東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：添付書類十 第５．１－１表 重大事故等対策における手順書の概要】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

備

考

抽出リストＣ－８０⑦-1

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：添付書類十 第５．１－１表 重大事故等対策における手順書の概要】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

備

考

抽出リストＣ－８１⑦-2

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：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】
東海第二発電所
5.2.1.1(c)

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

大規模損壊発生時の手順書の整備「1.3

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等」
イ．重大事故等対策に係る手順

修5.2.1.1(c)

正案「1.3 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等」
イ．重大事故等対策に係る手順
原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態において，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は，逃がし安準事故対処設備が有する発電用原子炉の減圧機能は，逃がし安全弁（自動減圧機能）による減圧機能である。
インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時は，原子炉冷却材

全弁（自動減圧機能）による減圧機能である。
インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時は，原子炉冷却材

圧力バウンダリの損傷箇所を隔離することで原子炉冷却材の漏

圧力バウンダリの損傷箇所を隔離することで原子炉冷却材の漏えいを抑制する。なお，損傷箇所の隔離ができない場合は，逃えいを抑制する。なお，損傷箇所の隔離ができない場合は，逃がし安全弁による原子炉減圧で原子炉冷却材の漏えいを抑制すがし安全弁による原子炉減圧で原子炉冷却材の漏えいを抑制する。

る。

これらの機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷及これらの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

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の対処設備及び手順を整備する。

ウンダリを減圧するための対処設備及び手順を整備する。
ロ．大規模損壊発生時に事故緩和措置を行うための手順

大規模損壊発生時においても炉心の著しい損傷及び原子炉格

大規模損壊発生時においても炉心の著しい損傷及び原子炉格

納容器の破損を緩和するため，重大事故等対策で整備した手順

納容器の破損を緩和するため，重大事故等対策で整備した手順を基本とし，共通要因で同時に機能喪失することのない可搬型を基本とし，共通要因で同時に機能喪失することのない可搬型

重大事故等対処設備を用いた手順，中央制御室での監視及び制

重大事故等対処設備を用いた手順，中央制御室での監視及び制御機能が喪失した場合も対応できるよう，現場にてプラントパ

御機能が喪失した場合も対応できるよう，現場にてプラントパ

ラメータを監視するための手順，可搬型計測器にてプラントパ

ラメータを監視するための手順，可搬型計測器にてプラントパ

ラメータを監視するための手順，建物や設備の状況を目視にてラメータを監視するための手順，建物や設備の状況を目視にて確認するための手順，現場にて直接機器を作動させるための手確認するための手順，現場にて直接機器を作動させるための手順等を整備する。

順等を整備する。

大規模損壊発生時に原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順の例を次に示す。（第 5.2－6 表参照）

考

大規模損壊発生時の手順書の整備

原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態において，設計基

ロ．大規模損壊発生時に事故緩和措置を行うための手順

備

大規模損壊発生時に原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順の例を次に示す。（第 5.2－6 表参照）

・常設直流電源系統喪失により逃がし安全弁の原子炉減圧機

・常設直流電源系統喪失により逃がし安全弁の原子炉減圧機能が喪失した場合，可搬型代替直流電源設備により逃がし能が喪失した場合，可搬型代替直流電源設備により逃がし

安全弁（自動減圧機能）の作動に必要な直流電源を確保し，安全弁（自動減圧機能）の作動に必要な直流電源を確保し，逃がし安全弁（自動減圧機能）を開放して発電用原子炉を減圧する。

逃がし安全弁（自動減圧機能）を開放して発電用原子炉を減圧する。

・常設直流電源系統喪失により逃がし安全弁の原子炉減圧機

・常設直流電源系統喪失により逃がし安全弁の原子炉減圧機能が喪失した場合，中央制御室にて逃がし安全弁（自動減能が喪失した場合，中央制御室にて逃がし安全弁（自動減圧機能）の作動回路に逃がし安全弁用可搬型蓄電池を接続

圧機能）の作動回路に逃がし安全弁用可搬型蓄電池を接続し，逃がし安全弁（自動減圧機能）を開放して発電用原子

し，逃がし安全弁（自動減圧機能）を開放して発電用原子⑦-3

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：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】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

炉を減圧する。

修

正

案

備

考

炉を減圧する。

・逃がし安全弁の駆動に必要なアキュムレータの供給圧力の・逃がし安全弁の駆動に必要なアキュムレータの供給圧力の喪失により逃がし安全弁（自動減圧機能）が喪失した場合，喪失により逃がし安全弁（自動減圧機能）が喪失した場合，

非常用逃がし安全弁駆動系により逃がし安全弁（逃がし弁

非常用逃がし安全弁駆動系により逃がし安全弁（逃がし弁機能（自動減圧機能なしＡ,Ｇ,Ｓ及びＶ））の電磁弁排気機能（自動減圧機能なしＡ,Ｇ,Ｓ及びＶ））の電磁弁排気

ポートへ窒素を供給し，逃がし安全弁（逃がし弁機能（自動減圧機能なしＡ,Ｇ,Ｓ及びＶ））を開放して発電用原子ポートへ窒素を供給し，逃がし安全弁（逃がし弁機能（自動減圧機能なしＡ,Ｇ,Ｓ及びＶ））を開放して発電用原子炉を減圧する。

炉を減圧する。

・窒素供給系からの窒素の供給が喪失し，逃がし安全弁の作・窒素供給系からの窒素の供給が喪失し，逃がし安全弁の作動に必要な窒素の供給圧力が低下した場合，供給源を非常動に必要な窒素の供給圧力が低下した場合，供給源を非常用窒素供給系高圧窒素ガスボンベに切り替えることで逃が用窒素供給系高圧窒素ボンベに切り替えることで逃がし安 抽出リストＣ－９２

し安全弁（自動減圧機能）の機能を確保する。

全弁（自動減圧機能）の機能を確保する。

⑦-4

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：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】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修第 5.2－4 表 大規模損壊発生時の対応操作一覧（2／8）
対応操作
炉心の著し
い損傷を緩
和するため
の対策

原子炉減圧操作

可搬型代替直流
電源設備による
逃がし安全弁（自動減圧機能）開放

逃がし安全弁用
可搬型蓄電池による逃がし安全弁（自動減圧機能）開放

非常用逃がし安全弁駆動系による逃がし安全弁（逃がし弁機能）開放

非常用窒素供給
系による逃がし
安全弁（自動減圧機能）駆動源確保

内容

原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態であって，低圧の注水機能を働かせるために，自動減圧系，原子炉減圧の自動化又は逃がし安全弁若しくはタービン・バイパス弁を使用した中央制御室からの手動操作により発電用原子炉を減圧する。
常設直流電源系統喪失により逃がし安
全弁の原子炉減圧機能が喪失した場
合，可搬型代替直流電源設備により逃がし安全弁（自動減圧機能）の作動に必
要な直流電源を確保し，逃がし安全弁（自動減圧機能）を開放して発電用原
子炉を減圧する。
常設直流電源系統喪失により逃がし安
全弁の原子炉減圧機能が喪失した場
合，中央制御室にて逃がし安全弁（自動減圧機能）の作動回路に逃がし安全弁
用可搬型蓄電池を接続し，逃がし安全弁（自動減圧機能）を開放して発電用原
子炉を減圧する。
逃がし安全弁の駆動に必要なアキュム
レータの供給圧力の喪失により逃がし
安全弁（自動減圧機能）の機能が喪失した場合，非常用逃がし安全弁駆動系により逃がし安全弁（逃がし弁機能（自動減圧機能なしＡ,Ｇ,Ｓ及びＶ））の電磁弁排気ポートに窒素を供給し，逃がし
安全弁（逃がし弁機能（自動減圧機能なしＡ,Ｇ,Ｓ及びＶ））を開放して発電用原子炉を減圧する。
窒素供給系からの窒素の供給が喪失
し，逃がし安全弁の作動に必要な窒素の供給圧力が低下した場合，供給源を非常用窒素供給系高圧窒素ガスボンベに切り替えることで逃がし安全弁（自動減圧機能）の機能を確保する。

技術的能力に係る審査基準（解釈）の該当項目
・第 3 項，4 項（1.3）

第 5.2－4 表案

備考

大規模損壊発生時の対応操作一覧（2／8）

対応操作
炉心の著し
い損傷を緩
和するため
の対策

正

原子炉減圧操作

可搬型代替直流
電源設備による
逃がし安全弁（自動減圧機能）開放

逃がし安全弁用
可搬型蓄電池による逃がし安全弁（自動減圧機能）開放

非常用逃がし安全弁駆動系による逃がし安全弁（逃がし弁機能）開放

非常用窒素供給
系による逃がし
安全弁（自動減圧機能）駆動源確保

内容

原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態であって，低圧の注水機能を働かせるために，自動減圧系，原子炉減圧の自動化又は逃がし安全弁若しくはタービン・バイパス弁を使用した中央制御室からの手動操作により発電用原子炉を減圧する。
常設直流電源系統喪失により逃がし安
全弁の原子炉減圧機能が喪失した場
合，可搬型代替直流電源設備により逃がし安全弁（自動減圧機能）の作動に必
要な直流電源を確保し，逃がし安全弁（自動減圧機能）を開放して発電用原
子炉を減圧する。
常設直流電源系統喪失により逃がし安
全弁の原子炉減圧機能が喪失した場
合，中央制御室にて逃がし安全弁（自動減圧機能）の作動回路に逃がし安全弁
用可搬型蓄電池を接続し，逃がし安全弁（自動減圧機能）を開放して発電用原
子炉を減圧する。
逃がし安全弁の駆動に必要なアキュム
レータの供給圧力の喪失により逃がし
安全弁（自動減圧機能）の機能が喪失した場合，非常用逃がし安全弁駆動系により逃がし安全弁（逃がし弁機能（自動減圧機能なしＡ,Ｇ,Ｓ及びＶ））の電磁弁排気ポートに窒素を供給し，逃がし
安全弁（逃がし弁機能（自動減圧機能なしＡ,Ｇ,Ｓ及びＶ））を開放して発電用原子炉を減圧する。
窒素供給系からの窒素の供給が喪失
し，逃がし安全弁の作動に必要な窒素の供給圧力が低下した場合，供給源を非常用窒素供給系高圧窒素ボンベに切り替えることで逃がし安全弁（自動減圧機能）の機能を確保する。

技術的能力に係る審査基準（解釈）の該当項目
・第 3 項，4 項（1.3）

抽出リストＣ－９２⑦-5

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：添付書類十 ６．重大事故等への対処に係る措置の有効性評価の基本的な考え方】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

6.2.4

運転停止中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故

6.2.4

運転停止中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故

6.2.4.1

事故シーケンスのグループ化と重要事故シーケンスの選定

6.2.4.1

事故シーケンスのグループ化と重要事故シーケンスの選定ては，復水器真空破壊から制御棒引き抜き開始までの期間を評価対象※とては，復水器真空破壊から制御棒引き抜き開始までの期間を評価対象※とし，原子炉の水位，温度，圧力等のプラントパラメータの類似性，保守点検

し，原子炉の水位，温度，圧力等のプラントパラメータの類似性，保守点検

状況等に応じた緩和設備の使用可能性，起因事象及び成功基準に関する類似性に応じて，プラントの状態を適切に区分する。また，区分したプラント状状況等に応じた緩和設備の使用可能性，起因事象及び成功基準に関する類似性に応じて，プラントの状態を適切に区分する。また，区分したプラント状態を考慮し，燃料の著しい損傷に至る可能性があると想定する事故シーケン態を考慮し，燃料の著しい損傷に至る可能性があると想定する事故シーケンスを，本発電用原子炉施設を対象としたＰＲＡの結果を踏まえて，運転停止

スを，本発電用原子炉施設を対象としたＰＲＡの結果を踏まえて，運転停止

中事故シーケンスグループにグループ化し，運転停止中事故シーケンスグル

中事故シーケンスグループにグループ化し，運転停止中事故シーケンスグル

ープごとに，重要事故シーケンスを選定して評価を行う。

ープごとに，重要事故シーケンスを選定して評価を行う。

(1)

(2)

「実用発電用原子炉に係る運転停止中原子炉における燃料損傷防止対※「実用発電用原子炉に係る運転停止中原子炉における燃料損傷防止対策の有効性評価に関する審査ガイド」の共通解析条件に定められてい策の有効性評価に関する審査ガイド」の共通解析条件に定められている運転停止中の期間は「主発電機の解列から、原子炉起動の過程におる運転停止中の期間は「主発電機の解列から、原子炉起動の過程における主発電機の併列まで」となり，本評価対象と異なる。ただし,ける主発電機の併列まで」となり，本評価対象と異なる。ただし,「主発電機の解列から復水器真空破壊まで」及び「制御棒引き抜き開「主発電機の解列から復水器真空破壊まで」及び「制御棒引き抜き開始から原子炉起動の過程における主発電機の併列まで」における低出

始から原子炉起動の過程における主発電機の併列まで」における低出

力運転時及びプラント停止時の期間においては，給水・復水系を含む

力運転時及びプラント停止時の期間においては，給水・復水系を含む緩和設備の待機状態が出力運転時とほぼ同程度であり，かつ，発生す

緩和設備の待機状態が出力運転時とほぼ同程度であり，かつ，発生する起因事象もほぼ同様であることから運転時における内部事象レベル

る起因事象もほぼ同様であることから運転時における内部事象レベル

１ＰＲＡの評価範囲と位置づけている。

１ＰＲＡの評価範囲と位置づけている。

運転停止中事故シーケンスの抽出(1)

運転停止中事故シーケンスの抽出

内部事象停止時レベル１ＰＲＡにおいては，各起因事象の発生から燃料

内部事象停止時レベル１ＰＲＡにおいては，各起因事象の発生から燃料損傷に至ることを防止するための緩和手段の組合せ等を第6.2－7図に示す

損傷に至ることを防止するための緩和手段の組合せ等を第6.2－7図に示す

イベントツリーで分析し，燃料損傷に至る事故シーケンスを抽出する。

イベントツリーで分析し，燃料損傷に至る事故シーケンスを抽出する。

運転停止中事故シーケンスのグループ化

考「運転停止中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故」につい「運転停止中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故」につい

※

備

(2)

運転停止中事故シーケンスのグループ化

ＰＲＡの結果を踏まえて抽出した事故シーケンスについて，重大事故等

ＰＲＡの結果を踏まえて抽出した事故シーケンスについて，重大事故等に対処するための措置が基本的に同じとなるよう，燃料損傷に至る主要因に対処するための措置が基本的に同じとなるよう，燃料損傷に至る主要因の観点から事故シーケンスを以下のように分類する。なお，反応度の誤投の観点から事故シーケンスを以下のように分類する。なお，反応度の誤投入については，複数の人的過誤や機器故障が重畳しない限り反応度事故に至る可能性はなく，また，万一，反応度事故に至った場合でも，局所的な入については，複数の人的過誤や機器故障が重畳しない限り反応度事故に至る可能性はなく，また，万一，反応度事故に至った場合でも，局所的な事象で収束し，燃料の著しい破損又は大規模な炉心損傷に至ることは考え事象で収束し，燃料の著しい破損又は大規模な炉心損傷に至ることは考え難いことから，内部事象停止時レベル１ＰＲＡの起因事象から除外してい難いことから，内部事象停止時レベル１ＰＲＡの起因事象から除外しているが，本事故事象に対する対策の有効性を確認する観点や「実用発電用原るが，本事故事象に対する対策の有効性を確認する観点や「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」

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」⑦-6

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：添付書類十 ６．重大事故等への対処に係る措置の有効性評価の基本的な考え方】
東海第二発電所(3)

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

にて挙げられる運転停止中事故シーケンスグループとの包含関係も踏まにて挙げられる運転停止中事故シーケンスグループとの包含関係も踏まえて追加する。

えて追加する。

ａ．崩壊熱除去機能喪失

ａ．崩壊熱除去機能喪失

ｂ．全交流動力電源喪失

ｂ．全交流動力電源喪失

ｃ．原子炉冷却材の流出

ｃ．原子炉冷却材の流出

ｄ．反応度の誤投入
重要事故シーケンスの選定

ｄ．反応度の誤投入
重要事故シーケンスの選定(3)

運転停止中事故シーケンスグループごとに，有効性評価の対象とする重運転停止中事故シーケンスグループごとに，有効性評価の対象とする重要事故シーケンスを選定する。同じ運転停止中事故シーケンスグループに

要事故シーケンスを選定する。同じ運転停止中事故シーケンスグループに複数の事故シーケンスが含まれる場合には，燃料損傷防止対策の実施に対複数の事故シーケンスが含まれる場合には，燃料損傷防止対策の実施に対する時間余裕，燃料損傷回避に必要な設備容量及び運転停止中事故シーケする時間余裕，燃料損傷回避に必要な設備容量及び運転停止中事故シーケ

ンスグループ内の代表性の観点で，より厳しいシーケンスを選定する。重

ンスグループ内の代表性の観点で，より厳しいシーケンスを選定する。重

要事故シーケンスの選定結果は以下のとおりである。

要事故シーケンスの選定結果は以下のとおりである。

ａ．崩壊熱除去機能喪失

ａ．崩壊熱除去機能喪失

本事故シーケンスグループは，運転中の残留熱除去系の故障等が発生

本事故シーケンスグループは，運転中の残留熱除去系の故障等が発生した後，崩壊熱除去・炉心冷却に失敗し，燃料損傷に至るものである。

した後，崩壊熱除去・炉心冷却に失敗し，燃料損傷に至るものである。

本事故シーケンスグループに含まれる事故シーケンスは，余裕時間及本事故シーケンスグループに含まれる事故シーケンスは，余裕時間及び原子炉への注水に必要な設備容量については事故シーケンス間で差異

び原子炉への注水に必要な設備容量については事故シーケンス間で差異がない。このため，代表性の観点から「残留熱除去系の故障（ＲＨＲ喪がない。このため，代表性の観点から「残留熱除去系の故障（ＲＨＲ喪失）＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗」を重要事故シーケンスとして選定す失）＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗」を重要事故シーケンスとして選定する。

る。

なお，残留熱除去系海水系の喪失によって崩壊熱除去機能が喪失する

なお，残留熱除去系海水系の喪失によって崩壊熱除去機能が喪失する

場合については，事象進展が同様となる全交流動力電源喪失において，

場合については，事象進展が同様となる全交流動力電源喪失において，

燃料損傷防止対策の有効性を確認する。

燃料損傷防止対策の有効性を確認する。

ｂ．全交流動力電源喪失

本事故シーケンスグループは，外部電源喪失の発生時に非常用交流電源の確保に失敗して全交流動力電源喪失に至り，その後，崩壊熱除去・源の確保に失敗して全交流動力電源喪失に至り，その後，崩壊熱除去・

炉心冷却の失敗によって，燃料損傷に至るものである。

炉心冷却の失敗によって，燃料損傷に至るものである。

余裕時間及び原子炉への注水に必要な設備容量については事故シーケ

余裕時間及び原子炉への注水に必要な設備容量については事故シーケ

ンス間で差異がない。このため，代表性の観点から「外部電源喪失＋交流電源失敗＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗」を重要事故シーケンスとしてンス間で差異がない。このため，代表性の観点から「外部電源喪失＋交流電源失敗＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗」を重要事故シーケンスとして

選定する。

選定する。

を考慮したものとなっている。
ｃ．原子炉冷却材の流出

考ｂ．全交流動力電源喪失

本事故シーケンスグループは，外部電源喪失の発生時に非常用交流電

なお，本重要事故シーケンスは，「残留熱除去系海水系の喪失」の重畳

備

なお，本重要事故シーケンスは，「残留熱除去系海水系の喪失」の重畳を考慮したものとなっている。
ｃ．原子炉冷却材の流出⑦-7

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：添付書類十 ６．重大事故等への対処に係る措置の有効性評価の基本的な考え方】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

本事故シーケンスグループは，原子炉冷却材圧力バウンダリに接続さ本事故シーケンスグループは，原子炉冷却材圧力バウンダリに接続された系統の誤操作等により原子炉冷却材が系外に流出後，崩壊熱除去・れた系統の誤操作等により原子炉冷却材が系外に流出後，崩壊熱除去・

炉心冷却の失敗によって，燃料損傷に至るものである。

炉心冷却の失敗によって，燃料損傷に至るものである。

備考

燃料損傷までの時間余裕が最も短く，代表性を有する事故シーケンス

燃料損傷までの時間余裕が最も短く，代表性を有する事故シーケンス

として，「原子炉冷却材の流出（ＲＨＲ系統切替時のＬＯＣＡ）＋崩壊熱

として，「原子炉冷却材の流出（ＲＨＲ系統切替時のＬＯＣＡ）＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗」を重要事故シーケンスとして選定する。
なお，流出流量が比較的大きい，ＣＲＤ点検時のＬＯＣＡ及びＬＰＲ

除去・炉心冷却失敗」を重要事故シーケンスとして選定する。
なお，流出流量が比較的大きい，ＣＲＤ点検時のＬＯＣＡ及びＬＰＲ

Ｍ点検時のＬＯＣＡについては，燃料損傷防止対策となる待機中のＥＣ

Ｍ点検時のＬＯＣＡについては，燃料損傷防止対策となる待機中のＥＣ

ＣＳ・常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）の設

ＣＳ・常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）の設

備容量が流出流量より十分大きいこと及び作業・操作場所と漏えい発生

備容量が流出流量より十分大きいこと及び作業・操作場所と漏えい発生個所が同一であり認知が容易であることを考慮し，重要事故シーケンス箇所が同一であり認知が容易であることを考慮し，重要事故シーケンス 抽出リストＣ－７１

としては選定しない。また，ＣＵＷブロー時のＬＯＣＡについては，原としては選定しない。また，ＣＵＷブロー時のＬＯＣＡについては，原子炉ウェル水位を低下させる操作であるため，原子炉ウェル水位は適宜

子炉ウェル水位を低下させる操作であるため，原子炉ウェル水位は適宜監視されており，中央制御室の運転員の他にＲ／Ｗの運転員も廃液収集監視されており，中央制御室の運転員の他にＲ／Ｗの運転員も廃液収集タンク等の水位高により認知することができるため，認知が容易である

タンク等の水位高により認知することができるため，認知が容易である

ことから重要事故シーケンスとしては選定しない。

ことから重要事故シーケンスとしては選定しない。

ｄ．反応度の誤投入
本事故シーケンスグループは，反応度事故により，燃料損傷に至るものである。
本事故シーケンスグループに含まれる事故シーケンスは「反応度の誤ｄ．反応度の誤投入
本事故シーケンスグループは，反応度事故により，燃料損傷に至るものである。
本事故シーケンスグループに含まれる事故シーケンスは「反応度の誤投入」のみであることから，これを重要事故シーケンスとして選定す投入」のみであることから，これを重要事故シーケンスとして選定する。具体的には，代表性の観点から，「停止中に実施される試験等による。具体的には，代表性の観点から，「停止中に実施される検査等により，最大反応度価値を有する制御棒1本が全引き抜きされている状態かり，最大反応度価値を有する制御棒1本が全引き抜きされている状態か

ら，他の1本の制御棒が操作量の制限を超える誤った操作によって引きら，他の1本の制御棒が操作量の制限を超える誤った操作によって引き抜かれ，異常な反応度の投入を認知できずに燃料の損傷に至る事故」を抜かれ，異常な反応度の投入を認知できずに燃料の損傷に至る事故」を

想定する。

想定する。

各運転停止中事故シーケンスグループに含まれる事故シーケンス及び重各運転停止中事故シーケンスグループに含まれる事故シーケンス及び重要事故シーケンスについて整理した結果を第 6.2－4 表に示す。

抽出リストＣ－９３

要事故シーケンスについて整理した結果を第 6.2－4 表に示す。

⑦-8

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：添付書類十 有効性評価 ７．１ 炉心損傷防止対策】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

備

考

抽出リストＣ－５

1／2⑦-9

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：添付書類十 有効性評価 ７．１ 炉心損傷防止対策】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

備

考

抽出リストＣ－５

2／2

⑦-10

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：添付書類十 有効性評価 ７．２ 格納容器破損防止対策】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

備

考

抽出リストＣ－９１⑦-11

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：添付書類十 有効性評価 ７．２ 格納容器破損防止対策】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

備

考

抽出リストＣ－９４⑦-12

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：添付書類十 有効性評価 ７．２ 格納容器破損防止対策】
東海第二発電所
7.2

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

運転中の原子炉における重大事故

7.2.1

雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）

7.2.1.2(i)

代替循環冷却系を使用する場合
可搬型窒素供給装置
可搬型窒素供給装置による格納容器内窒素注入は，ガス温度 30℃，
純度 99vol％にて 200m３／h（窒素 198m３／h 及び酸素 2m３／h）で格納容器内に注入するものとする。

修
7.2

正

案

備

考

運転中の原子炉における重大事故

7.2.1

雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）

7.2.1.2(i)

代替循環冷却系を使用する場合
可搬型窒素供給装置
可搬型窒素供給装置による格納容器内窒素注入は，ガス温度30℃，
純度99vol％にて200Nm３／h（窒素198Nm３／h及び酸素2Nm３／h）で格納 抽出リストＣ－９８
容器内に注入するものとする。

⑦-13

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：添付書類十 有効性評価 ７．２ 格納容器破損防止対策】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

備

考

抽出リストＣ－９８⑦-14

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：添付書類十 有効性評価 ７．２ 格納容器破損防止対策】
東海第二発電所
7.2.2

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱

7.2.2.1

格納容器破損モードの特徴，格納容器破損防止対策

修
7.2.2

正

案

7.2.2.1

格納容器破損モードの特徴，格納容器破損防止対策

ｂ．重大事故等対策に関連する機器条件

(i)

(i)

可搬型窒素供給装置による格納容器内窒素注入は，ガス温度 30℃，
純度 99vol％にて 200m３／h（窒素 198m３／h 及び酸素 2m３／h）で格納容器内に注入するものとする。

考

高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱

ｂ．重大事故等対策に関連する機器条件
可搬型窒素供給装置

備

可搬型窒素供給装置
可搬型窒素供給装置による格納容器内窒素注入は，ガス温度 30℃，
純度 99vol％にて 200Nm３／h（窒素 198Nm３／h 及び酸素 2Nm３／h）で格 抽出リストＣ－９８
納容器内に注入するものとする。

⑦-15

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：添付書類十 有効性評価 ７．２ 格納容器破損防止対策】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

備

考

抽出リストＣ－９８⑦-16

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：1.14 電源の確保に関する手順等】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

備

考

抽出リストＣ－９７

追加

・技術的能力のうち，判断・操作に係るパラメータが本文側との反映が不十分であったための適正化。
（以下，同様の理由で変更する適正化を「①による適正化とする。
」）（P1.14－24～P1.14－25 参照。
）

削除

・①による適正化。
（P1.14－44～P1.14－
45 参照。
）⑧ -1

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：1.14 電源の確保に関する手順等】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

備

考

抽出リストＣ－９７

・①による適正化。
（P1.14－46 参照。
）

追加

・①による適正化。
（P1.14－50 参照。
）⑧ -2

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：1.14 電源の確保に関する手順等】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

備

考

抽出リストＣ－９７

・①による適正化。(P1.14－54～P1.14－
55 参照。)

追加

・①による適正化。
（P1.14－56～P1.14－
58 参照。
）⑧ -3

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：1.14 電源の確保に関する手順等】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

備

考

抽出リストＣ－９７

・①による適正化。
（P1.14－64 参照。
）

削除

・①による適正化。
（P1.14－65 参照。
）

追加
・①による適正化。
（P1.14－68 参照。
）⑧ -4

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：1.14 電源の確保に関する手順等】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

備

考

抽出リストＣ－９７

追加
削除・①による適正化。
（P1.14－69 参照。
）

・①による適正化。
（P1.14－69～P1.14－
70 参照。
）

・①による適正化。
（P1.14－71 参照。
）

・①による適正化。
（P1.14－71 参照。
）

・①による適正化。
（P1.14－72 参照。
）⑧ -5

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：1.14 電源の確保に関する手順等】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

備

考

抽出リストＣ－９７

追加・①による適正化。
（P1.14－74 参照。
）⑧ -6

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：1.14 電源の確保に関する手順等】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

備

考

抽出リストＣ－９７

追加・①による適正化(P1.14－88 参照。)

⑧ -7

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：追補１ 1.15 事故時の計装に関する手順等】
東海第二発電所
1.15.2.2(1)

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

計測に必要な電源の喪失

全交流動力電源喪失及び直流電源喪失

修1.15.2.2
(1)

正

案

備

考

計測に必要な電源の喪失

全交流動力電源喪失及び直流電源喪失

全交流動力電源喪失，直流電源喪失等により計器電源が喪失した場合に，全交流動力電源喪失，直流電源喪失等により計器電源が喪失した場合に，代替電源（交流，直流）から計器へ給電する手順及び可搬型計測器により，代替電源（交流，直流）から計器へ給電する手順及び可搬型計測器により，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又は監視する。

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを計測又は監視する。

ａ．所内常設直流電源設備又は常設代替直流電源設備からの給電
全交流動力電源喪失が発生した場合に，所内常設直流電源設備である

ａ．所内常設直流電源設備又は常設代替直流電源設備からの給電
全交流動力電源喪失が発生した場合に，所内常設直流電源設備である

125V 系蓄電池Ａ系，Ｂ系及び中性子モニタ用蓄電池Ａ系，Ｂ系又は常設

125V 系蓄電池Ａ系，Ｂ系又は常設代替直流電源設備である緊急用 125V 系 抽出リストＢ－８

代替直流電源設備である緊急用 125V 系蓄電池からの給電に関する手順

蓄電池からの給電に関する手順は，
「1.14

は，
「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。

にて整備する。

なお，所内常設直流電源設備又は常設代替直流電源設備からの給電により計測可能な計器について第 1.15－2 表に示す。

電源の確保に関する手順等」

なお，所内常設直流電源設備又は常設代替直流電源設備からの給電により計測可能な計器について第 1.15－2 表に示す。

⑧ -8

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：追補１ 1.15 事故時の計装に関する手順等】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

備

考

抽出リストＢ－９⑧ -9

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：追補１ 1.15 事故時の計装に関する手順等】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

備

考

抽出リストＢ－９⑧ -10

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：追補１ 1.15 事故時の計装に関する手順等】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

備

考

表頁増加

⑧ -11

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：追補１ 1.15 事故時の計装に関する手順等】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

備

考

表頁増加

⑧ -12

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：追補１ 1.15 事故時の計装に関する手順等】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

備

考

表頁増加

⑧ -13

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：追補１ 1.15 事故時の計装に関する手順等】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

備

考

表頁増加

⑧ -14

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：追補１ 1.15 事故時の計装に関する手順等】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

備

考

表頁増加

⑧ -15

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：追補１ 1.15 事故時の計装に関する手順等】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

備

考

表頁増加

⑧ -16

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：追補１ 1.15 事故時の計装に関する手順等】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点
次頁へ移行

修

正

案

備

考

表頁増加
抽出リストＢ－９⑧ -17

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：追補１ 1.15 事故時の計装に関する手順等】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

備

考

表頁増加
前頁より移行⑧ -18

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：追補１ 1.15 事故時の計装に関する手順等】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

備

考

表頁増加

⑧ -19

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：追補１ 1.15 事故時の計装に関する手順等】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

備

考

表頁増加

⑧ -20

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：追補１ 1.15 事故時の計装に関する手順等】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

備

考

表頁増加

⑧ -21

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：追補１ 1.15 事故時の計装に関する手順等】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

備

考

表頁増加

⑧ -22

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：追補１ 1.15 事故時の計装に関する手順等】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点
次頁へ移行

修

正

案

備

考

表頁増加
抽出リストＢ－９⑧ -23

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：追補１ 1.15 事故時の計装に関する手順等】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

備

考

表頁増加
前頁より移行⑧ -24

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：追補１ 1.15 事故時の計装に関する手順等】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

備

考

表頁増加

⑧ -25

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：追補１ 1.15 事故時の計装に関する手順等】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

備

考

表頁増加

⑧ -26

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：追補１ 1.15 事故時の計装に関する手順等】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

備

考

表頁増加

⑧ -27

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：追補１ 1.15 事故時の計装に関する手順等】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

備

考

表頁増加

⑧ -28

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：追補１ 1.15 事故時の計装に関する手順等】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

備

考

表頁増加

⑧ -29

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：追補１ 1.15 事故時の計装に関する手順等】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

備

考

表頁増加

⑧ -30

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：追補１ 1.15 事故時の計装に関する手順等】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

備

考

表頁増加

⑧ -31

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：追補 2.Ⅰ 1. レベル１ＰＲＡ】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

レベル１ＰＲＡ

1. レベル１ＰＲＡ

1.1 内部事象ＰＲＡ

1.1 内部事象ＰＲＡ

1.1.1

1.1.1

1.

出力運転時ＰＲＡ

正案

備

出力運転時ＰＲＡ

出力運転時レベル１ＰＲＡは,一般社団法人日本原子力学会が発行した「原出力運転時レベル１ＰＲＡは,一般社団法人日本原子力学会が発行した「原子力発電所の出力運転状態を対象とした確率論的安全評価に関する実施基準

子力発電所の出力運転状態を対象とした確率論的安全評価に関する実施基準（レベル 1PSA 編）：2008」を参考に評価を実施し，各実施項目については「ＰＲＡの説明における参照事項」（原子力規制庁 平成 25 年 9 月）の記載事項（レベル 1PSA 編）：2008」を参考に評価を実施し，各実施項目については「ＰＲＡの説明における参照事項」（原子力規制庁 平成 25 年 9 月）の記載事項への適合性を確認した。評価フロー図を第 1.1.1－1 図に示す。

への適合性を確認した。評価フロー図を第 1.1.1－1 図に示す。

1.1.1.1(1)

1.1.1.1

対象プラント(1)

対象とするプラントの説明

対象プラント対象とするプラントの説明
ａ．プラント情報の収集・分析

ａ．プラント情報の収集・分析

東海第二発電所の内部事象出力運転時レベル１ＰＲＡ実施に当たり必

東海第二発電所の内部事象出力運転時レベル１ＰＲＡ実施に当たり必要とされる以下の情報を収集した。

要とされる以下の情報を収集した。

・ＰＲＡ実施に当たり必要とされる基本的な情報（設計情報，運転・・ＰＲＡ実施に当たり必要とされる基本的な情報（設計情報，運転・保守管理情報等）

保守管理情報等）

・定量化に当たり必要とされる情報（起因事象発生に関する運転経験・定量化に当たり必要とされる情報（起因事象発生に関する運転経験等）

等）

レベル１ＰＲＡ実施のための情報収集に使用したリストを第 1.1.1.1

レベル１ＰＲＡ実施のための情報収集に使用したリストを第 1.1.1.1－1 表に示す。

－1 表に示す。

ｂ．東海第二発電所の概要

ｂ．東海第二発電所の概要
・出力

考

熱出力

3,293MW

電気出力1,100MW・出力

熱出力3,293MW

電気出力1,100MW・プラント型式

沸騰水型軽水炉（ＢＷＲ－５）

・プラント型式

沸騰水型軽水炉（ＢＷＲ－５）

・格納容器型式

圧力抑制形（Ｍａｒｋ－Ⅱ）

・格納容器型式

圧力抑制形（Ｍａｒｋ－Ⅱ）

ｃ．ＰＲＡにおいて考慮する緩和設備（系統）の概要

ｃ．ＰＲＡにおいて考慮する緩和設備（系統）の概要

ＰＲＡにおいて考慮する緩和設備（系統）を第 1.1.1.1－2 表に示す。

ＰＲＡにおいて考慮する緩和設備（系統）を第 1.1.1.1－2 表に示す。

また，東海第二発電所の系統構成の概要を第 1.1.1.1－1 図に，各系統設

また，東海第二発電所の系統構成の概要を第 1.1.1.1－1 図に，各系統設備概要を第 1.1.1.1－3 表に示す。

備概要を第 1.1.1.1－3 表に示す。

(a)

(a)

原子炉停止機能に関する系統
通常運転時は，原子炉再循環流量制御系とあいまって，制御棒及び原子炉停止機能に関する系統
通常運転時は，原子炉再循環流量制御系とあいまって，制御棒及び制御棒駆動系からなる反応度制御系により，原子炉の出力調整を行う。

制御棒駆動系からなる反応度制御系により，原子炉の出力調整を行う。

原子炉の起動時・停止時にも，反応度制御系を利用する。異常時にお原子炉の起動時・停止時にも，反応度制御系を利用する。異常時においては，以下の系統により原子炉を停止する。

いては，以下の系統により原子炉を停止する。

ⅰ)ⅰ) スクラム系（第 1.1.1.1－2 図，第 1.1.1.1－3 図）

スクラム系（第 1.1.1.1－2 図，第 1.1.1.1－3 図）⑧ -32

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：追補 2.Ⅰ 1. レベル１ＰＲＡ】
東海第二発電所(b)

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

原子炉水位低（レベル３）等の信号により異常を検知して，急速

原子炉水位低（レベル３）等の信号により異常を検知して，急速かつ自動的に制御棒を炉心に挿入し，原子炉を停止させる。本系統

かつ自動的に制御棒を炉心に挿入し，原子炉を停止させる。本系統

は，各制御棒にスクラム信号を発する原子炉緊急停止系，スクラムは，各制御棒にスクラム信号を発する原子炉緊急停止系，スクラム

排出容器及び制御棒駆動水圧系から構成される。

排出容器及び制御棒駆動水圧系から構成される。

炉心冷却機能に関する系統(b)

通常運転時は，給水系より原子炉へ冷却材を給水し，炉心で発生する蒸気を原子炉から主蒸気系を通して取り出し，タービン発電機を駆動する。タービンを出た低圧の蒸気は復水器にて凝縮され，再び復水動する。タービンを出た低圧の蒸気は復水器にて凝縮され，再び復水

系を経て給水系により原子炉へ冷却材として供給される。原子炉停止

系を経て給水系により原子炉へ冷却材として供給される。原子炉停止

時には，残留熱除去系により原子炉の崩壊熱を除去する。異常時にお時には，残留熱除去系により原子炉の崩壊熱を除去する。異常時においては，以下の系統により原子炉を冷却する。

いては，以下の系統により原子炉を冷却する。

ⅰ)ⅰ) 高圧炉心スプレイ系（ＨＰＣＳ）（第 1.1.1.1－4 図）

ＨＰＣＳは，原子炉水位異常低下（レベル２）又はドライウェル

ＨＰＣＳは，原子炉水位異常低下（レベル２）又はドライウェル

圧力高の信号で自動起動し，復水貯蔵タンク水（第 1 水源）又はサ

圧力高の信号で自動起動し，復水貯蔵タンク水（第 1 水源）又はサ

プレッション・プール（Ｓ／Ｐ）水（第 2 水源）を炉心上部に設けプレッション・プール（Ｓ／Ｐ）水（第 2 水源）を炉心上部に設けられたスパージャ・ヘッダのノズルから燃料集合体にスプレイしてられたスパージャ・ヘッダのノズルから燃料集合体にスプレイして炉心を冷却する。

炉心を冷却する。

ⅱ)

原子炉隔離時冷却系（ＲＣＩＣ）（第 1.1.1.1－5 図）ⅱ) 原子炉隔離時冷却系（ＲＣＩＣ）（第 1.1.1.1－5 図）

ＲＣＩＣは，原子炉水位異常低下（レベル２）の信号で自動起動

ＲＣＩＣは，原子炉水位異常低下（レベル２）の信号で自動起動

し，復水貯蔵タンク水（第 1 水源）又はＳ／Ｐ水（第 2 水源）を原し，復水貯蔵タンク水（第 1 水源）又はＳ／Ｐ水（第 2 水源）を原

子炉圧力容器頂部ノズルより注水して炉心を冷却する。本系統は，

子炉圧力容器頂部ノズルより注水して炉心を冷却する。本系統は，原子炉で生じる蒸気で駆動する蒸気タービンの回転をポンプの動力

原子炉で生じる蒸気で駆動する蒸気タービンの回転をポンプの動力源としている。また，制御用電源及び機器駆動用電源には直流電源源としている。また，制御用電源及び機器駆動用電源には直流電源（蓄電池含む）を用いており，全交流動力電源喪失時にも蓄電池が（蓄電池含む）を用いており，全交流動力電源喪失時にも蓄電池が枯渇するまでの一定の時間は炉心を冷却することができる。

枯渇するまでの一定の時間は炉心を冷却することができる。

ⅲ)

自動減圧系（ＡＤＳ）（第 1.1.1.1－1 図）ⅲ) 自動減圧系（ＡＤＳ）（第 1.1.1.1－1 図）

ＡＤＳは，逃がし安全弁（Ｓ／Ｒ弁）18弁のうち7弁からなり，

ＡＤＳは，逃がし安全弁（Ｓ／Ｒ弁）18弁のうち7弁からなり，

低圧炉心スプレイ系又は低圧注水系と連携して炉心を冷却する機能

低圧炉心スプレイ系又は低圧注水系と連携して炉心を冷却する機能を持つ。本系統は，原子炉水位異常低下（レベル１）及びドライウを持つ。本系統は，原子炉水位異常低下（レベル１）及びドライウ

ェル圧力高の両信号を受けて作動し，原子炉圧力を低下させる。
ⅳ) 低圧炉心スプレイ系（ＬＰＣＳ）（第 1.1.1.1－6 図）考

炉心冷却機能に関する系統

通常運転時は，給水系より原子炉へ冷却材を給水し，炉心で発生する蒸気を原子炉から主蒸気系を通して取り出し，タービン発電機を駆高圧炉心スプレイ系（ＨＰＣＳ）（第 1.1.1.1－4 図）

備

ェル圧力高の両信号を受けて作動し，原子炉圧力を低下させる。
ⅳ) 低圧炉心スプレイ系（ＬＰＣＳ）（第 1.1.1.1－6 図）

ＬＰＣＳは，原子炉水位異常低下（レベル１）又はドライウェル

ＬＰＣＳは，原子炉水位異常低下（レベル１）又はドライウェル

圧力高の信号で自動起動し，Ｓ／Ｐ水を炉心上部に設けられたスパ

圧力高の信号で自動起動し，Ｓ／Ｐ水を炉心上部に設けられたスパ

ージャ・ヘッダのノズルから燃料集合体にスプレイして炉心を冷却ージャ・ヘッダのノズルから燃料集合体にスプレイして炉心を冷却

する。

する。

⑧ -33

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：追補 2.Ⅰ 1. レベル１ＰＲＡ】
東海第二発電所ⅴ)(c)

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

低圧注水系（ＬＰＣＩ）（第 1.1.1.1－7 図）

修

正

案

ＬＰＣＩは，残留熱除去系（ＲＨＲ）の1つの機能であり，原子炉水位異常低下（レベル１）又はドライウェル圧力高の信号で自動

炉水位異常低下（レベル１）又はドライウェル圧力高の信号で自動起動し，Ｓ／Ｐ水を原子炉圧力容器シュラウド内へ直接注水して炉起動し，Ｓ／Ｐ水を原子炉圧力容器シュラウド内へ直接注水して炉心を冷却する。本プラントでは，ＬＰＣＩを3系統設けている。

心を冷却する。本プラントでは，ＬＰＣＩを3系統設けている。
(c)

格納容器からの除熱機能に関する系統
通常運転時は，格納容器内雰囲気は窒素により不活性化されている。

また，ドライウェル内ガス冷却装置により格納容器内は循環冷却されまた，ドライウェル内ガス冷却装置により格納容器内は循環冷却されている。異常時においては，以下の系統により格納容器の機能を維持ている。異常時においては，以下の系統により格納容器の機能を維持

する。

する。

ⅰ)

ⅰ) 格納容器（ＰＣＶ）（第1.1.1.1－8図）

格納容器（ＰＣＶ）（第1.1.1.1－8図）
ＰＣＶは，円錐フラスタム形をしたドライウェルと円筒形のサプ

ＰＣＶは，円錐フラスタム形をしたドライウェルと円筒形のサプ

レッション・チェンバ，及び両者を仕切るダイヤフラムフロアとこレッション・チェンバ，及び両者を仕切るダイヤフラム・フロアとれを貫通するベント管等から構成されている。原子炉冷却材喪失時

これを貫通するベント管等から構成されている。原子炉冷却材喪失に原子炉から放出される蒸気は，このベント管を通ってＳ／Ｐに導時に原子炉から放出される蒸気は，このベント管を通ってＳ／Ｐにかれて凝縮される。

導かれて凝縮される。

ⅱ)

残留熱除去系（ＲＨＲ）（第1.1.1.1－7図）①

格納容器スプレイ冷却系① 格納容器スプレイ冷却系
格納容器スプレイ冷却系はＲＨＲの機能の1つであり，Ｓ／Ｐ

水をＲＨＲの熱交換器で冷却し，ドライウェル内及びサプレッシ

水をＲＨＲの熱交換器で冷却し，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格納容器内の温度，圧力ョン・チェンバ内にスプレイすることで格納容器内の温度，圧力を低減させるとともに，事故時に格納容器内に浮遊しているようを低減させるとともに，事故時に格納容器内に浮遊しているよう素を除去することにより，放射性物質が漏えいするのを抑制す

素を除去することにより，放射性物質が漏えいするのを抑制する。

る。

Ｓ／Ｐ冷却系

抽出リストＣ－６ⅱ) 残留熱除去系（ＲＨＲ）（第1.1.1.1－7図）

格納容器スプレイ冷却系はＲＨＲの機能の1つであり，Ｓ／Ｐ②

考ⅴ) 低圧注水系（ＬＰＣＩ）（第 1.1.1.1－7 図）

ＬＰＣＩは，残留熱除去系（ＲＨＲ）の1つの機能であり，原子格納容器からの除熱機能に関する系統
通常運転時は，格納容器内雰囲気は窒素により不活性化されている。

備② Ｓ／Ｐ冷却系

Ｓ／Ｐ冷却系はＲＨＲの機能の1つであり，Ｓ／Ｐ水をＲＨＲの

Ｓ／Ｐ冷却系はＲＨＲの機能の1つであり，Ｓ／Ｐ水をＲＨＲの熱交換器で冷却し，再びサプレッション・チェンバへ戻すことに熱交換器で冷却し，再びサプレッション・チェンバへ戻すことに

よりＳ／Ｐの温度を低減させる。

よりＳ／Ｐの温度を低減させる。

⑧ -34

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：追補 1 1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための手順等 第 1.6－29 図】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

備

考

抽出リストＣ－８２⑧ -35

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：追補２．Ⅰ 1.2.1 地震ＰＲＡ】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

備

考

抽出リストＣ－５⑧ -36

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：追補２．Ⅰ 1.2.1 地震ＰＲＡ】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

備

考

抽出リストＣ－５⑧ -37

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：追補 2.Ⅰ 1.2.2 津波ＰＲＡ】
東海第二発電所
1.2.2.1

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

対象プラントと事故シナリオ

ｂ．事故シナリオの明確化及び起因事象の分析

修
1.2.2.1

正案

ｂ．事故シナリオの明確化及び起因事象の分析
上記ａ．における事故シナリオの抽出結果に基づき，津波特有の原因

によって炉心損傷に至る事故シナリオを明確化するとともに，明確化しによって炉心損傷に至る事故シナリオを明確化するとともに，明確化した事故シナリオを対象に津波を起因として炉心損傷に至る起因事象を分た事故シナリオを対象に津波を起因として炉心損傷に至る起因事象を分析した。事故シナリオの明確化及び起因事象の分析結果を第 1.2.2.1－4
表及び第 1.2.2.1－4 図に示す。

析した。事故シナリオの明確化及び起因事象の分析結果を第 1.2.2.1－4
表及び第 1.2.2.1－4 図に示す。

また，抽出した起因事象のスクリーニングの過程を以下に示す。

また，抽出した起因事象のスクリーニングの過程を以下に示す。

○津波の遡上高さ：～EL.＋8.2m○津波の遡上高さ：～EL.＋8.2m以下の事象が発生する。

考対象プラントと事故シナリオ

上記ａ．における事故シナリオの抽出結果に基づき，津波特有の原因

津波の敷地内浸水の影響等により海水ポンプ室への浸水が生じ，

備

津波の敷地内浸水の影響等により海水ポンプ室への浸水が生じ，以下の事象が発生する。

循環水ポンプの機能喪失による「①復水器真空度喪失」

循環水ポンプの機能喪失による「①復水器真空度喪失」

非常用海水ポンプの機能喪失による「②最終ヒートシンク喪失」

非常用海水ポンプの機能喪失による「②最終ヒートシンク喪失」

補機冷却系海水ポンプの機能喪失による「⑤タービン・サポー

補機冷却系海水系ポンプの機能喪失による「⑤タービン・サポ 抽出リストＣ－３

ト系故障」

ート系故障」

これらの事象は，海水ポンプ室への浸水に伴い同時に発生するが，これらの事象は，海水ポンプ室への浸水に伴い同時に発生するが，津波襲来前に原子炉は既に停止しており，津波ＰＲＡの評価では①，

津波襲来前に原子炉は既に停止しており，津波ＰＲＡの評価では①，⑤の事象に伴い機能喪失する給・復水系に期待していないことから，⑤の事象に伴い機能喪失する給・復水系に期待していないことから，緩和設備の機能喪失の要因となる「最終ヒートシンク喪失」を想定

緩和設備の機能喪失の要因となる「最終ヒートシンク喪失」を想定して評価する。

して評価する。

※３ 残留熱除去系海水系ポンプ（ＲＨＲＳポンプ），非常用ディーゼル発電機用海水ポンプ（ＤＧＳＷ
ポンプ），高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機用海水ポンプ（ＨＰＣＳ－ＤＧＳＷポンプ）※３ 残留熱除去系海水系ポンプ（ＲＨＲＳポンプ），非常用ディーゼル発電機用海水ポンプ（ＤＧＳＷ
ポンプ），高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機用海水ポンプ（ＨＰＣＳ－ＤＧＳＷポンプ）※４ 循環水ポンプ，補機冷却系海水ポンプ※４ 循環水ポンプ，補機冷却系海水系ポンプ

抽出リストＣ－３⑧ -38

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：追補２．Ⅰ 1.2.2 津波ＰＲＡ】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

備

考

抽出リストＣ－３⑧ -39

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：追補２．Ⅰ 1.2.2 津波ＰＲＡ】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

備

考

抽出リストＣ－３⑧ -40

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：追補２．Ⅰ 1.2.2 津波ＰＲＡ】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

備

考

抽出リストＣ－３

抽出リストＣ－３⑧ -41

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：追補２．Ⅰ 1.2.2 津波ＰＲＡ】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

備

考

抽出リストＣ－３⑧ -42

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：追補２．Ⅰ 1.2.2 津波ＰＲＡ】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

備

考

抽出リストＣ－３⑧ -43

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：追補２．Ⅰ 1.2.2 津波ＰＲＡ】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

備

考

抽出リストＣ－３

抽出リストＣ－３⑧ -44

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：追補 2.Ⅰ シーケンス選定 別紙 2】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修2.2

格納容器損傷2.2 格納容器損傷(1)

想定事故シナリオ

(1)

案

備

考

想定事故シナリオ

格納容器が損傷することで，格納容器内の原子炉圧力容器等の構造物及格納容器が損傷することで，格納容器内の原子炉圧力容器等の構造物及び機器が広範囲にわたり損傷し，原子炉注水を行った場合においても炉心び機器が広範囲にわたり損傷し，原子炉注水を行った場合においても炉心損傷を回避できないことを想定した事故シーケンスである。

損傷を回避できないことを想定した事故シーケンスである。

実際には地震による格納容器の損傷程度により発生する事象の厳しさは
以下のとおりの範囲を有している。

実際には地震による格納容器の損傷程度により発生する事象の厳しさは
以下のとおりの範囲を有している。
＜小規模な損傷の場合＞＜小規模な損傷の場合＞
地震による格納容器損傷として，一部のみの損傷を想定する場合に地震による格納容器損傷として，一部のみの損傷を想定する場合には，原子炉冷却材圧力バウンダリが健全で大規模なＬＯＣＡ（Ｅｘｃは，原子炉冷却材圧力バウンダリが健全で大規模なＬＯＣＡ（ＥｘｃｅｓｓｉｖｅｅｓｓｉｖｅＬＯＣＡ）が発生しない可能性があり，外部電源喪失

ＬＯＣＡ）が発生しない可能性があり，外部電源喪失

等の過渡事象が発生した場合においても，原子炉注水機能等が健全な等の過渡事象が発生した場合においても，原子炉注水機能等が健全な場合は炉心損傷に至ることはない。

場合は炉心損傷に至ることはない。
＜大規模な損傷の場合＞＜大規模な損傷の場合＞

格納容器内の配管及びＥＣＣＳ注入配管が同時に構造損傷して，大格納容器内の配管及びＥＣＣＳ注入配管が同時に構造損傷して，大規模なＬＯＣＡ（Ｅｘｃｅｓｓｉｖｅ

規模なＬＯＣＡ（ＥｘｃｅｓｓｉｖｅＬＯＣＡ）が発生すると同時ＬＯＣＡ）が発生すると同時に，原子炉注水機能も喪失するため，炉心損傷に至る。なお，この場に，原子炉注水機能も喪失するため，炉心損傷に至る。なお，この場

合，格納容器が損傷しており，閉じ込め機能にも期待することはでき

合，格納容器が損傷しており，閉じ込め機能にも期待することはでき

ない。

ない。

このように損傷の発生程度に応じて影響程度が変化する事故シーケンス

このように損傷の発生程度に応じて影響程度が変化する事故シーケンスであるものの，地震による格納容器損傷状態及び機能喪失する機器を特定であるものの，地震による格納容器損傷状態及び機能喪失する機器を特定することは困難であることから，これらの様々な損傷の程度・組合せを含することは困難であることから，これらの様々な損傷の程度・組合せを含

む事故シーケンス全体を炉心損傷防止が困難な事故シーケンスとして整理む事故シーケンス全体を炉心損傷防止が困難な事故シーケンスとして整理

した。

した。
－９

【炉心損傷頻度】4.1×10【炉心損傷頻度】4.1×10－９／炉年（点推定値）／炉年（点推定値）【全炉心損傷頻度への寄与割合】0.1％未満(2)

正フラジリティ評価の保守性
ａ．評価対象機器／評価部位【全炉心損傷頻度への寄与割合】0.1％未満(2)

フラジリティ評価の保守性
ａ．評価対象機器／評価部位

格納容器の損傷により炉心損傷に至る事故シナリオに対して，支配的格納容器の損傷により炉心損傷に至る事故シナリオに対して，支配的な機器として，格納容器スタビライザ及び格納容器下部シアラグを選定している。これらの構造物の位置関係を第 1 図に示す。

な機器として，格納容器スタビライザ及び格納容器下部シアラグを選定している。これらの構造物の位置関係を第 1 図に示す。

格納容器スタビライザは，原子炉遮へい壁からの水平方向の地震荷重

格納容器スタビライザは，原子炉遮へい壁からの水平方向の地震荷重を原子炉建屋に伝達するために，原子炉遮へい壁と格納容器上部シアラ

を原子炉建屋に伝達するために，原子炉遮へい壁と格納容器上部シアラ

グを結ぶ構造物であり，原子炉遮へい壁の最頂部にトラス状に設置されグを結ぶ構造物であり，原子炉遮へい壁の最頂部にトラス状に設置され

ている。

ている。

⑧ -45

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：追補 2.Ⅰ シーケンス選定 別紙 2】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

案

備

考

また，格納容器下部シアラグは，格納容器円錐部下部付近に設置されまた，格納容器下部シアラグは，格納容器円錐部下部付近に設置されており，格納容器の水平方向の地震荷重及びダイアフラムフロアを介しており，格納容器の水平方向の地震荷重及びダイヤフラム・フロアを介 抽出リストＣ－６て伝達される原子炉圧力容器ペデスタルからの水平方向の地震荷重を原して伝達される原子炉圧力容器ペデスタルからの水平方向の地震荷重を子炉建屋に伝達する構造となっている。

原子炉建屋に伝達する構造となっている。
ｂ．評価方法ｂ．評価方法
今回のフラジリティ評価では，決定論による耐震評価結果に基づき，耐力係数と応答係数を用いた安全係数法によりフラジリティを評価し今回のフラジリティ評価では，決定論による耐震評価結果に基づき，耐力係数と応答係数を用いた安全係数法によりフラジリティを評価した。

た。
ｃ．フラジリティ曲線の保守性等

ｃ．フラジリティ曲線の保守性等(3)

正格納容器スタビライザ及び格納容器下部シアラグの構造強度評価は，格納容器スタビライザ及び格納容器下部シアラグの構造強度評価は，

地震応答解析により算出した時刻歴荷重データのうち当該部位に負荷さ

地震応答解析により算出した時刻歴荷重データのうち当該部位に負荷される最大荷重を用いて，その地震荷重（最大荷重）を交番荷重ではなく，れる最大荷重を用いて，その地震荷重（最大荷重）を交番荷重ではなく，静的に負荷され続けている状態を想定して評価を行っており，保守的な

静的に負荷され続けている状態を想定して評価を行っており，保守的な評価となっている。

評価となっている。

さらに，格納容器は複数の格納容器スタビライザ及び格納容器下部シ

さらに，格納容器は複数の格納容器スタビライザ及び格納容器下部シアラグにより支持されているが，最大地震荷重を受けるものが損傷した

アラグにより支持されているが，最大地震荷重を受けるものが損傷した

時点で，格納容器損傷に至るとしている点にも保守性がある。

時点で，格納容器損傷に至るとしている点にも保守性がある。

有効性評価における事故シーケンスグループとしての取り扱い(3)

有効性評価における事故シーケンスグループとしての取り扱い

本事故シーケンスの発生頻度は小規模な損傷の影響も含めた評価でも本事故シーケンスの発生頻度は小規模な損傷の影響も含めた評価でも4.1×10 －９／炉年であり，全炉心損傷頻度（7.5×10 －５／炉年）に対して

4.1×10 －９／炉年であり，全炉心損傷頻度（7.5×10 －５／炉年）に対して0.1％未満と小さい。

0.1％未満と小さい。

最大地震荷重を受ける格納容器スタビライザが損傷した場合でも，荷重最大地震荷重を受ける格納容器スタビライザが損傷した場合でも，荷重の再配分により残りの格納容器スタビライザ及び原子炉圧力容器ペデスタの再配分により残りの格納容器スタビライザ及び原子炉圧力容器ペデスタ

ルで原子炉遮へい壁の地震荷重を受けることができることから，直ちに原ルで原子炉遮へい壁の地震荷重を受けることができることから，直ちに原子炉遮へい壁が転倒するには至らず，原子炉冷却材圧力バウンダリ配管の子炉遮へい壁が転倒するには至らず，原子炉冷却材圧力バウンダリ配管の一部損傷若しくは破損に留まるものと考えられる。この場合は既存のＬＯ

一部損傷若しくは破損に留まるものと考えられる。この場合は既存のＬＯ

ＣＡシナリオと同様の進展になることが想定される。

ＣＡシナリオと同様の進展になることが想定される。

また，最大地震荷重を受ける格納容器下部シアラグが損傷した場合でも，また，最大地震荷重を受ける格納容器下部シアラグが損傷した場合でも，荷重の再配分により残りの格納容器下部シアラグ及びダイアフラムフロア

荷重の再配分により残りの格納容器下部シアラグ及びダイヤフラム・フロ 抽出リストＣ－６で原子炉圧力容器ペデスタルの地震荷重を受けることができることから，
直ちに原子炉圧力容器ペデスタルが転倒するには至らず，原子炉冷却材圧

アで原子炉圧力容器ペデスタルの地震荷重を受けることができることから，直ちに原子炉圧力容器ペデスタルが転倒するには至らず，原子炉冷却力バウンダリ配管の一部損傷若しくは破損に留まるものと考えられる。こ材圧力バウンダリ配管の一部損傷若しくは破損に留まるものと考えられの場合は既存のＬＯＣＡシナリオと同様の進展になることが想定される。

る。この場合は既存のＬＯＣＡシナリオと同様の進展になることが想定さ
れる。

⑧ -46

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：追補 2.Ⅰ シーケンス選定 別紙 2】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

備

考

抽出リストＣ－６⑧ -47

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：追補 2.Ⅰ シーケンス選定 別紙 2】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

備

考

抽出リストＣ－６

は,営業秘密又は防護上の観点から公開できません。

⑧ -48

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：追補 2.Ⅰ シーケンス選定 別紙 2】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

備

考

抽出リストＣ－６

は,営業秘密又は防護上の観点から公開できません。

⑧ -49

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：追補 2.Ⅰ 2. レベル１．５ＰＲＡ】
東海第二発電所
2.

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修2.

レベル１．５ＰＲＡ案

備

2.1 内部事象ＰＲＡ

2.1.1

2.1.1

出力運転時ＰＲＡ

出力運転時レベル１．５ＰＲＡは，一般社団法人日本原子力学会が発行し出力運転時レベル１．５ＰＲＡは，一般社団法人日本原子力学会が発行した「原子力発電所の出力運転状態を対象とした確率論的安全評価に関する実た「原子力発電所の出力運転状態を対象とした確率論的安全評価に関する実施基準（レベル 2PSA 編）：2008」を参考に評価を実施し，各実施項目については「ＰＲＡの説明における参照事項」（原子力規制庁 平成 25 年 9 月）の施基準（レベル 2PSA 編）：2008」を参考に評価を実施し，各実施項目については「ＰＲＡの説明における参照事項」（原子力規制庁 平成 25 年 9 月）の記載事項への適合性を確認した。評価フロー図を第 2.1.1－1 図に示す。

記載事項への適合性を確認した。評価フロー図を第 2.1.1－1 図に示す。

プラントの構成・特性

2.1.1.1

対象プラントに関する説明(1)

2.1.1.1(1)

考レベル１．５ＰＲＡ

2.1 内部事象ＰＲＡ
出力運転時ＰＲＡ

正

プラントの構成・特性

対象プラントに関する説明
ａ．機器・系統の配置及び形状・設備容量

ａ．機器・系統の配置及び形状・設備容量
格納容器の主要仕様を第 2.1.1.1－1 表に示す。

格納容器の主要仕様を第 2.1.1.1－1 表に示す。

Ｍａｒｋ－Ⅱ格納容器は，第 1.1.1.1－8 図に示したように，円錐フラＭａｒｋ－Ⅱ格納容器は，第 1.1.1.1－8 図に示したように，円錐フラ

スタム形をしたドライウェルとその下部に配置した円筒系のサプレッシ

スタム形をしたドライウェルとその下部に配置した円筒系のサプレッション・チェンバにより構成され，ドライウェルとサプレッション・チェ

ョン・チェンバにより構成され，ドライウェルとサプレッション・チェ

ンバはダイヤフラムフロアにて仕切られている。また，ペデスタルは，

ンバはダイヤフラム・フロアにて仕切られている。また，ペデスタルは， 抽出リストＣ－６

ベースマットコンクリート上からダイヤフラムフロアを貫通して原子炉

ベースマットコンクリート上からダイヤフラム・フロアを貫通して原子圧力容器を支持する構造となっている。

炉圧力容器を支持する構造となっている。

その他の主要な機器・系統の配置及び形状・設備容量は「1.
１ＰＲＡ」に示すとおりである。

レベル

その他の主要な機器・系統の配置及び形状・設備容量は「1.

レベル

１ＰＲＡ」に示すとおりである。

⑧ -50