緊急用海水系から供給ら供給できる設計とする。

できる設計とする。

できる設計とする。

主要な設備は，以下のとおりとする。
・緊急用海水ポンプ
・緊急用海水系ストレーナ・常設代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）
・代替所内電気設備（10.2 代替電源設備）
・燃料給油設備（10.2 代替電源設備）
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残留熱除去系（原子炉停止時冷却系)
及び残留熱除去系海水系を重大事故等対処設備として使用する。
「(1)ａ.(a) 残留熱除去系（低圧注水系）による発電用原子炉の冷却」に使用する残留熱除去系ポンプ，残留熱除去系熱交換器，サプレッション・プール，
残留熱除去系海水系ポンプ及び残留熱除去系海水系ストレーナ，「(1)ａ.(b)
低圧炉心スプレイ系による発電用原子炉の冷却」に使用する低圧炉心スプレイ
系ポンプ，サプレッション・プール，残留熱除去系海水系ポンプ及び残留熱除去系海水系ストレーナ，「(1)ｂ.(a) 残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による発電用原子炉の冷却」に使用する残留熱除去系ポンプ，残留熱除去系熱交換器，残留熱除去系海水系ポンプ及び残留熱除去系海水系ストレーナは，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。
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。
低圧炉心スプレイ系については，「5.2 非常用炉心冷却系」に記載する。
残留熱除去系については，「5.4 残留熱除去系」に記載する。
残留熱除去系海水系については，「5.6.1.2 残留熱除去系海水系」に記載する。
サプレッション・チェンバ，西側淡水貯水設備及び代替淡水貯槽については，「9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備」に記載する。
緊急用海水系については，「5.10 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備」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，代替所内電気設備については，ヌ,(2),(ⅳ) 代替電源設備に記載する。

常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備及び代替所内電気設備については，「ヌ(2)(ⅳ) 代替電源設備」に記載する。

7

常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備，代替所内電気設備及び燃料給油設備については，「10.2 代替電源設備」に記載する。

柏崎原子力発電所／東海第二発電所 本文比較表 【対象項目： 第４７条 】
下線：先行 BWR との差異
【本文】柏崎原子力発電所 ６／７号炉【本文】東海第二発電所（最新）【添八】東海第二発電所（最新）
5.9.2.1 多様性及び独立性，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。

低圧代替注水系（常設）は，残留熱除去系（低圧注水モード）と共通要因に

低圧代替注水系（常設）は，残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプ

低圧代替注水系（常設）は，残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプ

よって同時に機能を損なわないよう，
復水移送ポンプを代替所内電気設備を経

レイ系と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，常設低圧代替注水系

レイ系と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，
常設低圧代替注水系

由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電によりポンプを代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替

ポンプを代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備からの給電によ駆動することで，非常用所内電気設備を経由した非常用交流電源設備からの給交流電源設備からの給電により駆動することで，非常用所内電気設備を経由しり駆動することで，非常用所内電気設備を経由した非常用交流電源設備からの電により駆動する残留熱除去系ポンプを用いた残留熱除去系（低圧注水モーた非常用交流電源設備からの給電により駆動する残留熱除去系ポンプを用い給電により駆動する残留熱除去系ポンプを用いた残留熱除去系（低圧注水系）

ド）に対して多様性を有する設計とする。

た残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ系ポンプを用いた低圧炉

及び低圧炉心スプレイ系ポンプを用いた低圧炉心スプレイ系に対して多様性

心スプレイ系に対して多様性を有する設計とする。

を有する設計とする。

低圧代替注水系（常設）の電動弁は，ハンドルを設けて手動操作を可能とす

低圧代替注水系（常設）の電動弁は，ハンドルを設けて手動操作を可能とす

低圧代替注水系（常設）の電動弁は，ハンドルを設けて手動操作を可能とすることで，非常用交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ることで，非常用交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ることで，非常用交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。また，低圧代替注水系（常設）の電動弁は，代替所内電気設 する設計とする。また，低圧代替注水系（常設）の電動弁は，代替所内電気設する設計とする。また，低圧代替注水系（常設）の電動弁は，代替所内電気設

備を経由して給電する系統において，独立した電路で系統構成することによ

備を経由して給電する系統において，独立した電路で系統構成することによ

備を経由して給電する系統において，独立した電路で系統構成することにより，非常用所内電気設備を経由して給電する系統に対して独立性を有する設計

り，非常用所内電気設備を経由して給電する系統に対して独立性を有する設計

り，非常用所内電気設備を経由して給電する系統に対して独立性を有する設計

とする。

とする。

とする。

また，低圧代替注水系（常設）は，復水貯蔵槽を水源とすることで，サプレ

また，低圧代替注水系（常設）は，代替淡水貯槽を水源とすることで，サプまた，低圧代替注水系（常設）は，代替淡水貯槽を水源とすることで，サプッション・チェンバを水源とする残留熱除去系（低圧注水モード）に対して異レッション・チェンバを水源とする残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心

レッション・チェンバのプール水を水源とする残留熱除去系（低圧注水系）及なる水源を有する設計とする。

スプレイ系に対して異なる水源を有する設計とする。

び低圧炉心スプレイ系に対して異なる水源を有する設計とする。

復水移送ポンプ及び復水貯蔵槽は，廃棄物処理建屋内に設置することで，原常設低圧代替注水系ポンプ及び代替淡水貯槽は，原子炉建屋外の常設低圧代

常設低圧代替注水系ポンプ及び代替淡水貯槽は，原子炉建屋外の常設低圧代

子炉建屋内の残留熱除去系ポンプ及びサプレッション・チェンバと共通要因に

替注水系格納槽内に設置することで，原子炉建屋内の残留熱除去系ポンプ，低替注水系格納槽内に設置することで，原子炉建屋内の残留熱除去系ポンプ，低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。

圧炉心スプレイ系ポンプ及びサプレッション・チェンバと共通要因によって同

圧炉心スプレイ系ポンプ及びサプレッション・チェンバ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。

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。

低圧代替注水系（可搬型）は，残留熱除去系（低圧注水モード）及び低圧代

低圧代替注水系（可搬型）は，残留熱除去系（低圧注水系），低圧炉心スプ

低圧代替注水系（可搬型）は，残留熱除去系（低圧注水系），低圧炉心スプ替注水系（常設）と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，可搬型代

レイ系及び低圧代替注水系（常設）と共通要因によって同時に機能を損なわな

レイ系及び低圧代替注水系（常設）と共通要因によって同時に機能を損なわな替注水ポンプ（A-2 級）をディーゼルエンジンにより駆動することで，電動機いよう，可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプを空冷式のいよう，
可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプを空冷式の駆動ポンプにより構成される残留熱除去系（低圧注水モード）及び低圧代替注

ディーゼルエンジンにより駆動することで，電動機駆動ポンプにより構成されディーゼルエンジンにより駆動することで，電動機駆動ポンプにより構成され水系（常設）に対して多様性を有する設計とする。

る残留熱除去系（低圧注水系），低圧炉心スプレイ系及び低圧代替注水系（常る残留熱除去系（低圧注水系），低圧炉心スプレイ系及び低圧代替注水系（常設）に対して多様性を有する設計とする。

設）に対して多様性を有する設計とする。

低圧代替注水系（可搬型）の電動弁は，ハンドルを設けて手動操作を可能と低圧代替注水系（可搬型）の電動弁は，ハンドルを設けて手動操作を可能と低圧代替注水系（可搬型）の電動弁は，ハンドルを設けて手動操作を可能とすることで，
非常用交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することで，
非常用交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することで，
非常用交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。また，低圧代替注水系（可搬型）の電動弁は，代替所内電 有する設計とする。また，低圧代替注水系（可搬型）の電動弁は，代替所内電有する設計とする。また，低圧代替注水系（可搬型）の電動弁は，代替所内電気設備を経由して給電する系統において，独立した電路で系統構成することに気設備を経由して給電する系統において，独立した電路で系統構成することに気設備を経由して給電する系統において，独立した電路で系統構成することにより，非常用所内電気設備を経由して給電する系統に対して独立性を有する設

より，非常用所内電気設備を経由して給電する系統に対して独立性を有する設

より，非常用所内電気設備を経由して給電する系統に対して独立性を有する設

計とする。

計とする。

計とする。

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柏崎原子力発電所／東海第二発電所 本文比較表 【対象項目： 第４７条 】
下線：先行 BWR との差異
【本文】柏崎原子力発電所 ６／７号炉【本文】東海第二発電所（最新）【添八】東海第二発電所（最新）

また，低圧代替注水系（可搬型）は，代替淡水源を水源とすることで，サプ

低圧代替注水系（可搬型）の可搬型代替注水中型ポンプは，西側淡水貯水設

低圧代替注水系（可搬型）の可搬型代替注水中型ポンプは，西側淡水貯水設

レッション・チェンバを水源とする残留熱除去系（低圧注水モード）及び復水

備を水源とすることで，サプレッション・チェンバを水源とする残留熱除去系

備を水源とすることで，サプレッション・チェンバのプール水を水源とする残貯蔵槽を水源とする低圧代替注水系（常設）に対して異なる水源を有する設計（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ系並びに代替淡水貯槽を水源とする低圧

留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ系並びに代替淡水貯槽を水源とする。

代替注水系（常設）に対して異なる水源を有する設計とする。

とする低圧代替注水系（常設）に対して異なる水源を有する設計とする。

また，低圧代替注水系（可搬型）の可搬型代替注水大型ポンプは，代替淡水

また，低圧代替注水系（可搬型）の可搬型代替注水大型ポンプは，代替淡水

貯槽を水源とすることで，サプレッション・チェンバを水源とする残留熱除去

貯槽を水源とすることで，サプレッション・チェンバのプール水を水源とする系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ系に対して異なる水源を有する設計と残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ系に対して異なる水源を有する。

する設計とする。

可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，原子炉建屋及び廃棄物処理建屋から離可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，
原子炉建屋か

可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，
原子炉建屋かれた屋外に分散して保管することで，原子炉建屋内の残留熱除去系ポンプ及びら離れた屋外に分散して保管することで，原子炉建屋内の残留熱除去系ポンプら離れた屋外に分散して保管することで，原子炉建屋内の残留熱除去系ポンプ

廃棄物処理建屋内の復水移送ポンプと共通要因によって同時に機能を損なわ

及び低圧炉心スプレイ系ポンプ並びに常設低圧代替注水系格納槽内の常設低及び低圧炉心スプレイ系ポンプ並びに常設低圧代替注水系格納槽内の常設低ないよう位置的分散を図る設計とする。

圧代替注水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

圧代替注水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る。

分散を図る設計とする。

可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）の接続口は，共通要因によって接続できな

可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプの接続口は，共通

可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプの接続口は，
共通

くなることを防止するため，位置的分散を図った複数箇所に設置する設計とす

要因によって接続できなくなることを防止するため，位置的分散を図った複数要因によって接続できなくなることを防止するため，位置的分散を図った複数る。

箇所に設置する設計とする。

箇所に設置する設計とする。

低圧代替注水系（常設）及び低圧代替注水系（可搬型）は，残留熱除去系と低圧代替注水系（常設）及び低圧代替注水系（可搬型）は，残留熱除去系と低圧代替注水系（常設）及び低圧代替注水系（可搬型）は，残留熱除去系と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，水源から残留熱除去系配管と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，水源から残留熱除去系配管及共通要因によって同時に機能を損なわないよう，水源から残留熱除去系配管及の合流点までの系統について，残留熱除去系に対して独立性を有する設計とすび低圧炉心スプレイ系配管との合流点までの系統について，残留熱除去系及びび低圧炉心スプレイ系配管との合流点までの系統について，残留熱除去系及びる。

低圧炉心スプレイ系に対して独立性を有する設計とする。

低圧炉心スプレイ系に対して独 立 性 を 有 す る 設計とする。

これらの多様性及び系統の独立性並びに位置的分散によって，低圧代替注水これらの多様性及び系統の独立性並びに位置的分散によって，低圧代替注水系（常設）及び低圧代替注水系（可搬型）は，設計基準事故対処設備である残 系（常設）及び低圧代替注水系（可搬型）は，設計基準事故対処設備である残系（常設）及び低圧代替注水系（可搬型）は，設計基準事故対処設備である残これらの多様性及び系統の独立性並びに位置的分散によって，低圧代替注水
留熱除去系（低圧注水モード）に対して重大事故等対処設備としての独立性を留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ系に対して重大事故等対処設

留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ系に対して重大事故等対処設有する設計とする。

備としての独立性を有する設計とする。

備としての独立性を有する設計とする。

電源設備の多様性及び独立性，位置的分散についてはヌ,(2),(ⅳ) 代替電
源設備に記載する。

電源設備の多様性及び独立性並びに位置的分散については，「ヌ(2)(ⅳ) 代替電源設備」に記載する。

電源設備の多様性，独立性及び位置的分散については，「10.2 代替電源設
備」に記載する。
5.9.2.2 悪影響防止
基本方針については，「1.1.7.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
低圧代替注水系（常設）は，通常時は弁により他の系統と隔離し，重大事故等時に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。
低圧代替注水系（可搬型）は，通常時は可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプを接続先の系統と分離して保管し，重大事故等時に接続，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9柏崎原子力発電所／東海第二発電所 本文比較表 【対象項目： 第４７条 】
下線：先行 BWR との差異
【本文】柏崎原子力発電所 ６／７号炉【本文】東海第二発電所（最新）【添八】東海第二発電所（最新）設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，
車両転倒防止装置や輪留め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。
可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，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。
代替循環冷却系は，通常時は弁により他の系統と隔離し，重大事故等時に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。
5.9.2.3 容 量 等
基本方針については，「1.1.7.2 容量等」に示す。
低圧代替注水系（常設）の常設低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，
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に必要な注水流量に対してポンプ 2 台の運転により十分なポンプ容量を有する設計とする。
常設低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，低圧代替
注水系（常設），代替格納容器スプレイ冷却系（常設），格納容器下部注水系（常設）及び代替燃料プール注水系（常設）としての同時使用を想定し，各系統の必要な流量を同時に確保できる容量を有する設計とする。
低圧代替注水系（可搬型）の可搬型代替注水中型ポンプは，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に必要な注水流量を有するものを 1 セット 2 台使用する。保有数は，2 セッ
トで 4 台と，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として 1台の合計 5 台を保管する。
低圧代替注水系（可搬型）の可搬型代替注水大型ポンプは，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に必要な注水流量を有するものを 1 セット 1 台使用する。保有数は，2 セッ
トで 2 台と，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として 1台の合計 3 台を保管する。バックアップ用については，同型設備である可搬型
代替注水大型ポンプ（放水用）のバックアップ用 1 台と共用する。
また，可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，想定される重大事故等時において，低圧代替注水系（可搬型），代替格納容器スプレ
イ冷却系（可搬型），格納容器下部注水系（可搬型）及び代替燃料プール注水
系（可搬型）として同時に使用するため，各系統の必要な流量を同時に確保できる容量を有する設計とする。

10

柏崎原子力発電所／東海第二発電所 本文比較表 【対象項目： 第４７条 】
下線：先行 BWR との差異
【本文】柏崎原子力発電所 ６／７号炉【本文】東海第二発電所（最新）【添八】東海第二発電所（最新）
代替循環冷却系は，想定される重大事故等時において，残存溶融炉心を冷却し，原子炉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なポンプ容量を有する設計とする。代替循環冷却系ポンプは，2 台設置する設計とする。
5.9.2.4 環境条件等
基本方針については，「1.1.7.3 環境条件等」に示す。
低圧代替注水系（常設）の常設低圧代替注水系ポンプは，常設低圧代替注水
系格納槽内に設置し，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。
常設低圧代替注水系ポンプの操作は，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。
低圧代替注水系（常設）の系統構成に必要な弁の操作は，想定される重大事
故等時において，中央制御室又は設置場所で可能な設計とする。
また，低圧代替注水系（常設）は，淡水だけでなく海水も使用できる設計とする。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。
低圧代替注水系（可搬型）の可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水
大型ポンプは，屋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。
可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプ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。
低圧代替注水系（可搬型）の系統構成に必要な弁の操作は，想定される重大事故等時において，中央制御室又は設置場所で可能な設計とする。
また，低圧代替注水系（可搬型）は，淡水だけでなく海水も使用できる設計とする。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。
代替循環冷却系ポンプは，原子炉建屋原子炉棟内に設置し，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。
代替循環冷却系ポンプは，想定される重大事故等時において，中央制御室から操作が可能な設計とする。
代替循環冷却系の系統構成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，中央制御室から可能な設計とする。
5.9.2.5 操作性の確保

11柏崎原子力発電所／東海第二発電所 本文比較表 【対象項目： 第４７条 】
下線：先行 BWR との差異
【本文】柏崎原子力発電所 ６／７号炉【本文】東海第二発電所（最新）【添八】東海第二発電所（最新）
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。
低圧代替注水系（常設）は，想定される重大事故等時において，通常時の系
統構成から弁操作等により速やかに系統構成が可能な設計とする。
低圧代替注水系（常設）の常設低圧代替注水系ポンプは，中央制御室の操作スイッチにより操作が可能な設計とし，系統構成に必要な弁は，中央制御室又は設置場所での手動操作が可能な設計とする。
低圧代替注水系（可搬型）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系統構成が可能な設計とする。
低圧代替注水系（可搬型）の可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水
大型ポンプは，付属の操作スイッチにより，設置場所での操作が可能な設計とし，系統構成に必要な弁は，中央制御室又は設置場所での手動操作が可能な設計とする。
可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，車両として屋外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
にて輪留めによる固定等が可能な設計とする。
可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプを接続する接続口については，一般的に使用される工具を用いて接続可能なフランジ接続によりホースを確実に接続することができる設計とする。また，ホースの接続については，接続方式及び接続口の口径を統一する設計とする。
代替循環冷却系は，想定される重大事故等時において，通常時の系統構成か
ら弁操作等により速やかに系統構成が可能な設計とする。
代替循環冷却系ポンプは，中央制御室の操作スイッチにより操作が可能な設計とし，系統構成に必要な弁は，中央制御室又は設置場所での手動操作が可能な設計とする。
5.9.3 主要設備及び仕様
原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に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 5.9－1 表に示す。
5.9.4 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。
低圧代替注水系（常設）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。
また，低圧代替注水系（常設）の常設低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。
低圧代替注水系（可搬型）の可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水12柏崎原子力発電所／東海第二発電所 本文比較表 【対象項目： 第４７条 】
下線：先行 BWR との差異
【本文】柏崎原子力発電所 ６／７号炉【本文】東海第二発電所（最新）【添八】東海第二発電所（最新）
大型ポンプは，発電用原子炉の運転中又は停止中に，独立して機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とするとともに，分解又は取替えが可能な設計とする。
また，可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，車両として運転状態の確認及び外観の確認が可能な設計とする。
代替循環冷却系による残存溶融炉心の冷却に使用する代替循環冷却系ポン
プは，発電用原子炉の停止中に他系統と独立した試験系統により機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
代替循環冷却系ポンプは，発電用原子炉の停止中に分解が可能な設計とする。

［常設重大事故等対処設備］［常設重大事故等対処設備］

第 5.9－1 表 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却す

低圧代替注水系（常設）

低圧代替注水系（常設）(1) 低圧代替注水系（常設）るための設備の主要機器仕様
復水移送ポンプ

常設低圧代替注水系ポンプ（「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（「リ(3)(ⅱ)ａ．原子炉格納容器内の冷却等のための設備」，「リ(3)(ⅱ)

兼用する設備は以下のとおり。

を防止するための設備」及び「原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するため

ｃ．原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備」及び「ニ(3)(ⅱ)

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備の設備」と兼用）

使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備」と兼用）

・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備

台
容

数
量

全 揚 程

2（予備 1）3

台

数

約 125m /h/台

容

量

約 85m

全

揚 程

ａ．常設低圧代替注水系ポンプ

2・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備
３

約 200m ／h（1 台当たり）

台

数

2

約 200m容量約 200m３／h（1 台当たり）

程

約 200m

全代替循環冷却系ポンプ

揚ｂ．代替循環冷却系ポンプ（「リ(3)(ⅱ)ｂ．原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備」他と「第 9.7－1 表 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備の主要兼用）機器仕様」に記載する。
(2) 低圧代替注水系（可搬型）
ａ．可搬型代替注水中型ポンプ
第 4.3－1 表 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備の主要機器仕様に記載する。
ｂ．可搬型代替注水大型ポンプ
第 4.3－1 表 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備の主要機器仕様に記載する。
(3)緊急用海水系

緊急用海水系

ａ．緊急用海水ポンプ

緊急用海水ポンプ（「ホ(4)(ⅵ) 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備」他と兼用）

第 5.10－1 表 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備の主要機器仕様に記載する。

13

柏崎原子力発電所／東海第二発電所 本文比較表 【対象項目： 第４７条 】
下線：先行 BWR との差異
【本文】柏崎原子力発電所 ６／７号炉【本文】東海第二発電所（最新）【添八】東海第二発電所（最新）ｂ．緊急用海水系ストレーナ

緊急用海水系ストレーナ（「ホ(4)(ⅵ) 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備」他と兼用）

第 5.10－1 表 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備の主要機器仕様に記載する。

［可搬型重大事故等対処設備］［可搬型重大事故等対処設備］

低圧代替注水系（可搬型）

低圧代替注水系（可搬型）

可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）（6 号及び 7 号炉共用）（ニ,(3),(ⅱ)他と兼用）

可搬型代替注水中型ポンプ（「ニ(3)(ⅱ) 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備」他と兼用）
可搬型代替注水大型ポンプ（「ニ(3)(ⅱ) 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備」他と兼用）

14

柏崎原子力発電所／東海第二発電所 本文比較表 【対象項目： 第４８条 】（本文）東海第二発電所（最新）（本文）柏崎原子力発電所 ６／７号炉
ホ

原子炉冷却系統施設の構造及び設備(ⅴ)最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

下線：先行 BWR との差異

ホ（添八）東海第二発電所（最新）5.10 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

原子炉冷却系統施設の構造及び設備(ⅵ) 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

5.10.1 概 要
設計基準事故対処設備が有する最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失した場合において炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損（炉心の設計基準事故対処設備が有する最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪

設計基準事故対処設備が有する最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失した場合において炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損（炉心の著し失した場合において炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損（炉心の著し

著しい損傷が発生する前に生ずるものに限る。
）を防止するため，最終ヒー

い損傷が発生する前に生ずるものに限る。）を防止するため，最終ヒートシン

い損傷が発生する前に生ずるものに限る。
）を防止するため，最終ヒートシン

トシンクへ熱を輸送するために必要な重大事故等対処設備を設置する。

クへ熱を輸送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。

クへ熱を輸送するために必要な重大事故等対処設備を設置する。
最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備の系統概要図を第 5.10－1
図から第 5.10－3 図に示す。
また，想定される重大事故等時において，設計基準事故対処設備である残留熱除去系（原子炉停止時冷却系），残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）並びに残留熱除去
系海水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。
残留熱除去系（原子炉停止時冷却系），残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）については，「5.4 残留熱除去系」に記載する。残留熱除去系海水系については「5.6.1.2
残留熱除去系海水系」に記載する。
5.10.2 設計方針

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備のうち，設計基準事故対処設備

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備のうち，設計基準事故対処設備

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備のうち，設計基準事故対処設が有する最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失した場合においても炉が有する最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失した場合においても炉備が有する最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失した場合において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，格納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，格納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の設備とし

容器圧力逃がし装置，耐圧強化ベント系及び代替原子炉補機冷却系を設ける。 容器圧力逃がし装置，耐圧強化ベント系及び緊急用海水系を設ける。
a. フロントライン系故障時に用いる設備

ａ. フロントライン系故障時に用いる設備(a) 格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱(a) 格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱て，格納容器圧力逃がし装置，耐圧強化ベント系及び緊急用海水系を設ける。
(1) フロントライン系故障時に用いる設備

残留熱除去系の故障等により最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失

残留熱除去系の故障等により最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失した場合に，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重した場合に，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残留熱除去系の故障等により最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能

大事故等対処設備として，格納容器圧力逃がし装置は，原子炉格納容器内雰囲

重大事故等対処設備として，格納容器圧力逃がし装置は，原子炉格納容器内雰が喪失した場合に，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止

ａ．格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱

気ガスを不活性ガス系等を経由して，フィルタ装置及びよう素フィルタへ導囲気ガスを不活性ガス系等を経由して，フィルタ装置へ導き，放射性物質を低するための重大事故等対処設備として，格納容器圧力逃がし装置を使用

き，放射性物質を低減させた後に原子炉建屋屋上に設ける放出口から放出する

減させた後に原子炉建屋原子炉棟屋上に設ける放出口から放出することで，する。

ことで，排気中に含まれる放射性物質の環境への放出量を抑制しつつ，原子炉

排気中に含まれる放射性物質の環境への放出量を抑制しつつ，原子炉格納容

格納容器圧力逃がし装置は，フィルタ装置（フィルタ容器，スクラビ

格納容器内に蓄積した熱を最終的な熱の逃がし場である大気へ輸送できる設器内に蓄積した熱を最終的な熱の逃がし場である大気へ輸送できる設計とす

ング水，金属フィルタ，よう素除去部），圧力開放板，配管・弁類，計測

計とする。

る。

制御装置等で構成し，原子炉格納容器内雰囲気ガスを不活性ガス系等を経由して，フィルタ装置へ導き，放射性物質を低減させた後に原子炉建
屋原子炉棟屋上に設ける放出口から放出することで，排気中に含まれる放射性物質の環境への放出量を抑制しつつ，原子炉格納容器内に蓄積し1

柏崎原子力発電所／東海第二発電所 本文比較表 【対象項目： 第４８条 】

下線：先行 BWR との差異

（本文）柏崎原子力発電所 ６／７号炉（本文）東海第二発電所（最新）（添八）東海第二発電所（最新）

格納容器圧力逃がし装置を使用した場合に放出される放射性物質の放出量

格納容器圧力逃がし装置を使用した場合に放出される放射性物質の放出量

た熱を最終的な熱の逃がし場である大気へ輸送できる設計とする。

に対して，あらかじめ敷地境界での線量評価を行うこととする。

に対して，あらかじめ敷地境界での線量評価を行うこととする。

本系統の詳細については，リ,(3),(ⅲ),b，原子炉格納容器の過圧破損を防止

本系統の詳細については，「リ(3)(ⅱ)ｂ．原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備に記載する。

するための設備」に記載する。

格納容器圧力逃がし装置を使用した場合に放出される放射性物質の放出量に対して，あらかじめ敷地境界での線量評価を行うこととする。
本系統の詳細については，「9.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備」に記載する。

(b) 耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱(b) 耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱

残留熱除去系の故障等により最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失

残留熱除去系の故障等により最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失

残留熱除去系の故障等により最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能

した場合に，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重した場合に，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重が喪失した場合に，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止

大事故等対処設備として，耐圧強化ベント系は，格納容器内雰囲気ガスを不活

大事故等対処設備として，耐圧強化ベント系は，格納容器内雰囲気ガスを不活するための重大事故等対処設備として，耐圧強化ベント系を使用する。

性ガス系等を経由して，主排気筒（内筒）を通して原子炉建屋外に放出するこ性ガス系等を経由して，主排気筒に隣接する非常用ガス処理系排気筒を通して耐圧強化ベント系は，配管・弁類，計測制御装置等で構成し，格納容とで，原子炉格納容器内に蓄積した熱を最終的な熱の逃がし場である大気へ輸

原子炉建屋外に放出することで，原子炉格納容器内に蓄積した熱を最終的な熱器内雰囲気ガスを不活性ガス系等を経由して，主排気筒に隣接する非常送できる設計とする。

の逃がし場である大気へ輸送できる設計とする。

用ガス処理系排気筒を通して原子炉建屋外に放出することで，原子炉格最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備として使用する場合の耐圧強最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備として使用する場合の耐圧強化ベント系は，炉心損傷前に使用するため，排気中に含まれる放射性物質及び化ベント系は，炉心損傷前に使用するため，排気中に含まれる放射性物質及び可燃性ガスは微量である。

可燃性ガスは微量である。

ｂ．耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱

納容器内に蓄積した熱を最終的な熱の逃がし場である大気へ輸送できる設計とする。
最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備として使用する場合の耐圧強化ベント系は，炉心損傷前に使用するため，排気中に含まれる放射性物質及び可燃性ガスは微量である。

耐圧強化ベント系を使用する際に流路となる不活性ガス系等の配管は，他の発電用原子炉とは共用しない設計とし，弁により他の系統・機器と隔離するこ

耐圧強化ベント系は，使用する際に弁により他の系統・機器と隔離することにより，悪影響を及ぼさない設計とする。

耐圧強化ベント系は，使用する際に弁により他の系統・機器と隔離することにより，悪影響を及ぼさない設計とする。

とにより，悪影響を及ぼさない設計とする。
耐圧強化ベント系は，想定される重大事故等時において，原子炉格納容器が耐圧強化ベント系は，想定される重大事故等時において，原子炉格納容器が耐圧強化ベント系は，想定される重大事故等時において，原子炉格納負圧とならない設計とする。仮に，原子炉格納容器内にスプレイをする場合に負圧とならない設計とする。耐圧強化ベント系の使用に際しては，代替格納容

容器が負圧とならない設計とする。耐圧強化ベント系の使用に際しておいても，原子炉格納容器内圧力が規定の圧力まで減圧した場合には，原子炉器スプレイ冷却系等による原子炉格納容器内へのスプレイは停止する運用とは，代替格納容器スプレイ冷却系等による原子炉格納容器内へのスプレ

格納容器内へのスプレイを停止する運用とする。

しており，原子炉格納容器が負圧とならない。仮に，原子炉格納容器内にスプイは停止する運用としており，原子炉格納容器が負圧とならない。仮に，レイをする場合においても，原子炉格納容器内圧力が規定の圧力まで減圧した原子炉格納容器内にスプレイをする場合においても，原子炉格納容器内場合には，原子炉格納容器内へのスプレイを停止する運用とする。

圧力が規定の圧力まで減圧した場合には，原子炉格納容器内へのスプレ

耐圧強化ベント系使用時の排出経路に設置される隔離弁は，遠隔手動弁操作
設備によって人力による操作が可能な設計とする。
遠隔手動弁操作設備の操作場所は，原子炉建屋内の原子炉区域外とし，必要耐圧強化ベント系使用時の排出経路に設置される隔離弁は電動弁とし，常設に応じて遮蔽材を配置することで，放射線防護を考慮した設計とする。また， 代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電による操作が可能

イを停止する運用とする。
耐圧強化ベント系使用時の排出経路に設置される隔離弁は電動弁と排出経路に設置される隔離弁のうち空気作動弁については遠隔空気駆動弁操な設計とする。このうち，第一弁（Ｓ／Ｃ側），第一弁（Ｄ／Ｗ側）についてし，常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電によ作用ボンベから遠隔空気駆動弁操作設備の配管を経由し，高圧窒素ガスを供給

は，遠隔人力操作機構によって人力による操作が可能な設計とし，隔離弁の操る操作が可能な設計とする。

することによる操作も可能な設計とする。

作における駆動源の多様性を有する設計とする。

このうち，第一弁（Ｓ／Ｃ側），第一弁（Ｄ／Ｗ側）については，遠隔また，排出経路に設置される隔離弁のうち電動弁については常設代替交流電源

人力操作機構によって人力による操作が可能な設計とし，隔離弁の操作設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電による操作も可能な設計とする。

における駆動源の多様性を有する設計とする。

これらにより，隔離弁の操作における駆動源の多様性を有する設計とする。
本系統はサプレッション・チェンバ及びドライウェルと接続し，いずれから

本系統はサプレッション・チェンバ及びドライウェルと接続し，いずれから

本系統はサプレッション・チェンバ及びドライウェルと接続し，いずも排気できる設計とする。サプレッション・チェンバ側からの排気ではサプレも排気できる設計とする。サプレッション・チェンバ側からの排気ではサプレ

れからも排気できる設計とする。サプレッション・チェンバ側からの排2柏崎原子力発電所／東海第二発電所 本文比較表 【対象項目： 第４８条 】

下線：先行 BWR との差異

（本文）柏崎原子力発電所 ６／７号炉（本文）東海第二発電所（最新）ッション・チェンバの水面からの高さを確保し，ドライウェル側からの排気でッション・チェンバの水面からの高さを確保し，ドライウェル側からの排気で気ではサプレッション・チェンバの水面からの高さを確保し，ドライウ

は，ダイヤフラムフロア面からの高さを確保するとともに有効燃料棒頂部よりは，ペデスタル（ドライウェル部）の床面からの高さを確保するとともに燃料

ェル側からの排気では，ペデスタル（ドライウェル部）の床面からの高も高い位置に接続箇所を設けることで長期的にも溶融炉心及び水没の悪影響

有効長頂部よりも高い位置に接続箇所を設けることで長期的にも溶融炉心及さを確保するとともに燃料有効長頂部よりも高い位置に接続箇所を設を受けない設計とする。

び水没の悪影響を受けない設計とする。

けることで長期的にも溶融炉心及び水没の悪影響を受けない設計とす

耐圧強化ベント系を使用した場合に放出される放射性物質の放出量に対して，あらかじめ敷地境界での線量評価を行うこととする。

耐圧強化ベント系を使用した場合に放出される放射性物質の放出量に対して，あらかじめ敷地境界での線量評価を行うこととする。

（添八）東海第二発電所（最新）る。
耐圧強化ベント系を使用した場合に放出される放射性物質の放出量に対して，あらかじめ敷地境界での線量評価を行うこととする。
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（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）
・代替所内電気設備（10.2 代替電源設備）
・燃料給油設備（10.2 代替電源設備）
本系統の流路として，不活性ガス系，耐圧強化ベント系及び非常用ガ
ス処理系の配管及び弁並びに非常用ガス処理系排気筒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格納容器（サプレッション・
チェンバ含む）を重大事故等対処設備として使用する。

b. サポート系故障時に用いる設備(a) 代替原子炉補機冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱(2) サポート系故障時に用いる設備

ｂ．サポート系故障時に用いる設備(a) 緊急用海水系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱

ａ．緊急用海水系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱

原子炉補機冷却系の故障又は全交流動力電源の喪失により，最終ヒートシン

残留熱除去系海水系の故障又は全交流動力電源の喪失により，最終ヒート

残留熱除去系海水系の故障又は全交流動力電源の喪失により，最終ヒ

クへ熱を輸送する機能が喪失した場合の重大事故等対処設備として，代替原子

シンクへ熱を輸送する機能が喪失した場合の重大事故等対処設備として，緊ートシンクへ熱を輸送する機能が喪失した場合の重大事故等対処設備

炉補機冷却系は，サプレッション・チェンバへの熱の蓄積により原子炉冷却機

急用海水系は，サプレッション・チェンバへの熱の蓄積により原子炉冷却機として，緊急用海水系を使用する。

能が確保できる一定の期間内に，熱交換器ユニットを原子炉補機冷却系に接続能が確保できる一定の期間内に，緊急用海水ポンプにて残留熱除去系熱交換

緊急用海水系は，緊急用海水ポンプ，緊急用海水系ストレーナ，配管・し，大容量送水車（熱交換器ユニット用）により熱交換器ユニットに海水を送器に海水を送水することで，残留熱除去系等の機器で発生した熱を最終的な弁類，計測制御装置等で構成し，サプレッション・チェンバへの熱の蓄

水することで，残留熱除去系等の機器で発生した熱を最終的な熱の逃がし場で熱の逃がし場である海へ輸送できる設計とする。

積により原子炉冷却機能が確保できる一定の期間内に，緊急用海水ポン

ある海へ輸送できる設計とする。

プにて残留熱除去系熱交換器に海水を送水することで，残留熱除去系等の機器で発生した熱を最終的な熱の逃がし場である海へ輸送できる設

熱交換器ユニットは，可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。また，大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，ディーゼルエンジンにより駆動できる設計とする。

計とする。
緊急用海水ポンプは，常設代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。

緊急用海水ポンプは，常設代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・緊急用海水ポンプ
・緊急用海水系ストレーナ・常設代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）
・代替所内電気設備（10.2 代替電源設備）
・燃料給油設備（10.2 代替電源設備）

3

柏崎原子力発電所／東海第二発電所 本文比較表 【対象項目： 第４８条 】（本文）柏崎原子力発電所 ６／７号炉

下線：先行 BWR との差異

（本文）東海第二発電所（最新）（添八）東海第二発電所（最新）
本系統の流路として，残留熱除去系の熱交換器を重大事故等対処設備として使用する。
原子炉格納容器については，「9.1 原子炉格納施設」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，代替所内電気設備，常設
代替直流電源設備，可搬型直流電源設備についてはヌ,(2),(ⅳ) 代替電源設

常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備及び代替所内電気設備については「ヌ(2)(ⅳ) 代替電源設備」に記載する。

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，代替所内電気設備
及び燃料給油設備については，「10.2 代替電源設備」に記載する。
残留熱除去系については，「5.4 残留熱除去系」に記載する。
残留熱除去系海水系については，「5.6.1.2 残留熱除去系海水系」に記載する。
非常用取水設備については，「10.8 非常用取水設備」に記載する。
設計基準事故対処設備の残留熱除去系熱交換器及び残留熱除去系海水系ポンプは，設計基準事故対処設備であるとともに，重大事故等時においても使用するため，「1.1.7 重大事故等対処設備に関する基本方針」に示す設計方針を適用する。ただし，多様性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。
5.10.2.1 多様性及び独立性，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。

格納容器圧力逃がし装置及び耐圧強化ベント系は，残留熱除去系（格納容器

格納容器圧力逃がし装置及び耐圧強化ベント系は，残留熱除去系（原子炉停

格納容器圧力逃がし装置及び耐圧強化ベント系は，残留熱除去系（原子炉

スプレイ冷却モード）及び原子炉補機冷却系と共通要因によって同時に機能を止時冷却系，格納容器スプレイ冷却系及びサプレッション・プール冷却系）及

停止時冷却系，格納容器スプレイ冷却系及びサプレッション・プール冷却系）

損なわないよう，ポンプ及び熱交換器を使用せずに最終的な熱の逃がし場であび残留熱除去系海水系と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，ポン及び残留熱除去系海水系と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，る大気へ熱を輸送できる設計とすることで，残留熱除去系及び原子炉補機冷却

プ及び熱交換器を使用せずに最終的な熱の逃がし場である大気へ熱を輸送でポンプ及び熱交換器を使用せずに最終的な熱の逃がし場である大気へ熱を系に対して，多様性を有する設計とする。

きる設計とすることで，残留熱除去系及び残留熱除去系海水系に対して，多様輸送できる設計とすることで，残留熱除去系及び残留熱除去系海水系に対し性を有する設計とする。

て，多様性を有する設計とする。

また，格納容器圧力逃がし装置及び耐圧強化ベント系は，排出経路に設置さまた，格納容器圧力逃がし装置及び耐圧強化ベント系は，排出経路に設置さまた，格納容器圧力逃がし装置及び耐圧強化ベント系は，排出経路に設置れる隔離弁のうち電動弁を常設代替交流電源設備若しくは可搬型代替交流電れる隔離弁の電動弁を常設代替交流電源設備若しくは可搬型代替交流電源設

される隔離弁の電動弁を常設代替交流電源設備若しくは可搬型代替交流電源設備からの給電による遠隔操作を可能とすること又は遠隔手動弁操作設備

備からの給電による遠隔操作を可能とすること又は遠隔人力操作機構を用い源設備からの給電による遠隔操作を可能とすること又は遠隔人力操作機構を用いた人力による遠隔操作を可能とすることで，非常用交流電源設備からのた人力による遠隔操作若しくは操作ハンドルを用いた人力による操作を可能

若しくは操作ハンドルを用いた人力による遠隔操作を可能とすることで，非給電により駆動する残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）及び原子炉とすることで，非常用交流電源設備からの給電により駆動する残留熱除去系

常用交流電源設備からの給電により駆動する残留熱除去系（原子炉停止時冷補機冷却系に対して，多様性を有する設計とする。

（原子炉停止時冷却系，格納容器スプレイ冷却系及びサプレッション・プール

却系，格納容器スプレイ冷却系及びサプレッション・プール冷却系）及び残冷却系）及び残留熱除去系海水系に対して，多様性を有する設計とする。

留熱除去系海水系に対して，多様性を有する設計とする。

また，格納容器圧力逃がし装置及び耐圧強化ベント系は，排出経路に設置される隔離弁のうち空気作動弁を遠隔空気駆動弁操作設備による遠隔操作を可能にすること又は遠隔手動弁操作設備を用いた人力による遠隔操作を可能と4

柏崎原子力発電所／東海第二発電所 本文比較表 【対象項目： 第４８条 】

下線：先行 BWR との差異

（本文）東海第二発電所（最新）（本文）柏崎原子力発電所 ６／７号炉（添八）東海第二発電所（最新）することで，非常用交流電源設備からの給電により駆動する残留熱除去系（格
納容器スプレイ冷却モード）及び原子炉補機冷却系に対して，多様性を有する設計とする。
格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置及びよう素フィルタ並びにラプチ

格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置は，原子炉建屋外の格納容器圧力逃

格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置は原子炉建屋外の格納容器圧力ャーディスクは，原子炉建屋近傍の屋外に設置し，耐圧強化ベント系は，原子がし装置格納槽に，及び圧力開放板は，原子炉建屋近傍の屋外に設置し，耐圧逃がし装置格納槽に，及び圧力開放板は原子炉建屋近傍の屋外に設置し，耐炉建屋内の残留熱除去系ポンプ及び熱交換器並びにタービン建屋内の原子炉強化ベント系は，原子炉建屋原子炉棟内の残留熱除去系ポンプ，熱交換器及び圧強化ベント系は，原子炉建屋原子炉棟内の残留熱除去系ポンプ，熱交換器

補機冷却水ポンプ，海水ポンプ及び熱交換器と異なる区画に設置することで， 屋外の残留熱除去系海水系と異なる区画に設置することで，共通要因によって及び屋外の残留熱除去系海水系と異なる区画に設置することで，共通要因に

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った設計とす

よって同時に機能を損なわないよう位置的分散を図った設計とする。

同時に機能を損なわないよう位置的分散を図った設計とする。

る。
格納容器圧力逃がし装置及び耐圧強化ベント系は，除熱手段の多様性及び機

格納容器圧力逃がし装置及び耐圧強化ベント系は，除熱手段の多様性及び機

格納容器圧力逃がし装置及び耐圧強化ベント系は，除熱手段の多様性及び器の位置的分散によって，残留熱除去系及び原子炉補機冷却系に対して独立性器の位置的分散によって，残留熱除去系及び残留熱除去系海水系に対して独立

機器の位置的分散によって，残留熱除去系及び残留熱除去系海水系に対してを有する設計とする。

性を有する設計とする。

独立性を有する設計とする。

代替原子炉補機冷却系は，原子炉補機冷却系と共通要因によって同時に機能

緊急用海水系は，残留熱除去系海水系と共通要因によって同時に機能を損な

緊急用海水系は，残留熱除去系海水系と共通要因によって同時に機能を損を損なわないよう，熱交換器ユニットを可搬型代替交流電源設備からの給電がわないよう，常設代替交流電源設備からの給電を可能とすることで，非常用交

なわないよう，常設代替交流電源設備からの給電を可能とすることにより非可能な設計とすることで，非常用交流電源設備からの給電により駆動する原子流電源設備からの給電により駆動する残留熱除去系海水系に対して，多様性を常用交流電源設備からの給電により駆動する残留熱除去系海水系に対して

炉補機冷却系に対して，多様性及び独立性を有する設計とし，大容量送水車（熱有する設計とする。

多様性を有する設計とする。また，緊急用海水系は，格納容器圧力逃がし装交換器ユニット用）をディーゼルエンジンにより駆動することで，電動機駆動

置及び耐圧強化ベント系に対して，除熱手段の多様性を有する設計とする。

ポンプにより構成される原子炉補機冷却系に対して多様性を有する設計とする。また，代替原子炉補機冷却系は，格納容器圧力逃がし装置及び耐圧強化ベント系に対して，除熱手段の多様性を有する設計とする。

また，緊急用海水系は，格納容器圧力逃がし装置及び耐圧強化ベント系に対して，除熱手段の多様性を有する設計とする。

代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニ

緊急用海水系は，原子炉建屋に隣接する緊急用海水ポンプピット内に設置す

緊急用海水系は，原子炉建屋に隣接する緊急用海水ポンプピット内に設置

ット用）は，タービン建屋，原子炉建屋，主排気筒及び格納容器圧力逃がし装ることにより，海水ポンプ室に設置する残留熱除去系海水系ポンプ，原子炉建することにより，海水ポンプ室に設置する残留熱除去系海水系ポンプ，原子置から離れた屋外に分散して保管することで，タービン建屋内の原子炉補機冷

屋外の格納容器圧力逃がし装置及び耐圧強化ベント系と共通要因によって同

炉建屋外の格納容器圧力逃がし装置及び耐圧強化ベント系と共通要因によ

却水ポンプ，海水ポンプ及び熱交換器，原子炉建屋内及び屋外に設置される耐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。

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。

圧強化ベント系並びに格納容器圧力逃がし装置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。
熱交換器ユニットの接続口は，共通要因によって接続できなくなることを防止するため，位置的分散を図った複数箇所に設置する設計とする。
代替原子炉補機冷却系は，原子炉補機冷却系と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，原子炉補機冷却系の海水系に対して独立性を有するととも緊急用海水系は，電源の多様性及び機器の位置的分散により，残留熱除去系
海水系に対し独立性を有する設計とする。

緊急用海水系は，電源の多様性及び機器の位置的分散により，残留熱除去
系海水系に対し独立性を有する設計とする。

に，熱交換器ユニットから原子炉補機冷却系配管との合流点までの系統について，原子炉補機冷却系に対して独立性を有する設計とする。
これらの多様性及び系統の独立性並びに位置的分散によって，代替原子炉補機冷却系は，設計基準事故対処設備である原子炉補機冷却系に対して重大事故等対処設備としての独立性を有する設計とする。
電源設備の多様性及び独立性，位置的分散についてはヌ,(2),(ⅳ)

代替電

電源設備の多様性及び独立性並びに位置的分散については「ヌ(2)(ⅳ)
5

代

電源設備の多様性，独立性及び位置的分散については，「10.2 代替電源設

柏崎原子力発電所／東海第二発電所 本文比較表 【対象項目： 第４８条 】（本文）柏崎原子力発電所 ６／７号炉
源設備にて記載する。

下線：先行 BWR との差異

（本文）東海第二発電所（最新）替電源設備」に記載する。

（添八）東海第二発電所（最新）備」にて記載する。
5.10.2.2 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。
耐圧強化ベント系は，通常時は弁により他の系統・機器と隔離し，重大事
故等時に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，他の系統・機器に悪影響を及ぼさない設計とする。
緊急用海水系は，通常時は弁により他の系統・機器と隔離し，重大事故等時に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，他の系統・機器に悪影響を及ぼさない設計とする。また，残留熱除去系海水系と緊急用海水系を同時に使用しないことにより，相互の機能に悪影響を及ぼさない設計とする。
5.10.2.3 容量等
基本方針については，「1.1.7.2 容量等」に示す。
耐圧強化ベント系は，原子炉停止後約 28 時間後において原子炉格納容器内で発生する蒸気を排気し，その熱量分を除熱できる十分な排出流量を有する設計とする。
緊急用海水系は，残留熱除去系海水系ポンプが有する最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失した場合であって，残留熱除去系ポンプが起動可能な状況において，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に必要な海水を供給するポンプ流量を有する設計とする。
緊急用海水ポンプは，必要な流量を確保できる容量を有するものを 1 台設
置するほか，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として1 台を加え，合計 2 台を設置する設計とする。
緊急用海水系で使用する残留熱除去系熱交換器は，想定される重大事故等時において，緊急用海水系での圧力損失を考慮しても残留熱除去系等の機器で発生した熱を除去するために必要な伝熱容量及びポンプ流量を有する設計とする。
5.10.2.4 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。
耐圧強化ベント系は，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。
耐圧強化ベント系の排出経路に設置される隔離弁のうち第一弁（Ｓ／Ｃ側）及び第一弁（Ｄ／Ｗ側）の操作は，想定される重大事故等時において，遠隔人力操作機構により原子炉建屋原子炉棟外から人力で容易かつ確実に手動操作が可能な設計とする。

6

柏崎原子力発電所／東海第二発電所 本文比較表 【対象項目： 第４８条 】（本文）柏崎原子力発電所 ６／７号炉

下線：先行 BWR との差異

（本文）東海第二発電所（最新）（添八）東海第二発電所（最新）
また，排出経路に設置される電動の隔離弁については，中央制御室から操作が可能な設計とする。
緊急用海水ポンプは，緊急用海水ポンプピット内に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
緊急用海水ポンプは，想定される重大事故等時において，中央制御室から操作が可能な設計とする。
緊急用海水ポンプは，使用時に海水を通水するため耐腐食性材料を使用する。また，緊急用海水ポンプによる海水を送水する系統は，異物の流入防止を考慮した設計とする。
5.10.2.5 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。
耐圧強化ベント系は，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弁操作等により速やかに系統構成できる設計とする。
耐圧強化ベント系を使用する際の排出経路に設置される隔離弁のうち，第一弁（Ｓ／Ｃ側）及び第一弁（Ｄ／Ｗ側）は，遠隔人力操作機構を設置するとともに，操作場所は原子炉建屋原子炉棟外とし，容易かつ確実に人力による操作が可能な設計とする。耐圧強化ベント系一次隔離弁及び耐圧強化ベント系二次隔離弁については，ハンドルを設けることで，設置場所にて容易かつ確実に人力による操作が可能な設計とする。また，排出経路に設置される電動の隔離弁については，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。
緊急用海水系は，想定される重大事故等時において，通常時の系統から弁操作等にて速やかに系統構成が可能な設計とする。
緊急用海水ポンプは，想定される重大事故等時において，中央制御室の操作スイッチにより操作ができる設計とする。
残留熱除去系海水系は，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使用する設計とする。
5.10.3 主要設備及び仕様
最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備の主要機器仕様を第 5.10－1
表に示す。
5.10.4 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。
耐圧強化ベント系は，発電用原子炉の停止中に弁の開閉動作及び漏えいの確認が可能な設計とする。
緊急用海水系は，発電用原子炉の停止中に試験系統により機能・性能及び漏えいの確認が可能な設計とする。

7

柏崎原子力発電所／東海第二発電所 本文比較表 【対象項目： 第４８条 】

下線：先行 BWR との差異

（本文）東海第二発電所（最新）（本文）柏崎原子力発電所 ６／７号炉（添八）東海第二発電所（最新）
緊急用海水ポンプは，発電用原子炉の停止中に分解が可能な設計とする。

［常設重大事故等対処設備］［常設重大事故等対処設備］

第 5.10－1 表 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備の主要機器仕様

格納容器圧力逃がし装置

格納容器圧力逃がし装置(1) 格納容器圧力逃がし装置（リ,(3),(ⅲ),b.他と兼用）

フィルタ装置耐圧強化ベント系（「リ(3)(ⅱ)ｂ．原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備」他（「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」と兼用）

と兼用）

系

1

第二弁操作室遮蔽

約 15.8kg/s（「チ(1)(ⅳ)ｂ．格納容器圧力逃がし装置第二弁操作室遮蔽」他と兼統

数

系統設計流量ａ．フィルタ装置

ｂ．第二弁操作室遮蔽［可搬型重大事故等対処設備］用）

代替原子炉補機冷却系

第二弁操作室空気ボンベユニット（空気ボンベ）

熱交換器ユニット（6 号及び 7 号炉共用）（「チ(1)(ⅴ)ｃ．第二弁操作室空気ボンベユニット（空気ボンベ）」他と兼用）

ルの冷却等のための設備」と兼用）

第二弁操作室差圧計数（「チ(1)(ⅴ)ｃ．第二弁操作室空気ボンベユニット（空気ボンベ）」他と量

4 式（予備 1）

組

伝熱容量

1/式
約 23MW/組（海水温度 30℃において）代替原子炉補機冷却水ポンプ
台

数

2

量

約 300m3/h/台

容第 8.2－2 表 換気空調設備（重大事故等時）の設備仕様に記載する。

約 600m3/h/台
全 揚 程

約 75m

ｅ．窒素供給装置
第 9.9－1 表 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の主要機器仕様に記載する。

耐圧強化ベント系(2) 耐圧強化ベント系

系 統 数

1

系統設計流量約 48,000kg／h

緊急用海水系
系

緊急用海水ポンプ1

第 8.2－3 表 換気空調設備（重大事故等時）（可搬型）設備仕様に記載する。
ｄ．第二弁操作室差圧計

兼用）

数

第 8.3－4 表 遮蔽設備（重大事故等時）の設備仕様に記載する。
ｃ．第二弁操作室空気ボンベユニット（空気ボンベ）（「原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備」及び「使用済燃料プー

熱交換器

第 9.7－1 表 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備の主要機器仕様に記載する。

統

数

原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子系統設計流量炉を冷却するための設備」，「リ(3)(ⅱ)ａ．原子炉格納容器内の冷却等の(3) 緊急用海水系（「ホ(3)(ⅱ)ｂ．(c)ための設備」，「リ(3)(ⅱ)ｂ．原子炉格納容器の過圧破損を防止するため

1
約 48,000kg／h

ａ．緊急用海水ポンプ

大容量送水車（熱交換器ユニット用）（6 号及び 7 号炉共用）の設備」及び「ニ(3)(ⅱ) 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備」と兼用する設備は以下のとおり。

（「原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備」及び「使用済燃料プー兼用）

・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

ルの冷却等のための設備」と兼用）
台

数4（予備 1）

容量

約 900m3/h/台

吐出圧力

1.25MPa[gage]

めの設備

台

数

1（予備 1）

容量

約 844m３／h

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

全揚 程

約 130m・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

緊急用海水系ストレーナ

・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備（「ホ(3)(ⅱ)ｂ．(c)原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子台

数1（予備 1）

炉を冷却するための設備」，「リ(3)(ⅱ)ａ．原子炉格納容器内の冷却等の容量

約 844m３／h

全揚 程

ための設備」，「リ(3)(ⅱ)ｂ．原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備」及び「ニ(3)(ⅱ) 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備」と兼用する設備は以下のとおり。

兼用）基

約 130mｂ．緊急用海水系ストレーナ

数・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

1
8

柏崎原子力発電所／東海第二発電所 本文比較表 【対象項目： 第４８条 】（本文）柏崎原子力発電所 ６／７号炉

下線：先行 BWR との差異

（本文）東海第二発電所（最新）
残留熱除去系熱交換器（添八）東海第二発電所（最新）
めの設備（「ホ(4)(ⅰ) 残留熱除去系」他と兼用）

・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・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備
基数

1(4) 残留熱除去系熱交換器「5.4 残留熱除去系」に記載する。

9

本文比較表 【対象項目： 第４８条 】（本文）柏崎原子力発電所 ６／７号炉

下線：先行 BWR との差異

（本文）東海第二発電所（最新）（添八）東海第二発電所（最新）

ウエットウェルベント時の系統状態を示す。

柏崎原子力発電所／東海第二発電所

第 5.10－1 図

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備系統概要図（1）（格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱）

10

第 5.10－2 図

11
原子炉圧力容器原子炉建屋原子炉棟

MO（耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱）

※2

※1

非常用ガス
処理系フィ
ルタ装置

原子炉建屋付属棟

遠隔人力
操作機構

遠隔人力
操作機構

放射線
モニタ
RE

格納容器
圧力逃がし装置

ウエットウェルベント時の系統状態を示す。

窒素ガスボンベ

MO

AO

原子炉建屋
ガス処理系へMO

サプレッション・チェンバ

※1

AO

MO
一次 二次
隔離弁 隔離弁

MO

水素濃度計
H2E

AO

MO

※2

AO

耐圧強化
ベント系

AO

MO

AO

AO
AO

ドライウェル

原子炉格納容器

換気空調系へ（本文）東海第二発電所（最新）

不活性ガス系（本文）柏崎原子力発電所 ６／７号炉

排気筒

柏崎原子力発電所／東海第二発電所 本文比較表 【対象項目： 第４８条 】
下線：先行 BWR との差異

（添八）東海第二発電所（最新）

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備系統概要図（2）柏崎原子力発電所／東海第二発電所 本文比較表 【対象項目： 第４８条 】（本文）東海第二発電所（最新）（添八）東海第二発電所（最新）

屋外（西側）

原子炉建屋

屋外（東側）
代替残留熱除去系海水系B系
東側接続口
残留熱除去系
海水系ストレーナ(B)

残留熱除去系
熱交換器(B)

代替燃料プール冷却系
西側接続口

残留熱除去系
海水系ポンプ(B)
残留熱除去系
海水系ポンプ(D)RHR(B)ポンプ室空調
RHR(C)ポンプ室空調
RHR(B)ポンプメカクーラ
RHR(C)ポンプメカクーラ
格納容器雰囲気モニタ(B)MO

代替燃料プール冷却系
東側接続口

MO

MO

MO

ＳＡ用海水
ピット

MO

MO

代替燃料プール
冷却系熱交換器海水

緊急用海水ポンプピット

緊急用
海水ポンプ(A)

緊急用海水系ストレーナ

MO

MO

MO

代替残留熱除去系海水系
西側接続口

MO

緊急用
海水ポンプ(B)

RHR(A)ポンプ室空調
LPCSポンプ室空調
RCICポンプ室空調
RHR(A)ポンプメカクーラ
LPCSポンプメカクーラ
格納容器雰囲気モニタ(A)残留熱除去系
熱交換器(A)MO（本文）柏崎原子力発電所 ６／７号炉

下線：先行 BWR との差異

残留熱除去系
海水系ポンプ(A)海へ

残留熱除去系
海水系ポンプ(C)
残留熱除去系
海水系ストレーナ(A)
代替残留熱除去系海水系A系
東側接続口

残留熱除去系海水系Ａ系通水時を示す。

第 5.10－3 図

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

系統概要図（3）（緊急用海水系による冷却水（海水）の確保）

12

柏崎原子力発電所／東海第二発電所 本文比較表 【対象項目： 第４９条 】
下線：先行 BWR との差異
（本文）柏崎刈羽発電所 ６／７号炉
リ原子炉格納施設の構造及び設備（本文）東海第二発電所（最新）リ

原子炉格納施設の構造及び設備(3) 非常用格納容器保護設備の構造(3) 非常用格納容器保護設備の構造(ⅲ)重大事故等対処設備(ⅱ) 重大事故等対処設備

a.

ａ．原子炉格納容器内の冷却等のための設備

原子炉格納容器内の冷却等のための設備（添八）東海第二発電所（最新）
9.6 原子炉格納容器内の冷却等のための設備
9.6.1 概 要

設計基準事故対処設備が有する原子炉格納容器内の冷却機能が喪失した場

設計基準事故対処設備が有する原子炉格納容器内の冷却機能が喪失した場

設計基準事故対処設備が有する原子炉格納容器内の冷却機能が喪失した場

合において炉心の著しい損傷を防止するため，原子炉格納容器内の圧力及び合において炉心の著しい損傷を防止するため，原子炉格納容器内の圧力及び合において炉心の著しい損傷を防止するため，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させ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。炉温度を低下させ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。炉温度を低下させ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。炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の破損を防止するた心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の破損を防止するた心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の破損を防止するため，原子炉格納容器内の圧力及び温度並びに放射性物質の濃度を低下させる

め，原子炉格納容器内の圧力及び温度並びに放射性物質の濃度を低下させる

め，原子炉格納容器内の圧力及び温度並びに放射性物質の濃度を低下させ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。

ために必要な重大事故等対処設備を設置及び保管する。

ために必要な重大事故等対処設備を設置及び保管する。
原子炉格納容器内の冷却等のための設備の系統概要図を第 9.6－1 図から第9.6－4 図に示す。
また，想定される重大事故等時において，設計基準事故対処設備である残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッション・プ
ール冷却系）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。残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッション・プー
ル冷却系）については，「5.4 残留熱除去系」に記載する。

9.6.2 設計方針
原子炉格納容器内の冷却等のための設備のうち，設計基準事故対処設備が原子炉格納容器内の冷却等のための設備のうち，設計基準事故対処設備が原子炉格納容器内の冷却等のための設備のうち，設計基準事故対処設備が有する原子炉格納容器内の冷却機能が喪失した場合において炉心の著しい損有する原子炉格納容器内の冷却機能が喪失した場合において炉心の著しい損有する原子炉格納容器内の冷却機能が喪失した場合において炉心の著しい損傷を防止するために原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるため，ま傷を防止するために原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるため，ま傷を防止するために原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるため，また，炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の破損を防止

た，炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の破損を防止

た，炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の破損を防止するために原子炉格納容器内の圧力及び温度並びに放射性物質の濃度を低下するために原子炉格納容器内の圧力及び温度並びに放射性物質の濃度を低下するために原子炉格納容器内の圧力及び温度並びに放射性物質の濃度を低下させるための設備として，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）及び代替格させるための設備として，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）及び代替格させるための設備として，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）及び代替格納

納容器スプレイ冷却系（可搬型）を設ける。

納容器スプレイ冷却系（可搬型）を設ける。

容器スプレイ冷却系（可搬型）を設ける。

(a) 炉心の著しい損傷を防止するための原子炉格納容器内冷却に用いる設備(a) 炉心の著しい損傷防止のための原子炉格納容器内冷却に用いる設備(1)

炉心の著しい損傷を防止するための原子炉格納容器内冷却に用いる設備(a-1) フロントライン系故障時に用いる設備(a-1) フロントライン系故障時に用いる設備

ａ．フロントライン系故障時に用いる設備(a-1-1) 代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器の冷却(a-1-1) 代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器の冷却(a) 代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器の冷却残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）が機能喪失した場合の重大事

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッシ

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッショ

故等対処設備として，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，復水移送ポンョン・プール冷却系）が機能喪失した場合の重大事故等対処設備として，代ン・プール冷却系）が機能喪失した場合の重大事故等対処設備として，代替格

プにより，復水貯蔵槽の水を残留熱除去系等を経由して格納容器スプレイ・ヘ

替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，常設低圧代替注水系ポンプにより，

納容器スプレイ冷却系（常設）を使用する。

ッダからドライウェル内及びサプレッション・チェンバ内にスプレイするこ

代替淡水貯槽の水を残留熱除去系等を経由して原子炉格納容器内のスプレイとで，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させることができる設計とす

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，常設低圧代替注水系ポンプ，配管・弁類，計測制御装置等で構成し，常設低圧代替注水系ポンプにより，代替淡水1

柏崎原子力発電所／東海第二発電所 本文比較表 【対象項目： 第４９条 】
下線：先行 BWR との差異
（本文）柏崎刈羽発電所 ６／７号炉る。

（本文）東海第二発電所（最新）（添八）東海第二発電所（最新）ヘッダからドライウェル内にスプレイすることで，原子炉格納容器内の圧力貯槽の水を残留熱除去系等を経由して原子炉格納容器内のスプレイヘッダか及び温度を低下させることができる設計とする。

らドライウェル内にスプレイすることで，原子炉格納容器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。

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，非常用交流電源設備に加えて，代代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，代替所内電気設備を経由した常代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，代替所内電気設備を経由した常設

替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設

設代替交流電源又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とす

代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とす

備からの給電が可能な設計とする。

る。

る。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・常設低圧代替注水系ポンプ
・代替淡水貯槽（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）
・常設代替交流電源設備（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）
・代替所内電気設備（10.2 代替電源設備）
・燃料給油設備（10.2 代替電源設備）
本系統の流路として，残留熱除去系の配管及び弁，スプレイヘッダを重大事
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格納容器（サプレッション・チェン
バ含む）を重大事故等対処設備として使用する。

(a-1-2) 代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器の冷(a-1-2) 代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器の冷(b) 代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器の冷却

却

却
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）の機能が喪失した場合の重大残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッシ

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッショ

事故等対処設備として，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，可搬型代ョン・プール冷却系）の機能が喪失した場合の重大事故等対処設備として，ン・プール冷却系）の機能が喪失した場合の重大事故等対処設備として，代替

替注水ポンプ（A-2 級）により，代替淡水源の水を残留熱除去系等を経由して代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，可搬型代替注水中型ポンプによ格納容器スプレイ冷却系（可搬型）を使用する。

格納容器スプレイ・ヘッダからドライウェル内及びサプレッション・チェンバ

り西側淡水貯水設備の水を，可搬型代替注水大型ポンプにより代替淡水貯槽

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，可搬型代替注水中型ポンプ，可内にスプレイすることで，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるこの水を残留熱除去系等を経由してスプレイヘッダからドライウェル内にスプ搬型代替注水大型ポンプ，配管・ホース・弁類，計測制御装置等で構成し，可とができる設計とする。

レイすることで，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させることができ

搬型代替注水中型ポンプにより，西側淡水貯水設備の水を，可搬型代替注水大る設計とする。

型ポンプにより，代替淡水貯槽の水を残留熱除去系等を経由してスプレイヘ
ッダからドライウェル内にスプレイすることで，原子炉格納容器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。

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，代替淡水源が枯渇した場合にお代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，代替淡水源が枯渇した場合に代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，代替淡水源が枯渇した場合において，重大事故等の収束に必要となる水の供給設備である大容量送水車（海水おいて，重大事故等の収束に必要となる水の供給設備である可搬型代替注水

いて，重大事故等の収束に必要となる水の供給設備である可搬型代替注水中取水用）により海を利用できる設計とする。

中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプにより海を利用できる設計とす型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプにより海を利用できる設計とする。

る。

2

柏崎原子力発電所／東海第二発電所 本文比較表 【対象項目： 第４９条 】
下線：先行 BWR との差異
（本文）柏崎刈羽発電所 ６／７号炉（本文）東海第二発電所（最新）（添八）東海第二発電所（最新）

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，非常用交流電源設備に加えて，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，代替所内電気設備を経由した代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，代替所内電気設備を経由した常代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源

常設代替交流電源設備及び可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計

設代替交流電源設備及び可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計と設備からの給電が可能な設計とする。また，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級） とする。また，可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプする。また，可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，空は，ディーゼルエンジンにより駆動できる設計とする。

冷式のディーゼルエンジンにより駆動できる設計とする。燃料は，燃料給油設

は，空冷式のディーゼルエンジンにより駆動できる設計とする。

備である可搬型設備用軽油タンク及びタンクローリにより補給できる設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・可搬型代替注水中型ポンプ
・可搬型代替注水大型ポンプ
・西側淡水貯水設備（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）
・代替淡水貯槽（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）
・常設代替交流電源設備（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）
・代替所内電気設備（10.2 代替電源設備）
・燃料給油設備（10.2 代替電源設備）
本系統の流路として，残留熱除去系の配管及び弁，スプレイヘッダ並びにホース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格納容器（サプレッション・チェン
バ含む）を重大事故等対処設備として使用する。
(a-2) サポート系故障時に用いる設備(a-2) サポート系故障時に用いる設備

ｂ．サポート系故障時に用いる設備(a-2-1) 代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器の冷却(a-2-1) 代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器の冷却(a) 代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器の冷却

全交流動力電源喪失により，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）

全交流動力電源喪失又は残留熱除去系海水系機能喪失によるサポート系の全交流動力電源喪失又は残留熱除去系海水系機能喪失によるサポート系のが起動できない場合の重大事故等対処設備として使用する代替格納容器スプ故障により，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サ 故障により，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サレイ冷却系（常設）は，(a-1-1)代替格納容器スプレイ冷却系（常設）によるプレッション・プール冷却系）が起動できない場合の重大事故等対処設備とし プレッション・プール冷却系）が起動できない場合の重大事故等対処設備とし原子炉格納容器の冷却と同じである。

て使用する代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，「リ(3)(ⅱ)ａ．(a-1-1) て使用する代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，「(1)a.(a) 代替格納容器
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器の冷却」と同じで スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器の冷却」と同じである。
ある。

(a-2-2) 代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器の冷却
全交流動力電源喪失により，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）(a-2-2) 代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器の冷 (b) 代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器の冷却却
全交流動力電源喪失により，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び全交流動力電源喪失により，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及びが起動できない場合の重大事故等対処設備として使用する代替格納容器スプ残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）が起動できない場合の重大事 残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）が起動できない場合の重大事

レイ冷却系（可搬型）は，(a-1-2)代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）に故等対処設備として使用する代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，「リ 故等対処設備として使用する代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，

よる原子炉格納容器の冷却と同じである。

(3)(ⅱ)ａ．(a-1-2) 代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格 「(1)a.(b) 代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器の納容器の冷却」と同じである。

冷却」と同じである。

3

柏崎原子力発電所／東海第二発電所 本文比較表 【対象項目： 第４９条 】
下線：先行 BWR との差異
（本文）柏崎刈羽発電所 ６／７号炉(a-2-3) 常設代替交流電源設備による残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）の復旧（本文）東海第二発電所（最新）（添八）東海第二発電所（最新）(a-2-3) 常設代替交流電源設備による残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却 (c) 常設代替交流電源設備による残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）
系）の復旧

の復旧

全交流動力電源喪失により，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）

全交流動力電源喪失により，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）が全交流動力電源喪失により，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）が起が起動できない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を起動できない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を使動できない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を使用

使用し，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）を復旧する。

用し，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）を復旧する。

し，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）を復旧する。

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）は，常設代替交流電源設備か

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）は，常設代替交流電源設備から残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）は，常設代替交流電源設備からのらの給電により機能を復旧し，残留熱除去系ポンプによりサプレッション・チの給電により機能を復旧し，残留熱除去系ポンプによりサプレッション・チ

給電により機能を復旧し，残留熱除去系ポンプによりサプレッション・チェン

ェンバのプール水をドライウェル内及びサプレッション・チェンバ内にスプ

ェンバのプール水をドライウェル内にスプレイすることで原子炉格納容器を

バのプール水をドライウェル内にスプレイすることで原子炉格納容器を冷却レイすることで原子炉格納容器を冷却できる設計とする。

冷却できる設計とする。

できる設計とする。

本系統に使用する冷却水は原子炉補機冷却系又は代替原子炉補機冷却系から供給できる設計とする。

本系統に使用する冷却水は残留熱除去系海水系又は緊急用海水系から供給できる設計とする。

本系統に使用する冷却水は残留熱除去系海水系又は緊急用海水系から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。
・緊急用海水ポンプ
・緊急用海水系ストレーナ・常設代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）
・代替所内電気設備（10.2 代替電源設備）
・燃料給油設備（10.2 代替電源設備）
その他，設計基準対象施設である原子炉格納容器（サプレッション・チェン
バ含む）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残留熱除去系及び残留熱除去系海水系を重大事故等対処設備として使用する。

(a-2-4) 常設代替交流電源設備による残留熱除去系（サプレッション・チェ

(a-2-4) 常設代替交流電源設備による残留熱除去系（サプレッション・プー

ンバ・プール水冷却モード）の復旧

ル冷却系）の復旧

全交流動力電源喪失により，残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プ(d) 常設代替交流電源設備による残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）の復旧

全交流動力電源喪失により，残留熱除去系（サプレッション・プール冷却

全交流動力電源喪失により，残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）

ール水冷却モード）が起動できない場合の重大事故等対処設備として，常設代系）が起動できない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 が起動できない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を替交流電源設備を使用し，残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール

を使用し，残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）を復旧する。

水冷却モード）を復旧する。

使用し，残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）を復旧する。
残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）は，常設代替交流電源設備

残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード）は，常設

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）は，常設代替交流電源設備 からの給電により機能を復旧し，残留熱除去系ポンプ及び熱交換器により，サ代替交流電源設備からの給電により機能を復旧し，残留熱除去系ポンプ及びからの給電により機能を復旧し，残留熱除去系ポンプ及び熱交換器により，サ プレッション・チェンバのプール水を冷却することで原子炉格納容器を冷却熱交換器により，サプレッション・チェンバのプール水を冷却することで原子プレッション・チェンバのプール水を冷却することで原子炉格納容器を冷却 できる設計とする。

炉格納容器を冷却できる設計とする。

できる設計とする。

本系統に使用する冷却水は原子炉補機冷却系又は代替原子炉補機冷却系から供給できる設計とする。

本系統に使用する冷却水は，残留熱除去系海水系又は緊急用海水系から供本系統に使用する冷却水は，残留熱除去系海水系又は緊急用海水系から供 給できる設計とする。
給できる設計とする。

主要な設備は，以下のとおりとする。
・緊急用海水ポンプ
・緊急用海水系ストレーナ・常設代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）

4柏崎原子力発電所／東海第二発電所 本文比較表 【対象項目： 第４９条 】
下線：先行 BWR との差異
（本文）柏崎刈羽発電所 ６／７号炉（本文）東海第二発電所（最新）（添八）東海第二発電所（最新）・代替所内電気設備（10.2 代替電源設備）
・燃料給油設備（10.2 代替電源設備）
その他，設計基準対象施設である原子炉格納容器（サプレッション・チェン
バ含む）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残留熱除去系及び残留熱除去系海水系を重大事故等対処設備として使用する。

(b) 原子炉格納容器の破損を防止するための原子炉格納容器内冷却に用いる
設備(b) 原子炉格納容器の破損を防止するための原子炉格納容器内冷却に用い

(2)

る設備

原子炉格納容器の破損を防止するための原子炉格納容器内冷却に用いる設備(b-1) フロントライン系故障時に用いる設備(b-1) フロントライン系故障時に用いる設備

ａ．フロントライン系故障時に用いる設備(b-1-1) 代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器の冷却(b-1-1) 代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器の冷却(a) 代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器の冷却

炉心の著しい損傷が発生した場合において，残留熱除去系（格納容器スプレ

炉心の著しい損傷が発生した場合において，残留熱除去系（格納容器スプ

炉心の著しい損傷が発生した場合において，残留熱除去系（格納容器スプレ

イ冷却モード）が機能喪失した場合の重大事故等対処設備として，代替格納容

レイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）が機能喪

イ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）が機能喪失し器スプレイ冷却系（常設）は，復水移送ポンプにより，復水貯蔵槽の水を残留失した場合の重大事故等対処設備として，代替格納容器スプレイ冷却系（常た場合の重大事故等対処設備として，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）を熱除去系等を経由して格納容器スプレイ・ヘッダからドライウェル内及びサ設）は，常設低圧代替注水系ポンプにより，代替淡水貯槽の水を残留熱除去使用する。

プレッション・チェンバ内にスプレイすることで，原子炉格納容器内の圧力及系等を経由してスプレイヘッダからドライウェル内にスプレイすることで，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，常設低圧代替注水系ポンプ，配管・び温度並びに放射性物質の濃度を低下させることができる設計とする。

原子炉格納容器内の圧力及び温度並びに放射性物質の濃度を低下させること

弁類，計測制御装置等で構成し，常設低圧代替注水系ポンプにより，代替淡水ができる設計とする。

貯槽の水を残留熱除去系等を経由してスプレイヘッダからドライウェル内にスプレイすることで，原子炉格納容器内の圧力及び温度並びに放射性物質の濃度を低下させることができる設計とする。

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，非常用交流電源設備に加えて，代代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，代替所内電気設備を経由した常代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，代替所内電気設備を経由した常設

替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設

設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計と代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とす

備からの給電が可能な設計とする。

する。

る。

本系統の詳細については，(a-1-1)代替格納容器スプレイ冷却系（常設）に

本系統の詳細については，「リ(3)(ⅱ)ａ．(a-1-1) 代替格納容器スプレ

本系統の詳細については，「(1)a.(a) 代替格納容器スプレイ冷却系（常設）よる原子炉格納容器の冷却に記載する。

イ冷却系（常設）による原子炉格納容器の冷却」に記載する。

による原子炉格納容器の冷却」に記載する。

(b-1-2) 代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器の冷(b-1-2) 代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器の冷(b) 代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器の冷却

却

却

炉心の著しい損傷が発生した場合において，残留熱除去系（格納容器スプレ

炉心の著しい損傷が発生した場合において，残留熱除去系（格納容器スプレ

炉心の著しい損傷が発生した場合において，残留熱除去系（格納容器スプイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）が機能喪失しイ冷却モード）の機能が喪失した場合の重大事故等対処設備として，代替格納

レイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）が機能喪た場合の重大事故等対処設備として，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）

容器スプレイ冷却系（可搬型）は，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）により， 失した場合の重大事故等対処設備として，代替格納容器スプレイ冷却系（可を使用する。

代替淡水源の水を残留熱除去系等を経由して格納容器スプレイ・ヘッダから搬型）は，可搬型代替注水中型ポンプにより西側淡水貯水設備の水を，可搬

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，可搬型代替注水中型ポンプ，可ドライウェル内及びサプレッション・チェンバ内にスプレイすることで，原子型代替注水大型ポンプにより代替淡水貯槽の水を残留熱除去系等を経由して搬型代替注水大型ポンプ，配管・ホース・弁類，計測制御装置等で構成し，可炉格納容器内の圧力及び温度並びに放射性物質の濃度を低下させることがで

スプレイヘッダからドライウェル内にスプレイすることで，原子炉格納容器

搬型代替注水中型ポンプにより西側淡水貯水設備の水を，可搬型代替注水大きる設計とする。

内の圧力及び温度並びに放射性物質の濃度を低下させることができる設計と型ポンプにより代替淡水貯槽の水を残留熱除去系等を経由してスプレイヘッする。

ダからドライウェル内にスプレイすることで，原子炉格納容器内の圧力及び5柏崎原子力発電所／東海第二発電所 本文比較表 【対象項目： 第４９条 】
下線：先行 BWR との差異
（本文）柏崎刈羽発電所 ６／７号炉（本文）東海第二発電所（最新）（添八）東海第二発電所（最新）
温度並びに放射性物質の濃度を低下させることができる設計とする。

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，代替淡水源が枯渇した場合にお代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，代替淡水源が枯渇した場合に代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，代替淡水源が枯渇した場合において，重大事故等の収束に必要となる水の供給設備である大容量送水車（海水おいて，重大事故等の収束に必要となる水の供給設備である可搬型代替注水

いて，重大事故等の収束に必要となる水の供給設備である可搬型代替注水中取水用）により海を利用できる設計とする。

中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプにより海を利用できる設計とす型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプにより海を利用できる設計とする。

る。
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，非常用交流電源設備に加えて，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，代替所内電気設備を経由した代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，代替所内電気設備を経由した常代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源

常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計

設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計と設備からの給電が可能な設計とする。また，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級） とする。また，可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプする。また，可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，空は，ディーゼルエンジンにより駆動できる設計とする。

冷式のディーゼルエンジンにより駆動できる設計とする。燃料は，燃料給油設

は，空冷式のディーゼルエンジンにより駆動できる設計とする。

備である可搬型設備用軽油タンク及びタンクローリにより補給できる設計とする。
本系統の詳細については，(a-1-2) 代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）に本系統の詳細については，「リ(3)(ⅱ)ａ．(a-1-2) 代替格納容器スプレ

本系統の詳細については，「(1)a.(b) 代替格納容器スプレイ冷却系（可搬よる原子炉格納容器の冷却に記載する。

イ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器の冷却」に記載する。

型）による原子炉格納容器の冷却」に記載する。

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

ｂ．サポート系故障時に用いる設備(b-2-1) 代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器の冷却(b-2-1) 代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器の冷却(a) 代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器の冷却

炉心の著しい損傷が発生した場合において，全交流動力電源喪失により，残炉心の著しい損傷が発生した場合において，全交流動力電源喪失又は残留

炉心の著しい損傷が発生した場合において，全交流動力電源喪失又は残留留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）が起動できない場合の重大事故等

熱除去系海水系機能喪失によるサポート系の故障により，残留熱除去系（格熱除去系海水系機能喪失によるサポート系の故障により，残留熱除去系（格納対処設備として使用する代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，(a-1-1)代

納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却

容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）が替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器の冷却と同じであ系）が起動できない場合の重大事故等対処設備として使用する代替格納容器

起動できない場合の重大事故等対処設備として使用する代替格納容器スプレる。

スプレイ冷却系（常設）は，「リ(3)(ⅱ)ａ．(a-1-1) 代替格納容器スプレ

イ冷却系（常設）は，「(1)a.(a) 代替格納容器スプレイ冷却系（常設）によるイ冷却系（常設）による原子炉格納容器の冷却」と同じである。

原子炉格納容器の冷却」と同じである。

(b-2-2) 代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器の冷(b) 代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器の冷却(b-2-2) 代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器の冷却

却

炉心の著しい損傷が発生した場合において，全交流動力電源喪失により，残炉心の著しい損傷が発生した場合において，全交流動力電源喪失又は残留

炉心の著しい損傷が発生した場合において，全交流動力電源喪失又は残留留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）が起動できない場合の重大事故等

熱除去系海水系機能喪失によるサポート系の故障により，残留熱除去系（格熱除去系海水系機能喪失によるサポート系の故障により，残留熱除去系（格納対処設備として使用する代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，(a-1-2)

納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却

容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）が代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器の冷却と同じで系）が起動できない場合の重大事故等対処設備として使用する代替格納容器

起動できない場合の重大事故等対処設備として使用する代替格納容器スプレある。

スプレイ冷却系（可搬型）は，「リ(3)(ⅱ)ａ．(a-1-2) 代替格納容器スプイ冷却系（可搬型）は，「(1)a.(b) 代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）に

レイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器の冷却」と同じである。

よる原子炉格納容器の冷却」と同じである。

(b-2-3) 常設代替交流電源設備による残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却(c) 常設代替交流電源設備による残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）(b-2-3) 常設代替交流電源設備による残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）の復旧

系）の復旧

の復旧

炉心の著しい損傷が発生した場合において，全交流動力電源喪失により，残炉心の著しい損傷が発生した場合において，全交流動力電源喪失又は残留

炉心の著しい損傷が発生した場合において，全交流動力電源喪失又は残留留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）が起動できない場合の重大事故等

熱除去系海水系機能喪失によるサポート系の故障により，残留熱除去系（格熱除去系海水系機能喪失によるサポート系の故障により，残留熱除去系（格納6柏崎原子力発電所／東海第二発電所 本文比較表 【対象項目： 第４９条 】
下線：先行 BWR との差異
（本文）柏崎刈羽発電所 ６／７号炉（本文）東海第二発電所（最新）

対処設備は，(a-2-3)常設代替交流電源設備による残留熱除去系（格納容器ス

納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却

容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）がプレイ冷却モード）の復旧と同じである。

系）が起動できない場合の重大事故等対処設備は，「リ(3)(ⅱ)ａ．(a-2-3)

起動できない場合の重大事故等対処設備は，「(1)b.(c) 常設代替交流電源設

常設代替交流電源設備による残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）の復備による残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）の復旧」と同じである。

（添八）東海第二発電所（最新）

旧」と同じである。
(b-2-4) 常設代替交流電源設備による残留熱除去系（サプレッション・チェ
ンバ・プール水冷却モード）の復旧
炉心の著しい損傷が発生した場合において，全交流動力電源喪失により，残(b-2-4) 常設代替交流電源設備による残留熱除去系（サプレッション・プー(d) 常設代替交流電源設備による残留熱除去系（サプレッション・プール冷

ル冷却系）の復旧

却系）の復旧炉心の著しい損傷が発生した場合において，全交流動力電源喪失又は残留

炉心の著しい損傷が発生した場合において，全交流動力電源喪失又は残留留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード）が起動できな

熱除去系海水系機能喪失によるサポート系の故障により，残留熱除去系（サプ 熱除去系海水系機能喪失によるサポート系の故障により，残留熱除去系（サプ

い場合の重大事故等対処設備は，(a-2-4)常設代替交流電源設備による残留熱

レッション・プール冷却系）が起動できない場合の重大事故等対処設備は， レッション・プール冷却系）が起動できない場合の重大事故等対処設備は，除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード）の復旧と同じであ「リ(3)(ⅱ)ａ．(a-2-4) 常設代替交流電源設備による残留熱除去系（サプレ 「(1)b.(d) 常設代替交流電源設備による残留熱除去系（サプレッション・プ

る。

ッション・プール冷却系）の復旧」と同じである。

ール冷却系）の復旧」と同じである。

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）及び代替格納容器スプレイ冷却系（可代替格納容器スプレイ冷却系（常設）及び代替格納容器スプレイ冷却系

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）及び代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，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（可搬型）は，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搬型）は，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兼用する設計とする。

の設備として兼用する設計とする。

として兼用する設計とする。
残留熱除去系，残留熱除去系海水系及び非常用交流電源設備は，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。
残留熱除去系については，「5.4 残留熱除去系」に記載する。
サプレッション・チェンバ，西側淡水貯水設備及び代替淡水貯槽について
は，「9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備」に記載する。
残留熱除去系海水系については，「5.6.1.2 残留熱除去系海水系」に記載する。
緊急用海水系については，「5.10 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備」に記載する。
原子炉格納容器（サプレッション・チェンバ含む）については，「9.1 原子炉格納施設」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。

常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備，代替所内電気設備については，ヌ,(2),(ⅳ) 代替電源設備に記載する。

常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備及び代替所内電気設備については，「ヌ(2)(ⅳ) 代替電源設備」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，代替所内電気設備及び燃料給油設備については，「10.2 代替電源設備」に記載する。
9.6.2.1 多様性及び独立性，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。

7

柏崎原子力発電所／東海第二発電所 本文比較表 【対象項目： 第４９条 】
下線：先行 BWR との差異
（本文）柏崎刈羽発電所 ６／７号炉（本文）東海第二発電所（最新）

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，残留熱除去系（格納容器スプレイ

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，残留熱除去系（格納容器スプレ

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，残留熱除去系（格納容器スプレイ

冷却モード）と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，復水移送ポン

イ冷却系）と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，常設低圧代替冷却系）と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，常設低圧代替注水

プを代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流

注水系ポンプを代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬系ポンプを代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代

電源設備からの給電により駆動できることで，非常用所内電気設備を経由し型代替交流電源設備からの給電により駆動できることで，非常用所内電気設

替交流電源設備からの給電により駆動できることで，非常用所内電気設備をた非常用交流電源設備からの給電により駆動する残留熱除去系ポンプを用い

備を経由した非常用交流電源設備からの給電により駆動する残留熱除去系ポ経由した非常用交流電源設備からの給電により駆動する残留熱除去系ポンプ

た残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）に対して多様性を有する設計

ンプを用いた残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）に対して多様性を有を用いた残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）に対して多様性を有する設とする。

する設計とする。

計とする。

（添八）東海第二発電所（最新）

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の電動弁は，ハンドルを設けて手動操代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の電動弁は，ハンドルを設けて手動

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の電動弁は，ハンドルを設けて手動操作を可能とすることで，非常用交流電源設備からの給電による遠隔操作に対操作を可能とすることで，非常用交流電源設備からの給電による遠隔操作に作を可能とすることで，非常用交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。また，代替格納容器スプレイ冷却系（常設） 対して多様性を有する設計とする。また，代替格納容器スプレイ冷却系（常して多様性を有する設計とする。また，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の電動弁は，代替所内電気設備を経由して給電する系統において，独立した電設）の電動弁は，代替所内電気設備を経由して給電する系統において，独立の電動弁は，代替所内電気設備を経由して給電する系統において，独立した電路で系統構成することにより，非常用所内電気設備を経由して給電する系統

した電路で系統構成することにより，非常用所内電気設備を経由して給電す

路で系統構成することにより，非常用所内電気設備を経由して給電する系統に対して独立性を有する設計とする。

る系統に対して独立性を有する設計とする。

に対して独立性を有する設計とする。

また，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，復水貯蔵槽を水源とするこ

また，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，代替淡水貯槽を水源とす

また，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，代替淡水貯槽を水源とするとで，サプレッション・チェンバを水源とする残留熱除去系（格納容器スプレることで，サプレッション・チェンバを水源とする残留熱除去系（格納容器ことで，サプレッション・チェンバを水源とする残留熱除去系（格納容器スプ

イ冷却モード）に対して異なる水源を有する設計とする。

スプレイ冷却系）に対して異なる水源を有する設計とする。

レイ冷却系）に対して異なる水源を有する設計とする。

復水移送ポンプ及び復水貯蔵槽は，廃棄物処理建屋内に設置することで，原常設低圧代替注水系ポンプ及び代替淡水貯槽は，常設低圧代替注水系格納常設低圧代替注水系ポンプ及び代替淡水貯槽は，常設低圧代替注水系格納子炉建屋内の残留熱除去系ポンプ及びサプレッション・チェンバと共通要因

槽内に設置することで，原子炉建屋原子炉棟内の残留熱除去系ポンプ及びサ槽内に設置することで，原子炉建屋原子炉棟内の残留熱除去系ポンプ及びサ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。

プレッション・チェンバと共通要因によって同時に機能を損なわないよう位

プレッション・チェンバ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。

置的分散を図る設計とする。

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，残留熱除去系（格納容器スプレ

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，残留熱除去系（格納容器スプ

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，残留熱除去系（格納容器スプレ

イ冷却モード）及び代替格納容器スプレイ冷却系（常設）と共通要因によってレイ冷却系）及び代替格納容器スプレイ冷却系（常設）と共通要因によってイ冷却系）及び代替格納容器スプレイ冷却系（常設）と共通要因によって同時同時に機能を損なわないよう，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）をディーゼル

同時に機能を損なわないよう，可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注に機能を損なわないよう，可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大エンジンにより駆動することで，電動機駆動ポンプにより構成される残留熱水大型ポンプを空冷式のディーゼルエンジンにより駆動することで，電動機型ポンプを空冷式のディーゼルエンジンにより駆動することで，電動機駆動

除去系（格納容器スプレイ冷却モード）及び代替格納容器スプレイ冷却系（常駆動ポンプにより構成される残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及びポンプにより構成される残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び代替格設）に対して多様性を有する設計とする。

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）に対して多様性を有する設計とする。

納容器スプレイ冷却系（常設）に対して多様性を有する設計とする。

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の電動弁は，ハンドルを設けて手動

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の電動弁は，ハンドルを設けて手代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の電動弁は，ハンドルを設けて手動操作を可能とすることで，非常用交流電源設備からの給電による遠隔操作に動操作を可能とすることで，非常用交流電源設備からの給電による遠隔操作

操作を可能とすることで，非常用交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。また，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬に対して多様性を有する設計とする。また，代替格納容器スプレイ冷却系

対して多様性を有する設計とする。また，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の電動弁は，代替所内電気設備を経由して給電する系統において，独立し（可搬型）の電動弁は，代替所内電気設備を経由して給電する系統におい型）の電動弁は，代替所内電気設備を経由して給電する系統において，独立した電路で系統構成することにより，非常用所内電気設備を経由して給電するて，独立した電路で系統構成することにより，非常用所内電気設備を経由した電路で系統構成することにより，非常用所内電気設備を経由して給電する系統に対して独立性を有する設計とする。

て給電する系統に対して独立性を有する設計とする。

系統に対して独立性を有する設計とする。

また，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，代替淡水源を水源とする

また，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，西側淡水貯水設備を水

また，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，西側淡水貯水設備を水源ことで，サプレッション・チェンバを水源とする残留熱除去系（格納容器スプ源とすることで，サプレッション・チェンバを水源とする残留熱除去系（格とすることで，サプレッション・チェンバを水源とする残留熱除去系（格納容

レイ冷却モード）及び復水貯蔵槽を水源とする代替格納容器スプレイ冷却系

納容器スプレイ冷却系）及び代替淡水貯槽を水源とする代替格納容器スプレ

器スプレイ冷却系）及び代替淡水貯槽を水源とする代替格納容器スプレイ冷（常設）に対して異なる水源を有する設計とする。

イ冷却系（常設）に対して異なる水源を有する設計とする。

却系（常設）に対して異なる水源を有する設計とする。

8

柏崎原子力発電所／東海第二発電所 本文比較表 【対象項目： 第４９条 】
下線：先行 BWR との差異
（本文）柏崎刈羽発電所 ６／７号炉（本文）東海第二発電所（最新）

可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，原子炉建屋及び廃棄物処理建屋から離可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，原子炉建屋

可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，原子炉建屋

れた屋外に分散して保管することで，原子炉建屋内の残留熱除去系ポンプ及及び常設低圧代替注水系格納槽から離れた屋外に分散して保管することで，及び常設低圧代替注水系格納槽から離れた屋外に分散して保管することで，び廃棄物処理建屋内の復水移送ポンプと共通要因によって同時に機能を損な

原子炉建屋内の残留熱除去系ポンプ及び常設低圧代替注水系格納槽内の常設

原子炉建屋内の残留熱除去系ポンプ及び常設低圧代替注水系格納槽内の常設

わないよう位置的分散を図る設計とする。

低圧代替注水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

低圧代替注水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る。

的分散を図る設計とする。

（添八）東海第二発電所（最新）

可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）の接続口は，共通要因によって接続できな

可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプの接続口は，共可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプの接続口は，共くなることを防止するため，位置的分散を図った複数箇所に設置する設計と通要因によって接続できなくなることを防止するため，位置的分散を図った

通要因によって接続できなくなることを防止するため，位置的分散を図った

する。

複数箇所に設置する設計とする。

複数箇所に設置する設計とする。

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）及び代替格納容器スプレイ冷却系（可代替格納容器スプレイ冷却系（常設）及び代替格納容器スプレイ冷却系

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）及び代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，残留熱除去系と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，水（可搬型）は，残留熱除去系と共通要因によって同時に機能を損なわないよ搬型）は，残留熱除去系と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，水源から残留熱除去系配管との合流点までの系統について，残留熱除去系に対う，水源から残留熱除去系配管との合流点までの系統について，残留熱除去

源から残留熱除去系配管との合流点までの系統について，残留熱除去系に対して独立性を有する設計とする。

系に対して独立性を有する設計とする。

して独立性を有する設計とする。

これらの多様性及び系統の独立性並びに位置的分散によって，代替格納容

これらの多様性及び系統の独立性並びに位置的分散によって，代替格納容

これらの多様性及び系統の独立性並びに位置的分散によって，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）及び代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，設

器スプレイ冷却系（常設）及び代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，器スプレイ冷却系（常設）及び代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，設計基準事故対処設備である残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）に対

設計基準事故対処設備である残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）に対計基準事故対処設備である残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）に対してして重大事故等対処設備としての独立性を有する設計とする。

して重大事故等対処設備としての独立性を有する設計とする。

重大事故等対処設備としての独立性を有する設計とする。

電源設備の多様性，独立性及び位置的分散についてはヌ,(2),(ⅳ)代替電源設
備に記載する。

電源設備の多様性，独立性及び位置的分散については「ヌ(2)(ⅳ) 代替電源設備」に記載する。

電源設備の多様性，独立性及び位置的分散については「10.2 代替電源設備」に記載する。
9.6.2.2 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。
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，通常時は弁により他の系統と隔離し，重大事故等時に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。
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，通常時は可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプを接続先の系統と分離された状態で保管
し，重大事故等時に接続，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。
可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，輪留め又は車両転倒防止装置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。
可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，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。
9.6.2.3 容量等
基本方針については，「1.1.7.2 容量等」に示す。

9

柏崎原子力発電所／東海第二発電所 本文比較表 【対象項目： 第４９条 】
下線：先行 BWR との差異
（本文）柏崎刈羽発電所 ６／７号炉（本文）東海第二発電所（最新）（添八）東海第二発電所（最新）
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の常設低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，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に必要なスプレイ流量に対してポンプ 2 台の運転により十分なポンプ容量を有する設計とする。また，常設低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，低圧代替注水系（常設），代替格納容器スプレ
イ冷却系（常設），格納容器下部注水系（常設）及び代替燃料プール注水系（常設）として同時に使用するため，各系統の必要な流量を同時に確保できる容量を有する設計とする。
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の可搬型代替注水中型ポンプは，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に必要なスプレイ流量を有するものを 1 セット 2 台使用する。保有数は，2 セットで 4 台に加えて，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 1 台の合計 5 台を保管する。
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の可搬型代替注水大型ポンプは，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に必要なスプレイ流量を有するものを 1 セット 1 台使用する。保有数は，2 セットで 2 台に加えて，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 1 台の合計 3 台を保管する。
可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，想定される重大事故等時において，複数の注水先（原子炉，原子炉格納容器，ペデスタル（ドライウェル部），原子炉格納容器頂部及び使用済燃料プール）への同時注
水を想定することから，各系統の必要な流量を同時に確保できる容量を有する設計とする。
予備については，同型設備である可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）の予
備 1 台と兼用可能な設計とする。
9.6.2.4 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。
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の常設低圧代替注水系ポンプは，常設
低圧代替注水系格納槽内に設置し，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。
常設低圧代替注水系ポンプの操作は，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。
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の系統構成に必要な弁の操作は，想定される重大事故等時において，中央制御室又は設置場所で可能な設計とする。
また，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，淡水だけでなく海水も使用

10柏崎原子力発電所／東海第二発電所 本文比較表 【対象項目： 第４９条 】
下線：先行 BWR との差異
（本文）柏崎刈羽発電所 ６／７号炉（本文）東海第二発電所（最新）（添八）東海第二発電所（最新）できる設計とする。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。
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，屋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。
可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプ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。
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の系統構成に必要な弁の操作は，想定される重大事故等時において，中央制御室又は設置場所で可能な設計とする。
また，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，淡水だけでなく海水も使用できる設計とする。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。
9.6.2.5 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。
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）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弁操作等により速やかに系統構成が可能な設計とする。
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の常設低圧代替注水系ポンプは，中央制御室の操作スイッチにより操作が可能な設計とし，系統構成に必要な弁は，中央制御室又は設置場所での手動操作が可能な設計とする。
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）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系統構成が可能な設計とする。
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，付属の操作スイッチにより，設置場所での操作が可能な設計とし，系統構成に必要な弁は，中央制御室又は設置場所での手動操作が可能な設計とする。
可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，車両として屋外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，設置場所にて輪留めによる固定等が可能な設計とする。
可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプを接続する接続口については，一般的に使用される工具を用いて接続可能なフランジ接続によりホースを確実に接続することができる設計とする。また，接続口の口径を

11

柏崎原子力発電所／東海第二発電所 本文比較表 【対象項目： 第４９条 】
下線：先行 BWR との差異
（本文）柏崎刈羽発電所 ６／７号炉（本文）東海第二発電所（最新）（添八）東海第二発電所（最新）
統一する設計とする。
9.6.3 主要設備及び仕様
原子炉格納容器内の冷却等のための設備の主要機器仕様を第 9.6－1 表に示す。
9.6.4 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。
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）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。
また，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の常設低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。
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，発電用原子炉の運転中又は停止中に，独立して機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とするとともに，分解又は取替えが可能な設計とする。
また，可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，車両として運転状態の確認及び外観の確認が可能な設計とする。
第 9.6－1 表 原子炉格納容器内の冷却等のための設備の主要機器仕様［常設重大事故等対処設備］［常設重大事故等対処設備］

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）

復水移送ポンプ（ホ,(3),(ⅱ),b.(c)他と兼用）

常設低圧代替注水系ポンプ(1) 代替格納容器スプレイ冷却系（常設）ａ．常設低圧代替注水系ポンプ（「ホ(3)(ⅱ)ｂ．(c) 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」他と兼用）
緊急用海水系

第 5.9－1 表 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備の主要機器仕様に記載する。
(3) 緊急用海水系

緊急用海水ポンプ

ａ．緊急用海水ポンプ（「ホ(4)(ⅵ) 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備」他と兼用）

第 5.10－1 表 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備の主要機器仕様に記載する。

緊急用海水系ストレーナ

ｂ．緊急用海水系ストレーナ（「ホ(4)(ⅵ) 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備」他と兼用）

第 5.10－1 表 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備の主要機器仕様に記載する。

［可搬型重大事故等対処設備］［可搬型重大事故等対処設備］

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）

可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）（6 号及び 7 号炉共用）（ニ,(3),(ⅱ)他と兼用）

可搬型代替注水中型ポンプ(2) 代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）
ａ．可搬型代替注水中型ポンプ（「ニ(3)(ⅱ) 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備」他と兼用）

12

第 4.3－1 表 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備の主要機器仕様

柏崎原子力発電所／東海第二発電所 本文比較表 【対象項目： 第４９条 】
下線：先行 BWR との差異
（本文）柏崎刈羽発電所 ６／７号炉（本文）東海第二発電所（最新）（添八）東海第二発電所（最新）に記載する。
ｂ．可搬型代替注水大型ポンプ

可搬型代替注水大型ポンプ（「ニ(3)(ⅱ) 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備」他と兼用）

第 4.3－1 表 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備の主要機器仕様に記載する。

13

下線：先行 BWR との差異

柏崎発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５０条 】（本文）柏崎原子力発電所 ６／７号炉（本文）東海第二発電所（最新）

東海第二発電所（最新）

リ 原子炉格納施設の構造及び設備

リ 原子炉格納施設の構造及び設備

9.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備(3) 非常用格納容器保護設備の構造(3) 非常用格納容器保護設備の構造

9.7.1 概要(ⅲ)重大事故等対処設備(ⅱ) 重大事故等対処設備

b. 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

ｂ．原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の過圧による破損を防止するため，

炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の過圧による破損を防止するため，

炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の過圧による破損を防止するた

原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために必要な重大事故等対処設備を設置及び保原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために必要な重大事故等対処設備を設置及び保め，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために必要な重大事故等対処設備を設置

管する。

管する。

及び保管する。
原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備の系統概要図を第 9.7－1 図から第 9.7－4 図に示す。

9.7.2 設計方針
原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備のうち，原子炉格納容器バウンダリを維持し原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備のうち，原子炉格納容器バウンダリを維持し原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備のうち，原子炉格納容器バウンダリを維ながら原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるための設備として，代替循環冷却系を設けながら原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるための設備として，代替循環冷却系を設け持しながら原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるための設備として，代替循環冷却る。また，原子炉格納容器内の圧力を大気中に逃がすための設備として，格納容器圧力逃がし装る。また，原子炉格納容器内の圧力を大気中に逃がすための設備として，格納容器圧力逃がし装系を設ける。また，原子炉格納容器内の圧力を大気中に逃がすための設備として，格納容器圧置を設ける。

置を設ける。

力逃がし装置を設ける。

(a) 代替循環冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱(a) 代替循環冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱(1) 代替循環冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱
炉心の著しい損傷が発生した場合に原子炉格納容器の過圧破損を防止するための重大事

炉心の著しい損傷が発生した場合に原子炉格納容器の過圧破損を防止するための重大事故等

炉心の著しい損傷が発生した場合に原子炉格納容器の過圧破損を防止するための重大事故等対処設備として，代替循環冷却系は，復水移送ポンプによりサプレッション・チェンバのプール

対処設備として，代替循環冷却系は，Ｍａｒｋ－Ⅱ型原子炉格納容器の特徴を踏まえ多重性を有

水を残留熱除去系熱交換器にて冷却し，残留熱除去系等を経由して原子炉圧力容器又は原子炉格する設計とする。また，代替循環冷却系ポンプによりサプレッション・チェンバのプール水を残代替循環冷却系は，Ｍａｒｋ－Ⅱ型原子炉格納容器の特徴を踏まえ多重性を有する設計

納容器下部へ注水するとともに，原子炉格納容器内へスプレイすることで，原子炉格納容器バウ

留熱除去系熱交換器にて冷却し，残留熱除去系等を経由して原子炉格納容器内へスプレイするととする。また，代替循環冷却系は，代替循環冷却系ポンプ，残留熱除去系熱交換器，配管・ンダリを維持しながら原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下できる設計とする。

ともに，原子炉注水及びサプレッション・チェンバのプール水の除熱を行うことで，原子炉格納弁類，計測制御装置等で構成し，代替循環冷却系ポンプによりサプレッション・チェンバの容器バウンダリを維持しながら原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下できる設計とする。

プール水を残留熱除去系熱交換器にて冷却し，残留熱除去系等を経由して原子炉格納容器

原子炉圧力容器に注水された水は，原子炉圧力容器又は原子炉格納容器内配管の破断口等から流出し，原子炉格納容器内へスプレイされた水とともに，格納容器ベント管に設けられている連通孔を経て，サプレッション・チェンバに戻ることで循環する。

原子炉格納容器内へスプレイされた水は，格納容器ベント管を経て，サプレッション・チェン
バに戻ることで循環する。

故等対処設備として，代替循環冷却系を使用する。

内へスプレイするとともに，原子炉注水及びサプレッション・チェンバのプール水の除熱を行うことで，原子炉格納容器バウンダリを維持しながら原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下できる設計とする。原子炉格納容器内へスプレイされた水は，格納容器ベント管を経て，サプレッション・チェンバに戻ることで循環する。

代替循環冷却系は，代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。
残留熱除去系熱交換器は，代替循環冷却系で使用する代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニッ
ト及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）により冷却できる設計とする。

代替循環冷却系は，代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備からの給電が可能な設

代替循環冷却系は，代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。

計とする。
残留熱除去系熱交換器は，代替循環冷却系で使用する残留熱除去系海水系又は緊急用海水系に残留熱除去系熱交換器は，代替循環冷却系で使用する残留熱除去系海水系又は緊急用海
水系により冷却できる設計とする。

より冷却できる設計とする。

代替原子炉補機冷却系は，熱交換器ユニットを原子炉補機冷却系に接続し，大容量送水車（熱緊急用海水系は，緊急用海水ポンプにて非常用取水設備であるＳＡ用海水ピット，海水引込み

緊急用海水系は，緊急用海水ポンプにて非常用取水設備であるＳＡ用海水ピット，海水交換器ユニット用）により熱交換器ユニットに海水を送水することで，残留熱除去系熱交換器で管，ＳＡ用海水ピット取水塔，緊急用海水取水管及び緊急用海水ポンプピットを通じて海水を取引込み管，ＳＡ用海水ピット取水塔，緊急用海水取水管及び緊急用海水ポンプピットを通発生した熱を最終的な熱の逃がし場である海へ輸送できる設計とする。

水し，緊急用海水ポンプ出口に設置される緊急用海水系ストレーナにより異物を除去し，残留熱じて海水を取水し，緊急用海水ポンプ出口に設置される緊急用海水系ストレーナにより異除去系熱交換器に海水を送水することで，残留熱除去系熱交換器で発生した熱を最終的な熱の逃物を除去し，残留熱除去系熱交換器に海水を送水することで，残留熱除去系熱交換器で発がし場である海へ輸送できる設計とする。

生した熱を最終的な熱の逃がし場である海へ輸送できる設計とする。

1

下線：先行 BWR との差異

柏崎発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５０条 】（本文）柏崎原子力発電所 ６／７号炉（本文）東海第二発電所（最新）

東海第二発電所（最新）
主要な設備は，以下のとおりとする。
・代替循環冷却系ポンプ
・残留熱除去系熱交換器
・残留熱除去系海水系ポンプ
・残留熱除去系海水系ストレーナ
・緊急用海水ポンプ
・緊急用海水系ストレーナ・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）
・常設代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）
・代替所内電気設備（10.2 代替電源設備）
・燃料給油設備（10.2 代替電源設備）
代替循環冷却系の流路として，残留熱除去系の配管，弁，ストレーナ及びポンプ並びに格
納容器スプレイ・ヘッダ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及び原子炉格納容器を重大事故等対処
設備として使用する。

(b) 格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱(b) 格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱

炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器の過圧破損を防止するための重大

炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器の過圧破損を防止するための重大事故等対処設備として，格納容器圧力逃がし装置は，原子炉格納容器内雰囲気ガスを不活性ガス

事故等対処設備として，格納容器圧力逃がし装置は，原子炉格納容器内雰囲気ガスを不活性ガス(2) 格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱
炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器の過圧破損を防止するための重大事故等対処設備として，格納容器圧力逃がし装置を使用する。

系等を経由して，フィルタ装置及びよう素フィルタへ導き，放射性物質を低減させた後に原子炉系及び耐圧強化ベント系を経由して，フィルタ装置へ導き，放射性物質を低減させた後に原子炉格納容器圧力逃がし装置は，フィルタ装置（フィルタ容器，スクラビング水，金属フィル

建屋屋上に設ける放出口から排出することで，排気中に含まれる放射性物質の環境への放出量を建屋原子炉棟屋上に設ける放出口から排出することで，排気中に含まれる放射性物質の環境への

タ，よう素除去部），圧力開放板，配管・弁類，計測制御装置等で構成し，原子炉格納容器低減しつつ，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下できる設計とする。

放出量を低減しつつ，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下できる設計とする。

内雰囲気ガスを不活性ガス系及び耐圧強化ベント系を経由して，フィルタ装置へ導き，放射性物質を低減させた後に原子炉建屋原子炉棟屋上に設ける放出口から排出することで，排気中に含まれる放射性物質の環境への放出量を低減しつつ，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下できる設計とする。

フィルタ装置は，排気中に含まれる粒子状放射性物質及びガス状の無機よう素を除去し，よう素フィルタは，排気中に含まれる有機よう素を除去できる設計とする。

フィルタ装置は，排気中に含まれる粒子状放射性物質，ガス状の無機よう素及び有機よう素をフィルタ装置は，排気中に含まれる粒子状放射性物質，ガス状の無機よう素及び有機よう素を除去できる設計とする。

除去できる設計とする。

本系統はサプレッション・チェンバ及びドライウェルと接続し，いずれからも排気できる設計

本系統はサプレッション・チェンバ及びドライウェルと接続し，いずれからも排気できる設計

本系統はサプレッション・チェンバ及びドライウェルと接続し，いずれからも排気できとする。サプレッション・チェンバ側からの排気ではサプレッション・チェンバの水面からの高とする。サプレッション・チェンバ側からの排気ではサプレッション・チェンバの水面からの高る設計とする。サプレッション・チェンバ側からの排気ではサプレッション・チェンバの水さを確保し，ドライウェル側からの排気では，ダイヤフラム・フロア面からの高さを確保するとさを確保し，ドライウェル側からの排気では，ドライウェル床面からの高さを確保するとともに面からの高さを確保し，ドライウェル側からの排気では，ドライウェル床面からの高さをともに有効燃料棒頂部よりも高い位置に接続箇所を設けることで長期的にも溶融炉心及び水没

燃料有効長頂部よりも高い位置に接続箇所を設けることで長期的にも溶融炉心及び水没の悪影確保する設計とする。

の悪影響を受けない設計とする。

響を受けない設計とする。

格納容器圧力逃がし装置は，排気中に含まれる可燃性ガスによる爆発を防ぐため，系統内を不格納容器圧力逃がし装置は，排気中に含まれる可燃性ガスによる爆発を防ぐため，系統内を不格納容器圧力逃がし装置は，排気中に含まれる可燃性ガスによる爆発を防ぐため，系統

活性ガス（窒素ガス）で置換した状態で待機させ，使用後においても不活性ガスで置換できる設

活性ガス（窒素）で置換した状態で待機させ，不活性ガスで置換できる設計とするとともに，系内を不活性ガス（窒素）で置換した状態で待機させ，不活性ガスで置換できる設計とすると計とするとともに，系統内に可燃性ガスが蓄積する可能性のある箇所にはバイパスラインを設

統内に可燃性ガスが蓄積する可能性のある箇所にはベントラインを設け，可燃性ガスを排出できともに，系統内に可燃性ガスが蓄積する可能性のある箇所にはベントラインを設け，可燃

け，可燃性ガスを連続して排出できる設計とすることで，系統内で水素濃度及び酸素濃度が可燃る設計とすることで，系統内で水素濃度及び酸素濃度が可燃領域に達することを防止できる設計

性ガスを排出できる設計とすることで，系統内で水素濃度及び酸素濃度が可燃領域に達す

領域に達することを防止できる設計とする。

とする。

ることを防止できる設計とする。

2

下線：先行 BWR との差異

柏崎発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５０条 】（本文）柏崎原子力発電所 ６／７号炉（本文）東海第二発電所（最新）

格納容器圧力逃がし装置は，他の発電用原子炉とは共用しない設計とする。また，格納容器圧

格納容器圧力逃がし装置は，他の発電用原子炉施設とは共用しない設計とする。また，格納容

格納容器圧力逃がし装置は，他の発電用原子炉施設とは共用しない設計とする。また，格

力逃がし装置と他の系統・機器を隔離する弁は直列で 2 弁設置し，格納容器圧力逃がし装置と他器圧力逃がし装置と他の系統・機器を隔離する弁は直列で 2 個設置し，格納容器圧力逃がし装置

納容器圧力逃がし装置と他の系統・機器を隔離する弁は直列で 2 個設置し，格納容器圧力の系統・機器を確実に隔離することで，悪影響を及ぼさない設計とする。

と他の系統・機器を確実に隔離することで，悪影響を及ぼさない設計とする。

逃がし装置と他の系統・機器を確実に隔離することで，悪影響を及ぼさない設計とする。

東海第二発電所（最新）

格納容器圧力逃がし装置の使用後に再度，代替格納容器スプレイ冷却系等により原子炉格納容

格納容器圧力逃がし装置の使用に際しては，代替格納容器スプレイ冷却系等による原子炉格納格納容器圧力逃がし装置の使用に際しては，代替格納容器スプレイ冷却系等による原子器内にスプレイする場合は，原子炉格納容器が負圧とならないよう，原子炉格納容器が規定の圧容器内へのスプレイは停止する運用としており，原子炉格納容器が負圧とならない。仮に，原子炉格納容器内へのスプレイは停止する運用としており，原子炉格納容器が負圧とならない。

力に達した場合には，スプレイを停止する運用とする。

炉格納容器内にスプレイする場合においても，原子炉格納容器内圧力が規定の圧力まで減圧した

仮に，原子炉格納容器内にスプレイする場合においても，原子炉格納容器内圧力が規定の場合には，原子炉格納容器内へのスプレイを停止する運用とする。また，格納容器圧力逃がし装圧力まで減圧した場合には，原子炉格納容器内へのスプレイを停止する運用とする。また，

置使用後においても，可燃性ガスによる爆発及び格納容器の負圧破損を防止するために，可搬型

格納容器圧力逃がし装置使用後においても，可燃性ガスによる爆発及び格納容器の負圧破

窒素供給装置である窒素供給装置及び窒素供給装置用電源車を用いて格納容器内に不活性ガス損を防止するために，可搬型窒素供給装置である窒素供給装置及び窒素供給装置用電源車（窒素）の供給が可能な設計とする。

を用いて格納容器内に不活性ガス（窒素）の供給が可能な設計とする。

格納容器圧力逃がし装置使用時の排出経路に設置される隔離弁は，遠隔手動弁操作設備によって人力による操作が可能な設計とする。
遠隔手動弁操作設備の操作場所は，原子炉建屋内の原子炉区域外とし，必要に応じて遮蔽材を配置することで，放射線防護を考慮した設計とする

格納容器圧力逃がし装置使用時の排出経路に設置される隔離弁は，遠隔人力操作機構によって格納容器圧力逃がし装置使用時の排出経路に設置される隔離弁は，遠隔人力操作機構によって人力による操作が可能な設計とする。

人力による操作が可能な設計とする。
遠隔人力操作機構の操作場所は，原子炉建屋原子炉棟外とし，第二弁及び第二弁バイパス弁の遠隔人力操作機構の操作場所は，原子炉建屋原子炉棟外とし，第二弁及び第二弁バイパ操作を行う第二弁操作室は，必要な要員を収容可能な遮蔽体に囲まれた空間とし，第二弁操作室

ス弁の操作を行う第二弁操作室は，必要な要員を収容可能な遮蔽体に囲まれた空間とし，空気ボンベユニット（空気ボンベ）にて正圧化することにより外気の流入を一定時間遮断するこ

第二弁操作室空気ボンベユニット（空気ボンベ）にて正圧化することにより外気の流入をとで，放射線防護を考慮した設計とする。

一定時間遮断することで，放射線防護を考慮した設計とする。

また，排出経路に設置される隔離弁のうち空気作動弁については，原子炉建屋内の原子炉区域外への遠隔空気駆動弁操作用ボンベの設置に加え必要に応じて遮蔽材を設置し，離れた場所から遠隔空気駆動弁操作設備の配管を経由して高圧窒素ガスを供給することにより，容易かつ確実に操作が可能な設計とする。
また，排出経路に設置される隔離弁のうち電動弁については，常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電により，中央制御室から操作が可能な設計とする。
系統内に設けるラプチャーディスクは，格納容器圧力逃がし装置の使用の妨げにならないよう，原子炉格納容器からの排気圧力と比較して十分に低い圧力で破裂する設計とする。

排出経路に設置される隔離弁の電動弁については，常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流
電源設備からの給電により，中央制御室から操作が可能な設計とする。
系統内に設ける圧力開放板は，格納容器圧力逃がし装置の使用の妨げにならないよう，原子炉
格納容器からの排気圧力と比較して十分に低い圧力で破裂する設計とする。

排出経路に設置される隔離弁の電動弁については，常設代替交流電源設備又は可搬型代
替交流電源設備からの給電により，中央制御室から操作が可能な設計とする。
系統内に設ける圧力開放板は，格納容器圧力逃がし装置の使用の妨げにならないよう，
原子炉格納容器からの排気圧力と比較して十分に低い圧力で破裂する設計とする。

格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置等の周囲には遮蔽体を設け，格納容器圧力逃がし装置

格納容器圧力逃がし装置は，格納容器圧力逃がし装置格納槽（地下埋設）内に設置し，フィル

格納容器圧力逃がし装置は，格納容器圧力逃がし装置格納槽（地下埋設）内に設置し，フの使用時に本系統内に蓄積される放射性物質から放出される放射線から作業員を防護する設計

タ装置等の周囲には遮蔽体を設け，格納容器圧力逃がし装置の使用時に本系統内に蓄積される放ィルタ装置等の周囲には遮蔽体を設け，格納容器圧力逃がし装置の使用時に本系統内に蓄とする。

射性物質から放出される放射線から作業員を防護する設計とする。

積される放射性物質から放出される放射線から作業員を防護する設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・フィルタ装置・第二弁操作室遮蔽・第二弁操作室空気ボンベユニット（空気ボンベ）
・第二弁操作室差圧計・遠隔人力操作機構
・圧力開放板・窒素供給装置（9.9 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）
・窒素供給装置用電源車（9.9 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）

3下線：先行 BWR との差異

柏崎発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５０条 】（本文）柏崎原子力発電所 ６／７号炉（本文）東海第二発電所（最新）

東海第二発電所（最新）・常設代替交流電源設備（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）
・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）
・代替所内電気設備（10.2 代替電源設備）
・燃料給油設備（10.2 代替電源設備）
本系統の流路として，不活性ガス系，耐圧強化ベント系及び格納容器圧力逃がし装置の配管及び弁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格納容器（サプレッション・チェンバ含む）を重大事故等対処設備として使用する。
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。
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給設備」に記載する。
窒素供給装置及び窒素供給装置用電源車については，「9.9 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」に記載する。
原子炉格納容器（サプレッション・チェンバ含む）については，「9.1 原子炉格納施設」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，常設代替直流電源設備，可搬型代替直流電源設備，代替所内電気設備及び燃料給油設備については，「10.2 代替電源設備」に記載する。
残留熱除去系については，「5.4 残留熱除去系」に記載する。
残留熱除去系海水系については，「5.6.1.2 残留熱除去系海水系」に記載する。

9.7.2.1 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。
代替循環冷却系及び格納容器圧力逃がし装置は，共通要因によって同時に機能を損なわないよ

代替循環冷却系及び格納容器圧力逃がし装置は，共通要因によって同時に機能を損なわないよ

代替循環冷却系及び格納容器圧力逃がし装置は，共通要因によって同時に機能を損なわなう，原理の異なる冷却及び原子炉格納容器内の減圧手段を用いることで多様性を有する設計とすう，原理の異なる冷却及び原子炉格納容器内の減圧手段を用いることで多様性を有する設計とすいよう，原理の異なる冷却及び原子炉格納容器内の減圧手段を用いることで多様性を有するる。

る。

設計とする。

代替循環冷却系及び格納容器圧力逃がし装置は，非常用交流電源設備に対して多様性を有する

代替循環冷却系は，非常用交流電源設備に対して多様性を有する常設代替交流電源設備からの代替循環冷却系は，非常用交流電源設備に対して多様性を有する常設代替交流電源設備か

常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電により駆動できる設計とする。ま

給電により駆動できる設計とする。また，格納容器圧力逃がし装置は，非常用交流電源設備に対らの給電により駆動できる設計とする。また，格納容器圧力逃がし装置は，非常用交流電源設

た，格納容器圧力逃がし装置は，人力により排出経路に設置される隔離弁を操作できる設計とす

して多様性を有する常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電により駆動備に対して多様性を有する常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電にることで，代替循環冷却系に対して駆動源の多様性を有する設計とする。

できる設計とする。

より駆動できる設計とする。

格納容器圧力逃がし装置は，人力により排出経路に設置される隔離弁を操作できる設計とする
ことで，代替循環冷却系に対して駆動源の多様性を有する設計とする。

格納容器圧力逃がし装置は，人力により排出経路に設置される隔離弁を操作できる設計とすることで，代替循環冷却系に対して駆動源の多様性を有する設計とする。

代替循環冷却系に使用する代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交

代替循環冷却系の代替循環冷却系ポンプ，残留熱除去系熱交換器及びサプレッション・チェン

代替循環冷却系の代替循環冷却系ポンプ，残留熱除去系熱交換器及びサプレッション・チェ

換器ユニット用）は，格納容器圧力逃がし装置から離れた屋外に分散して保管することで，格納バは原子炉建屋原子炉棟内に設置し，格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置は原子炉建屋近傍

ンバは原子炉建屋原子炉棟内に設置し，格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置は原子炉建の格納容器圧力逃がし装置格納槽（地下埋設）に，第二弁操作室遮蔽，第二弁操作室空気ボンベ

屋近傍の格納容器圧力逃がし装置格納槽（地下埋設）に，第二弁操作室遮蔽，第二弁操作室空4

下線：先行 BWR との差異

柏崎発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５０条 】（本文）柏崎原子力発電所 ６／７号炉（本文）東海第二発電所（最新）

東海第二発電所（最新）

容器圧力逃がし装置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ユニット（空気ボンベ）及び第二弁操作室差圧計は原子炉建屋付属棟に，圧力開放板は原子炉建

気ボンベユニット（空気ボンベ）及び第二弁操作室差圧計は原子炉建屋付属棟に，圧力開放板

する。

屋近傍の屋外に設置することで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

は原子炉建屋近傍の屋外に設置することで共通要因によって同時に機能を損なわないよう位る設計とする。

置的分散を図る設計とする。

熱交換器ユニットの接続口は，共通要因によって接続できなくなることを防止するため，互いに異なる複数箇所に設置し，かつ格納容器圧力逃がし装置との離隔を考慮した設計とする。
代替循環冷却系の復水移送ポンプは廃棄物処理建屋内に，残留熱除去系熱交換器及びサプレッ
ション・チェンバは原子炉建屋内に設置し，格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置及びよう素
フィルタ並びにラプチャーディスクは原子炉建屋近傍の屋外に設置することで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。
代替循環冷却系と格納容器圧力逃がし装置は，共通要因によって同時に機能を損なわないよう，流路を分離することで独立性を有する設計とする。

代替循環冷却系と格納容器圧力逃がし装置は，共通要因によって同時に機能を損なわないよう，流路を分離することで独立性を有する設計とする。

代替循環冷却系と格納容器圧力逃がし装置は，共通要因によって同時に機能を損なわない
よう，流路を分離することで独立性を有する設計とする。

これらの多様性及び流路の独立性並びに位置的分散によって，代替循環冷却系と格納容器圧力

これらの多様性及び流路の独立性並びに位置的分散によって，代替循環冷却系と格納容器圧力

これらの多様性及び流路の独立性並びに位置的分散によって，代替循環冷却系と格納容器逃がし装置は，互いに重大事故等対処設備として，可能な限りの独立性を有する設計とする。

逃がし装置は，互いに重大事故等対処設備として，可能な限りの独立性を有する設計とする。

圧力逃がし装置は，互いに重大事故等対処設備として，可能な限りの独立性を有する設計とす

電源設備の多様性，位置的分散については，ヌ，(2)，(ⅳ) 代替電源設備に記載する。

電源設備の多様性，位置的分散については，「ヌ(2)(ⅳ) 代替電源設備」に記載する。

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。

9.7.2.2 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。
代替循環冷却系は，通常時は弁により他の系統と隔離し，重大事故等時に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。また，サプレッション・チェンバのプール水に含まれる放射性物質の系外放出を防止するため，代替循環冷却系は閉ループにて構成する設計とする。
格納容器圧力逃がし装置は，通常時は弁により他の系統と隔離し，重大事故等時に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。また，格納容器圧力逃がし装置は，重大事故等時の排出経路と換気空調系，原子炉建屋ガス処理系及び耐圧強化ベント系の他系統及び機器との間に隔離弁を直列に 2 個設置
し，格納容器圧力逃がし装置使用時に確実に隔離することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
第二弁操作室遮蔽，第二弁操作室空気ボンベユニット（空気ボンベ）及び第二弁操作室差圧計は，通常時は使用しない設備であり，他の設備から独立して単独で使用可能なことにより他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。また，第二弁操作室空気ボンベユニット（空気ボンベ）は，転倒のおそれがないよう固定して保管することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

9.7.2.3 容量等
基本方針については，「1.1.7.2 容量等」に示す。

5

下線：先行 BWR との差異

柏崎発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５０条 】（本文）柏崎原子力発電所 ６／７号炉（本文）東海第二発電所（最新）

東海第二発電所（最新）
代替循環冷却系は，2 系統設置し，代替循環冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱に使用する。各々の代替循環冷却系ポンプは，原子炉格納容器の過圧破損防止に必要となる原子炉圧力容器及び原子炉格納容器に注水可能なポンプ容量を有する設計とする。
代替循環冷却系の残留熱除去系熱交換器は，設計基準事故対処設備の残留熱除去系と兼用しており，設計基準事故対処設備としての伝熱容量が，炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器の破損を防止するために必要な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。
また，緊急用海水系からの冷却水の供給により使用する場合は，炉心の著しい損傷が発生した場合において，緊急用海水系での圧力損失を考慮しても原子炉格納容器の破損を防止するために必要な伝熱容量を有する設計とする。

格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置は，想定される重大事故等時において，原子炉格納容器内を減圧させるため，原子炉格納容器内で発生する蒸気量に対して，格納容器圧力逃がし
装置での圧力損失を考慮しても十分な排出流量を有する設計とする。

フィルタ装置は，想定される重大事故等時において，粒子状放射性物質に対する除去効率が99.9％以上確保できる設計とする。また，スクラビング水の待機時の薬物添加濃度は，想定される重大事故等時のスクラビング水のｐＨ値の低下を考慮しても，無機よう素に対する除去
効率が 99％以上確保できるｐＨ値を維持できる設計とする。フィルタ装置のスクラビング水は，補給による水位の確保及びサプレッション・チェンバへの移送が可能な設計とする。フィルタ装置の金属フィルタは，想定される重大事故等時において，金属フィルタに流入するエア
ロゾル量に対して十分な容量を有する設計とする。
フィルタ装置のよう素除去部の銀ゼオライト吸着層は，想定される排気ガスの流量に対して，有機よう素に対する除去効率が 98％以上となるために必要な排気ガス滞留時間を確保できる吸着層の厚さ及び有効面積を有する設計とする。
圧力開放板は，格納容器圧力逃がし装置の使用の妨げにならないよう，原子炉格納容器からの排気圧力と比較して十分に低い圧力で破裂する設計とする。
第二弁操作室空気ボンベユニット（空気ボンベ）は，炉心の著しい損傷時においても，現場において，人力で第二弁又は第二弁バイパス弁の操作が可能なよう第二弁操作室を正圧化することにより操作員の放射線防護に必要な容量を有するものを 1 セット 19 本使用する。保有数は，1 セット 19 本に加えて，故障時及び保守点検による待機除外時の予備として 5 本の合計 24 本を保管する。
第二弁操作室差圧計は，第二弁操作室と周囲の差圧の基準値を上回る範囲の測定が可能な設計とする。

9.7.2.4 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。

6

下線：先行 BWR との差異

柏崎発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５０条 】（本文）柏崎原子力発電所 ６／７号炉（本文）東海第二発電所（最新）

東海第二発電所（最新）
代替循環冷却系の代替循環冷却系ポンプ及び残留熱除去系熱交換器は，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。
代替循環冷却系ポンプの操作，代替循環冷却系の系統構成に必要な弁の操作及び代替循環
冷却系運転後における弁の操作は，想定される重大事故等時において，配管等の周囲の線量を考慮して，中央制御室で可能な設計とする。
代替循環冷却系運転後における配管等の周囲の線量低減のため，フラッシングが可能な設計とする。

格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置は，原子炉建屋近傍の格納容器圧力逃がし装置格
納槽（地下埋設）に，遠隔人力操作機構（操作部を除く）は，原子炉建屋原子炉棟内に，遠隔人力操作機構（操作部），第二弁操作室遮蔽，第二弁操作室空気ボンベユニット（空気ボンベ）
及び第二弁操作室差圧計は，原子炉建屋付属棟内に，圧力開放板は，原子炉建屋近傍の屋外に設置し，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。
格納容器圧力逃がし装置の排出経路に設置される隔離弁は，中央制御室から操作が可能な設計とする。また，排出経路に設置されるこれらの隔離弁の遠隔人力操作機構の操作部を原子
炉建屋原子炉棟外へ設け，必要に応じた遮蔽の設置並びに第二弁操作室遮蔽，第二弁操作室空気ボンベユニット（空気ボンベ）及び第二弁操作室差圧計を設置することにより，想定される重大事故等時において，離れた場所から人力で容易かつ確実に手動操作が可能な設計とする。
格納容器圧力逃がし装置は，フィルタ装置の周囲及び必要に応じて配管等の周囲に遮蔽体を設けることで，格納容器圧力逃がし装置格納槽内で実施するスクラビング水の補給操作及びサプレッション・チェンバへの移送操作が可能な設計とする。

9.7.2.5 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。
代替循環冷却系は，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弁操作等により速やかに切り替えられる設計とする。
代替循環冷却系ポンプ及び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操作が可能な設計とする。また，代替循環冷却系の運転中に残留熱除去系ストレーナが閉塞した場
合においては，逆洗操作が可能な設計とする。
格納容器圧力逃がし装置は，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弁操
作等により速やかに切り替えられる設計とする。
格納容器圧力逃がし装置使用時の排出経路に設置される隔離弁は，中央制御室の操作スイッチにより操作が可能な設計とし，また，炉心の著しい損傷が発生した場合において，現場において人力で弁の操作ができるよう，遠隔人力操作機構を設置する。
遠隔人力操作機構の操作場所は，原子炉建屋原子炉棟外とし，第二弁及び第二弁バイパス弁の操作を行う第二弁操作室は，必要な要員を収容可能な遮蔽に囲まれた空間とし，第二弁操作
室空気ボンベユニット（空気ボンベ）にて正圧化することにより外気の流入を一定時間遮断す

7下線：先行 BWR との差異

柏崎発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５０条 】（本文）柏崎原子力発電所 ６／７号炉（本文）東海第二発電所（最新）

東海第二発電所（最新）ることで，格納容器圧力逃がし装置を使用する際のプルームの影響による操作員の被ばくを低減する設計とすることで，容易かつ確実に人力による操作が可能な設計とする。

9.7.3 主要設備及び仕様
原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備の主要機器仕様を第 9.7－1 表に示す。

9.7.4 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。
代替循環冷却系は，発電用原子炉の運転中又は停止中に弁の開閉動作の確認が可能な設計とする。また，代替循環冷却系ポンプ及び残留熱除去系熱交換器は，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。
格納容器圧力逃がし装置は，発電用原子炉の停止中に排出経路の隔離弁の開閉動作及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置は，発電用原子炉の停止中に内部構造物の外観の確認が可能な設計とする。また，よう素除去部は，発電用原子炉の停止中に内部に設置されている銀ゼオライト試験片を用いた性能の確認が可能な設計とする。
圧力開放板は，発電用原子炉の停止中に取替えが可能な設計とする。
第二弁操作室空気ボンベユニット（空気ボンベ）及び第二弁操作室差圧計は，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計とする。また，第二弁操作室空気ボンベユニッ
ト（空気ボンベ）及び第二弁操作室差圧計は，発電用原子炉の停止中に機能・性能の確認が可能な設計とする。

第 9.7－1 表 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備の主要機器仕様［常設重大事故等対処設備］［常設重大事故等対処設備］

代替循環冷却系

代替循環冷却系

復水移送ポンプ

代替循環冷却系ポンプ（ホ,(3),(ⅱ),b.他と兼用）（「ホ(3)(ⅱ)ｂ．(c) 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(1) 代替循環冷却系
ａ．代替循環冷却系ポンプ備」及び「リ(3)(ⅱ)ｃ．原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備」と兼用）兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備

台

数

1（予備 1）

台

数

容

量

約 250m３／h

容量

約 250m３／h

約 120m

全程

約 120m

全 揚 程
残留熱除去系熱交換器

残留熱除去系熱交換器（ホ,(4),(ⅰ),b.と兼用）（「ホ(4)(ⅰ) 残留熱除去系」他と兼用）

基

数

伝熱容量

1
約 8.1MW揚1（予備 1）ｂ．残留熱除去系熱交換器「5.4 残留熱除去系」に記載する。

残留熱除去系
残留熱除去海水系ポンプ

ｃ．残留熱除去系海水系ポンプ（「ホ(4)(ⅰ) 残留熱除去系」他と兼用）「5.4 残留熱除去系」に記載する。

残留熱除去海水系ストレーナ

ｄ．残留熱除去系海水系ストレーナ

8下線：先行 BWR との差異

柏崎発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５０条 】（本文）柏崎原子力発電所 ６／７号炉（本文）東海第二発電所（最新）（「ホ(4)(ⅰ) 残留熱除去系」他と兼用）

東海第二発電所（最新）「5.4 残留熱除去系」に記載する。

緊急用海水系(3) 緊急用海水系

緊急用海水ポンプ

ａ．緊急用海水ポンプ（「ホ(4)(ⅵ) 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備」他と兼用）

第 5.10－1 表 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備の主要機器仕様に記載する。

緊急用海水系ストレーナ

ｂ．緊急用海水系ストレーナ（「ホ(4)(ⅵ) 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備」他と兼用）

第 5.10－1 表 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備の主要機器仕様に記載する。

格納容器圧力逃がし装置

格納容器圧力逃がし装置(2) 格納容器圧力逃がし装置（「最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備」，及び「水素爆発による原子炉格納容器の破損（「ホ(4)(ⅵ) 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備」及び「リ(3)(ⅱ)ｄ．水素爆発にを防止するための設備」と兼用）

よる原子炉格納容器の破損を防止するための設備」と兼用）

フィルタ装置フィルタ装置ａ．フィルタ装置
兼用する設備は以下のとおり。
・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
・水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備

個数

系統設計流量1個

1個

約 31.6kg/s

系統設計流量

約 13.4kg／s

系統設計流量放射性物質除去効率

99.9％以上（粒子状放射性物質に対して）

放射性物質除去効率

放射性物質除去効率 99.9%以上（粒子状放射性物質及び無機よう素に対して）

数

よう素フィルタ個数

系統設計流量数1
約 13.4kg／s
99.9％以上（粒子状放射性物質に対して）99％以上（無機よう素に対して）99％以上（無機よう素に対して）
2
約 15.8kg/s（1 基あたりの設計流量）

98％以上（有機よう素に対して）98％以上（有機よう素に対して）

放射性物質除去効率 98%以上（有機よう素に対して）

材料

スクラビング水金属フィルタステンレス鋼ｂ．第二弁操作室遮蔽

第二弁操作室遮蔽（「チ(1)(ⅳ)ｂ．格納容器圧力逃がし装置第二弁操作室遮蔽」他と兼用）

第 8.3－4 表 遮蔽設備（重大事故等時）の設備仕様に記載する。
ｃ．第二弁操作室空気ボンベユニット（空気ボンベ）
第 8.2－3 表 換気空調設備（重大事故等時）（可搬型）設備仕様に記載する。

第二弁操作室差圧計

ｄ．第二弁操作室差圧計（「チ(1)(ⅴ)ｃ．第二弁操作室空気ボンベユニット（空気ボンベ）」他と兼用）

個
ラプチャーディスク個数

設定破裂圧力

数

個

4

数

4

ｆ．圧力開放板

圧力開放板
2

個

約 100kPa[gage]

設定破裂圧力［可搬型重大事故等対処設備］

第 8.2－2 表 換気空調設備（重大事故等時）の設備仕様に記載する。
ｅ．遠隔人力操作機構

遠隔人力操作機構

数

1個

約 0.08MPa［gage］

設定破裂圧力［可搬型重大事故等対処設備］
第二弁操作室空気ボンベユニット（空気ボンベ）

9

数

1
約 0.08MPa［gage］

下線：先行 BWR との差異

柏崎発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５０条 】（本文）柏崎原子力発電所 ６／７号炉（本文）東海第二発電所（最新）

東海第二発電所（最新）（「チ(1)(ⅴ)ｃ．第二弁操作室空気ボンベユニット（空気ボンベ）」他と兼用）
窒素供給装置ｇ．窒素供給装置（「リ(3)(ⅱ)ｄ．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」他と兼用）

第 9.9－1 表 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の主要機器仕様に記載する。

ｈ．窒素供給装置用電源車

窒素供給装置用電源車（「リ(3)(ⅱ)ｄ．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」と兼用）

第 9.9－1 表 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の主要機器仕様に記載する。

可搬型代替注水中型ポンプ（「ニ(3)(ⅱ) 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備」他と兼用）
可搬型代替注水大型ポンプ（「ニ(3)(ⅱ) 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備」他と兼用）

熱交換器ユニット（6 号及び 7 号炉共用）（ホ,(4),(ⅴ),b.他と兼用）
大容量送水車（熱交換器ユニット用）（6 号及び 7 号炉共用）（ホ,(4),(ⅴ),b.他と兼用）

10下線：先行 BWR との差異

柏崎発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５０条 】（本文）柏崎原子力発電所 ６／７号炉（本文）東海第二発電所（最新）

東海第二発電所（最新）

屋外（西側）

原子炉建屋原子炉棟
ＡＯ

屋外（東側）

ＡＯ
原子炉隔離時
冷却系より

MO

MO

MO

MO MO
MO

MO

MO
MO

MO

MO
NO

NO

MO

MO

NO

NO

MO

NO
MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝ･ﾁｪﾝﾊﾞ
*1

*1

MO

MO
MO

MO

MO

MO

MO

補給水系より

可搬型代替注水接続口 大型ポンプ

補給水系より

MO

MO

*2

残留熱
除去系
ポンプ(B)
代替循環冷却系ポンプ(B)

残留熱除去系
ポンプ(A)

MO

MO

MO

代替循環冷却系ポンプ(A)

MO

MO

MO

MO

MO

残留熱除去系
熱交換器(A)

MO

MO

残留熱除去系
熱交換器(B)MO*2

代替残留熱除去系
海水系A系東側接続口
残留熱除去系
海水系ストレーナ(A)
残留熱除去系
海水系ポンプ(A),(C)

MO

MO

MO
MO

代替残留熱除去系
海水系西側接続口

海へ

MO

緊急用海水系
ストレーナ
緊急用海水ポンプ(A),(B)
緊急用海水ポンプピット
MO

残留熱除去系
海水系ストレーナ(B)
残留熱除去系
海水系ポンプ(B),(D)

代替循環冷却系Ａ系及び残留熱除去系海水系Ａ系使用時の図を示す。

代替残留熱除去系
海水系B系東側接続口

第 9.7－1 図 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備系統概要図（代替
循環冷却系による原子炉格納容器の減圧及び除熱（原子炉格納容器へのスプレイを実施する場合））

11

下線：先行 BWR との差異

柏崎発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５０条 】（本文）柏崎原子力発電所 ６／７号炉（本文）東海第二発電所（最新）

東海第二発電所（最新）

屋外（西側）

原子炉建屋原子炉棟

屋外（東側）

ＡＯ
原子炉隔離時
冷却系より

NO
MO

MO

MO

MO MO
MO

MO

MO
MO

MO

MO
NO

NO

MO

MO

NO

NO

MO

NO
MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝ･ﾁｪﾝﾊﾞ
*1

*1

MO

MO
MO

MO

MO

MO

MO

補給水系より

可搬型代替注水接続口 大型ポンプ

補給水系より

MO

MO

*2

残留熱
除去系
ポンプ(B)
代替循環冷却系ポンプ(B)

残留熱除去系
ポンプ(A)

MO

*2
MO

MO

代替循環冷却系ポンプ(A)

MO

MO

MO

MO

MO

残留熱除去系
熱交換器(A)

MO

MO

残留熱除去系
熱交換器(B)MO

代替残留熱除去系
海水系A系東側接続口
残留熱除去系
海水系ストレーナ(A)
残留熱除去系
海水系ポンプ(A),(C)

MO

MO

MO
MO

代替残留熱除去系
海水系西側接続口

海へ

MO

緊急用海水系
ストレーナ
緊急用海水ポンプ(A),(B)
緊急用海水ポンプピット
MO

残留熱除去系
海水系ストレーナ(B)
残留熱除去系
海水系ポンプ(B),(D)

代替循環冷却系Ａ系及び残留熱除去系海水系Ａ系使用時の図を示す。

代替残留熱除去系
海水系B系東側接続口

第 9.7－2 図 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備系統概要図（代替
循環冷却系による原子炉格納容器の減圧及び除熱（サプレッション・プール水の除熱を実施する場合））

12

下線：先行 BWR との差異

柏崎発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５０条 】（本文）柏崎原子力発電所 ６／７号炉（本文）東海第二発電所（最新）

東海第二発電所（最新）

屋外（西側）

原子炉建屋原子炉棟

屋外（東側）

ＡＯ
原子炉隔離時
冷却系より

NO
MO

MO

MO

MO MO
MO

MO

MO
MO

MO

MO
NO

NO

MO

MO

NO

NO

MO

NO
MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝ･ﾁｪﾝﾊﾞ
*1

*1

MO

MO
MO

MO

MO

MO

MO

補給水系より

可搬型代替注水接続口 大型ポンプ

補給水系より

MO

MO

*2

残留熱
除去系
ポンプ(B)
代替循環冷却系ポンプ(B)

残留熱除去系
ポンプ(A)

MO

*2
MO

MO

代替循環冷却系ポンプ(A)

MO

MO

MO

MO

MO

残留熱除去系
熱交換器(A)

MO

MO

残留熱除去系
熱交換器(B)MO

代替残留熱除去系
海水系A系東側接続口
残留熱除去系
海水系ストレーナ(A)
残留熱除去系
海水系ポンプ(A),(C)

MO

MO

MO
MO

代替残留熱除去系
海水系西側接続口

海へ

MO

緊急用海水系
ストレーナ
緊急用海水ポンプ(A),(B)
緊急用海水ポンプピット
MO

残留熱除去系
海水系ストレーナ(B)
残留熱除去系
海水系ポンプ(B),(D)

代替循環冷却系Ａ系及び残留熱除去系海水系Ａ系使用時の図を示す。

代替残留熱除去系
海水系B系東側接続口

第 9.7－3 図 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備系統概要図（代替循環冷却系による原子炉格納容器の減圧及び除熱（原子炉圧
力容器への注水及び原子炉格納容器へのスプレイを実施する場
合）
）

13

柏崎発電所／東海第二発電所

下線：先行 BWR との差異

基本設計比較表 【対象項目： 第５０条 】（本文）柏崎原子力発電所 ６／７号炉（本文）東海第二発電所（最新）

東海第二発電所（最新）

第 9.7－4 図 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備系統概要図（格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器の減圧及び除熱）

14

下線：先行 BWR との差異

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

本文比較表 【対象項目： 第５１条 】（本文）東海第二発電所（最新）（本文）柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉（添八）東海第二発電所（最新）

リ 原子炉格納施設の構造及び設備

リ 原子炉格納施設の構造及び設備

9.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備(3) 非常用格納容器保護設備の構造(3) 非常用格納容器保護設備の構造

9.8.1 概要(ⅲ)重大事故等対処設備(ⅱ) 重大事故等対処施設

c. 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備

ｃ．原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備

炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の破損を防止する

炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の破損を防止する

炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の破損を防止するため，溶融し，原子炉格納容器の下部に落下した炉心を冷却するために必要なため，溶融し，原子炉格納容器の下部（以下「ペデスタル（ドライウェル部）」

ため，溶融し，原子炉格納容器の下部（以下「ペデスタル（ドライウェル部）」

重大事故等対処設備を設置及び保管する。

という。
）に落下した炉心を冷却するために必要な重大事故等対処設備を設置及という。
）に落下した炉心を冷却するために必要な重大事故等対処設備を設置

び保管する。

及び保管する。

原子炉格納容器下部に落下した溶融炉心を冷却することで，溶融炉心・コン

ペデスタル（ドライウェル部）に落下した溶融炉心を冷却することで，溶融炉

ペデスタル（ドライウェル部）に落下した溶融炉心を冷却することで，溶融クリート相互作用（MCCI）を抑制し，溶融炉心が原子炉格納容器バウンダリに心・コンクリート相互作用（ＭＣＣＩ）を抑制し，溶融炉心が原子炉格納容器バ

炉心・コンクリート相互作用（ＭＣＣＩ）を抑制し，溶融炉心が原子炉格納容

接触することを防止する。

ウンダリに接触することを防止する。

器バウンダリに接触することを防止する。
ペデスタル（ドライウェル部）の溶融炉心を冷却するための設備の系統概要
図を第 9.8－1 図から第 9.8－2 図に示す。
9.8.2 設計方針

原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備のうち，炉心の著しいペデスタル（ドライウェル部）の溶融炉心を冷却するための設備のうち，炉心ペデスタル（ドライウェル部）の溶融炉心を冷却するための設備のうち，炉損傷が発生した場合において原子炉格納容器の破損を防止できるよう，原子炉の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の破損を防止できるよう，心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の破損を防止できるよ

格納容器下部に落下した溶融炉心の冷却を行うための設備として，格納容器下

ペデスタル（ドライウェル部）に落下した溶融炉心の冷却を行うための設備としう，ペデスタル（ドライウェル部）に落下した溶融炉心の冷却を行うための設

部注水系（常設）及び格納容器下部注水系（可搬型）を設ける。また，溶融炉て，格納容器下部注水系（常設）及び格納容器下部注水系（可搬型）を設ける。

備として，格納容器下部注水系（常設）及び格納容器下部注水系（可搬型）を

心が原子炉格納容器下部へと落下した場合に，ドライウェル高電導度廃液サン

また，溶融炉心がペデスタル（ドライウェル部）に落下するまでに，ペデスタル

設ける。また，溶融炉心がペデスタル（ドライウェル部）に落下するまでに，

プ及びドライウェル低電導度廃液サンプへの溶融炉心の流入を抑制するための（ドライウェル部）にあらかじめ十分な水位を確保し，落下した溶融炉心の冷却ペデスタル（ドライウェル部）にあらかじめ十分な水量を確保し，落下した溶設備として，コリウムシールドを設ける。

が可能な設計とする。なお，格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（ド融炉心の冷却が可能な設計とする。なお，格納容器下部注水系（常設）による

ライウェル部）への注水及び格納容器下部注水系（可搬型）によるペデスタル（ドペデスタル（ドライウェル部）への注水及び格納容器下部注水系（可搬型）に

ライウェル部）への注水と合わせて，溶融炉心が原子炉圧力容器からペデスタル

よるペデスタル（ドライウェル部）への注水と合わせて，溶融炉心が原子炉圧（ドライウェル部）へ落下する場合に，溶融炉心とペデスタル（ドライウェル部）

力容器からペデスタル（ドライウェル部）へ落下する場合に，溶融炉心とペデのコンクリートの相互作用による侵食及び溶融炉心からペデスタル（ドライウ

スタル（ドライウェル部）のコンクリートの相互作用による侵食及び溶融炉心ェル部）のコンクリートへの熱影響を抑制するため，ペデスタル（ドライウェルからペデスタル（ドライウェル部）のコンクリートへの熱影響を抑制するた部）にコリウムシールドを設ける。

め，ペデスタル（ドライウェル部）にコリウムシールドを設ける。

(a)

ペデスタル（ドライウェル部）に落下した溶融炉心の冷却に用いる設備(1) ペデスタル（ドライウェル部）に落下した溶融炉心の冷却に用いる設備(a-1) 格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（ドライウェル部）への注

ａ．格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（ドライウェル部）への注(a) 原子炉格納容器下部に落下した溶融炉心の冷却に用いる設備(a-1) 格納容器下部注水系（常設）による原子炉格納容器下部への注水

水

原子炉格納容器下部に落下した溶融炉心の冷却を行うための重大事故等対処

ペデスタル（ドライウェル部）に落下した溶融炉心の冷却を行うための重大事故設備として，格納容器下部注水系（常設）は，復水移送ポンプにより，復水貯等対処設備として，格納容器下部注水系（常設）は，常設低圧代替注水系ポンプ

蔵槽の水を復水補給水系等を経由して原子炉格納容器下部へ注水し，溶融炉心により，代替淡水貯槽の水を格納容器下部注水系を経由してペデスタル（ドライが落下するまでに原子炉格納容器下部にあらかじめ十分な水位を確保するととウェル部）へ注水し，溶融炉心が落下するまでにペデスタル（ドライウェル部） 計測制御装置等で構成し，常設低圧代替注水系ポンプにより，代替淡水貯槽のもに，落下した溶融炉心を冷却できる設計とする。

にあらかじめ十分な水位を確保するとともに，落下した溶融炉心を冷却できる水を格納容器下部注水系を経由してペデスタル（ドライウェル部）へ注水し，設計とする。

溶融炉心が落下するまでにペデスタル（ドライウェル部）にあらかじめ十分な格納容器下部注水系（常設）は，代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源

水位を確保するとともに，落下した溶融炉心を冷却できる設計とする。

格納容器下部注水系（常設）は，代替所内電気設備を経由した常設代替交流

水

1

ペデスタル（ドライウェル部）に落下した溶融炉心の冷却を行うための重大事故等対処設備として，格納容器下部注水系（常設）を使用する。
格納容器下部注水系（常設）は，常設低圧代替注水系ポンプ，配管・弁類，

下線：先行 BWR との差異

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

本文比較表 【対象項目： 第５１条 】（本文）東海第二発電所（最新）（本文）柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉
電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。

設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。

（添八）東海第二発電所（最新）
格納容器下部注水系（常設）は，代替所内電気設備を経由した常設代替交流
電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。

また，コリウムシールドは，溶融炉心が原子炉格納容器下部へと落下した場合

また，コリウムシールドは，溶融炉心がペデスタル（ドライウェル部）へと落また，コリウムシールドは，溶融炉心がペデスタル（ドライウェル部）へとにおいて，ドライウェル高電導度廃液サンプ及びドライウェル低電導度廃液サ下した場合において，溶融炉心とペデスタル（ドライウェル部）のコンクリート

落下した場合において，溶融炉心とペデスタル（ドライウェル部）のコンクリ

ンプへの溶融炉心の流入を抑制する設計とする。更に格納容器下部注水系（常の相互作用による侵食及び溶融炉心からペデスタル（ドライウェル部）のコンク

ートの相互作用による侵食及び溶融炉心からペデスタル（ドライウェル部）の設）を使用することにより，ドライウェル高電導度廃液サンプ及びドライウェ

リートへの熱影響を抑制する設計とする。

コンクリートへの熱影響を抑制する設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。

ル低電導度廃液サンプのコンクリートの侵食を抑制し，溶融炉心が原子炉格納・常設低圧代替注水系ポンプ

容器バウンダリに接触することを防止できる設計とする。

・コリウムシールド・代替淡水貯槽（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）
・常設代替交流電源設備（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）
・代替所内電気設備（10.2 代替電源設備）
・燃料給油設備（10.2 代替電源設備）
その他，設計基準対象施設である原子炉格納容器を重大事故等対処設備として使用する。
(a-2) 格納容器下部注水系（可搬型）による原子炉格納容器下部への注水(a-2) 格納容器下部注水系（可搬型）によるペデスタル（ドライウェル部）へのｂ．格納容器下部注水系（可搬型）によるペデスタル（ドライウェル部）への注水

注水

原子炉格納容器下部に落下した溶融炉心の冷却を行うための重大事故等対処

ペデスタル（ドライウェル部）に落下した溶融炉心の冷却を行うための重大事故設備として，格納容器下部注水系（可搬型）は，可搬型代替注水ポンプ（A-2

等対処設備として，格納容器下部注水系（可搬型）は，可搬型代替注水中型ポン級）により，代替淡水源の水を復水補給水系を経由して原子炉格納容器下部へプにより，西側淡水貯水設備又は代替淡水源（代替淡水貯槽を除く）の水を格納

格納容器下部注水系（可搬型）は，可搬型代替注水中型ポンプ，配管・ホー

注水し，溶融炉心が落下するまでに原子炉格納容器下部にあらかじめ十分な水容器下部注水系を経由してペデスタル（ドライウェル部）へ注水し，溶融炉心がス・弁類，計測制御装置等で構成し，可搬型代替注水中型ポンプにより，西側位を確保するとともに，落下した溶融炉心を冷却できる設計とする。

落下するまでにペデスタル（ドライウェル部）にあらかじめ十分な水位を確保す

淡水貯水設備又は代替淡水源（代替淡水貯槽を除く）の水を格納容器下部注水るとともに，落下した溶融炉心を冷却できる設計とする。

系を経由してペデスタル（ドライウェル部）へ注水し，溶融炉心が落下するま

ペデスタル（ドライウェル部）に落下した溶融炉心の冷却を行うための重大事故等対処設備として，格納容器下部注水系（可搬型）を使用する。

でにペデスタル（ドライウェル部）にあらかじめ十分な水位を確保するとともに，落下した溶融炉心を冷却できる設計とする。
また，可搬型代替注水大型ポンプにより，代替淡水源（代替淡水貯槽を除く）

また，可搬型代替注水大型ポンプにより，代替淡水源（代替淡水貯槽を含む）の水を格納容器下部注水系を経由してペデスタル（ドライウェル部）へ注水し，の水を格納容器下部注水系を経由してペデスタル（ドライウェル部）へ注水し，溶融炉心が落下するまでにペデスタル（ドライウェル部）にあらかじめ十分な水

溶融炉心が落下するまでにペデスタル（ドライウェル部）にあらかじめ十分な位を確保するとともに，落下した溶融炉心を冷却できる設計とする。

水位を確保するとともに，落下した溶融炉心を冷却できる設計とする。なお，

なお，代替淡水貯槽からも取水できる設計とする。

代替淡水貯槽からも取水できる設計とする。

格納容器下部注水系（可搬型）は，代替淡水源が枯渇した場合において，重格納容器下部注水系（可搬型）は，代替淡水源（代替淡水貯槽を除く）が枯渇し格納容器下部注水系（可搬型）は，西側淡水貯水設備又は代替淡水源（代替

大事故等の収束に必要となる水の供給設備である大容量送水車（海水取水用）

た場合において，重大事故等の収束に必要となる水の供給設備である可搬型代

淡水貯槽を除く）が枯渇した場合において，重大事故等の収束に必要となる水により海を利用できる設計とする。

替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプにより海を利用できる設計との供給設備である可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプにする。

より海を利用できる設計とする。

格納容器下部注水系（可搬型）は，代替所内電気設備を経由した常設代替交

格納容器下部注水系（可搬型）は，代替所内電気設備を経由した常設代替交

流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。ま

流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。ま2

下線：先行 BWR との差異

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

本文比較表 【対象項目： 第５１条 】（本文）東海第二発電所（最新）（本文）柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉（添八）東海第二発電所（最新）た，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，ディーゼルエンジンにより駆動でき

た，可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，空冷式のデる設計とする。

ィーゼルエンジンにより駆動できる設計とする。燃料は，燃料給油設備である
可搬型設備用軽油タンク及びタンクローリにより補給できる設計とする

また，コリウムシールドは，溶融炉心が原子炉格納容器下部へと落下した場

また，コリウムシールドは，溶融炉心がペデスタル（ドライウェル部）へ落下

また，コリウムシールドは，溶融炉心がペデスタル（ドライウェル部）へ落合において，ドライウェル高電導度廃液サンプ及びドライウェル低電導度廃液

した場合において，溶融炉心とペデスタル（ドライウェル部）のコンクリートの下した場合において，溶融炉心とペデスタル（ドライウェル部）のコンクリー

サンプへの溶融炉心の流入を抑制する設計とする。更に格納容器下部注水系

相互作用による侵食及び溶融炉心からペデスタル（ドライウェル部）のコンクリ

トの相互作用による侵食及び溶融炉心からペデスタル（ドライウェル部）のコ（可搬型）を使用することにより，ドライウェル高電導度廃液サンプ及びドラートへの熱影響を抑制できる設計とする。

ンクリートへの熱影響を抑制できる設計とする。

イウェル低電導度廃液サンプのコンクリートの侵食を抑制し，溶融炉心が原子主要な設備は，以下のとおりとする。

炉格納容器バウンダリに接触することを防止できる設計とする。

・可搬型代替注水中型ポンプ
・可搬型代替注水大型ポンプ
・コリウムシールド・西側淡水貯水設備（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）
・代替淡水貯槽（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）
・常設代替交流電源設備（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）
・代替所内電気設備（10.2 代替電源設備）
・燃料給油設備（10.2 代替電源設備）
本系統の流路として，ホース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格納容器（サプレッション・チェンバ含む）を重大事故等対処設備として使用する。

(b) 溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下遅延・防止に用いる設備(b)

溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下遅延・防止に用

いる設備

(2)

溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下遅延・防止に用いる設備(b-1) 低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水(b-1) 低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水

炉心の著しい損傷が発生した場合に溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下を

炉心の著しい損傷が発生した場合に溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の遅延・防止するための重大事故等対処設備として，低圧代替注水系（常設）を

床面への落下を遅延・防止するための重大事故等対処設備として，低圧代替注水ル部）の床面への落下を遅延・防止するための重大事故等対処設備とし使用する。なお，この場合は，ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう系（常設）を使用する。なお，この場合は，ほう酸水注入系による原子炉圧力容て，低圧代替注水系（常設）を使用する。なお，この場合は，ほう酸水注

酸水注入と並行して行う。

器へのほう酸水注入と並行して行う。

入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入と並行して行う。

本系統の詳細については，ホ,(3),(ⅱ),b.(c) 原子炉冷却材圧力バウンダリ低

本系統の詳細については，「ホ(3)(ⅱ)ｂ．(c) 原子炉冷却材圧力バウンダリ

圧時に発電用原子炉を冷却するための設備に記載する。

低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備」に記載する。

(b-2) 低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水(b-2) 低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水

炉心の著しい損傷が発生した場合に溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下

炉心の著しい損傷が発生した場合に溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）のａ．低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水
炉心の著しい損傷が発生した場合に溶融炉心のペデスタル（ドライウェ

本系統の詳細については，「5.9 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備」に記載する。
ｂ．低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水
炉心の著しい損傷が発生した場合に溶融炉心のペデスタル（ドライウェ

を遅延・防止するための重大事故等対処設備として，低圧代替注水系（可搬

床面への落下を遅延・防止するための重大事故等対処設備として，低圧代替注水ル部）の床面への落下を遅延・防止するための重大事故等対処設備とし型）を使用する。なお，この場合は，ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へ

系（可搬型）を使用する。なお，この場合は，ほう酸水注入系による原子炉圧力て，低圧代替注水系（可搬型）を使用する。なお，この場合は，ほう酸水のほう酸水注入と並行して行う。

容器へのほう酸水注入と並行して行う。

注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入と並行して行う。

本系統の詳細については，ホ,(3),(ⅱ),b.(c) 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に記載する。

本系統の詳細については，「ホ(3)(ⅱ)ｂ．(c) 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」に記載する。

3

本系統の詳細については，「5.9 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備」に記載する。

下線：先行 BWR との差異

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

本文比較表 【対象項目： 第５１条 】（本文）柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉(b-3) 高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水（本文）東海第二発電所（最新）(b-3) 高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水（添八）東海第二発電所（最新）
ｃ．高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水
炉心の著しい損傷が発生した場合に溶融炉心のペデスタル（ドライウェ

炉心の著しい損傷が発生した場合に溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下

炉心の著しい損傷が発生した場合に溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）

を遅延・防止するための重大事故等対処設備として，高圧代替注水系を使用すの床面への落下を遅延・防止するための重大事故等対処設備として，高圧代替注ル部）の床面への落下を遅延・防止するための重大事故等対処設備としる。なお，この場合は，ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注

水系を使用する。なお，この場合は，ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのて，高圧代替注水系を使用する。なお，この場合は，ほう酸水注入系によ入と並行して行う。

ほう酸水注入と並行して行う。

る原子炉圧力容器へのほう酸水注入と並行して行う。

本系統の詳細については，ホ,(3),(ⅱ),b.(a) 原子炉冷却材圧力バウンダリ高本系統の詳細については，「ホ(3)(ⅱ)ｂ．(a) 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に記載する。

圧時に発電用原子炉を冷却するための設備」に記載する。
(b-4) 代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水

本系統の詳細については，「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」に記載する。
ｄ．代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水
炉心の著しい損傷が発生した場合に溶融炉心のペデスタル（ドライウェ

炉心の著しい損傷が発生した場合に溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下を遅延・防止するための重大事故等対処設備として，代替循環冷

ル部）の床面への落下を遅延・防止するための重大事故等対処設備とし却系を使用する。なお，この場合は，ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのて，代替循環冷却系を使用する。なお，この場合は，ほう酸水注入系によほう酸水注入と並行して行う。

る原子炉圧力容器へのほう酸水注入と並行して行う。

本系統の詳細については，「リ(3)(ⅱ)ｂ．原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備」に記載する。
(b-4) ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入
炉心の著しい損傷が発生した場合に溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下

本系統の詳細については，「9.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備」に記載する。

(b-5) ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入

ｅ．ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入(b-5) ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入

炉心の著しい損傷が発生した場合に溶融炉心のペデスタル（ドライウェ

を遅延・防止するための重大事故等対処設備として，ほう酸水注入系を使用す

炉心の著しい損傷が発生した場合に溶融炉心のペデスタル（ドライウェル

ル部）の床面への落下を遅延・防止するための重大事故等対処設備としる。なお，この場合は，低圧代替注水系（常設），低圧代替注水系（可搬型）及部）の床面への落下を遅延・防止するための重大事故等対処設備として，ほうて，ほう酸水注入系を使用する。なお，この場合は，低圧代替注水系（常び高圧代替注水系のいずれかによる原子炉圧力容器への注水と並行して行う。

酸水注入系を使用する。なお，この場合は，低圧代替注水系（常設）
，低圧代替

設）
，低圧代替注水系（可搬型），代替循環冷却系及び高圧代替注水系のい注水系（可搬型），代替循環冷却系及び高圧代替注水系のいずれかによる原子炉

ずれかによる原子炉圧力容器への注水と並行して行う。

圧力容器への注水と並行して行う。
本系統の詳細については，ヘ,(5),( ) 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，「ヘ(5)( ) 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。
可搬型代替注水中型ポンプ，可搬型代替注水大型ポンプ，西側淡水貯水設備及び代替淡水貯槽については，「9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備」に記載する。
原子炉格納容器（サプレッション・チェンバ含む）については，「9.1
原子炉格納施設」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，代替所内電気設備及び燃料補給設備については，ヌ,(2),(ⅳ)代替電源設備に記載する。

常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備及び代替所内電気設備につ常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備，代替所内電気設備及びいては，「ヌ(2)(ⅳ) 代替電源設備」に記載する。

燃料給油設備については，「10.2 代替電源設備」に記載する。
9.8.2.1 多重性又は多様性及び独立性，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。

格納容器下部注水系（常設）及び格納容器下部注水系（可搬型）は，共通要

格納容器下部注水系（常設）及び格納容器下部注水系（可搬型）は，共通要因

格納容器下部注水系（常設）及び格納容器下部注水系（可搬型）は，共通要因によって同時に機能を損なわないよう，格納容器下部注水系（常設）の復水によって同時に機能を損なわないよう，格納容器下部注水系（常設）の常設低圧因によって同時に機能を損なわないよう，格納容器下部注水系（常設）の常設

移送ポンプを代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代

代替注水系ポンプを代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備及び可低圧代替注水系ポンプを代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備及替交流電源設備からの給電による電動機駆動とし，格納容器下部注水系（可搬

搬型代替交流電源設備からの給電による電動機駆動とし，格納容器下部注水系

び可搬型代替交流電源設備からの給電による電動機駆動とし，格納容器下部注4

下線：先行 BWR との差異

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

本文比較表 【対象項目： 第５１条 】（本文）東海第二発電所（最新）（添八）東海第二発電所（最新）型）の可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）をディーゼルエンジンによる駆動とす（可搬型）の可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプを空冷

水系（可搬型）の可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプをることで，多様性を有する設計とする。

式のディーゼルエンジンによる駆動とすることで，多様性を有する設計とする。

空冷式のディーゼルエンジンによる駆動とすることで，多様性を有する設計と（本文）柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

する。
格納容器下部注水系（常設）の電動弁は，ハンドルを設けて手動操作を可能と

格納容器下部注水系（常設）の電動弁は，ハンドルを設けて手動操作を可能と

格納容器下部注水系（常設）の電動弁は，ハンドルを設けて手動操作を可能することで，常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電にすることで，常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電にとすることで，常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電よる遠隔操作に対して多様性を有する設計とする。また，格納容器下部注水系

よる遠隔操作に対して多様性を有する設計とする。また，格納容器下部注水系による遠隔操作に対して多様性を有する設計とする。また，格納容器下部注水（常設）の電動弁は，代替所内電気設備を経由して給電する系統において，独（常設）の電動弁は，代替所内電気設備を経由して給電する系統において，独立系（常設）の電動弁は，代替所内電気設備を経由して給電する系統において，立した電路で系統構成することにより，非常用所内電気設備を経由して給電すした電路で系統構成することにより，独立性を有する設計とする。

独立した電路で系統構成することにより，独立性を有する設計とする。

る系統に対して独立性を有する設計とする。
また，格納容器下部注水系（常設）及び格納容器下部注水系（可搬型）の水

また，格納容器下部注水系（可搬型）の可搬型代替注水中型ポンプは，西側淡また，格納容器下部注水系（可搬型）の可搬型代替注水中型ポンプは，西側

源は，それぞれ復水貯蔵槽と代替淡水源とすることで，異なる水源を有する設

水貯槽設備を水源とすることで，代替淡水貯槽を水源とする格納容器下部注水淡水貯槽設備を水源とすることで，代替淡水貯槽を水源とする格納容器下部注計とする。

系（常設）に対して，異なる水源を有する設計とする。

水系（常設）に対して，異なる水源を有する設計とする。

復水移送ポンプは，廃棄物処理建屋内に設置し，可搬型代替注水ポンプ（A-2

常設低圧代替注水系ポンプは，常設低圧代替注水系格納槽内に設置し，可搬型

常設低圧代替注水系ポンプは，常設低圧代替注水系格納槽内に設置し，可搬級）は廃棄物処理建屋から離れた屋外に分散して保管することで，共通要因に

代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは常設低圧代替注水系格納型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは常設低圧代替注水系格

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。

槽から離れた屋外に分散して保管することで，共通要因によって同時に機能を納槽から離れた屋外に分散して保管することで，共通要因によって同時に機能損なわないよう位置的分散を図る設計とする。

を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。

格納容器下部注水系（可搬型）の電動弁は，ハンドルを設けて手動操作を可

格納容器下部注水系（可搬型）の電動弁は，ハンドルを設けて手動操作を可能

格納容器下部注水系（可搬型）の電動弁は，ハンドルを設けて手動操作を可能とすることで，常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給とすることで，常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電能とすることで，常設代替交流電源設備又は可搬型代替交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。また，格納容器下部注による遠隔操作に対して多様性を有する設計とする。また，格納容器下部注水系

電による遠隔操作に対して多様性を有する設計とする。また，格納容器下部注

水系（可搬型）の電動弁は，代替所内電気設備を経由して給電する系統におい（可搬型）の電動弁は，代替所内電気設備を経由して給電する系統において，独水系（可搬型）の電動弁は，代替所内電気設備を経由して給電する系統において，独立した電路で系統構成することにより，非常用所内電気設備を経由して立した電路で系統構成することにより，独立性を有する設計とする。

て，独立した電路で系統構成することにより，独立性を有する設計とする。

給電する系統に対して独立性を有する設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）の接続口は，共通要因によって接続できな

可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプの接続口は，共通

可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプの接続口は，共通

くなることを防止するため，位置的分散を図った複数箇所に設置する設計とす

要因によって接続できなくなることを防止するため，位置的分散を図った複数要因によって接続できなくなることを防止するため，位置的分散を図った複数る。

箇所に設置する設計とする。

箇所に設置する設計とする。

これらの多様性及び系統の独立性並びに位置的分散によって，格納容器下部

ここれらの多様性及び系統の独立性並びに位置的分散によって，格納容器下

これらの多様性及び系統の独立性並びに位置的分散によって，格納容器下部

注水系（常設）及び格納容器下部注水系（可搬型）は，互いに重大事故等対処

部注水系（常設）及び格納容器下部注水系（可搬型）は，互いに重大事故等対処

注水系（常設）及び格納容器下部注水系（可搬型）は，互いに重大事故等対処

設備としての独立性を有する設計とする。

設備としての独立性を有する設計とする。

設備としての独立性を有する設計とする。

電源設備の多重性又は多様性及び独立性，位置的分散についてはヌ,(2),(ⅳ)
代替電源設備に記載する。

電源設備の多重性又は多様性及び独立性，位置的分散については「ヌ(2)(ⅳ)
代替電源設備」に記載する。

電源設備の多重性又は多様性及び独立性，位置的分散については「10.2 代
替電源設備」に記載する。
9.8.2.2 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。
格納容器下部注水系（常設）は，通常時は弁により他の系統と隔離し，重大事故等時に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。
格納容器下部注水系（可搬型）は，通常時は可搬型代替注水中型ポンプ及び

5

下線：先行 BWR との差異

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所（本文）柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

本文比較表 【対象項目： 第５１条 】（本文）東海第二発電所（最新）（添八）東海第二発電所（最新）
可搬型代替注水大型ポンプを接続先の系統と分離して保管し，重大事故等時に接続，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。
可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，治具や輪留め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。
可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，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。
コリウムシールドは，他の設備と独立して設置することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。また，コリウムシールド内に設置する機器ドレン
サンプ及び床ドレンサンプの排水経路は，十分な排水流量を確保することで，原子炉冷却材圧力バウンダリからの原子炉冷却材の漏えい検出機能に対して悪影響を及ぼさない設計とする。
9.8.2.3 容量等
基本方針については，「1.1.7.2 容量等」に示す。
格納容器下部注水系（常設）の常設低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，炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器の破損を防止するために必要な注水流量に対して，ポンプ 2 台の運転により十分な容量を有する設計とする。
常設低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，低圧代替
注水系（常設），代替格納容器スプレイ冷却系（常設），格納容器下部注水系（常設）及び代替燃料プール注入系（常設）としての同時使用を想定し各系統の必要な流量を同時に確保できる容量を有する設計とする。
格納容器下部注水系（可搬型）の可搬型代替注水中型ポンプは，想定される重大事故等時において，ペデスタル（ドライウェル部）に落下した溶融炉心を冷却するために必要な注水流量を有するものを 1 セット 2 台使用する。保有数
は，2 セットで 4 台に加えて，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 1 台の合計 5 台を保管する。
格納容器下部注水系（可搬型）の可搬型代替注水大型ポンプは，想定される重大事故等時において，ペデスタル（ドライウェル部）に落下した溶融炉心を冷却するために必要な注水流量を有するものを 1 セット 1 台使用する。保有数
は，2 セットで 2 台に加えて，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 1 台の合計 3 台を保管する。バックアップについては，同型設備である可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）のバックアップ用 1 台と共用する。
コリウムシールドは，溶融炉心が原子炉圧力容器からペデスタル（ドライウ
ェル部）へ落下する場合に，溶融炉心とペデスタル（ドライウェル部）のコン
クリートの相互作用による侵食及び溶融炉心からペデスタル（ドライウェル
部）のコンクリートへの熱影響を抑制するために必要な厚さ及び高さを有する

6

下線：先行 BWR との差異

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所（本文）柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

本文比較表 【対象項目： 第５１条 】（本文）東海第二発電所（最新）（添八）東海第二発電所（最新）設計とする。
9.8.2.4 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。
格納容器下部注水系（常設）の常設低圧代替注水系ポンプは，常設低圧代替
注水系格納槽内に設置し，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。常設低圧代替注水系ポンプの操作は，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。
格納容器下部注水系（常設）の系統構成に必要な弁の操作は，想定される重大事故等時において，中央制御室から遠隔で可能な設計又は設置場所で可能な設計とする。
また，格納容器下部注水系（常設）は，淡水だけでなく海水も使用できる設計とする。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。
格納容器下部注水系（可搬型）の可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替
注水大型ポンプは，屋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。可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注
水大型ポンプ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。
格納容器下部注水系（可搬型）の系統構成に必要な弁の操作は，想定される重大事故等時において，中央制御室から遠隔で可能な設計又は設置場所で可能な設計とする。
また，格納容器下部注水系（可搬型）は，淡水だけでなく海水も使用できる設計とする。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。
コリウムシールドは，ペデスタル（ドライウェル部）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。
9.8.2.5 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。
格納容器下部注水系（常設）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弁操作等により速やかに切り替えられる設計とする。格納容器
下部注水系（常設）の常設低圧代替注水系ポンプは，中央制御室の操作スイッ
チにより操作が可能な設計とし，系統構成に必要な弁は，中央制御室での操作スイッチによる操作又は設置場所での手動操作が可能な設計とする。
格納容器下部注水系（可搬型）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する。
格納容器下部注水系（可搬型）の可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替
注水大型ポンプは，付属の操作スイッチにより，設置場所での操作が可能な設計とし，系統構成に必要な弁は，中央制御室での操作スイッチによる操作又は

7

下線：先行 BWR との差異

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所（本文）柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

本文比較表 【対象項目： 第５１条 】（本文）東海第二発電所（最新）（添八）東海第二発電所（最新）設置場所での手動操作が可能な設計とする。
可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，車両として屋外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
にて輪留めによる固定等が可能な設計とする。
可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプを接続する接続口については，簡便な接続とし，接続治具を用いてホースを確実に接続することができる設計とする。
9.8.3 主要設備及び仕様
原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備の主要機器仕様を第9.8－1 表に示す。
9.8.4 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。
格納容器下部注水系（常設）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。
また，格納容器下部注水系（常設）の常設低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。
格納容器下部注水系（可搬型）の可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替
注水大型ポンプは，発電用原子炉の運転中又は停止中に，独立して機能・性能
及び漏えいの有無の確認が可能な設計とするとともに，分解又は取替えが可能な設計とする。また，可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポン
プは，車両として運転状態の確認及び外観の確認が可能な設計とする。
コリウムシールドは，発電用原子炉の停止中に外観の確認が可能な設計とする。
第 9.8－1 表 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備の主要機器仕様(1) 格納容器下部注水系（常設）ａ．常設低圧代替注水系ポンプ
第 5.9－1 表 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷［常設重大事故等対処設備］［常設重大事故等対処設備］

格納容器下部注水系（常設）

格納容器下部注水系（常設）(2) 格納容器下部注水系（可搬型）

常設低圧代替注水系ポンプ

ａ．可搬型代替注水中型ポンプ

復水移送ポンプ（ホ,(3),(ⅱ),b.(c)他と兼用）却するための設備の主要機器仕様に記載する。

（「ホ(3)(ⅱ)ｂ．(c) 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」他と兼用）

第 4.3－1 表 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備の主要機器仕様に記載する。

低圧代替注水系（常設）
復水移送ポンプ

ｂ．可搬型代替注水大型ポンプ8

下線：先行 BWR との差異

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

本文比較表 【対象項目： 第５１条 】（本文）東海第二発電所（最新）（本文）柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉（ホ,(3),(ⅱ),b.(c)他と兼用）（添八）東海第二発電所（最新）
第 4.3－1 表 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備の主要機器仕様に記載する。

高圧代替注水系
高圧代替注水系ポンプ

コリウムシールド（ホ,(3),(ⅱ),b.(a)と兼用）
ほう酸水注入系(3) コリウムシールド

材料

ジルコニア（ZrO２）

材 料

ジルコニア（ＺｒＯ２）

高さ

約 1.88 m

高 さ

約 1.88m

厚さ

約 0.15 m

厚 さ

約 0.15m

ほう酸水注入系ポンプ（ヘ,(4)他と兼用）

高圧代替注水系(4) 高圧代替注水系

常設高圧代替注水系ポンプ
ほう酸水注入系貯蔵タンク（ヘ,(4)他と兼用）

ａ．常設高圧代替注水系ポンプ（「ホ(3)(ⅱ)ｂ．(a) 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」と兼用）

冷却するための設備の主要機器仕様に記載する。

代替循環冷却系

コリウムシールド(5) 代替循環冷却系

材

料

ジルコニア

代替循環冷却系ポンプ

高さ

6 号炉 約 0.85m（「リ(3)(ⅱ)ｂ．原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備」他と兼

7 号炉 約 0.65m
厚さ

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ａ．代替循環冷却系ポンプ用）

第 9.7－1 表 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備の主要機器仕様に記載する。

約 0.13m
ほう酸水注入系(6) ほう酸水注入系

ほう酸水注入ポンプ

ａ．ほう酸水注入ポンプ（「ヘ(4) 非常用制御設備」他と兼用）
ほう酸水貯蔵タンクｂ．ほう酸水貯蔵タンク（「ヘ(4) 非常用制御設備」他と兼用）［可搬型重大事故等対処設備］［可搬型重大事故等対処設備］

格納容器下部注水系（可搬型）
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）（6 号及び 7 号炉共用）（ニ,(3),(ⅱ)他と兼用）

可搬型代替注水中型ポンプ（「ニ(3)(ⅱ) 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備」他と兼用）

低圧代替注水系（可搬型）
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）（6 号及び 7 号炉共用）（ニ,(3),(ⅱ)他と兼用）

第 6.1.2－2 表 ほう酸水注入系の主要仕様に記載する。

可搬型代替注水大型ポンプ（「ニ(3)(ⅱ) 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備」他と兼用）

9

第 6.1.2－2 表 ほう酸水注入系の主要仕様に記載する。

柏崎原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５２条 】【本文】柏崎原子力発電所

６／７号炉【本文】東海第二発電所【添八】東海第二発電所

ロ

9.9

水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するため(l) 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(l) 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

炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器内に

炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器内における水素による爆発（以下「水素爆発」という。
）による破損をおける水素による爆発（以下「水素爆発」という。）による破損防止する必要がある場合には，水素爆発による原子炉格納容器のを防止する必要がある場合には，水素爆発による原子炉格納容器

う。
）による破損を防止する必要がある場合には，水素爆破損を防止するために必要な重大事故等対処設備を設置及び保管の破損を防止するために必要な重大事故等対処設備を設置及び保発による原子炉格納容器の破損を防止するために必要な重

する。

管する。

大事故等対処設備を設置及び保管する。

の設備
9.9.1 概要

炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器内における水素による爆発（以下「水素爆発」とい

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リd.

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

設備の系統概要図を第 9.9－1 図から第 9.9－3 図に示す。
ｄ．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

9.9.2 設計方針

炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納

炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納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容器内における水素による爆発（以下「水素爆発」とい

容器内における水素による爆発（以下「水素爆発」とい設備のうち，炉心の著しい損傷が発生した場合において原う。
）による破損を防止する必要がある場合には，水素爆う。）による破損を防止する必要がある場合には，水素子炉格納容器内における水素爆発による破損を防止できる発による原子炉格納容器の破損を防止するために必要な爆発による原子炉格納容器の破損を防止するために必要

よう，原子炉格納容器内を不活性化するための設備とし重大事故等対処設備を設置及び保管する。

な重大事故等対処設備を設置及び保管する。

て，可搬型窒素供給装置を設ける。

水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するため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の設備のうち，炉心の著しい損傷が発生した場合におい設備のうち，炉心の著しい損傷が発生した場合において原て原子炉格納容器内における水素爆発による破損を防止

子炉格納容器内における水素爆発による破損を防止できるできるよう，原子炉格納容器内を不活性化するための設

よう，原子炉格納容器内に滞留する水素及び酸素を大気へ備として，可搬型窒素供給装置を設ける。

排出するための設備として，格納容器圧力逃がし装置を設

水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するためける。

の設備のうち，炉心の著しい損傷が発生した場合におい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て原子炉格納容器内における水素爆発による破損を防止設備のうち，炉心の著しい損傷が発生した場合において，できるよう，原子炉格納容器内に滞留する水素及び酸素

原子炉格納容器内の水素濃度を監視する設備として，水素を大気へ排出するための設備として，格納容器圧力逃が濃度監視設備を設ける。

し装置を設ける。

また，炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉

水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するため格納容器内における水素爆発による破損を防止できるよの設備のうち，炉心の著しい損傷が発生した場合においう，発電用原子炉の運転中は，原子炉格納容器内を不活性て原子炉格納容器内における水素爆発による破損を防止

ガス系により常時不活性化する設計とする。

できるよう，原子炉格納容器内に滞留する水素ガス及び(1) 炉心の著しい損傷が発生した場合の原子炉格納容器水

酸素ガスを大気へ排出するための設備として，格納容器

素爆発防止

圧力逃がし装置及び耐圧強化ベント系を設ける。

ａ．可搬型窒素供給装置による原子炉格納容器内の不活水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するため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のうち，炉心の著しい損傷が発生した場合においの設備のうち，炉心の著しい損傷が発生した場合におい1性化
原子炉格納容器内を不活性化するための重大事故等

備考

柏崎原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５２条 】【本文】柏崎原子力発電所

６／７号炉【本文】東海第二発電所【添八】東海第二発電所て，
原子炉格納容器内の水素濃度を監視する設備として，て，原子炉格納容器内の水素濃度を監視する設備として，

水素濃度監視設備を設ける。

水素濃度監視設備を設ける。

対処設備として，可搬型窒素供給装置を使用する。
可搬型窒素供給装置は，窒素供給装置及び窒素供給

また，炉心の著しい損傷が発生した場合において原子

また，炉心の著しい損傷が発生した場合において原子装置用電源車で構成し，原子炉格納容器内に窒素を供

炉格納容器内における水素爆発による破損を防止できる

炉格納容器内における水素爆発による破損を防止できる

給することで，ジルコニウム－水反応及び水の放射線

よう，発電用原子炉の運転中は，原子炉格納容器内を不よう，発電用原子炉の運転中は，原子炉格納容器内を不分解等により原子炉格納容器内に発生する水素及び酸

活性ガス系により常時不活性化する設計とする。

活性ガス系により常時不活性化する設計とする。

素の濃度を可燃限界未満にすることが可能な設計とす(a) 炉心の著しい損傷が発生した場合の原子炉格納容器(a) 炉心の著しい損傷が発生した場合の原子炉格納容器る。

水素爆発防止水素爆発防止主要な設備は，以下のとおりとする。

(a-1) 可搬型窒素供給装置による原子炉格納容器内の・窒素供給装置用電源車

原子炉格納容器内を不活性化するための重大事

・燃料給油設備（10.2 代替電源設備）

故等対処設備として，可搬型窒素供給装置は，原子炉格納容器内に窒素を供給することで，ジルコニウム－水反応及び水の放射線分解等により原子炉格納容器内に発生する水素及び酸素の濃度を可
燃限界未満にすることが可能な設計とする。
(a-1) 格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器
内の水素ガス及び酸素ガスの排出・窒素供給装置

不活性化(a-2) 格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器

本系統の流路として，不活性ガス系の配管及び弁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格納容器を重大事故等対処設備として使用する。
ｂ．格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の水素及び酸素の排出
原子炉格納容器内に滞留する水素及び酸素を大気へ

内の水素及び酸素の排出排出するための重大事故等対処設備として，格納容器

原子炉格納容器内に滞留する水素ガス及び酸素ガ

原子炉格納容器内に滞留する水素及び酸素を大スを大気へ排出するための重大事故等対処設備とし気へ排出するための重大事故等対処設備として，て，格納容器圧力逃がし装置は，炉心の著しい損傷

格納容器圧力逃がし装置は，炉心の著しい損傷が格納容器圧力逃がし装置は，フィルタ装置（フィルが発生した場合において，原子炉格納容器内雰囲気発生した場合において，原子炉格納容器内雰囲気

タ容器，スクラビング水，金属フィルタ，よう素除去

ガスを不活性ガス系等を経由して，フィルタ装置及ガスを不活性ガス系等を経由して，フィルタ装置部），圧力開放板，配管・弁類，計測制御装置等で構びよう素フィルタへ導き，放射性物質を低減させたへ導き，放射性物質を低減させた後に原子炉建屋

成し，炉心の著しい損傷が発生した場合において，原

後に原子炉建屋屋上に設ける放出口から排出するこ

原子炉棟屋上に設ける放出口から排出すること

子炉格納容器内雰囲気ガスを不活性ガス系等を経由しとで，排気中に含まれる放射性物質の環境への排出で，排気中に含まれる放射性物質の環境への排出て，フィルタ装置へ導き，放射性物質を低減させた後を低減しつつ，ジルコニウム－水反応及び水の放射を低減しつつ，ジルコニウム－水反応及び水の放に原子炉建屋原子炉棟屋上に設ける放出口から排出す

線分解等により発生する原子炉格納容器内の水素ガ

射線分解等により発生する原子炉格納容器内の水ることで，排気中に含まれる放射性物質の環境への排ス及び酸素ガスを大気に排出できる設計とする。

素及び酸素を大気に排出できる設計とする。

出を低減しつつ，ジルコニウム－水反応及び水の放射

圧力逃がし装置を使用する。

線分解等により発生する原子炉格納容器内の水素及び格納容器圧力逃がし装置は，排気中に含まれる可格納容器圧力逃がし装置は，排気中に含まれる燃性ガスによる爆発を防ぐため，系統内を不活性ガ

可燃性ガスによる爆発を防ぐため，系統内を不活ス（窒素ガス）で置換した状態で待機させ，使用後性ガス（窒素）で置換した状態で待機させ，ベンにおいても不活性ガスで置換できる設計とし，排出ト開始後においても不活性ガスで置換できる設計

性ガスによる爆発を防ぐため，系統内を不活性ガス

経路に可燃性ガスが蓄積する可能性のある箇所にはとし，排出経路に可燃性ガスが蓄積する可能性の（窒素）で置換した状態で待機させ，ベント開始後にバイパスラインを設け，可燃性ガスを連続して排出ある箇所にはベントラインを設け，可燃性ガスをおいても不活性ガスで置換できる設計とし，排出経路できる設計とすることで，系統内で水素濃度及び酸排出できる設計とすることで，系統内で水素濃度に可燃性ガスが蓄積する可能性のある箇所にはベント

2

酸素を大気に排出できる設計とする。
格納容器圧力逃がし装置は，排気中に含まれる可燃

備考

柏崎原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５２条 】【本文】柏崎原子力発電所

６／７号炉【本文】東海第二発電所【添八】東海第二発電所

素濃度が可燃領域に達することを防止できる設計と及び酸素濃度が可燃領域に達することを防止できラインを設け，可燃性ガスを排出できる設計とするこする。

る設計とする。

とで，系統内で水素濃度及び酸素濃度が可燃領域に達排出経路における水素濃度を測定し，監視できる排出経路における水素濃度を測定し，監視できよう，水素ガスが蓄積する可能性のある排出経路のるよう，水素が蓄積する可能性のある排出経路の排出経路における水素濃度を測定し，監視できるよ配管頂部にフィルタ装置水素濃度を設ける。また，

配管頂部にフィルタ装置入口水素濃度を設ける。

う，水素が蓄積する可能性のある排出経路の配管頂部

放射線量率を測定し，放射性物質濃度を推定できる

また，放射線量率を測定し，放射性物質濃度を推にフィルタ装置入口水素濃度を設ける。また，放射線

よう，フィルタ装置出口配管にフィルタ装置出口放定できるよう，フィルタ装置出口配管にフィルタ量率を測定し，放射性物質濃度を推定できるよう，フ

射線モニタを設ける。フィルタ装置水素濃度は，常装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）を

ィルタ装置出口配管にフィルタ装置出口放射線モニタ

設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備か設ける。フィルタ装置入口水素濃度は，常設代替（高レンジ・低レンジ）を設ける。フィルタ装置入口

ら給電が可能な設計とする。また，フィルタ装置出交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備から給水素濃度は，常設代替交流電源設備又は可搬型代替交口放射線モニタは，常設代替直流電源設備又は可搬電が可能な設計とする。また，フィルタ装置出口

流電源設備から給電が可能な設計とする。また，フィ型直流電源設備から給電が可能な設計とする。

放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）は，常設代

ルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）

替直流電源設備又は可搬型代替直流電源設備からは，常設代替直流電源設備又は可搬型代替直流電源設

給電が可能な設計とする。

備から給電が可能な設計とする。

することを防止できる設計とする。

本系統の詳細については，
リ,(3),(ⅲ),b. 原子炉

本系統の詳細については，「リ(3)(ⅱ)ｂ．原子

格納容器の過圧破損を防止するための設備に記載す

炉格納容器の過圧破損を防止するための設備」に・フィルタ装置る。

記載する。

・圧力開放板

主要な設備は，以下のとおりとする。

・窒素供給装置(a-2) 耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の水・窒素供給装置用電源車

素ガス及び酸素ガスの排出・フィルタ装置入口水素濃度

原子炉格納容器内に滞留する水素ガス及び酸素ガ・フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レ

スを大気へ排出するための重大事故等対処設備としンジ）て，水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止す

・常設代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）

るために用いる耐圧強化ベント系は，炉心の著しい・可搬型代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）

損傷が発生した場合であって，代替循環冷却系を長・代替所内電気設備（10.2

期使用した際に，ジルコニウム－水反応及び水の放・常設代替直流電源設備（10.2 代替電源設備）

代替電源設備）

射線分解等により原子炉格納容器内に発生する水素・可搬型代替直流電源設備（10.2 代替電源設備）

ガス及び酸素ガスを不活性ガス系等を経由して，主・燃料給油設備（10.2 代替電源設備）
本系統の流路として，不活性ガス系，耐圧強化ベン

排気筒（内筒）を通して大気に排出できる設計とす

ト系及び格納容器圧力逃がし装置の配管及び弁を重大る。

事故等対処設備として使用する。

炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器内雰囲気ガスを排出するために使用する

その他，設計基準対象施設である原子炉格納容器（サ際には，排気中に含まれる水素ガス及び酸素ガスにプレッション・チェンバ）を重大事故等対処設備として

よる水素爆発を防止するため，系統待機中に原子炉使用する。

格納容器から耐圧強化ベント弁までの配管について

本系統のうちフィルタ装置入口水素濃度及びフィル

は，系統内を不活性ガス（窒素ガス）で置換しておタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）の詳細

3

備考柏崎原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５２条 】【本文】柏崎原子力発電所

６／７号炉【本文】東海第二発電所【添八】東海第二発電所

備考

く運用とする。また，排出経路に水素ガス及び酸素については，「6.4 計装設備（重大事故等対処設備）」

ガスが蓄積する可能性のある箇所についてはバイパに記載し，その他系統の詳細については，「9.7 原子炉

スラインを設け，水素ガス及び酸素ガスを連続して格納容器の過圧破損を防止するための設備」に記載す排出できる設計とする。可搬型窒素供給装置は，外る。

部より排出経路の配管へ不活性ガス（窒素ガス）を供給できる設計とする。

(2) 原子炉格納容器内の水素濃度監視及び酸素濃度監視

耐圧強化ベント系はサプレッション・チェンバ及

ａ．格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃びドライウェルのいずれにも接続し，炉心の著しい度（ＳＡ）による原子炉格納容器内の水素濃度監視

損傷が発生した場合において，原子炉格納容器内の及び酸素濃度監視

水素ガス及び酸素ガスを排出するために使用する場

原子炉格納容器内の水素濃度監視及び酸素濃度監視

合は，サプレッション・チェンバのプール水によるを行うための重大事故等対処設備として，格納容器内

スクラビング効果が期待できるサプレッション・チ

水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）を

ェンバ側からの排出経路のみを使用する。

使用する。

排出経路における水素濃度を測定し，監視できる

格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度

よう，水素ガスが蓄積する可能性のある排出経路の（ＳＡ）は，炉心の著しい損傷が発生した場合に，サン

配管頂部にフィルタ装置水素濃度を設ける。また，プリング装置により原子炉格納容器内の雰囲気ガスを放射線量率を測定し，放射性物質濃度を推定できる

原子炉建屋原子炉棟内へ導き，検出器で測定すること

よう，排出経路の配管に耐圧強化ベント系放射線モ

で，原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度を中央ニタを設ける。フィルタ装置水素濃度は，常設代替

制御室より監視できる設計とする。格納容器内水素濃交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備から給電度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）は，常設代が可能な設計とする。また，耐圧強化ベント系放射替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備から給電

線モニタは，常設代替直流電源設備又は可搬型直流が可能な設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。

電源設備から給電が可能な設計とする。

・格納容器内水素濃度（ＳＡ）

可搬型窒素供給装置は，ディーゼルエンジンによ・格納容器内酸素濃度（ＳＡ）

り駆動できる設計とする。

・常設代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）(b) 原子炉格納容器内の水素濃度監視及び酸素濃度監視(b) 原子炉格納容器内の水素濃度監視及び酸素濃度監視・可搬型代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）
・代替所内電気設備（10.2(b-1) 格納容器内水素濃度（SA）による原子炉格納容器

代替電源設備）・燃料給油設備（10.2 代替電源設備）

内の水素濃度監視

原子炉格納容器及び不活性ガス系については，「9.1

原子炉格納容器内の水素濃度監視を行うための重原

子炉格納施設」に記載する。

大事故等対処設備として，格納容器内水素濃度（SA）
は，炉心の著しい損傷が発生した時に水素濃度が変

常設代替直流電源設備，可搬型代替直流電源設備，常設

動する可能性のある範囲の水素濃度を中央制御室よ代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備，代替所内電り監視できる設計とする。格納容器内水素濃度（SA）

気設備及び燃料給油設備については，「10.2 代替電源設

は，常設代替直流電源設備又は可搬型直流電源設備備」に記載する。

から給電が可能な設計とする。

4

柏崎原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５２条 】【本文】柏崎原子力発電所

６／７号炉(b-2) 格納容器内雰囲気計装による原子炉格納容器内の水素濃度監視及び酸素濃度監視
原子炉格納容器内の水素濃度監視及び酸素濃度監【本文】東海第二発電所【添八】東海第二発電所(b-1) 格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）による原子炉格納容器内の水素9.9.2.1 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。

濃度監視及び酸素濃度監視

可搬型窒素供給装置は，屋外の保管場所に分散して保管視を行うための重大事故等対処設備として，格納容

原子炉格納容器内の水素濃度監視及び酸素濃度

器内水素濃度及び格納容器内酸素濃度は，炉心の著監視を行うための重大事故等対処設備として，格しい損傷が発生した場合に，サンプリング装置によ

納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃格納容器圧力逃がし装置は，非常用交流電源設備に対しり原子炉格納容器内の雰囲気ガスを原子炉区域内へ度（ＳＡ）は，炉心の著しい損傷が発生した場合て多様性を有する常設代替交流電源設備又は可搬型代替交

導き，検出器で測定することで，原子炉格納容器内に，サンプリング装置により原子炉格納容器内の流電源設備からの給電により駆動できる設計とする。

の水素濃度及び酸素濃度を中央制御室より監視でき雰囲気ガスを原子炉建屋原子炉棟内へ導き，検出る設計とする。格納容器内水素濃度及び格納容器内器で測定することで，原子炉格納容器内の水素濃格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（Ｓ

酸素濃度は，常設代替交流電源設備又は可搬型代替

度及び酸素濃度を中央制御室より監視できる設計

Ａ）は，格納容器内水素濃度及び格納容器内酸素濃度と共通

交流電源設備から給電が可能な設計とする。

とする。格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容要因によって同時に機能を損なわないよう，検出器の設置

器内酸素濃度（ＳＡ）は，常設代替交流電源設備箇所の位置的分散を図る設計とする。また，格納容器内水素又は可搬型代替交流電源設備から給電が可能な設濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）は，非常用交計とする。

流電源設備に対して多様性を有する常設代替交流電源設備

なお，代替原子炉補機冷却系から冷却水を供給すすることで，位置的分散を図る設計とする。

又は可搬型代替交流電源設備から給電が可能な設計とすることにより，サンプリングガスを冷却できる設計

る。

とする。
常設代替直流電源設備，可搬型直流電源設備，常設代

常設代替直流電源設備，可搬型代替直流電源設備，常替交流電源設備及び可搬型代替交流電源設備について設代替交流電源設備及び可搬型代替交流電源設備についは，ヌ,(2),(ⅳ) 代替電源設備に記載する。

ては，「ヌ(2)(ⅳ) 代替電源設備」に記載する。

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。
9.9.2.2 悪影響防止［常設重大事故等対処設備］［常設重大事故等対処設備］

格納容器圧力逃がし装置

格納容器圧力逃がし装置

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。

フィルタ装置フィルタ装置（リ,(3),(ⅲ),b.他と兼用）（「リ(3)(ⅱ)ｂ．原子炉格納容器の過圧破損を防て保管し，重大事故等時に接続，弁操作等により重大事故

よう素フィルタ

止するための設備」他 と兼用）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（リ,(3),(ⅲ),b.他と兼用）

圧力開放板

影響を及ぼさない設計とする。

ラプチャーディスク（「リ(3)(ⅱ)ｂ．原子炉格納容器の過圧破損を防（リ,(3),(ⅲ),b.他と兼用）止するための設備」他と兼用）（「計測制御系統施設」と兼用）
数

2

計とする。

（「ヘ 計測制御系統施設の構造及び設備」と兼用）
個数

可搬型窒素供給装置は，輪留め又は車両転倒防止装置による固定をすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設

フィルタ装置入口水素濃度

フィルタ装置水素濃度個

可搬型窒素供給装置は，通常時は接続先の系統と分離し

2

フィルタ装置出口放射線モニタ

フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レン（チ,(1),(ⅲ)他と兼用）

ジ）

可搬型窒素供給装置は，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。
格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）は，他の設備と電気的な分離をすることで，他の（「チ(1)(ⅲ) 放射線監視設備」他と兼用）
耐圧強化ベント系

5

設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

備考柏崎原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５２条 】【本文】柏崎原子力発電所

６／７号炉【本文】東海第二発電所【添八】東海第二発電所（ホ,(4),(ⅴ),a.と兼用）

9.9.2.3 容 量 等

サプレッション・チェンバ基本方針については，「1.1.7.2 容量等」に示す。

（リ,(1)と兼用）

可搬型窒素供給装置のうち，窒素供給装置は，想定されフィルタ装置水素濃度る重大事故等時において，格納容器圧力逃がし装置により（「計測制御系統施設」と兼用）
個

数

原子炉格納容器内における水素及び酸素を排出する前まで

1に，原子炉格納容器内の水素及び酸素の濃度を可燃限界未耐圧強化ベント系放射線モニタ満にするために必要な窒素供給容量を確保するため 1 セッ（チ,(1),(ⅲ)他と兼用）

ト 2 台使用する。保有数は，1 セット 2 台に加えて，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格納容器内水素濃度（SA）

格納容器内水素濃度（ＳＡ）（「計測制御系統施設」と兼用）（「ヘ 計測制御系統施設の構造及び設備」と兼用）

個

数

2

個

数

2 台の合計 4 台を保管する。
2

可搬型窒素供給装置のうち，窒素供給装置用電源車は，窒素供給装置 1 セット 2 台への電源供給に必要な容量を有格納容器内水素濃度

格納容器内酸素濃度（ＳＡ）

するものを 1 台に加えて，故障時及び保守点検による待機（「計測制御系統施設」と兼用）（「ヘ 計測制御系統施設の構造及び設備」と兼用）

除外時のバックアップ用として 1 台の合計 2 台を保管す

個

数

2

個

数

2

格納容器内酸素濃度

格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（「計測制御系統施設」と兼用）
個数る。
（ＳＡ）は，想定される重大事故等時に原子炉格納容器内

2の水素濃度及び酸素濃度が変動する可能性のある範囲を測第二弁操作室遮蔽定できる設計とする。

（「チ(1)(ⅳ)ｂ．格納容器圧力逃がし装置第二弁操

格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度

作室遮蔽」他と兼用）（ＳＡ）は，想定される重大事故等時に原子炉格納容器内

第二弁操作室差圧計の水素爆発を防止するため，その可燃限界濃度を測定でき（「チ(1)(ⅴ)ｃ．第二弁操作室空気ボンベユニット

る設計とする。

（空気ボンベ）」他と兼用）
9.9.2.4 環境条件等［可搬型重大事故等対処設備］［可搬型重大事故等対処設備］

基本方針については，「1.1.7.3 環境条件等」に示す。

耐圧強化ベント系

可搬型窒素供給装置は，屋外に保管及び設置し，想定さ可搬型窒素供給装置（6 号及び 7 号炉共用）台

数2（予備 1）

容量

約 70Nm3/h/台

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。
可搬型窒素供給装置の常設設備との接続及び操作は，想第二弁操作室空気ボンベユニット（空気ボンベ）

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（「チ(1)(ⅴ)ｃ．第二弁操作室空気ボンベユニット

する。

（空気ボンベ）」他と兼用）

格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度

可搬型窒素供給装置（ＳＡ）は，原子炉建屋原子炉棟内に設置し，想定される（「ホ(4)(ⅵ) 最終ヒートシンクへ熱を輸送するた

重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。格

めの設備」及び「リ(3)(ⅱ)ｂ．原子炉格納容器

6

納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（Ｓ備考柏崎原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５２条 】【本文】柏崎原子力発電所

６／７号炉【本文】東海第二発電所【添八】東海第二発電所の過圧破損を防止するための設備」と兼用）

Ａ）のサンプリング装置の操作は，想定される重大事故等

窒素供給装置時において，中央制御室で可能な設計とする。

台

数2（予備 2）

容量

約 200Nm３／h（1台当たり）

9.9.2.5 操作性の確保
基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査

窒素供給装置用電源車

性」に示す。

台

数

1（予備 1）

容量

約 500kVA

置場所での操作が可能な設計とし，系統構成に必要な弁

電

圧

440V

は，設置場所での手動操作が可能な設計とする。

可搬型窒素供給装置は，付属の操作スイッチにより，設可搬型窒素供給装置は，車両として屋外のアクセスルー
トを通行してアクセス可能な設計とするとともに，設置場所にて輪留め又は車両転倒防止装置により固定等が可能な設計とする。
可搬型窒素供給装置の窒素供給装置と接続口の接続は，簡便な接続とし，ホースを確実に接続することができる設計とする。また，接続口の口径を統一する設計とする。
格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）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。
格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）は，想定される重大事故等時において，中央制御室にて監視及びサンプリング装置の操作が可能な設計とする。
9.9.3 主要設備及び仕様
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の主要機器仕様を第 9.9－1 表に示す。
9.9.4 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。
可搬型窒素供給装置は，発電用原子炉の運転中又は停止
中に独立して機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とするとともに，分解又は取替えが可能な設計とする。
可搬型窒素供給装置は，車両として運転状態の確認及び

7

備考柏崎原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５２条 】【本文】柏崎原子力発電所

６／７号炉【本文】東海第二発電所【添八】東海第二発電所
外観の確認が可能な設計とする。
格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）は，発電用原子炉の停止中に模擬入力による機能・性能の確認（特性の確認）及び校正が可能な設計とする。格納容
器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）のサンプリング装置は，発電用原子炉の停止中に運転により機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。

8

備考柏崎原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５２条 】【本文】柏崎原子力発電所

６／７号炉【本文】東海第二発電所【添八】東海第二発電所
第 9.9－1 表 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の主要機器仕様(1) 可搬型窒素供給装置兼用する設備は以下のとおり。
・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備
窒素供給装置台

数

2（予備 2）

容量

約 200Nm3／h（1 台あたり）

窒素供給装置用電源車
台

数

1（予備 1）

容量

約 500kVA

電

圧

440V

(2) 格納容器圧力逃がし装置
ａ．フィルタ装置
第 9.7－1 表 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備の主要機器仕様に記載する。
ｂ．圧力開放板
第 9.7－1 表 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備の主要機器仕様に記載する。
ｃ．窒素供給装置
第 9.9－1 表 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の主要機器仕様に記載する。
ｄ．窒素供給装置用電源車
第 9.9－1 表 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の主要機器仕様に記載する。
ｅ．フィルタ装置入口水素濃度
第 6.4－1 表 計装設備（重大事故等対処設備）の主
要機器仕様に記載する。
ｆ．フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
第 8.1－2 表 放射線管理設備（重大事故等時）の主要機器仕様に記載する。
ｇ．第二弁操作室遮蔽
第 8.3－4 表 遮蔽設備（重大事故等時）の設備仕様

9

備考柏崎原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５２条 】【本文】柏崎原子力発電所

６／７号炉【本文】東海第二発電所【添八】東海第二発電所に記載する。
ｈ．第二弁操作室空気ボンベユニット（空気ボンベ）
第 8.2－3 表 換気空調設備（重大事故等時）（可搬型）設備仕様に記載する。
ｉ．第二弁操作室差圧計
第 8.2－2 表 換気空調設備（重大事故等時）の設備
仕様に記載する。
(3) 水素濃度監視設備及び酸素濃度監視設備
ａ．格納容器内水素濃度（ＳＡ）
第 6.4－1 表 計装設備（重大事故等対処設備）の主
要機器仕様に記載する。
ｂ．格納容器内酸素濃度（ＳＡ）
第 6.4－1 表 計装設備（重大事故等対処設備）の主
要機器仕様に記載する。

10

備考

６／７号炉【本文】東海第二発電所【添八】東海第二発電所

備考

11（可搬型窒素供給装置による原子炉格納容器内の不活性化）【本文】柏崎原子力発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５２条 】

第 9.9－1 図 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 系統概要図（1）

柏崎原子力発電所／東海第二発電所

６／７号炉【本文】東海第二発電所

12（格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の水素及び酸素のの排出）【本文】柏崎原子力発電所

第 9.9－2 図 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 系統概要図（2）

柏崎原子力発電所／東海第二発電所
基本設計比較表 【対象項目： 第５２条 】【添八】東海第二発電所
備考柏崎原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５２条 】【本文】柏崎原子力発電所

６／７号炉【本文】東海第二発電所【添八】東海第二発電所

備考

原子炉建屋付属棟

中央制御室

演算装置

指示

サンプリング装置（Ａ）
ドライウェル

MO

コイル

MO

ME

MO

H2E

SV

電源
冷却器
圧縮機

O2E

ガスサンプラペルチェガス
クーラー

タンク

サプレッション・チェンバ
サンプリング装置（Ｂ）

コイル

MO
MO

ME

MO

H2E

SV

電源
冷却器
圧縮機

O2E

ペルチェガス
クーラー

タンク

サンプリングライン

ME ：湿度検出器
H2E：水素検出器

トレースヒータ

O2E：酸素検出器

検出器信号

キャビネットヒータ範囲

空気作動弁
SV

電磁弁

背圧弁

MO

電動弁

逆止弁

第 9.9－3 図 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 系統概要図（3）（原子炉格納容
器内の水素濃度監視設備及び酸素濃度監視）13柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

本文比較表 【対象項目： 第５３条 】【本文】柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉
ロ

発電用原子炉施設の一般構造(3) その他の主要な構造【本文】東海第二発電所（最新）ロ【添八】東海第二発電所（最新）9.10 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

発電用原子炉施設の一般構造

9.10.1 概要(3) その他の主要な構造(ⅰ)本発電用原子炉施設は，(1)耐震構造，(2)耐津波構造に加え，以下の基本(ⅰ) 本発電用原子炉施設は，(1)耐震構造，(2)耐津波構造に加え，以下の基的方針のもとに安全設計を行う。

本的方針のもとに安全設計を行う。

b. 重大事故等対処施設（発電用原子炉施設への人の不法な侵入等の防止，中ｂ．重大事故等対処施設（発電用原子炉施設への人の不法な侵入等の防止，中央制御室，監視測定設備，緊急時対策所及び通信連絡を行うために必要な設備

央制御室，監視測定設備，緊急時対策所及び通信連絡を行うために必要な設備

は，a．設計基準対象施設に記載）

は，ａ．設計基準対象施設に記載）(m) 水素爆発による原子炉建屋等の破損を防止するための設備(m) 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

炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉建屋等の水素爆発による

下線：先行 BWR との差異

炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉建屋等の水素爆発による炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉建屋等の水素爆発によ損傷を防止するために必要な重大事故等対処設備を設置する。

損傷を防止するために必要な重大事故等対処設備を設置する。

る損傷を防止するために必要な重大事故等対処設備を設置する。

リ

リ

系統概要図を第 9.10－1 図から第 9.10－4 図に示す。

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の構造図及び原子炉格納施設の構造及び設備

原子炉格納施設の構造及び設備(4) その他の主要な事項(4) その他の主要な事項(ⅲ)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(ⅴ) 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

9.10.2 設計方針

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のうち，原子炉建

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のうち，原子炉建

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のうち，原子炉屋等の損傷を防止するための水素濃度制御設備として，静的触媒式水素再結合

屋等の損傷を防止するための水素排出設備として，原子炉建屋ガス処理系を設

建屋等の損傷を防止するための水素排出設備として，原子炉建屋ガス処理系

器及び静的触媒式水素再結合器動作監視装置を設ける。また，原子炉建屋内のけるとともに，水素濃度制御設備として，静的触媒式水素再結合器及び静的触を設けるとともに，水素濃度制御設備として，静的触媒式水素再結合器及び水素濃度が変動する可能性のある範囲にわたり測定するための設備として，原媒式水素再結合器動作監視装置を設ける。また，原子炉建屋内の水素濃度が変静的触媒式水素再結合器動作監視装置を設ける。また，原子炉建屋内の水素

子炉建屋水素濃度監視設備を設ける。

動する可能性のある範囲にわたり測定するための設備として，原子炉建屋水素濃度が変動する可能性のある範囲にわたり測定するための設備として，原子a. 水素濃度制御による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備

濃度監視設備を設ける。

炉建屋水素濃度監視設備を設ける。

ａ．水素濃度制御による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備(1) 水素濃度制御による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備(a) 原子炉建屋ガス処理系による水素排出

ａ．原子炉建屋ガス処理系による水素排出

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のうち，炉心の著

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のうち，炉しい損傷により原子炉格納容器から原子炉建屋原子炉棟内に漏えいした水素

心の著しい損傷により原子炉格納容器から原子炉建屋原子炉棟内に漏等を含む気体を排出することで，水素爆発による原子炉建屋原子炉棟の損傷をえいした水素等を含む気体を排出することで，水素爆発による原子炉建防止するとともに，放射性物質を低減するための重大事故等対処設備として，

屋原子炉棟の損傷を防止するとともに，放射性物質を低減するための重水素排出設備である原子炉建屋ガス処理系の非常用ガス処理系排風機及び非大事故等対処設備として，水素排出設備である原子炉建屋ガス処理系の常用ガス再循環系排風機は，原子炉格納容器から原子炉建屋原子炉棟内に漏え

非常用ガス処理系排風機，非常用ガス再循環系排風機，非常用ガス処理

いする水素等を含む気体を吸引し，非常用ガス処理系フィルタトレイン及び非系フィルタトレイン及び非常用ガス再循環系フィルタトレインを使用

常用ガス再循環系フィルタトレインにて放射性物質を低減して主排気筒に隣する。

接する非常用ガス処理系排気筒から排出することで，原子炉建屋原子炉棟内に非常用ガス処理系排風機及び非常用ガス再循環系排風機は，原子炉格

水素が滞留せず，水素爆発による原子炉建屋原子炉棟の損傷の防止が可能な設

納容器から原子炉建屋原子炉棟内に漏えいする水素等を含む気体を吸計とする。

引し，非常用ガス処理系フィルタトレイン及び非常用ガス再循環系フィ

非常用ガス処理系排風機及び非常用ガス再循環系排風機は，非常用交流電源設

ルタトレインにて放射性物質を低減して主排気筒に隣接する非常用ガ

備に加えて，常設代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。

ス処理系排気筒から排出することで，原子炉建屋原子炉棟内に水素が滞

1

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

本文比較表 【対象項目： 第５３条 】【本文】柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

下線：先行 BWR との差異

【本文】東海第二発電所（最新）【添八】東海第二発電所（最新）
留せず，水素爆発による原子炉建屋原子炉棟の損傷の防止が可能な設計とする。

原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度が規定値に達した場合には，非常用ガス処理

原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度が規定値に達した場合には，非常用系排風機及び非常用ガス再循環系排風機を停止し，水素爆発を防止する設計とガス処理系排風機及び非常用ガス再循環系排風機を停止し，水素爆発をする。

防止する設計とする。
非常用ガス処理系排風機及び非常用ガス再循環系排風機は，非常用交流電源設備に加えて，常設代替交流電源設備からの給電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。
・非常用ガス処理系排風機
・非常用ガス再循環系排風機
・非常用ガス処理系フィルタトレイン
・非常用ガス再循環系フィルタトレイン
・常設代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）
・代替所内電気設備（10.2

代替電源設備）・燃料給油設備（10.2 代替電源設備）
その他，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備を重大事故等対処設備として使用する。
(a) 静的触媒式水素再結合器による水素濃度の上昇抑制(b) 静的触媒式水素再結合器による水素濃度の上昇抑制

ｂ．静的触媒式水素再結合器による水素濃度の上昇抑制

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のうち，炉心の著

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のうち，炉心の著

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のうち，炉しい損傷により原子炉格納容器から原子炉建屋内に水素ガスが漏えいした場

しい損傷により原子炉格納容器から原子炉建屋原子炉棟内に水素が漏えいし心の著しい損傷により原子炉格納容器から原子炉建屋原子炉棟内に水合において，原子炉建屋内の水素濃度上昇を抑制し，水素濃度を可燃限界未満

た場合において，原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度上昇を抑制し，水素濃度を素が漏えいした場合において，原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度上昇をに制御する重大事故等対処設備として，静的触媒式水素再結合器は，運転員の可燃限界未満に制御するための重大事故等対処設備として，静的触媒式水素再抑制し，水素濃度を可燃限界未満に制御するための重大事故等対処設備

起動操作を必要とせずに，原子炉格納容器から原子炉建屋に漏えいした水素ガ結合器は，運転員の起動操作を必要とせずに，原子炉格納容器から原子炉建屋として，水素濃度制御設備である静的触媒式水素再結合器及び静的触媒

スと酸素ガスを触媒反応によって再結合させることで，原子炉建屋内の水素濃原子炉棟内に漏えいした水素と酸素を触媒反応によって再結合させることで，式水素再結合器動作監視装置を使用する。

度の上昇を抑制し，原子炉建屋の水素爆発を防止できる設計とする。

原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度の上昇を抑制し，原子炉建屋原子炉棟の水素爆発を防止できる設計とする。

静的触媒式水素再結合器は，運転員の起動操作を必要とせずに，原子炉格納容器から原子炉建屋原子炉棟内に漏えいした水素と酸素を触媒
反応によって再結合させることで，原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度の上昇を抑制し，原子炉建屋原子炉棟の水素爆発を防止できる設計とする。

静的触媒式水素再結合器動作監視装置は，静的触媒式水素再結合器の入口側

静的触媒式水素再結合器動作監視装置は，静的触媒式水素再結合器の入口側

2

静的触媒式水素再結合器動作監視装置は，静的触媒式水素再結合器の柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

本文比較表 【対象項目： 第５３条 】

下線：先行 BWR との差異

【本文】柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉【本文】東海第二発電所（最新）及び出口側の温度により静的触媒式水素再結合器の作動状態を中央制御室か及び出口側の温度により静的触媒式水素再結合器の作動状態を中央制御室か入口側及び出口側の温度により静的触媒式水素再結合器の作動状態を【添八】東海第二発電所（最新）ら監視できる設計とする。静的触媒式水素再結合器動作監視装置は，常設代替ら監視できる設計とする。静的触媒式水素再結合器動作監視装置は，常設代替

中央制御室から監視できる設計とする。静的触媒式水素再結合器動作監

直流電源設備又は可搬型直流電源設備から給電が可能な設計とする。

直流電源設備又は可搬型代替直流電源設備から給電が可能な設計とする。

視装置は，常設代替直流電源設備又は可搬型代替直流電源設備から給電が可能な設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・静的触媒式水素再結合器
・静的触媒式水素再結合器動作監視装置
・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）
・代替所内電気設備（10.2 代替電源設備）
・燃料給油設備（10.2 代替電源設備）
本系統の流路として，原子炉建屋原子炉棟を重大事故等対処設備として使用する。

b. 水素濃度監視

ｂ. 水素濃度監視

ｃ．水素濃度監視(a) 原子炉建屋水素濃度監視設備による水素濃度測定(a) 原子炉建屋水素濃度監視設備による水素濃度測定(a) 原子炉建屋水素濃度監視設備による水素濃度測定

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のうち，炉心の著

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のうち，炉心の著しい損傷により原子炉格納容器から原子炉建屋内に漏えいした水素ガスの濃しい損傷により原子炉格納容器から原子炉建屋原子炉棟内に漏えいした水素

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のうち，度を測定するため，炉心の著しい損傷が発生した場合に水素濃度が変動する可の濃度を測定するため，炉心の著しい損傷が発生した場合に水素濃度が変動す

炉心の著しい損傷により原子炉格納容器から原子炉建屋原子炉棟内

能性のある範囲で測定できる重大事故等対処設備として，原子炉建屋水素濃度

る可能性のある範囲で測定できる重大事故等対処設備として，原子炉建屋水素に漏えいした水素の濃度を測定するため，炉心の著しい損傷が発生しは，中央制御室において連続監視できる設計とし，常設代替直流電源設備又は濃度は，中央制御室において連続監視できる設計とし，原子炉建屋水素濃度のた場合に水素濃度が変動する可能性のある範囲で測定できる重大事

可搬型直流電源設備からの給電が可能な設計とする。

うち，原子炉建屋原子炉棟 6 階に設置するものについては，常設代替交流電源

故等対処設備として，原子炉建屋水素濃度監視設備である原子炉建屋

設備又は可搬型代替交流電源設備から，原子炉建屋原子炉棟 6 階を除く原子炉

水素濃度を使用する。

建屋原子炉棟に設置するものについては，常設代替直流電源設備又は可搬型代
替直流電源設備からの給電が可能な設計とする。

原子炉建屋水素濃度は，中央制御室において連続監視できる設計とし，原子炉建屋水素濃度のうち，原子炉建屋原子炉棟 6 階に設置するものについては，常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備
から，原子炉建屋原子炉棟 6 階を除く原子炉建屋原子炉棟に設置するものについては，常設代替直流電源設備又は可搬型代替直流電源設備
からの給電が可能な設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・原子炉建屋水素濃度
・常設代替交流電源設備（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）
・常設代替直流電源設備（10.2 代替電源設備）

3

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

本文比較表 【対象項目： 第５３条 】【本文】柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

下線：先行 BWR との差異

【本文】東海第二発電所（最新）【添八】東海第二発電所（最新）・可搬型代替直流電源設備（10.2 代替電源設備）
・代替所内電気設備（10.2 代替電源設備）
・燃料給油設備（10.2 代替電源設備）
水素排出に使用する原子炉建屋ガス処理系及び非常用交流電源設備並
びに静的触媒式水素再結合器による水素濃度の上昇抑制に使用する原子
炉建屋原子炉棟は，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。

常設代替直流電源設備及び可搬型直流電源設備については，ヌ,(2),(ⅳ)代替電源設備に記載する。

非常用交流電源設備については，「ヌ(2)(ⅱ) 非常用ディーゼル発電機」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。
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

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及び可搬型代替直流電源設備については，「ヌ(2)(ⅳ)

代替電源設備」に記載す

備，可搬型代替直流電源設備，代替所内電気設備及び燃料給油設備については，「10.2 代替電源設備」に記載する。

る。
9.10.2.1 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。
非常用ガス処理系排風機及び非常用ガス再循環系排風機は，非常用交流電源設備に対して多様性を有する常設代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。
静的触媒式水素再結合器動作監視装置と原子炉建屋水素濃度は，共通要因
によって同時に機能を損なわないよう，異なる計測方式とすることで多様性を有する設計とする。また，静的触媒式水素再結合器動作監視装置及び原子炉建屋水素濃度は，非常用交流電源設備に対して多様性を有する常設代替交
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又は可搬型代
替直流電源設備からの給電により作動できる設計とする。
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」に記載する。

9.10.2.2 悪影響防止

4

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所【本文】柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

本文比較表 【対象項目： 第５３条 】

下線：先行 BWR との差異

【本文】東海第二発電所（最新）【添八】東海第二発電所（最新）
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。
原子炉建屋ガス処理系は，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で，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
静的触媒式水素再結合器は，原子炉建屋原子炉棟 6 階壁面近傍に設置し，他の設備と独立して作動する設計とするとともに，重大事故等時の再結合反応による温度上昇が重大事故等時に使用する他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
静的触媒式水素再結合器動作監視装置及び原子炉建屋水素濃度は，他の設備と電気的な分離を行うことで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。また，静的触媒式水素再結合器動作監視装置は，静的触媒式水素再結合
器内の水素流路を妨げない配置及び寸法とすることで，静的触媒式水素再結合器の水素処理性能に悪影響を及ぼさない設計とする。

9.10.2.3 容量等
基本方針については，「1.1.7.2 容量等」に示す。
原子炉建屋ガス処理系は，原子炉格納容器外に漏えいした可燃限界濃度未満の水素を含む空気を排出させる機能に対して，設計基準事故対処設備としての原子炉建屋原子炉棟内の空気の排出能力を使用することにより，原子炉
建屋原子炉棟内の水素を屋外に排出し水素濃度を可燃限界濃度未満にして水素爆発による原子炉建屋原子炉棟の損傷を防止できるため，設計基準事故
対処設備と同仕様のファン容量及びフィルタ容量を有する設計とする。
静的触媒式水素再結合器は，想定される重大事故等時において，有効燃料部の被覆管がジルコニウム－水反応により全て反応したときに発生する水素（約 1,400kg）が，原子炉格納容器の設計圧力の 2 倍における原子炉格納容器漏えい率に対して保守的に設定した漏えい率（10％／日）で漏えいした
場合において，ガス状よう素による性能低下及び水素再結合反応開始の不確かさを考慮しても，原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度及び酸素濃度が可燃領域に達することを防止するために必要な水素処理容量を有する設計とする。
また，静的触媒式水素再結合器は，原子炉建屋原子炉棟内の水素の効率的5

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所【本文】柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

本文比較表 【対象項目： 第５３条 】

下線：先行 BWR との差異

【本文】東海第二発電所（最新）【添八】東海第二発電所（最新）な除去を考慮して分散させ，適切な位置に配置する。
静的触媒式水素再結合器動作監視装置は，静的触媒式水素再結合器作動時に想定される温度範囲を測定できる設計とする。
原子炉建屋水素濃度は，原子炉建屋原子炉棟 6 階の天井付近に分散させた
適切な位置に配置し，想定される重大事故等時において，原子炉建屋原子炉
棟内の水素濃度を測定できる設計とする。また，原子炉建屋水素濃度は，原子炉建屋原子炉棟 6 階以外の水素が漏えいする可能性の高いエリアにも設
置し，水素の早期検知及び滞留状況を把握できる設計とする。

9.10.2.4 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。
原子炉建屋ガス処理系は，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。
また，中央制御室から操作が可能な設計とする。
静的触媒式水素再結合器，静的触媒式水素再結合器動作監視装置及び原子炉建屋水素濃度は，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。

9.10.2.5 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。
水素排出設備として設ける原子炉建屋ガス処理系は，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。原子炉建屋ガス処理系は，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。
静的触媒式水素再結合器，静的触媒式水素再結合器動作監視装置及び原子炉建屋水素濃度は，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。
静的触媒式水素再結合器は，水素と酸素が流入すると触媒反応によって受6

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所【本文】柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

本文比較表 【対象項目： 第５３条 】

下線：先行 BWR との差異

【本文】東海第二発電所（最新）【添八】東海第二発電所（最新）
動的に起動する設備とし，操作不要な設計とする。静的触媒式水素再結合器
動作監視装置及び原子炉建屋水素濃度は，中央制御室で監視が可能な設計とする。

9.10.3 主要設備及び仕様
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の主要機器仕様を第 9.10－1 表に示す。
9.10.4 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。
原子炉建屋ガス処理系は，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が可能な設計とする。
非常用ガス処理系排風機及び非常用ガス再循環系排風機は，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。
静的触媒式水素再結合器は，発電用原子炉の停止中に機能・性能の確認として触媒カートリッジの水素処理性能の確認及び外観の確認が可能な設計とする。
静的触媒式水素再結合器動作監視装置は，発電用原子炉の停止中に模擬入力による機能・性能の確認（特性の確認）及び校正が可能な設計とする。
原子炉建屋水素濃度は，発電用原子炉の停止中に模擬入力による機能・性能の確認（特性の確認）及び校正が可能な設計とする。

7

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

本文比較表 【対象項目： 第５３条 】【本文】柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

下線：先行 BWR との差異

【本文】東海第二発電所（最新）【添八】東海第二発電所（最新）
第 9.10－1 表 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の［常設重大事故等対処設備］

主要機器仕様［常設重大事故等対処設備］
原子炉建屋ガス処理系
非常用ガス処理系排風機(1) 非常用ガス処理系排風機（「リ(4)(ⅳ) 原子炉建屋ガス処理系」他と兼用）

第 9.1－4 表 原子炉建屋ガス処理系主要仕様に記載する。

非常用ガス再循環系排風機（「リ(4)(ⅳ) 原子炉建屋ガス処理系」他と兼用）
非常用ガス処理系フィルタトレイン(2) 非常用ガス再循環系排風機
第 9.1－4 表 原子炉建屋ガス処理系主要仕様に記載する。

（「リ(4)(ⅳ) 原子炉建屋ガス処理系」他と兼用）
非常用ガス再循環系フィルタトレイン（「リ(4)(ⅳ) 原子炉建屋ガス処理系」他と兼用）(3) 非常用ガス処理系フィルタトレイン
第 9.1－4 表 原子炉建屋ガス処理系主要仕様に記載する。

水素濃度制御設備
静的触媒式水素再結合器

静的触媒式水素再結合器
種

類

個

数

水素処理容量

触媒反応式

種

56

基

(4) 非常用ガス再循環系フィルタトレイン

類

触媒反応式

数

24

水素処理容量

約 0.25kg/h/個

約 0.5kg／h（1 基当たり）

第 9.1－4 表 原子炉建屋ガス処理系主要仕様に記載する。
(5) 静的触媒式水素再結合器
種

類

触媒反応式

静的触媒式水素再結合器動作監視装置

静的触媒式水素再結合器動作監視装置

基

数

24

（「計測制御系統施設」と兼用）（「ヘ 計測制御系統施設の構造及び設備」と兼用）

水素処理容量（水素濃度 4.0vol％，100℃，大気圧において）（水素濃度 4.0vol%，100℃，大気圧において）

個

数

計測範囲

4

個

0～300℃

計測範囲（「計測制御系統施設」と兼用）
数

100℃，大気圧において）

40～300℃

８（「ヘ 計測制御系統施設の構造及び設備」と兼用）
個数(6) 静的触媒式水素再結合器動作監視装置
第 6.4－1 表 計装設備（重大事故等対処設備）の主要機器仕様に記

原子炉建屋水素濃度

原子炉建屋水素濃度個

数

約 0.5kg／h（1 基当たり）（水素濃度 4.0vol％，載する。

［触媒式］2［熱伝導式］3(7) 原子炉建屋水素濃度
第 6.4－1 表 計装設備（重大事故等対処設備）の主要機器仕様に記載する。

8

柏崎原子力発電所／東海第二発電所 本文比較表 【対象項目： 第５４条 】【本文】柏崎原子力発電所 ６／７号炉
ニ

核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設の構造及び設備

下線：先行 BWR との差異

【本文】東海第二発電所（最新）ニ

核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設の構造及び設備(3) 核燃料物質貯蔵用冷却設備の構造及び冷却能力(3) 核燃料物質貯蔵用冷却設備の構造及び冷却能力(ⅱ)使用済燃料貯蔵プールの冷却等のための設備(ⅱ)

【添八】東海第二発電所（最新）
4.3 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備
4.3.1 概要

使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備

使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能が喪失し，又は使用済燃料プール

使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能が喪失し，又は使用済燃料プール

使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能が喪失し，又は使用済燃料プール

からの水の漏えいその他の要因により当該使用済燃料プールの水位が低下しからの水の漏えいその他の要因により当該使用済燃料プールの水位が低下しからの水の漏えいその他の要因により当該使用済燃料プールの水位が低下した場合において使用済燃料プール内燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及びた場合において使用済燃料プール内燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及びた場合において使用済燃料プール内燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止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。

臨界を防止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。

臨界を防止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。

使用済燃料プールからの大量の水の漏えいその他の要因により使用済燃料

使用済燃料プールからの大量の水の漏えいその他の要因により使用済燃料

使用済燃料プールからの大量の水の漏えいその他の要因により使用済燃料

プールの水位が異常に低下した場合において，使用済燃料プール内燃料体等のプールの水位が異常に低下した場合において，使用済燃料プール内燃料体等のプールの水位が異常に低下した場合において，使用済燃料プール内燃料体等の著しい損傷の進行を緩和し，及び臨界を防止するために必要な重大事故等対処

著しい損傷の進行を緩和し，及び臨界を防止するために必要な重大事故等対処

著しい損傷の進行を緩和し，及び臨界を防止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。

設備を設置及び保管する。

設備を設置及び保管する。
使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備の系統概要図を第 4.3－1 図から第4.3－7 図に示す。
4.3.2 設計方針

使用済燃料プールの冷却等のための設備のうち，使用済燃料プールの冷却機

使用済燃料プールからの大量の水の漏えいその他の要因により使用済燃料

使用済燃料プールの冷却等のための設備のうち，使用済燃料プールの冷却機

能又は注水機能が喪失し，又は使用済燃料プールからの小規模な水の漏えいそ

プールの水位が異常に低下した場合において，使用済燃料プール内燃料体等の能又は注水機能が喪失し，又は使用済燃料プールからの小規模な水の漏えいその他の要因により使用済燃料プールの水位が低下した場合においても使用済

著しい損傷の進行を緩和し，及び臨界を防止するために必要な重大事故等対処の他の要因により使用済燃料プールの水位が低下した場合においても使用済

燃料プール内燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止できるよう設備を設置及び保管する。

燃料プール内燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止できるよう使用済燃料プールの水位を維持するための設備，並びに使用済燃料プールから

使用済燃料プールの冷却等のための設備のうち，使用済燃料プールの冷却機

使用済燃料プールの水位を維持するための設備，並びに使用済燃料プールからの大量の水の漏えいその他の要因により使用済燃料プールの水位が異常に低能又は注水機能が喪失し，又は使用済燃料プールからの小規模な水の漏えいその大量の水の漏えいその他の要因により使用済燃料プールの水位が異常に低下した場合においても使用済燃料プール内燃料体等の著しい損傷を緩和し，及の他の要因により使用済燃料プールの水位が低下した場合においても使用済

下した場合においても使用済燃料プール内燃料体等の著しい損傷を緩和し，及び臨界を防止するための設備として，燃料プール代替注水系を設ける。

燃料プール内燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止できるようび臨界を防止するための設備として，代替燃料プール注水系を設ける。

使用済燃料プールに接続する配管の破損等により，使用済燃料プールディフ 使用済燃料プールの水位を維持するための設備，並びに使用済燃料プールから
ューザ配管からサイフォン現象による水の漏えいが発生した場合に，漏えいの使用済燃料プールに接続する配管の破損等により，使用済燃料プール水戻りの大量の水の漏えいその他の要因により使用済燃料プールの水位が異常に低配管からサイフォン現象による水の漏えいが発生した場合に，漏えいの継続を継続を防止するため，ディフューザ配管上部にサイフォンブレーク孔を設け下した場合においても使用済燃料プール内燃料体等の著しい損傷を緩和し，及防止するため，戻り配管上部に静的サイフォンブレーカを設ける。

る。また，現場での手動弁の隔離操作によっても漏えいを停止できる設計とすび臨界を防止するための設備として，代替燃料プール注水系を設ける。

る。

使用済燃料プールに接続する配管の破損等により，使用済燃料プール水戻り
配管からサイフォン現象による水の漏えいが発生した場合に，漏えいの継続を防止するため，戻り配管上部に静的サイフォンブレーカを設ける

使用済燃料プールの冷却等のための設備のうち，使用済燃料プール内燃料体

使用済燃料プールの冷却等のための設備のうち，使用済燃料プール内燃料体

使用済燃料プールの冷却等のための設備のうち，使用済燃料プール内燃料体等の著しい損傷に至った場合において大気への放射性物質の拡散を抑制する等の著しい損傷に至った場合において大気への放射性物質の拡散を抑制する等の著しい損傷に至った場合において大気への放射性物質の拡散を抑制するための設備として原子炉建屋放水設備を設ける。

ための設備として原子炉建屋放水設備を設ける。

ための設備として原子炉建屋放水設備を設ける。

使用済燃料プールの冷却等のための設備のうち，重大事故等時において，使使用済燃料プールの冷却等のための設備のうち，重大事故等時において，使使用済燃料プールの冷却等のための設備のうち，重大事故等時において，使用済燃料プールの状態を監視するための設備として，使用済燃料プールの監視用済燃料プールの状態を監視するための設備として，使用済燃料プールの監視用済燃料プールの状態を監視するための設備として，使用済燃料プールの監視設備を設ける。

設備を設ける。
。

設備を設ける。

1/23

柏崎原子力発電所／東海第二発電所 本文比較表 【対象項目： 第５４条 】【本文】柏崎原子力発電所 ６／７号炉
a.

使用済燃料プールの冷却機能若しくは注水機能の喪失時又は使用済燃料【本文】東海第二発電所（最新）【添八】東海第二発電所（最新）ａ．使用済燃料プールの冷却機能若しくは注水機能の喪失時又は使用済燃料(1) 使用済燃料プールの冷却機能若しくは注水機能の喪失時又は使用済燃

プール水の小規模な漏えい発生時に用いる設備(a) 燃料プール代替注水下線：先行 BWR との差異

プール水の小規模な漏えい発生時に用いる設備(a)

代替燃料プール注水(a-1) 常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水

料プール水の小規模な漏えい発生時に用いる設備
ａ．代替燃料プール注水(a)

常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水

残留熱除去系（使用済燃料プール水の冷却及び補給）及び燃料プール冷

残留熱除去系（使用済燃料プール水の冷却及び補給）及び燃料プール

却浄化系の有する使用済燃料プールの冷却機能喪失又は残留熱除去系ポ冷却浄化系の有する使用済燃料プールの冷却機能喪失又は残留熱除去

ンプによる使用済燃料プールへの補給機能が喪失し，又は使用済燃料プ

系ポンプによる使用済燃料プールへの補給機能が喪失し，又は使用済燃ールに接続する配管の破断等による使用済燃料プール水の小規模な漏え

料プールに接続する配管の破断等による使用済燃料プール水の小規模

いにより使用済燃料プールの水位が低下した場合に，使用済燃料プールな漏えいにより使用済燃料プールの水位が低下した場合に，使用済燃料

内燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止するための重大事

プール内燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止するため

故等対処設備として，常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プールの重大事故等対処設備として，常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃

注水系（注水ライン）は，常設低圧代替注水系ポンプにより，代替淡水貯料プール注水系（注水ライン）を使用する。

槽の水を代替燃料プール注水系配管から使用済燃料プールへ注水するこ

常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）とで，使用済燃料プールの水位を維持できる設計とする。

は，常設低圧代替注水系ポンプ，配管・弁類，計測制御装置等で構成し，常設低圧代替注水系ポンプにより，代替淡水貯槽の水を代替燃料プール
注水系配管から使用済燃料プールへ注水することで，使用済燃料プールの水位を維持できる設計とする。

常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）
は，代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替
交流電源設備からの給電が可能な設計とする。
また，使用済燃料貯蔵ラックの形状を維持することにより臨界を防止できる設計とする。

常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）
は，代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替
交流電源設備からの給電が可能な設計とする。
また，使用済燃料貯蔵ラックの形状を維持することにより臨界を防止できる設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・常設低圧代替注水系ポンプ
・代替淡水貯槽（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）
・常設代替交流電源設備（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）
・代替所内電気設備（10.2 代替電源設備）
・燃料給油設備（10.2 代替電源設備）
本系統の流路として，配管及び弁を重大事故等対処設備として使用す
る。

2/23

柏崎原子力発電所／東海第二発電所 本文比較表 【対象項目： 第５４条 】【本文】柏崎原子力発電所 ６／７号炉

下線：先行 BWR との差異

【本文】東海第二発電所（最新）【添八】東海第二発電所（最新）
その他，設計基準対象施設である使用済燃料プールを重大事故等対処設
備として使用する。

(a-2) 可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる代(b)

可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる代

替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注注水

水

残留熱除去系（使用済燃料プール水の冷却及び補給）及び燃料プール冷

残留熱除去系（使用済燃料プール水の冷却及び補給）及び燃料プール冷却浄化系の有する使用済燃料プールの冷却機能喪失又は残留熱除去系ポ

却浄化系の有する使用済燃料プールの冷却機能喪失又は残留熱除去系ポンプによる使用済燃料プールへの補給機能が喪失し，又は使用済燃料プンプによる使用済燃料プールへの補給機能が喪失し，又は使用済燃料プールに接続する配管の破断等により使用済燃料プール水の小規模な漏えールに接続する配管の破断等により使用済燃料プール水の小規模な漏え

いにより使用済燃料プールの水位が低下した場合に，使用済燃料プール

いにより使用済燃料プールの水位が低下した場合に，使用済燃料プール

内燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止するための重大事

内燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止するための重大事

故等対処設備として，代替燃料プール注水系（注水ライン）は，可搬型代

故等対処設備として，可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大替注水中型ポンプにより西側淡水貯水設備の水を，可搬型代替注水大型型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用する。

ポンプにより代替淡水貯槽の水を代替燃料プール注水系配管から使用済

可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる代替

燃料プールへ注水することで，使用済燃料プールの水位を維持できる設

燃料プール注水系（注水ライン）は，可搬型代替注水中型ポンプ，可搬型計とする。

代替注水大型ポンプ，配管・ホース・弁類，計測制御装置等で構成し，可搬型代替注水中型ポンプにより西側淡水貯水設備の水を，可搬型代替注
水大型ポンプにより代替淡水貯槽の水を代替燃料プール注水系配管から使用済燃料プールへ注水することで，使用済燃料プールの水位を維持できる設計とする。

可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる代

可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる代替

替燃料プール注水系（注水ライン）は，代替所内電気設備を経由した常燃料プール注水系（注水ライン）は，代替所内電気設備を経由した常設代

設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な

替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計と設計とする。

する。

また，使用済燃料貯蔵ラックの形状を維持することにより臨界を防止できる設計とする。

また，使用済燃料貯蔵ラックの形状を維持することにより臨界を防止できる設計とする。

可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる代

可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる代替

替燃料プール注水系（注水ライン）は，淡水源が枯渇した場合において，燃料プール注水系（注水ライン）は，淡水源が枯渇した場合において，重

重大事故等の収束に必要となる水の供給設備である可搬型代替注水中

大事故等の収束に必要となる水の供給設備である可搬型代替注水中型ポ型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプにより海を利用できる設計とンプ又は可搬型代替注水大型ポンプにより海を利用できる設計とする。

する。また，可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプ

また，可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，空冷は，空冷式のディーゼルエンジンにより駆動できる設計とする。

式のディーゼルエンジンにより駆動できる設計とする。燃料は，燃料給油設備である可搬型設備用軽油タンク及びタンクローリにより補給できる設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・可搬型代替注水中型ポンプ

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柏崎原子力発電所／東海第二発電所 本文比較表 【対象項目： 第５４条 】【本文】柏崎原子力発電所 ６／７号炉

下線：先行 BWR との差異

【本文】東海第二発電所（最新）【添八】東海第二発電所（最新）・可搬型代替注水大型ポンプ
・西側淡水貯水設備（9.12

重大事故等の収束に必要となる水の供給設

備）・代替淡水貯槽（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）
・常設代替交流電源設備（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）
・代替所内電気設備（10.2

代替電源設備）・燃料給油設備（10.2 代替電源設備）
本系統の流路として，配管，弁及びホース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使用済燃料プールを重大事故等対処設
備として使用する。
(a-3) 常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプ
レイヘッダ）を使用した使用済燃料プールへの注水(c) 常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレ
イヘッダ）を使用した使用済燃料プールへの注水

残留熱除去系（使用済燃料プール水の冷却及び補給）及び燃料プール冷

残留熱除去系（使用済燃料プール水の冷却及び補給）及び燃料プール冷却浄化系の有する使用済燃料プールの冷却機能喪失又は残留熱除去系ポ

却浄化系の有する使用済燃料プールの冷却機能喪失又は残留熱除去系ポンプによる使用済燃料プールへの補給機能が喪失し，又は使用済燃料プンプによる使用済燃料プールへの補給機能が喪失し，又は使用済燃料プールに接続する配管の破断等により使用済燃料プール水の小規模な漏えールに接続する配管の破断等により使用済燃料プール水の小規模な漏え

いにより使用済燃料プールの水位が低下した場合に，使用済燃料プール

いにより使用済燃料プールの水位が低下した場合に，使用済燃料プール

内燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止するための重大事

内燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止するための重大事

故等対処設備として，常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール

故等対処設備として，常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール

注水系（常設スプレイヘッダ）は，常設低圧代替注水系ポンプにより，代注水系（常設スプレイヘッダ）を使用する。

替淡水貯槽の水を代替燃料プール注水系配管等を経由して常設スプレイ

常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイ

ヘッダから使用済燃料プールへ注水することで，使用済燃料プールの水

ヘッダ）は，常設低圧代替注水系ポンプ，常設スプレイヘッダ，配管・弁位を維持できる設計とする。

類，計測制御装置等で構成し，常設低圧代替注水系ポンプにより，代替淡水貯槽の水を代替燃料プール注水系配管等を経由して常設スプレイヘッ
ダから使用済燃料プールへ注水することで，使用済燃料プールの水位を維持できる設計とする。

常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレ

常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイ

イヘッダ）は，代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可ヘッダ）は，代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬

搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。

型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。

また，使用済燃料貯蔵ラックの形状を維持することにより臨界を防止できる設計とする。

また，使用済燃料貯蔵ラックの形状を維持することにより臨界を防止できる設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・常設低圧代替注水系ポンプ

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柏崎原子力発電所／東海第二発電所 本文比較表 【対象項目： 第５４条 】【本文】柏崎原子力発電所 ６／７号炉

下線：先行 BWR との差異

【本文】東海第二発電所（最新）【添八】東海第二発電所（最新）・代替淡水貯槽（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）
・常設スプレイヘッダ
・常設代替交流電源設備（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）
・代替所内電気設備（10.2 代替電源設備）
・燃料給油設備（10.2 代替電源設備）
本系統の流路として，配管及び弁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使用済燃料プールを重大事故等対処設
備として使用する。

(a-1) 燃料プール代替注水系による常設スプレイヘッダを使用した使用済燃(a-4) 可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプ(d) 可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレ

料プールへの注水

レイヘッダ）を使用した使用済燃料プールへの注水

残留熱除去系（燃料プール冷却モード）及び燃料プール冷却浄化系の有残留熱除去系（使用済燃料プール水の冷却及び補給）及び燃料プール冷する使用済燃料プールの冷却機能喪失又は残留熱除去系ポンプによる使用

却浄化系の有する使用済燃料プールの冷却機能喪失又は残留熱除去系ポ

残留熱除去系（使用済燃料プール水の冷却及び補給）及び燃料プール冷済燃料プールへの補給機能が喪失し，又は使用済燃料プールに接続する配ンプによる使用済燃料プールへの補給機能が喪失し，又は使用済燃料プー

却浄化系の有する使用済燃料プールの冷却機能喪失又は残留熱除去系ポ管の破損等により使用済燃料プール水の小規模な漏えいにより使用済燃料

ルに接続する配管の破断等により使用済燃料プール水の小規模な漏えい

ンプによる使用済燃料プールへの補給機能が喪失し，又は使用済燃料プ

プールの水位が低下した場合に，使用済燃料プール内燃料体等を冷却し，により使用済燃料プールの水位が低下した場合に，使用済燃料プール内燃ールに接続する配管の破断等により使用済燃料プール水の小規模な漏え

放射線を遮蔽し，及び臨界を防止するための重大事故等対処設備として，料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止するための重大事故等

いにより使用済燃料プールの水位が低下した場合に，使用済燃料プール

燃料プール代替注水系は，可搬型代替注水ポンプ（A-1級）及び可搬型代替対処設備として，可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系

内燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止するための重大事

注水ポンプ（A-2級）又は可搬型代替注水ポンプ（A-2級）により，代替淡（常設スプレイヘッダ）は，可搬型代替注水大型ポンプにより，代替淡水故等対処設備として，可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール

水源の水を燃料プール代替注水系配管等を経由して常設スプレイヘッダか貯槽の水を代替燃料プール注水系配管等を経由して常設スプレイヘッダ

注水系（常設スプレイヘッダ）を使用する。

ら使用済燃料プールへ注水することで，使用済燃料プールの水位を維持でから使用済燃料プールへ注水することで，使用済燃料プールの水位を維持きる設計とする。

できる設計とする。

イヘッダ）を使用した使用済燃料プールへの注水可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールへの注水

可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）は，可搬型代替注水大型ポンプ，常設スプレイヘッダ，配管・ホース・弁類，計測制御装置等で構成し，可搬型代替注水大型ポンプにより，可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイ

代替淡水貯槽の水を代替燃料プール注水系配管等を経由して常設スプレヘッダ）は，代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬

イヘッダから使用済燃料プールへ注水することで，使用済燃料プールの型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。

水位を維持できる設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）は，代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。

また，使用済燃料貯蔵ラックの形状を維持することにより臨界を防止できる設計とする。

また，使用済燃料貯蔵ラックの形状を維持することにより臨界を防止できる設計とする。

また，使用済燃料貯蔵ラックの形状を維持することにより臨界を防止できる設計とする。

常設スプレイヘッダを使用した燃料プール代替注水系は，代替淡水源が可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイ

可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイ

枯渇した場合において，重大事故等の収束に必要となる水の供給設備であヘッダ）は，淡水源が枯渇した場合において，重大事故等の収束に必要とヘッダ）は，淡水源が枯渇した場合において，重大事故等の収束に必要とる大容量送水車（海水取水用）により海を利用できる設計とする。また，なる水の供給設備である可搬型代替注水大型ポンプにより海を利用できなる水の供給設備である可搬型代替注水大型ポンプにより海を利用でき

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下線：先行 BWR との差異

【本文】東海第二発電所（最新）【添八】東海第二発電所（最新）

可搬型代替注水ポンプ（A-1級）及び可搬型代替注水ポンプ（A-2級）は，る設計とする。また，可搬型代替注水大型ポンプは，空冷式のディーゼルる設計とする。また，可搬型代替注水大型ポンプは，空冷式のディーゼル

ディーゼルエンジンにより駆動できる設計とする。

エンジンにより駆動できる設計とする。

エンジンにより駆動できる設計とする。燃料は，燃料給油設備である可搬型設備用軽油タンク及びタンクローリにより補給できる設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・可搬型代替注水大型ポンプ
・代替淡水貯槽（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）
・常設スプレイヘッダ
・常設代替交流電源設備（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）
・代替所内電気設備（10.2 代替電源設備）
・燃料給油設備（10.2 代替電源設備）
本系統の流路として，配管，弁及びホース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使用済燃料プールを重大事故等対処設
備として使用する。

(a-2) 燃料プール代替注水系による可搬型スプレイヘッダを使用した使用済
燃料プールへの注水(a-5) 可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型ス
プレイノズル）を使用した使用済燃料プールへの注水(e)

可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型ス

プレイノズル）を使用した使用済燃料プールへの注水
残留熱除去系（使用済燃料プール水の冷却及び補給）及び燃料プール冷

残留熱除去系（燃料プール冷却モード）及び燃料プール冷却浄化系の有する残留熱除去系（使用済燃料プール水の冷却及び補給）及び燃料プール冷却浄却浄化系の有する使用済燃料プールの冷却機能喪失又は残留熱除去系ポン

使用済燃料プールの冷却機能喪失又は残留熱除去系ポンプによる使用済燃料化系の有する使用済燃料プールの冷却機能喪失又は残留熱除去系ポンプによプによる使用済燃料プールへの補給機能が喪失し，又は使用済燃料プール

プールへの補給機能が喪失し，又は使用済燃料プールに接続する配管の破損等る使用済燃料プールへの補給機能が喪失し，又は使用済燃料プールに接続するに接続する配管の破損等により使用済燃料プール水の小規模な漏えいによにより使用済燃料プール水の小規模な漏えいにより使用済燃料プールの水位

配管の破損等により使用済燃料プール水の小規模な漏えいにより使用済燃料

り使用済燃料プールの水位が低下した場合に，使用済燃料プール内燃料体が低下した場合に，使用済燃料プール内燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し， プールの水位が低下した場合に，使用済燃料プール内燃料体等を冷却し，放射等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止するための重大事故等対処及び臨界を防止するための重大事故等対処設備として，燃料プール代替注水系

線を遮蔽し，及び臨界を防止するための重大事故等対処設備として，可搬型代設備として，可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可は，可搬型代替注水ポンプ（A-1級）及び可搬型代替注水ポンプ（A-2級）又は替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）は，搬型スプレイノズル）を使用する。

可搬型代替注水ポンプ（A-2級）により代替淡水源の水をホースを経由して可

可搬型代替注水大型ポンプにより代替淡水貯槽の水をホースを経由して可搬

可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレ

搬型スプレイヘッダから使用済燃料プールへ注水することで，使用済燃料プー型スプレイノズルから使用済燃料プールへ注水することで，使用済燃料プール

イノズル）は，可搬型代替注水大型ポンプ，可搬型スプレイノズル，ホールの水位を維持できる設計とする。

の水位を維持できる設計とする。

ス・弁類，計測制御装置等で構成し，可搬型代替注水大型ポンプにより代替淡水貯槽の水をホースを経由して可搬型スプレイノズルから使用済燃料
プールへ注水することで，使用済燃料プールの水位を維持できる設計とする。

また，使用済燃料貯蔵ラックの形状を維持することにより臨界を防止できる設計とする。
可搬型スプレイヘッダを使用した燃料プール代替注水系は，代替淡水源が枯

また，使用済燃料貯蔵ラックの形状を維持することにより臨界を防止できる設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノ

また，使用済燃料貯蔵ラックの形状を維持することにより臨界を防止できる設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレ

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下線：先行 BWR との差異

【本文】柏崎原子力発電所 ６／７号炉【本文】東海第二発電所（最新）【添八】東海第二発電所（最新）

渇した場合において，重大事故等の収束に必要となる水の供給設備である大容ズル）は，淡水源が枯渇した場合において，重大事故等の収束に必要となる水イノズル）は，淡水源が枯渇した場合において，重大事故等の収束に必要量送水車（海水取水用）により海を利用できる設計とする。また，可搬型代替の供給設備である可搬型代替注水大型ポンプにより海を利用できる設計とすとなる水の供給設備である可搬型代替注水大型ポンプにより海を利用でき

注水ポンプ（A-1級）及び可搬型代替注水ポンプ（A-2級）は，ディーゼルエン

る。また，可搬型代替注水大型ポンプは，空冷式のディーゼルエンジンによりる設計とする。また，可搬型代替注水大型ポンプは，空冷式のディーゼルジンにより駆動できる設計とする。

駆動できる設計とする。

エンジンにより駆動できる設計とする。燃料は，燃料給油設備である可搬型設備用軽油タンク及びタンクローリにより補給できる設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・可搬型代替注水大型ポンプ
・可搬型スプレイノズル
・燃料給油設備（10.2 代替電源設備）
本系統の流路として，弁及びホース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使用済燃料プールを重大事故等対処設
備として使用する。

b.使用済燃料プールからの大量の水の漏えい発生時に用いる設備(a) 燃料プールスプレイ

ｂ．使用済燃料プールからの大量の水の漏えい発生時に用いる設備(2) 使用済燃料プールからの大量の水の漏えい発生時に用いる設備(a) 燃料プールスプレイ

ａ．燃料プールスプレイ(a-1) 常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプ(a) 常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレ

レイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイ

イヘッダ）を使用した使用済燃料プールへのスプレイ

使用済燃料プールからの大量の水の漏えい等により使用済燃料プール

使用済燃料プールからの大量の水の漏えい等により使用済燃料プールのの水位が異常に低下した場合に，燃料損傷を緩和するとともに，燃料損傷

水位が異常に低下した場合に，燃料損傷を緩和するとともに，燃料損傷時時には使用済燃料プール内燃料体等の上部全面にスプレイすることによには使用済燃料プール内燃料体等の上部全面にスプレイすることによりでりできる限り環境への放射性物質の放出を低減するための重大事故等対

きる限り環境への放射性物質の放出を低減するための重大事故等対処設備

処設備として，常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系として，常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設ス（常設スプレイヘッダ）は，常設低圧代替注水系ポンプにより，代替淡水

プレイヘッダ）を使用する。

貯槽の水を代替燃料プール注水系配管等を経由して常設スプレイヘッダ

常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイ

から使用済燃料プール内燃料体等に直接スプレイすることで，燃料損傷をヘッダ）は，常設低圧代替注水系ポンプ，常設スプレイヘッダ，配管・弁緩和するとともに，環境への放射性物質の放出をできる限り低減できる設類，計測制御装置等で構成し，常設低圧代替注水系ポンプにより，代替淡計とする。

水貯槽の水を代替燃料プール注水系配管等を経由して常設スプレイヘッダから使用済燃料プール内燃料体等に直接スプレイすることで，燃料損傷を緩和するとともに，環境への放射性物質の放出をできる限り低減できる設計とする。

常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイ

常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）は，代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬ヘッダ）は，代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。

型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。

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下線：先行 BWR との差異

【本文】東海第二発電所（最新）
また，スプレイや蒸気条件下でも臨界にならないよう配慮したラック形状によって，臨界を防止することができる設計とする。

【添八】東海第二発電所（最新）
また，スプレイや蒸気条件下でも臨界にならないよう配慮したラック形状によって，臨界を防止す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。
・常設低圧代替注水系ポンプ
・代替淡水貯槽（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）
・常設スプレイヘッダ
・常設代替交流電源設備（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）
・代替所内電気設備（10.2 代替電源設備）
・燃料給油設備（10.2 代替電源設備）
本系統の流路として，配管及び弁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使用済燃料プールを重大事故等対処設備として使用する。

(a-1) 燃料プール代替注水系による常設スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへのスプレイ(a-2) 可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレ
イヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイ(b)可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールへのスプレイ

使用済燃料プールからの大量の水の漏えい等により使用済燃料プールの使用済燃料プールからの大量の水の漏えい等により使用済燃料プールの使用済燃料プールからの大量の水の漏えい等により使用済燃料プールの水位が異常に低下した場合に，燃料損傷を緩和するとともに，燃料損傷時

水位が異常に低下した場合に，燃料損傷を緩和するとともに，燃料損傷時に水位が異常に低下した場合に，燃料損傷を緩和するとともに，燃料損傷時にには使用済燃料プール内燃料体等の上部全面にスプレイすることによりでは使用済燃料プール内燃料体等の上部全面にスプレイすることによりできは使用済燃料プール内燃料体等の上部全面にスプレイすることによりでききる限り環境への放射性物質の放出を低減するための重大事故等対処設備

る限り環境への放射性物質の放出を低減するための重大事故等対処設備とる限り環境への放射性物質の放出を低減するための重大事故等対処設備ととして，燃料プール代替注水系は，可搬型代替注水ポンプ（A-1級）及び可

して，可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレ

して，可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレ

搬型代替注水ポンプ（A-2級）により，代替淡水源の水を燃料プール代替注イヘッダ）は，可搬型代替注水大型ポンプにより，代替淡水貯槽の水を代替

イヘッダ）を使用する。

水系配管等を経由して常設スプレイヘッダから使用済燃料プール内燃料体

燃料プール注水系配管等を経由して常設スプレイヘッダから使用済燃料プ

可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘ

等に直接スプレイすることで，燃料損傷を緩和するとともに，環境への放ール内燃料体等に直接スプレイすることで，燃料損傷を緩和するとともに，

ッダ）は，可搬型代替注水大型ポンプ，常設スプレイヘッダ，配管・ホース・

射性物質の放出をできる限り低減できる設計とする。

環境への放射性物質の放出をできる限り低減できる設計とする

弁類，計測制御装置等で構成し，可搬型代替注水大型ポンプにより，代替淡水貯槽の水を代替燃料プール注水系配管等を経由して常設スプレイヘッダから使用済燃料プール内燃料体等に直接スプレイすることで，燃料損傷を緩和するとともに，環境への放射性物質の放出をできる限り低減できる設計とする。

また，スプレイや蒸気条件下でも臨界にならないよう配慮したラック形状
によって，臨界を防止することができる設計とする。

可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイ

可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘ

ヘッダ）は，代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型ッダ）は，代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代

代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。

替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。

また，スプレイや蒸気条件下でも臨界にならないよう配慮したラック形状によって，臨界を防止することができる設計とする。

また，スプレイや蒸気条件下でも臨界にならないよう配慮したラック形状
によって，臨界を防止することができる設計とする。

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下線：先行 BWR との差異

【本文】東海第二発電所（最新）【添八】東海第二発電所（最新）

常設スプレイヘッダを使用した燃料プール代替注水系は，代替淡水源が枯

可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイ

可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘ

渇した場合において，重大事故等の収束に必要となる水の供給設備である大ヘッダ）は，淡水源が枯渇した場合において，重大事故等の収束に必要となッダ）は，淡水源が枯渇した場合において，重大事故等の収束に必要となる

容量送水車（海水取水用）により海を利用できる設計とする。また，可搬型

る水の供給設備である可搬型代替注水大型ポンプにより海を利用できる設

水の供給設備である可搬型代替注水大型ポンプにより海を利用できる設計

代替注水ポンプ（A-1級）及び可搬型代替注水ポンプ（A-2級）は，ディーゼ計とする。また，可搬型代替注水大型ポンプは，空冷式のディーゼルエンジとする。また，可搬型代替注水大型ポンプは，空冷式のディーゼルエンジン

ルエンジンにより駆動できる設計とする。

ンにより駆動できる設計とする。

により駆動できる設計とする。燃料は，燃料給油設備である可搬型設備用軽油タンク及びタンクローリにより補給できる設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・可搬型代替注水大型ポンプ
・代替淡水貯槽（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）
・常設スプレイヘッダ
・常設代替交流電源設備（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）
・代替所内電気設備（10.2 代替電源設備）
・燃料給油設備（10.2 代替電源設備）
本系統の流路として，配管，弁及びホース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使用済燃料プールを重大事故等対処設
備として使用する。

(a-2) 燃料プール代替注水系による可搬型スプレイヘッダを使用した使用済(a-3) 可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプ(c) 可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレ

燃料プールへのスプレイ

レイノズル）を使用した使用済燃料プールスプレイ

使用済燃料プールからの大量の水の漏えい等により使用済燃料プール

使用済燃料プールからの大量の水の漏えい等により使用済燃料プール

使用済燃料プールからの大量の水の漏えい等により使用済燃料プールのの水位が異常に低下した場合に，燃料損傷を緩和するとともに，燃料損傷の水位が異常に低下した場合に，燃料損傷を緩和するとともに，燃料損傷

水位が異常に低下した場合に，燃料損傷を緩和するとともに，燃料損傷時時には使用済燃料プール内燃料体等の上部全面にスプレイすることによ時には使用済燃料プール内燃料体等の上部全面にスプレイすることによには使用済燃料プール内燃料体等の上部全面にスプレイすることによりでりできる限り環境への放射性物質の放出を低減するための重大事故等対りできる限り環境への放射性物質の放出を低減するための重大事故等対

きる限り環境への放射性物質の放出を低減するための重大事故等対処設備

処設備として，燃料プール代替注水系は，可搬型代替注水ポンプ（A-1級）

処設備として，可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系

として，可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型

及び可搬型代替注水ポンプ（A-2級）又は可搬型代替注水ポンプ（A-2級）（可搬型スプレイノズル）は，可搬型代替注水大型ポンプにより，代替淡スプレイノズル）を使用する。

により，代替淡水源の水をホース等を経由して可搬型スプレイヘッダか

水貯槽の水をホース等を経由して可搬型スプレイノズルから使用済燃料

可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレ

ら使用済燃料プール内燃料体等に直接スプレイすることで，燃料損傷を

プール内燃料体等に直接スプレイすることで，燃料損傷を緩和するとともイノズル）は，可搬型代替注水大型ポンプ，可搬型スプレイノズル，ホー

緩和するとともに，環境への放射性物質の放出をできる限り低減できるに，環境への放射性物質の放出をできる限り低減できる設計とする。

ス・弁類，計測制御装置等で構成し，可搬型代替注水大型ポンプにより，設計とする。

イノズル）を使用した使用済燃料プールへのスプレイ

代替淡水貯槽の水をホース等を経由して可搬型スプレイノズルから使用済
燃料プール内燃料体等に直接スプレイすることで，燃料損傷を緩和するとともに，環境への放射性物質の放出をできる限り低減できる設計とする。

また，スプレイや蒸気条件下でも臨界にならないよう配慮したラック形

また，スプレイや蒸気条件下でも臨界にならないよう配慮したラック形

また，スプレイや蒸気条件下でも臨界にならないよう配慮したラック形

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柏崎原子力発電所／東海第二発電所 本文比較表 【対象項目： 第５４条 】【本文】柏崎原子力発電所 ６／７号炉状によって，臨界を防止することができる設計とする。

下線：先行 BWR との差異

【本文】東海第二発電所（最新）状によって，臨界を防止することができる設計とする。

【添八】東海第二発電所（最新）状によって，臨界を防止することができる設計とする。

可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレ

可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレが枯渇した場合において，重大事故等の収束に必要となる水の供給設備

イノズル）は，淡水源が枯渇した場合において，重大事故等の収束に必要イノズル）は，淡水源が枯渇した場合において，重大事故等の収束に必要である大容量送水車（海水取水用）により海を利用できる設計とする。ま

となる水の供給設備である可搬型代替注水大型ポンプにより海を利用でとなる水の供給設備である可搬型代替注水大型ポンプにより海を利用でき

た，可搬型代替注水ポンプ（A-1級）及び可搬型代替注水ポンプ（A-2級）

きる設計とする。また，可搬型代替注水大型ポンプは，空冷式のディーゼる設計とする。また，可搬型代替注水大型ポンプは，空冷式のディーゼル

は，ディーゼルエンジンにより駆動できる設計とする。

ルエンジンにより駆動できる設計とする。

エンジンにより駆動できる設計とする。燃料は，燃料給油設備である可搬

可搬型スプレイヘッダを使用した燃料プール代替注水系は，代替淡水源型設備用軽油タンク及びタンクローリにより補給できる設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・可搬型代替注水大型ポンプ
・代替淡水貯槽（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）
・可搬型スプレイノズル
・燃料給油設備（10.2 代替電源設備）
本系統の流路として，弁及びホース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使用済燃料プールを重大事故等対処設
備として使用する。
(b) 大気への放射性物質の拡散抑制(b) 大気への放射性物質の拡散抑制

ｂ．大気への放射性物質の拡散抑制(b-1) 原子炉建屋放水設備による大気への放射性物質の拡散抑制(b-1) 原子炉建屋放水設備による大気への放射性物質の拡散抑制(a) 原子炉建屋放水設備による大気への放射性物質の拡散抑制

使用済燃料プールからの大量の水の漏えい等により使用済燃料プールの使用済燃料プールからの大量の水の漏えい等により使用済燃料プールの使用済燃料プールからの大量の水の漏えい等により使用済燃料プールの水位の異常な低下により，使用済燃料プール内燃料体等の著しい損傷に至っ

水位の異常な低下により，使用済燃料プール内燃料体等の著しい損傷に至水位の異常な低下により，使用済燃料プール内燃料体等の著しい損傷に至った場合において，燃料損傷時にはできる限り環境への放射性物質の放出を低った場合において，燃料損傷時にはできる限り環境への放射性物質の放出た場合において，燃料損傷時にはできる限り環境への放射性物質の放出を低減するための重大事故等対処設備として，原子炉建屋放水設備は，大容量送を低減するための重大事故等対処設備として，原子炉建屋放水設備は，可搬減するための重大事故等対処設備として，原子炉建屋放水設備を使用する。

水車（原子炉建屋放水設備用）により海水をホースを経由して放水砲から原型代替注水大型ポンプ（放水用）により海水をホースを経由して放水砲から

原子炉建屋放水設備は，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用），放水砲，

子炉建屋へ放水することで，環境への放射性物質の放出を可能な限り低減で

原子炉建屋へ放水することで，環境への放射性物質の放出を可能な限り低ホース等で構成し，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）により海水をホーきる設計とする。

減できる設計とする。

スを経由して放水砲から原子炉建屋へ放水することで，環境への放射性物質の放出を可能な限り低減できる設計とする。

本系統の詳細については，リ,(3),(ⅲ),e．発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備に記載する。
c. 重大事故等時の使用済燃料プールの監視に用いる設備(a) 使用済燃料プールの監視設備による使用済燃料プールの状態監視

本系統の詳細については，「9.11 発電所外への放射性物質の拡散を抑制

本系統の詳細については，「リ(3)(ⅱ)ｅ．発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備」に記載する。
ｃ．重大事故等時の使用済燃料プールの監視に用いる設備(a)使用済燃料プールの監視設備による使用済燃料プールの状態監視するための設備」に記載する。
(3)

重大事故等時の使用済燃料プールの監視に用いる設備

ａ．使用済燃料プールの監視設備による使用済燃料プールの状態監視

使用済燃料プールの監視設備として，使用済燃料貯蔵プール水位・温度

使用済燃料プールの監視設備として，使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ

使用済燃料プールの監視設備として，使用済燃料プール水位・温度（Ｓ（SA），使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA広域）及び使用済燃料貯蔵プー

広域），使用済燃料プール温度（ＳＡ）及び使用済燃料プールエリア放射線

Ａ広域），使用済燃料プール温度（ＳＡ），使用済燃料プールエリア放射線モ

ル放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）は，想定される重大事故等により変モニタ（高レンジ・低レンジ）は，想定される重大事故等により変動する可ニタ（高レンジ・低レンジ）及び使用済燃料プール監視カメラ（使用済燃料

動する可能性のある範囲にわたり測定可能な設計とする。

能性のある範囲にわたり測定可能な設計とする。

プール監視カメラ用空冷装置を含む）を使用する。

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柏崎原子力発電所／東海第二発電所 本文比較表 【対象項目： 第５４条 】【本文】柏崎原子力発電所 ６／７号炉

下線：先行 BWR との差異

【本文】東海第二発電所（最新）【添八】東海第二発電所（最新）
使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域），使用済燃料プール温度（ＳＡ）
及び使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）は，想定される重大事故等により変動する可能性のある範囲にわたり測定可能な設計とする。

また，使用済燃料貯蔵プール監視カメラは，想定される重大事故等時の使用済燃料プールの状態を監視できる設計とする。

また，使用済燃料プール監視カメラは，想定される重大事故等時の使用済
燃料プールの状態を監視できる設計とする。

また，使用済燃料プール監視カメラは，想定される重大事故等時の使用済燃料プールの状態を監視できる設計とする。

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA），使用済燃料貯蔵プール水位・温度

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域），使用済燃料プール温度（ＳＡ），

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域），使用済燃料プール温度（ＳＡ），（SA広域）及び使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）

使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）及び使用済燃

使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）及び使用済燃は，所内蓄電式直流電源設備及び可搬型直流電源設備から給電が可能であ料プール監視カメラは，常設代替直流電源設備又は可搬型代替直流電源設

料プール監視カメラは，常設代替直流電源設備又は可搬型代替直流電源設備

り，使用済燃料貯蔵プール監視カメラは，常設代替交流電源設備又は可搬型

備から給電が可能な設計とする。

から給電が可能な設計とする。

代替交流電源設備から給電が可能な設計とする。

使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置は，常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備から給電が可能な設計とする。

使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置は，常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備から給電が可能な設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）・使用済燃料プール温度（ＳＡ）
・使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
・使用済燃料プール監視カメラ（使用済燃料プール監視カメラ用空冷装
置を含む）
・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）
・可搬型代替交流電源設備（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）
・代替所内電気設備（10.2

代替電源設備）・燃料給油設備（10.2 代替電源設備）d.

使用済燃料プールから発生する水蒸気による悪影響を防止するための設ｄ．使用済燃料プールから発生する水蒸気による悪影響を防止するための設備

備(a) 代替燃料プール冷却系による使用済燃料プール冷却(a) 燃料プール冷却浄化系による使用済燃料プールの除熱

使用済燃料プールから発生する水蒸気による悪影響を防止するための重大使用済燃料プールから発生する水蒸気による悪影響を防止するための重事故等対処設備として，代替燃料プール冷却系は，使用済燃料プールの水を大事故等対処設備として，燃料プール冷却浄化系は，使用済燃料プールの水ポンプにより熱交換器等を経由して循環させることで，使用済燃料プールををポンプにより熱交換器等を経由して循環させることで，使用済燃料プール冷却できる設計とする。

を冷却できる設計とする。

(4) 使用済燃料プールから発生する水蒸気による悪影響を防止するための設
備
ａ．代替燃料プール冷却系による使用済燃料プール除熱
使用済燃料プールから発生する水蒸気による悪影響を防止するための重大事故等対処設備として，代替燃料プール冷却系を使用する。
代替燃料プール冷却系は，代替燃料プール冷却系ポンプ，代替燃料プール
冷却系熱交換器，配管・弁類，計測制御装置等で構成し，使用済燃料プールの水をポンプにより熱交換器等を経由して循環させることで，使用済燃料プールを冷却できる設計とする。

燃料プール冷却浄化系は，非常用交流電源設備及び原子炉補機冷却系が機代替燃料プール冷却系は，非常用交流電源設備及び原子炉補機冷却系が代替燃料プール冷却系は，非常用交流電源設備及び原子炉補機冷却系が機能喪失した場合でも，常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備，機能喪失した場合でも，常設代替交流電源設備及び緊急用海水系を用いて，能喪失した場合でも，代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備及及び代替原子炉補機冷却系を用いて，使用済燃料プールを除熱できる設計と使用済燃料プールを除熱できる設計とする。

び緊急用海水系を用いて，使用済燃料プールを除熱できる設計とする。

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下線：先行 BWR との差異

【本文】東海第二発電所（最新）【添八】東海第二発電所（最新）

代替燃料プール冷却系は，代替燃料プール冷却系ポンプ，代替燃料プール

代替燃料プール冷却系は，代替燃料プール冷却系ポンプ，代替燃料プール

燃料プール冷却浄化系で使用する代替原子炉補機冷却系は，熱交換器ユニ

冷却系熱交換器，配管・弁類，計測制御装置等で構成し，緊急用海水ポンプ

冷却系熱交換器，配管・弁類，計測制御装置等で構成し，緊急用海水ポンプ

ットを原子炉補機冷却系に接続し，大容量送水車（熱交換器ユニット用）ににより代替燃料プール冷却系熱交換器に海水を送水することで，代替燃料により代替燃料プール冷却系熱交換器に海水を送水することで，代替燃料プ

より熱交換器ユニットに海水を送水することで，燃料プール冷却浄化系の熱プール冷却系熱交換器で発生した熱を最終的な熱の逃がし場である海へ輸ール冷却系熱交換器で発生した熱を最終的な熱の逃がし場である海へ輸送

交換器等で発生した熱を最終的な熱の逃がし場である海へ輸送できる設計

送できる設計とする。

できる設計とする。

する。

とする。

主要な設備は，以下のとおりとする。
・代替燃料プール冷却系ポンプ
・代替燃料プール冷却系熱交換器
・緊急用海水ポンプ
・緊急用海水系ストレーナ・常設代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）
・代替所内電気設備（10.2 代替電源設備）
・燃料給油設備（10.2 代替電源設備）
代替燃料プール冷却系の流路として，配管，弁，スキマサージタンク及びディフューザを重大事故等対処設備として使用する。
緊急用海水系の流路として，緊急用海水系の配管，弁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使用済燃料プールを重大事故等対処設備として使用する。
使用済燃料プールについては，「4.1 燃料体等の取扱設備及び貯蔵設備」に記載する。
緊急用海水ポンプについては，「5.10

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備」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，所内蓄電式直流電源設備，

常設代替交流電源設備については，「ヌ(2)(ⅳ) 代替電源設備」に記載する。

常設代替交流電源設備については，「10.2 代替電源設備」に記載する。

可搬型直流電源設備については，ヌ,(2),(ⅳ)代替電源設備に記載する。
4.3.2.1 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。
常設低圧代替注水系は，残留熱除去系及び燃料プール冷却浄化系と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，常設代替交流電源設備からの給電が可能な設計とすることで，非常用交流電源設備からの給電により駆動する燃料プール冷却浄化系及び残留熱除去系に対して，多様性を有し位置的分散を図る設計とする。
常設低圧代替注水系ポンプは，冷却水を不要（自然冷却）とすることで，残留熱除去系海水系により冷却する残留熱除去系ポンプ及び自然冷却によ

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下線：先行 BWR との差異

【本文】東海第二発電所（最新）【添八】東海第二発電所（最新）
り冷却する燃料プール冷却浄化系ポンプに対して多様性を有する設計とする。
常設低圧代替注水系ポンプは，屋外の常設低圧代替注水系格納槽内に設置することで，原子炉建屋原子炉棟内の燃料プール冷却浄化系ポンプ及び残留熱除去系ポンプと位置的分散を図る設計とする。
可搬型代替注水中型ポンプを使用した使用済燃料プール注水は，残留熱除去系及び燃料プール冷却浄化系と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，可搬型代替注水中型ポンプを空冷式のディーゼルエンジンにより駆動することで，電動駆動ポンプにより構成される燃料プール冷却浄化
系及び残留熱除去系に対して多様性を有する設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプを使用した使用済燃料プール注水及び使用済
燃料プールスプレイは，残留熱除去系及び燃料プール冷却浄化系と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，可搬型代替注水大型ポンプを空冷式のディーゼルエンジンにより駆動することで，電動駆動ポンプにより構成される燃料プール冷却浄化系及び残留熱除去系に対して多様性を有する設計とする。
常設低圧代替注水系ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，代替淡水
貯槽を水源とすることで，使用済燃料プールを水源とする燃料プール冷却浄化系及び残留熱除去系に対して異なる水源を有する設計とする。
可搬型代替注水中型ポンプは，西側淡水貯水設備を水源とすることで，使用済燃料プールを水源とする燃料プール冷却浄化系及び残留熱除去系に対して異なる水源を有する設計とする。
可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，原子炉建
屋原子炉棟から離れた屋外に分散して保管することで，原子炉建屋原子炉
棟内の燃料プール冷却浄化系ポンプ，残留熱除去系ポンプ及び常設低圧代
替注水系格納槽内の常設低圧代替注水系ポンプと共通要因によって同時に機能を喪失しないよう位置的分散を図る設計とする。
可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプの接続口は，共通要因によって接続できなくなることを防止するため，位置的分散を図った複数箇所に設置する設計とする。
使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域），使用済燃料プール温度（ＳＡ），
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ），使用済燃料
プール監視カメラ及び使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置は，使用済
燃料プール水位，燃料プール冷却浄化系ポンプ入口温度，使用済燃料プー
ル温度，燃料取替フロア燃料プールエリア放射線モニタ，原子炉建屋換気
系燃料取替床排気ダクト放射線モニタ及び原子炉建屋換気系排気ダクト放13/23

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下線：先行 BWR との差異

【本文】東海第二発電所（最新）【添八】東海第二発電所（最新）
射線モニタと共通要因によって同時に機能を損なわないよう，使用済燃料
プール水位・温度（ＳＡ広域），使用済燃料プール温度（ＳＡ），使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）及び使用済燃料プー
ル監視カメラは，非常用交流電源設備に対して，多様性を有する常設代替
直流電源設備及び可搬型代替直流電源設備から給電が可能な設計とし，使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置は，非常用交流電源設備に対して多様性を有する常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備から給電が可能な設計とする。
代替燃料プール冷却系ポンプ及び代替燃料プール冷却系熱交換器は，燃料プール冷却浄化系ポンプ及び燃料プール冷却浄化系熱交換器並びに残留熱除去系ポンプ及び残留熱除去系熱交換器と異なる区画に設置すること
で，燃料プール冷却浄化系ポンプ及び燃料プール冷却浄化系熱交換器並びに残留熱除去系ポンプ及び残留熱除去系熱交換器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。
緊急用海水ポンプは，緊急用海水ポンプピットに設置することで，屋外の海水ポンプ室に設置する残留熱除去系海水系ポンプに対して位置的分散を図る設計とする。
代替燃料プール冷却系及び緊急用海水系は，燃料プール冷却浄化系及び残留熱除去系と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，常設代替
交流電源設備からの給電が可能な設計とすることで，非常用交流電源設備
からの給電により駆動する燃料プール冷却浄化系及び残留熱除去系に対して，多様性を有し位置的分散を図る設計とする。
緊急用海水系により代替燃料プール冷却系熱交換器に冷却水を供給する
系統は，燃料プール冷却浄化系及び残留熱除去系の冷却水系統である残留熱除去系海水系の系統に対して多様性を有する設計とする。
代替燃料プール冷却系ポンプは，冷却を不要（自然冷却）とすることで，残留熱除去系海水系により冷却する残留熱除去系ポンプ及び自然冷却の燃料プール冷却浄化系ポンプに対して多様性を有する設計とする。
代替燃料プール冷却系ポンプ及び代替燃料プール冷却系熱交換器を使用する代替燃料プール冷却系の配管は，燃料プール冷却浄化系配管の分岐点
から燃料プール冷却浄化系の配管との合流点までを独立した系統とすることで，燃料プール冷却浄化系ポンプ及び残留熱除去系ポンプを使用した冷却系統に対して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。

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下線：先行 BWR との差異

【本文】東海第二発電所（最新）【添八】東海第二発電所（最新）
4.3.2.2 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。
代替燃料プール注水系は，他の設備と独立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。
可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，設置場所
において輪留め又は車両転倒防止装置により固定することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，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。
使用済燃料プール注水及び使用済燃料プールスプレイに使用する常設低圧代替注水系ポンプ，代替淡水貯槽及び常設スプレイヘッダは，通常時は隔離弁により他の系統と隔離し，重大事故等時に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。
使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域），使用済燃料プール温度（ＳＡ），
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ），使用済燃料
プール監視カメラ及び使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置は，他の設備と電気的な分離を行うことで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
使用済燃料プールの冷却に使用する代替燃料プール冷却系ポンプ，代替燃料
プール冷却系熱交換器及び緊急用海水ポンプは，通常時は隔離弁により他の系統と隔離し，重大事故等時に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。
4.3.2.3 容量等
基本方針については，「1.1.7.2 容量等」に示す。
可搬型代替注水中型ポンプは，想定される重大事故等時において，使用済
燃料プール内燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止するために必要な注水流量を有するものとして，1 セット 2 台の運転により十分なポ
ンプ容量を有する設計とする。保有数は，2 セット 4 台と，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として 1 台の合計 5 台を保管する。
可搬型代替注水大型ポンプは，想定される重大事故等時において，使用済
燃料プール内燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止するために必要な注水流量を有するものとして，1 セット 1 台の運転により十分なポ
ンプ容量を有する設計とする。保有数は，2 セット 2 台と，故障時及び保守

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下線：先行 BWR との差異

【本文】東海第二発電所（最新）【添八】東海第二発電所（最新）点検による待機除外時のバックアップ用として 1 台の合計 3 台を保管する。
予備については，同型設備である可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）のバ
ックアップ 1 台と共用する。
常設低圧代替注水系ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，使用済燃料
プール全面にスプレイ又は大量の水を放水することにより，できる限り環境への放射性物質の放出を低減するために必要なポンプ流量を有するものとして使用する。
可搬型スプレイノズルは，使用済燃料プール全面にスプレイすることで，できる限り環境への放射性物質の放出を低減することができるものを 1 セ
ット 3 個使用する。保有数は，2 セット 6 個，故障時の予備として 1 個の合計 7 個を保管する。
使用済燃料プール注水及び使用済燃料プールスプレイに使用する代替淡水貯槽は，使用済燃料プールへの注水量に対して可搬型代替注水中型ポンプにより淡水又は海水を補給するまでの間，水源を確保できる十分な容量を有する設計とする。
使用済燃料プール注水に使用する西側淡水貯水設備は，使用済燃料プールへの注水量に対して可搬型代替注水大型ポンプにより淡水又は海水を補給するまでの間，水源を確保できる十分な容量を有する設計とする。
使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）は，想定される重大事故等時において変動する可能性のある使用済燃料プール上部から底部近傍までの範囲にわたり水位を測定できる設計とする。
使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）及び使用済燃料プール温度（ＳＡ）は，想定される重大事故等時において変動する可能性のある範囲にわた
り温度を測定できる設計とする。
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）は，重大事
故等時において変動する可能性のある範囲を測定できる設計とする。
使用済燃料プール監視カメラは，想定される重大事故等時において赤外線機能により使用済燃料プールの状況が把握できる設計とする。
使用済燃料プールの冷却に使用する代替燃料プール冷却系ポンプ，代替燃
料プール冷却系熱交換器及び緊急用海水ポンプは，想定される重大事故等時において，使用済燃料プール内に貯蔵する使用済燃料から発生する崩壊熱を除去できるポンプ流量及び伝熱容量に対して十分な容量を確保できる容量を有する設計とする。
4.3.2.4 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。

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下線：先行 BWR との差異

【本文】東海第二発電所（最新）【添八】東海第二発電所（最新）
使用済燃料プール注水及び使用済燃料プールスプレイに使用する常設低圧代替注水系ポンプは，常設低圧代替注水系格納槽内に設置し，重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
常設低圧代替注水系ポンプは，中央制御室から操作が可能な設計とする。
使用済燃料プール注水及び使用済燃料プールスプレイに使用する可搬型
代替注水大型ポンプは，屋外に保管及び設置し，重大事故等時における屋外の環境条件を考慮した設計とする。
使用済燃料プール注水に使用する可搬型代替注水中型ポンプは，屋外に保管及び設置し，重大事故等時における屋外の環境条件を考慮した設計とする。
可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプの操作は，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。
常設低圧代替注水系ポンプ，可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注
水大型ポンプは，淡水だけでなく海水も使用可能な設計とする。なお，可能な限り淡水源を優先し，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。また，可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，海から直接取水する際の異物の流入防止を考慮した設計とする。
代替燃料プール注水系の可搬型スプレイノズルは，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。
可搬型スプレイノズルは，現場据付け後の操作は不要な設計とする。また，設置場所への据付けが困難な作業環境に備え，常設のスプレイヘッダを設ける。常設スプレイヘッダは，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。
代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水及び代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プー
ルスプレイは，スロッシング又は使用済燃料プールからの大量の水の漏えい等により使用済燃料プール付近の線量率が上昇した場合でも，被ばく低減の観点から原子炉建屋原子炉棟の外で操作可能な設計とする。
使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域），使用済燃料プール温度（ＳＡ），
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）及び使用済燃料プール監視カメラは，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。使用済燃料プール監視カメ
ラ用空冷装置は，原子炉建屋付属棟内に設置し，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。使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置の操作は，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

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下線：先行 BWR との差異

【本文】東海第二発電所（最新）【添八】東海第二発電所（最新）とする。
代替燃料プール冷却系ポンプ及び代替燃料プール冷却系熱交換器は，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。
緊急用海水ポンプは，緊急用海水ポンプピット内に設置し，重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
代替燃料プール冷却系ポンプ及び緊急用海水ポンプの操作は，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，緊急用海水ポンプ及び代替燃料プール冷却系熱交換器は，使用時に海水を通水するため，海水影響を考慮した設計とし，海から直接取水する際の異物の流入防止を考慮した設計とする。
4.3.2.5 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・検査性性」に示す。
常設低圧代替注水系による使用済燃料プール注水及び使用済燃料プール
スプレイを行う系統は，重大事故等時において，通常時の系統から弁の操作にて速やかに系統構成が可能な設計とする。
常設低圧代替注水系は，中央制御室の操作盤のスイッチにより操作が可能な設計とする。
代替燃料プール注水系の可搬型代替注水中型ポンプは，付属の操作スイッチにより，設置場所での操作が可能な設計とし，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。
可搬型代替注水中型ポンプ及び西側淡水貯水設備を使用する使用済燃料
プール注水を行う系統は，重大事故等時において，通常時の隔離又は分離された状態から弁の操作や接続により速やかに系統構成が可能な設計とする。
可搬型代替注水中型ポンプは，車両として屋外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，設置場所にて輪留めによる固定等が可能な設計とする。
可搬型代替注水中型ポンプを接続する高所東側接続口，高所西側接続口，
原子炉建屋東側接続口及び原子炉建屋西側接続口については，一般的に使用される工具を用いて接続可能なフランジ接続により確実に接続することができる設計とする。ホースの接続については，接続方式及びホース口径の統一により確実に接続することができる設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプは，付属の操作スイッチにより設置場所での操作が可能な設計とし，系統構成に必要な弁は，設置場所での手動操作が18/23

柏崎原子力発電所／東海第二発電所 本文比較表 【対象項目： 第５４条 】【本文】柏崎原子力発電所 ６／７号炉

下線：先行 BWR との差異

【本文】東海第二発電所（最新）【添八】東海第二発電所（最新）
可能な設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプ及び代替淡水貯槽を使用する使用済燃料プー
ル注水及び使用済燃料プールスプレイを行う系統は，重大事故等時において，通常時の隔離又は分離された状態から弁の操作や接続により速やかに系統構成が可能な設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプは，車両として屋外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，設置場所にて輪留め又は車両転倒防止装置により固定が可能な設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプを接続する高所東側接続口，高所西側接続口，
原子炉建屋東側接続口及び原子炉建屋西側接続口については，一般的に使用される工具を用いて接続可能なフランジ接続により確実に接続することができる設計とする。ホースの接続については，接続方式及びホース口径の統一により確実に接続することができる設計とする。
使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域），使用済燃料プール温度（ＳＡ），
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ），使用済燃料
プール監視カメラ及び使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置は，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。
使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域），使用済燃料プール温度（ＳＡ），
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）及び使用済
燃料プール監視カメラは，想定される重大事故等時において，操作を必要とすることなく中央制御室から監視が可能な設計とする。
また，使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置は，想定される重大事故
等時においても，中央制御室制御盤の操作スイッチにより，操作が可能な設計とする。
代替燃料プール冷却系ポンプ及び代替燃料プール冷却系熱交換器並びに
緊急用海水ポンプによる使用済燃料プールの冷却を行う系統は，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弁操作等により速やかに切り替えられる設計とする。
代替燃料プール冷却系ポンプ及び緊急用海水ポンプは，中央制御室操作
盤の操作スイッチにより操作が可能な設計とする。
4.3.3 主要設備及び仕様
使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備の主要機器仕様を第 4.3－1 表に示す。
4.3.4 試験検査

19/23

柏崎原子力発電所／東海第二発電所 本文比較表 【対象項目： 第５４条 】【本文】柏崎原子力発電所 ６／７号炉

下線：先行 BWR との差異

【本文】東海第二発電所（最新）【添八】東海第二発電所（最新）
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。
使用済燃料プール注水及び使用済燃料プールスプレイに使用する常設低圧代替注水系ポンプは，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開閉操作の確認が可能な設計とする。
常設低圧代替注水系ポンプは，発電用原子炉の停止中に分解が可能な設計とする。
使用済燃料プール注水に使用する可搬型代替注水中型ポンプは，発電用原子炉の運転中又は停止中に独立して機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とするとともに，分解又は取替えが可能な設計とする。
使用済燃料プール注水及び使用済燃料プールスプレイに使用する可搬型
代替注水大型ポンプは，発電用原子炉の運転中又は停止中に他系統と独立した試験系統により機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，車両として運転状態の確認及び外観の確認が可能な設計とする。
使用済燃料プール注水及び使用済燃料プールスプレイに使用する可搬型
スプレイノズル及び常設スプレイヘッダは，発電用原子炉の運転中又は停止中に独立して機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とするとともに，外観の確認が可能な設計とする。
使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）及び使用済燃料プール温度（ＳＡ）は，発電用原子炉の運転中又は停止中に模擬入力による機能・性能の確認（特性の確認）及び校正が可能な設計とする。
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）は，発電用原子炉の運転中又は停止中に模擬入力による機能・性能の確認（特性の確認）及び校正が可能な設計とする。
使用済燃料プール監視カメラ及び使用済燃料プール監視カメラ用空冷装
置は，発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能の確認が可能な設計とする。
使用済燃料プールの冷却に使用する代替燃料プール冷却系ポンプ，代替
燃料プール冷却系熱交換器及び緊急用海水ポンプは，発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能及び漏えいの確認並びに弁開閉操作の確認が可能な設計とする。
代替燃料プール冷却系ポンプ，代替燃料プール冷却系熱交換器及び緊急用海水ポンプは，発電用原子炉の運転中又は停止中に分解及び外観の確認が可能な設計とする。

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柏崎原子力発電所／東海第二発電所 本文比較表 【対象項目： 第５４条 】【本文】柏崎原子力発電所 ６／７号炉

下線：先行 BWR との差異

【本文】東海第二発電所（最新）【添八】東海第二発電所（最新）［常設重大事故等対処設備］［常設重大事故等対処設備］

第 4.3－1 表 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備の主要機器仕様
代替燃料プール注水系

燃料プール代替注水系
数量

炉を冷却するための設備」他と兼用）

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域）（「計測制御系統施設」と兼用）
数

ａ．常設低圧代替注水系ポンプ（「ホ(3)(ⅱ)ｂ．(c) 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子1

使用済燃料プール監視設備個(1) 代替燃料プール注水系

常設低圧代替注水系ポンプ

常設スプレイヘッダ

常設スプレイヘッダ
個

数

1

使用済燃料プール監視設備

1

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）（「計測制御系統施設」と兼用）（「ヘ 計測制御系統施設の構造及び設備」と兼用）

数

個

1

数

1

使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）

使用済燃料プール温度（ＳＡ）（チ,(1),(ⅲ)他と兼用）（「ヘ 計測制御系統施設の構造及び設備」と兼用）
個

使用済燃料貯蔵プール監視カメラ（使用済燃料貯蔵プール監視カメラ用空冷装置を含む。
）（「計測制御系統施設」と兼用）

数

1・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

使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）

台数
容量

約 210m３／h（1 台当たり）

使用済燃料プール監視カメラ（使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置を

全揚程

約 100m

類

赤外線カメラ

含む）

数

1

（
「ヘ 計測制御系統施設の構造及び設備」と兼用）

4（予備 1）ｃ．可搬型代替注水大型ポンプ

種

類

赤外線カメラ

兼用する設備は，以下のとおり。

個

数

1

・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代替燃料プール冷却系（ニ,(3),(ⅰ)と兼用）の設備
・原子炉格納容器内の冷却等のための設備（「チ(1)(ⅲ) 放射線監視設備」他と兼用）

個
ポンプ

・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

・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

種

燃料プール冷却浄化系

ｂ．可搬型代替注水中型ポンプ兼用する設備は,以下のとおり。

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA）
個

第 5.9－1 表 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備の主要機器仕様に記載する。

の設備

台

数

1（予備 1※1）

容量

約 250m3/h/台

台

数

1

・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

約 80m

容

量

約 124m３／h

・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備

全

揚 程

約 40m

・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備

全 揚 程

※1

6 号炉は代替循環冷却系と同時に使用する場
合を除く。

代替燃料プール冷却系ポンプ

代替燃料プール冷却系熱交換器

熱交換器

基

（ニ,(3),(ⅰ)と兼用）

伝熱容量

基

数

伝熱容量

1（予備 1※2）
約 1.9MW・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

数

緊緊急用海水系
緊急用海水ポンプ台数1

約 2.31MW 緊急用海水系

2（予備 1※）

容量

約 1,320m３／h（1 台当たり）

全揚程

約 140m※「可搬型代替注水大型ポンプ」及び「可搬型代替注水
大型ポンプ（放水用）」は同型設備であり，
「可搬型代

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柏崎原子力発電所／東海第二発電所 本文比較表 【対象項目： 第５４条 】【本文】柏崎原子力発電所 ６／７号炉※2

代替循環冷却系と同時に使用する場合を除く。

下線：先行 BWR との差異

【本文】東海第二発電所（最新）【添八】東海第二発電所（最新）（「ホ(4)(ⅵ) 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備」他と兼用）

替注水大型ポンプ」の予備 1 台と「可搬型代替注水大緊急用海水系ストレーナ型ポンプ（放水用）」の予備 1 台の計 2 台は共用する。

（「ホ(4)(ⅵ) 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備」他と兼用）
ｄ．可搬型スプレイノズル［可搬型重大事故等対処設備］［可搬型重大事故等対処設備］

燃料プール代替注水系

代替燃料プール注水系

可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）（6 号及び 7 号炉共用）
台
容

数
量

1（予備 1）
3

168m /h/台以上（吐出圧力 0.85MPa[gage]において）
120m3/h/台以上（吐出圧力 1.4MPa[gage]において）

吐出圧力0.85MPa[gage]～1.4MPa[gage]以上

個数

可搬型代替注水中型ポンプ

ｅ．常設スプレイヘッダ（「ホ(3)(ⅱ)ｂ．(c) 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子ための設備」，「リ(3)(ⅱ)ｂ．原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備」，「リ(3)(ⅱ)ｃ．原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備」及び「リ(3)(ⅱ)ｆ．重大事故等の収束に必要となる水の供給設
台

4（予備 1）
約 210m３／h（1 台当たり）

容量「原子炉格納容器内の冷却等のための設備」，「原子炉格納容器下部の溶融

全揚 程

約 100m

可搬型代替注水大型ポンプ（「ホ(3)(ⅱ)ｂ．(c) 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子台

炉を冷却するための設備」，「リ(3)(ⅱ)ａ．原子炉格納容器内の冷却等の

容

量

吐出圧力

16（予備 1）3120m /h/台以上

ａ．可搬型代替注水大型ポンプ
第 9.11－1 表 発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設

ｂ．放水砲
第 9.11－1 表 発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設ための設備」，「リ(3)(ⅱ)ｂ．原子炉格納容器の過圧破損を防止するため(3) 使用済燃料プール監視設備
ａ．使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）（吐出圧力 0.85MPa[gage]において）の設備」，「リ(3)(ⅱ)ｃ．原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するため兼用する設備は，以下のとおり。

84m3/h/台以上（吐出圧力 1.4MPa[gage]において）の設備」及び「リ(3)(ⅱ)ｆ．重大事故等の収束に必要となる水の供給設

・計装設備（重大事故等対処設備）

0.85MPa[gage]～1.4MPa[gage]以上

可搬型スプレイヘッダ（6 号及び 7 号炉共用）
数(2) 原子炉建屋放水設備

備の主要機器仕様に記載する。

給設備」と兼用）数

1

備の主要機器仕様に記載する。

数（「原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に原子炉を冷却するための設備」，
炉心を冷却するための設備」及び「重大事故等の収束に必要となる水の供個数

炉を冷却するための設備」，「リ(3)(ⅱ)ａ．原子炉格納容器内の冷却等の備」と兼用）
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）（6 号及び 7 号炉共用）

6（予備 1）量1（予備 1）備」と兼用）個

台

数

2（予備 1※）

容量

約 1,320m３／h（1 台当たり）

全

揚 程

数

水位：1
温度：1（検出点 2 箇所）

計測範囲

約 140m

水位：EL.35,077mm～46,577mm
温度：0～120℃※「可搬型代替注水大型ポンプ」及び「可搬型代替注水大型ポンプ（放水代替原子炉補機冷却系
熱交換器ユニット（6 号及び 7 号炉共用）用）」は同型設備であり，「可搬型代替注水大型ポンプ」の予備 1 台と「可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）」の予備 1 台の計 2 台は共用する。

（ホ,(4),(ⅴ)と兼用）（ホ,(4),(ⅴ)と兼用）

可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）

大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）（6 号及び 7 号炉共用）

個

数

計測範囲

1（検出点 8 箇所）
0～120℃（「リ(3)(ⅱ)ｅ．発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備」
他と兼用）

原子炉建屋放水設備

兼用する設備は，以下のとおり。
・計装設備（重大事故等対処設備）

原子炉建屋放水設備
大容量送水車（熱交換器ユニット用）（6 号及び 7 号炉共用）ｂ．使用済燃料プール温度（ＳＡ）

放水砲（「リ(3)(ⅱ)ｅ．発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備」

ｃ．使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
第 8.1－2 表 放射線管理設備（重大事故等時）の主要機器仕様に
記載する。

22/23

柏崎原子力発電所／東海第二発電所 本文比較表 【対象項目： 第５４条 】【本文】柏崎原子力発電所 ６／７号炉（リ,(3),(ⅲ),e.と兼用）【本文】東海第二発電所（最新）（リ,(3),(ⅲ),e.と兼用）【添八】東海第二発電所（最新）

他と兼用）
代替燃料プール注水系

放水砲（6 号及び 7 号炉共用）

下線：先行 BWR との差異

ｄ．使用済燃料プール監視カメラ（使用済燃料プール監視カメラ用空冷装

可搬型スプレイノズル
個

数

置を含む）
6（予備 1）

兼用する設備は，以下のとおり。
・計装設備（重大事故等対処設備）
個数1(4) 代替燃料プール冷却系
ａ．代替燃料プール冷却系ポンプ
台数

1

容量

約 124m３／h

全揚程

約 40m

ｂ．代替燃料プール冷却系熱交換器
基数

1

伝熱容量

約 2.31MW(5) 緊急用海水系
ａ．緊急用海水ポンプ
第 5.10－1 表 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備の主要機器仕様に記載する。
ｂ．緊急用海水系ストレーナ
第 5.10－1 表 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備の主要機器仕様に記載する。

23/23

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

本文比較表 【対象項目： 第５５条 】（本文）柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

下線：先行 BWR との差異

（本文）東海第二発電所（最新）

東海第二発電所（最新）

ロ 発電用原子炉施設の一般構造

ロ 発電用原子炉施設の一般構造

9.11 発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備(3) その他の主要な構造(3) その他の主要な構造

9.11.1 概要

b. 重大事故等対処施設（発電用原子炉施設への人の不法な侵入等の防止，中央 ｂ．重大事故等対処施設（発電用原子炉施設への人の不法な侵入等の防止，中央制御室，監視測定設備，緊急時対策所及び通信連絡を行うために必要な設備

制御室，監視測定設備，緊急時対策所及び通信連絡を行うために必要な設備

は，a．設計基準対象施設に記載）

は，ａ．設計基準対象施設に記載）(o) 発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備(o) 発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備

炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損又は使用済燃料プール内の燃料

炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損又は使用済燃料プール内の燃料

炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損又は使用済燃料プール内の燃料

体等の著しい損傷に至った場合において，発電所外への放射性物質の拡散を抑体等の著しい損傷に至った場合において，発電所外への放射性物質の拡散を抑体等の著しい損傷に至った場合において，発電所外への放射性物質の拡散を抑制するために必要な重大事故等対処設備を保管する。

制するために必要な重大事故等対処設備を保管する。

制するために必要な重大事故等対処設備を保管する。
発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備の系統概要図及び配置
図を第 9.11－1 図から第 9.11－3 図に示す。

リ 原子炉格納施設の構造及び設備

リ 原子炉格納施設の構造及び設備(3) 非常用格納容器保護設備の構造(3) 非常用格納容器保護設備の構造(ⅲ)重大事故等対処設備(ⅱ) 重大事故等対処施設

e. 発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備

e. 発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備

9.11.2 設計方針

発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備のうち，炉心の著しい発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備のうち，炉心の著しい発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備のうち，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損又は使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損

損傷及び原子炉格納容器の破損又は使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損

損傷及び原子炉格納容器の破損又は使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷に至った場合において，発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設傷に至った場合において，発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設傷に至った場合において，発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備として，原子炉建屋放水設備及び海洋拡散抑制設備を設ける。

備として，原子炉建屋放水設備及び海洋拡散抑制設備を設ける。

備として，原子炉建屋放水設備及び海洋拡散抑制設備を設ける。

また，原子炉建屋周辺における航空機衝突による航空機燃料火災に対応できる設備として，原子炉建屋放水設備を設ける。

また，原子炉建屋周辺における航空機衝突による航空機燃料火災に対応できる設備として，原子炉建屋放水設備を設ける。

(a) 炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損又は使用済燃料プール内燃料 (a) 炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損又は使用済燃料プール内燃料体

また，原子炉建屋周辺における航空機衝突による航空機燃料火災に対応できる設備として，原子炉建屋放水設備を設ける。
(1) 炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損又は使用済燃料プール内燃料体等の著しい損傷時に用いる設備等の著しい損傷時に用いる設備

体等の著しい損傷時に用いる設備(a-1) 大気への放射性物質の拡散抑制(a-1) 大気への放射性物質の拡散抑制

ａ．大気への放射性物質の拡散抑制(a-1-1) 原子炉建屋放水設備による大気への放射性物質の拡散抑制(a-1-1) 原子炉建屋放水設備による大気への放射性物質の拡散抑制(a) 原子炉建屋放水設備による大気への放射性物質の拡散抑制

大気への放射性物質の拡散を抑制するための重大事故等対処設備として，原子大気への放射性物質の拡散を抑制するための重大事故等対処設備として，原子大気への放射性物質の拡散を抑制するための重大事故等対処設備として，原子炉建屋放水設備は，大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）により海水をホース 炉建屋放水設備は，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）により海水をホースを 炉建屋放水設備を使用する。
を経由して放水砲から原子炉建屋へ放水できる設計とする。大容量送水車（原子 経由して放水砲から原子炉建屋へ放水できる設計とする。可搬型代替注水大型ポ

原子炉建屋放水設備は，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用），放水砲，ホース

炉建屋放水設備用）及び放水砲は，設置場所を任意に設定し，複数の方向から原 ンプ（放水用）及び放水砲は，設置場所を任意に設定し，複数の方向から原子炉建 等で構成し，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）により海水をホースを経由し子炉建屋に向けて放水できる設計とする。

屋に向けて放水できる設計とする。

て放水砲から原子炉建屋へ放水できる設計とする。可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）及び放水砲は，設置場所を任意に設定し，複数の方向から原子炉建屋に向けて放水できる設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）の燃料は，燃料給油設備である可搬型設
備用軽油タンク及びタンクローリにより補給できる設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。

1

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

本文比較表 【対象項目： 第５５条 】（本文）柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

下線：先行 BWR との差異

（本文）東海第二発電所（最新）

東海第二発電所（最新）・可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）
・放水砲
・燃料給油設備（10.2 代替電源設備）
本系統の流路として，ホースを重大事故等対処設備として使用する。

(a-2) 海洋への放射性物質の拡散抑制(a-2) 海洋への放射性物質の拡散抑制

ｂ．海洋への放射性物質の拡散抑制(a-2-1) 海洋拡散抑制設備による海洋への放射性物質の拡散抑制(a-2-1) 海洋拡散抑制設備による海洋への放射性物質の拡散抑制(a) 海洋拡散抑制設備による海洋への放射性物質の拡散抑制

海洋への放射性物質の拡散を抑制するための重大事故等対処設備として，海洋海洋への放射性物質の拡散を抑制するための重大事故等対処設備として，海洋拡散抑制設備は，放射性物質吸着材，汚濁防止膜等で構成する。放射性物質吸着 拡散抑制設備は，汚濁防止膜等で構成する。
材は，雨水排水路等に流入した汚染水が通過する際に放射性物質を吸着できるよ

海洋への放射性物質の拡散を抑制するための重大事故等対処設備として，海洋拡散抑制設備を使用する。
海洋拡散抑制設備は，汚濁防止膜等で構成する。

う，5 号，6 号及び 7 号炉の雨水排水路集水桝並びにフラップゲート入口 3 箇所の計 6 箇所に設置できる設計とする。
汚濁防止膜は，汚染水が発電所から海洋に流出する 4 箇所（北放水口 1 箇所及び取水口 3 箇所）に設置することとし，小型船舶（汚濁防止膜設置用）により設

汚濁防止膜は，汚染水が発電所から海洋に流出する 12 箇所（雨水排水路集水桝
9 箇所及び放水路 3 箇所）に設置できる設計とする。

置できる設計とする。

汚濁防止膜は，汚染水が発電所から海洋に流出する 12 箇所（雨水排水路集水
桝 9 箇所及び放水路 3 箇所）に設置できる設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。

(b) 原子炉建屋周辺における航空機衝突による航空機燃料火災時に用いる設備(b) 原子炉建屋周辺における航空機衝突による航空機燃料火災時に用いる設備(b-1) 航空機燃料火災への泡消火(b-1) 航空機燃料火災への泡消火(2) 原子炉建屋周辺における航空機衝突による航空機燃料火災時に用いる設備(b-1-1) 原子炉建屋放水設備による航空機燃料火災への泡消火(b-1-1) 原子炉建屋放水設備による航空機燃料火災への泡消火

ａ．航空機燃料火災への泡消火

原子炉建屋周辺における航空機衝突による航空機燃料火災に対応するための重(a) 原子炉建屋放水設備による航空機燃料火災への泡消火

原子炉建屋周辺における航空機衝突による航空機燃料火災に対応するための重大事故等対処設備として，原子炉建屋放水設備は，大容量送水車（原子炉建屋放 大事故等対処設備として，原子炉建屋放水設備は，可搬型代替注水大型ポンプ
水設備用）により海水を泡消火薬剤と混合しながらホースを経由して放水砲から （放水用）により海水を泡消火薬剤と混合しながらホースを経由して放水砲から
原子炉建屋周辺へ放水できる設計とする。

原子炉建屋周辺へ放水できる設計とする。

・汚濁防止膜

原子炉建屋周辺における航空機衝突による航空機燃料火災に対応するための重大事故等対処設備として，原子炉建屋放水設備を使用する。
原子炉建屋放水設備は，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用），放水砲，泡混合器，泡消火薬剤容器（大型ポンプ用），ホース等で構成し，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）により海水を泡消火薬剤と混合しながらホースを経由して放水砲から原子炉建屋周辺へ放水できる設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）の燃料は，燃料給油設備である可搬型設
備用軽油タンク及びタンクローリにより補給できる設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）
・放水砲
・泡混合器
・泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）
・燃料給油設備（10.2 代替電源設備）
本系統の流路として，ホースを重大事故等対処設備として使用する。
燃料給油設備については，「10.2 代替電源設備」にて記載する。
9.11.2.1 多様性，位置的分散

2

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所（本文）柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

本文比較表 【対象項目： 第５５条 】

下線：先行 BWR との差異

（本文）東海第二発電所（最新）

東海第二発電所（最新）
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。
原子炉建屋放水設備又は海洋拡散抑制設備である可搬型代替注水大型ポンプ（放水用），放水砲，泡混合器，泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）及び汚濁防止膜は，原子炉建屋，タービン建屋及び廃棄物処理建屋から離れた屋外に保管する。
9.11.2.2 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。
原子炉建屋放水設備又は海洋拡散抑制設備である可搬型代替注水大型ポンプ（放水用），放水砲，泡混合器，泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）及び汚濁防止
膜は，他の設備から独立して保管及び使用することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
放水砲は，放水砲の使用を想定する重大事故等時において必要となる屋外の他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）及び放水砲は，治具や輪留め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。
可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）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。
9.11.2.3 容 量 等
基本方針については，「1.1.7.2 容量等」に示す。
原子炉建屋放水設備である可搬型代替注水大型ポンプ（放水用），放水砲，
泡混合器及び泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）は，想定される重大事故等時において，大気への放射性物質の拡散抑制又は航空機燃料火災への対応に対して，放水砲による直状放射により原子炉建屋の最高点である屋上に放水又は噴霧放射により広範囲に放水するために必要な容量を有するものを 1 セット 1 台使用する。保有数は， 1 セット 1 台に加えて，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 1 台の合計 2 台を保管する。
可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）のバックアップについては，同型設備である可搬型代替注水大型ポンプのバックアップ用の 1 台と共用する。
海洋拡散抑制設備である汚濁防止膜は，想定される重大事故等時において，海洋への放射性物質の拡散を抑制するため，設置場所に応じた高さ及び幅を有する設計とする。保有数は，各設置場所の幅に応じた必要な本数計 24 本に加えて，故障時の待機除外時のバックアップ用として各設置場所に対して 24 本を保管する。

3

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所（本文）柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

本文比較表 【対象項目： 第５５条 】

下線：先行 BWR との差異

（本文）東海第二発電所（最新）

東海第二発電所（最新）9.11.2.4 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。
原子炉建屋放水設備又は海洋拡散抑制設備である可搬型代替注水大型ポンプ（放水用），放水砲，泡混合器，泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）及び汚濁防止膜は，屋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。
可搬型代替注水大型ポンプ（放水用），放水砲，泡混合器及び泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）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。
可搬型代替注水大型ポンプ（放水用），放水砲及び泡混合器は，使用時に海水を通水するため，海水影響を考慮した設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）は，海水を直接取水する際の異物の流入防止を考慮した設計とする。
汚濁防止膜は海に設置するため，耐腐食性材料を使用する設計とする。
9.11.2.5 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。
原子炉建屋放水設備又は海洋拡散抑制設備である可搬型代替注水大型ポンプ（放水用），放水砲，泡混合器，泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）及び汚濁防止
膜は，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。
可搬型代替注水大型ポンプ（放水用），放水砲，泡混合器及び泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）は，車両として屋外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，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）及び放水砲は設置場所にて輪留めにより固定等ができる設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプ（放水用），放水砲，泡混合器及び泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）の接続は，簡便な接続とし，一般的に使用される工具を用いて，ホースを確実に接続することができる設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）は，付属の操作スイッチにより，設置場
所での操作が可能な設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプ（放水用），放水砲，泡混合器及び泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）は，設置場所を任意に設定し，複数の方向から放水できる設計とする。
9.11.3 主要設備及び仕様
発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備の主要機器仕様を第9.11－1 表に示す。

4

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

本文比較表 【対象項目： 第５５条 】

下線：先行 BWR との差異

（本文）東海第二発電所（最新）（本文）柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所（最新）9.11.4 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。
原子炉建屋放水設備である可搬型代替注水大型ポンプ（放水用），放水砲及び泡混合器は，発電用原子炉の運転中又は停止中に，独立して機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とするとともに，外観の確認が可能な設計とする。また，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）は，発電用原子炉の運転中又は停止中に，分解又は取替えが可能な設計とする。
原子炉建屋放水設備である泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）は，発電用原子炉の運転中又は停止中に，内容量及び外観の確認が可能な設計とする。
また，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）は，発電用原子炉の運転中又は停止中に，車両として運転状態の確認が可能な設計とする。
海洋拡散抑制設備である汚濁防止膜は，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計とする。
第 9.11－1 表 発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備の主要機器仕様(1) 原子炉建屋放水設備
ａ．可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）
兼用する設備は以下のとおり。
・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備
台

数

1（予備 1＊）

容量

約 1,380m３／h

程約 135m

全［可搬型重大事故等対処設備］

揚＊「可搬型代替注水大型ポンプ」及び「可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）」［可搬型重大事故等対処設備］

は同型設備であり，「可搬型代替注水大型ポンプ」の予備 1 台と「可搬型代替注
水大型ポンプ（放水用）」の予備 1 台の計 2 台は共用する。
ｂ．放水砲

大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）（6 号及び 7 号炉共用）

可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）（「使用済燃料プールの冷却等のための設備」と兼用）（「ニ(3)(ⅱ) 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備」と兼用）

台 数

1（予備 1）台

数

1（予備 1※）

容 量

900m3/h

容量

約 1,380m３／h

吐出圧力1.25MPa

全 揚 程

約 135m

兼用する設備は以下のとおり。
・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備
台
個※「可搬型代替注水大型ポンプ」及び「可搬型代替注水大型ポンプ（放水数

1（予備 1）数

1（予備 1）ｃ．泡混合器
ｄ．泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）用）」は同型設備であり，「可搬型代替注水大型ポンプ」の予備 1 台と「可個

数5（予備 5）

搬型代替注水大型ポンプ（放水用）」の予備 1 台の計 2 台は共用する。

容量

約 1m３／個5

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所

本文比較表 【対象項目： 第５５条 】（本文）東海第二発電所（最新）（本文）柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉
放水砲（「使用済燃料プールの冷却等のための設備」と兼用）（「ニ(3)(ⅱ) 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備」と兼用）

1（予備 1）

台

東海第二発電所（最新）(2) 海洋拡散抑制設備

放水砲（6 号及び 7 号炉共用）
台 数

下線：先行 BWR との差異

数

1（予備 1）放射性物質吸着材（6 号及び 7 号炉共用）

ａ．汚濁防止膜(a) 雨水排水路集水桝用（高さ約 3m，幅約 3m）
個

数12（予備 12）高さ

約 3m／個幅

6 号及び 7 号炉雨水排水路集水桝用
個 数(b) 雨水排水路集水桝用（高さ約 2m，幅約 3m）

5 号炉雨水排水路集水桝用及びフラップゲート入口用
個 数

約 3m／個1 式/箇所
1 式/箇所

個

数

6（予備 6）高さ

約 2m／個幅
汚濁防止膜（6 号及び 7 号炉共用）

雨水排水路集水桝用（高さ約 3m，幅約 3m）

北放水口側
組 数

2※1

※1 汚濁防止膜（幅 20m）を 7 本で 1 組として，2 組分 14 本と予備 2 本を含
む。
組 数

個

2※2/箇所

数12（予備 12）

雨水排水路集水桝用（高さ約 2m，幅約 3m）
個

取水口側（3 箇所）

数

6（予備 6）放水路用（高さ約 4m，幅約 4m）
個

数6（予備 6）数

1（予備 1）※2 汚濁防止膜（幅 20m）を 4 本で 1 組として，2 組分 8 本と予備 2 本を含む。
泡原液混合装置（6 号及び 7 号炉共用）
台 数

1（予備 1）

泡原液搬送車（6 号及び 7 号炉共用）

泡混合器
個

泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）

台 数

1（予備 1）個

数

5（予備 5）容 量

4,000L容量

約 1m３／個

小型船舶（汚濁防止膜設置用）（6 号及び 7 号炉共用）
台 数

約 3m／個汚濁防止膜

1（予備 1）6(c) 放水路用（高さ約 4m，幅約 4m）
個

数6（予備 6）

高さ

約 4m／個幅

約 4m／個柏崎原子力発電所／東海第二発電所 本文比較表 【対象項目： 第５６条 】【本文】柏崎原子力発電所 ６／７号炉

下線：先行 BWR との差異

【本文】東海第二発電所（最新）（添八）東海第二発電所（最新）

ホ 原子炉冷却系統施設の構造及び設備

リ 原子炉格納施設の構造及び設備

9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備(4) その他の主要な事項(3) 非常用格納容器保護設備の構造

9.12.1 概要(ⅱ) 重大事故等対処施設(ⅵ)重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
設計基準事故の収束に必要な水源とは別に，重大事故等の収束に必要となる十ｆ．重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
設計基準事故の収束に必要な水源とは別に，重大事故等の収束に必要となる十設計基準事故の収束に必要な水源とは別に，重大事故等の収束に必要となる

分な量の水を有する水源を確保することに加えて，発電用原子炉施設には，設計 分な量の水を有する水源を確保することに加えて，発電用原子炉施設には，設計十分な量の水を有する水源を確保することに加えて，発電用原子炉施設には，基準事故対処設備及び重大事故等対処設備に対して重大事故等の収束に必要とな 基準事故対処設備及び重大事故等対処設備に対して重大事故等の収束に必要とな

設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備に対して重大事故等の収束に必る十分な量の水を供給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 る十分な水の量を供給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要となる十分な量の水を供給するために必要な重大事故等対処設備を設置及び

る。

る。

保管する。
重大事故等の収束に必要となる水の供給設備の系統概要図を第 9.12－1 図から第 9.12－23 図に示す。
9.12.2 設計方針

重大事故等の収束に必要となる水の供給設備のうち，重大事故等の収束に必要

重大事故等の収束に必要となる水の供給設備のうち，重大事故等の収束に必となる水源として，復水貯蔵槽，サプレッション・チェンバ及びほう酸水注入系 となる水源として，代替淡水貯槽，西側淡水貯水設備，サプレッション・チェン

要となる水源として，代替淡水貯槽，西側淡水貯水設備，サプレッション・チ

貯蔵タンクを設ける。これら重大事故等の収束に必要となる水源とは別に，代替 バ及びほう酸水貯蔵タンクを設ける。これら重大事故等の収束に必要となる水源ェンバ及びほう酸水貯蔵タンクを設ける。これら重大事故等の収束に必要とな淡水源として防火水槽及び淡水貯水池を設ける。また，淡水が枯渇した場合に， とは別に，代替淡水源として多目的タンク，原水タンク，ろ過水貯蔵タンク及びる水源とは別に，代替淡水源として多目的タンク，原水タンク，ろ過水貯蔵タ

海を水源として利用できる設計とする。

ンク及び純水貯蔵タンクを設ける。

重大事故等の収束に必要となる水の供給設備のうち，重大事故等の収束に必要

純水貯蔵タンクを設ける。
代替淡水貯槽を水源として重大事故等の対応を実施する際には，西側淡水貯水

代替淡水貯槽を水源として重大事故等の対応を実施する際には，西側淡水貯設備を代替淡水源とし，西側淡水貯水設備を水源として重大事故等の対応を実施

水設備を代替淡水源とし，西側淡水貯水設備を水源として重大事故等の対応をする際には，代替淡水貯槽を代替淡水源とする。また，淡水が枯渇した場合に，実施する際には，代替淡水貯槽を代替淡水源とする。また，淡水が枯渇した場

海を水源として利用できる設計とする。

合に，海を水源として利用できる設計とする。

重大事故等の収束に必要となる水の供給設備のうち，設計基準事故対処設備及重大事故等の収束に必要となる水の供給設備のうち，設計基準事故対処設備

び重大事故等対処設備に対して，重大事故等の収束に必要となる十分な量の水を び重大事故等対処設備に対して，重大事故等の収束に必要となる十分な量の水を及び重大事故等対処設備に対して，重大事故等の収束に必要となる十分な量の重大事故等の収束に必要となる水の供給設備のうち，設計基準事故対処設備及供給するために必要な設備として，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）を設ける。ま 供給するために必要な設備として，可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注

水を供給するために必要な設備として，可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型

た，海を利用するために必要な設備として，大容量送水車（海水取水用）を設け 水大型ポンプを設ける。また，海を利用するために必要な設備として，可搬型代

代替注水大型ポンプを設ける。また，海を利用するために必要な設備として，る。

可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプを設ける。

代替水源からの移送ルートを確保し，移送ホース及びポンプについては，複数

替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプを設ける。
代替水源からの移送ルートを確保し，ホース及びポンプについては，複数箇所

代替水源からの移送ルートを確保し，ホース及びポンプについては，複数箇箇所に分散して保管する。

に分散して保管する。

所に分散して保管する。

a. 重大事故等の収束に必要となる水源(a) 重大事故等の収束に必要となる水源(1) 重大事故等の収束に必要となる水源(a) 復水貯蔵槽を水源とした場合に用いる設備(a-1) 代替淡水貯槽を水源とした場合に用いる設備想定される重大事故等時において，原子炉圧力容器及び原子炉格納容器への注

ａ．代替淡水貯槽を水源とした場合に用いる設備想定される重大事故等時において，原子炉圧力容器及び原子炉格納容器への注想定される重大事故等時において，原子炉圧力容器及び原子炉格納容器

水に使用する設計基準事故対処設備が機能喪失した場合の代替手段である高圧代 水に使用する設計基準事故対処設備が機能喪失した場合の代替手段である低圧代への注水に使用する設計基準事故対処設備が機能喪失した場合の代替手段

替注水系，低圧代替注水系（常設），代替格納容器スプレイ冷却系（常設）及び格 替注水系（常設），低圧代替注水系（可搬型），代替格納容器スプレイ冷却系（常である低圧代替注水系（常設），低圧代替注水系（可搬型），代替格納容器

納容器下部注水系（常設）並びに重大事故等対処設備（設計基準拡張）である原 設），代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型），格納容器下部注水系（常設）及びスプレイ冷却系（常設），代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型），格納容

子炉隔離時冷却系及び高圧炉心注水系の水源として，復水貯蔵槽を使用する。

器下部注水系（常設）及び格納容器下部注水系（可搬型）の水源として，格納容器下部注水系（可搬型）の水源として，また，使用済燃料プールの冷却又

1

柏崎原子力発電所／東海第二発電所 本文比較表 【対象項目： 第５６条 】【本文】柏崎原子力発電所 ６／７号炉

下線：先行 BWR との差異

【本文】東海第二発電所（最新）（添八）東海第二発電所（最新）は注水に使用する設計基準事故対処設備が機能喪失した場合の代替手段である代

また，使用済燃料プールの冷却又は注水に使用する設計基準事故対処設備

替燃料プール注水系（注水ライン），代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）

が機能喪失した場合の代替手段である代替燃料プール注水系（注水ライ及び代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）の水源として，代替淡水貯ン），代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）及び代替燃料プール注槽を使用する。

水系（可搬型スプレイノズル）の水源として，代替淡水貯槽を使用する。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・代替淡水貯槽各系統の詳細については，「ニ(3)(ⅱ) 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設

各系統の詳細については，「4.3 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備」，

ホ,(3),(ⅱ),b.(a) 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 備」，「ホ(3)(ⅱ)ｂ．(c) 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を「5.9 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するためのるための設備，ホ,(3),(ⅱ),b.(c) 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用 冷却するための設備」，「リ(3)(ⅱ)ａ．原子炉格納容器内の冷却等のための設備」

設備」，「9.6 原子炉格納容器内の冷却等のための設備」及び「9.8 原子炉格

原子炉を冷却するための設備，ホ,(3),(ⅱ),a.(c) 原子炉隔離時冷却系， 及び「リ(3)(ⅱ)ｃ．原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備」に記

納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備」に記載する。

各 系 統 の 詳 細 に つ い て は ， ホ ,(3),( ⅱ ),a. 非 常 用 炉 心 冷 却 系 ，リ,(3),(ⅲ),a. 原子炉格納容器内の冷却等のための設備及びリ,(3),(ⅲ),c. 原 載する。
子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備に記載する。
(a-2) 西側淡水貯水設備を水源とした場合に用いる設備

ｂ．西側淡水貯水設備を水源とした場合に用いる設備想定される重大事故等時において，原子炉圧力容器及び原子炉格納容器への注想定される重大事故等時において，原子炉圧力容器及び原子炉格納容器

水に使用する設計基準事故対処設備が機能喪失した場合の代替手段である低圧代への注水に使用する設計基準事故対処設備が機能喪失した場合の代替手段

替注水系（可搬型），代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）及び格納容器下部注である低圧代替注水系（可搬型），代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）

水系（可搬型）の水源として，また，使用済燃料プールの注水に使用する設計基及び格納容器下部注水系（可搬型）の水源として，また，使用済燃料プー

準事故対処設備が機能喪失した場合の代替手段である代替燃料プール注水系（注ルの注水に使用する設計基準事故対処設備が機能喪失した場合の代替手段

水ライン）の水源として，西側淡水貯水設備を使用する。

である代替燃料プール注水系（注水ライン）の水源として，西側淡水貯水設備を使用する。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・西側淡水貯水設備

各系統の詳細については，「ニ(3)(ⅱ) 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設

各系統の詳細については，「4.3 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備」，

備」，「ホ(3)(ⅱ)ｂ．(c) 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を「5.9 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための冷却するための設備」，「リ(3),(ⅱ)ａ．原子炉格納容器内の冷却等のための設備」

設備」，「9.6 原子炉格納容器内の冷却等のための設備」及び「9.8 原子炉格

及び「リ(3)(ⅱ)ｃ．原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備」に記

納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備」に記載する。

載する。
(b) サプレッション・チェンバを水源とした場合に用いる設備(a-3) サプレッション・チェンバを水源とした場合に用いる設備

ｃ．サプレッション・チェンバを水源とした場合に用いる設備想定される重大事故等時において，原子炉圧力容器及び原子炉格納容器への注想定される重大事故等時において，原子炉圧力容器及び原子炉格納容器

水に使用する設計基準事故対処設備が機能喪失した場合の代替手段である代替循 水に使用する設計基準事故対処設備が機能喪失した場合の代替手段である高圧代への注水に使用する設計基準事故対処設備が機能喪失した場合の代替手段想定される重大事故等時において，原子炉圧力容器及び原子炉格納容器への注

環冷却系並びに重大事故等対処設備（設計基準拡張）である原子炉隔離時冷却系， 替注水系，代替循環冷却系，原子炉隔離時冷却系，高圧炉心スプレイ系，残留熱である高圧代替注水系，代替循環冷却系，原子炉隔離時冷却系，高圧炉

高圧炉心注水系，残留熱除去系（低圧注水モード），残留熱除去系（格納容器スプ 除去系（低圧注水系），低圧炉心スプレイ系，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷

心スプレイ系，残留熱除去系（低圧注水系），低圧炉心スプレイ系，残留熱2柏崎原子力発電所／東海第二発電所 本文比較表 【対象項目： 第５６条 】【本文】柏崎原子力発電所 ６／７号炉

下線：先行 BWR との差異

【本文】東海第二発電所（最新）（添八）東海第二発電所（最新）

レイ冷却モード）及び残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷却 却系）及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）の水源として，サプ除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッション・モード）の水源として，サプレッション・チェンバを使用する。

プール冷却系）の水源として，サプレッション・チェンバを使用する。

レッション・チェンバを使用する。

主要な設備は，以下のとおりとする。
・サプレッション・チェンバ各系統の詳細については，ホ,(4),(ⅰ) 残留熱除去系，ホ,(3),(ⅱ),a. 非常用

各系統の詳細については，「ホ(3)(ⅱ)ｂ．(a) 原子炉冷却材圧力バウンダリ高各系統の詳細については，「5.7 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に炉心冷却系，ホ,(3),(ⅱ),a.(c) 原子炉隔離時冷却系及びリ,(3),(ⅲ),b. 原子炉 圧時に発電用原子炉を冷却するための設備」，「ホ(3)(ⅱ)ｂ．(c) 原子炉冷却材

発電用原子炉を冷却するための設備」，「5.9 原子炉冷却材圧力バウンダリ

格納容器の過圧破損を防止するための設備に記載する。

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」及び「リ(3)(ⅱ)ｂ．

低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備」及び「9.7 原子炉格納容器

原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備」に記載する。

の過圧破損を防止するための設備」に記載する。

(c) ほう酸水注入系貯蔵タンクを水源とした場合に用いる設備想定される重大事故等時において，原子炉圧力容器への注水に使用する設計基(a-4) ほう酸水貯蔵タンクを水源とした場合に用いる設備

ｄ．ほう酸水貯蔵タンクを水源とした場合に用いる設備想定される重大事故等時において，原子炉圧力容器への注水に使用する設計基想定される重大事故等時において，原子炉圧力容器への注水に使用する

準事故対処設備が機能喪失した場合の代替手段であるほう酸水注入系の水源とし 準事故対処設備が機能喪失した場合の代替手段であるほう酸水注入系の水源とし設計基準事故対処設備が機能喪失した場合の代替手段であるほう酸水注入て，ほう酸水注入系貯蔵タンクを使用する。

系の水源として，ほう酸水貯蔵タンクを使用する。

て，ほう酸水貯蔵タンクを使用する。

主要な設備は，以下のとおりとする。
・ほう酸水貯蔵タンク（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）
本系統の詳細については，ヘ,(5),( )緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界

本系統の詳細については，「ヘ(5)( ) 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨にするための設備に記載する。

界にするための設備」に記載する。

(d) 代替淡水源を水源とした場合に用いる設備(a-5) 代替淡水源を水源とした場合に用いる設備想定される重大事故等時において，復水貯蔵槽へ水を供給するための水源であ

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。
ｅ．代替淡水源を水源とした場合に用いる設備想定される重大事故等時において，代替淡水貯槽又は西側淡水貯水設備へ水を想定される重大事故等時において，代替淡水貯槽又は西側淡水貯水設備

るとともに，原子炉圧力容器及び原子炉格納容器への注水に使用する設計基準事 供給するための水源であるとともに，原子炉圧力容器及び原子炉格納容器への注へ水を供給するための水源であるとともに，原子炉圧力容器及び原子炉格

故対処設備が機能喪失した場合の代替手段である低圧代替注水系（可搬型），代替 水に使用する設計基準事故対処設備が機能喪失した場合の代替手段である低圧代

納容器への注水に使用する設計基準事故対処設備が機能喪失した場合の代格納容器スプレイ冷却系（可搬型）及び格納容器下部注水系（可搬型）の水源と 替注水系（可搬型），代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）及び格納容器下部注

替手段である低圧代替注水系（可搬型），代替格納容器スプレイ冷却系（可して，また，使用済燃料プールの冷却又は注水に使用する設計基準事故対処設備 水系（可搬型）の水源として，また，使用済燃料プールの冷却又は注水に使用す搬型）及び格納容器下部注水系（可搬型）の水源として，また，使用済燃が機能喪失した場合の代替手段である燃料プール代替注水系の水源として，代替 る設計基準事故対処設備が機能喪失した場合の代替手段である代替燃料プール注

料プールの冷却又は注水に使用する設計基準事故対処設備が機能喪失した淡水源である防火水槽及び淡水貯水池を使用する。

水系（注水ライン），代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）及び代替燃料

場合の代替手段である代替燃料プール注水系（注水ライン），代替燃料プー

プール注水系（可搬型スプレイノズル）の水源として，代替淡水源である多目的ル注水系（常設スプレイヘッダ）及び代替燃料プール注水系（可搬型スプ

タンク，原水タンク，ろ過水貯蔵タンク及び純水貯蔵タンクを使用する。

レイノズル）の水源として，代替淡水源である多目的タンク，原水タンク，
ろ過水貯蔵タンク及び純水貯蔵タンクを使用する。

各系統の詳細については，「ニ(3)(ⅱ) 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設

各系統の詳細については，「4.3 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設

備，ホ,(3),(ⅱ),b.(c) 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 備」，「ホ(3)(ⅱ)ｂ．(c) 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を備」，「5.9 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却する，「リ(3)(ⅱ)ａ．原子炉格納容器内の冷却等のための設備」
却するための設備，リ,(3),(ⅲ), a. 原子炉格納容器内の冷却等のための設備及 冷却するための設備」

ための設備」，「9.6 原子炉格納容器内の冷却等のための設備」及び「9.8

びリ,(3),(ⅲ),c. 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記載 及び「リ(3)(ⅱ)ｃ．原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備」に記

原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備」に記載する。

各系統の詳細については，ニ,(3),(ⅱ) 使用済燃料プールの冷却等のための設

する。

載する。

(e) 海を水源とした場合に用いる設備(a-6) 海を水源とした場合に用いる設備想定される重大事故等時において，淡水が枯渇した場合に，復水貯蔵槽へ水を想定される重大事故等時において，淡水が枯渇した場合に，代替淡水貯槽又は

3

ｆ．海を水源とした場合に用いる設備想定される重大事故等時において，淡水が枯渇した場合に，代替淡水貯柏崎原子力発電所／東海第二発電所 本文比較表 【対象項目： 第５６条 】【本文】柏崎原子力発電所 ６／７号炉

下線：先行 BWR との差異

【本文】東海第二発電所（最新）（添八）東海第二発電所（最新）供給するための水源であるとともに，原子炉圧力容器及び原子炉格納容器への注 西側淡水貯水設備へ水を供給するための水源であるとともに，原子炉圧力容器及槽又は西側淡水貯水設備へ水を供給するための水源であるとともに，原子水に使用する設計基準事故対処設備が機能喪失した場合の代替手段である低圧代 び原子炉格納容器への注水に使用する設計基準事故対処設備が機能喪失した場合

炉圧力容器及び原子炉格納容器への注水に使用する設計基準事故対処設備，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬替注水系（可搬型），代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）及び格納容器下部注 の代替手段である低圧代替注水系（可搬型）が機能喪失した場合の代替手段である低圧代替注水系（可搬型），代替格納水系（可搬型）の水源として，また，使用済燃料プールの冷却又は注水に使用す 型）及び格納容器下部注水系（可搬型）の水源として，また，使用済燃料プール

容器スプレイ冷却系（可搬型）及び格納容器下部注水系（可搬型）の水源る設計基準事故対処設備が機能喪失した場合の代替手段である燃料プール代替注 の冷却又は注水に使用する設計基準事故対処設備が機能喪失した場合の代替手段として，また，使用済燃料プールの冷却又は注水に使用する設計基準事故

水系の水源として海を利用するための重大事故等対処設備として，大容量送水車 である代替燃料プール注水系（注水ライン），代替燃料プール注水系（常設スプレ

対処設備が機能喪失した場合の代替手段である代替燃料プール注水系（注（海水取水用）を使用する。

イヘッダ）及び代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）の水源として海水ライン），代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）及び代替燃料プを利用するための重大事故等対処設備として，可搬型代替注水中型ポンプ及び可ール注水系（可搬型スプレイノズル）の水源として海を利用するための重搬型代替注水大型ポンプを使用する。

大事故等対処設備として，可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水
大型ポンプを使用する。

大容量送水車（海水取水用）は，海水を各系統へ供給できる設計とする。

可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，海水を各系統へ供給できる設計とする。

可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，海水を各系統へ供給できる設計とする。
また，放水設備（大気への放射性物質の拡散抑制）の可搬型代替注水大

また，代替原子炉補機冷却系の大容量送水車（熱交換器ユニット用）及び原子

また，放水設備（大気への放射性物質の拡散抑制）の可搬型代替注水大型ポン

炉建屋放水設備の大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）の水源として，海を使 プ（放水用）の水源として，海を使用する。
用する。

型ポンプ（放水用）の水源として，海を使用する。
可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプの燃料は，燃
料給油設備である可搬型設備用軽油タンク及びタンクローリにより補給できる設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・可搬型代替注水中型ポンプ
・可搬型代替注水大型ポンプ
・可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）
・燃料給油設備（10.2 代替電源設備）
本系統の流路として，ホースを重大事故等対処設備として使用する。

各系統の詳細については，ニ,(3),(ⅱ) 使用済燃料プールの冷却等のための設

各系統の詳細については，「ニ(3)(ⅱ) 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設

各系統の詳細については，「4.3 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備」，

備，ホ,(3),(ⅱ),b.(c) 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 備」，「ホ(3)(ⅱ)ｂ．(c) 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を「5.9 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための却するための設備，ホ,(4),(ⅴ) 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備， 冷却するための設備」，「リ(3)(ⅱ)ａ．原子炉格納容器内の冷却等のための設備」，

設備」，「9.6 原子炉格納容器内の冷却等のための設備」，「9.8 原子炉格納容

リ,(3),(ⅲ),a. 原子炉格納容器内の冷却等のための設備，リ,(3),(ⅲ),c. 原子 「リ(3)(ⅱ)ｃ．原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備」及び「リ器下部の溶融炉心を冷却するための設備」及び「9.11 発電所外への放射性物

炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備及びリ,(3),(ⅲ),e. 発電所外 (3)(ⅱ)ｅ．発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備」に記載する。

質の拡散を抑制するための設備」に記載する。

への放射性物質の拡散を抑制するための設備に記載する。
b. 水源へ水を供給するための設備(b) 水源へ水を供給するための設備(a) 復水貯蔵槽へ水を供給するための設備(b-1) 代替淡水貯槽へ水を供給するための設備

重大事故等の収束に必要な水源である復水貯蔵槽へ淡水を供給するための重大(2) 水源へ水を供給するための設備
ａ．代替淡水貯槽へ水を供給するための設備

重大事故等の収束に必要な水源である代替淡水貯槽へ淡水を供給するための重重大事故等の収束に必要な水源である代替淡水貯槽へ淡水を供給するた事故等対処設備として，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，代替淡水源である防 大事故等対処設備として，可搬型代替注水中型ポンプは，代替淡水源である西側

めの重大事故等対処設備として，可搬型代替注水中型ポンプを使用する。

火水槽及び淡水貯水池の淡水を復水補給水系等を経由して復水貯蔵槽へ供給でき 淡水貯水設備，多目的タンク，原水タンク，ろ過水貯蔵タンク及び純水貯蔵タンる設計とする。

可搬型代替注水中型ポンプは，代替淡水源である西側淡水貯水設備，多クの淡水を，可搬型代替注水大型ポンプは，多目的タンク，原水タンク，ろ過水目的タンク，原水タンク，ろ過水貯蔵タンク及び純水貯蔵タンクの淡水を，貯蔵タンク及び純水貯蔵タンクの淡水を代替淡水貯槽へ供給できる設計とする。

可搬型代替注水大型ポンプは，多目的タンク，原水タンク，ろ過水貯蔵タ4柏崎原子力発電所／東海第二発電所 本文比較表 【対象項目： 第５６条 】【本文】柏崎原子力発電所 ６／７号炉

下線：先行 BWR との差異

【本文】東海第二発電所（最新）（添八）東海第二発電所（最新）
ンク及び純水貯蔵タンクの淡水を代替淡水貯槽へ供給できる設計とする。

また，淡水が枯渇した場合に，重大事故等の収束に必要な水源である代替淡水

また，淡水が枯渇した場合に，重大事故等の収束に必要な水源である代槽へ海水を供給するための重大事故等対処設備として，可搬型代替注水ポンプ（A- 貯槽へ海水を供給するための重大事故等対処設備として，可搬型代替注水中型ポまた，淡水が枯渇した場合に，重大事故等の収束に必要な水源である復水貯蔵替淡水貯槽へ海水を供給するための重大事故等対処設備として，可搬型代2 級）及び大容量送水車（海水取水用）は，海水を復水補給水系等を経由して復水 ンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，海水を代替淡水貯槽へ供給できる設計と替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプを使用する。

貯蔵槽へ供給できる設計とする。

する。

可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，海水を代替淡水貯槽へ供給できる設計とする。
可搬型代替注水中型ポンプの燃料は，燃料給油設備である可搬型設備用
軽油タンク及びタンクローリにより補給できる設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・可搬型代替注水中型ポンプ
・燃料給油設備（10.2 代替電源設備）
本系統の流路として，ホースを重大事故等対処設備として使用する。

(b-2) 西側淡水貯水設備へ水を供給するための設備

ｂ．西側淡水貯水設備へ水を供給するための設備

重大事故等の収束に必要な水源である西側淡水貯水設備へ淡水を供給するため重大事故等の収束に必要な水源である西側淡水貯水設備へ淡水を供給すの重大事故等対処設備として，可搬型代替注水大型ポンプは，代替淡水源であるるための重大事故等対処設備として，可搬型代替注水大型ポンプを使用す

代替淡水貯槽，多目的タンク，原水タンク，ろ過水貯蔵タンク及び純水貯蔵タンる。

クの淡水を西側淡水貯水設備へ供給できる設計とする。

可搬型代替注水大型ポンプは，代替淡水源である代替淡水貯槽，多目的タンク，原水タンク，ろ過水貯蔵タンク及び純水貯蔵タンクの淡水を西側
淡水貯水設備へ供給できる設計とする。

また，淡水が枯渇した場合に，重大事故等の収束に必要な水源である西側淡水

また，淡水が枯渇した場合に，重大事故等の収束に必要な水源である西貯水設備へ海水を供給するための重大事故等対処設備として，可搬型代替注水大側淡水貯水設備へ海水を供給するための重大事故等対処設備として，可搬型ポンプは，海水を西側淡水貯水設備へ供給できる設計とする。

型代替注水大型ポンプを使用する。
可搬型代替注水大型ポンプは，海水を西側淡水貯水設備へ供給できる設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプの燃料は，燃料給油設備である可搬型設備用
軽油タンク及びタンクローリにより補給できる設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・可搬型代替注水大型ポンプ
・燃料給油設備（10.2 代替電源設備）
本系統の流路として，ホースを重大事故等対処設備として使用する。
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。
燃料給油設備については，「10.2 代替電源設備」に記載する。
9.12.2.1 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

5

柏崎原子力発電所／東海第二発電所 本文比較表 【対象項目： 第５６条 】【本文】柏崎原子力発電所 ６／７号炉

下線：先行 BWR との差異

【本文】東海第二発電所（最新）（添八）東海第二発電所（最新）す。
代替淡水貯槽を水源とする低圧代替注水系（常設），低圧代替注水系（可搬型），
代替格納容器スプレイ冷却系（常設），代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型），
格納容器下部注水系（常設），格納容器下部注水系（可搬型），代替燃料プール
注水系（注水ライン），代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）及び代替
燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）の多様性，位置的分散については，「4.3 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備」，「5.9 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備」，「9.6 原子炉格納容器内の冷却等のための設備」及び「9.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備」に記載する。
西側淡水貯水設備を水源とする低圧代替注水系（可搬型），代替格納容器スプ
レイ冷却系（可搬型），格納容器下部注水系（可搬型）及び代替燃料プール注水系（注水ライン）の多様性，位置的分散については，「4.3 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備」，「5.9 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備」，「9.6 原子炉格納容器内の冷却等のための設備」
及び「9.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備」に記載する。
サプレッション・チェンバを水源とする高圧代替注水系，代替循環冷却系の多様性，位置的分散については，「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」及び「9.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備」に記載する。
可搬型代替注水中型ポンプは，屋外の複数の異なる場所に分散して保管することで，共通要因によって同時に機能を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。
可搬型代替注水中型ポンプの接続口は，共通要因によって接続できなくなることを防止するため，位置的分散を図った複数箇所に設置する設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプは，屋外の複数の異なる場所に分散して保管することで，共通要因によって同時に機能を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプの接続口は，共通要因によって接続できなくなることを防止するため，位置的分散を図った複数箇所に設置する設計とする。

9.12.2.2 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。
代替淡水貯槽，西側淡水貯水設備及びサプレッション・チェンバは，重大事
故等時に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，

6柏崎原子力発電所／東海第二発電所 本文比較表 【対象項目： 第５６条 】【本文】柏崎原子力発電所 ６／７号炉

下線：先行 BWR との差異

【本文】東海第二発電所（最新）（添八）東海第二発電所（最新）
他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，通常時は接続先の系統と分離して保管し，重大事故等時に接続，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。
可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，治具や輪留め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。
可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，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。
9.12.2.3 容 量 等
基本方針については，「1.1.7.2 容量等」に示す。
サプレッション・チェンバは，設計基準対象施設と兼用しており，設計基準
対象施設としての保有水量での水頭が，想定される重大事故等時において，高圧代替注水系で使用する常設高圧代替注水系ポンプ及び代替循環冷却系で使用する代替循環冷却系ポンプの必要有効吸込水頭の確保に必要な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。
可搬型代替注水中型ポンプは，想定される重大事故等時において，重大事故等の収束に必要となる十分な量の水の供給が可能な容量を有するものを 1 セット 2 台使用する。保有数は，2 セット 4 台に加えて，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 1 台の合計 5 台を保管する。
可搬型代替注水大型ポンプは，想定される重大事故等時において，重大事故等の収束に必要となる十分な量の水の供給が可能な容量を有するものを 1 セット 1 台使用する。保有数は，2 セット 2 台に加えて，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 1 台の合計 3 台を保管する。
バックアップについては，同型設備である可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）のバックアップ用 1 台と共用する。
代替水源からのホースは，複数ルートを考慮してそれぞれのルートに必要なホースの長さを満足する数量の合計に，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップを考慮した数量を分散して保管する。
9.12.2.4 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。
代替淡水貯槽は，屋外に設置し，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。
西側淡水貯水設備は，屋外に設置し，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。

7

柏崎原子力発電所／東海第二発電所 本文比較表 【対象項目： 第５６条 】【本文】柏崎原子力発電所 ６／７号炉

下線：先行 BWR との差異

【本文】東海第二発電所（最新）（添八）東海第二発電所（最新）
サプレッション・チェンバは，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。
可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，屋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。
可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプの常設設備との接続及び操作並びに系統構成に必要な弁操作は，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。また，可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，淡水だけでなく海水も使用できる設計とする。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。
可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプの操作等は，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。
可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，使用時に海水を通水するため，海水影響を考慮した設計とし，海から直接取水する際の異物の流入防止を考慮した設計とする。
9.12.2.5 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。
代替淡水貯槽を水源とする低圧代替注水系（常設），低圧代替注水系（可搬型），
代替格納容器スプレイ冷却系（常設），代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型），
格納容器下部注水系（常設），格納容器下部注水系（可搬型），代替燃料プール
注水系（注水ライン），代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）及び代替
燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）の操作性については，「4.3 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備」，「5.9 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧
時に発電用原子炉を冷却するための設備」，「9.6 原子炉格納容器内の冷却等のための設備」及び「9.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備」に記載する。
西側淡水貯水設備を水源とする低圧代替注水系（可搬型），代替格納容器スプ
レイ冷却系（可搬型），格納容器下部注水系（可搬型）及び代替燃料プール注水系（注水ライン）の操作性については，「4.3 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備」，「5.9 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備」，「9.6 原子炉格納容器内の冷却等のための設備」及び「9.8 原
子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備」に記載する。
サプレッション・チェンバを水源とする高圧代替注水系及び代替循環冷却系の操作性については，「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」及び「9.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備」に記載する。

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柏崎原子力発電所／東海第二発電所 本文比較表 【対象項目： 第５６条 】【本文】柏崎原子力発電所 ６／７号炉

下線：先行 BWR との差異

【本文】東海第二発電所（最新）（添八）東海第二発電所（最新）
可搬型代替注水中型ポンプを用いて代替淡水貯槽へ淡水を供給する系統及び可搬型代替注水中型ポンプを用いて代替淡水貯槽へ海水を供給する系統は，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する。
可搬型代替注水大型ポンプを用いて西側淡水貯水設備へ淡水を供給する系統
及び可搬型代替注水大型ポンプを用いて西側淡水貯水設備へ海水を供給する系
統は，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する。
可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，付属の操作ス
イッチにより，設置場所での操作が可能な設計とし，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。
可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，車両として屋外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
にて輪留めによる固定等が可能な設計とする。
可搬型代替注水中型ポンプを接続する接続口及び可搬型代替注水大型ポンプを接続する接続口については，簡便な接続とし，接続治具を用いてホースを確実に接続することができる設計とする。
可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプを用いて海水を各系統に供給する系統は，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する。
可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，付属の操作ス
イッチにより，設置場所での操作が可能な設計とする。
可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，車両として屋外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
にて輪留めによる固定等が可能な設計とする。
可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプと各系統との接続は，簡便な接続とし，接続治具を用いてホースを確実に接続できる設計とする。
9.12.3 主要設備及び仕様
重大事故等の収束に必要となる水の供給設備の主要機器仕様を第 9.12－1 表に示す。
9.12.4 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。
代替淡水貯槽及び西側淡水貯水設備は，発電用原子炉の運転中に漏えいの有
無の確認が可能な設計とする。また，発電用原子炉の停止中に漏えいの有無の確認並びに内部の確認が可能な設計とする。

9

柏崎原子力発電所／東海第二発電所 本文比較表 【対象項目： 第５６条 】【本文】柏崎原子力発電所 ６／７号炉

下線：先行 BWR との差異

【本文】東海第二発電所（最新）（添八）東海第二発電所（最新）
サプレッション・チェンバは，発電用原子炉の運転中に漏えいの有無の確認が可能な設計とする。また，発電用原子炉の停止中に内部の確認及び気密性能の確認が可能な設計とする。
可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，発電用原子炉の運転中又は停止中に，独立して機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とするとともに，分解又は取替えが可能な設計とする。
また，可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，車両として運転状態の確認及び外観の確認が可能な設計とする。

［常設重大事故等対処設備］［常設重大事故等対処設備］

復水貯蔵槽

西側淡水貯水設備（ヌ,(3),(ⅷ)と兼用）（「ヌ(3)(ⅸ) 西側淡水貯水設備」と兼用）

第 9.12－1 表 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備の主要機器仕様(1) 西側淡水貯水設備
基

数

1

容

量

約 5,000m３(2) 代替淡水貯槽

代替淡水貯槽（「ヌ(3)(ⅷ) 代替淡水貯槽」と兼用）

基

数

1

容

量

約 5,000m３(3) サプレッション・チェンバ

サプレッション・チェンバ

サプレッション・チェンバ（リ,(1)と兼用）（「リ(1) 原子炉格納容器の構造」と兼用）

ほう酸水注入系貯蔵タンク

ほう酸水貯蔵タンク（へ,(4)と兼用）（「へ(4) 非常用制御設備」と兼用）［可搬型重大事故等対処設備］［可搬型重大事故等対処設備］

可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）（6 号及び 7 号炉共用）

可搬型代替注水中型ポンプ（ニ,(3),(ⅱ)他と兼用）（「ニ(3)(ⅱ) 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備」他と兼用）

第 9.1－1 表 原子炉格納容器主要仕様に記載する。
(4) ほう酸水貯蔵タンク
第 6.1.2－2 表 ほう酸水注入系の主要仕様に記載する。

(5) 可搬型代替注水中型ポンプ
第 4.3－1 表 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備の主要機器仕様に記載する。
(6) 可搬型代替注水大型ポンプ

大容量送水車（海水取水用）（6 号及び 7 号炉共用）

可搬型代替注水大型ポンプ個

数2（予備 1）（「ニ(3)(ⅱ) 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備」他と兼用）

容量900m3/h

第 4.3－1 表 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備の主要機器仕様に
記載する。

10

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５７条 】【本文】柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉
ヌ

その他発電用原子炉の附属施設の構造及び設備【本文】東海第二発電所
ヌ【添八】東海第二発電所

その他発電用原子炉の附属施設の構造及び設備（2）非常用電源設備の構造（2）非常用電源設備の構造（ⅳ）代替電源設備（ⅳ) 代替電源設備

10.2 代替電源設備
10.2.1 概要

設計基準事故対処設備の電源が喪失したことにより重大事故等

設計基準事故対処設備の電源が喪失したことにより重大事故等

設計基準事故対処設備の電源が喪失したことにより重大が発生した場合において炉心の著しい損傷，原子炉格納容器の破が発生した場合において炉心の著しい損傷，原子炉格納容器の破事故等が発生した場合において炉心の著しい損傷，原子炉格損，使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷及び運転停止中

損，使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷及び運転停止中原

納容器の破損，使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷

原子炉内燃料体の著しい損傷を防止するため，必要な電力を確保

子炉内燃料体の著しい損傷を防止するため，必要な電力を確保する

及び運転停止中原子炉内燃料体の著しい損傷を防止するた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。

ために必要な重大事故等対処設備を設置及び保管する。

め，必要な電力を確保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。
代替電源設備の系統図を，第 10.2－1 図から第 10.2－10
図に示す。
また，想定される重大事故等時において，設計基準事故対
処設備である非常用交流電源設備及び非常用直流電源設備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。
非常用交流電源設備及び非常用直流電源設備については，「10.1 非常用電源設備」に記載する。

10.2.2 設計方針
代替電源設備のうち，重大事故等の対応に必要な電力を確保す

代替電源設備のうち，重大事故等の対応に必要な電力を確保する

代替電源設備のうち，重大事故等の対応に必要な電力を確るための設備として，常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電ための設備として，常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設

保するための設備として，常設代替交流電源設備，可搬型代源設備，号炉間電力融通電気設備，所内蓄電式直流電源設備（常備，所内常設直流電源設備，可搬型代替直流電源設備，常設代替直替交流電源設備，所内常設直流電源設備，可搬型代替直流電

設代替直流電源設備を含む），可搬型直流電源設備及び代替所内電

流電源設備及び代替所内電気設備を設ける。また，重大事故等時に源設備，常設代替直流電源設備及び代替所内電気設備を設け気設備を設ける。また，重大事故等時に重大事故等対処設備の補

重大事故等対処設備の補機駆動用の軽油を補給するための設備とる。また，重大事故等時に重大事故等対処設備の補機駆動用

機駆動用の軽油を補給するための設備として，燃料補給設備を設して，燃料給油設備を設ける。

の軽油を補給するための設備として，燃料給油設備を設け
る。

ける。

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５７条 】【本文】柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉【本文】東海第二発電所

ａ．代替交流電源設備による給電

ａ．代替交流電源設備による給電（a）常設代替交流電源設備による給電（a）常設代替交流電源設備による給電【添八】東海第二発電所(1) 代替交流電源設備による給電
a. 常設代替交流電源設備による給電

設計基準事故対処設備の交流電源が喪失（全交流動力電源喪設計基準事故対処設備の交流電源が喪失（外部電源喪失，２Ｃ・

設計基準事故対処設備の交流電源が喪失（外部電源喪失）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

２Ｄ非常用ディーゼル発電機及び高圧炉心スプレイ系ディーゼル

失，２Ｃ・２Ｄ非常用ディーゼル発電機及び高圧炉心ス

備を使用する。

発電機の故障（以下「全交流動力電源喪失」という。））した場合

プレイ系ディーゼル発電機の故障（以下「全交流動力電の重大事故等対処設備として，常設代替交流電源設備を使用する。

源喪失」という。
））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を使用する。

常設代替交流電源設備は，第一ガスタービン発電機，第一ガス

常設代替交流電源設備は，常設代替高圧電源装置，電路，計測制

常設代替交流電源設備は，常設代替高圧電源装置，電タービン発電機用燃料タンク，第一ガスタービン発電機用燃料移御装置等で構成し，常設代替高圧電源装置を中央制御室での操作に路，計測制御装置等で構成し，常設代替高圧電源装置を送ポンプ，軽油タンク，タンクローリ（16kL），電路，計測制御装て速やかに起動し，緊急用メタルクラッド開閉装置を介してメタル

中央制御室での操作にて速やかに起動し，緊急用メタル

置等で構成し，第一ガスタービン発電機を中央制御室での操作に

クラッド開閉装置２Ｃ又はメタルクラッド開閉装置２Ｄへ接続す

クラッド開閉装置を介してメタルクラッド開閉装置２Ｃて速やかに起動し，非常用高圧母線 C 系及び非常用高圧母線 Dることで電力を供給できる設計とする。

又はメタルクラッド開閉装置２Ｄへ接続することで電力を供給できる設計とする。

系，又は AM 用 MCCへ接続することで電力を供給できる設計とする。
第一ガスタービン発電機の燃料は，第一ガスタービン発電機用
燃料タンクより第一ガスタービン発電機用燃料移送ポンプを用いて補給できる設計とする。また，第一ガスタービン発電機用燃料
タンクの燃料は，軽油タンクよりタンクローリ（16kL）を用いて補給できる設計とする。
常設代替交流電源設備は，非常用交流電源設備に対して，独立性を有し，位置的分散を図る設計とする。

常設代替交流電源設備は，非常用交流電源設備に対して，独立性

常設代替交流電源設備は，非常用交流電源設備に対して，独立性を有し，位置的分散を図る設計とする。

を有し，位置的分散を図る設計とする。

主要な設備は，以下のとおりとする。
・常設代替高圧電源装置（b）可搬型代替交流電源設備による給電

b. 可搬型代替交流電源設備による給電(b) 可搬型代替交流電源設備による給電

設計基準事故対処設備の交流電源が喪失（全交流動力電源喪設計基準事故対処設備の交流電源が喪失（全交流動力電源喪失）

設計基準事故対処設備の交流電源が喪失（全交流動力電失）した場合の重大事故等対処設備として，可搬型代替交流電源

した場合の重大事故等対処設備として，可搬型代替交流電源設備を源喪失）した場合の重大事故等対処設備として，可搬型代設備を使用する。

使用する。

替交流電源設備を使用する。

可搬型代替交流電源設備は，電源車，軽油タンク，タンクロー

可搬型代替交流電源設備は，可搬型代替低圧電源車，電路，計測

可搬型代替交流電源設備は，可搬型代替低圧電源車，電リ（4kL），電路，計測制御装置等で構成し，電源車を非常用高圧制御装置等で構成し，可搬型代替低圧電源車をパワーセンタ２Ｃ及路，計測制御装置等で構成し，可搬型代替低圧電源車をパ

母線 C 系及び非常用高圧母線 D 系，又は AM 用 MCC へ接続する

びパワーセンタ２Ｄへ接続することで電力を供給できる設計とす

ワーセンタ２Ｃ及びパワーセンタ２Ｄへ接続することでことで電力を供給できる設計とする。

る。

電力を供給できる設計とする。

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５７条 】【本文】柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉【本文】東海第二発電所【添八】東海第二発電所

電源車の燃料は，軽油タンクよりタンクローリ（4kL）を用いて補給できる設計とする。

可搬型代替交流電源設備は，非常用交流電源設備に対して，独立性を有し，位置的分散を図る設計とする。

可搬型代替交流電源設備は，非常用交流電源設備に対して，独立性を有し，位置的分散を図る設計とする。

可搬型代替交流電源設備は，非常用交流電源設備に対して，独立性を有し，位置的分散を図る設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・可搬型代替低圧電源車（c）号炉間電力融通電気設備による給電
設計基準事故対処設備の交流電源が喪失（全交流動力電源喪失）した場合の重大事故等対処設備として，号炉間電力融通電気設備を使用する。
号炉間電力融通電気設備は，号炉間電力融通ケーブル（常設），号炉間電力融通ケーブル（可搬型），計測制御装置等で構成し，号
炉間電力融通ケーブル（常設）をあらかじめ敷設し，６号及び７号炉の緊急用電源切替箱断路器に手動で接続することで，他号炉の電源設備から非常用高圧母線 C 系及び非常用高圧母線 D 系に電力を供給できる設計とする。また，号炉間電力融通ケーブル（常設）が使用できない場合に，予備ケーブルとして号炉間電力融通ケーブル（可搬型）を６号及び７号炉の緊急用電源切替箱断路器に手動で接続することで，他号炉の電源設備から非常用高圧
母線 C 系及び非常用高圧母線 D 系に電力を供給できる設計とする。

ｂ．代替直流電源設備による給電

ｂ．代替直流電源設備による給電（a）所内蓄電式直流電源設備及び常設代替直流電源設備による給（a）所内常設直流電源設備による給電(2) 代替直流電源設備による給電
a. 所内常設直流電源設備による給電

電
設計基準事故対処設備の交流電源が喪失（全交流動力電源喪設計基準事故対処設備の交流電源が喪失（全交流動力電源喪失）

設計基準事故対処設備の交流電源が喪失（全交流動力電失）した場合の重大事故等対処設備として，所内蓄電式直流電源

した場合の重大事故等対処設備として，所内常設直流電源設備を使源喪失）した場合の重大事故等対処設備として，所内常設

設備及び常設代替直流電源設備を使用する。

用する。

直流電源設備を使用する。

所内蓄電式直流電源設備は，直流125V蓄電池A，直流125V蓄電池

所内常設直流電源設備は，125V 系蓄電池Ａ系・Ｂ系，電路，計測

所内常設直流電源設備は，125V 系蓄電池Ａ系・Ｂ系，電A-2，AM 用直流125V蓄電池，直流125V充電器A，直流125V充電器A-制御装置等で構成し，全交流動力電源喪失から 1 時間以内に中央制

路，計測制御装置等で構成し，全交流動力電源喪失から 1

3

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５７条 】【本文】柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉【本文】東海第二発電所

2，AM 用直流125V充電器，電路，計測制御装置等で構成し，全交

御室において，全交流動力電源喪失から 8 時間後に，不要な負荷の時間以内に中央制御室において，全交流動力電源喪失から【添八】東海第二発電所

流動力電源喪失から 8 時間後に，不要な負荷の切り離しを行い，切り離しを行い，全交流動力電源喪失から 24 時間にわたり，125V

8 時間後に，不要な負荷の切り離しを行い，全交流動力電

全交流動力電源喪失から 24 時間にわたり，直流125V蓄電池A，直系蓄電池Ａ系・Ｂ系から電力を供給できる設計とする。

源喪失から 24 時間にわたり，125V 系蓄電池Ａ系・Ｂ系か

流125V蓄電池A-2及びAM 用直流125V蓄電池から電力を供給できる

ら電力を供給できる設計とする。

設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・125V 系蓄電池Ａ系
・125V 系蓄電池Ｂ系

また，交流電源復旧後に，交流電源を直流125V充電器A，直流
125V充電器A-2又はAM 用直流125V充電器を経由し直流母線へ接続することで電力を供給できる設計とする。

常設代替直流電源設備は，AM 用直流125V蓄電池，AM 用直流
125V充電器，電路，計測制御装置等で構成し，全交流動力電源喪失から 24 時間にわたり，AM 用直流125V蓄電池から電力を供給できる設計とする。また，交流電源復旧後に，交流電源を AM 用直流125V充電器を経由し直流母線へ接続することで電力を供給できる設計とする。
（b）可搬型直流電源設備による給電（b）可搬型代替直流電源設備による給電

b. 可搬型代替直流電源設備による給電

設計基準事故対処設備の交流電源及び直流電源が喪失した場合

設計基準事故対処設備の交流電源及び直流電源が喪失した場合

設計基準事故対処設備の交流電源及び直流電源が喪失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。

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した場合の重大事故等対処設備として，可搬型代替直流電る。

源設備を使用する。

可搬型直流電源設備は，電源車，AM用直流125V充電器，軽油タ
ンク，タンクローリ（4kL），電路，計測制御装置等で構成し，電可搬型代替直流電源設備は，可搬型代替低圧電源車，可搬型整流

可搬型代替直流電源設備は，可搬型代替低圧電源車，可源車を代替所内電気設備及び AM 用直流125V充電器を経由し直流器，電路，計測制御装置等で構成し，可搬型代替低圧電源車及び可搬型整流器，電路，計測制御装置等で構成し，可搬型代替

母線へ接続することで電力を供給できる設計とする。

搬型整流器を可搬型代替低圧電源車接続盤（西側）又は（東側）を

低圧電源車及び可搬型整流器を可搬型代替低圧電源車接経由し，直流 125V 主母線盤２Ａ又は直流 125V 主母線盤２Ｂへ接続

続盤（西側）又は（東側）を経由し，直流 125V 主母線盤２

4

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５７条 】【本文】柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉【本文】東海第二発電所【添八】東海第二発電所
Ａ又は直流 125V 主母線盤２Ｂへ接続することで電力を供することで電力を供給できる設計とする。

給できる設計とする。
電源車の燃料は，軽油タンクよりタンクローリ（4kL）を用いて補給できる設計とする。
可搬型直流電源設備は，電源車の運転を継続することで，設計可搬型代替直流電源設備は，可搬型代替低圧電源車の運転を継続

可搬型代替直流電源設備は，可搬型代替低圧電源車の運基準事故対処設備の交流電源及び直流電源の喪失から24時間にわすることで，設計基準事故対処設備の交流電源及び直流電源の喪失

転を継続することで，設計基準事故対処設備の交流電源及たり必要な負荷に電力の供給を行うことができる設計とする。

から 24 時間にわたり必要な負荷に電力の供給を行うことができる

び直流電源の喪失から 24 時間にわたり必要な負荷に電力設計とする。

の供給を行うことができる設計とする。

可搬型直流電源設備は，非常用直流電源設備に対して，独立性を有し，位置的分散を図る設計とする。

可搬型代替直流電源設備は，非常用直流電源設備に対し可搬型代替直流電源設備は，非常用直流電源設備に対して，独立て，独立性を有し，位置的分散を図る設計とする。

性を有し，位置的分散を図る設計とする。

主要な設備は，以下のとおりとする。
・可搬型代替低圧電源車
・可搬型整流器
ｃ．代替所内電気設備による給電(3) 代替所内電気設備による給電

ｃ．代替所内電気設備による給電

設計基準事故対処設備の非常用所内電気設備が機能喪失した場

設計基準事故対処設備の非常用所内電気設備が機能喪失した

設計基準事故対処設備の非常用所内電気設備が機能喪失し合の重大事故等対処設備として，代替所内電気設備を使用する。

場合の重大事故等対処設備として，代替所内電気設備を使用すた場合の重大事故等対処設備として，代替所内電気設備を使

る。

用する。

代替所内電気設備は，緊急用断路器，緊急用電源切替箱断路

代替所内電気設備は，緊急用メタルクラッド開閉装置，緊急用代替所内電気設備は，緊急用メタルクラッド開閉装置，緊器，緊急用電源切替箱接続装置，AM 用動力変圧器，AM 用 MCC，

パワーセンタ，緊急用モータコントロールセンタ，緊急用電源切

急用パワーセンタ，緊急用モータコントロールセンタ，緊急AM 用切替盤，AM 用操作盤，非常用高圧母線 C 系及び非常用高圧

替盤，緊急用直流125V主母線盤，電路，計測制御装置等で構成し，用電源切替盤，緊急用直流 125V 主母線盤，電路，計測制御装

母線 D 系，計測制御装置等で構成し，常設代替交流電源設備又は常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備，常設代替直流置等で構成し，常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源

可搬型代替交流電源設備の電路として使用し電力を供給できる設

電源設備又は可搬型代替直流電源設備の電路として使用し電力

設備，常設代替直流電源設備又は可搬型代替直流電源設備の計とする。

を供給できる設計とする。

電路として使用し電力を供給できる設計とする。

代替所内電気設備は，共通要因で設計基準事故対処設備である

代替所内電気設備は，共通要因で設計基準事故対処設備であ

非常用所内電気設備と同時に機能を喪失しない設計とする。ま

非常用所内電気設備と同時に機能を喪失しない設計とする。まる非常用所内電気設備と同時に機能を喪失しない設計とする。

た，代替所内電気設備及び非常用所内電気設備は，少なくとも１た，代替所内電気設備及び非常用所内電気設備は，少なくとも1

また，代替所内電気設備及び非常用所内電気設備は，少なくと系統は機能の維持及び人の接近性を図る設計とする。

系統は機能の維持及び人の接近性の確保を図る設計とする。

も 1 系統は機能の維持及び人の接近性の確保を図る設計とす

代替所内電気設備は，共通要因で設計基準事故対処設備であるる。
なお，緊急用125V系蓄電池は，常設代替直流電源設備に位置付

なお，緊急用 125V 系蓄電池は，常設代替直流電源設備に位ける。常設代替直流電源設備は，全交流動力電源喪失から24時間置付ける。常設代替直流電源設備は，全交流動力電源喪失からにわたり，緊急用125V系蓄電池から電力を供給できる設計とす

24 時間にわたり，緊急用 125V 系蓄電池から電力を供給できるる。

設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・緊急用メタルクラッド開閉装置
・緊急用パワーセンタ

5柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所【本文】柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

基本設計比較表 【対象項目： 第５７条 】【本文】東海第二発電所【添八】東海第二発電所
・緊急用モータコントロールセンタ
・緊急用電源切替盤
・緊急用 125V 系蓄電池
・緊急用直流 125V 主母線盤
(4)

非常用ディーゼル発電機機能喪失時の代替交流電源による給電

a. 常設代替交流電源設備による非常用高圧母線への給電
設計基準事故対処設備の交流電源が喪失（外部電源喪失
及び２Ｃ・２Ｄ非常用ディーゼル発電機が故障）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を使用する。
常設代替交流電源設備は，常設代替高圧電源装置，電路，
計測制御装置等で構成し，常設代替高圧電源装置を中央制
御室での操作にて速やかに起動し，緊急用メタルクラッド
開閉装置を介してメタルクラッド開閉装置２Ｃ又はメタ
ルクラッド開閉装置２Ｄへ接続することで電力を供給できる設計とする。
常設代替交流電源設備は，非常用交流電源設備に対して，独立性を有し，位置的分散を図る設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・常設代替高圧電源装置ｂ.

可搬型代替交流電源設備による非常用低圧母線への給電
設計基準事故対処設備の交流電源が喪失（外部電源喪失
及び２Ｃ・２Ｄ非常用ディーゼル発電機が故障）した場合の重大事故等対処設備として，可搬型代替交流電源設備を使用する。
可搬型代替交流電源設備は，可搬型代替低圧電源車，電路，計測制御装置等で構成し，可搬型代替低圧電源車をパ
ワーセンタ２Ｃ及びパワーセンタ２Ｄへ接続することで電力を供給できる設計とする。
可搬型代替交流電源設備は，非常用交流電源設備に対して，独立性を有し，位置的分散を図る設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・可搬型代替低圧電源車

6

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所【本文】柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

基本設計比較表 【対象項目： 第５７条 】【本文】東海第二発電所【添八】東海第二発電所(5)

非常用ディーゼル発電機機能喪失時の代替直流電源による給電ａ.

所内常設直流電源設備による直流 125V 主母線盤への給電
設計基準事故対処設備の交流電源が喪失（外部電源喪失
及び２Ｃ・２Ｄ非常用ディーゼル発電機が故障）した場合の重大事故等対処設備として，所内常設直流電源設備を使用する。
所内常設直流電源設備は，125V 系蓄電池Ａ系・Ｂ系，電路，計測制御装置等で構成し，非常用所内電気設備への交流電源喪失から 1 時間以内に中央制御室において，交流電源喪失から 8 時間後に，不要な負荷の切り離しを行い，交流電源喪失から 24 時間にわたり，125V 系蓄電池Ａ系・Ｂ系から電力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。
・125V 系蓄電池Ａ系
・125V 系蓄電池Ｂ系
ｂ.

可搬型代替直流電源設備による直流 125V 主母線盤への給電
設計基準事故対処設備の交流電源が喪失（外部電源喪失
及び２Ｃ・２Ｄ非常用ディーゼル発電機が故障）及び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
代替直流電源設備を使用する。
可搬型代替直流電源設備は，可搬型代替低圧電源車，可搬型整流器，電路，計測制御装置等で構成し，可搬型代替
低圧電源車及び可搬型整流器を可搬型代替低圧電源車接続盤（西側）又は（東側）を経由し，直流 125V 主母線盤２Ａ又は直流 125V 主母線盤２Ｂへ接続することで電力を供給できる設計とする。
可搬型代替直流電源設備は，可搬型代替低圧電源車の運転を継続することで，設計基準事故対処設備の交流電源及び直流電源の喪失から 24 時間にわたり必要な負荷に電力の供給を行うことができる設計とする。
可搬型代替直流電源設備は，非常用直流電源設備に対して，独立性を有し，位置的分散を図る設計とする。

7

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５７条 】【本文】柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉【本文】東海第二発電所【添八】東海第二発電所
主要な設備は，以下のとおりとする。
・可搬型代替低圧電源車
・可搬型整流器

ｄ．燃料補給設備による給油

ｄ．燃料給油設備による給油(6) 燃料給油設備による給油(a) 可搬型設備用軽油タンクから各機器への給油
重大事故等時に補機駆動用の軽油を補給する設備として，軽油タンク，タンクローリ（4kL）及びホースを使用する。

重大事故等時に補機駆動用の軽油を補給する設備として，可搬型
設備用軽油タンク及びタンクローリを使用する。

a. 可搬型設備用軽油タンクから各機器への給油
重大事故等時に補機駆動用の軽油を補給する設備として，可搬型設備用軽油タンク及びタンクローリを使用する。

可搬型代替注水ポンプ（A-1 級），可搬型代替注水ポンプ（A-2

可搬型代替低圧電源車，可搬型代替注水大型ポンプ，可搬型代替

可搬型代替低圧電源車，可搬型代替注水大型ポンプ，可級），大容量送水車（熱交換器ユニット用），大容量送水車（原子注水中型ポンプ，窒素供給装置用電源車及びタンクローリ（走行用搬型代替注水中型ポンプ，窒素供給装置用電源車及びタン

炉建屋放水設備用），大容量送水車（海水取水用），モニタリン

の燃料タンク）等は，可搬型設備用軽油タンクからタンクローリをクローリ（走行用の燃料タンク）等は，可搬型設備用軽油

グ・ポスト用発電機及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可用いて燃料を補給できる設計とする。

タンクからタンクローリを用いて燃料を補給できる設計

搬型電源設備は，軽油タンクからタンクローリ（4kL）を用いて燃とする。

料を補給できる設計とする。
軽油タンクからタンクローリ（4kL）への軽油の補給は，ホース

主要な設備は，以下のとおりとする。

を用いる設計とする。

・可搬型設備用軽油タンク
・タンクローリ(b) 軽油貯蔵タンクから常設代替高圧電源装置への給油

b. 軽油貯蔵タンクから常設代替高圧電源装置への給油

重大事故等時に常設代替高圧電源装置に軽油を補給する設備と重大事故等時に常設代替高圧電源装置に軽油を補給す

して，軽油貯蔵タンク及び常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプをる設備として，軽油貯蔵タンク及び常設代替高圧電源装置使用する。

燃料移送ポンプを使用する。

常設代替高圧電源装置は，軽油貯蔵タンクから常設代替高圧電源
装置燃料移送ポンプを用いて燃料を補給できる設計とする。

常設代替高圧電源装置は，軽油貯蔵タンクから常設代替
高圧電源装置燃料移送ポンプを用いて燃料を補給できる設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・軽油貯蔵タンク・常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプ
10.2.2.1 多様性及び独立性，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。

常設代替交流電源設備は，非常用交流電源設備と共通要因によ

常設代替交流電源設備は，非常用交流電源設備と共通要因によっ

常設代替交流電源設備は，非常用交流電源設備と共通要って同時に機能を損なわないよう，第一ガスタービン発電機をガて同時に機能を損なわないよう，常設代替高圧電源装置の冷却方式

因によって同時に機能を損なわないよう，常設代替高圧電スタービンにより駆動することで，ディーゼルエンジンにより駆を空冷とすることで，冷却方式が水冷である２Ｃ・２Ｄ非常用ディ源装置の冷却方式を空冷とすることで，冷却方式が水冷で

8

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５７条 】【本文】柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉【本文】東海第二発電所

動する非常用ディーゼル発電機を用いる非常用交流電源設備に対ーゼル発電機を用いる非常用交流電源設備に対して多様性を有すある２Ｃ・２Ｄ非常用ディーゼル発電機を用いる非常用交【添八】東海第二発電所

して多様性を有する設計とする。

る設計とする。

流電源設備に対して多様性を有する設計とする。

常設代替交流電源設備の第一ガスタービン発電機，タンクロー

常設代替交流電源設備の常設代替高圧電源装置は，原子炉建屋付

常設代替交流電源設備の常設代替高圧電源装置は，原子リ（16kL），第一ガスタービン発電機用燃料タンク及び第一ガスタ

属棟から離れた屋外（常設代替高圧電源装置置場）に設置すること

炉建屋付属棟から離れた屋外（常設代替高圧電源装置置ービン発電機用燃料移送ポンプは，原子炉建屋から離れた屋外にで，原子炉建屋付属棟内の２Ｃ・２Ｄ非常用ディーゼル発電機と共場）に設置することで，原子炉建屋付属棟内の２Ｃ・２Ｄ

設置又は保管することで，原子炉建屋内の非常用ディーゼル発電

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

非常用ディーゼル発電機と共通要因によって同時に機能機並びに燃料ディタンク及び原子炉建屋近傍の燃料移送ポンプと計とする。

を損なわないよう，位置的分散を図る設計とする。

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。
常設代替交流電源設備は，第一ガスタービン発電機から非常用

常設代替交流電源設備は，常設代替高圧電源装置からメタルクラ常設代替交流電源設備は，常設代替高圧電源装置からメ

高圧母線までの系統において，独立した電路で系統構成すること

ッド開閉装置２Ｃ及びメタルクラッド開閉装置２Ｄまでの系統にタルクラッド開閉装置２Ｃ及びメタルクラッド開閉装置

により，非常用ディーゼル発電機から非常用高圧母線までの系統

おいて，独立した電路で系統構成することにより，２Ｃ・２Ｄ非常

２Ｄまでの系統において，独立した電路で系統構成するこに対して，独立性を有する設計とする。

用ディーゼル発電機からメタルクラッド開閉装置２Ｃ及びメタルとにより，２Ｃ・２Ｄ非常用ディーゼル発電機からメタル

クラッド開閉装置２Ｄまでの系統に対して，独立性を有する設計とクラッド開閉装置２Ｃ及びメタルクラッド開閉装置２Ｄする。

までの系統に対して，独立性を有する設計とする。

これらの多様性及び位置的分散並びに電路の独立性によって，これらの多様性及び位置的分散並びに電路の独立性によって，常これらの多様性及び位置的分散並びに電路の独立性に

常設代替交流電源設備は非常用交流電源設備に対して独立性を有

設代替交流電源設備は非常用交流電源設備に対して独立性を有す

よって，常設代替交流電源設備は非常用交流電源設備に対する設計とする。

る設計とする。

して独立性を有する設計とする。

可搬型代替交流電源設備は，非常用交流電源設備と共通要因に可搬型代替交流電源設備は，非常用交流電源設備と共通要因によ

可搬型代替交流電源設備は，非常用交流電源設備と共通

よって同時に機能を損なわないよう，電源車の冷却方式を空冷とって同時に機能を損なわないよう，可搬型代替低圧電源車の冷却方要因によって同時に機能を損なわないよう，可搬型代替低することで，冷却方式が水冷である非常用ディーゼル発電機を用式を空冷とすることで，冷却方式が水冷である２Ｃ・２Ｄ非常用デ圧電源車の冷却方式を空冷とすることで，冷却方式が水冷

いる非常用交流電源設備に対して多様性を有する設計とする。

ィーゼル発電機を用いる非常用交流電源設備に対して多様性を有である２Ｃ・２Ｄ非常用ディーゼル発電機を用いる非常用する設計とする。

交流電源設備に対して多様性を有する設計とする。

また，可搬型代替交流電源設備は，常設代替交流電源設備と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，電源車をディーゼ
ルエンジンにより駆動することで，ガスタービンにより駆動する
第一ガスタービン発電機を用いる常設代替交流電源設備に対して

9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５７条 】【本文】柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉【本文】東海第二発電所【添八】東海第二発電所

多様性を有する設計とする。
可搬型代替交流電源設備の電源車及びタンクローリ（4kL）は，

可搬型代替交流電源設備の可搬型代替低圧電源車は，屋外の原子可搬型代替交流電源設備の可搬型代替低圧電源車は，屋屋外の原子炉建屋から離れた場所に保管することで，原子炉建屋

炉建屋付属棟から離れた場所に保管することで，原子炉建屋付属棟

外の原子炉建屋付属棟から離れた場所に保管することで，内の非常用ディーゼル発電機並びに燃料ディタンク及び原子炉建内の２Ｃ・２Ｄ非常用ディーゼル発電機と共通要因によって同時に

原子炉建屋付属棟内の２Ｃ・２Ｄ非常用ディーゼル発電機

屋近傍の燃料移送ポンプと共通要因によって同時に機能を損なわ

機能を損なわないよう，位置的分散を図る設計とする。また，可搬と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，位置的ないよう，位置的分散を図る設計とする。また，可搬型代替交流

型代替交流電源設備の可搬型代替低圧電源車は，屋外（常設代替高分散を図る設計とする。また，可搬型代替交流電源設備の電源設備の電源車及びタンクローリ（4kL）は，屋外のタービン建

圧電源装置置場）の常設代替高圧電源装置から離れた場所に保管す

可搬型代替低圧電源車は，屋外（常設代替高圧電源装置置屋近傍の第一ガスタービン発電機，第一ガスタービン発電機用燃ることで，共通要因によって同時に機能を損なわないよう，位置的場）の常設代替高圧電源装置から離れた場所に保管するこ料タンク及び第一ガスタービン発電機用燃料移送ポンプから離れ分散を図る設計とする。

とで，共通要因によって同時に機能を損なわないよう，位た場所に保管することで，共通要因によって同時に機能を損なわ

置的分散を図る設計とする。

ないよう，位置的分散を図る設計とする。
可搬型代替交流電源設備は，電源車から非常用高圧母線までの可搬型代替交流電源設備は，可搬型代替低圧電源車からパワーセ

可搬型代替交流電源設備は，可搬型代替低圧電源車から系統において，独立した電路で系統構成することにより，非常用

ンタ２Ｃ及びパワーセンタ２Ｄまでの系統において，独立した電路

パワーセンタ２Ｃ及びパワーセンタ２Ｄまでの系統におディーゼル発電機から非常用高圧母線までの系統に対して，独立で系統構成することにより，２Ｃ・２Ｄ非常用ディーゼル発電機かいて，独立した電路で系統構成することにより，２Ｃ・２性を有する設計とする。

らパワーセンタ２Ｃ及びパワーセンタ２Ｄまでの系統に対して，独Ｄ非常用ディーゼル発電機からパワーセンタ２Ｃ及びパ

立性を有する設計とする。

ワーセンタ２Ｄまでの系統に対して，独立性を有する設計とする。

これらの多様性及び位置的分散並びに電路の独立性によって，これらの多様性及び位置的分散並びに電路の独立性によって，可これらの多様性及び位置的分散並びに電路の独立性に

可搬型代替交流電源設備は非常用交流電源設備に対して独立性を搬型代替交流電源設備は非常用交流電源設備である２Ｃ・２Ｄ非常

よって，可搬型代替交流電源設備は非常用交流電源設備で有する設計とする。

用ディーゼル発電機に対して独立性を有する設計とする。

ある２Ｃ・２Ｄ非常用ディーゼル発電機に対して独立性を有する設計とする。

可搬型代替交流電源設備の電源車の接続箇所は，共通要因によ

可搬型代替交流電源設備の可搬型代替低圧電源車の接続箇所は，可搬型代替交流電源設備の可搬型代替低圧電源車の接って接続できなくなることを防止するため，位置的分散を図った

共通要因によって接続できなくなることを防止するため，位置的分

続箇所は，共通要因によって接続できなくなることを防止

複数箇所に設置する設計とする。

散を図った複数箇所に設置する設計とする。

するため，位置的分散を図った複数箇所に設置する設計とする。

号炉間電力融通電気設備の号炉間電力融通ケーブル（常設）は，コントロール建屋内に設置することで，原子炉建屋内の非常用ディーゼル発電機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。
号炉間電力融通電気設備の号炉間電力融通ケーブル（可搬型）
は，原子炉建屋及びコントロール建屋から離れた屋外に保管することで，原子炉建屋内の非常用ディーゼル発電機及びコントロー
ル建屋内の号炉間電力融通ケーブル（常設）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。

10

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５７条 】【本文】柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉【本文】東海第二発電所【添八】東海第二発電所

所内蓄電式直流電源設備は，コントロール建屋内の非常用直流

所内常設直流電源設備は，原子炉建屋付属棟内の２Ｃ・２Ｄ非常所内常設直流電源設備は，原子炉建屋付属棟内の２Ｃ・電源設備 4 系統のうち 3 系統と異なる区画及び原子炉建屋内に用ディーゼル発電機と異なる区画に設置することで，非常用交流電

２Ｄ非常用ディーゼル発電機と異なる区画に設置するこ

設置することで，非常用直流電源設備と共通要因によって同時に源設備と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，位置的分とで，非常用交流電源設備と共通要因によって同時に機能機能を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。

散を図る設計とする。

を損なわないよう，位置的分散を図る設計とする。

所内蓄電式直流電源設備は，蓄電池及び充電器から直流母線ま

所内常設直流電源設備は，125V 系蓄電池Ａ系・Ｂ系から直流 125V

所内常設直流電源設備は，125V 系蓄電池Ａ系・Ｂ系からでの系統において，独立した電路で系統構成することにより，非主母線盤２Ａ・２Ｂまでの系統において，独立した電路で系統構成

直流 125V 主母線盤２Ａ・２Ｂまでの系統において，独立

常用直流電源設備 4 系統のうち 3系統の蓄電池及び充電器から直することにより，２Ｃ・２Ｄ非常用ディーゼル発電機の交流を直流した電路で系統構成することにより，２Ｃ・２Ｄ非常用デ流母線までの系統に対して，独立性を有する設計とする。

に変換する電路を用いた直流 125V 主母線盤２Ａ・２Ｂまでの系統

ィーゼル発電機の交流を直流に変換する電路を用いた直に対して，独立性を有する設計とする。

流 125V 主母線盤２Ａ・２Ｂまでの系統に対して，独立性を有する設計とする。

これらの位置的分散及び電路の独立性によって，所内蓄電式直これらの位置的分散及び電路の独立性によって，所内常設直流電

これらの位置的分散及び電路の独立性によって，所内常流電源設備は非常用直流電源設備 4 系統のうち 3 系統に対して源設備は非常用交流電源設備に対して独立性を有する設計とする。

設直流電源設備は非常用交流電源設備に対して独立性を有する設計とする。

独立性を有する設計とする。
常設代替直流電源設備は，原子炉建屋内に設置することで，コ常設代替直流電源設備は，原子炉建屋廃棄物処理棟内に設置する

常設代替直流電源設備は，原子炉建屋廃棄物処理棟内にントロール建屋内の非常用直流電源設備と共通要因によって同時ことで，原子炉建屋付属棟内の非常用直流電源設備と共通要因によ設置することで，原子炉建屋付属棟内の非常用直流電源設に機能を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。

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。

備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。

常設代替直流電源設備は，蓄電池及び充電器から直流母線まで

常設代替直流電源設備は，緊急用 125V 系蓄電池から緊急用直流

常設代替直流電源設備は，緊急用 125V 系蓄電池から緊の系統において，独立した電路で系統構成することにより，非常

125V 主母線盤までの系統において，独立した電路で系統構成する

急用直流 125V 主母線盤までの系統において，独立した電用直流電源設備の電池及び充電器から直流母線までの系統に対しことにより，非常用直流電源設備の 125V 系蓄電池Ａ系・Ｂ系から路で系統構成することにより，非常用直流電源設備の 125Vて，独立性を有する設計とする。

直流 125V 主母線盤２Ａ・２Ｂまでの系統に対して，独立性を有す系蓄電池Ａ系・Ｂ系から直流 125V 主母線盤２Ａ・２Ｂまる設計とする。

での系統に対して，独立性を有する設計とする。

これらの位置的分散及び電路の独立性によって，常設代替直流

これらの位置的分散及び電路の独立性によって，常設代替直流電

これらの位置的分散及び電路の独立性によって，常設代

電源設備は非常用直流電源設備に対して独立性を有する設計とす

源設備は非常用直流電源設備に対して独立性を有する設計とする。

替直流電源設備は非常用直流電源設備に対して独立性を有する設計とする。

る。
可搬型直流電源設備は，非常用直流電源設備と共通要因によっ

可搬型代替直流電源設備は，非常用直流電源設備と共通要因によ

可搬型代替直流電源設備は，非常用直流電源設備と共通て同時に機能を損なわないよう，電源車の冷却方式を空冷とするって同時に機能を損なわないよう，可搬型代替低圧電源車の冷却方要因によって同時に機能を損なわないよう，可搬型代替低ことで，冷却方式が水冷である非常用ディーゼル発電機から給電式を空冷とすることで，冷却方式が水冷である２Ｃ・２Ｄ非常用デ圧電源車の冷却方式を空冷とすることで，冷却方式が水冷する非常用直流電源設備に対して多様性を有する設計とする。まィーゼル発電機から給電する非常用直流電源設備に対して多様性である２Ｃ・２Ｄ非常用ディーゼル発電機から給電する非た，AM 用直流125V充電器により交流電力を直流に変換できることを有する設計とする。また，可搬型整流器により交流電力を直流に常用直流電源設備に対して多様性を有する設計とする。ま

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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５７条 】【本文】柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉【本文】東海第二発電所

で，蓄電池（非常用）を用いる非常用直流電源設備に対して多様変換できることで，125V 系蓄電池Ａ系・Ｂ系を用いる非常用直流電

た，可搬型整流器により交流電力を直流に変換できること【添八】東海第二発電所

性を有する設計とする。

源設備に対して多様性を有する設計とする。

で，125V 系蓄電池Ａ系・Ｂ系を用いる非常用直流電源設備
に対して多様性を有する設計とする。

可搬型直流電源設備の電源車，AM 用直流125V充電器及びタンク

可搬型代替直流電源設備の可搬型代替低圧電源車及び可搬型整

可搬型代替直流電源設備の可搬型代替低圧電源車及びローリ（4kL）は，屋外の原子炉建屋から離れた場所及び原子炉建

流器は，屋外の原子炉建屋付属棟から離れた場所に保管すること

可搬型整流器は，屋外の原子炉建屋付属棟から離れた場所

屋内に設置又は保管することで，原子炉建屋内の非常用ディーゼ

で，原子炉建屋付属棟内の２Ｃ・２Ｄ非常用ディーゼル発電機及びに保管することで，原子炉建屋付属棟内の２Ｃ・２Ｄ非常ル発電機並びに燃料ディタンク，原子炉建屋近傍の燃料移送ポン

125V 系蓄電池Ａ系・Ｂ系と共通要因によって同時に機能を損なわ用ディーゼル発電機及び 125V 系蓄電池Ａ系・Ｂ系と共通

プ及びコントロール建屋内の充電器と共通要因によって同時に機ないよう，位置的分散を図る設計とする。

要因によって同時に機能を損なわないよう，位置的分散を能を損なわないよう，位置的分散を図る設計とする。

図る設計とする。

可搬型直流電源設備は，電源車から直流母線までの系統におい

可搬型代替直流電源設備は，可搬型代替低圧電源車から直流 125V

可搬型代替直流電源設備は，可搬型代替低圧電源車からて，独立した電路で系統構成することにより，非常用ディーゼル

主母線盤２Ａ・２Ｂまでの系統において，独立した電路で系統構成

直流 125V 主母線盤２Ａ・２Ｂまでの系統において，独立発電機から直流母線までの系統に対して，独立性を有する設計とすることにより，125V 系蓄電池Ａ系・Ｂ系から直流 125V 主母線盤

した電路で系統構成することにより，125V 系蓄電池Ａ系・する。

２Ａ・２Ｂまでの系統に対して，独立性を有する設計とする。

Ｂ系から直流 125V 主母線盤２Ａ・２Ｂまでの系統に対して，独立性を有する設計とする。

これらの多様性及び位置的分散並びに電路の独立性によって，これらの多様性及び位置的分散並びに電路の独立性によって，可これらの多様性及び位置的分散並びに電路の独立性に

可搬型直流電源設備は非常用直流電源設備に対して独立性を有す

搬型代替直流電源設備は非常用直流電源設備に対して独立性を有よって，可搬型代替直流電源設備は非常用直流電源設備にる設計とする。

する設計とする。

対して独立性を有する設計とする。

可搬型直流電源設備の電源車の接続箇所は，共通要因によって可搬型代替直流電源設備の可搬型代替低圧電源車及び可搬型整

可搬型代替直流電源設備の可搬型代替低圧電源車及び接続できなくなることを防止するため，位置的分散を図った複数流器の接続箇所は，共通要因によって接続できなくなることを防止

可搬型整流器の接続箇所は，共通要因によって接続できな個所に設置する設計とする。

するため，位置的分散を図った複数箇所に設置する設計とする。

くなることを防止するため，位置的分散を図った複数箇所に設置する設計とする。

代替所内電気設備の緊急用断路器，緊急用電源切替箱断路器，代替所内電気設備の緊急用メタルクラッド開閉装置及び緊急用

代替所内電気設備の緊急用メタルクラッド開閉装置及緊急用電源切替箱接続装置，AM 用動力変圧器，AM 用 MCC及びAM

パワーセンタは，屋内（常設代替高圧電源装置置場）に設置するこび緊急用パワーセンタは，屋内（常設代替高圧電源装置置

用操作盤は，非常用所内電気設備と異なる区画に設置することとで，非常用所内電気設備と共通要因によって同時に機能を損なわ場）に設置することで，非常用所内電気設備と共通要因にで，非常用所内電気設備と共通要因によって同時に機能を損なわないように位置的分散を図る設計とする。

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ないよう位置的分散を図る設計とする。

計とする。
代替所内電気設備の緊急用モータコントロールセンタは，屋内

代替所内電気設備の緊急用モータコントロールセンタ（常設代替高圧電源装置置場）及び原子炉建屋廃棄物処理棟内に設は，屋内（常設代替高圧電源装置置場）及び原子炉建屋廃置することで，非常用所内電気設備と共通要因によって同時に機能

棄物処理棟内に設置することで，非常用所内電気設備と共を損なわないよう，位置的分散を図る設計とする。

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。

代替所内電気設備の緊急用電源切替盤は，原子炉建屋原子炉棟及代替所内電気設備の緊急用電源切替盤は，原子炉建屋原

び中央制御室内に設置することで，非常用所内電気設備と共通要因

子炉棟及び中央制御室内に設置することで，非常用所内電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

気設備と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，る。

位置的分散を図る設計とする。

代替所内電気設備の緊急用直流 125V 主母線盤は，原子炉建屋廃12

代替所内電気設備の緊急用直流 125V 主母線盤は，原子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５７条 】【本文】柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

代替所内電気設備は，独立した電路で系統構成することにより，非常用所内電気設備に対して，独立性を有する設計とする【本文】東海第二発電所【添八】東海第二発電所

棄物処理棟内に設置することで，非常用所内電気設備と共通要因に

炉建屋廃棄物処理棟内に設置することで，非常用所内電気

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

設備と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，位る。

置的分散を図る設計とする。

代替所内電気設備は，独立した電路で系統構成することにより，非常用所内電気設備に対して，独立性を有する設計とする。

代替所内電気設備は，独立した電路で系統構成すること
により，非常用所内電気設備に対して，独立性を有する設計とする。

これらの位置的分散及び電路の独立性によって，代替所内電気
設備は非常用所内電気設備に対して独立性を有する設計とする。

これらの位置的分散及び電路の独立性によって，代替所内電気設
備は非常用所内電気設備に対して独立性を有する設計とする。

これらの位置的分散及び電路の独立性によって，代替所
内電気設備は非常用所内電気設備に対して独立性を有する設計とする。

燃料補給設備のタンクローリ（4kL）は，原子炉建屋近傍の燃料

燃料給油設備のタンクローリは，屋内（常設代替高圧電源装置置

燃料給油設備のタンクローリは，屋内（常設代替高圧電移送ポンプから離れた屋外に分散して保管することで，燃料移送場）の２Ｃ・２Ｄ非常用ディーゼル発電機燃料移送ポンプから離れ源装置置場）の２Ｃ・２Ｄ非常用ディーゼル発電機燃料移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

た屋外に分散して保管することで，屋内（常設代替高圧電源装置置

送ポンプから離れた屋外に分散して保管することで，屋内散を図る設計とする。

場）の２Ｃ・２Ｄ非常用ディーゼル発電機燃料移送ポンプと共通要（常設代替高圧電源装置置場）の２Ｃ・２Ｄ非常用ディー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ゼル発電機燃料移送ポンプと共通要因によって同時に機する。

能を損なわないよう，位置的分散を図る設計とする。

軽油タンクは，屋外に分散して設置することで，共通要因によ

可搬型設備用軽油タンクは，軽油貯蔵タンクと離れた屋外に設置

可搬型設備用軽油タンクは，軽油貯蔵タンクと離れた屋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。

することで，共通要因によって同時に機能を損なわないよう，位置外に分散して設置することで，共通要因によって同時に機的分散を図る設計とする。

能を損なわないよう，位置的分散を図る設計とする。

燃料給油設備の常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプは，屋内

燃料給油設備の常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプ（常設代替高圧電源装置置場）の非常用交流電源設備２Ｃ系及び２は，屋内（常設代替高圧電源装置置場）の非常用交流電源

Ｄ系と異なる区画に設置することで，屋内（常設代替高圧電源装置

設備２Ｃ系及び２Ｄ系と異なる区画に設置することで，屋置場）の２Ｃ・２Ｄ非常用ディーゼル発電機燃料移送ポンプと共通

内（常設代替高圧電源装置置場）の２Ｃ・２Ｄ非常用ディ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

ーゼル発電機燃料移送ポンプと共通要因によって同時にとする。

機能を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。
10.2.2.2 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。
常設代替交流電源設備の常設代替高圧電源装置は，通常時は遮断器等により接続先の系統から隔離し，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。
常設代替高圧電源装置は，飛散物となって他の設備に悪13柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所【本文】柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

基本設計比較表 【対象項目： 第５７条 】【本文】東海第二発電所【添八】東海第二発電所
影響を及ぼさない設計とする。
可搬型代替交流電源設備の可搬型代替低圧電源車は，接続先の系統と分離して保管し，重大事故等時に接続，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。
燃料給油設備の可搬型設備用軽油タンクは，重大事故等時に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。
可搬型代替低圧電源車は連結材や輪留め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。
所内常設直流電源設備の 125V 系蓄電池Ａ系・Ｂ系は，
通常時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とし，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。
常設代替直流電源設備の緊急用 125V 系蓄電池は，重大事故等時に通常時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。
可搬型代替直流電源設備の可搬型代替低圧電源車及び可搬型整流器は，接続先の系統と分離して保管し，重大事
故等時に接続，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。
代替所内電気設備の緊急用メタルクラッド開閉装置，緊急用パワーセンタ，緊急用モータコントロールセンタ，緊急用電源切替盤及び緊急用直流 125V 主母線盤は，遮断器等により接続先の系統から隔離し，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。
燃料給油設備のタンクローリは，接続先の系統と分離して保管し，重大事故等時に接続，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。
燃料給油設備の軽油貯蔵タンクは，重大事故等時に弁操14柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所【本文】柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

基本設計比較表 【対象項目： 第５７条 】【本文】東海第二発電所【添八】東海第二発電所
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。
タンクローリは連結材や輪留め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。
常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプは，通常時は弁等により接続先の系統から隔離し，重大事故等時に弁操作等により重大事故等対処設備として系統構成することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
10.2.2.3 容量等
基本方針については，「1.1.7.2 容量等」に示す。
常設代替高圧電源装置は，想定される重大事故等時において，炉心の著しい損傷，原子炉格納容器の破損，使用済
燃料プール内の燃料体等の著しい損傷及び運転停止中原
子炉内燃料体の著しい損傷を防止するために必要な容量を有する設計とする。
常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプは，想定される重大事故等時において，常設代替高圧電源装置の運転に必要な燃料を補給できるポンプ容量を有する設計とする。
可搬型代替低圧電源車は，想定される重大事故等時において，最低限必要な設備に電力を供給できる容量を有するものを 1 セット 2 台使用する。保有数は，2 セット 4 台に加えて，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 1 台の合計 5 台を保管する。
125V 系蓄電池Ａ系・Ｂ系は，想定される重大事故等時において， 1 時間以内に中央制御室において行なう簡易な操作での切り離し以外の負荷切り離しを行わず 8 時間，その後必要な負荷以外を切り離して 16 時間の合計 24 時間にわたり必要な設備に電力を供給できる容量を有する設計とする。
緊急用 125V 系蓄電池は，想定される重大事故等時において，負荷の切り離しを行わずに 24 時間にわたり必要な設備に電力を供給できる容量を有する設計とする。
緊急用メタルクラッド開閉装置，緊急用パワーセンタ，
緊急用モータコントロールセンタ，緊急用電源切替盤及び緊急用直流 125V 主母線盤は，想定される重大事故等時に15

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基本設計比較表 【対象項目： 第５７条 】【本文】東海第二発電所【添八】東海第二発電所
おいて，必要な設備に電力を供給できる容量を有する設計とする。
軽油貯蔵タンクは，設計基準事故対処設備と兼用しており，設計基準事故対処設備としての容量が，想定される重大事故等時において，その機能を発揮することが必要な重大事故等対処設備が，事故後 7 日間連続運転するために必要となる燃料を供給できる容量を有しているため，設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。
可搬型設備用軽油タンクは，想定される重大事故等時において，その機能を発揮することが必要な重大事故等対処
設備が，事故後 7 日間連続運転するために必要となる燃料を供給できる容量を有する設計とする。
タンクローリは，想定される重大事故等時において，その機能を発揮することが必要な重大事故等対処設備に，燃料を補給できる容量を有するものを 1 セット 2 台使用する。保有数は，1 セット 2 台に加えて，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 3 台の合計 5台を保管する。
可搬型代替低圧電源車及び可搬型整流器は，想定される重大事故等時において，その機能を発揮することが必要な
重大事故等対処設備に，電力を供給できる容量を有するものを可搬型代替低圧電源車 1 台及び可搬型整流器 4 台を 1セットとして使用し， 24 時間にわたり必要な設備に電力を供給できる容量を有する設計とする。
可搬型代替低圧電源車は，可搬型代替交流電源設備と兼用しており，保有数は，2 セット 2 台に加えて，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 1台の合計 3 台を保管する。
可搬型整流器の保有数は，2 セット 8 台に加えて，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 1 台の合計 9 台を保管する。
10.2.2.4 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。
常設代替高圧電源装置は，屋外（常設代替高圧電源装置
置場）に設置し，想定される重大事故等時における環境条

16

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基本設計比較表 【対象項目： 第５７条 】【本文】東海第二発電所【添八】東海第二発電所
件を考慮した設計とする。
常設代替高圧電源装置の操作は，想定される重大事故等時において，中央制御室及び設置場所で可能な設計とする。
常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプの操作は，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。
常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプは，屋内（常設代替高圧電源装置置場）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。
可搬型代替低圧電源車は，屋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。
可搬型代替低圧電源車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。
125V 系蓄電池Ａ系・Ｂ系は，原子炉建屋付属棟に設置し，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。
緊急用 125V 系蓄電池は，原子炉建屋廃棄物処理棟に設置し，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。
緊急用メタルクラッド開閉装置及び緊急用パワーセン
タは，屋内（常設代替高圧電源装置置場）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。
緊急用メタルクラッド開閉装置及び緊急用パワーセン
タの操作は想定される重大事故等時において中央制御室
及び設置場所で可能な設計とする。
緊急用モータコントロールセンタは，屋内（常設代替高圧電源装置置場）及び原子炉建屋廃棄物処理棟に設置し，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。
緊急用モータコントロールセンタの操作は，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。
緊急用電源切替盤は，原子炉建屋原子炉棟及び中央制御

17柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所【本文】柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

基本設計比較表 【対象項目： 第５７条 】【本文】東海第二発電所【添八】東海第二発電所室に設置し，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。
緊急用電源切替盤の操作は，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。
緊急用直流 125V 主母線盤は，原子炉建屋廃棄物処理棟に設置し，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。
緊急用直流 125V 主母線盤の操作は，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。
軽油貯蔵タンクは，常設代替高圧電源装置置場南側（地下）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。
軽油貯蔵タンクの系統構成に必要な弁の操作は，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。
可搬型設備用軽油タンクは，屋外に設置し，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。
タンクローリは，屋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。
タンクローリ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。
10.2.2.5 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。
常設代替交流電源設備は，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遮断器操作等により速やかに切り替えられる設計とする。
常設代替高圧電源装置は，中央制御室の操作スイッチ等により，操作が可能な設計とする。系統構成に必要な遮断器等は，設置場所でのスイッチ操作等により操作が可能な設計とする。
可搬型代替交流電源設備は，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遮断器操作等により速やかに切り替えられる設計とする。
可搬型代替低圧電源車は，付属の操作スイッチ等によ18柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所【本文】柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

基本設計比較表 【対象項目： 第５７条 】【本文】東海第二発電所【添八】東海第二発電所
り，設置場所での操作が可能な設計とする。系統構成に必要な遮断器等は，中央制御室等でのスイッチ操作等により操作が可能な設計とする。
可搬型代替低圧電源車は，車両として屋外のアクセスル
ートを通行してアクセスできる設計とするとともに，設置場所にて輪留めによる固定等が可能な設計とする。
可搬型代替低圧電源車を接続する接続箇所については，
ボルト・ネジ接続又はより簡便な接続とし，一般的な工具を用いてケーブルを確実に接続できる設計とする。
所内常設直流電源設備は，想定される重大事故等時において，通常時の系統構成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。
可搬型代替直流電源設備は，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遮断器操作等により速やかに切り替えられる設計とする。
可搬型整流器は，屋外に保管及び設置し，車両及び人力により運搬ができるとともに，設置場所にて固縛が可能な設計とする。また，ケーブル接続は，一般的な工具を用いてボルト・ネジ接続を用いることで，容易かつ確実に接続可能な設計とする。
可搬型整流器は，付属の操作スイッチ等により，設置場
所での操作が可能な設計とする。
緊急用直流 125V 系蓄電池は，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。
代替所内電気設備は，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遮断器操作等により速やかに切り替えられる設計とする。
緊急用メタルクラッド開閉装置，緊急用パワーセンタ，
緊急用モータコントロールセンタ，緊急用電源切替盤及び緊急用直流 125V 主母線盤は，付属の操作スイッチ等により，設置場所等での操作が可能な設計とする。
燃料給油設備は，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弁操作等により速やかに切り替えられる設計とする。
軽油貯蔵タンクは，系統構成に必要な弁を，中央制御室19

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所【本文】柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

基本設計比較表 【対象項目： 第５７条 】【本文】東海第二発電所【添八】東海第二発電所での遠隔操作が可能な設計とする。
タンクローリは，付属の操作スイッチにより，設置場所での操作が可能な設計とし，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。
タンクローリは，車両として屋外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，設置場所にて輪留めによる固定等が可能な設計とする。
タンクローリを接続する接続口については，簡便な接続規格を用いた専用の接続方式とし，可搬型設備用軽油タン
ク及び重大事故等対処設備に確実に接続することができる設計とする。
10.2.3 主要設備及び仕様
代替電源設備の主要機器仕様を第 10.2－1 表に示す。
10.2.4 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。
常設代替高圧電源装置は，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とともに，分解が可能な設計とする。
常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプは，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が可能な設計とする。
また，常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプは，発電用原子炉の運転中又は停止中に分解及び外観の確認が可能な設計とする。
可搬型代替低圧電源車は，発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能の確認が可能な設計とするとともに，分解又は取替えが可能な設計とする。また，可搬型代替低圧
電源車は，車両として運転状態の確認及び外観の確認が可能な設計とする。
125V 系蓄電池Ａ系・Ｂ系は，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。
可搬型整流器は，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。

20

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５７条 】【本文】柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉【本文】東海第二発電所【添八】東海第二発電所
緊急用メタルクラッド開閉装置，緊急用パワーセンタ，
緊急用モータコントロールセンタ，緊急用電源切替盤及び緊急用直流 125V 主母線盤は，発電用原子炉の停止中に機能・性能の確認が可能な設計とする。また，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計とする。
軽油貯蔵タンクは，発電用原子炉の運転中又は停止中に漏えいの有無の確認が可能な設計とする。また，発電用原子炉の停止中に内部の確認が可能な設計とする。
可搬型設備用軽油タンクは，発電用原子炉の運転中又は停止中に漏えいの有無の確認及び内部の確認が可能な設計とする。
タンクローリは，発電用原子炉の運転中又は停止中に外観検査及び機能試験，漏えいの有無の確認が可能な設計とするとともに，分解又は取替えが可能な設計とする。また，
タンクローリは，車両として運転状態の確認及び外観の確認が可能な設計とする。
第 10.2－1 表 代替電源設備の主要機器仕様[常設重大事故等対処設備]
第一ガスタービン発電機（６号及び７号炉共用）［常設重大事故等対処設備］(1) 常設代替交流電源設備

常設代替高圧電源装置

ａ．常設代替高圧電源装置

台

数

2

台

数

5（予備 1）

容量

約4,500kVA/台

容量

約 1,725kVA／台

第一ガスタービン発電機用燃料タンク（６号及び７号共用）
基

数

2

容

量

約500kL/基第一ガスタービン発電機用燃料移送ポンプ（６号及び７号共
用）
台

数

2

容

量

約 3m３／h／台号炉間電力融通ケーブル（常設）（６号及び７号共用）
個数

1

直流125V蓄電池 A 及び直流125V蓄電池A-2(ヌ，
（2）
，
（ⅲ）

ディーゼル機関
台

組

数

1

容

量

約10,000Ah

5（予備 1）

使用燃料

軽油

用）

出

力

約 1,540kW／台

発電機
台

数

5（予備 1）台

数

1（予備 1）

種

類

三相同期発電機容量

約 3.0m３／h（1 台当たり）容量

約 1,725kVA／台

力

率

0.8

電

圧

6,600V

常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプ

可搬型設備用軽油タンク
基

数

7（予備 1）

容量

約 30kL／基周 波 数

緊急用 125V 系蓄電池
組

数

50Hz

(2) 可搬型代替交流電源設備

125V 系蓄電池Ａ系・Ｂ系（「ヌ（2）（ⅲ）蓄電池」と兼用）

ａ．と兼用)

数

軽油貯蔵タンク（「ヌ（2）（ⅲ）非常用ディーゼル発電機」と兼ａ．可搬型代替低圧電源車
ディーゼル機関
台

1

21

数

4（予備 1）※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５７条 】【本文】柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉（直流125V蓄電池A ：約6,000Ah
直流125V蓄電池A-2：約4,000Ah）
AM 用直流125V蓄電池
組

数

1

容

量

約3,000Ah

AM 用動力変圧器個【本文】東海第二発電所
容量【添八】東海第二発電所
使用燃料

約 6,000Ah

個数

1

緊急用パワーセンタ
個数

1

緊急用モータコントロールセンタ

数

1

軽油タンク（６号及び７号炉共用）
（ヌ，
（2）
，
（ⅱ）
，ｂ．と
兼用）

個

数

1（予備3）

容量約550kL/基

3

緊急用電源切替盤
個

基

数
数
数

台

数

4（予備 1）※１

種類

三相同期発電機容量

約 500kVA／台

力

率

0.8

電

圧

440V

周 波 数

50Hz

※1 必要台数は，2 台 2 セット（予備 1 台）

6(3）所内常設直流電源設備

緊急用直流 125V 主母線盤
個

軽油

発電機

緊急用メタルクラッド開閉装置

ａ．125V 系蓄電池Ａ系・Ｂ系

1

第 10.1－4 表 直流電源設備の設備仕様に記載する。
組

数

2

電

圧

125V

容

量

約 6,000Ah／組(4）常設代替直流電源設備
ａ．緊急用 125V 系蓄電池

[可搬型重大事故等対処設備]
電源車（６号及び７号炉共用）
8（予備1）台

数

4（予備 1）

容量約500kVA/台

容

量

約 500kVA／台

個

数

1

台

数

1（予備1）

容量

約16kL/台タンクローリ（4kL）（６号及び７号炉共用）台

数

3（予備1）

容量

約4kL/台

1

圧

125V

容

量

約 6,000Ah／台(5）可搬型代替直流電源設備

可搬型代替低圧電源車

数

タンクローリ（16kL）（６号及び７号炉共用）数

電［可搬型重大事故等対処設備］

台

号炉間電力融通ケーブル（可搬型）（６号及び７号炉共用）

組

ａ．可搬型代替低圧電源車
第 10.2－1 表 代替電源設備の主要機器仕様「（2）ａ．
可搬型代替低圧電源車」に記載する。

可搬型整流器台

数

8（予備 1）

容量

約 100A／台

ｂ．可搬型整流器

タンクローリ台

数2（予備 3）容量

約 4kL／台台

数

8（予備 1）※２

電圧0～150V容

量

約 100A／台※2 必要台数は，4 台 2 セット（予備 1 台）
(6) 代替所内電気設備
ａ．緊急用メタルクラッド開閉装置
個

数

定格電圧

1
7,200Vｂ．緊急用パワーセンタ
個

22

数

1

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所【本文】柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

基本設計比較表 【対象項目： 第５７条 】【本文】東海第二発電所【添八】東海第二発電所
定格電圧

600V

ｃ．緊急用モータコントロールセンタ
個

数

定格電圧

3
600V

ｄ．緊急用電源切替盤
個

数

定格電圧

6
交流 600V
直流 125V

ｅ．緊急用直流 125V 主母線盤
個

数

定格電圧

1
125V

(7）燃料給油設備
ａ．軽油貯蔵タンク
第 10.1－3 表 非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレ
イ系ディーゼル発電機を含む。）の設備仕様に記載する。
基

数

2

容

量

約 400kL／基ｂ．常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプ型

式

スクリュー型台

数

1（予備 1）

容量

約 3.0m３／h（1 台当たり）

吐出圧力

約 0.3MPa［gage］

最高使用圧力1.0MPa［gage］

最高使用温度

66℃

ｃ．可搬型設備用軽油タンク
基

数

7（予備 1）

容量

約 30kL／基ｄ．タンクローリ台

数

2（予備 3）※３

容量

約 4kL／台※3 必要台数は，2 台 1 セット（予備 3 台）23

柏崎原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５８条 】【本文】柏崎原子力発電所
ロ

６／７号炉

発電用原子炉施設の一般構造(3) その他の主要な構造【本文】東海第二発電所
ロ【添八】東海第二発電所

発電用原子炉施設の一般構造(3) その他の主要な構造(ⅰ)本発電用原子炉施設は，(1)耐震構造，(2)耐津波構造に加え， (ⅰ)本発電用原子炉施設は，(1)耐震構造，(2)耐津波構造に加え，以下の基本的方針のもとに安全設計を行う。

以下の基本的方針のもとに安全設計を行う。

b. 重大事故等対処施設（発電用原子炉施設への人の不法な侵入等

ｂ．重大事故等対処施設（発電用原子炉施設への人の不法な侵入等の防止，中央制御室，監視測定設備，緊急時対策所及び通信連絡の防止，中央制御室，監視測定設備，緊急時対策所及び通信連絡を行うために必要な設備は，a．設計基準対象施設に記載）を行うために必要な設備は，ａ．設計基準対象施設に記載）

P107

P100

(r) 計装設備(r) 計装設備

6.4 計装設備（重大事故等対処設備）
6.4.1 概要重大事故等が発生し，計測機器（非常用のものを含む。）の重大事故等が発生し，計測機器（非常用のものを含む。）の重大事故等が発生し，計測機器（非常用のものを含む。
）の故障により，当該重大事故等に対処するために監視すること

故障により，当該重大事故等に対処するために監視すること

故障により，当該重大事故等に対処するために監視することが必要なパラメータを計測することが困難となった場合におが必要なパラメータを計測することが困難となった場合におが必要なパラメータを計測することが困難となった場合において，当該パラメータを推定するために必要なパラメータをいて，当該パラメータを推定するために必要なパラメータをいて，当該パラメータを推定するために必要なパラメータを計測する設備を設置又は保管する。

計測する設備を設置又は保管する。

計測する設備を設置又は保管する。

P159～

P156～

ヘ

ヘ

計測制御系統施設の構造及び設備(1) 計装(ⅱ)その他の主要な計装の種類

計測制御系統施設の構造及び設備
(1) 計

装

(ⅱ) その他の主要な計装の種類
原子炉水位，原子炉圧力，再循環流量，給水流量，蒸気
流量，制御棒位置，制御棒駆動用冷却材圧力等の計装装置を設ける。

重大事故等が発生し，計測機器（非常用のものを含む。
）

重大事故等が発生し，計測機器（非常用のものを含む。）の故障により，当該重大事故等に対処するために監視するの故障により，当該重大事故等に対処するために監視することが必要なパラメータを計測することが困難となったことが必要なパラメータを計測することが困難となった

場合において，当該パラメータを推定するために必要なパ場合において，当該パラメータを推定するために必要なパラメータを計測する設備を設置又は保管する。

ラメータを計測する設備を設置又は保管する。

当該重大事故等に対処するために監視することが必要

当該重大事故等に対処するために監視することが必要

当該重大事故等に対処するために監視することが必要なパラメータ（炉心損傷防止対策及び格納容器破損防止対なパラメータ（炉心損傷防止対策及び格納容器破損防止対なパラメータ（炉心損傷防止対策及び格納容器破損防止対策等を成功させるために必要な発電用原子炉施設の状態策等を成功させるために必要な発電用原子炉施設の状態策等を成功させるために必要な発電用原子炉施設の状態を把握するためのパラメータ）は，十,ハ,(1),第 1 表の重を把握するためのパラメータ）は，「十 ハ 第10－1表 重を把握するためのパラメータ）は，添付書類十の「第 5.1

大事故等対策における手順書の概要のうち，
1.15 事故時の大事故等対策における手順書の概要」のうち，「1.15 事－1 表 重大事故等対策における手順書の概要」のうち，計装に関する手順等のパラメータの選定で分類された主故時の計装に関する手順等」のパラメータの選定で分類さ「1.15 事故時の計装に関する手順等」のパラメータの選1

備考柏崎原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５８条 】【本文】柏崎原子力発電所

６／７号炉【本文】東海第二発電所【添八】東海第二発電所

要パラメータ（重要監視パラメータ及び有効監視パラメー

れた主要パラメータ（重要監視パラメータ及び有効監視パ定で分類された主要パラメータ（重要監視パラメータ及びタ）とする。

ラメータ）とする。

有効監視パラメータ）とする。

当該パラメータを推定するために必要なパラメータは，

当該パラメータを推定するために必要なパラメータは，

当該パラメータを推定するために必要なパラメータは，

十,ハ,(1),第 1 表の重大事故等対策における手順書の概「十 ハ 第10－1表

要のうち，1.15 事故時の計装に関する手順等のパラメータ要」のうち，「1.15 事故時の計装に関する手順等」のパ順書の概要」のうち，「1.15の選定で分類された代替パラメータ（重要代替監視パラメ

ラメータの選定で分類された代替パラメータ（重要代替監等」のパラメータの選定で分類された代替パラメータ（重ータ及び有効監視パラメータ）とする。

視パラメータ及び常用代替監視パラメータ）とする。

重大事故等対策における手順書の概添付書類十の「第 5.1－1 表 重大事故等対策における手事故時の計装に関する手順

要代替監視パラメータ及び常用代替監視パラメータ）とする。

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを計

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを計

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを計測する設備（重大事故等対処設備）について，設計基準を測する設備（重大事故等対処設備）について，設計基準を測する設備（重大事故等対処設備）について，設計基準を超える状態における発電用原子炉施設の状態を把握する

超える状態における発電用原子炉施設の状態を把握する

超える状態における発電用原子炉施設の状態を把握するための能力（最高計測可能温度等（設計基準最大値等））をための能力（最高計測可能温度等（設計基準最大値等））

ための能力（最高計測可能温度等（設計基準最大値等））を明確にする。

を明確にする。

明確にする。計測範囲を第 6.4－1 表に，設計基準最大値
等を第 6.4－2 表に示す。計装設備（重大事故等対処設備）の系統概要図を第 6.4－1 図から第 6.4－6 図に示す。
6.4.2 設計方針a.

監視機能喪失時に使用する設備

ａ．監視機能喪失時に使用する設備(1) 監視機能喪失時に使用する設備

発電用原子炉施設の状態の把握能力を超えた場合に発電用原子炉施設の状態の把握能力を超えた場合に発電用原子炉施設の状態の把握能力を超えた場合に発電用原子炉施設の状態を推定する手段を有する設計

発電用原子炉施設の状態を推定する手段を有する設計

発電用原子炉施設の状態を推定する手段を有する設計

とする。

とする。

とする。

重要監視パラメータ又は有効監視パラメータ（原子炉

重要監視パラメータ又は有効監視パラメータ（原子炉

重要監視パラメータ又は有効監視パラメータ（原子炉

圧力容器内の温度，圧力及び水位並びに原子炉圧力容器

圧力容器内の温度，圧力及び水位並びに原子炉圧力容器

圧力容器内の温度，圧力及び水位並びに原子炉圧力容器

及び原子炉格納容器への注水量等）の計測が困難となっ及び原子炉格納容器への注水量等）の計測が困難となっ及び原子炉格納容器への注水量等）の計測が困難となった場合又は計測範囲を超えた場合は，十,ハ,(1),第 1 表た場合又は計測範囲を超えた場合は，「十 ハ 第10－1

た場合又は計測範囲を超えた場合は，添付書類十の「第の重大事故等対策における手順書の概要のうち，
1.15 事表

5.1－1 表 重大事故等対策における手順書の概要」
のう

故時の計装に関する手順等の計器故障時の代替パラメ「1.15 事故時の計装に関する手順等」の計器故障時のち，「1.15

ータによる推定又は計器の計測範囲を超えた場合の代代替パラメータによる推定又は計器の計測範囲を超え

時の代替パラメータによる推定又は計器の計測範囲を

替パラメータによる推定の対応手段等により推定がでた場合の代替パラメータによる推定の対応手段等によ超えた場合の代替パラメータによる推定の対応手段等きる設計とする。

り推定ができる設計とする。

により推定ができる設計とする。

重大事故等対策における手順書の概要」のうち，事故時の計装に関する手順等」の計器故障

計器故障時に，当該パラメータの他チャンネルの計器

計器故障時に，当該パラメータの他チャンネルの計器

計器故障時に，当該パラメータの他チャンネルの計器がある場合，他チャンネルの計器により計測するとともがある場合，他チャンネルの計器により計測するとともがある場合，他チャンネルの計器により計測するとともに，重要代替監視パラメータが複数ある場合は，推定すに，重要代替監視パラメータが複数ある場合は，推定すに，重要代替監視パラメータが複数ある場合は，推定する重要監視パラメータとの関係性がより直接的なパラる重要監視パラメータとの関係性がより直接的なパラる重要監視パラメータとの関係性がより直接的なパラ

メータ，検出器の種類及び使用環境条件を踏まえた確か

メータ，検出器の種類及び使用環境条件を踏まえた確か

メータ，検出器の種類及び使用環境条件を踏まえた確か

らしさを考慮し，優先順位を定める。

らしさを考慮し，優先順位を定める。

らしさを考慮し，優先順位を定める。推定手段及び優先2

備考柏崎原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５８条 】【本文】柏崎原子力発電所

６／７号炉【本文】東海第二発電所【添八】東海第二発電所
順位を第 6.4－3 表に示す。

b.

計器電源喪失時に使用する設備

ｂ．計器電源喪失時に使用する設備(2) 計器電源喪失時に使用する設備

非常用交流電源設備又は非常用直流電源設備の喪失

非常用交流電源設備又は非常用直流電源設備の喪失

非常用交流電源設備又は非常用直流電源設備の喪失等等により計器電源が喪失した場合において，計測設備へ等により計器電源が喪失した場合において，計測設備へ

により計器電源が喪失した場合において，計測設備へのの代替電源設備として常設代替交流電源設備，可搬型代の代替電源設備として常設代替交流電源設備，可搬型代

代替電源設備として常設代替交流電源設備，可搬型代替

替交流電源設備，所内蓄電式直流電源設備又は可搬型直替交流電源設備，所内常設直流電源設備，常設代替直流

交流電源設備，所内常設直流電源設備，常設代替直流電

流電源設備を使用する。

電源設備又は可搬型代替直流電源設備を使用する。

源設備又は可搬型代替直流電源設備を使用する。
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（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）
・所内常設直流電源設備（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）
・可搬型代替直流電源設備（10.2 代替電源設備）
・代替所内電気設備（10.2 代替電源設備）
・燃料給油設備（10.2 代替電源設備）

常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備，所

常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備，所

常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備，所

内蓄電式直流電源設備及び可搬型直流電源設備につい

内常設直流電源設備，常設代替直流電源設備及び可搬型

内常設直流電源設備，常設代替直流電源設備，可搬型代ては，ヌ,(2),(ⅳ)代替電源設備に記述する。

代替直流電源設備については，「ヌ(2)(ⅳ) 代替電源設

替直流電源設備，代替所内電気設備及び燃料給油設備に備」に記載する。

ついては，「10.2 代替電源設備」に記載する。

また，代替電源設備が喪失し計測に必要な計器電源がまた，代替電源設備が喪失し計測に必要な計器電源がまた，代替電源設備が喪失し計測に必要な計器電源が喪失した場合，特に重要なパラメータとして，重要監視喪失した場合，特に重要なパラメータとして，重要監視喪失した場合，特に重要なパラメータとして，重要監視

パラメータ及び重要代替監視パラメータを計測する設パラメータ及び重要代替監視パラメータを計測する設パラメータ及び重要代替監視パラメータを計測する設備については，温度，圧力，水位及び流量に係るものに備については，温度，圧力，水位及び流量に係るものに備については，温度，圧力，水位及び流量に係るものについて，乾電池等を電源とした可搬型計測器により計測

ついて，乾電池を電源とした可搬型計測器により計測でついて，乾電池を電源とした可搬型計測器（原子炉圧力できる設計とする。

きる設計とする。

容器及び原子炉格納容器内の温度，圧力，水位及び流量（注水量）計測用）及び可搬型計測器（原子炉圧力容器
及び原子炉格納容器内の圧力，水位及び流量（注水量）
計測用）（以下「可搬型計測器」という。
）により計測できる設計とする。

なお，可搬型計測器による計測においては，計測対象

なお，可搬型計測器による計測においては，計測対象

なお，可搬型計測器による計測においては，計測対象の選定を行う際の考え方として，同一パラメータにチャの選定を行う際の考え方として，同一パラメータにチャの選定を行う際の考え方として，同一パラメータにチャンネルが複数ある場合は，いずれか 1 つの適切なチャンンネルが複数ある場合は，いずれか1つの適切なチャンンネルが複数ある場合は，いずれか 1 つの適切なチャンネルを選定し計測又は監視するものとする。同一の物理ネルを選定し計測又は監視するものとする。同一の物理ネルを選定し計測又は監視するものとする。同一の物理量について，複数のパラメータがある場合は，いずれか量について，複数のパラメータがある場合は，いずれか量について，複数のパラメータがある場合は，いずれか

1 つの適切なパラメータを選定し計測又は監視するもの

1つの適切なパラメータを選定し計測又は監視するもの

1 つの適切なパラメータを選定し計測又は監視するもの

3

備考

柏崎原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５８条 】【本文】柏崎原子力発電所

６／７号炉

とする。

【本文】東海第二発電所【添八】東海第二発電所

とする。

とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・可搬型計測器（原子炉圧力容器及び原子炉格納容器
内の温度，圧力，水位及び流量（注水量）計測用）
・可搬型計測器（原子炉圧力容器及び原子炉格納容器
内の圧力，水位及び流量（注水量）計測用）

c.

パラメータ記録時に使用する設備

ｃ．パラメータ記録時に使用する設備(3) パラメータ記録時に使用する設備

原子炉格納容器内の温度，圧力，水位，水素濃度，放原子炉格納容器内の温度，圧力，水位，水素濃度，放原子炉格納容器内の温度，圧力，水位，水素濃度，放射線量率等想定される重大事故等の対応に必要となる

射線量率等想定される重大事故等の対応に必要となる

射線量率等想定される重大事故等の対応に必要となる

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータが計

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータが計

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータが計

測又は監視及び記録ができる設計とする。

測又は監視及び記録ができる設計とする。

測又は監視及び記録できる設計とする。
重大事故等の対応に必要となるパラメータは，電磁的に記録，保存し，電源喪失により保存した記録が失われないとともに帳票が出力できる設計とする。また，記録は必要な容量を保存できる設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）（データ伝送装置，緊急時対策支援システム伝送装置及びＳＰ
ＤＳデータ表示装置）4

備考

柏崎原子力発電所／東海第二発電所 本文比較表 【対象項目： 第５９条 】（本文）柏崎原子力発電所
ヘ

６／７号炉

計測制御系統施設の構造及び設備

下線：先行 BWR との差異

（本文）東海第二発電所（最新）ヘ

計測制御系統施設の構造及び設備(5) その他の主要な事項(5) その他の主要な事項(ⅵ)中央制御室(ⅵ) 中央制御室

中央制御室は，設計基準対象施設の健全性を確認するために必要なパラメ

中央制御室は，設計基準対象施設の健全性を確認するために必要なパラメー
タを監視できるとともに，発電用原子炉施設の安全性を確保するために必要要な操作を手動により行なうことができる設計とする。また，発電用原子炉施な操作を手動により行うことができる設計とする。また，発電用原子炉施設の設の外部の状況を把握するため，監視カメラ，気象観測設備，公的機関から気外部の状況を把握するため，監視カメラ，気象観測設備，公的機関から気象情象情報を入手できる設備等を設置し，中央制御室から発電用原子炉施設に影報を入手できる設備等を設置し，中央制御室から発電用原子炉施設に影響を

響を及ぼす可能性のある自然現象等を把握できる設計とする。

及ぼす可能性のある自然現象等を把握できる設計とする。

発電用原子炉施設には，火災その他の異常な状態により中央制御室が使用

発電用原子炉施設には，火災その他の異常な状態により中央制御室が使用でできない場合において，中央制御室以外の場所から，発電用原子炉を高温停止

きない場合において，中央制御室以外の場所から，発電用原子炉を高温停止のの状態に直ちに移行させ，及び必要なパラメータを想定される範囲内に制御状態に直ちに移行させ，及び必要なパラメータを想定される範囲内に制御し，し，その後，発電用原子炉を安全な低温停止の状態に移行させ，及び低温停止

その後，発電用原子炉を安全な低温停止の状態に移行させ，及び低温停止の状の状態を維持させるために必要な機能を有する装置を設ける設計とする。

態を維持させるために必要な機能を有する装置を設ける設計とする。

気体状の放射性物質並びに火災等により発生するばい煙，有毒ガス及び降

気体状の放射性物質並びに火災等により発生する燃焼ガス，ばい煙，有毒ガ

下火砕物に対する換気設備の隔離その他の適切に防護するための設備を設けス及び降下火砕物に対する換気設備の隔離その他の適切に防護するための設る設計とする。

備を設ける設計とする。

中央制御室及びこれに連絡する通路並びに運転員その他の従事者が中央制

中央制御室及びこれに連絡する通路並びに運転員その他の従事者が中央制

御室に出入りするための区域は，原子炉冷却系統に係る発電用原子炉施設の御室に出入りするための区域は，原子炉冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊又は故障その他の異常が発生した場合に，発電用原子炉の運転停止その損壊又は故障その他の異常が発生した場合に，発電用原子炉の運転停止その他の発電用原子炉施設の安全性を確保するための措置をとるため，従事者が他の発電用原子炉施設の安全性を確保するための措置をとるため，従事者が支障なく中央制御室に入ることができるようにする。また，中央制御室内にと支障なく中央制御室に入ることができるようにする。また，中央制御室内にとどまり，必要な操作を行う運転員が過度の被ばくを受けないよう施設し，運転どまり，必要な操作を行う運転員が過度の被ばくを受けないよう施設し，運転員の勤務形態を考慮し，事故後 30 日間において，運転員が中央制御室に入り， 員の勤務形態を考慮し，事故後 30 日間において，運転員が中央制御室に入り，とどまっても，中央制御室遮蔽を透過する放射線による線量，中央制御室に侵入した外気による線量及び入退域時の線量が，中央制御室換気空調系等の機入した外気による線量及び入退域時の線量が，中央制御室換気系等の機能と能とあいまって，「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規

あいまって，「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則」

則」及び「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則の解及び「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則の解釈」に釈」に示される 100mSv を下回るように遮蔽を設ける。その他，運転員その他示される 100mSv を下回るように遮蔽を設ける。その他，運転員その他従事者の従事者が中央制御室にとどまるため，気体状の放射性物質及び中央制御室

が中央制御室にとどまるため，気体状の放射性物質及び中央制御室外の火災

外の火災により発生する有毒ガスに対する換気設備の隔離その他の適切に防により発生する有毒ガスに対する換気設備の隔離その他の適切に防護するた護するための設備を設ける。さらに，中央制御室内の酸素濃度及び二酸化炭素めの設備を設ける。さらに，中央制御室内の酸素濃度及び二酸化炭素濃度が活

濃度が活動に支障がない範囲にあることを把握できるよう，酸素濃度・二酸化動に支障がない範囲にあることを把握できるよう，酸素濃度計及び二酸化炭

炭素濃度計を保管する。

素濃度計を保管する。

中央制御室には，炉心の著しい損傷が発生した場合においても運転員がとどま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。

6.10.2 重大事故等時
6.10.2.1 概要

ータを監視できるとともに，発電用原子炉施設の安全性を確保するために必とどまっても，中央制御室遮蔽を透過する放射線による線量，中央制御室に侵（添八）東海第二発電所（最新）中央制御室には，炉心の著しい損傷が発生した場合においても運転員がとどま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。

1

柏崎原子力発電所／東海第二発電所 本文比較表 【対象項目： 第５９条 】（本文）柏崎原子力発電所

６／７号炉

下線：先行 BWR との差異

（本文）東海第二発電所（最新）（添八）東海第二発電所（最新）中央制御室には，炉心の著しい損傷が発生した場合においても運転員がとどま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。
中央制御室の系統概要図を第 6.10－1 図から第 6.10－4 図に示す。
6.10.2.2 設計方針
(1) 居住性を確保するための設備重大事故が発生した場合における炉心の著しい損傷後の格納容器圧力逃がし装置を作動させる場合に，放出される放射性雲による運転員の被ばくを低減するため，中央制御室内に中央制御室待避室を設ける設計とする。炉心の著しい損傷が発生した場合においても運転員がとどまるために必要な重大事故等対処設備として，可搬型照明（ＳＡ），中央制御室換気系空気調和機ファン，
中央制御室換気系フィルタ系ファン，中央制御室換気系フィルタユニット，中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ），中央制御室遮蔽，中央制
御室待避室遮蔽，中央制御室待避室差圧計，酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計を設置する設計とする。
ａ．換気空調設備及び遮蔽設備
炉心の著しい損傷が発生した場合においても運転員がとどまるために必要

炉心の著しい損傷が発生した場合においても運転員がとどまるために必要

炉心の著しい損傷が発生した場合においても運転員がとどまるために必要な重大事故等対処設備として，可搬型蓄電池内蔵型照明，中央制御室可搬型陽な重大事故等対処設備として，可搬型照明（ＳＡ），中央制御室換気系空気調な重大事故等対処設備として，中央制御室及び中央制御室待避室の運転員を

圧化空調機，中央制御室待避室陽圧化装置（空気ボンベ），中央制御室遮蔽， 和機ファン，中央制御室換気系フィルタ系ファン，中央制御室換気系フィルタ

過度の放射線被ばくから防護するために中央制御室換気系空気調和機ファ中央制御室待避室遮蔽（常設），中央制御室待避室遮蔽（可搬型），差圧計及びユニット，中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ），中央制御室

ン，中央制御室換気系フィルタ系ファン及び中央制御室換気系フィルタユニ

酸素濃度・二酸化炭素濃度計を設置する設計とする。

遮蔽，中央制御室待避室遮蔽，中央制御室待避室差圧計，酸素濃度計及び二酸ットを使用する。

化炭素濃度計を設置する設計とする。
炉心の著しい損傷が発生した場合においても運転員がとどまるために必要

炉心の著しい損傷が発生した場合においても運転員がとどまるために必要な重大事故等対処設備として，中央制御室可搬型陽圧化空調機は，重大事故等

な重大事故等対処設備として，中央制御室換気系は，重大事故等時に炉心の著

中央制御室換気系は，重大事故等時に炉心の著しい損傷が発生した場合にお時に炉心の著しい損傷が発生した場合において中央制御室を陽圧化すること

しい損傷が発生した場合において高性能粒子フィルタ及びチャコールフィル

いて高性能粒子フィルタ及びチャコールフィルタを内蔵した中央制御室換気により，放射性物質を含む外気が中央制御室に直接流入することを防ぐことタを内蔵した中央制御室換気系フィルタユニット並びに中央制御室換気系フ系フィルタユニット並びに中央制御室換気系フィルタ系ファンからなる非常ができる設計とする。

ィルタ系ファンからなる非常用ラインを設け，外気との連絡口を遮断し，中央用ラインを設け，外気との連絡口を遮断し，中央制御室換気系フィルタユニッ

制御室換気系フィルタユニットを通る閉回路循環方式とすることにより，放トを通る閉回路循環方式とすることにより，放射性物質を含む外気が中央制

射性物質を含む外気が中央制御室に直接流入することを防ぐことができる設

御室に直接流入することを防ぐことができる設計とする。

計とする。
また，炉心の著しい損傷後の格納容器圧力逃がし装置を作動させる場合にまた，炉心の著しい損傷後の格納容器圧力逃がし装置を作動させる場合に放また，炉心の著しい損傷後の格納容器圧力逃がし装置を作動させる場合に放放出される放射性雲通過時において，中央制御室待避室を中央制御室待避室

出される放射性雲通過時において，中央制御室待避室を中央制御室待避室空出される放射性雲通過時において，中央制御室待避室を中央制御室待避室空陽圧化装置（空気ボンベ）で陽圧化することにより，放射性物質が中央制御室

気ボンベユニット（空気ボンベ）で正圧化することにより，放射性物質が中央

気ボンベユニット（空気ボンベ）で正圧化することにより，放射性物質が中央2柏崎原子力発電所／東海第二発電所 本文比較表 【対象項目： 第５９条 】（本文）柏崎原子力発電所

６／７号炉

待避室に流入することを一定時間完全に防ぐことができる設計とする。
中央制御室遮蔽及び中央制御室待避室遮蔽（常設）は，運転員の被ばくの観

下線：先行 BWR との差異

（本文）東海第二発電所（最新）（添八）東海第二発電所（最新）

制御室待避室に流入することを一定時間完全に防ぐことができる設計とす

制御室待避室に流入することを一定時間完全に防ぐことができる設計とする。

る。

点から結果が最も厳しくなる重大事故時に，中央制御室待避室遮蔽（可搬型），

中央制御室遮蔽及び中央制御室待避室遮蔽は，運転員の被ばくの観点から結中央制御室遮蔽及び中央制御室待避室遮蔽は，運転員の被ばくの観点から結中央制御室可搬型陽圧化空調機及び中央制御室待避室陽圧化装置（空気ボン

果が最も厳しくなる重大事故等時に，中央制御室換気系及び中央制御室待避

果が最も厳しくなる重大事故等時に，中央制御室換気系及び中央制御室待避ベ）の機能とあいまって，運転員の実効線量が 7 日間で 100mSv を超えない設室空気ボンベユニット（空気ボンベ）の性能とあいまって，運転員の実効線量

室空気ボンベユニット（空気ボンベ）の性能とあいまって，運転員の実効線量計とする。

が 7 日間で 100mSv を超えない設計とする。

が 7 日間で 100mSv を超えない設計とする。

また，全面マスク等の着用及び運転員の交替要員体制を考慮し，その実施のための体制を整備する。

また，全面マスク等の着用及び運転員の交替要員を考慮し，その実施のため
また，全面マスク等の着用及び運転員の交替要員を考慮し，その実施のための体制を整備する。

中央制御室換気系は，外部との遮断が長期にわたり，室内の環境条件が悪化

外部との遮断が長期にわたり，室内の雰囲気が悪くなった場合には，外気を中央制御室換気系フィルタユニットで浄化しながら取り入れることも可能な
中央制御室可搬型陽圧化空調機は，全交流動力電源喪失時においても常設
代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。

の体制を整備する。

設計とする。

した場合には，外気を中央制御室換気系フィルタユニットで浄化しながら取り入れることも可能な設計とする。
中央制御室換気系空気調和機ファン及び中央制御室換気系フィルタ系ファ

中央制御室換気系空気調和機ファン及び中央制御室換気系フィルタ系ファンは，非常用交流電源設備に加えて，常設代替交流電源設備又は可搬型代替交
流電源設備からの給電が可能な設計とする。

ンは，非常用交流電源設備に加えて，常設代替交流電源設備又は可搬型代替交
流電源設備からの給電が可能な設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・中央制御室換気系空気調和機ファン
・中央制御室換気系フィルタ系ファン
・中央制御室換気系フィルタユニット
・中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ）
・中央制御室遮蔽・中央制御室待避室遮蔽・常設代替交流電源設備（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）
・代替所内電気設備（10.2 代替電源設備）
・燃料給油設備（10.2 代替電源設備）
その他，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備を重大事故等対処
設備として使用する。
本系統の流路として，中央制御室換気系ダクト，中央制御室待避室空気ボン
ベユニット（配管・弁）及び中央制御室換気系給排気隔離弁を重大事故等対処
設備として使用する。
ｂ．通信連絡設備

炉心の著しい損傷が発生した場合においても運転員がとどまるために必要

炉心の著しい損傷が発生した場合においても運転員がとどまるために必要

炉心の著しい損傷が発生した場合においても運転員がとどまるために必要な重大事故等対処設備として，中央制御室待避室に待避した運転員が，5 号炉な重大事故等対処設備として，中央制御室待避室に待避した運転員が，緊急時な重大事故等対処設備として，中央制御室待避室に待避した運転員が，緊急時

原子炉建屋内緊急時対策所と通信連絡を行うため，無線連絡設備（常設）及び対策所と通信連絡を行うため，衛星電話設備（可搬型）（待避室）を使用する。 対策所と通信連絡を行うため，衛星電話設備（可搬型）（待避室）を使用する。

衛星電話設備（常設）を使用する。

衛星電話設備（可搬型）（待避室）は，全交流動力電源喪失時においても常3

衛星電話設備（可搬型）（待避室）は，全交流動力電源喪失時においても常柏崎原子力発電所／東海第二発電所 本文比較表 【対象項目： 第５９条 】（本文）柏崎原子力発電所

６／７号炉

無線連絡設備（常設）及び衛星電話設備（常設）は，全交流動力電源喪失時においても常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が下線：先行 BWR との差異

（本文）東海第二発電所（最新）（添八）東海第二発電所（最新）

設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計と設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計と

する。

する。

可能な設計とする。

主要な設備は，以下のとおりとする。
・衛星電話設備（可搬型）（待避室）（10.12 通信連絡設備）
・常設代替交流電源設備（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）
・代替所内電気設備（10.2 代替電源設備）
・燃料給油設備（10.2 代替電源設備）
c．データ表示装置（待避室）

炉心の著しい損傷が発生した場合においても運転員がとどまるために必要

炉心の著しい損傷が発生した場合においても運転員がとどまるために必要

炉心の著しい損傷が発生した場合においても運転員がとどまるために必要な重大事故等対処設備として，中央制御室待避室に待避した運転員が，中央制な重大事故等対処設備として，中央制御室待避室に待避した運転員が，中央制な重大事故等対処設備として，中央制御室待避室に待避した運転員が，中央制

御室待避室の外に出ることなく発電用原子炉施設の主要な計測装置の監視を

御室待避室の外に出ることなく発電用原子炉施設の主要な計測装置の監視を

御室待避室の外に出ることなく発電用原子炉施設の主要な計測装置の監視を行うためにデータ表示装置（待避室）を設置する。

行うためにデータ表示装置（待避室）を設置する。

行うためにデータ表示装置（待避室）を設置する。

データ表示装置（待避室）は，全交流動力電源喪失時においても常設代替交
流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。

データ表示装置（待避室）は，全交流動力電源喪失時においても常設代替交
流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。

データ表示装置（待避室）は，全交流動力電源喪失時においても常設代替交
流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・データ表示装置（待避室）
・常設代替交流電源設備（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）
・代替所内電気設備（10.2 代替電源設備）
・燃料給油設備（10.2 代替電源設備）
ｄ．中央制御室の照明を確保する設備想定される重大事故等時において，設計基準対象施設である中央制御室照想定される重大事故等時において，設計基準対象施設である中央制御室照明想定される重大事故等時において，設計基準対象施設である中央制御室照明

明が使用できない場合の重大事故等対処設備として，可搬型蓄電池内蔵型照が使用できない場合の重大事故等対処設備として，可搬型照明（ＳＡ）は，全が使用できない場合の重大事故等対処設備として，可搬型照明（ＳＡ）を使用

明は，全交流動力電源喪失時においても常設代替交流電源設備又は可搬型代

交流動力電源喪失時においても常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電する。

替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。

源設備からの給電が可能な設計とする。

可搬型照明（ＳＡ）は，全交流動力電源喪失時においても常設代替交流電源
設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・可搬型照明（ＳＡ）
・常設代替交流電源設備（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）
・代替所内電気設備（10.2 代替電源設備）
・燃料給油設備（10.2 代替電源設備）

4柏崎原子力発電所／東海第二発電所 本文比較表 【対象項目： 第５９条 】（本文）柏崎原子力発電所

６／７号炉

下線：先行 BWR との差異

（本文）東海第二発電所（最新）（添八）東海第二発電所（最新）
ｅ．中央制御室待避室差圧計，酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計

炉心の著しい損傷が発生した場合においても運転員がとどまるために必要

炉心の著しい損傷が発生した場合においても運転員がとどまるために必要

炉心の著しい損傷が発生した場合においても運転員がとどまるために必要な重大事故等対処設備として，コントロール建屋と中央制御室との間が陽圧な重大事故等対処設備として，中央制御室待避室と中央制御室との間が正圧な重大事故等対処設備として，中央制御室待避室と中央制御室との間が正圧化に必要な差圧が確保できていること，及びコントロール建屋と中央制御室化に必要な差圧が確保できていることを把握するため，中央制御室待避室差化に必要な差圧が確保できていることを把握するため，中央制御室待避室差

待避室との間が陽圧化に必要な差圧を確保できていることを把握するため，圧計を使用する。

圧計を使用する。

差圧計を使用する。
また，中央制御室内及び中央制御室待避室内の酸素及び二酸化炭素濃度がまた，中央制御室内及び中央制御室待避室内の酸素及び二酸化炭素濃度が活

また，中央制御室内及び中央制御室待避室内の酸素及び二酸化炭素濃度が活活動に支障がない範囲にあることを把握するため，酸素濃度・二酸化炭素濃度動に支障がない範囲にあることを把握するため，酸素濃度計及び二酸化炭素動に支障がない範囲にあることを把握するため，酸素濃度計及び二酸化炭素計を使用する。

濃度計を使用する。

濃度計を使用する。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・中央制御室待避室差圧計
・酸素濃度計・二酸化炭素濃度計
常設代替交流電源設備については，「10.2 代替電源設備」にて記載する。
(2) 汚染の持ち込みを防止するための設備

重大事故等が発生し，中央制御室の外側が放射性物質により汚染したよう

重大事故等が発生し，中央制御室の外側が放射性物質により汚染したような重大事故等が発生し，中央制御室の外側が放射性物質により汚染したようなな状況下において，運転員が中央制御室の外側から中央制御室に放射性物質

状況下において，運転員が中央制御室の外側から中央制御室に放射性物質に状況下において，運転員が中央制御室の外側から中央制御室に放射性物質にによる汚染を持ち込むことを防止するため，身体サーベイ及び作業服の着替よる汚染を持ち込むことを防止するため，身体サーベイ及び作業服の着替えよる汚染を持ち込むことを防止するため，身体サーベイ及び作業服の着替ええ等を行うための区画を設ける設計とする。身体サーベイの結果，運転員の汚等を行うための区画を設ける設計とする。身体サーベイの結果，運転員の汚染等を行うための区画を設ける設計とする。

染が確認された場合は，運転員の除染を行うことができる区画を，身体サーベが確認された場合は，運転員の除染を行うことができる区画を，身体サーベイ

身体サーベイの結果，運転員の汚染が確認された場合は，運転員の除染を行

イを行う区画に隣接して設置する設計とする。また，照明については，乾電池を行う区画に隣接して設置する設計とする。また，照明については，可搬型照うことができる区画を，身体サーベイを行う区画に隣接して設置する設計と内蔵型照明により確保できる設計とする。

明（ＳＡ）により確保できる設計とする。

する。また，照明については，可搬型照明（ＳＡ）により確保できる設計とする。
(3) 運転員の被ばくを低減するための設備

炉心の著しい損傷が発生した場合において，運転員の被ばくを低減するた炉心の著しい損傷が発生した場合において，運転員の被ばくを低減するため

炉心の著しい損傷が発生した場合において，運転員の被ばくを低減するため

めの重大事故等対処設備として，非常用ガス処理系を使用する。非常用ガス処の重大事故等対処設備として，原子炉建屋ガス処理系及びブローアウトパネの重大事故等対処設備として，原子炉建屋ガス処理系及びブローアウトパネ

理系は，非常用ガス処理系排風機により原子炉建屋原子炉区域内を負圧に維ル閉止装置を使用する。原子炉建屋ガス処理系は，非常用ガス処理系排風機， ル閉止装置を使用する。

持するとともに，原子炉格納容器から原子炉建屋原子炉区域内に漏えいした

非常用ガス再循環系排風機，配管・弁類及び計測制御装置等で構成し，非常用原子炉建屋ガス処理系は，非常用ガス処理系排風機，非常用ガス再循環系排放射性物質を含む気体を主排気筒（内筒）から排気することで，中央制御室のガス処理系排風機により原子炉建屋原子炉棟内を負圧に維持するとともに，風機，配管・弁類及び計測制御装置等で構成し，非常用ガス処理系排風機によ

運転員の被ばくを低減することができる設計とする。

原子炉格納容器から原子炉建屋原子炉棟内に漏えいした放射性物質を含む気り原子炉建屋原子炉棟内を負圧に維持するとともに，原子炉格納容器から原体を非常用ガス処理系排気筒から排気することで，中央制御室の運転員の被子炉建屋原子炉棟内に漏えいした放射性物質を含む気体を非常用ガス処理系

ばくを低減することができる設計とする。

排気筒から排気することで，中央制御室の運転員の被ばくを低減することができる設計とする。なお，本系統を使用することにより緊急時対策要員の被ばくを低減することも可能である。

原子炉建屋原子炉区域の気密バウンダリの一部として原子炉建屋に設置す

原子炉建屋ガス処理系は，非常用交流電源設備に加えて，常設代替交流電源

5

原子炉建屋原子炉棟の気密バウンダリの一部として原子炉建屋に設置する

柏崎原子力発電所／東海第二発電所 本文比較表 【対象項目： 第５９条 】（本文）柏崎原子力発電所

６／７号炉

下線：先行 BWR との差異

（本文）東海第二発電所（最新）（添八）東海第二発電所（最新）

る原子炉建屋ブローアウトパネルは，閉状態を維持できる，又は開放時に容易

設備からの給電が可能な設計とする。また，ブローアウトパネル閉止装置は， 原子炉建屋外側ブローアウトパネルは，閉状態を維持できる，又は開放時に容かつ確実に再閉止できる設計とする。また，現場において，人力により操作で常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計

易かつ確実にブローアウトパネル閉止装置により開口部を再閉止できる設計

きる設計とする。

とする。

とする。また，ブローアウトパネル閉止装置は現場において，人力により操作できる設計とする。

非常用ガス処理系は，非常用交流電源設備に加えて，常設代替交流電源設備

原子炉建屋ガス処理系は，非常用交流電源設備に加えて，常設代替交流電源からの給電が可能な設計とする。

設備からの給電が可能な設計とする。また，ブローアウトパネル閉止装置は，常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・非常用ガス処理系排風機
・非常用ガス再循環系排風機
・ブローアウトパネル閉止装置
・常設代替交流電源設備（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）
・代替所内電気設備（10.2 代替電源設備）
・燃料給油設備（10.2 代替電源設備）
本系統の流路として，原子炉建屋ガス処理系の乾燥装置，フィルタ装置，配管及び弁並びに非常用ガス処理系排気筒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原子炉建屋原子炉棟を重大事故等対処
設備として使用する。
非常用交流電源設備については，「10.1 非常用電源設備」にて記載する。

中央制御室遮蔽，中央制御室待避室遮蔽（常設）及び中央制御室待避室遮蔽（可搬型）は，チ,(1),(ⅴ)遮蔽設備に記載する。
中央制御室可搬型陽圧化空調機（6 号及び 7 号炉共用）及び中央制御室待避
室陽圧化装置（空気ボンベ）は，チ,(1),(ⅵ)換気空調設備に記載する。
代替交流電源設備は，ヌ,(2),(ⅳ)代替電源設備に記載する。

中央制御室遮蔽及び中央制御室待避室遮蔽は，「チ(1)(ⅳ)

遮蔽設備」に常設代替交流電源設備については，「10.2 代替電源設備」にて記載する。

記載する。
中央制御室換気系空気調和機ファン，中央制御室換気系フィルタ系ファン，

中央制御室遮蔽，中央制御室換気系空気調和機ファン，中央制御室換気系フ

中央制御室換気系フィルタユニット，中央制御室待避室空気ボンベユニット

ィルタ系ファン，中央制御室換気系フィルタユニット，非常用ガス処理系排風（空気ボンベ）は，「チ(1)(ⅴ) 換気空調設備」に記載する。

機，非常用ガス再循環系排風機，原子炉建屋原子炉棟及び非常用ディーゼル発

常設代替交流電源設備については，「ヌ(2)(ⅳ) 代替電源設備」に記載する。

電機は，設計基準事故対処設備であるとともに，重大事故等時においても使用するため，「1.1.7 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。
原子建屋原子炉棟については，「9.1 原子炉格納施設 9.1.2 重大事故等時」に示す。

6

柏崎原子力発電所／東海第二発電所 本文比較表 【対象項目： 第５９条 】（本文）柏崎原子力発電所

６／７号炉

下線：先行 BWR との差異

（本文）東海第二発電所（最新）（添八）東海第二発電所（最新）
非常用交流電源設備及び常設代替交流電源設備については，「10.2 代替電源設備」に示す。
6.10.2.2.1 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。
中央制御室換気系及び原子炉建屋ガス処理系は，多重性を有する非常用交流
電源設備からの給電が可能な設計とする。
中央制御室換気系空気調和機ファン，中央制御室換気系フィルタ系ファン，
原子炉建屋ガス処理系の非常用ガス処理系排風機及び非常用ガス再循環系排風機，ブローアウトパネル閉止装置並びに可搬型照明（ＳＡ）は，非常用交流
電源設備に対して多様性を有する常設代替交流電源設備からの給電により駆動できる設計とする。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」に記載する。
6.10.2.2.2 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。
中央制御室の居住性の確保のために使用する中央制御室遮蔽及び中央制御
室待避室遮蔽は，原子炉建屋付属棟と一体のコンクリート構造物とし，倒壊等により他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
中央制御室換気系空気調和機ファン，中央制御室換気系フィルタ系ファン及び中央制御室換気系フィルタユニット，原子炉建屋ガス処理系の非常用ガス処理系排風機及び非常用ガス再循環系排風機は，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。
ブローアウトパネル閉止装置は，他の設備から独立して使用が可能なこと
で，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ），データ表示装置（待避室），中央制御室待避室差圧計及び衛星電話設備（可搬型）（待避室）は，他の設備から独立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。
可搬型照明（ＳＡ）は，他の設備から独立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。
酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計は，他の設備から独立して使用が可能なことで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

7

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６／７号炉

下線：先行 BWR との差異

（本文）東海第二発電所（最新）（添八）東海第二発電所（最新）
原子炉建屋ガス処理系は，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。
6.10.2.2.3 容量等
基本方針については，「1.1.7.2 容量等」に示す。
中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ）は，想定される重大事
故等時において中央制御室待避室の居住性を確保するため，中央制御室待避室を正圧化することにより，必要な運転員の窒息を防止及び給気ライン以外
から中央制御室待避室内へ外気の流入を一定時間遮断するために必要な容量を有するものを 1 セット 13 本使用する。保有数は，1 セット 13 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 7 本を加えた合計 20 本を保管する。
中央制御室待避室差圧計は，中央制御室待避室の正圧化された室内と中央制
御室との差圧の監視が可能な計測範囲を有する設計とする。
データ表示装置（待避室）は，中央制御室待避室に待避中の運転員が，発電用原子炉施設の主要な計測装置の監視を行うために必要なデータの伝送及び表示が可能な設計とする。保有数は，重大事故等時に必要な 1 式に，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップとして 1 式を加えた合計 2 式を中央制御室内に保管する。
衛星電話設備（可搬型）（待避室）は，重大事故等時に正圧化した中央制御室待避室に待避した運転員が緊急時対策所と通信連絡を行うために必要な式数を保管する設計とする。保有数は，重大事故等に対処するために必要な 1 式に，故障時及び保守点検時の待機除外時のバックアップ用として 1 式を加えた合計 2 式を中央制御室内に保管する。
可搬型照明（ＳＡ）は，想定される重大事故等時に，運転員が中央制御室内で操作可能な照度を確保するために必要な容量を有するものを 3 個，中央制
御室待避室内で操作可能な照度を確保するために必要な容量を有するものを
1 個及び身体サーベイ，作業服の着替え等に必要な照度を有するものを 3 個使用する。保有数は，中央制御室用として 1 セット 3 個，中央制御室待避室用として 1 セット 1 個，保守点検は目視点検であり保守点検中でも使用が可能であるため，保守点検用は考慮せずに，故障時のバックアップ用として 2 個の合計 9 個を中央制御室内及び空調機械室内に保管する設計とする。なお，中央制
御室内の可搬型照明（ＳＡ）については，バックアップも含めて分散して保管する。
酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計は，中央制御室内及び中央制御室待避室内

8柏崎原子力発電所／東海第二発電所 本文比較表 【対象項目： 第５９条 】（本文）柏崎原子力発電所

６／７号炉

下線：先行 BWR との差異

（本文）東海第二発電所（最新）（添八）東海第二発電所（最新）の酸素濃度及び二酸化炭素濃度が活動に支障がない範囲内にあることの測定が可能なものを，それぞれ 1 個を 1 セットとし，1 セット使用する。保有数
は，重大事故等時に必要な 1 セットに加えて故障時及び保守点検時による待機除外時のバックアップ用として 1 セットを加えた合計 2 セットをバックア
ップも含めて分散して保管する設計とする。
中央制御室換気系空気調和機ファン及び中央制御室換気系フィルタ系ファンは，設計基準事故対処設備の中央制御室換気系と兼用しており，運転員を過度の被ばくから防護するための中央制御室内の換気に必要な容量に対して十分であるため，設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。
中央制御室換気系フィルタユニットは，設計基準事故対処設備としてのフィルタ性能が，想定される重大事故等時においても，中央制御室の運転員を過度の被ばくから防護するために必要な放射性物質の除去効率及び吸着能力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。
非常用ガス処理系排風機及び非常用ガス再循環系排風機は，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，中央制御室の運転員の被ばくを低減できるよう，原子炉建屋原子炉棟内を負圧に維持するとともに，非常用ガス処理系排気筒を通して排気口から放出するために必要な容量に対して十分であるため，設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。
6.10.2.2.4 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。
中央制御室遮蔽，中央制御室待避室遮蔽，中央制御室換気系空気調和機ファン，中央制御室換気系フィルタ系ファン，中央制御室換気系フィルタユニッ
ト，非常用ガス処理系排風機及び非常用ガス再循環系排風機は，原子炉建屋付
属棟内に設置し，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。
中央制御室待避室差圧計は，中央制御室待避室に設置し，重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ）は，原子炉建屋付属棟内に設置し，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。
ブローアウトパネル閉止装置は，原子炉建屋原子炉棟の壁面（屋外）に設置
し，重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ），衛星電話設備（可搬型）（待避室），データ表示装置（待避室），可搬型照明（ＳＡ），中央制御室待避室差圧計，酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計の接続及び操作は，想定される

9

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６／７号炉

下線：先行 BWR との差異

（本文）東海第二発電所（最新）（添八）東海第二発電所（最新）
重大事故等時において，設置場所で可能な設計とする。
非常用ガス処理系排風機及び非常用ガス再循環系排風機は，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。
原子炉建屋ガス処理系の操作は，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。
6.10.2.2.5 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。
中央制御室遮蔽，中央制御室待避室遮蔽は，原子炉建屋付属棟と一体構造とし，重大事故等時において，特段の操作を必要とせず直ちに使用できる設計とする。
中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ），中央制御室待避室差圧計，酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計は，通常時に使用する設備ではなく，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。
ブローアウトパネル閉止装置は，中央制御室の操作盤のスイッチでの操作が可能な設計とする。また，ブローアウトパネル閉止装置は，電源供給ができない場合においても，現場で人力により容易かつ確実に操作が可能な設計とする。
可搬型照明（ＳＡ）は，通常時に使用する設備ではなく，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。
中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ）は，重大事故等時において，中央制御室内での手動弁操作により，通常時の隔離された系統構成から重大事故等対処設備としての系統構成に速やかに切替えが可能な設計とする。
中央制御室換気系の運転モード切替に使用する空気作動ダンパは，駆動源（空気）が喪失した場合又は電源が喪失した場合に開となり，現場での人力による操作が不要な構造とする。
原子炉建屋ガス処理系の起動に使用する空気作動ダンパは，駆動源（空気）が喪失した場合又は電源が喪失した場合に開となり，現場での人力による操作が不要な構造とする。
衛星電話設備（可搬型）（待避室）は，汎用の接続コネクタを用いて接続することで，容易かつ確実に使用が可能な設計とする。
データ表示装置（待避室）は，汎用の電源ケーブル及びネットワークケーブ
ルを用いて接続することにより，容易かつ確実に接続し，原子炉施設の主要な

10柏崎原子力発電所／東海第二発電所 本文比較表 【対象項目： 第５９条 】（本文）柏崎原子力発電所

６／７号炉

下線：先行 BWR との差異

（本文）東海第二発電所（最新）（添八）東海第二発電所（最新）計測装置を継続して監視が可能な設計とする。
可搬型照明（ＳＡ）の電源ケーブルの接続は，コンセントによる接続とし，接続規格を統一することで，確実に接続が可能な設計とする。可搬型照明（ＳＡ）は，人力による持ち運びが可能な設計とする。
中央制御室待避室差圧計は，中央制御室待避室に設置し，操作を必要とせず
直ちに指示を監視することが可能な設計とする。
可搬型照明（ＳＡ），酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計は，付属のスイッチにより設置場所で操作が可能な設計とする。
衛星電話設備（可搬型）（待避室），データ表示装置（待避室），酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計は，人力による持ち運びが可能な設計とする。
また，中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ）は，設置場所にて固縛等により固定できる設計とする。
原子炉建屋ガス処理系及び中央制御室換気系は，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。
原子炉建屋ガス処理系及び中央制御室換気系は，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。
6.10.2.3 主要設備及び仕様
中央制御室（重大事故等時）の主要設備及び仕様を第 6.10－2 表及び第 6.10
－3 表に示す。
6.10.2.4 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。
中央制御室遮蔽及び中央制御室待避室遮蔽は，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計とする。
中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ）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。
衛星電話設備（可搬型）（待避室）及びデータ表示装置（待避室），可搬型照
明（ＳＡ），中央制御室待避室差圧計，酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計は，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。
中央制御室換気系空気調和機ファン，中央制御室換気系フィルタ系ファン及び中央制御室換気系フィルタユニットは，発電用原子炉の運転中又は停止中に閉回路循環ラインによる機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計

11

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６／７号炉

下線：先行 BWR との差異

（本文）東海第二発電所（最新）（添八）東海第二発電所（最新）とする。
中央制御室換気系空気調和機ファン及び中央制御室換気系フィルタ系ファンは，発電用原子炉の停止中に分解が可能な設計とする。
中央制御室換気系フィルタユニットは，発電用原子炉の運転中又は停止中に差圧確認が可能な設計とする。また，中央制御室換気系フィルタユニットは，発電用原子炉の停止中に内部確認を行えるように，点検口を設ける設計とし，性能の確認を行えるように，フィルタを取り出すことが可能な設計とする。
原子炉建屋ガス処理系は，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。
また，非常用ガス処理系排風機及び非常用ガス再循環系排風機は，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。
ブローアウトパネル閉止装置は，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計とする。また，ブローアウトパネル閉止装置は，発電用原子炉の停止中に機能・性能の確認が可能な設計とする。
第 6.10－1 表

中央制御室の主要機器仕様(1) 中央制御室制御盤

一式(2) 中央制御室外原子炉停止装置

一式

第 6.10－2 表 中央制御室（重大事故等時）（常設）の設備仕様(1) 居住性を確保するための設備
ａ．中央制御室遮蔽
第 8.3－3 表 遮蔽設備の主要機器仕様に記載する。
ｂ．中央制御室待避室遮蔽
第 8.3－4 表 遮蔽設備（重大事故等時）の設備仕様に記載する。
［常設重大事故等対処設備］［常設重大事故等対処設備］

ｃ．中央制御室換気系(a) 中央制御室換気系空気調和機ファン

中央制御室遮蔽（6 号及び 7 号炉共用）（チ,(1),(ⅴ)と兼用）
中央制御室待避室遮蔽（常設）（6 号及び 7 号炉共用）（チ,(1),(ⅴ)と兼用）
無線連絡設備（常設）中央制御室遮蔽第 8.2－1 表 換気空調設備の主要設備仕様に記載する。

（「チ(1)(ⅳ) 遮蔽設備」と兼用）
中央制御室待避室遮蔽(b) 中央制御室換気系フィルタ系ファン（「チ(1)(ⅳ) 遮蔽設備」と兼用）

第 8.2－1 表 換気空調設備の主要設備仕様に記載する。

中央制御室換気系空気調和機ファン

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柏崎原子力発電所／東海第二発電所 本文比較表 【対象項目： 第５９条 】（本文）柏崎原子力発電所

６／７号炉（ヌ,(3),(ⅶ)他と兼用）
衛星電話設備（常設）（ヌ,(3),(ⅶ)他と兼用）
データ表示装置（待避室）
個

数

一式

下線：先行 BWR との差異

（本文）東海第二発電所（最新）（添八）東海第二発電所（最新）（「チ(1)(ⅴ) 換気空調設備」と兼用）(c) 中央制御室換気系フィルタユニット

中央制御室換気系フィルタ系ファン

第 8.2－1 表 換気空調設備の主要設備仕様に記載する。

（「チ(1)(ⅴ) 換気空調設備」と兼用）
中央制御室換気系フィルタユニット（「チ(1)(ⅴ) 換気空調設備」と兼用）

ｄ．中央制御室待避室差圧計
第 8.2－2 表 換気空調設備（重大事故等時）の主要機器仕様に記載する。

中央制御室待避室差圧計
非常用ガス処理系排風機（リ,(4),(ⅱ)と兼用）
基（「チ(1)(ⅴ) 換気空調設備」と兼用）(2) 中央制御室の運転員の被ばくを低減するための設備

非常用ガス処理系排風機

ａ．原子炉建屋ガス処理系（「リ(4)(ⅳ) 原子炉建屋ガス処理系」他と兼用）(a) 非常用ガス処理系排風機

数1（予備 1）

非常用ガス処理系フィルタトレイン

第 9.1－4 表 原子炉建屋ガス処理系主要仕様に記載する。

系統設計流量

約 2,000m3/h（「リ(4)(ⅳ) 原子炉建屋ガス処理系」他と兼用）(b) 非常用ガス処理系フィルタトレイン

非常用ガス再循環系排風機

第 9.1－4 表 原子炉建屋ガス処理系主要仕様に記載する。

（「リ(4)(ⅳ) 原子炉建屋ガス処理系」他と兼用）(c) 非常用ガス再循環系排風機

非常用ガス再循環系フィルタトレイン

第 9.1－4 表 原子炉建屋ガス処理系主要仕様に記載する。

（「リ(4)(ⅳ) 原子炉建屋ガス処理系」他と兼用）
ブローアウトパネル閉止装置(d) 非常用ガス再循環系フィルタトレイン
第 9.1－4 表 原子炉建屋ガス処理系主要仕様に記載する。

（「リ(4)(ⅳ) 原子炉建屋ガス処理系」と兼用）
個

数

10

ｂ．ブローアウトパネル閉止装置
個数10

第 6.10－3 表 中央制御室（重大事故等時）（可搬型）の設備仕様(1) 居住性を確保するための設備［可搬型重大事故等対処設備］
中央制御室可搬型陽圧化空調機（6 号及び 7 号炉共用）（チ,(1),(ⅵ)と兼用）（チ,(1),(ⅵ)と兼用）（チ,(1),(ⅴ)と兼用）
3（予備 1）

差圧計（6 号及び 7 号炉共用）
数2（予備 1）酸素濃度・二酸化炭素濃度計（6 号及び 7 号炉共用）個

数

3（予備 1）

酸素濃度計・二酸化炭素濃度計は，設計基準事故時及び重大事故等

数

第 8.2－3 表 換気空調設備の主要設備仕様に記載する。
ｂ．衛星電話設備（可搬型）（待避室）

7（予備 2）

衛星電話設備（可搬型）（待避室）
個

可搬型蓄電池内蔵型照明（6 号及び 7 号炉共用）個

可搬型照明（ＳＡ）
個

中央制御室待避室遮蔽（可搬型）（6 号及び 7 号炉共用）

数

ａ．中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ）

中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ）（「チ(1)(ⅳ) 遮蔽設備」と兼用）

中央制御室待避室陽圧化装置（空気ボンベ）個［可搬型重大事故等対処設備］数
数

1（予備 1）

使用回線

衛星系回線

一式

データ表示装置（待避室）
個

式数

c．データ表示装置（待避室）
一式

式数

1（予備 1）ｄ．可搬型照明（ＳＡ）

1（予備 1）

酸素濃度計
個

数

二酸化炭素濃度計個数

個数

7（予備 2）1（予備 1）

酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計は，設計基準事故時及び重大事故等時と13

ｅ．酸素濃度計

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６／７号炉

時ともに使用する。

下線：先行 BWR との差異

（本文）東海第二発電所（最新）もに使用する。

（添八）東海第二発電所（最新）個数

1（予備 1）

ｆ．二酸化炭素濃度計
個数
チ

放射線管理施設の構造及び設備

チ1（予備 1）

放射線管理施設の構造及び設備(1)屋内管理用の主要な設備の種類(1) 屋内管理用の主要な設備の種類(ⅵ)換気空調設備(ⅴ) 換気空調設備

8.2 換気空調設備

通常運転時，運転時の異常な過渡変化時，設計基準事故時及び重大事故等時

通常運転時，運転時の異常な過渡変化時，設計基準事故時及び重大事故等時に発電所従業員に新鮮な空気を送るとともに，空気中の放射性物質の除去低に発電所従業員に新鮮な空気を送るとともに，空気中の放射性物質の除去・低減が可能な換気空調設備を設ける。

減及び火災により発生するばい煙等に対する隔離が可能な換気空調設備を設

8.2.1 概 要ける。
中央制御室には，炉心の著しい損傷が発生した場合においても運転員がとどま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。

中央制御室には，炉心の著しい損傷が発生した場合においても運転員がと（中略）

どま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。
中央制御室には，炉心の著しい損傷が発生した場合においても運転員がとどま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。
重大事故等が発生した場合においても，当該重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員がとどまることができるよう，緊急時対策所の居住性チを確保するための換気空調設備として，緊急時対策所非常用換気設備及び緊放射線管理施設の構造及び設備

急時対策所加圧設備を設置及び保管する。

(1)屋内管理用の主要な設備の種類（中略）(ⅵ)換気空調設備
b. 中央制御室換気空調系
中央制御室等の換気及び冷暖房を行うための中央制御室換気空調系を設け

ａ．中央制御室換気系
中央制御室等の換気及び冷暖房を行うための中央制御室換気系を設ける。

る。

8.2.4 主要設備
(2) 中央制御室換気系

中央制御室換気空調系には，通常のラインの他，中央制御室換気空調系チャ

中央制御室換気系には，通常のラインの他，高性能粒子フィルタ及びチャコ

コール・フィルタ及び再循環ファンからなる非常用ラインを設け，設計基準事ールフィルタを内蔵した中央制御室換気系フィルタユニット並びに中央制御

中央制御室換気系は，他の建屋の換気系とは完全に独立した換気系をもち，故時には外気との連絡口を遮断し，中央制御室換気空調系チャコール・フィル

室換気系フィルタ系ファンからなる非常用ラインを設け，設計基準事故時に

通常，一部外気を取り入れる再循環方式によって空気調節を行う。また，事故

タを通る再循環方式とし，運転員を放射線被ばくから防護する設計とする。外は外気との連絡口を遮断し，中央制御室換気系フィルタユニットを通る閉回時にも必要な運転操作が汚染の可能性なく継続できるように，外気取入口を部との遮断が長期にわたり，室内の雰囲気が悪くなった場合には，外気を中央路循環方式とし，運転員を放射線被ばくから防護する設計とする。外部との遮遮断して，チャコールフィルタを通る閉回路循環方式としうるものである。

制御室換気空調系チャコール・フィルタで浄化しながら取り入れることも可断が長期にわたり，室内の雰囲気が悪くなった場合には，外気を中央制御室換

炉心の著しい損傷が発生した場合においても，中央制御室に運転員がとどま能な設計とする。

気系フィルタユニットで浄化しながら取り入れることも可能な設計とする。

中央制御室外の火災等により発生するばい煙，有毒ガス及び降下火砕物に

中央制御室外の火災等により発生する燃焼ガスやばい煙，有毒ガス及び降対し，中央制御室換気空調系の外気取入れを手動で遮断し，再循環方式に切り

下火砕物に対し，中央制御室換気系の外気取入れを手動で遮断し，閉回路循環

替えることが可能な設計とする。

方式に切り替えることが可能な設計とする。
炉心の著しい損傷が発生した場合において，中央制御室換気系は，高性能粒子フィルタ及びチャコールフィルタを内蔵した中央制御室換気系フィルタユ

14

中央制御室換気系の系統概略図を第 8.2－2 図に示す。

るために必要な換気空調設備として，中央制御室換気系を設ける。本設備については，「6.10 制御室」に記載する。

柏崎原子力発電所／東海第二発電所 本文比較表 【対象項目： 第５９条 】（本文）柏崎原子力発電所

６／７号炉

下線：先行 BWR との差異

（本文）東海第二発電所（最新）（添八）東海第二発電所（最新）

ニット並びに中央制御室換気系フィルタ系ファンからなる非常用ラインを設ける。
c. 中央制御室可搬型陽圧化空調機
炉心の著しい損傷が発生した場合においても，中央制御室に運転員がとどまるために必要な換気空調設備として，中央制御室可搬型陽圧化空調機を設ける。
主要設備については，ヘ,(5),(ⅵ)中央制御室に記載する。
［可搬型重大事故等対処設備］
中央制御室可搬型陽圧化空調機（6 号及び 7 号炉共用）
フィルタユニット

中央制御室換気系空気調和機ファン（「ヘ(5)(ⅵ) 中央制御室」と兼用）（「中央制御室」と兼用）
台［常設重大事故等対処設備］数

2（予備 1）

よう素除去効率99.9%以上台

数

1（予備 1）

容量

約 42,500m３／h

中央制御室換気系フィルタ系ファン（「ヘ(5)(ⅵ) 中央制御室」と兼用）

ブロワユニット（「中央制御室」と兼用）
台

数4（予備 2）

容量

約 1,500m3/h（1 台当たり）台

数

1（予備 1）

容量

約 5,100m３／h

中央制御室換気系フィルタユニット（「ヘ(5)(ⅵ) 中央制御室」と兼用）
基数

粒子除去効率1（予備 1）99.97％以上（直径 0.5μm 以上の粒子）

よう素除去効率d. 中央制御室待避室陽圧化装置（空気ボンベ）

97％以上（総合除去効率）

ｂ．中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ）

炉心の著しい損傷後の格納容器圧力逃がし装置を作動させる場合に放出さ炉心の著しい損傷後の格納容器圧力逃がし装置を作動させる場合に放出される放射性雲による運転員の被ばくを低減するため，中央制御室待避室を陽れる放射性雲による運転員の被ばくを低減するため，中央制御室待避室を正圧化し，放射性物質が中央制御室待避室に流入することを一定時間完全に防圧化し，放射性物質が中央制御室待避室に流入することを一定時間完全に防炉心の著しい損傷後の格納容器圧力逃がし装置を作動させる場合に放出さぐために必要な換気空調設備として，中央制御室待避室陽圧化装置（空気ボン

ぐために必要な換気空調設備として，中央制御室待避室空気ボンベユニット

れる放射性雲による運転員の被ばくを低減するため，中央制御室待避室を正ベ）を設ける。

（空気ボンベ）を設ける。

圧化し，放射性物質が中央制御室待避室に流入することを一定時間完全に防主要設備については，ヘ,(5),(ⅵ)中央制御室に記載する。

(3) 中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ）

ぐために必要な換気空調設備として，中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ）を設ける。本設備については，「6.10 制御室」に記載する。

15

柏崎原子力発電所／東海第二発電所 本文比較表 【対象項目： 第５９条 】（本文）柏崎原子力発電所

６／７号炉

下線：先行 BWR との差異

（本文）東海第二発電所（最新）（添八）東海第二発電所（最新）［常設重大事故等対処設備］
中央制御室待避室差圧計（「ヘ(5)(ⅵ) 中央制御室」と兼用）
個数

第 8.2－1 表 換気空調設備の主要設備仕様

1(2) 中央制御室換気系
ａ．中央制御室換気系空気調和機ファン［可搬型重大事故等対処設備］
中央制御室待避室陽圧化装置（空気ボンベ）（6 号及び 7 号炉共用）
空気ボンベ［可搬型重大事故等対処設備］
中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ）（「ヘ(5)(ⅵ) 中央制御室」と兼用）（「中央制御室」と兼用）

本

数

13（予備 7）

量

約 47L／本本

数

174（予備 20 以上）

容

容

量

約 47L/本充填圧力

約 15MPa［gage］

台数

1(予備 1)

容量

約 42,500m３／hｂ．中央制御室換気系フィルタ系ファン
台数

1(予備 1)

容量

約 5,100m３／h

ｃ．中央制御室換気系排気用ファン
台数

1

容量

約 3,400m３／ｈ

ｄ．中央制御室換気系フィルタユニット
型式

高性能粒子フィルタ及びチャコール

フィルタ内蔵型
基数
粒子除去効率1（予備 1）99.97％以上（直径 0.5μm 以上の粒子）

よう素除去効率（総合除去効率） 97％以上

第 8.2－2 表 換気空調設備（重大事故等時）の主要機器仕様(1) 中央制御室換気系
ａ．中央制御室換気系空気調和機ファン
第 8.2－1 表 換気空調設備の主要設備仕様に記載する。
ｂ．中央制御室換気系フィルタ系ファン
第 8.2－1 表 換気空調設備の主要設備仕様に記載する。
ｃ．中央制御室換気系フィルタユニット
第 8.2－1 表 換気空調設備の主要設備仕様に記載する。
(2) 中央制御室待避室
ａ．中央制御室待避室差圧計兼用する設備は以下のとおり。

16

柏崎原子力発電所／東海第二発電所 本文比較表 【対象項目： 第５９条 】（本文）柏崎原子力発電所

６／７号炉

下線：先行 BWR との差異

（本文）東海第二発電所（最新）（添八）東海第二発電所（最新）・中央制御室（重大事故等時）
台数

1

測定範囲

0～60Pa

第 8.2－3 表 換気空調設備（重大事故等時）（可搬型）設備仕様(1) 中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ）
兼用する設備は以下のとおり。
・中央制御室（重大事故等時）
本

数

容

量

充填圧力

17

13（予備 7）
約 47L（1 本当たり）
約 15MPa［gage］

柏崎原子力発電所／東海第二発電所 本文比較表 【対象項目： 第５９条 】（本文）柏崎原子力発電所

チ

６／７号炉

放射線管理施設の構造及び設備(ⅴ)遮蔽設備
放射線業務従事者等の被ばく線量を低減するため，遮蔽設備を設ける。

下線：先行 BWR との差異

（本文）東海第二発電所（最新）チ（添八）東海第二発電所（最新）

放射線管理施設の構造及び設備(ⅳ) 遮蔽設備
放射線業務従事者等の被ばく線量を低減するため，遮蔽設備を設ける。

8.3 遮蔽設備
8.3.1 概 要
遮蔽設備は，発電所周辺の一般公衆及び放射線業務従事者等の線量の低減を図るもので，一次遮蔽，二次遮蔽等で構成する。
中央制御室には，炉心の著しい損傷が発生した場合においても運転員がとどまるために必要な中央制御室遮蔽及び中央制御室待避室遮蔽を設置する設計とする。
緊急時対策所には，重大事故等が発生した場合においても，当該事故等に対処するために必要な指示を行う要員がとどまることができるように，緊急時対策所の居住性を確保するための遮蔽設備として，緊急時対策所遮蔽を設置する設計とする。
（中略）

a. 中央制御室遮蔽

ａ．中央制御室遮蔽
8.3.4 主要設備

中央制御室遮蔽は，原子炉冷却材喪失等の設計基準事故時に，中央制御室に

中央制御室遮蔽は，原子炉冷却材喪失等の設計基準事故時に，中央制御室にとどまり必要な操作，措置を行う運転員が過度の被ばくを受けないよう施設

とどまり必要な操作，措置を行う運転員が過度の被ばくを受けないよう施設する。また，運転員の勤務形態を考慮し，事故後 30 日間において，運転員がする。また，運転員の勤務形態を考慮し，事故後 30 日間において，運転員が中央制御室遮蔽は，原子炉建屋付属棟内に設置し，原子炉冷却材喪失等の設

中央制御室に入り，とどまっても，中央制御室遮蔽を透過する放射線による線

中央制御室に入り，とどまっても，中央制御室遮蔽を透過する放射線による線計基準事故時に，中央制御室内にとどまり必要な操作，措置を行う運転員が過量，中央制御室に侵入した外気による線量及び入退域時の線量が，中央制御室

量，中央制御室に侵入した外気による線量及び入退域時の線量が，中央制御室

度の被ばくを受けないよう施設する。また，運転員の勤務形態を考慮し，事故

換気空調系等の機能とあいまって，100mSv を下回るよう設計する。

換気系等の機能とあいまって，100mSv を下回るよう設計する。

後 30 日間において，運転員が中央制御室に入り，とどまっても，中央制御室

8.3.4.5 中央制御室遮蔽(1) 通常運転時

遮蔽を透過する放射線による線量，中央制御室に侵入した外気による線量及び入退域時の線量が，中央制御室換気系等の機能とあいまって，「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則」及び「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則の解釈」に示される 100mSv を下回る
炉心の著しい損傷が発生した場合においても中央制御室に運転員がとどまるために必要な遮蔽設備として，中央制御室遮蔽を設ける。

炉心の著しい損傷が発生した場合においても中央制御室に運転員がとどまるために必要な遮蔽設備として，中央制御室遮蔽を設ける。

遮蔽とする。
(2) 重大事故等時
炉心の著しい損傷が発生した場合においても中央制御室に運転員がとどまるために必要な遮蔽設備として，中央制御室遮蔽を設ける。
中央制御室遮蔽については，「6.10 制御室」に記載する。

炉心の著しい損傷後の格納容器圧力逃がし装置を作動させる場合に放出さ炉心の著しい損傷後の格納容器圧力逃がし装置を作動させる場合に放出される放射性雲による運転員の被ばくを低減するため，中央制御室内に中央制れる放射性雲による運転員の被ばくを低減するため，中央制御室内に中央制

18

8.3.4.6 中央制御室待避室遮蔽

柏崎原子力発電所／東海第二発電所 本文比較表 【対象項目： 第５９条 】（本文）柏崎原子力発電所

６／７号炉

下線：先行 BWR との差異

（本文）東海第二発電所（最新）（添八）東海第二発電所（最新）

御室待避室を設け，中央制御室待避室には，遮蔽設備として，中央制御室待避御室待避室を設け，中央制御室待避室には，遮蔽設備として，中央制御室待避

炉心の著しい損傷後の格納容器圧力逃がし装置を作動させる場合に放出され室遮蔽を設ける。

室遮蔽を設ける。

る放射性雲による運転員の被ばくを低減するため，中央制御室内に中央制御

主要設備については，ヘ，(5)，(ⅵ)中央制御室に記載する。

室待避室を設け，中央制御室待避室には，遮蔽設備として，中央制御室待避室
遮蔽を設ける。中央制御室待避室遮蔽については，「6.10 制御室」に記載する。
（中略）［常設重大事故等対処設備］［常設重大事故等対処設備］

中央制御室遮蔽（6 号及び 7 号炉共用）

中央制御室遮蔽

第 8.3－4 表 遮蔽設備（重大事故等時）の設備仕様（「中央制御室」と兼用）

一式（「ヘ(5)(ⅵ) 中央制御室」と兼用）

中央制御室遮蔽は，設計基準事故時及び重大事故等時ともに使用する。

一式（「中央制御室」と兼用）兼用する設備は以下のとおり。

中央制御室遮蔽は，設計基準事故時及び重大事故等時ともに使用する。

・中央制御室（通常運転時等）

中央制御室待避室遮蔽・中央制御室（重大事故等時）（「ヘ(5)(ⅵ) 中央制御室」と兼用）
中央制御室待避室遮蔽（常設）（6 号及び 7 号炉共用）(1) 中央制御室遮蔽一式

厚さ400 mm 以上

材料

鉄筋コンクリート一式(2) 中央制御室待避室遮蔽兼用する設備は以下のとおり。
・中央制御室（重大事故等時）［可搬型重大事故等対処設備］
中央制御室待避室遮蔽（可搬型）（6 号及び 7 号炉共用）（「中央制御室」と兼用）

19

厚さ

400 mm 以上

材料

鉄筋コンクリート柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 【対象項目：第６０条】

柏崎 本文 5 号
チ 放射線管理施設の構造及び設備
A. 6 号炉
放射線管理施設の構造及び設備の記述のうち，「(1)」を「(ⅰ)」とし，「(2)」を「(ⅱ)」とし，「(3)」を「(ⅲ)」とし，「(4)」東海第二 本文 5 号
チ 放射線管理施設の構造及び設備る。

8.1.2 重大事故等時(1) 屋内管理用の主要な設備の種類

8.1.2.1 概

要重大事故等が発生した場合に発電所及びその周辺（発電所の周辺海域を含む。）において発電用原子炉施設から放出される放射「つぎ」を「次」とする。

性物質の濃度及び放射線量を監視し，及び測定し，並びにその結(ⅲ)放射線監視設備の記述を以下のとおり変更する。
(ⅲ) 放射線監視設備

果を記録するために必要な重大事故等対処設備を保管する。重大各系統の放射性物質の濃度，管理区域内等の主要箇所の各系統の放射性物質の濃度，管理区域内等の主要箇所の事故等が発生した場合に発電所において風向，風速その他の気象

外部放射線に係る線量当量率等を監視，測定するために，

外部放射線に係る線量当量率等を監視，測定するために，条件を測定し，及びその結果を記録するために必要な重大事故等

プロセス放射線モニタリング設備，エリア放射線モニタリ

プロセスモニタリング設備，エリアモニタリング設備及び対処設備を保管する。

ング設備及び放射線サーベイ機器（1 号，2 号，3 号，4 号，

分析用放射線測定装置並びに携帯用及び半固定放射線検出

5 号，6 号及び 7 号炉共用，一部既設）を設ける。

器を設ける。

放射線管理設備（重大事故等時）の保管，設置又は使用場所の概要図を第 8.1－2 図から第 8.1－4 図に示す。

プロセス放射線モニタリング設備及びエリア放射線モニ

プロセスモニタリング設備及びエリアモニタリング設備

使用済燃料プールに係る重大事故等により，使用済燃料プール

タリング設備については，設計基準事故時における迅速なについては，設計基準事故時における迅速な対応のために

上部の空間線量率が変動する可能性のある範囲にわたり測定する対応のために必要な情報を中央制御室及び 5 号炉原子炉建必要な情報を中央制御室及び緊急時対策所に表示できる設ために必要な重大事故等対処設備を設置する。

屋内緊急時対策所に表示できる設計とする。

計とする。

重大事故等が発生し，計測機器（非常用のものを含む。）の故重大事故等時の使用済燃料プール上部の空間線量率を測

重大事故等時の使用済燃料プール上部の空間線量率を測

障により，当該重大事故等に対処するために監視することが必要

定するための使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レン

定するための使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レなパラメータである原子炉格納容器内の放射線量率を計測又は監

ジ・低レンジ）については，ニ,(3),(ⅱ)使用済燃料貯蔵プ

ンジ・低レンジ）については，「ニ(3)(ⅱ) 使用済燃料貯

視及び記録するために必要な重大事故等対処設備を設置する。

ールの冷却等のための設備に記載する。

蔵槽の冷却等のための設備」に記載する。

重大事故等時の原子炉格納容器内の放射線量率を測定するための格納容器雰囲気放射線モニタを設ける。

重大事故等時の原子炉格納容器内の放射線量率を測定するための格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）及び格納
容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）を設ける。

格納容器圧力逃がし装置及び耐圧強化ベント系の排出経路における放射性物質濃度を測定するために必要な重大事故等対処設備を設置する。
緊急時対策所内への希ガス等の放射性物質の侵入を低減又は防格納容器圧力逃がし装置及び耐圧強化ベント系の排出経格納容器圧力逃がし装置の排出経路における放射性物質路における放射性物質濃度を測定するためのフィルタ装置

濃度を測定するためのフィルタ装置出口放射線モニタ（高出口放射線モニタ及び耐圧強化ベント系放射線モニタにつ

レンジ・低レンジ）については，「リ(3)(ⅱ)ｄ．水素爆発

いては，リ,(3),(ⅲ)d．水素爆発による原子炉格納容器のによる原子炉格納容器の破損を防止するための設備」に記

8.1.2.2 設計方針

破損を防止するための設備に記載する。

載する。

(1) 放射性物質の濃度及び放射線量の測定に用いる設備

重大事故等時の耐圧強化ベント系の放射線量率を測定するための耐圧強化ベント系放射線モニタを設ける。

止するための加圧判断ができるよう，放射線量を監視，測定するために必要な重大事故等対処設備を保管する。

ａ．可搬型モニタリング・ポストによる放射線量の測定及び代替測定

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内への希ガス等の放射緊急時対策所内への希ガス等の放射性物質の侵入を低減

モニタリング・ポストが機能喪失した場合にその機能を代性物質の侵入を低減又は防止するための加圧判断ができる又は防止するための加圧判断ができるよう，放射線量を監替する重大事故等対処設備として，可搬型モニタリング・ポ

よう，放射線量を監視，測定するための可搬型エリアモニ

視，測定するための緊急時対策所エリアモニタについては，

ストを使用する。

タ（対策本部・待機場所）（6 号及び 7 号炉共用）につい「ヌ(3)(ⅵ) 緊急時対策所」に記載する。

ては，ヌ,(3),(ⅵ)緊急時対策所に記載する。

備考

放射線管理施設の構造及び設備の記述を以下のとおり変更す 8.1 放射線管理設備

を「(ⅳ)」とし，「(ｲ)」を「(1)」とし，「(ﾛ)」を「(2)」とし，(ⅲ)放射線監視設備

東海第二 基本設計方針
8. 放射線管理施設

可搬型モニタリング・ポストは，重大事故等が発生した場
合に，周辺監視区域境界付近において，発電用原子炉施設か1

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 【対象項目：第６０条】

柏崎 本文 5 号

東海第二 本文 5 号

東海第二 基本設計方針

プロセス放射線モニタリング設備 一式

プロセスモニタリング設備一式

ら放出される放射線量を監視し，及び測定し，並びにその結エリア放射線モニタリング設備 一式

エリアモニタリング設備

一式

果を記録できる設計とし，モニタリング・ポストを代替し得

放射線サーベイ機器（1 号，2 号，3 号，4 号，5 号，6 号

分析用放射線測定装置

及び 7 号炉共用，一部既設） 一式

携帯用及び半固定放射線検出器

また，可搬型モニタリング・ポストは，重大事故等が発生［常設重大事故等対処設備］［常設重大事故等対処設備］

した場合に，発電所海側及び緊急対策所付近等において，発る十分な台数を保管する。

使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レン

使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・電用原子炉施設から放出される放射線量を監視し，及び測定

ジ）

低レンジ）

し，並びにその結果を記録できる設計とする。

（「使用済燃料プールの冷却等のための設備」及び「計（「ニ(3)(ⅱ) 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための測制御系統施設」と兼用）設備」及び「ヘ 計測制御系統施設の構造及び設備」

高レンジ

高レンジ

個 数 1

個

低レンジ

低レンジ

個 数 1

個

ニタリング・ポストで測定した放射線量は，電源喪失により
数

1

数

1

保存した記録が失われないよう，電磁的に記録，保存する設計とする。また，記録は必要な容量を保存できる設計とする。

格納容器雰囲気放射線モニタ（D/W）

格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）（「計測制御系統施設」と兼用）（「ヘ 計測制御系統施設の構造及び設備」と兼用）
個可搬型モニタリング・ポストの指示値は，衛星系回線により伝送し，緊急時対策所で監視できる設計とする。可搬型モ

と兼用）

個 数 2

数

2

可搬型モニタリング・ポストの電源は，外部バッテリーを使用する設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・可搬型モニタリング・ポスト

格納容器雰囲気放射線モニタ（S/C）

格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）

ｂ．可搬型放射能測定装置による空気中の放射性物質の濃度の（「計測制御系統施設」と兼用）（「ヘ 計測制御系統施設の構造及び設備」と兼用）

代替測定

個 数 2

個

数

2

放射能観測車のダスト・よう素サンプラ，よう素測定装置

フィルタ装置出口放射線モニタ

フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レン

又はダストモニタが機能喪失した場合にその機能を代替する（「計測制御系統施設」及び「水素爆発による原子炉格ジ）

重大事故等対処設備として，可搬型放射能測定装置（ダスト・納容器の破損を防止するための設備」と兼用）（「ヘ 計測制御系統施設の構造及び設備」及び「リよう素サンプラの代替として可搬型ダスト・よう素サンプラ，

個 数 2(3)(ⅱ)ｄ．水素爆発による原子炉格納容器の破損をよう素測定装置の代替としてＮａＩシンチレーションサーベ

防止するための設備」と兼用）

イ・メータ，ダストモニタの代替としてβ線サーベイ・メー

高レンジ
個

タ及びＺｎＳシンチレーションサーベイ・メータ）を使用す
数

2

る。

数

1

発電所及びその周辺において，発電用原子炉施設から放出さ低レンジ
個可搬型放射能測定装置は，重大事故等が発生した場合に，耐圧強化ベント系放射線モニタ

耐圧強化ベント系放射線モニタ

れる放射性物質の濃度（空気中）を監視し，及び測定し，並（「計測制御系統施設」及び「水素爆発による原子炉格（「ヘ 計測制御系統施設の構造及び設備」と兼用）

びにその結果を記録できるように測定値を表示する設計と納容器の破損を防止するための設備」と兼用）

個

数

2

し，放射能観測車を代替し得る十分な台数を保管する。
可搬型放射能測定装置のうちＮａＩシンチレーションサー

個 数 2［可搬型重大事故等対処設備］

ベイ・メータ，β線サーベイ・メータ及びＺｎＳシンチレー

可搬型エリアモニタ（対策本部）（6 号及び 7 号炉共用）

緊急時対策所エリアモニタ

ションサーベイ・メータの電源は，乾電池を使用する設計と（「緊急時対策所」と兼用）（「ヌ(3)(ⅵ) 緊急時対策所」と兼用）

し，可搬型ダスト・よう素サンプラの電源は，外部バッテリ［可搬型重大事故等対処設備］

備考2

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 【対象項目：第６０条】

柏崎 本文 5 号
個 数 1（予備 1※）

東海第二 本文 5 号
個

数

東海第二 基本設計方針
1（予備 1）

備考

ーを使用する設計とする。

可搬型エリアモニタ（待機場所）（6 号及び 7 号炉共用）

主要な設備は，以下のとおりとする。

（「緊急時対策所」と兼用）

・可搬型放射能測定装置（可搬型ダスト・よう素サンプ

個 数 1（予備 1※）

ラ，ＮａＩシンチレーションサーベイ・メータ，β線サ※「対策本部」と「待機場所」で兼用

ーベイ・メータ及びＺｎＳシンチレーションサーベイ・
メータ）(2) 屋外管理用の主要な設備の種類(2) 屋外管理用の主要な設備の種類

ｃ．可搬型放射能測定装置等による放射性物質の濃度及び放射発電用原子炉施設には，通常運転時，運転時の異常な過渡発電用原子炉施設には，通常運転時，運転時の異常な過渡変化時及び設計基準事故時において，発電所外へ放出する放変化時及び設計基準事故時において，発電所外へ放出する放重大事故等が発生した場合に，発電所及びその周辺（発電

射性物質の濃度，発電所敷地内外の放射線等を監視するため

射性物質の濃度，周辺監視区域境界付近の放射線等を監視す

所の周辺海域を含む。）において，発電用原子炉施設から放に主排気筒モニタ，廃棄物処理系排水モニタ，気象観測設備

るために排気筒モニタ，排水モニタ，気象観測設備(東海発電

出される放射性物質の濃度（空気中，水中，土壌中）及び放（1 号，2 号，3 号，4 号，5 号，6 号及び 7 号炉共用，既設），所及び東海第二発電所と共用，既設)，周辺監視区域境界付近

射線量を測定するための重大事故等対処設備として，可搬型

周辺監視区域境界付近固定モニタ（1 号，2 号，3 号，4 号，の固定モニタ（モニタリング・ポスト）(東海発電所及び東海

放射能測定装置，電離箱サーベイ・メータ及び小型船舶を使

5 号，6 号及び 7 号炉共用，既設）及び放射能観測車（1 号，第二発電所と共用，既設)，環境試料の分析装置及び放射能測用する。

2 号，3 号，4 号，5 号，6 号及び 7 号炉共用，既設）を設け定装置(東海発電所及び東海第二発電所と共用，既設)及び放可搬型放射能測定装置及び電離箱サーベイ・メータは，重る。

射能観測車(東海発電所及び東海第二発電所と共用，既設)を大事故等が発生した場合に，発電所及びその周辺（発電所の設ける。

周辺海域を含む。）において，発電用原子炉施設から放出され線量の測定

主排気筒モニタ，廃棄物処理系排水モニタ並びに周辺監視

排気筒モニタ，排水モニタ及び周辺監視区域境界付近の固る放射性物質の濃度（空気中，水中，土壌中）及び放射線量

区域境界付近固定モニタのうちモニタリング・ポストについ定モニタについては，設計基準事故時における迅速な対応のを監視し，及び測定し，並びにその結果を記録できるようにては，設計基準事故時における迅速な対応のために必要な情ために必要な情報を中央制御室及び緊急時対策所に表示でき測定値を表示する設計とする。

報を中央制御室及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所に表示る設計とする。

発電所の周辺海域においては，小型船舶を用いる設計とする。

できる設計とする。
モニタリング・ポストは，常用所内電源に接続しており，

モニタリング・ポストは，非常用交流電源設備に接続し，常用所内電源喪失時においては，電源復旧までの期間，専用

電源復旧までの期間，電源を供給できる設計とする。さらに，可搬型放射能測定装置のうちＮａＩシンチレーションサーの無停電電源装置により電源を供給できる設計とする。また，

モニタリング・ポストは，専用の無停電電源装置を有し，電ベイ・メータ，β線サーベイ・メータ及びＺｎＳシンチレー

モニタリング・ポストから中央制御室及び 5 号炉原子炉建屋

源切替時の短時間の停電時に電源を供給できる設計とする。

ションサーベイ・メータ並びに電離箱サーベイ・メータの電内緊急時対策所までのデータ伝送系は多様性を有する設計とモニタリング・ポストから中央制御室及び中央制御室から源は，乾電池を使用する設計とし，可搬型ダスト・よう素サする。モニタリング・ポストは，その測定値が設定値以上に緊急時対策所までのデータの伝送系は，多様性を有する設計

ンプラの電源は，外部バッテリーを使用する設計とする。

上昇した場合，直ちに中央制御室及び 5 号炉原子炉建屋内緊とする。指示値は，中央制御室で監視及び記録を行うことが主要な設備は，以下のとおりとする。

急時対策所に警報を発信する設計とする。

できる設計とする。また，緊急時対策所でも監視することが・可搬型放射能測定装置（可搬型ダスト・よう素サンプできる設計とする。モニタリング・ポストは，その測定値がラ，ＮａＩシンチレーションサーベイ・メータ，β線サ

設定値以上に上昇した場合，直ちに中央制御室に警報を発信

ーベイ・メータ，ＺｎＳシンチレーションサーベイ・メ

する設計とする。

ータ）

重大事故等が発生した場合に発電所及びその周辺（発電所

重大事故等が発生した場合に発電所及びその周辺（発電所の周辺海域を含む。）において発電用原子炉施設から放出さの周辺海域を含む。）において発電用原子炉施設から放出さ・小型船舶れる放射性物質の濃度及び放射線量を監視し，及び測定し，れる放射性物質の濃度及び放射線量を監視し，及び測定し，これらの設備は，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の・電離箱サーベイ・メータ

3

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 【対象項目：第６０条】

柏崎 本文 5 号

東海第二 本文 5 号

東海第二 基本設計方針

並びにその結果を記録するために必要な重大事故等対処設備

並びにその結果を記録するために必要な重大事故等対処設備

破損が発生した場合に放出されると想定される放射性物質のを保管する。

を保管する。

濃度及び放射線量を測定できる設計とする。

重大事故等が発生した場合に発電所において風向，風速そ

重大事故等が発生した場合に発電所において風向，風速その他の気象条件を測定し，及びその結果を記録するために必の他の気象条件を測定し，及びその結果を記録するために必要な重大事故等対処設備を保管する。

要な重大事故等対処設備を保管する。

(2) 風向，風速その他の気象条件の測定に用いる設備
ａ．可搬型気象観測設備による気象観測項目の代替測定
気象観測設備が機能喪失した場合にその機能を代替する重重大事故等が発生した場合に発電所及びその周辺（発電所

重大事故等が発生した場合に発電所及びその周辺（発電所の周辺海域を含む。）において発電用原子炉施設から放出さの周辺海域を含む。）において発電用原子炉施設から放出さ可搬型気象観測設備は，重大事故等が発生した場合に，発れる放射性物質の濃度及び放射線量を監視し，及び測定し，れる放射性物質の濃度及び放射線量を監視し，及び測定し，電所において風向，風速その他の気象条件を測定し，及びそ並びにその結果を記録するための設備として，可搬型モニタ

並びにその結果を記録するための設備として，可搬型モニタの結果を記録できる設計とし，気象観測設備を代替し得る十リングポスト，可搬型放射線計測器及び小型船舶（海上モニ

リング・ポスト，可搬型放射能測定装置，電離箱サーベイ・

分な台数を保管する。

タリング用）を設ける。

メータ及び小型船舶を設ける。

大事故等対処設備として，可搬型気象観測設備を使用する。

可搬型気象観測設備の指示値は，衛星系回線により伝送し，

モニタリング・ポストが機能喪失した場合にその機能を代

モニタリング・ポストが機能喪失した場合にその機能を代替する重大事故等対処設備として，可搬型モニタリングポス

替する重大事故等対処設備として，可搬型モニタリング・ポ

可搬型気象観測設備で測定した風向，風速その他の気象条

トは，重大事故等が発生した場合に，発電所敷地境界付近にストは，重大事故等が発生した場合に，周辺監視区域境界付

件は，電源喪失により保存した記録が失われないよう，電磁おいて，発電用原子炉施設から放出される放射線量を監視し，近において，発電用原子炉施設から放出される放射線量を，的に記録，保存する設計とする。また，記録は必要な容量を及び測定し，並びにその結果を記録できる設計とし，モニタ監視し，及び測定し，並びにその結果を記録できる設計とし，保存できる設計とする。

リング・ポストを代替し得る十分な個数を保管する。

モニタリング・ポストを代替し得る十分な台数を保管する。

また，可搬型モニタリングポストは，重大事故等が発生しまた，可搬型モニタリング・ポストは，重大事故等が発生た場合に，発電所海側及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所

した場合に，発電所海側及び緊急時対策所付近等において，付近等において，発電用原子炉施設から放出される放射線量

発電用原子炉施設から放出される放射線量を監視し，及び測を監視し，及び測定し，並びにその結果を記録できる設計と定し，並びにその結果を記録できる設計とする。

する。
可搬型モニタリングポストの指示値は，無線により伝送し，
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所で監視できる設計とする。

備考

緊急時対策所で監視できる設計とする。

可搬型気象観測設備の電源は，外部バッテリーを使用する設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・可搬型気象観測設備(3) モニタリング・ポストの代替交流電源設備
モニタリング・ポストは，非常用交流電源設備に接続してお可搬型モニタリング・ポストの指示値は，衛星系回線により伝送し，緊急時対策所で監視できる設計とする。

り，非常用交流電源設備からの給電が喪失した場合は，代替交
流電源設備である常設代替交流電源設備及び可搬型代替交流電放射能観測車のダスト・よう素サンプラ，よう素測定装置

放射能観測車のダスト・よう素サンプラ，よう素測定装置

又は GM 計数装置が機能喪失した場合にその機能を代替する

又はダストモニタが機能喪失した場合にその機能を代替する

重大事故等対処設備として，可搬型放射線計測器は，重大事重大事故等対処設備として，可搬型放射能測定装置は，重大主要な設備は，以下のとおりとする。

故等が発生した場合に，発電所及びその周辺において，発電事故等が発生した場合に，発電所及びその周辺において，発・常設代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）

用原子炉施設から放出される放射性物質の濃度（空気中）を

電用原子炉施設から放出される放射性物質の濃度（空気中）・可搬型代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）

監視し，及び測定し，並びにその結果を記録できるように測を監視し，及び測定し，並びにその結果を記録できるように

非常用交流電源設備については，「10.1 非常用電源設備」

定値を表示する設計とし，放射能観測車を代替し得る十分な測定値を表示する設計とし，放射能観測車を代替し得る十分個数を保管する。

な台数を保管する。

放射性物質の濃度及び放射線量を測定するための重大事故

放射性物質の濃度及び放射線量を測定するための重大事故等対処設備として，可搬型放射線計測器は，重大事故等が発等対処設備として，可搬型放射能測定装置及び電離箱サーベ

生した場合に，発電所及びその周辺（発電所の周辺海域を含

イ・メータは，重大事故等が発生した場合に，発電所及びそむ。）において，発電用原子炉施設から放出される放射性物の周辺（発電所の周辺海域を含む。）において，発電用原子源設備から給電できる設計とする。

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，代替所内
電気設備及び燃料給油設備については，「10.2 代替電源設
備」に記載する。
(4) 使用済燃料プールの状態監視に用いる設備
重大事故等時の使用済燃料プール上部の空間線量率を測定す4

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 【対象項目：第６０条】

柏崎 本文 5 号

東海第二 本文 5 号

東海第二 基本設計方針

質の濃度（空気中，水中，土壌中）及び放射線量を監視し，炉施設から放出される放射性物質の濃度（空気中，水中，土るための使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低及び測定し，並びにその結果を記録できるように測定値を表壌中）及び放射線量を監視し，及び測定し，並びにその結果レンジ）については，「4.3示する設計とする。発電所の周辺海域においては，小型船舶を記録できるように測定値を表示する設計とする。発電所の（海上モニタリング用）を用いる設計とする。

周辺海域においては，小型船舶を用いる設計とする。

使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備」に記載する。
(5) 原子炉格納容器内の状態監視に用いる設備

これらの設備は，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器のこれらの設備は，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の重大事故等時の原子炉格納容器内の放射線量率を測定するた破損が発生した場合に放出されると想定される放射性物質の破損が発生した場合に放出されると想定される放射性物質のめの格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）及び格納容器雰囲

濃度及び放射線量を測定できる設計とする。

濃度及び放射線量を測定できる設計とする。

気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）については，「6.4 計装設備（重大重大事故等が発生した場合に発電所において風向，風速そ

重大事故等が発生した場合に発電所において風向，風速その他の気象条件を測定し，及びその結果を記録するための設の他の気象条件を測定し，及びその結果を記録するための設備として，可搬型気象観測装置を設ける。

備として，可搬型気象観測設備を設ける。

事故等対処設備）」に記載する。
(6) 格納容器圧力逃がし装置等の状態監視に用いる設備
格納容器圧力逃がし装置の排出経路における放射性物質濃度

気象観測設備が機能喪失した場合にその機能を代替する重気象観測設備が機能喪失した場合にその機能を代替する重を測定するためのフィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・大事故等対処設備として，可搬型気象観測装置は，重大事故

大事故等対処設備として，可搬型気象観測設備は，重大事故

低レンジ）については，「9.9 水素爆発による原子炉格納容器等が発生した場合に，発電所において風向，風速その他の気等が発生した場合に，発電所において風向，風速その他の気の破損を防止するための設備」に記載する。重大事故等時の耐象条件を測定し，及びその結果を記録できる設計とする。

象条件を測定し，及びその結果を記録できる設計する。

圧強化ベント系の放射線量率を測定するための耐圧強化ベント

可搬型気象観測装置の指示値は，無線により伝送し， 5 号炉
原子炉建屋内緊急時対策所で監視できる設計とする。

可搬型気象観測設備の指示値は，衛星系回線により伝送し，
緊急時対策所で監視できる設計とする。

系放射線モニタについては，「6.4 計装設備（重大事故等対処
設備）」に記載する。

モニタリング・ポストは，常用所内電源に接続しており，

モニタリング・ポストは，非常用交流電源設備に接続して常用所内電源が喪失した場合は，代替交流電源設備であるモ

おり，非常用交流電源設備からの給電が喪失した場合は，代緊急時対策所内への希ガス等の放射性物質の侵入を低減又はニタリング・ポスト用発電機から給電できる設計とする。

替電源設備である常設代替交流電源設備及び可搬型代替交流防止するための加圧判断ができるよう，放射線量を監視，測定

電源設備から給電できる設計とする。

するための緊急時対策所エリアモニタについては，「10.9 緊

常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備及び非常

備考(7) 緊急時対策所の放射線量の測定に用いる設備

急時対策所」に記載する。

用交流電源設備については，「ヌ(2)(iv) 代替電源設備」に記載する。
主排気筒モニタ 一式
廃棄物処理系排水モニタ 一式
気象観測設備（1 号，2 号，3 号，4 号，5 号，6 号及び 7 号炉共用，既設） 一式

8.1.2.2.1 多様性，位置的分散

排気筒モニタ

基本方針については，「1.1.7.1 多様性，位置的分散，悪影響
一式防止等」に示す。

一式と離れた緊急時対策所建屋内に分散して保管することで，共通要排水モニタ

可搬型モニタリング・ポストは，屋外のモニタリング・ポスト

気象観測設備(東海発電所及び東海第二発電所と共用，既
設)

する。
一式

周辺監視区域境界付近固定モニタ（1 号，2 号，3 号，4 号，5 号，6 号及び 7 号炉共用，既設） 一式

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周辺監視区域境界付近固定モニタ(東海発電所及び東海第可搬型放射能測定装置は，屋外に保管する放射能観測車と離れた緊急時対策所建屋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いよう位置的分散を図る設計とする。

二発電所と共用，既設)一式
環境試料の分析装置及び放射能測定装置(東海発電所及び小型船舶は，予備と分散して屋外の可搬型重大事故等対処設備
保管場所に保管することで，共通要因によって同時に機能を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。

東海第二発電所と共用，既設)一式

可搬型気象観測設備は，屋外の気象観測設備と離れた緊急時対5

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 【対象項目：第６０条】

柏崎 本文 5 号
放射能観測車（1 号，2 号，3 号，4 号，5 号，6 号及び 7 号炉共用，既設） 一式

東海第二 本文 5 号

東海第二 基本設計方針

放射能観測車(東海発電所及び東海第二発電所と共用，既設)

備考

策所建屋内に分散して保管することで，共通要因によって同時に機能を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。

一式［常設重大事故等対処設備］

8.1.2.2.2 悪影響防止

モニタリング・ポスト用発電機（6 号及び 7 号炉共用）

基本方針については，「1.1.7.1 多様性，位置的分散，悪影響

個 数 3［可搬型重大事故等対処設備］防止等」に示す。
［可搬型重大事故等対処設備］

可搬型モニタリング・ポスト，可搬型放射能測定装置，電離箱

可搬型モニタリングポスト（6 号及び 7 号炉共用）

可搬型モニタリング・ポスト

サーベイ・メータ，小型船舶及び可搬型気象観測設備は，他の設（「緊急時対策所」と兼用）（「ヌ(3)(ⅵ) 緊急時対策所」と兼用）

個 数 15（予備 1）
可搬型放射線計測器（6 号及び 7 号炉共用）台

数10（予備 2）一式（予備を含む） 8.1.2.2.3 容 量 等
電離箱サーベイ・メータ
台

個 数 1（予備 1）
可搬型気象観測装置（6 号及び 7 号炉共用）
個 数 1（予備 1）ない設計とする。

可搬型放射能測定装置

一式（予備を含む）

小型船舶（海上モニタリング用）（6 号及び 7 号炉共用）

備から独立して単独で使用可能とし，他の設備に悪影響を及ぼさ基本方針については，「1.1.7.2 容量等」に示す。

数1（予備 1）数

1（予備 1）

小型船舶
艇

箱サーベイ・メータは，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の可搬型気象観測設備台

可搬型モニタリング・ポスト，可搬型放射能測定装置及び電離数

破損が発生した場合に放出されると予想される放射性物質の濃度及び放射線量を測定できるよう，「発電用軽水型原子炉施設におけ

1（予備 1）

る事故時の放射線計測に関する審査指針」に定める測定上限値を満足する設計とする。

B. 7 号炉
6 号炉に同じ。ただし，共用設備は除く。

可搬型モニタリング・ポストの保有数は，モニタリング・ポス
トの機能喪失時の代替としての 4 台，発電所海側等での監視・測定のための 5 台，緊急時対策所の加圧判断用としての 1 台と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 2 台を保管する。
可搬型放射能測定装置（可搬型ダスト・よう素サンプラ，ＮａＩシンチレーションサーベイ・メータ，β線サーベイ・メータ及びＺｎＳシンチレーションサーベイ・メータ）の保有数は，放射能観測車の代替並びに発電所及びその周辺（発電所の周辺海域を含む。
）において発電用原子炉施設から放出される放射性物質の濃度を測定し得る十分な台数として 2 台と故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として 1 台を保管する。電離箱サーベイ・メータの保有数は，発電所及びその周辺（発電所の周辺海域を含む。
）において放射線量を測定し得る十分な台数として 1台と故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として 1 台を保管する。
小型船舶は，発電所の周辺海域において，発電用原子炉施設か6柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 【対象項目：第６０条】

柏崎 本文 5 号

東海第二 本文 5 号

東海第二 基本設計方針

備考

ら放出される放射性物質の濃度及び放射線量の測定を行うために必要な設備及び要員を積載し得る十分な艇数として 1 艇と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 艇を保管する。
可搬型気象観測設備は，「発電用原子炉施設の安全解析に関する
気象指針」に定める観測項目を測定できる設計とする。
可搬型気象観測設備の保有数は，気象観測設備が機能喪失しても代替し得る十分な台数として 1 台と故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として 1 台を保管する。
可搬型モニタリング・ポスト，可搬型放射能測定装置，電離箱
サーベイ・メータ及び可搬型気象観測設備の電源は，外部バッテ
リー又は乾電池を使用し，予備品と交換することで，重大事故等時の必要な期間測定できる設計とする。
8.1.2.2.4 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。
可搬型モニタリング・ポストは，緊急時対策所建屋内に保管し，及び屋外に設置し，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。可搬型モニタリング・ポストの操作は，重大事故等時において設置場所で可能な設計とする。
可搬型放射能測定装置及び電離箱サーベイ・メータは，緊急時対策所建屋内に保管し，及び屋内又は屋外で使用し，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。可搬型放
射能測定装置の操作は，重大事故等時において使用場所で可能な設計とする。
小型船舶は，屋外に保管し，及び屋外で使用し，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。また，小型船舶は，海で使用するため，耐腐食性材料を使用する設計とする。
小型船舶の操作は，重大事故等時において使用場所で可能な設計とする。
可搬型気象観測設備は，緊急時対策所建屋内に保管し，及び屋外に設置し，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。可搬型気象観測設備の操作は，重大事故等時において設置場所で可能な設計とする。

7

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東海第二 本文 5 号

東海第二 基本設計方針

備考

8.1.2.2.5 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。
可搬型モニタリング・ポスト及び可搬型気象観測設備は，屋内及び屋外のアクセスルートを通行し，車両等により運搬することができるとともに，設置場所において，固縛等の転倒防止措置が可能な設計とする。可搬型モニタリング・ポスト及び可搬型気象
観測設備は，測定器と外部バッテリーを簡便な接続方式により確実に接続できるとともに，設置場所において，操作スイッチにより操作ができる設計とする。
可搬型放射能測定装置及び電離箱サーベイ・メータは，屋内及び屋外のアクセスルートを通行し，人が携行して使用可能な設計とする。可搬型放射能測定装置及び電離箱サーベイ・メータは，使用場所において，操作スイッチにより操作ができる設計とする。
小型船舶は，屋外のアクセスルートを通行し，車両等により運搬することができる設計とする。小型船舶は，使用場所において，
操作スイッチにより起動し，容易に操縦ができる設計とする。
8.1.2.3 主要設備及び仕様
放射線管理設備の主要設備及び仕様を第 8.1－2 表に示す。
8.1.2.4 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。
可搬型モニタリング・ポスト，可搬型放射能測定装置のうちＮ
ａＩシンチレーションサーベイ・メータ，β線サーベイ・メー
タ，ＺｎＳシンチレーションサーベイ・メータ及び電離箱サーベ
イ・メータ並びに可搬型気象観測設備は，発電用原子炉の運転中
又は停止中に，模擬入力による機能・性能の確認（特性確認）及
び校正ができる設計とする。
可搬型放射能測定装置のうち可搬型ダスト・よう素サンプラ及び小型船舶は，発電用原子炉の運転中又は停止中に，機能・性能の確認（特性確認）及び外観の確認ができる設計とする。

8

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東海第二 基本設計方針

備考

第 8.1－2 表 放射線管理設備（重大事故等時）の主要機器仕様(1) 環境モニタリング設備
ａ．移動式モニタリング設備(a) 可搬型モニタリング・ポスト
兼用する設備は以下のとおり。
・緊急時対策所（重大事故等時）
種

類

Ｎａｌ（Ｔｌ）シンチレーション式検出器
半導体式検出器

計 測 範 囲B.G.～10９nGy／h

台

10（予備 2）数伝 送 方 法衛星系回線(b) 可搬型放射能測定装置(b-1) 可搬型ダスト・よう素サンプラ
台

数2（予備 1）(b-2) ＮａＩシンチレーションサーベイ・メータ
種類

Ｎａｌ（Ｔｌ）シンチレーション式検出器

計 測 範 囲B.G.～30μGy／h

台

2（予備 1）数(b-3) β線サーベイ・メータ
種類

ＧＭ管式検出器

計 測 範 囲B.G.～99.9kmin－１

台

2（予備 1）数(b-4) ＺｎＳシンチレーションサーベイ・メータ
種

類

ＺｎＳ（Ａｇ）シンチレーション式検出器

計 測 範 囲B.G.～99.9kmin－１

台

2（予備 1）数ｂ．電離箱サーベイ・メータ
種類

電離箱式検出器

計 測 範 囲0.001mSv／h～1000mSv／

台

数

1（予備 1）数

1（予備 1）hｃ．小型船舶
艇

9

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東海第二 基本設計方針

備考

ｄ．可搬型気象観測設備
観 測 項 目

風向，風速，日射量，放台

数1（予備 1）

伝 送 方 法衛星系回線

射収支量，雨量(2) プロセス放射線モニタリング設備
ａ．格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）
兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉プラント・プロセス計装・計装設備（重大事故等対処設備）
・放射線管理設備（通常運転時等）
個数

計 測 範 囲2
10－２Sv／h～10５Sv／hｂ．格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）
兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉プラント・プロセス計装・計装設備（重大事故等対処設備）
・放射線管理設備（通常運転時等）
個数

計 測 範 囲2
10－２Sv／h～10５Sv／hｃ．フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
兼用する設備は以下のとおり。
・計装設備（重大事故等対処設備）
・水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための
設備
高レンジ
個

数

計 測 範 囲2
10－２Sv／h～10５Sv／h

低レンジ
個

数

計 測 範 囲1
10－３mSv／h～10４mSv／hｄ．耐圧強化ベント系放射線モニタ兼用する設備は以下のとおり。
・計装設備（重大事故等対処設備）
個

数

2
10

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柏崎 本文 5 号

東海第二 本文 5 号

東海第二 基本設計方針
計 測 範 囲備考

10－２mSv／h～10５mSv／h(3) エリア放射線モニタリング設備
ａ．使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レン
ジ）
兼用する設備は以下のとおり。
・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備
・計装設備（重大事故等対処設備）
高レンジ
個

数

計 測 範 囲1
10－２Sv／h～10５Sv／h

低レンジ
個

数

計 測 範 囲1
10－３mSv／h～10４mSv／hｂ．緊急時対策所エリアモニタ兼用する設備は以下のとおり。
・緊急時対策所（重大事故等時）
種類

半導体式検出器

計 測 範 囲B.G.～999.9mSv／h

台

1（予備 1）

数11

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備考12

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備考13

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備考14

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基本設計比較表

（本文）柏崎原子力発電所 ６／７号炉【対象項目：第６１条】（本文）東海第二発電所（添八）東海第二発電所

備考

10.9 緊急時対策所
10.9.1 通常運転時等
10.9.1.1 概要

原子炉冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊その他の異常が発生した場合に適切な措置をとるため，緊急時対策所を中央制御室以外の場所に設置する。
緊急時対策所は，異常等に対処するために必要な指示を行うための要員等を収容できる設計とする。また，異常等に対処するために必要な情報を中央制御室内の運転員を介さずに正確かつ速やかに把握できる設備として，データ伝送装置，緊急時対策支援システム
伝送装置及びＳＰＤＳデータ表示装置で構成する安全パラメータ
表示システム（ＳＰＤＳ）（以下「安全パラメータ表示システム（Ｓ
ＰＤＳ）
」という。
）を設置する。発電所内の関係要員への指示及び発電所外関係箇所との通信連絡を行うために必要な設備として，送受話器（ページング），電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨ
Ｓ端末及びＦＡＸ），衛星電話設備，無線連絡設備，携行型有線通話装置，テレビ会議システム（社内），加入電話設備（加入電話及び加
入ＦＡＸ），専用電話設備（専用電話（ホットライン）（地方公共団
体向））及び統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備を設置又は保管する。
緊急時対策所には，緊急時対策所内の酸素濃度及び二酸化炭素濃度が活動に支障がない範囲にあることを把握できるよう，酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計を保管する。
10.9.1.2 設計方針
緊急時対策所は，以下のとおりの設計とする。
(1) 原子炉冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊その他の異常が発生した場合に適切な措置をとるために必要な要員を収容できる設計とする。
(2) 原子炉冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊その他の異常に対処するために必要な指示ができるよう，異常等に対処するために必要な情報を把握できる設備を設置する設計とする。
(3) 発電所内外の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行うために必要な設備を設置又は保管する設計とする。
(4) 緊急時対策所内の酸素濃度及び二酸化炭素濃度が活動に支障がない範囲にあることを把握できるよう，酸素濃度計及び二酸
化炭素濃度計を保管する設計とする。

1／17

柏崎原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：第６１条】（本文）柏崎原子力発電所 ６／７号炉（本文）東海第二発電所（添八）東海第二発電所

備考

10.9.1.3 主要設備の仕様
緊急時対策所の主要機器仕様を第 10.9－1 表に示す。
10.9.1.4 主要設備
緊急時対策所の主要設備は以下のとおりとする。
(1) 緊急時対策所（東海発電所及び東海第二発電所共用）
異常等に対処するために必要な指示を行うための要員等を収容できるよう，緊急時対策所を設置する。
(2) 必要な情報を把握できる設備
中央制御室内の運転員を介さずに異常状態等を正確かつ速やかに把握するため，安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）を設置する。
(3) 通信連絡設備（東海発電所及び東海第二発電所共用）
発電所内の関係要員への指示及び発電所外関係箇所との通信連絡を行うことができる通信連絡設備を設置又は保管する。
(4) 酸素濃度計（東海発電所及び東海第二発電所共用）
緊急時対策所内の酸素濃度が活動に支障がない範囲にあることを把握できるよう，酸素濃度計を保管する。
(5) 二酸化炭素濃度計（東海発電所及び東海第二発電所共用）
緊急時対策所内の二酸化炭素濃度が活動に支障がない範囲にあることを把握できるよう，二酸化炭素濃度計を保管する。
10.9.1.5 試験検査
緊急時対策所の主要設備については，定期的な試験又は検査を行うことにより，その機能の健全性を確認する。
ヌ その他発煙用原子炉施設の構造及び設備

ヌ その他発煙用原子炉施設の構造及び設備(3) その他の主要な事項(ⅵ)緊急時対策所(ⅵ) 緊急時対策所

原子炉冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊その他の

原子炉冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊その他の異常が発生した場合に適切な措置をとるため，対策本部と待異常が発生した場合に適切な措置をとるため，緊急時対策所

機場所から構成する5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所を中央を中央制御室以外の場所に設置する。

制御室以外の場所に設置する。

10.9.2 重大事故等時
10.9.2.1 概要緊急時対策所は，災害対策本部室及び宿泊・休憩室から構成され，緊急時対策所建屋に設置する設計とする。

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所は，重大事故等が発生し緊急時対策所は，重大事故等が発生した場合においても，

緊急時対策所は，重大事故等が発生した場合においても，当該重た場合においても当該事故等に対処するために必要な指示

当該重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員が大事故等に対処するために必要な指示を行う要員がとどまることを行う要員がとどまることができるよう，適切な措置を講じ

とどまることができるよう，適切な措置を講じた設計とするができるよう，適切な措置を講じた設計とするとともに，重大事故

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柏崎原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：第６１条】（本文）柏崎原子力発電所 ６／７号炉（本文）東海第二発電所（添八）東海第二発電所

た設計とするとともに，重大事故等に対処するために必要なとともに，重大事故等に対処するために必要な指示ができる等に対処するために必要な情報を把握できる設備及び発電所内外指示ができるよう，重大事故等に対処するために必要な情報

よう，重大事故等に対処するために必要な情報を把握できるの通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行うために必要なを把握できる設備及び発電所内外の通信連絡をする必要の設備及び発電所内外の通信連絡をする必要のある場所と通設備を設置又は保管する。また，重大事故等に対処するために必要ある場所と通信連絡を行うために必要な設備を設置及び保信連絡を行うために必要な設備を設置又は保管する設計とな数の要員を収容できる設計とする。

管する設計とする。また，重大事故等に対処するために必要する。また，重大事故等に対処するために必要な数の要員をな数の要員を収容できる設計とする。

収容できる設計とする。

備考

緊急時対策所の系統概要図を第 10.9－1 図から第 10.9－6 図に示す。
10.9.2.2 設計方針
緊急時対策所として，災害対策本部室及び宿泊・休憩室から構成
する緊急時対策所を緊急時対策所建屋内に設置する。
緊急時対策所は，重大事故等が発生した場合においても，当該事故等に対処するための適切な措置が講じることができるよう，その機能に係る設備を含め，基準地震動ＳＳによる地震力に対し，機能を損なわない設計とするとともに，基準津波の影響を受けない設計とする。地震及び津波に対しては，「1.3.2 重大事故等対処施設の耐震設計」，「1.4.2 重大事故等対処施設の耐津波設計」及び「1.4.3
基準津波を超え敷地に遡上する津波に対する耐津波設計」に基づく設計とする。
敷地に遡上する津波に対して，緊急時対策所は敷地高さ T.P.+23m以上に配置する設計としており，敷地遡上する津波による浸水の影
響を受けない。
また，緊急時対策所の機能に係る設備は，中央制御室との共通要因により同時に機能喪失しないよう，中央制御室に対して独立性を有する設計とするとともに，中央制御室とは離れた位置に設置又は保管する。
緊急時対策所は，重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員に加え，原子炉格納容器の破損等による発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための対策に対処するために必要な数の要員を含め，重大事故等に対処するために必要な数の要員を収容することができる設計とする。
重大事故等が発生し，緊急時対策所の外側が放射性物質により汚染したような状況下において，対策要員が緊急時対策所内に放射性物質による汚染を持ち込むことを防止するため，身体サーベイ及び作業服の着替え等を行うための区画を設置する設計とする。身体サーベイの結果，対策要員の汚染が確認された場合は，対策要員の除染を行うことができる区画を，身体サーベイを行う区画に隣接して

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柏崎原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：第６１条】（本文）柏崎原子力発電所 ６／７号炉（本文）東海第二発電所

緊急時対策所は，異常等に対処するために必要な要員を収緊急時対策所は，異常等に対処するために必要な指示を行容できる設計とする。また，異常等に対処するために必要なうための要員等を収容できる設計とする。また，異常等に対情報を中央制御室内の運転員を介さずに正確かつ速やかに処するために必要な情報を中央制御室内の運転員を介さず把握するために，安全パラメータ表示システム（SPDS）を設に正確かつ速やかに把握するために，データ伝送装置，緊急置する。発電所内の関係要員への指示及び発電所外関係箇所時対策支援システム伝送装置及びＳＰＤＳデータ表示装置との通信連絡を行うために，送受話器（警報装置を含む。
），

で構成する安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）（以下

電力保安通信用電話設備，テレビ会議システム，専用電話設「安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）」という。）を備，衛星電話設備（社内向），無線連絡設備，衛星電話設備，設置する。発電所内の関係要員への指示及び発電所外関係箇

携帯型音声呼出電話設備，統合原子力防災ネットワーク及び所との通信連絡を行うために送受話器（ページング），電力

5 号炉屋外緊急連絡用インターフォンを用いた通信連絡設備

保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦＡＸ），を設置又は保管する。

衛星電話設備，無線連絡設備，携行型有線通話装置，テレビ（添八）東海第二発電所

備考

設置することができるよう考慮する。

会議システム（社内），加入電話設備（加入電話及び加入Ｆ
ＡＸ），専用電話設備（専用電話（ホットライン）（地方公共団体向））及び統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備を用いた通信連絡設備を設置又は保管する。

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所は，重大事故等が発生し緊急時対策所は，重大事故等が発生した場合においても，た場合においても当該事故等に対処するための適切な措置

当該事故等に対処するための適切な措置が講じられるよう，が講じられるよう，その機能に係る設備を含め，基準地震動

その機能に係る設備を含め，基準地震動ＳＳによる地震力にによる地震力に対し機能を喪失しないよう設計とするとと対し，機能を喪失しないよう設計するとともに，緊急時対策

もに，緊急時対策所は，基準津波の影響を受けない設計とす

所は，基準津波の影響を受けない設計とする。地震及び津波る。地震及び津波に対しては，ロ,(1),(ⅱ)重大事故等対処施に対しては，「ロ(1)(ⅱ) 重大事故等対処施設の耐震設計」，

設の耐震設計及びロ,(2),(ⅱ)重大事故等対処施設に対する「ロ(2)(ⅱ) 重大事故等対処施設の耐津波設計」及び「ロ

耐津波設計に基づく設計とする。

(2)(ⅲ) 重大事故等対処施設の基準津波を超え敷地に遡上する津波の耐津波設計」に基づく設計とする。
敷地に遡上する津波に対して，緊急時対策所は敷地高さT.P.＋23m 以上に配置する設計としており，敷地に遡上する
津波による浸水の影響を受けない。

また，緊急時対策所の機能に係る設備は，中央制御室とのまた，緊急時対策所の機能に係る設備は，中央制御室との共通要因により同時に機能喪失しないよう，中央制御室に対共通要因により同時に機能喪失しないよう，中央制御室に対して独立性を有する設計とするとともに，中央制御室とは離して独立性を有する設計とするとともに，中央制御室とは離れた位置に設置又は保管する。

れた位置に設置又は保管する。

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所は，重大事故等に対処す

緊急時対策所は，重大事故等に対処するために必要な指示るために必要な指示を行う要員に加え，原子炉格納容器の破を行う要員に加え，原子炉格納容器の破損等による発電所外損等による発電所外への放射性物質の拡散を抑制するためへの放射性物質の拡散を抑制するための対策に対処するた

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柏崎原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：第６１条】（本文）柏崎原子力発電所 ６／７号炉（本文）東海第二発電所の対策に対処するために必要な数の要員を含め，重大事故等

めに必要な数の要員を含め，重大事故等に対処するために必に対処するために必要な数の要員を収容することができる

要な数の要員を収容することができる設計とする。

（添八）東海第二発電所

備考

設計とする。
重大事故等が発生し，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の重大事故等が発生し，緊急時対策所の外側が放射性物質に外側が放射性物質により汚染したような状況下において，対より汚染したような状況下において，対策要員が緊急時対策策要員が5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に放射性物質に

所内に放射性物質による汚染を持ち込むことを防止するたよる汚染を持ち込むことを防止するため，身体サーベイ及びめ，身体サーベイ及び作業服の着替え等を行うための区画を作業服の着替え等を行うための区画を設置する設計とする。

設置する設計とする。身体サーベイの結果，対策要員の汚染

身体サーベイの結果，対策要員の汚染が確認された場合は，が確認された場合は，対策要員の除染を行うことができる区対策要員の除染を行うことができる区画を，身体サーベイを

画を，身体サーベイを行う区画に隣接して設置することがで行う区画に隣接して設置することができるよう考慮する。

きるよう考慮する。
(1) 居住性を確保するための設備

重大事故等が発生した場合においても，当該事故等に対処

重大事故等が発生した場合においても，当該事故等に対処

重大事故等が発生した場合においても，当該事故等に対処するするために必要な指示を行う要員がとどまることができる

するために必要な指示を行う要員がとどまることができる

ために必要な指示を行う要員がとどまることができるよう，緊急

よう，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の居住性を確保する

よう，緊急時対策所の居住性を確保するための設備として，時対策所の居住性を確保するための設備として，緊急時対策所遮ための設備として，緊急時対策所遮蔽，緊急時対策所換気空緊急時対策所遮蔽，緊急時対策所非常用換気設備，緊急時対

蔽，緊急時対策所非常用換気設備，緊急時対策所加圧設備，酸素調設備，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）高気

策所加圧設備，酸素濃度計，二酸化炭素濃度計，可搬型モニ

濃度計，二酸化炭素濃度計，可搬型モニタリング・ポスト及び緊

密室，差圧計，酸素濃度計，二酸化炭素濃度計，可搬型モニ

タリング・ポスト及び緊急時対策所エリアモニタを設ける。

急時対策所エリアモニタを設ける。

タリングポスト及び可搬型エリアモニタを設ける。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の居住性については，想緊急時対策所の居住性については，想定する放射性物質の緊急時対策所の居住性については，想定する放射性物質の放出

定する放射性物質の放出量等を福島第一原子力発電所事故

放出量等を東京電力ホールディングス株式会社福島第一原

量等を東京電力ホールディングス株式会社福島第一原子力発電と同等とし，かつ，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内での子力発電所事故と同等とし，かつ緊急時対策所内でのマスク所事故と同等とし，かつ緊急時対策所内でのマスクの着用，交替

マスクの着用，交替要員体制，安定よう素剤の服用及び仮設の着用，交替要員体制，安定ヨウ素剤の服用及び仮設設備を要員体制，安定ヨウ素剤の服用及び仮設設備を考慮しない条件に設備を考慮しない条件においても，5 号炉原子炉建屋内緊急考慮しない条件においても，緊急時対策所にとどまる要員のおいても，緊急時対策所にとどまる要員の実効線量が事故後 7 日

時対策所にとどまる要員の実効線量が事故後 7 日間で実効線量が事故後 7 日間で 100mSv を超えない設計とする。

間で 100mSv を超えない設計とする。

100mSv を超えない設計とする。
ａ．緊急時対策所遮蔽，緊急時対策所非常用換気設備
緊急時対策所遮蔽として，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策

緊急時対策所遮蔽は，重大事故等が発生した場合におい緊急時対策所遮蔽は，重大事故が発生した場合において，緊所（対策本部）遮蔽は，重大事故が発生した場合において，て，緊急時対策所の気密性，緊急時対策所非常用換気設備の急時対策所の気密性及び緊急時対策所非常用換気設備の機能

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）高気密室の気機能とあいまって，緊急時対策所にとどまる要員の実効線量とあいまって，緊急時対策所にとどまる要員の実効線量が7日

密性及び緊急時対策所換気空調設備の機能とあいまって，対が 7 日間で 100mSv を超えない設計とする。

間で100mSvを超えない設計とする。

策本部にとどまる要員の実効線量が 7 日間で 100mSv を超えない設計とする。

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柏崎原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：第６１条】（本文）柏崎原子力発電所 ６／７号炉（本文）東海第二発電所（添八）東海第二発電所

備考

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）遮蔽及び室内遮蔽は，待機場所の気密性及び緊急時対策所換気空調設備の機能とあいまって，待機場所にとどまる要員の実効線量が7 日間で 100mSv を超えない設計とする。
緊急時対策所換気空調設備として，対策本部の可搬型陽圧

緊急時対策所非常用換気設備として，緊急時対策所非常用

緊急時対策所には，緊急時対策所非常用換気設備として，緊化空調機は，仮設ダクトを用いて高気密室を陽圧化し，放射送風機は，緊急時対策所を正圧化し，放射性物質の侵入を低

急時対策所非常用送風機，緊急時対策所非常用フィルタ装置を性物質の侵入を低減できる設計とする。また，陽圧化装置（空減できる設計とする。また，緊急時対策所加圧設備は，プル

設ける。また，緊急時対策所の加圧のために，緊急時対策所加気ボンベ）は，放射性雲通過時において，高気密室を陽圧化ーム通過時において，緊急時対策所を正圧化し，希ガスを含圧設備及び緊急時対策所用差圧計を設ける。

し，希ガスを含む放射性物質の侵入を防止できる設計とす

む放射性物質の侵入を防止できる設計とする。

る。

緊急時対策所の緊急時対策所非常用送風機は，緊急時対策所を正圧化し，放射性物質の侵入を低減できる設計とする。また，
緊急時対策所加圧設備は，プルーム通過時において，緊急時対待機場所の可搬型陽圧化空調機は，仮設ダクトを用いて待策所を正圧化し，希ガスを含む放射性物質の侵入を防止できる

機場所を陽圧化し，放射性物質の侵入を低減できる設計とす設計とする。緊急時対策所用差圧計は，緊急時対策所が正圧化る。また，陽圧化装置（空気ボンベ）は，放射性雲通過時にされた状態であることを監視できる設計とする。

おいて，待機場所を陽圧化することにより，希ガスを含む放緊急時対策所非常用送風機及び緊急時対策所非常用フィル

射性物質の侵入を防止できる設計とする。

タ装置は，プルーム通過後の緊急時対策所建屋内を換気できる設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・緊急時対策所遮蔽（東海発電所及び東海第二発電所共用）
・緊急時対策所非常用送風機（東海発電所及び東海第二発電
所共用）
・緊急時対策所加圧設備（東海発電所及び東海第二発電所共用）
・緊急時対策所非常用フィルタ装置（東海発電所及び東海第二発電所共用）・緊急時対策所用差圧計（東海発電所及び東海第二発電所共用）
本系統の流路として，緊急時対策所非常用換気設備ダクト，
緊急時対策所加圧設備（配管・弁）を重大事故等対処設備として使用する。
ｂ．酸素及び二酸化炭素濃度の測定設備

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所は，酸素濃度及び二酸化緊急時対策所には，酸素濃度及び二酸化炭素濃度が活動に

緊急時対策所には，酸素濃度及び二酸化炭素濃度が活動に支

炭素濃度が活動に支障がない範囲にあることを把握できる

支障がない範囲にあることを把握できるよう酸素濃度計及障がない範囲にあることを把握できるよう酸素濃度計及び二よう酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計を保管する設計とす

び二酸化炭素濃度計を保管する設計とするとともに，室内へ

酸化炭素濃度計を保管する設計とする。

るとともに室内への希ガス等の放射性物質の侵入を低減又の希ガス等の放射性物質の侵入を低減又は防止するための主要な設備は，以下のとおりとする。

は防止するための確実な判断ができるよう放射線量を監視，確実な判断ができるよう放射線量を監視，測定するため，さ・酸素濃度計（東海発電所及び東海第二発電所共用）

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柏崎原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：第６１条】（本文）柏崎原子力発電所 ６／７号炉（本文）東海第二発電所

測定するため，さらに 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所陽圧

らに緊急時対策所加圧設備による加圧判断のために使用す化装置による加圧判断のために使用する可搬型エリアモニ

る緊急時対策所エリアモニタ及び可搬型モニタリング・ポス

タ及び可搬型モニタリングポストを保管する設計とする。

トを保管する設計とする。

（添八）東海第二発電所

備考

・二酸化炭素濃度計（東海発電所及び東海第二発電所共用）
ｃ．放射線量の測定設備
緊急時対策所には，室内への希ガス等の放射性物質の侵入を低減又は防止するための確実な判断ができるよう放射線量を監視，測定するため，さらに緊急時対策所加圧設備による加圧判断のために使用する緊急時対策所エリアモニタ及び可搬型
モニタリング・ポストを保管する設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・緊急時対策所エリアモニタ
・可搬型モニタリング・ポスト（8.1 放射線管理設備）(2) 重大事故等に対処するために必要な指示及び通信連絡に関わる設備
ａ．必要な情報を把握できる設備

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所には，重大事故等が発生

緊急時対策所には，重大事故等が発生した場合においても緊急時対策所には，重大事故等が発生した場合においても当した場合においても当該事故等に対処するために必要な指当該事故等に対処するために必要な指示ができるよう，重大該事故等に対処するために必要な指示ができるよう，重大事故示ができるよう，重大事故等に対処するために必要な情報を事故等に対処するために必要な情報を把握できる設備とし等に対処するために必要な情報を把握できる設備として，安全把握できる設備として，データ伝送装置，緊急時対策支援シて，安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）を設置する。

パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）を設置する。

ステム伝送装置及び SPDS 表示装置で構成する安全パラメー

安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）は，重大事故等

安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）は，重大事故等にに対処するために必要な情報を中央制御室内の運転員を介対処するために必要な情報を中央制御室内の運転員を介さずさずに緊急時対策所において把握できる設計とする。

に緊急時対策所において把握できる設計とする。

タ表示システム（SPDS）を設置する。
安全パラメータ表示システム（SPDS）は，重大事故等に対処するために必要な情報を中央制御室内の運転員を介さず主要な設備は，以下のとおりとする。

に5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所において把握できる設計

・安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）（10.12 通信連
絡設備）

とする。

ｂ．通信連絡設備
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所には，重大事故等が発生

緊急時対策所には，重大事故等が発生した場合においても緊急時対策所には，重大事故等が発生した場合においても発した場合においても発電所の内外の通信連絡をする必要の発電所の内外の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡

電所の内外の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行ある場所と通信連絡を行うための設備として，無線連絡設を行うための設備として，衛星電話設備，無線連絡設備，携

うための設備として，衛星電話設備，無線連絡設備，携行型有備，衛星電話設備，統合原子力防災ネットワークを用いた通行型有線通話装置及び統合原子力防災ネットワークに接続

線通話装置及び統合原子力防災ネットワークに接続する通信信連絡設備，携帯型音声呼出電話設備及び 5 号炉屋外緊急連

する通信連絡設備を設置又は保管する。

連絡設備を設置又は保管する。

絡用インターフォンを設置又は保管する。

主要な設備は，以下のとおりとする。
・衛星電話設備（東海発電所及び東海第二発電所共用）（10.12
通信連絡設備）・無線連絡設備（10.12 通信連絡設備）
・携行型有線通話装置（10.12 通信連絡設備）
・統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（東海発電所及び東海第二発電所共用）（10.12 通信連絡設

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柏崎原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：第６１条】（本文）柏崎原子力発電所 ６／７号炉（本文）東海第二発電所（添八）東海第二発電所

備考

備）(3) 代替電源設備からの給電
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所は，全交流動力電源が喪失した場合に，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電

緊急時対策所は，常用電源設備からの給電が喪失した場合に，代替電源設備からの給電が可能な設計とする。

緊急時対策所は，常用電源設備からの給電が喪失した場合に，代替電源設備からの給電が可能な設計とする。

源設備からの給電が可能な設計とする。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備は，１

緊急時対策所用発電機は，1台で緊急時対策所に給電する

緊急時対策所用発電機は，1 台で緊急時対策所に給電するため

台で5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所に給電するために必要ために必要な容量を有するものを，2台設置することで，多重に必要な容量を有するものを，2 台設置することで，多重性を有な容量を有するものを，燃料補給時の切替えを考慮して，2性を有する設計とする。

する設計とする。

台を１セットとして使用することに加え，予備を 3 台保管することで，多重性を有する設計とする。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備の燃料

緊急時対策所用発電機の燃料は，緊急時対策所用発電機燃緊急時対策所用発電機の燃料は，緊急時対策所用発電機燃料油

は，燃料補給設備である軽油タンク及びタンクローリ（4kL）

料油貯蔵タンク及び緊急時対策所用発電機給油ポンプによ貯蔵タンク及び緊急時対策所用発電機給油ポンプにより補給でにより補給できる設計とする。なお，5 号炉原子炉建屋内緊り補給できる設計とする。なお，緊急時対策所用発電機は，きる設計とする。なお，緊急時対策所用発電機は，プルーム通過

急時対策所用可搬型電源設備は，放射性雲が通過時においプルーム通過時において，燃料を自動で補給し運転できる設時において，燃料を自動で補給し運転できる設計とする。

て，燃料を補給せずに運転できる設計とする。

計とする。

主要な設備は，以下のとおりとする。
・緊急時対策所用発電機（東海発電所及び東海第二発電所共用）

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）及び 5 号炉
原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）の遮蔽は，緊急時対策所の遮蔽については，「チ(1)(ⅳ)ｃ．遮蔽設
備」にて記載する。

・緊急時対策所用発電機燃料油貯蔵タンク（東海発電所及び東海第二発電所共用）
・緊急時対策所用発電機給油ポンプ（東海発電所及び東海第チ,(1),(ⅴ)遮蔽設備にて記載する。

二発電所共用）5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）及び 5 号炉

緊急時対策所の換気設備は，「チ(1)(ⅴ)ｄ．緊急時対策

安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ），衛星電話設備，無原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）の換気設備は，

所非常用換気設備及び緊急時対策所加圧設備」にて記載す

線連絡設備，携行型有線通話装置及び統合原子力防災ネットワー

チ,(1),(ⅵ)換気空調設備にて記載する。

る。

クに接続する通信連絡設備については，「10.12 通信連絡設備」に記載する。

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の可搬型モニタリングポ
スト，並びに 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）
及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）の可搬型
エリアモニタは，チ,(1),(ⅲ)放射線監視設備にて記載する。
安全パラメータ表示システム（SPDS），衛星電話設備，無線連絡設備，携帯型音声呼出電話設備，統合原子力防災ネット
ワークを用いた通信連絡設備及び5 号炉屋外緊急連絡用イン
ターフォンは，ヌ,(3),(ⅶ)通信連絡設備にて記載する。
燃料補給設備は，ヌ,(2),(ⅳ)代替電源設備に記載する。

緊急時対策所エリアモニタについては，「チ(1)(ⅲ) 放射線監視設備」にて記載する。
可搬型モニタリング・ポストについては，「チ(2) 屋外
管理用の主要な設備の種類」にて記載する。
緊急時対策所の必要な情報の把握及び通信連絡設備については，「ヌ(3)(ⅶ) 通信連絡設備」にて記載する。
常設代替高圧電源装置及び可搬型代替低圧電源車につい10.9.2.2.1 多重性，多様性，独立性及び位置的分散
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。
緊急時対策所は，中央制御室から独立した緊急時対策所建屋と一体の遮蔽及び非常用換気設備として，緊急時対策所非常用送風機，緊急時対策所非常用フィルタ装置，緊急時対策所加圧設備，ては，「ヌ(2)(ⅳ) 代替電源設備」にて記載する。

緊急時対策所用差圧計，酸素濃度計，二酸化炭素濃度計及び緊急送受話器（ページング）（警報装置を含む。）

時対策所エリアモニタを有し，非常用換気設備の電源を緊急時対（「ヌ(3)(ⅶ) 通信連絡設備」と兼用）

策所用発電機から給電できる設計とする。

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柏崎原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：第６１条】（本文）柏崎原子力発電所 ６／７号炉（本文）東海第二発電所（添八）東海第二発電所
一式

加入電話設備（加入電話及び加入ＦＡＸ）（東海発電

備考

これらは中央制御室に対して独立性を有した設備により居住性を確保できる設計とする。
緊急時対策所，緊急時対策所遮蔽，緊急時対策所非常用送風機，所及び東海第二発電所共用）（「ヌ(3)(ⅶ) 通信連絡設備」と兼用）

緊急時対策所非常用フィルタ装置，緊急時対策所用差圧計，緊急一式

時対策所用発電機，緊急時対策所加圧設備，酸素濃度計，二酸化電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末及炭素濃度計及び緊急時対策所エリアモニタは，中央制御室とは離びＦＡＸ）（東海発電所及び東海第二発電所共用）

れた緊急時対策所建屋に保管又は設置することで，共通要因によ（「ヌ(3)(ⅶ) 通信連絡設備」と兼用）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。

一式

緊急時対策所非常用送風機及び緊急時対策所非常用フィルタ

テレビ会議システム（社内）（東海発電所及び東海第装置は，1 台で緊急時対策所内を換気するために必要なファン容

二発電所共用）量及びフィルタ容量を有するものを合計 2 台設置することで，多（「ヌ(3)(ⅶ) 通信連絡設備」と兼用）

重性を有する設計とする。

一式

緊急時対策所用発電機，緊急時対策所用発電機燃料油貯蔵タン

専用電話設備（専用電話（ホットライン）（地方公共ク及び緊急時対策所用発電機給油ポンプは，原子炉建屋付属棟内

団体向））（東海発電所及び東海第二発電所共用）に設置する非常用交流電源設備とは離れた緊急時対策所建屋内（「ヌ(3)(ⅶ) 通信連絡設備」と兼用）に設置することで共通要因によって同時に機能を損なわないよ

一式
無線連絡設備（固定型）

う，位置的分散を図る設計とする。
緊急時対策所用発電機は，中央制御室の電源である非常用交流（「ヌ(3)(ⅶ) 通信連絡設備」と兼用）
一式

電源設備と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，電源の冷却方式を空冷式とすることで多様性を有する設計とする。
緊急時対策所用発電機は，1 台で緊急時対策所に給電するため［常設重大事故等対処設備］［常設重大事故等対処設備］に必要な容量を有するものを，2 台設置することで，多重性を有

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）遮蔽（6 号

緊急時対策所遮蔽（東海発電所及び東海第二発電所共及び 7 号炉共用）用）（チ,(1),(ⅴ)と兼用）（「チ(1)(ⅳ) 遮蔽設備」と兼用）

緊急時対策所用発電機燃料油貯蔵タンクは，外部からの支援が一式

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）高気密室（6 号及び 7 号炉共用）
個

数

1

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）二酸化炭する設計とする。

緊急時対策所非常用換気設備（東海発電所及び東海第二発電所共用）なくとも，1 基で緊急時対策所用発電機の 7 日分の連続運転に必
要なタンク容量を有するものを 2 基設置することで，多重性を有する設計とする。
緊急時対策所用発電機給油ポンプは，1 台で緊急時対策所用発（「チ(1)(ⅳ) 遮蔽設備」と兼用）
一式

素吸収装置（6 号及び 7 号炉共用）（チ,(1),(ⅵ)と兼用）

緊急時対策所用発電機（東海発電所及び東海第二発電

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）遮蔽（6 号所共用）

電機の連続運転に必要な燃料を供給できるポンプ容量を有する
ものを 2 台設置することで，多重性を有する設計とする。
10.9.2.2.2 悪影響防止

及び 7 号炉共用）

台

数

2

（チ,(1),(ⅴ)と兼用）

容

量

約1,725kVA／台5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）室内遮蔽

緊急時対策所用発電機燃料油貯蔵タンク（東海発電所（6 号及び 7 号炉共用）及び東海第二発電所共用）

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。
緊急時対策所の遮蔽は，緊急時対策所建屋と一体のコンクリート
構造物とし，倒壊等により他の設備に悪影響を及ぼさない設計とす（チ,(1),(ⅴ)と兼用）

基

数

2

安全パラメータ表示システム（SPDS）（緊急時対策支援シ

容量

約75kL／基る。
緊急時対策所の緊急時対策所非常用送風機，緊急時対策所非常用

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柏崎原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：第６１条】（本文）柏崎原子力発電所 ６／７号炉（本文）東海第二発電所（添八）東海第二発電所

ステム伝送装置及び SPDS 表示装置は 6 号及び 7 号炉共緊急時対策所用発電機給油ポンプ（東海発電所及び東フィルタ装置及び緊急時対策所加圧設備は，通常時に接続先の系統

用）

海第二発電所共用）と分離された状態であること及び重大事故等時は重大事故等対処（ヌ,(3),(ⅶ)と兼用）

台

数

2

設備として系統構成ができることで，他の設備に悪影響を及ぼさな

無線連絡設備（常設）（6 号及び 7 号炉共用）容量約1.3m３／h（1台当い設計とする。

（ヌ,(3),(ⅶ)と兼用）

たり）

緊急時対策所の緊急時対策所用差圧計，酸素濃度計，二酸化炭素

衛星電話設備（常設）（6 号及び 7 号炉共用）

安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）

濃度計及び緊急時対策所エリアモニタは，他の設備から独立して使（ヌ,(3),(ⅶ)と兼用）（「ヘ 計測制御系統施設の構造及び設備」及び「ヌ用することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備（6(3)(ⅶ) 通信連絡設備」と兼用）

また，緊急時対策所の緊急時対策所加圧設備用空気ボンベは，固一式号及び 7 号炉共用）

備考

縛等を実施することで他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
緊急時対策所用発電機は，通常時は遮断器により他の設備から切（ヌ,(3),(ⅶ)と兼用）

統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設

5 号炉屋外緊急連絡用インターフォン（6 号及び 7 号炉

備（テレビ会議システム，ＩＰ電話及びＩＰ－ＦＡＸ）

共用）（東海発電所及び東海第二発電所共用）

緊急時対策所用発電機燃料油貯蔵タンク及び緊急時対策所用発（ヌ,(3),(ⅶ)と兼用）（「ヌ(3)(ⅶ) 通信連絡設備」と兼用）

電機給油ポンプは，通常時に接続先の系統と分離された状態である

一式

こと及び重大事故等時は重大事故等対処設備として系統構成がで

衛星電話設備（固定型）（東海発電所及び東海第二発

り離すことで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

きることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

電所共用）（「ヌ(3)(ⅶ) 通信連絡設備」と兼用）
一式
緊急時対策所用差圧計（東海発電所及び東海第二発電所共用）

10.9.2.2.3 共用の禁止
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。
緊急時対策所は，事故対応において東海第二発電所及び廃止措置（「チ(1)(ⅴ) 換気空調設備」と兼用）

中の東海発電所双方のプラント状況を考慮した指揮命令を行う必要があるため，緊急時対策所を共用化し，事故収束に必要な緊急時［可搬型重大事故等対処設備］［可搬型重大事故等対処設備］

対策所遮蔽，緊急時対策所非常用換気設備を設置する。共用により，

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）可搬型陽

携行型有線通話装置

必要な情報（相互のプラント状況，運転員の対応状況等）を共有・

圧化空調機（6 号及び 7 号炉共用）（「ヌ(3)(ⅶ) 通信連絡設備」と兼用）考慮しながら，総合的な管理（事故処置を含む。
）を行うことで，安（チ,(1),(ⅵ)と兼用）

無線連絡設備（携帯型）

全性の向上が図れることから，東海第二発電所及び廃止措置中の東5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）可搬型外（「ヌ(3)(ⅶ) 通信連絡設備」と兼用）
一式

気取入送風機（6 号及び 7 号炉共用）（チ,(1),(ⅵ)と兼用）

衛星電話設備（携帯型）（東海発電所及び東海第二発

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）陽圧化装

電所共用）

置（空気ボンベ）（6 号及び 7 号炉共用）（「ヌ(3)(ⅶ) 通信連絡設備」と兼用）

差圧計（対策本部）（6 号及び 7 号炉共用）個

数

1（予備 1※）

酸素濃度計（対策本部）（6 号及び 7 号炉共用）個

数

1（予備 1※）

二酸化炭素濃度計（対策本部）（6 号及び 7 号炉共用）個

数

1（予備 1※）

ぼさないよう，発電所の区分けなく使用できる設計とする。
10.9.2.2.4 容量等

一式（チ,(1),(ⅵ)と兼用）

海発電所で共用する設計とする。各設備は，共用により悪影響を及基本方針については，「1.1.7.2 容量等」に示す。
緊急時対策所は，想定される重大事故等時において，重大事故等

緊急時対策所加圧設備（東海発電所及び東海第二発電に対処するために必要な指示を行う要員に加え，原子炉格納容器の所共用）破損等による発電所外への放射性物質の拡散を抑制するために必（「チ(1)(ⅴ) 換気空調設備」と兼用）

要な対策を行う要員と廃止措置中の東海発電所の事故が同時に発酸素濃度計（東海発電所及び東海第二発電所共用）

生した場合に対処する対策要員として，緊急時対策所に最大 100 名個

数1（予備1）

二酸化炭素濃度計（東海発電所及び東海第二発電所共を収容できる設計とする。また，対策要員等が緊急時対策所に 7 日間とどまり重大事故等に対処するために必要な数量の放射線管理

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柏崎原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：第６１条】（本文）柏崎原子力発電所 ６／７号炉（本文）東海第二発電所

可搬型エリアモニタ（対策本部）（6 号及び 7 号炉共用）個

数

1（予備 1※）個

可搬型モニタリングポスト（6 号及び 7 号炉共用）（添八）東海第二発電所用）
数

1（予備1）

酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計は，設計基準事故時及び重大事故等時ともに使用する。

（チ,(2)と兼用）

緊急時対策所の緊急時対策所非常用送風機及び緊急時対策所非常用フィルタ装置は，対策要員の放射線被ばくを低減及び防止するとともに，緊急時対策所内の酸素濃度及び二酸化炭素濃度を活動に

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）可搬型陽

緊急時対策所エリアモニタ

支障がない範囲に維持するために必要な換気容量を有する設計と圧化空調機（6 号及び 7 号炉共用）（「チ(1)(ⅲ) 放射線監視設備」と兼用）する。保有数は，東海発電所及び東海第二発電所共用で緊急時対策（チ,(1),(ⅵ)と兼用）

可搬型モニタリング・ポスト

所非常用送風機 1 台，緊急時対策所非常用フィルタ装置 1 基で 1 セ

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）陽圧化装（「チ(2) 屋外管理用の主要な設備の種類」と兼用）
一式

置（空気ボンベ）（6 号及び 7 号炉共用）（チ,(1),(ⅵ)と兼用）
数
数

プ用として 1 セット（東海発電所及び東海第二発電所共用）の合計
緊急時対策所非常用フィルタ装置は，身体サーベイ及び作業服の1（予備 1※）

着替え等を行うための区画を含め緊急時対策所建屋内に対して放酸素濃度計（待機場所）（6 号及び 7 号炉共用）個

ットに加えて，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアッ
2 セットを設置する。

差圧計（待機場所）（6 号及び 7 号炉共用）個

1（予備 1※）射線による悪影響を及ぼさないよう，十分な放射性物質の除去効率
及び吸着能力を有する設計とする。

二酸化炭素濃度計（待機場所）（6 号及び 7 号炉共用）

緊急時対策所加圧設備は，重大事故時において緊急時対策所の居1（予備 1※）

住性を確保するため，緊急時対策所等を正圧化し，緊急時対策所等

個数

可搬型エリアモニタ（待機場所）（6 号及び 7 号炉共用）内へ希ガスを含む放射性物質の侵入を防止するとともに，酸素濃度※

及び二酸化炭素濃度を活動に支障がない範囲に維持するために必5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備（6要な容量に加え，故障時及び保守点検による待機除外時のバックア号及び 7 号炉共用）

ップを考慮し，十分な容量を保管する。

個

数

備考

用資機材や食料等を配備できる設計とする。

1（予備 1 ）個

数

2（予備 3）

酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計は，緊急時対策所の酸素濃度及容量

約 200kVA/個

び二酸化炭素濃度が活動に支障がない範囲内であることの測定が※「対策本部」と「待機場所」

可能なものを，それぞれ1個使用する。保有数は，東海発電所及び東で兼用

海第二発電所共用で，それぞれ1個に加え，故障時及び保守点検時による待機除外時のバックアップ用として１個（東海発電所及び東海第二発電所共用）のそれぞれ合計2個を保管する。
緊急時対策所用差圧計は，緊急時対策所の正圧化された室内と周辺エリアとの差圧範囲を監視できるものを，1 台使用する。保有数
は東海発電所及び東海第二発電所共用で 1 台を設置する。
緊急時対策所エリアモニタは，重大事故時において，緊急時対策
所の放射線量の監視に必要な測定範囲を有するものを，1 台使用する。保有数は 1 台に加え，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として１台の合計 2 台を保管する。
緊急時対策所用発電機は，1 台で緊急時対策所に給電するために必要な容量を有するものを，1 台使用する。保有数は，多重性確保のための 1 台を加えた合計 2 台を設置する。また，東海発電所及び東海第二発電所で共用する。
緊急時対策所用発電機燃料油貯蔵タンクは，東海発電所及び東海

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柏崎原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

（本文）柏崎原子力発電所 ６／７号炉【対象項目：第６１条】（本文）東海第二発電所（添八）東海第二発電所

備考

第二発電所共用で，外部からの支援がなくとも，緊急時対策所用発電機の 7 日分の連続運転に必要なタンク容量を有する設計とする。
緊急時対策所用発電機給油ポンプは，東海発電所及び東海第二発
電所共用で，緊急時対策所用発電機の連続運転に必要な燃料を給油できるポンプ容量を有する設計とする。
10.9.2.2.5 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。
緊急時対策所の遮蔽は，緊急時対策所建屋と一体設置した屋外設備であり，重大事故等時の環境条件を考慮した設計とする。
緊急時対策所，緊急時対策所非常用送風機，緊急時対策所非常用
フィルタ装置，緊急時対策所用差圧計，緊急時対策所用発電機，緊急時対策所用発電機給油ポンプ，緊急時対策所加圧設備，酸素濃度計，二酸化炭素濃度計及び緊急時対策所エリアモニタは，緊急時対策所建屋内に設置又は保管し，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。
緊急時対策所非常用送風機，緊急時対策所用差圧計，緊急時対策
所用発電機，緊急時対策所用発電機給油ポンプ，緊急時対策所加圧設備，酸素濃度計，二酸化炭素濃度計及び緊急時対策所エリアモニ
タの操作は，緊急時対策所内で可能な設計とする。
緊急時対策所用発電機燃料油貯蔵タンクは，屋外に設置し，重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
10.9.2.2.6 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。
緊急時対策所の緊急時対策所非常用送風機，緊急時対策所非常用
フィルタ装置，緊急時対策所加圧設備及び緊急時対策所用差圧計
は，設計基準対象施設と兼用せず，他の系統と切り替えることなく使用できる設計とする。
緊急時対策所非常用送風機は，緊急時対策所内の操作スイッチにより操作が可能な設計とする。
酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計は，想定される重大事故等時において，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。
酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計は，人力により容易に持ち運びが可能な設計とするとともに，付属の操作スイッチにより，使用場
所で操作が可能な設計とする。

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柏崎原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

（本文）柏崎原子力発電所 ６／７号炉【対象項目：第６１条】（本文）東海第二発電所（添八）東海第二発電所

備考

緊急時対策所エリアモニタは，設計基準対象施設と兼用せず，他の系統と切り替えることなく使用できる設計とする。緊急時対策所
エリアモニタは，人力により容易に持ち運びが可能な設計とするとともに，設置場所にて固定等が可能な設計とする。緊急時対策所エ
リアモニタは，付属の操作スイッチにより，設置場所で操作が可能な設計とする。
緊急時対策所用発電機，緊急時対策所用発電機燃料油貯蔵タンク
及び緊急時対策所用発電機給油ポンプは，設計基準対象施設と兼用
せず，他の系統と切り替えることなく使用できる設計とする。
緊急時対策所用発電機は，緊急時対策所内の操作スイッチにより操作が可能な設計とする。
緊急時対策所用発電機給油ポンプは，緊急時対策所内の操作スイッチにより操作が可能な設計とする。
10.9.2.3 主要設備及び仕様
緊急時対策所の主要設備及び仕様を第 10.9－2 表に示す。
10.9.2.4 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。
緊急時対策所の遮蔽は，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計とする。
緊急時対策所非常用送風機，緊急時対策所非常用フィルタ装置及び緊急時対策所加圧設備は，発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能検査及び外観の確認が可能な設計とする。
緊急時対策所用差圧計，酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計は，機能・性能の確認（特性の確認）及び校正が可能なように，標準器等による模擬入力ができる設計とする。
緊急時対策所エリアモニタは，校正用線源による機能・性能の確認（特性の確認）及び校正ができる設計とする。
緊急時対策所用発電機は，発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能検査及び外観の確認が可能な設計とする。
緊急時対策所用発電機燃料油貯蔵タンクは，発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能検査及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。また，発電用原子炉の停止中に内部確認が可能なよう，マンホールを設ける設計とする。
緊急時対策所用発電機給油ポンプは，発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能検査及び外観の確認が可能な設計とする。
第 10.9－1 表 緊急時対策所の主要機器仕様

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柏崎原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

（本文）柏崎原子力発電所 ６／７号炉【対象項目：第６１条】（本文）東海第二発電所（添八）東海第二発電所

備考(1) 緊急時対策所（東海発電所及び東海第二発電所共用）
兼用する設備は以下のとおり。
・緊急時対策所（重大事故等時）
個

数

一式

(2) 安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）
第 10.12－2 表 通信連絡を行うために必要な設備（常設）の主要機器仕様に記載する。
(3) 通信連絡設備（東海発電所及び東海第二発電所共用）(a) 送受話器（ページング）（警報装置を含む。）
第10.12－1表 通信連絡設備の一覧表に記載する。
(b) 電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦ
ＡＸ）（東海発電所及び東海第二発電所共用）
第10.12－1表 通信連絡設備の一覧表に記載する。
(c) 衛星電話設備（固定型）（東海発電所及び東海第二発電所共用）
第10.12－2表 通信連絡を行うために必要な設備（常設）の主要機器仕様に記載する。
(d) 衛星電話設備（携帯型）（東海発電所及び東海第二発電所共用）
第10.12－3表 通信連絡を行うために必要な設備（可搬型）の主要機器仕様に記載する。
(e) 無線連絡設備（固定型）
第10.12－1表 通信連絡設備の一覧表に記載する。
(f) 無線連絡設備（携帯型）
第10.12－3表 通信連絡を行うために必要な設備（可搬型）の主要機器仕様に記載する。
(g) 携行型有線通話装置
第10.12－3表 通信連絡を行うために必要な設備（可搬型）の主要機器仕様に記載する。
(h) 統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議システム，ＩＰ電話及びＩＰ－ＦＡＸ）（東海発電所及び東海第二発電所共用）
第10.12－2表 通信連絡を行うために必要な設備（常設）の主要機器仕様に記載する。

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基本設計比較表

（本文）柏崎原子力発電所 ６／７号炉【対象項目：第６１条】（本文）東海第二発電所（添八）東海第二発電所

備考(i) テレビ会議システム（社内）（東海発電所及び東海第二発
電所共用）
第10.12－1表 通信連絡設備の一覧表に記載する。
(j) 加入電話設備（加入電話及び加入ＦＡＸ）（東海発電所及び東海第二発電所共用）
第10.12－1表 通信連絡設備の一覧表に記載する。
(k) 専用電話設備（専用電話（ホットライン）（地方公共団体向））（東海発電所及び東海第二発電所共用）
第10.12－1表 通信連絡設備の一覧表に記載する。
(4) 酸素濃度計（東海発電所及び東海第二発電所共用）
兼用する設備は以下のとおり。
・酸素濃度計（重大事故等時）
個数

測 定 範 囲1（予備1）
0.0～40.0vol％(5) 二酸化炭素濃度計（東海発電所及び東海第二発電所共用）
兼用する設備は以下のとおり。
・二酸化炭素濃度計（重大事故等時）
個数

測 定 範 囲1（予備1）
0.0～5.0vol％

第 10.9－2 表 緊急時対策所（重大事故等時）主要機器仕様(1) 緊急時対策所
ａ．緊急時対策所遮蔽（東海発電所及び東海第二発電所共用）
第 8.3－4 表 遮蔽設備の主要機器仕様に記載する。
ｂ．緊急時対策所非常用換気設備（東海発電所及び東海第二発
電所共用）(a) 緊急時対策所非常用送風機（東海発電所及び東海第二発
電所共用）
第 8.2－2 表 換気空調設備の主要機器仕様に記載する。
(b) 緊急時対策所非常用フィルタ装置（東海発電所及び東海第二発電所共用）
第 8.2－2 表 換気空調設備の主要機器仕様に記載する。
ｃ．緊急時対策所加圧設備（東海発電所及び東海第二発電所共用）
第 8.2－3 表 換気空調設備（重大事故等時）（可搬型）設15／17

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基本設計比較表

（本文）柏崎原子力発電所 ６／７号炉【対象項目：第６１条】（本文）東海第二発電所（添八）東海第二発電所

備考

備仕様に記載する。
ｄ．緊急時対策所用差圧計（東海発電所及び東海第二発電所共用）
第8.2－2表 換気空調設備（重大事故等時）の主要機器仕様に記載する。
ｅ．酸素濃度計（東海発電所及び東海第二発電所共用）
兼用する設備は以下のとおり。
・酸素濃度計（通常運転時）
個

数

1（予備 1）

測 定 範 囲0.0～40.0vol％ｆ．二酸化炭素濃度計（東海発電所及び東海第二発電所共用）
兼用する設備は以下のとおり。
・二酸化炭素濃度計（通常運転時）
個

数

1（予備1）

測 定 範 囲0.0～5.0vol％ｇ．緊急時対策所エリアモニタ
第 8.1－2 表 放射線管理設備（重大事故等時）の主要機器仕様に記載する。
ｈ．可搬型モニタリング・ポスト
第 8.1－2 表 放射線管理設備（重大事故等時）の主要機器仕様に記載する。
(2) 緊急時対策所用発電機（東海発電所及び東海第二発電所共用）
エンジン
台

数

2

使 用 燃 料

軽油

発電機
種

類

3 相同期発電機(両軸受け式)

台

数

2

容

量

約 1,725kVA／台

力

率

0.8

電

圧
周

6,600V波

数50Hz(3) 緊急時対策所用発電機燃料油貯蔵タンク（東海発電所及び東海第二発電所共用）
基

数

2

容

量

約 75kL／基

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柏崎原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

（本文）柏崎原子力発電所 ６／７号炉【対象項目：第６１条】（本文）東海第二発電所（添八）東海第二発電所
使 用 燃 料

備考

軽油(4) 緊急時対策所用発電機給油ポンプ（東海発電所及び東海第二発
電所共用）
台

数

2

容

量

約 1.3m３／h（1 台当たり）

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柏崎発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第６２条 】（本文）柏崎原子力発電所 ６／７号炉（本文）東海第二発電所（添八）東海第二発電所

備考

ヌ その他発電用原子炉の附属施設の構造及び設備
6 号炉(ⅶ)通信連絡設備(ⅶ) 通信連絡設備

10. その他発電用原子炉の附属施設
10.12 通信連絡設備

10.12.2 重大事故等時
10.12.2.1 概
重大事故等が発生した場合において，発電所の内外の通信連絡をする必要の重大事故等が発生した場合において，発電所の内外の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行うために必要な通信連絡設備を設置又は保管する。

ある場所と通信連絡を行うために必要な通信連絡設備を設置又は保管する。

要重大事故等が発生した場合において，発電所の内外の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行うために必要な通信連絡設備を設置又は保管する。
通信連絡設備の系統概要図を第 10.12－1 図に示す。

10.12.2.2 設計方針
(1) 発電所内の通信連絡を行うための設備

重大事故等が発生した場合において，発電所内の通信連絡をする必要のある

重大事故等が発生した場合において，発電所内の通信連絡をする必要のある

重大事故等が発生した場合において，発電所内の通信連絡をする必要のある場

場所と通信連絡を行うための通信連絡設備（発電所内），5 号炉原子炉建屋内緊場所と通信連絡を行うための通信設備（発電所内），緊急時対策所へ重大事故所と通信連絡を行うための通信設備（発電所内），緊急時対策所へ重大事故等に対急時対策所へ重大事故等に対処するために必要なデータを伝送できる安全パ等に対処するために必要なデータを伝送できるデータ伝送設備（発電所内）及処するために必要なデータを伝送できるデータ伝送設備（発電所内）及び計測等

ラメータ表示システム（SPDS）及び計測等を行った特に重要なパラメータを発び計測等を行った特に重要なパラメータを発電所内の必要な場所で共有するを行った特に重要なパラメータを発電所内の必要な場所で共有するための通信

電所内の必要な場所で共有するための通信連絡設備（発電所内）を設ける。

ための通信設備（発電所内）として，通信連絡設備（発電所内）を設ける。

設備（発電所内）として，通信連絡設備（発電所内）を設ける。

重大事故等が発生した場合において，発電所内の通信連絡をする必要のある

重大事故等が発生した場合において，発電所内の通信連絡をする必要のある

重大事故等が発生した場合において，発電所内の通信連絡をする必要のある場

場所と通信連絡を行うための通信連絡設備（発電所内）として，衛星電話設備，

場所と通信連絡を行うための通信設備（発電所内）として，衛星電話設備，無所と通信連絡を行うための通信設備（発電所内）として，衛星電話設備，無線連

無線連絡設備，携帯型音声呼出電話設備及び 5 号炉屋外緊急連絡用インター

線連絡設備のうち無線連絡設備（携帯型）及び携行型有線通話装置を設置又は絡設備のうち無線連絡設備（携帯型）及び携行型有線通話装置を設置又は保管す

フォンを設置又は保管する設計とする。

保管する設計とする。

る設計とする。

ａ．通信連絡設備（発電所内）

衛星電話設備のうち衛星電話設備（可搬型）及び無線連絡設備のうち無線連絡設備（可搬型）は，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に保管する設計とす

緊急時対策所へ重大事故等に対処するために必要なデータを伝送するため

緊急時対策所へ重大事故等に対処するために必要なデータを伝送するためののデータ伝送設備（発電所内）として，データ伝送装置，緊急時対策支援シス

データ伝送設備（発電所内）として，データ伝送装置，緊急時対策支援システム

テム伝送装置及びＳＰＤＳデータ表示装置で構成する安全パラメータ表示シ

伝送装置及びＳＰＤＳデータ表示装置で構成するＳＰＤＳを設置する設計とす

ステム（ＳＰＤＳ）を設置する設計とする。

る。

衛星電話設備のうち衛星電話設備（携帯型）及び無線連絡設備のうち無線連絡設備（携帯型）は，緊急時対策所内に保管する設計とする。

衛星電話設備のうち衛星電話設備（携帯型）及び無線連絡設備のうち無線連絡設備（携帯型）は，緊急時対策所内に保管する設計とする設計とする。

る。
携帯型音声呼出電話設備は，中央制御室及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に保管する設計とする。

携行型有線通話装置は，中央制御室及び緊急時対策所内に保管する設計とす

携行型有線通話装置は，中央制御室及び緊急時対策所内に保管する設計とする。

る。

安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）のうちデータ伝送装置は，中央制

ＳＰＤＳのうちデータ伝送装置は，中央制御室内に設置し，緊急時対策支援シ

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1

柏崎発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第６２条 】（本文）柏崎原子力発電所 ６／７号炉（本文）東海第二発電所（添八）東海第二発電所

御室内に設置し，緊急時対策支援システム伝送装置及びＳＰＤＳデータ表示装

ステム伝送装置及びＳＰＤＳデータ表示装置は，緊急時対策所建屋内に設置する

置は，緊急時対策所建屋内に設置する設計とする。

設計とする。

衛星電話設備のうち衛星電話設備（常設）及び無線連絡設備のうち無線連絡

衛星電話設備のうち衛星電話設備（固定型）は，中央制御室及び緊急時対策

衛星電話設備のうち衛星電話設備（固定型）は，中央制御室及び緊急時対策所

設備（常設）は，中央制御室及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に設置し，所内に設置し，屋外に設置したアンテナと接続することにより，屋内で使用で内に設置し，屋外に設置したアンテナと接続することにより，屋内で使用できる

屋外に設置したアンテナと接続することにより，屋内で使用できる設計とす

きる設計とする。

設計とする。

備考

る。また，衛星電話設備及び無線連通信絡設備のうち中央制御室内に設置する
衛星電話設備（常設）及び無線連絡設備（常設）は，中央制御室待避室においても使用できる設計とする。

5 号炉屋外緊急連絡用インターフォンは，5 号炉原子炉建屋屋外，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内及び 5 号炉中央制御室内に設置する設計とする。

衛星電話設備及び無線連絡設備のうち中央制御室内に設置する衛星電話設

衛星電話設備のうち中央制御室内に設置する衛星電話設備（固定型）は，非衛星電話設備のうち中央制御室内に設置する衛星電話設備（固定型）は，非常備（常設）及び無線連絡設備（常設）は，非常用交流電源設備に加えて，全交

常用交流電源設備に加えて，全交流動力電源が喪失した場合においても，代替用交流電源設備に加えて，全交流動力電源が喪失した場合においても，代替電源

流動力電源が喪失した場合においても，代替電源設備である常設代替交流電源

電源設備である常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給設備である常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可

設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。

電が可能な設計とする。

能な設計とする。

衛星電話設備及び無線連絡設備のうち 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内

衛星電話設備のうち緊急時対策所内に設置する衛星電話設備（固定型）は，

衛星電話設備のうち緊急時対策所内に設置する衛星電話設備（固定型）は，非に設置する衛星電話設備（常設）及び無線連絡設備（常設）は，非常用交流電

非常用交流電源設備に加えて，全交流動力電源が喪失した場合においても，代常用交流電源設備に加えて，全交流動力電源が喪失した場合においても，代替電源設備に加えて，全交流動力電源が喪失した場合においても，代替電源設備で替電源設備である緊急時対策所用代替電源設備からの給電が可能な設計とす源設備である緊急時対策所用代替電源設備からの給電が可能な設計とする。

ある 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備からの給電が可能なる。

設計とする。

5 号炉屋外緊急連絡用インターフォンは，非常用交流電源設備に加えて，全交流動力電源が喪失した場合においても，代替電源設備である 5 号炉原子炉
建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備からの給電が可能な設計とする。

衛星電話設備のうち衛星電話設備（可搬型）,無線連絡設備のうち無線連絡

衛星電話設備のうち衛星電話設備（携帯型），無線連絡設備のうち無線連絡

衛星電話設備のうち衛星電話設備（携帯型），無線連絡設備のうち無線連絡設備

設備（可搬型）及び携帯型音声呼出電話設備は，充電式電池又は乾電池を使用

設備（携帯型）及び携行型有線通話装置は，充電池又は乾電池を使用する設計（携帯型）及び携行型有線通話装置は，充電池又は乾電池を使用する設計とする。

する設計とする。

とする。

充電式電池を用いるものについては，別の端末若しくは予備の充電式電池と充電池を用いるものについては，ほかの端末又は予備の充電池と交換するこ

充電池を用いるものについては，ほかの端末又は予備の充電池と交換すること

交換することにより 7 日間以上継続して通話を可能とし，使用後の充電式電池とにより 7 日間以上継続して通話を可能とし，使用後の充電池は，中央制御室

により 7 日間以上継続して通話を可能とし，使用後の充電池は，中央制御室又はは，中央制御室又は 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の電源から充電すること

又は緊急時対策所の電源から充電することができる設計とする。また，乾電池

緊急時対策所の電源から充電することができる設計とする。また，乾電池を用いができる設計とする。また，乾電池を用いるものについては，予備の乾電池とを用いるものについては，予備の乾電池と交換することにより，7 日間以上継るものについては，予備の乾電池と交換することにより，7 日間以上継続して通交換することにより，7 日間以上継続して通話ができる設計とする。

続して通話ができる設計とする。

話ができる設計とする。

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柏崎発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第６２条 】（本文）柏崎原子力発電所 ６／７号炉（本文）東海第二発電所（添八）東海第二発電所

備考

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所へ重大事故等に対処するために必要なデータを伝送するための設備として，データ伝送装置，緊急時対策支援システム伝送装置及び SPDS 表示装置で構成する安全パラメータ表示システム（SPDS）を設置する設計とする。

安全パラメータ表示システム（SPDS）のうちデータ伝送装置は，コントロー
ル建屋内に設置し，緊急時対策支援システム伝送装置及び SPDS 表示装置は，
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に設置する設計とする。

安全パラメータ表示システム（SPDS）のうちデータ伝送装置は，非常用交流

安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）のうちデータ伝送装置は，非常用

ＳＰＤＳのうちデータ伝送装置は，非常用交流電源設備に加えて，全交流動力

電源設備に加えて，全交流動力電源が喪失した場合においても，代替電源設備

交流電源設備に加えて，全交流動力電源が喪失した場合においても，代替電源電源が喪失した場合においても，代替電源設備である常設代替交流電源設備又はである常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能設備である常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。

な設計とする。

可能な設計とする。

安全パラメータ表示システム（SPDS）のうち緊急時対策支援システム伝送装

安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）のうち緊急時対策支援システム伝

ＳＰＤＳのうち緊急時対策支援システム伝送装置及びＳＰＤＳデータ表示装

置及び SPDS 表示装置は，非常用交流電源設備に加えて，全交流動力電源が喪送装置及びＳＰＤＳデータ表示装置は，非常用交流電源設備に加えて，全交流

置は，非常用交流電源設備に加えて，全交流動力電源が喪失した場合においても，失した場合においても，代替電源設備である 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所

動力電源が喪失した場合においても，代替電源設備である緊急時対策所用代替

代替電源設備である緊急時対策所用代替電源設備からの給電が可能な設計とす

用可搬型電源設備からの給電が可能な設計とする。

電源設備からの給電が可能な設計とする。

る。

主要な設備は，以下のとおりとする。
・衛星電話設備（固定型）（東海発電所及び東海第二発電所共用）
・衛星電話設備（携帯型）（東海発電所及び東海第二発電所共用）
・無線連絡設備（携帯型）
・携行型有線通話装置
・ＳＰＤＳ
・常設代替交流電源設備（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）
・代替所内電気設備（10.2 代替電源設備）
・燃料給油設備（10.2 代替電源設備）
・緊急時対策所用代替電源設備（東海発電所及び東海第二発電所共用）（10.9
緊急時対策所）

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
備として使用する。

ｂ．計測等を行った特に重要なパラメータを発電所内の必要な場所で共有する通信

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3

柏崎発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第６２条 】（本文）柏崎原子力発電所 ６／７号炉（本文）東海第二発電所（添八）東海第二発電所

備考

連絡（発電所内）重大事故等が発生した場合に計測等を行った特に重要なパラメータを発電

重大事故等が発生した場合に計測等を行った特に重要なパラメータを発電

重大事故等が発生した場合に計測等を行った特に重要なパラメータを発電所

所内の必要な場所で共有するための通信連絡設備（発電所内）は，通信連絡設

所内の必要な場所で共有するための通信設備（発電所内）は，通信設備（発電内の必要な場所で共有する通信設備（発電所内）は，「(1)ａ．通信連絡設備（発備（発電所内）と同じである。

所内）と同じである。

電所内）」と同じである。

緊急時対策支援システム（ERSS）等へのデータ伝送の機能に係る設備及び 5

重大事故等に対処するためのデータ伝送の機能に係る設備及び緊急時対策

号炉原子炉建屋内緊急時対策所の通信連絡機能に係る設備としての安全パラ

所の通信連絡機能に係る設備としての安全パラメータ表示システム（ＳＰＤ

メータ表示システム（SPDS），無線連絡設備，衛星電話設備，携帯型音声呼出電

Ｓ），衛星電話設備，無線連絡設備のうち無線連絡設備（携帯型）及び携行型有話設備及び 5 号炉屋外緊急連絡用インターフォンについては，固縛又は転倒

線通話装置については，固縛又は転倒防止措置を講じる等，基準地震動Ｓｓに防止処置を講じる等，基準地震動による地震力に対し，機能喪失しない設計とよる地震力に対し，機能喪失しない設計とする。

する。
(2) 発電所外（社内外）との通信連絡を行うための設備
重大事故等が発生した場合において，発電所外（社内外）の通信連絡をする

重大事故等が発生した場合において，発電所外（社内外）の通信連絡をする

重大事故等が発生した場合において，発電所外（社内外）の通信連絡をする必必要のある場所と通信連絡を行うために必要な通信連絡設備（発電所外），発必要のある場所と通信連絡を行うために必要な通信設備（発電所外），発電所

要のある場所と通信連絡を行うために必要な通信設備（発電所外），発電所内から

電所内から発電所外の緊急時対策支援システム（ERSS）等へ必要なデータを伝内から発電所外の緊急時対策支援システム（ＥＲＳＳ）へ必要なデータを伝送

発電所外の緊急時対策支援システム（ＥＲＳＳ）へ必要なデータを伝送できるデ

送できるデータ伝送設備及び計測等を行った特に重要なパラメータを発電所できるデータ伝送設備（発電所外）及び計測等を行った特に重要なパラメータ

ータ伝送設備（発電所外）及び計測等を行った特に重要なパラメータを発電所外

外の必要な場所で共有するための通信連絡設備（発電所外）を設ける。

を発電所外（社内外）の必要な場所で共有するための通信設備（発電所外）と（社内外）の必要な場所で共有するための通信設備（発電所外）として，通信連

して，通信連絡設備（発電所外）を設ける。

絡設備（発電所外）を設ける。

ａ．通信連絡設備（発電所外）
重大事故等が発生した場合において，発電所外（社内外）の通信連絡をする

重大事故等が発生した場合において，発電所外（社内外）の通信連絡をする

重大事故等が発生した場合において，発電所外（社内外）の通信連絡をする必必要のある場所と通信連絡を行うための通信連絡設備（発電所外）として，衛必要のある場所と通信連絡を行うための通信設備（発電所外）として，衛星電要のある場所と通信連絡を行うための通信設備（発電所外）として，衛星電話設

星電話設備及び統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備を設置又話設備及び統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備を設置又は備及び統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備を設置又は保管すは保管する設計とする。

保管する設計とする。

る設計とする。

衛星電話設備は，通信連絡設備（発電所内）と同じである。

衛星電話設備は，通信連絡設備（発電所内）と同じである。

重大事故等が発生した場合において，発電所内から発電所外の緊急時対策支

重大事故等が発生した場合において，発電所内から発電所外の緊急時対策支

重大事故等が発生した場合において，発電所内から発電所外の緊急時対策支援援システム（ERSS）等へ必要なデータを伝送できる設備として，緊急時対策支援システム（ＥＲＳＳ）へ必要なデータを伝送できるデータ伝送設備（発電所

システム（ＥＲＳＳ）へ必要なデータを伝送できるデータ伝送設備（発電所外）援システム伝送装置で構成するデータ伝送設備を設置する設計とする。

外）として，緊急時対策支援システム伝送装置で構成するデータ伝送設備を設として，緊急時対策支援システム伝送装置で構成するデータ伝送設備を設置する置する設計とする。

設計とする。

衛星電話設備は，「(1)ａ．通信連絡設備（発電所内）」と同じである。

データ伝送設備は，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に設置する設計とす

データ伝送設備は，緊急時対策所建屋内に設置する設計とする。なお，デー

データ伝送設備は，緊急時対策所建屋内に設置する設計とする。なお，データる。なお，データ伝送設備を構成する緊急時対策支援システム伝送装置は，安タ伝送設備を構成する緊急時対策支援システム伝送装置は，安全パラメータ表

伝送設備を構成する緊急時対策支援システム伝送装置は，「(1)ａ．通信連絡設備

全パラメータ表示システム（SPDS）の緊急時対策支援システム伝送装置と同じ

示システム（ＳＰＤＳ）の緊急時対策支援システム伝送装置と同じである。

（発電所内）」と同じである。

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4

柏崎発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第６２条 】（本文）柏崎原子力発電所 ６／７号炉（本文）東海第二発電所（添八）東海第二発電所

備考

である。

統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備は，5 号炉原子炉建屋内
緊急時対策所内に設置する設計とする。

統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備は，緊急時対策所内に設置する設計とする。

統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備は，緊急時対策所内に設置する設計とする。

統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備は，非常用交流電源設備

統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備は，非常用交流電源設

統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備は，非常用交流電源設備に加えて，全交流動力電源が喪失した場合においても，代替電源設備である 5

備に加えて，全交流動力電源が喪失した場合においても，代替電源設備であるに加えて，全交流動力電源が喪失した場合においても，代替電源設備である緊急号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備からの給電が可能な設計と緊急時対策所用代替電源設備からの給電が可能な設計とする。

時対策所用代替電源設備からの給電が可能な設計とする。

する。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・衛星電話設備（固定型）（東海発電所及び東海第二発電所共用）
・衛星電話設備（携帯型）（東海発電所及び東海第二発電所共用）
・統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議システム，
ＩＰ電話及びＩＰ－ＦＡＸ）（東海発電所及び東海第二発電所共用）
・データ伝送設備
・常設代替交流電源設備（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）
・代替所内電気設備（10.2 代替電源設備）
・燃料給油設備（10.2 代替電源設備）
・緊急時対策所用代替電源設備（東海発電所及び東海第二発電所共用）（10.9 緊
急時対策所）
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
備として使用する。

ｂ．計測等を行った特に重要なパラメータを発電所外（社内外）の必要な場所で共有する通信設備（発電所外）
重大事故等が発生した場合に計測等を行った特に重要なパラメータを発電

重大事故等が発生した場合に計測等を行った特に重要なパラメータを発電

所外の必要な場所で共有するための通信連絡設備（発電所外）は，通信連絡設

所外の必要な場所で共有するための通信設備（発電所外）は，通信設備（発電備（発電所外）と同じである。

所外）と同じである。

重大事故等が発生した場合に計測等を行った特に重要なパラメータを発電所
外（社内外）の必要な場所で共有する通信設備（発電所外）は，「(2)ａ．通信連
絡設備（発電所外）」と同じである。

緊急時対策支援システム（ERSS）等へのデータ伝送の機能に係る設備及び 5

緊急時対策支援システム（ＥＲＳＳ）へのデータ伝送の機能に係る設備及び号炉原子炉建屋内緊急時対策所の通信連絡機能に係る設備としてのデータ伝

緊急時対策所の通信連絡機能に係る設備としての衛星電話設備，統合原子力防

重大事故等に対処するためのデータ伝送の機能に係る設備，緊急時対策支援シ

送設備，衛星電話設備及び統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備

災ネットワークに接続する通信連絡設備及びデータ伝送設備については，固縛ステム（ＥＲＳＳ）へのデータ伝送の機能に係る設備及び緊急時対策所の通信連については，固縛又は転倒防止処置を講じる等，基準地震動による地震力に対又は転倒防止措置を講じる等，基準地震動Ｓｓによる地震力に対し，機能喪失

絡機能に係る設備としての，ＳＰＤＳ，データ伝送設備，衛星電話設備，無線連

し，機能喪失しない設計とする。

しない設計とする。

絡設備のうち無線連絡設備（携帯型），携行型有線通話装置及び統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備については，固縛又は転倒防止措置を講じる等，基準地震動Ｓｓによる地震力に対し，機能喪失しない設計とする。

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5

柏崎発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第６２条 】（本文）柏崎原子力発電所 ６／７号炉
非常用交流電源設備については，ヌ,(2) 非常用電源設備の構造に記載する。

（本文）東海第二発電所

ヌ,(2),(ⅳ) 代替電源設備に記載する。

備考

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。

る。

常設代替 交流電 源設 備及び可 搬型代替 交流電源 設備につい ては，（添八）東海第二発電所

非常用交流電源設備については，「ヌ(2) 非常用電源設備の構造」に記載す

常設代替交流電源設備及び可搬型代替交流電源設備については，「ヌ(2)(ⅳ)
代替電源設備」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燃料給油設備については，「10.2 代替電源設備」に記載する。

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備については，
ヌ,(3),(ⅵ)
緊急時対策所に記載する。

緊急時対策所用代替電源設備については，「ヌ(3)(ⅵ) 緊急時対策所」に記載する。

緊急時対策所用代替電源設備については，「10.9 緊急時対策所」に記載する。

非常用交流電源設備は，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」のうち，多様性，位置的分散等を除く設計方針を適用する。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に設置する無線連絡設備（常設），5 号

緊急時対策所内に設置する衛星電話設備（固定型）及び統合原子力防災ネッ

炉原子炉建屋内緊急時対策所内に設置する衛星電話設備（常設），5 号炉屋外

トワークに接続する通信連絡設備は，同一の端末を使用することにより，端末

緊急連絡用インターフォン，統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設を変更する場合に生じる情報共有の遅延を防止することができ，安全性の向上

備，安全パラメータ表示システム（SPDS）及びデータ伝送設備は，号炉の区分が図れることから，東海発電所及び東海第二発電所で共用する設計とする。こ

けなく通信連絡することで，必要な情報（相互のプラント状況，運転員の対応

れらの通信連絡設備は，共用により悪影響を及ぼさないよう，東海発電所及び状況等）を共有・考慮しながら，総合的な管理（事故処置を含む。
）を行うこと東海第二発電所の使用する要員が通信連絡するために必要な容量を確保するができ，安全性の向上が図れることから，6 号及び 7 号炉で共用する設計とす設計とする。

る。これらの通信連絡設備は，共用により悪影響を及ぼさないよう，6 号及び7 号炉に必要な容量を確保するとともに，号炉の区分けなく通信連絡が可能な設計とする。

通信連絡設備の一覧を以下に示す。

・送受話器（警報装置を含む。
）（6 号及び 7 号炉共用）（「緊急時対策所」と兼用）

通信連絡設備の一覧を以下に示す。

送受話器（ページング）（警報装置を含む。
）（「ヌ(3)(ⅵ) 緊急時対策所」と兼用）
一式

一式

加入電話設備（加入電話及び加入ＦＡＸ）（東海発電所及び東海第二発電所
共用）（「ヌ(3)(ⅵ) 緊急時対策所」と兼用）
一式

・電力保安通信用電話設備（6 号及び 7 号炉共用）

電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦＡＸ）（東海発電（「緊急時対策所」と兼用）

所及び東海第二発電所共用）

一式（「ヌ(3)(ⅵ) 緊急時対策所」と兼用）

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柏崎発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第６２条 】（本文）柏崎原子力発電所 ６／７号炉（本文）東海第二発電所（添八）東海第二発電所

備考

一式
・テレビ会議システム（6 号及び 7 号炉共用）（「緊急時対策所」と兼用）

テレビ会議システム（社内）（東海発電所及び東海第二発電所共用）（「ヌ(3)(ⅵ) 緊急時対策所」と兼用）
一式

一式

・専用電話設備（6 号及び 7 号炉共用）

専用電話設備（専用電話（ホットライン）（地方公共団体向））（東海発電所（「緊急時対策所」と兼用）

及び東海第二発電所共用）

一式（「ヌ(3)(ⅵ) 緊急時対策所」と兼用）
一式

無線連絡設備（固定型）（「ヌ(3)(ⅵ) 緊急時対策所」と兼用）
一式
・衛星電話設備（社内向）（6 号及び 7 号炉共用）（「緊急時対策所」と兼用）
一式［常設重大事故等対処設備］［常設重大事故等対処設備］

・無線連絡設備（常設）（6 号及び 7 号炉共用）（「緊急時対策所」と兼用）
一式

・無線連絡設備（常設）（「中央制御室」と兼用）
一式

・衛星電話設備（常設）（6 号及び 7 号炉共用）（「緊急時対策所」と兼用）
一式

衛星電話設備（固定型）（東海発電所及び東海第二発電所共用）（「ヌ(3)(ⅵ) 緊急時対策所」と兼用）
一式

・衛星電話設備（常設）（「中央制御室」と兼用）
一式

・5 号炉屋外緊急連絡用インターフォン（6 号及び 7 号炉共用）（「緊急時対策所」と兼用）
一式

・安全パラメータ表示システム（SPDS）（緊急時対策支援システム伝送装置及び SPDS

安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）

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柏崎発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第６２条 】（本文）柏崎原子力発電所 ６／７号炉（本文）東海第二発電所

表示装置は 6 号及び 7 号炉共用）（「ヘ 計測制御系統施設の構造及び設備」及び「ヌ(3)(ⅵ)緊急時対策（「計測制御系統施設」及び「緊急時対策所」と兼用）

所」と兼用）（添八）東海第二発電所

備考

一式

一式

・統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備（6 号及び 7 号炉共用）

統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議シス（「緊急時対策所」と兼用）

テム，ＩＰ電話及びＩＰ－ＦＡＸ）（東海発電所及び東海第二発電所共用）

一式（「ヌ(3)(ⅵ) 緊急時対策所」と兼用）
一式

・データ伝送設備（6 号及び 7 号炉共用）

データ伝送設備一式

一式［可搬型重大事故等対処設備］
・携帯型音声呼出電話設備（6 号及び 7 号炉共用）（「緊急時対策所」と兼用）［可搬型重大事故等対処設備］
携行型有線通話装置（「ヌ(3)(ⅵ) 緊急時対策所」と兼用）
一式

一式

・携帯型音声呼出電話設備
一式

・無線連絡設備（可搬型）（6 号及び 7 号炉共用）（「緊急時対策所」と兼用）

無線連絡設備（携帯型）（「ヌ(3)(ⅵ) 緊急時対策所」と兼用）
一式

一式

・衛星電話設備（可搬型）（6 号及び 7 号炉共用）（「緊急時対策所」と兼用）

衛星電話設備（携帯型）（東海発電所及び東海第二発電所共用）（「ヌ(3)(ⅵ) 緊急時対策所」と兼用）
一式

一式

携帯型音声呼出電話設備，無線連絡設備，衛星電話設備，統合原子力防災ネ

携行型有線通話装置，衛星電話設備，無線連絡設備のうち無線連絡設備（携ットワークを用いた通信連絡設備，安全パラメータ表示システム（SPDS）及び帯型），統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備，安全パラメー

データ伝送設備は，設計基準事故時及び重大事故等時ともに使用する。

タ表示システム（ＳＰＤＳ）及びデータ伝送設備は，設計基準事故時及び重大事故等時ともに使用する。

10.12.2.2.1 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。
衛星電話設備のうち衛星電話設備（固定型）の電源は，送受話器（ページング）

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柏崎発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第６２条 】（本文）柏崎原子力発電所 ６／７号炉（本文）東海第二発電所（添八）東海第二発電所

備考及び電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦＡＸ）と共通要因
によって同時に機能を損なわないよう，常設代替交流電源設備，可搬型代替交流
電源設備又は緊急時対策所用代替電源設備からの給電により使用することで，非常用交流電源設備又は蓄電池からの給電により使用する送受話器（ページング）
及び電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦＡＸ）に対して多様性を有する設計とする。また，衛星電話設備（固定型）は，中央制御室及び緊急時対策所内に設置することで，送受話器（ページング）及び電力保安通信用電
話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦＡＸ）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。

携行型有線通話装置の電源は，送受話器（ページング）及び電力保安通信用電
話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦＡＸ）と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，乾電池を使用することで，非常用交流電源設備又は蓄電池からの給電により使用する送受話器（ページング）及び電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦＡＸ）に対して多様性を有する設計とする。また，携行型有線通話装置は，中央制御室及び緊急時対策所内に保管することで，送受話器（ページング）及び電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦＡＸ）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。

無線連絡設備のうち無線連絡設備（携帯型）及び衛星電話設備のうち衛星電話
設備（携帯型）の電源は，送受話器（ページング）及び電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦＡＸ）と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，充電池を使用することで，非常用交流電源設備又は蓄電池からの給電により使用する送受話器（ページング）及び電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦＡＸ）に対して多様性を有する設計する。また，衛星電話
設備（携帯型）及び無線連絡設備（携帯型）は，緊急時対策所内に保管することで，送受話器（ページング）及び電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ
端末及びＦＡＸ）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。

無線連絡設備のうち無線連絡設備（携帯型），衛星電話設備及び携行型有線通話装置は，異なる通信方式を使用し，共通要因によって同時に機能を損なわないよう多様性を有する設計とする。

緊急時対策所内に設置する統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡
設備は，電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦＡＸ），加入電
話設備（加入電話及び加入ＦＡＸ），テレビ会議システム（社内）及び専用電話設

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柏崎発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第６２条 】（本文）柏崎原子力発電所 ６／７号炉（本文）東海第二発電所（添八）東海第二発電所

備考

備（専用電話（ホットライン）（地方公共団体向））と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，緊急時対策所用代替電源設備からの給電により使用することで，非常用交流電源設備又は蓄電池からの給電により使用する電力保安通信用
電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦＡＸ），加入電話設備（加入電話及び加入ＦＡＸ），テレビ会議システム（社内）及び専用電話設備（専用電話（ホットライン）（地方公共団体向））に対して多様性を有する設計とする。

中央制御室及び緊急時対策所建屋内に設置するＳＰＤＳ及びデータ伝送設備の電源は，常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備又は緊急時対策所用
代替電源設備からの給電により使用することで，非常用交流電源設備に対して多様性を有する設計とする。

電源設備のうち多様性，位置的分散については「10.2 代替電源設備」及び「10.9
緊急時対策所」にて記載する。

10.12.2.2.2 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。
衛星電話設備のうち衛星電話設備（固定型），統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備，ＳＰＤＳ及びデータ伝送設備は，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。

無線連絡設備のうち無線連絡設備（携帯型），衛星電話設備のうち衛星電話設備（携帯型）及び携行型有線通話装置は，他の設備と独立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。

10.12.2.2.3 共用の禁止
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。
緊急時対策所内に設置する衛星電話設備（固定型）及び統合原子力防災ネット
ワークに接続する通信連絡設備は，同一の端末を使用することにより，端末を変更する場合に生じる情報共有の遅延を防止することができ，安全性の向上が図れることから，東海発電所及び東海第二発電所で共用する設計とする。

また，これらの通信連絡設備は，共用により悪影響を及ぼさないよう，東海発電所及び東海第二発電所の使用する要員が通信連絡するために必要な容量を確保する設計とする。

10.12.2.2.4 容量等

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柏崎発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第６２条 】（本文）柏崎原子力発電所 ６／７号炉（本文）東海第二発電所（添八）東海第二発電所

備考

基本方針については，「1.1.7.2 容量等」に示す。
携行型有線通話装置は，想定される重大事故等時において，発電所内の建屋内で必要な通信連絡を行うために必要な個数を保管する設計とする。保有数は，重大事故等に対処するために必要な個数と故障時及び保守点検時のバックアップ
用を加え，一式を保管する設計とする。

無線連絡設備のうち無線連絡設備（携帯型）は，想定される重大事故等時において，発電所内の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行うために必要な個数を保管する設計とする。保有数は，重大事故等に対処するために必要な個数と故障時及び保守点検時のバックアップ用を加え，一式を保管する設計とする。
衛星電話設備のうち衛星電話設備（固定型）は，想定される重大事故等時において，発電所内及び発電所外の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行う
ために必要な個数を設置する設計とする。

衛星電話設備のうち衛星電話設備（携帯型）は，想定される重大事故等時において，発電所内及び発電所外の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行う
ために必要な個数を保管する設計とする。保有数は，東海発電所及び東海第二発
電所で重大事故等に対処するために必要な個数と故障時及び保守点検時のバッ
クアップ用を加え，一式（東海発電所及び東海第二発電所）を保管する設計とす
る。

ＳＰＤＳは，想定される重大事故等時において，発電所内の通信連絡をする必要のある場所に必要なデータ量を伝送することができる設計とする。
統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備は，想定される重大事故
等時において，発電所外の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行うために必要な個数を設置する設計とする。

データ伝送設備は，想定される重大事故等時において，発電所外の通信連絡をする必要のある場所に必要なデータ量を伝送することができる設計とする。

10.12.2.2.5 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。

携行型有線通話装置は，中央制御室及び緊急時対策所内に保管し，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。

携行型有線通話装置は，想定される重大事故等時において，発電所内の建屋内で使用し，使用場所で操作が可能な設計とする。

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柏崎発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第６２条 】（本文）柏崎原子力発電所 ６／７号炉（本文）東海第二発電所（添八）東海第二発電所

備考

衛星電話設備のうち衛星電話設備（固定型）は，中央制御室及び緊急時対策所
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。

衛星電話設備のうち衛星電話設備（固定型）の操作は，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。

無線連絡設備のうち無線連絡設備（携帯型）及び衛星電話設備のうち衛星電話
設備（携帯型）は，発電所内の屋外で使用し，使用場所で操作が可能な設計とする。

ＳＰＤＳのうちデータ伝送装置は，中央制御室内に設置し，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。データ伝送装置は，想定される重大事故等時に操作を行う必要がない設計とする。

ＳＰＤＳのうち緊急時対策支援システム伝送装置は，緊急時対策所建屋内に設置し，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。緊急時対策支援システム伝送装置は，想定される重大事故等時に操作を行う必要がない設計とする。

ＳＰＤＳのうちＳＰＤＳデータ表示装置は，緊急時対策所内に設置し，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。ＳＰＤＳデータ表示
装置の操作は，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。

統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備は，緊急時対策所内に設置し，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。統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備の操作は，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。

データ伝送設備は，緊急時対策所建屋内に設置し，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。データ伝送設備は，想定される重大事故等時に操作を行う必要がない設計とする。

10.12.2.2.6 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。

衛星電話設備のうち衛星電話設備（固定型）及び統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備は，想定される重大事故等時において，設計基準対象施

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柏崎発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第６２条 】（本文）柏崎原子力発電所 ６／７号炉（本文）東海第二発電所（添八）東海第二発電所

備考

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し，付属の操作スイッチにより，設置場所で操作が可能な設計とする。

衛星電話設備のうち衛星電話設備（携帯型），無線連絡設備のうち無線連絡設備（携帯型）及び携行型有線通話装置は，想定される重大事故等時において，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し，人が携行して移動し，付属の操作スイッチにより使用場所で操作が可能な設計とする。

携行型有線通話装置は，端末である携行型有線通話装置と中継用ケーブルドラ
ム及び専用接続箱内の端子の接続を簡便な端子接続とし，接続規格を統一することにより，使用場所において確実に接続できる設計とする。また，乾電池の交換も含め容易に操作ができるとともに，通信連絡をする必要のある場所と確実に通信連絡が可能な設計とする。

ＳＰＤＳ及びデータ伝送設備は，想定される重大事故等時において，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。

ＳＰＤＳのうちデータ伝送装置，ＳＰＤＳのうち緊急時対策支援システム伝送装置及びデータ伝送設備は，常時伝送を行うため，通常操作を必要としない設計とする。

ＳＰＤＳのうちＳＰＤＳデータ表示装置は，付属の操作スイッチにより緊急時対策所内で操作が可能な設計とする。

10.12.2.3 主要設備及び仕様
通信連絡を行うために必要な設備の主要機器仕様を第10.12－2表及び第10.12－3 表に示す。

10.12.2.4 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。
無線連絡設備のうち無線連絡設備（携帯型），衛星電話設備，携行型有線通話装
置，ＳＰＤＳ，統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備及びデータ伝送設備は，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。

第 10.12－2 表 通信連絡を行うために必要な設備（常設）の主要機器仕様

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柏崎発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第６２条 】（本文）柏崎原子力発電所 ６／７号炉（本文）東海第二発電所（添八）東海第二発電所

備考(1) 衛星電話設備
衛星電話設備（固定型）（東海発電所及び東海第二発電所共用）
兼用する設備は以下のとおり。
・緊急時対策所（通常運転時等）
・緊急時対策所（重大事故等時）・通信連絡設備（通常運転時等）
使用回線

衛星系回線

個

一式

数

(2) ＳＰＤＳ
兼用する設備は以下のとおり。
・計装設備（重大事故等対処設備）
・緊急時対策所（通常運転時等）
・緊急時対策所（重大事故等時）・通信連絡設備（通常運転時等）
ａ．データ伝送装置
使用回線
個数

有線系回線及び無線系回線
一式

ｂ．緊急時対策支援システム伝送装置
使用回線
個数

有線系回線及び無線系回線一式

ｃ．ＳＰＤＳデータ表示装置
個数一式(3) 統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（東海発電所及び東海第二発電所共用）兼用する設備は以下のとおり。
・緊急時対策所（通常運転時等）
・緊急時対策所（重大事故等時）・通信連絡設備（通常運転時等）
ａ．テレビ会議システム（東海発電所及び東海第二発電所共用）
使用回線
個数

有線系回線及び衛星系回線
一式

ｂ．ＩＰ電話（東海発電所及び東海第二発電所共用）
使用回線
個数

有線系回線又は衛星系回線
一式

ｃ．ＩＰ－ＦＡＸ（東海発電所及び東海第二発電所共用）
使用回線

有線系回線又は衛星系回線

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柏崎発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第６２条 】（本文）柏崎原子力発電所 ６／７号炉（本文）東海第二発電所（添八）東海第二発電所
個数

備考

一式

(4) データ伝送設備
兼用する設備は以下のとおり。
・通信連絡設備（通常運転時等）
ａ．緊急時対策支援システム伝送装置
使用回線
個数

有線系回線及び衛星系回線
一式

第 10.12－3 表 通信連絡を行うために必要な設備（可搬型）の主要機器仕様(1) 携行型有線通話装置
兼用する設備は以下のとおり。
・緊急時対策所（通常運転時等）
・緊急時対策所（重大事故等時）・通信連絡設備（通常運転時等）
使用回線
個数

有線系回線
一式

（2) 無線連絡設備
無線連絡設備（携帯型）
兼用する設備は以下のとおり。
・緊急時対策所（通常運転時等）
・緊急時対策所（重大事故等時）・通信連絡設備（通常運転時等）
使用回線
個数

無線系回線
一式

(3) 衛星電話設備
衛星電話設備（携帯型）（東海発電所及び東海第二発電所共用）
兼用する設備は以下のとおり。
・緊急時対策所（通常運転時等）
・緊急時対策所（重大事故等時）・通信連絡設備（通常運転時等）
使用回線
個数

衛星系回線
一式

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比較表 追加要求事項に対する適合性 （１）位置、構造及び設備 (2)耐津波構造
ロ

発電用原子炉施設の一般構造(2) 耐津波構造（ⅲ) 重大事故等対処施設の基
準津波を超え敷地に遡上する津波の耐津波設計 第 2 回補正申請版

ロ

発電用原子炉施設の一般構造(2) 耐津波構造 (ⅲ) 重大事故等対処施設の基
準津波を超え敷地に遡上する津波の耐津波設計 第 3 回補正申請版

ロ

発電用原子炉施設の一般構造
ロ 発電用原子炉施設の一般構造(1) 耐震構造(1) 耐震構造
省略
省略(2) 耐津波構造(2) 耐津波構造
本発電用原子炉施設は，その供用中に当該施設に大きな影響を及ぼすおそれ
本発電用原子炉施設は，その供用中に当該施設に大きな影響を及ぼすおそれがある津波（以下「基準津波」という。）及び確率論的リスク評価において全がある津波（以下「基準津波」という。）及び確率論的リスク評価において全炉心損傷頻度に対して津波のリスクが有意となる津波（以下「敷地に遡上する
炉心損傷頻度に対して津波のリスクが有意となる津波（以下「敷地に遡上する津波」という。
）に対して，次の方針に基づき耐津波設計を行い，「設置許可基準規則」に適合する構造とする。
(ⅰ) 設計基準対象施設の耐津波設計
省略(ⅱ) 重大事故等対処施設の耐津波設計
省略(ⅲ) 重大事故等対処施設の基準津波を超え敷地に遡上する津波の耐津波設計
重大事故等対処施設は，敷地に遡上する津波に対して，次の方針に基づき耐津波設計を行い，「設置許可基準規則」第四十三条第 1 項第 1 号に適合す
る設計とする。敷地に遡上する津波の策定位置は，基準津波の策定位置と同じである。
敷地に遡上する津波に対する耐津波設計への要求事項については，基準津津波」という。）に対して，次の方針に基づき耐津波設計を行い，「設置許可基準規則」に適合する構造とする。
(ⅰ) 設計基準対象施設の耐津波設計
省略(ⅱ) 重大事故等対処施設の耐津波設計
省略(ⅲ) 重大事故等対処施設の基準津波を超え敷地に遡上する津波の耐津波設計
重大事故等対処施設は，敷地に遡上する津波に対して，次の方針に基づき耐津波設計を行い，「設置許可基準規則」第四十三条第 1 項第 1 号に適合す
る設計とする。敷地に遡上する津波の策定位置は，基準津波の策定位置と同じである。
敷地に遡上する津波に対する耐津波設計への要求事項については，基準津波に対する要求事項を定める「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則」 第四十条及び同規則別記 3 に明記されていない。このため，敷地に遡上する津波に対する重大事故等対処設備の耐津波設計について
は，「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則」第四十三条の要求事項を満足する設計とするため，「実用発電用原子炉及びその附
属施設の技術基準に関する規則」第四十条及び同規則別記 3 の規定を準用し，具体的には，津波防護方針，施設・設備の設計及び評価の方針等の観点が網羅的にまとめられている「基準津波及び耐津波設計方針に係る審査ガイド」（以下「審査ガイド」という。
）の確認項目に沿って対策の妥当性を確認した設計とする。ただし，敷地に遡上する津波は防潮堤内側への津波の越流及び回り込みを前提としていることから，外郭防護 1 の津波の敷地への流入波に対する要求事項を定める「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則」第四十条及び同規則別記 3 に明記されていない。このため，敷地に遡上する津波に対する重大事故等対処設備の耐津波設計について
は，「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則」第四十三条の要求事項を満足する設計とするため，「実用発電用原子炉及びその附
属施設の技術基準に関する規則」第四十条及び同規則別記 3 の規定を準用し，具体的には，津波防護方針，施設・設備の設計及び評価の方針等の観点が網羅的にまとめられている「基準津波及び耐津波設計方針に係る審査ガイド」（以下「審査ガイド」という。
）の確認項目に沿って対策の妥当性を確認した設計とする。ただし，敷地に遡上する津波は防潮堤内側への津波の越流及び回り込みを前提としていることから，外郭防護 1 の津波の敷地への流入防止のうち，遡上波の地上部からの到達防止に対する津波防護対策の多重化については，「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則」
第四十条及び同規則別記 3 の規定並びに審査ガイドの確認項目は準用せず，
外郭防護及び内郭防護を兼用する設計とする。また，防潮堤内側への津波の越流及び回り込みに伴い，防潮堤内側の建物・構築物，設置物等が破損及び防止のうち，遡上波の地上部からの到達防止に対する津波防護対策の多重化については，「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則」
第四十条及び同規則別記 3 の規定並びに審査ガイドの確認項目は準用せず，
外郭防護及び内郭防護を兼用する設計とする。また，防潮堤内側への津波の越流及び回り込みに伴い，防潮堤内側の建物・構築物，設置物等が破損及び1

備考

比較表 追加要求事項に対する適合性 （１）位置、構造及び設備 (2)耐津波構造
ロ

発電用原子炉施設の一般構造(2) 耐津波構造（ⅲ) 重大事故等対処施設の基
準津波を超え敷地に遡上する津波の耐津波設計 第 2 回補正申請版

ロ

発電用原子炉施設の一般構造(2) 耐津波構造 (ⅲ) 重大事故等対処施設の基
準津波を超え敷地に遡上する津波の耐津波設計 第 3 回補正申請版

倒壊により漂流物となる可能性があることから，防潮堤外側で発生し得る漂流物に加え，これらが漂流物となった場合の影響を考慮した設計とする。
敷地に遡上する津波の時刻歴波形を第 5－9 図に示す。
また，重大事故等対処施設及び可搬型重大事故等対処設備のうち，敷地に遡上する津波による重大事故等への対処に必要な設備を「敷地に遡上する津波に対する防護対象設備」とする（貯留堰，取水構造物及び非常用海水ポン
プを除く。
）。

倒壊により漂流物となる可能性があることから，防潮堤外側で発生し得る漂流物に加え，これらが漂流物となった場合の影響を考慮した設計とする。
敷地に遡上する津波の時刻歴波形を第 5－9 図に示す。
また，重大事故等対処施設及び可搬型重大事故等対処設備のうち，敷地に遡上する津波による重大事故等への対処に必要な設備を「敷地に遡上する津波に対する防護対象設備」とする（貯留堰，取水構造物及び非常用海水ポンプを除く。）。

ａ．敷地に遡上する津波の高さは，防潮堤及び防潮扉前面で T.P.＋24m を考慮することとし，防潮堤及び防潮扉は，越流時の耐性を確保することで防潮堤の高さを維持し，防潮堤内側の敷地への津波の流入量を抑制する設計とする。また，止水性を維持し第 2 波以降の繰り返しの津波の襲来に対しては，防潮堤内側の敷地への津波の流入又は回り込みを防止する設計とする。
防潮堤内側の敷地に流入した津波に対しては，敷地に遡上する津波に対する防護対象設備を内包する建屋及び区画の境界において津波防護対策
又は浸水防止対策を講じることで，敷地に遡上する津波を地上部から防護対象設備を内包する建屋及び区画に流入させない設計とする。また，敷地に遡上する津波に対する防護対象設備を内包する建屋及び区画に接続される経路から津波の流入を防止する設計とする。

ａ．敷地に遡上する津波の高さは，防潮堤及び防潮扉前面で T.P.＋24m を考慮することとし，防潮堤及び防潮扉は，越流時の耐性を確保することで防潮堤の高さを維持し，防潮堤内側の敷地への津波の流入量を抑制する設計とする。また，止水性を維持し第 2 波以降の繰り返しの津波の襲来に対しては，防潮堤内側の敷地への津波の流入又は回り込みを防止する設計とする。
防潮堤内側の敷地に流入した津波に対しては，敷地に遡上する津波に対する防護対象設備を内包する建屋及び区画の境界において津波防護対策
又は浸水防止対策を講じることで，敷地に遡上する津波を地上部から防護対象設備を内包する建屋及び区画に流入させない設計とする。また，敷地に遡上する津波に対する防護対象設備を内包する建屋及び区画に接続される経路から津波の流入を防止する設計とする。

具体的な設計内容を以下に示す。
敷地に遡上する津波に対する防護対象設備を内包する建屋及び区画（敷地に遡上する津波が到達しない十分高い場所に設置又は保管する設備を除く。
）は，敷地に遡上する津波が建屋及び区画に到達するため，建屋及び区画の境界に津波防護施設又は浸水防止設備を設置し，津波の流入を防止する設計とする。
緊急時対策所建屋，可搬型重大事故等対処設備保管場所（西側），可搬型重大事故等対処設備保管場所（南側），常設代替高圧電源装置置場（高所東側接続口及び高所西側接続口並びに西側淡水貯水設備の開口部，西側ＳＡ立坑の開口部及び東側ＤＢ立坑の開口部を含む。）及び軽油貯蔵タ
ンクの開口部（マンホール等）については，敷地に遡上する津波が到達し具体的な設計内容を以下に示す。
(a) 敷地に遡上する津波に対する防護対象設備を内包する建屋及び区画（敷地に遡上する津波が到達しない十分高い場所に設置又は保管する設備を除く。
）は，敷地に遡上する津波が建屋及び区画に到達するため，建屋及び区画の境界に津波防護施設又は浸水防止設備を設置し，津波の流入を防止する設計とする。
緊急時対策所建屋，可搬型重大事故等対処設備保管場所（西側），可搬型重大事故等対処設備保管場所（南側），常設代替高圧電源装置置場（高所東側接続口及び高所西側接続口並びに西側淡水貯水設備の開口部，西側ＳＡ立坑の開口部及び東側ＤＢ立坑の開口部を含む。）及び軽油貯蔵タ
ンクの開口部（マンホール等）については，敷地に遡上する津波が到達しない十分高い場所に設置又は保管する。
(b) 敷地に遡上する津波に対する防護対象設備を内包する建屋及び区画への流入防止対策の検討に当たっては，敷地及び敷地周辺の地形及びその標高，河川等の存在，設備等の配置状況並びに地震による広域的な隆起・沈降を考慮して，防潮堤の越流及び遡上波の回り込みを含め敷地へない十分高い場所に設置又は保管する。
(b) 敷地に遡上する津波に対する防護対象設備を内包する建屋及び区画への流入防止対策の検討に当たっては，敷地及び敷地周辺の地形及びその標高，河川等の存在，設備等の配置状況並びに地震による広域的な隆起・沈降を考慮して，防潮堤の越流及び遡上波の回り込みを含め敷地へ

(a)

2

備考

比較表 追加要求事項に対する適合性 （１）位置、構造及び設備 (2)耐津波構造
ロ

発電用原子炉施設の一般構造(2) 耐津波構造（ⅲ) 重大事故等対処施設の基
準津波を超え敷地に遡上する津波の耐津波設計 第 2 回補正申請版

ロ

発電用原子炉施設の一般構造(2) 耐津波構造 (ⅲ) 重大事故等対処施設の基
準津波を超え敷地に遡上する津波の耐津波設計 第 3 回補正申請版の遡上及び防潮堤内への流入状況を把握するとともに，敷地への遡上経路に及ぼす影響を検討し，津波の流入を防止する設計とする。また，地震による変状又は繰り返し襲来する津波による洗掘・堆積により地形又は河川流路の変化等が考えられる場合は，敷地への遡上経路に及ぼす影響を検討し，津波の流入を防止する設計とする。
(c) 取水路，放水路等の経路及び防潮堤内側への津波の越流及び回り込みを前提としていることで想定すべき経路から敷地に遡上する津波に対の遡上及び防潮堤内への流入状況を把握するとともに，敷地への遡上経路に及ぼす影響を検討し，津波の流入を防止する設計とする。また，地震による変状又は繰り返し襲来する津波による洗掘・堆積により地形又は河川流路の変化等が考えられる場合は，敷地への遡上経路に及ぼす影響を検討し，津波の流入を防止する設計とする。
(c) 取水路，放水路等の経路及び防潮堤内側への津波の越流及び回り込みを前提としていることで想定すべき経路から敷地に遡上する津波に対する防護対象設備を内包する建屋及び区画に津波が流入する可能性について検討した上で，津波が流入する可能性がある経路（扉，開口部，貫通口等）を特定し，必要に応じ津波防護施設又は浸水防止設備による浸水対策を施すことにより，津波の流入を防止する設計とする。
ｂ．敷地に遡上する津波に対する防護対象設備を内包する建屋及び区画の地下部等において，漏水する可能性を考慮の上漏水による浸水範囲を限定して，敷地に遡上する津波に対処するために必要な重大事故等対処施設の機能への影響を防止する設計とする。
具体的な設計内容を以下に示す。
(a) 敷地に遡上する津波に対する防護対象設備を内包する建屋及び区画の構造上の特徴等を考慮し，敷地に遡上する津波に対する防護対象設備を内包する建屋及び区画に接続される取水・放水施設，地下部等の経路する防護対象設備を内包する建屋及び区画に津波が流入する可能性について検討した上で，津波が流入する可能性がある経路（扉，開口部，貫通口等）を特定し，必要に応じ津波防護施設又は浸水防止設備による浸水対策を施すことにより，津波の流入を防止する設計とする。
ｂ．敷地に遡上する津波に対する防護対象設備を内包する建屋及び区画の地下部等において，漏水する可能性を考慮の上漏水による浸水範囲を限定して，敷地に遡上する津波に対処するために必要な重大事故等対処施設の機能への影響を防止する設計とする。
具体的な設計内容を以下に示す。
(a) 敷地に遡上する津波に対する防護対象設備を内包する建屋及び区画の構造上の特徴等を考慮し，敷地に遡上する津波に対する防護対象設備を内包する建屋及び区画に接続される取水・放水施設，地下部等の経路

からの漏水の可能性を検討する。その上で，漏水が継続することによる浸水範囲を想定（以下「浸水想定範囲」という。
）するとともに，同範囲の境界において浸水の可能性のある経路及び浸水口（扉，開口部，貫通口等）を特定し，浸水防止設備を設置することにより浸水範囲を限定す
る設計とする。
(b) 浸水想定範囲の周辺に重大事故等に対処するために必要な機能を有する設備がある場合は，防水区画化するとともに，必要に応じて浸水量評価を実施し，重大事故等に対処するために必要な機能への影響がない
ことを確認する。
(c) 浸水想定範囲における長期間の冠水が想定される場合は，必要に応じ排水設備を設置する。

からの漏水の可能性を検討する。その上で，漏水が継続することによる浸水範囲を想定（以下「浸水想定範囲」という。）するとともに，同範囲の境界において浸水の可能性のある経路及び浸水口（扉，開口部，貫通口等）を特定し，浸水防止設備を設置することにより浸水範囲を限定す
る設計とする。
(b) 浸水想定範囲の周辺に重大事故等に対処するために必要な機能を有する設備がある場合は，防水区画化するとともに，必要に応じて浸水量評価を実施し，重大事故等に対処するために必要な機能への影響がない
ことを確認する。
(c) 浸水想定範囲における長期間の冠水が想定される場合は，必要に応じ排水設備を設置する。

ｃ．上記ａ．及びｂ．に規定するもののほか，敷地に遡上する津波に対する防護対象設備を内包する建屋及び区画については，浸水防護重点化範囲として建屋及び区画境界に浸水対策を行うことにより津波による影響等から隔離する。そのため，浸水防護重点化範囲を明確化するとともに，津波による溢水を考慮した浸水範囲及び浸水量を保守的に想定した上で，浸水

ｃ．上記ａ．及びｂ．に規定するもののほか，敷地に遡上する津波に対する防護対象設備を内包する建屋及び区画については，浸水防護重点化範囲として建屋及び区画境界に浸水対策を行うことにより津波による影響等から隔離する。そのため，浸水防護重点化範囲を明確化するとともに，津波による溢水を考慮した浸水範囲及び浸水量を保守的に想定した上で，浸水

3

備考

比較表 追加要求事項に対する適合性 （１）位置、構造及び設備 (2)耐津波構造
ロ

発電用原子炉施設の一般構造(2) 耐津波構造（ⅲ) 重大事故等対処施設の基
準津波を超え敷地に遡上する津波の耐津波設計 第 2 回補正申請版

ロ

発電用原子炉施設の一般構造(2) 耐津波構造 (ⅲ) 重大事故等対処施設の基
準津波を超え敷地に遡上する津波の耐津波設計 第 3 回補正申請版

防護重点化範囲への浸水の可能性のある経路及び浸水口（扉，開口部，貫通口等）を特定し，それらに対して必要に応じ浸水対策を施す設計とする。
ｄ．水位変動に伴う取水性低下に対し，重大事故等に対処するために必要な機能を有する設備への影響を防止する設計とする。そのため，緊急用海水ポンプは，敷地に遡上する津波による水位の低下に対して，ＳＡ用海水ピ
ット取水塔，海水引込み管，ＳＡ用海水ピット，緊急用海水取水管及び緊急用海水ポンプピットを地下に設置し保有水量を確保することで，ポンプ防護重点化範囲への浸水の可能性のある経路及び浸水口（扉，開口部，貫通口等）を特定し，それらに対して必要に応じ浸水対策を施す設計とする。
ｄ．水位変動に伴う取水性低下に対し，重大事故等に対処するために必要な機能を有する設備への影響を防止する設計とする。そのため，緊急用海水ポンプは，敷地に遡上する津波による水位の低下に対して，ＳＡ用海水ピ
ット取水塔，海水引込み管，ＳＡ用海水ピット，緊急用海水取水管及び緊急用海水ポンプピットを地下に設置し保有水量を確保することで，ポンプが機能保持でき，かつ，冷却に必要な海水が確保できる設計とする。また，敷地に遡上する津波による水位変動に伴う砂の移動・堆積及び漂流物に対してＳＡ用海水ピット取水塔，海水引込み管，ＳＡ用海水ピット，緊急用
海水取水管及び緊急用海水ポンプピットの通水性が確保でき，かつ，ＳＡ用海水ピット取水塔からの砂の混入に対して緊急用海水ポンプが機能保持できる設計とする。
ｅ．津波防護施設及び浸水防止設備については，敷地に遡上する津波における入力津波（施設の津波に対する設計を行うために，津波の伝播特性，浸水経路及び防護対象周辺の最大浸水深等を考慮して，それぞれの施設に対して設定するものをいう。以下同じ。）に対して浸水防止機能が保持できる設計とする。また，津波監視設備については，敷地に遡上する津波における入力津波に対して津波監視機能が保持できる設計とする。ただし，津が機能保持でき，かつ，冷却に必要な海水が確保できる設計とする。また，敷地に遡上する津波による水位変動に伴う砂の移動・堆積及び漂流物に対してＳＡ用海水ピット取水塔，海水引込み管，ＳＡ用海水ピット，緊急用
海水取水管及び緊急用海水ポンプピットの通水性が確保でき，かつ，ＳＡ用海水ピット取水塔からの砂の混入に対して緊急用海水ポンプが機能保持できる設計とする。
ｅ．津波防護施設及び浸水防止設備については，敷地に遡上する津波における入力津波（施設の津波に対する設計を行うために，津波の伝播特性，浸水経路及び防護対象周辺の最大浸水深等を考慮して，それぞれの施設に対して設定するものをいう。以下同じ。）に対して浸水防止機能が保持できる設計とする。また，津波監視設備については，敷地に遡上する津波における入力津波に対して津波監視機能が保持できる設計とする。ただし，津波監視設備のうち，防潮堤上部に設置する津波・構内監視カメラについて
は，敷地に遡上する津波が防潮堤に到達するまでの間，津波監視機能が保持できる設計とする。
ｆ．津波防護施設，浸水防止設備及び津波監視設備の設計に当たっては，地震による敷地の隆起・沈降，地震（本震及び余震）による影響，津波の繰返しの襲来による影響，津波による二次的な影響（洗掘，砂移動，漂流物等）及びその他自然条件（風，積雪等）を考慮する。
ｇ．津波防護施設，浸水防止設備及び津波監視設備の設計並びに緊急用海水ポンプの取水性の評価に当たっては，敷地に遡上する津波における入力津波に対して安全側の評価を実施する。なお，敷地に遡上する津波は，防潮堤前面に鉛直無限壁を想定した場合の駆け上がり高さが T.P.＋24m の高波監視設備のうち，防潮堤上部に設置する津波・構内監視カメラについて
は，敷地に遡上する津波が防潮堤に到達するまでの間，津波監視機能が保持できる設計とする。
ｆ．津波防護施設，浸水防止設備及び津波監視設備の設計に当たっては，地震による敷地の隆起・沈降，地震（本震及び余震）による影響，津波の繰返しの襲来による影響，津波による二次的な影響（洗掘，砂移動，漂流物等）及びその他自然条件（風，積雪等）を考慮する。
ｇ．津波防護施設，浸水防止設備及び津波監視設備の設計並びに緊急用海水ポンプの取水性の評価に当たっては，敷地に遡上する津波における入力津波に対して安全側の評価を実施する。なお，敷地に遡上する津波は，防潮堤前面に鉛直無限壁を想定した場合の駆け上がり高さが T.P.＋24m の高さとなるよう波源におけるすべり量を調整したものであることから，敷地に遡上する津波における入力津波の設定に当たっては，基準津波の策定において考慮している項目のうち，津波による港湾内の局所的な海面の固有振動の励起，潮位観測記録に基づく潮位のばらつき及び高潮による変動は考慮しないが，その他の要因による潮位変動については適切に評価し敷地さとなるよう波源におけるすべり量を調整したものであることから，敷地に遡上する津波における入力津波の設定に当たっては，基準津波の策定において考慮している項目のうち，津波による港湾内の局所的な海面の固有振動の励起，潮位観測記録に基づく潮位のばらつき及び高潮による変動は考慮しないが，その他の要因による潮位変動については適切に評価し敷地

4

備考

比較表 追加要求事項に対する適合性 （１）位置、構造及び設備 (2)耐津波構造
ロ

発電用原子炉施設の一般構造(2) 耐津波構造（ⅲ) 重大事故等対処施設の基
準津波を超え敷地に遡上する津波の耐津波設計 第 2 回補正申請版に遡上する津波における入力津波を設定する。また，地震により陸域の隆起又は沈降が想定される場合，想定される地震の震源モデルから算定される敷地の地殻変動量を考慮して安全側の評価を実施する。さらに，廃止措置中である東海発電所の建屋の有無に応じた浸水域・浸水深を確認し，安全側に評価した上で入力津波を設定する。

ロ

発電用原子炉施設の一般構造(2) 耐津波構造 (ⅲ) 重大事故等対処施設の基
準津波を超え敷地に遡上する津波の耐津波設計 第 3 回補正申請版に遡上する津波における入力津波を設定する。また，地震により陸域の隆起又は沈降が想定される場合，想定される地震の震源モデルから算定される敷地の地殻変動量を考慮して安全側の評価を実施する。さらに，廃止措置中である東海発電所の建屋の有無に応じた浸水域・浸水深を確認し，安全側に評価した上で入力津波を設定する。

5

備考

比較表 追加要求事項に対する適合性 （１）位置、構造及び設備 (2)耐津波構造
1.4.3 基準津波を超え敷地に遡上する津波に対する耐津波設計 第 2 回補正申請版

1.4.3 基準津波を超え敷地に遡上する津波に対する耐津波設計 第 3 回補正申請版

1.4.3 基準津波を超え敷地に遡上する津波に対する耐津波設計

1.4.3 基準津波を超え敷地に遡上する津波に対する耐津波設計

1.4.3.1 基準津波を超え敷地に遡上する津波に対する耐津波設計の基本方針

1.4.3.1 基準津波を超え敷地に遡上する津波に対する耐津波設計の基本方針

東海第二発電所では，津波ＰＲＡにおいて，防潮堤高さ（T.P.＋20m）を超える津波を津波

東海第二発電所では，津波ＰＲＡにおいて，防潮堤高さ（T.P.＋20m）を超える津波を津波高さで区分し，区分ごとに原子炉の安全性への影響を確率論的に評価している。この結果，高さで区分し，区分ごとに原子炉の安全性への影響を確率論的に評価している。この結果，

T.P.＋24m を超える津波については，発生確率の低さ等から耐津波設計上考慮せず，T.P.＋24m

T.P.＋24m を超える津波については，発生確率の低さ等から耐津波設計上考慮せず，T.P.＋24mの高さの基準津波を超え敷地に遡上する津波（以下「敷地に遡上する津波」という。
）に対しの高さの基準津波を超え敷地に遡上する津波（以下「敷地に遡上する津波」という。
）に対して，重大事故等に対処するために必要な機能が損なわれるおそれがない設計とする。

て，重大事故等に対処するために必要な機能が損なわれるおそれがない設計とする。

(1) 設置許可基準規則及び解釈の要求事項(1) 設置許可基準規則及び解釈の要求事項

敷地に遡上する津波に対する耐津波設計への要求事項については，基準津波に対する要求

敷地に遡上する津波に対する耐津波設計への要求事項については，基準津波に対する要求事項を定める「設置許可基準規則第四十条及び同規則別記 3」に明記されていない。このた事項を定める「設置許可基準規則第四十条及び同規則別記 3」に明記されていない。このため，敷地に遡上する津波に対する重大事故等対処設備の耐津波設計については，「設置許可め，敷地に遡上する津波に対する重大事故等対処設備の耐津波設計については，「設置許可基準規則第四十三条」の要求事項を満足する設計とするため，「設置許可基準規則第四十条

基準規則第四十三条」の要求事項を満足する設計とするため，「設置許可基準規則第四十条

及び同規則別記 3」の規定を準用し，具体的には，津波防護方針，施設・設備の設計及び評及び同規則別記 3」の規定を準用し，具体的には，津波防護方針，施設・設備の設計及び評

価の方針等の観点が網羅的にまとめられている「基準津波及び耐津波設計方針に係る審査ガ

価の方針等の観点が網羅的にまとめられている「基準津波及び耐津波設計方針に係る審査ガ

イド」（以下「審査ガイド」という。
）の確認項目に沿って対策の妥当性を確認した設計とす

イド」（以下「審査ガイド」という。
）の確認項目に沿って対策の妥当性を確認した設計とする。ただし，敷地に遡上する津波は防潮堤内側への津波の越流及び回込みを前提としているる。ただし，敷地に遡上する津波は防潮堤内側への津波の越流及び回込みを前提としていることから，外郭防護 1 の津波の敷地への流入防止のうち，遡上波の地上部からの到達防止にことから，外郭防護 1 の津波の敷地への流入防止のうち，遡上波の地上部からの到達防止に対する津波防護対策の多重化については，「設置許可基準規則第四十条及び同規則別記 3」

対する津波防護対策の多重化については，「設置許可基準規則第四十条及び同規則別記 3」の規定並びに審査ガイドの確認項目は準用せず，外郭防護及び内郭防護を兼用する設計とすの規定並びに審査ガイドの確認項目は準用せず，外郭防護及び内郭防護を兼用する設計とする。また，防潮堤内側への津波の越流及び回込みに伴い，防潮堤内側の建物・構築物，設置る。また，防潮堤内側への津波の越流及び回込みに伴い，防潮堤内側の建物・構築物，設置物等が破損及び倒壊により漂流物となる可能性があることから，防潮堤外側で発生し得る漂物等が破損及び倒壊により漂流物となる可能性があることから，防潮堤外側で発生し得る漂流物に加え，これらが漂流物となった場合の影響を考慮した設計とする。
(2) 敷地に遡上する津波に対する津波防護対象設備の選定
ａ．敷地に遡上する津波に対する防護対象設備

流物に加え，これらが漂流物となった場合の影響を考慮した設計とする。
(2) 敷地に遡上する津波に対する津波防護対象設備の選定
ａ．敷地に遡上する津波に対する防護対象設備「設置許可基準規則第四十三条第 1 項」においては，想定される重大事故等が発生した「設置許可基準規則第四十三条第 1 項」においては，想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重その他の使用条件において，重大事故等に対処するため

場合における温度，放射線，荷重その他の使用条件において，重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮できるものであることが要求されていることから，重大事故等に必要な機能を有効に発揮できるものであることが要求されていることから，重大事故等対処設備の設備要求に係る「設置許可基準規則第四十四条～第六十二条」に適合するため対処設備の設備要求に係る「設置許可基準規則第四十四条～第六十二条」に適合するために必要となる重大事故等対処設備を，敷地に遡上する津波に対する防護対象設備（以下に必要となる重大事故等対処設備を，敷地に遡上する津波に対する防護対象設備（以下1.4.3 において「敷地に遡上する津波に対する防護対象設備」という。
）とする。

1.4.3 において「敷地に遡上する津波に対する防護対象設備」という。
）とする。

また，「設置許可基準規則第四十三条」における可搬型重大事故等対処設備の接続口，また，「設置許可基準規則第四十三条」における可搬型重大事故等対処設備の接続口，保管場所及び機能保持に対する要求事項を満足するため，可搬型重大事故等対処設備保管

保管場所及び機能保持に対する要求事項を満足するため，可搬型重大事故等対処設備保管場所（西側），可搬型重大事故等対処設備保管場所（南側），原子炉建屋東側接続口，原子場所（西側），可搬型重大事故等対処設備保管場所（南側），原子炉建屋東側接続口，原子炉建屋西側接続口，高所西側接続口，ＳＡ用海水ピット，海水引込み管及びＳＡ用海水ピ

炉建屋西側接続口，高所西側接続口，ＳＡ用海水ピット，海水引込み管及びＳＡ用海水ピ

ット取水塔についても敷地に遡上する津波に対する防護対象設備とする。また，緊急用海ット取水塔についても敷地に遡上する津波に対する防護対象設備とする。また，緊急用海水ポンプの流路として緊急用海水取水管を防護対象設備とする。

水ポンプの流路として緊急用海水取水管を防護対象設備とする。

1

備考比較表 追加要求事項に対する適合性 （１）位置、構造及び設備 (2)耐津波構造
1.4.3 基準津波を超え敷地に遡上する津波に対する耐津波設計 第 2 回補正申請版

1.4.3 基準津波を超え敷地に遡上する津波に対する耐津波設計 第 3 回補正申請版

原子炉建屋に内包される敷地に遡上する津波に対する津波防護対象設備については，原

原子炉建屋に内包される敷地に遡上する津波に対する津波防護対象設備については，原子炉建屋境界の外壁を津波防護施設とするとともに浸水防止対策を講じることで，原子炉子炉建屋境界の外壁を津波防護施設とするとともに浸水防止対策を講じることで，原子炉建屋に内包する敷地に遡上する津波に対する防護対象設備を敷地に遡上する津波から防建屋に内包する敷地に遡上する津波に対する防護対象設備を敷地に遡上する津波から防護する設計とする。

護する設計とする。

敷地に遡上する津波に対する防護対象設備を内包する格納容器圧力逃がし装置格納槽，敷地に遡上する津波に対する防護対象設備を内包する格納容器圧力逃がし装置格納槽，常設低圧代替注水系格納槽（代替淡水貯槽，常設低圧代替注水系ポンプ室，常設低圧代替

常設低圧代替注水系格納槽（代替淡水貯槽，常設低圧代替注水系ポンプ室，常設低圧代替

注水系配管カルバート）（以下「常設低圧代替注水系格納槽」という。
），緊急用海水ポン

注水系配管カルバート）（以下「常設低圧代替注水系格納槽」という。
），緊急用海水ポン

プピット及び常設代替高圧電源装置用カルバート（トンネル部，立坑部，カルバート部）

プピット及び常設代替高圧電源装置用カルバート（トンネル部，立坑部，カルバート部）のうち立坑部については，建屋境界外壁又は区画境界に浸水防止対策を講じることで，建のうち立坑部については，建屋境界外壁又は区画境界に浸水防止対策を講じることで，建屋及び区画に内包する敷地に遡上する津波に対する津波防護対象設備を敷地に遡上する

屋及び区画に内包する敷地に遡上する津波に対する津波防護対象設備を敷地に遡上する

津波から防護する設計とする。

津波から防護する設計とする。

常設代替高圧電源装置置場（高所東側接続口及び高所西側接続口並びに西側淡水貯水設

常設代替高圧電源装置置場（高所東側接続口及び高所西側接続口並びに西側淡水貯水設

備の開口部，西側ＳＡ立坑の開口部及び東側ＤＢ立坑の開口部を含む）及び軽油貯蔵タン

備の開口部，西側ＳＡ立坑の開口部及び東側ＤＢ立坑の開口部を含む）及び軽油貯蔵タン

ク，緊急時対策所建屋，可搬型重大事故等対処設備保管場所（西側）及び可搬型重大事故

ク，緊急時対策所建屋，可搬型重大事故等対処設備保管場所（西側）及び可搬型重大事故等対処設備保管場所（南側）については，敷地に遡上する津波が到達しない十分高い場所

等対処設備保管場所（南側）については，敷地に遡上する津波が到達しない十分高い場所に設置する。敷地に遡上する津波に対する防護対象施設・設備を第 1.4－9 表及び第 1.4に設置する。敷地に遡上する津波に対する防護対象施設・設備を第 1.4－9 表及び第 1.4－9 図に示す。また，敷地の特性に応じた重大事故等対処施設の津波防護の概要図を第 1.4－9 図に示す。また，敷地の特性に応じた重大事故等対処施設の津波防護の概要図を第 1.4－8 図に示す。
ｂ．敷地に遡上する津波に対する津波防護対象設備でない重大事故等対処設備－8 図に示す。
ｂ．敷地に遡上する津波に対する津波防護対象設備でない重大事故等対処設備

大津波警報発表時にはあらかじめ原子炉停止操作を行うことから，「設置許可基準規則

大津波警報発表時にはあらかじめ原子炉停止操作を行うことから，「設置許可基準規則

第四十四条「緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にする設備」に対応する重大事故等第四十四条「緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にする設備」に対応する重大事故等対処設備のうち，ほう酸水の注入による未臨界の維持機能については，敷地に遡上する津対処設備のうち，ほう酸水の注入による未臨界の維持機能については，敷地に遡上する津波に対する防護対象設備ではない。ただし，原子炉の冷却のために，ほう酸水貯蔵タンク

波に対する防護対象設備ではない。ただし，原子炉の冷却のために，ほう酸水貯蔵タンクの保有水を注水する機能については，重大事故等の緩和手順として，敷地に遡上する津波の保有水を注水する機能については，重大事故等の緩和手順として，敷地に遡上する津波時にも期待することから，敷地に遡上する津波に対する防護対象設備とする。

時にも期待することから，敷地に遡上する津波に対する防護対象設備とする。

敷地に遡上する津波の防潮堤内側への流入に伴い，海水ポンプ室が冠水状態となり，海敷地に遡上する津波の防潮堤内側への流入に伴い，海水ポンプ室が冠水状態となり，海水ポンプ室に設置する高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機用海水ポンプ及び非常用デ水ポンプ室に設置する高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機用海水ポンプ及び非常用ディーゼル発電機用海水ポンプが機能喪失することから，これらを冷却源とする高圧炉心ス

ィーゼル発電機用海水ポンプが機能喪失することから，これらを冷却源とする高圧炉心ス

プレイ系及び非常用電源設備が機能喪失するが，それぞれの機能を代替する重大事故等対プレイ系及び非常用電源設備が機能喪失するが，それぞれの機能を代替する重大事故等対処設備である高圧代替注水系及び常設代替高圧電源装置による代替が可能であることか

処設備である高圧代替注水系及び常設代替高圧電源装置による代替が可能であることから，敷地に遡上する津波に対する防護対象設備ではない。

ら，敷地に遡上する津波に対する防護対象設備ではない。

また，残留熱除去系海水系ポンプの機能喪失に伴い残留熱除去系熱交換器の冷却源が喪

また，残留熱除去系海水系ポンプの機能喪失に伴い残留熱除去系熱交換器の冷却源が喪失するが，これを代替する重大事故等対処設備である緊急用海水ポンプを設けることか

失するが，これを代替する重大事故等対処設備である緊急用海水ポンプを設けることから，残留熱除去系海水系ポンプは，敷地に遡上する津波に対する防護対象設備ではない。
(3) 敷地及び敷地周辺における地形，施設の配置等
ａ．敷地及び敷地周辺の地形，標高並びに河川の存在の把握

ら，残留熱除去系海水系ポンプは，敷地に遡上する津波に対する防護対象設備ではない。
(3) 敷地及び敷地周辺における地形，施設の配置等
ａ．敷地及び敷地周辺の地形，標高並びに河川の存在の把握

2

備考比較表 追加要求事項に対する適合性 （１）位置、構造及び設備 (2)耐津波構造
1.4.3 基準津波を超え敷地に遡上する津波に対する耐津波設計 第 2 回補正申請版「1.4.2 重大事故等対処施設の耐津波設計」に同じ。
ｂ．敷地における施設の位置，形状等の把握

1.4.3 基準津波を超え敷地に遡上する津波に対する耐津波設計 第 3 回補正申請版「1.4.2 重大事故等対処施設の耐津波設計」に同じ。
ｂ．敷地における施設の位置，形状等の把握「1.4.1 設計基準対象施設の耐津波設計」に記載する施設・設備に加え，緊急用海水「1.4.1 設計基準対象施設の耐津波設計」に記載する施設・設備に加え，緊急用海水ポンプの流路として，非常用取水設備であるＳＡ用海水ピット取水塔，海水引込み管，Ｓポンプの流路として，非常用取水設備であるＳＡ用海水ピット取水塔，海水引込み管，ＳＡ用海水ピット及び緊急用海水取水管を地下又は地下岩盤内に設置する。このうち，ＳＡＡ用海水ピット及び緊急用海水取水管を地下又は地下岩盤内に設置する。このうち，ＳＡ用海水ピット取水塔は，海域に設置し天端位置は水中である。ＳＡ用海水ピットは，T.P.

用海水ピット取水塔は，海域に設置し天端位置は水中である。ＳＡ用海水ピットは，T.P.

＋8m の敷地の地下に設置し，天端位置は T.P.＋8m である。

＋8m の敷地の地下に設置し，天端位置は T.P.＋8m である。

建屋及び区画等に内包されない設備として，T.P.＋8m の敷地の地上部に，原子炉建屋

建屋及び区画等に内包されない設備として，T.P.＋8m の敷地の地上部に，原子炉建屋

東側接続口，格納容器圧力逃がし装置格納槽出口配管を設置する。また，常設代替高圧電

東側接続口，格納容器圧力逃がし装置格納槽出口配管を設置する。また，常設代替高圧電源装置用カルバート（立坑部）に原子炉建屋西側接続口を設置する。

源装置用カルバート（立坑部）に原子炉建屋西側接続口を設置する。

なお，敷地に遡上する津波の高さは T.P.＋24m であることから，防潮堤及び防潮扉は，

なお，敷地に遡上する津波の高さは T.P.＋24m であることから，防潮堤及び防潮扉は，越流時の耐性を確保することで防潮堤の高さを維持し，防潮堤を越流し又は回り込む津波

越流時の耐性を確保することで防潮堤の高さを維持し，防潮堤を越流し又は回り込む津波の流入量を抑制する設計とする。また，止水性を維持し第 2 波以降の防潮堤高さを超えなの流入量を抑制する設計とする。また，止水性を維持し第 2 波以降の防潮堤高さを超えな

い繰り返しの津波の襲来に対しては，防潮堤内側への津波の流入又は回り込みを防止する

い繰り返しの津波の襲来に対しては，防潮堤内側への津波の流入又は回り込みを防止する設計とする。防潮堤及び防潮扉を越流又は回り込み，防潮堤内側に流入した津波に対して設計とする。防潮堤及び防潮扉を越流又は回り込み，防潮堤内側に流入した津波に対しては，防護対象設備を内包する建屋及び区画の境界において浸水防止対策を講じることで，は，防護対象設備を内包する建屋及び区画の境界において浸水防止対策を講じることで，敷地に遡上する津波を地上部から防護対象設備を内包する建屋及び区画に流入させない

敷地に遡上する津波を地上部から防護対象設備を内包する建屋及び区画に流入させない設計とする。

設計とする。

津波防護施設として，「1.4.1

設計基準対象施設の耐津波設計」に記載する設備に加津波防護施設として，「1.4.1

設計基準対象施設の耐津波設計」 に記載する設備に加え，原子炉建屋外壁及び原子炉建屋１階外壁の扉等の開口部に水密扉を設置する。また，え，原子炉建屋外壁及び原子炉建屋１階外壁の扉等の開口部に水密扉を設置する。また，

浸水防止設備として，「1.4.1 設計基準対象施設の耐津波設計」に記載する設備に加え，浸水防止設備として，「1.4.1 設計基準対象施設の耐津波設計」に記載する設備に加え，緊急用海水ポンプピットの天端の開口部に緊急用海水ポンプ点検用開口部浸水防止蓋及緊急用海水ポンプピットの天端の開口部に緊急用海水ポンプ点検用開口部浸水防止蓋及び緊急用海水ポンプ室人員用開口部浸水防止蓋，格納容器圧力逃がし装置格納槽の天端のび緊急用海水ポンプ室人員用開口部浸水防止蓋，格納容器圧力逃がし装置格納槽の天端の開口部に格納容器圧力逃がし装置格納槽点検用水密ハッチ，常設低圧代替注水系格納槽の開口部に格納容器圧力逃がし装置格納槽点検用水密ハッチ，常設低圧代替注水系格納槽の天端の開口部に常設低圧代替注水系格納槽点検用水密ハッチ及び常設低圧代替注水系格

天端の開口部に常設低圧代替注水系格納槽点検用水密ハッチ及び常設低圧代替注水系格

納槽可搬型ポンプ用水密ハッチ，常設代替高圧電源装置用カルバート（立坑部）に常設代

納槽可搬型ポンプ用水密ハッチ，常設代替高圧電源装置用カルバート（立坑部）に常設代

替高圧電源装置用カルバート原子炉建屋側水密扉を設置する。

替高圧電源装置用カルバート原子炉建屋側水密扉を設置する。

さらに，原子炉建屋 1 階の貫通部及び常設代替高圧電源装置用カルバート（立坑部）の地下 1 階床面貫通部に対して止水処置を実施する。
津波監視設備としては，「1.4.2 重大事故等対処施設の耐津波設計」に同じ。ただし，「1.4.3.1(2)

b.敷地に遡上する津波に対する津波防護対象設備でない重大事故等対さらに，原子炉建屋 1 階の貫通部及び常設代替高圧電源装置用カルバート（立坑部）の地下 1 階床面貫通部に対して止水処置を実施する。
津波監視設備としては，「1.4.2 重大事故等対処施設の耐津波設計」に同じ。ただし，「1.4.3.1(2)

b.敷地に遡上する津波に対する津波防護対象設備でない重大事故等対処設備」に記載のとおり，非常用海水ポンプは敷地に遡上する津波により機能喪失するこ処設備」に記載のとおり，非常用海水ポンプは敷地に遡上する津波により機能喪失することから，同ポンプ運転時の水位を監視する取水ピット水位計は津波監視設備とはしない。

とから，同ポンプ運転時の水位を監視する取水ピット水位計は津波監視設備とはしない。

敷地内の遡上域（防潮堤外側）の建物・構築物等としては，「1.4.2 重大事故等対処施設の耐津波設計」に同じ。
防潮堤内側の建物・構築物等としては，T.P.＋8m の敷地にサービス建屋，使用済燃料

敷地内の遡上域（防潮堤外側）の建物・構築物等としては，「1.4.2 重大事故等対処施設の耐津波設計」に同じ。
防潮堤内側の建物・構築物等としては，T.P.＋8m の敷地にサービス建屋，使用済燃料3

備考

比較表 追加要求事項に対する適合性 （１）位置、構造及び設備 (2)耐津波構造
1.4.3 基準津波を超え敷地に遡上する津波に対する耐津波設計 第 2 回補正申請版

1.4.3 基準津波を超え敷地に遡上する津波に対する耐津波設計 第 3 回補正申請版

貯蔵施設，事務本館等がある。

貯蔵施設，事務本館等がある。

ｃ．敷地周辺の人工構造物の位置，形状等の把握「1.4.2 重大事故等対処施設の耐津波設計」に同じ。
(4) 入力津波の設定

ｃ．敷地周辺の人工構造物の位置，形状等の把握「1.4.2 重大事故等対処施設の耐津波設計」に同じ。
(4) 入力津波の設定

敷地に遡上する津波は，「1.4.3.1 基準津波を超え敷地に遡上する津波に対する耐津波設敷地に遡上する津波は，「1.4.3.1 基準津波を超え敷地に遡上する津波に対する耐津波設計の基本方針」に記載のとおり，防潮堤前面に鉛直無限壁を想定した場合の駆け上がり高さ計の基本方針」に記載のとおり，防潮堤前面に鉛直無限壁を想定した場合の駆け上がり高さ

T.P.＋24m の津波を設定する。これを基に設定する敷地に遡上する津波の入力津波の設定位

T.P.＋24m の津波を設定する。これを基に設定する敷地に遡上する津波の入力津波の設定位置における時刻歴波形を第 1.4－6 図に示す。また，敷地に遡上する津波の入力津波設定一置における時刻歴波形を第 1.4－6 図に示す。また，敷地に遡上する津波の入力津波設定一

覧を第 1.4－5 表に示す。

覧を第 1.4－5 表に示す。

取水・放水施設及び地下部等から流入する津波の評価に用いる入力津波の設定に当たって取水・放水施設及び地下部等から流入する津波の評価に用いる入力津波の設定に当たっては，津波の高さ，速度及び衝撃力に着目し，各施設・設備において算定された数値を安全側

は，津波の高さ，速度及び衝撃力に着目し，各施設・設備において算定された数値を安全側に評価した値を入力津波高さや速度として設定することで，各施設・設備の構造・機能の損に評価した値を入力津波高さや速度として設定することで，各施設・設備の構造・機能の損傷に影響する浸水高及び波力・波圧について安全側に評価する。

傷に影響する浸水高及び波力・波圧について安全側に評価する。

地上部から防潮堤内側に流入する津波の評価に用いる入力津波高さについては，敷地に遡地上部から防潮堤内側に流入する津波の評価に用いる入力津波高さについては，敷地に遡上する津波の浸水深，速度及び衝撃力に着目し，各施設・設備において算定された数値を安上する津波の浸水深，速度及び衝撃力に着目し，各施設・設備において算定された数値を安全側に評価した値を入力津波高さや速度として設定することで，各施設・設備の構造・機能

全側に評価した値を入力津波高さや速度として設定することで，各施設・設備の構造・機能に影響する浸水深及び波力・波圧について安全側に評価する。

に影響する浸水深及び波力・波圧について安全側に評価する。

ａ．水位変動ａ．水位変動入力津波の設定に当たっては，潮位変動として，上昇側の水位変動に対しては朔望平均

入力津波の設定に当たっては，潮位変動として，上昇側の水位変動に対しては朔望平均

満潮位＋0.61m を考慮した海水面高さを初期条件として評価するため，敷地に遡上する津満潮位＋0.61m を考慮した海水面高さを初期条件として評価するため，敷地に遡上する津波として，朔望平均満潮位を含み防潮堤前面において T.P.＋24m と設定する。

波として，朔望平均満潮位を含み防潮堤前面において T.P.＋24m と設定する。

潮汐以外の要因による潮位変動については，敷地に遡上する津波として，防潮堤前面に

潮汐以外の要因による潮位変動については，敷地に遡上する津波として，防潮堤前面において T.P.＋24m と設定することを前提に事故シーケンスでの事故事象を想定・評価しおいて T.P.＋24m と設定することを前提に事故シーケンスでの事故事象を想定・評価しており，潮位変動量を津波高さと重畳させた場合も事故シーケンスの事象に影響を与えなており，潮位変動量を津波高さと重畳させた場合も事故シーケンスの事象に影響を与えないことから，潮位のばらつきは考慮しないこととする。

いことから，潮位のばらつきは考慮しないこととする。

高潮については，敷地に遡上する津波として，防潮堤前面において T.P.＋24m と設定す

高潮については，敷地に遡上する津波として，防潮堤前面において T.P.＋24m と設定することを前提に事故シーケンスでの事故事象を想定・評価しており，高潮を津波高さと重ることを前提に事故シーケンスでの事故事象を想定・評価しており，高潮を津波高さと重畳させた場合も事故シーケンスの事象に影響を与えないため，津波と高潮の重畳は考慮し畳させた場合も事故シーケンスの事象に影響を与えないため，津波と高潮の重畳は考慮しないこととする。
ｂ．地殻変動「1.4.2 重大事故等対処施設の耐津波設計」に同じ。
ｃ．敷地への遡上に伴う入力津波ないこととする。
ｂ．地殻変動「1.4.2 重大事故等対処施設の耐津波設計」に同じ。
ｃ．敷地への遡上に伴う入力津波

敷地に遡上する津波による敷地周辺の遡上・浸水域の評価（以下 1.4.3 において「数値敷地に遡上する津波による敷地周辺の遡上・浸水域の評価（以下 1.4.3 において「数値シミュレーション」という。
）に当たっては，防潮堤及び防潮扉が設置され敷地に遡上す

シミュレーション」という。）に当たっては，防潮堤及び防潮扉が設置され敷地に遡上する津波の越流に対しても耐性を確保し高さを維持することから，これをモデル化するととる津波の越流に対しても耐性を確保し高さを維持することから，これをモデル化するとともに，数値シミュレーションに影響を及ぼす斜面や道路，取水口，放水口等の地形とそのもに，数値シミュレーションに影響を及ぼす斜面や道路，取水口，放水口等の地形とその4

備考

比較表 追加要求事項に対する適合性 （１）位置、構造及び設備 (2)耐津波構造
1.4.3 基準津波を超え敷地に遡上する津波に対する耐津波設計 第 2 回補正申請版

1.4.3 基準津波を超え敷地に遡上する津波に対する耐津波設計 第 3 回補正申請版

標高及び伝播経路上の人工構造物の設置状況を考慮し，遡上域の格子サイズ（最小 5m）

標高及び伝播経路上の人工構造物の設置状況を考慮し，遡上域の格子サイズ（最小 5m）に合わせた形状にモデル化する。

に合わせた形状にモデル化する。

敷地沿岸域及び海底地形は，海域では一般財団法人日本水路協会（2002，2006），深浅

敷地沿岸域及び海底地形は，海域では一般財団法人日本水路協会（2002，2006），深浅

測量等による地形データ（2007）等を使用し，陸域では，茨城県による津波解析用地形デ

測量等による地形データ（2007）等を使用し，陸域では，茨城県による津波解析用地形データ（2007）等を使用する。また，取水口，放水口等の諸元，敷地標高等については，発ータ（2007）等を使用する。また，取水口，放水口等の諸元，敷地標高等については，発電所の竣工図等を使用する。

電所の竣工図等を使用する。

伝播経路上の人工構造物については，図面を基に数値シミュレーション上影響を及ぼす

伝播経路上の人工構造物については，図面を基に数値シミュレーション上影響を及ぼす

構造物，津波防護施設を考慮し，遡上・伝播経路の状態に応じた解析モデル，解析条件が構造物，津波防護施設を考慮し，遡上・伝播経路の状態に応じた解析モデル，解析条件が適切に設定された遡上域のモデルを作成する。

適切に設定された遡上域のモデルを作成する。

敷地周辺の遡上・浸水域の把握に当たっては，敷地前面・側面及び敷地周辺の津波の侵

敷地周辺の遡上・浸水域の把握に当たっては，敷地前面・側面及び敷地周辺の津波の侵入角度，速度及び防潮堤内側の浸水深・流速並びにそれらの経時変化を把握する。敷地周

入角度，速度及び防潮堤内側の浸水深・流速並びにそれらの経時変化を把握する。敷地周辺の浸水域の寄せ波・引き波の津波の遡上・流下方向及びそれらの速度について留意し，辺の浸水域の寄せ波・引き波の津波の遡上・流下方向及びそれらの速度について留意し，敷地の地形，標高の局所的な変化等による遡上波の敷地への回り込みを考慮する。

敷地の地形，標高の局所的な変化等による遡上波の敷地への回り込みを考慮する。

なお，数値シミュレーションに当たっては，敷地に遡上する津波として，防潮堤前面になお，数値シミュレーションに当たっては，敷地に遡上する津波として，防潮堤前面において T.P.＋24m と設定することを前提に事故シーケンスでの事故事象を想定・評価しおいて T.P.＋24m と設定することを前提に事故シーケンスでの事故事象を想定・評価しており，地盤変状を重畳させた場合も事故シーケンスの事象に影響を与えないことから，ており，地盤変状を重畳させた場合も事故シーケンスの事象に影響を与えないことから，

数値シミュレーションに当たっては，遡上経路上の地盤及びその周辺の地盤について，地

数値シミュレーションに当たっては，遡上経路上の地盤及びその周辺の地盤について，地震に伴う液状化，流動化又はすべりによる標高変化は，数値シミュレーション上考慮しな

震に伴う液状化，流動化又はすべりによる標高変化は，数値シミュレーション上考慮しないものとする。

いものとする。

この結果，敷地に遡上する津波に対する防護対象設備を内包する建屋及び区画の近傍に

この結果，敷地に遡上する津波に対する防護対象設備を内包する建屋及び区画の近傍における浸水深 0.5m～1.0m を考慮し，保守的に 1.0m を防潮堤内側における最大浸水深とおける浸水深 0.5m～1.0m を考慮し，保守的に 1.0m を防潮堤内側における最大浸水深として設定する。

して設定する。

敷地に遡上する津波の防潮堤内側における遡上状況に係る検討に当たっては，基準地震

敷地に遡上する津波の防潮堤内側における遡上状況に係る検討に当たっては，基準地震

動Ｓｓに伴い地形変化及び標高変化が生じる可能性を踏まえ，数値シミュレーションへの動Ｓｓに伴い地形変化及び標高変化が生じる可能性を踏まえ，数値シミュレーションへの影響を確認するため，数値シミュレーションの条件として沈下なしの条件に加えて，全て影響を確認するため，数値シミュレーションの条件として沈下なしの条件に加えて，全ての砂層及び礫層に対して強制的な液状化を仮定し，地盤面を大きく沈下させた条件についの砂層及び礫層に対して強制的な液状化を仮定し，地盤面を大きく沈下させた条件についても考慮する。また，敷地内外の人工構造物として，発電所の港湾施設である防波堤並びても考慮する。また，敷地内外の人工構造物として，発電所の港湾施設である防波堤並びに茨城港日立港区及び茨城港常陸那珂港区の防波堤がある。これらの防波堤については，に茨城港日立港区及び茨城港常陸那珂港区の防波堤がある。これらの防波堤については，

基準地震動Ｓｓによる形状変化が津波の遡上に影響を及ぼす可能性があるため，防波堤の基準地震動Ｓｓによる形状変化が津波の遡上に影響を及ぼす可能性があるため，防波堤の形状変化の有無を数値シミュレーションの条件として考慮する。さらに，地盤の沈下の有形状変化の有無を数値シミュレーションの条件として考慮する。さらに，地盤の沈下の有

無及び防波堤の有無について、これらの組合せを考慮した数値シミュレーションを実施

無及び防波堤の有無について、これらの組合せを考慮した数値シミュレーションを実施

し，遡上域や浸水深を保守的に設定する。

し，遡上域や浸水深を保守的に設定する。

初期潮位は，朔望平均満潮位 T.P.＋0.61m に 2011 年東北地方太平洋沖地震による地殻

初期潮位は，朔望平均満潮位 T.P.＋0.61m に 2011 年東北地方太平洋沖地震による地殻変動量である 0.2m の沈降を考慮して T.P.＋0.81m とする。なお，敷地に遡上する津波と変動量である 0.2m の沈降を考慮して T.P.＋0.81m とする。なお，敷地に遡上する津波として，防潮堤前面において T.P.＋24m と設定することを前提に事故シーケンスでの事故

して，防潮堤前面において T.P.＋24m と設定することを前提に事故シーケンスでの事故事象を想定・評価しており，潮位のばらつきを津波高さと重畳させた場合も事故シーケン事象を想定・評価しており，潮位のばらつきを津波高さと重畳させた場合も事故シーケン

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備考比較表 追加要求事項に対する適合性 （１）位置、構造及び設備 (2)耐津波構造
1.4.3 基準津波を超え敷地に遡上する津波に対する耐津波設計 第 2 回補正申請版

1.4.3 基準津波を超え敷地に遡上する津波に対する耐津波設計 第 3 回補正申請版

スの事象に影響を与えないことから，潮位のばらつき 0.18m については考慮しない。

スの事象に影響を与えないことから，潮位のばらつき 0.18m については考慮しない。

数値シミュレーション結果として敷地に遡上する津波による水位上昇分布を第 1.4－7
図に示す。

数値シミュレーション結果として敷地に遡上する津波による水位上昇分布を第 1.4－7
図に示す。

また，局所的な海面の固有振動の励起については，敷地に遡上する津波として，防潮堤

また，局所的な海面の固有振動の励起については，敷地に遡上する津波として，防潮堤前面において T.P.＋24m と設定することを前提に事故シーケンスでの事故事象を想定・前面において T.P.＋24m と設定することを前提に事故シーケンスでの事故事象を想定・評価しており，局所的な海面の固有振動の励起を津波高さと重畳させた場合も事故シーケ

評価しており，局所的な海面の固有振動の励起を津波高さと重畳させた場合も事故シーケ

ンスの事象に影響を与えないため，津波と局所的な海面の固有振動の励起の重畳は考慮しンスの事象に影響を与えないため，津波と局所的な海面の固有振動の励起の重畳は考慮しないこととする。

ないこととする。

敷地に遡上する津波に対する防護対象設備（貯留堰及び取水構造物を除く。）を内包す

敷地に遡上する津波に対する防護対象設備（貯留堰及び取水構造物を除く。
）を内包する建屋及び区画への流入の防止に係る設計又は評価に用いる入力津波高さは，敷地及びそる建屋及び区画への流入の防止に係る設計又は評価に用いる入力津波高さは，敷地及びその周辺の遡上域，伝播経路の不確かさ及び施設の広がりを考慮した上で，防潮堤前面（北の周辺の遡上域，伝播経路の不確かさ及び施設の広がりを考慮した上で，防潮堤前面（北側，東側及び南側）において T.P.＋24m とする。また，防潮堤内側において，地上部から側，東側及び南側）において T.P.＋24m とする。また，防潮堤内側において，地上部から敷地に遡上する津波に対する防護対象設備（貯留堰及び取水構造物を除く。
）を内包する

敷地に遡上する津波に対する防護対象設備（貯留堰及び取水構造物を除く。
）を内包する

建屋及び区画に到達する津波の最大浸水深については，防潮堤側面からの回り込み，伝播

建屋及び区画に到達する津波の最大浸水深については，防潮堤側面からの回り込み，伝播経路の不確かさ及び施設の設置状況を考慮した上で，最大浸水深を 1.0m とする。

経路の不確かさ及び施設の設置状況を考慮した上で，最大浸水深を 1.0m とする。

なお，設計又は評価の対象となる施設等が設置される敷地に地震による沈下が想定されなお，設計又は評価の対象となる施設等が設置される敷地に地震による沈下が想定される場合には，第 1.4－5 表に示す敷地に遡上する津波の入力津波高さの設定において敷地る場合には，第 1.4－5 表に示す敷地に遡上する津波の入力津波高さの設定において敷地地盤の沈下を安全側に考慮する。

地盤の沈下を安全側に考慮する。

また，敷地に遡上する津波においては，防潮堤前面（北側，東側及び南側）において T.P.

また，敷地に遡上する津波においては，防潮堤前面（北側，東側及び南側）において T.P.

＋24m と設定することを前提に事故シーケンスでの事故事象を想定・評価しており，高潮＋24m と設定することを前提に事故シーケンスでの事故事象を想定・評価しており，高潮を津波高さと重畳させた場合も事故シーケンスの事象に影響を与えないため，入力津波高

を津波高さと重畳させた場合も事故シーケンスの事象に影響を与えないため，入力津波高さの設定において津波と高潮の重畳は考慮しないこととする。

さの設定において津波と高潮の重畳は考慮しないこととする。

ｄ．取水路・放水路等の経路からの流入に伴う入力津波

ｄ．取水路・放水路等の経路からの流入に伴う入力津波

取水路，放水路等からの流入に伴う入力津波は，流入口となる港湾内外における津波高取水路，放水路等からの流入に伴う入力津波は，流入口となる港湾内外における津波高さについては，上記ａ．及びｂ．に示した事項を考慮し，防潮堤前面（北側，東側及び南さについては，上記ａ．及びｂ．に示した事項を考慮し，防潮堤前面（北側，東側及び南側）における T.P.＋24m の津波を元に，上記ｃ．に示した数値シミュレーションにより安側）における T.P.＋24m の津波を元に，上記ｃ．に示した数値シミュレーションにより安全側の値を設定する。また，取水ピット，放水路，ＳＡ用海水ピット及び緊急用海水ポン

全側の値を設定する。また，取水ピット，放水路，ＳＡ用海水ピット及び緊急用海水ポン

プピットにおける津波高さについては，各水路の特性を考慮した水位を適切に評価するたプピットにおける津波高さについては，各水路の特性を考慮した水位を適切に評価するため，開水路及び管路において非定常管路流の連続式及び運動方程式を使用し，防潮堤前面

め，開水路及び管路において非定常管路流の連続式及び運動方程式を使用し，防潮堤前面（北側，東側及び南側）における T.P.＋24m の津波の時刻歴波形を入力条件として管路解（北側，東側及び南側）における T.P.＋24m の津波の時刻歴波形を入力条件として管路解析を実施することにより算定する。その際，取水口から取水ピットに至る系，放水口から析を実施することにより算定する。その際，取水口から取水ピットに至る系，放水口から放水路ゲートに至る系及びＳＡ用海水ピット取水塔からＳＡ用海水ピットを経て緊急用放水路ゲートに至る系及びＳＡ用海水ピット取水塔からＳＡ用海水ピットを経て緊急用

海水ポンプピットに至る系をモデル化し，管路の形状，材質及び表面の状況に応じた損失

海水ポンプピットに至る系をモデル化し，管路の形状，材質及び表面の状況に応じた損失を考慮するとともに，それぞれの系に応じて，貝付着の有無，スクリーンの有無及びポンを考慮するとともに，それぞれの系に応じて，貝付着の有無，スクリーンの有無及びポンプの稼働有無を不確かさとして考慮した計算条件とし，安全側の値を設定する。

プの稼働有無を不確かさとして考慮した計算条件とし，安全側の値を設定する。

なお，取水路の入力津波高さの設定に当たっては，非常用海水ポンプの取水性の確保の

なお，取水路の入力津波高さの設定に当たっては，非常用海水ポンプの取水性の確保の6

備考比較表 追加要求事項に対する適合性 （１）位置、構造及び設備 (2)耐津波構造
1.4.3 基準津波を超え敷地に遡上する津波に対する耐津波設計 第 2 回補正申請版

1.4.3 基準津波を超え敷地に遡上する津波に対する耐津波設計 第 3 回補正申請版

ため貯留堰を設置することから，水位の評価は，貯留堰の存在を考慮に入れ評価する。

ため貯留堰を設置することから，水位の評価は，貯留堰の存在を考慮に入れ評価する。

また，放水路の入力津波高さの設定に当たっては，敷地への流入を防ぐため放水路ゲー

また，放水路の入力津波高さの設定に当たっては，敷地への流入を防ぐため放水路ゲートを設置するとともに，発電所を含む地域に大津波警報が発表された場合，原則，循環水トを設置するとともに，発電所を含む地域に大津波警報が発表された場合，原則，循環水

ポンプ及び補機冷却用海水ポンプの停止後，放水路ゲートを閉止する手順等を整備するこポンプ及び補機冷却用海水ポンプの停止後，放水路ゲートを閉止する手順等を整備することから，水位の評価は放水路ゲートの閉止を考慮に入れるとともに，循環水ポンプ及び補とから，水位の評価は放水路ゲートの閉止を考慮に入れるとともに，循環水ポンプ及び補機冷却用海水ポンプの停止を前提として評価する。施設ごとの敷地に遡上する津波の入力

機冷却用海水ポンプの停止を前提として評価する。施設ごとの敷地に遡上する津波の入力

津波設定を第 1.4－5 表に示す。

津波設定を第 1.4－5 表に示す。

1.4.3.2 敷地の特性に応じた津波防護の基本方針

1.4.3.2 敷地の特性に応じた津波防護の基本方針

津波防護の基本方針は，以下の(1)～(6)のとおりである。

津波防護の基本方針は，以下の(1)～(6)のとおりである。

(1) 敷地に遡上する津波の地上部からの流入に対し，防潮堤に替えて敷地に遡上する津波に対(1) 敷地に遡上する津波の地上部からの流入に対し，防潮堤に替えて敷地に遡上する津波に対する津波防護対象設備を内包する建屋及び区画の境界にて浸水防止対策を講じることとし，する津波防護対象設備を内包する建屋及び区画の境界にて浸水防止対策を講じることとし，

原子炉建屋外壁および外壁に設置する水密扉を津波防護施設とする。これにより，敷地に遡

原子炉建屋外壁および外壁に設置する水密扉を津波防護施設とする。これにより，敷地に遡上する津波に対する津波防護対象設備を内包する建屋及び区画へ敷地に遡上する津波を流上する津波に対する津波防護対象設備を内包する建屋及び区画へ敷地に遡上する津波を流入させない設計とする。

入させない設計とする。

(2) 取水・放水路等の経路及び防潮堤内側への津波の越流及び回込みを前提としていることで(2) 取水・放水路等の経路及び防潮堤内側への津波の越流及び回込みを前提としていることで想定すべき経路並びに地上部からの敷地に遡上する津波の防護対象設備への津波の到達を想定すべき経路並びに地上部からの敷地に遡上する津波の防護対象設備への津波の到達を考慮し，津波が流入する可能性がある経路（扉，開口部，貫通口等）を特定し，必要に応じ考慮し，津波が流入する可能性がある経路（扉，開口部，貫通口等）を特定し，必要に応じ

津波防護施設又は浸水防止設備による浸水対策を施すことにより，津波の流入を防止する設

津波防護施設又は浸水防止設備による浸水対策を施すことにより，津波の流入を防止する設計とする。また，漏水する可能性を考慮の上，漏水による浸水範囲を限定して，重大事故等計とする。また，漏水する可能性を考慮の上，漏水による浸水範囲を限定して，重大事故等に対処するために必要な機能への影響を防止できる設計とする。
(3) 上記 2 方針のほか，敷地に遡上する津波に対する防護対象設備を内包する建屋及び区画に対処するために必要な機能への影響を防止できる設計とする。
(3)

上記 2 方針のほか，敷地に遡上する津波に対する防護対象設備を内包する建屋及び区画については，津波防護及び浸水防護をすることにより，津波による影響等から隔離可能な設については，津波防護及び浸水防護をすることにより，津波による影響等から隔離可能な設

計とする。

計とする。

(4) 水位変動に伴う取水性低下による，重大事故等に対処するために必要な機能への影響を防止できる設計とする。
(5) 津波監視設備については，重大事故等に対処するために必要な機能が保持できる設計とする。

(4) 水位変動に伴う取水性低下による，重大事故等に対処するために必要な機能への影響を防止できる設計とする。
(5) 津波監視設備については，重大事故等に対処するために必要な機能が保持できる設計とする。

(6) 防潮堤及び防潮扉は，敷地に遡上する津波の越流時の耐性を確保することで防潮堤の高さ(6) 防潮堤及び防潮扉は，敷地に遡上する津波の越流時の耐性を確保することで防潮堤の高さを維持し，防潮堤内側の敷地への津波の流入量を抑制する設計とする。また，止水性を維持を維持し，防潮堤内側の敷地への津波の流入量を抑制する設計とする。また，止水性を維持

し防潮堤高さを超えない第 2 波以降の繰り返しの津波の襲来に対しては，防潮堤内側へのし防潮堤高さを超えない第 2 波以降の繰り返しの津波の襲来に対しては，防潮堤内側への津波の流入又は回り込みを防止する設計とする。また，「1.4.1.2 敷地の特性に応じた津波

津波の流入又は回り込みを防止する設計とする。また，「1.4.1.2 敷地の特性に応じた津波防護の基本方針」に記載する取水路点検用開口部浸水防止蓋等は，取水路，放水路等の経路防護の基本方針」に記載する取水路点検用開口部浸水防止蓋等は，取水路，放水路等の経路

からの敷地に遡上する津波の流入に対し機能保持する設計とする。これらの経路を第 1.4－からの敷地に遡上する津波の流入に対し機能保持する設計とする。これらの経路を第 1.4－

7 表に示す。

7 表に示す。

敷地の特性に応じた津波防護としては，基準津波による遡上波を地上部から敷地内に流入

敷地の特性に応じた津波防護としては，基準津波による遡上波を地上部から敷地内に流入

7

備考

比較表 追加要求事項に対する適合性 （１）位置、構造及び設備 (2)耐津波構造
1.4.3 基準津波を超え敷地に遡上する津波に対する耐津波設計 第 2 回補正申請版

1.4.3 基準津波を超え敷地に遡上する津波に対する耐津波設計 第 3 回補正申請版

させない設計である防潮堤及び防潮扉を設置する。防潮堤前面には，防潮堤内側に流入したさせない設計である防潮堤及び防潮扉を設置する。防潮堤前面には，防潮堤内側に流入した

津波の排水を想定した防潮堤フラップゲートを設置する。

津波の排水を想定した防潮堤フラップゲートを設置する。

防潮堤のうち鋼製防護壁には，鋼製防護壁と取水構造物の境界部からの津波の流入を防止するために，１次止水機構及び２次止水機構を多様化して設置する。

防潮堤のうち鋼製防護壁には，鋼製防護壁と取水構造物の境界部からの津波の流入を防止するために，１次止水機構及び２次止水機構を多様化して設置する。

なお，防潮堤及び防潮扉については，敷地に遡上する津波の防潮堤内側への流入量を抑制

なお，防潮堤及び防潮扉については，敷地に遡上する津波の防潮堤内側への流入量を抑制可能であるが，防潮堤及び防潮扉を越流し又は回り込み防潮堤内側に流入し，地上部から原可能であるが，防潮堤及び防潮扉を越流し又は回り込み防潮堤内側に流入し，地上部から原子炉建屋等に到達することから，津波防護施設として原子炉建屋 1 階の扉等の開口部に原子炉建屋等に到達することから，津波防護施設として原子炉建屋 1 階の扉等の開口部に原

子炉建屋原子炉棟水密扉，原子炉建屋付属棟西側水密扉，原子炉建屋付属棟東側水密扉，原子炉建屋原子炉棟水密扉，原子炉建屋付属棟西側水密扉，原子炉建屋付属棟東側水密扉，原子炉建屋付属棟南側水密扉，原子炉建屋付属棟北側水密扉 1 及び原子炉建屋付属棟北側水子炉建屋付属棟南側水密扉，原子炉建屋付属棟北側水密扉 1 及び原子炉建屋付属棟北側水密扉 2 を設置する。

密扉 2 を設置する。

緊急用海水ポンプピットの天端には，浸水防止設備として緊急用海水ポンプ点検用開口部
浸水防止蓋及び緊急用海水ポンプ室人員用開口部浸水防止蓋を設置する。
格納容器圧力逃がし装置格納槽の天端には，浸水防止設備として格納容器圧力逃がし装置
格納槽点検用水密ハッチを設置する。
常設低圧代替注水系格納槽の天端には，浸水防止設備として常設低圧代替注水系格納槽点
検用水密ハッチ及び常設低圧代替注水系格納槽可搬型ポンプ用水密ハッチを設置する。
常設代替高圧電源装置用カルバート（立坑部）には，浸水防止設備として常設代替高圧電源装置用カルバート原子炉建屋側水密扉を設置する。

緊急用海水ポンプピットの天端には，浸水防止設備として緊急用海水ポンプ点検用開口部
浸水防止蓋及び緊急用海水ポンプ室人員用開口部浸水防止蓋を設置する。
格納容器圧力逃がし装置格納槽の天端には，浸水防止設備として格納容器圧力逃がし装置
格納槽点検用水密ハッチを設置する。
常設低圧代替注水系格納槽の天端には，浸水防止設備として常設低圧代替注水系格納槽点
検用水密ハッチ及び常設低圧代替注水系格納槽可搬型ポンプ用水密ハッチを設置する。
常設代替高圧電源装置用カルバート（立坑部）には，浸水防止設備として常設代替高圧電源装置用カルバート原子炉建屋側水密扉を設置する。

また，取水路，放水路等の経路から津波を流入させない設計とするため，浸水防止設備とまた，取水路，放水路等の経路から津波を流入させない設計とするため，浸水防止設備として取水路に取水路点検用開口部浸水防止蓋，海水ポンプ室に海水ポンプグランドドレン排して取水路に取水路点検用開口部浸水防止蓋，海水ポンプ室に海水ポンプグランドドレン排出口逆止弁，循環水ポンプ室に取水ピット空気抜き配管逆止弁，放水路に放水路ゲート及び出口逆止弁，循環水ポンプ室に取水ピット空気抜き配管逆止弁，放水路に放水路ゲート及び放水路ゲート点検用開口部浸水防止蓋，ＳＡ用海水ピットにＳＡ用海水ピット開口部浸水防放水路ゲート点検用開口部浸水防止蓋，ＳＡ用海水ピットにＳＡ用海水ピット開口部浸水防止蓋，緊急用海水ポンプ室に緊急用海水ポンプピット点検用開口部浸水防止蓋，緊急用海水止蓋，緊急用海水ポンプ室に緊急用海水ポンプピット点検用開口部浸水防止蓋，緊急用海水ポンプグランドドレン排水口逆止弁及び緊急用海水ポンプ室床ドレン排水口逆止弁並びにポンプグランドドレン排水口逆止弁及び緊急用海水ポンプ室床ドレン排水口逆止弁並びに

構内排水路に構内排水路逆流防止設備を設置する。

構内排水路に構内排水路逆流防止設備を設置する。

また，原子炉建屋 1 階の貫通部及び常設代替高圧電源装置用カルバート（立坑部）の地下
1 階床面の貫通部に対し止水処置を実施する。
これらの設備については，基準津波に加え，敷地に遡上する津波時の入力津波に対しても機能保持が可能な設計とする。

また，原子炉建屋 1 階の貫通部及び常設代替高圧電源装置用カルバート（立坑部）の地下
1 階床面の貫通部に対し止水処置を実施する。
これらの設備については，基準津波に加え，敷地に遡上する津波時の入力津波に対しても機能保持が可能な設計とする。

敷地に遡上する津波が防潮堤を超えて防潮堤内側に流入した場合の流入経路として，海水敷地に遡上する津波が防潮堤を超えて防潮堤内側に流入した場合の流入経路として，海水ポンプエリアに流入した敷地に遡上する津波が，同エリアから原子炉建屋に接続される屋外

ポンプエリアに流入した敷地に遡上する津波が，同エリアから原子炉建屋に接続される屋外

二重管を通じて原子炉建屋に到達する経路を特定した。このため，屋外二重管内に設置され二重管を通じて原子炉建屋に到達する経路を特定した。このため，屋外二重管内に設置される非常用海水配管の原子炉建屋地下階の貫通部に止水処置を講じることで，津波の原子炉建る非常用海水配管の原子炉建屋地下階の貫通部に止水処置を講じることで，津波の原子炉建

屋内への流入を防止する。

屋内への流入を防止する。

敷地に遡上する津波に対する防護対象設備（貯留堰，取水構造物及び非常用海水ポンプを敷地に遡上する津波に対する防護対象設備（貯留堰，取水構造物及び非常用海水ポンプを除く。
）を内包する建屋及び区画については，敷地に遡上する津波の影響による溢水等から除く。
）を内包する建屋及び区画については，敷地に遡上する津波の影響による溢水等から

8

備考

比較表 追加要求事項に対する適合性 （１）位置、構造及び設備 (2)耐津波構造
1.4.3 基準津波を超え敷地に遡上する津波に対する耐津波設計 第 2 回補正申請版

1.4.3 基準津波を超え敷地に遡上する津波に対する耐津波設計 第 3 回補正申請版

隔離可能な設計とするため，内郭防護として原子炉建屋原子炉棟水密扉，原子炉建屋付属棟

隔離可能な設計とするため，内郭防護として原子炉建屋原子炉棟水密扉，原子炉建屋付属棟

西側水密扉，原子炉建屋付属棟東側水密扉，原子炉建屋付属棟南側水密扉，原子炉建屋付属

西側水密扉，原子炉建屋付属棟東側水密扉，原子炉建屋付属棟南側水密扉，原子炉建屋付属

棟北側水密扉 1，原子炉建屋付属棟北側水密扉 2，緊急用海水ポンプ点検用開口部浸水防止

棟北側水密扉 1，原子炉建屋付属棟北側水密扉 2，緊急用海水ポンプ点検用開口部浸水防止蓋，緊急用海水ポンプ室人員用開口部浸水防止蓋，格納容器圧力逃がし装置格納槽点検用水蓋，緊急用海水ポンプ室人員用開口部浸水防止蓋，格納容器圧力逃がし装置格納槽点検用水

密ハッチ，常設低圧代替注水系格納槽点検用水密ハッチ，常設低圧代替注水系格納槽可搬型

密ハッチ，常設低圧代替注水系格納槽点検用水密ハッチ，常設低圧代替注水系格納槽可搬型

ポンプ用水密ハッチ及び常設代替高圧電源装置用カルバート原子炉建屋側水密扉を設置す

ポンプ用水密ハッチ及び常設代替高圧電源装置用カルバート原子炉建屋側水密扉を設置する。

る。

さらに，タービン建屋又は非常用海水系配管カルバートと隣接する原子炉建屋地下階の貫さらに，タービン建屋又は非常用海水系配管カルバートと隣接する原子炉建屋地下階の貫通部，原子炉建屋 1 階の貫通部及び常設代替高圧電源装置用カルバート（立坑部）床面の貫通部，原子炉建屋 1 階の貫通部及び常設代替高圧電源装置用カルバート（立坑部）床面の貫通部に対して止水処置を実施する。

通部に対して止水処置を実施する。

原子炉建屋，緊急用海水ポンプピット，格納容器圧力逃がし装置格納槽及び常設低圧代替

原子炉建屋，緊急用海水ポンプピット，格納容器圧力逃がし装置格納槽及び常設低圧代替

注水系格納槽の水密扉，浸水防止蓋及び水密ハッチは，内郭防護／外郭防護兼用とする。こ

注水系格納槽の水密扉，浸水防止蓋及び水密ハッチは，内郭防護／外郭防護兼用とする。これらの浸水対策の実施により，特定した流入経路からの津波の流入防止が可能であることをれらの浸水対策の実施により，特定した流入経路からの津波の流入防止が可能であることを確認した結果を第 1.4－8 表に示す。

確認した結果を第 1.4－8 表に示す。

引き波時の緊急用海水ポンプピットの水位低下に対し，緊急用海水ポンプは，通常，待機

引き波時の緊急用海水ポンプピットの水位低下に対し，緊急用海水ポンプは，通常，待機停止状態であり，敷地に遡上する津波に起因する事故シーケンスにおいて，敷地に遡上する停止状態であり，敷地に遡上する津波に起因する事故シーケンスにおいて，敷地に遡上する津波に伴う引き波の時点では運転しない運用である。また，運転する場合においても，海水

津波に伴う引き波の時点では運転しない運用である。また，運転する場合においても，海水の流路であるＳＡ用海水ピット取水塔，海水引込み管，ＳＡ用海水ピット及び緊急用海水取の流路であるＳＡ用海水ピット取水塔，海水引込み管，ＳＡ用海水ピット及び緊急用海水取

水管を地下に設置することで，緊急用海水ポンプの取水可能水位を下回らない設計とする。

水管を地下に設置することで，緊急用海水ポンプの取水可能水位を下回らない設計とする。

地震発生後，敷地に遡上する津波が発生した場合に，その影響等を俯瞰的に把握するた

地震発生後，敷地に遡上する津波が発生した場合に，その影響等を俯瞰的に把握するため，津波監視設備として，取水路に潮位計，原子炉建屋屋上及び防潮堤上部に津波・構内監

め，津波監視設備として，取水路に潮位計，原子炉建屋屋上及び防潮堤上部に津波・構内監

視カメラを設置する。

視カメラを設置する。

津波防護対策の設備分類と設置目的を第 1.4－6 表に示す。また，敷地に遡上する津波に対する津波対策設備配置図を第 1.4－8 図に示す。
1.4.3.3

敷地に遡上する津波に対する防護対象設備を内包する建屋・区画への浸水防止（外郭防護１）(1) 遡上波の地上部からの流入の防止

津波防護対策の設備分類と設置目的を第 1.4－6 表に示す。また，敷地に遡上する津波に対する津波対策設備配置図を第 1.4－8 図に示す。
1.4.3.3

敷地に遡上する津波に対する防護対象設備を内包する建屋・区画への浸水防止（外郭防護１）(1) 遡上波の地上部からの流入の防止

防潮堤及び防潮扉は，越流時の耐性を確保することで防潮堤の高さを維持し，防潮堤を越

防潮堤及び防潮扉は，越流時の耐性を確保することで防潮堤の高さを維持し，防潮堤を越流し又は回り込む津波の流入量を抑制する設計とする。また，止水性を維持し防潮堤高さを流し又は回り込む津波の流入量を抑制する設計とする。また，止水性を維持し防潮堤高さを超えない第 2 波以降の繰り返しの津波の襲来に対しては，防潮堤内側への津波の流入又は超えない第 2 波以降の繰り返しの津波の襲来に対しては，防潮堤内側への津波の流入又は回り込みを防止する設計とする。

回り込みを防止する設計とする。

T.P.＋8m の敷地に設置する原子炉建屋，格納容器圧力逃がし装置格納槽，常設低圧代替

T.P.＋8m の敷地に設置する原子炉建屋，格納容器圧力逃がし装置格納槽，常設低圧代替

注水系格納槽，緊急用海水ポンプピット及び常設代替高圧電源装置用カルバート（立坑部），

注水系格納槽，緊急用海水ポンプピット及び常設代替高圧電源装置用カルバート（立坑部），

原子炉建屋西側接続口及び原子炉建屋東側接続口については，天端及び外壁部に開口部を有

原子炉建屋西側接続口及び原子炉建屋東側接続口については，天端及び外壁部に開口部を有するとともに，防潮堤を越流又は回り込み防潮堤内側に流入する津波が地上部から到達する

するとともに，防潮堤を越流又は回り込み防潮堤内側に流入する津波が地上部から到達する9

備考比較表 追加要求事項に対する適合性 （１）位置、構造及び設備 (2)耐津波構造
1.4.3 基準津波を超え敷地に遡上する津波に対する耐津波設計 第 2 回補正申請版

1.4.3 基準津波を超え敷地に遡上する津波に対する耐津波設計 第 3 回補正申請版

高さに設置していることから，防潮堤及び防潮扉に替えて，外郭防護として建屋及び区画の高さに設置していることから，防潮堤及び防潮扉に替えて，外郭防護として建屋及び区画の境界となる外壁等に水密扉または水密ハッチを設置し，敷地に遡上する津波が流入しない設境界となる外壁等に水密扉または水密ハッチを設置し，敷地に遡上する津波が流入しない設計とする。また，原子炉建屋 1 階の貫通部及び常設代替高圧電源装置用カルバート（立坑計とする。また，原子炉建屋 1 階の貫通部及び常設代替高圧電源装置用カルバート（立坑部）地下 1 階床面の貫通部に止水処置を講じることで，敷地に遡上する津波が敷地に遡上す

部）地下 1 階床面の貫通部に止水処置を講じることで，敷地に遡上する津波が敷地に遡上する津波に対する防護対象設備を内包する建屋及び区画内に流入しない設計とする。

る津波に対する防護対象設備を内包する建屋及び区画内に流入しない設計とする。

T.P.＋11m の敷地に設置する常設代替高圧電源装置及び軽油貯蔵タンク，T.P.＋23m の敷T.P.＋11m の敷地に設置する常設代替高圧電源装置及び軽油貯蔵タンク，T.P.＋23m の敷地に設置する緊急時対策所建屋及び可搬型重大事故等対処設備保管場所（西側），T.P.＋25m

地に設置する緊急時対策所建屋及び可搬型重大事故等対処設備保管場所（西側），T.P.＋25mの敷地に設置される可搬型重大事故等対処設備保管場所（南側）は，防潮堤内側に流入したの敷地に設置される可搬型重大事故等対処設備保管場所（南側）は，防潮堤内側に流入した

敷地に遡上する津波は到達しない。
(2) 取水路，放水路等の経路からの敷地に遡上する津波の流入防止

敷地に遡上する津波は到達しない。
(2) 取水路，放水路等の経路からの敷地に遡上する津波の流入防止

取水路，放水路等の経路からの敷地に遡上する津波の流入防止については，「1.4.2 重大

取水路，放水路等の経路からの敷地に遡上する津波の流入防止については，「1.4.2 重大事故等対処施設の耐津波設計」に記載する浸水経路の特定及び対策のほか，以下の流入経路

事故等対処施設の耐津波設計」に記載する浸水経路の特定及び対策のほか，以下の流入経路を特定し対策を講じることで，敷地に遡上する津波の原子炉建屋内への流入を防止する。

を特定し対策を講じることで，敷地に遡上する津波の原子炉建屋内への流入を防止する。

①屋外二重管

①屋外二重管

屋外二重管は，非常用海水ポンプ（残留熱除去系海水系ポンプ，非常用ディーゼル発電機

屋外二重管は，非常用海水ポンプ（残留熱除去系海水系ポンプ，非常用ディーゼル発電機

用海水ポンプ及び高圧炉心スプレイポンプディーゼル発電機用海水ポンプ）からの海水配管用海水ポンプ及び高圧炉心スプレイポンプディーゼル発電機用海水ポンプ）からの海水配管を内包し地下に埋設されており，海水ポンプから送水される海水を原子炉建屋内の設備に供を内包し地下に埋設されており，海水ポンプから送水される海水を原子炉建屋内の設備に供給するため，原子炉建屋境界地下階に海水配管が貫通している。

給するため，原子炉建屋境界地下階に海水配管が貫通している。

敷地に遡上する津波が防潮堤を超えた場合，海水ポンプエリアに流入し，同エリアから原敷地に遡上する津波が防潮堤を超えた場合，海水ポンプエリアに流入し，同エリアから原子炉建屋に接続される屋外二重管を通じて原子炉建屋に到達及び原子炉建屋内に流入する

子炉建屋に接続される屋外二重管を通じて原子炉建屋に到達及び原子炉建屋内に流入する

おそれがある。このため，屋外二重管内に設置される海水配管の原子炉建屋地下階の貫通部

おそれがある。このため，屋外二重管内に設置される海水配管の原子炉建屋地下階の貫通部に止水処置を講じることで，敷地に遡上する津波の原子炉建屋内への流入を防止する。

に止水処置を講じることで，敷地に遡上する津波の原子炉建屋内への流入を防止する。

1.4.3.4

漏水による敷地に遡上する津波に対して重大事故等に対処するために必要な機能への影響防止（外郭防護 2）

1.4.3.4

漏水による敷地に遡上する津波に対して重大事故等に対処するために必要な機能への影響防止（外郭防護 2）

敷地に遡上する津波に対する漏水対策の考え方は，「1.4.2 重大事故等対処施設の耐津波設敷地に遡上する津波に対する漏水対策の考え方は，「1.4.2 重大事故等対処施設の耐津波設計」に同じ。ただし，非常用海水ポンプが設置されている海水ポンプ室については，敷地に遡計」に同じ。ただし，非常用海水ポンプが設置されている海水ポンプ室については，敷地に遡上する津波が防潮堤を越流又は回り込み流入することで非常用海水ポンプが機能喪失するこ

上する津波が防潮堤を越流又は回り込み流入することで非常用海水ポンプが機能喪失することから，海水ポンプ室に替えて，代替機能を有する緊急用海水ポンプを内包する緊急用海水ポとから，海水ポンプ室に替えて，代替機能を有する緊急用海水ポンプを内包する緊急用海水ポ

ンプピットの緊急用海水ポンプモータ設置エリアを浸水想定範囲として漏水の評価を行う。

ンプピットの緊急用海水ポンプモータ設置エリアを浸水想定範囲として漏水の評価を行う。

敷地に遡上する津波は，格納容器圧力逃がし装置格納槽，常設低圧代替注水系格納槽及び常敷地に遡上する津波は，格納容器圧力逃がし装置格納槽，常設低圧代替注水系格納槽及び常設代替高圧電源装置用カルバート（立坑部）が設置されるエリアに地上部から到達することか

設代替高圧電源装置用カルバート（立坑部）が設置されるエリアに地上部から到達することから，浸水防止設備として水密扉又は浸水防止蓋を設置する。これらは，通常閉鎖されかつボル

ら，浸水防止設備として水密扉又は浸水防止蓋を設置する。これらは，通常閉鎖されかつボルトにより締結状態にあることから，地上部からの漏水が継続する可能性はなく，浸水想定範囲

トにより締結状態にあることから，地上部からの漏水が継続する可能性はなく，浸水想定範囲

として漏水の評価は行わない。同様に，緊急用海水ポンプモータ設置エリアの天端についてもとして漏水の評価は行わない。同様に，緊急用海水ポンプモータ設置エリアの天端についても通常閉鎖されかつボルトにより締結状態にある浸水防止蓋を設置することから，地上部からの通常閉鎖されかつボルトにより締結状態にある浸水防止蓋を設置することから，地上部からの10

備考

比較表 追加要求事項に対する適合性 （１）位置、構造及び設備 (2)耐津波構造
1.4.3 基準津波を超え敷地に遡上する津波に対する耐津波設計 第 2 回補正申請版

1.4.3 基準津波を超え敷地に遡上する津波に対する耐津波設計 第 3 回補正申請版

漏水が継続する可能性はなく，緊急用海水ポンプモータ設置エリアの漏水評価の際の開口部と漏水が継続する可能性はなく，緊急用海水ポンプモータ設置エリアの漏水評価の際の開口部とはならない。

はならない。

(1) 漏水対策(1) 漏水対策

緊急用海水ポンプモータ設置エリアにおける漏水の可能性を検討した結果，緊急用海水ポ

緊急用海水ポンプモータ設置エリアにおける漏水の可能性を検討した結果，緊急用海水ポ

ンプピットの入力津波高さが，敷地に遡上する津波に対して重大事故等に対処するために必

ンプピットの入力津波高さが，敷地に遡上する津波に対して重大事故等に対処するために必要な機能を有する設備である緊急用海水ポンプが設置されている緊急用海水ポンプモータ

要な機能を有する設備である緊急用海水ポンプが設置されている緊急用海水ポンプモータ

設置エリアの床面高さを上回り，床面に開口部等が存在する場合は，当該部で漏水が継続す設置エリアの床面高さを上回り，床面に開口部等が存在する場合は，当該部で漏水が継続する可能性がある。また，緊急用海水ポンプピット上に敷地に遡上する津波が到達し，緊急用る可能性がある。また，緊急用海水ポンプピット上に敷地に遡上する津波が到達し，緊急用

海水ポンプモータ設置エリアの天端に開口部等が存在する場合は，当該部で漏水が継続する

海水ポンプモータ設置エリアの天端に開口部等が存在する場合は，当該部で漏水が継続する可能性があることから，緊急用海水ポンプモータ設置エリアを漏水が継続することによる浸可能性があることから，緊急用海水ポンプモータ設置エリアを漏水が継続することによる浸水の範囲（以下 1.4.3 において「浸水想定範囲」という。
）として想定する。なお，緊急用

水の範囲（以下 1.4.3 において「浸水想定範囲」という。
）として想定する。なお，緊急用

海水ポンプモータ設置エリアには，周辺に他の重大事故等に対処するために必要な機能を有海水ポンプモータ設置エリアには，周辺に他の重大事故等に対処するために必要な機能を有する設備は設置されていない。

する設備は設置されていない。

緊急用海水ポンプモータ設置エリアにおける漏水の可能性を検討した結果，緊急用海水ポ

緊急用海水ポンプモータ設置エリアにおける漏水の可能性を検討した結果，緊急用海水ポ

ンプモータ設置エリアの天端の開口部については浸水防止蓋，床面の開口部等である緊急用

ンプモータ設置エリアの天端の開口部については浸水防止蓋，床面の開口部等である緊急用

海水ポンプグランドドレン排出口及び緊急用海水ポンプ室床ドレン排出口については，逆止海水ポンプグランドドレン排出口及び緊急用海水ポンプ室床ドレン排出口については，逆止弁を設置する設計上の配慮を施しており漏水による浸水経路とならない。これらの浸水対策弁を設置する設計上の配慮を施しており漏水による浸水経路とならない。これらの浸水対策の概要について，第 1.4－8 図に示す。

の概要について，第 1.4－8 図に示す。

以上より，緊急用海水ポンプモータ設置エリアへの漏水の可能性はない。
(2) 重大事故等に対処するために必要な機能への影響評価

以上より，緊急用海水ポンプモータ設置エリアへの漏水の可能性はない。
(2) 重大事故等に対処するために必要な機能への影響評価

緊急用海水ポンプモータ設置エリア，格納容器圧力逃がし装置格納槽，常設低圧代替注水

緊急用海水ポンプモータ設置エリア，格納容器圧力逃がし装置格納槽，常設低圧代替注水

系格納槽及び常設代替高圧電源装置用カルバート（トンネル部，立坑部及びカルバート部）

系格納槽及び常設代替高圧電源装置用カルバート（トンネル部，立坑部及びカルバート部）には，重大事故等に対処するために必要な機能を有する設備が設置され，敷地に遡上する津には，重大事故等に対処するために必要な機能を有する設備が設置され，敷地に遡上する津波の流入による冠水によって機能喪失するおそれがあることから防水区画化する。

波の流入による冠水によって機能喪失するおそれがあることから防水区画化する。

上記(1)より，緊急用海水ポンプピットの緊急用海水ポンプモータ設置エリア，格納容器

上記(1)より，緊急用海水ポンプピットの緊急用海水ポンプモータ設置エリア，格納容器

圧力逃がし装置格納槽，常設低圧代替注水系格納槽及び常設代替高圧電源装置用カルバート

圧力逃がし装置格納槽，常設低圧代替注水系格納槽及び常設代替高圧電源装置用カルバート（トンネル部，立坑部及びカルバート部）への漏水による浸水の可能性はないが，保守的な（トンネル部，立坑部及びカルバート部）への漏水による浸水の可能性はないが，保守的な想定として，機械的可動部である弁体（フロート）の動作により漏水を防止する緊急用海水想定として，機械的可動部である弁体（フロート）の動作により漏水を防止する緊急用海水ポンプグランドドレン排出口逆止弁及び緊急用海水ポンプ室床ドレン排出口逆止弁の弁体ポンプグランドドレン排出口逆止弁及び緊急用海水ポンプ室床ドレン排出口逆止弁の弁体（フロート）の開固着による動作不良を考慮し，漏水想定範囲における浸水を仮定する。そ（フロート）の開固着による動作不良を考慮し，漏水想定範囲における浸水を仮定する。その上で敷地に遡上する津波への対処に必要な機能を有する緊急用海水ポンプについて，緊急の上で敷地に遡上する津波への対処に必要な機能を有する緊急用海水ポンプについて，緊急用海水ポンプモータ設置エリアへの漏水による浸水量を評価し，敷地に遡上する津波への対用海水ポンプモータ設置エリアへの漏水による浸水量を評価し，敷地に遡上する津波への対処に必要な機能への影響がないことを確認する。
(3) 排水設備の検討
浸水想定範囲である緊急用海水ポンプモータ設置エリアにおいて，長期間の冠水が想定される場合は排水設備を設置する。

処に必要な機能への影響がないことを確認する。
(3) 排水設備の検討
浸水想定範囲である緊急用海水ポンプモータ設置エリアにおいて，長期間の冠水が想定される場合は排水設備を設置する。

11

備考

比較表 追加要求事項に対する適合性 （１）位置、構造及び設備 (2)耐津波構造
1.4.3 基準津波を超え敷地に遡上する津波に対する耐津波設計 第 2 回補正申請版

1.4.3 基準津波を超え敷地に遡上する津波に対する耐津波設計 第 3 回補正申請版

1.4.3.5 津波防護対象設備を内包する建屋及び区画の隔離（内郭防護）

1.4.3.5 津波防護対象設備を内包する建屋及び区画の隔離（内郭防護）(1) 浸水防護重点化範囲の設定(1) 浸水防護重点化範囲の設定「1.4.2 重大事故等対処施設の耐津波設計」に同じ。なお，海水ポンプ室については，「1.4.2 重大事故等対処施設の耐津波設計」に同じ。なお，海水ポンプ室については，敷地に遡上する津波が防潮堤を越流又は回り込み流入し，内包する非常用海水ポンプが機能敷地に遡上する津波が防潮堤を越流又は回り込み流入し，内包する非常用海水ポンプが機能喪失することを想定するため，浸水防護重点化範囲とはならない。
(2) 浸水防護重点化範囲の境界における浸水対策

喪失することを想定するため，浸水防護重点化範囲とはならない。
(2) 浸水防護重点化範囲の境界における浸水対策「1.4.2 重大事故等対処施設の耐津波設計」に記載する浸水防護重点化範囲（海水ポン「1.4.2 重大事故等対処施設の耐津波設計」に記載する浸水防護重点化範囲（海水ポンプ室を除く。）については，津波による溢水を考慮した浸水範囲，浸水量について，以下のプ室を除く。）については，津波による溢水を考慮した浸水範囲，浸水量について，以下のとおり地震による溢水の影響も含めて確認を行い，浸水防護重点化範囲への浸水の可能性のとおり地震による溢水の影響も含めて確認を行い，浸水防護重点化範囲への浸水の可能性のある経路，浸水口等を特定し，浸水対策を実施する。

ある経路，浸水口等を特定し，浸水対策を実施する。

これらの内郭防護は，外郭防護と兼用する設計とする（原子炉建屋境界地下階の貫通部止これらの内郭防護は，外郭防護と兼用する設計とする（原子炉建屋境界地下階の貫通部止水処置を除く。ただし，屋外二重管（非常用海水系配管貫通部）については外郭防護と兼用）。

水処置を除く。ただし，屋外二重管（非常用海水系配管貫通部）については外郭防護と兼用）。

また，防潮堤内に流入した敷地に遡上する津波の地上部からの流入経路及び溢水との重畳

また，防潮堤内に流入した敷地に遡上する津波の地上部からの流入経路及び溢水との重畳

並びに敷地に遡上する津波特有の流入経路を検討し，特定された経路に対し浸水対策を実施

並びに敷地に遡上する津波特有の流入経路を検討し，特定された経路に対し浸水対策を実施

する。

する。

浸水対策の実施に当たっては，以下のａ．～d．の影響を考慮する。

浸水対策の実施に当たっては，以下のａ．～d．の影響を考慮する。

ａ．地震に起因するタービン建屋内の循環水系配管の伸縮継手の破損並びに耐震Ｂクラス及ａ．地震に起因するタービン建屋内の循環水系配管の伸縮継手の破損並びに耐震Ｂクラス及びＣクラス機器の損傷により，保有水が溢水するとともに，敷地に遡上する津波が循環水

びＣクラス機器の損傷により，保有水が溢水するとともに，敷地に遡上する津波が循環水系配管に流れ込み，循環水系配管の伸縮継手の損傷箇所を介して，タービン建屋内に流入

系配管に流れ込み，循環水系配管の伸縮継手の損傷箇所を介して，タービン建屋内に流入することが考えられる。このため，タービン建屋内に流入した海水による，タービン建屋

することが考えられる。このため，タービン建屋内に流入した海水による，タービン建屋に隣接する浸水防護重点化範囲（原子炉建屋）への影響を評価する。

に隣接する浸水防護重点化範囲（原子炉建屋）への影響を評価する。

ｂ．地震に起因する屋外に敷設する非常用海水系配管（戻り管）の損傷により，海水が配管

ｂ．地震に起因する屋外に敷設する非常用海水系配管（戻り管）の損傷により，海水が配管の損傷箇所を介して，敷地に遡上する津波に対する防護対象設備（貯留堰及び取水構造物の損傷箇所を介して，敷地に遡上する津波に対する防護対象設備（貯留堰及び取水構造物

を除く。）の設置された敷地に流入することが考えられる。このため，敷地に流入した津を除く。
）の設置された敷地に流入することが考えられる。このため，敷地に流入した津波による浸水防護重点化範囲のうち，高所に設置する範囲を除く原子炉建屋，格納容器圧

波による浸水防護重点化範囲のうち，高所に設置する範囲を除く原子炉建屋，格納容器圧

力逃がし装置格納槽，常設低圧代替注水系格納槽，緊急用海水ポンプピット及び常設代替

力逃がし装置格納槽，常設低圧代替注水系格納槽，緊急用海水ポンプピット及び常設代替

高圧電源装置用カルバート（トンネル部，立坑部及びカルバート部）への影響を評価する。

高圧電源装置用カルバート（トンネル部，立坑部及びカルバート部）への影響を評価する。

ｃ．地下水については，地震時の地下水の流入が浸水防護重点化範囲へ与える影響について

ｃ．地下水については，地震時の地下水の流入が浸水防護重点化範囲へ与える影響について評価する。
ｄ．地震に起因する屋外タンク等の損傷による溢水が，浸水防護重点化範囲へ与える影響に評価する。
ｄ．地震に起因する屋外タンク等の損傷による溢水が，浸水防護重点化範囲へ与える影響について評価する。
(3) 上記(2)ａ．～ｄ．の浸水範囲，浸水量の評価については，以下のとおり安全側の想定をついて評価する。
(3)

上記(2)ａ．～ｄ．の浸水範囲，浸水量の評価については，以下のとおり安全側の想定を

実施する。

実施する。

ａ．タービン建屋内の機器・配管の損傷による津波，溢水等の事象想定

ａ．タービン建屋内の機器・配管の損傷による津波，溢水等の事象想定「1.4.2 重大事故等対処施設の耐津波設計」に同じ。ただし，インターロックによっ「1.4.2 重大事故等対処施設の耐津波設計」に同じ。ただし，インターロックによっ

12

備考比較表 追加要求事項に対する適合性 （１）位置、構造及び設備 (2)耐津波構造
1.4.3 基準津波を超え敷地に遡上する津波に対する耐津波設計 第 2 回補正申請版

1.4.3 基準津波を超え敷地に遡上する津波に対する耐津波設計 第 3 回補正申請版て，津波の襲来前に復水器水室出入口弁を閉止しても敷地に遡上する津波が防潮堤を超えて，津波の襲来前に復水器水室出入口弁を閉止しても敷地に遡上する津波が防潮堤を超えてタービン建屋に到達することから，タービン建屋への津波の流入を考慮する。

てタービン建屋に到達することから，タービン建屋への津波の流入を考慮する。

ｂ．循環水ポンプ室内の機器・配管の損傷による津波，溢水等の事象想定

ｂ．循環水ポンプ室内の機器・配管の損傷による津波，溢水等の事象想定

循環水ポンプ室内の機器・配管の損傷による津波，溢水等については，防潮堤を越流又

循環水ポンプ室内の機器・配管の損傷による津波，溢水等については，防潮堤を越流又は回り込む敷地に遡上する津波が海水ポンプ室内へ流入する前提であることから想定不は回り込む敷地に遡上する津波が海水ポンプ室内へ流入する前提であることから想定不要とする。
ｃ．非常用海水系配管（戻り管）の損傷による敷地に遡上する津波，溢水等の事象想定要とする。
ｃ．非常用海水系配管（戻り管）の損傷による敷地に遡上する津波，溢水等の事象想定「1.4.2 重大事故等対処施設の耐津波設計」に同じ。なお，敷地に遡上する津波にお「1.4.2 重大事故等対処施設の耐津波設計」に同じ。なお，敷地に遡上する津波においては，非常用海水ポンプが全台機能喪失することから，非常用海水系配管（戻り管）かいては，非常用海水ポンプが全台機能喪失することから，非常用海水系配管（戻り管）からの非常用海水ポンプからの溢水はない。

らの非常用海水ポンプからの溢水はない。

非常用海水系配管（戻り管）を共用する緊急用海水ポンプは，敷地に遡上する津波の発

非常用海水系配管（戻り管）を共用する緊急用海水ポンプは，敷地に遡上する津波の発生時点では運転しないが，事象の進展に伴い 1 台を運転する可能性があることから，その生時点では運転しないが，事象の進展に伴い 1 台を運転する可能性があることから，その定格流量が溢水し，敷地に遡上する津波に対する防護対象設備の設置された敷地に流入し定格流量が溢水し，敷地に遡上する津波に対する防護対象設備の設置された敷地に流入したときの浸水防護重点化範囲への影響を確認する。
ｄ．機器・配管損傷による津波浸水量の考慮たときの浸水防護重点化範囲への影響を確認する。
ｄ．機器・配管損傷による津波浸水量の考慮「1.4.2 重大事故等対処施設の耐津波設計」に同じ。ただし，インターロックによっ「1.4.2 重大事故等対処施設の耐津波設計」に同じ。ただし，インターロックによって津波の襲来前に復水器水室出入口弁及び循環水ポンプ出口弁を閉止しても，敷地に遡上て津波の襲来前に復水器水室出入口弁及び循環水ポンプ出口弁を閉止しても，敷地に遡上する津波が防潮堤を越流又は回り込みタービン建屋に到達することから，タービン建屋へする津波が防潮堤を越流又は回り込みタービン建屋に到達することから，タービン建屋への津波の流入を考慮する。

の津波の流入を考慮する。

ｅ．機器・配管等の損傷による内部溢水の考慮「1.4.2 重大事故等対処施設の耐津波設計」に同じ。
ｆ．地下水の溢水影響の考慮「1.4.2 重大事故等対処施設の耐津波設計」に同じ。
ｇ．屋外タンク等の損傷による溢水等の事象想定

ｅ．機器・配管等の損傷による内部溢水の考慮「1.4.2 重大事故等対処施設の耐津波設計」に同じ。
ｆ．地下水の溢水影響の考慮「1.4.2 重大事故等対処施設の耐津波設計」に同じ。
ｇ．屋外タンク等の損傷による溢水等の事象想定

屋外タンクの損傷による溢水については，地震時の屋外タンクの溢水により浸水防護重屋外タンクの損傷による溢水については，地震時の屋外タンクの溢水により浸水防護重点化範囲に到達することを想定し，敷地に遡上する津波と重畳することを考慮しても，原点化範囲に到達することを想定し，敷地に遡上する津波と重畳することを考慮しても，原子炉建屋，格納容器圧力逃がし装置格納槽，常設低圧代替注水系格納槽，緊急用海水ポン

子炉建屋，格納容器圧力逃がし装置格納槽，常設低圧代替注水系格納槽，緊急用海水ポン

プピット及び常設代替高圧電源装置用カルバート（立坑部）に浸水対策を実施するため，

プピット及び常設代替高圧電源装置用カルバート（立坑部）に浸水対策を実施するため，

浸水防護重点化範囲の建屋又は区域に浸入することはない。

浸水防護重点化範囲の建屋又は区域に浸入することはない。

常設代替高圧電源装置置場（西側淡水貯水設備，高所東側接続口，高所西側接続口，西

常設代替高圧電源装置置場（西側淡水貯水設備，高所東側接続口，高所西側接続口，西側ＳＡ立坑及び東側ＤＢ立坑含む）については，扉等の開口部の下端位置に溢水が到達し側ＳＡ立坑及び東側ＤＢ立坑含む）については，扉等の開口部の下端位置に溢水が到達しないことから浸水防護重点化範囲の区画に浸入することはない。
ｈ．施設・設備施工上生じうる隙間部等についての考慮ないことから浸水防護重点化範囲の区画に浸入することはない。
ｈ．施設・設備施工上生じうる隙間部等についての考慮

原子炉建屋周辺におけるサブドレン及び排水ポンプの設計については，「1.4.2 重大事

原子炉建屋周辺におけるサブドレン及び排水ポンプの設計については，「1.4.2 重大事

故等対処施設の耐津波設計」に同じ。また，新設の地下格納槽については，鉄筋コンクリ

故等対処施設の耐津波設計」に同じ。また，新設の地下格納槽については，鉄筋コンクリート製カルバートで原子炉建屋と直接接続すること及び地中の外壁に開口部又は配管等

ート製カルバートで原子炉建屋と直接接続すること及び地中の外壁に開口部又は配管等

13

備考比較表 追加要求事項に対する適合性 （１）位置、構造及び設備 (2)耐津波構造
1.4.3 基準津波を超え敷地に遡上する津波に対する耐津波設計 第 2 回補正申請版

1.4.3 基準津波を超え敷地に遡上する津波に対する耐津波設計 第 3 回補正申請版の貫通部を設けないことで，施工上，隙間部等が生じない設計とすることから，地下水にの貫通部を設けないことで，施工上，隙間部等が生じない設計とすることから，地下水による浸水防護重点化範囲への有意な影響はない。

よる浸水防護重点化範囲への有意な影響はない。

1.4.3.6

水位変動に伴う取水性低下による重大事故等に対処するために必要な機能への影響防1.4.3.6

止(1) 緊急用海水ポンプの取水性

水位変動に伴う取水性低下による重大事故等に対処するために必要な機能への影響防止(1) 緊急用海水ポンプの取水性

水位変動に伴う取水性低下による重大事故等に対処するために必要な機能への影響を防水位変動に伴う取水性低下による重大事故等に対処するために必要な機能への影響を防止する設計とする。重大事故等時に使用する緊急用海水ポンプは，非常用取水設備のＳＡ用止する設計とする。重大事故等時に使用する緊急用海水ポンプは，非常用取水設備のＳＡ用

海水ピット取水塔，海水引込み管，ＳＡ用海水ピット及び緊急用海水取水管を流路として使海水ピット取水塔，海水引込み管，ＳＡ用海水ピット及び緊急用海水取水管を流路として使用する設計であり，敷地に遡上する津波による引き波時に，取水箇所であるＳＡ用海水ピッ用する設計であり，敷地に遡上する津波による引き波時に，取水箇所であるＳＡ用海水ピッ

ト取水塔の天端高さ（T.P.－2.2m）より海面の高さが一時的に低い状況となる可能性がある

ト取水塔の天端高さ（T.P.－2.2m）より海面の高さが一時的に低い状況となる可能性があるが，この時点で緊急用海水ポンプは運転していないため，敷地に遡上する津波による水位変が，この時点で緊急用海水ポンプは運転していないため，敷地に遡上する津波による水位変動に伴う取水性への影響はない。また，緊急用海水ポンプピットの水面は，引き波時の水位動に伴う取水性への影響はない。また，緊急用海水ポンプピットの水面は，引き波時の水位低下時においても，ポンプ吸込み口より十分高い位置にあることから，緊急用海水ポンプ 1

低下時においても，ポンプ吸込み口より十分高い位置にあることから，緊急用海水ポンプ 1

台が 30 分以上運転を継続し，残留熱除去系熱交換器及び補機類の冷却に必要な海水（約 690m

台が 30 分以上運転を継続し，残留熱除去系熱交換器及び補機類の冷却に必要な海水（約 690m

３

３－2.2m を下回る時間は約 10 分間であるのに対し，緊急用海水ポンプは，30 分以上運転継続－2.2m を下回る時間は約 10 分間であるのに対し，緊急用海水ポンプは，30 分以上運転継続が可能であることから，非常用取水設備は，十分な容量を有している。

が可能であることから，非常用取水設備は，十分な容量を有している。

／h）を確保できる設計とする。なお，津波高さがＳＡ用海水ピット取水塔天端高さ T.P.

／h）を確保できる設計とする。なお，津波高さがＳＡ用海水ピット取水塔天端高さ T.P.

重大事故時に使用する可搬型代替注水大型ポンプ及び可搬型代替注水中型ポンプの水源

重大事故時に使用する可搬型代替注水大型ポンプ及び可搬型代替注水中型ポンプの水源であるＳＡ用海水ピットは，敷地に遡上する津波による引き波時に水位が低下する可能性がであるＳＡ用海水ピットは，敷地に遡上する津波による引き波時に水位が低下する可能性があるが，可搬型設備は津波が収束した後に使用すること及び投げ込み式の取水ポンプの着座あるが，可搬型設備は津波が収束した後に使用すること及び投げ込み式の取水ポンプの着座

位置は十分低い位置にあることから取水性に影響はない。

位置は十分低い位置にあることから取水性に影響はない。

(2) 津波の二次的な影響による緊急用海水ポンプの機能保持確認(2) 津波の二次的な影響による緊急用海水ポンプの機能保持確認

敷地に遡上する津波による水位変動に伴う海底の砂移動・堆積及び漂流物に対して，非常敷地に遡上する津波による水位変動に伴う海底の砂移動・堆積及び漂流物に対して，非常用取水設備のＳＡ用海水ピット取水塔，海水引込み管，ＳＡ用海水ピット，緊急用海水取水

用取水設備のＳＡ用海水ピット取水塔，海水引込み管，ＳＡ用海水ピット，緊急用海水取水管及び緊急用海水ポンプピットの通水性が確保できる設計とする。

管及び緊急用海水ポンプピットの通水性が確保できる設計とする。

また，敷地に遡上する津波による水位変動に伴う浮遊砂等の混入に対して，緊急用海水ポ

また，敷地に遡上する津波による水位変動に伴う浮遊砂等の混入に対して，緊急用海水ポ

ンプは機能保持できる設計とする。

ンプは機能保持できる設計とする。

ａ．砂移動・堆積の影響

ａ．砂移動・堆積の影響

緊急用海水ポンプピットの砂の堆積量は，敷地に遡上する津波による砂移動に関する数

緊急用海水ポンプピットの砂の堆積量は，敷地に遡上する津波による砂移動に関する数

値シミュレーションの結果，浮遊砂の上限濃度 1％時において約 0.03m であり，緊急用海値シミュレーションの結果，浮遊砂の上限濃度 1％時において約 0.03m であり，緊急用海水ポンプ吸込み位置はポンプピット底面より 20m 以上高い位置にあることから，吸込み

水ポンプ吸込み位置はポンプピット底面より 20m 以上高い位置にあることから，吸込み口に達することはなく取水性に影響はない。

口に達することはなく取水性に影響はない。

ＳＡ用海水ピットの砂の堆積量は，上限浮遊砂上限濃度 1％時において約 0.35m であ

ＳＡ用海水ピットの砂の堆積量は，上限浮遊砂上限濃度 1％時において約 0.35m であり，ピット底部より約 1.8m 上方に取り付けられる緊急用海水取水管を閉塞させることはり，ピット底部より約 1.8m 上方に取り付けられる緊急用海水取水管を閉塞させることは

ない。

ない。

14

備考

比較表 追加要求事項に対する適合性 （１）位置、構造及び設備 (2)耐津波構造
1.4.3 基準津波を超え敷地に遡上する津波に対する耐津波設計 第 2 回補正申請版

1.4.3 基準津波を超え敷地に遡上する津波に対する耐津波設計 第 3 回補正申請版

ＳＡ用海水ピット取水塔の砂の堆積量は，上限浮遊砂上限濃度 1％時において約 1.1m

ＳＡ用海水ピット取水塔の砂の堆積量は，上限浮遊砂上限濃度 1％時において約 1.1mの砂の堆積が想定されるが，海水取水吸込み位置は 10m 以上上方にあることから取水性の砂の堆積が想定されるが，海水取水吸込み位置は 10m 以上上方にあることから取水性に影響はない。

に影響はない。

以上のことから，砂の移動・堆積による緊急用海水ポンプの流路である非常用取水設備の通水性への影響はない。
ｂ．緊急用海水ポンプへの浮遊砂の巻き込みの影響

以上のことから，砂の移動・堆積による緊急用海水ポンプの流路である非常用取水設備の通水性への影響はない。
ｂ．緊急用海水ポンプへの浮遊砂の巻き込みの影響

緊急用海水ポンプは，取水時に浮遊砂の一部が軸受潤滑水としてポンプ軸受に混入した

緊急用海水ポンプは，取水時に浮遊砂の一部が軸受潤滑水としてポンプ軸受に混入したとしても，緊急用海水ポンプの軸受に設けられた約 3.7mm の異物逃し溝から排出されるとしても，緊急用海水ポンプの軸受に設けられた約 3.7mm の異物逃し溝から排出される構造とする。

構造とする。

これに対して，発電所周辺の砂の平均粒径は 0.15mm（底質調査）で，粒径数ミリメート

これに対して，発電所周辺の砂の平均粒径は 0.15mm（底質調査）で，粒径数ミリメート

ル以上の砂はごくわずかであることに加えて，粒径数ミリメートル以上の砂は浮遊し難い

ル以上の砂はごくわずかであることに加えて，粒径数ミリメートル以上の砂は浮遊し難いものであることを踏まえると，大きな粒径の砂はほとんど混入しないと考えられ，砂混入ものであることを踏まえると，大きな粒径の砂はほとんど混入しないと考えられ，砂混入に対して緊急用海水ポンプの取水機能は保持できる。

に対して緊急用海水ポンプの取水機能は保持できる。

ｃ．漂流物の影響

ｃ．漂流物の影響

ＳＡ用海水ピット取水塔は，防潮堤外側海域の海底面下に設置し海底面上に漂流物の衝

ＳＡ用海水ピット取水塔は，防潮堤外側海域の海底面下に設置し海底面上に漂流物の衝突影響を受ける構造物がないことから漂流物の衝突影響の評価対象とはしないが，緊急用

突影響を受ける構造物がないことから漂流物の衝突影響の評価対象とはしないが，緊急用海水ポンプの海水取入れ口であることから，漂流物の堆積による取水性への影響を評価す

海水ポンプの海水取入れ口であることから，漂流物の堆積による取水性への影響を評価する。

る。

敷地に遡上する津波においては，防潮堤を越流又は回り込み防潮堤内側に津波が流入す

敷地に遡上する津波においては，防潮堤を越流又は回り込み防潮堤内側に津波が流入することから，緊急用海水ポンプの取水性への影響評価に加え，防潮堤内側に設置され，敷ることから，緊急用海水ポンプの取水性への影響評価に加え，防潮堤内側に設置され，敷地に遡上する津波の遡上に伴い漂流物となる可能性がある施設・設備等を抽出し，敷地に地に遡上する津波の遡上に伴い漂流物となる可能性がある施設・設備等を抽出し，敷地に遡上する津波に対する防護対象設備を内包する建屋及び区画，並びに建屋等に内包されな遡上する津波に対する防護対象設備を内包する建屋及び区画，並びに建屋等に内包されない重大事故等対処設備への衝突影響を評価する。

い重大事故等対処設備への衝突影響を評価する。

敷地に遡上する津波に対する防護対象設備を内包する建屋及び区画，並びに建屋等に内敷地に遡上する津波に対する防護対象設備を内包する建屋及び区画，並びに建屋等に内包されない重大事故等対処設備である格納容器圧力逃がし装置地上敷設部（出口配管），

包されない重大事故等対処設備である格納容器圧力逃がし装置地上敷設部（出口配管），

原子炉建屋東側接続口及び排気筒は，防潮堤内側に流入した敷地に遡上する津波が到達す

原子炉建屋東側接続口及び排気筒は，防潮堤内側に流入した敷地に遡上する津波が到達する T.P.＋8m の敷地に設置されることから，漂流物の衝突影響の評価対象とする。また，

る T.P.＋8m の敷地に設置されることから，漂流物の衝突影響の評価対象とする。また，緊急用海水ポンプピット地上敷設部（換気用配管）については，漂流物の衝突により損傷

緊急用海水ポンプピット地上敷設部（換気用配管）については，漂流物の衝突により損傷した場合に緊急用海水ポンプモータ設置エリアへの浸水経路となり得ることから，漂流物した場合に緊急用海水ポンプモータ設置エリアへの浸水経路となり得ることから，漂流物の衝突影響の評価対象とする。

の衝突影響の評価対象とする。

常設代替高圧電源装置用カルバート（立坑部）は，地上に漂流物の衝突影響を受ける構
造物がないことから，漂流物の衝突影響の評価対象としない。
原子炉建屋西側接続口は，常設代替高圧電源装置用カルバート（立坑部）に内包される

常設代替高圧電源装置用カルバート（立坑部）は，地上に漂流物の衝突影響を受ける構
造物がないことから，漂流物の衝突影響の評価対象としない。
原子炉建屋西側接続口は，常設代替高圧電源装置用カルバート（立坑部）に内包されることから漂流物の衝突影響の評価対象としない。

ことから漂流物の衝突影響の評価対象としない。

(a) 漂流物の抽出方法(a) 漂流物の抽出方法

防潮堤外側（発電所敷地外及び敷地内）の漂流物の抽出及び評価については，「1.4.1

防潮堤外側（発電所敷地外及び敷地内）の漂流物の抽出及び評価については，「1.4.115

備考

比較表 追加要求事項に対する適合性 （１）位置、構造及び設備 (2)耐津波構造
1.4.3 基準津波を超え敷地に遡上する津波に対する耐津波設計 第 2 回補正申請版
設計基準対象施設の耐津波設計」を適用する。

1.4.3 基準津波を超え敷地に遡上する津波に対する耐津波設計 第 3 回補正申請版
設計基準対象施設の耐津波設計」を適用する。

防潮堤内側で発生する漂流物については，防潮堤内側の建物等の設置状況を網羅的に

防潮堤内側で発生する漂流物については，防潮堤内側の建物等の設置状況を網羅的に調査し，設置物については，地震で倒壊する可能性のあるものは倒壊させた上で，浮力調査し，設置物については，地震で倒壊する可能性のあるものは倒壊させた上で，浮力計算により漂流するか否かの検討を第 1.4－10 図防潮堤内側における漂流物評価フロ計算により漂流するか否かの検討を第 1.4－10 図防潮堤内側における漂流物評価フロ

ーに従い行う。
(b) 抽出された漂流物の影響評価

ーに従い行う。
(b) 抽出された漂流物の影響評価

敷地に遡上する津波により漂流物となる可能性のある施設・設備が，緊急用海水ポン

敷地に遡上する津波により漂流物となる可能性のある施設・設備が，緊急用海水ポン

プの取水性に影響を及ぼさないことを確認する。また，漂流物が，敷地に遡上する津波

プの取水性に影響を及ぼさないことを確認する。また，漂流物が，敷地に遡上する津波に対する防護対象設備を内包する建屋及び区画に影響を及ぼさないことを確認する。

に対する防護対象設備を内包する建屋及び区画に影響を及ぼさないことを確認する。

緊急用海水ポンプの取水性については，緊急用海水ポンプの海水取入れ口であるＳＡ

緊急用海水ポンプの取水性については，緊急用海水ポンプの海水取入れ口であるＳＡ

用海水ピット取水塔に到達する可能性のある漂流物として，ＳＡ用海水ピット取水塔周用海水ピット取水塔に到達する可能性のある漂流物として，ＳＡ用海水ピット取水塔周辺の捨石が挙げられるが，ＳＡ用海水ピット取水塔の上部に格子状の蓋を設けること

辺の捨石が挙げられるが，ＳＡ用海水ピット取水塔の上部に格子状の蓋を設けることで，上部に捨石が堆積したとしても必要な取水量を確保可能であることから，緊急用海で，上部に捨石が堆積したとしても必要な取水量を確保可能であることから，緊急用海水ポンプの取水性に影響はない。

水ポンプの取水性に影響はない。

防潮堤内側に設置される敷地に遡上する津波に対する防護対象設備への衝突影響評

防潮堤内側に設置される敷地に遡上する津波に対する防護対象設備への衝突影響評

価については，漂流物の発生エリアごとに漂流物となり得る物品等を抽出し，それぞれ価については，漂流物の発生エリアごとに漂流物となり得る物品等を抽出し，それぞれに対して評価を実施する。

に対して評価を実施する。

防潮堤外側の発電所敷地内において漂流物となり，防潮堤及び防潮扉に到達する可能

防潮堤外側の発電所敷地内において漂流物となり，防潮堤及び防潮扉に到達する可能性があるものとして，鉄筋コンクリート造建物のコンクリート壁（コンクリート片），

性があるものとして，鉄筋コンクリート造建物のコンクリート壁（コンクリート片），

鉄骨造建物の外装板，フェンス，空調室外機，車両等が挙げられたことから，敷地に遡

鉄骨造建物の外装板，フェンス，空調室外機，車両等が挙げられたことから，敷地に遡上する津波に伴い防潮堤を乗り越えて防潮堤内側に流入する可能性のある漂流物とし上する津波に伴い防潮堤を乗り越えて防潮堤内側に流入する可能性のある漂流物として考慮する。

て考慮する。

防潮堤外側の発電所敷地外において漂流物となり，防潮堤及び防潮扉に到達する可能

防潮堤外側の発電所敷地外において漂流物となり，防潮堤及び防潮扉に到達する可能性があるものとして，鉄筋コンクリート造建物のコンクリート壁（コンクリート片），

性があるものとして，鉄筋コンクリート造建物のコンクリート壁（コンクリート片），

鉄骨造建物の外装板，家屋，倉庫，フェンス，防砂林等挙げられ，このうち，家屋，倉鉄骨造建物の外装板，家屋，倉庫，フェンス，防砂林等挙げられ，このうち，家屋，倉庫については，構造・形状を考慮すると防潮堤を乗り越えることは考え難いことから，庫については，構造・形状を考慮すると防潮堤を乗り越えることは考え難いことから，防潮堤内側に流入する漂流物としては考慮せず，鉄筋コンクリート造建物のコンクリー

防潮堤内側に流入する漂流物としては考慮せず，鉄筋コンクリート造建物のコンクリー

ト壁（コンクリート片）等を，敷地に遡上する津波に伴い防潮堤を乗り越えて防潮堤内

ト壁（コンクリート片）等を，敷地に遡上する津波に伴い防潮堤を乗り越えて防潮堤内に流入する可能性のある漂流物として考慮する。

に流入する可能性のある漂流物として考慮する。

防潮堤外側の海域で漂流物となり，防潮堤及び防潮扉に到達する可能性のある漂流物

防潮堤外側の海域で漂流物となり，防潮堤及び防潮扉に到達する可能性のある漂流物として，総トン数 5t（排水トン数 15t）の漁船が挙げられたことから，敷地に遡上するとして，総トン数 5t（排水トン数 15t）の漁船が挙げられたことから，敷地に遡上する

津波に伴い防潮堤を乗り越えて防潮堤内側に流入する可能性のある漂流物として考慮

津波に伴い防潮堤を乗り越えて防潮堤内側に流入する可能性のある漂流物として考慮

する。

する。

防潮堤内側で発生する漂流物として，防潮堤内側に設置される鉄筋コンクリート造建

防潮堤内側で発生する漂流物として，防潮堤内側に設置される鉄筋コンクリート造建物のコンクリート壁（コンクリート片），鉄骨造建物の外装板，フェンス，空調室外機，物のコンクリート壁（コンクリート片），鉄骨造建物の外装板，フェンス，空調室外機，車両等が挙げられたことから，敷地に遡上する津波に伴い浮遊・移動する可能性のある車両等が挙げられたことから，敷地に遡上する津波に伴い浮遊・移動する可能性のある

16

備考

比較表 追加要求事項に対する適合性 （１）位置、構造及び設備 (2)耐津波構造
1.4.3 基準津波を超え敷地に遡上する津波に対する耐津波設計 第 2 回補正申請版
漂流物として考慮する。

1.4.3 基準津波を超え敷地に遡上する津波に対する耐津波設計 第 3 回補正申請版
漂流物として考慮する。

防潮堤外側の発電所敷地内・外及び防潮堤外側の海域において漂流物となり，防潮堤

防潮堤外側の発電所敷地内・外及び防潮堤外側の海域において漂流物となり，防潮堤に到達しこれを乗り越える可能性のある漂流物のうち，最も重量の大きい漂流物としてに到達しこれを乗り越える可能性のある漂流物のうち，最も重量の大きい漂流物として漁船（総トン数 5t，排水トン数 15t）が挙げられるが，船底の形状及び喫水線と防潮堤

漁船（総トン数 5t，排水トン数 15t）が挙げられるが，船底の形状及び喫水線と防潮堤内側に流入する敷地に遡上する津波の浸水深（0.5m～1m）を考慮すると，敷地内を漂流・内側に流入する敷地に遡上する津波の浸水深（0.5m～1m）を考慮すると，敷地内を漂流・移動することはないため，漂流物としては考慮しない。

移動することはないため，漂流物としては考慮しない。

二番目に重量の大きい車両(1.5t)については，防潮堤内側に流入した敷地に遡上する

二番目に重量の大きい車両(1.5t)については，防潮堤内側に流入した敷地に遡上する

津波により浮遊し，浸水深 0.5m～1m のエリアを漂流・移動する可能性が否定できず，津波により浮遊し，浸水深 0.5m～1m のエリアを漂流・移動する可能性が否定できず，敷地に遡上する津波に対する防護対象設備を内包する建屋又は区画境界並びに建屋又敷地に遡上する津波に対する防護対象設備を内包する建屋又は区画境界並びに建屋又は区画に内包されない敷地に遡上する津波に対する防護対象設備に到達し，衝突する可は区画に内包されない敷地に遡上する津波に対する防護対象設備に到達し，衝突する可能性が否定できないことから，車両（1.5t）が衝突した場合の評価を行い必要に応じ対能性が否定できないことから，車両（1.5t）が衝突した場合の評価を行い必要に応じ対策を実施する。さらに，車両（1.5t）以外の漂流物についても，漂流物の重量，形状等策を実施する。さらに，車両（1.5t）以外の漂流物についても，漂流物の重量，形状等を考慮した衝突評価を行い必要に応じ対策を実施する。

を考慮した衝突評価を行い必要に応じ対策を実施する。

なお，防潮堤内側で漂流物となり得る最も重量の大きい漂流物として車両（1.5t）がなお，防潮堤内側で漂流物となり得る最も重量の大きい漂流物として車両（1.5t）が挙げられるが，防潮堤外側から流入して漂流物となる車両（1.5t）の衝突評価と同様で挙げられるが，防潮堤外側から流入して漂流物となる車両（1.5t）の衝突評価と同様で

ある。

ある。

上記(a)，(b)については，継続的に発電所敷地内及び敷地外の人工構造物の設置状況の変化を確認し，漂流物の影響を確認する。

上記(a)，(b)については，継続的に発電所敷地内及び敷地外の人工構造物の設置状況の変化を確認し，漂流物の影響を確認する。

1.4.3.7 津波監視

1.4.3.7 津波監視

敷地に遡上する津波の襲来を監視するために設置する津波監視設備の設備仕様等について
は，取水ピット水位計を除き，「1.4.2 重大事故等対処施設の耐津波設計」に同じ。

敷地に遡上する津波の襲来を監視するために設置する津波監視設備の設備仕様等について
は，取水ピット水位計を除き，「1.4.2 重大事故等対処施設の耐津波設計」に同じ。

ただし，津波・構内監視カメラのうち，防潮堤に設置する津波・構内監視カメラについては，

ただし，津波・構内監視カメラのうち，防潮堤に設置する津波・構内監視カメラについては，敷地に遡上する津波により機能喪失が想定されるため，敷地に遡上する津波時の監視について敷地に遡上する津波により機能喪失が想定されるため，敷地に遡上する津波時の監視について

は原子炉建屋上の津波・構内監視カメラによるものとする。

は原子炉建屋上の津波・構内監視カメラによるものとする。

潮位計は，敷地に遡上する津波の上昇側の水位監視を目的に，津波及び漂流物の影響を受け潮位計は，敷地に遡上する津波の上昇側の水位監視を目的に，津波及び漂流物の影響を受け難い取水口入口近傍の取水路側壁に設置し，敷地に遡上する津波時にも津波の上昇側の監視が難い取水口入口近傍の取水路側壁に設置し，敷地に遡上する津波時にも津波の上昇側の監視が可能な設計とする。

可能な設計とする。

(1) 津波・構内監視カメラ(1) 津波・構内監視カメラ

津波・構内監視カメラの設備仕様等については，「1.4.2

重大事故等対処施設の耐津波設計」に同じ。

津波・構内監視カメラの設備仕様等については，「1.4.2 重大事故等対処施設の耐津波設計」に同じ。

なお，津波・構内監視カメラのうち，防潮堤に設置する津波・構内監視カメラについては，

なお，津波・構内監視カメラのうち，防潮堤に設置する津波・構内監視カメラについては，敷地に遡上する津波により機能喪失が想定されるため，敷地に遡上する津波時の監視につい

敷地に遡上する津波により機能喪失が想定されるため，敷地に遡上する津波時の監視については原子炉建屋上の津波・構内監視カメラにより，敷地に遡上する津波に対する重大事故等ては原子炉建屋上の津波・構内監視カメラにより，敷地に遡上する津波に対する重大事故等への対処に必要なエリアの監視等を行う。

への対処に必要なエリアの監視等を行う。

(2) 潮位計(2) 潮位計17

備考比較表 追加要求事項に対する適合性 （１）位置、構造及び設備 (2)耐津波構造
1.4.3 基準津波を超え敷地に遡上する津波に対する耐津波設計 第 2 回補正申請版

1.4.3 基準津波を超え敷地に遡上する津波に対する耐津波設計 第 3 回補正申請版

潮位計の設備仕様等については，「1.4.2 重大事故等対処施設の耐津波設計」に同じ。

潮位計の設備仕様等については，「1.4.2 重大事故等対処施設の耐津波設計」に同じ。

なお，潮位計は，基準地震動ＳＳに耐え，かつ敷地に遡上する津波による T.P.＋24m の静なお，潮位計は，基準地震動ＳＳに耐え，かつ敷地に遡上する津波による T.P.＋24m の静水頭を考慮した設計とすることから，敷地に遡上する津波により基準津波で想定した計測範

水頭を考慮した設計とすることから，敷地に遡上する津波により基準津波で想定した計測範囲の上限を一時的に超えるものの，その後の計測が可能であることから，繰り返し襲来して囲の上限を一時的に超えるものの，その後の計測が可能であることから，繰り返し襲来してくる津波の襲来の状況を把握可能である。

くる津波の襲来の状況を把握可能である。。

18

備考比較表 追加要求事項に対する適合性 （１）位置、構造及び設備 (2)耐津波構造
1.4.3 基準津波を超え敷地に遡上する津波に対する耐津波設計 第 2 回補正申請版

1.4.3 基準津波を超え敷地に遡上する津波に対する耐津波設計 第 3 回補正申請版

第1.4－5表 敷地に遡上する津波の入力津波設定一覧

第1.4－5表 敷地に遡上する津波の入力津波設定一覧

設定位置

設定浸水深又は設定水位＊１

原子炉建屋南側

設定位置

設定浸水深又は設定水位＊１

原子炉建屋南側

排気筒東側

排気筒東側

常設低圧代替注水系の＋1.0m

常設低圧代替注水系の＋1.0m

代替淡水貯槽上部（＋0.2mの重畳を考慮）＊２

代替淡水貯槽上部（＋0.2mの重畳を考慮）＊２

緊急用海水ポンプピット上部

緊急用海水ポンプピット上部

ＳＡ用海水ピット上部

ＳＡ用海水ピット上部

防潮堤前面（敷地側面北側）

防潮堤前面（敷地側面北側）

防潮堤前面（敷地前面東側）

T.P.＋24.0m

防潮堤前面（敷地側面南側）

防潮堤前面（敷地前面東側）

T.P.＋24.0m

防潮堤前面（敷地側面南側）

取水ピット

T.P.＋24.8m＊３

取水ピット

T.P.＋24.8m＊３

放水路ゲート設置箇所

T.P.＋32.0m＊３

放水路ゲート設置箇所

T.P.＋32.0m＊３

ＳＡ用海水ピット
緊急用海水ポンプピット
構内排水路設置箇所

T.P.＋10.9m＊３
T.P.＋24.0m

ＳＡ用海水ピット
緊急用海水ポンプピット
構内排水路設置箇所

T.P.＋10.9m＊３
T.P.＋24.0m＊１ 「1.5 水位変動・地殻変動の評価」に示す朔望平均満潮位＋0.61m，2011年東北地方太平 ＊１ 「1.5 水位変動・地殻変動の評価」に示す朔望平均満潮位＋0.61m，2011年東北地方太平洋沖地震による地殻変動量（沈降）0.2m及び津波波源モデルの活動による地殻変動量（沈降）
洋沖地震による地殻変動量（沈降）0.2m及び津波波源モデルの活動による地殻変動量（沈降）0.46mを考慮した値である。
0.46mを考慮した値である。
＊２ 防潮堤内側の地上部における入力津波は，敷地に遡上する津波の地上部からの流入による ＊２ 防潮堤内側の地上部における入力津波は，敷地に遡上する津波の地上部からの流入による大浸水深に屋外タンクからの溢水を保守的に見込んだ最大浸水深0.2mの重畳を考慮する。
大浸水深に屋外タンクからの溢水を保守的に見込んだ最大浸水深0.2mの重畳を考慮する。
＊３ 敷地に遡上する津波において，敷地北側の防潮堤設置ルート変更後においても，防潮堤前 ＊３ 敷地に遡上する津波において，敷地北側の防潮堤設置ルート変更後においても，防潮堤前における最大水位及び防潮堤内の遡上域及び敷地に遡上する津波に対する防護対象設備周における最大水位及び防潮堤内の遡上域及び敷地に遡上する津波に対する防護対象設備周の最大浸水深に大きな変化がなかったため，ルート変更前のデータを使用している。
の最大浸水深に大きな変化がなかったため，ルート変更前のデータを使用している。

19

備考

比較表 追加要求事項に対する適合性 （１）位置、構造及び設備 (2)耐津波構造
1.4.3 基準津波を超え敷地に遡上する津波に対する耐津波設計 第 2 回補正申請版

1.4.3 基準津波を超え敷地に遡上する津波に対する耐津波設計 第 3 回補正申請版

第 1.4－6 表 津波防護対策の設備分類と設置目的（1／6）

第 1.4－6 表 津波防護対策の設備分類と設置目的（1／6）

NO

施設・
設備区
分

施設・設備名称

1

（機能
保持）

防潮堤及び防潮扉

2

津波防
護施設

放水路ゲート3

構内排水路逆流防止設
備

4

貯留堰

5

原子炉建屋外壁

6

原子炉建屋原子炉棟水密扉

7

原子炉建屋付属棟北側
水密扉 1

8

原子炉建屋付属棟北側
水密扉 2

9

原子炉建屋付属棟東側
水密扉

敷地に遡上する津波における補足説明
防潮堤を越流または側面から回り込み防潮堤内側の敷地に津波が流入することを前提としており，津波の越流時（T.P.＋24m）の津
波荷重及び荷重の組み合わせを考慮しても弾性状態を保持する設計とする（越流への耐性確保，防潮堤高さの維持）。
当該設備は T.P.＋24m の津波においても外郭防護 1 として設計し，当該経路からの津波の流入を防止する。防潮堤を越流または側面から回り込み防潮堤内側の敷地に津波は流入するが，本経路からの津波の流入は防止する。
当該設備は T.P.＋24m の津波においても外郭防護 1 として設計し，当該経路からの津波の流入を防止する。防潮堤を越流または側面から回り込み防潮堤内側の敷地に津波は流入するが，本経路からの津波の流入は防止する。
非常用海水ポンプの引き波時の運転継続に必要な取水量を満足するための設備であり，敷地に遡上する津波においては期待しない。敷地に遡上する津波においては別流路の緊急用海水ポンプを使用する。
防潮堤を越流または側面から回り込む津波は原子炉建屋外壁に到達し，津波の波力，漂流物による影響等を直接受ける施設であることから津波防護施設として設計する。重大事故等対処設備を内包する原子炉建屋において，外壁は原子炉建屋外壁の水密扉及び止水処置とあいまって建屋内への津波の流入を防止する。
防潮堤を越流または側面から回り込む津波は原子炉建屋外壁に到達し，外壁に取付けられる水密扉は津波の波力，漂流物による影響等を直接受ける施設であることから津波防護施設として設計する。重大事故等対処設備を内包する原子炉建屋において，水密扉
は原子炉建屋外壁及び止水処置とあいまって建屋内への津波の流入を防止する。
防潮堤を越流または側面から回り込む津波は原子炉建屋外壁に到達し，外壁に取付けられる水密扉は津波の波力，漂流物による影響等を直接受ける施設であることから津波防護施設として設計する。重大事故等対処設備を内包する原子炉建屋において，水密扉
は原子炉建屋外壁及び止水処置とあいまって建屋内への津波の流入を防止する。
防潮堤を越流または側面から回り込む津波は原子炉建屋外壁に到達し，外壁に取付けられる水密扉は津波の波力，漂流物による影響等を直接受ける施設であることから津波防護施設として設計する。重大事故等対処設備を内包する原子炉建屋において，水密扉
は原子炉建屋外壁及び止水処置とあいまって建屋内への津波の流入を防止する。
防潮堤を越流または側面から回り込む津波は原子炉建屋外壁に到達し，外壁に取付けられる水密扉は津波の波力，漂流物による影響等を直接受ける施設であることから津波防護施設として設計する。重大事故等対処設備を内包する原子炉建屋において，水密扉
は原子炉建屋外壁及び止水処置とあいまって建屋内への津波の流入を防止する。

NO

施設・
設備区
分

施設・設備名称

1

（機能
保持）

防潮堤及び防潮扉

2

津波防
護施設

放水路ゲート3

構内排水路逆流防止設
備

4

貯留堰

5

原子炉建屋外壁

6

原子炉建屋原子炉棟水密扉

7

原子炉建屋付属棟北側
水密扉 1

8

原子炉建屋付属棟北側
水密扉 2

9

原子炉建屋付属棟東側
水密扉

20

敷地に遡上する津波における補足説明
防潮堤を越流または側面から回り込み防潮堤内側の敷地に津波が流入することを前提としており，津波の越流時（T.P.＋24m）の
津波荷重及び荷重の組み合わせを考慮しても弾性状態を保持する設計とする（越流への耐性確保，防潮堤高さの維持）。
当該設備は T.P.＋24m の津波においても外郭防護 1 として設計し，当該経路からの津波の流入を防止する。防潮堤を越流または側面から回り込み防潮堤内側の敷地に津波は流入するが，本経路からの津波の流入は防止する。
当該設備は T.P.＋24m の津波においても外郭防護 1 として設計し，当該経路からの津波の流入を防止する。防潮堤を越流または側面から回り込み防潮堤内側の敷地に津波は流入するが，本経路からの津波の流入は防止する。
非常用海水ポンプの引き波時の運転継続に必要な取水量を満足するための設備であり，敷地に遡上する津波においては期待しない。敷地に遡上する津波においては別流路の緊急用海水ポンプを使用する。
防潮堤を越流または側面から回り込む津波は原子炉建屋外壁に到達し，津波の波力，漂流物による影響等を直接受ける施設であることから津波防護施設として設計する。重大事故等対処設備を内包する原子炉建屋において，外壁は原子炉建屋外壁の水密扉及び止水処置とあいまって建屋内への津波の流入を防止する。
防潮堤を越流または側面から回り込む津波は原子炉建屋外壁に到達し，外壁に取付けられる水密扉は津波の波力，漂流物による影響等を直接受ける施設であることから津波防護施設として設計する。重大事故等対処設備を内包する原子炉建屋において，水密扉
は原子炉建屋外壁及び止水処置とあいまって建屋内への津波の流入を防止する。
防潮堤を越流または側面から回り込む津波は原子炉建屋外壁に到達し，外壁に取付けられる水密扉は津波の波力，漂流物による影響等を直接受ける施設であることから津波防護施設として設計する。重大事故等対処設備を内包する原子炉建屋において，水密扉
は原子炉建屋外壁及び止水処置とあいまって建屋内への津波の流入を防止する。
防潮堤を越流または側面から回り込む津波は原子炉建屋外壁に到達し，外壁に取付けられる水密扉は津波の波力，漂流物による影響等を直接受ける施設であることから津波防護施設として設計する。重大事故等対処設備を内包する原子炉建屋において，水密扉
は原子炉建屋外壁及び止水処置とあいまって建屋内への津波の流入を防止する。
防潮堤を越流または側面から回り込む津波は原子炉建屋外壁に到達し，外壁に取付けられる水密扉は津波の波力，漂流物による影響等を直接受ける施設であることから津波防護施設として設計する。重大事故等対処設備を内包する原子炉建屋において，水密扉
は原子炉建屋外壁及び止水処置とあいまって建屋内への津波の流入を防止する。

備考比較表 追加要求事項に対する適合性 （１）位置、構造及び設備 (2)耐津波構造
1.4.3 基準津波を超え敷地に遡上する津波に対する耐津波設計 第 2 回補正申請版

1.4.3 基準津波を超え敷地に遡上する津波に対する耐津波設計 第 3 回補正申請版

第 1.4－6 表 津波防護対策の設備分類と設置目的（2／6）
NO

10

施設・
設備区
分

津波防
護施設

原子炉建屋付属棟南側
水密扉

原子炉建屋付属棟西側
水密扉

11

12

施設・設備名称

浸水防止設備

取水路点検用開口部浸水防止蓋

敷地に遡上する津波における補足説明
防潮堤を越流または側面から回り込む津波は原子炉建屋外壁に到達し，外壁に取付けられる水密扉は津波の波力，漂流物による影響等を直接受ける施設であることから津波防護施設として設計する。重大事故等対処設備を内包する原子炉建屋において，水密扉
は原子炉建屋外壁及び止水処置とあいまって建屋内への津波の流入を防止する。
防潮堤を越流または側面から回り込む津波は原子炉建屋外壁に到達し，外壁に取付けられる水密扉は津波の波力，漂流物による影響等を直接受ける施設であることから津波防護施設として設計する。重大事故等対処設備を内包する原子炉建屋において，水密扉
は原子炉建屋外壁及び止水処置とあいまって建屋内への津波の流入を防止する。
当該設備は T.P.＋24m の津波においても外郭防護 1 として設計し，当該経路からの津波の流入を防止する。防潮堤を越流または側面から回り込み防潮堤内側の敷地に津波は流入するが，本経路からの津波の流入は防止する。
当該設備は，基準津波に加え T.P.＋24m の津波に対しても外郭防護 1 として設計する。これにより，当該経路から防潮堤内側の敷地への津波の流入を防止する。敷地に遡上する津波においては，
非常用海水ポンプの機能に期待しないことから，外郭防護 2 とは
しない。

13

海水ポンプグランドドレン排出口逆止弁

14

取水ピット空気抜き配
管逆止弁

15

放水路ゲート点検用開口部浸水防止蓋16

ＳＡ用海水ピット開口部浸水防止蓋17

緊急用海水ポンプピット点検用開口部浸水防止蓋

当該設備は，基準津波に加え T.P.＋24m の津波に対しても外郭防護１として設計する。これにより，当該経路から緊急用海水ポン
プピットを通じて防潮堤内側の敷地へ津波が流入することを防止する。

18

緊急用海水ポンプグラ
ンドドレン排出口逆止弁

当該設備は，基準津波に加え T.P.＋24m の津波に対しても外郭防護 1 として設計する。これにより，当該経路から防潮堤内側の敷地への津波の流入を防止する。
また，逆止弁での対策であり，機械的可動部（フロート）により浸水を防止することから，漏水の可能性のある経路として特定し浸水防止対策は外郭防護 2 として設計する。

当該設備は T.P.＋24m の津波においても外郭防護 1 として設計し，当該経路からの津波の流入を防止する。防潮堤を越流または側面から回り込み防潮堤内側の敷地に津波は流入するが，本経路からの津波の流入は防止する。
当該設備は T.P.＋24m の津波においても外郭防護 1 として設計し，当該経路からの津波の流入を防止する。防潮堤を越流または側面から回り込み防潮堤内側の敷地に津波は流入するが，本経路からの津波の流入は防止する。
当該設備は T.P.＋24m の津波においても外郭防護 1 として設計し，当該経路からの津波の流入を防止する。防潮堤を越流または側面から回り込み防潮堤内側の敷地に津波は流入するが，本経路からの津波の流入は防止する。

第 1.4－6 表 津波防護対策の設備分類と設置目的（2／6）
NO

10

施設・
設備区
分

津波防
護施設

原子炉建屋付属棟南側
水密扉

原子炉建屋付属棟西側
水密扉

11

12

施設・設備名称

浸水防止設備

取水路点検用開口部浸水防止蓋

敷地に遡上する津波における補足説明
防潮堤を越流または側面から回り込む津波は原子炉建屋外壁に到達し，外壁に取付けられる水密扉は津波の波力，漂流物による影響等を直接受ける施設であることから津波防護施設として設計する。重大事故等対処設備を内包する原子炉建屋において，水密扉
は原子炉建屋外壁及び止水処置とあいまって建屋内への津波の流入を防止する。
防潮堤を越流または側面から回り込む津波は原子炉建屋外壁に到達し，外壁に取付けられる水密扉は津波の波力，漂流物による影響等を直接受ける施設であることから津波防護施設として設計する。重大事故等対処設備を内包する原子炉建屋において，水密扉
は原子炉建屋外壁及び止水処置とあいまって建屋内への津波の流入を防止する。
当該設備は T.P.＋24m の津波においても外郭防護 1 として設計し，当該経路からの津波の流入を防止する。防潮堤を越流または側面から回り込み防潮堤内側の敷地に津波は流入するが，本経路からの津波の流入は防止する。
当該設備は，基準津波に加え T.P.＋24m の津波に対しても外郭防護 1 として設計する。これにより，当該経路から防潮堤内側の敷地への津波の流入を防止する。敷地に遡上する津波においては，
非常用海水ポンプの機能に期待しないことから，外郭防護 2 とは
しない。

13

海水ポンプグランドドレン排出口逆止弁

14

取水ピット空気抜き配
管逆止弁

15

放水路ゲート点検用開口部浸水防止蓋16

ＳＡ用海水ピット開口部浸水防止蓋17

緊急用海水ポンプピット点検用開口部浸水防止蓋

当該設備は，基準津波に加え T.P.＋24m の津波に対しても外郭防護１として設計する。これにより，当該経路から緊急用海水ポン
プピットを通じて防潮堤内側の敷地へ津波が流入することを防止する。

18

緊急用海水ポンプグラ
ンドドレン排出口逆止弁

当該設備は，基準津波に加え T.P.＋24m の津波に対しても外郭防護 1 として設計する。これにより，当該経路から防潮堤内側の敷地への津波の流入を防止する。
また，逆止弁での対策であり，機械的可動部（フロート）により浸水を防止することから，漏水の可能性のある経路として特定し浸水防止対策は外郭防護 2 として設計する。

21

当該設備は T.P.＋24m の津波においても外郭防護 1 として設計し，当該経路からの津波の流入を防止する。防潮堤を越流または側面から回り込み防潮堤内側の敷地に津波は流入するが，本経路からの津波の流入は防止する。
当該設備は T.P.＋24m の津波においても外郭防護 1 として設計し，当該経路からの津波の流入を防止する。防潮堤を越流または側面から回り込み防潮堤内側の敷地に津波は流入するが，本経路からの津波の流入は防止する。
当該設備は T.P.＋24m の津波においても外郭防護 1 として設計し，当該経路からの津波の流入を防止する。防潮堤を越流または側面から回り込み防潮堤内側の敷地に津波は流入するが，本経路からの津波の流入は防止する。

備考

比較表 追加要求事項に対する適合性 （１）位置、構造及び設備 (2)耐津波構造
1.4.3 基準津波を超え敷地に遡上する津波に対する耐津波設計 第 2 回補正申請版

1.4.3 基準津波を超え敷地に遡上する津波に対する耐津波設計 第 3 回補正申請版

第 1.4－6 表 津波防護対策の設備分類と設置目的（3／6）
NO

施設・
設備区
分

第 1.4－6 表 津波防護対策の設備分類と設置目的（3／6）

施設・設備名称

敷地に遡上する津波における補足説明

緊急用海水ポンプ室床
ドレン排出口逆止弁

基準津波時は，当該開口部を通じ原子炉建屋内への流入経路となり得ることから，外郭防護 1 として設計する。敷地に遡上する津波は緊急用海水取水管から当該開口部を通じてモータ設置エリアに侵入する可能性があることから，逆止弁設置により津波の侵入を防止し敷地に遡上する津波に対処するために必要な機能の喪失を防止する。

1920

海水ポンプ室ケーブル
点検口浸水防止蓋

循環水ポンプ室と海水ポンプ室間の浸水防止対策であり，防潮堤を越流した敷地に遡上する津波は双方の部屋に上部から侵入するため，敷地に遡上する津波では機能を期待しない。

21

緊急用海水ポンプ点検
用開口部浸水防止蓋

地震により損壊した屋外タンクからの溢水（内郭），防潮堤を超え敷地に流入した津波（外郭）又はこれらの重畳した水は当該設備上部に到達するため，点検用開口部に水密ハッチを設置し，地上から溢水の流入に対し外郭防護/内郭防護兼用として設計する。

22

緊急用海水ポンプ室人員用開口部浸水防止蓋

地震により損壊した屋外タンクからの溢水（内郭），防潮堤を超え敷地に流入した津波（外郭）又はこれらの重畳した水は当該設備上部に到達するため，点検用開口部に水密ハッチを設置し，地上から溢水の流入に対し外郭防護/内郭防護兼用として設計する。

格納容器圧力逃がし装
置格納槽点検用水密ハッチ

地震により損壊した屋外タンクからの溢水（内郭），防潮堤を超え敷地に流入した津波（外郭）又はこれらの重畳した水は当該設備上部に到達するため，点検用開口部に水密ハッチを設置し，地上から溢水の流入に対し外郭防護/内郭防護兼用として設計する。

19

23

24

25

26

浸水防
止設備

常設低圧代替注水系格
納槽点検用水密ハッチ

地震により損壊した屋外タンクからの溢水（内郭），防潮堤を超え敷地に流入した津波（外郭）又はこれらの重畳した水は当該設備上部に到達するため，点検用開口部に水密ハッチを設置し，地上から溢水の流入に対し外郭防護/内郭防護兼用として設計する。

常設低圧代替注水系格
納槽可搬型ポンプ用水密ハッチ

地震により損壊した屋外タンクからの溢水（内郭），防潮堤を超え敷地に流入した津波（外郭）又はこれらの重畳した水は当該設備上部に到達するため，可搬型ポンプの取水用開口部に水密ハッチを設置し，地上から溢水の流入に対し外郭防護/内郭防護兼用として設計する。

常設代替高圧電源装置
用カルバート
原子炉建屋側水密扉

地震により損壊した屋外タンクからの溢水（内郭），防潮堤を超え敷地に流入した津波（外郭）又はこれらの重畳した水は当該設備上部に到達するが，上部の蓋はこれらの浸水深に対応する設計としないことから，立坑部上部から接続口エリアに水が侵入する可能性があり，さらに，アクセス用開口部を通じて隣室の電源接
続盤エリアにの水が侵入する恐れがある。このため，当該開口部に水密扉を設置し，地上から溢水の流入に対し外郭防護/内郭防護兼用として設計する。

NO

施設・
設備区
分

施設・設備名称

敷地に遡上する津波における補足説明

緊急用海水ポンプ室床
ドレン排出口逆止弁

基準津波時は，当該開口部を通じ原子炉建屋内への流入経路となり得ることから，外郭防護 1 として設計する。敷地に遡上する津波は緊急用海水取水管から当該開口部を通じてモータ設置エリアに侵入する可能性があることから，逆止弁設置により津波の侵入を防止し敷地に遡上する津波に対処するために必要な機能の喪失を防止する。

20

海水ポンプ室ケーブル
点検口浸水防止蓋

循環水ポンプ室と海水ポンプ室間の浸水防止対策であり，防潮堤を越流した敷地に遡上する津波は双方の部屋に上部から侵入するため，敷地に遡上する津波では機能を期待しない。

21

緊急用海水ポンプ点検
用開口部浸水防止蓋

22

緊急用海水ポンプ室人員用開口部浸水防止蓋

23

格納容器圧力逃がし装
置格納槽点検用水密ハッチ

24

常設低圧代替注水系格
納槽点検用水密ハッチ

25

常設低圧代替注水系格
納槽可搬型ポンプ用水密ハッチ

地震により損壊した屋外タンクからの溢水（内郭），防潮堤を超え敷地に流入した津波（外郭）又はこれらの重畳した水は当該設備上部に到達するため，可搬型ポンプの取水用開口部に水密ハッチを設置し，地上から溢水の流入に対し外郭防護/内郭防護兼用として設計する。

常設代替高圧電源装置
用カルバート
原子炉建屋側水密扉

地震により損壊した屋外タンクからの溢水（内郭），防潮堤を超え敷地に流入した津波（外郭）又はこれらの重畳した水は当該設備上部に到達するが，上部の蓋はこれらの浸水深に対応する設計としないことから，立坑部上部から接続口エリアに水が侵入する可能性があり，さらに，アクセス用開口部を通じて隣室の電源接
続盤エリアにの水が侵入する恐れがある。このため，当該開口部に水密扉を設置し，地上から溢水の流入に対し外郭防護/内郭防護兼用として設計する。

26

浸水防
止設備

22

地震により損壊した屋外タンクからの溢水（内郭），防潮堤を超え敷地に流入した津波（外郭）又はこれらの重畳した水は当該設備上部に到達するため，点検用開口部に水密ハッチを設置し，地上から溢水の流入に対し外郭防護/内郭防護兼用として設計する。
地震により損壊した屋外タンクからの溢水（内郭），防潮堤を超え敷地に流入した津波（外郭）又はこれらの重畳した水は当該設備上部に到達するため，点検用開口部に水密ハッチを設置し，地上から溢水の流入に対し外郭防護/内郭防護兼用として設計する。
地震により損壊した屋外タンクからの溢水（内郭），防潮堤を超え敷地に流入した津波（外郭）又はこれらの重畳した水は当該設備上部に到達するため，点検用開口部に水密ハッチを設置し，地上から溢水の流入に対し外郭防護/内郭防護兼用として設計する。
地震により損壊した屋外タンクからの溢水（内郭），防潮堤を超え敷地に流入した津波（外郭）又はこれらの重畳した水は当該設備上部に到達するため，点検用開口部に水密ハッチを設置し，地上から溢水の流入に対し外郭防護/内郭防護兼用として設計する。

備考

比較表 追加要求事項に対する適合性 （１）位置、構造及び設備 (2)耐津波構造
1.4.3 基準津波を超え敷地に遡上する津波に対する耐津波設計 第 2 回補正申請版

1.4.3 基準津波を超え敷地に遡上する津波に対する耐津波設計 第 3 回補正申請版

第 1.4－6 表 津波防護対策の設備分類と設置目的（4／6）
NO

27

施設・
設備区
分

浸水防
止設備

施設・設備名称

原子炉建屋原子炉棟水密扉

28

原子炉建屋付属棟北側
水密扉 1

29

原子炉建屋付属棟北側
水密扉 2

30

原子炉建屋付属棟東側
水密扉

敷地に遡上する津波における補足説明
防潮堤を超えた津波は敷地に流入し原子炉建屋境界の外壁部に到達するため，外壁の開口部からの浸水防止として外郭防護１として設計する。当該設備は T.P.＋8m（下端部 T.P.＋8.2m）の敷地に設置されることから，敷地に遡上する津波の場合は地震に関連して発生する屋外タンク等からの溢水と津波の重畳による浸水を考慮する必要があることから，地上から溢水の流入に対し外郭防護 1 の津波防護施設と内郭防護兼用として設計する。なお，基準津波において地震により損壊した屋外タンクからの溢水（内郭）のみが到達する場合は，溢水解析の結果から原子炉建屋外壁開口部下端位置より低い浸水深に留まるため，対策は不要である。
防潮堤を超えた津波は敷地に流入し原子炉建屋境界の外壁部に到達するため，外壁の開口部からの浸水防止として外郭防護１として設計する。当該設備は T.P.＋8m（下端部 T.P.＋8.2m）の敷地に設置されることから，敷地に遡上する津波の場合は地震に関連して発生する屋外タンク等からの溢水と津波の重畳による浸水を考慮する必要があることから，地上から溢水の流入に対し外郭防護 1 の津波防護施設と内郭防護兼用として設計する。なお，基準津波において地震により損壊した屋外タンクからの溢水（内郭）のみが到達する場合は，溢水解析の結果から原子炉建屋外壁開口部下端位置より低い浸水深に留まるため，対策は不要である。
防潮堤を超えた津波は敷地に流入し原子炉建屋境界の外壁部に到達するため，外壁の開口部からの浸水防止として外郭防護１として設計する。当該設備は T.P.＋8m（下端部 T.P.＋8.2m）の敷地に設置されることから，敷地に遡上する津波の場合は地震に関連して発生する屋外タンク等からの溢水と津波の重畳による浸水を考慮する必要があることから，地上から溢水の流入に対し外郭防護 1 の津波防護施設と内郭防護兼用として設計する。なお，基準津波において地震により損壊した屋外タンクからの溢水（内郭）のみが到達する場合は，溢水解析の結果から原子炉建屋外壁開口部下端位置より低い浸水深に留まるため，対策は不要である。
防潮堤を超えた津波は敷地に流入し原子炉建屋境界の外壁部に到達するため，外壁の開口部からの浸水防止として外郭防護１として設計する。当該設備は T.P.＋8m（下端部 T.P.＋8.2m）の敷地に設置されることから，敷地に遡上する津波の場合は地震に関連して発生する屋外タンク等からの溢水と津波の重畳による浸水を考慮する必要があることから，地上から溢水の流入に対し外郭防護 1 の津波防護施設と内郭防護兼用として設計する。なお，基準津波において地震により損壊した屋外タンクからの溢水（内郭）のみが到達する場合は，溢水解析の結果から原子炉建屋外壁開口部下端位置より低い浸水深に留まるため，対策は不要である。

第 1.4－6 表 津波防護対策の設備分類と設置目的（4／6）
NO

27

施設・
設備区
分

浸水防
止設備

施設・設備名称

原子炉建屋原子炉棟水密扉

28

原子炉建屋付属棟北側
水密扉 1

29

原子炉建屋付属棟北側
水密扉 2

30

原子炉建屋付属棟東側
水密扉

23

敷地に遡上する津波における補足説明
防潮堤を超えた津波は敷地に流入し原子炉建屋境界の外壁部に到達するため，外壁の開口部からの浸水防止として外郭防護１として設計する。当該設備は T.P.＋8m（下端部 T.P.＋8.2m）の敷地に設置されることから，敷地に遡上する津波の場合は地震に関連して発生する屋外タンク等からの溢水と津波の重畳による浸水を考慮する必要があることから，地上から溢水の流入に対し外郭防護 1の津波防護施設と内郭防護兼用として設計する。なお，基準津波において地震により損壊した屋外タンクからの溢水（内郭）のみが到達する場合は，溢水解析の結果から原子炉建屋外壁開口部下端位
置より低い浸水深に留まるため，対策は不要である。
防潮堤を超えた津波は敷地に流入し原子炉建屋境界の外壁部に到達するため，外壁の開口部からの浸水防止として外郭防護１として設計する。当該設備は T.P.＋8m（下端部 T.P.＋8.2m）の敷地に設置されることから，敷地に遡上する津波の場合は地震に関連して発生する屋外タンク等からの溢水と津波の重畳による浸水を考慮する必要があることから，地上から溢水の流入に対し外郭防護 1の津波防護施設と内郭防護兼用として設計する。なお，基準津波において地震により損壊した屋外タンクからの溢水（内郭）のみが到達する場合は，溢水解析の結果から原子炉建屋外壁開口部下端位
置より低い浸水深に留まるため，対策は不要である。
防潮堤を超えた津波は敷地に流入し原子炉建屋境界の外壁部に到達するため，外壁の開口部からの浸水防止として外郭防護１として設計する。当該設備は T.P.＋8m（下端部 T.P.＋8.2m）の敷地に設置されることから，敷地に遡上する津波の場合は地震に関連して発生する屋外タンク等からの溢水と津波の重畳による浸水を考慮する必要があることから，地上から溢水の流入に対し外郭防護 1の津波防護施設と内郭防護兼用として設計する。なお，基準津波において地震により損壊した屋外タンクからの溢水（内郭）のみが到達する場合は，溢水解析の結果から原子炉建屋外壁開口部下端位
置より低い浸水深に留まるため，対策は不要である。
防潮堤を超えた津波は敷地に流入し原子炉建屋境界の外壁部に到達するため，外壁の開口部からの浸水防止として外郭防護１として設計する。当該設備は T.P.＋8m（下端部 T.P.＋8.2m）の敷地に設置されることから，敷地に遡上する津波の場合は地震に関連して発生する屋外タンク等からの溢水と津波の重畳による浸水を考慮する必要があることから，地上から溢水の流入に対し外郭防護 1の津波防護施設と内郭防護兼用として設計する。なお，基準津波において地震により損壊した屋外タンクからの溢水（内郭）のみが到達する場合は，溢水解析の結果から原子炉建屋外壁開口部下端位
置より低い浸水深に留まるため，対策は不要である。

備考

比較表 追加要求事項に対する適合性 （１）位置、構造及び設備 (2)耐津波構造
1.4.3 基準津波を超え敷地に遡上する津波に対する耐津波設計 第 2 回補正申請版

1.4.3 基準津波を超え敷地に遡上する津波に対する耐津波設計 第 3 回補正申請版

第 1.4－6 表 津波防護対策の設備分類と設置目的（5／6）
NO

31

施設・
設備区
分

浸水防
止設備

施設・設備名称

原子炉建屋付属棟南側
水密扉

原子炉建屋付属棟西側
水密扉

32

防潮堤を超えた津波は敷地に流入し原子炉建屋境界の外壁部に到達するため，外壁の開口部からの浸水防止として外郭防護１として設計する。当該設備は T.P.＋8m（下端部 T.P.＋8.2m）の敷地に設置されることから，敷地に遡上する津波の場合は地震に関連して発生する屋外タンク等からの溢水と津波の重畳による浸水を考慮する必要があることから，地上から溢水の流入に対し外郭防護 1 の津波防護施設と内郭防護兼用として設計する。なお，基準津波において地震により損壊した屋外タンクからの溢水（内郭）のみが到達する場合は，溢水解析の結果から原子炉建屋外壁開口部下端位置より低い浸水深に留まるため，対策は不要である。
防潮堤を超えた津波は敷地に流入し原子炉建屋境界の外壁部に到達するため，外壁の開口部からの浸水防止として外郭防護１として設計する。当該設備は T.P.＋8m（下端部 T.P.＋8.2m）の敷地に設置されることから，敷地に遡上する津波の場合は地震に関連して発生する屋外タンク等からの溢水と津波の重畳による浸水を考慮する必要があることから，地上から溢水の流入に対し外郭防護 1 の津波防護施設と内郭防護兼用として設計する。なお，基準津波において地震により損壊した屋外タンクからの溢水（内郭）のみが到達する場合は，溢水解析の結果から原子炉建屋外壁開口部下端位置より低い浸水深に留まるため，対策は不要である。

NO

31

貫通部の止水処置は，敷地に遡上する津波における静水圧に耐える設計とする。

33

34

海水ポンプ室貫通部止水処置

循環水ポンプ室と海水ポンプ室間の止水処置であり，防潮堤を越流した敷地に遡上する津波は海水ポンプ室に上部から侵入するため，敷地に遡上する津波では機能を期待しない。

34

35

原子炉建屋境界貫通部（1 階外壁）止水処置

地震により損壊した屋外タンクからの溢水（内郭）と防潮堤を越え敷地に流入した津波（外郭）又はこれらの重畳した水は，原子炉建
屋 1 階の外壁部にある配管等貫通部から建屋内に侵入する恐れがあることから貫通部に止水処置を講じる。これらは基準津波及び敷地に遡上する津波における浸水による静水圧に耐える設計とする。

36

原子炉建屋地下階貫通部（地下階外壁）止水
処置

37

常設代替高圧電源装置
用カルバート（立坑部）止水処置

原子炉建屋地下階の貫通部は，常時地下水の影響を受けることから，貫通部の止水処置を実施する。地震に伴うタービン建屋内の低耐震クラス配管の損傷等による溢水がタービン建屋地下階に滞留することを考慮しても，原子炉建屋内に水が流入しない設計とする。
地震により損壊した屋外タンクからの溢水（内郭）又は防潮堤を越え敷地に流入した津波（外郭）又はこれらの重畳した水は当該設備上部に到達するが，上部の蓋はこれらの浸水深に対応する設計としないことから，立坑部上部から接続口エリアに水が侵入する可能性があり，さらに，当該エリア床面の配管貫通部を通じて下階の電路等の設置エリアに水が侵入する可能性があることから配管貫通部に止水処置を講じる。

施設・
設備区
分

浸水防
止設備

施設・設備名称

原子炉建屋付属棟南側
水密扉

原子炉建屋付属棟西側
水密扉

32

防潮堤及び防潮扉下部
貫通部止水処置

33

止水
処置

敷地に遡上する津波における補足説明

第 1.4－6 表 津波防護対策の設備分類と設置目的（5／6）

止水処置

敷地に遡上する津波における補足説明
防潮堤を超えた津波は敷地に流入し原子炉建屋境界の外壁部に到達するため，外壁の開口部からの浸水防止として外郭防護１として設計する。当該設備は T.P.＋8m（下端部 T.P.＋8.2m）の敷地に設置されることから，敷地に遡上する津波の場合は地震に関連して発生する屋外タンク等からの溢水と津波の重畳による浸水を考慮する必要があることから，地上から溢水の流入に対し外郭防護 1の津波防護施設と内郭防護兼用として設計する。なお，基準津波において地震により損壊した屋外タンクからの溢水（内郭）のみが到達する場合は，溢水解析の結果から原子炉建屋外壁開口部下端位
置より低い浸水深に留まるため，対策は不要である。
防潮堤を超えた津波は敷地に流入し原子炉建屋境界の外壁部に到達するため，外壁の開口部からの浸水防止として外郭防護１として設計する。当該設備は T.P.＋8m（下端部 T.P.＋8.2m）の敷地に設置されることから，敷地に遡上する津波の場合は地震に関連して発生する屋外タンク等からの溢水と津波の重畳による浸水を考慮する必要があることから，地上から溢水の流入に対し外郭防護 1の津波防護施設と内郭防護兼用として設計する。なお，基準津波において地震により損壊した屋外タンクからの溢水（内郭）のみが到達する場合は，溢水解析の結果から原子炉建屋外壁開口部下端位
置より低い浸水深に留まるため，対策は不要である。

防潮堤及び防潮扉下部
貫通部止水処置

貫通部の止水処置は，敷地に遡上する津波における静水圧に耐える設計とする。

海水ポンプ室貫通部止水処置

循環水ポンプ室と海水ポンプ室間の止水処置であり，防潮堤を越流した敷地に遡上する津波は海水ポンプ室に上部から侵入するため，敷地に遡上する津波では機能を期待しない。

35

原子炉建屋境界貫通部（1 階外壁）止水処置

36

原子炉建屋地下階貫通部（地下階外壁）止水
処置

37

常設代替高圧電源装置
用カルバート（立坑部）止水処置24

地震により損壊した屋外タンクからの溢水（内郭）と防潮堤を越え敷地に流入した津波（外郭）又はこれらの重畳した水は，原子炉建
屋 1 階の外壁部にある配管等貫通部から建屋内に侵入する恐れがあることから貫通部に止水処置を講じる。これらは基準津波及び敷地に遡上する津波における浸水による静水圧に耐える設計とする。
原子炉建屋地下階の貫通部は，常時地下水の影響を受けることから，貫通部の止水処置を実施する。地震に伴うタービン建屋内の低耐震クラス配管の損傷等による溢水がタービン建屋地下階に滞留することを考慮しても，原子炉建屋内に水が流入しない設計とする。
地震により損壊した屋外タンクからの溢水（内郭）又は防潮堤を越え敷地に流入した津波（外郭）又はこれらの重畳した水は当該設備上部に到達するが，上部の蓋はこれらの浸水深に対応する設計としないことから，立坑部上部から接続口エリアに水が侵入する可能性があり，さらに，当該エリア床面の配管貫通部を通じて下階の電路等の設置エリアに水が侵入する可能性があることから配管貫通部に止水処置を講じる。

備考

比較表 追加要求事項に対する適合性 （１）位置、構造及び設備 (2)耐津波構造
1.4.3 基準津波を超え敷地に遡上する津波に対する耐津波設計 第 2 回補正申請版

1.4.3 基準津波を超え敷地に遡上する津波に対する耐津波設計 第 3 回補正申請版

第 1.4－6 表 津波防護対策の設備分類と設置目的（6／6）
NO

38

39

40

施設・
設備区
分

津波監
視設備

施設・設備名称

津波・構内監視カメラ

取水ピット水位計

潮位計

敷地に遡上する津波における補足説明
津波・構内監視カメラは，取水ピット水位計及び潮位計とともに，津波の襲来状況等を監視する津波監視装置のひとつである。
敷地に遡上する津波においては，防潮堤上部の津波・構内監視カメ
ラは機能喪失する可能性があるが，津波の第１波到達までの津波の襲来状況等を監視する設計とする。原子炉建屋屋上に設置する津波・構内監視カメラは，津波の第１波到達後も機能を維持し，T.P.
＋11m の敷地の状況，第 2 波以降の繰り返しの津波の襲来状況等を監視する。
取水ピット水位計は，津波・構内監視カメラ及び潮位計とともに，津波の襲来状況等を監視する津波監視装置のひとつである。
取水ピット水位計は，基準津波時非常用海水ポンプの下降側の水位監視を行うが，敷地に遡上する津波においては監視対象の非常用海水ポンプ自体が機能喪失するため，当該水位計の機能には期待しない。
潮位計は，津波・構内監視カメラ及び取水ピット水位計とともに，津波の襲来状況等を監視する津波監視装置のひとつである。
潮位計は，基準地震動ＳＳに耐える設計とし，T.P.＋24m 津波の波圧にも耐える設計とすることから，敷地に遡上する津波の繰り返しの襲来状況を監視できる設計とする。

第 1.4－6 表 津波防護対策の設備分類と設置目的（6／6）
NO

38

39

40

施設・
設備区
分

津波監
視設備

施設・設備名称

津波・構内監視カメラ

取水ピット水位計

潮位計

25

敷地に遡上する津波における補足説明
津波・構内監視カメラは，取水ピット水位計及び潮位計とともに，津波の襲来状況等を監視する津波監視装置のひとつである。
敷地に遡上する津波においては，防潮堤上部の津波・構内監視カメ
ラは機能喪失する可能性があるが，津波の第１波到達までの津波の襲来状況等を監視する設計とする。原子炉建屋屋上に設置する
津波・構内監視カメラは，津波の第１波到達後も機能を維持し，T.P.＋11m の敷地の状況，第 2 波以降の繰り返しの津波の襲来状況等を監視する。
取水ピット水位計は，津波・構内監視カメラ及び潮位計とともに，津波の襲来状況等を監視する津波監視装置のひとつである。
取水ピット水位計は，基準津波時非常用海水ポンプの下降側の水位監視を行うが，敷地に遡上する津波においては監視対象の非常用海水ポンプ自体が機能喪失するため，当該水位計の機能には期待しない。
潮位計は，津波・構内監視カメラ及び取水ピット水位計とともに，津波の襲来状況等を監視する津波監視装置のひとつである。
潮位計は，基準地震動ＳＳに耐える設計とし，T.P.＋24m 津波の波圧にも耐える設計とすることから，敷地に遡上する津波の繰り返
しの襲来状況を監視できる設計とする。

備考

比較表 追加要求事項に対する適合性 （１）位置、構造及び設備 (2)耐津波構造
1.4.3 基準津波を超え敷地に遡上する津波に対する耐津波設計 第 2 回補正申請版

1.4.3 基準津波を超え敷地に遡上する津波に対する耐津波設計 第 3 回補正申請版

第 1.4－7 表 津波の流入経路特定結果

第 1.4－7 表 津波の流入経路特定結果

流入経路

ａ．取水口及び(a)海水系

取水路

流入箇所

流入経路
①取水路点検用開口部②海水ポンプグランドドレン排出口②海水ポンプグランドドレン排出口③非常用海水ポンプグランド減圧配管基礎フランジ貫通部④常用海水ポンプグランド減圧配管基礎フランジ貫通部

ａ．取水口及び⑤非常用海水ポンプ及び常用海水ポンプ据付面（スクリーン

取水路(a)海水系(b)循環水系(a)海水系

ｄ．放水路(b)循環水系

洗浄水ポンプ及び海水電解装置用海水ポンプ含む）①取水ピット空気抜き配管(b)循環水系②循環水ポンプ据付面①ＳＡ用海水ピット開口部①緊急用海水ポンプピット点検用開口部②緊急用海水ポンプグランドドレン排出口③緊急用海水ポンプ室床ドレン排出口④緊急用海水ポンプ減圧配管基礎フランジ貫通部⑤緊急用海水ポンプ据付面

ｂ．ＳＡ用海水ピ
ット取水塔及(a)海水系
び海水引込み管
ｃ．ＳＡ用海水ピ
ット取水塔，海水引込み管，Ｓ(a)海水系
Ａ用海水ピッ
ト，緊急用海水取水管①放水ピット上部開口部②放水路ゲート点検用開口部

ｅ．構内排水路②循環水ポンプ据付面①ＳＡ用海水ピット開口部①緊急用海水ポンプピット点検用開口部②緊急用海水ポンプグランドドレン排出口③緊急用海水ポンプ室床ドレン排出口④緊急用海水ポンプ減圧配管基礎フランジ貫通部⑤緊急用海水ポンプ据付面(a)海水系③海水配管（放水ピット接続部）③海水配管（放水ピット接続部）①放水ピット上部開口部（ｃ．(a)①と同じ）②放水路ゲート点検用開口部（ｃ．(a)②と同じ）(b)循環水系①放水ピット上部開口部（ｃ．(a)①と同じ）②放水路ゲート点検用開口部（ｃ．(a)②と同じ）

ｄ．放水路③循環水管（放水ピット接続部）①液体廃棄物処理系放出管(c)その他の排水管②排ガス洗浄廃液処理設備放出管③構内排水路排水管①集水枡等

ｅ．構内排水路①防潮堤及び防潮扉の地下部を貫通する配管等の貫通部（予ｆ．その他①取水ピット空気抜き配管①放水ピット上部開口部②放水路ゲート点検用開口部③循環水管（放水ピット接続部）(c)その他の排水管③非常用海水ポンプグランド減圧配管基礎フランジ貫通部④常用海水ポンプグランド減圧配管基礎フランジ貫通部⑤非常用海水ポンプ及び常用海水ポンプ据付面（スクリーン

洗浄水ポンプ及び海水電解装置用海水ポンプ含む）

ｂ．ＳＡ用海水ピ
ット取水塔 及(a)海水系
び海水引込 み管
ｃ．ＳＡ用海水ピ
ット取水塔，海水引込み管，Ｓ(a)海水系
Ａ用海水ピ ッ
ト，緊急用海水取水管

流入箇所①取水路点検用開口部

備貫通部含む）②東海発電所（廃止措置中）取水路及び放水路①液体廃棄物処理系放出管②排ガス洗浄廃液処理設備放出管③構内排水路排水管①集水枡等①防潮堤及び防潮扉の地下部を貫通する配管等の貫通部（予備貫通部含む）

ｆ．その他②東海発電所（廃止措置中）取水路及び放水路③屋外二重管

③屋外二重管26

備考

比較表 追加要求事項に対する適合性 （１）位置、構造及び設備 (2)耐津波構造
1.4.3 基準津波を超え敷地に遡上する津波に対する耐津波設計 第 2 回補正申請版

1.4.3 基準津波を超え敷地に遡上する津波に対する耐津波設計 第 3 回補正申請版

第 1.4－8 表 流入評価結果（取水路）（1/10）

第 1.4－8 表 流入評価結果（取水路）（1/10）

系統

流入経路

入力津波
高さ
(T.P.＋m)ⅱ)海水ポンプグランド
ドレン排出口ⅲ)非常用海水ポンプグ
ランド減圧配管基礎フ
ランジ貫通部ⅳ)常用海水ポンプグラ
ンド減圧配管基礎フラ
ンジ貫通部

24.8m

ⅰ)取水ピット空気抜き
配管(b)循環水系
ⅱ)循環水ポンプ据付面

評価

系統

据付面のポンプ基礎フランジ
は，ベースプレートとフランジ取り合いで，基礎ボルトにより密着させる構造であるため，十分な水密性がある。
水位計フランジは，鋼製スリーブの取付座とフランジ取り合
いで，取付ボルトで密着させる構造であるため，十分な水密性がある。
取水ピット空気抜き配管から津波が流入する可能性があるため，当該配管に逆止弁を設置する。
据付面のポンプ基礎フランジ
は，ベースプレートとフランジ取り合いで，基礎ボルトにより密着させる構造であるため，十分な水密性がある。

流入経路

入力津波
高さ
(T.P.＋m)ⅱ)海水ポンプグランド
ドレン排出口(a)海水系

取水口及び
取水路から
津波は流入
しない。

ⅲ)非常用海水ポンプグ
ランド減圧配管基礎フ
ランジ貫通部ⅳ)常用海水ポンプグラ
ンド減圧配管基礎フラ
ンジ貫通部

24.8m

ⅰ)取水ピット空気抜き
配管(b)循環水系
ⅱ)循環水ポンプ据付面

27

況

評価

当該貫通部は，ポンプ基礎フラ
ンジとフランジ取り合いで，取付ボルトにより密着させる構造であるため，十分な水密性がある。

ⅴ)海水ポンプ据付面ⅵ)取水ピット水位計据付面状

当該経路から津波が流入する可能性があるため，開口部に対し，浸水防止蓋を設置する。
当該経路から津波が流入する可能性があるため，逆止弁を設置する。

ⅰ)取水路点検用開口部

当該貫通部は，ポンプ基礎フラ
ンジとフランジ取り合いで，取付ボルトにより密着させる構造であるため，十分な水密性がある。

ⅴ)海水ポンプ据付面ⅵ)取水ピット水位計据付面

況

当該経路から津波が流入する可能性があるため，開口部に対し，浸水防止蓋を設置する。
当該経路から津波が流入する可能性があるため，逆止弁を設置する。

ⅰ)取水路点検用開口部(a)海水系

状

据付面のポンプ基礎フランジ
は，ベースプレートとフランジ取り合いで，基礎ボルトにより密着させる構造であるため，十分な水密性がある。
水位計フランジは，鋼製スリーブの取付座とフランジ取り合
いで，取付ボルトで密着させる構造であるため，十分な水密性がある。
取水ピット空気抜き配管から津波が流入する可能性があるため，当該配管に逆止弁を設置する。
据付面のポンプ基礎フランジ
は，ベースプレートとフランジ取り合いで，基礎ボルトにより密着させる構造であるため，十分な水密性がある。

取水口及び
取水路から
津波は流入
しない。

備考

比較表 追加要求事項に対する適合性 （１）位置、構造及び設備 (2)耐津波構造
1.4.3 基準津波を超え敷地に遡上する津波に対する耐津波設計 第 2 回補正申請版

1.4.3 基準津波を超え敷地に遡上する津波に対する耐津波設計 第 3 回補正申請版

第 1.4－8 表 流入評価結果（海水引込み管）（2/10）

第 1.4－8 表 流入評価結果（海水引込み管）（2/10）

系統(a)海水系

流入経路ⅰ)ＳＡ用海水ピット開
口部

入力津波
高さ
(T.P.＋m)

10.9m

状

況

評価

ＳＡ用海水
ピット取水
当該経路から津波が流入する
塔及び海水可能性があるため，開口部に引込み管か対し，浸水防止蓋を設置する。
ら津波は流
入しない。

系統

(a)海水系

第 1.4－8 表 流入評価結果（緊急用海水取水管）（3/10）
系統

流入経路

入力津波
高さ
(T.P.＋m)

状

況

流入経路

ⅰ)ＳＡ用海水ピット開
口部

入力津波
高さ
(T.P.＋m)

10.9m

状

況

ＳＡ用海水
ピット取水
当該経路から津波が流入する
塔及び海水可能性があるため，開口部に引込み管か対し，浸水防止蓋を設置する。
ら津波は流
入しない。

第 1.4－8 表 流入評価結果（緊急用海水取水管）（3/10）
評価

系統

流入経路

入力津波
高さ
(T.P.＋m)

状況ⅰ)緊急用海水ポンプピ
ット点検用開口部

当該経路から津波が流入する可能性があるため，開口部に対し，浸水防止蓋を設置する。

ⅰ)緊急用海水ポンプピ
ット点検用開口部

当該経路から津波が流入する可能性があるため，開口部に対し，浸水防止蓋を設置する。

ⅱ)緊急用海水ポンプグ
ランドドレン排出口

当該経路から津波が流入する可能性があるため，逆止弁を設置する。

ⅱ)緊急用海水ポンプグ
ランドドレン排出口

当該経路から津波が流入する可能性があるため，逆止弁を設置する。

ⅲ)緊急用海水ポンプ室
床ドレン排出口

当該経路から津波が流入する可能性があるため，逆止弁を設置する。

ⅲ)緊急用海水ポンプ室
床ドレン排出口

当該経路から津波が流入する可能性があるため，逆止弁を設置する。

(a)海水系

10.9mⅳ)緊急用海水ポンプグ
ランド減圧配管基礎フラ
ンジ貫通部

当該貫通部は，ポンプ基礎フラ
ンジとフランジ取り合いで，取付ボルトにより密着させる構造であるため，十分な水密性がある。

ⅴ)緊急用海水ポンプ据付面

据付面のポンプ基礎フランジ
は，ベースプレートとフランジ取り合いで，基礎ボルトにより密着させる構造であるため，十分な水密性がある。

評価

ＳＡ用海水
ピット取水
塔，海水引込み管，ＳＡ用
海水ピット
及び緊急用
海水取水管
から津波は
流入しない。

(a)海水系

10.9mⅳ)緊急用海水ポンプグ
ランド減圧配管基礎フラ
ンジ貫通部

当該貫通部は，ポンプ基礎フラ
ンジとフランジ取り合いで，取付ボルトにより密着させる構造であるため，十分な水密性がある。

ⅴ)緊急用海水ポンプ据付面

据付面のポンプ基礎フランジ
は，ベースプレートとフランジ取り合いで，基礎ボルトにより密着させる構造であるため，十分な水密性がある。

28

評価

ＳＡ用海水
ピット取水
塔，海水引込み管，ＳＡ用
海水ピット
及び緊急用
海水取水管
から津波は
流入しない。

備考比較表 追加要求事項に対する適合性 （１）位置、構造及び設備 (2)耐津波構造
1.4.3 基準津波を超え敷地に遡上する津波に対する耐津波設計 第 2 回補正申請版

1.4.3 基準津波を超え敷地に遡上する津波に対する耐津波設計 第 3 回補正申請版

第 1.4－8 表 流入評価結果（放水路）（4/10）

第 1.4－8 表 流入評価結果（放水路）（4/10）

系統

流入経路

入力津波
高さ
(T.P.＋m)ⅰ)放水ピット上部開口部ⅱ)放水路ゲート点検用開口部（上流側）(a)海水系

ⅲ)放水路ゲート点検用開口部（下流側）
ⅳ)海水配管（放水ピット接続部）
ⅴ)海水配管（放水路接続部）
ⅰ)放水ピット上部開口部（(a) ⅰ)と同じ。
）(b)循環水系

況

当該経路から津波が流入する可能性があるため，放水路ゲートにより放水路を閉止し，津波が流入することを防止する。
当該経路から津波が流入する可能性があるため，開口部に対し，浸水防止蓋を設置する。
当該経路から津波が流入する可能性があるため，放水路ゲートにより放水路を閉止し，津波が流入することを防止する。

ⅱ)放水路ゲート点検用
開口部（上流側）（(a) ⅱ)と同じ。
）
ⅲ)放水路ゲート点検用
開口部（下流側）（(a) ⅲ)と同じ。
）(c)その他の
排水配管

32.0m

状

ⅳ)循環水管（放水ピット接続部）
ⅰ)その他の配管（液体廃棄物処理系放出管，排ガス洗浄廃液処
理設備放出管，構内排水路排出管）

当該経路から津波が流入する可能性があるため，開口部に対し，浸水防止蓋を設置する。
当該経路から津波が流入する可能性があるため，放水路ゲートにより放水路を閉止し，津波が流入することを防止する。

評価

系統

流入経路

入力津波
高さ
(T.P.＋m)ⅰ)放水ピット上部開口部ⅱ)放水路ゲート点検用開口部（上流側）(a)海水系

ⅲ)放水路ゲート点検用開口部（下流側）
ⅳ)海水配管（放水ピット接続部）
ⅴ)海水配管（放水路接続部）

放水路か
ら津波は
流入しな
い。

ⅰ)放水ピット上部開口部（(a) ⅰ)と同じ。
）(b)循環水系

況

当該経路から津波が流入する可能性があるため，放水路ゲートにより放水路を閉止し，津波が流入することを防止する。
当該経路から津波が流入する可能性があるため，開口部に対し，浸水防止蓋を設置する。
当該経路から津波が流入する可能性があるため，放水路ゲートにより放水路を閉止し，津波が流入することを防止する。

ⅱ)放水路ゲート点検用
開口部（上流側）（(a) ⅱ)と同じ。
）
ⅲ)放水路ゲート点検用
開口部（下流側）（(a) ⅲ)と同じ。
）(c)その他の
排水配管

32.0m

状

ⅳ)循環水管（放水ピット接続部）
ⅰ)その他の配管（液体廃棄物処理系放出管，排ガス洗浄廃液処
理設備放出管，構内排水路排出管）

29

当該経路から津波が流入する可能性があるため，開口部に対し，浸水防止蓋を設置する。
当該経路から津波が流入する可能性があるため，放水路ゲートにより放水路を閉止し，津波が流入することを防止する。

評価

放水路か
ら津波は
流入しな
い。

備考

比較表 追加要求事項に対する適合性 （１）位置、構造及び設備 (2)耐津波構造
1.4.3 基準津波を超え敷地に遡上する津波に対する耐津波設計 第 2 回補正申請版

1.4.3 基準津波を超え敷地に遡上する津波に対する耐津波設計 第 3 回補正申請版

第 1.4－8 表 流入評価結果（構内排水路）（5/10）

第 1.4－8 表 流入評価結果（構内排水路）（5/10）

入力津波
高さ(T.P.＋m)

系統

流入経路

構内排水路

構内排水路
（放水ピット）
経路①

構内排水路

構内排水路（北側）
経路②

―

状

評価

況

系統

流入経路

入力津波
高さ
(T.P.＋m)

当該経路から津波が流入する可能性があるため，放水路に対し，放水路ゲートを設置す
る。

構内排水路
から津波は
流入しな
い。

構内排水路

構内排水路
（放水ピット）
経路①

当該経路から津波が流入する可能性があるため，構内排水路に対し，逆流防止設備を設
置する。

構内排水路
から津波は
流入しな
い。

構内排水路

構内排水路（北側）
経路②

当該経路から津波が流入する可能性があるため，構内排水路に対し，逆流防止設備を設
置する。

構内排水路
から津波は
流入しな
い。

―

24.0m
構内排水路（東側）
経路③～⑦

構内排水路

入力津波高さ構内排水路（東側）
経路③～⑦

構内排水路

評価

1.0m
(T.P.＋9.0m)

口

当該経路から津波が流入する可能性

原子炉建屋があるため，開口部に対し，水密扉を

へ津波は流

設置する。

入しない。

構内排水路
から津波は
流入しな
い。

状況

評価

設置する。

原子炉建屋人員用出入1.0m(T.P.＋9.0m)

口

原子炉建屋貫通部

当該経路から津波が流入する可能性

原子炉建屋があるため，開口部に対し，水密扉を

へ津波は流

設置する。

入しない。

があるため，貫通部に対し，止水処置を実施する。

第1.4－8表 流入評価結果（格納容器圧力逃がし装置格納槽）（7/10）
状況
当該経路から津波が流入する可能性があるため，開口部に対し，水密ハッ
格納容器圧力逃がし装1.0m

チを設置する。また，地震による非常

置格納槽点検用開口部(T.P.＋9.0m)

用海水系配管（戻り管）の損傷及び屋
外タンクからの溢水の重畳も考慮する。

当該経路から津波が流入する可能性があるため，構内排水路に対し，逆流防止設備を設置する。

当該経路から津波が流入する可能性があるため，貫通部に対し，止水処置

入力津波高さ

構内排水路
から津波は
流入しな
い。

があるため，開口部に対し，水密扉をを実施する。

流入経路

当該経路から津波が流入する可能性があるため，構内排水路に対し，逆流防止設備を設置する。

当該経路から津波が流入する可能性

当該経路から津波が流入する可能性
原子炉建屋貫通部

構内排水路
から津波は
流入しな
い。

入力津波高さ口設置する。

原子炉建屋人員用出入流入経路
原子炉建屋機器搬出入があるため，開口部に対し，水密扉を口

当該経路から津波が流入する可能性があるため，放水路に対し，放水路ゲートを設置する。

第1.4－8表 流入評価結果（原子炉建屋）（6/10）

状況
当該経路から津波が流入する可能性

原子炉建屋機器搬出入

評価

況

24.0m

第1.4－8表 流入評価結果（原子炉建屋）（6/10）
流入経路

状

第1.4－8表 流入評価結果（格納容器圧力逃がし装置格納槽）（7/10）
評価

流入経路

入力津波高さ

格納容器圧
力逃がし装
置格納槽へ
津波は流入

状況
当該経路から津波が流入する可能性があるため，開口部に対し，水密ハッ

格納容器圧力逃がし装1.0m

チを設置する。また，地震による非常

置格納槽点検用開口部(T.P.＋9.0m)

用海水系配管（戻り管）の損傷及び屋
外タンクからの溢水の重畳も考慮す

しない。

る。

30

評価
格納容器圧
力逃がし装
置格納槽へ
津波は流入
しない。

備考

比較表 追加要求事項に対する適合性 （１）位置、構造及び設備 (2)耐津波構造
1.4.3 基準津波を超え敷地に遡上する津波に対する耐津波設計 第 2 回補正申請版

1.4.3 基準津波を超え敷地に遡上する津波に対する耐津波設計 第 3 回補正申請版

第1.4－8表 流入評価結果（緊急用海水ポンプピット）（8/10）

第1.4－8表 流入評価結果（緊急用海水ポンプピット）（8/10）

流入経路

入力津波高さ状況

評価

当該経路から津波が流入する可能性

緊急用海水があるため，開口部に対し，浸水防止

ポンプピッ

1.0m

蓋を設置する。また，地震による非常トの緊急用(T.P.＋9.0m)

用海水系配管（戻り管）の損傷及び屋

海水ポンプ

外タンクからの溢水の重畳も考慮す

室へ津波は

る。

流入しない。

緊急用海水ポンプ点検用開口部

緊急用海水ポンプピット人員用開口部

流入経路

入力津波高さ状況

常設低圧代替注水系格

当該経路から津波が流入する可能性

納槽点検用開口部があるため，開口部に対し，水密ハッ

常設低圧代替注水系格
納槽可搬型ポンプ用開1.0m

チを設置する。また，地震による非常(T.P.＋9.0m)

用海水系配管（戻り管）の損傷及び屋
外タンクからの溢水の重畳も考慮す

口部る。

入力津波高さ状況

評価

当該経路から津波が流入する可能性

緊急用海水があるため，開口部に対し，浸水防止

ポンプピッ

1.0m

蓋を設置する。また，地震による非常トの緊急用(T.P.＋9.0m)

用海水系配管（戻り管）の損傷及び屋

海水ポンプ

外タンクからの溢水の重畳も考慮す

室へ津波は

る。

流入しない。

用開口部

緊急用海水ポンプピット人員用開口部

第1.4－8表 流入評価結果（常設低圧代替注水系格納槽）（9/10）
評価
常設低圧代
替注水系格

流入経路

入力津波高さ

当該経路から津波が流入する可能性

納槽点検用開口部があるため，開口部に対し，水密ハッ

納槽へ津波

常設低圧代替注水系格は流入しな

納槽可搬型ポンプ用開

い。

口部

1.0m

チを設置する。また，地震による非常(T.P.＋9.0m)

用海水系配管（戻り管）の損傷及び屋
外タンクからの溢水の重畳も考慮する。

があるため，開口部に対し，水密ハッ

下部を貫通する配管等チを設置する。また，地震による非常の貫通部（予備貫通部含24.0m

用海水系配管（戻り管）の損傷及び屋
外タンクからの溢水の重畳も考慮す

む）る。
東海発電所（廃止措置中）取水路及び放水路
屋外二重管

－
1.0m
(T.P.＋9.0m)

評価
常設低圧代
替注水系格
納槽へ津波
は流入しな
い。

第1.4－8表 流入評価結果（その他の経路）（10/10）評価

流入経路

入力津波高さ

当該経路から津波が流入する可能性
防潮堤及び防潮扉の地

状況

常設低圧代替注水系格第1.4－8表 流入評価結果（その他の経路）（10/10）
流入経路

状況

緊急用海水ポンプ点検

第1.4－8表 流入評価結果（常設低圧代替注水系格納槽）（9/10）
流入経路

入力津波高さ状況

評価

当該経路から津波が流入する可能性
貫通部，取水
路及び放水
路から津波
は流入しな
い。

コンクリート充填により閉鎖する。

下部を貫通する配管等の貫通部（予備貫通部含

原子炉建屋

子炉建屋の貫通部に止水処置を実施

へ津波は流

する。

入しない。

24.0m

チを設置する。また，地震による非常用海水系配管（戻り管）の損傷及び屋
外タンクからの溢水の重畳も考慮す

む）る。
東海発電所（廃止措置中）取水路及び放水路

屋外二重管内の非常用海水配管の原があるため，開口部に対し，水密ハッ

防潮堤及び防潮扉の地－
1.0m(T.P.＋9.0m)

屋外二重管

31

貫通部，取水
路及び放水
路から津波
は流入しな
い。

コンクリート充填により閉鎖する。
屋外二重管内の非常用海水配管の原

原子炉建屋

子炉建屋の貫通部に止水処置を実施

へ津波は流

する。

入しない。

備考

比較表 追加要求事項に対する適合性 （１）位置、構造及び設備 (2)耐津波構造
1.4.3 基準津波を超え敷地に遡上する津波に対する耐津波設計 第 2 回補正申請版

1.4.3 基準津波を超え敷地に遡上する津波に対する耐津波設計 第 3 回補正申請版

第1.4－9表 敷地に遡上する津波に対する防護対象施設・設備の整理表（1/2）●が対象を示す。

第1.4－9表 敷地に遡上する津波に対する防護対象施設・設備の整理表（1/2）●が対象を示す。

丸数字が第 1.4-9 図の配置に対応する。

設備名称

NO

敷地に遡上する津波

備考（津波防護対策上の特徴等）

丸数字が第 1.4-9 図の配置に対応する。

設備名称

NO

敷地に遡上する津波

備考（津波防護対策上の特徴等）

①

原子炉建屋

●

重大事故等対処施設及び設計基準対象施設の津波防護対象設備を内包

①

原子炉建屋

●

重大事故等対処施設及び設計基準対象施設の津波防護対象設備を内包②

タービン建屋

－

重大事故等対処施設の津波防護対象設備は内包しない。

②

タービン建屋

－

重大事故等対処施設の津波防護対象設備は内包しない。

③

使用済燃料乾式貯蔵建屋－

重大事故等対処施設の津波防護対象設備は内包しない。

③

使用済燃料乾式貯蔵建屋－

重大事故等対処施設の津波防護対象設備は内包しない。

④

格納容器圧力逃がし装置格
納槽●

重大事故等対処施設の津波防護対象設備を内包するT.P.＋8mの敷地に設置される地下格納槽。T.P.＋8mの天端に開口部を設けることから，浸水防止対策を講じる。フィルタ装置出口配管は，建屋及び区画に内包されない設備であるとともに，格納容器圧力逃がし装置の流路であることから漂流物対策を講じる。

④

格納容器圧力逃がし装置格
納槽●

重大事故等対処施設の津波防護対象設備を内包するT.P.＋8mの敷地に設置される地下格納槽。T.P.＋8mの天端に開口部を設けることから，浸水防止対策を講じる。フィルタ装置出口配管は，建屋及び区画に内包されない設備であるとともに，格納容器圧力逃がし装置の流路であることから漂流物対策を講じる。

⑤

常設低圧代替注水系格納槽●

重大事故等対処施設の津波防護対象設備を内包するT.P.＋8mの敷地に設置される地下格納槽。T.P.＋8mの天端に開口部を設けることから，浸水防止対策を講じる。格納槽は，代替淡水貯槽，常設低圧代替注水系ポンプ室，常設
低圧代替注水系配管カルバートで構成される。

⑤

常設低圧代替注水系格納槽●

重大事故等対処施設の津波防護対象設備を内包するT.P.＋8mの敷地に設置される地下格納槽。T.P.＋8mの天端に開口部を設けることから，浸水防止対策を講じる。格納槽は，代替淡水貯槽，常設低圧代替注水系ポンプ室，常設
低圧代替注水系配管カルバートで構成される。

⑥

緊急用海水ポンプピット●

重大事故等対処施設の津波防護対象設備を内包するT.P.＋8mの敷地に設置される地下格納槽。T.P.＋8mの天端に開口部を設けることから，浸水防止対策を講じる。
（－）モータ設置エリア床面が原子炉建屋への津波の流入経路となるため浸水防止処置を講じる。

⑥

緊急用海水ポンプピット●

重大事故等対処施設の津波防護対象設備を内包するT.P.＋8mの敷地に設置される地下格納槽。T.P.＋8mの天端に開口部を設けることから，浸水防止対策を講じる。
（－）モータ設置エリア床面が原子炉建屋への津波の流入経路となるため浸水防止処置を講じる。

⑦

常設代替高圧電源装置用カ
ルバート（トンネル部及びカルバー
ト部）●

重大事故等対処施設及び設計基準対象施設の津波防護対象設備を内包し，トンネル部は地下岩盤内に設置される。
立坑内の西側接続口貫通部が津波の流入経路になり得ることから，当該配管等の貫通部に止水処置を講じる。

⑦

常設代替高圧電源装置用カ
ルバート（トンネル部及びカルバー
ト部）●

重大事故等対処施設及び設計基準対象施設の津波防護対象設備を内包し，トンネル部は地下岩盤内に設置される。
立坑内の西側接続口貫通部が津波の流入経路になり得ることから，当該配管等の貫通部に止水処置を講じる。

⑧

常設代替高圧電源装置用カ
ルバート
（立坑部）

●

重大事故等対処施設の津波防護対象設備を内包し，地下でトンネル部と接続する。立坑部地下1階に可搬型設備接続用の電源盤が設置されており，アクセ
ス用開口部が設けられていることから浸水防止処置を講じる。貫通部止水処
置は⑦のとおり。

⑧

常設代替高圧電源装置用カ
ルバート
（立坑部）

●

重大事故等対処施設の津波防護対象設備を内包し，地下でトンネル部と接続する。立坑部地下1階に可搬型設備接続用の電源盤が設置されており，アクセ
ス用開口部が設けられていることから浸水防止処置を講じる。貫通部止水処
置は⑦のとおり。

⑨

常設代替高圧電源装置置場（西側淡水貯水設備，高所
東側接続口及び高所西側接続口）●

重大事故等対処施設の津波防護対象設備を内包する区画で躯体天井は屋外開放。
敷地に遡上する津波は到達しない高所の位置付けとなり浸水防止対策は不要である。屋外タンクからの数ｃmの溢水が想定されるが区画壁の開口部下端位置が敷地より20ｃm高い位置にあることから，区画内に溢水は侵入しない。ただし自主対策として浸水防止処置を講じる。

⑨

常設代替高圧電源装置置場（西側淡水貯水設備，高所
東側接続口及び高所西側接続口）●

重大事故等対処施設の津波防護対象設備を内包する区画で躯体天井は屋外開放。
敷地に遡上する津波は到達しない高所の位置付けとなり浸水防止対策は不要である。屋外タンクからの数ｃmの溢水が想定されるが区画壁の開口部下端位置が敷地より20ｃm高い位置にあることから，区画内に溢水は侵入しない。ただし自主対策として浸水防止処置を講じる。

⑩

常設代替高圧電源装置置場（西側ＳＡ立坑、東側ＤＢ
立坑）●

常設代替高圧電源装置置場の区画内に設置され，重大事故等対処施設の津波防護対象設備を内包する。地下で常設代替高圧電源装置用カルバート（トンネル部）と接続し，各立坑天井部（常設代替高圧電源装置置場床面）に開口部を有するが，⑨に記載のとおり，区画内に溢水による水は侵入しないこと
から新たな浸水防止対策は不要。常設代替高圧電源装置は，自然条件の大雨を考慮した設計となっている。

⑩

常設代替高圧電源装置置場（西側ＳＡ立坑、東側ＤＢ
立坑）●

常設代替高圧電源装置置場の区画内に設置され，重大事故等対処施設の津波防護対象設備を内包する。地下で常設代替高圧電源装置用カルバート（トンネル部）と接続し，各立坑天井部（常設代替高圧電源装置置場床面）に開口部を有するが，⑨に記載のとおり，区画内に溢水による水は侵入しないこと
から新たな浸水防止対策は不要。常設代替高圧電源装置は，自然条件の大雨を考慮した設計となっている。

⑪

海水ポンプ室（－）（－）防護対象ではないが，津波の流入経路の浸水防止対策はT.P.＋24m津波に対し機能保持⑪

海水ポンプ室（－）（－）防護対象ではないが，津波の流入経路の浸水防止対策はT.P.＋24m津波に対し機能保持⑫非常用海水配管（屋外二重管）（－）（－）防護対象ではないが，敷地に遡上する津波の流入経路となるため接続する原子炉建屋側で止水処置⑫

非常用海水配管（屋外二重管）（－）（－）防護対象ではないが，敷地に遡上する津波の流入経路となるため接続する原子炉建屋側で止水処置

⑬

排気筒

●

防護対象ではあるが，津波・地震に対し構造上十分な強度を有することを確認。新たな津波対策は不要

⑬

排気筒

●

防護対象ではあるが，津波・地震に対し構造上十分な強度を有することを確認。新たな津波対策は不要⑭

軽油貯蔵タンク（●）（●）敷地に遡上する津波は到達しない高所の位置付けとなり浸水防止対策は不要であるが，屋外タンクからの溢水に対しては自主対策の浸水防止処置
を講じる。

⑭

軽油貯蔵タンク（●）（●）敷地に遡上する津波は到達しない高所の位置付けとなり浸水防止対策は不要であるが，屋外タンクからの溢水に対しては自主対策の浸水防止処置
を講じる。

●

基準津波及び敷地に遡上する津波のどちらも到達しない高所（T.P.＋23m）⑮●

基準津波及び敷地に遡上する津波のどちらも到達しない高所（T.P.＋23m）●

基準津波及び敷地に遡上する津波のどちらも到達しない高所（T.P.＋25m）⑯●

基準津波及び敷地に遡上する津波のどちらも到達しない高所（T.P.＋25m）⑮⑯

可搬型重大事故等対処設備
保管場所
（西側）
可搬型重大事故等対処設備
保管場所
（南側）

可搬型重大事故等対処設備
保管場所
（西側）
可搬型重大事故等対処設備
保管場所
（南側）

32

備考

比較表 追加要求事項に対する適合性 （１）位置、構造及び設備 (2)耐津波構造
1.4.3 基準津波を超え敷地に遡上する津波に対する耐津波設計 第 2 回補正申請版

1.4.3 基準津波を超え敷地に遡上する津波に対する耐津波設計 第 3 回補正申請版

第1.4－9表 敷地に遡上する津波に対する防護対象施設・設備の整理表（2/2）●が対象を示す。

第1.4－9表 敷地に遡上する津波に対する防護対象施設・設備の整理表（2/2）●が対象を示す。

丸数字が第 1.4-9 図の配置に対応する。

丸数字が第 1.4-9 図の配置に対応する。

敷地に遡上する津波

備考（津波防護対策上の特徴等）

NO

設備名称

●

基準津波及び敷地に遡上する津波のどちらも到達しない高所（T.P.＋23m）⑰●

水中に設置され突起物がないことから，新たな津波対策は不要。ただし，漂流物堆積による取水部の閉塞影響を評価する。

⑱

海水引込み管

●岩盤内地下部に設置され常時海水環境にあることから新たな津波対策は不要

ＳＡ用海水ピット●

T.P.＋8mの敷地の地下部に設置されT.P.＋8mの天端に開口部を設けることから，基準津波及び敷地に遡上する津波の防潮堤内側への流入経路となるため浸水防止対策を講じる。

緊急用海水取水管●

原子炉建屋東側接続口

原子炉建屋西側接続口

NO

設備名称

⑰

緊急時対策所建屋⑱

ＳＡ用海水ピット取水塔⑲⑳

敷地に遡上する津波

備考（津波防護対策上の特徴等）

緊急時対策所建屋●

基準津波及び敷地に遡上する津波のどちらも到達しない高所（T.P.＋23m）

ＳＡ用海水ピット取水塔●

水中に設置され突起物がないことから，新たな津波対策は不要。ただし，漂流物堆積による取水部の閉塞影響を評価する。

⑲

海水引込み管

●岩盤内地下部に設置され常時海水環境にあることから新たな津波対策は不要⑳

ＳＡ用海水ピット●

T.P.＋8mの敷地の地下部に設置されT.P.＋8mの天端に開口部を設けることから，基準津波及び敷地に遡上する津波の防潮堤内側への流入経路となるため浸水防止対策を講じる。

岩盤内地下部に設置され常時海水環境にあることから新たな津波対策は不要緊急用海水取水管●

岩盤内地下部に設置され常時海水環境にあることから新たな津波対策は不要●

建屋及び区画に内包されない設備かつ津波が到達するエリアの地上部に設置されるが構造上浸水経路がないことから浸水防止処置は不要。ただし漂流物対策を講じる。

原子炉建屋東側接続口●

建屋及び区画に内包されない設備かつ津波が到達するエリアの地上部に設置されるが構造上浸水経路がないことから浸水防止処置は不要。ただし漂流物対策を講じる。

●

建屋及び区画に内包されない設備かつ津波が到達するエリアに設置されるが構造上浸水経路がないことから浸水防止処置は不要。また，地下格納槽内に設置されることから漂流物対策は不要

原子炉建屋西側接続口●

建屋及び区画に内包されない設備かつ津波が到達するエリアに設置されるが構造上浸水経路がないことから浸水防止処置は不要。また，地下格納槽内に設置されることから漂流物対策は不要

33

備考

比較表 追加要求事項に対する適合性 （１）位置、構造及び設備 (2)耐津波構造
1.4.3 基準津波を超え敷地に遡上する津波に対する耐津波設計 第 2 回補正申請版
24ｍ津波 原子炉建屋(最大) 最大浸水深+0.39m(40.5分)

0

30

60

90

120
時間（分）

150

180

210

24ｍ津波 原子炉建屋(最大) 最大浸水深+0.39m(40.5分)

1
0.8
0.6
0.4
0.2
0

浸水深（m）

1
0.8
0.6
0.4
0.2
0

浸水深（m）

1.4.3 基準津波を超え敷地に遡上する津波に対する耐津波設計 第 3 回補正申請版

240

0

30

60

24ｍ津波 ポンプピット 最大浸水深+0.21m(48.7分)

1
0.8
0.6
0.4
0.2
0

0

30

60

90

120
時間（分）

150

180

210

0

30

60

（緊急用海水ポンプピット上部）

30

60

90

120
時間（分）

150

180

210

0

30

60

30

60

90

120
時間（分）

150

180

210

1
0.8
0.6
0.4
0.2
0

240

30

60

90

120
時間（分）

0

浸水深（m）

浸水深（m）

120
時間（分）

150

180

210

240

90

120
時間（分）

150

180

210

240

30

60

90

120
時間（分）

150

180

210

240

150

180

210

240

（原子炉建屋東側）

24ｍ津波 耐水貯水槽 最大浸水深+0.41m(40.2分)
代替淡水貯槽 最大浸水深+0.41（40.2 分）

090

24ｍ津波 建屋東 最大浸水深+0.17m(49.8分)
原子炉建屋東 最大浸水深+0.17（49.8 分）（原子炉建屋東側）
1
0.8
0.6
0.4
0.2
0

240

（排気筒東側）浸水深(.m）

浸水深(.m）（排気筒東側）0210

24ｍ津波 H4a 最大浸水深+0.21m(48.8分)

1
0.8
0.6
0.4
0.2
0

240

24ｍ津波 建屋東 最大浸水深+0.17m(49.8分)
原子炉建屋東 最大浸水深+0.17（49.8 分）

1
0.8
0.6
0.4
0.2
0

180

（緊急用海水ポンプピット上部）
浸水深（m）

浸水深（m）

0150

24ｍ津波 ポンプピット 最大浸水深+0.21m(48.7分)

1
0.8
0.6
0.4
0.2
0

240

24ｍ津波 H4a 最大浸水深+0.21m(48.8分)

1
0.8
0.6
0.4
0.2
0

120
時間（分）

（原子炉建屋南側）
浸水深（m）

浸水深（m）（原子炉建屋南側）

90

150

180

210

240

24ｍ津波 耐水貯水槽 最大浸水深+0.41m(40.2分)
代替淡水貯槽 最大浸水深+0.41（40.2 分）

1
0.8
0.6
0.4
0.2
0
0

30

（常設低圧代替注水系の代替淡水貯槽上部）
第 1.4－6 図 敷地に遡上する津波の入力津波の設定位置における時刻歴波形（1/2）

60

90

120
時間（分）

（常設低圧代替注水系の代替淡水貯槽上部）
第 1.4－6 図 敷地に遡上する津波の入力津波の設定位置における時刻歴波形（1/2）

34

備考比較表 追加要求事項に対する適合性

1
0.8
0.6
0.4
0.2
0

24ｍ津波 取水ピット(陸) 最大浸水深+0.29m(36.8分)

0

30

60

90

120
時間（分）

150

180

210

(2)耐津波構造

1.4.3 基準津波を超え敷地に遡上する津波に対する耐津波設計 第 3 回補正申請版
浸水深（m）

浸水深（m）

1.4.3 基準津波を超え敷地に遡上する津波に対する耐津波設計 第 2 回補正申請版（１）位置、構造及び設備

1
0.8
0.6
0.4
0.2
0

240

24ｍ津波 取水ピット(陸) 最大浸水深+0.29m(36.8分)

0

30

60

90

120
時間（分）

150

180

210

240

150

180

210

240

180

210

240

24ｍ津波 H6b 最大浸水深+0.52m(38.3分)
1
0.8
0.6
0.4
0.2
0
0
30
60
90

浸水深（m）

浸水深（m）（取水ピット）

120
時間（分）

150

180

210

240

24ｍ津波 H6b 最大浸水深+0.52m(38.3分)
1
0.8
0.6
0.4
0.2
0
0
30
60
90

（原子炉建屋西側①）24ｍ津波 防潮堤前面最大 最大T.P.+23.41m(36.7分)

25
20
15
10
5
0

水位（T.P.m）

水位（T.P.m）（原子炉建屋西側①）

0

30

60

90

120
時間（分）

150

120
時間（分）

180

210

240

24ｍ津波 防潮堤前面最大 最大T.P.+23.41m(36.7分)

25
20
15
10
5
0
0

30

60

90

120
時間（分）

（防潮堤前面）（防潮堤前面）（放水口前面）（放水口前面）

35

150

備考

比較表 追加要求事項に対する適合性
1.4.3 基準津波を超え敷地に遡上する津波に対する耐津波設計 第 2 回補正申請版

第 1.4－7 図 敷地に遡上する津波による水位上昇分布（1／2）（１）位置、構造及び設備(2)耐津波構造

1.4.3 基準津波を超え敷地に遡上する津波に対する耐津波設計 第 3 回補正申請版

第 1.4－7 図 敷地に遡上する津波による水位上昇分布（1／2）

第 1.4－7 図 敷地に遡上する津波による水位上昇分布

第 1.4－7 図 敷地に遡上する津波による水位上昇分布

東海発電所建屋反映モデル（2／2）

東海発電所建屋反映モデル（2／2）

36

備考比較表 追加要求事項に対する適合性
1.4.3 基準津波を超え敷地に遡上する津波に対する耐津波設計 第 2 回補正申請版（１）位置、構造及び設備(2)耐津波構造

1.4.3 基準津波を超え敷地に遡上する津波に対する耐津波設計 第 3 回補正申請版

37

備考

比較表 追加要求事項に対する適合性
1.4.3 基準津波を超え敷地に遡上する津波に対する耐津波設計 第 2 回補正申請版（１）位置、構造及び設備(2)耐津波構造

1.4.3 基準津波を超え敷地に遡上する津波に対する耐津波設計 第 3 回補正申請版

38

備考

比較表 追加要求事項に対する適合性
1.4.3 基準津波を超え敷地に遡上する津波に対する耐津波設計 第 2 回補正申請版（１）位置、構造及び設備(2)耐津波構造

1.4.3 基準津波を超え敷地に遡上する津波に対する耐津波設計 第 3 回補正申請版

39

備考

比較表 追加要求事項に対する適合性
1.4.3 基準津波を超え敷地に遡上する津波に対する耐津波設計 第 2 回補正申請版（１）位置、構造及び設備(2)耐津波構造

1.4.3 基準津波を超え敷地に遡上する津波に対する耐津波設計 第 3 回補正申請版

40

備考

比較表 追加要求事項に対する適合性
1.4.3 基準津波を超え敷地に遡上する津波に対する耐津波設計 第 2 回補正申請版（１）位置、構造及び設備(2)耐津波構造

1.4.3 基準津波を超え敷地に遡上する津波に対する耐津波設計 第 3 回補正申請版

41

備考

比較表 追加要求事項に対する適合性 （１）位置、構造及び設備 (2)耐津波構造
1.4.3 基準津波を超え敷地に遡上する津波に対する耐津波設計 第 2 回補正申請版

漂流物となる可能性のある施設・設備の抽出（防潮堤又は防潮扉の内側）

漂流物となる可能性のある施設・設備の抽出（防潮堤又は防潮扉の外側）

漂流物となる可能性のある施設・設備の評価【敷地に遡上する津波に対する防護対象設備
及び浸水防止設備等に対する影響評価】

漂流物とはならない。

No

1.4.3 基準津波を超え敷地に遡上する津波に対する耐津波設計 第 3 回補正申請版

漂流物となる可能性のある施設・設備の抽出（防潮堤又は防潮扉の内側）

漂流物となる可能性のある施設・設備の評価【敷地に遡上する津波に対する防護対象設備
及び浸水防止設備等に対する影響評価】※１

漂流物となるか。

※1 重量，基準
地震動Ｓ Ｓ に対する耐性等を考慮して評価する。

漂流物とはならな
い。

No

Yes

※１

漂流物となるか。

敷地に遡上する津波に対する津波防護対象設備を内包する建屋及び区画，浸水防止設備等への影響なし。

No敷地に遡上する津波に対する津波防護対象設備を内包する
建屋及び区画，浸水防止設備等に到達する漂流物となるか。

No※2 敷地内の浸水深及び地形を考慮して評価する。

※２

漂流物となる可能性が否定できない施設・設備
敷地に遡上する津波に対する津波防護対象設備を内包する建屋及び区画，浸水防止設備等に到達する漂流物とはならない。

No

敷地に遡上する津波に対する津波防護対象設備を内包する
建屋及び区画，浸水防止設備等に到達する漂流物※2 敷地内の浸水深及び地形を考慮して評価
する。

※２

となるか。

Yes

Yes

敷地に遡上する津波に対する津波防護対象設備を内包する建屋及び区画，浸水防止設備等に対して漂流物となる可能性が否定できない施設・設備

敷地に遡上する津波に対する津波防護対象設備を内包する建屋及び区画，浸水防止設備等に対して漂流物となる可能性が否定できない施設・設備

敷地に遡上する津波に対する津波防護対象設備を内包する
建屋及び区画，浸水防止設備等の健全性への影響があるか。

敷地に遡上する津波に対する津波防護対象設備を内包する建屋及び区画，浸水防止設備等への影響なし。

Yes

浸水防止設備等：浸水防止設備，津波監視設備を示す。

No

敷地に遡上する津波に対する津波防護対象設備を内包する
建屋及び区画，浸水防止設備等の健全性への影響があるか。

Yes

漂流物対策を実施する。

第 1.4－ 10 図

※1 重量，基準
地震動Ｓ Ｓ に対する耐性等を考慮して評価する。

Yes
漂流物となる可能性が否定できない施設・設備

敷地に遡上する津波に対する津波防護対象設備を内包する建屋及び区画，浸水防止設備等に到達する漂流物とはならな
い。

漂流物となる可能性のある施設・設備の抽出（防潮堤又は防潮扉の外側）

漂流物対策を実施する。

浸水防止設備等：浸水防止設備，津波監視設備を示す。

第 1.4－10 図 防潮堤内側における漂流物評価フロー

防潮堤内側における漂流物評価フロー

42

備考