東海第二発電所 工事計画審査資料
資料番号

補足-140-2 改 0

提出年月日

平成 30 年 6 月 21 日

設計及び工事に係る品質管理の方法等に関する説明書に係る補足説明資料のうち補足-140-2【基本設計方針から工認添付説明書および様式－１への展開表（核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設）】

平成 30 年 6 月
日本原子力発電株式会社

1－（追加要求事項なし）－（追加要求事項なし）－（追加要求事項なし）－（追加要求事項なし）－（追加要求事項なし）

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1. 共通的に適用される設計－（用語の定義のみ）－－

様式 1 への反映結果

工認添付説明書との関係

基本設計方針から工認添付説明書及び様式－１への展開表

基本設計方針変 更 前
変 更 後
用語の定義は「発電用原子力設備に関する技術基準を定用語の定義は「実用発電用原子炉及びその附属施設の位
める省令」，「実用発電用原子炉及びその附属施設の位置，置，構造及び設備の基準に関する規則」及び「実用発電用構造及び設備の基準に関する規則」及び「実用発電用原子原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則」並びに炉及びその附属施設の技術基準に関する規則」並びにこれこれらの解釈による。
らの解釈による。
第１章 共通項目
第１章 共通項目
核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設の共通項目である
核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設の共通項目である「1. 地盤等，2. 自然現象，3. 火災，4. 溢水等，5.
「1. 地盤等，2. 自然現象，3. 火災，4. 溢水等，5.
設備に対する要求（5.5 安全弁等，5.7 内燃機関を除設備に対する要求（5.5 安全弁等，5.7 内燃機関を除く。
），6. その他」の基本設計方針については，原子炉冷く。
），6. その他」の基本設計方針については，原子炉冷却系統施設の基本設計方針「第１章 共通項目」に基づく
却系統施設の基本設計方針「第１章 共通項目」に基づく設計とする。
設計とする。
第２章 個別項目
第２章 個別項目
１. 燃料取扱設備
1. 燃料取扱設備
燃料体等の取扱設備は，燃料取替機，原子炉建屋クレー
燃料体等の取扱設備は，燃料取替機，原子炉建屋クレーン，チャンネル着脱機及び使用済燃料乾式貯蔵建屋天井クン，チャンネル着脱機及び使用済燃料乾式貯蔵建屋天井ク
レーンで構成し，燃料取替機，原子炉建屋クレーン及びチレーンで構成し，燃料取替機，原子炉建屋クレーン及びチャンネル着脱機は，新燃料を原子炉建屋原子炉棟に搬入しャンネル着脱機は，新燃料を原子炉建屋原子炉棟に搬入してから原子炉建屋原子炉棟外へ搬出するまで，燃料体等をてから原子炉建屋原子炉棟外へ搬出するまで，燃料体等を安全に取り扱うことができる設計とする。
安全に取り扱うことができる設計とする。
【26 条 1】
使用済燃料乾式貯蔵建屋天井クレーンは，使用済燃料乾
使用済燃料乾式貯蔵建屋天井クレーンは，使用済燃料乾式貯蔵建屋内において使用済燃料乾式貯蔵容器の取扱うこ式貯蔵建屋内において使用済燃料乾式貯蔵容器を取扱うことができる設計とする。
とができる設計とする。
【26 条 2】
新燃料は，原子炉建屋原子炉棟内に設ける新燃料貯蔵庫
新燃料は，原子炉建屋原子炉棟内に設ける新燃料貯蔵庫
から原子炉建屋クレーン及びチャンネル着脱機を介して使から原子炉建屋クレーン及びチャンネル着脱機を介して使用済燃料プールに移し，燃料取替機により炉心に挿入でき用済燃料プールに移し，燃料取替機により炉心に挿入できる設計とする。
る設計とする。
【26 条 3】
また，燃料の取替えは，原子炉上部の原子炉ウェルに水
また，燃料の取替えは，原子炉上部の原子炉ウェルに水を張り，燃料取替機により行うことができる設計とする。
を張り，燃料取替機により行うことができる設計とする。
【26 条 4】
使用済燃料は，遮蔽に必要な水深を確保した状態で，燃使用済燃料は，遮蔽に必要な水深を確保した状態で，燃料取替機により水中移送し，原子炉建屋原子炉棟内の使用料取替機により水中移送し，原子炉建屋原子炉棟内の使用済燃料プールの使用済燃料貯蔵ラックに貯蔵できる設計と済燃料プールの使用済燃料貯蔵ラックに貯蔵できる設計とする。又は，使用済燃料プールに 7 年以上貯蔵した後，使する。又は，使用済燃料プールに 7 年以上貯蔵した後，使用済燃料乾式貯蔵設備に貯蔵できる設計とする。
用済燃料乾式貯蔵設備に貯蔵できる設計とする。
【26 条 5】

【対象施設：核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設】

2

基本設計方針工認添付説明書との関係
変 更 前
変 更 後
使用済燃料の発電所外への搬出には，使用済燃料輸送容
使用済燃料の発電所外への搬出には，使用済燃料輸送容器を使用する。また，使用済燃料乾式貯蔵容器に収納され器を使用する。また，使用済燃料乾式貯蔵容器に収納された使用済燃料を発電所外へ搬出する場合には，使用済燃料
た使用済燃料を発電所外へ搬出する場合には，使用済燃料
プールへ使用済燃料乾式貯蔵容器を運搬し，使用済燃料輸
プールへ使用済燃料乾式貯蔵容器を運搬し，使用済燃料輸－送容器に使用済燃料の詰め替えを行った後，キャスク除染
送容器に使用済燃料の詰め替えを行った後，キャスク除染
ピットで使用済燃料輸送容器の除染を行い発電所外へ搬出ピットで使用済燃料輸送容器の除染を行い発電所外へ搬出する。
する。
【26 条 6】
燃料取替機及びチャンネル着脱機は，燃料体等を一体ず
燃料取替機及びチャンネル着脱機は，燃料体等を一体ずつ取扱う構造とすることにより，臨界を防止する設計とし， つ取扱う構造とすることにより，臨界を防止する設計とし，燃料体等の検査等を行う際に水面に近づいた状態であって燃料体等の検査等を行う際に水面に近づいた状態であって－も，燃料体等からの放射線の遮蔽に必要な水深を確保できも，燃料体等からの放射線の遮蔽に必要な水深を確保できる設計とする。
る設計とする。
【26 条 7】
原子炉建屋クレーンは，未臨界性を確保した容器に収納
原子炉建屋クレーンは，未臨界性を確保した容器に収納して吊り上げる場合を除き，燃料体等を取扱う場合は，一して吊り上げる場合を除き，燃料体等を取扱う場合は，一－体ずつ取り扱う構造とし，臨界を防止する設計とする。
体ずつ取り扱う構造とし，臨界を防止する設計とする。
【26 条 8】
使用済燃料乾式貯蔵建屋天井クレーンは，未臨界性を確
使用済燃料乾式貯蔵建屋天井クレーンは，未臨界性を確保した使用済燃料乾式貯蔵容器を取扱う設計とする。
保した使用済燃料乾式貯蔵容器を取扱う設計とする。
－【26 条 9】燃料取替機は，使用済燃料の炉心から使用済燃料プール
燃料取替機は，使用済燃料の炉心から使用済燃料プールへの移送操作，使用済燃料プールから炉心への移送操作，への移送操作，使用済燃料プールから炉心への移送操作，
使用済燃料輸送容器及び使用済燃料乾式貯蔵容器への収納
使用済燃料輸送容器及び使用済燃料乾式貯蔵容器への収納操作等をすべて水中で行うことで，崩壊熱により燃料体等操作等をすべて水中で行うことで，崩壊熱により燃料体等－が溶融せず，燃料体等からの放射線に対して，適切な遮蔽が溶融せず，燃料体等からの放射線に対して，適切な遮蔽能力を有する設計とする。
能力を有する設計とする。
【26 条 10】
原子炉建屋クレーンは，フック部の外れ止めを有し，使 Ｖ-1-3-3 燃料体等又は重量物の落下による使用済燃料貯蔵
原子炉建屋クレーンは，フック部の外れ止めを有し，使槽内の燃料体等の破損の防止及び使用済燃料貯蔵槽
用済燃料輸送容器等を取扱う主巻フックは，ストッパ方式
用済燃料輸送容器等を取扱う主巻フックは，ストッパ方式の機能喪失の防止に関する説明書のイコライザハンガを設けることにより，燃料体等の重量のイコライザハンガを設けることにより，燃料体等の重量
2. 基本方針
物取扱中に落下を防止できる設計とする。また，想定され物取扱中に落下を防止できる設計とする。
5. 使用済燃料プール内への落下物による使用済燃料プーる使用済燃料プール内への落下物によって使用済燃料プー
ル内の燃料体等への影響評価
ル内の燃料体等が破損しないことを計算により確認する。
なお，ワイヤロープ及びフックは，クレーン等安全規則
なお，ワイヤロープ及びフックは，クレーン等安全規則の規定を満たす安全率を有する設計とする。
の規定を満たす安全率を有する設計とする。
【26 条 11】
燃料取替機のつかみ具は，定格荷重を保持でき，必要な燃料取替機のつかみ具は，定格荷重を保持でき，必要な安全率を有するワイヤロープの二重化，フック部の外れ止安全率を有するワイヤロープの二重化，フック部の外れ止めを有し，燃料体等を確実につかんでいない場合に，上昇めを有し，燃料体等を確実につかんでいない場合に，上昇－を阻止するインターロックを設ける設計とする。
を阻止するインターロックを設ける設計とする。
【26 条 13】－
（追加要求事項なし）

3. 重量物の落下防止設計(4) 使用済燃料プール内への落下物による使用済燃料プール内の燃料体等への影響評価－（追加要求事項なし）－（追加要求事項なし）－（追加要求事項なし）－（追加要求事項なし）－（追加要求事項なし）

様式 1 への反映結果

基本設計方針変 更 前
変 更 後
チャンネル着脱機は，下限ストッパによる機械的インタチャンネル着脱機は，下限ストッパによる機械的インターロック及び燃料体等を上部で保持する固定具により燃料
ーロック及び燃料体等を上部で保持する固定具により燃料体等の使用済燃料プール床面への落下を防止できる設計と体等の使用済燃料プール床面への落下を防止できる設計とする。
する。
【26 条 15】
使用済燃料乾式貯蔵建屋天井クレーンは，定格荷重を保使用済燃料乾式貯蔵建屋天井クレーンは，定格荷重を保持でき，必要な安全率を有するワイヤロープの二重化，フ
持でき，必要な安全率を有するワイヤロープの二重化，フック部の外れ止めを有する設計とする。
ック部の外れ止めを有する設計とする。
【26 条 16】
燃料取替機は，燃料体等の取扱中に過荷重となった場合
燃料取替機は，燃料体等の取扱中に過荷重となった場合に上昇を阻止するインターロックを設けるとともに荷重監に上昇を阻止するインターロックを設けるとともに荷重監視を行うことにより，過荷重による燃料体等の落下を防止視を行うことにより，過荷重による燃料体等の落下を防止できる設計とする。
できる設計とする。
【26 条 14】
燃料取替機は，地震時にも転倒することがないように走燃料取替機は，地震時にも転倒することがないように走行レール頭部を抱き込む構造をした脱線防止装置を設け
行レール頭部を抱き込む構造をした脱線防止装置を設ける。
る。
【26 条 17】
原子炉建屋クレーンは，地震時にも転倒することがない
原子炉建屋クレーンは，地震時にも転倒することがない
ように走行方向及び横行方向に対して，クレーン本体等のように走行方向及び横行方向に対して，クレーン本体等の浮上り量を考慮し,落下防止金具等を設けることで，クレー浮上り量を考慮し,落下防止金具等を設けることで，クレーン本体等の車輪がレール上から落下しない設計とする。
ン本体等の車輪がレール上から落下しない設計とする。
【26 条 18】
また，原子炉建屋クレーンは，使用済燃料輸送容器等のまた，原子炉建屋クレーンは，使用済燃料輸送容器等の重量物を吊った状態では，使用済燃料貯蔵ラック上を走行
重量物を吊った状態では，使用済燃料貯蔵ラック上を走行できないようにインターロックを設ける設計とする。
できないようにインターロックを設ける設計とする。
【26 条 12】
使用済燃料乾式貯蔵建屋天井クレーンは，地震時にも転使用済燃料乾式貯蔵建屋天井クレーンは，地震時にも転倒することがないように走行レール頭部を抱き込む構造を倒することがないように走行レール頭部を抱き込む構造をした脱線防止装置を設ける。
した脱線防止装置を設ける。
【26 条 19】
使用済燃料を収容する使用済燃料乾式貯蔵容器は，取扱
使用済燃料を収容する使用済燃料乾式貯蔵容器は，取扱中における衝撃，熱，その他の容器に加わる負荷に耐え，中における衝撃，熱，その他の容器に加わる負荷に耐え，容易かつ安全に取扱うことができる設計とする。また，運容易かつ安全に取扱うことができる設計とする。また，運搬中に予想される温度及び内圧の変化，振動等により，き搬中に予想される温度及び内圧の変化，振動等により，き裂，破損等が生じない設計とする。さらに，理論的若しく裂，破損等が生じない設計とする。さらに，理論的若しくは適切な試験等により所定の機能を満足できる設計とすは適切な試験等により所定の機能を満足できる設計とする。
る。
【26 条 20】
使用済燃料乾式貯蔵容器は，内部に使用済燃料が収納さ
使用済燃料乾式貯蔵容器は，内部に使用済燃料が収納された場合に，放射線障害を防止するため，その容器表面のれた場合に，放射線障害を防止するため，その容器表面の線量当量率が 2 mSv／h 以下及び容器表面から 1 m の点に線量当量率が 2 mSv／h 以下及び容器表面から 1 m の点における線量当量率 100 μSv／h 以下となるよう，収納されおける線量当量率 100 μSv／h 以下となるよう，収納される使用済燃料の放射能強度を考慮して十分な遮蔽を行う。
る使用済燃料の放射能強度を考慮して十分な遮蔽を行う。
【26 条 21】3

様式 1 への反映結果－（追加要求事項なし）－（追加要求事項なし）－（追加要求事項なし）－（追加要求事項なし）－（追加要求事項なし）－（追加要求事項なし）－（追加要求事項なし）－（追加要求事項なし）－（追加要求事項なし）

工認添付説明書との関係

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基本設計方針変 更 前
変 更 後
燃料取替機の燃料つかみ具は，空気作動式とし，燃料体
燃料取替機の燃料つかみ具は，空気作動式とし，燃料体等をつかんだ状態で圧縮空気が喪失した場合にも，つかん
等をつかんだ状態で圧縮空気が喪失した場合にも，つかんだ状態を保持し，燃料体等が外れない設計とする。
だ状態を保持し，燃料体等が外れない設計とする。
【26 条 24】
燃料取替機，原子炉建屋クレーン，チャンネル着脱機及燃料取替機，原子炉建屋クレーン，チャンネル着脱機及び使用済燃料乾式貯蔵建屋天井クレーンは，動力電源喪失
び使用済燃料乾式貯蔵建屋天井クレーンは，動力電源喪失時に電磁ブレーキによる保持機能により，燃料体等の落下時に電磁ブレーキによる保持機能により，燃料体等の落下を防止できる設計とする。
を防止できる設計とする。
【26 条 25】
2. 燃料貯蔵設備
2. 燃料貯蔵設備
燃料体等を貯蔵する設備として，新燃料貯蔵庫，使用済
燃料体等を貯蔵する設備として，新燃料貯蔵庫，使用済
燃料プール及び使用済燃料乾式貯蔵設備を設ける設計とす
燃料プール及び使用済燃料乾式貯蔵設備を設ける設計とする。
る。
【26 条 26】
新燃料貯蔵庫は，通常時の燃料取替を考慮し，適切な貯新燃料貯蔵庫は，通常時の燃料取替を考慮し，適切な貯蔵能力を有し，全炉心燃料の約 30 ％を収納できる設計と蔵能力を有し，全炉心燃料の約 30 ％を収納できる設計とする。
する。
【26 条 32】
使用済燃料プールは，約 290 ％炉心分の燃料の貯蔵が可
使用済燃料プールは，約 290 ％炉心分の燃料の貯蔵が可能であり，さらに放射化された機器等の貯蔵及び取扱いが能であり，さらに放射化された機器等の貯蔵及び取扱いができるスペースを確保した設計とする。なお，通常運転中， できるスペースを確保した設計とする。なお，通常運転中，全炉心の燃料体を貯蔵できる容量を確保する。
全炉心の燃料体を貯蔵できる容量を確保する。
【26 条 33】
使用済燃料乾式貯蔵設備は，使用済燃料を全炉心燃料の使用済燃料乾式貯蔵設備は，使用済燃料を全炉心燃料の約 190 ％相当分貯蔵できる容量を有する設計とする。
約 190 ％相当分貯蔵できる容量を有する設計とする。
【26 条 34】
燃料体等の貯蔵設備は，燃料取扱者以外の者がみだりに燃料体等の貯蔵設備は，燃料取扱者以外の者がみだりに立ち入らないよう，フェンス等により立入を制限できる設
立ち入らないよう，フェンス等により立入を制限できる設
計とする。
計とする。
【26 条 60】
新燃料貯蔵庫は，原子炉建屋原子炉棟内の独立した区画
新燃料貯蔵庫は，原子炉建屋原子炉棟内の独立した区画に設け，新燃料を新燃料貯蔵ラックで貯蔵できる設計とすに設け，新燃料を新燃料貯蔵ラックで貯蔵できる設計とする。
る。
新燃料貯蔵庫は,鉄筋コンクリート構造とし，想定される
新燃料貯蔵庫は,鉄筋コンクリート構造とし，想定されるいかなる状態においても燃料が臨界に達することのない設
いかなる状態においても燃料が臨界に達することのない設計とする。燃料は，乾燥状態で保管し，堅固な構造のラッ計とする。燃料は，乾燥状態で保管し，堅固な構造のラックに垂直に入れ，新燃料貯蔵庫には水が充満するのを防止
クに垂直に入れ，新燃料貯蔵庫には水が充満するのを防止するための排水口を設ける。
するための排水口を設ける。
【26 条 27】
新燃料貯蔵庫に設置する新燃料貯蔵ラックは，貯蔵燃料
新燃料貯蔵庫に設置する新燃料貯蔵ラックは，貯蔵燃料の臨界を防止するために必要な燃料間距離を保持し，たとの臨界を防止するために必要な燃料間距離を保持し，たとえ新燃料を貯蔵容量最大で貯蔵した状態で，万一新燃料貯え新燃料を貯蔵容量最大で貯蔵した状態で，万一新燃料貯蔵庫が水で満たされるという厳しい状態を仮定しても，実蔵庫が水で満たされるという厳しい状態を仮定しても，実効増倍率を 0.95 以下に保つ設計とする。
効増倍率を 0.95 以下に保つ設計とする。
【26 条 28】
4

様式 1 への反映結果－（追加要求事項なし）－（追加要求事項なし）－（追加要求事項なし）－（追加要求事項なし）－（追加要求事項なし）－（追加要求事項なし）－（追加要求事項なし）－（追加要求事項なし）－（追加要求事項なし）

工認添付説明書との関係

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基本設計方針変 更 前
変 更 後
使用済燃料プールは，使用済燃料及び新燃料を水中の使
使用済燃料プールは，使用済燃料及び新燃料を水中の使用済燃料貯蔵ラックに垂直に一体ずつ入れて貯蔵し，使用用済燃料貯蔵ラックに垂直に一体ずつ入れて貯蔵し，使用済燃料貯蔵ラックは，中性子吸収材であるほう素を添加し済燃料貯蔵ラックは，中性子吸収材であるほう素を添加したステンレス鋼を使用するとともに適切な燃料間距離をとたステンレス鋼を使用するとともに適切な燃料間距離をとることにより，燃料を貯蔵容量最大で貯蔵し，かつ使用済
ることにより，燃料を貯蔵容量最大で貯蔵し，かつ使用済
燃料プール水温及び使用済燃料貯蔵ラック内燃料貯蔵位置
燃料プール水温及び使用済燃料貯蔵ラック内燃料貯蔵位置等について，想定されるいかなる場合でも実効増倍率を等について，想定されるいかなる場合でも実効増倍率を0.95 以下に保ち，貯蔵燃料の臨界を防止する設計とする。
0.95 以下に保ち，貯蔵燃料の臨界を防止する設計とする。
【26 条 29】
使用済燃料乾式貯蔵設備は，使用済燃料乾式貯蔵容器及使用済燃料乾式貯蔵設備は，使用済燃料乾式貯蔵容器及び使用済燃料乾式貯蔵容器を保管する使用済燃料乾式貯蔵び使用済燃料乾式貯蔵容器を保管する使用済燃料乾式貯蔵建屋等で構成し，想定されるいかなる状態においても使用
建屋等で構成し，想定されるいかなる状態においても使用済燃料が臨界に達することのない設計とする。
済燃料が臨界に達することのない設計とする。
【26 条 30】
使用済燃料プールは，鉄筋コンクリート造，ステンレス
使用済燃料プールは，鉄筋コンクリート造，ステンレス
鋼内張りの水槽であり，使用済燃料プールからの放射性物
鋼内張りの水槽であり，使用済燃料プールからの放射性物
質を含む水があふれ，又は漏れない構造とする。
質を含む水があふれ，又は漏れない構造とする。
【26 条 35】
使用済燃料プール内の壁面及び底部は，コンクリート壁
使用済燃料プール内の壁面及び底部は，コンクリート壁
による遮蔽を施すとともに，燃料体等の上部には十分な遮による遮蔽を施すとともに，燃料体等の上部には十分な遮蔽効果を有する水深を確保することにより，燃料体等から蔽効果を有する水深を確保することにより，燃料体等からの放射線に対して適切な遮蔽能力を有し，放射線業務従事の放射線に対して適切な遮蔽能力を有し，放射線業務従事者の被ばくを低減する設計とする。
者の被ばくを低減する設計とする。
【26 条 37】
万一，使用済燃料プールからの水の漏えいが発生し，か万一，使用済燃料プールからの水の漏えいが発生し，かつ，使用済燃料プール水の補給に復水貯蔵タンク水が使用
つ，使用済燃料プール水の補給に復水貯蔵タンク水が使用できない場合には，残留熱除去系を用いてサプレッション・できない場合には，残留熱除去系を用いてサプレッション・
チェンバのプール水を補給できる設計とする。
チェンバのプール水を補給できる設計とする。
【26 条 38】
使用済燃料プールは，内面をステンレス鋼内張りに施設
使用済燃料プールは，内面をステンレス鋼内張りに施設することにより，燃料体等の取扱中に想定される燃料体等することにより，燃料体等の取扱中に想定される燃料体等の落下及び重量物の落下により機能を失うような損傷が生の落下及び重量物の落下により機能を失うような損傷が生じない設計とする。
じない設計とする。
【26 条 40】
燃料体等の落下に関しては、模擬燃料体の気中鉛直落下
燃料体等の落下に関しては、模擬燃料体の気中鉛直落下試験（以下「落下試験」という。
）での最大減肉量を考慮し試験（以下「落下試験」という。
）での最大減肉量を考慮しても使用済燃料プールの機能が損なわれない厚さ以上のスても使用済燃料プールの機能が損なわれない厚さ以上のス
テンレス鋼内張りを施設する。
テンレス鋼内張りを施設する。
【26 条 41】5

様式 1 への反映結果－（追加要求事項なし）－（追加要求事項なし）－（追加要求事項なし）－（追加要求事項なし）－（追加要求事項なし）－（追加要求事項なし）－（追加要求事項なし）

工認添付説明書との関係

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変 更 前6

Ｖ-2 耐震性に関する説明書
Ｖ-2-11 波及的影響を及ぼすおそれのある施設の耐震性についての計算書

工認添付説明書との関係
変 更 後
重量物の落下に関しては，使用済燃料プール周辺の状況， Ｖ-1-3-3 燃料体等又は重量物の落下による使用済燃料貯蔵
槽内の燃料体等の破損の防止及び使用済燃料貯蔵槽
現場における作業実績，図面等にて確認することにより，の機能喪失の防止に関する説明書
落下時のエネルギを評価し，落下試験時の燃料体等の落下
2. 基本方針
エネルギ以上となる設備等に対しては，以下のとおり適切
4. 使用済燃料プール周辺設備等の重量物（燃料集合体以な落下防止対策を施し，使用済燃料プールの機能を維持す外）の落下防止対策
る設計とする。
【26 条 42】・使用済燃料プールからの離隔を確保できる重量物につい Ｖ-1-3-3 燃料体等又は重量物の落下による使用済燃料貯蔵ては，使用済燃料プールヘ落下するおそれがないよう，
槽内の燃料体等の破損の防止及び使用済燃料貯蔵槽
転倒を仮定しても使用済燃料プールに届かない距離に設の機能喪失の防止に関する説明書置する。また，転倒防止のため床面や壁面へ固定する。
2. 基本方針【26 条 43】
4. 使用済燃料プール周辺設備等の重量物（燃料集合体以外）の落下防止対策
・使用済燃料プールの機能を失うような損傷を生じさせな Ｖ-1-3-3 燃料体等又は重量物の落下による使用済燃料貯蔵
いために，適切な落下防止対策として，原子炉建屋クレ
槽内の燃料体等の破損の防止及び使用済燃料貯蔵槽
ーンは，使用済燃料ラック上を使用済燃料輸送容器等重の機能喪失の防止に関する説明書
量物が走行及び横行できないように可動範囲を制限する
2. 基本方針
インターロックを設ける設計とする。
4. 使用済燃料プール周辺設備等の重量物（燃料集合体以【26 条 44】外）の落下防止対策
・チャンネル着脱機は，燃料体等が倒れないよう固定具に Ｖ-1-3-3 燃料体等又は重量物の落下による使用済燃料貯蔵より上部で保持できる設計とする。
槽内の燃料体等の破損の防止及び使用済燃料貯蔵槽【26 条 45】の機能喪失の防止に関する説明書
2. 基本方針
3. 燃料取扱設備における燃料集合体の落下防止対策
・原子炉建屋原子炉棟の屋根を支持する屋根トラスは，基 Ｖ-1-3-3 燃料体等又は重量物の落下による使用済燃料貯蔵
準地震動に対する発生応力が終局耐力を超えず，使用済
槽内の燃料体等の破損の防止及び使用済燃料貯蔵槽
燃料プール内に落下しない設計とする。また，屋根につの機能喪失の防止に関する説明書
いては鋼鈑（デッキプレート）の上に鉄筋コンクリート
2. 基本方針
造の床を設けた構造とし，地震による剥落のない構造と4. 使用済燃料プール周辺設備等の重量物（燃料集合体以する。
外）の落下防止対策
また，運転床面より上部を構成する壁は，鉄筋コンク
リート造の耐震壁であり，運転床面より下部の耐震壁と合わせて基準地震動に対して使用済燃料プール内へ落下しない設計とする。
【26 条 46】
・燃料取替機及び原子炉建屋クレーンは，基準地震動Ｓｓ Ｖ-1-3-3 燃料体等又は重量物の落下による使用済燃料貯蔵による地震荷重に対し，燃料取替機本体及び原子炉建屋
槽内の燃料体等の破損の防止及び使用済燃料貯蔵槽
クレーン本体の健全性評価及び転倒落下防止評価を行の機能喪失の防止に関する説明書
い，使用済燃料プールへの落下物とならない設計とする。
2. 基本方針【26 条 47】
3. 燃料取扱設備における燃料集合体の落下防止対策

基本設計方針3. 重量物の落下防止設計(1) 落下防止対象設備の抽出(2) 落下防止対策の方法決定及び選択(3) 落下防止対策の設計

3. 重量物の落下防止設計(1) 落下防止対象設備の抽出(2) 落下防止対策の方法決定及び選択(3) 落下防止対策の設計

3. 重量物の落下防止設計(1) 落下防止対象設備の抽出(2) 落下防止対策の方法決定及び選択(3) 落下防止対策の設計

3. 重量物の落下防止設計(1) 落下防止対象設備の抽出(2) 落下防止対策の方法決定及び選択(3) 落下防止対策の設計

3. 重量物の落下防止設計(1) 落下防止対象設備の抽出(2) 落下防止対策の方法決定及び選択(3) 落下防止対策の設計

3. 重量物の落下防止設計(2) 落下防止対策の方法決定及び選択

様式 1 への反映結果

3. 重量物の落下防止設計(1) 落下防止対象設備の抽出(2) 落下防止対策の方法決定及び選択(3) 落下防止対策の設計

3. 重量物の落下防止設計(1) 落下防止対象設備の抽出(2) 落下防止対策の方法決定及び選択(3) 落下防止対策の設計

3. 重量物の落下防止設計(1) 落下防止対象設備の抽出(2) 落下防止対策の方法決定及び選択(3) 落下防止対策の設計

様式 1 への反映結果

73. 重量物の落下防止設計
・原子炉建屋クレーンの転倒落下防止評価においては，走(1) 落下防止対象設備の抽出
行方向及び横行方向に浮上り代を設けた構造をした原子(2) 落下防止対策の方法決定及び選択
炉建屋クレーンの脱線防止装置について，想定される使(3) 落下防止対策の設計
用条件において評価が保守的となるよう吊荷の条件を考慮し，地震時の各部発生応力が許容応力以下となる設計とする。
【26 条 51】
・地震時における使用済燃料プールの健全性確保のため， 核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設 要目表
3. 重量物の落下防止設計
使用済燃料プール壁面に設置されている制御棒ハンガに(1) 落下防止対象設備の抽出
制御棒を保管する場合は，3 本掛けのうち，先端部を除く Ｖ-2 耐震性に関する説明書(2) 落下防止対策の方法決定及び選択
2 箇所を使用するとともに，その旨を保安規定に定めてＶ-2-11 波及的影響を及ぼすおそれのある施設の耐震性に(3) 落下防止対策の設計
ついての計算書管理する。
【26 条 52】
＜下線部＞
＜下線部＞
－
運用に関する記載であり，保安規定にて対応
使用済燃料乾式貯蔵設備は，使用済燃料乾式貯蔵容器及び使用済燃料乾式貯蔵容器を保管する使用済燃料乾式貯蔵建屋等からなり，想定されるいかなる状態においても使用済燃料が臨界に達することのない設計とし，使用済燃料か－らの崩壊熱を適切に除去する設計とする。なお，「原子力－（追加要求事項なし）
発電所内の使用済燃料の乾式キャスク貯蔵について（平成４年８月２７日原子力安全員会了承）」の要件を満足する設計とする。
【26 条 54】

・燃料取替機の転倒落下防止評価においては，走行レール
頭部を抱き込む構造をした燃料取替機の脱線防止装置について，想定される使用条件において，地震時の各部発生応力が許容応力以下となる設計とする。
【26 条 49】
・燃料取替機の走行レールの健全性評価においては，想定される使用条件において，地震時の発生応力が許容応力以下となる設計とする。
【26 条 50】

Ｖ-2 耐震性に関する説明書
Ｖ-2-11 波及的影響を及ぼすおそれのある施設の耐震性についての計算書
Ｖ-1-3-3 燃料体等又は重量物の落下による使用済燃料貯蔵
槽内の燃料体等の破損の防止及び使用済燃料貯蔵槽の機能喪失の防止に関する説明書
2. 基本方針
3. 燃料取扱設備における燃料集合体の落下防止対策
Ｖ-1-3-3 燃料体等又は重量物の落下による使用済燃料貯蔵
槽内の燃料体等の破損の防止及び使用済燃料貯蔵槽の機能喪失の防止に関する説明書
2. 基本方針
3. 燃料取扱設備における燃料集合体の落下防止対策
Ｖ-1-3-3 燃料体等又は重量物の落下による使用済燃料貯蔵
槽内の燃料体等の破損の防止及び使用済燃料貯蔵槽の機能喪失の防止に関する説明書
2. 基本方針
3. 燃料取扱設備における燃料集合体の落下防止対策

工認添付説明書との関係
変 更 後・燃料取替機本体及び原子炉建屋クレーン本体の健全性評 Ｖ-1-3-3 燃料体等又は重量物の落下による使用済燃料貯蔵価においては，想定される使用条件において評価が保守
槽内の燃料体等の破損の防止及び使用済燃料貯蔵槽
的になるよう吊荷の条件を考慮し，地震時の各部発生応の機能喪失の防止に関する説明書
力が許容応力以下となる設計とする。
2. 基本方針【26 条 48】
3. 燃料取扱設備における燃料集合体の落下防止対策

基本設計方針使用済燃料乾式貯蔵設備は，使用済燃料乾式貯蔵容器及び使用済燃料乾式貯蔵容器を保管する使用済燃料乾式貯蔵建屋等からなり，想定されるいかなる状態においても使用済燃料が臨界に達することのない設計とし，使用済燃料からの崩壊熱を適切に除去する設計とする。なお，「原子力発電所内の使用済燃料の乾式キャスク貯蔵について（平成４年８月２７日原子力安全員会了承）」の要件を満足する設計とする。

変 更 前

8

基本設計方針工認添付説明書との関係
様式 1 への反映結果
変 更 前
変 更 後
使用済燃料乾式貯蔵容器は，周辺公衆及び放射線業務従
使用済燃料乾式貯蔵容器は，周辺公衆及び放射線業務従事者に対し，放射線被ばく上の影響を及ぼすことがないよ
事者に対し，放射線被ばく上の影響を及ぼすことがないよう，使用済燃料が内包する放射性物質を適切に閉じ込めるう，使用済燃料が内包する放射性物質を適切に閉じ込める－－設計とし，二重の蓋を設け，一次蓋と二次蓋との間の圧力設計とし，二重の蓋を設け，一次蓋と二次蓋との間の圧力（追加要求事項なし）を監視することにより，密閉性を監視できる設計とする。
を監視することにより，密閉性を監視できる設計とする。
【26 条 55】
使用済燃料乾式貯蔵容器は，貯蔵容器本体，蓋部及び耐使用済燃料乾式貯蔵容器は，貯蔵容器本体，蓋部及び耐熱性，耐食性等を有し耐久性の高い金属ガスケットにより熱性，耐食性等を有し耐久性の高い金属ガスケットにより－漏えいを防止し，設計貯蔵期間中貯蔵容器内部圧力を負圧
漏えいを防止し，設計貯蔵期間中貯蔵容器内部圧力を負圧－（追加要求事項なし）に維持できる設計とする。
に維持できる設計とする。
【26 条 56】
使用済燃料乾式貯蔵容器は，放射線被ばく上の影響を及
使用済燃料乾式貯蔵容器は，放射線被ばく上の影響を及ぼすことのないよう，ヘリウムガス雰囲気中の鋼製の容器
ぼすことのないよう，ヘリウムガス雰囲気中の鋼製の容器－に使用済燃料を貯蔵し，適切な遮蔽機能及び密封機能を有に使用済燃料を貯蔵し，適切な遮蔽機能及び密封機能を有－（追加要求事項なし）
する設計とする。
する設計とする。
【26 条 57】
使用済燃料乾式貯蔵容器は，使用済燃料の被覆材の著し
使用済燃料乾式貯蔵容器は，使用済燃料の被覆材の著しい腐食又は変形を防止するため，容器内部に冷却媒体であい腐食又は変形を防止するため，容器内部に冷却媒体であ－－るヘリウムガスを封入する設計とする。
るヘリウムガスを封入する設計とする。
（追加要求事項なし）【26 条 58】
使用済燃料乾式貯蔵容器は，貯蔵容器本体，蓋部，バス
使用済燃料乾式貯蔵容器は，貯蔵容器本体，蓋部，バスケット等で構成され，これらの部材は，温度，放射線，荷ケット等で構成され，これらの部材は，温度，放射線，荷－重その他の条件に対し，適切な材料を選択するとともに必重その他の条件に対し，適切な材料を選択するとともに必－（追加要求事項なし）
要な強度，性能を維持できる設計とする。
要な強度，性能を維持できる設計とする。
【26 条 59】
4. 使用済燃料プール監視の設計
3. 計測装置等
3. 計測装置等
Ⅴ-1-3-1 使用済燃料貯蔵槽の温度，水位及び漏えいを監視(1) 設備仕様に係る設計する装置の構成に関する説明書並びに計測範囲及び使用済燃料その他高放射性の燃料体を貯蔵する水槽の水
使用済燃料その他高放射性の燃料体を貯蔵する水槽の水
a. 使用済燃料プール監視に必要となる計測範囲に関す
警報動作範囲に関する説明書
温を計測する装置として使用済燃料プール温度を設け，計温を計測する装置として使用済燃料プール温度を設け，計る設計
2.1 設計基準対象施設に関する使用済燃料プール温度及測結果を中央制御室に表示できる設計とする。また，計測
測結果を中央制御室に表示できる設計とする。また，計測b. 使用済燃料プール監視装置計測結果の指示又は表び使用済燃料プールの水位の計測
結果を記録できる設計とする。
結果を記録し，及び保存できる設計とする。
示，記録及び保存に関する設計
3.2 使用済燃料貯蔵槽の温度及び水位を監視する装置の【34 条 32】d. 使用済燃料プール監視装置のシステム構成の設計
計測結果の記録及び保存
使用済燃料その他高放射性の燃料体を貯蔵する水槽の水
使用済燃料その他高放射性の燃料体を貯蔵する水槽の水 Ⅴ-1-1-4-2 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（核燃 4. 使用済燃料プール監視の設計
位を計測する装置として使用済燃料プールの水位を設け，位を計測する装置として使用済燃料プールの水位及び使用料物質の取扱施設及び貯蔵施設）(1) 設備仕様に係る設計計測結果を中央制御室に表示できる設計とする。また，記済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）を設け，計測結果をa. 使用済燃料プール監視に必要となる計測範囲に関す
録はプロセス計算機から帳票として出力できる設計とす
中央制御室に表示できる設計とする。また，記録はプロセ Ⅴ-1-3-1 使用済燃料貯蔵槽の温度，水位及び漏えいを監視る設計る。
ス計算機から帳票として出力し保存できる設計とする。
する装置の構成に関する説明書並びに計測範囲及びb. 使用済燃料プール監視装置計測結果の指示又は表【34 条 33】
警報動作範囲に関する説明書
示，記録及び保存に関する設計
2.1 設計基準対象施設に関する使用済燃料プール温度及d. 使用済燃料プール監視装置のシステム構成の設計
び使用済燃料プールの水位の計測
3.1 使用済燃料プール温度及び使用済燃料プール水位等を計測する装置
3.2 使用済燃料貯蔵槽の温度及び水位を監視する装置の計測結果の記録及び保存

変 更 後様式 1 への反映結果

9

4. 使用済燃料プール監視の設計(1) 設備仕様に係る設計
d. 使用済燃料プール監視装置のシステム構成の設計

4. 使用済燃料貯蔵槽の温度及び水位を監視する装置の計
測範囲及び警報動作範囲
Ⅴ-1-3-1 使用済燃料貯蔵槽の温度，水位及び漏えいを監視
4. 使用済燃料プール監視の設計する装置の構成に関する説明書並びに計測範囲及び(1) 設備仕様に係る設計
警報動作範囲に関する説明書
c. 使用済燃料プール監視装置の電源構成に関する設計
3.3 使用済燃料貯蔵槽の温度及び水位等を監視する装置の電源構成
Ⅴ-1-1-4-2 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（核燃 4. 使用済燃料プール監視の設計(1) 設備仕様に係る設計料物質の取扱施設及び貯蔵施設）
a. 使用済燃料プール監視に必要となる計測範囲に関する設計
Ⅴ-1-3-1 使用済燃料貯蔵槽の温度，水位及び漏えいを監視
b. 使用済燃料プール監視装置計測結果の指示又は表する装置の構成に関する説明書並びに計測範囲及び示，記録及び保存に関する設計
警報動作範囲に関する説明書
d. 使用済燃料プール監視装置のシステム構成の設計
2.1 設計基準対象施設に関する使用済燃料プール温度及び使用済燃料プール水位の計測
3.1 使用済燃料プール温度及び使用済燃料プール水位等を計測する装置
4. 使用済燃料貯蔵槽の温度及び水位を監視する装置の計
測範囲及び警報動作範囲
Ⅴ-1-1-4-2 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（核燃 4. 使用済燃料プール監視の設計
料物質の取扱施設及び貯蔵施設）(1) 設備仕様に係る設計
a. 使用済燃料プール監視に必要となる計測範囲に関す
Ⅴ-1-3-1 使用済燃料貯蔵槽の温度，水位及び漏えいを監視る設計する装置の構成に関する説明書並びに計測範囲及びb. 使用済燃料プール監視装置計測結果の指示又は表
警報動作範囲に関する説明書
示，記録及び保存に関する設計
2.2 重大事故等対処設備に関する使用済燃料プール温度d. 使用済燃料プール監視装置のシステム構成の設計及び使用済燃料プール水位等の計測
3.1 使用済燃料プール温度及び使用済燃料プール水位等を計測する装置
4. 使用済燃料貯蔵槽の温度及び水位を監視する装置の計
測範囲及び警報動作範囲
Ⅴ-1-3-1 使用済燃料貯蔵槽の温度，水位及び漏えいを監視
4. 使用済燃料プール監視の設計する装置の構成に関する説明書並びに計測範囲及び(1) 設備仕様に係る設計
警報動作範囲に関する説明書
b. 使用済燃料プール監視装置計測結果の指示又は表
3.2 使用済燃料貯蔵槽の温度及び水位を監視する装置の示，記録及び保存に関する設計
計測結果の記録及び保存工認添付説明書との関係

使用済燃料プール監視カメラ（個数 1）は，想定される重 Ⅴ-1-3-1 使用済燃料貯蔵槽の温度，水位及び漏えいを監視
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する装置の構成に関する説明書並びに計測範囲及び状況が把握できる設計とする。
警報動作範囲に関する説明書【69 条 52】
2.2 重大事故等対処設備に関する使用済燃料プール温度及び使用済燃料プール水位等の計測
3.1 使用済燃料プール温度及び使用済燃料プール水位等を計測する装置

記録は，安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）に電磁的にて記録，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，必要な容量を保存できる設計とする。
【73 条 12】

重大事故時に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広域），使用済燃料プール温度（ＳＡ）を設け，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，
計測結果は中央制御室に表示し，記録及び保存できる設計とする。
【69 条 51】【73 条 11】

使用済燃料プール温度，使用済燃料プール水位，使用済
燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）は，外部電源が使用できない場合においても非常用電源により，使用済燃料プー
ルの水温及び水位を計測することができる設計とする。
【34 条 34】
使用済燃料プールの水温の著しい上昇又は使用済燃料プ
ールの水位の著しい低下の場合に，これらを確実に検出して自動的に中央制御室に警報（使用済燃料プール水温高又は使用済燃料プール水位低）を発信する装置を設けるとともに，表示ランプの点灯及びブザー鳴動等により運転員に通報できる設計とする。
【47 条 4】

基本設計方針使用済燃料プールの水位の著しい低下を確実に検出して自動的に中央制御室に警報（使用済燃料プール水位低）を発信する装置を設けるとともに，表示ランプの点灯及びブザー鳴動等により運転員に通報できる設計とする。

変 更 前

変 更 前10

工認添付説明書との関係
変 更 後
使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域），使用済燃料プ 第 1-4-2 図 単線結線図（2／5）
ール温度（ＳＡ）及び使用済燃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から給電 第 1-4-4 図 単線結線図（4／5）
が可能な設計とする。
【69 条 53】
使用済燃料プール監視カメラの耐環境性向上用のため， Ⅴ-1-1-4-別添 2 設定根拠に関する説明書（別添）
使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置（個数 1，容量 500
L/min 以上）を設ける設計とする。
【69 条 54】【73 条 4】
使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置は，常設代替交 第 1-4-1 図 単線結線図（1／5）
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。
第 1-4-4 図 単線結線図（4／5）
【69 条 55】
重大事故等が発生し，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として，使用済燃料プールの監視に必要なパラメータを計測する装置を設ける設計－とする。
【73 条 2】
重大事故等が発生し，計測機器（非常用のものを含む。
） Ⅴ-1-1-4-2 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（核燃
料物質の取扱施設及び貯蔵施設）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 Ⅴ-1-1-4-別添 2 設定根拠に関する説明書（別添）
メータを計測する設備を設置する設計とする。
Ⅴ-1-3-1 使用済燃料貯蔵槽の温度，水位及び漏えいを監視【73 条 1】する装置の構成に関する説明書並びに計測範囲及び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警報動作範囲に関する説明書
メータは，炉心損傷防止対策及び格納容器破損防止対策等
3.1 使用済燃料プール温度及び使用済燃料プール水位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を計測する装置するためのパラメータとし，計測する装置は「表 1 核燃
料物質の取扱施設及び貯蔵施設の主要設備リスト」の「使用済燃料貯蔵槽の温度，水位及び漏えいを監視する装置」に示す重大事故等対処設備の他，使用済燃料プール監視カ
メラ（個数 1）とする。
【73 条 3】
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 Ⅴ-1-3-1 使用済燃料貯蔵槽の温度，水位及び漏えいを監視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する装置の構成に関する説明書並びに計測範囲及びのパラメータを計測する装置は，設計基準事故等に想定さ警報動作範囲に関する説明書
れる変動範囲の最大値を考慮し，適切に対応するための計
4. 使用済燃料貯蔵槽の温度及び水位を監視する装置の計
測範囲を有する設計とするとともに，重大事故等が発生し，測範囲及び警報動作範囲
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の計測が困難となった場合に，代替パラメータに Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が使用される条より推定ができる設計とする。
件の下における健全性に関する説明書【73 条 7】3. 系統施設毎の設計上の考慮

基本設計方針4. 使用済燃料プール監視の設計(1) 設備仕様に係る設計
a. 使用済燃料プール監視に必要となる計測範囲に関する設計
b. 使用済燃料プール監視装置計測結果の指示又は表示，記録及び保存に関する設計
d. 使用済燃料プール監視装置のシステム構成の設計

4. 使用済燃料プール監視の設計(1) 設備仕様に係る設計
a. 使用済燃料プール監視に必要となる計測範囲に関する設計
b. 使用済燃料プール監視装置計測結果の指示又は表示，記録及び保存に関する設計
d. 使用済燃料プール監視装置のシステム構成の設計－（冒頭宣言）

4. 使用済燃料プール監視の設計(1) 設備仕様に係る設計
c. 使用済燃料プール監視装置の電源構成に関する設計

4. 使用済燃料プール監視の設計(1) 設備仕様に係る設計
d. 使用済燃料プール監視装置のシステム構成の設計

4. 使用済燃料プール監視の設計(1) 設備仕様に係る設計
c. 使用済燃料プール監視装置の電源構成に関する設計

様式 1 への反映結果

基本設計方針変 更 後
また，重大事故等時に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ための能力（計測可能範囲）を明確にするとともに，パラメータの計測が困難となった場合の代替パラメータによる推定等，複数のパラメータの中から確からしさを考慮した優先順位を保安規定に定めて管理する。
【73 条 6】【73 条 8】4. 使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備
4. 使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備
4.1 燃料プール冷却浄化系
4.1 燃料プール冷却浄化系
使用済燃料プールは，燃料プール冷却浄化系ポンプ，
使用済燃料プールは，燃料プール冷却浄化系ポンプ，
燃料プール冷却浄化系熱交換器等で構成する燃料プー
燃料プール冷却浄化系熱交換器等で構成する燃料プール
ル冷却浄化系を設け，通常運転時，運転時の異常な過渡冷却浄化系を設け，通常運転時，運転時の異常な過渡変変化時及び設計基準事故時において，使用済燃料からの化時及び設計基準事故時において，使用済燃料からの崩崩壊熱を除去するとともに，使用済燃料プール水を浄化
壊熱を除去するとともに，使用済燃料プール水を浄化でできる設計とする。また，補給水ラインを設け，使用済
きる設計とする。また，補給水ラインを設け，使用済燃
燃料プール水の補給も可能な設計とする。さらに，全炉料プール水の補給も可能な設計とする。さらに，全炉心心燃料を使用済燃料プールに取り出した場合や燃料プ燃料を使用済燃料プールに取り出した場合や燃料プール
ール冷却浄化系で使用済燃料プール水の冷却ができな
冷却浄化系で使用済燃料プール水の冷却ができない場合
い場合は，残留熱除去系を用いて，使用済燃料からの崩は，残留熱除去系を用いて，使用済燃料からの崩壊熱を壊熱を除去できる設計とする。
除去できる設計とする。
燃料プール冷却浄化系熱交換器で除去した熱は，原子燃料プール冷却浄化系熱交換器で除去した熱は，原子炉補機冷却系等を経て，最終的な熱の逃がし場である海炉補機冷却系等を経て，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。
へ輸送できる設計とする。
【26 条 31】
4.2 代替燃料プール注水系
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た場合において使用済燃料プール内の燃料体等を冷却し，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
設備として代替燃料プール注水系を設ける設計とする。
【69 条 1】

変 更 前

11

Ｖ-1-3-5 使用済燃料貯蔵槽の水深の遮蔽能力に関する説明書
2. 基本方針
3. 使用済燃料プールにおける水遮蔽の評価

Ｖ-1-3-4 使用済燃料貯蔵槽の冷却能力に関する説明書
2. 基本方針
3. 評価

Ｖ-1-3-2 燃料取扱設備，新燃料貯蔵設備及び使用済燃料貯蔵設備の核燃料物質が臨界に達しないことに関する説明書
2. 基本方針
3. 使用済燃料プール水漏えい時の未臨界性評価

Ｖ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉冷却系統施設）

Ｖ-1-1-4-2 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設）

原子炉冷却系統施設に係る機器の配置を明示した図面及び系
統図
4.3.1 残留熱除去系

核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設に係る機器の配置を明示した図面及び系統図
3.2.1 燃料プール冷却浄化系

原子炉冷却系統施設 要目表

5.1 代替燃料プール注水系の設計(1) 設備仕様に係る設計(2) 各機器固有の設計
c. 使用済燃料貯蔵槽の冷却能力に関する設計(3) 臨界防止に関する確認(4) 放射線遮蔽機能維持のための配管設計（追加要求事項はないが，本工認で必要な設計）
2. 核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設の兼用に関する設計
2.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計①燃料プール冷却浄化系

核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設 要目表

－

＜下線部＞

様式 1 への反映結果＜下線部＞
運用に関する記載であり，保安規定にて対応。

工認添付説明書との関係

変 更 前12

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，原子炉建屋原子炉棟 6 階における線量率が放射線被ばくを管理する上で定めた線量率を満足できるよう，漏えいの継続を防止し，燃料体等か
らの放射線の遮蔽に必要となる水位を維持するため，戻り配管上部に静的サイフォンブレーカを設ける設計とする。
【69 条 3】
静的サイフォンブレーカは，耐震性も含めて機器，弁類 Ｖ-1-3-5 使用済燃料貯蔵槽の水深の遮蔽能力に関する説明
等の故障及び誤操作等によりその機能を喪失することの書ない設計とする。
2. 基本方針【69 条 4】
6. 静的サイフォンブレーカの詳細設計方針

Ｖ-1-3-5 使用済燃料貯蔵槽の水深の遮蔽能力に関する説明書
2. 基本方針
3. 使用済燃料プールにおける水遮蔽の評価
Ｖ-1-3-5 使用済燃料貯蔵槽の水深の遮蔽能力に関する説明書
2. 基本方針
3. 使用済燃料プールにおける水遮蔽の評価
5. 遮蔽計算
6. 静的サイフォンブレーカの詳細設計方針

Ｖ-1-3-4 使用済燃料貯蔵槽の冷却能力に関する説明書
2. 基本方針3. 評価

工認添付説明書との関係
変 更 後
また，使用済燃料プールからの大量の水の漏えいその Ｖ-1-1-4-2 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設）
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の燃料体等の著し
い損傷の進行を緩和し，及び臨界を防止するために必要 Ｖ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉冷却系統施設）
な重大事故等対処設備として代替燃料プール注水系を設ける設計とする。
Ｖ-1-3-2 燃料取扱設備，新燃料貯蔵設備及び使用済燃料貯【69 条 2】
蔵設備の核燃料物質が臨界に達しないことに関する説明書
2. 基本方針
3. 使用済燃料プール水漏えい時の未臨界性評価

基本設計方針5.1 代替燃料プール注水系の設計(4) 放射線遮蔽機能維持のための配管設計

5.1 代替燃料プール注水系の設計(4) 放射線遮蔽機能維持のための配管設計

5.1 代替燃料プール注水系の設計(1) 設備仕様に係る設計(2) 各機器固有の設計
c. 使用済燃料貯蔵槽の冷却能力に関する設計(3) 臨界防止に関する確認(4) 放射線遮蔽機能維持のための配管設計

様式 1 への反映結果

変 更 前

Ｖ-1-3-4 使用済燃料貯蔵槽の冷却能力に関する説明書
2. 基本方針
3. 評価

Ｖ-1-3-2 燃料取扱設備，新燃料貯蔵設備及び使用済燃料貯蔵設備の核燃料物質が臨界に達しないことに関する説明書
2. 基本方針
3. 使用済燃料プール水漏えい時の未臨界性評価

Ｖ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉冷却系統施設）

Ｖ-1-1-4-2 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設）

工認添付説明書との関係

13

Ｖ-1-3-5 使用済燃料貯蔵槽の水深の遮蔽能力に関する説明書
2. 基本方針
3. 使用済燃料プールにおける水遮蔽の評価
4.2.1.1 代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用し Ｖ-1-1-4-2 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（核た使用済燃料プール注水
燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設）(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）
Ｖ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉冷却系統施設）
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，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 Ｖ-1-3-4 使用済燃料貯蔵槽の冷却能力に関する説明書
2. 基本方針
ル注水系配管等を経由して使用済燃料プールへ注3. 評価
水することにより，使用済燃料プールの水位を維持できる設計とする。
【69 条 6】
常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プー 第 1-4-1 図 単線結線図
ル注水系（注水ライン）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 第 1-4-2 図 単線結線図
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。
【69 条 7】

変 更 後
4.2.1 使用済燃料プール注水
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
内の燃料体等を冷却し，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のうち使用済
燃料プールへの注水設備として，注水ライン，常設
スプレイヘッダ及び可搬型スプレイノズルを使用した代替燃料プール注水系を設ける設計とする。
【69 条 5】

基本設計方針5.1 代替燃料プール注水系の設計(1) 設備仕様に係る設計

5.1 代替燃料プール注水系の設計(1) 設備仕様に係る設計

5.1 代替燃料プール注水系の設計(1) 設備仕様に係る設計(2) 各機器固有の設計
c. 使用済燃料貯蔵槽の冷却能力に関する設計(3) 臨界防止に関する確認(4) 放射線遮蔽機能維持のための配管設計

様式 1 への反映結果

変 更 前14

工認添付説明書との関係
変 更 後
また，使用済燃料プールは，使用済燃料貯蔵ラ Ｖ-1-3-2 燃料取扱設備，新燃料貯蔵設備及び使用済燃料貯蔵設備の核燃料物質が臨界に達しないことに関するックの形状を維持した状態において，常設代替注
説明書
水系ポンプを使用した代替燃料プール注水系（注2. 基本方針水ライン）による冷却及び水位確保により使用済
3. 使用済燃料プール水漏えい時の未臨界性評価
燃料プールの機能を維持し，実効増倍率が最も高くなる冠水状態においても実効増倍率は不確定性を含めて 0.95 以下で臨界を防止できる設計とする。
【69 条 8】(2） 可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替大型ポ Ｖ-1-1-4-2 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（核ンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）
燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設）
可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）は， Ｖ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉冷却系統施設）
可搬型代替注水中型ポンプ（直列 2 台）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 Ｖ-1-3-4 使用済燃料貯蔵槽の冷却能力に関する説明書
2. 基本方針等を経由して使用済燃料プールへ注水することによ
3. 評価
り，使用済燃料プールの水位を維持できる設計とする。
【69 条 9】可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大 第 1-4-1 図 単線結線図
型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）
は，非常用交流電源設備に加えて，代替所内電気設 第 1-4-2 図 単線結線図
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。
【69 条 10】
また，使用済燃料プールは，使用済燃料貯蔵ラッ Ｖ-1-3-2 燃料取扱設備，新燃料貯蔵設備及び使用済燃料貯クの形状を維持した状態において，可搬型代替注水
蔵設備の核燃料物質が臨界に達しないことに関する
中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプを使用し説明書
た代替燃料プール注水系（注水ライン）による冷却
2. 基本方針及び水位確保により使用済燃料プールの機能を維持
3. 使用済燃料プール水漏えい時の未臨界性評価
し，実効増倍率が最も高くなる冠水状態においても実効増倍率は不確定性を含めて 0.95 以下で臨界を防止できる設計とする。
【69 条 11】
可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大 Ｖ-1-1-4-2 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設）型ポンプによる代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，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 Ｖ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉冷却系統施設）
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，空冷 Ｖ-1-3-4 使用済燃料貯蔵槽の冷却能力に関する説明書
2. 基本方針式のディーゼルエンジンにより駆動できる設計とす
3. 評価
る。
【69 条 12】

基本設計方針5.1 代替燃料プール注水系の設計(1) 設備仕様に係る設計

5.1 代替燃料プール注水系の設計(3) 臨界防止に関する確認

5.1 代替燃料プール注水系の設計(1) 設備仕様に係る設計

5.1 代替燃料プール注水系の設計(1) 設備仕様に係る設計

5.1 代替燃料プール注水系の設計(3) 臨界防止に関する確認

様式 1 への反映結果

変 更 前工認添付説明書との関係
変 更 後
可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大 Ｖ-1-3-4 使用済燃料貯蔵槽の冷却能力に関する説明書
型ポンプは，想定される重大事故等時において，使2. 基本方針
用済燃料プール内の燃料体等を冷却し，放射線を遮
3. 評価
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設計とする。
【69 条 13】15

4.2.1.2 代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ） Ｖ-1-1-4-2 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（核を使用した使用済燃料プール注水
燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設）(1) 常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プーＶ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原ル注水系（常設スプレイヘッダ）
子炉冷却系統施設）
常設低圧代替注水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，代替淡水貯槽の水を代替燃 Ｖ-1-3-4 使用済燃料貯蔵槽の冷却能力に関する説明書
2. 基本方針
料プール注水系配管等を経由して常設スプレイヘ
3. 評価
ッダから使用済燃料プールへ注水することにより，使用済燃料プールの水位を維持できる設計とする。
【69 条 16】
常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プー 第 1-4-1 図 単線結線図
ル注水系（常設スプレイヘッダ）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 第 1-4-2 図 単線結線図
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。
【69 条 17】
また，使用済燃料プールは，使用済燃料貯蔵ラ Ｖ-1-3-2 燃料取扱設備，新燃料貯蔵設備及び使用済燃料貯蔵設備の核燃料物質が臨界に達しないことに関するックの形状を維持した状態において，常設代替注
説明書
水系ポンプを使用した代替燃料プール注水系（常2. 基本方針
設スプレイヘッダ）による冷却及び水位確保によ
3. 使用済燃料プール水漏えい時の未臨界性評価
り使用済燃料プールの機能を維持し，実効増倍率が最も高くなる冠水状態においても実効増倍率は不確定性を含めて 0.95 以下で臨界を防止できる設計とする。
【69 条 18】(2) 可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール Ｖ-1-1-4-2 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（核注水系（常設スプレイヘッダ）
燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設）
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 Ｖ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉冷却系統施設）
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へ注水することにより，使用済 Ｖ-1-3-4 使用済燃料貯蔵槽の冷却能力に関する説明書
2. 基本方針
燃料プールの水位を維持できる設計とする。
3. 評価【69 条 19】

基本設計方針5.1 代替燃料プール注水系の設計(1) 設備仕様に係る設計

5.1 代替燃料プール注水系の設計(3) 臨界防止に関する確認

5.1 代替燃料プール注水系の設計(1) 設備仕様に係る設計

5.1 代替燃料プール注水系の設計(1) 設備仕様に係る設計

5.1 代替燃料プール注水系の設計(1) 設備仕様に係る設計(2) 各機器固有の設計
c. 使用済燃料貯蔵槽の冷却能力に関する設計(3) 臨界防止に関する確認(4) 放射線遮蔽機能維持のための配管設計

様式 1 への反映結果

変 更 前

Ｖ-1-3-4 使用済燃料貯蔵槽の冷却能力に関する説明書
2. 基本方針
3. 評価

16

5.1 代替燃料プール注水系の設計(1) 設備仕様に係る設計

5.1 代替燃料プール注水系の設計(1) 設備仕様に係る設計(2) 各機器固有の設計
c. 使用済燃料貯蔵槽の冷却能力に関する設計(3) 臨界防止に関する確認(4) 放射線遮蔽機能維持のための配管設計

5.1 代替燃料プール注水系の設計(1) 設備仕様に係る設計

Ｖ-1-1-4-2 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設）
Ｖ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉冷却系統施設）

5.1 代替燃料プール注水系の設計(3) 臨界防止に関する確認

5.1 代替燃料プール注水系の設計(1) 設備仕様に係る設計

様式 1 への反映結果

Ｖ-1-3-2 燃料取扱設備，新燃料貯蔵設備及び使用済燃料貯蔵設備の核燃料物質が臨界に達しないことに関する説明書
2. 基本方針
3. 使用済燃料プール水漏えい時の未臨界性評価

第 1-4-2 図 単線結線図

第 1-4-1 図 単線結線図

工認添付説明書との関係

可搬型代替注水大型ポンプは，想定される重大事 Ｖ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原故等時において，使用済燃料プール内の燃料体等を子炉冷却系統施設）
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設計とする。
Ｖ-1-3-4 使用済燃料貯蔵槽の冷却能力に関する説明書【69 条 23】
2. 基本方針
3. 評価

変 更 後
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）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が可能な設計とする。
【69 条 20】
また，使用済燃料プールは，使用済燃料貯蔵ラッ
クの形状を維持した状態において，可搬型代替注水
大型ポンプを使用した代替燃料プール注水系（常設
スプレイヘッダ）による冷却及び水位確保により使用済燃料プールの機能を維持し，実効増倍率が最も高くなる冠水状態においても実効増倍率は不確定性を含めて 0.95 以下で臨界を防止できる設計とする。
【69 条 21】
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，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。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駆動できる設計とする。
【69 条 22】4.2.1.3 代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズ Ｖ-1-1-4-2 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（核ル）を使用した使用済燃料プール注水
燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設）
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）は，可搬 Ｖ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉冷却系統施設）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により，使用 Ｖ-1-3-4 使用済燃料貯蔵槽の冷却能力に関する説明書
2. 基本方針済燃料プールの水位を維持できる設計とする。
3. 評価【69 条 26】

基本設計方針変 更 前

5.1 代替燃料プール注水系の設計(1) 設備仕様に係る設計

Ｖ-1-1-4-2 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設）

17

5.1 代替燃料プール注水系の設計(1) 設備仕様に係る設計(2) 各機器固有の設計
c. 使用済燃料貯蔵槽の冷却能力に関する設計(3) 臨界防止に関する確認(4) 放射線遮蔽機能維持のための配管設計

4.2.2 使用済燃料プールスプレイ
Ｖ-1-1-4-2 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設）
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 Ｖ-1-3-4 使用済燃料貯蔵槽の冷却能力に関する説明書
2. 基本方針には使用済燃料プール内燃料体等の上部全面にス
3. 評価
プレイ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の重大事故等対処設備のうち使用済燃料プールスプレイ設備として，常設スプレイヘッダ及び可搬型スプレイノズルを使用した代替燃料プール注水系を設ける設計とする。
【69 条 32】

Ｖ-1-3-4 使用済燃料貯蔵槽の冷却能力に関する説明書
2. 基本方針
3. 評価

Ｖ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉冷却系統施設）

5.1 代替燃料プール注水系の設計(3) 臨界防止に関する確認

様式 1 への反映結果

Ｖ-1-3-2 燃料取扱設備，新燃料貯蔵設備及び使用済燃料貯蔵設備の核燃料物質が臨界に達しないことに関する説明書
2. 基本方針
3. 使用済燃料プール水漏えい時の未臨界性評価

工認添付説明書との関係

5.1 代替燃料プール注水系の設計(1) 設備仕様に係る設計(2) 各機器固有の設計
c. 使用済燃料貯蔵槽の冷却能力に関する設計(3) 臨界防止に関する確認(4) 放射線遮蔽機能維持のための配管設計

変 更 後
また，使用済燃料プールは，使用済燃料貯蔵
ラックの形状を維持した状態において，可搬型
代替注水大型ポンプを使用した代替燃料プール
注水系（可搬型スプレイノズル）による冷却及び水位確保により使用済燃料プールの機能を維持し，実効増倍率が最も高くなる冠水状態においても実効増倍率は不確定性を含めて 0.95 以下で臨界を防止できる設計とする。
【69 条 27】
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）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駆動できる設計とする。
【69 条 28】
可搬型代替注水大型ポンプは，想定される重 Ｖ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原
大事故等時において，使用済燃料プール内の燃
子炉冷却系統施設）
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設計と Ｖ-1-3-4 使用済燃料貯蔵槽の冷却能力に関する説明書する。
2. 基本方針【69 条 29】
3. 評価

基本設計方針変 更 前18

工認添付説明書との関係
変 更 後4.2.2.1 代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ） Ｖ-1-1-4-2 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設）を使用した使用済燃料プールスプレイ(1) 常設代替低圧注水系ポンプによる代替燃料プ
Ｖ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原ール注水系（常設スプレイヘッダ）
子炉冷却系統施設）
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，代替淡水貯槽の水 Ｖ-1-3-4 使用済燃料貯蔵槽の冷却能力に関する説明書
2. 基本方針を代替燃料プール注水系配管等を経由して常設
3. 評価
スプレイヘッダから使用済燃料プール内の燃料体等に直接スプレイすることにより，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よう，使用済燃料プールの全面に向けてスプレイし，使用済燃料プール内の貯蔵している燃料体等からの崩壊熱による蒸散量を上回る量をスプレイできる設計とする。
【69 条 33】
常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プ 第 1-4-1 図 単線結線図
ール注水系（常設スプレイヘッダ）は，非常用交流電源設備に加えて，代替所内電気設備を経 第 1-4-2 図 単線結線図
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。
【69 条 34】
使用済燃料プール内へのスプレイ量は，試験 Ｖ-1-3-2 燃料取扱設備，新燃料貯蔵設備及び使用済燃料貯蔵設備の核燃料物質が臨界に達しないことに関するにより確認する。また，使用済燃料プールは，説明書
常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プー2. 基本方針
ル注水系（常設スプレイヘッダ）にて，使用済
3. 使用済燃料プール水漏えい時の未臨界性評価
燃料貯蔵ラック及び燃料体等を冷却し，臨界にならないように配慮したラック形状及び燃料配置において，いかなる一様な水密度であっても実効増倍率は不確定性を含めて 0.95 以下で臨界を防止できる設計とする。
【69 条 35】

基本設計方針5.1 代替燃料プール注水系の設計(3) 臨界防止に関する確認

5.1 代替燃料プール注水系の設計(1) 設備仕様に係る設計

5.1 代替燃料プール注水系の設計(1) 設備仕様に係る設計(2) 各機器固有の設計
c. 使用済燃料貯蔵槽の冷却能力に関する設計

様式 1 への反映結果

変 更 前

基本設計方針変 更 後(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
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の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よう，使用済燃料プールの全面に向けてスプレイし，使用済燃料プール内に貯蔵している燃料体等からの崩壊熱による蒸散量を上回る量をス
プレイできる設計とする。
【69 条 36】
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，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
備からの給電が可能な設計とする。
【69 条 37】
使用済燃料プール内へのスプレイ量は，試験により確認する。また，使用済燃料プールは，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（常設スプレイヘッダ）にて，使用済燃料貯蔵
ラック及び燃料体等を冷却し，臨界にならないよ
うに配慮したラック形状及び燃料配置において，いかなる一様な水密度であっても実効増倍率は不確定性を含めて 0.95 以下で臨界を防止できる設計とする。
【69 条 38】
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，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。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
ンジンにより駆動できる設計とする。
【69 条 39】
5.1 代替燃料プール注水系の設計(1) 設備仕様に係る設計
Ｖ-1-1-4-2 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設）

19

Ｖ-1-3-4 使用済燃料貯蔵槽の冷却能力に関する説明書
2. 基本方針
3. 評価

Ｖ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉冷却系統施設）

5.1 代替燃料プール注水系の設計(3) 臨界防止に関する確認

5.1 代替燃料プール注水系の設計(1) 設備仕様に係る設計

5.1 代替燃料プール注水系の設計(1) 設備仕様に係る設計(2) 各機器固有の設計
c. 使用済燃料貯蔵槽の冷却能力に関する設計

様式 1 への反映結果

Ｖ-1-3-2 燃料取扱設備，新燃料貯蔵設備及び使用済燃料貯蔵設備の核燃料物質が臨界に達しないことに関する説明書
2. 基本方針
3. 使用済燃料プール水漏えい時の未臨界性評価

第 1-4-2 図 単線結線図

第 1-4-1 図 単線結線図

Ｖ-1-3-4 使用済燃料貯蔵槽の冷却能力に関する説明書
2. 基本方針
3. 評価

Ｖ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉冷却系統施設）

Ｖ-1-1-4-2 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設）

工認添付説明書との関係

変 更 前変 更 後4.2.2.2 可搬型代替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（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の燃料体等に直接スプレイすることにより，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よう使用済燃料プールの全面に向けてスプレイし，使用済燃料プール内に貯蔵している燃料体等からの崩壊熱による蒸散量を上回る量をスプレイできる設計とする。
【69 条 42】
使用済燃料プール内へのスプレイ量は，試験により確認する。また，使用済燃料プールは，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（可搬型スプレイノズル）にて，使用済燃料ラック及び燃料体等を冷却し，臨界にならないように配慮したラック形状及び燃料配置において，いかなる一様な水密度であっても実効増倍率は不確定性を含めて 0.95 以下で臨界を防止できる設計とする。
【69 条 43】
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）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駆動できる設計とする。
【69 条 44】

基本設計方針5.1 代替燃料プール注水系の設計(1) 設備仕様に係る設計

Ｖ-1-1-4-2 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設）

20

Ｖ-1-3-4 使用済燃料貯蔵槽の冷却能力に関する説明書
2. 基本方針
3. 評価

Ｖ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉冷却系統施設）

5.1 代替燃料プール注水系の設計(3) 臨界防止に関する確認

5.1 代替燃料プール注水系の設計(1) 設備仕様に係る設計(2) 各機器固有の設計
c. 使用済燃料貯蔵槽の冷却能力に関する設計

様式 1 への反映結果

Ｖ-1-3-2 燃料取扱設備，新燃料貯蔵設備及び使用済燃料貯蔵設備の核燃料物質が臨界に達しないことに関する説明書
2. 基本方針
3. 使用済燃料プール水漏えい時の未臨界性評価

Ｖ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉冷却系統施設）

Ｖ-1-3-4 使用済燃料貯蔵槽の冷却能力に関する説明書
2. 基本方針
3. 評価

Ｖ-1-1-4-2 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設）

工認添付説明書との関係

変 更 前

5.2 代替燃料プール冷却系の設計(1) 設備仕様に係る設計

Ｖ-1-3-4 使用済燃料貯蔵槽の冷却能力に関する説明書
2. 基本方針
4. 代替燃料プール冷却系
代替燃料プール冷却系は，緊急用海水ポンプにより代 Ｖ-1-1-4-2 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（核替燃料プール冷却系熱交換器に海水を送水することで，燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設）
代替燃料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送できる設計とする。
Ｖ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原【69 条 59】
子炉冷却系統施設）

21

4.4 原子炉建屋放水設備
4.4.1 大気への拡散抑制
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水位の異常な低下により，使 Ｖ-1-1-4-7 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉格納容器）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設ける設計とする。
【69 条 47】【70 条 1】

2. 核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設の兼用に関する設計
2.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計④大気への拡散抑制設備

5.2 代替燃料プール冷却系の設計(1) 設備仕様に係る設計

Ｖ-1-3-4 使用済燃料貯蔵槽の冷却能力に関する説明書
2. 基本方針
4. 代替燃料プール冷却系
代替燃料プール冷却系は，非常用交流電源設備及び原 Ｖ-1-1-4-2 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（核子炉補機冷却系が機能喪失した場合でも，常設代替交流
燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設）
電源設備又は可搬型代替交流電源設備及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。 Ｖ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原【69 条 58】
子炉冷却系統施設）

Ｖ-1-3-4 使用済燃料貯蔵槽の冷却能力に関する説明書
2. 基本方針
4. 代替燃料プール冷却系
Ｖ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉冷却系統施設）

5.2 代替燃料プール冷却系の設計(1) 設備仕様に係る設計

5.2 代替燃料プール冷却系の設計(1) 設備仕様に係る設計

様式 1 への反映結果

Ｖ-1-3-4 使用済燃料貯蔵槽の冷却能力に関する説明書
2. 基本方針
4. 代替燃料プール冷却系
代替燃料プール冷却系は，使用済燃料プールの水を代 Ｖ-1-1-4-2 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（核替燃料プール冷却系ポンプにより代替燃料プール冷却系
燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設）
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。
Ｖ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原【69 条 57】
子炉冷却系統施設）

工認添付説明書との関係
変 更 後
4.3 代替燃料プール冷却系
Ｖ-1-1-4-2 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設）
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
Ｖ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原ール冷却系を設ける設計とする。
子炉冷却系統施設）【69 条 56】

基本設計方針変 更 前変 更 後
原子炉建屋放水設備は，可搬型代替注水大型ポン
プにより海水を取水し，ホースを経由して放水砲か
ら原子炉建屋へ放水することにより，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。
【69 条 48】【70 条 2】可搬型代替注水大型ポンプ及び放水砲は，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。
【70 条 2】22

2. 核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設の兼用に関する設計
2.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計⑤海洋への拡散抑制設備

2. 核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設の兼用に関する設計
2.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計⑤海洋への拡散抑制設備

2. 核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設の兼用に関する設計
2.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計⑤海洋への拡散抑制設備

2. 核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設の兼用に関する設計
2.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計④大気への拡散抑制設備

2. 核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設の兼用に関する設計
2.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計④大気への拡散抑制設備

Ｖ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉冷却系統施設）
Ｖ-1-1-4-7 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉格納容器）Ｖ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉冷却系統施設）

様式 1 への反映結果

工認添付説明書との関係

Ｖ-1-1-4-7 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉格納容器）
4.4.2 海洋への拡散抑制
Ｖ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉冷却系統施設）
炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損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，海洋拡散抑制設備を Ｖ-1-1-4-7 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉格納容器）設ける設計とする。
【70 条 1】海洋への放射性物質の拡散を抑制するための重大 Ｖ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原事故等対処設備として，海洋拡散抑制設備は，汚濁
子炉冷却系統施設）防止膜等で構成し，汚濁防止膜（可搬型）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 Ｖ-1-1-4-7 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原集水桝 9 箇所及び放水路 3 箇所）に設置できる設計
子炉格納容器）とする。
【70 条 5】
汚濁防止膜（可搬型）は，海洋への放射性物質の Ｖ-1-1-4-別添 2 設定根拠に関する説明書（別添）
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。必要数は，各設置場所に必要な幅に対して汚濁防止膜を二重に計 2 本設置することとし，雨水排水路集水桝 9 箇所の設置場所に計 18本（高さ約 3 m，幅約 3 m（12 本），高さ約 2 m，幅
約 3 m（6 本））及び放水路 3 箇所（高さ約 4 m，幅約 4 m（6 本））の設置場所に計 6 本の合計 24 本使用する設計とする。また，予備については，保守点検
は目視点検であり，保守点検中でも使用可能である
ため，保守点検用は考慮せずに，破れ等の破損時の予備用として各設置場所に対して 2 本の計 24 本を保管することとし，予備を含めた保有数として設置
場所 12 箇所分の合計 48 本を保管する。
【70 条 6】

基本設計方針使用済燃料プール水の漏えいを防止するため，使用済燃料プールには排水口を設けない設計とし，使用済燃料プールに接続された配管には真空破壊弁を設け，配管が破損しても，サイフォン効果により，使用済燃料プール水が継続的に流出しない設計とする。

23

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分な量の水を有する水源を確保することに加えて，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要とな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として，代替淡水貯槽及び西側
淡水貯水設備を重大事故等の収束に必要となる水源として設ける設計とする。
【71 条 1】
また，これら重大事故等の収束に必要となる水源 Ｖ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原とは別に，代替淡水源として淡水タンク（多目的タ子炉冷却系統施設）
ンク，原水タンク，ろ過水貯蔵タンク及び純水貯蔵タンク）を設ける設計とする。
【71 条 2】
代替淡水貯槽を水源として重大事故等の対応を実 Ｖ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉冷却系統施設）
施する際には，西側淡水貯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，淡水が枯渇した場合に，海を水源として利用できる設計とする。
【71 条 3】
代替淡水貯槽は，想定される重大事故等時におい Ｖ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原て，使用済燃料プールの冷却又は注水に使用する設
子炉冷却系統施設）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）の水源として使用できる設計とする。

工認添付説明書との関係
変 更 後
4.5 使用済燃料プールの水質維持
使用済燃料プールは，使用済燃料からの崩壊熱を熱交換器で除去して使用済燃料プール水を冷却するとともに，燃料体の被覆が著しく腐食するおそれがないよう燃－料プール冷却浄化系を設け，ろ過脱塩装置で使用済燃料
プール水をろ過脱塩して，使用済燃料プール，原子炉ウ
ェル等の水の純度，透明度を維持する。
【26 条 39】
4.6 使用済燃料プール接続配管
使用済燃料プール水の漏えいを防止するため，使用済
燃料プールには排水口を設けない設計とし，使用済燃料－
プールに接続された配管には真空破壊弁を設け，配管が破損しても，サイフォン効果により，使用済燃料プール
水が継続的に流出しない設計とする。
【26 条 36】
4.4 水源，代替水源供給設備
Ｖ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉冷却系統施設）
4.4.1 重大事故等の収束に必要となる水源基本設計方針使用済燃料プールは，使用済燃料からの崩壊熱を熱交換器で除去して使用済燃料プール水を冷却するとともに，燃料体の被覆が著しく腐食するおそれがないよう燃料プール
冷却浄化系を設け，ろ過脱塩装置で使用済燃料プール水をろ過脱塩して，使用済燃料プール，原子炉ウェル等の水の純度，透明度を維持する。

変 更 前

2. 核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設の兼用に関する設計
2.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計⑥水源に係る設備

2. 核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設の兼用に関する設計
2.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計⑥水源に係る設備

2. 核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設の兼用に関する設計
2.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計⑥水源に係る設備

2. 核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設の兼用に関する設計
2.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計⑥水源に係る設備－（追加要求事項なし）－（追加要求事項なし）

様式 1 への反映結果

変 更 前変 更 後工認添付説明書との関係

24【71 条 6】西側淡水貯水設備は，想定される重大事故等時に Ｖ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原おいて，使用済燃料プールの注水に使用する設計基
子炉冷却系統施設）
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（注水ライン）の水源として使用できる設計とする。
【71 条 7】
代替淡水源である淡水タンク（多目的タンク，原 Ｖ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原水タンク，ろ過水貯蔵タンク及び純水貯蔵タンク）
子炉冷却系統施設）
は，想定される重大事故等時において，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）の水源として使用できる設計とする。
【71 条 10】
海は，想定される重大事故等時において，淡水が Ｖ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉冷却系統施設）
枯渇した場合に，代替淡水貯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，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）の水源として，また，原子炉建屋放水設備の水源として利用できる設計とする。
【71 条 11】4.4.2 代替水源供給設備
Ｖ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉冷却系統施設）
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要となる十分な量の水を供給するために必要な設備及び海を利用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大型ポンプを設ける設計とする。
【71 条 4】

基本設計方針2. 核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設の兼用に関する設計
2.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計⑥水源に係る設備

2. 核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設の兼用に関する設計
2.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計⑥水源に係る設備

2. 核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設の兼用に関する設計
2.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計⑥水源に係る設備

2. 核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設の兼用に関する設計
2.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計⑥水源に係る設備

様式 1 への反映結果

基本設計方針25

工認添付説明書との関係
変 更 後
重大事故等の収束に必要な水源である代替淡水 Ｖ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉冷却系統施設）
貯槽へ淡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ンプは，代替淡水源である西側淡水貯水設備，淡水タンク（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
水中型ポンプは，海水を代替淡水貯槽へ供給できる設計とする。
【71 条 12】
重大事故等の収束に必要な水源である西側淡水貯 Ｖ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉冷却系統施設）
水設備へ淡水を供給するための重大事故等対処設備
として，可搬型代替注水大型ポンプは，代替淡水源である代替淡水貯槽，淡水タンク（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。
【71 条 13】
可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大 Ｖ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原型ポンプは，空冷式のディーゼルエンジンにより駆子炉冷却系統施設）
動できる設計とする。
【71 条 14】
代替水源からの移送ルートを確保するとともに， Ｖ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原
可搬型のホース，可搬型代替注水中型ポンプ及び可子炉冷却系統施設）
搬型代替注水大型ポンプについては，複数箇所に分散して保管する。
Ｖ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が使用される条【71 条 5】
件の下における健全性に関する説明書
2.1 多重性又は多様性及び独立性並びに位置的分散
3.1 核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設
5. 主要対象設備
5. 主要対象設備
核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設の対象となる主要な
核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設の対象となる主要な設備について，「表 1 核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設
設備について，「表 1 核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設の主要設備リスト」に示す。
の主要設備リスト」に示す。
－
本施設の設備として兼用する場合に主要設備リストに記載されない設備については，「表 2 核燃料物質の取扱施設
及び貯蔵施設の兼用設備リスト」に示す。

変 更 前

－
（「主要設備リスト」及び「兼用リスト」による）

2. 核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設の兼用に関する設計
2.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計⑥水源に係る設備

2. 核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設の兼用に関する設計
2.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計⑥水源に係る設備

2. 核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設の兼用に関する設計
2.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計⑥水源に係る設備

2. 核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設の兼用に関する設計
2.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計⑥水源に係る設備

様式 1 への反映結果