東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

C-25-5-2 改1【対象項目：本文五号 イ 発電用原子炉施設の位置】
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

イ

発電用原子炉施設の位置

イ

発電用原子炉施設の位置(2)

敷地内における主要な発電用原子炉施設の位置(2)

敷地内における主要な発電用原子炉施設の位置

発電用原子炉の本体は，東海発電所の北側に設置する。

発電用原子炉の本体は，東海発電所の北側に設置する。

排気筒は，原子炉建屋の東側に設置し，復水器冷却水の取水口は発電

排気筒は，原子炉建屋の東側に設置し，復水器冷却水の取水口は発電所敷地東側に設ける防波堤の内側に，放水口は北防波堤の外側に設置す所敷地東側に設ける防波堤の内側に，放水口は北防波堤の外側に設置する。
屋外の可搬型重大事故等対処設備は，原子炉建屋，常設代替高圧電源る。
屋外の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

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，緊急用海水ポンプピット及び海水ポンプエリアから 100m 以上の離隔槽，緊急用海水ポンプピット及び海水ポンプエリアから 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。

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。

想定される重大事故等の対処に必要な可搬型重大事故等対処設備の保想定される重大事故等の対処に必要な可搬型重大事故等対処設備の保管場所から設置場所及び接続場所まで運搬するための経路，又は他の設管場所から設置場所及び接続場所まで運搬するための経路，又は他の設備の被害状況を把握するための経路（以下「アクセスルート」という。
）

備の被害状況を把握するための経路（以下「アクセスルート」という。
）

に対して想定される自然現象のうち，地震による影響（周辺構造物の倒に対して想定される自然現象のうち，地震による影響（周辺構造物の倒壊又は損壊，周辺斜面の崩壊及び道路面の滑り），津波，風（台風），竜

壊又は損壊，周辺斜面の崩壊及び道路面の滑り），津波，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想定し，複数のアクセスルートの中から，早期に復旧可能なア

び高潮を想定し，複数のアクセスルートの中から，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ホイールローダ等のクセスルートを確保するため，障害物を除去可能なホイールローダ等の重機を複数個所に分散して保管する設計とする。

重機を複数箇所に分散して保管する設計とする。

炉心の中心から隣接する東海発電所の敷地を含む敷地境界までの最短
距離は，北方向で約 330m である。

2018/09/12
日本原子力発電株式会社

備考

抽出リストＣ－７１

炉心の中心から隣接する東海発電所の敷地を含む敷地境界までの最短
距離は，北方向で約 330m である。

①-1

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：本文五号 ロ 発電用原子炉施設の一般構造】
東海第二発電所(ⅱ)

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

重大事故等対処施設の耐津波設計

修
(ⅱ)

正

案

備

考

重大事故等対処施設の耐津波設計

重大事故等対処施設は，基準津波に対して，以下の方針に基づき耐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が損なわれ津波設計を行い，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第 5－7 図に，時刻るおそれがない設計とする。基準津波の策定位置を第 5－7 図に，時刻

歴波形を第 5－8 図に示す。

歴波形を第 5－8 図に示す。

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という。

また，重大事故等対処施設，可搬型重大事故等対処設備のうち津波 抽出リストＣ－６９から防護する設備を「重大事故等対処施設の津波防護対象設備」とする。

(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(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

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。

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，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 抽出リストＣ－７３

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

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，

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。

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

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

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

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

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

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，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

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・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設計とする。

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。

①-2

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：本文五号 ロ 発電用原子炉施設の一般構造】
東海第二発電所(g)

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

安全施設

修

正

案

考

(g) 安全施設(g-3) 重要安全施設は，発電用原子炉施設間で原則共用又は相互に接続し(g-3) 重要安全施設は，発電用原子炉施設間で原則共用又は相互に接続しないものとするが，安全性が向上する場合は，共用又は相互に接続すないものとするが，安全性が向上する場合は，共用又は相互に接続することを考慮する。

ることを考慮する。

なお，発電用原子炉施設間で共用又は相互に接続する重要安全施設

なお，発電用原子炉施設間で共用又は相互に接続する重要安全施設は無いことから，共用又は相互に接続することを考慮する必要はない。
安全施設（重要安全施設を除く。
）を共用又は相互に接続する場合には無いことから，共用又は相互に接続することを考慮する必要はない。
安全施設（重要安全施設を除く。
）を共用又は相互に接続する場合には，原子炉施設の安全性を損なわない設計とする。

は，原子炉施設の安全性を損なわない設計とする。

固体廃棄物処理系のうち，セメント混練固化装置，雑固体廃棄物焼備

固体廃棄物処理系のうち，セメント混練固化装置，雑固体廃棄物焼却装置，雑固体減容処理設備，固体廃棄物貯蔵庫及び固体廃棄物作業

却設備，雑固体減容処理設備，固体廃棄物貯蔵庫及び固体廃棄物作業 抽出リストＣ－７

建屋は，東海発電所と共用とするが，その処理量は東海第二発電所及建屋は，東海発電所と共用とするが，その処理量は東海第二発電所及び東海発電所における合計の予想発生量を考慮することで安全性を損び東海発電所における合計の予想発生量を考慮することで安全性を損なわない設計とする。

なわない設計とする。

所内ボイラ設備及び所内蒸気系は，東海発電所と共用とするが，必所内ボイラ設備及び所内蒸気系は，東海発電所と共用とするが，必要な容量をそれぞれ確保するとともに，接続部の弁を閉操作すること要な容量をそれぞれ確保するとともに，接続部の弁を閉操作することにより隔離できる設計とすることで，安全性を損なわない設計とする。

により隔離できる設計とすることで，安全性を損なわない設計とする。

給水処理系のうち，原水タンク，ろ過水貯蔵タンク，多目的タンク

給水処理系のうち，原水タンク，ろ過水貯蔵タンク，多目的タンク及び純水貯蔵タンクは，東海発電所と共用とするが，必要な容量をそ及び純水貯蔵タンクは，東海発電所と共用とするが，必要な容量をそれぞれ確保するとともに，接続部の弁を閉操作することにより隔離でれぞれ確保するとともに，接続部の弁を閉操作することにより隔離できる設計とすることで，安全性を損なわない設計とする。

きる設計とすることで，安全性を損なわない設計とする。

緊急時対策所は，東海発電所と共用とするが，東海発電所と同時発

緊急時対策所は，東海発電所と共用とするが，東海発電所と同時発災時に対応するために必要な居住性を確保する設計とすることで，安災時に対応するために必要な居住性を確保する設計とすることで，安全性を損なわない設計とする。

全性を損なわない設計とする。

通信連絡設備のうち衛星電話設備（固定型），衛星電話設備（携帯型），

通信連絡設備のうち衛星電話設備（固定型），衛星電話設備（携帯型），

電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦＡＸ），テレ

電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦＡＸ），テレ

ビ会議システム（社内），統合原子力防災ネットワークに接続する通信

ビ会議システム（社内），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），加入電

連絡設備（テレビ会議システム，ＩＰ電話及びＩＰ－ＦＡＸ），加入電話設備（加入電話及び加入ＦＡＸ）及び専用電話設備（専用電話（ホ

話設備（加入電話及び加入ＦＡＸ）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））は，東海発電所と共用とするが，東ットライン）（地方公共団体向））は，東海発電所と共用とするが，東海第二発電所及び東海発電所に係る通信・通話に必要な仕様を満足する設計とすることで，安全性を損なわない設計とする。

海第二発電所及び東海発電所に係る通信・通話に必要な仕様を満足する設計とすることで，安全性を損なわない設計とする。

放射線監視設備のうち固定モニタリング設備，気象観測設備，放射放射線監視設備のうち固定モニタリング設備，気象観測設備，放射能観測車及び環境試料測定設備は，東海第二発電所及び東海発電所の能観測車及び環境試料測定設備は，東海第二発電所及び東海発電所の共通の対象である発電所周辺の放射線等を監視，測定するために必要

共通の対象である発電所周辺の放射線等を監視，測定するために必要な仕様を満足する設計とすることで，安全性を損なわない設計とする。

な仕様を満足する設計とすることで，安全性を損なわない設計とする。

①-3

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：本文五号 ロ 発電用原子炉施設の一般構造】
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

放射線監視設備のうち出入管理室は東海第二発電所及び東海発電所

放射線監視設備のうち出入管理室は東海第二発電所及び東海発電所の共通の対象である管理区域の出入管理及び被ばく線量の監視をするの共通の対象である管理区域の出入管理及び被ばく線量の監視をするために必要な仕様を満足する設計とすることで，安全性を損なわない

ために必要な仕様を満足する設計とすることで，安全性を損なわない設計とする。

設計とする。

考

消火系のうち電動機駆動消火ポンプ,ディーゼル駆動消火ポンプ,構 抽出リストＡ－１

消火系のうち構内消火用ポンプ，ディーゼル駆動構内消火ポンプ，
原水タンク及び多目的タンクは，東海発電所と共用とするが，必要な容量をそれぞれ確保するとともに，発電用原子炉施設間の接続部の弁

内消火用ポンプ，ディーゼル駆動構内消火ポンプ，原水タンク,ろ過水貯蔵タンク及び多目的タンクは，東海発電所と共用とするが，必要なを閉操作することにより隔離できる設計とすることで，安全性を損な

容量をそれぞれ確保するとともに，発電用原子炉施設間の接続部の弁わない設計とする。

を閉操作することにより隔離できる設計とすることで，安全性を損なわない設計とする。

(c)

(c)

重大事故等対処設備

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(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

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，共通要因の特性を踏まえ，可能な限り多様るおそれがないよう，共通要因の特性を踏まえ，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講じる設計とす

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。

る。

また，可搬型重大事故等対処設備は，地震，津波（敷地に遡上

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。），その他自然現象又は故意による大型航空機する津波を含む。），その他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，設計基準事故対処設備等及び重大事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

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

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る保管場所に保管する設計とする。

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，放射線，荷重及びその他の使用条件において，可搬おける温度，放射線，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能を確実に発揮できる設計とす

型重大事故等対処設備がその機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いては「ロる。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)ｂ．(c-3) 環境条件等」に記載する。

(3)(ⅰ)ｂ．(c-3) 環境条件等」に記載する。

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」に基づく地盤に設置された建屋内に保管する。

地の面積及び形状」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，地震により生ずる

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，
又は必要により固縛等の処置をするとともに，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

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，傾斜及び浮き上がり，地盤支持力の不足，地中埋設構造物の損壊等

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な機能を喪失しない位置に保管する設計とすの影響により必要な機能を喪失しない位置に保管する設計とす

る。

る。

①-4

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：本文五号 ロ 発電用原子炉施設の一般構造】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

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
重大事故等対処設備は，「ロ(1)(ⅱ)
設計」，「ロ(2)(ⅱ)(2)(ⅲ)

重大事故等対処施設の耐震

重大事故等対処施設の耐津波設計」及び「ロ

重大事故等対処施設の基準津波を超え敷地に遡上する

修

正

案

備

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
重大事故等対処設備は，「ロ(1)(ⅱ)
設計」，「ロ(2)(ⅱ)(2)(ⅲ)

重大事故等対処施設の耐震

重大事故等対処施設の耐津波設計」及び「ロ

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」にて考慮された設計とする。

津波の耐津波設計」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，「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。

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。

地震，津波（敷地に遡上する津波を含む。），溢水及び火災に

地震，津波（敷地に遡上する津波を含む。
），溢水及び火災に対対して可搬型重大事故等対処設備は，設計基準事故対処設備等及して可搬型重大事故等対処設備は，設計基準事故対処設備等及び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

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

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

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す

する。

る。

風（台風），竜巻，凍結，降水，積雪，落雷，火山の影響，生物

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

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，可搬型重大事故等対処設備は，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，外部からの衝撃による損傷の防止が図られた建屋等内に保管する

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

処設備等の配置も含めて常設重大事故等対処設備と位置的分散を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。

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の影響を受けるおそれのある屋外の可搬型

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

重大事故等対処設備は，複数の取水箇所を選定できる設計とする。
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設計とする。

考

重大事故等対処設備は，予備を有する設計とする。

抽出リストＣ－７１

抽出リストＡ－１６

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

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して，屋内の可搬型重大事故等対処設備は，可のテロリズムに対して，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の配置も含めて常設重大事故等

能な限り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散を図り複数箇所に分散して保管する設計と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置置場，常設低圧代替注水系ポンプ室，格納容

設代替高圧電源装置置場，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，緊急用海水ポンプピット，海水ポンプ

器圧力逃がし装置格納槽，緊急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ともに，当該可搬型エリアから 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

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①-5

東海第二発電所

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【対象項目：本文五号 ロ 発電用原子炉施設の一般構造】
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

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

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。

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。

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，

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，油及び冷却水を考慮し，可搬型重大事故防止設備は，設計

空気，油及び冷却水を考慮し，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事故防止設備と異なる駆動源，

基準事故対処設備等又は常設重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，異冷却源を用いる設計とするか，駆動源，冷却源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，異なる水源を用いる設計とする。

な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

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備との接続口は，共通要因によって接続すること

処設備と常設設備との接続口は，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るため，それぞれ互いに異なる複数ができなくなることを防止するため，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。

の場所に設置する設計とする。

考

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，放射線，荷重及びその他の使用条件において，そのおける温度，放射線，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するとともに，建屋等内及び建屋

機能を確実に発揮できる設計とするとともに，接続口は,建屋等内 抽出リストＣ－７２

等壁面の適切に離隔し，かつ，隣接しない位置に複数箇所設置す及び建屋等壁面の適切に離隔した隣接しない位置に複数箇所設置る。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)ｂ．(c-3) 環境条件等」に記載する。風（台風）及び竜巻(3)(ⅰ)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，降水，積雪，火山の影響並びに電磁的障害のうち風荷重，凍結，降水，積雪，火山の影響並びに電磁的障害に対しては，環境条件にて考慮し，機能が損なわれない設計とすに対しては，環境条件にて考慮し，機能が損なわれない設計とする。

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)

重大事故等対処施設の耐震設計」，「ロ(2)(ⅱ)

重大事故等対処施設の耐津波設計」，「ロ(2)(ⅲ)

重大事故等対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)

重大事故等対処施設の耐震設計」，「ロ(2)(ⅱ)

重大事故等対処施設の耐津波設計」，「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津波の耐津波設計」及び

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」及び「ロ(3)(ⅰ)ｂ．(b)「ロ(3)(ⅰ)ｂ．(b)火災による損傷の防止」に基づく設計とす火災による損傷の防止」に基づく設計とする。
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る。
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。

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），爆発，近隣工場等の火災，有毒ガス，船舶の衝突及空機落下），爆発，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の他テロリズムに対して，建屋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，接続 抽出リストＣ－７２①-6

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：本文五号 ロ 発電用原子炉施設の一般構造】
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

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口は,建屋等内及び建屋等壁面の適切に離隔した隣接しない位置

数箇所設置する。

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

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，開口部の閉止により重大事故等に対処するために必要な場合は，開口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ない設計とする。

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，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，それぞれの機能に必要な容量が確保できる接続口を設ける設計と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。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，する。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，それぞれの系統に必要な容量を同時に供給できる状況に応じて，それぞれの系統に必要な容量を同時に供給できる設計とする。

設計とする。

(c-3-1) 環境条件

備考(c-3-1) 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，放射線，荷重及びその他の使用条件において，その機おける温度，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，その設置場所（使用場所）又は保管場

能が有効に発揮できるよう，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。

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（環境温度及び使用温度），放射線及び荷重に加えて，その他の使用条

境温度及び使用温度），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，湿度による影響，重大事故等時に海水を通水す

件として環境圧力，湿度による影響，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（敷地に遡上する津波る系統への影響，自然現象による影響，発電所敷地又はその周辺に 抽出リストＣ－１９を含む。）による影響，発電所敷地又はその周辺において想定され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因とな

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

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悪影響をからの悪影響を考慮する。

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。

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ある事象として，地震，津波（敷地に遡上する津波

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。

天候による影響として考慮する。

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む。），風（台風），積雪及び火山の影響を考慮す

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。

る。

①-7

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：本文五号 ロ 発電用原子炉施設の一般構造】
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

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

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，湿度による影響，屋外の天候による影響，重大事故等時の放圧力，湿度による影響，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対しては，重大事故等対処設備を設置（使射線による影響及び荷重に対しては，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，以下の設備分類ごとに必要な機能用）又は保管する場所に応じて，以下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。

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環境条件を考慮した設計とする。

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て，機能を損なわない設計とする。

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。

操作は，中央制御室から可能な設計とする。

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。

備考

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，機能を損なわない設計とする

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，可搬型重大事故等対処設備は，必要により当該設備の落とともに，可搬型重大事故等対処設備は，必要により当該設備の落下防止，転倒防止及び固縛の措置をとる。操作は，中央制御室，異下防止，転倒防止及び固縛の措置をとる。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。

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。

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

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，常設代替高圧電源装置置場（地下階）内，格納容器圧力逃がし

内，常設代替高圧電源装置置場（地下階）内，格納容器圧力逃がし装置格納槽内，常設低圧代替注水ポンプ室，緊急用海水ポンプピッ装置格納槽内，常設低圧代替注水系格納槽内，緊急用海水ポンプピ 抽出リストＣ－２０

ト内及び立坑内の重大事故等対処設備は，重大事故等時におけるそット内及び立坑内の重大事故等対処設備は，重大事故等時におけるれぞれの場所の環境条件を考慮した設計とする。また，地震によ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，地震によ荷重を考慮して，機能を損なわない設計とするとともに，可搬型重

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

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

び固縛の措置をとる。操作は中央制御室，異なる区画若しくは離れ及び固縛の措置をとる。操作は中央制御室，異なる区画若しくは離た場所又は設置場所で可能な設計とする。

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

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，重大事故等時における屋外の環境条件を考慮した設計とす

設備は，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。操作は，中央制御室，離れた場所又は設置場所で可能な設計とる。操作は，中央制御室，離れた場所又は設置場所で可能な設計とする。また，地震，津波（敷地に遡上する津波を含む。），積雪及びする。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重を考慮し，機能を損なわない設計とするとと火山の影響による荷重を考慮し，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る。また，可搬型

もに，風（台風）及び竜巻による風荷重に対しては，風荷重を考慮 抽出リストＡ－１７
すること又は位置的分散を考慮した設置若しくは保管により，機能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止，を損なわない設計とする。また，可搬型重大事故等対処設備につい転倒防止，固縛等の措置をとる。

ては，必要により当該設備の落下防止，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，①-8

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【対象項目：本文五号 ロ 発電用原子炉施設の一般構造】
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修

正

案

海に設置する，又は海で使用する重大事故等対処設備は耐腐食性材

海に設置する，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る。常時海水を通水するコンクリート構造物料を使用する設計とする。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する。使用時に海水を通水するについては，腐食を考慮した設計とする。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計とする。原則，

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

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する。また，海から直接取水する際の異備は，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。

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わせる原因となるおそれがある事象であって人為によ

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て人為によるもののうち重大事故等対処設備に影響を与えるおそれがある事象

るもののうち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。

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む周辺機器等からの悪影響により機能を損なわない

主対策設備を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。周辺機器等からの悪影響としては，地震，火災及び溢設計とする。周辺機器等からの悪影響としては，地震，火災及び溢水による波及的影響を考慮する。

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。

策等を実施する。

備

考

①-9

東海第二発電所

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【対象項目：本文五号 二 核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設の構造及び設備】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

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)

代替燃料プール注水

修

正

案

(a)

代替燃料プール注水(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（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールへの（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

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

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いにより使用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，使用済燃料プール内

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，可搬型代替注水大型ポンプ

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による代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）は，可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

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

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。

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

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（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

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。

臨界を防止できる設計とする。

考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-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

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備

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，（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

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，

替注水中型ポンプにより海を利用できる設計とする。また， 抽出リストＣ－６６

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

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。
(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により駆動できる設計とする。
(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（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

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

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①-10

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：本文五号 二 核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設の構造及び設備】
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

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プールの水位が低下した場合に，使用済燃料プール内

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，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，

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

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。

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。

備考

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（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。ま型代替注水中型ポンプにより海を利用できる設計とする。ま 抽出リストＣ－６６

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

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。

ジンにより駆動できる設計とする。

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

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)(a) 燃料プールスプレイ

燃料プールスプレイ(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(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（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

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

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

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，燃料損傷時には使用済燃料プール内燃料体等

するとともに，燃料損傷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りできる限り環境への放の上部全面にス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とし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，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

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①-11

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【対象項目：本文五号 二 核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設の構造及び設備】
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る。

修

正

案

備

考

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（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

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。

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

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。

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，（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

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，

替注水中型ポンプにより海を利用できる設計とする。また， 抽出リストＣ－６６

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

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。

により駆動できる設計とする。

(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(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（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールス（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

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

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

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，燃料損傷時には使用済燃料プール内燃料体等

するとともに，燃料損傷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りできる限り環境への放の上部全面にス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とし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，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（可搬型スプレイノズル）は，可搬型代替注水大型ポンプに（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

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燃料体等に直接スプレイす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。

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

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。

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

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（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。ま型代替注水中型ポンプにより海を利用できる設計とする。ま 抽出リストＣ－６６①-12

東海第二発電所

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【対象項目：本文五号 二 核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設の構造及び設備】
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

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

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。

ジンにより駆動できる設計とする。

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考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

設備
(a)

正

代替燃料プール冷却系による使用済燃料プール冷却(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は，使用済燃料

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は，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，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。

使用済燃料プールを冷却できる設計とする。

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抽出コメントＣ－５３

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及び緊急用海水系系が機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 抽出コメントＣ－５４を用いて，使用済燃料プールを除熱できる設計とする。

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。

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

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，緊急

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，緊急用海水ポンプ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用海水ポンプ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，代替燃料プール冷却系熱交換器で発生した熱を最終的な熱のことで，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。

逃がし場である海へ輸送できる設計とする。

常設代替交流電源設備については，「ヌ(2)(ⅳ)
記載する。

代替電源設備」に

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。

①-13

東海第二発電所

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【対象項目：本文五号 ホ 原子炉冷却材系統施設の構造及び設備】
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

(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-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

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

高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系が機能喪失した

場合の重大事故等対処設備として，高圧代替注水系は，蒸気ター場合の重大事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プレッション・チェンバのプール水を高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。

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。

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

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，常設代替直流電源設備又は可搬型代替直流電源設備から

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が可能な設計とし，中央制御室からの操作が可能な設計との給電が可能な設計とし，中央制御室からの操作が可能な設計と

する。

する。

また，高圧代替注水系は，常設代替交流電源設備，可搬型代替

また，高圧代替注水系は，常設代替交流電源設備，可搬型代替

交流電源設備及び常設代替直流電源設備の機能喪失により中央交流電源設備,常設代替直流電源設備及び可搬型代替直流電源設

制御室からの操作ができない場合においても，現場での人力によ

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る弁の操作により，原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧対策及びいても，現場での人力による弁の操作により，原子炉冷却材圧力

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

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，発電用原子炉の冷る。なお，人力による措置は容易に行える設計とする。

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

備

考

抽出リストＣ－６１

る設計とする。
(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

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備のうち，逃がし安全弁の機能回復のための重大事故等対処設備として，常設がし安全弁の機能回復のための重大事故等対処設備として，可搬

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

可搬型蓄電池を使用する。

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

抽出リストＡ－２(b-2-2-2) 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，原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備のうち，逃がし安全弁機能回復のための重大事故等対処設備として，非逃がし安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駆動系は，逃がし安全弁の作動に必要な逃が常用逃がし安全弁駆動系は，逃がし安全弁の作動に必要な逃がし弁機能用アキュムレータ及び自動減圧機能用アキュムレー
タの充填圧力が喪失した場合において，逃がし安全弁のアクチ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）

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。

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

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

抽出リストＣ－６２①-14

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【対象項目：本文五号 ホ 原子炉冷却材系統施設の構造及び設備】
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する。

修

正

案

備

ベの取替えが可能な設計とする(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(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

全弁の復旧

(b-2-3-1) 代替直流電源設備による復旧(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

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，常設代替直流電源設備
又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故等対処設備として，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

ダリを減圧できる設計とする。

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

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

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して常設代替交流電源設備を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，低圧炉心スプレイ系を復旧する。

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，常設代替高圧電源装置からの給電に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

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原子炉圧力容器へスプレイする

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。

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抽出リストＣ－２１(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

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抽出リストＣ－２５

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

海水系から供給できる設計とする。
(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(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

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

熱除去系海水系機能喪失によるサポート系の故障により，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，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）が起動できない場合の重大事

熱除去系（原子炉停止時冷却系）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を使用し，残留熱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。

除去系（原子炉停止時冷却系）を復旧する。

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）は，常設代替交流電源

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）は，常設代替交流電源

設備からの給電により機能を復旧し，冷却材を原子炉圧力容器

設備からの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計とする。

から残留熱除去系ポンプ及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

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。

海水系から供給できる設計とする。
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)

考

代替電源設備」に記載

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①-15

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する。

修

正

案

備

考

する。

低圧代替注水系（常設）は，残留熱除去系（低圧注水系）及

低圧代替注水系（常設）は，残留熱除去系（低圧注水系）及

び低圧炉心スプレイ系と共通要因によって同時に機能を損な

び低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，常設低圧代替注水系ポンプを代替所内電気設備をわないよう，常設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又は可搬型代替交流電源設備

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

からの給電により駆動することで，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給電により駆動する残留熱除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た残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心去系ポンプを用いた残留熱除去系（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心スプレイ系に対して多様

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を有する設計とする。

性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，低圧代

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，代替所内電気設備を経由して給替注水系（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

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。

性を有する設計とする。

また，低圧代替注水系（常設）は，代替淡水貯槽を水源とす

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，サプレッション・チェンバを水源とする残留熱除去ることで，サプレッション・チェンバを水源とする残留熱除去

系（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する。

を有する設計とする。

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

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

外の常設低圧代替注水系格納槽内に設置することで，原子炉建

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

屋内の残留熱除去系ポンプ，低圧炉心スプレイ系ポンプ及びサ

屋内の残留熱除去系ポンプ，低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

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。

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（低圧注水系），

低圧代替注水系（可搬型）は，残留熱除去系（低圧注水系），

低圧炉心スプレイ系及び低圧代替注水系（常設）と共通要因に

低圧炉心スプ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いよう，可搬型代替注水中型ポン

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

プ及び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，電動機駆動ポンプにより構成されプ及び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，電動機駆動ポンプにより構成される残留熱除去系（低圧注水系），低圧炉心スプレイ系及び低圧

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。

代替注水系（常設）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①-16

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よる遠隔操作に対して多様性を有する設計とする。また，低圧修 正 案
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，代替所内電気設備を経由し代替注水系（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。

立性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，
西側淡水貯水設備を水源とすることで，サプレッション・チェ

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（低圧注水系）及び低圧炉心ス

ンバを水源とする残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心ス

プレイ系並びに代替淡水貯槽を水源とする低圧代替注水系（常プレイ系並びに代替淡水貯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とする。また，低圧代替設）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，代替淡水貯注水系（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

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

る残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ系に対しる残留熱除去系（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設計とする。

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

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，原子炉建屋から離れた屋外に分散して保管することで，原は，原子炉建屋及び常設低圧代替注水系格納槽から離れた屋外

子炉建屋内の残留熱除去系ポンプ及び低圧炉心スプレイ系ポ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

ンプ並びに常設低圧代替注水系格納槽内の常設低圧代替注水

プ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

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

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。

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

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。

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。

低圧代替注水系（常設）及び低圧代替注水系（可搬型）は，

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

残留熱除去系及び低圧炉心スプレイ系と共通要因によって同う，水源から残留熱除去系配管及び低圧炉心スプレイ系配管と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び低の合流点までの系統について，残留熱除去系及び低圧炉心スプ

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

レイ系に対して独 立 性 を 有 す る 設計とする。

除去系及び低圧炉心スプレイ系に対して独 立 性 を 有 す る 設

備考

抽出リストＢ－４

抽出リストＣ－２４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，低圧代替注水系（常設）及び低圧代替注水系（可搬型）は，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留熱除去系（低圧注水系）及び設計基準事故対処設備である残留熱除去系（低圧注水系）及び

低圧炉心スプレイ系に対して重大事故等対処設備としての独

低圧炉心スプレイ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。

立性を有する設計とする。また,これらの多様性及び位置的分抽出リストＡ－３

散によって,低圧代替注水系（常設）及び低圧代替注水系（可①-17東海第二発電所

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第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修 正 案
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

備考設計とする。
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。

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)(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

緊急用海水系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱
残留熱除去系海水系の故障又は全交流動力電源の喪失により，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，

最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失した場合の重大事故

最終ヒ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として，緊急用海水系は，サプレッション・チェンバ等対処設備として，緊急用海水系は，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能が確保できる一定の期間内への熱の蓄積により原子炉冷却機能が確保できる一定の期間内に，緊急用海水ポンプにて残留熱除去系熱交換器に海水を送水すに，緊急用海水ポン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

がし場である海へ輸送できる設計とする。
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。

な設計とする。

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

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。

気設備については「ヌ(2)(ⅳ)

代替電源設備」に記載する。

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（原子炉停止時冷却系，格納容器スプレイ冷却系及びサプレッショ（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・プール冷却系）及び残留熱除去系海水系と共通要因によって同ン・プール冷却系）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，ポンプ及び熱交換器を使用せずに最終時に機能を損なわないよう，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る大気へ熱を輸送できる設計とすることで，的な熱の逃がし場である大気へ熱を輸送できる設計とすることで，残留熱除去系及び残留熱除去系海水系に対して，多様性を有する設

残留熱除去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。

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電動弁を常設代替交流電源設備若しくは可路に設置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人力操作機構を用いた人力による遠隔操作若しくは操作ハ

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人力操作機構を用い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とすることで，非常用交流電

ンドルを用いた人力による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り駆動する残留熱除去系（原子炉停止時冷却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）

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）

及び残留熱除去系海水系に対して，多様性を有する設計とする。

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。

①-18

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【対象項目：本文五号 ホ 原子炉冷却材系統施設の構造及び設備】
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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

修

正

案

器圧力逃がし装置格納槽に，圧力開放板は原子炉建屋近傍の屋外にの屋外に設置し，耐圧強化ベント系は，原子炉建屋原子炉棟内の残設置し，耐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

留熱除去系ポンプ，熱交換器及び屋外の残留熱除去系海水系と異なポンプ，熱交換器及び屋外の残留熱除去系海水系と異なる区画に設

る区画に設置することで，共通要因によって同時に機能を損なわな置することで，残留熱除去系及び残留熱除去系海水系と共通要因にいよう位置的分散を図った設計とする。

よって同時に機能を損なわないよう位置的分散を図った設計とする。

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器の位置的分散によって，残留熱除去系及び残留熱除去様性及び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

系海水系に対して独立性を有する設計とする。

系海水系に対して独立性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と共通要因によって同時に緊急用海水系は，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わないよう，常設代替交流電源設備からの給電を可能と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り駆動する残留熱することで，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海水系に対して，多様性を有する設計とする。

除去系海水系に対して，多様性を有する設計とする。

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。

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

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ることにより，海水ポンプ室に設置する残留熱除去系海内に設置することにより，海水ポンプ室に設置する残留熱除去系海水系ポンプ，原子炉建屋外の格納容器圧力逃がし装置及び耐圧強化

水系ポンプ，原子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って同時に機能を損なわないよう位置的分

ベント系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。

散を図る設計とする。

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。
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。

考

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 抽出リストＡ－１３

容器圧力逃がし装置格納槽に，及び圧力開放板は，原子炉建屋近傍

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

備

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。
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。

①-19

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【対象項目：本文五号 へ 計測制御系統施設の構造及び設備 （3）制御設備】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修ヘ

計測制御系統施設の構造及び設備

ヘ

(3)

制御設備

(3) 制御設備

正案

発電用原子炉の出力制御及び反応度補償は，制御棒の位置調整及び冷却材の再循環流量の調整により行う。また，原子炉スクラムは，制御棒却材の再循環流量の調整により行う。また，原子炉スクラムは，制御棒を炉心内に急速に挿入することにより行う。

を炉心内に急速に挿入することにより行う。

185ｂ．中性子吸収材

ほう素（ボロン・カーバイド粉末）(ⅰ) 制御材の個数及び構造
ａ．制御棒本数

制御棒は，次に示す構造である。
(a)

(b)

ほう素（ボロン・カーバイド粉末）
及びハフニウムｃ．制御棒の構造
制御棒は，次に示す構造である。
(a) 十字形に組み合わせたステンレス鋼製のＵ字形シースの中に，

ボロン・カーバイド粉末を充填したステンレス鋼管を納めたもボロン・カーバイド粉末を充填したステンレス鋼管を納めたものの十字形に組み合わせたステンレス鋼製の板材の中に，ボロン・
十字形に組み合わせたステンレス鋼製のＵ字形シースの中に，ハフニウム板を納めたもの

(d)

185

十字形に組み合わせたステンレス鋼製のＵ字形シースの中に，

カーバイド粉末及びハフニウム棒を納めたもの(c)

抽出リストＣ－１

ｂ．中性子吸収材

及びハフニウムｃ．制御棒の構造

十字形に組み合わせたステンレス鋼製のＵ宇形シースの中に，

考

計測制御系統施設の構造及び設備

発電用原子炉の出力制御及び反応度補償は，制御棒の位置調整及び冷(ⅰ) 制御材の本数及び構造
ａ．制御棒本数

備(b) 十字形に組み合わせたステンレス鋼製の板材の中に，ボロン・
カーバイド粉末及びハフニウム棒を納めたもの(c) 十字形に組み合わせたステンレス鋼製のＵ字形シースの中に，ハフニウム板を納めたもの(d) 十字形に組み合わせたステンレス鋼製のＵ宇形シースの中に，ハフニウムフラットチューブを納めたもの

ハフニウムフラットチューブを納めたもの

制御棒の下端には制御棒落下速度リミッタを設ける。落下速度

制御棒の下端には制御棒落下速度リミッタを設ける。落下速度

リミッタは，制御棒が万一落下した場合でも，その落下速度を

リミッタは，制御棒が万一落下した場合でも，その落下速度を0.95m／s以下に制限する設計とする。各制御棒は4体の燃料集合体

0.95m／s以下に制限する設計とする。各制御棒は4体の燃料集合体の中央に，炉心全体にわたって一様に配置する。中性子吸収材部の中央に，炉心全体にわたって一様に配置する。中性子吸収材部分の長さは約3.6mである。

分の長さは約3.6mである。

①-20

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【対象項目：本文五号 へ 計測制御系統施設の構造及び設備】
東海第二発電所(ⅹⅲ)

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備

修

正

案

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

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

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

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

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。
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

冷却材圧力バウンダリが高圧時に炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するための設備として，逃がし安全弁を作動させる過器の破損を防止するための設備として，逃がし安全弁を作動させる過渡時自動減圧機能，非常用窒素供給系及び非常用逃がし安全弁駆動系

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。

を設ける。

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

逃がし安全弁については，「ホ(3)(ⅱ)ｂ．(b)ウンダリを減圧するための設備」に記載する。

ウンダリ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(a)(a) 原子炉減圧の自動化

原子炉減圧の自動化

原子炉冷却材圧力バ

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，原子炉水位異常低下（レベル１）及び残留

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

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，逃がし安全弁用電磁弁を作動させることにより，

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放し，原子炉冷却材圧力バウンダリを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。

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

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（低圧注水系）及び低圧炉心スプ

炉心スプレイ系，残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプ

レイ系から大量の冷水が注水され出力の急激な上昇につながるたレイ系から大量の冷水が注水され出力の急激な上昇につながるため，自動減圧系の起動阻止スイッチにより自動減圧系及び過渡時

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を阻止する。

自動減圧機能による自動減圧を阻止する。

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(a)(a) 逃がし安全弁の作動に必要な窒素喪失時の減圧逃がし安全弁の作動に必要な窒素喪失時の減圧

考(a-1) 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(a-1) 非常用窒素供給系による窒素確保
原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備のうち，逃がし安全弁の機能回復のための重大事故等対処設備とち，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，非常用窒素供給系は，逃がし安全弁の作動に必要な自して，非常用窒素供給系は，逃がし安全弁の作動に必要な逃 抽出リストＢ－３

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

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①-21

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：本文五号 へ 計測制御系統施設の構造及び設備】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

する。

修

正

案

備

考

動に必要な窒素を供給できる設計とする。

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

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。

可能な設計とする。

①-22

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：本文五号 リ 原子炉施設の構造及び設備】
東海第二発電所(1)

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点(1)

原子炉格納容器の構造
型

式

圧力抑制形

形

状

ドライウェル

円錐フラスタム形

サプレッション・チェンバ材
寸

炭素鋼（ＡＳＭＥ ＳＡ－516 Grade70 相法

当品）
円錐フラスタム頂部直径：約 10m

最高使用温度漏 え い 率

備

型

式

圧力抑制形

形

状

ドライウェルサプレッション・チェンバ
材
寸

円筒形

料

炭素鋼（ＡＳＭＥ ＳＡ－516 Grade70 相法

当品）
円錐フラスタム頂部直径：約 10m
ダイヤフラム部直径：約 25m

円筒部直径：約 26m

円筒部直径：約 26m全：約 48m全：約 48m：約 16m）（円筒部高さ高ドライウェル

171℃

サプレッション・チェンバ

104℃

0.5％／d

漏 え い率

抽出リストＣ－２

310kPa[gage]※

ドライウェル

171℃

サプレッション・チェンバ

104℃

0.5％／d（常温，空気，最高使用圧力の 0.9 倍の圧力において）圧力において）

設計基準対象施設としての値※

設計基準対象施設としての値

原子炉格納容器は，重大事故等時において，設計基準対象施設として原子炉格納容器は，重大事故等時において，設計基準対象施設としての最高使用圧力及び最高使用温度を超えることが想定されるが，重大事の最高使用圧力及び最高使用温度を超えることが想定されるが，重大事

故等時においては設計基準対象施設としての最高使用圧力の 2 倍の圧力

故等時においては設計基準対象施設としての最高使用圧力の 2 倍の圧力

及び 200℃の温度以下で閉じ込め機能を損なわない設計とする。

及び 200℃の温度以下で閉じ込め機能を損なわない設計とする。

(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(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

却

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）が機能喪失した場合の残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）が機能喪失した場合の重大事故等対処設備として，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）

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）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系等を経由して原子炉格納容器内のスプレイヘッダからドライ

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系等を経由して原子炉格納容器内の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

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。

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，代替所内電気設備を経由した常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抽出リストＣ－６：約 16m）※

最高使用温度（常温，空気，最高使用圧力の 0.9 倍の※高(2) 原子炉格納容器の設計圧力及び設計温度並びに漏えい率
最高使用圧力310kPa[gage]考

円錐フラスタム形：約 25m(2) 原子炉格納容器の最高使用圧力及び最高使用温度並びに漏えい率※

案

ダイアフラム部直径（円筒部高さ最高使用圧力正

原子炉格納容器の構造

円筒形

料

※

修

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 抽出リストＣ－６４①-23

東海第二発電所

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【対象項目：本文五号 リ 原子炉施設の構造及び設備】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

可能な設計とする。

修

正

案

備

考

電が可能な設計とする。

(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(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却

冷却

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）の機能が喪失した場合

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）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り西側淡水貯水設備の水を，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）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

可搬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

等を経由してスプレイヘッダからドライウェル内にスプレイするこ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。

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中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプにより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り海を利用できる設計とする。

海を利用できる設計とする。

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，代替所内電気設備を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 抽出リストＣ－６５

給電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給電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，空冷式のディーゼルエンジンにより駆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。

動できる設計とする。

(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・プ(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

ール冷却系）の復旧

ール冷却系）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

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，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，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

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

合の重大事故等対処設備は，「リ(3)(ⅱ)ａ．(a-2-4) 常設代替交流

合の重大事故等対処設備は，「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（サプレッション・プール冷却系）の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」と同じである。

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（可搬型）は，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損

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として兼用する設計とする。

を防止するための設備として兼用する設計とする。

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。

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。

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①-24東海第二発電所

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修正前後比較表

【対象項目：本文五号 リ 原子炉施設の構造及び設備】
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

器スプレイ冷却系）と共通要因によって同時に機能を損なわないよ

器スプレイ冷却系）と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，常設低圧代替注水系ポンプを代替所内電気設備を経由した常設

う，常設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

代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電により駆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

動できることで，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

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計とする。

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計とする。

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

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

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する設計とする。また，代替格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）の電動弁は，代替所内電気設備を経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，独立した電路で系統構成することに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

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。

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，代替淡水貯槽をまた，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ことで，サプレッション・チェンバを水源とする残留熱水源とすることで，サプレッション・チェンバを水源とする残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）に対して異なる水源を有する設除去系（格納容器スプレイ冷却系）に対して異なる水源を有する設

計とする。

計とする。

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

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よって同時去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。

に機能を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，残留熱除去系（格納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系）及び代替格納容器スプレイ冷却系（常設）と容器スプレイ冷却系）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同時に機能を損なわないよう，可搬型代替注水中

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及び可搬型代替注水大型ポンプを空冷式のディーゼルエン型ポンプ及び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，電動機駆動ポンプにより構成される残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除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び代替格納容器スプレイ

留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び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。

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操作を可能とすることで，非常用交流電源設備からの給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対して多様性を有する設計とする。また，代替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（可搬型）の電動弁は，代替所内電気設備

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，独立した電路で系統構成するこ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

備

考

①-25

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【対象項目：本文五号 リ 原子炉施設の構造及び設備】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

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，西側淡水貯水

修

正

案

備

考

立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）の可搬型代替注水中型ポ 抽出リストＡ－１１

設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

ンプは，西側淡水貯水設備を水源とすることで，サプレッション・

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び代替淡水貯槽を水源

チェンバを水源とする残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及とする代替格納容器スプレイ冷却系（常設）に対して異なる水源をび代替淡水貯槽を水源とする代替格納容器スプレイ冷却系（常設）有する設計とする。

に対して異なる水源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系（格納容器スプレイ冷却系）に対して異なる水源を有する設計とする。

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

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子炉建屋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，原子炉建屋内の残留熱除去系ポンプ及び常設低圧

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

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損なわないよう位置的分散を図る設計とする。

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及び可搬型代替注水大型ポンプの接続

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。

置的分散を図った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

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

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，水源から残留熱除去系配管との合流点までの系を損なわないよう，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，残留熱除去系に対して独立性を有する設計とする。

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。

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

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，設計基準事故対処設備である残留熱除去系（格納系（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系）に対して重大事故等対処設備としての独立性

容器スプレイ冷却系）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。

を有する設計とする。また,これらの多様性及び位置的分散によっ 抽出リストＡ－３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,互いに重大事故等対処設備としての独立性を有電源設備の多様性，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。

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。

①-26

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【対象項目：本文五号 リ 原子炉施設の構造及び設備】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点［常設重大事故等対処設備］

修 正 案［常設重大事故等対処設備］

備

代替循環冷却系

代替循環冷却系

代替循環冷却系ポンプ

代替循環冷却系ポンプ（「ホ(3)(ⅱ)ｂ．(c)（「ホ(3)(ⅱ)ｂ．(c)原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時

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」及び「リ(3)(ⅱ)に発電用原子炉を冷却するための設備」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）

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）

台

数

台

1（予備 1）３

容量

約 250m ／h

容

全 揚

程

約 120m

全

数
揚

2

量

約 250m ／h（1 台当たり）

程

約 120m

残留熱除去系熱交換器（「ホ(4)(ⅰ)（「ホ(4)(ⅰ)

残留熱除去系」他と兼用）

残留熱除去系

抽出リスＡ－１２
３

残留熱除去系熱交換器

残留熱除去系」他と兼用）

残留熱除去系

残留熱除去海水系ポンプ

残留熱除去系海水系ポンプ（「ホ(4)(ⅰ)（「ホ(4)(ⅰ)

残留熱除去系」他と兼用）

残留熱除去海水系ストレーナ（「ホ(4)(ⅰ)

考

残留熱除去系」他と兼用）(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）

抽出リストＣ－４

残留熱除去系」他と兼用）

残留熱除去海水系ストレーナ（「ホ(4)(ⅰ)

残留熱除去系」他と兼用）(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）

への注水

への注水

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

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）は，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）は，可搬型代替注水中型ポンプにより，西側淡水貯水設備又は代替淡水源

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格納容器 抽出リストＡ－４（代替淡水貯槽を除く）の水を格納容器下部注水系を経由してペデス

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，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落下した溶融炉心を冷却できる設計とする。

する。

また，可搬型代替注水大型ポンプにより，代替淡水源（代替淡水貯また，可搬型代替注水大型ポンプにより，代替淡水貯槽の水を格納 抽出リストＡ－９

槽を除く）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

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，

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

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

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。

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。

なお，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（代替淡水貯槽を除

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 抽出リストＡ－１０

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の供

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

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①-27

東海第二発電所

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【対象項目：本文五号 リ 原子炉施設の構造及び設備】
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

設計とする。

プに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，可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大設計とする。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，空冷式のディーゼルエンジンにより駆動できる設計とす型ポンプは，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。
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

る。
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）へ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）のコンクリートの相互作用による侵食及び溶融炉心からペデスタ部）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できる設計とル（ドライウェル部）のコンクリートへの熱影響を抑制できる設計と

する。

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(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

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

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，ほう酸水注入系を使用する。なお，この場合は，低圧代替備として，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（常設），低圧代替注水系（可搬型），代替循環冷却系及び高注水系（常設），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ずれかによる原子炉圧力容器への注水と並行して行

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。

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。
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)

考

代替電源設備」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。
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。

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，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

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）の常設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）の常設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び可搬型代替交流電源設備からの給電によ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る 抽出リストＣ－４６電動機駆動とし，格納容器下部注水系（可搬型）の可搬型代替注水中

電動機駆動とし，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を空冷式のディーゼルエンジ型ポンプ及び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

ンによる駆動とすることで，多様性を有する設計とする。
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ンによる駆動とすることで，多様性を有する設計とする。
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電による遠隔操作に対して多様性を有する設計とす

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，格納容器下部注水系（常設）の電動弁は，代替所内電気設る。また，格納容器下部注水系（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

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①-28

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：本文五号 リ 原子炉施設の構造及び設備】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点とにより，独立性を有する設計とする。
また，格納容器下部注水系（可搬型）の可搬型代替注水中型ポンプ

修

正

案

備

考

とにより，独立性を有する設計とする。
また，格納容器下部注水系（可搬型）の可搬型代替注水中型ポンプ

は，西側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

は，西側淡水貯水設備を水源とすることで，代替淡水貯槽を水源とす 抽出リストＣ－５９

る格納容器下部注水系（常設）に対して，異なる水源を有する設計とる格納容器下部注水系（常設）に対して，異なる水源を有する設計と

する。

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，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常設

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槽から離れた屋外に分散して保管することで，共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，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。

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

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

電源設備からの給電による遠隔操作に対して多様性を有する設計とす

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，格納容器下部注水系（可搬型）の電動弁は，代替所内電気る。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て，独立した電路で系統構成する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，独立性を有する設計とする。

ことにより，独立性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の接続口

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。

分散を図った複数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

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設備としての独立性を有する設計とする。

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。

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。

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
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。
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
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，炉心の 抽出リストＣ－６７

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

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備として，原子炉建屋放水設備及び海洋拡散抑制設を抑制するために，原子炉建屋放水設備及び海洋拡散抑制設備を設ける。

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。

応できる設備として，原子炉建屋放水設備を設ける。

①-29

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：本文五号 リ 原子炉施設の構造及び設備】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

ｆ．重大事故等の収束に必要となる水の供給設備

修 正 案
ｆ．重大事故等の収束に必要となる水の供給設備

(a)

(a)

重大事故等の収束に必要となる水源(a-1) 代替淡水貯槽を水源とした場合に用いる設備

備考

重大事故等の収束に必要となる水源(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

納容器への注水に使用する設計基準事故対処設備が機能喪失した

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

場合の代替手段である低圧代替注水系（常設），低圧代替注水系（可搬型），代替格納容器スプレイ冷却系（常設），代替格納容器スプ場合の代替手段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）及び格納容器

レイ冷却系（可搬型），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）の水源として，また，使用済燃料プールの冷下部注水系（可搬型）の水源として，また，格納容器圧力逃がし装 抽出リストＣ－５６

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

置のフィルタ装置へのスクラビング水補給の水源として,さらに,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

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

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。

水ライン），代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）及び代各系統の詳細については，「ニ(3)(ⅱ)

使用済燃料貯蔵槽の冷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，代替却等のための設備」，「ホ(3)(ⅱ)ｂ．(c)原子炉冷却材圧力バウ

淡水貯槽を使用する。

ンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備」，「リ(3)(ⅱ)

各系統の詳細については，「ニ(3)(ⅱ)

使用済燃料貯蔵槽の冷ａ．原子炉格納容器内の冷却等のための設備」及び「リ(3)(ⅱ)ｃ．

却等のための設備」，「ホ(3)(ⅱ)ｂ．(c) 原子炉冷却材圧力バウ

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

ンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備」，「リ(3)(ⅱ)

る。

ａ．原子炉格納容器内の冷却等のための設備」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」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(a-2) 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代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（可搬型）及び格納容器下部注水系（可搬型）の水源として，ま却系（可搬型）及び格納容器下部注水系（可搬型）の水源として，また，使用済燃料プールの注水に使用する設計基準事故対処設備が機能た，格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置へのスクラビング水補給 抽出リストＣ－５６

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,さらに,使用済燃料プールの注水に使用する設計基準事の水源として，西側淡水貯水設備を使用する。

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

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備」，「ホ(3)(ⅱ)ｂ．(c) 原子炉冷却材圧力バウンダリ

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。
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

低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備」，「リ(3),(ⅱ)ａ．原のための設備」，「ホ(3)(ⅱ)ｂ．(c)子炉格納容器内の冷却等のための設備」及び「リ(3)(ⅱ)ｃ．原子炉格低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備」，「リ(3),(ⅱ)ａ．原

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。

子炉格納容器内の冷却等のための設備」及び「リ(3)(ⅱ)ｃ．原子炉格

原子炉冷却材圧力バウンダリ

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。

①-30

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：本文五号 リ 原子炉施設の構造及び設備】
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(a-5) 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

備考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設備へ水を供給するための水源であるとともに，格納容器圧力逃がし 抽出リストＡ－６

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

装置のフィルタ装置へのスクラビング水補給の水源として，代替淡水した場合の代替手段である低圧代替注水系（可搬型），代替格納容器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

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

タンクを使用する。

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，
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)のための設備」，「ホ(3)(ⅱ)ｂ．(c)使用済燃料貯蔵槽の冷却等

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」，「リ(3)(ⅱ)ａ．原子炉格納容器内の冷却等のための設備」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」に記載する。
ｂ. 水素濃度監視ｂ.

水素濃度監視(a)(a)

原子炉建屋水素濃度監視設備による水素濃度測定

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，

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原子炉棟内に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た

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故等

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故等対処設備として，原子炉建屋水素濃度は，中央制御室において連続監対処設備として，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

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。

替直流電源設備からの給電が可能な設計とする。

非常用交流電源設備については，「ヌ(2)(ⅱ)
電機」に記載する。

非常用ディーゼル発

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)
源設備」に記載する。

代替電

非常用交流電源設備については，「ヌ(2)(ⅱ)
電機」に記載する。

非常用ディーゼル発

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及び代替所内電気設備については， 抽出リストＣ－４９「ヌ(2)(ⅳ)

代替電源設備」に記載する。

①-31

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：本文五号 ヌ その他発電用原子炉の附属施設の構造及び設備】
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

安全施設は，発電用原子炉施設内における溢水が発生した場合におい安全施設は，発電用原子炉施設内における溢水が発生した場合においても，安全機能を損なわない設計とする。そのために，発電用原子炉施ても，安全機能を損なわない設計とする。そのために，発電用原子炉施設内に設置された機器及び配管の破損（地震起因を含む。），消火系統

設内に設置された機器及び配管の破損（地震起因を含む。），消火系統等の作動又は使用済燃料プール等のスロッシングによる溢水が発生した

等の作動又は使用済燃料プール等のスロッシングによる溢水が発生した

場合においても，発電用原子炉施設内における壁，扉，堰等により，溢水防護対象設備が安全機能を損なわない設計とする。また，使用済燃料

場合においても，発電用原子炉施設内における壁，扉，堰等により，溢水防護対象設備が安全機能を損なわない設計とする。また，使用済燃料

プールの冷却機能及び使用済燃料プールへの給水機能を維持できる設計

プールの冷却機能及び使用済燃料プールへの給水機能を維持できる設計

とする。

とする。
原子炉建屋水密扉

原子炉建屋水密扉
数

4

数

21

数

4

個

数

一式

数

一式

抽出リストＡ－１８

止水板

止水板
個

個

溢水拡大防止堰

溢水拡大防止堰個

考ｂ．内部溢水に対する防護設備

ｂ．内部溢水に対する防護設備

個

備

数

29

緊急時対策所遮蔽は，重大事故等が発生した場合において，緊急時対策個

緊急時対策所遮蔽は，重大事故等が発生した場合において，緊急時対策

所の気密性，緊急時対策所非常用換気設備の機能とあいまって，緊急時対所の気密性，緊急時対策所非常用換気設備及び緊急時対策所加圧設備の機 抽出リストＡ－２１

策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。

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が 7 日間で100mSv を超えない設計とする。

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送風機は，緊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，

急時対策所建屋を正圧化し，放射性物質の侵入を低減できる設計とする。 抽出リストＢ－６

緊急時対策所加圧設備は，プルーム通過時において，緊急時対策所を正圧

また，緊急時対策所加圧設備は，プルーム通過時において，緊急時対策所化し，希ガスを含む放射性物質の侵入を防止できる設計とする。

等を正圧化し，希ガスを含む放射性物質の侵入を防止できる設計とする。

①-32

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：本文十号 第１０－１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－８０①-33

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：本文十号 第１０－１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－８１①-34

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：本文十号 有効性評価 静的負荷（代替循環冷却を使用する場合），高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱】
東海第二発電所
十第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

発電用原子炉の炉心の著しい損傷その他の事故が発生した場合における当 十

発電用原子炉の炉心の著しい損傷その他の事故が発生した場合における当該事故に対処するために必要な施設及び体制の整備に関する事項

該事故に対処するために必要な施設及び体制の整備に関する事項(2)(2) 有効性評価

有効性評価
ｃ．運転中の原子炉における重大事故

ｃ．運転中の原子炉における重大事故(a)

雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）(a) 雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）(a-1)代替循環冷却系を使用する場合(a-1-13)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(a-1)代替循環冷却系を使用する場合(a-1-13)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

(b)

備

考

度 30℃，純度 99vol％にて 200m３／h（窒素 198m３／h 及び酸

度 30℃，純度 99vol％にて 200Nm３／h（窒素 198Nm３／h 及び 抽出リストＣ－９８

素 2m３／h）で格納容器内に注入するものとする。

酸素 2Nm３／h）で格納容器内に注入するものとする。

高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱(b-14)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(b) 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱(b-14)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 2m

30℃，純度 99vol％にて 200Nm３／h（窒素 198Nm３／h 及び酸素 抽出リストＣ－９８

３

2Nm３／h）で格納容器内に注入するものとする。

／h）で格納容器内に注入するものとする。

1／1

①-35

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：添付書類六 6.津波 6.2.2.1.1.2 想定津波の設定に反映する知見の分析】
東海第二発電所
6.2.2.1.1.2

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

想定津波の設定に反映する知見の分析

修

案に関連する知見を対象に文献調査（２３）～（４８）を実施し，2011 年東北地方太平洋沖地震の特徴である，破壊領域，すべり，地震の発生メカニズム及び発生

洋沖地震の特徴である，破壊領域，すべり，地震の発生メカニズム及び発生確率に関する情報に着目して分析を行い，想定津波を設定した。

確率に関する情報に着目して分析を行い，想定津波を設定した。

(1)

(1)

(2)

2011 年東北地方太平洋沖地震に関連する知見
固着の程度と破壊伝播については，固着の程度が小さい領域が破壊伝播

2011 年東北地方太平洋沖地震に関連する知見
固着の程度と破壊伝播については，固着の程度が小さい領域が破壊伝播のバリアとなっており，北米プレートとフィリピン海プレートの境界が余のバリアとなっており，北米プレートとフィリピン海プレートの境界が余震を含む破壊伝播のバリアとして作用しているという見解が示されてい震を含む破壊伝播のバリアとして作用しているという見解が示されている。

る。

固着の程度とすべりについては，大きなすべりが生じた領域は，固着の固着の程度とすべりについては，大きなすべりが生じた領域は，固着の程度が大きい領域に対応しており，海溝軸付近では大きなすべりを生じた程度が大きい領域に対応しており，海溝軸付近では大きなすべりを生じた（オーバーシュートが生じた）領域が見られ，遠洋性粘土層が連続的に分（オーバーシュートが生じた）領域が見られ，遠洋性粘土層が連続的に分布している領域に対応しているという見解が示されている。

布している領域に対応しているという見解が示されている。

地震の発生メカニズムについては，地震前後で，応力状態が圧縮状態か地震の発生メカニズムについては，地震前後で，応力状態が圧縮状態か

ら引張状態へ変化したことから，三陸沖中部～福島県沖に蓄積されていた

ら引張状態へ変化したことから，三陸沖中部～福島県沖に蓄積されていた巨大地震を引き起こす歪みはほぼ完全に解消されたという見解が示されて巨大地震を引き起こす歪みはほぼ完全に解消されたという見解が示されている。また，津波堆積物調査結果等から，過去に同規模の巨大地震が数百いる。また，津波堆積物調査結果等から，過去に同規模の巨大地震が数百年間隔で発生しているという見解が示されている。

年間隔で発生しているという見解が示されている。

2011 年東北地方太平洋沖地震の特徴「(1)

2011 年東北地方太平洋沖地震の知見に関連する知見」を踏まえ，2011 年東北地方太平洋沖地震の特徴について整理した。

(2)

2011 年東北地方太平洋沖地震の特徴「(1) 2011 年東北地方太平洋沖地震に関連する知見」を踏まえ，2011 抽出リストＣ－９６
年東北地方太平洋沖地震の特徴について整理した。

破壊領域については，複数の領域が連動して破壊した傾向が見られ，余破壊領域については，複数の領域が連動して破壊した傾向が見られ，余震を含む破壊領域の南限は，北米プレートとフィリピン海プレートの境界

震を含む破壊領域の南限は，北米プレートとフィリピン海プレートの境界に位置している傾向が見られる。

に位置している傾向が見られる。

すべりについては，不均質性が認められ，大きなすべりが生じた領域は，

すべりについては，不均質性が認められ，大きなすべりが生じた領域は，

三陸沖中部の一部，宮城県沖，三陸沖南部海溝寄り，福島県沖の一部の 4三陸沖中部の一部，宮城県沖，三陸沖南部海溝寄り，福島県沖の一部の 4 領

領域及びその沖合の海溝軸付近である傾向が見られる。

域及びその沖合の海溝軸付近である傾向が見られる。

地震のメカニズムについては，地震の前後でプレート境界上盤側で発生する地震のメカニズムは大きく変化した傾向が見られる。

考

プレート間地震について，最新の知見である 2011 年東北地方太平洋沖地震を実施し，2011 年東北地方太平に関連する知見を対象に文献調査

備

6.2.2.1.1.2 想定津波の設定に反映する知見の分析

プレート間地震について，最新の知見である 2011 年東北地方太平洋沖地震（２３）～（４８）正地震のメカニズムについては，地震の前後でプレート境界上盤側で発生する地震のメカニズムは大きく変化した傾向が見られる。

②-1

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：添付書類八 目次】
東海第二発電所
第 5.8－1 図

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備系統

修第 5.8－1 図

正案

概略図（原子炉減圧の自動化，手動による原子炉減圧，代替直流電源設備による復旧，代替交流電源設備による代替直流電源設備による復旧，代替交流電源設備による

復旧）

復旧）

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備系統

第 5.8－3 図

概略図（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系統

第 5.8－2 図考

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備系統概略図（原子炉減圧の自動化，手動による原子炉減圧，

第 5.8－2 図

備

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備系統
概略図（非常用逃がし安全弁駆動系による原子炉減圧）
抽出リスト

Ａ－２

概略図（常設代替直流電源設備による逃がし安全弁機能回復）
第 5.8－4 図

第 5.8－5 図

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備系統

第 5.8－3 図

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備系統

概略図（可搬型代替直流電源設備による逃がし安全弁機

概略図（可搬型代替直流電源設備による逃がし安全弁機

能回復）

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系統

第 5.8－4 図

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備系統

概略図（逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全

概略図（逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全

弁機能回復）

弁機能回復）

1／1③-1

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：添付書類八 1.1.7 重大事故等対処設備に関する基本方針（1.1.7.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等）】
東海第二発電所
1.1.7.1(1)

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

多様性，位置的分散，悪影響防止等

多様性，位置的分散

修1.1.7.1(1)

正案

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因となるおそれがある事象であって人為によるもの（外部人為事象），溢水，火災及びサポがある事象であ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る。
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，ート系の故障を考慮する。
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，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

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

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。

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，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

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。

山の影響，生物学的事象，森林火災及び高潮を選定する。

風（台風），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（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

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については，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収集した飛来物（航空機有無に関わらず，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，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

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

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。

る大型航空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

考多様性，位置的分散，悪影響防止等

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。），

備

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③-2

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：添付書類八 1.1.7 重大事故等対処設備に関する基本方針（1.1.7.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等）】
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

大事故等対処設備による対策を講じることとする。

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

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

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（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

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。

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，共通要因の特性を踏まえ，可能な限り多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。

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

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等の安全機能と共通

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

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講じる設計とする。ただし，常設重大事故防止設備のうち，切な措置を講じる設計とする。ただし，常設重大事故防止設備のうち，計装設備について，重要代替監視パラメータ（当該パラメータの他チャ計装設備について，重要代替監視パラメータ（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，重要監視パラメータと異なる物理

ンネルの計器を除く。
）による推定は，重要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能な限り多様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。

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。

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

温度，放射線，荷重及びその他の使用条件において，常設重大事故防止

設備がその機能を確実に発揮できる設計とする。重大事故等時の環境条設備がその機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いては，「1.1.7.3

件における健全性については，「1.1.7.3

環境条件等」に記載する。風

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（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常設重大事故防止設備は，環境条件にて考慮し機能

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。

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計の方針」に基づく地盤に設置する。

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計の方針」に基づく地盤に設置する。

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。）

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「1.5.2

考重大事故等対処施設の火災防護に関する基本方針」に基づく設計とする。

及び火災に対しては，「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「1.5.2

重大事故等対処施設の火災防護に関する基本方針」に基づく設計とする。

③-3

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：添付書類八 1.1.7 重大事故等対処設備に関する基本方針（1.1.7.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等）】
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

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，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。

想定す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

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

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設備等と位置的分

うおそれがないように，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。
風（台風），竜巻，凍結，降水，積雪，落雷，火山の影響，生物学的事散を図る。
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，常設重大事故防止設備は，外部からの衝撃による損

磁的障害に対して，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置するか，又は設計基準事故対処設備

傷の防止が図られた建屋等内に設置するか，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，設計基準事故対処設備等と位置

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分散を図り，屋外に設置する。

的分散を図り，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。

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それのない設計とする。生物学的事象のうちクラゲ等の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けるおそれのある常設重大事故防止設備は，侵海生生物からの影響を受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。

おそれのない設計とする。

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（非常用取水設備は除く。）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

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

処設備等と位置的分散を図り設置する。

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

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。

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

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，冷却源を用いる設計，又は駆動源，冷却源が同じ場合と異なる駆動源，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計とする。また，常設重大事故防止設備は設計基は別の手段が可能な設計とする。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異なる水源をもつ設計とする。

準事故対処設備等と可能な限り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

考

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

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

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，

備

ｂ．可搬型重大事故等対処設備③-4

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：添付書類八 1.1.7 重大事故等対処設備に関する基本方針（1.1.7.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等）】
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

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

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

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，共通要因の特性を踏まえ，可能な限り多様性，独立性，位置的

いよう，共通要因の特性を踏まえ，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講じる設計とする。

分散を考慮して適切な措置を講じる設計とする。

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

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。），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，設計基準事故対処設備等及び重大事故等対処設備の配波を含む。），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常設重大事故等対処設備と異なる保管場

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る保管場所に保管する設計とする。

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

温度，放射線，荷重及びその他の使用条件において，可搬型重大事故等

対処設備がその機能を確実に発揮できる設計とする。重大事故等時の環対処設備がその機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いては「1.1.7.3

境条件における健全性については「1.1.7.3

環境条件等」に記載する。

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

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設備は，環境条件にて考慮に電磁的障害に対して可搬型重大事故等対処設備は，環境条件にて考慮

し機能が損なわれない設計とする。

し機能が損なわれない設計とする。

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

考

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

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，転倒しない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，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，地震により生じる敷地下斜面のすべり，液状化及び揺すり込みによる不等沈下，より生じ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， 抽出リストＣ－１５

地盤支持力の不足，地中埋設構造物の損壊等の影響を受けない複数の保傾斜及び浮き上がり,地盤支持力の不足，地中埋設構造物の損壊等の影響

管場所に分散して保管する設計とする。

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。

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

重大事故等対処施設の耐津波方針」にて考慮された設計とする。

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

重大事故等対処施設の耐津波方針」及び「1.4.3 基準津波を超え敷地に 抽出リストＣ－１６
遡上する津波に対する耐津波設計」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

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

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。

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

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

可搬型重大事故等対処設備は，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機能を損なうおそれがないように，設計基準事故

故等対処設備と同時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設重大事故等対処設備と位置的分散を図り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散を図り

複数箇所に分散して保管する設計とする。

複数箇所に分散して保管する設計とする。

風（台風），竜巻，凍結，降水，積雪，落雷，火山の影響，生物学的事③-5

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：添付書類八 1.1.7 重大事故等対処設備に関する基本方針（1.1.7.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等）】
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

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，可搬型重大事故等対処設備は，外部からの衝撃によ

磁的障害に対して，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等内に保管するか，又は設計基準事故対処

る損傷の防止が図られた建屋等内に保管するか，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同時に必要な機能を損なうおそれ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に分散して保管対処設備と位置的分散を図り，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

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。

備考

抽出リストＡ－１６

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る。
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。

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。

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

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

リズムに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の配置も含めて常設重大事故等対処設備と位置的分散

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散を図り複数箇所に分散して保管する設計とする。

を図り複数箇所に分散して保管する設計とする。

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

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

高圧電源装置置場，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，緊急用海水ポンプピット，海水ポンプエリアから 100m 以上

装置格納槽，緊急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ともに，当該可搬型重大事故等対処設備がそのの離隔距離を確保するとともに，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故対処設備等及び常設重大事故等対処機能を代替する屋外の設計基準事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。

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

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。

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，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，可搬型重大事故防止設備は，設計基準事故対処設

油，冷却水を考慮し，可搬型重大事故防止設備は，設計基準事故対処設

備等又は常設重大事故防止設備と異なる駆動源，冷却源を用いる設計と備等又は常設重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，異なる水源を用いる設計とする。

するか，駆動源，冷却源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，異なる水源を用いる設計とする。

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

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

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と常設設備との接続口は，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るため，それぞれ互いに異なる複数の場所に設置する設ることを防止するため，それぞれ互いに異なる複数の場所に設置する設③-6

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：添付書類八 1.1.7 重大事故等対処設備に関する基本方針（1.1.7.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等）】
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

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 抽出リストＣ－１８
上考慮する必要はない。

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

温度，放射線，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「1.1.7.3 環境条件等」に記載する。風（台発揮できる設計とするとともに，接続口は,建屋等内及び建屋等壁面の適 抽出リストＣ－７２
切に離隔した隣接しない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「1.1.7.3 環境条件等」に記載する。風風）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（台風）及び竜巻のうち風荷重，凍結，降水，積雪，火山の影響並びに的障害に対しては，環境条件にて考慮し，機能が損なわれない設計とす

電磁的障害に対しては，環境条件にて考慮し，機能が損なわれない設計

る。

とする。

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

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。

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
重大事故等対処施設の耐震設計」，「1.4.2
波設計」及び「1.5.2

重大事故等対処施設の耐津

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」,「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 抽出リストＣ－１７
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本方針」に基づく設計とする。

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。

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

風（台風），竜巻，落雷，生物学的事象，森林火災，飛来物（航空機落落下），爆発，近隣工場等の火災，有毒ガス，船舶の衝突及び故意によ下），爆発，近隣工場等の火災，有毒ガス，船舶の衝突及び故意によるる大型航空機の衝突その他テロリズムに対して，建屋等内及び建屋等壁

大型航空機の衝突その他テロリズムに対して，接続口は,建屋等内及び建 抽出リストＣ－７２
屋等壁面の適切に離隔した隣接しない位置に複数箇所設置する。

面の適切に離隔し，かつ，隣接しない位置に複数箇所設置する。

(2)

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

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

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は，開口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ない設計とする。

われるおそれのない設計とする。

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。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，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。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，それぞれの系統に必要な容量を同時に供給できる設計とする。

それぞれの系統に必要な容量を同時に供給できる設計とする。

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（隣接する発電所を含む。
）内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③-7

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：添付書類八 1.1.7 重大事故等対処設備に関する基本方針（1.1.7.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等）】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

故等対処設備）に対して悪影響を及ぼさない設計とする。

修

正

案

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

系統的な影響（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

発生飛散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。

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ること，重大事故等発生前（通常時）の隔離若しくは分離の系統構成とすること，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された状態か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，他の設備から独立して単独で使用可能なこと，設計基準構成とすること，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る場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として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等により，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

使用すること等により，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

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。

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内蔵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器の落下を考慮し，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ぐことで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

なることを防ぐことで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

共用の禁止

考

故等対処設備）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(3)

備(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，

海発電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

共用対象の施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）を満たしつつ，東海発電所内の発電用原子炉施設と共用すに必要な機能）を満たしつつ，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し，かつ，東海発電所内及び東海第二発電所内ることにより安全性が向上し，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響を及ぼさない場合は，共用できる設計の発電用原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。

とする。

③-8

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：添付書類八 1.1.7 重大事故等対処設備に関する基本方針（1.1.7.3 環境条件等）】
東海第二発電所
1.1.7.3(1)

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

環境条件等

環境条件

修
1.1.7.3

正

案

備

考

環境条件等

(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温度，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，その設置場所（使用場所）又は保管場所に応じた耐環境性

揮できるよう，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，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

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，湿度による影響，重大事故等時に海水を通水する系統への影響，自然力，湿度による影響，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（敷地に遡上する津波を含む。），発電所敷地又は現象による影響，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因

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て人為に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。

抽出リストＣ－１９

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。

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，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

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

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。

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。

響として考慮する。

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

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

津波を含む。），風（台風），積雪及び火山の影響を考慮する。

津波を含む。），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

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

響及び荷重に対しては，重大事故等対処設備を設置（使用）又は保管する

響及び荷重に対しては，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，以下の設備分類ごとに必要な機能を有効に発揮できる設計

場所に応じて，以下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。

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③-9

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：添付書類八 1.1.7 重大事故等対処設備に関する基本方針（1.1.7.3 環境条件等）】
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

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。また，地震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。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。操作は，中央制御室

よる荷重を考慮して，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。

から可能な設計とする。

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

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，固縛の措置をとる。操作は，中央制を損なわな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，異なる区画若しくは離れた場所又は設置場所で可能な設計とする。

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。

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

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，

代替高圧電源装置置場（地下階）内，格納容器圧力逃がし装置格納槽内，

常設低圧代替注水ポンプ室，緊急用海水ポンプピット内及び立坑内の重大

常設低圧代替注水系格納槽内，緊急用海水ポンプピット内及び立坑内の重事故等対処設備は，重大事故等時におけるそれぞれの場所の環境条件を考

大事故等対処設備は，重大事故等時におけるそれぞれの場所の環境条件を慮した設計とする。また，地震による荷重を考慮して，機能を損なわない

考慮した設計とする。また，地震による荷重を考慮して，機能を損なわな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

い設計とするとともに，可搬型重大事故等対処設備は，必要により当該設の落下防止，転倒防止，固縛の措置をとる。操作は中央制御室，異なる区

備の落下防止，転倒防止，固縛の措置をとる。操作は中央制御室，異なる

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。

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

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，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。操作は，中央制御室，離れた場所又は設置場所で可能な設計とする。また，地は，中央制御室，離れた場所又は設置場所で可能な設計とする。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

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，機能を損なによる風荷重に対しては，風荷重を考慮すること又は位置的分散を考慮しわない設計とする。また，可搬型重大事故等対処設備については，必要にた設置若しくは保管により，機能を損なわない設計とする。また，可搬型より当該設備の落下防止，転倒防止，固縛等の措置をとる。

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止，転倒防備考

抽出リストＣ－２０

抽出リストＡ－１７

止，固縛等の措置をとる。

③-10

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：添付書類八 1.4 耐津波設計（1.4.1.1 ｄ．取水路・放水路等の経路からの流入に伴う入力津波）】
東海第二発電所
1.4.1.1

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

耐津波設計の基本方針(3) 入力津波の設定
ｄ．取水路・放水路等の経路からの流入に伴う入力津波

修
1.4.1.1

正

案

備

考

耐津波設計の基本方針(3) 入力津波の設定
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

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，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，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，上記の港湾内及び放水口前面における津波高さ

び運動方程式を使用し，上記の港湾内及び放水口前面における津波高さ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，放水口から放水路ゲートる。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を考慮するとともに，それぞれの系に応じて，貝付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プの稼働有無を不確かさとして考着の有無，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。また，高潮ハザードの再慮した計算条件とし，安全側の値を設定する。また，高潮ハザードの再

現期間 100 年に対する期待値を考慮して設定した参照する裕度以上とな

現期間 100 年に対する期待値を考慮して設定した参照する裕度以上となるように津波荷重水位を設定する。入力津波高さと津波荷重水位の関係

るように津波荷重水位を設定する。入力津波高さと津波荷重水位の関係

より，第 1.4－4 表に各経路からの流入評価結果を示す。

より，第 1.4－4 表に各経路からの流入評価結果を示す。

なお，非常用海水ポンプの取水性を確保するため，貯留堰を設置する

なお，非常用海水ポンプの取水性を確保するため，貯留堰を設置するとともに，取水ピットの水位低下時又は発電所を含む地域に大津波警報とともに，取水ピットの水位低下時又は発電所を含む地域に大津波警報が発表された場合，循環水ポンプ及び補機冷却用海水ポンプを停止するが発表された場合，循環水ポンプ及び補機冷却系海水系ポンプを停止す 抽出リストＣ－３

運用を定める。このため，取水路の入力津波高さの設定に当たっては，る運用を定める。このため，取水路の入力津波高さの設定に当たっては，水位の評価は貯留堰の存在を考慮に入れるとともに，循環水ポンプ及び水位の評価は貯留堰の存在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。

補機冷却系海水系ポンプの停止を前提として評価する。

抽出リストＣ－３

また，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，発また，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，循環水ポンプ及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。このため，放水路の入力津波高さの設定に当たっては，水位のび補機冷却系海水系ポンプの停止後，放水路ゲートを閉止する手順等を 抽出リストＣ－３
整備する。このため，放水路の入力津波高さの設定に当たっては，水位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，循環水ポンプ及補機冷却用海水ポンプの停止を前提として評価する。

び補機冷却系海水系ポンプの停止を前提として評価する。

抽出リストＣ－３③-11

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：添付書類八 1.4 耐津波設計（1.4.3.1 ｄ．取水路・放水路等の経路からの流入に伴う入力津波）】
東海第二発電所
1.4.3.1

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

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(4) 入力津波の設定
ｃ．敷地への遡上に伴う入力津波

修
1.4.3.1

正

案

備

考

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(4) 入力津波の設定
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

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る津波の越流に対しても耐性を確保し高において「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

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標高

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

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。

（最小 5m）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

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（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ータ（2007）等を使用する。また，

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，発電所の竣工図等を取水口，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。

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

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，解析条件が適切に設定された遡上域のモデルを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。

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。敷地周辺の浸水域の寄せ波・引き波の津波

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，敷地の地形，標高の遡上・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。

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

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，地盤変状を重畳させた場合も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，数値シミュレーショ

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

ョン上考慮しないものとする。

ョン上考慮しないものとする。

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

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して設定する。

防潮堤内側における最大浸水深として設定する。

③-12

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：添付書類八 1.4 耐津波設計（1.4.3.1 ｄ．取水路・放水路等の経路からの流入に伴う入力津波）】
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

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影響を確認するため，数値シミュレ

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，全ての砂層及び礫層にーションの条件として沈下なしの条件を考慮する。また，敷地内外の人 抽出リストＢ－１１

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

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

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

を保守的に設定する。

ーションを実施し，遡上域や浸水深を保守的に設定する。
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

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

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，東側及び南側）における T.P.＋24m の津波を元し，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全側の値を設定すに，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（北側，東側及び南側）における T.P.

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析を実施することに＋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，放水口から放より算定する。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

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を考慮するとともに，それぞれの系に応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プの稼働有無を不確かじて，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。

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ため貯留堰を設置することから，水位の評価は，貯留

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。

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

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，循環水ポンプ及び補機冷却用海水ポンプの報が発表された場合，原則，循環水ポンプ及び補機冷却系海水系ポンプ 抽出リストＣ－３③-13

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：添付書類八 1.4 耐津波設計（1.4.3.1 ｄ．取水路・放水路等の経路からの流入に伴う入力津波）】
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

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

補機冷却系海水系ポンプの停止を前提として評価する。施設ごとの敷地 抽出リストＣ－３上する津波の入力津波設定を第 1.4－5 表に示す。

に遡上する津波の入力津波設定を第 1.4－5 表に示す。

③-14

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：添付書類八 1.7 外部からの衝撃による損傷の防止に関する基本方針（1.7.5 積雪防護に関する基本方針）】
東海第二発電所
1.7.5

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

積雪防護に関する基本方針

修
1.7.5

正

案

備

考

積雪防護に関する基本方針

建築基準法及び同施行令第86条第3項に基づく茨城県建築基準法等施行細

建築基準法及び同施行令第86条第3項に基づく茨城県建築基準法等施行細則より設定した設計基準積雪量（30cm）の積雪によってその安全機能が損な則より設定した設計基準積雪量（30cm）の積雪によってその安全機能が損なわれないことを確認する必要がある施設を，安全重要度分類のクラス１，ク

われないことを確認する必要がある施設を，安全重要度分類のクラス１，ク

ラス２及びクラス３に属する構築物，系統及び機器とする。

ラス２及びクラス３に属する構築物，系統及び機器とする。

その上で，外部事象防護対象施設は，設計基準積雪量（30cm）の積雪荷重に対し機械的強度を有すること，給排気口の閉塞により安全機能を損なわなその上で，外部事象防護対象施設は，設計基準積雪量（30cm）の積雪荷重に対し機械的強度を有すること，給排気口を閉塞させないことにより安全機 抽出リストＣ－７４

い設計とする。

能を損なわない設計とする。

また，上記に含まれない構築物，系統及び機器は，積雪により損傷した場合であっても，代替手段があること等により安全機能は損なわれない。

また，上記に含まれない構築物，系統及び機器は，積雪により損傷した場合であっても，代替手段があること等により安全機能は損なわれない。

③-15

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：添付書類八 1.4 耐津波設計（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止）】
東海第二発電所
1.4.3.6(1)

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修案

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 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止な機能への影響防止

緊急用海水ポンプの取水性(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，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

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動に伴う取水性への影響はない。また，緊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，引き波時の水位低下時においても，ポン

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 台が 30

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 ／h）を確保できる設計とする。なお，津波高さがＳＡ用海水水（約 690m３／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.－2.2m を下回る時間は約 10 分間であるのに対ピット取水塔天端高さ T.P.－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。

用取水設備は，十分な容量を有している。

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

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あるが，可搬型設備は津波が収束した後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位置は十分低い位置に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。

あることから取水性に影響はない。

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)

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，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，緊急用海水取水管及び緊急用海水ポンプピットの通水

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。

性が確保できる設計とする。

て，緊急用海水ポンプは機能保持できる設計とする。
ａ．砂移動・堆積の影響

考

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

備

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

３

(2)

正

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。
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

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，緊急用海水ポンプ吸込み位置はポンプピット

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，吸込み口に達することはな

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③-16

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：添付書類八 1.4 耐津波設計（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止）】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

く取水性に影響はない。

修

正

案

考

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ない。

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，上限浮遊砂上限濃度 1％時

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に影響はない。

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。

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

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

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

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。

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，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

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

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。

水ポンプの取水機能は保持できる。

ｃ．漂流物の影響

備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

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，緊急用海水ポンプの海水取入れ口であるこ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る。

とから，漂流物の堆積による取水性への影響を評価する。

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

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

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，敷地に遡上する津波の遡上に伴い漂流に加え，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，敷地に遡上する津波に対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，並びに建屋等に内包されない重大事故等対処設備である格納容器圧力逃

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），原子炉建屋東側接続口及び排気筒は，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る T.P.＋8m の敷地

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，緊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。

抽出リストＢ－２

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③-17

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：添付書類八 1.4 耐津波設計（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止）】
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

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。

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。

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。

③-18

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：添付書類八 1.6 溢水防護に関する基本方針（1.6.3.1 想定破損による溢水）】
東海第二発電所
1.6.3.1(1)

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

想定破損による溢水

想定破損における溢水源の想定
想定破損による溢水については，単一の配管の破損による溢水を想定して，配管の破損箇所を溢水源として設定する。

修
1.6.3.1(1)

正案

想定破損における溢水源の想定
想定破損による溢水については，単一の配管の破損による溢水を想定して，配管の破損箇所を溢水源として設定する。
また，破損を想定する配管は，内包する流体のエネルギーに応じて，以下で定義する高エネルギー配管又は低エネルギー配管に分類する。
・「高エネルギー配管」とは，呼び径 25A（1B）を超える配管であって，下で定義する高エネルギー配管又は低エネルギー配管に分類する。
・「高エネルギー配管」とは，呼び径 25A（1B）を超える配管であって，プラントの通常運転時に運転温度が 95℃を超えるか又は運転圧力がプラントの通常運転時に運転温度が 95℃を超えるか又は運転圧力が1.9MPa[gage]を超える配管。ただし，被水及び蒸気の影響については

1.9MPa[gage]を超える配管。ただし，被水及び蒸気の影響については配管径に関係なく評価する。

配管径に関係なく評価する。

・「低エネルギー配管」とは，呼び径 25A（1B）を超える配管であって，

・「低エネルギー配管」とは，呼び径 25A（1B）を超える配管であって，プラントの通常運転時に運転温度が 95℃以下で，かつ運転圧力がプラントの通常運転時に運転温度が 95℃以下で，かつ運転圧力が1.9MPa[gage]以下の配管。ただし，被水の影響については配管径に関1.9MPa[gage]以下の配管。ただし，被水の影響については配管径に関係なく評価する。なお，運転圧力が静水頭圧の配管は除く。

係なく評価する。なお，運転圧力が静水頭圧の配管は除く。

・高エネルギー配管として運転している割合が当該系統の運転している・高エネルギー配管として運転している割合が当該系統の運転している

時間の 2％又はプラント運転期間の 1％より小さければ，低エネルギー

時間の 2％又はプラント運転期間の 1％より小さければ，低エネルギー

配管として扱う。

配管として扱う。

配管の破損形状の想定に当たっては，高エネルギー配管は，原則「完全配管の破損形状の想定に当たっては，高エネルギー配管は，原則「完全全周破断」，低エネルギー配管は，原則「配管内径の 1/2 の長さと配管肉全周破断」，低エネルギー配管は，原則「配管内径の 1/2 の長さと配管肉厚の 1/2 の幅を有する貫通クラック」（以下「貫通クラック」という。）

厚の 1/2 の幅を有する貫通クラック」（以下「貫通クラック」という。）

を想定する。ただし，応力評価を実施する配管については，発生応力 Sn とを想定する。ただし，応力評価を実施する配管については，発生応力 Sn と許容応力 Sa の比により，以下で示した応力評価の結果に基づく破損形状を

許容応力 Sa の比により，以下で示した応力評価の結果に基づく破損形状を想定する。また，応力評価の結果により破損形状の想定を行う場合は，評想定する。また，応力評価の結果により破損形状の想定を行う場合は，評価結果に影響するような減肉がないことを確認するために継続的な肉厚管価結果に影響するような減肉がないことを確認するために継続的な肉厚管理を実施する。

理を実施する。

・原子炉冷却材圧力バウンダリ及び原子炉格納容器バウンダリの配管
Sn≦0.8×許容応力 ※1 ⇒ 破損想定不要※1 クラス1配管は2.4Sm以下，クラス2配管は0.8Sa以下

・原子炉冷却材圧力バウンダリ及び原子炉格納容器バウンダリ以外の配管

考

想定破損による溢水

また，破損を想定する配管は，内包する流体のエネルギーに応じて，以【高エネルギー配管（ターミナルエンド部を除く。
）】

備【高エネルギー配管（ターミナルエンド部を除く。
）】
・原子炉冷却材圧力バウンダリ及び原子炉格納容器バウンダリの配管
Sn≦0.8×許容応力 ※1 ⇒ 破損想定不要※1 クラス1配管は2.4Sm以下，クラス2配管は0.8Sa以下

・原子炉冷却材圧力バウンダリ及び原子炉格納容器バウンダリ以外の
配管

Sn≦0.4×許容応力 ※2 ⇒ 破損想定不要

Sn≦0.4×許容応力 ※2 ⇒ 破損想定不要

0.4×許容応力 ※2＜Sn≦0.8×許容応力 ※3 ⇒ 貫通クラック

0.4×許容応力 ※2＜Sn≦0.8×許容応力 ※3 ⇒ 貫通クラック※2 クラス1配管は1.2Sm以下，クラス2，3又は非安全系配管は0.4Sa以下※2 クラス1配管は1.2Sm以下，クラス2，3又は非安全系配管は0.4Sa以下※3 クラス1配管は2.4Sm以下，クラス2，3又は被安全系配管は0.8Sa以下※3 クラス1配管は2.4Sm以下，クラス2，3又は非安全系配管は0.8Sa以下

抽出リストＣ－７６③-19

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：添付書類八 1.6 溢水防護に関する基本方針（1.6.5.2 被水影響に対する設計方針）】
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1.6.5.2

被水影響に対する設計方針

1.6.5.2

被水影響に対する設計方針(2)

被水の影響に対する防護設計方針(2)

被水の影響に対する防護設計方針

案

溢水防護対象設備が被水により安全機能を損なうおそれがある場合に溢水防護対象設備が被水により安全機能を損なうおそれがある場合には，以下に示すいずれか若しくは組み合わせの対策を行うことにより，安は，以下に示すいずれか若しくは組み合わせの対策を行うことにより，安

全機能を損なわない設計とする。

全機能を損なわない設計とする。

① 溢水源又は溢水経路に対する対策
ａ．溢水防護区画外の溢水に対して，壁，扉，堰等による流入防止対策を① 溢水源又は溢水経路に対する対策
ａ．溢水防護区画外の溢水に対して，壁，扉，堰等による流入防止対策を図り溢水の流入を防止することにより被水の影響が発生しない設計とす

図り溢水の流入を防止することにより被水の影響が発生しない設計とする。

る。

流入防止対策として設置する壁，扉，堰等は，溢水により発生する水流入防止対策として設置する壁，扉，堰等は，溢水により発生する水位や水圧に対して流入防止機能が維持できるとともに，基準地震動ＳＳに

位や水圧に対して流入防止機能が維持できるとともに，基準地震動ＳＳによる地震力等の溢水の要因となる事象に伴い生じる荷重や環境に対してよる地震力等の溢水の要因となる事象に伴い生じる荷重や環境に対して必要な当該機能が損なわれない設計とする。

必要な当該機能が損なわれない設計とする。

ｂ．想定破損による溢水に対しては，破損を想定する配管について，補強

備

考ｂ．想定破損による溢水に対しては，破損を想定する配管について，補強工事等の実施実施により発生応力を低減し，溢水源から除外することに工事等の実施により発生応力を低減し，溢水源から除外することにより 抽出リストＣ－７７

より被水の影響が発生しない設計とする。

被水の影響が発生しない設計とする。

ｃ．地震起因による溢水に対しては，破損を想定する機器について耐震対

ｃ．地震起因による溢水に対しては，破損を想定する機器について耐震対 抽出リストＣ－７８

対策工事を実施することにより基準地震動ＳＳによる地震力に対して耐策工事を実施することにより基準地震動ＳＳによる地震力に対して耐震震性を確保する設計とし，溢水源から除外することにより被水の影響が性を確保する設計とし，溢水源から除外することにより被水の影響が発発生しない設計とする。

生しない設計とする。

ｄ．消火水の放水による溢水に対しては，溢水防護対象設備が設置されてｄ．消火水の放水による溢水に対しては，溢水防護対象設備が設置されている溢水防護区画において固定式消火設備等の水消火を行わない消火手いる溢水防護区画において固定式消火設備等の水消火を行わない消火手段を採用することにより，被水の影響が発生しない設計とする。

段を採用することにより，被水の影響が発生しない設計とする。

また，水消火を行う場合には，水消火による被水の影響を最小限に止また，水消火を行う場合には，水消火による被水の影響を最小限に止めるため，溢水防護対象設備に対して不用意な放水を行わないことを消めるため，溢水防護対象設備に対して不用意な放水を行わないことを消火活動における運用及び留意事項として「火災防護計画」に定める。

火活動における運用及び留意事項として「火災防護計画」に定める。

③-20

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：添付書類八 1.４ 耐津波設計（第 1.4－4 図 海水ポンプ室及び循環水ポンプ室の浸水防止設備の概要）】
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－３③-21

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：添付書類八 第 1.4-1 表 入力津波高さ一覧表】
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－９５③-22

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：添付書類八 1.4 耐津波設計（1.4.1.5 設計基準対象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）】
東海第二発電所
1.4.1.5(3)

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

設計基準対象施設の津波防護対象設備を内包する建屋及び区画の隔 1.4.1.5

設計基準対象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）

離（内郭防護）

上記(2)ａ．～ｅ．の浸水範囲，浸水量の評価については，以下のとおり(3)

考

上記(2)ａ．～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。

安全側の想定を実施する。

ｆ．地下水の溢水影響の考慮

ｆ．地下水の溢水影響の考慮

地下水の流入については，「1.6 溢水防護に関する基本方針」において示されるように，複数のサブドレンピット及び排水ポンプにより排水

備

地下水については，複数のサブドレンピット及び排水ポンプにより排 抽出リストＡ－２２
水することができる。

することができる。
なお，地震により電源が喪失した場合は，一時的な水位上昇のおそれはあるが，仮設分電盤及び仮設ポンプにより排水することが可能となっている。
溢水防護に関する基本方針」の影響評価に

また，地震時の排水ポンプの停止により建屋周囲の地下水位が地表面

おいて，地震時の排水ポンプの停止により建屋周辺の地下水位が周辺のまで上昇することを想定し，建屋外周部における貫通部止水処置等を実

地下水位まで上昇することを想定する。これに対し，地表面まで地下水

施して建屋内への流入を防止する設計としている。

また，別途実施する「1.6

位が上昇することを想定し，建屋外周部における貫通部止水処置等を実施して建屋内への流入を防止する設計としている。

③-23

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：添付書類八 第 1.3-2 表 重大事故等対処施設（主要設備）の設備分類】
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－１０

分類修正・第 1.1.7-1 表（主要な重大事故等対処設備の設備追加分類）との整合

追加
分類修正

③-24

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：添付書類八 第 1.3-2 表 重大事故等対処施設（主要設備）の設備分類】
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－１０
・第 1.1.7-1 表（主要な重大事故等対処設備の設備分類）との整合・用語の適正化

分類修正
削除

用語の適正化

分類修正
用語の適正化削除

用語の適正化追加

用語の適正化削除③-25

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：添付書類八 第 1.3-2 表 重大事故等対処施設（主要設備）の設備分類】
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－１０
・第 1.1.7-1 表（主要な重大事故等対処設備の設備分類）との整合

追加
削除

③-26

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：添付書類八 第 1.3-2 表 重大事故等対処施設（主要設備）の設備分類】
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－１０
・第 1.1.7-1 表（主要な重削除

大事故等対処設備の設備
用語の適正化分類）との整合削除

用語の適正化追加③-27

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：添付書類八 第 1.3-2 表 重大事故等対処施設（主要設備）の設備分類】
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－１０
・第 1.1.7-1 表（主要な重大事故等対処設備の設備分類）との整合・用語の適正化
削除

用語の適正化用語の適正化

追加

削除

③-28

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：添付書類八 第 1.3-2 表 重大事故等対処施設（主要設備）の設備分類】
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－１０
・第 1.1.7-1 表（主要な重大事故等対処設備の設備

用語の適正化分類）との整合・用語の適正化

削除

用語の適正化追加③-29

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：添付書類八 第 1.3-2 表 重大事故等対処施設（主要設備）の設備分類】
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－１０
・第 1.1.7-1 表（主要な重大事故等対処設備の設備
用語の適正化用語の適正化削除分類）との整合

分類修正
削除

追加

分類修正

追加

③-30

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：添付書類八 1.1.7 重大事故等対処設備に関する基本方針】
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Ａ－２４

1／6

③-31

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：添付書類八 1.1.7 重大事故等対処設備に関する基本方針】
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Ａ－２４

2／6

③-32

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：添付書類八 1.1.7 重大事故等対処設備に関する基本方針】
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Ａ－２４

3／6

③-33

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：添付書類八 1.1.7 重大事故等対処設備に関する基本方針】
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Ａ－２４

4／6

③-34

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：添付書類八 1.1.7 重大事故等対処設備に関する基本方針】
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Ａ－２４

5／6

③-35

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：添付書類八 1.1.7 重大事故等対処設備に関する基本方針】
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Ａ－２４

6／6

③-36

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：添付書類八 1.1.7 重大事故等対処設備に関する基本方針】
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－９③-37

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：添付書類八 1.1.7 重大事故等対処設備に関する基本方針】
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－９
後頁より移行③-38

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：添付書類八 1.1.7 重大事故等対処設備に関する基本方針】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

前頁へ移行

修

正

案

備

考

抽出リストＢ－９③-39

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：添付書類八 1.1.7 重大事故等対処設備に関する基本方針】
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－９③-40

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：添付書類八 1.1.7 重大事故等対処設備に関する基本方針】
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

抽出リストＢ－９③-41

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：添付書類八 1.1.7 重大事故等対処設備に関する基本方針】
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

前頁より移行備考

抽出リストＡ－２０

次頁へ移行

③-42

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：添付書類八 1.1.7 重大事故等対処設備に関する基本方針】
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

前頁より移行考

抽出リストＢ－９

抽出リストＡ－２３③-43

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：添付書類八 1.1.7 重大事故等対処設備に関する基本方針】
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Ａ－２４③-44

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：添付書類八 第 1.7.9－3 表 発電所敷地内に設置している屋外の危険物貯蔵施設等の一覧】
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－７５③-45

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：添付書類八 1.1.7 重大事故等対処設備に関する基本方針】
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－１（用語の適正化）抽出リストＢ－１（用語の適正化，記載漏れ
の適正化）

③-46

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：添付書類八 1.1.7 重大事故等対処設備に関する基本方針】
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－１（用語の適正化，記載漏れの適正化）

抽出リストＢ－１（用語の適正化，記載漏れ
の適正化）

③-47

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：添付書類八 1.1.7 重大事故等対処設備に関する基本方針】
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－１（用語の適正化）③-48

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：添付書類八 1.1.7 重大事故等対処設備に関する基本方針】
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－１（記載漏れの適正化）

抽出リストＢ－１（用語の適正化，記載漏れ
の適正化）

③-49

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：添付書類八 1.1.7 重大事故等対処設備に関する基本方針】
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－１（用語の適正化，記載漏れの適正化）

抽出リストＢ－１（記載漏れの適正化）

抽出リストＢ－１（用語の適正化，記載漏れ
の適正化）

③-50

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：添付書類八 1.1.7 重大事故等対処設備に関する基本方針】
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－１（用語の適正化）抽出リストＣ－８③-51

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：添付書類八 1.1.7 重大事故等対処設備に関する基本方針】
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－８

抽出リストＣ－８③-52

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：添付書類八 1.4.1.7(1),1.4.1.7(2),1.4.1.7(3) 】
東海第二発電所
1.4.1.7(1)

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

津波監視

津波・構内監視カメラ

修
1.4.1.7(1)

正案

津波・構内監視カメラ
津波・構内監視カメラは，原子炉建屋の屋上 T.P.＋64m，防潮堤の上部

T.P.＋18m 及び防潮堤の上部 T.P.＋20m に設置し，暗視機能を有したカメ

T.P.＋18m 及び防潮堤の上部 T.P.＋20m に設置し，暗視機能を有したカメラを用い，中央制御室及び緊急時対策所から昼夜問わず監視可能な設計とする。

ラを用い，中央制御室から昼夜問わず監視可能な設計とする。

取水ピット水位計

(2)

抽出リスト

Ａ－２５

Ａ－２５

取水ピット水位計

取水ピット水位計は，T.P.＋3m の敷地の取水ピット上版に設置し，非常取水ピット水位計は，T.P.＋3m の敷地の取水ピット上版に設置し，非常用海水ポンプが設置された取水ピットの下降側の津波高さを計測できるよ用海水ポンプが設置された取水ピットの下降側の津波高さを計測できるよう，T.P.－7.8m～T.P.＋2.3m を計測範囲とし，中央制御室及び緊急時対策

う，T.P.－7.8m～T.P.＋2.3m を計測範囲とし，中央制御室から監視可能な 抽出リスト

所から監視可能な設計とする。

設計とする。

なお，取水ピット水位計は，漂流物の影響を受けにくい取水ピット上版

なお，取水ピット水位計は，漂流物の影響を受けにくい取水ピット上版に設置する。また，漂流物の衝突に対する防止策・緩和策として取水ピッに設置する。また，漂流物の衝突に対する防止策・緩和策として取水ピットの北側と南側にそれぞれ 1 個ずつ計 2 個の取水ピット水位計を多重化しトの北側と南側にそれぞれ 1 個ずつ計 2 個の取水ピット水位計を多重化して設置する。

て設置する。

(3)

潮位計

考

津波監視

津波・構内監視カメラは，原子炉建屋の屋上 T.P.＋64m，防潮堤の上部(2)備(3) 潮位計

潮位計は，取水口入口近傍の取水路内の高さ T.P.－5.0m の位置に設置

潮位計は，取水口入口近傍の取水路内の高さ T.P.－5.0m の位置に設置

し，取水口付近の上昇側の津波高さを計測できるよう，T.P.－5.0m～T.P.

し，取水口付近の上昇側の津波高さを計測できるよう，T.P.－5.0m～T.P.

＋20.0m を計測範囲とし，中央制御室及び緊急時対策所から監視可能な設＋20.0m を計測範囲とし，中央制御室から監視可能な設計とする。

抽出リスト

Ａ－２５

計とする。
なお，潮位計は，漂流物の影響を受けにくい取水口入口近傍に設置する。

なお，潮位計は，漂流物の影響を受けにくい取水口入口近傍に設置する。

また，漂流物の衝突に対する防止策・緩和策として取水口入口近傍の北側

また，漂流物の衝突に対する防止策・緩和策として取水口入口近傍の北側と南側にそれぞれ 1 個ずつ計 2 個の潮位計を多重化して設置する。

と南側にそれぞれ 1 個ずつ計 2 個の潮位計を多重化して設置する。

1／1

③-53

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：添付書類八 1.1.7 重大事故等対処設備に関する基本方針】
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Ａ－２４

1／2

③-54

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：添付書類八 1.1.7 重大事故等対処設備に関する基本方針】
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Ａ－２４

2／2

③-55

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：添付書類八 1.1.7 重大事故等対処設備に関する基本方針】
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Ａ－２４

3／3

③-56

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：添付書類八 1.9 発電用原子炉設置許可申請に係る安全設計の方針 第十二条 安全施設】
東海第二発電所
第十二条
１

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

安全施設

安全施設は、その安全機能の重要度に応じて、安全機能が確保された

修安全機能を有する系統のうち、安全機能の重要度が特に高い安全機能案

１

ものでなければならない。
２

安全機能を有する系統のうち、安全機能の重要度が特に高い安全機能を有するものは、当該系統を構成する機械又は器具の単一故障（単一の原因によって一つの機械又は器具が所定の安全機能を失うこと（従属要因による多重故障を含む。
）をいう。以下同じ。
）が発生した場合であっ因による多重故障を含む。
）をいう。以下同じ。
）が発生した場合であって、外部電源が利用できない場合においても機能できるよう、当該系統て、外部電源が利用できない場合においても機能できるよう、当該系統を構成する機械又は器具の機能、構造及び動作原理を考慮して、多重性を構成する機械又は器具の機能、構造及び動作原理を考慮して、多重性

又は多様性を確保し、及び独立性を確保するものでなければならない。

又は多様性を確保し、及び独立性を確保するものでなければならない。

安全施設は、設計基準事故時及び設計基準事故に至るまでの間に想定

３

安全施設は、設計基準事故時及び設計基準事故に至るまでの間に想定される全ての環境条件において、その機能を発揮することができるもの

される全ての環境条件において、その機能を発揮することができるもの

でなければならない。

でなければならない。

４

安全施設は、その健全性及び能力を確認するため、その安全機能の重４

安全施設は、その健全性及び能力を確認するため、その安全機能の重要度に応じ、発電用原子炉の運転中又は停止中に試験又は検査ができる

要度に応じ、発電用原子炉の運転中又は停止中に試験又は検査ができる

ものでなければならない。

ものでなければならない。

５

安全施設は、蒸気タービン、ポンプその他の機器又は配管の損壊に伴５

う飛散物により、安全性を損なわないものでなければならない。
６

重要安全施設は、二以上の発電用原子炉施設において共用し、又は相安全施設は、蒸気タービン、ポンプその他の機器又は配管の損壊に伴う飛散物により、安全性を損なわないものでなければならない。

６

重要安全施設は、二以上の発電用原子炉施設において共用し、又は相互に接続するものであってはならない。ただし、二以上の発電用原子炉

互に接続するものであってはならない。ただし、二以上の発電用原子炉

施設と共用し、又は相互に接続することによって当該二以上の発電用原施設と共用し、又は相互に接続することによって当該二以上の発電用原子炉施設の安全性が向上する場合は、この限りでない。

子炉施設の安全性が向上する場合は、この限りでない。

７

安全施設（重要安全施設を除く。
）は、二以上の発電用原子炉施設と共

７

安全施設（重要安全施設を除く。
）は、二以上の発電用原子炉施設と共用し、又は相互に接続する場合には、発電用原子炉施設の安全性を損な用し、又は相互に接続する場合には、発電用原子炉施設の安全性を損な

わないものでなければならない。

わないものでなければならない。

適合のための設計方針適合のための設計方針

第１項について第１項について安全施設を，「発電用軽水型原子炉施設の安全機能の重要度分類に関する審査指針」に基づき，それが果たす安全機能の性質に応じて，次の 2 種に分安全施設を，「発電用軽水型原子炉施設の安全機能の重要度分類に関する審査指針」に基づき，それが果たす安全機能の性質に応じて，次の 2 種に分

類する。

類する。

(1)

(1)

その機能の喪失により，原子炉施設を異常状態に陥れ，もって一般公衆考

安全施設は、その安全機能の重要度に応じて、安全機能が確保されたを有するものは、当該系統を構成する機械又は器具の単一故障（単一の原因によって一つの機械又は器具が所定の安全機能を失うこと（従属要３

備第十二条 安全施設

ものでなければならない。
２

正その機能の喪失により，原子炉施設を異常状態に陥れ，もって一般公衆

ないし従事者に過度の放射線被ばくを及ぼすおそれのあるもの（異常発生

ないし従事者に過度の放射線被ばくを及ぼすおそれのあるもの（異常発生防止系。以下「ＰＳ」という。）。

防止系。以下「ＰＳ」という。）。

④-1

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：添付書類八 1.9 発電用原子炉設置許可申請に係る安全設計の方針 第十二条 安全施設】
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

原子炉施設の異常状態において，この拡大を防止し，又はこれを速やか

修
(2)

案

に収束せしめ，もって一般公衆ないし従事者に及ぼすおそれのある過度のに収束せしめ，もって一般公衆ないし従事者に及ぼすおそれのある過度の放射線被ばくを防止し，又は緩和する機能を有するもの（異常影響緩和系。

放射線被ばくを防止し，又は緩和する機能を有するもの（異常影響緩和系。

以下「ＭＳ」という。）。

以下「ＭＳ」という。）。

また，ＰＳ及びＭＳのそれぞれに属する安全施設を，その有する安全機

また，ＰＳ及びＭＳのそれぞれに属する安全施設を，その有する安全機能の重要度に応じ，それぞれクラス１，クラス２及びクラス３に分類する。
それぞれのクラスの呼称は第１表に掲げるとおりとする。

能の重要度に応じ，それぞれクラス１，クラス２及びクラス３に分類する。
それぞれのクラスの呼称は第１表に掲げるとおりとする。

なお，各クラスに属する安全施設の基本設計ないし基本的設計方針は，なお，各クラスに属する安全施設の基本設計ないし基本的設計方針は，確立された設計，建設，試験及び検査の技術並びに運転管理により，安全確立された設計，建設，試験及び検査の技術並びに運転管理により，安全機能確保の観点から，次の各号に掲げる基本的目標を達成できるものとす

機能確保の観点から，次の各号に掲げる基本的目標を達成できるものとする。

る。

ａ．クラス１：合理的に達成し得る最高度の信頼性を確保し，かつ，維持ａ．クラス１：合理的に達成し得る最高度の信頼性を確保し，かつ，維持ｂ．クラス２：高度の信頼性を確保し，かつ，維持すること。

ｃ．クラス３：一般の産業施設と同等以上の信頼性を確保し，かつ，維持ｃ．クラス３：一般の産業施設と同等以上の信頼性を確保し，かつ，維持
すること。

すること。
本原子炉施設の安全上の機能別重要度分類を具体的に適用するに当たっ(3)

分類の適用の原則
本原子炉施設の安全上の機能別重要度分類を具体的に適用するに当たっては，原則として次によることとする。

ては，原則として次によることとする。

ａ．安全機能を直接果たす構築物，系統及び機器(以下「当該系」という。
）

ａ．安全機能を直接果たす構築物，系統及び機器(以下「当該系」という。
）

が，その機能を果たすために直接又は間接に必要とする構築物，系統及が，その機能を果たすために直接又は間接に必要とする構築物，系統及び機器（以下「関連系」という。
）の範囲と分類は，次の各号に掲げるとび機器（以下「関連系」という。
）の範囲と分類は，次の各号に掲げるところによるものとする。

ころによるものとする。

(a)

(a)

当該系の機能遂行に直接必要となる関連系は，当該系と同位の重要度を有するものとみなす。

(b)

当該系の機能遂行に直接必要はないが，その信頼性を維持し，又は当該系の機能遂行に直接必要となる関連系は，当該系と同位の重要度を有するものとみなす。
(b)

当該系の機能遂行に直接必要はないが，その信頼性を維持し，又は担保するために必要な関連系は，当該系より下位の重要度を有するも担保するために必要な関連系は，当該系より下位の重要度を有するものとみなす。ただし，当該系がクラス３であるときは，関連系はクラのとみなす。ただし，当該系がクラス３であるときは，関連系はクラス３とみなす。

ス３とみなす。

ｂ．一つの構築物，系統及び機器が，二つ以上の安全機能を有するときは，果たすべきすべての安全機能に対する設計上の要求を満足させるものと
する。

考

すること。

ｂ．クラス２：高度の信頼性を確保し，かつ，維持すること。

分類の適用の原則

備

原子炉施設の異常状態において，この拡大を防止し，又はこれを速やか

すること。

(3)

正

ｂ．一つの構築物，系統及び機器が，二つ以上の安全機能を有するときは，果たすべきすべての安全機能に対する設計上の要求を満足させるものとする。

ｃ．安全機能を有する構築物，系統又は機器は，これら二つ以上のもののｃ．安全機能を有する構築物，系統又は機器は，これら二つ以上のものの間において，又は安全機能を有しないものとの間において，その一方の間において，又は安全機能を有しないものとの間において，その一方の運転又は故障等により，同位ないし上位の重要度を有する他方に期待さ運転又は故障等により，同位ないし上位の重要度を有する他方に期待さ④-2

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：添付書類八 1.9 発電用原子炉設置許可申請に係る安全設計の方針 第十二条 安全施設】
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

れる安全機能が阻害され，もって原子炉施設の安全が損なわれることのれる安全機能が阻害され，もって原子炉施設の安全が損なわれることのないように，機能的隔離及び物理的分離を適切に考慮する。

ないように，機能的隔離及び物理的分離を適切に考慮する。

ｄ．重要度の異なる構築物，系統又は機器を接続するときは，下位の重要

ｄ．重要度の異なる構築物，系統又は機器を接続するときは，下位の重要度のものに上位の重要度のものと同等の設計上の要求を課すか，又は上度のものに上位の重要度のものと同等の設計上の要求を課すか，又は上位の重要度のものと同等の隔離装置等によって，下位の重要度のものの位の重要度のものと同等の隔離装置等によって，下位の重要度のものの故障等により上位の重要度のものの安全機能が損なわれないように，適切な機能的隔離が行われるよう考慮する。

故障等により上位の重要度のものの安全機能が損なわれないように，適切な機能的隔離が行われるよう考慮する。

第２項について備

考第２項について重要度が特に高い安全機能を有する系統については，その構造，動作原理，

重要度が特に高い安全機能を有する系統については，その構造，動作原理，

果たすべき安全機能の性質等を考慮し，原則として多重性のある独立した系

果たすべき安全機能の性質等を考慮し，原則として多重性のある独立した系

列又は多様性のある独立した系列を設け，想定される動的機器の単一故障又列又は多様性のある独立した系列を設け，想定される動的機器の単一故障又は長期間の使用が想定される静的機器の単一故障を仮定しても所定の安全機は長期間の使用が想定される静的機器の単一故障を仮定しても所定の安全機能が達成できる設計とする。また，その系統を構成する機器の単一故障の仮能が達成できる設計とする。また，その系統を構成する機器の単一故障の仮定に加え，外部電源が利用できない場合においても，系統の安全機能が達成

定に加え，外部電源が利用できない場合においても，系統の安全機能が達成できるよう，非常用所内電源として非常用ディーゼル発電機 3 系統を設ける。

できるよう，非常用所内電源として非常用ディーゼル発電機 3 系統を設ける。

重要度が特に高い安全機能を有する系統において，設計基準事故が発生し重要度が特に高い安全機能を有する系統において，設計基準事故が発生した場合に長期間にわたって機能が要求される静的機器のうち，単一設計とすた場合に長期間にわたって機能が要求される静的機器のうち，単一設計とす

る原子炉建屋ガス処理系の配管の一部及び中央制御室換気系のダクトの一部

る原子炉建屋ガス処理系の配管の一部及び中央制御室換気系のダクトの一部については，当該設備に要求される原子炉格納容器内又は放射性物質が原子については，当該設備に要求される原子炉格納容器内又は放射性物質が原子炉格納容器内から漏れ出た場所の雰囲気中の放射性物質の濃度低減機能及び炉格納容器内から漏れ出た場所の雰囲気中の放射性物質の濃度低減機能及び原子炉制御室非常用換気空調機能が喪失する単一故障のうち，想定される最原子炉制御室非常用換気空調機能が喪失する単一故障のうち，想定される最も過酷な条件として，配管及びダクトについては全周破断を想定しても，単も過酷な条件として，配管及びダクトについては全周破断を想定しても，単一故障による放射線物質の放出に伴う被ばくの影響を最小限に抑えるよう，一故障による放射線物質の放出に伴う被ばくの影響を最小限に抑えるよう，安全上支障のない期間に単一故障を確実に除去又は修復できる設計とし，そ安全上支障のない期間に単一故障を確実に除去又は修復できる設計とし，その単一故障を仮定しない。設計に当たっては，想定される単一故障の発生にの単一故障を仮定しない。設計に当たっては，想定される単一故障の発生に伴う周辺公衆及び運転員の被ばく，当該単一故障の除去又は修復のためのア

伴う周辺公衆及び運転員の被ばく，当該単一故障の除去又は修復のためのア

クセス性，補修作業性並びに当該作業期間として想定する屋外の場合 4 日間，

クセス性，補修作業性並びに当該作業期間として想定する屋外の場合 4 日間，屋内の場合 2 日間における従事者の被ばくを考慮し，周辺公衆の被ばく線量

屋内の場合 2 日間における従事者の被ばくを考慮し，周辺公衆の被ばく線量が設計基準事故時の判断基準である実効線量を下回ること，運転員の被ばく線量が緊急時作業に係る線量限度を下回ること及び従事者の被ばく線量が緊が設計基準事故時の判断基準である実効線量を下回ること，運転員の被ばく線量が緊急時作業に係る線量限度を下回ること及び従事者の被ばく線量が緊急時作業に係る線量限度に照らしても十分小さく修復作業が実施可能である

急時作業に係る線量限度に照らしても十分小さく修復作業が実施可能である

ことを満足するものとする。

ことを満足するものとする。

なお，単一故障を除去又は修復ができない場合であっても，周辺公衆に対

なお，単一故障を除去又は修復ができない場合であっても，周辺公衆に対する放射線被ばくが，安全評価指針に示された設計基準事故時の判断基準をする放射線被ばくが，安全評価指針に示された設計基準事故時の判断基準を④-3

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：添付書類八 1.9 発電用原子炉設置許可申請に係る安全設計の方針 第十二条 安全施設】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

下回ることを確認する。

修

正

案

重要度が特に高い安全機能を有する系統において，設計基準事故が発生した場合に長期間にわたって機能が要求される静的機器のうち，単一設計とすた場合に長期間にわたって機能が要求される静的機器のうち，単一設計とす

る残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）のスプレイヘッダ（サプレッシ

る残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）のスプレイヘッダ（サプレッション・チェンバ側）については，想定される最も過酷な単一故障の条件としョン・チェンバ側）については，想定される最も過酷な単一故障の条件として，配管１箇所の全周破断を想定した場合においても，原子炉格納容器の冷却機能を達成できる設計とする。また，このような場合においても，残留熱て，配管１箇所の全周破断を想定した場合においても，原子炉格納容器の冷却機能を達成できる設計とする。また，このような場合においても，残留熱除去系 2 系統にてドライウェルスプレイを行うか，又は 1 系統をドライウェ

除去系 2 系統にてドライウェルスプレイを行うか，又は 1 系統をドライウェ

ルスプレイ，もう 1 系統を残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）

ルスプレイ，もう 1 系統を残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）

で運転することで原子炉格納容器の冷却機能を代替できる設計とする。

で運転することで原子炉格納容器の冷却機能を代替できる設計とする。

なお，単一設計とする原子炉建屋ガス処理系の配管の一部及び中央制御室

なお，単一設計とする原子炉建屋ガス処理系の配管の一部及び中央制御室

換気系のダクトの一部については，保全計画に基づき劣化モードに対する適換気系のダクトの一部については，保全計画に基づき劣化モードに対する適切な保守管理を実施し，故障の発生を低く抑える。

切な保守管理を実施し，故障の発生を低く抑える。
第３項について安全施設の設計条件を設定するに当たっては，材料疲労，劣化等に対して安全施設の設計条件を設定するに当たっては，材料疲労，劣化等に対しても十分な余裕を持って機能維持が可能となるよう，通常運転時，運転時の異も十分な余裕を持って機能維持が可能となるよう，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想定される圧力，温度，湿度，放射線

常な過渡変化時及び設計基準事故時に想定される圧力，温度，湿度，放射線量等各種の環境条件を考慮し，十分安全側の条件を与えることにより，これ量等各種の環境条件を考慮し，十分安全側の条件を与えることにより，これ

らの条件下においても期待されている安全機能を発揮できる設計とする。

らの条件下においても期待されている安全機能を発揮できる設計とする。

第４項について第４項について安全施設は，その健全性及び能力を確認するため，その安全機能の重要度

安全施設は，その健全性及び能力を確認するため，その安全機能の重要度に応じ，必要性及びプラントに与える影響を考慮して，発電用原子炉の運転に応じ，必要性及びプラントに与える影響を考慮して，発電用原子炉の運転中又は停止中に試験又は検査ができる設計とする。

中又は停止中に試験又は検査ができる設計とする。

試験又は検査が可能な設計とする対象設備を第２表に示す。
第５項について試験又は検査が可能な設計とする対象設備を第２表に示す。
第５項について発電用原子炉施設内部においては，内部発生エネルギの高い流体を内蔵す

発電用原子炉施設内部においては，内部発生エネルギの高い流体を内蔵する弁の破損，配管の破断及び高速回転機器の破損による飛散物が想定される。
発電所内の施設については，タービン・発電機等の大型回転機器に対して，る弁の破損，配管の破断及び高速回転機器の破損による飛散物が想定される。
発電所内の施設については，タービン・発電機等の大型回転機器に対して，その損壊によりプラントの安全性を損なうおそれのある飛散物が発生する可その損壊によりプラントの安全性を損なうおそれのある飛散物が発生する可能性を十分低く抑えるよう，機器の設計，製作，品質管理，運転管理に十分

能性を十分低く抑えるよう，機器の設計，製作，品質管理，運転管理に十分な考慮を払う。

な考慮を払う。

さらに，万一タービンの破損を想定した場合でも，タービン羽根，T-G カ

考

下回ることを確認する。

重要度が特に高い安全機能を有する系統において，設計基準事故が発生し第３項について備

さらに，万一タービンの破損を想定した場合でも，タービン羽根，T-G カ④-4

東海第二発電所

設置変更許可申請書

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【対象項目：添付書類八 1.9 発電用原子炉設置許可申請に係る安全設計の方針 第十二条 安全施設】
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

ップリング，タービン・ディスク，高圧タービン・ロータ等の飛散物によっップリング，タービン・ディスク，高圧タービン・ロータ等の飛散物によって安全施設の機能が損なわれる可能性を極めて低くする設計とする。

て安全施設の機能が損なわれる可能性を極めて低くする設計とする。

高温高圧の流体を内包する主蒸気・給水管等については，材料選定，強度設計，品質管理に十分な考慮を払う。

設計，品質管理に十分な考慮を払う。
さらに，これに加えて安全性を高めるために，上記配管については仮想的な破断を想定し，その結果生じるかも知れない配管のむち打ち，流出流体のジェット力，周辺雰囲気の変化等により，安全施設の機能が損なわれることな破断を想定し，その結果生じるかも知れない配管のむち打ち，流出流体のジェット力，周辺雰囲気の変化等により，安全施設の機能が損なわれることのないよう配置上の考慮を払うとともに，それらの影響を低減させるためののないよう配置上の考慮を払うとともに，それらの影響を低減させるための手段として，主蒸気・給水管についてはパイプホイップレストレイントを設手段として，主蒸気・給水管についてはパイプホイップレストレイントを設

ける。

ける。

第６項について東海第二発電所においては，重要安全施設の共用又は相互に接続はしない。
第７項について以上の考慮により，安全施設は安全性を損なわない設計とする。
第６項について東海第二発電所においては，重要安全施設の共用又は相互に接続はしない。
第７項について安全施設（重要安全施設を除く。
）のうち，2 以上の発電用原子炉施設間で安全施設（重要安全施設を除く。
）のうち，2 以上の発電用原子炉施設間で共用するのは，固体廃棄物処理系，所内ボイラ設備，所内蒸気系，給水処理共用するのは，固体廃棄物処理系，所内ボイラ設備，所内蒸気系，給水処理系，緊急時対策所，通信連絡設備，放射線監視設備及び消火系である。

系，緊急時対策所，通信連絡設備，放射線監視設備及び消火系である。

固体廃棄物処理系のうち，セメント混練固化装置，雑固体廃棄物焼却装置，考

高温高圧の流体を内包する主蒸気・給水管等については，材料選定，強度

さらに，これに加えて安全性を高めるために，上記配管については仮想的以上の考慮により，安全施設は安全性を損なわない設計とする。

備

固体廃棄物処理系のうち，セメント混練固化装置，雑固体廃棄物焼却設備， 抽出リストＣ－７

雑固体減容処理設備，固体廃棄物貯蔵庫及び固体廃棄物作業建屋は，東海発

雑固体減容処理設備，固体廃棄物貯蔵庫及び固体廃棄物作業建屋は，東海発電所と共用とするが，その処理量は東海第二発電所及び東海発電所における電所と共用とするが，その処理量は東海第二発電所及び東海発電所における合計の予想発生量を考慮することで安全性を損なわない設計とする。

合計の予想発生量を考慮することで安全性を損なわない設計とする。

所内ボイラ設備及び所内蒸気系は，東海発電所と共用とするが，必要な容所内ボイラ設備及び所内蒸気系は，東海発電所と共用とするが，必要な容量をそれぞれ確保するとともに，接続部の弁を閉操作することにより隔離で量をそれぞれ確保するとともに，接続部の弁を閉操作することにより隔離できる設計とすることで，安全性を損なわない設計とする。

きる設計とすることで，安全性を損なわない設計とする。

給水処理系のうち，原水タンク，ろ過水貯蔵タンク，多目的タンク及び純給水処理系のうち，原水タンク，ろ過水貯蔵タンク，多目的タンク及び純水貯蔵タンクは，東海発電所と共用とするが，必要な容量をそれぞれ確保す

水貯蔵タンクは，東海発電所と共用とするが，必要な容量をそれぞれ確保するとともに，接続部の弁を閉操作することにより隔離できる設計とすることるとともに，接続部の弁を閉操作することにより隔離できる設計とすること

で，安全性を損なわない設計とする。
緊急時対策所は，東海発電所と共用とするが，東海発電所と同時発災時にで，安全性を損なわない設計とする。
緊急時対策所は，東海発電所と共用とするが，東海発電所と同時発災時に対応するために必要な居住性を確保する設計とすることで，安全性を損なわ対応するために必要な居住性を確保する設計とすることで，安全性を損なわない設計とする。

ない設計とする。

通信連絡設備のうち衛星電話設備（固定型），衛星電話設備（携帯型），電通信連絡設備のうち衛星電話設備（固定型），衛星電話設備（携帯型），電

力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦＡＸ），テレビ会議シ

力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦＡＸ），テレビ会議シ④-5

東海第二発電所

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【対象項目：添付書類八 1.9 発電用原子炉設置許可申請に係る安全設計の方針 第十二条 安全施設】
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

ステム（社内），統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレステム（社内），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），加入電話設備（加入電話及びビ会議システム，ＩＰ電話及びＩＰ－ＦＡＸ），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））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））は，東海発電所と共用とするが，東海発電所で同時に通信・通話するためには，東海発電所と共用とするが，東海発電所で同時に通信・通話するために必要な仕様を満足する設備とすることで，安全性を損なわない設計とする。

必要な仕様を満足する設備とすることで，安全性を損なわない設計とする。

放射線監視設備のうち固定モニタリング設備，気象観測設備，放射能観測
車及び環境試料測定設備は，東海第二発電所及び東海発電所の共通の対象で放射線監視設備のうち固定モニタリング設備，気象観測設備，放射能観測
車及び環境試料測定設備は，東海第二発電所及び東海発電所の共通の対象である発電所周辺の放射線等を監視，測定するために必要な仕様を満足する設ある発電所周辺の放射線等を監視，測定するために必要な仕様を満足する設

備とすることで，安全性を損なわない設計とする。

備とすることで，安全性を損なわない設計とする。

放射線監視設備のうち出入管理室は東海第二発電所及び東海発電所の共通

放射線監視設備のうち出入管理室は東海第二発電所及び東海発電所の共通の対象である管理区域の出入管理及び被ばく線量の監視をするために必要なの対象である管理区域の出入管理及び被ばく線量の監視をするために必要な仕様を満足する設備とすることで，安全性を損なわない設計とする。

仕様を満足する設備とすることで，安全性を損なわない設計とする。

消火系のうち構内消火用ポンプ，ディーゼル駆動構内消火ポンプ，原水タ

備考

消火系のうち電動機駆動消火ポンプ,ディーゼル駆動消火ポンプ,構内消火 抽出リストＡ－1

ンクは，東海発電所と共用とするが，各発電所に必要な容量をそれぞれ確保

用ポンプ，ディーゼル駆動構内消火ポンプ，原水タンク,ろ過水貯蔵タンク及するとともに，発電所間の接続部の弁を閉操作することにより隔離できる設

び多目的タンクは，東海発電所と共用とするが，各発電所に必要な容量をそ計とすることで，安全性を損なわない設計とする。

れぞれ確保するとともに，発電所間の接続部の弁を閉操作することにより隔離できる設計とすることで，安全性を損なわない設計とする。

④-6

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：添付書類八 1.9 発電用原子炉設置許可申請に係る安全設計の方針 第十七条 原子炉冷却材圧力バウンダリ】
東海第二発電所
第十七条

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

原子炉冷却材圧力バウンダリ

修
第十七条

正

案

発電用原子炉施設には、次に掲げるところにより、原子炉冷却材圧力バ

ウンダリを構成する機器（安全施設に属するものに限る。以下この条におウンダリを構成する機器（安全施設に属するものに限る。以下この条において同じ。
）を設けなければならない。

いて同じ。
）を設けなければならない。

二

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生ずる衝撃、炉心の反応度の変化による荷重の増加その他の原子炉冷却材

一

圧力バウンダリを構成する機器に加わる負荷に耐えるものとするこ

と。

と。
二

と。
三

原子炉冷却材の流出を制限するため隔離装置を有するものとすること。

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瞬間三的破壊が生じないよう、十分な破壊じん性を有するものとすること。
四

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生ずる衝撃、炉心の反応度の変化による荷重の増加その他の原子炉冷却材

圧力バウンダリを構成する機器に加わる負荷に耐えるものとするこ原子炉冷却材の流出を制限するため隔離装置を有するものとするこ

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瞬間的破壊が生じないよう、十分な破壊じん性を有するものとすること。

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を検出す

四る装置を有するものとすること。

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を検出する装置を有するものとすること。

適合のための設計方針適合のための設計方針

第１項について第１項について

原子炉冷却材圧力バウンダリは，次の範囲の機器及び配管とする。
(1)

原子炉圧力容器及びその付属物（本体に直接付けられるもの及び制御棒駆動機構ハウジング等）

考

原子炉冷却材圧力バウンダリ

発電用原子炉施設には、次に掲げるところにより、原子炉冷却材圧力バ一備

原子炉冷却材圧力バウンダリは，次の範囲の機器及び配管とする。
(1)

原子炉圧力容器及びその付属物（本体に直接付けられるもの及び制御棒駆動機構ハウジング等）

原子炉冷却材系を構成する機器及び配管（一次冷却材設備系配管及び弁） (2) 原子炉冷却材系を構成する機器及び配管（主蒸気管及び給水管のうち原 抽出リストＣ－６０(2)

子炉側からみて第二隔離弁を含むまでの範囲）
(3)

接続配管

ａ．通常時開及び事故時閉となる弁を有するものは，原子炉側からみて，第二隔離弁を含むまでの範囲とする。
ｂ．通常時又は事故時に開となるおそれがある通常時閉及び事故時閉となる弁を有するものは，第二隔離弁を含むまでの範囲とする。

(3) 接続配管
ａ．通常時開及び事故時閉となる弁を有するものは，原子炉側からみて，第二隔離弁を含むまでの範囲とする。
ｂ．通常時又は事故時に開となるおそれがある通常時閉及び事故時閉となる弁を有するものは，第二隔離弁を含むまでの範囲とする。

ｃ．通常時閉及び事故時閉となる弁を有するもののうち，ｂ．以外のもの

ｃ．通常時閉及び事故時閉となる弁を有するもののうち，ｂ．以外のもの

は，原子炉側からみて，第一隔離弁を含むまでの範囲とする。
ｄ．通常時閉及び原子炉冷却材喪失時開となる弁を有する非常用炉心冷却は，原子炉側からみて，第一隔離弁を含むまでの範囲とする。
ｄ．通常時閉及び原子炉冷却材喪失時開となる弁を有する非常用炉心冷却系等もａ．に準ずる。

系等もａ．に準ずる。

ｅ．上記において「隔離弁」とは，自動隔離弁，逆止弁，通常時ロックさ

ｅ．上記において「隔離弁」とは，自動隔離弁，逆止弁，通常時ロックされた閉止弁及び遠隔操作閉止弁をいう。なお，通常時閉，事故時閉となれた閉止弁及び遠隔操作閉止弁をいう。なお，通常時閉，事故時閉となる手動弁のうち，個別に施錠管理を行う弁は，開となるおそれがなく，る手動弁のうち，個別に施錠管理を行う弁は，開となるおそれがなく，④-7

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：添付書類八 1.9 発電用原子炉設置許可申請に係る安全設計の方針 第十七条 原子炉冷却材圧力バウンダリ】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

上記ｃ．に該当するものとする。

修

正

案

備

考

上記ｃ．に該当するものとする。

原子炉冷却材圧力バウンダリの拡大範囲（以下「拡大範囲」という。）と原子炉冷却材圧力バウンダリの拡大範囲（以下「拡大範囲」という。）となる残留熱除去系停止時冷却系供給ライン及び残留熱除去系停止時冷却系戻なる残留熱除去系停止時冷却系供給ライン及び残留熱除去系停止時冷却系戻りラインについては，従来クラス２機器としていたが，上記ｂ．に該当する

りラインについては，従来クラス２機器としていたが，上記ｂ．に該当する

ため，原子炉冷却材圧力バウンダリ範囲としてクラス１機器における要求をため，原子炉冷却材圧力バウンダリ範囲としてクラス１機器における要求を満足することを確認する。
拡大範囲については，クラス１機器の供用期間中検査を継続的に行い，健満足することを確認する。
拡大範囲については，クラス１機器の供用期間中検査を継続的に行い，健全性を確認する。

全性を確認する。

④-8

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：添付書類八 1.9 発電用原子炉設置許可申請に係る安全設計の方針 第四十条 津波による損傷の防止】
東海第二発電所
第四十条

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

津波による損傷の防止

修
第四十条

正

案

津波による損傷の防止に必要な機能が損なわれるおそれがないものでなければならない。

に必要な機能が損なわれるおそれがないものでなければならない。
適合のための設計方針
基準津波及び入力津波の策定に関しては，第五条の「適合のための設計方適合のための設計方針
基準津波及び入力津波の策定に関しては，第五条の「適合のための設計方針」を適用する。

針」を適用する。

耐津波設計としては以下の方針とする。
重大事故等対処施設の津波防護対象施設（貯留堰及び取水構造物を除耐津波設計としては以下の方針とする。
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 抽出リストＣ－９(1)く。）を内包する建屋及び区画の設置された敷地において，基準津波によく。）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，取水路及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，取水路及び放水路等の経路から流入させない設計とする。

び,放水路等の経路から流入させない設計とする。

(2)

取水・放水施設及び地下部等において，漏水する可能性を考慮の上，漏(2)取水・放水施設及び地下部等において，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

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する設計とする。

の影響を防止する設計とする。

(3)(1)(2)に規定するもののほか，重大事故等対処施設の津波防護対象設備(3)(1)(2)に規定するもののほか，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，（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，

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，必要に応じて実施する浸水対策

水防護重点化範囲を明確化するとともに，必要に応じて実施する浸水対策については，第五条の「適合のための設計方針」を適用する。

については，第五条の「適合のための設計方針」を適用する。

(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(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する設計とする。そのため，非常用海水ポンプについて

能への影響を防止する設計とする。そのため，非常用海水ポンプについては，第五条の「適合のための設計方針」を適用する。

は，第五条の「適合のための設計方針」を適用する。

また，非常用海水ポンプ及び緊急用海水ポンプについては，基準津波にまた，緊急用海水ポンプについては，基準津波による水位の変動に対し 抽出リストＣ－１３

よる水位の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て取水性を確保でき，ＳＡ用海水ピット取水塔からの砂の混入に対して，て，ポンプが機能保持できる設計とする。

ポンプが機能保持できる設計とする。

(5)

考

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

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(1)

備

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ついては， (5) 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ついては，第五条の「適合のための設計方針」を適用する。

第五条の「適合のための設計方針」を適用する。

(6) 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常用海水 (6) 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常用海水ポンプ等の取水性の評価に当たっては，第五条の「適合のための設計方針」
ポンプ等の取水性の評価に当たっては，第五条の「適合のための設計方針」
を適用する。

を適用する。

④-9

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：添付書類八 1.9 発電用原子炉設置許可申請に係る安全設計の方針 第四十五条 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】
東海第二発電所
第四十五条

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

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

修

正

案

発電用原子炉施設には、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損傷を防止するため、発電用原子炉をあって、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傷を防止するため、発電用原子炉を冷却するために必要な設備を設けなければならない。

冷却するために必要な設備を設けなければならない。
適合のための設計方針

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系が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，かつ，

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，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，高圧代

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，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。

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。

(1)

(1)

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

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

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高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系が機能喪失した場合の重大事故等対処設備として，高圧代替注水系は，蒸気タービン駆動ポンプ

大事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である常設高圧代替注水系ポンプ，配管・弁類，計測制御装置等で構成し，である常設高圧代替注水系ポンプ，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

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。
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，

全弁機能）を使用する。
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

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し，中央制御室からの操作が可能な設計とする。

設計とし，中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，常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備及び常設代替直流電源設備の機能喪失により中央制御室からの操考第四十五条 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

発電用原子炉施設には、原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態で適合のための設計方針

備

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,常設代替直流電源設備及び可搬型代替直流電源設備の機能喪失 抽出リストＣ－６１④-10

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：添付書類八 1.9 発電用原子炉設置許可申請に係る安全設計の方針 第四十五条 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】
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

作ができない場合においても，現場での人力による弁の操作により，原により中央制御室からの操作ができない場合においても，現場での人力

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

による弁の操作により，原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧対策及び原

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

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

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，人力によとする。

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。

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。

備

考

④-11

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：添付書類八 1.9 発電用原子炉設置許可申請に係る安全設計の方針 第四十六条 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備】
東海第二発電所
第四十六条

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備

修

正

案

発電用原子炉施設には、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

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設備を設けなければならない。

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設備を設けなければならない。
適合のための設計方針

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減圧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

損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するため，原子炉冷却材圧力バウンダ

リを減圧するために必要な重大事故等対処設備を設置及び保管する。

リを減圧するために必要な重大事故等対処設備を設置及び保管する。

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備のうち，原子炉冷却材

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，逃がし安全弁を作動させる過渡時自止するための設備として逃がし安全弁，逃が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系を設ける。

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。

(1)

(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

考第四十六条 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備

発電用原子炉施設には、原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態で適合のための設計方針

備

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

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，過渡時自動減圧機能からの信号により，自動減して，逃がし安全弁は，過渡時自動減圧機能からの信号により，自動減圧機能用アキュムレータに蓄圧された窒素をアクチュエータのピストン

圧機能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

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

リを減圧できる設計とする。

リを減圧できる設計とする。

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

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，逃がし安全弁用電磁弁を作動させることにより，逃がし安全弁場合に，逃がし安全弁用電磁弁を作動させることにより，逃がし安全弁を強制的に開放し，原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧させることがでを強制的に開放し，原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧させることができる設計とする。18 個の逃がし安全弁うち，2 個がこの機能を有している。

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，高圧炉心ス

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，残留熱除去系ポンプ運転（低圧注水系）及び低圧炉心スプレ

プレイ系，残留熱除去系ポンプ運転（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ため，自動イ系から大量の冷水が注水され出力の急激な上昇につながるため，自動減圧系の起動阻止スイッチにより自動減圧系及び過渡時自動減圧機能に

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④-12

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：添付書類八 1.9 発電用原子炉設置許可申請に係る安全設計の方針 第四十六条 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備】
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

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，自動減して，逃がし安全弁は，中央制御室からの遠隔手動操作により，自動減圧機能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

圧機能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ることで作動し，蒸気を排気管によりサプレッション・チェン
バのプール水面下に導き凝縮させることで，原子炉冷却材圧力バウンダ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

リを減圧できる設計とする。

リを減圧できる設計とする。

ａ．常設直流電源系統喪失時の減圧

考ｂ．手動による原子炉減圧

ｂ．手動による原子炉減圧

サポート系故障時に用いる設備

備

よる自動減圧を阻止する。

よる自動減圧を阻止する。

(2)

正

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

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 抽出リストＡ－２

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を使用

源設備及び逃がし安全弁用可搬型蓄電池を使用する。

する。
(a)

抽出リストＣ－２２

常設代替直流電源設備による逃がし安全弁機能回復
原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備のうち，逃がし
安全弁の機能回復のための重大事故等対処設備として，常設代替直流
電源設備は，逃がし安全弁の作動に必要な常設直流電源系統が喪失した場合においても，緊急用電源切替盤を切り替えることにより，逃がし安全弁（7 個）の作動に必要な電源を供給できる設計とする。

(b)

可搬型代替直流電源設備による逃がし安全弁機能回復(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
原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備のうち，逃がし

安全弁の機能回復のための重大事故等対処設備として，可搬型代替直安全弁の機能回復のための重大事故等対処設備として，可搬型代替直流電源設備は，逃がし安全弁の作動に必要な常設直流電源系統が喪失

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。

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。

(c)

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

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

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備のうち，逃がし

安全弁の機能回復のための重大事故等対処設備として，逃がし安全弁

安全弁の機能回復のための重大事故等対処設備として，逃がし安全弁

用可搬型蓄電池は，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

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。

できる設計とする。

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，逃がし安抽出リストＣ－２２抽出リストＣ－２２

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④-13

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：添付書類八 1.9 発電用原子炉設置許可申請に係る安全設計の方針 第四十六条 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備】
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

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

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

及び非常用逃がし安全弁駆動系を使用する。

及び非常用逃がし安全弁駆動系を使用する。

(a)

(a)

非常用窒素供給系による窒素確保

備考

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

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 抽出リストＣ－２３
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素を供給できる設計とする。

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，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，

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

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。

(b)

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

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備のうち，逃がし

安全弁機能回復のための重大事故等対処設備として，非常用逃がし安安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

全弁駆動系は，逃がし安全弁の作動に必要な逃がし弁機能用アキュム

レータ及び自動減圧機能用アキュムレータの充填圧力が喪失した場合

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，逃がし安全弁のアクチュエータに直接窒素を供給することにおいて，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。

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

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 抽出リストＣ－６２

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。

可能な設計とする。
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

旧
(a)

代替直流電源設備による復旧(a)

全交流動力電源及び常設直流電源が喪失した場合の重大事故等対処

全交流動力電源及び常設直流電源が喪失した場合の重大事故等対処(b)

代替直流電源設備による復旧設備として，逃がし安全弁は，常設代替直流電源設備又は可搬型代替設備として，逃がし安全弁は，可搬型代替直流電源設備により作動に 抽出リストＣ－２１

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。

圧力バウンダリを減圧できる設計とする。

代替交流電源設備による復旧
全交流動力電源及び常設直流電源が喪失した場合の重大事故等対処(b)

代替交流電源設備による復旧
全交流動力電源及び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所内常設直流電源設備を受電し，作動に必要な直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

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。

ンダリを減圧できる設計とする。

④-14

東海第二発電所

設置変更許可申請書【対象項目：添付書類八めの設備】
東海第二発電所

1.9

修正前後比較表

発電用原子炉設置許可申請に係る安全設計の方針 第四十七条 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

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

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 第四十七条

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

めの設備

第四十七条

発電用原子炉施設には、原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の状態で発電用原子炉施設には、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

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設備を設けなければな

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必要な設備を設けなければな

らない。

らない。

適合のための設計方針

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

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必要な重大事故等対処設備を設置及び保管する。

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

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

破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，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，た，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，

低圧代替注水系（常設）を設ける。

低圧代替注水系（常設）を設ける。

(1)

(1)

原子炉運転中の場合に用いる設備

ａ．フロントライン系故障時に用いる設備

ａ．フロントライン系故障時に用いる設備

(a)

(a)

低圧代替注水系（常設）による発電用原子炉の冷却

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（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ系の機能が喪失

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）は，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）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系

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。

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

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。
(b) 低圧代替注水系（可搬型）による発電用原子炉の冷却考適合のための設計方針

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

原子炉運転中の場合に用いる設備備する。
(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

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）は，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）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，可搬型代

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④-15

東海第二発電所

設置変更許可申請書【対象項目：添付書類八めの設備】
東海第二発電所

1.9

修正前後比較表

発電用原子炉設置許可申請に係る安全設計の方針 第四十七条 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

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

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。

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，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可搬型代替注水中

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。
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

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，可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポとする。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，空冷式のディーゼルエンジンにより駆動できる設計とする。

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。

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)

(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又は残留熱除去系海水系機能喪失によるサポー(b)

考

低圧代替注水系（常設）による発電用原子炉の冷却ト系の故障により，残留熱除去系（低圧注水系）が起動できない場合

ト系の故障により，残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレ 修正リストＣ－２４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，イ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低圧代「(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

替注水系（常設）は，「(1)a.(a) 低圧代替注水系（常設）による発電じである。

用原子炉の冷却」と同じである。

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
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，残留熱除去系（低圧注水系）が起動できない場合

ト系の故障により，残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレ 修正リストＣ－２４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，イ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低圧代「(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」と替注水系（可搬型）は，「(1)a.(b) 低圧代替注水系（可搬型）による同じである。

発電用原子炉の冷却」と同じである。

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

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，残留熱除去系（低圧注水系）が起動できない場合

ト系の故障により，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処設備として，常設代替交流電源設備を使用し，残留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（低圧注水系）を復旧する。

熱除去系（低圧注水系）を復旧する。

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
ェンバのプール水を原子炉圧力容器へ注水することで炉心を冷却でき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。

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

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。
(d)

備

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

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(c)

案

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から供給できる設計とする。
(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④-16

東海第二発電所

設置変更許可申請書【対象項目：添付書類八めの設備】
東海第二発電所

1.9

修正前後比較表

発電用原子炉設置許可申請に係る安全設計の方針 第四十七条 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

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

考

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

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

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して，常設代替高圧電源装置を使用し，低圧炉心スプレ等対処設備として，常設代替交流電源設備を使用し，低圧炉心スプレ 修正リストＣ－２５

イ系を復旧する。

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
ンバのプール水を原子炉圧力容器へスプレイすることで炉心を冷却で能を復旧し，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。

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

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。

から供給できる設計とする。
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．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

(a)

(a)

(b)

備

低圧代替注水系（常設）による残留溶融炉心の冷却

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

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ための重大事故等対処設備として，低圧代替注水系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，常設低圧代替注水系ポンプにより，代替淡水貯槽の水を（常設）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。

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，代替所内電気設備を経由した常設代替

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。

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

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

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ための重大事故等対処設備として，低圧代替注水系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，可搬型代替注水中型ポンプにより西側淡水貯水設備の（可搬型）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

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，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

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型ポンプ及び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型ポンプ及び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。

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

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④-17

東海第二発電所

設置変更許可申請書【対象項目：添付書類八めの設備】
東海第二発電所(c)1.9

修正前後比較表

発電用原子炉設置許可申請に係る安全設計の方針 第四十七条 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

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

備

考

替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。また，可搬型代替注

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 修正リストＣ－２６

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エンジンにより駆動できる設計とする。

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。
(c)

代替循環冷却系による残留溶融炉心の冷却

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，溶融が発生した場合において，原子炉圧力容器

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の重大事故等対処設備として代替循環冷
却系は，代替循環冷却系ポンプにより，サプレッション・チェンバの内に溶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

プール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。

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 修正リストＣ－２８

代替循環冷却系は，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設備からの給電が可能な設計とする。

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

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。

から供給できる設計とする。
(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

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)

(a)

(b)

低圧代替注水系（常設）による発電用原子炉の冷却

低圧代替注水系（常設）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）

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の機能が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，「(1)ａ.(a) 低圧代替注水系（常設）による発電用

注水系（常設）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」と同じである。

原子炉の冷却」と同じである。

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）

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の機能が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）は，「 (1)ａ.(b)低圧代替注水系（可搬型）による発注水系（可搬型）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」と同じである。

電用原子炉の冷却」と同じである。

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

(a)

(a)

(b)

低圧代替注水系（常設）による発電用原子炉の冷却

低圧代替注水系（常設）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全交流動力電源喪失又は残留熱除去系

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）が起動できない場合の重大事故等対処設備として使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（原子炉停止時冷却系）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低圧代替注水系（常設）は，「(1)a.(a) 低圧代替注水系（常設）

用する低圧代替注水系（常設）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」と同じである。

による発電用原子炉の冷却」と同じである。

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全交流動力電源喪失又は残留熱除去系(b)

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全交流動力電源喪失又は残留熱除去系④-18

東海第二発電所

設置変更許可申請書【対象項目：添付書類八めの設備】
東海第二発電所(c)1.9

修正前後比較表

発電用原子炉設置許可申請に係る安全設計の方針 第四十七条 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

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

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（原子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（原子炉停止時冷却系）が起動できない場合の重大事故等対処設備として使炉停止時冷却系）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低圧代替注水系（可搬型）は，「(1)a.(b) 低圧代替注水系（可用する低圧代替注水系（可搬型）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」と同じである。

搬型）による発電用原子炉の冷却」と同じである。

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）

(c)

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（原子炉停止時冷却系）が起動できない場合の重大事故等対処設備として，

炉停止時冷却系）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を使用し，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）

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。

を復旧する。

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

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らの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去系ポンプ及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計とする。

炉心を冷却できる設計とする。

から供給できる設計とする。
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，「第五十七条

電源設備」に記載する。

考

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

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

備

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。
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，「第五十七条

電源設備」に記載する。

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

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

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からの給電

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型 修正リストＣ－２７により駆動することで，非常用所内電気設備を経由した非常用交流電源設備

代替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からの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

注水系）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を用いた残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ系ポンプを用いて多様性を有する設計とする。

た低圧炉心スプレイ系に対して多様性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（常設）の電動弁は，代替所内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

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に対して独立性を有する設計とする。

する設計とする。

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

プレッション・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

炉心スプレイ系に対して異なる水源を有する設計とする。

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。

④-19

東海第二発電所

設置変更許可申請書【対象項目：添付書類八めの設備】
東海第二発電所

1.9

修正前後比較表

発電用原子炉設置許可申請に係る安全設計の方針 第四十七条 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

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

常設低圧代替注水系ポンプ及び代替淡水貯槽は，屋外の常設低圧代替注水

修

正

案

備

考

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 修正リストＣ－３１

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，低圧炉

代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，

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

低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に機能を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。

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。

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

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

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，電動機駆動ポンプにより構成される残留熱除去系（低圧注水系），低圧炉心スプレイ系及び低圧代替注水

成される残留熱除去系（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。

系（常設）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

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，低圧代替注水系（可搬型）の電動弁は，代替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

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に対して独立性ることにより，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。

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，西側淡水貯水低圧代替注水系（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設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（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

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，

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，代替淡水貯槽を低圧代替注水系（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系（低水源とすることで，サプレッション・チェンバを水源とする残留熱除去系（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する。

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

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， 修正リストＢ－４

ンプ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原子炉建屋内の残留熱除去系ポンプ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置的分散を図る設計とする。

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。

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。

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

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及び低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， 修正リストＣ－２４

管及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

水源から残留熱除去系配管及び低圧炉心スプレイ系配管との合流点までの系

系及び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。

統について，残留熱除去系及び低圧炉心スプレイ系に対して独 立 性 を 有 す④-20

東海第二発電所

設置変更許可申請書【対象項目：添付書類八めの設備】
東海第二発電所

1.9

修正前後比較表

発電用原子炉設置許可申請に係る安全設計の方針 第四十七条 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

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

備

考

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

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

る残留熱除去系（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。

対処設備としての独立性を有する設計とする。また,これらの多様性及び位置 修正リストＡ－３
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,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。

電源設備の多様性及び独立性，位置的分散については，「第五十七条設備」に記載する。

電源

電源設備の多様性及び独立性，位置的分散については，「第五十七条電源設備」に記載する。

④-21

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：添付書類八 1.9 発電用原子炉設置許可申請に係る安全設計の方針 第四十八条 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備】
東海第二発電所
第四十八条

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

修

正

案

備

第四十八条 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

発電用原子炉施設には、設計基準事故対処設備が有する最終ヒートシ

発電用原子炉施設には、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（炉心の著しい損傷が発生する前に生ずるものに

原子炉格納容器の破損（炉心の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、最終ヒートシンクへ熱を輸送するために必要な設備を設けなければならない。

限る。
）を防止するため、最終ヒートシンクへ熱を輸送するために必要な設備を設けなければならない。

適合のための設計方針

考適合のための設計方針

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

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。

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。

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

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の設備として，

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。

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)

(1)

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

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

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

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

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系等を経由して，フィルタ装置へ

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

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た熱を最終的な熱の逃がし量を抑制しつつ，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送できる設計とする。

場である大気へ輸送できる設計とする。

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。

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，「第五十条
止するための設備」に記載する。

本系統の詳細については，「第五十条
止するための設備」に記載する。

原子炉格納容器の過圧破損を防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

原子炉格納容器の過圧破損を防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

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

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，格納容器内るための重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④-22

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：添付書類八 1.9 発電用原子炉設置許可申請に係る安全設計の方針 第四十八条 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備】
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

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用ガ

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，原子炉格納容

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

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。

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。

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。

耐圧強化ベント系は，使用する際に弁により他の系統・機器と隔離す

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

備考ることにより，悪影響を及ぼさない設計とする。

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，想定される重大事故等時において，原子炉格納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(2)

正容器が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

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は, 抽出リストＣ－３５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イはた場合には，原子炉格納容器内へのスプレイを停止する運用とする。

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，原子炉格納容器内圧力し，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給電による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イを操作が可能な設計とする。

停止する運用とする。

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給電によるにおける駆動源の多様性を有する設計とする。

操作が可能な設計とする。

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

このうち，第一弁（Ｓ／Ｃ側），第一弁（Ｄ／Ｗ側）については，遠隔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

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

における駆動源の多様性を有する設計とする。

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け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る。

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

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。

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け

サポート系故障時に用いる設備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

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
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(2)

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。
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

原子炉冷却機能が確保できる一定の期間内に，緊急用海水ポンプにて残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

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と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。

して，緊急用海水系は，サプレッション・チェンバへの熱の蓄積により④-23

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：添付書類八 1.9 発電用原子炉設置許可申請に係る安全設計の方針 第四十八条 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

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

正

案

備

考

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とする。
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，「第五十七条修電源設備」に記載する。

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

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。
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。

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）
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，

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，「第五十七条 電源設備」に記載する。

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輸

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て，

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）

多様性を有する設計とする。

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，

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

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輸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て，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又は多様性を有する設計とする。

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，非常用交流

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

電源設備からの給電により駆動する残留熱除去系（原子炉停止時冷却系，格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

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）及び残留熱除去

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又は系海水系に対して，多様性を有する設計とする。

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，非常用交流

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（原子炉停止時冷却系，格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）及び残留熱除去

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

系海水系に対して，多様性を有する設計とする。

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。

抽出リストＡ－１３

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がし装置格納槽に，圧力開放板は原子炉建屋近傍の屋外に設置し，耐圧強

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，残留熱除去系及独立性を有する設計とする。

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位置
的分散を図った設計とする。
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性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，常設代替高圧電源装置からの給電を可能とすることにより非緊急用海水系は，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わないよう，常設代替高圧電源装置からの給電を可能とすることにより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海水系に対して多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

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。

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。

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

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④-24

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：添付書類八 1.9 発電用原子炉設置許可申請に係る安全設計の方針 第四十八条 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備】
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

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，原子炉建屋内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

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っ 抽出リストＣ－３６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。

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。

系海水系に対し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，「第五十七条設備」にて記載する。

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

電源

電源設備の多様性及び独立性，位置的分散については，「第五十七条設備」にて記載する。

電源

④-25

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：添付書類八 1.9 発電用原子炉設置許可申請に係る安全設計の方針 第四十九条 原子炉格納容器内の冷却等のための設備】
東海第二発電所
第四十九条
１

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

原子炉格納容器内の冷却等のための設備

発電用原子炉施設には、設計基準事故対処設備が有する原子炉格納容

修

正

案

１

発電用原子炉施設には、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温度を低下させるために必要な設備をめ、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設備を設けなければならない。
２ 発電用原子炉施設には、炉心の著しい損傷が発生した場合において原設けなければならない。
２ 発電用原子炉施設には、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、原子炉格納容器内の圧力及び温度

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ために必要な設備を設けなければ並びに放射性物質の濃度を低下させるために必要な設備を設けなければ

ならない。

ならない。
適合のための設計方針適合のための設計方針
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。

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

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。

(1)

(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．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)

(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

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系)が機能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)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，代替淡水貯槽の水を残留熱除去系等

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）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系等を経由して原子炉格納容器内のスプレイヘッダからドライウェル内にを経由して原子炉格納容器内の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

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。

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考第四十九条 原子炉格納容器内の冷却等のための設備

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

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

備

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 抽出リストＣ－３７④-26

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：添付書類八 1.9 発電用原子炉設置許可申請に係る安全設計の方針 第四十九条 原子炉格納容器内の冷却等のための設備】
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

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代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。

可能な設計とする。

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)

却

残留熱除去系(格納容器スプレイ冷却系)の機能が喪失した場合の重残留熱除去系(格納容器スプレイ冷却系)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り，西側淡水貯水設備の水を，可搬型

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）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

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

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。

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

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可場合において，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り海を利用できる設計とする。

用できる設計とする。
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，可搬型代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

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

ゼルエンジンにより駆動できる設計とする。

設計とする。

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

(a)

(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又は残留熱除去系海水系機能喪失によるサポー

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，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び残ト系の故障により，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（サプレッション・プール冷却系）が起動できない場合の留熱除去系（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（常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）による原子

設）は，「(1)a.(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」と同じである。

炉格納容器の冷却」と同じである。

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考

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 抽出リストＣ－３８

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

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

備

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

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

(b)

案

(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
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）及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）が起動でき系）及び残留熱除去系（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故等対処設備として使用する代替格納容器スプレイ

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

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）による原子炉格納容器の冷却」と同じである。

型）による原子炉格納容器の冷却」と同じである。

④-27

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：添付書類八 1.9 発電用原子炉設置許可申請に係る安全設計の方針 第四十九条 原子炉格納容器内の冷却等のための設備】
東海第二発電所(c)

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修(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）の復旧

系）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

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

電源設備を使用し，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）を復旧

電源設備を使用し，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系）は，常設代替交流電源設

する。
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

備か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・

ッション・チ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・

チェンバ内にスプレイすることで原子炉格納容器を冷却できる設計とチェンバ内にスプ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。

する。

(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

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

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）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

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て，常設代

替交流電源設備を使用し，残留熱除去系（サプレッション・プール冷替交流電源設備を使用し，残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）を復旧する。

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

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，サプレッション・チェンバのプール水を冷却すること

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できる設計とする。

で原子炉格納容器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

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。

から供給できる設計とする。
設備(2)

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

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)

(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

考ら供給できる設計とする。

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

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備

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。

(2)案

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

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(d)

正

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（格納容器スプレイ冷却系）が機能喪失した場合の重大事故等対処設備として，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

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

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④-28

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：添付書類八 1.9 発電用原子炉設置許可申請に係る安全設計の方針 第四十九条 原子炉格納容器内の冷却等のための設備】
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

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

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。

可能な設計とする。

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)

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（格納容器スプレイ冷却系）が機能喪失した場合の重大事故等対処設備として，

器スプレイ冷却系）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残留熱除去系等を経由してスプレイヘッダからド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。

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

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可場合において，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り海を利用できる設計とする。

用できる設計とする。

考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 抽出リストＣ－３８

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，可搬型代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

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

ゼルエンジンにより駆動できる設計とする。

設計とする。

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

(a)

(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

備

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
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

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

(b)

案

する。

する。

(b)

正

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又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，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

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）が起動できない場合の重大事故等対処設備としョン・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て使用する代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，「(1)b.(a) 代替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 抽出リストＣ－３９

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」と同じである。

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」と同じである。

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

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，残留④-29

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：添付書類八 1.9 発電用原子炉設置許可申請に係る安全設計の方針 第四十九条 原子炉格納容器内の冷却等のための設備】
東海第二発電所(c)(d)

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

備

考

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

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）が起動できない場合の重大事故等対処設備としョン・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て使用する代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，「(1)b.(b) 代て使用する代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，「(1)a.(b) 代 抽出リストＣ－３９

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」

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」と同じである。

と同じである。

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）の復旧

(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）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，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）が起動できない場合の重大事故

熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）が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備による残留熱除去系等対処設備は，「(1)b.(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）の復旧」と同じである。

（格納容器スプレイ冷却系）の復旧」と同じである。

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

ル冷却系）の復旧

ル冷却系）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，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故等対処設備は，「(1)b.(d)常設代替交流電源設備による残留熱除大事故等対処設備は，「(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・プール冷却系）の復旧」と同じである。

去系（サプレッション・プール冷却系）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（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。

備として兼用する設計とする。

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，「第五十七条

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，「第五十七条

電源設備」に記載する。

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

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

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

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

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

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する設計とする。

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する設計とする。

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（常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）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④-30

東海第二発電所

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修正前後比較表

【対象項目：添付書類八 1.9 発電用原子炉設置許可申請に係る安全設計の方針 第四十九条 原子炉格納容器内の冷却等のための設備】
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

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，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。

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

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。

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。

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

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

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

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

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

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

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。

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。

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

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する設計とする。また，代替格納容器スプレイ冷却系（可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給電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とする。

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，西側淡水貯水設備を水備

考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， 抽出リストＡ－１１

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（格西側淡水貯水設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

する残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び代替淡水貯槽を水源とす

イ冷却系（常設）に対して異なる水源を有する設計とする。

る代替格納容器スプレイ冷却系（常設）に対して異なる水源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）の可搬型代替注水大型ポ 抽出リストＡ－１１
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系（格納容器スプレイ冷却系）に対して異なる水源を有する設計とする。

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
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，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
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，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

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。

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④-31

東海第二発電所

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修正前後比較表

【対象項目：添付書類八 1.9 発電用原子炉設置許可申請に係る安全設計の方針 第四十九条 原子炉格納容器内の冷却等のための設備】
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

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

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。

考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（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，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

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，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系）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。また,これらの 抽出リストＡ－３
多様性及び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,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。

電源設備の多様性，独立性及び位置的分散については「第五十七条
設備」に記載する。

電源

電源設備の多様性，独立性及び位置的分散については「第五十七条

電源設備」に記載する。

④-32

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：添付書類八 1.9 発電用原子炉設置許可申請に係る安全設計の方針 第五十条 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備】
東海第二発電所
第五十条
１

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

発電用原子炉施設には、炉心の著しい損傷が発生した場合において原

修
第五十条
１

正

案

発電用原子炉施設には、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、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させるため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させるために必要な設備を設けなければならない。
２ 発電用原子炉施設（原子炉格納容器の構造上、炉心の著しい損傷が発に必要な設備を設けなければならない。
２ 発電用原子炉施設（原子炉格納容器の構造上、炉心の著しい損傷が発生した場合において短時間のうちに原子炉格納容器の過圧による破損が生した場合において短時間のうちに原子炉格納容器の過圧による破損が発生するおそれがあるものに限る。）には、前項の設備に加えて、原子発生するおそれがあるものに限る。）には、前項の設備に加えて、原子炉格納容器内の圧力を大気中に逃がすために必要な設備を設けなければ

炉格納容器内の圧力を大気中に逃がすために必要な設備を設けなければ

ならない。

ならない。

３ 前項の設備は、共通要因によって第一項の設備の過圧破損防止機能（炉３ 前項の設備は、共通要因によって第一項の設備の過圧破損防止機能（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に必要な機能をいう。）と同時にその機能が損なわれ損を防止するために必要な機能をいう。）と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう、適切な措置を講じたものでなければならない。

るおそれがないよう、適切な措置を講じたものでなければならない。
適合のための設計方針

炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の過圧による破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，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損を防止するため，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。

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

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

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させるための設備として，代替循環冷却系を設ける。また，原子炉格納容器内の圧力めの設備として，代替循環冷却系を設ける。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，格納容器圧力逃がし装置を設ける。

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置を設ける。

(1)

(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

考

原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

子炉格納容器の過圧による破損を防止するため、原子炉格納容器バウン適合のための設計方針

備

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

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，Ｍａｒｋ－Ⅱ型

るための重大事故等対処設備として，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する設計とする。また，代替循

原子炉格納容器の特徴を踏まえ多重性を有する設計とする。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留熱除去

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 抽出リストＣ－４１

容器内の圧力及び温度を低下できる設計とする。

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。

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。

④-33

東海第二発電所

設置変更許可申請書

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【対象項目：添付書類八 1.9 発電用原子炉設置許可申請に係る安全設計の方針 第五十条 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備】
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

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 抽出リストＣ－４２

残留熱除去系熱交換器は，代替循環冷却系で使用する緊急用海水系によ系又は緊急用海水系により冷却できる設計とする。

り冷却できる設計とする。
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

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水し，緊急用海水ポンプ出口

水ピット，海水引込み管，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物を除去し，残留熱除去系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

最終的な熱の逃がし場である海へ輸送できる設計とする。

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。
(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

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，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系及び耐圧強化ベント系を経由

原子炉格納容器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

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。

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，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。

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。

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

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とする。サプレッション・チェンバ側からの排気で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，ドライウェル側

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設計とする。

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

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，系統内を不活性ガス（窒素）で置換した状態で待機させ，不活防ぐため，系統内を不活性ガス（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ともに，系統内に可燃性ガスが蓄積する性ガスで置換できる設計とするとともに，系統内に可燃性ガスが蓄積する

可能性のある箇所にはベントラインを設け，可燃性ガスを排出できる設計

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とする。
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防止できる設計とする。
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，格納容器圧力逃がし装置と他の系統・機器を隔離する弁はとする。また，格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，格納容器圧力逃がし装置と他の系統・機器を確実に隔直列で 2 個設置し，格納容器圧力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。

離することで，悪影響を及ぼさない設計とする。

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

考からの給電が可能な設計とする。

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。

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

備代替循環冷却系は，代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備

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(2)

正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④-34

東海第二発電所

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【対象項目：添付書類八 1.9 発電用原子炉設置許可申請に係る安全設計の方針 第五十条 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備】
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

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しており，原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しており，原子炉格納容器が負圧とならない。また，格納容器圧力逃がし装置使用後に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レイする場 抽出リストＣ－４３

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

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場合には,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を

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。

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。

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。

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

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体に囲まれた空間とし，第二弁操作室空気ボンベユニット（空気ボな遮蔽体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ることで，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とで，放射線防護を考慮した設計とする。

放射線防護を考慮した設計とする。

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

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。

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

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。

で破裂する設計とする。

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）

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，フィルタ装置等の周囲には遮蔽体を設け，格納容器圧力逃が内に設置し，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し装置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とする。

から作業員を防護する設計とする。

代替循環冷却系及び格納容器圧力逃がし装置は，共通要因によって同時に

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う，原理の異なる冷却及び原子炉格納容器内の減圧手段

機能を損なわないよう，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設計とする。

を用いることで多様性を有する設計とする。

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 抽出リストＣ－４４

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できる設計とする。また，格納容器圧力逃がし装置は，人交流電源設備からの給電により駆動できる設計とする。また,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常設代替交流電源

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。

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。

④-35

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：添付書類八 1.9 発電用原子炉設置許可申請に係る安全設計の方針 第五十条 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備】
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

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

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・チェンバは原子炉建屋原子炉棟内に設置し，格納容器圧力逃がレッション・チェ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屋近傍の格納容器圧力逃がし装置格納槽

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，第二弁操作室遮蔽，第二弁操作室空気ボンベユニット（空（地下埋設）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は原子炉建屋付属棟に，圧力開放板は原気ボンベ）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。

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

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。

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

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逃がし装置は，互いに重大事故等対処設備として，可能

却系と格納容器圧力逃がし装置は，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る。

な限りの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，「第五十七条載する。

電源設備」に記

考

電源設備の多様性，位置的分散については，「第五十七条

電源設備」に記

載する。

④-36

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：添付書類八 1.9 発電用原子炉設置許可申請に係る安全設計の方針 第五十一条 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備】
東海第二発電所
第五十一条

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備

修

正

案

発電用原子炉施設には、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設備を設けなければならない。

落下した炉心を冷却するために必要な設備を設けなければならない。
適合のための設計方針

炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の破損を防止す

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（以下「ペデスタル（ドライウェル

るため，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）」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部）」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び保管する。

を設置及び保管する。

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

融炉心・コンクリート相互作用（ＭＣＣＩ）を抑制し，溶融炉心が原子炉格

納容器バウンダリに接触することを防止する。

納容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うち，

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

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できるよう，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るよう，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（可めの設備として，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）に落下す搬型）を設ける。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，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し，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し，落下した溶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（常落下した溶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

設）によるペデスタル（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（可搬型）によるペデスタル（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，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

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，ペデスタル（ドライウェル部）にコリウムシールドを

影響を抑制するため，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。

設ける。

(1)

(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

考第五十一条 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備

発電用原子炉施設には、炉心の著しい損傷が発生した場合において原適合のための設計方針

備

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．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）への注水

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）への注水

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

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）は，常設低の重大事故等対処設備として，格納容器下部注水系（常設）は，常設低圧代替注水系ポンプにより，代替淡水貯槽の水を格納容器下部注水系を

圧代替注水系ポンプにより，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（ドライウェル部）へ注水し，溶融炉心が落下する

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④-37

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：添付書類八 1.9 発電用原子炉設置許可申請に係る安全設計の方針 第五十一条 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備】
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

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るとともに，落下した溶融炉心を冷却できる設計とする。

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

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。

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）

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）のコンクリートの相互作用による侵食及び溶融炉心からペデスタル（ド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設計とする。

ライウェル部）のコンクリートへの熱影響を抑制する設計とする。

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）

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）

備

考

への注水

への注水

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

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）は，可搬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）は，可搬型代替注水中型ポンプにより，西側淡水貯水設備又は代替淡水源（代替型代替注水中型ポンプにより，西側淡水貯水設備の水を，格納容器下部 抽出リストＡ－４

淡水貯槽を除く）の水を，可搬型代替注水大型ポンプにより代替淡水貯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（ドライウェル部）

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。

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

また，可搬型代替注水大型ポンプにより，代替淡水貯槽の水を格納容 抽出リストＡ－９を除く）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

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

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

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。

冷却できる設計とする。
なお，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（代替淡水貯槽を除く）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，代替淡水源が枯渇した場合におい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。

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

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④-38

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：添付書類八 1.9 発電用原子炉設置許可申請に係る安全設計の方針 第五十一条 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備】
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

正

案

備

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

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，可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンとする。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，空冷式のディーゼルエンジンにより駆動できる設計とする。

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。

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）

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）のへ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できる設計とする。

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できる設計とする。

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(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

用いる設備
ａ．低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水

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

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，低圧代替注水系（常設）を使用する。なお，この場合は，ほう酸して，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。

水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，「第四十七条

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

本系統の詳細については，「第四十七条

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

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，低圧代替注水系（可搬型）を使用する。なお，この場合は，ほうして，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。

酸水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，「第四十七条

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。
ｃ．高圧代替注水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，「第四十七条

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。
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

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，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

して，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

による原子炉圧力容器へのほう酸水注入と並行して行う。

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，「第四十五条

考

原子炉冷却材圧力バウンダ

リ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備」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

本系統の詳細については，「第四十五条

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

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，代替循環冷却系を使用する。なお，この場合は，ほう酸水注入系

して，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

による原子炉圧力容器へのほう酸水注入と並行して行う。

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。

④-39

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：添付書類八 1.9 発電用原子炉設置許可申請に係る安全設計の方針 第五十一条 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

本系統の詳細については，「第五十条

修

正

案

本系統の詳細については，「第五十条

原子炉格納容器の過圧破損を備
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。

防止するための設備」に記載する。
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

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

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

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，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

して，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

系のいずれかによる原子炉圧力容器への注水と並行して行う。

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。

本系統の詳細については，「第四十四条

本系統の詳細については，「第四十四条

緊急停止失敗時に発電用原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電源設備」に記載する。

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」に記載する。

子炉を未臨界にするための設備」に記載する。
ついては，「第五十七条考

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，「第五十七条

電源設備」に記載する。

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

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

常設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

常設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（可搬型）の可

設備又は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 抽出リストＣ－４７

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ディーゼ

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。

型ポンプを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

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

部注水系（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り，独立性を有する設計とす

おいて，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。

る。

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側淡水貯水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 抽出リストＣ－５９

部注水系（常設）に対して，異なる水源を有する設計とする。

部注水系（常設）に対して，異なる水源を有する設計とする。

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，可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，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。

に機能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

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④-40

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：添付書類八 1.9 発電用原子炉設置許可申請に係る安全設計の方針 第五十一条 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備】
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

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

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統において，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。

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

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。
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

複数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

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設備としての独立性を有する設計とする。

対処設備としての独立性を有する設計とする。

電源設備の多重性又は多様性及び独立性，位置的分散については「第五十七条

電源設備」に記載する。

備考

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「第五十七条

電源設備」に記載する。

④-41

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：添付書類八 1.9 発電用原子炉設置許可申請に係る安全設計の方針 第五十三条 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】
東海第二発電所
第五十三条

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

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

修

正

案

発電用原子炉施設には、炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉建屋その他の原子炉格納容器から漏えいする気体状の放射性物質を格納

炉建屋その他の原子炉格納容器から漏えいする気体状の放射性物質を格納するための施設（以下「原子炉建屋等」という。
）の水素爆発による損傷をするための施設（以下「原子炉建屋等」という。
）の水素爆発による損傷を防止する必要がある場合には、水素爆発による当該原子炉建屋等の損傷を防止するために必要な設備を設けなければならない。

防止する必要がある場合には、水素爆発による当該原子炉建屋等の損傷を防止するために必要な設備を設けなければならない。
適合のための設計方針

炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉建屋等の水素爆発によ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。

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。

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

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

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

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，原子炉建屋水素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。

(1)

(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

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

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原子炉棟内に漏え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屋

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大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大事故等対処設備として，非常用ガス処理系排風機及び非常用ガス再循環

事故等対処設備として，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，原子炉格納容器から原子炉建屋原子炉棟内に漏えいする水系排風機は，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常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，原子炉建屋原子隣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

炉棟内に水素が滞留せず，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，非常用交防止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，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。

する。

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，炉考第五十三条 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

発電用原子炉施設には、炉心の著しい損傷が発生した場合において原子適合のための設計方針

備

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④-42

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：添付書類八 1.9 発電用原子炉設置許可申請に係る安全設計の方針 第五十三条 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】
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

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水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抑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抑制し，水素濃度を可燃限界未満に制御する重大事故等対処設備として，

制し，水素濃度を可燃限界未満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，運転員の起動操作を必要とせずに，原子炉

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

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。

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視

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。

可能な設計とする。

ｃ．水素濃度監視

ｃ．水素濃度監視(a)(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た

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故等

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故等対処設備として，原子炉建屋水素濃度は，中央制御室において連続監対処設備として，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

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。

替直流電源設備からの給電が可能な設計とする。

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

常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備，常設代替直流電源に記載する。

電源設備」

考

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，設備及び可搬型代替直流電源設備については，「第五十七条備

設備,可搬型代替直流電源設備及び代替所内電気設備については，「第五 抽出リストＣ－４９
十七条 電源設備」に記載する。

④-43

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：添付書類八 1.9 発電用原子炉設置許可申請に係る安全設計の方針 第五十四条 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備】
東海第二発電所
第五十四条
１

２

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備

発電用原子炉施設には、使用済燃料貯蔵槽の冷却機能又は注水機能が

修

正

案

１

発電用原子炉施設には、使用済燃料貯蔵槽の冷却機能又は注水機能が喪失し、又は使用済燃料貯蔵槽からの水の漏えいその他の要因により当該使用済燃料貯蔵槽の水位が低下した場合において貯蔵槽内燃料体等を該使用済燃料貯蔵槽の水位が低下した場合において貯蔵槽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設備を設けなければならない。

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設備を設けなければならない。
２

発電用原子炉施設には、使用済燃料貯蔵槽からの大量の水の漏えいその他の要因により当該使用済燃料貯蔵槽の水位が異常に低下した場合にの他の要因により当該使用済燃料貯蔵槽の水位が異常に低下した場合において貯蔵槽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

おいて貯蔵槽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設備を設けなければならない。

するために必要な設備を設けなければならない。

適合のための設計方針

考第五十四条 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備喪失し、又は使用済燃料貯蔵槽からの水の漏えいその他の要因により当発電用原子炉施設には、使用済燃料貯蔵槽からの大量の水の漏えいそ

備適合のための設計方針

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

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

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燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，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。

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。

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当該使用済

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当該使用済

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

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

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

故等対処設備を設置及び保管する。

故等対処設備を設置及び保管する。

使用済燃料プールの冷却等のための設備のうち，使用済燃料プールの冷却

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

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も使用済燃料プール内燃料体等の著しい損

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

傷を緩和し，及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，使用済燃料プール水戻を設ける。
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。

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

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④-44

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：添付書類八 1.9 発電用原子炉設置許可申請に係る安全設計の方針 第五十四条 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

るための設備として原子炉建屋放水設備を設ける。

修

正

案

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設備を設ける。

監視設備を設ける。

(1)

(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

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)

(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

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ン）を使用した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

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

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燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止

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故等対処設備として，常設低圧代替注水系ポンプに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注水系（注水ライン）は，常設低圧代替注水系ポ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ル注水系配管から使用

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

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。

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

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。

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。

止できる設計とする。
(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考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

備(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

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

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

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

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り使用済燃料プール水の小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燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止

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故等対処設備として，代替燃料プール注水系（注水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④-45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：添付書類八 1.9 発電用原子炉設置許可申請に係る安全設計の方針 第五十四条 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修ライン）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。

プールの水位を維持できる設計とする。

備考

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）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 抽出リストＣ－５０
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

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。
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。

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，空冷式のディーゼルエンジンにより駆動できる設計とする。

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。

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(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

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

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

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り使用済燃料プール水の小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燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止

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故等対処設備として，常設低圧代替注水系ポンプに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注水系（常設スプレイヘッダ）は，常設低圧代替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料プール注水系配管

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。

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

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

又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。

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。

止できる設計とする。
(d)案ライン）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(c)

正

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④-46

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：添付書類八 1.9 発電用原子炉設置許可申請に係る安全設計の方針 第五十四条 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備】
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

レイヘッダ）を使用した使用済燃料プールへの注水

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（使用済燃料プール水の冷却及び補給）及び燃料プー

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

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り使用済燃料プール水の小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

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，可搬型代替注水大型ポンプに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

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

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へ注水するこ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。

とで，使用済燃料プールの水位を維持できる設計とする。

備考

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 抽出リストＣ－５１
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。

止できる設計とする。

(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（常設スプ

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

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により海 抽出リストＣ－６６

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。

式のディーゼルエンジンにより駆動できる設計とする。

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(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

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

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

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損等により使用済燃料プール水の小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，可搬型代替注水大型ポンプに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注水系（可搬型スプレイノズル）は，可搬型代替

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を経由して可搬型ス

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

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。

ールの水位を維持できる設計とする。

④-47

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：添付書類八 1.9 発電用原子炉設置許可申請に係る安全設計の方針 第五十四条 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備】
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

備

考

止できる設計とする。

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

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

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により 抽出リストＣ－６６

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。

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。

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)

(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

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スプレイ

レイヘッダ）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

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料損傷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として，常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料

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

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料プール注水系配管等を経由してにより，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

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。

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

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

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。

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，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

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。

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。
(b)

案

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(2)正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(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スプレイ

レイヘッダ）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

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

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として，可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料

大事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

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④-48

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：添付書類八 1.9 発電用原子炉設置許可申請に係る安全設計の方針 第五十四条 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備】
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

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

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。

出をできる限り低減できる設計とする。

備考

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

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

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 抽出リストＣ－５２

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。

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，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

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。

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。

(c)

正

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

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

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により海 抽出リストＣ－６６

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。

式のディーゼルエンジンにより駆動できる設計とする。

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(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
プレイノズル）を使用した使用済燃料プールスプレイ

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

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

料損傷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

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料損傷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

大事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

大事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

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

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

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，燃低減できる設計とする。

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

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（可搬型ス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。

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により 抽出リストＣ－６６

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。

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。

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④-49

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：添付書類八 1.9 発電用原子炉設置許可申請に係る安全設計の方針 第五十四条 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備】
東海第二発電所(a)

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修(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

備

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

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，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て放水砲から原子炉建屋へ放水することで，環境への放屋放水設備は，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。

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，「第五十五条

発電所外への放射性物質

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

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。
(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広域），使用済燃料プール温度（ＳＡ）及び使用済燃料プールエ（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。

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，使用済燃料プール監視カメラは，想定される重大事故等時の使

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。

用済燃料プールの状態を監視できる設計とする。
使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域），使用済燃料プール温度

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），使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レン（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，常設代替直流電源設備又は可ジ）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が可能な設計とする。

搬型代替直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。

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。
使用済燃料プールから発生する水蒸気による悪影響を防止するための設考

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の拡散を抑制するための設備」に記載する。

(4)

案

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

本系統の詳細については，「第五十五条(3)

正(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

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．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は，使用済燃料プー

重大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。

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。

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

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

抽出リストＣ－５３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が機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 抽出リストＣ－５５

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

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。

とする。

④-50

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：添付書類八 1.9 発電用原子炉設置許可申請に係る安全設計の方針 第五十四条 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備】
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

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

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，緊急用海ール冷却系熱交換器，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

水ポンプ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で，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。

場である海へ輸送できる設計とする。

常設代替交流電源設備については，「第五十七条

電源設備」に記載する。

常設代替交流電源設備については，「第五十七条考

電源設備」に記載する。

④-51

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：添付書類八 1.9 発電用原子炉設置許可申請に係る安全設計の方針 第五十五条 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための設備】
東海第二発電所
第五十五条

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための設備

修

正

案

発電用原子炉施設には、炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損

又は貯蔵槽内燃料体等の著しい損傷に至った場合において工場等外への又は貯蔵槽内燃料体等の著しい損傷に至った場合において工場等外への放射性物質の拡散を抑制するために必要な設備を設けなければならな

放射性物質の拡散を抑制するために必要な設備を設けなければならない。

い。
適合のための設計方針

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

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に必要な重大事故等対処設備を保管する。

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。
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，炉心の著し 抽出リストＣ－６７

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。

めに，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。
(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

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

料体等の著しい損傷時に用いる設備

ａ．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)

(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

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，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）

して，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）

により海水をホースを経由して放水砲から原子炉建屋へ放水できる設により海水をホース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。可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）及び放水砲は，設置計とする。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。

設計とする。

ｂ．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)

(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，海洋拡散抑制設備は，汚濁防止膜等で構成する。

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，汚濁防止膜等で構成する。

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。

考第五十五条 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための設備

発電用原子炉施設には、炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損適合のための設計方針

備

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。

④-52

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：添付書類八 1.9 発電用原子炉設置許可申請に係る安全設計の方針 第五十六条 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備】
東海第二発電所
第五十六条

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

重大事故等の収束に必要となる水の供給設備

修

正

案

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、発電用原子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、発電用原子炉施設には、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炉施設には、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を設けなければならない。

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を設けなければならない。
適合のための設計方針

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

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，発電用原子炉施設にる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，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は，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補給するために必要な重大事故等対処設備を束に必要となる十分な量の水を補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。

設置及び保管する。

重大事故等の収束に必要となる水の供給設備のうち，重大事故等の収束に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・

必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

チ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，ろ過水となる水源とは別に，代替淡水源として多目的タンク，原水タンク，ろ過水貯蔵タンク及び純水貯蔵タンクを設ける。

貯蔵タンク及び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

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。

した場合に，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

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

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として，可搬型代替注水中型ポンプ及び量の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

可搬型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，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。

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。

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

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，複数箇所に分散して保管する。
(1) 重大事故等の収束に必要となる水源
ａ．代替淡水貯槽を水源とした場合に用いる設備

考第五十六条 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適合のための設計方針

備箇所に分散して保管する。
(1) 重大事故等の収束に必要となる水源
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替手段である低圧代替注水系（常設），低圧代替注水系（可搬型），代替格手段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④-53

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：添付書類八 1.9 発電用原子炉設置許可申請に係る安全設計の方針 第五十六条 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備】
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

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），

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）及び格納容器下部注水系（可搬型）の水源

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）の水源として，また，格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置へのスクラビン

として，また，格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置へのスクラビン

グ水供給の水源として，さらに，使用済燃料プールの冷却又は注水に使

グ水供給の水源として，さらに，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，代替淡水貯槽を使用する。

して，代替淡水貯槽を使用する。

各系統の詳細については，「第五十四条ための設備」，「第四十七条

使用済燃料貯蔵槽の冷却等の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」，「第四十九条

原子炉格納容器内の冷各系統の詳細については，「第五十四条ための設備」，「第四十七条

考

使用済燃料貯蔵槽の冷却等の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」，「第四十九条却等のための設備」「第五十条

原子炉格納容器の過圧破損を防止するた却等のための設備」及び「第五十一条

めの設備」及び「第五十一条

原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却すを冷却するための設備」に記載する。

原子炉格納容器内の冷原子炉格納容器下部の溶融炉心 抽出リストＣ－５６

るための設備」に記載する。
ｂ．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（可搬型）及び格納容器下部注水系（可搬型）の水源として，また，格納容搬型）及び格納容器下部注水系（可搬型）の水源として，また，格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置へのスクラビング水補給の水源とし器圧力逃がし装置のフィルタ装置へのスクラビング水補給の水源として，さらに，使用済燃料プールの注水に使用する設計基準事故対処設備て，さらに，使用済燃料プー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である代替燃料プール注水系（注水ライ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，西側淡水貯水設備を使用する。

ン）の水源として，西側淡水貯水設備を使用する。

各系統の詳細については，「第五十四条ための設備」，「第四十七条

使用済燃料貯蔵槽の冷却等の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」，「第四十九条

原子炉格納容器内の冷各系統の詳細については，「第五十四条ための設備」，「第四十七条

使用済燃料貯蔵槽の冷却等の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」，「第四十九条却等のための設備」「第五十条

原子炉格納容器の過圧破損を防止するた却等のための設備」及び「第五十一条

めの設備」及び「第五十一条

原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却すを冷却するための設備」に記載する。

原子炉格納容器内の冷原子炉格納容器下部の溶融炉心 抽出リストＣ－５６

るための設備」に記載する。
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

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替手段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 ，手段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，

高圧炉心スプレイ系，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

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④-54

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：添付書類八 1.9 発電用原子炉設置許可申請に係る安全設計の方針 第五十六条 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備】
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

ション・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

ション・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。

用する。

各系統の詳細については，「第四十五条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」，「第四十七条

原子炉冷

各系統の詳細については，「第四十五条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」，「第四十七条

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」及び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」及び

「第五十条
する。

「第五十条
する。

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

ｄ．ほう酸水貯蔵タンクを水源とした場合に用いる設備

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

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

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ほう酸水

注入系の水源として，ほう酸水貯蔵タンクを使用する。

注入系の水源として，ほう酸水貯蔵タンクを使用する。

本系統の詳細については，「第四十四条

緊急停止失敗時に発電用原子

本系統の詳細については，「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ための設備」に記載する。

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

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

考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 抽出リストＡ－６

備へ水を供給するための水源であるとともに，原子炉圧力容器及び原子備へ水を供給するための水源であるとともに，格納容器圧力逃がし装置

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のフィルタ装置へのスクラビング水補給の水源として，代替淡水源であ合の代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却系（可搬型）及び格納容器下部注水系（可搬型）の水源として，また，使用する。

格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置へのスクラビング水補給の水源として，さらに，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，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
抽出リストＡ－６

ンクを使用する。
各系統の詳細については，「第五十四条ための設備」，「第四十七条

使用済燃料貯蔵槽の冷却等の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」，「第四十九条
却等のための設備」及び「第五十一条
を冷却するための設備」に記載する。

原子炉格納容器内の冷原子炉格納容器下部の溶融炉心ｆ．海を水源とした場合に用いる設備

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，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，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故対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故対④-55

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：添付書類八 1.9 発電用原子炉設置許可申請に係る安全設計の方針 第五十六条 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備】
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

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），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る型）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

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）

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）の水源として海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

及び可搬型代替注水大型ポンプを使用する。

及び可搬型代替注水大型ポンプを使用する。
各系統へ供給できる設計とする。

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

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

大型ポンプ（放水用）の水源として，海を使用する。

大型ポンプ（放水用）の水源として，海を使用する。
各系統の詳細については，「第五十四条のための設備」，「第四十七条

各系統の詳細については，「第五十四条

使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備」，「第四十七条

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」，「第四十九条
冷却等のための設備」，「第五十一条

考

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，海水を原子炉格納容器内の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「第五十五条

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。

散を抑制するための設備」に記載する。
ａ．代替淡水貯槽へ水を供給するための設備

原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発冷却等のための設備」，「第五十一条

発電所外への放射性物質の拡

水源へ水を供給するための設備

使用済燃料貯蔵槽の冷却等

電用原子炉を冷却するための設備」，「第四十九条

原子炉格納容器内の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「第五十五条
(2)

正

(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

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，多目的タンク，原水タンク，ろ過水貯淡水源である西側淡水貯水設備，多目的タンク，原水タンク，ろ過水貯 抽出リストＣ－５７

蔵タンク及び純水貯蔵タンクの淡水，可搬型代替注水大型ポンプは，多蔵タンク及び純水貯蔵タンクの淡水を，可搬型代替注水大型ポンプは，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

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を代替淡水貯槽へ供給できる設計とする。

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

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。

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。

ｂ．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

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，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，多目的タンク，原水タンク，ろ過水貯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④-56

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：添付書類八 1.9 発電用原子炉設置許可申請に係る安全設計の方針 第五十六条 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備】
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

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

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。

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

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，

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

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。

計とする。

備

考

④-57

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：添付書類八 1.9 発電用原子炉設置許可申請に係る安全設計の方針 第五十七条 電源設備】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

第五十七条 電源設備
１

２

発電用原子炉施設には、設計基準事故対処設備の電源が喪失したこと

修

正

案

１

発電用原子炉施設には、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

納容器の破損、貯蔵槽内燃料体等の著しい損傷及び運転停止中原子炉内

納容器の破損、貯蔵槽内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電力を確保するために必要な設備を設けなければならない。

燃料体の著しい損傷を防止するために必要な電力を確保するために必要な設備を設けなければならない。
２

発電用原子炉施設には、第三十三条第二項の規定により設置される非常用電源設備及び前項の規定により設置される電源設備のほか、設計基

常用電源設備及び前項の規定により設置される電源設備のほか、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が発生した場合

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損、貯蔵槽内燃料体等

において炉心の著しい損傷、原子炉格納容器の破損、貯蔵槽内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の常設の直流電源設備を設けなければならない。

めの常設の直流電源設備を設けなければならない。

適合のための設計方針適合のための設計方針

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が発生した

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損，使用済燃料プール

場合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，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止するため，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。

及び保管する。

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保するための設

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備，所内常設直流備として，常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備，所内常設直流電源設備，可搬型代替直流電源設備，常設代替直流電源設備及び代替所内電

電源設備，可搬型代替直流電源設備，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の気設備を設ける。また，重大事故等時に重大事故等対処設備の補機駆動用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。

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。

(1)

(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

考第五十七条 電源設備により重大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

発電用原子炉施設には、第三十三条第二項の規定により設置される非備

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（外部電源喪失，２Ｃ・２Ｄ

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・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発電機の故

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発電機の故障（以下「全交流動力電源喪失」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。

障（以下「全交流動力電源喪失」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，常設代替高圧電源装置，電路，計測制御装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

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

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④-58

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：添付書類八 1.9 発電用原子炉設置許可申請に係る安全設計の方針 第五十七条 電源設備】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修し，位置的分散を図る設計とする。

し，位置的分散を図る設計とする。

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（全交流動力電源喪失）した

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，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。

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。
有し，位置的分散を図る設計とする。

有し，位置的分散を図る設計とする。
(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

ａ．所内常設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が喪失（全交流動力電源喪失）した

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，所内常設直流電源設備を使用する。

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

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，全交流動力電源喪失から 1 時間以内に中央制御室にお装置等で構成し，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，不要な負荷の切り離しを行いて，全交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，全交流動力電源喪失から 24 時間にわたり，125V 系蓄電池Ａ系・Ｂ

い，全交流動力電源喪失から 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。

系から電力を供給できる設計とする。

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の重大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。

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，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

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。

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

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。

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。

有し，位置的分散を図る設計とする。
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合の重大考

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，独立性を代替直流電源設備による給電

備

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

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(3)

案できる設計とする。

できる設計とする。

(2)

正

(3)

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合の重大④-59

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：添付書類八 1.9 発電用原子炉設置許可申請に係る安全設計の方針 第五十七条 電源設備】
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

代替所内電気設備は，緊急用メタルクラッド開閉装置，緊急用パワーセ

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，緊急用直流

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，緊急用直流

125V 主母線盤，電路，計測制御装置等で構成し，常設代替交流電源設備，

125V 主母線盤，電路，計測制御装置等で構成し，常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備，常設代替直流電源設備又は可搬型代替直流電源

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

設備の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非常用所

設備の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。また，代替所内電気設

内電気設備と同時に機能を喪失しない設計とする。また，代替所内電気設

備及び非常用所内電気設備は，少なくとも 1 系統は機能の維持及び人の接備及び非常用所内電気設備は，少なくとも 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る。

近性の確保を図る設計とする。

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ける。

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 時間にわたり，緊常設代替直流電源設備は，全交流動力電源喪失から 24 時間にわたり，緊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(4)

考

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

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・２

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・２

Ｄ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

Ｄ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。

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

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

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。

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

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。

し，位置的分散を図る設計とする。

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

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・２

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・２

Ｄ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

Ｄ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。

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

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。

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。

有し，位置的分散を図る設計とする。
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

備

急用 125V 系蓄電池から電力を供給できる設計とする。

急用 125V 系蓄電池から電力を供給できる設計とする。

(5)

案

事故等対処設備として，代替所内電気設備を使用する。

事故等対処設備として，代替所内電気設備を使用する。

(4)

正

(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④-60

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：添付書類八 1.9 発電用原子炉設置許可申請に係る安全設計の方針 第五十七条 電源設備】
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

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・２

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・２

Ｄ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

Ｄ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。

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

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・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。

Ｂ系から電力を供給できる設計とする。

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・２

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・２

Ｄ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Ｄ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。

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，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

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。

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

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

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。

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。

有し，位置的分散を図る設計とする。
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。

(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，可搬型設備
用軽油タンク及びタンクローリを使用する。

可搬型代替低圧電源車，可搬型代替注水大型ポンプ，可搬型代替注水

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（走行用の燃料タ

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用いて燃料を補給できる設計とする。

ンク）等は，可搬型設備用軽油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とする。

ｂ．軽油貯蔵タンクから常設代替高圧電源装置への給油

考

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

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

燃料給油設備による給油

備

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

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(6)

正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して，

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使用する。

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

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④-61

東海第二発電所

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【対象項目：添付書類八 1.9 発電用原子炉設置許可申請に係る安全設計の方針 第五十七条 電源設備】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

燃料移送ポンプを用いて燃料を補給できる設計とする。

修

正

案

備

考

燃料移送ポンプを用いて燃料を補給できる設計とする。

常設代替交流電源設備は，非常用交流電源設備と共通要因によって同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を空冷と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非常用ディーゼル発電機することで，冷却方式が水冷である２Ｃ・２Ｄ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して多様性を有する設計とする。

及び高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機を用いる非常用交流電源設備 抽出リストＣ－８３

常設代替交流電源設備の常設代替高圧電源装置は，原子炉建屋付属棟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常設代替高圧電源装置は，原子炉建屋付属棟から離れた屋外（常設代替高圧電源装置置場）に設置することで，原子から離れた屋外（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通要因によっ

炉建屋付属棟内の２Ｃ・２Ｄ非常用ディーゼル発電機及び高圧炉心スプ 抽出リストＣ－８３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。

レイ系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。

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ッド

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までの系統において，独

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非常用ディーゼル発

立した電路で系統構成することにより，２Ｃ・２Ｄ非常用ディーゼル発

電機からメタルクラッド開閉装置２Ｃ及びメタルクラッド開閉装置２Ｄ

電機からメタルクラッド開閉装置２Ｃ及びメタルクラッド開閉装置２Ｄまでの系統に対して，独立性を有する設計とする。

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，常設代

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る設計とす

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る設計とする。

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よって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式を空冷

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非常用ディーゼル発電とすることで，冷却方式が水冷である２Ｃ・２Ｄ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して多様性を有する設計とする。

機及び高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機を用いる非常用交流電源設 抽出リストＣ－８３
備に対して多様性を有する設計とする。

可搬型代替交流電源設備の可搬型代替低圧電源車は，屋外の原子炉建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，原子炉建屋付属棟内の２Ｃ・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機能を損なわな

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発電機 抽出リストＣ－８３

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，位置的分散を図る設の可搬型代替低圧電源車は，屋外（常設代替高圧電源装置置場）の常設計とする。また，可搬型代替交流電源設備の可搬型代替低圧電源車は，

代替高圧電源装置から離れ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ないよう，位置的分散を図る設計とする。

屋外（常設代替高圧電源装置置場）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。

可搬型代替交流電源設備は，可搬型代替低圧電源車からパワーセンタ

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，独立した電路で系統構

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らパワーセン

成することにより，２Ｃ・２Ｄ非常用ディーゼル発電機からパワーセン④-62

東海第二発電所

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修正前後比較表

【対象項目：添付書類八 1.9 発電用原子炉設置許可申請に係る安全設計の方針 第五十七条 電源設備】
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

タ２Ｃ及びパワーセンタ２Ｄまでの系統に対して，独立性を有する設計

タ２Ｃ及びパワーセンタ２Ｄまでの系統に対して，独立性を有する設計

とする。

とする。

備

考

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，可搬型

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非常用ディー

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。

ゼル発電機及び高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機に対して独立性を 抽出リストＣ－８３

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，共通有する設計とする。
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するため，位置的分散を図っ

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。

た複数箇所に設置する設計とする。

所内常設直流電源設備は，原子炉建屋付属棟内の２Ｃ・２Ｄ非常用デ

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，非常用交流電源設備とィーゼル発電機及び高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機と異なる区画 抽出リストＣ－８３

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に設置することで，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。

所内常設直流電源設備は，125V 系蓄電池Ａ系・Ｂ系から直流 125V 主

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 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するこ母線盤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に変換するとにより，２Ｃ・２Ｄ非常用デ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流 125V 主母線盤２Ａ・２Ｂまでの系統に対して，独立性電路を用いた直流 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。

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，所内常設直流電源設
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。

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。

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こと

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って同時で，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。

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。

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 125V

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 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ことにより，

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系から直流 125V 主母線盤

非常用直流電源設備の 125V 系蓄電池Ａ系・Ｂ系及びＨＰＣＳ系から直流 抽出リストＣ－８４

２Ａ・２Ｂまでの系統に対して，独立性を有する設計とする。

125V 主母線盤２Ａ・２Ｂ及びＨＰＣＳ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，常設代替直流電源設

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。
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って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。
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式を空冷

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非常用ディーゼル発電とすることで，冷却方式が水冷である２Ｃ・２Ｄ非常用デ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を有する設計とす

機及び高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機から給電する非常用直流電 抽出リストＣ－８３る。また，可搬型整流器により交流電力を直流に変換できることで，125V

源設備に対して多様性を有する設計とする。また，可搬型整流器により④-63

東海第二発電所

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【対象項目：添付書類八 1.9 発電用原子炉設置許可申請に係る安全設計の方針 第五十七条 電源設備】
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

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

交流電力を直流に変換できることで，125V 系蓄電池Ａ系・Ｂ系及びＨＰ 抽出リストＣ－８５

る設計とする。

ＣＳ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

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，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で，原子炉は，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 125V 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ないよう，位置的分散

建屋付属棟内の２Ｃ・２Ｄ非常用ディーゼル発電機及び高圧炉心スプレ 抽出リストＣ－８６
イ系ディーゼル発電機並びに 125V 蓄電池Ａ系・Ｂ系及びＨＰＣＳ系と共を図る設計とする。

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。

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 主母

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 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すること

線盤２Ａ・２Ｂまでの系統において，独立した電路で系統構成すること

により，125V 系蓄電池Ａ系・Ｂ系から直流 125V 主母線盤２Ａ・２Ｂまにより，125V 系蓄電池Ａ系・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。

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，可搬型

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する設計と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する設計と

する。

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の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するため，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。

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メタルクラッド開閉装置及び緊急用パワー

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）に設置することで，非常センタは，屋内（常設代替高圧電源装置置場）に設置することで，非常用所内電気設備と共通要因によって同時に機能を損なわないように位置

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。

的分散を図る設計とする。

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（常設

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（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置すること

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を損なわないよで，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，位置的分散を図る設計とする。

う，位置的分散を図る設計とする。

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び中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によって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直流 125V 主母線盤は，原子炉建屋廃棄物処

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直流 125V 主母線盤は，原子炉建屋廃棄物処

理棟内に設置することで，非常用所内電気設備と共通要因によって同時

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。

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。

④-64

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：添付書類八 1.9 発電用原子炉設置許可申請に係る安全設計の方針 第五十七条 電源設備】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

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場）

修

正

案

備

考

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た屋外にの２Ｃ・２Ｄ非常用ディーゼル発電機燃料移送ポンプ及び高圧炉心スプ 抽出リストＣ－８７

分散して保管することで，屋内（常設代替高圧電源装置置場）の２Ｃ・

レイ系ディーゼル発電機燃料移送ポンプから離れた屋外に分散して保管

２Ｄ非常用ディ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，屋内（常設代替高圧電源装置置場）の２Ｃ・２Ｄ非常用ディーゼル発電機燃料移送ポンプ及び高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電 抽出リストＣ－８７
機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ないよう，位置的分散を図る設計とする。

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する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。

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（常設

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（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２Ｄ系と異な代替高圧電源装置置場）の非常用交流電源設備２Ｃ系,２Ｄ系及びＨＰＣ 抽出リストＣ－８８る区画に設置することで，屋内（常設代替高圧電源装置置場）の２Ｃ・Ｓ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置場）

２Ｄ非常用ディ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の２Ｃ・２Ｄ非常用ディーゼル発電機燃料移送ポンプ及び高圧炉心スプ 抽出リストＣ－８７

機能を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。

レイ系ディ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機能を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。

④-65

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：添付書類八 1.9 発電用原子炉設置許可申請に係る安全設計の方針 第六十一条 緊急時対策所】
東海第二発電所
第六十一条
１

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

緊急時対策所第三十四条の規定により設置される緊急時対策所は、重大事故等が発

修

案

１

じられるよう、次に掲げるものでなければならない。

じられるよう、次に掲げるものでなければならない。

一

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、適切な措置を講じたものであること。

一

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、適切な措置を講じたものであること。

二重大事故等に対処するために必要な指示ができるよう、重大事故等

二重大事故等に対処するために必要な指示ができるよう、重大事故等に対処するために必要な情報を把握できる設備を設けたものであるこに対処するために必要な情報を把握できる設備を設けたものであること。

と。

発電用原子炉施設の内外の通信連絡をする必要のある場所と通信連三絡を行うために必要な設備を設けたものであること。
することができるものでなければならない。
適合のための設計方針
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。

考第三十四条の規定により設置される緊急時対策所は、重大事故等が発生した場合においても当該重大事故等に対処するための適切な措置が講

緊急時対策所は、重大事故等に対処するために必要な数の要員を収容

備

第六十一条 緊急時対策所

生した場合においても当該重大事故等に対処するための適切な措置が講

三２

正発電用原子炉施設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設備を設けたものであること。

２

緊急時対策所は、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ものでなければならない。

適合のための設計方針
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，当該重大事故等

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，適切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，適切な措置を講じ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情な措置を講じ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情報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ある場所と通信報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。また，重大事故等に対処連絡を行うために必要な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な数の要員を収容できる設計とする。

するために必要な数の要員を収容できる設計とする。

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，

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「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。

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。

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，中央制御室との共通要因により

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

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④-66

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：添付書類八 1.9 発電用原子炉設置許可申請に係る安全設計の方針 第六十一条 緊急時対策所】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

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。

修

正

案

備

考

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

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

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。

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

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

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設置することができるよう考慮する。

を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。

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

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，緊急時対策所の居住性を確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を確保するための設備として，緊急時対策所遮蔽，緊急時対策所非常用換気設備，保するための設備として，緊急時対策所遮蔽，緊急時対策所非常用換気設備，

緊急時対策所加圧設備，酸素濃度計，二酸化炭素濃度計，可搬型モニタリン

緊急時対策所加圧設備，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。

グ・ポスト及び緊急時対策所エリアモニタを設ける。

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量等を東京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所事故と同等とし，かつ電力ホールディングス株式会社福島第一原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の着用，交替要員体制，安定ヨウ素剤の服用及び緊急時対策所内でのマスクの着用，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実効仮設設備を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実効線量が事故後 7 日間で 100mSv を超えない設計とする。

線量が事故後 7 日間で 100mSv を超えない設計とする。

緊急時対策所遮蔽は，重大事故が発生した場合において，緊急時対策所の

緊急時対策所遮蔽は，重大事故が発生した場合において，緊急時対策所の気密性，緊急時対策所非常用換気設備及び緊急時対策所加圧設備の機能とあ

気密性，緊急時対策所非常用換気設備及び緊急時対策所加圧設備の機能とあ

いまって，緊急時対策所にとどまる要員の実効線量が 7 日間で 100mSv を超えいまって，緊急時対策所にとどまる要員の実効線量が 7 日間で 100mSv を超えない設計とする。

ない設計とする。

緊急時対策所には，緊急時対策所非常用換気設備として，緊急時対策所非緊急時対策所には，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設ける。また，緊急時対策

常用送風機，緊急時対策所非常用フィルタ装置を設ける。また，緊急時対策

所の加圧のために，緊急時対策所加圧設備及び緊急時対策所用差圧計を設け所等の加圧のために，緊急時対策所加圧設備及び緊急時対策所用差圧計を設 抽出リストＢ－６

る。

ける。

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，緊急時対策所の緊急時対策所非常用送風機は，緊急時対策所建屋を正圧化し，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

プルーム通過時において，緊急時対策所を正圧化し，希ガスを含む放射性物

備は，プルーム通過時において，緊急時対策所等を正圧化し，希ガスを含む質の侵入を防止できる設計とする。緊急時対策所用差圧計は，緊急時対策所

放射性物質の侵入を防止できる設計とする。緊急時対策所用差圧計は，緊急が正圧化された状態であることを監視できる設計とする。

時対策所等が正圧化された状態であることを監視できる設計とする。

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，プル

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，プル④-67

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：添付書類八 1.9 発電用原子炉設置許可申請に係る安全設計の方針 第六十一条 緊急時対策所】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

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。
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。

修

正

案

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。
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。
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計とする。
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

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。

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。

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ができるよう，重大事故等に対処するために必要な処するために必要な指示ができるよう，重大事故等に対処するために必要な情報を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情報を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

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）を設置する。

（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

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に緊急時対策所において把握に必要な情報を中央制御室内の運転員を介さずに緊急時対策所において把握できる設計とする。

できる設計とする。

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発電所の内外の緊急時対策所には，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の設備として，衛星電通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行うための設備として，衛星電話設備，無線連絡設備，携行型有線通話装置及び統合原子力防災ネットワー

話設備，無線連絡設備，携行型有線通話装置及び統合原子力防災ネットワー

クに接続する通信連絡設備を設置又は保管する。

クに接続する通信連絡設備を設置又は保管する。

備からの給電が可能な設計とする。
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，多重性を有する設計とする。

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。
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，2 台設置することで，多重性を有する設計とする。

緊急時対策所用発電機の燃料は，緊急時対策所用発電機燃料油貯蔵タンク

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きる設計とする。なお，

及び緊急時対策所用発電機給油ポンプにより補給できる設計とする。なお，

緊急時対策所用発電機は，プルーム通過時において，燃料を自動で補給し運緊急時対策所用発電機は，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計とする。
可搬型モニタリング・ポストは，「8.1 放射線管理設備」にて記載する。

転できる設計とする。
可搬型モニタリング・ポストは，「8.1 放射線管理設備」にて記載する。

安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）は，「10.12 通信連絡設備」に

安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）は，「10.12 通信連絡設備」にて記載する。

考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。

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障がない範囲

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

備て記載する。

緊急時対策所の通信連絡設備は，「10.12 通信連絡設備」にて記載する。

緊急時対策所の通信連絡設備は，「10.12 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は，「10.2 代替電源設

常設代替高圧電源装置及び可搬型代替低圧電源車は，「10.2 代替電源設④-68

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：添付書類八 1.9 発電用原子炉設置許可申請に係る安全設計の方針 第六十一条 緊急時対策所】
東海第二発電所備」にて記載する。

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

備

考

備」にて記載する。

④-69

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：添付書類八 1.9 発電用原子炉設置許可申請に係る安全設計の方針 第四十三条 重大事故等対処設備】
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

正第四十三条 重大事故等対処設備

第四十三条 重大事故等対処設備適合のための設計方針適合のための設計方針

(1)

(1)

多様性，位置的分散，悪影響防止等
ａ．多様性，位置的分散
(b)

(c)

案

備

多様性，位置的分散，悪影響防止等
ａ．多様性，位置的分散

可搬型重大事故等対処設備（第3項第五号及び第七号）(b)

可搬型重大事故等対処設備（第3項第五号及び第七号）

風（台風），竜巻，凍結，降水，積雪，落雷，火山の影響，生物学

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，可搬型重大事故等対処設備は，外部からの及び電磁的障害に対して，可搬型重大事故等対処設備は，外部からの衝撃による損傷の防止が図られた建屋等内に保管するか，又は設計基衝撃による損傷の防止が図られた建屋等内に保管するか，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同時に必要な機能を

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も含めて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

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，複数の取水箇けるおそれのある屋外の可搬型重大事故等対処設備は，予備を有する所を選定できる設計とする。

設計とする。

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（第3(c)

項 第三号）

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

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

備と常設設備との接続口は，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るため，それぞれ互いに異なる複数の場所に設置

くなることを防止するため，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。

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，放射線，荷重及びその他の使用条件において，その機能を確る温度，放射線，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するとともに，建屋等内及び建屋等壁面の適切実に発揮できる設計とするとともに，接続口は，建屋等内及び建屋等に離隔し，かつ，隣接しない位置に複数箇所設置する。重大事故等時

壁面の適切に離隔した隣接しない位置に複数箇所設置する。重大事故の環境条件における健全性については「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，火山等時の環境条件における健全性については「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，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，機能が損

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，機能なわれない設計とする。

が損なわれない設計とする。
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

抽出リストＡ－１６

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（第3項 第三号）

地震に対して接続口は，「1.9

考

地震に対して接続口は，「1.9

抽出リストＣ－７２

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④-70

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：添付書類八 1.9 発電用原子炉設置許可申請に係る安全設計の方針 第四十三条 重大事故等対処設備】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

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，重大事故等対処施設の耐震設計」，「1.4.2

施設の耐津波設計」，「1.4.3

正

案

備

考

箇所設置する。

箇所設置する。
「1.3.2

修

重大事故等対処

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」及び「1.5.2

重大事故等対処施設の火災防護に

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 重大事故等対処施設の耐震設計」，「1.4.2
施設の耐津波設計」，「1.4.3

重大事故等対処

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」及び「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」に基づく設計とする。
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関する基本方針」に基づく設計とする。
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。

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

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），爆発，近隣工場等の火災，有毒ガス，船舶の衝突及び故意

機落下），爆発，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の他テロリズムに対して，建屋等内及び建による大型航空機の衝突その他テロリズムに対して，接続口は，建屋屋等壁面の適切に離隔し，かつ，隣接しない位置に複数箇所設置す

等内及び建屋等壁面の適切に離隔した隣接しない位置に複数箇所設置

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，屋外に設置す場合は，開口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る場合は，開口部の閉止により重大事故等に対処するために必要な機が損なわれるおそれのない設計とする。

能が損なわれるおそれのない設計とする。

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。

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。

抽出リストＣ－７２

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，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。

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。

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，それぞれの系統に必要な容量を同時に供給できる設計とする。

じて，それぞれの系統に必要な容量を同時に供給できる設計とする。

④-71

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：添付書類八 4. 核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設（4.3 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備）】
東海第二発電所
4.3

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備

修
4.3

正

案

設計方針

4.3.2 設計方針

(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料

プール水の小規模な漏えい発生時に用いる設備

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．代替燃料プール注水

(d)

(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

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

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り使用済燃料プール水の小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燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止

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故等対処設備として，可搬型代替注水大型ポンプに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）を使用する。

よる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用する。

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

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，

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

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，代替淡水貯槽の水を代替燃料プール注水系配管等を経ポンプにより，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，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。

使用済燃料プールの水位を維持できる設計とする。

可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプ

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

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。

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。

考

使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備

4.3.2

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への注水

備

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（常設スプ

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

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。燃料は，燃料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。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

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。

できる設計とする。

抽出リストＣ－６６⑤-1

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：添付書類八 4. 核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設（4.3 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備）】
東海第二発電所(e)

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

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

修
(e)

正

案

備

考

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

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

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

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プールの水位が低下した場合に，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燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止

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故等対処設備として，可搬型代替注水大型ポンプに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）を使用する。

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

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，可搬型スプレイノズ

プレイノズル）は，可搬型代替注水大型ポンプ，可搬型スプレイノズ

ル，ホース・弁類，計測制御装置等で構成し，可搬型代替注水大型ポ

ル，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

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

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。

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。

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

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

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により 抽出リストＣ－６６

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。燃料は，燃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。

給できる設計とする。

(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(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(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(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

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

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

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として，可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料

大事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

プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用する。

プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用する。

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

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⑤-2

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：添付書類八 4. 核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設（4.3 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備）】
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

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，

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

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，代替淡水貯槽の水を代替燃料プール注水系配管等を経ポンプにより，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

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。
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（常設スプ質の放出をできる限り低減できる設計とする。
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

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。

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。

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

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

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。燃料は，燃料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

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。

できる設計とする。
(c)プレイノズル）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

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料損傷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として，可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料

大事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

プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用する。

プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用する。

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

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，可搬型スプレイノズ

プレイノズル）は，可搬型代替注水大型ポンプ，可搬型スプレイノズ

ル，ホース・弁類，計測制御装置等で構成し，可搬型代替注水大型ポ

ル，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，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，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

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。

り低減できる設計とする。

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。

抽出リストＣ－６６

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スプレイ

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

考

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。

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（可搬型ス

備

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

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(c)

正また，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。

⑤-3

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：添付書類八 4. 核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設（4.3 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備）】
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

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

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

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，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

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。燃料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。

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。

備考

抽出リストＣ－６６⑤-4

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：添付書類八 5. 原子炉冷却系統施設】
東海第二発電所
5.6

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点
5.6

原子炉補機冷却系

5.6.1

概

案

要

原子炉補機は，原子炉補機冷却系によって冷却される。

原子炉補機からの放射性物質の漏えいがあっても，本系統の閉回路中にとじ込められ，かつ，この回路には放射能の連続モニタがあるので漏えいを検原子炉補機からの放射性物質の漏えいがあっても，本系統の閉回路中にとじ込められ，かつ，この回路には放射能の連続モニタがあるので漏えいを検

知できる。

知できる。

本系統には，サージタンク 1 基があり，閉回路系統の水の膨張，収縮を吸収するとともに，補給水の注入をここで行なう。
本系統には，3 基の熱交換器と 3 台のポンプがあり，2 基の熱交換器と 2台のポンプによって，原子炉全出力運転中の補機冷却が行なえる。
本系統の熱交換器の管側には，補機冷却用海水ポンプによって海水が循環

本系統には，サージタンク 1 基があり，閉回路系統の水の膨張，収縮を吸収するとともに，補給水の注入をここで行なう。
本系統には，3 基の熱交換器と 3 台のポンプがあり，2 基の熱交換器と 2台のポンプによって，原子炉全出力運転中の補機冷却が行なえる。
本系統の熱交換器の管側には，補機冷却系海水系ポンプによって海水が循本系統の系統概要を第 5.6－1 図に示す。

本系統の系統概要を第 5.6－1 図に示す。
5.6.1.1.3 主要設備及び仕様

主要設備及び仕様

設備の主要仕様を以下に示す。

設備の主要仕様を以下に示す。
最高使用圧力

0.86MPa［gage］

最高使用圧力

0.86MPa［gage］

最高使用温度

66.0℃

最高使用温度

66.0℃

海水温度

27℃

海水温度

27℃

熱交換器

熱交換器
形

式

横形直管式

形

式

横形直管式

基

数

3

基

数

3

材

料

管：アルミブラス

材

料

管：アルミブラス
胴：炭素鋼

胴：炭素鋼
補機冷却水ポンプ

補機冷却水ポンプ形式

横形うず巻式

形

式

横形うず巻式

台

数

3

台

数

3

程

約 38m

全

程

約 38m

揚

補機冷却用海水ポンプ
形
式
台
全

揚

抽出リストＣ－３

環され，補機冷却水を冷却する。

され，補機冷却水を冷却する。

全考

原子炉補機冷却系

5.6.1.1.1 概要原子炉補機は，原子炉補機冷却系によって冷却される。

5.6.1.1.3

備

原子炉補機冷却系

5.6.1.1

原子炉補機冷却系

5.6.1.1.1

正5.6.1 通常運転時

通常運転時

5.6.1.1

修

たて形うず巻式

揚補機冷却系海水系ポンプ
形
式

数

3

台

程

約 33.5m

全数
揚抽出リストＣ－３
たて形うず巻式3

程 約33.5m⑤-5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：添付書類八 5. 原子炉冷却系統施設】
東海第二発電所
5.7(1)

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

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 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

備

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

考

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

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高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系が機能喪失した場合の重大事故等対処設備として，高圧代替注水系を使用する。
高圧代替注水系は，蒸気タービン駆動ポンプである常設高圧代替注

重大事故等対処設備として，高圧代替注水系を使用する。
高圧代替注水系は，蒸気タービン駆動ポンプである常設高圧代替注

水系ポンプ，配管・弁類，計測制御装置等で構成し，蒸気タービン駆動

水系ポンプ，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

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

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）

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。

を使用する。

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

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が可能な設計とし，中央制御室からの操作が可能な設計とする。

可能な設計とし，中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，常設代替交流電源装置，可搬型代替交流

備

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機能 抽出リストＣ－６１の操作ができない場合においても，現場での人力による弁の操作によ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ても，現場でり，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の人力による弁の操作により，原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧対

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

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

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

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。

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。

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

・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

・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）

・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）・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）

・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）

・可搬型代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）⑤-6

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：添付書類八 5. 原子炉冷却系統施設】
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

・代替所内電気設備（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）

・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，

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。

弁を重大事故等対処設備として使用する。

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

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(1)

フロントライン系故障時に用いる設備(1)

フロントライン系故障時に用いる設備
ａ．原子炉減圧の自動化

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。

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。
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

逃がし安全弁は，過渡時自動減圧機能からの信号により，自動減圧機

能用アキュムレータに蓄圧された窒素をアクチュエータのピストンに供

能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減圧できる設計とする。

減圧できる設計とする。

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

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（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ系から大プレイ系，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，自動減圧系の起量の冷水が注水され出力の急激な上昇につながるため，自動減圧系の起動阻止スイッチにより自動減圧系及び過渡時自動減圧機能による自動減動阻止スイッチにより自動減圧系及び過渡時自動減圧機能による自動減圧を阻止する。

圧を阻止する。

主要な設備は，以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

・逃がし安全弁・逃がし安全弁・自動減圧機能用アキュムレータ

・自動減圧機能用アキュムレータ

・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

・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）

ための設備）

・自動減圧系の起動阻止スイッチ（6.7 緊急停止失敗時に発電用原子 抽出リストＣ－６８

・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）

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。

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。
サポート系故障時に用いる設備
ａ．常設直流電源系統喪失時の減圧
原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備のうち，逃がし安全弁の機能回復のための重大事故等対処設備として，常設代替直流電源

考

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。

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。

(2)

備

(2)

サポート系故障時に用いる設備
ａ．常設直流電源系統喪失時の減圧
原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備のうち，逃がし安全弁の機能回復のための重大事故等対処設備として，可搬型代替直流電 抽出リストＡ－２⑤-7

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：添付書類八 5. 原子炉冷却系統施設】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

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を使用

修

正

案

備

考

源設備及び逃がし安全弁用可搬型蓄電池を使用する。

する。
(a)

(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(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

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

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備のうち，逃がし

安全弁の機能回復のための重大事故等対処設備として，可搬型代替直安全弁の機能回復のための重大事故等対処設備として，可搬型代替直流電源設備を使用する。
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流電源設備を使用する。
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

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。

計とする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

・可搬型代替直流電源設備（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）

・緊急用電源切替盤（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）

・燃料給油設備（10.2 代替電源設備）

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，逃がし

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。

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逃がし弁機能用

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

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

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。

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，

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 抽出リストＣ－６３

現場で高圧窒素ボンベの取替え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。

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

・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）

ダリを減圧するための設備）(b)

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

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。

処設備として使用する。

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(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⑤-8

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：添付書類八 5. 原子炉冷却系統施設】
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

安全弁機能回復のための重大事故等対処設備として，非常用逃がし安安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駆動系を使用する。

全弁駆動系を使用する。

非常用逃がし安全弁駆動系は，逃がし安全弁の作動に必要な逃がし

非常用逃がし安全弁駆動系は，逃がし安全弁の作動に必要な逃がし

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

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

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 抽出リストＣ－６２

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。

可能な設計とする。

主要な設備は，以下のとおりとする。
・非常用逃がし安全弁駆動系高圧窒素ボンベ（6.8考

主要な設備は，以下のとおりとする。

原子炉冷却材圧

・非常用逃がし安全弁駆動系高圧窒素ボンベ（6.8

力バウンダリを減圧するための設備）

原子炉冷却材圧

力バウンダリを減圧するための設備）

・常設代替直流電源設備（10.2 代替電源設備）
・可搬型代替直流電源設備（10.2 代替電源設備）

・常設代替直流電源設備（10.2 代替電源設備）

・代替所内電気設備（10.2 代替電源設備）

・可搬型代替直流電源設備（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。

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。

処設備として使用する。
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)

(a)

低圧代替注水系（常設）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） 抽出リストＣ－２９

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(b)

低圧代替注水系（常設）による発電用原子炉の冷却が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の機能が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（常設）は，「(1)ａ.(a) 低圧代替注水系（常設）による発電用原子炉

注水系（常設）は，「(1)ａ.(a) 低圧代替注水系（常設）による発電用の冷却」と同じである。

原子炉の冷却」と同じである。

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

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） 抽出リストＣ－２９の機能が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（可搬型）は，「 (1)ａ.(b)低圧代替注水系（可搬型）による発電用原注水系（可搬型）は，「 (1)ａ.(b)低圧代替注水系（可搬型）による発子炉の冷却」と同じである。

電用原子炉の冷却」と同じである。

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

(a)

(a)

低圧代替注水系（常設）による発電用原子炉の冷却

低圧代替注水系（常設）による発電用原子炉の冷却⑤-9

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設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：添付書類八 5. 原子炉冷却系統施設】
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

(c)

案

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

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（原子時冷却系）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

炉停止時冷却系）が起動できない場合の重大事故等対処設備として使低圧代替注水系（常設）は，「(1)a.(a) 低圧代替注水系（常設）によ用する低圧代替注水系（常設）は，「(1)a.(a) 低圧代替注水系（常設）

る発電用原子炉の冷却」と同じである。

による発電用原子炉の冷却」と同じである。

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又は残留熱除去系海水系(b)

考

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全交流動力電源喪失又は残留熱除去系 抽出リストＣ－２９

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

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（原子時冷却系）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

炉停止時冷却系）が起動できない場合の重大事故等対処設備として使低圧代替注水系（可搬型）は，「(1)a.(b) 低圧代替注水系（可搬型）用する低圧代替注水系（可搬型）は，「(1)a.(b) 低圧代替注水系（可による発電用原子炉の冷却」と同じである。

搬型）による発電用原子炉の冷却」と同じである。

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）

備

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 抽出リストＣ－２９

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

(b)

正

(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

の復旧

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

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 抽出リストＣ－２９

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

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（原子時冷却系）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

炉停止時冷却系）が起動できない場合の重大事故等対処設備として，

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

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）

旧する。

を復旧する。

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

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らの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去系ポンプ及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計とする。

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。

主要な設備は，以下のとおりとする。

・緊急用海水ポンプ

・緊急用海水ポンプ

・緊急用海水系ストレーナ

・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）

・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）

・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

・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

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。

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」「(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」⑤-10

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【対象項目：添付書類八 5. 原子炉冷却系統施設】
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修

正

案

備

考

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ン・チェンバ，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

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 抽出リストＣ－３０

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，残留熱除使用する低圧炉心スプレイ系ポンプ，サプレッション・チェンバ，残留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)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

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

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，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

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

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

位置的分散の設計方針は適用しない。

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

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。

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

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。

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

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。

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

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。

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

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。

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

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。
5.9.2.1

多様性及び独立性，位置的分散

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。
5.9.2.1

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。

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（低圧注水系）及び低圧炉心ス

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

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からの給電

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型 抽出リストＣ－２７
代替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により駆動することで，非常用所内電気設備を経由した非常用交流電源設備⑤-11

東海第二発電所

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修正前後比較表

【対象項目：添付書類八 5. 原子炉冷却系統施設】
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第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

からの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

注水系）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を用いた残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ系ポンプを用いて多様性を有する設計とする。

た低圧炉心スプレイ系に対して多様性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（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。

する設計とする。

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）

プレッション・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。

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する。

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

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，

代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

低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。

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。

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

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

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，電動機駆動ポンプにより構式のディーゼルエンジンにより駆動することで，電動機駆動ポンプにより構成される残留熱除去系（低圧注水系），低圧炉心スプレイ系及び低圧代替注水

成される残留熱除去系（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。

系（常設）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

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，低圧代替注水系（可搬型）の電動弁は，代替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

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に対して独立性ることにより，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。

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，西側淡水貯水低圧代替注水系（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

設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

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とする。

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・チェンバのプール水を水源と水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

備

考

⑤-12

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：添付書類八 5. 原子炉冷却系統施設】
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

する残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ系に対して異なる水する残留熱除去系（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設計とする。

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

備考

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， 抽出リストＢ－４

ンプ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原子炉建屋内の残留熱除去系ポンプ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。

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

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。

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

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及び低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， 抽出リストＣ－２４

管及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

水源から残留熱除去系配管及び低圧炉心スプレイ系配管との合流点までの系

系及び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。

統について，残留熱除去系及び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

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

る残留熱除去系（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。

対処設備としての独立性を有する設計とする。また,これらの多様性及び位置 抽出リストＡ－３
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,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。

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。
5.9.2.3

容 量 等

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。
5.9.2.3

容 量 等

基本方針については，「1.1.7.2 容量等」に示す。

基本方針については，「1.1.7.2 容量等」に示す。

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

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。

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

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，系（常設）及び代替燃料プール注水系としての同時使用を想定し，各系統の 抽出リストＣ－３２

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。

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

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⑤-13

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：添付書類八 5. 原子炉冷却系統施設】
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

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，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

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。

として 1 台の合計 5 台を保管する。

備考

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

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

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。

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

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

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水系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 抽出リストＣ－３３

保できる容量を有する設計とする。

量を有する設計とする。

代替循環冷却系は，想定される重大事故等時において，残存溶融炉心を冷

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

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。

する設計とする。

5.9.2.4

環境条件等

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。

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

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。

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。

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

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，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

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。

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

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⑤-14

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：添付書類八 5. 原子炉冷却系統施設】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

とする。

修

案

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，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。

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

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

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。
5.10

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

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。

考低圧代替注水系（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から操作が可能な設計とする。

備

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。

正等時において，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。
5.10

抽出リストＣ－３４

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

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（原子炉

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）

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）

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，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，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輸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て，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て，多様性を有する設計とする。

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

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人力操作機構若し

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，非常用

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（原子炉停止時冷却系，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）及び残留熱除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）及び残留熱除去系海水系に対して，多様性を有する設計とする。

去系海水系に対して，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は原子炉建屋外の格納容器圧力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，耐圧

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がし装置格納槽に，圧力開放板は原子炉建屋近傍の屋外に設置し，耐圧強化 抽出リストＡ－１３

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，熱交換器及び屋

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，共通要因によ

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，残留熱除去系及び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。

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位置的分散を図った設計とする。

⑤-15

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：添付書類八 5. 原子炉冷却系統施設】
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

5.11

タービン設備5.11 タービン設備(8)

タービン補機冷却系

(8)

正

案

備

考

タービン補機冷却系

タービン補機冷却水は，3 台のポンプで，タービン油冷却器，制御用空気タービン補機冷却水は，3 台のポンプで，タービン油冷却器，制御用空気圧縮機，その他の各タービン補機へ供給され，熱交換器を経て，再び，ポ

圧縮機，その他の各タービン補機へ供給され，熱交換器を経て，再び，ポンプに戻り，閉回路を構成している。ポンプ入口側には，サージタンクをンプに戻り，閉回路を構成している。ポンプ入口側には，サージタンクを設置し，冷却水の補給を行なう。
この系は，原子炉補機冷却系とは独立しているが，冷却用の海水は，共設置し，冷却水の補給を行なう。
この系は，原子炉補機冷却系とは独立しているが，冷却用の海水は，共通の補機冷却用ポンプから両系統の熱交換器へ送られる。

通の補機冷却系海水系ポンプから両系統の熱交換器へ送られる。

仕様は下記のとおりである。

仕様は下記のとおりである。

ポ ン プ

ポ ン プ

形

式

横形うず巻式

形

式

横形うず巻式個

数

3（うち 1 台予備）個

数

3（うち 1 台予備）

抽出リストＣ－３

熱交換器

熱交換器
形

式

横形直管式

形

式

横形直管式

個

数

3（うち 1 台予備）個

数

3（うち 1 台予備）⑤-16

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設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：添付書類八 6. 計測制御系統施設】
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

6.8

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備

6.8

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備(2)

サポート系故障時に用いる設備(2)

サポート系故障時に用いる設備

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)

(a)

非常用窒素供給系による窒素確保

備考

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

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。

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逃がし弁機能用 抽出リストＢ－３

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作動に必要な窒素を供給できる設計とする。

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，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，

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

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。

主要な設備は，以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

・非常用窒素供給系高圧窒素ボンベ

・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

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。

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。

処設備として使用する。
6.8.2.5

操作性の確保6.8.2.5

操作性の確保基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

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。

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

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，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

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。

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。

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

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

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⑤-17

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【対象項目：添付書類八 6. 計測制御系統施設】
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

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

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。

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

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。

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

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。

場所にて固縛による固定等が可能な設計とする。

考

非常用窒素供給系高圧窒素ボンベを接続する接続口については，簡便な接 抽出リストＣ－６３

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。

備

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

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。

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

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。

設計とする。

6.10

制 御 室

6.10

制 御 室

(3)

運転員の被ばくを低減するための設備(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

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

ため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

トパネル閉止装置を使用する。

トパネ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，非常用ガス再循環

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系排風機，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，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体を非常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ばくを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。

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

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閉止でき時に容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閉止できる設計とする。また，ブローアウトパネル閉止装置は現場において，人力る設計とする。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。

により操作できる設計とする。

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

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⑤-18

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修正前後比較表

【対象項目：添付書類八 6. 計測制御系統施設】
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

電源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

電源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。

可能な設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。
・非常用ガス処理系排風機

・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

・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）

・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）

・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）

・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。

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

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。

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

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。

る。
常設代替交流電源設備については，「10.2 代替電源設備」にて記載す

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。

る。

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

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

フィルタ系ファン，中央制御室換気系フィルタユニット及び非常用ディーゼ

排風機，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ル発電機は，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ゼル発電機は，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

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

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。

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

考9.1.2 重大事故等

原子建屋原子炉棟については，「9.1 原子炉格納施設

抽出リストＡ－７

9.1.2 重大事故等時」に示す。

時」に示す。

⑤-19

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：添付書類八 6. 計測制御系統施設】
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－９⑤-20

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修正前後比較表

【対象項目：添付書類八 6. 計測制御系統施設】
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－９⑤-21

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修正前後比較表

【対象項目：添付書類八 6. 計測制御系統施設】
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

⑤-22

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修正前後比較表

【対象項目：添付書類八 6. 計測制御系統施設】
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

⑤-23

東海第二発電所

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修正前後比較表

【対象項目：添付書類八 6. 計測制御系統施設】
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

⑤-24

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修正前後比較表

【対象項目：添付書類八 6. 計測制御系統施設】
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

⑤-25

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修正前後比較表

【対象項目：添付書類八 6. 計測制御系統施設】
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
抽出リストＢ-９⑤-26

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【対象項目：添付書類八 6. 計測制御系統施設】
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

⑤-27

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【対象項目：添付書類八 6. 計測制御系統施設】
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第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

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正

案

備

考

表頁増加

⑤-28

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【対象項目：添付書類八 6. 計測制御系統施設】
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

⑤-29

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【対象項目：添付書類八 6. 計測制御系統施設】
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

⑤-30

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【対象項目：添付書類八 6. 計測制御系統施設】
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
次頁へ移行

抽出リストＢ-９⑤-31

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【対象項目：添付書類八 6. 計測制御系統施設】
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

⑤-32

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修正前後比較表

【対象項目：添付書類八 6. 計測制御系統施設】
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

⑤-33

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：添付書類八 6. 計測制御系統施設】
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

⑤-34

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：添付書類八 6. 計測制御系統施設】
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

⑤-35

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：添付書類八 6. 計測制御系統施設】
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

⑤-36

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：添付書類八 6. 計測制御系統施設】
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

⑤-37

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：添付書類八 6. 計測制御系統施設】
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

⑤-38

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：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】
東海第二発電所
5.8

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

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

修
5.8

正

案

備

考

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

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

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。
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

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

－1 図から第 5.8－4 図に示す。

抽出リスト

Ａ－２

1／1

⑤-39

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：添付書類八 6.4.1 ,6.4.2.1, 6.4.2.2, 6.4.2.3, 6.4.2.4, 6.2.4.5 】
東海第二発電所
6.4

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

計装設備（重大事故等対処設備）

6.4.1

概

要

修
6.4

正

案

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

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なパラメータ（炉心パ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

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を把握するためのパラメータ）は，添付書類十の「第 5.1－

原子炉施設の状態を把握するためのパラメータ）は，添付書類十の「第 5.1－

1表

1表

重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要パラメータ（重要監に関する手順等」のパラメータの選定で分類された主要パラメータ（重要監

視パラメータ及び有効監視パラメータ）とする。

視パラメータ及び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，添付書類十の「第当該パラメータを推定するために必要なパラメータは，添付書類十の「第重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

5.1－1 表 重大事故等対策における手順書の概要」のうち，「1.15 事故時の計装に関する手順等」のパラメータの選定で分類された代替パラメータ（重計装に関する手順等」のパラメータの選定で分類された代替パラメータ（重要代替監視パラメータ及び常用代替監視パラメータ）とする。

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。

5.1－1 表考計装設備（重大事故等対処設備）

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，当重大事故等対策における手順書の概要」のうち，「1.15 事故時の計装

備

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

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，設計基準を超える状態における発電用原子炉施設

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ための能力（最高計測可能温度等（設計基準最大値等））を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 図に示す。
また，電源設備の受電状態，重大事故等対処設備の運転状態及びその他の 抽出リスト

Ａ－２３

設備の運転状態により発電用原子炉施設の状態を補助的に監視するパラメー
タを補助パラメータとする。なお，補助パラメータのうち，重大事故等対処
設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いるパラメータについて
は，重大事故等対処設備とする。重大事故等対処設備の補助パラメータの対象を第 6.4－4 表に示す。
6.4.2 設計方針
(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を推定する手段を有する設計とする。

6.4.2 設計方針
(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を推定する手段を有する設計とする。

重要監視パラメータ又は有効監視パラメータ（原子炉圧力容器内の温度，

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及び原子炉格納容器への注水量等）の

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

1／14

⑤-40

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：添付書類八 6.4.1 ,6.4.2.1, 6.4.2.2, 6.4.2.3, 6.4.2.4, 6.2.4.5 】
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

正

案

計測が困難となった場合又は計測範囲を超えた場合は，添付書類十の「第計測が困難となった場合又は計測範囲を超えた場合は，添付書類十の「第5.1－1 表5.1－1 表重大事故等対策における手順書の概要」のうち，「1.15 事故時の計装に関する手順等」の計器故障時の代替パラメータによる推定又は計器の計測範囲を超えた場合の代替パラメータによる推定の対応手段等によ器の計測範囲を超えた場合の代替パラメータによる推定の対応手段等により推定ができる設計とする。

り推定ができる設計とする。

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に，重要代替監視パラメータが複数

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

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，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。推定手段及び優先順位を第 6.4－3 表に示す。

優先順位を定める。推定手段及び優先順位を第 6.4－3 表に示す。
(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等により計器電源が非常用交流電源設備又は非常用直流電源設備の喪失等により計器電源が喪失した場合において，計測設備への代替電源設備として常設代替交流電

喪失した場合において，計測設備への代替電源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備，所内常設直流電源設備，常設代替直流源設備，可搬型代替交流電源設備，所内常設直流電源設備，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。

主要な設備は，以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

・常設代替交流電源設備（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）

・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）

・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）

・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）

・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）

・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，所内常設直流電源設

常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備，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，代替所内電気設備

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

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。

考

重大事故等対策における手順書の概要」のうち，「1.15 事故時の計装に関する手順等」の計器故障時の代替パラメータによる推定又は計計器電源喪失時に使用する設備

備

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喪失した場合，特また，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，重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメ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備については，温度，圧力，水位及び流量に係るものに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ついて，乾電池を電源とした可搬型計測器（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）及び可搬型計測ついて，乾電池を電源とした可搬型計測器（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）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）

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。

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，計測対象の選定を行う際のなお，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ンネルが複数ある場合は，いずれか

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

2／14

⑤-41

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：添付書類八 6.4.1 ,6.4.2.1, 6.4.2.2, 6.4.2.3, 6.4.2.4, 6.2.4.5 】
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

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

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 つの適切なパ理量について，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とする。

ラメータを選定し計測又は監視するものとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

・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，・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，水位及パラメータ記録時に使用する設備(3)

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重要監視パラメータ及び重要代替監視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

パラメータが計測又は監視及び記録できる設計とする。

パラメータが計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，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

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。

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。

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・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ＳＰＤＳデータ表示装置）

策支援システム伝送装置及びＳＰＤＳデータ表示装置）
多様性，位置的分散

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

6.4.2.1

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。

重要代替監視パラメータを計測する設備は，重要監視パラメータを計測す

重要代替監視パラメータを計測する設備は，重要監視パラメータを計測する設備と異なる物理量の計測又は測定原理とすることで，重要監視パラメー

る設備と異なる物理量の計測又は測定原理とすることで，重要監視パラメー

タを計測する設備に対して可能な限り多様性を持った計測方法により計測でタを計測する設備に対して可能な限り多様性を持った計測方法により計測できる設計とする。

きる設計とする。

重要代替監視パ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。

考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，放射線量率等想定さ

6.4.2.1

備び流量（注水量）計測用）

び流量（注水量）計測用）(3)

正重要代替監視パ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。
重大事故等対処設備の補助パラメータは，代替する機能を有する設計基準 抽出リスト

Ａ－２３

事故対処設備と可能な限り多様性及び独立性を有し，位置的分散を図る設計とする。
重要監視パラメータを計測する設備及び重要代替監視パラメータを計測す

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータ並びに重大事故等対処設 抽出リスト

る設備の電源は，共通要因によって同時に機能を損なわないよう，非常用交備の補助パラメータを計測する設備の電源は，共通要因によって同時に機能

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を損なわないよう，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

流電源設備から給電が可能な設計とする。

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。

Ａ－２３

3／14

⑤-42

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：添付書類八 6.4.1 ,6.4.2.1, 6.4.2.2, 6.4.2.3, 6.4.2.4, 6.2.4.5 】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

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」にて記載する。
6.4.2.2

悪影響防止

修

正

案

備

考

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」にて記載する。
6.4.2.2

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

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。
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のうち，す。
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のうち，多重性を有するパラメータの計測装置並びに重要監視パラメータ及び重要代多重性を有するパラメータの計測装置並びに重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータの計測装置の間においては，パラメータ相互をヒューズ，

替監視パラメータの計測装置の間においては，パラメータ相互をヒューズ，

アイソレータ等により電気的に分離することで，他の設備に悪影響を及ぼさアイソレータ等により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。

ない設計とする。
重大事故等対処設備の補助パラメータは，電気的に分離することで，他の 抽出リスト

Ａ－２３

設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）は，設計基準対象施設として使

安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）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。

の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

可搬型計測器は，通常時に接続先の系統と分離された状態であること及び可搬型計測器は，通常時に接続先の系統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設備として系統構成をすることにより，他の重大事故等時は重大事故等対処設備として系統構成をすることにより，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

6.4.2.3

容 量 等

6.4.2.3

容 量 等

基本方針については，「1.1.7.2 容量等」に示す。

基本方針については，「1.1.7.2 容量等」に示す。

常設の重大事故等対処設備のうち以下のパラメータを計測する設備は，設常設の重大事故等対処設備のうち以下のパラメータを計測する設備は，設計基準事故時の計測機能と兼用しており，設計基準事故時に使用する場合の計基準事故時の計測機能と兼用しており，設計基準事故時に使用する場合の計測範囲が，計器の不確かさを考慮しても設計基準を超える状態において発計測範囲が，計器の不確かさを考慮しても設計基準を超える状態において発電用原子炉施設の状態を推定できるため，設計基準事故対処設備と同仕様の電用原子炉施設の状態を推定できるため，設計基準事故対処設備と同仕様の設計とする。

設計とする。

・原子炉圧力・原子炉圧力・原子炉水位（広帯域）

・原子炉水位（広帯域）

・原子炉水位（燃料域）
・原子炉隔離時冷却系系統流量

・原子炉水位（燃料域）
・原子炉隔離時冷却系系統流量

・高圧炉心スプレイ系系統流量

・高圧炉心スプレイ系系統流量・残留熱除去系系統流量・残留熱除去系系統流量・低圧炉心スプレイ系系統流量・低圧炉心スプレイ系系統流量・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）

4／14

⑤-43

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：添付書類八 6.4.1 ,6.4.2.1, 6.4.2.2, 6.4.2.3, 6.4.2.4, 6.2.4.5 】
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

・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）

・起動領域計装・起動領域計装・平均出力領域計装・平均出力領域計装・残留熱除去系熱交換器入口温度・残留熱除去系熱交換器入口温度・残留熱除去系熱交換器出口温度・残留熱除去系熱交換器出口温度・残留熱除去系海水系系統流量
・原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力・残留熱除去系海水系系統流量
・原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力・高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力・高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力・残留熱除去系ポンプ吐出圧力・残留熱除去系ポンプ吐出圧力・低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力・低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力・使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）・使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）

常設の重大事故等対処設備のうち以下のパラメータを計測する設備は，計常設の重大事故等対処設備のうち以下のパラメータを計測する設備は，計器の不確かさを考慮しても設計基準を超える状態において発電用原子炉施設

器の不確かさを考慮しても設計基準を超える状態において発電用原子炉施設の状態を推定できる設計とする。

の状態を推定できる設計とする。

・原子炉圧力容器温度・原子炉圧力容器温度・原子炉圧力（ＳＡ）

・原子炉圧力（ＳＡ）

・原子炉水位（ＳＡ広帯域）

・原子炉水位（ＳＡ広帯域）

・原子炉水位（ＳＡ燃料域）

・原子炉水位（ＳＡ燃料域）

・高圧代替注水系系統流量・高圧代替注水系系統流量・低圧代替注水系原子炉注水流量（常設ライン用）

・低圧代替注水系原子炉注水流量（常設ライン用）

・低圧代替注水系原子炉注水流量（常設ライン狭帯域用）

・低圧代替注水系原子炉注水流量（常設ライン狭帯域用）

・低圧代替注水系原子炉注水流量（可搬ライン用）

・低圧代替注水系原子炉注水流量（可搬ライン用）

・低圧代替注水系原子炉注水流量（可搬ライン狭帯域用）

・低圧代替注水系原子炉注水流量（可搬ライン狭帯域用）

・代替循環冷却系原子炉注水流量

・代替循環冷却系原子炉注水流量・低圧代替注水系格納容器スプレイ流量（常設ライン用）

・低圧代替注水系格納容器スプレイ流量（常設ライン用）

・低圧代替注水系格納容器スプレイ流量（可搬ライン用）

・低圧代替注水系格納容器スプレイ流量（可搬ライン用）

・低圧代替注水系格納容器下部注水流量・低圧代替注水系格納容器下部注水流量

・代替循環冷却系格納容器スプレイ流量

・代替循環冷却系格納容器スプレイ流量

・ドライウェル雰囲気温度

・ドライウェル雰囲気温度

・サプレッション・チェンバ雰囲気温度
・サプレッション・プール水温度

・サプレッション・チェンバ雰囲気温度
・サプレッション・プール水温度

・格納容器下部水温・格納容器下部水温・ドライウェル圧力・ドライウェル圧力・サプレッション・チェンバ圧力・サプレッション・チェンバ圧力・サプレッション・プール水位・サプレッション・プール水位

備

考

5／14

⑤-44

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：添付書類八 6.4.1 ,6.4.2.1, 6.4.2.2, 6.4.2.3, 6.4.2.4, 6.2.4.5 】
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

・格納容器下部水位

・格納容器下部水位

・格納容器内水素濃度（ＳＡ）

・格納容器内水素濃度（ＳＡ）

・フィルタ装置水位・フィルタ装置水位・フィルタ装置圧力・フィルタ装置圧力・フィルタ装置スクラビング水温度・フィルタ装置スクラビング水温度・フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）・フィルタ装置入口水素濃度

・フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）・フィルタ装置入口水素濃度・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

・代替循環冷却系ポンプ入口温度

・代替循環冷却系ポンプ入口温度・緊急用海水系流量（残留熱除去系熱交換器）

・緊急用海水系流量（残留熱除去系熱交換器）

・緊急用海水系流量（残留熱除去系補機）

・緊急用海水系流量（残留熱除去系補機）

・代替淡水貯槽水位

・代替淡水貯槽水位

・西側淡水貯水設備水位・西側淡水貯水設備水位・常設高圧代替注水系ポンプ吐出圧力・常設高圧代替注水系ポンプ吐出圧力・常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力・常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力・代替循環冷却系ポンプ吐出圧力・代替循環冷却系ポンプ吐出圧力・原子炉建屋水素濃度

・原子炉建屋水素濃度

・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

・格納容器内酸素濃度（ＳＡ）

・格納容器内酸素濃度（ＳＡ）

・使用済燃料プール温度（ＳＡ）

・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

・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）

備

考

を含む）
重大事故等対処設備の補助パラメータは，重大事故等対処設備を活用する 抽出リスト

Ａ－２３

手順等の着手の判断ができ，系統の目的に応じて必要となる計測範囲を有する設計とする。
安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）は，想定される重大事故等時に安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）は，想定される重大事故等時に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

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。

ができる設計とする。

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）の計測用）は，1 セット 20 個（測定時の故障を想定した

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）の計測用）は，1 セット 20 個（測定時の故障を想定した

予備 1 個含む）使用する。保有数は，故障時及び保守点検による待機除外時

予備 1 個含む）使用する。保有数は，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 20 個を含めて合計 40 個を分散して保管する。

のバックアップ用として 20 個を含めて合計 40 個を分散して保管する。

可搬型計測器（原子炉圧力容器及び原子炉格納容器内の圧力，水位及び流可搬型計測器（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）の計測用）は，1 セット 19 個（測定時の故障を想定した予備 1量（注水量）の計測用）は，1 セット 19 個（測定時の故障を想定した予備 1

6／14

⑤-45

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：添付書類八 6.4.1 ,6.4.2.1, 6.4.2.2, 6.4.2.3, 6.4.2.4, 6.2.4.5 】
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

個含む）使用する。保有数は，故障時及び保守点検による待機除外時のバッ個含む）使用する。保有数は，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 19 個を含めて合計 38 個を分散して保管する。

クアップ用として 19 個を含めて合計 38 個を分散して保管する。

6.4.2.4

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。

6.4.2.4

基本方針については，「1.1.7.3 環境条件等」に示す。
重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータのうち以下のパラメータを計測する設備は，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。

おける環境条件を考慮した設計とする。

・原子炉圧力容器温度・原子炉圧力容器温度・ドライウェル雰囲気温度

・ドライウェル雰囲気温度

・サプレッション・チェンバ雰囲気温度

・サプレッション・チェンバ雰囲気温度

・サプレッション・プール水温度

・サプレッション・プール水温度

・格納容器下部水温・格納容器下部水温・格納容器下部水位

・格納容器下部水位

・起動領域計装・起動領域計装・平均出力領域計装・平均出力領域計装

なお，起動領域計装及び平均出力領域計装については，想定される重大事

なお，起動領域計装及び平均出力領域計装については，想定される重大事

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータのうち以下のパラメータ

考

環境条件等

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータのうち以下のパラメータを計測する設備は，原子炉格納容器内に設置し，想定される重大事故等時に故等時初期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。

備

故等時初期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。
重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータ並びに重大事故等対処設 抽出リストを計測する設備は，原子炉建屋原子炉棟内に設置し，想定される重大事故等備の補助パラメータのうち以下のパラメータを計測する設備は，原子炉建屋時における環境条件を考慮した設計とする。

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Ａ－２３設計とする。
・原子炉圧力・原子炉圧力・原子炉圧力（ＳＡ）

・原子炉圧力（ＳＡ）

・原子炉水位（広帯域）

・原子炉水位（広帯域）

・原子炉水位（燃料域）

・原子炉水位（燃料域）

・原子炉水位（ＳＡ広帯域）

・原子炉水位（ＳＡ広帯域）

・原子炉水位（ＳＡ燃料域）

・原子炉水位（ＳＡ燃料域）

・高圧代替注水系系統流量・高圧代替注水系系統流量・低圧代替注水系原子炉注水流量（常設ライン用）
・低圧代替注水系原子炉注水流量（常設ライン狭帯域用）

・低圧代替注水系原子炉注水流量（常設ライン用）
・低圧代替注水系原子炉注水流量（常設ライン狭帯域用）

・低圧代替注水系原子炉注水流量（可搬ライン用）

・低圧代替注水系原子炉注水流量（可搬ライン用）

・低圧代替注水系原子炉注水流量（可搬ライン狭帯域用）

・低圧代替注水系原子炉注水流量（可搬ライン狭帯域用）

・代替循環冷却系原子炉注水流量

・代替循環冷却系原子炉注水流量

・原子炉隔離時冷却系系統流量

・原子炉隔離時冷却系系統流量

7／14

⑤-46

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：添付書類八 6.4.1 ,6.4.2.1, 6.4.2.2, 6.4.2.3, 6.4.2.4, 6.2.4.5 】
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

・高圧炉心スプレイ系系統流量

・高圧炉心スプレイ系系統流量・残留熱除去系系統流量・残留熱除去系系統流量・低圧炉心スプレイ系系統流量・低圧炉心スプレイ系系統流量・低圧代替注水系格納容器スプレイ流量（常設ライン用）

・低圧代替注水系格納容器スプレイ流量（常設ライン用）

・低圧代替注水系格納容器スプレイ流量（可搬ライン用）

・低圧代替注水系格納容器スプレイ流量（可搬ライン用）

・低圧代替注水系格納容器下部注水流量
・代替循環冷却系格納容器スプレイ流量・低圧代替注水系格納容器下部注水流量
・代替循環冷却系格納容器スプレイ流量

・ドライウェル圧力・ドライウェル圧力・サプレッション・チェンバ圧力・サプレッション・チェンバ圧力・サプレッション・プール水位・サプレッション・プール水位

・格納容器内水素濃度（ＳＡ）

・格納容器内水素濃度（ＳＡ）

・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）

・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）

・代替循環冷却系ポンプ入口温度

・代替循環冷却系ポンプ入口温度・残留熱除去系熱交換器入口温度・残留熱除去系熱交換器入口温度・残留熱除去系熱交換器出口温度・残留熱除去系熱交換器出口温度・残留熱除去系海水系系統流量（Ａ系）

・残留熱除去系海水系系統流量（Ａ系）

・常設高圧代替注水系ポンプ吐出圧力・常設高圧代替注水系ポンプ吐出圧力・代替循環冷却系ポンプ吐出圧力・代替循環冷却系ポンプ吐出圧力・原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力・原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力・高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力・高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力・残留熱除去系ポンプ吐出圧力・残留熱除去系ポンプ吐出圧力・低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力・低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力・原子炉建屋水素濃度

・原子炉建屋水素濃度

・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

・格納容器内酸素濃度（ＳＡ）

・格納容器内酸素濃度（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
・非常用窒素供給系供給圧力

備

考

抽出リスト

Ａ－２３

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータ並びに重大事故等対処設 抽出リスト

Ａ－２３

・非常用窒素供給系高圧窒素ボンベ圧力・非常用逃がし安全弁駆動系供給圧力
・非常用逃がし安全弁駆動系高圧窒素ボンベ圧力
重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータのうち以下のパラメータ

8／14

⑤-47

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：添付書類八 6.4.1 ,6.4.2.1, 6.4.2.2, 6.4.2.3, 6.4.2.4, 6.2.4.5 】
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

を計測する設備は，原子炉建屋廃棄物処理棟内に設置し，想定される重大事

備の補助パラメータのうち以下のパラメータを計測する設備は，原子炉建屋

故等時における環境条件を考慮した設計とする。

廃棄物処理棟内に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮

備考した設計とする。
・フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）・フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）・フィルタ装置入口水素濃度

・フィルタ装置入口水素濃度・残留熱除去系海水系系統流量（Ｂ系）
・緊急用海水系流量（残留熱除去系熱交換器）

・残留熱除去系海水系系統流量（Ｂ系）
・緊急用海水系流量（残留熱除去系熱交換器）

・緊急用海水系流量（残留熱除去系補機）

・緊急用海水系流量（残留熱除去系補機）
・緊急用直流 125V 主母線盤電圧重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータのうち以下のパラメータ

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータのうち以下のパラメータを計測する設備は，格納容器圧力逃がし装置格納槽内に設置し，想定されるを計測する設備は，格納容器圧力逃がし装置格納槽内に設置し，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。

重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。

・フィルタ装置水位・フィルタ装置水位・フィルタ装置圧力・フィルタ装置圧力・フィルタ装置スクラビング水温度・フィルタ装置スクラビング水温度

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータのうち以下のパラメータ

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータのうち以下のパラメータを計測する設備は，常設低圧代替注水系ポンプ室内に設置し，想定される重を計測する設備は，常設低圧代替注水系ポンプ室内に設置し，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。

大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。

抽出リスト

Ａ－２３

Ａ－２３

・代替淡水貯槽水位

・代替淡水貯槽水位

・常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力・常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータのうち以下のパラメータ

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータ並びに重大事故等対処設 抽出リストを計測する設備は，常設代替高圧電源装置置場（地下）に設置し，想定され備の補助パラメータのうち以下のパラメータを計測する設備は，常設代替高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。

圧電源装置置場（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。

・西側淡水貯水設備水位・西側淡水貯水設備水位
抽出リスト

Ａ－２３

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータ並びに重大事故等対処設 抽出リスト

Ａ－２３

・緊急用Ｍ／Ｃ電圧・緊急用Ｐ／Ｃ電圧
重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータのうち以下のパラメータを計測する設備は，原子炉建屋付属棟内に設置し，想定される重大事故等時備の補助パラメータのうち以下のパラメータを計測する設備は，原子炉建屋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

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
・Ｍ／Ｃ ２Ｃ電圧

抽出リスト

Ａ－２３

・Ｍ／Ｃ ２Ｄ電圧・Ｍ／Ｃ ＨＰＣＳ電圧

9／14

⑤-48

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：添付書類八 6.4.1 ,6.4.2.1, 6.4.2.2, 6.4.2.3, 6.4.2.4, 6.2.4.5 】
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

・Ｐ／Ｃ ２Ｃ電圧・Ｐ／Ｃ ２Ｄ電圧・直流 125V 主母線盤２Ａ電圧・直流 125V 主母線盤２Ｂ電圧・直流 125V 主母線盤ＨＰＣＳ電圧・直流±24V 中性子モニタ用分電盤２Ａ電圧・直流±24V 中性子モニタ用分電盤２Ｂ電圧
重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータのうち以下のパラメータ

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータのうち以下のパラメータを計測する設備は，屋外に設置し，想定される重大事故等時における環境条を計測する設備は，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。

件を考慮した設計とする。

・フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ）・フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ）

・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

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，原子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，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

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。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。

必要がない設計とする。

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

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。

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。

安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）のうちＳＰＤＳデータ表示装置

安全パラメータ表示システム（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。

故等時において，設置場所で可能な設計とする。

可搬型計測器は，原子炉建屋付属棟内及び緊急時対策所建屋内に保管し，可搬型計測器は，原子炉建屋付属棟内及び緊急時対策所建屋内に保管し，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。可搬型計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。可搬型計

測器の操作は，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測器の操作は，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。

する。

6.4.2.5 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。
常設の重大事故等対処設備のうち，以下のパラメータを計測する設備は設計基準対象施設として使用する場合と同じ構成で使用できる設計とする。

6.4.2.5 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。
常設の重大事故等対処設備のうち，以下のパラメータを計測する設備は設計基準対象施設として使用する場合と同じ構成で使用できる設計とする。

・原子炉圧力・原子炉圧力・原子炉水位（広帯域）

・原子炉水位（広帯域）

10／14

⑤-49

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：添付書類八 6.4.1 ,6.4.2.1, 6.4.2.2, 6.4.2.3, 6.4.2.4, 6.2.4.5 】
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

・原子炉水位（燃料域）

・原子炉水位（燃料域）

・原子炉隔離時冷却系系統流量

・原子炉隔離時冷却系系統流量

・高圧炉心スプレイ系系統流量

・高圧炉心スプレイ系系統流量・残留熱除去系系統流量・残留熱除去系系統流量・低圧炉心スプレイ系系統流量・低圧炉心スプレイ系系統流量・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（Ｓ／Ｃ）

・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（Ｓ／Ｃ）

・起動領域計装・起動領域計装・平均出力領域計装・平均出力領域計装・残留熱除去系熱交換器入口温度・残留熱除去系熱交換器入口温度・残留熱除去系熱交換器出口温度・残留熱除去系熱交換器出口温度・残留熱除去系海水系系統流量・残留熱除去系海水系系統流量

・原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力・原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力・高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力・高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力・残留熱除去系ポンプ吐出圧力・残留熱除去系ポンプ吐出圧力・低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力・低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力・使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）・使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）
・Ｍ／Ｃ ２Ｃ電圧

備

抽出リスト

考

Ａ－２３

・Ｍ／Ｃ ２Ｄ電圧・Ｍ／Ｃ ＨＰＣＳ電圧・Ｐ／Ｃ ２Ｃ電圧・Ｐ／Ｃ ２Ｄ電圧・直流 125V 主母線盤２Ａ電圧・直流 125V 主母線盤２Ｂ電圧・直流 125V 主母線盤ＨＰＣＳ電圧・直流±24V 中性子モニタ用分電盤２Ａ電圧・直流±24V 中性子モニタ用分電盤２Ｂ電圧
・非常用窒素供給系供給圧力
常設の重大事故等対処設備のうち，以下のパラメータを計測する設備は設常設の重大事故等対処設備のうち，以下のパラメータを計測する設備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。

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。

・原子炉圧力容器温度・原子炉圧力容器温度・原子炉圧力（ＳＡ）

・原子炉圧力（ＳＡ）

・原子炉水位（ＳＡ広帯域）

・原子炉水位（ＳＡ広帯域）

・原子炉水位（ＳＡ燃料域）

・原子炉水位（ＳＡ燃料域）

11／14

⑤-50

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：添付書類八 6.4.1 ,6.4.2.1, 6.4.2.2, 6.4.2.3, 6.4.2.4, 6.2.4.5 】
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

・高圧代替注水系系統流量・高圧代替注水系系統流量・低圧代替注水系原子炉注水流量（常設ライン用）

・低圧代替注水系原子炉注水流量（常設ライン用）

・低圧代替注水系原子炉注水流量（常設ライン狭帯域用）

・低圧代替注水系原子炉注水流量（常設ライン狭帯域用）

・低圧代替注水系原子炉注水流量（可搬ライン用）

・低圧代替注水系原子炉注水流量（可搬ライン用）

・低圧代替注水系原子炉注水流量（可搬ライン狭帯域用）

・低圧代替注水系原子炉注水流量（可搬ライン狭帯域用）

・代替循環冷却系原子炉注水流量・低圧代替注水系格納容器スプレイ流量（常設ライン用）

・代替循環冷却系原子炉注水流量・低圧代替注水系格納容器スプレイ流量（常設ライン用）

・低圧代替注水系格納容器スプレイ流量（可搬ライン用）

・低圧代替注水系格納容器スプレイ流量（可搬ライン用）

・低圧代替注水系格納容器下部注水流量・低圧代替注水系格納容器下部注水流量

・代替循環冷却系格納容器スプレイ流量

・代替循環冷却系格納容器スプレイ流量

・ドライウェル雰囲気温度

・ドライウェル雰囲気温度

・サプレッション・チェンバ雰囲気温度

・サプレッション・チェンバ雰囲気温度

・サプレッション・プール水温度

・サプレッション・プール水温度

・格納容器下部水温・格納容器下部水温・ドライウェル圧力・ドライウェル圧力・サプレッション・チェンバ圧力・サプレッション・チェンバ圧力・サプレッション・プール水位・サプレッション・プール水位

・格納容器下部水位

・格納容器下部水位

・格納容器内水素濃度（ＳＡ）

・格納容器内水素濃度（ＳＡ）

・フィルタ装置水位・フィルタ装置水位・フィルタ装置圧力・フィルタ装置圧力・フィルタ装置スクラビング水温度・フィルタ装置スクラビング水温度・フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）・フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）・フィルタ装置入口水素濃度

・フィルタ装置入口水素濃度・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

・代替循環冷却系ポンプ入口温度

・代替循環冷却系ポンプ入口温度・緊急用海水系流量（残留熱除去系熱交換器）

・緊急用海水系流量（残留熱除去系熱交換器）

・緊急用海水系流量（残留熱除去系補機）

・緊急用海水系流量（残留熱除去系補機）

・代替淡水貯槽水位

・代替淡水貯槽水位

・西側淡水貯水設備水位・常設高圧代替注水系ポンプ吐出圧力・西側淡水貯水設備水位・常設高圧代替注水系ポンプ吐出圧力・常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力・常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力・代替循環冷却系ポンプ吐出圧力・代替循環冷却系ポンプ吐出圧力・原子炉建屋水素濃度

・原子炉建屋水素濃度

・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

備

考

12／14

⑤-51

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：添付書類八 6.4.1 ,6.4.2.1, 6.4.2.2, 6.4.2.3, 6.4.2.4, 6.2.4.5 】
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

・格納容器内酸素濃度（ＳＡ）

・格納容器内酸素濃度（ＳＡ）

・使用済燃料プール温度（ＳＡ）

・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

・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

備

考

を含む）

を含む）

・緊急用Ｍ／Ｃ電圧・緊急用Ｐ／Ｃ電圧

抽出リスト

Ａ－２３

・緊急用直流 125V 主母線盤電圧・非常用窒素供給系高圧窒素ボンベ圧力・非常用逃がし安全弁駆動系供給圧力
・非常用逃がし安全弁駆動系高圧窒素ボンベ圧力格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）並びにフィ格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）並びにフィルタ装置入口水素濃度は，想定される重大事故等時に切り替えることなく使ルタ装置入口水素濃度は，想定される重大事故等時に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）並びにフィルタ装置入口水素濃度を計測するためのサンプリング装（ＳＡ）並びにフィルタ装置入口水素濃度を計測するためのサンプリング装

置は，中央制御室の制御盤の操作スイッチにより操作が可能な設計とする。

置は，中央制御室の制御盤の操作スイッチにより操作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，想定される重大事故等時に切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。使用済燃料プール監視カメラ用空り替えることなく使用できる設計とする。使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置は，中央制御室の制御盤の操作スイッチにより操作が可能な設計とす

冷装置は，中央制御室の制御盤の操作スイッチにより操作が可能な設計とする。

る。

安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）は，想定される重大事故等時に安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）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

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。安全パラメータ表示システム（ＳＰＤ

対処設備として使用する設計とする。安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）のうちデータ伝送装置及び緊急時対策支援システム伝送装置は，常時伝Ｓ）のうちデータ伝送装置及び緊急時対策支援システム伝送装置は，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。安全パラメータ表示シ送を行うため，通常操作を必要としない設計とする。安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）のうちＳＰＤＳデータ表示装置は，付属の操作スイッチ

ステム（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。

により緊急時対策所内で操作が可能な設計とする。

可搬型計測器は，設計基準対象施設とは兼用しないため，想定される重大

可搬型計測器は，設計基準対象施設とは兼用しないため，想定される重大事故等時に切り替えることなく使用できる設計とする。可搬型計測器は，重事故等時に切り替えることなく使用できる設計とする。可搬型計測器は，重大事故等対応要員が携行して屋外・屋内のアクセスルートを通行できる設計とする。可搬型計測器の計装ケーブルの接続は，ボルト・ネジ接続とし，接大事故等対応要員が携行して屋外・屋内のアクセスルートを通行できる設計とする。可搬型計測器の計装ケーブルの接続は，ボルト・ネジ接続とし，接続規格を統一することにより，一般的に使用される工具を用いて確実に接続

続規格を統一することにより，一般的に使用される工具を用いて確実に接続できる設計とし，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できる設計とし，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。

する。

13／14

⑤-52

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：添付書類八 6.4.1 ,6.4.2.1, 6.4.2.2, 6.4.2.3, 6.4.2.4, 6.2.4.5 】
東海第二発電所
6.4.3

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

主要設備及び仕様

修
6.4.3

正

案

計装設備（重大事故等対処設備）の主要機器仕様並びに重要監視パラメー

タ及び重要代替監視パラメータを第 6.4－1 表及び第 6.4－2 表に，代替パラ

タ及び重要代替監視パラメータを第 6.4－1 表及び第 6.4－2 表に，代替パラ

メータによる主要パラメータの推定を第 6.4－3 表に示す。また，重大事故等

メータによる主要パラメータの推定を第 6.4－3 表に示す。また，重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いる補助パラメータを対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いる補助パラメータを

第 6.4－4 表に示す。

第 6.4－4 表に示す。

試験検査

考

主要設備及び仕様

計装設備（重大事故等対処設備）の主要機器仕様並びに重要監視パラメー

6.4.4

備

6.4.4 試験検査

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

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は，発電重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータ並びに重大事故等対処設 抽出リスト

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（特性の備の補助パラメータを計測する設備は，発電用原子炉の運転中又は停止中に，確認）及び校正が可能な設計とする。

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

Ａ－２３

る。
安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）は，発電用原子炉の運転中又は停止中に，機能・性能の確認及び外観の確認が可能な設計とする。

安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）は，発電用原子炉の運転中又は停止中に，機能・性能の確認及び外観の確認が可能な設計とする。

可搬型計測器は，発電用原子炉の運転中又は停止中に，模擬入力による性能の 可搬型計測器は，発電用原子炉の運転中又は停止中に，模擬入力による性能の確認が可能な設計とする。
確認が可能な設計とする。

14／14

⑤-53

設置変更許可申請書【対象項目：添付書類八 第 5.8－3 図】

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

備

考
Ａ－２

（常設代替直流電源設備による逃がし安全弁機能回復）

抽出リスト

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備系統概略図

東海第二発電所

修正前後比較表

第 5.8－3 図

東海第二発電所

1／3⑤-54

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備系統概略図

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点
修正（可搬型代替直流電源設備による逃がし安全弁機能回復）

第 5.8－3 図（可搬型代替直流電源設備による逃がし安全弁機能回復）【対象項目：添付書類八 第 5.8－3 図

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備系統概略図

東海第二発電所設置変更許可申請書

第 5.8－4 図

東海第二発電所
修正前後比較表
】
案
備

抽出リスト

考

Ａ－２

2／3

⑤-55

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備系統概略図

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点
修
正（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）

第 5.8－4 図（逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁機能回復）【対象項目：添付書類八 第 5.8－3 図

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備系統概略図

東海第二発電所設置変更許可申請書

第 5.8－5 図

東海第二発電所
修正前後比較表
】
案
備

抽出リスト

考

Ａ－２

3／3

⑤-56

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：添付書類八 5. 原子炉冷却系統施設】
東海第二発電所
5.7(4)

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

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 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

備

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(4)

考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高圧代替注水系及び原子炉隔離時冷却系を用いた発電用原子炉への高圧注水により原子炉水位を維持できない場合を想定した重大事故等対処
設備として，ほう酸水注入系を使用する。また，原子炉冷却材圧力バウ

圧注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

ンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するために必要な設備として，逃が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。

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

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。

る設計とする。

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備

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。

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

原子炉隔離時冷却系ポンプ，高圧炉心スプレイ系ポンプ及び逃がし安全

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

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，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「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

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，

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

「 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。

置的分散の設計方針は適用しない。

抽出リストＡ－7⑤-57

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：添付書類八 ８.放射線管理施設（８.３ 遮蔽設備）】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

第 8.3－3 表

(4)

正

案

400 mm 以上

厚さ

395 mm 以上

材

料

鉄筋コンクリート

材

料

普通コンクリート

第 8.3－4 表

遮蔽設備（重大事故等時）の設備仕様

遮蔽設備（重大事故等時）の設備仕様兼用する設備は以下のとおり。

兼用する設備は以下のとおり。

・中央制御室（通常運転時等）

・中央制御室（通常運転時等）

・中央制御室（重大事故等時）

・中央制御室（重大事故等時）

厚さ400 mm 以上

厚さ

395 mm 以上

材

料

鉄筋コンクリート

材

料

普通コンクリート(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）

・中央制御室（重大事故等時）

厚さ400 mm 以上

厚さ

395 mm 以上

材

料

鉄筋コンクリート

材

料

普通コンクリート

格納容器圧力逃がし装置第二弁操作室遮蔽(3)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

・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

・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

・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

・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

料

厚

さ

1,195mm 以上（フィルタ装置上流配管 抽出リストＡ－１９が敷設される側の遮蔽）が敷設される側の遮蔽）400mm 以上（上記以外の遮蔽）395mm 以上（上記以外の遮蔽）

鉄筋コンクリート

抽出リストＡ－１９

格納容器圧力逃がし装置第二弁操作室遮蔽兼用する設備は以下のとおり。

1,200mm 以上（フィルタ装置上流配管

抽出リストＡ－１９

中央制御室待避室遮蔽兼用する設備は以下のとおり。

材

抽出リストＡ－１９(1) 中央制御室遮蔽(1) 中央制御室遮蔽さ

考

中央制御室遮蔽さ厚

備

遮蔽設備の主要設備仕様

厚第 8.3－4 表(3)

第 8.3－3 表

遮蔽設備の主要設備仕様(4) 中央制御室遮蔽

(2)

修

材

料

普通コンクリート⑥-1

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：添付書類八 ８.放射線管理施設（８.３ 遮蔽設備）】
東海第二発電所(4)

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修(4)

緊急時対策所遮蔽

正

案

備

考

緊急時対策所遮蔽兼用する設備は以下のとおり。

兼用する設備は以下のとおり。

・緊急時対策所（重大事故等時）・緊急時対策所（重大事故等時）

抽出リストＡ－１９

厚さ

100 cm 以上

厚さ

99 cm 以上

材料

鉄筋コンクリート

材

料

普通コンクリート⑥-2

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：添付書類八 9.1.1.4.1 一次格納施設 原子炉格納容器（通常運転時）】
東海第二発電所
9.1.1.4.1

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

正

案

考

9.1.1.4.1.1 原子炉格納容器

原子炉格納容器

原子炉格納容器は，原子炉圧力容器及び再循環回路を取り囲む鋼製円錐フ

原子炉格納容器は，原子炉圧力容器及び再循環回路を取り囲む鋼製円錐フラスタム形のドライウェル，鋼製円筒形のサプレッション・チェンバ及び鋼

ラスタム形のドライウェル，鋼製円筒形のサプレッション・チェンバ及び鋼

板ライナ付き鉄筋コンクリート基礎盤からなる。

板ライナ付き鉄筋コンクリート基礎盤からなる。

内部には，ドライウェルとサプレッション・チェンバを仕切る鉄筋コンク
リート造ダイヤフラム・フロアとこれを貫通する鋼製ベント管が設けられて内部には，ドライウェルとサプレッション・チェンバを仕切る鉄筋コンク
リート造ダイヤフラム・フロアとこれを貫通する鋼製ベント管が設けられている。さらに，原子炉格納容器には真空破壊装置，格納容器貫通部及び隔離いる。さらに，原子炉格納容器には真空破壊装置，格納容器貫通部及び隔離弁が設けられる。

弁が設けられる。

この原子炉格納容器は，冷却材喪失事故の中でも，最も苛酷な再循環回路

この原子炉格納容器は，冷却材喪失事故の中でも，最も苛酷な再循環回路

1 本の完全破断が発生し，破断両端口から冷却材が，最大流量で放出される

1 本の完全破断が発生し，破断両端口から冷却材が，最大流量で放出されることを仮定して設計する。この場合，ドライウェル内に放出された蒸気と水ことを仮定して設計する。この場合，ドライウェル内に放出された蒸気と水の混合物は，ベント管を通ってサプレッション・チェンバ内のプール水中にの混合物は，ベント管を通ってサプレッション・チェンバ内のプール水中に導かれる。ここで蒸気がプール水で冷却され，凝縮することによって，ドラ導かれる。ここで蒸気がプール水で冷却され，凝縮することによって，ドラ

イウェル内圧の上昇が抑制され，一方放出された放射性物質は原子炉格納容

イウェル内圧の上昇が抑制され，一方放出された放射性物質は原子炉格納容器内に保留される。

器内に保留される。

圧力抑制効果の試験は，ゼネラル・エレクトリック社とパシフィック・ガ

圧力抑制効果の試験は，ゼネラル・エレクトリック社とパシフィック・ガ

ス・アンド・エレクトリック社とによって行なわれており，この原子炉格納

ス・アンド・エレクトリック社とによって行なわれており，この原子炉格納容器もその試験結果に基づき，十分な余裕をもって設計する。

容器もその試験結果に基づき，十分な余裕をもって設計する。

再循環回路破断事故後の原子炉格納容器の最高圧力は，ドライウェルで約２

備9.1.1.4.1 一次格納施設

一次格納施設9.1.1.4.1.1

修

２

再循環回路破断事故後の原子炉格納容器の最高圧力は，ドライウェルで約2.6kg／cm g，サプレッション・チェンバで約 2.Okg／cm g である。一方ドラ

2.6kg／cm２g，サプレッション・チェンバで約 2.Okg／cm２g である。一方ドラ

イウェルおよびサプレッション・チェンバの設計圧力は 2.85kg／cm２g であイウェルおよびサプレッション・チェンバの設計圧力は 2.85kg／cm２g である。

る。

ベント管の設計圧力及び温度は，ドライウェルと同じである。

ベント管の設計圧力及び温度は，ドライウェルと同じである。

ドライウェル内の主要機器及び配管の配置は，ドライウェルに対する飛散

ドライウェル内の主要機器及び配管の配置は，ドライウェルに対する飛散物を考慮して設計しており，飛散物に対しては，ドライウェル壁は十分な耐物を考慮して設計しており，飛散物に対しては，ドライウェル壁は十分な耐力をもっている。

力をもっている。

ドライウェル容器のベント管入口部には，配管破断口から水－蒸気ジェッ

ドライウェル容器のベント管入口部には，配管破断口から水－蒸気ジェッ

トが直接ベント管に当らぬように，障壁を設けてある。これは飛散物に対すトが直接ベント管に当らぬように，障壁を設けてある。これは飛散物に対する保護にもなっている。ドライウェル壁は，破断口からのジェットに耐えるように設計してある。

る保護にもなっている。ドライウェル壁は，破断口からのジェットに耐えるように設計してある。

原子炉格納容器が設計条件を満足することを確認するために，次のような原子炉格納容器が設計条件を満足することを確認するために，次のような試験を行なう。原子炉格納容器の据付完了後，設計圧力の 1.25 倍の圧力で耐試験を行なう。原子炉格納容器の据付完了後，設計圧力の 1.25 倍の圧力で耐圧試験を行ない，続いて漏えい率試験を行なう。次に内部の構築物，装置及圧試験を行ない，続いて漏えい率試験を行なう。次に内部の構築物，装置及び遮蔽構築物が完成した後に，再循環回路破断事故時に生じる短時間の過渡び遮蔽構築物が完成した後に，再循環回路破断事故時に生じる短時間の過渡⑥-3

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：添付書類八 9.1.1.4.1 一次格納施設 原子炉格納容器（通常運転時）】
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

的ピーク圧力は別として，その後相当時間続くと思われる圧力で漏えい率試

的ピーク圧力は別として，その後相当時間続くと思われる圧力で漏えい率試

験を行なう。漏えい率試験は発電所運転開始後も，定期的に行なう計画であ験を行なう。漏えい率試験は発電所運転開始後も，定期的に行なう計画である。また，発電所運転中，原子炉格納容器漏えい率の急増あるいは長時間にる。また，発電所運転中，原子炉格納容器漏えい率の急増あるいは長時間にわたる変化を検出するため，漏えい監視が出来る。

わたる変化を検出するため，漏えい監視が出来る。
のである。
(1) 原子炉格納容器本体
本設備は，ドライウェル及び水を貯蔵したサプレッション・チェンバで本設備は，ドライウェル及び水を貯蔵したサプレッション・チェンバで

構成する。

構成する。
ドライウェル及びサプレッション・チェンバは，漏えい防止のための鋼

ドライウェル及びサプレッション・チェンバは，漏えい防止のための鋼板ライナ付き鉄筋コンクリート基礎盤からなる Mark-Ⅱ型鋼製原子炉格納板ライナ付き鉄筋コンクリート基礎盤からなる Mark-Ⅱ型鋼製原子炉格納容器である。

容器である。
ドライウェル上部の上鏡，格納容器貫通部等については鋼製である。

ドライウェル上部の上鏡，格納容器貫通部等については鋼製である。
(2)

ダイヤフラム・フロア及びベント管
ダイヤフラム・フロアは，原子炉格納容器をドライウェルとサプレッション・チェンバに仕切るために設ける。

(2)

ダイヤフラム・フロア及びベント管
ダイヤフラム・フロアは，原子炉格納容器をドライウェルとサプレッション・チェンバに仕切るために設ける。

ベント管は，事故時ドライウェルに放出される蒸気をドライウェルからベント管は，事故時ドライウェルに放出される蒸気をドライウェルから

サプレッション・チェンバのプール水中に導き，ここで蒸気を完全に凝縮

サプレッション・チェンバのプール水中に導き，ここで蒸気を完全に凝縮させるために設ける。

させるために設ける。

(3)

真空破壊装置冷却材喪失事故後，ドライウェル内蒸気の凝縮が進み，ドライウェル圧

考

なお，原子炉格納容器の設計，製作及び据付は，国内の法規を満足するも

なお，原子炉格納容器の設計，製作及び据付は，国内の法規を満足するものである。
(1) 原子炉格納容器本体

備(3) 真空破壊装置
冷却材喪失事故後，ドライウェル圧力がサプレッション・チェンバ圧力 抽出リストＣ－７０

力がサプレッション・チェンバ圧力より下ると，真空破壊装置が自動的により低下した場合に圧力差により自動的に働き,サプレッション・チェンバ

働き，サプレッション・プール水のドライウェルへの逆流，あるいはドラのプール水逆流並びにドライウェルとサプレッション・チェンバの差圧にイウェルの破損を防止する。

よるダイヤフラム・フロア及び原子炉圧力容器基礎の破損を防止できる設
計とする。

⑥-4

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：添付書類八 9.1.2.1 原子炉格納容器（重大事故等時）】
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

9.1.2 重大事故等時

9.1.2

9.1.2.1

9.1.2.1

原子炉格納容器

9.1.2.1.1

概要

正

案

原子炉格納容器

9.1.2.1.1 概要
原子炉格納容器は，想定される重大事故等時において，設計基準対象施設

としての最高使用圧力及び最高使用温度を超える可能性があるが，設計基準としての最高使用圧力及び最高使用温度を超える可能性があるが，設計基準

対象施設としての最高使用圧力の 2 倍の圧力及び 200℃の温度以下で閉じ込め機能を損なわない設計とする。また，原子炉格納容器内に設置される真空対象施設としての最高使用圧力の 2 倍の圧力及び 200℃の温度以下で閉じ込め機能を損なわない設計とする。また，原子炉格納容器内に設置される真空破壊装置は，想定される重大事故等時において，ドライウェル圧力がサプレ

破壊装置は，想定される重大事故等時において，ドライウェル圧力がサプレ

ッション・チェンバ圧力より低下した場合に圧力差により自動的に働き，サッション・チェンバ圧力より低下した場合に圧力差により自動的に働き，サプレッション・チェンバのプール水逆流並びにドライウェルとサプレッショ

プレッション・チェンバのプール水逆流並びにドライウェルとサプレッショ

ン・チェンバの差圧によるダイヤフラム・フロア及び原子炉圧力容器基礎のン・チェンバの差圧によるダイヤフラム・フロア及び原子炉圧力容器基礎の破損を防止できる設計とする。

破損を防止できる設計とする。

原子炉建屋

9.1.2.3.1

概要

考

重大事故等時原子炉格納容器は，想定される重大事故等時において，設計基準対象施設

9.1.2.3

備

9.1.2.3

原子炉建屋

9.1.2.3.1 概要

原子炉建屋原子炉棟は，重大事故等時においても，非常用ガス処理系によ原子炉建屋原子炉棟は，重大事故等時においても，非常用ガス処理系により，内部の負圧を確保することができる設計とする。原子炉建屋原子炉棟のり，内部の負圧を確保することができる設計とする。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原子炉棟に設置する原子炉建屋外側

気密バウンダリの一部として原子炉建屋原子炉棟に設置する原子炉建屋外側

ブローアウトパネルは，閉状態の維持又は開放時に再閉止が可能な設計とす

ブローアウトパネルは，閉状態の維持又は開放時に再閉止が可能な設計とする。また，原子炉建屋外側ブローアウトパネルは，高圧の原子炉冷却材が原る。

抽出リストＡ－５

子炉建屋原子炉棟に漏えいして蒸気となり，原子炉建屋原子炉棟の圧力が上昇した場合において，外気との差圧により自動的に開放し，原子炉建屋原子炉棟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。

⑥-5

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：添付書類八 9.6 原子炉格納容器内の冷却のための設備】
東海第二発電所
9.6.2

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

設計方針

修

正

案

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

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。

(1)

(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．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)

(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

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系）が機能喪失した場合の重残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）が機能喪失した場合の重大事故等対処設備として，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）を使

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）を使

用する。

用する。

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

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，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格納プにより，代替淡水貯槽の水を残留熱除去系等を経由して原子炉格納容器内の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，容器内の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

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。

る。

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

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。

可能な設計とする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

・常設低圧代替注水系ポンプ

・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

・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）

備）

・常設代替交流電源設備（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）

・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）

・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

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・

考

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

備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・⑥-6

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：添付書類八 9.6 原子炉格納容器内の冷却のための設備】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

チェンバ含む）を重大事故等対処設備として使用する。
(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

修

正

案

考

チェンバ含む）を重大事故等対処設備として使用する。
(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

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）の機能が喪失した場合の残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）の機能が喪失した場合の重大事故等対処設備として，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）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）を使用する。
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を使用する。
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，可搬型代替注水大型ポンプ，配管・ホース・弁類，計測制御装

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

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残留の水を，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

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。

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

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可場合において，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り海を利用できる設計とする。

用できる設計とする。

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，代替所内電気設備を経備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 抽出リストＣ－６５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，空冷式のディーゼルエンジンにより駆動できる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。燃料は，燃料給油設備である可搬型設備用軽油タンク及設計とする。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。

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。

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

・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

・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）

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

・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）

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）

・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）

・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

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⑥-7

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：添付書類八 9.6 原子炉格納容器内の冷却のための設備】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修正チェンバ含む）を重大事故等対処設備として使用する。

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

ｂ．サポート系故障時に用いる設備

(a)

(a)

(c)

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，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び残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，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）が起動できない場合の留熱除去系（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（常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）による原子

設）は，「(1)a.(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」と同じである。

炉格納容器の冷却」と同じである。

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

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）及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）が起動でき系）及び残留熱除去系（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故等対処設備として使用する代替格納容器スプレイ

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

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）による原子炉格納容器の冷却」と同じである。

型）による原子炉格納容器の冷却」と同じである。

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

考その他，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・

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・(b)

備並びにホースを重大事故等対処設備として使用する。

並びにホースを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イ冷却系（常設）による原子炉格納容器の冷却

案(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）の復旧

系）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

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

電源設備を使用し，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）を復旧

電源設備を使用し，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）を復旧

する。

する。

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

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

備か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・

ッション・チ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・

チェンバ内にスプレイすることで原子炉格納容器を冷却できる設計とチェンバ内にスプ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。

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。

主要な設備は，以下のとおりとする。

・緊急用海水ポンプ

・緊急用海水ポンプ

・緊急用海水系ストレーナ

・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）

・常設代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）⑥-8

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修正前後比較表

【対象項目：添付書類八 9.6 原子炉格納容器内の冷却のための設備】
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

・代替所内電気設備（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）

・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・

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

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。
(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

として使用する。
(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

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

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）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

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て，常設代

替交流電源設備を使用し，残留熱除去系（サプレッション・プール冷替交流電源設備を使用し，残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）を復旧する。

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

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，サプレッション・チェンバのプール水を冷却すること

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できる設計とする。

で原子炉格納容器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。

主要な設備は，以下のとおりとする。

・緊急用海水ポンプ

・緊急用海水ポンプ

・緊急用海水系ストレーナ

・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）

・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）

・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）

・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・

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

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。

設備として使用する。
(2)

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
ａ．フロントライン系故障時に用いる設備

設備
ａ．フロントライン系故障時に用いる設備

(a)

(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考から供給できる設計とする。

から供給できる設計とする。

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備

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

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(2)正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

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系）が機能喪失した場合の重大事故等対処設備として，

器スプレイ冷却系）が機能喪失した場合の重大事故等対処設備として，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）を使用する。

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）を使用する。

⑥-9

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修案

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

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，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スプレイヘ

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

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，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とする。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。

給電が可能な設計とする。

（常設）による原子炉格納容器の冷却」に記載する。
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

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

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系）が機能喪失した場合の重大事故等対処設備として，

器スプレイ冷却系）が機能喪失した場合の重大事故等対処設備として，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）を使用する。

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）を使用する。

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

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，可搬型代替注水大型ポンプ，配管・ホース・弁類，計測制御装

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残留熱除水を，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

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。

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

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可場合において，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り海を利用できる設計とする。

用できる設計とする。

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，代替所内電気設備を経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，可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代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，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。燃料は，燃料給油設備である可搬型設備用軽油タンク及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。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。

びタンクローリにより補給できる設計とする。

（可搬型）による原子炉格納容器の冷却」に記載する。
ｂ．サポート系故障時に用いる設備

考（常設）による原子炉格納容器の冷却」に記載する。

却

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

備

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

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(b)

正

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（可搬型）による原子炉格納容器の冷却」に記載する。
ｂ．サポート系故障時に用いる設備⑥-10

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修正前後比較表

【対象項目：添付書類八 9.6 原子炉格納容器内の冷却のための設備】
東海第二発電所
(a)

(b)

(c)

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

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

修
(a)

正

案

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，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

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）が起動できない場合の重大事故等対処設備としョン・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
格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器の冷却」と同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。

じである。
(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

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，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

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）が起動できない場合の重大事故等対処設備としョン・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て使用する代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，「(1)a.(b) 代て使用する代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，「(1)a.(b) 代

替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器の冷却」

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」と同じである。

と同じである。

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

考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又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備(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）の復旧

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，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

熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）が起動できない場合の重大事故 抽出リストＣ－４０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，等対処設備は，「(1)b.(c) 常設代替交流電源設備による残留熱除去系「(1)b.(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（格納容器スプレイ冷却系）の復旧」と同じである。

レイ冷却系）の復旧」と同じである。
(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

(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

ル冷却系）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，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故等対処設備は，「(1)b.(d) 常設代替交流電源設備による残留熱

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故等対処設備は，「(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・プール冷却系）の復旧」と同じである。

除去系（サプレッション・プール冷却系）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（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。

備として兼用する設計とする。

⑥-11

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：添付書類八 9.6 原子炉格納容器内の冷却のための設備】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

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

修

正

案

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，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

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

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。

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。

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

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。

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。

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。
抽出リストＢ－５

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

考

残留熱除去系及び残留熱除去系海水系は，設計基準事故対処設備であると 抽出リストＢ－５

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

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

備

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，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。

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

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

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

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

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

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する設計とする。

する設計とする。

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）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，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。

⑥-12

東海第二発電所

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修正前後比較表

【対象項目：添付書類八 9.6 原子炉格納容器内の冷却のための設備】
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

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

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。

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。

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

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。

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。

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

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

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

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。

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。

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

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する設計とする。また，代替格納容器スプレイ冷却系（可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給電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とする。

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，西側淡水貯水設備を水備

考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， 抽出リストＡ－１１

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（格西側淡水貯水設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

する残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び代替淡水貯槽を水源とす

イ冷却系（常設）に対して異なる水源を有する設計とする。

る代替格納容器スプレイ冷却系（常設）に対して異なる水源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系（格納容器スプレイ冷却系）に対して異なる水源を有する設計とする。

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

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，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
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

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
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。

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

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。

⑥-13

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：添付書類八 9.6 原子炉格納容器内の冷却のための設備】
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

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（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，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，残留熱除去系に対して独立性を有する設計とする。

対して独立性を有する設計とする。

備考

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。

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。また,これらの 抽出リストＡ－３
多様性及び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,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。

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。
9.6.2.3

容量等電源設備の多様性，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。
9.6.2.3 容量等

基本方針については，「1.1.7.2 容量等」に示す。

基本方針については，「1.1.7.2 容量等」に示す。

代替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，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

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

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系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 抽出リストＣ－３２

きる容量を有する設計とする。

を有する設計とする。

⑥-14

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：添付書類八 9.原子炉格納施設（9.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備）】
東海第二発電所
第 9.7－1 表

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

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

修

正

案

仕様

(1) 代替循環冷却系(1) 代替循環冷却系
ａ．代替循環冷却系ポンプ

ａ．代替循環冷却系ポンプ兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するため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の設備
・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備

・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備

台

台

全

数
揚

考

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

容

備

1（予備 1）
３

量

約 250m ／h

容程

約 120m全数
揚2

抽出リストＡ－１２
３

量

約 250m ／h（1 台当たり）

程

約 120m1／1⑥-15

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：添付書類八 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】
東海第二発電所
9.8.2

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

設計方針

修

正

案

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

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できるよう，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るよう，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（可めの設備として，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，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

搬型）を設ける。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，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

し，落下した溶融炉心の冷却が可能な設計とする。なお，格納容器下部注水し，落下した溶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）によるペデスタル（ドライウェル部）への注水及び格納容器下部

系（常設）によるペデスタル（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）によるペデスタル（ドライウェル部）への注水と合わせ注水系（可搬型）によるペデスタル（ドライウェル部）への注水と合わせて，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）へ落下すて，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，ペデスタル（ドライウェル部）にコリウムートへの熱影響を抑制するため，ペデスタル（ドライウェル部）にコリウムシールドを設ける。

シールドを設ける。

(1)

(1)

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

考9.8.2 設計方針

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，

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

備

抽出リストＣ－４５

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．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

の注水

の注水

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

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。

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・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，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格納容器下部注水系を経由してペデスタル（ドライウ

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

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位を確保するとともに，落下した溶融炉心ル部）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。

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

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。

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）

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）のコンクリートの相互作用による侵食及び溶融炉心からペデスタル（ド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設計とする。

ライウェル部）の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。

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

・常設低圧代替注水系ポンプ⑥-16

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：添付書類八 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】
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

・コリウムシールド・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

・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

・常設代替交流電源設備（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）

・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

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

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）

考

備）

備）

備として使用する。

備

備として使用する。
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

への注水

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

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。

る。

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・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，西側淡水貯水設備又は代替淡水源（代替淡水貯槽を除く）の水をより，西側淡水貯水設備の水を格納容器下部注水系を経由してペデスタ 抽出リストＡ－４

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，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

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（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した溶融炉心を冷却できる設計とする。

する。
また，可搬型代替注水大型ポンプ，配管・ホース・弁類，計測制御装

また，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，可搬型代替注水大型ポンプにより，代替淡水源（代替淡置等で構成し，可搬型代替注水大型ポンプにより，代替淡水貯槽の水を 抽出リストＡ－９

水貯槽を除く）の水を格納容器下部注水系を経由してペデスタル（ドラ

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，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

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

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

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炉心を冷却できる設計とする。なお，代替淡水貯槽からも取水できる設

する。

計とする。
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

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より海を利用できる設計とする。

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

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

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，可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンとする。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

抽出リストＡ－１０⑥-17

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：添付書類八 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】
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

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。燃料

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。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。

り補給できる設計とする。

また，コリウムシールドは，溶融炉心がペデスタル（ドライウェル部）

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）のへ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できる設計とする。

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できる設計とする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

・可搬型代替注水中型ポンプ

・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

・コリウムシールド・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

・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

備）

備）
・常設代替交流電源設備（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）

・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）

・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。

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

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。

ェンバ含む）を重大事故等対処設備として使用する。

用いる設備
ａ．低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水(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
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

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，低圧代替注水系（常設）を使用する。なお，この場合は，ほう酸して，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。

水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，「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。

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

考・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

・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

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

備

設備）

設備）

(2)

正

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

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，低圧代替注水系（可搬型）を使用する。なお，この場合は，ほうして，低圧代替注水系（可搬型）を使用する。なお，この場合は，ほう⑥-18

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：添付書類八 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】
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

酸水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。

酸水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，「5.9 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時

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。
ｃ．高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水

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，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

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，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

による原子炉圧力容器へのほう酸水注入と並行して行う。

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，「5.7 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時

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
ｄ．代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水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

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，代替循環冷却系を使用する。なお，この場合は，ほう酸水注入系

して，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

による原子炉圧力容器へのほう酸水注入と並行して行う。

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，「9.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止す

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。
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

るための設備」に記載する。
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

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

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，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

して，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（常設），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

系のいずれかによる原子炉圧力容器への注水と並行して行う。

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。
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

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。

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。

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給油設備については，「10.2 代替電源設備」に記載する。

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。

9.8.2.1

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

考に発電用原子炉を冷却するための設備」に記載する。

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（ドライウに発電用原子炉を冷却するための設備」に記載する。

備

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⑥-19

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：添付書類八 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】
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

示す。

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

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

常設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

常設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，格納容設備又は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を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する。

有する設計とする。

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

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

部注水系（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り，独立性を有する設計とす

おいて，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。

る。

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側淡水貯水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系（常設）に対して，異なる水源を有する設計とする。

部注水系（常設）に対して，異なる水源を有する設計とする。

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，可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

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，共通要因によって同時系格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を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。

に機能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

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

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統において，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。

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

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。
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

複数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

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設備としての独立性を有する設計とする。

対処設備としての独立性を有する設計とする。

電源設備の多重性又は多様性及び独立性，位置的分散については「10.2替電源設備」に記載する。

考代

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抽出リストＣ－４６

抽出リストＣ－５９

代

替電源設備」に記載する。

⑥-20

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：添付書類八 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】
東海第二発電所
9.8.2.2

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

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

修
9.8.2.2

正

案

考

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。

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。

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

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

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。

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

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。

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

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。

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

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。

対して悪影響を及ぼさない設計とする。

9.8.2.3

備

容量等

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。

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。

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

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入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。

系（常設）及び代替燃料プール注入系としての同時使用を想定し各系統の必水
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

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。

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

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

抽出リストＣ－３２⑥-21

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：添付書類八 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】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点のバックアップ用として 1 台の合計 5 台を保管する。

修

正

案

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

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。

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

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。

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

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

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設計とする。

有する設計とする。

環境条件等

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。

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

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

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。

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

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。

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

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。

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

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。

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

考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9.8.2.4

備

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⑥-22

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：添付書類八 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】
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

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。

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。

備考

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

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

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

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。

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

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。

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

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

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。

作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

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。

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

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ことができる設計とする。

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

抽出リストＣ－４８を統一する設計とする。

⑥-23

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：添付書類八 9. 原子炉格納施設（9.10 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）】
東海第二発電所
9.10.2

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

設計方針

修

正

案

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

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

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，原子炉建屋水素濃度監視設備を設ける。

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，原子炉建屋水素濃度監視設備を設ける。

(1)

(1)

ａ．原子炉建屋ガス処理系による水素排出考

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

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

備

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

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原子炉棟内に漏え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屋

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大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非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

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

フィルタトレイン及び非常用ガス再循環系フィルタトレインを使用す

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する。

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，原子炉格

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

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引

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ル

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ス処

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留せ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。

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，水素爆発を防止する設計とする。

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

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。

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

・非常用ガス処理系排風機

・非常用ガス再循環系排風機

・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

・非常用ガス再循環系フィルタトレイン⑥-24

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：添付書類八 9. 原子炉格納施設（9.10 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）】
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

・常設代替交流電源設備（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）

・代替所内電気設備（10.2

・代替所内電気設備（10.2

・燃料給油設備（10.2

代替電源設備）・燃料給油設備（10.2

代替電源設備）

代替電源設備）

代替電源設備）等対処設備として使用する。

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抑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と制し，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式

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式

水素再結合器動作監視装置を使用する。

水素再結合器動作監視装置を使用する。

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。

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視

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。

可能な設計とする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

・静的触媒式水素再結合器

・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

・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）

・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）

・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）

・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）

・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。
ｃ．水素濃度監視て使用する。
ｃ．水素濃度監視(a)(a)

原子炉建屋水素濃度監視設備による水素濃度測定

考その他，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備を重大事故

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。

備

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，

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原子炉棟内に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た

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た⑥-25

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：添付書類八 9. 原子炉格納施設（9.10 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）】
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

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故等

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水素対処設備として，原子炉建屋水素濃度監視設備である原子炉建屋水素濃度を使用する。

濃度を使用する。

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

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

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。

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。

主要な設備は，以下のとおりとする。

・原子炉建屋水素濃度

・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）

・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）

・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）

・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）

・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）

・燃料給油設備（10.2 代替電源設備）

備

考

抽出リストＡ－８

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。
非常用交流電源設備については，「10.1 非常用電源設備」に記載する。

非常用交流電源設備については，「10.1 非常用電源設備」に記載する。

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，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

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。

ては，「10.2 代替電源設備」に記載する。

⑥-26

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：添付書類八 9. 原子炉格納施設（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）】
東海第二発電所
9.11.2

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

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

修

正

案

備

考

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として，炉心の著し 抽出リストＣ－６７

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。

めに，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。

⑥-27

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：添付書類八 9. 原子炉格納施設（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）】
東海第二発電所
9.12.2

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

備

考

9.12.2 設計方針

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・

必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

チ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，ろ過水となる水源とは別に，代替淡水源として多目的タンク，原水タンク，ろ過水貯蔵タンク及び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，西側淡水貯蔵タンク及び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。

した場合に，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

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

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として，可搬型代替注水中型ポンプ及び量の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

可搬型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，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。

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。

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

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，複数箇所に分散して保管する。

箇所に分散して保管する。

(1)

(1)

重大事故等の収束に必要となる水源
ａ．代替淡水貯槽を水源とした場合に用いる設備

重大事故等の収束に必要となる水源
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替手段である低圧代替注水系（常設），低圧代替注水系（可搬型），代替格手段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），

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）及び格納容器下部注水系（可搬型）の水源

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る設計基準事として，また，格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置へのスクラビン 抽出リストＣ－５６

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

グ水補給の水源として,さらに,使用済燃料プールの冷却又は注水に使用（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

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

槽を使用する。

ッダ）及び代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）の水源とし主要な設備は，以下のとおりとする。

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・代替淡水貯槽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各系統の詳細については，
「4.3

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

設備」
，
「5.9

するための設備」，「9.6

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」及び使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための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
原子炉格納容器内の冷却等のための設備」及び⑥-28

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：添付書類八 9. 原子炉格納施設（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）】
東海第二発電所「9.8

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

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

修

正

案

備

考

「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。

る。
ｂ．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（可搬型）及び格納容器下部注水系（可搬型）の水源として，また，格納容 抽出リストＣ－５６

燃料プー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

器圧力逃がし装置のフィルタ装置へのスクラビング水補給の水源とし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，て,さらに,使用済燃料プールの注水に使用する設計基準事故対処設備が西側淡水貯水設備を使用する。

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，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。

主要な設備は，以下のとおりとする。

・西側淡水貯水設備

・西側淡水貯水設備

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各系統の詳細については，
「4.3

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

設備」
，
「5.9

するための設備」，「9.6

するための設備」
，
「9.6

「9.8

原子炉格納容器内の冷却等のための設備」及び原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備」に記載す

使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための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
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。

る。
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

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替手段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 ，手段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，

高圧炉心スプレイ系，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

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）の水源として，サプレッション・チェンバを使

ション・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。

用する。

主要な設備は，以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

・サプレッション・チェンバ・サプレッション・チェンバ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

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 原子炉格に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

納容器の過圧破損を防止するための設備」に記載する。

納容器の過圧破損を防止するための設備」に記載する。

ｄ．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

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ほう酸水⑥-29

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：添付書類八 9. 原子炉格納施設（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

注入系の水源として，ほう酸水貯蔵タンクを使用する。

修

正

案

考

注入系の水源として，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。

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・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

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）にするための設備）
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

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備へ水を供給するための水源であるとともに，格納容器圧力逃がし装置 抽出リストＡ－６

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のフィルタ装置へのスクラビング水補給の水源として，代替淡水源であ合の代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却系（可搬型）及び格納容器下部注水系（可搬型）の水源として，また，使用する。

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，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，「4.3

使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための抽出リストＡ－６

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
「9.8

原子炉格納容器内の冷却等のための設備」及び原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備」に記載す

る。

⑥-30

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：添付書類八 10.その他発電用原子炉の附属施設（10.1 非常用電源設備）】
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10.1 非常用電源設備

10.1

非常用電源設備

10.1.110.1.1

通常運転時等

通常運転時等10.1.1.1

概要10.1.1.1

概正案

発電用原子炉施設は，重要安全施設がその機能を維持するために必要となる電力を当該重要安全施設に供給するため，電力系統に連系する設計とする。

る電力を当該重要安全施設に供給するため，電力系統に連系する設計とする。

非常用の所内高圧母線は 3 母線で構成し，常用母線及び非常用交流電源設
備である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

非常用の所内高圧母線は 3 母線で構成し，常用母線及び非常用交流電源設
備である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。）のいずれからも受電できる設計とする。

含む。）のいずれからも受電できる設計とする。

を通して受電する。
所内機器は，工学的安全施設に関係する機器とその他の一般機器に分類する。
工学的安全施設に関係する機器は非常用母線に，その他の一般機器は原則として常用母線に接続する。

考要

発電用原子炉施設は，重要安全施設がその機能を維持するために必要とな

非常用の所内低圧母線は 2 母線で構成し，非常用高圧母線から動力変圧器

備

非常用の所内低圧母線は 2 母線で構成し，非常用高圧母線から動力変圧器を通して受電する。
所内機器は，工学的安全施設に関係する機器とその他の一般機器に分類する。
工学的安全施設に関係する機器は非常用母線に，その他の一般機器は原則として常用母線に接続する。

所内機器で 2 台以上設置するものは，単一の所内母線の故障があっても，所内機器で 2 台以上設置するものは，単一の所内母線の故障があっても，全部の機器電源が喪失しないよう 2 母線以上に分割接続し，所内電力供給の全部の機器電源が喪失しないよう 2 母線以上に分割接続し，所内電力供給の安定を図る。

安定を図る。

安全保護系及び工学的安全施設に関係する機器は，単一の非常用母線の故

安全保護系及び工学的安全施設に関係する機器は，単一の非常用母線の故障があっても，他の系統に波及して多重性を損なうことがないよう系統ごと障があっても，他の系統に波及して多重性を損なうことがないよう系統ごとに分離して非常用母線に接続する。

に分離して非常用母線に接続する。

２Ｃ非常用ディーゼル発電機は，275kV 送電線（東京電力パワーグリッド

２Ｃ非常用ディーゼル発電機は，275kV 送電線（東京電力パワーグリッド

株式会社東海原子力線）が停電した場合に非常用母線に電力を供給する。ま株式会社東海原子力線）が停電した場合に非常用母線に電力を供給する。また，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発電機

た，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発電機

は，275kV 送電線（東京電力パワーグリッド株式会社東海原子力線）が停電

は，275kV 送電線（東京電力パワーグリッド株式会社東海原子力線）が停電し，かつ 154kV 送電線（東京電力パワーグリッド株式会社村松線・原子力１

し，かつ 154kV 送電線（東京電力パワーグリッド株式会社村松線・原子力１号線）も停電した場合にそれぞれの非常用母線に電力を供給する。

号線）も停電した場合にそれぞれの非常用母線に電力を供給する。

1 台の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

1 台の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。）が作動しないと仮定した場合でも燃料体及び原子炉冷却材圧力バウ含む。）が作動しないと仮定した場合でも燃料体及び原子炉冷却材圧力バウ

ンダリの設計条件を超えることなく炉心を冷却でき，あるいは，原子炉冷却

ンダリの設計条件を超えることなく炉心を冷却でき，あるいは，原子炉冷却材喪失時にも炉心の冷却とともに，原子炉格納容器等安全上重要な系統機器の機能を確保できる容量と機能を有する設計とする。

材喪失時にも炉心の冷却とともに，原子炉格納容器等安全上重要な系統機器の機能を確保できる容量と機能を有する設計とする。

また，発電所の安全に必要な直流電源を確保するため蓄電池（非常用）をまた，発電所の安全に必要な直流電源を確保するため蓄電池（非常用）を設置し，安定した交流電源を必要とするものに対しては，非常用の無停電電設置し，安定した交流電源を必要とするものに対しては，非常用の無停電電源装置を設置する。非常用直流電源設備は，非常用所内電源系として 3 系統

源装置を設置する。非常用直流電源設備は，非常用所内電源系として 3 系統から構成し，3 系統のうち 1 系統が故障しても発電用原子炉の安全性は確保から構成し，3 系統のうち 1 系統が故障しても発電用原子炉の安全性は確保⑥-31

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：添付書類八 10.その他発電用原子炉の附属施設（10.1 非常用電源設備）】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

できる設計とする。

修

正

案

備

考

できる設計とする。

外部電源，非常用所内電源設備，その他の関連する電気系統機器の短絡若

外部電源，非常用所内電源設備，その他の関連する電気系統機器の短絡若

しくは地絡又は母線の低電圧若しくは過電流等を検知できる設計とし，検知

しくは地絡又は母線の低電圧若しくは過電流等を検知できる設計とし，検知した場合には，遮断器により故障箇所を隔離することによって，故障によるした場合には，遮断器により故障箇所を隔離することによって，故障による影響を局所化できるととともに，他の安全機能への影響を限定できる設計と影響を局所化できるとともに，他の安全機能への影響を限定できる設計とす 抽出リストＣ－８９する。
また，非常用所内電源設備からの受電時に，容易に母線切替操作が可能なる。
また，非常用所内電源設備からの受電時に，容易に母線切替操作が可能な設計とする。

設計とする。

⑥-32

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：添付書類八 10.その他発電用原子炉の附属施設（10.2 代替電源設備）】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

第 10.2－1 表

代替電源設備の主要機器仕様（7）燃料給油設備

修
第 10.2－1 表

案

ａ．軽油貯蔵タンク

第 10.1－3 表

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
量

約 400kL／基ｂ．常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプ

考

代替電源設備の主要機器仕様

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

型

式

スクリュー型台

数

1（予備 1）台

数

1（予備 1）

約 3.0m ／h

容量

約 3.0m３／h

吐 出 圧 力約 0.3MPa [gage]

吐 出 圧 力約 0.3MPa [gage]

最高使用圧力1.0MPa [gage]

最高使用圧力1.0MPa [gage]

最高使用温度

66℃

最高使用温度55℃

容備（7）燃料給油設備

ａ．軽油貯蔵タンク

容

正

量

３

抽出リストＡ－１４⑥-33

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：添付書類八 10.その他発電用原子炉の附属施設（10.3.3 主要設備）】
東海第二発電所
10.3.310.3.3.1

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

主要設備
送 電 線

修

正

案

10.3.3.1

送 電 線

発電所は，重要安全施設がその機能を維持するために必要となる電力を当該重要安全施設に供給するため，第 10.3－1 図に示すとおり，送受電可能な

該重要安全施設に供給するため，第 10.3－1 図に示すとおり，送受電可能な回線として 275kV 送電線（東京電力パワーグリッド株式会社東海原子力線）

回線として 275kV 送電線（東京電力パワーグリッド株式会社東海原子力線）

1 ルート 2 回線及び受電専用の回線として 154kV 送電線（東京電力パワーグ
リッド株式会社村松線・原子力 1 号線）1 ルート 1 回線の合計 2 ルート 3 回

1 ルート 2 回線及び受電専用の回線として 154kV 送電線（東京電力パワーグ
リッド株式会社村松線・原子力 1 号線）1 ルート 1 回線の合計 2 ルート 3 回線で電力系統に連系する。

線で電力系統に連系する。

所に連系する。
また，154kV 送電線は，約 9km 離れた東京電力パワーグリッド株式会社茨城変電所に連系する。

275kV 送電線は，約 17km 離れた東京電力パワーグリッド株式会社那珂変電所に連系する。
また，154kV 送電線は，約 9km 離れた東京電力パワーグリッド株式会社茨城変電所に連系する。

万一，送電線の上流側接続先である東京電力パワーグリッド株式会社那珂万一，送電線の上流側接続先である東京電力パワーグリッド株式会社那珂変電所が停止した場合でも，外部電源系からの電力供給が可能となるよう，変電所が停止した場合でも，外部電源系からの電力供給が可能となるよう，

東京電力パワーグリッド株式会社新筑波変電所から西水戸変電所及び茨城変

東京電力パワーグリッド株式会社新筑波変電所から西水戸変電所及び茨城変電所を経由するルートで本発電所に電力を供給することが可能な設計とする電所を経由するルートで本発電所に電力を供給することが可能な設計とする

ことを確認している。

ことを確認している。

また，東京電力パワーグリッド株式会社那珂変電所が停止した場合の，東また，東京電力パワーグリッド株式会社那珂変電所が停止した場合の，東京電力パワーグリッド株式会社新筑波変電所から本発電所への電力供給につ

京電力パワーグリッド株式会社新筑波変電所から本発電所への電力供給については，あらかじめ定められた手順，体制等に基づき，昼夜を問わず，確実

いては，あらかじめ定められた手順，体制等に基づき，昼夜を問わず，確実に実施されることを確認している。

に実施されることを確認している。

なお，東京電力パワーグリッド株式会社茨城変電所が停止した場合には，

なお，東京電力パワーグリッド株式会社茨城変電所が停止した場合には，外部電源系からの電力供給が可能となるよう，東京電力パワーグリッド株式

外部電源系からの電力供給が可能となるよう，東京電力パワーグリッド株式

会社那珂変電所を経由するルートで本発電所に電力を供給することが可能な会社那珂変電所を経由するルートで本発電所に電力を供給することが可能な設計とすることを確認している。

設計とすることを確認している。

送電線は，1 回線で重要安全施設がその機能を維持するために必要となる送電線は，1 回線で重要安全施設がその機能を維持するために必要となる電力を供給できる容量が選定されるとともに，常時，重要安全施設に連系す電力を供給できる容量が選定されるとともに，常時，重要安全施設に連系する 275kV 送電線は，系統事故による停電の減少を図るため 2 回線接続とする。

る 275kV 送電線は，系統事故による停電の減少を図るため 2 回線接続とする。

275kV 送電線については，短絡，地絡検出用保護装置を 2 系列設置するこ

275kV 送電線については，短絡，地絡検出用保護装置を 2 系列設置することにより，多重化を図る設計とする。また，送電線両端の発電所及び変電所の送電線引出口に遮断器を配置し，送電線で短絡，地絡等の故障が発生したとにより，多重化を図る設計とする。また，送電線両端の発電所及び変電所の送電線引出口に遮断器を配置し，送電線で短絡，地絡等の故障が発生した

場合には，遮断器により故障箇所を隔離することによって，故障による影響

場合には，遮断器により故障箇所を隔離することによって，故障による影響を局所化できるとともに，他の安全機能への影響を限定できる設計となってを局所化できるとともに，他の安全機能への影響を限定できる設計となっていることを確認している。

いることを確認している。

また，送電線 1 相の開放が生じた際には，275kV 送電線は送受電時，154kV

考10.3.3 主要設備

発電所は，重要安全施設がその機能を維持するために必要となる電力を当275kV 送電線は，約 17km 離れた東京電力パワーグリッド株式会社那珂変電

備

また，送電線 1 相の開放が生じた際には，275kV 送電線は送受電時，154kV⑥-34

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：添付書類八 10.その他発電用原子炉の附属施設（10.3.3 主要設備）】
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

送電線は受電している場合，保護装置による自動検知又は人的な検知（巡視

送電線は受電している場合，保護装置による自動検知又は人的な検知（巡視点検等）を加えることで，一部の保護継電器等による検知が期待できない箇

点検等）を加えることで，一部の保護継電器等による検知が期待できない箇所の 1 相開放故障の発見や，その兆候を早期に発見できる可能性を高めるこ所の 1 相開放故障の発見や，その兆候を早期に発見できる可能性を高めることとしている。

ととしている。

設計基準対象施設に連系する 275kV 送電線（東京電力パワーグリッド株式

備考

設計基準対象施設に連系する 275kV 送電線（東京電力パワーグリッド株式会社東海原子力線）1 ルート 2 回線及び 154kV 送電線（東京電力パワーグリ
ッド株式会社村松・原子力 1 号線）1 ルート 1 回線は，同一の送電鉄塔に架会社東海原子力線）1 ルート 2 回線及び 154kV 送電線（東京電力パワーグリ
ッド株式会社村松線・原子力 1 号線）1 ルート 1 回線は，同一の送電鉄塔に 抽出リストＣ－９０

線しないよう，それぞれのルートに送電鉄塔を備えていることを確認してい架線しないよう，それぞれのルートに送電鉄塔を備えていることを確認して

る。

いる。

また，送電線は，大規模な盛土の崩壊，大規模な地すべり，急傾斜の崩壊

また，送電線は，大規模な盛土の崩壊，大規模な地すべり，急傾斜の崩壊による被害の最小化を図るため，鉄塔基礎の安定性を確保することで，鉄塔による被害の最小化を図るため，鉄塔基礎の安定性を確保することで，鉄塔の倒壊を防止するとともに，台風等による強風発生時や冬期の着氷雪によるの倒壊を防止するとともに，台風等による強風発生時や冬期の着氷雪による事故防止対策が図られており，外部電源系からの電力供給が同時に停止する

事故防止対策が図られており，外部電源系からの電力供給が同時に停止することがない設計となっていることを確認している。

ことがない設計となっていることを確認している。

さらに，275kV 送電線（東京電力パワーグリッド株式会社東海原子力線）とさらに，275kV 送電線（東京電力パワーグリッド株式会社東海原子力線）と154kV 送電線（東京電力パワーグリッド株式会社原子力 1 号線）の近接箇所

154kV 送電線（東京電力パワーグリッド株式会社原子力 1 号線）の近接箇所については，鉄塔を移設することにより，仮に 1 つの鉄塔が倒壊しても，すについては，鉄塔を移設することにより，仮に 1 つの鉄塔が倒壊しても，すべての送電線が同時に機能喪失しない絶縁距離及び水平距離を確保する設計

べての送電線が同時に機能喪失しない絶縁距離及び水平距離を確保する設計

とする。

とする。

これらにより，設計基準対象施設に連系する送電線は，互いに物理的に分離した設計とする。
送電線の設備仕様を第 10.3－1 表に示す。また，送電系統図を第 10.3－1
図に示す。

これらにより，設計基準対象施設に連系する送電線は，互いに物理的に分離した設計とする。
送電線の設備仕様を第 10.3－1 表に示す。また，送電系統図を第 10.3－1
図に示す。

⑥-35

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：添付書類八 10.その他発電用原子炉の附属施設（10.5 火災防護設備）】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

第 10.5－3 表
(3)

(4)

修
第 10.5－3 表

消火設備の主要機器仕様

二酸化炭素自動消火設備(3)

消火方式：全域放出方式

消火方式：全域放出方式

設置個所：ディーゼル発電機室

設置箇所：ディーゼル発電機室

消 火 剤 ：ハロン 1301（全域／局所）：FK-5-1-12（局所）：FK-5-1-12（局所）

消火方式：全域放出方式（ハロン 1301）

消火方式：全域放出方式（ハロン 1301）

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

考

抽出リストＣ－７１

ハロゲン化物自動消火設備

消 火 剤 ：ハロン 1301（全域／局所）：局所放出方式（FK-5-1-12／ハロン 1301）

備

二酸化炭素自動消火設備
消 火 剤 ：二酸化炭素(4)案

消火設備の主要機器仕様

消 火 剤 ：二酸化炭素

ハロゲン化物自動消火設備

正：局所放出方式（FK-5-1-12／ハロン 1301）
設置箇所：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抽出リストＣ－７１

は火災区画

⑥-36

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：添付書類八 10.6 津波及び内部溢水に対する浸水防護設備】
東海第二発電所
10.6.1.2

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

重大事故等対処施設

10.6.1.2.1

概要修
10.6.1.2

正

案

備

考

重大事故等対処施設

10.6.1.2.1 概要

発電用原子炉施設の耐津波設計については，「重大事故等対処施設は，基準発電用原子炉施設の耐津波設計については，「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ればならない」ことを目的として，津波の敷地への流入防止，ないものでなければならない」ことを目的として，津波の敷地への流入防止，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，津波防護の多重化及び水位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

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，津波防護の多重化及び水位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

響防止を考慮した津波防護対策を講じる。

防止を考慮した津波防護対策を講じる。

津波から防護する設備は，重大事故等対処施設，可搬型重大事故等対処設

津波から防護する設備は，重大事故等対処施設，可搬型重大事故等対処設備，備，津波防護施設，浸水防止設備及び津波監視設備（以下「重大事故等対処

津波防護施設，浸水防止設備及び津波監視設備（以下「重大事故等対処施設の施設の津波防護対象設備」という。
）とする。

津波防護対象設備」という。
）とする。
津波の敷地への流入防止は，重大事故等対処施設の津波防護対象設備（貯留 抽出リストＣ－１１

津波の敷地への流入防止は，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，堰及び取水構造物を除く。
）を内包する建屋及び区画の設置された敷地におい基準津波による遡上波の地上部からの到達及び流入の防止対策並びに取水て，基準津波による遡上波の地上部からの到達及び流入の防止対策並びに取水路，放水路等の経路からの流入防止対策を講じる。

路，放水路等の経路からの流入防止対策を講じる。

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は，取水・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は，取水・放水施設，地下部等において，漏水の可能性を考慮の上，漏水による浸水範

放水施設，地下部等において，漏水の可能性を考慮の上，漏水による浸水範囲

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するを限定して，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する対策

対策を講じる。

を講じる。
津波防護の多重化として，上記 2 つの対策のほか，重大事故等対処施設の津

津波防護の多重化として，上記 2 つの対策のほか，重大事故等対処施設の津波防護対象設備（非常用取水設備を除く。
）を内包する建屋及び区画におい波防護対象設備（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 抽出リストＣ－１１て，浸水防護をすることにより津波による影響等から隔離する対策を講じる。

おいて，浸水防護をすることにより津波による影響等から隔離する対策を講じ

水位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は，る。
水位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は，水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対策を講じる。

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対策を講じる。

10.6.1.2.2

設計方針

10.6.1.2.2 設計方針

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要な機能が損なわれるおそれがない設計とする。
津波から防護する設備は，重大事故等対処施設の津波防護対象設備とする。

な機能が損なわれるおそれがない設計とする。
津波から防護する設備は，重大事故等対処施設の津波防護対象設備とする。
耐津波設計に当たっては，以下の方針とする。

耐津波設計に当たっては，以下の方針とする。
(1)包する建屋及び区画に設置された敷地において，基準津波による遡上波を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。
） 抽出リストＣ－１１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 抽出リストＣ－１０

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（非常用取水設備を除く。
）を内

(1)

⑥-37

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：添付書類八 10.6 津波及び内部溢水に対する浸水防護設備】
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

経路から流入させない設計とする。具体的な設計内容を以下に示す。

経路から流入させない設計とする。具体的な設計内容を以下に示す。

ａ．重大事故等対処施設の津波防護対象設備（非常用取水設備を除く。
）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物を除 抽出リストＣ－１１

内包する建屋（緊急時対策所建屋）及び区画（可搬型重大事故等対処設く。
）を内包する建屋（緊急時対策所建屋）及び区画（可搬型重大事故等

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）を対処設備保管場所（西側）及び可搬型重大事故等対処設備保管場所（南側）除く。
）は，基準津波による遡上波が到達する可能性があるため，津波防を除く。
）は，基準津波による遡上波が到達する可能性があるため，津波護施設及び浸水防止設備を設置し，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，重大事故等対処施設の津波防防護施設及び浸水防止設備を設置し，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，重大事故等対処施設の津波防護

護対象設備を内包する建屋及び区画のうち，緊急時対策所建屋，可搬型

対象設備を内包する建屋及び区画のうち，緊急時対策所建屋，可搬型重大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

管場所（南側）については基準津波による遡上波が到達しない十分高い（南側）については基準津波による遡上波が到達しない十分高い場所に設

場所に設置する。

置する。

ｂ．上記ａ．の遡上波の到達防止に当たっての検討は，「10.6.1.1

ｂ．上記ａ．の遡上波の到達防止に当たっての検討は，「10.6.1.1

設計基

設計基

準対象施設」を適用する。

準対象施設」を適用する。
ｃ．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，ｃ．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

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，

は，「10.6.1.1「10.6.1.1(2)

設計基準対象施設」を適用する。

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(2)

設計基準対象施設」を適用する。

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

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響を防止する設計とする。具体的には「10.6.1.1

防止する設計とする。具体的には「10.6.1.1

設計基準対象施設」を

る。

適用する。
(3)

設計基準対象施設」を適用す

上記(1)及び(2)に規定するもののほか，重大事故等対処施設の津波防護(3)

上記(1)及び(2)に規定するもののほか，重大事故等対処施設の津波防護対対象設備（非常用取水設備を除く。
）を内包する建屋及び区画については，

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 抽出リストＣ－１１

浸水防護をすることにより津波による影響等から隔離する。そのため，浸は，浸水防護をすることにより津波による影響等から隔離する。そのため，

水防護重点化範囲を明確化するとともに，必要に応じて実施する浸水対策

浸水防護重点化範囲を明確化するとともに，必要に応じて実施する浸水対策については，「10.6.1.1

については，「10.6.1.1(4)

設計基準対象施設」を適用する。

水位変動に伴う取水性能低下による重大事故等に対処するために必要な(4)

設計基準対象施設」を適用する。

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 抽出リストＣ－１４

機能への影響を防止する設計とする。そのため，非常用海水ポンプについ能への影響を防止する設計とする。そのため，非常用海水ポンプについては，ては，「10.6.1.1 設計基準対象施設」を適用する。

「10.6.1.1

設計基準対象施設」を適用する。

また，緊急用海水ポンプについては，基準津波による水位の変動に対しまた，緊急用海水ポンプについては，基準津波による水位の変動に対してて取水性を確保でき，ＳＡ用海水ピット取水塔からの砂の混入に対して，ポンプが機能保持できる設計とする。

取水性を確保でき，ＳＡ用海水ピット取水塔からの砂の混入に対して，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については， (5) 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ついては，「10.6.1.1 設計基準対象施設」を適用する。
「10.6.1.1 設計基準対象施設」を適用する。

(5)
(6)

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考慮す

る自然現象については，「10.6.1.1 設計基準対象施設」を適用する。

(6) 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考慮する
自然現象については，「10.6.1.1 設計基準対象施設」を適用する。

⑥-38

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：添付書類八 10.6 津波及び内部溢水に対する浸水防護設備】
東海第二発電所用する。

る。

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常用海水(8) 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常用海水ポ

ポンプ等の取水性の評価における入力津波の評価に当たっては，「10.6.1.1

ンプ等の取水性の評価における入力津波の評価に当たっては，「10.6.1.1

設計基準対象施設」を適用する。

設計基準対象施設」を適用する。

(2)
(3)

設計基準対象施設 10.6.1.1.3(4)

設計基準対象施設 10.6.1.1.3(3)

設計基準対象施設 10.6.1.2.3
設計基準対象施設 10.6.1.1.3
設計基準対象施設 10.6.1.1.3
設計基準対象施設 10.6.1.1.3

(5)
(6)
(7)
(8)

設計基準対象施設 10.6.1.1.3(9)

設計基準対象施設 10.6.1.1.3
設計基準対象施設 10.6.1.1.3

(12)

(14)

設計基準対象施設 10.6.1.1.3

緊急用海水ポンプ点検用開口部浸水防止蓋

設計基準対象施設 10.6.1.1.3

主要設備」に同じ。

設計基準対象施設 10.6.1.1.3

主要設備」に同じ。

設計基準対象施設 10.6.1.1.3

主要設備」に同じ。

設計基準対象施設 10.6.1.1.3

主要設備」に同じ。

設計基準対象施設 10.6.1.1.3

主要設備」に同じ。

緊急用海水ポンプピット点検用開口部浸水防止蓋「10.6.1.1

設計基準対象施設 10.6.1.1.3

主要設備」に同じ。

(11)

緊急用海水ポンプグランドドレン排出口逆止弁(12)「10.6.1.1 設計基準対象施設 10.6.1.1.3
緊急用海水ポンプ室床ドレン排出口逆止弁

主要設備」に同じ。

「10.6.1.1

主要設備」に同じ。
(13)

海水ポンプ室ケーブル点検口浸水防止蓋
設計基準対象施設 10.6.1.1.3(10)

主要設備」に同じ。

「10.6.1.1 設計基準対象施設 10.6.1.1.3
緊急用海水ポンプ室床ドレン排出口逆止弁「10.6.1.1

主要設備」に同じ。

ＳＡ用海水ピット開口部浸水防止蓋「10.6.1.1

主要設備」に同じ。

緊急用海水ポンプグランドドレン排出口逆止弁(13)

設計基準対象施設 10.6.1.2.3

放水路ゲート点検用開口部浸水防止蓋「10.6.1.1

主要設備」に同じ。

(11)「10.6.1.1

主要設備」に同じ。

取水ピット空気抜き配管逆止弁「10.6.1.1

主要設備」に同じ。

緊急用海水ポンプピット点検用開口部浸水防止蓋「10.6.1.1

設計基準対象施設 10.6.1.1.3

海水ポンプグランドドレン排出口逆止弁「10.6.1.1

主要設備」に同じ。

ＳＡ用海水ピット開口部浸水防止蓋「10.6.1.1

主要設備」に同じ。

取水路点検用開口部浸水防止蓋「10.6.1.1

主要設備」に同じ。

放水路ゲート点検用開口部浸水防止蓋「10.6.1.1「10.6.1.1

主要設備」に同じ。

取水ピット空気抜き配管逆止弁「10.6.1.1

設計基準対象施設 10.6.1.1.3(4) 貯留堰

海水ポンプグランドドレン排出口逆止弁「10.6.1.1

主要設備」に同じ。

構内排水路逆流防止設備「10.6.1.1

主要設備」に同じ。

取水路点検用開口部浸水防止蓋「10.6.1.1「10.6.1.1

主要設備」に同じ。

貯留堰「10.6.1.1

設計基準対象施設 10.6.1.1.3(2) 放水路ゲート

構内排水路逆流防止設備「10.6.1.1

防潮堤及び防潮扉「10.6.1.1

主要設備」に同じ。

放水路ゲート「10.6.1.1

(10)

(1)

防潮堤及び防潮扉
設計基準対象施設 10.6.1.1.3

考10.6.1.2.3 主要設備

主要設備

「10.6.1.1(9)備せを考慮する自然現象については，「10.6.1.1 設計基準対象施設」を適用す

(1)

(8)

案

合せを考慮する自然現象については，「10.6.1.1 設計基準対象施設」を適10.6.1.2.3(7)正(7) 津波防護施設，浸水防止設備及び津波監視設備の設計における荷重の組合

(8)

(6)

修

津波防護施設，浸水防止設備及び津波監視設備の設計における荷重の組

(7)

(5)

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点(14)主要設備」に同じ。

海水ポンプ室ケーブル点検口浸水防止蓋「10.6.1.1

主要設備」に同じ。

設計基準対象施設 10.6.1.1.3

主要設備」に同じ。

設計基準対象施設 10.6.1.1.3

主要設備」に同じ。

緊急用海水ポンプ点検用開口部浸水防止蓋⑥-39

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：添付書類八 10.6 津波及び内部溢水に対する浸水防護設備】
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

緊急用海水ポンプ点検用開口部から浸水防護重点化範囲への溢水及び津

正

案

備

考

緊急用海水ポンプ点検用開口部から浸水防護重点化範囲への溢水及び津波の流入を防止し，津波防護対象設備（非常用取水設備を除く。
）が機能喪

波の流入を防止し，津波防護対象設備（貯留堰及び取水構造物を除く。
）が 抽出リストＣ－１１

失しない設計とするため，緊急用海水ポンプ点検用開口部浸水防止蓋を設

機能喪失しない設計とするため，緊急用海水ポンプ点検用開口部浸水防止蓋置する。緊急用海水ポンプ点検用開口部浸水防止蓋の設計においては，基を設置する。緊急用海水ポンプ点検用開口部浸水防止蓋の設計においては，

準地震動ＳＳによる地震力に対して浸水防止機能が十分に保持できるよう

基準地震動ＳＳによる地震力に対して浸水防止機能が十分に保持できるよに設計する。また，溢水による静水圧として作用する荷重，その他自然条
件（積雪等）及び余震荷重を考慮した場合において，浸水防止機能が十分うに設計する。また，溢水による静水圧として作用する荷重，その他自然条
件（積雪等）及び余震荷重を考慮した場合において，浸水防止機能が十分にに保持できる設計とする。

保持できる設計とする。

(15)

緊急用海水ポンプ室人員用開口部浸水防止蓋(15)

緊急用海水ポンプ室人員用開口部浸水防止蓋

緊急用海水ポンプ室人員用開口部から浸水防護重点化範囲への溢水及び緊急用海水ポンプ室人員用開口部から浸水防護重点化範囲への溢水及び津波の流入を防止し，津波防護対象設備（津波防護施設，浸水防止設備，

津波の流入を防止し，津波防護対象設備（津波防護施設，浸水防止設備，津津波監視設備及び非常用取水設備を除く。
）が機能喪失しない設計とするた

波監視設備及び非常用取水設備を除く。
）が機能喪失しない設計とするため，

め，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。緊急用海水

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。緊急用海水ポンプ

ポンプ室人員用開口部浸水防止蓋の設計においては，基準地震動ＳＳによる室人員用開口部浸水防止蓋の設計においては，基準地震動ＳＳによる地震力

地震力に対して浸水防止機能が十分に保持できるように設計する。また，に対して浸水防止機能が十分に保持できるように設計する。また，溢水によ溢水による静水圧として作用する荷重，その他自然条件（積雪等）及び余る静水圧として作用する荷重，その他自然条件（積雪等）及び余震荷重を考

震荷重を考慮した場合において，浸水防止機能が十分に保持できる設計と慮した場合において，浸水防止機能が十分に保持できる設計とする。

する。
(16)

(16)

格納容器圧力逃がし装置格納槽点検用水密ハッチ

格納容器圧力逃がし装置格納槽点検用水密ハッチ
緊急用海水ポンプ点検用開口部から浸水防護重点化範囲への溢水及び津緊急用海水ポンプ点検用開口部から浸水防護重点化範囲への溢水及び津波の流入を防止し，津波防護対象設備（津波防護施設，浸水防止設備，津波波の流入を防止し，津波防護対象設備（津波防護施設，浸水防止設備，津監視設備及び非常用取水設備を除く。）が機能喪失しない設計とするため，

波監視設備及び非常用取水設備を除く。）が機能喪失しない設計とするた

緊急用海水ポンプ点検用開口部浸水防止蓋を設置する。緊急用海水ポンプ点

め，緊急用海水ポンプ点検用開口部浸水防止蓋を設置する。緊急用海水ポ

検用開口部浸水防止蓋の設計においては，基準地震動ＳＳによる地震力に対ンプ点検用開口部浸水防止蓋の設計においては，基準地震動ＳＳによる地震

して浸水防止機能が十分に保持できるように設計する。また，溢水による静力に対して浸水防止機能が十分に保持できるように設計する。また，溢水

水圧として作用する荷重，その他自然条件（積雪等）及び余震荷重を考慮しによる静水圧として作用する荷重，その他自然条件（積雪等）及び余震荷た場合において，浸水防止機能が十分に保持できる設計とする。

重を考慮した場合において，浸水防止機能が十分に保持できる設計とする。 (17)(17)

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点検用水密ハッチ
常設低圧代替注水系格納槽点検用開口部から浸水防護重点化範囲への溢常設低圧代替注水系格納槽点検用開口部から浸水防護重点化範囲への溢水及び津波の流入を防止し，津波防護対象設備（津波防護施設，浸水防止設

水及び津波の流入を防止し，津波防護対象設備（津波防護施設，浸水防止設備，津波監視設備及び非常用取水設備を除く。
）が機能喪失しない設計と備，津波監視設備及び非常用取水設備を除く。
）が機能喪失しない設計とするため，常設低圧代替注水系格納槽点検用水密ハッチを設置する。常設低圧するため，常設低圧代替注水系格納槽点検用水密ハッチを設置する。常設

代替注水系格納槽点検用水密ハッチの設計においては，基準地震動ＳＳによ

低圧代替注水系格納槽点検用水密ハッチの設計においては，基準地震動Ｓる地震力に対して浸水防止機能が十分に保持できるように設計する。また，による地震力に対して浸水防止機能が十分に保持できるように設計する。

溢水による静水圧として作用する荷重，その他自然条件（積雪等）及び余震

また，溢水による静水圧として作用する荷重，その他自然条件（積雪等）

荷重を考慮した場合において，浸水防止機能が十分に保持できる設計とす

Ｓ

⑥-40

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：添付書類八 10.6 津波及び内部溢水に対する浸水防護設備】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修及び余震荷重を考慮した場合において，浸水防止機能が十分に保持できる

正

案

備

考

る。

設計とする。
(18)(19)

常設低圧代替注水系格納槽可搬型ポンプ用水密ハッチ(18)

常設低圧代替注水系格納槽可搬型ポンプ用水密ハッチ

常設低圧代替注水系格納槽可搬型ポンプ用開口部から浸水防護重点化範

常設低圧代替注水系格納槽可搬型ポンプ用開口部から浸水防護重点化範囲への溢水及び津波の流入を防止し，津波防護対象設備（津波防護施設，
浸水防止設備，津波監視設備及び非常用取水設備を除く。
）が機能喪失しな

囲への溢水及び津波の流入を防止し，津波防護対象設備（津波防護施設，浸水防止設備，津波監視設備及び非常用取水設備を除く。
）が機能喪失しないい設計とするため，常設低圧代替注水系格納槽可搬型ポンプ用水密ハッチ設計とするため，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を設置する。常設低圧代替注水系格納槽可搬型ポンプ用水密ハッチの設計置する。常設低圧代替注水系格納槽可搬型ポンプ用水密ハッチの設計においにおいては，基準地震動ＳＳによる地震力に対して浸水防止機能が十分に保ては，基準地震動ＳＳによる地震力に対して浸水防止機能が十分に保持でき持できるように設計する。また，溢水による静水圧として作用する荷重，

るように設計する。また，溢水による静水圧として作用する荷重，その他自その他自然条件（積雪等）及び余震荷重を考慮した場合において，浸水防然条件（積雪等）及び余震荷重を考慮した場合において，浸水防止機能が十

止機能が十分に保持できる設計とする。

分に保持できる設計とする。

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(19)

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

常設代替高圧電源装置用カルバートの原子炉建屋側の出入口から浸水防(20)護重点化範囲への溢水の流入を防止し，津波防護対象設備（非常用取水設

護重点化範囲への溢水の流入を防止し，津波防護対象設備（貯留堰及び取水 抽出リストＣ－１１

備を除く。
）が機能喪失しない設計とするため，常設代替高圧電源装置用カ

構造物を除く。）が機能喪失しない設計とするため，常設代替高圧電源装置

ルバート原子炉建屋側水密扉を設置する。常設代替高圧電源装置用カルバ

用カルバート原子炉建屋側水密扉を設置する。常設代替高圧電源装置用カルート原子炉建屋側水密扉の設計においては，基準地震動ＳＳによる地震力にバート原子炉建屋側水密扉の設計においては，基準地震動ＳＳによる地震力

対して浸水防止機能が十分に保持できるように設計する。また，溢水によに対して浸水防止機能が十分に保持できるように設計する。また，溢水による静水圧として作用する荷重及び余震荷重を考慮した場合において，浸水る静水圧として作用する荷重及び余震荷重を考慮した場合において，浸水防防止機能が十分に保持できる設計とする。

止機能が十分に保持できる設計とする。

防潮堤及び防潮扉下部貫通部止水処置「10.6.1.1(21)

設計基準対象施設 10.6.1.1.3
設計基準対象施設 10.6.1.1.3

防潮堤及び防潮扉下部貫通部止水処置

主要設備」に同じ。

「10.6.1.1(21)

設計基準対象施設 10.6.1.1.3

主要設備」に同じ。

海水ポンプ室貫通部止水処置

主要設備」に同じ。

原子炉建屋境界貫通部止水処置「10.6.1.1(23)

設計基準対象施設 10.6.1.1.3(20)海水ポンプ室貫通部止水処置「10.6.1.1(22)

常設代替高圧電源装置用カルバートの原子炉建屋側の出入口から浸水防「10.6.1.1(22)

設計基準対象施設 10.6.1.1.3

主要設備」に同じ。

原子炉建屋境界貫通部止水処置

主要設備」に同じ。

「10.6.1.1

設計基準対象施設 10.6.1.1.3

主要設備」に同じ。

常設代替高圧電源装置用カルバート（立坑部）地下 1 階床面貫通部止水 (23)常設代替高圧電源装置用カルバート（立坑部）地下 1 階床面貫通部止水処

処置
常設代替高圧電源装置用カルバートの地下 1 階床面から浸水防護重点化

置
常設代替高圧電源装置用カルバートの地下 1 階床面から浸水防護重点化

範囲への溢水の流入を防止し，津波防護対象設備（非常用取水設備を除く。
）

範囲への溢水の流入を防止し，津波防護対象設備（貯留堰及び取水構造物を 抽出リストＣ－１１

が機能喪失しない設計とするため，（立坑部）地下 1 階床面貫通部に止水処除く。
）が機能喪失しない設計とするため，（立坑部）地下 1 階床面貫通部に置を講じる。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

止水処置を講じる。常設代替高圧電源装置用カルバート（立坑部）地下 1 階

貫通部止水処置の設計においては，基準地震動ＳＳによる地震力に対して浸床面貫通部止水処置の設計においては，基準地震動ＳＳによる地震力に対し⑥-41

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：添付書類八 10.6 津波及び内部溢水に対する浸水防護設備】
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

水防止機能が十分に保持できるように設計する。また，溢水による静水圧て浸水防止機能が十分に保持できるように設計する。また，溢水による静水として作用する荷重及び余震荷重を考慮した場合において，浸水防止機能

圧として作用する荷重及び余震荷重を考慮した場合において，浸水防止機能が十分に保持できる設計とする。

が十分に保持できる設計とする。

上記(1)～(19)の各施設・設備における許容限界は，地震後，津波後の再上記(1)～(19)の各施設・設備における許容限界は，地震後，津波後の再使用性や，津波の繰返し作用を想定し，止水性の面も踏まえることにより，使用性や，津波の繰返し作用を想定し，止水性の面も踏まえることにより，当該構造物全体の変形能力に対して十分な余裕を有するよう，各施設・設備を構成する材料が弾性域内に収まることを基本とする。

当該構造物全体の変形能力に対して十分な余裕を有するよう，各施設・設備を構成する材料が弾性域内に収まることを基本とする。

上記(20)～(23)の貫通部止水処置については，地震後，津波後の再使用

上記(20)～(23)の貫通部止水処置については，地震後，津波後の再使用性

性や，津波の繰返し作用を想定し，止水性の維持を考慮して，貫通部止水や，津波の繰返し作用を想定し，止水性の維持を考慮して，貫通部止水処置

処置が健全性を維持することとする。

が健全性を維持することとする。

各施設・設備の設計及び評価に使用する津波荷重の設定については，入各施設・設備の設計及び評価に使用する津波荷重の設定については，入力

力津波が有する数値計算上の不確かさ及び各施設・設備の機能損傷モード

津波が有する数値計算上の不確かさ及び各施設・設備の機能損傷モードに対に対応した荷重の算定過程に介在する不確かさを考慮する。

応した荷重の算定過程に介在する不確かさを考慮する。

入力津波が有する数値計算上の不確かさの考慮に当たっては，各施設・

入力津波が有する数値計算上の不確かさの考慮に当たっては，各施設・設設備の設置位置で算定された津波の高さを安全側に評価して入力津波を設備の設置位置で算定された津波の高さを安全側に評価して入力津波を設定定することで，不確かさを考慮する。

することで，不確かさを考慮する。

各施設・設備の機能損傷モードに対応した荷重の算定過程に介在する不各施設・設備の機能損傷モードに対応した荷重の算定過程に介在する不確

確かさの考慮に当たっては，入力津波の荷重因子である浸水高，速度，津かさの考慮に当たっては，入力津波の荷重因子である浸水高，速度，津波波

波波力等を安全側に評価することで，不確かさを考慮し，荷重設定に考慮

力等を安全側に評価することで，不確かさを考慮し，荷重設定に考慮していしている余裕の程度を検討する。

る余裕の程度を検討する。

津波波力の算定においては，津波波力算定式等，幅広く知見を踏まえて，十分な余裕を考慮する。
漂流物の衝突による荷重の評価に際しては，津波の流速による衝突速度の設定における不確実性を考慮し，流速について十分な余裕を考慮する。

備考

津波波力の算定においては，津波波力算定式等，幅広く知見を踏まえて，十分な余裕を考慮する。
漂流物の衝突による荷重の評価に際しては，津波の流速による衝突速度の設定における不確実性を考慮し，流速について十分な余裕を考慮する。

津波防護施設，浸水防止設備及び津波監視設備の設計において，基準津

津波防護施設，浸水防止設備及び津波監視設備の設計において，基準津波

波の波源の活動に伴い発生する可能性がある余震（地震）についてそのハの波源の活動に伴い発生する可能性がある余震（地震）についてそのハザー

ザードを評価し，その活動に伴い発生する余震による荷重を設定する。余

ドを評価し，その活動に伴い発生する余震による荷重を設定する。余震荷重

震荷重については，基準津波の継続時間のうち最大水位変化を生起する時については，基準津波の継続時間のうち最大水位変化を生起する時間帯を踏

間帯を踏まえ過去の地震データを抽出・整理することにより余震の規模をまえ過去の地震データを抽出・整理することにより余震の規模を想定し，余想定し，余震としてのハザードを考慮した安全側の評価として，この余震規模から求めた地震動に対して全ての周期で上回る地震動を弾性設計用地

震としてのハザードを考慮した安全側の評価として，この余震規模から求めた地震動に対して全ての周期で上回る地震動を弾性設計用地震動の中から震動の中から設定する。

設定する。

防潮堤及び防潮扉配置図を第 10.6－1 図に示す。

防潮堤及び防潮扉配置図を第 10.6－1 図に示す。

主要設備の概念図を第 10.6－2 図～第 10.6－18 図に示す。

主要設備の概念図を第 10.6－2 図～第 10.6－18 図に示す。

⑥-42

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：添付書類八 10.6 津波及び内部溢水に対する浸水防護設備】
東海第二発電所
10.6.1.2.4

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

主要設備の仕様

浸水防護設備の主要機器仕様を第 10.6－1 表に示す。
10.6.1.2.5

試験検査「10.6.1.1
10.6.1.2.6

手順等「10.6.1.1
10.6.1.3

設計基準対象施設」に同じ。

設計基準対象施設」に同じ。

敷地に遡上する津波に対する重大事故等対処施設

10.6.1.3.1

概要

修

正

案

考

10.6.1.2.4 主要設備の仕様
浸水防護設備の主要機器仕様を第 10.6－1 表に示す。
10.6.1.2.5 試験検査
「10.6.1.1

設計基準対象施設」に同じ。

10.6.1.2.6 手順等「10.6.1.1
10.6.1.3

設計基準対象施設」に同じ。

敷地に遡上する津波に対する重大事故等対処施設

10.6.1.3.1 概要

敷地に遡上する津波に対する発電用原子炉施設の耐津波設計については，敷地に遡上する津波に対する発電用原子炉施設の耐津波設計については，「重大事故等対処施設は，敷地に遡上する津波に対して重大事故等に対処す「重大事故等対処施設は，敷地に遡上する津波に対して重大事故等に対処する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ればならない。
」こ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ればならない。
」こととを目的として，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を目的として，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及び区画への敷地に遡上する津波の流入防止，敷地に遡上する津波に対して区画への敷地に遡上する津波の流入防止，敷地に遡上する津波に対して重大事

重大事故等に対処するために必要な機能への漏水による影響防止及び水位低故等に対処するために必要な機能への漏水による影響防止及び水位低下によ下による影響防止を考慮した津波防護対策を講じる。

る影響防止を考慮した津波防護対策を講じる。

津波から防護する設備は，敷地に遡上する津波に対して重大事故等に対処

津波から防護する設備は，敷地に遡上する津波に対して重大事故等に対処すするために必要な機能を有する重大事故等対処施設（津波防護施設，浸水防るために必要な機能を有する重大事故等対処施設（津波防護施設，浸水防止設

止設備及び津波監視設備を除く。
）（以下 10.6.1.3 において「敷地に遡上する

備及び津波監視設備を除く。
）（以下 10.6.1.3 において「敷地に遡上する津波

津波に対する防護対象設備」という。
）とする。

に対する防護対象設備」という。
）とする。

津波の敷地への流入防止は，敷地に遡上する津波に対する防護対象設備（非備

津波の敷地への流入防止は，敷地に遡上する津波に対する防護対象設備（貯 抽出リストＣ－１２

常用取水設備を除く。
）を内包する建屋及び区画の境界において，敷地に遡上

留堰及び取水構造物を除く。
）を内包する建屋及び区画の境界において，敷地する津波による遡上波の流入防止対策並びに取水路，放水路等の経路からのに遡上する津波による遡上波の流入防止対策並びに取水路，放水路等の経路か流入の防止対策を講じる。

らの流入の防止対策を講じる。

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

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は，地上部及び取水・放水施設，地下部等において，漏な機能への影響防止は，地上部及び取水・放水施設，地下部等において，漏水

水の可能性を考慮の上，漏水による浸水範囲を限定して，敷地に遡上する津の可能性を考慮の上，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を防止する対策

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を防止する対策を講を講じる。
内郭防護として，上記 2 つの対策のほか，敷地に遡上する津波に対する防じる。
内郭防護として，上記 2 つの対策のほか，敷地に遡上する津波に対する防護

護対象設備（非常用取水設備を除く。
）を内包する建屋及び区画のうち，原子対象設備（貯留堰及び取水構造物を除く。
）を内包する建屋及び区画のうち， 抽出リストＣ－１２

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

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，緊用海水ポンプピット及び常設代替高圧電源装置カルバート（立坑部）におい

急用海水ポンプピット及び常設代替高圧電源装置カルバート（立坑部）において，浸水防護をすることにより津波による影響等から隔離する対策を講じる。

て，浸水防護をすることにより津波による影響等から隔離する対策を講じる。

⑥-43

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：添付書類八 10.6 津波及び内部溢水に対する浸水防護設備】
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

水位低下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水位低下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は，水位変動に伴う取水性低下による敷地に遡上す

必要な機能への影響防止は，水位変動に伴う取水性低下による敷地に遡上する

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を防止する

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を防止する対対策を講じる。

策を講じる。

備考10.6.1.3.2 設計方針
10.6.1.3.2 設計方針
重大事故等対処施設は，敷地に遡上する津波に対して重大事故等に対処する
重大事故等対処施設は，敷地に遡上する津波に対して重大事故等に対処す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。
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。
耐津波設計に当たっては，以下の方針とする。

耐津波設計に当たっては，以下の方針とする。
(1)

敷地に遡上する津波に対する防護対象設備（非常用取水設備を除く。）

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 抽出リストＣ－１２(1)を内包する建屋及び区画の境界において，敷地に遡上する津波による遡上く。）を内包する建屋及び区画の境界において，敷地に遡上する津波による波を地上部から建屋及び区画内に流入させない設計とする。

遡上波を地上部から建屋及び区画内に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敷地に遡上する津波に対する防護対また，取水路，放水路等の経路から敷地に遡上する津波に対する防護対象

象設備（非常用取水設備を除く。）を内包する建屋及び区画内に流入させ設備（貯留堰及び取水構造物を除く。）を内包する建屋及び区画内に流入さ 抽出リストＣ－１２ない設計とする。具体的な設計内容を以下に示す。

せない設計とする。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（非常用取水設備を除く。）

ａ．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 抽出リストＣ－１２を内包する建屋及び区画は，敷地に遡上する津波による遡上波が到達すく。）を内包する建屋及び区画は，敷地に遡上する津波による遡上波が到るため，津波防護施設及び浸水防止設備を設置し，敷地に遡上する津波達するため，津波防護施設及び浸水防止設備を設置し，敷地に遡上する津による遡上波を地上部から流入させない設計とする。

波による遡上波を地上部から流入させない設計とする。

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う

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うち，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，ち，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，高高所西側接続口，西側ＳＡ立坑及び東側ＤＢ立坑含む。），軽油貯蔵タ

所西側接続口，西側ＳＡ立坑及び東側ＤＢ立坑含む。），軽油貯蔵タンク，

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）

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）については基準津波に型重大事故等対処設備保管場所（南側）については基準津波による遡上波

よる遡上波が到達しない十分高い場所に設置する。

が到達しない十分高い場所に設置する。

ｂ．上記ａ．の遡上波については，敷地及び敷地周辺の地形及びその標高，

ｂ．上記ａ．の遡上波については，敷地及び敷地周辺の地形及びその標高，

河川等の存在並びに地震による広域的な隆起・沈降を考慮した上で，防河川等の存在並びに地震による広域的な隆起・沈降を考慮した上で，防潮潮堤を超えて防潮堤内側に流入する津波の遡上による影響を検討する。

堤を超えて防潮堤内側に流入する津波の遡上による影響を検討する。ままた，地震による変状又は繰返し襲来する津波による洗掘・堆積によりた，地震による変状又は繰返し襲来する津波による洗掘・堆積により地形

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する。

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する。

ｃ．取水路，放水路等の経路から，敷地に遡上する津波が流入する可能性

ｃ．取水路，放水路等の経路から，敷地に遡上する津波が流入する可能性にについて検討した上で，流入の可能性のある経路（扉，開口部，貫通口ついて検討した上で，流入の可能性のある経路（扉，開口部，貫通口等）等）を特定し，必要に応じ浸水対策を施すことにより，津波の流入を防を特定し，必要に応じ浸水対策を施すことにより，津波の流入を防止する止する設計とする。

設計とする。

⑥-44

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：添付書類八 10.6 津波及び内部溢水に対する浸水防護設備】
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

地上部，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

修
(2)

正

案

備

考

地上部，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，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して重大事

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して重大事故等に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。具体的な設計内な設計内容を以下に示す。

容を以下に示す。

ａ．地上部からの津波の到達，取水・放水設備の構造上の特徴等を考慮しａ．地上部からの津波の到達，取水・放水設備の構造上の特徴等を考慮して，て，地上部，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上で，漏水が継続することによる浸水範囲を想定（以下 10.6.1.3 にお地上部，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上で，漏水が継続することによる浸水範囲を想定（以下 10.6.1.3 において「浸いて「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

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，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

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。

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．浸水想定範囲及びその周辺に敷地に遡上する津波に対する防護対象設備

ｂ．浸水想定範囲及びその周辺に敷地に遡上する津波に対する防護対象設
備（非常用取水設備を除く。）がある場合は，防水区画化するとともに，（貯留堰及び取水構造物を除く。）がある場合は，防水区画化するととも 抽出リストＣ－１２

必要に応じて浸水量評価を実施し，敷地に遡上する津波に対して重大事に，必要に応じて浸水量評価を実施し，敷地に遡上する津波に対して重大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。

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

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。

排水設備を設置する。
(3)

上記(1)及び(2)に規定するもののほか，敷地に遡上する津波に対する防(3)

上記(1)及び(2)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

護対象設備（非常用取水設備を除く。）を内包する建屋及び区画について

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 抽出リストＣ－１２

は，浸水対策を行うことにより敷地に遡上する津波による影響等から隔離ては，浸水対策を行うことにより敷地に遡上する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，敷地に遡上する。そのため，浸水防護重点化範囲を明確化するとともに，敷地に遡上すする津波の到達及び敷地に遡上する津波による溢水を考慮した浸水範囲及る津波の到達及び敷地に遡上する津波による溢水を考慮した浸水範囲及びび浸水量を保守的に想定した上で，浸水防護重点化範囲への浸水の可能性

浸水量を保守的に想定した上で，浸水防護重点化範囲への浸水の可能性のあ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て必要に応じ浸水対策を施す設計とする。

に応じ浸水対策を施す設計とする。

(4)

水位変動に伴う取水性低下による敷地に遡上する津波に対して重大事故(4)

水位変動に伴う取水性低下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を防止する。そのため，緊急用海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，緊急用海水水ポンプについては，敷地に遡上する津波による水位の低下に対して，緊ポンプについては，敷地に遡上する津波による水位の低下に対して，緊急用

急用海水ポンプが機能保持でき，かつ，残留熱除去系等の冷却に必要な海海水ポンプが機能保持でき，かつ，残留熱除去系等の冷却に必要な海水が確

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ピットの通移動・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ピットの通水性が確保で水性が確保でき，かつ，ＳＡ用海水ピット取水塔からの砂の混入に対して

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

緊急用海水ポンプが機能保持できる設計とする。

プが機能保持できる設計とする。

(5)

津波防護施設及び浸水防止設備については，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，浸水経路及び防潮堤内の浸水深(5)津波防護施設及び浸水防止設備については，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，浸水経路及び防潮堤内の浸水深並び⑥-45

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：添付書類八 10.6 津波及び内部溢水に対する浸水防護設備】
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

並びに地震の影響による溢水等を考慮して，それぞれの施設に対して設定に地震の影響による溢水等を考慮して，それぞれの施設に対して設定するもするものをいう。以下 10.6.1.3 において同じ。）に対して津波防護機能及のをいう。以下 10.6.1.3 において同じ。）に対して津波防護機能及び浸水

び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，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，入力津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。具体的な設計内波に対して津波監視機能が保持できる設計とする。具体的な設計内容を以下

容を以下に示す。

に示す。

ａ．「津波防護施設」は，放水路ゲート，構内排水路逆流防止設備並びに貯留堰とする。

ａ．「津波防護施設」は，放水路ゲート，構内排水路逆流防止設備並びに貯留堰とする。

「浸水防止設備」は，取水路点検用開口部浸水防止蓋，海水ポンプグ「浸水防止設備」は，取水路点検用開口部浸水防止蓋，海水ポンプグラ

ランドドレン排出口逆止弁，取水ピット空気抜き配管逆止弁，放水路ゲ

ンドドレン排出口逆止弁，取水ピット空気抜き配管逆止弁，放水路ゲート

ート点検用開口部浸水防止蓋，ＳＡ用海水ピット開口部浸水防止蓋，緊点検用開口部浸水防止蓋，ＳＡ用海水ピット開口部浸水防止蓋，緊急用海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

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

ンドドレン排出口逆止弁，緊急用海水ポンプ室床ドレン排出口逆止弁，ン排出口逆止弁，緊急用海水ポンプ室床ドレン排出口逆止弁，緊急用海水

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

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，

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

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

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

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，原

炉建屋側水密扉，原子炉建屋原子炉棟水密扉，原子炉建屋付属棟北側水子炉建屋原子炉棟水密扉，原子炉建屋付属棟北側水密扉 1，原子炉建屋付

密扉 1，原子炉建屋付属棟北側水密扉 2，原子炉建屋付属棟東側水密扉，

属棟北側水密扉 2，原子炉建屋付属棟東側水密扉，原子炉建屋付属棟南側

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，防潮堤及水密扉，原子炉建屋付属棟西側水密扉，防潮堤及び防潮扉の地下部の貫通び防潮扉の地下部の貫通部（以下 10.6.1.3 において「防潮堤及び防潮扉部（以下 10.6.1.3 において「防潮堤及び防潮扉下部貫通部」という。）

下部貫通部」という。）止水処置，原子炉建屋境界貫通部止水処置及び止水処置，原子炉建屋境界貫通部止水処置及び常設代替高圧電源装置用カ

常設代替高圧電源装置用カルバート（立坑部）床面貫通部止水処置とす

ルバート（立坑部）床面貫通部止水処置とする。

備

考

る。
「津波監視設備」は，津波・構内監視カメラ及び潮位計とする。

「津波監視設備」は，津波・構内監視カメラ及び潮位計とする。

ｂ．入力津波については，防潮堤前面に鉛直無限壁を想定した場合の駆けｂ．入力津波については，防潮堤前面に鉛直無限壁を想定した場合の駆け上

上がり高さ T.P.＋24m の津波を設定した上で，各施設・設備の設置位置

がり高さ T.P.＋24m の津波を設定した上で，各施設・設備の設置位置におにおいて算定される時刻歴波形又は浸水深の時刻歴波形とする。浸水深

いて算定される時刻歴波形又は浸水深の時刻歴波形とする。浸水深についについては，保守的に設定する最大浸水深に地震に伴い発生する溢水のては，保守的に設定する最大浸水深に地震に伴い発生する溢水の重畳を考

重畳を考慮する。数値計算に当たっては，敷地形状，敷地沿岸域の海底慮する。数値計算に当たっては，敷地形状，敷地沿岸域の海底地形，津波

地形，津波の敷地への侵入角度，河川の有無，陸上の遡上・伝播の効果，
伝播経路上の人工構造物等を考慮する。なお，津波による港湾内の局所の敷地への侵入角度，河川の有無，陸上の遡上・伝播の効果，伝播経路上の人工構造物等を考慮する。なお，津波による港湾内の局所的な海面の固的な海面の固有振動の励起は考慮しない。

有振動の励起は考慮しない。

ｃ．津波防護施設については，その構造に応じ，敷地に遡上する津波の波

ｃ．津波防護施設については，その構造に応じ，敷地に遡上する津波の波力

力による侵食及び洗掘に対する抵抗性並びにすべり及び転倒に対する安による侵食及び洗掘に対する抵抗性並びにすべり及び転倒に対する安定定性を評価し，越流時の耐性を確保した上で，入力津波に対する必要な性を評価し，越流時の耐性を確保した上で，入力津波に対する必要な津波⑥-46

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：添付書類八 10.6 津波及び内部溢水に対する浸水防護設備】
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

防護機能が十分に保持できる設計とする。

津波防護機能が十分に保持できる設計とする。
ｄ．浸水防止設備については，敷地に遡上する津波の浸水想定範囲等におｄ．浸水防止設備については，敷地に遡上する津波の浸水想定範囲等におけける浸水時及び冠水後の波圧等に対する耐性等を評価し，越流時の耐性

る浸水時及び冠水後の波圧等に対する耐性等を評価し，越流時の耐性にもにも考慮した上で，入力津波に対して，浸水防止機能が十分に保持でき考慮した上で，入力津波に対して，浸水防止機能が十分に保持できる設計

る設計とする。

とする。

ｅ．津波監視設備については，敷地に遡上する津波の影響（波力及び漂流物の衝突）に対して，影響を受けにくい位置への設置及び影響の防止及ｅ．津波監視設備については，敷地に遡上する津波の影響（波力及び漂流物の衝突）に対して，影響を受けにくい位置への設置及び影響の防止及び緩び緩和策を検討し，入力津波に対して津波監視機能が十分に保持できる和策を検討し，入力津波に対して津波監視機能が十分に保持できる設計と設計とする。なお，防潮堤上部に設置する津波・構内監視カメラについする。なお，防潮堤上部に設置する津波・構内監視カメラについては，敷ては，敷地に遡上する津波の第１波到達までの間津波監視機能が維持で地に遡上する津波の第１波到達までの間津波監視機能が維持できる設計

きる設計とする。

とする。

ｆ．津波防護施設の外側の発電所敷地内及び近傍において建物・構築物，

ｆ．津波防護施設の外側の発電所敷地内及び近傍において建物・構築物，設設置物等が破損，倒壊及び漂流する可能性がある場合には，津波防護施

置物等が破損，倒壊及び漂流する可能性がある場合には，津波防護施設及設及び浸水防止設備に波及的影響を及ぼさないよう，漂流防止措置又はび浸水防止設備に波及的影響を及ぼさないよう，漂流防止措置又は津波防津波防護施設及び浸水防止設備への影響を防止するための措置を施す設

護施設及び浸水防止設備への影響を防止するための措置を施す設計とす

計とする。

る。

また，津波防護施設の内側において建物・構築物，設置物等が破損，また，津波防護施設の内側において建物・構築物，設置物等が破損，倒倒壊及び漂流し波及的影響を及ぼす可能性がある場合には，漂流防止措

壊及び漂流し波及的影響を及ぼす可能性がある場合には，漂流防止措置又置又は敷地に遡上する津波に対する防護対象設備（非常用取水設備を除は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 抽出リストＣ－１２く。）への影響防止措置を施す設計とする。

く。）への影響防止措置を施す設計とする。

ｇ．上記ｃ．，ｄ．及びｆ．の設計等においては，耐津波設計上の十分な

ｇ．上記ｃ．，ｄ．及びｆ．の設計等においては，耐津波設計上の十分な裕

裕度を含めるため，各施設・設備の機能損傷モードに対応した荷重（浸度を含めるため，各施設・設備の機能損傷モードに対応した荷重（浸水高，水高，波力・波圧，洗掘力，浮力等）について，入力津波による荷重か

波力・波圧，洗掘力，浮力等）について，入力津波による荷重から十分なら十分な余裕を考慮して設定する。また，余震の発生の可能性を検討し余裕を考慮して設定する。また，余震の発生の可能性を検討した上で，必た上で，必要に応じて余震による荷重と入力津波による荷重との組合せ

要に応じて余震による荷重と入力津波による荷重との組合せを考慮する。

を考慮する。さらに，入力津波の時刻歴波形に基づき，津波の繰返しのさらに，入力津波の時刻歴波形に基づき，津波の繰返しの襲来による作用

襲来による作用が津波防護機能及び浸水防止機能へ及ぼす影響について

が津波防護機能及び浸水防止機能へ及ぼす影響について検討する。

検討する。
(6)

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(6)

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

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，敷地に遡上する津波による二次的な影響（洗掘，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，敷地に遡上する津波による二次的な影響（洗掘，砂移動，

砂移動，漂流物等）及びその他自然現象（風，積雪等）を考慮する。

漂流物等）及びその他自然現象（風，積雪等）を考慮する。

津波防護施設，浸水防止設備及び津波監視設備の設計における荷重の組(7) 津波防護施設，浸水防止設備及び津波監視設備の設計における荷重の組合合せを考慮する自然現象として，津波（漂流物を含む。），地震（余震）せを考慮する自然現象として，津波（漂流物を含む。），地震（余震）及び及びその他自然現象（風，積雪等）を考慮し，これらの自然現象による荷その他自然現象（風，積雪等）を考慮し，これらの自然現象による荷重を適

(7)

⑥-47

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：添付書類八 10.6 津波及び内部溢水に対する浸水防護設備】
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

重を適切に組み合わせる。漂流物の衝突荷重については，各施設・設備の切に組み合わせる。漂流物の衝突荷重については，各施設・設備の設置場所，

設置場所，構造等を考慮して，漂流物が衝突する可能性がある施設・設備

構造等を考慮して，漂流物が衝突する可能性がある施設・設備に対する荷重に対する荷重として組み合わせる。その他自然現象による荷重（風荷重，として組み合わせる。その他自然現象による荷重（風荷重，積雪荷重等）に

積雪荷重等）については，各施設・設備の設置場所，構造等を考慮して，ついては，各施設・設備の設置場所，構造等を考慮して，各荷重が作用する

各荷重が作用する可能性のある施設・設備に対する荷重として組み合わせ可能性のある施設・設備に対する荷重として組み合わせる。

る。
(8) 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(8) 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，入力津波による水位変動に対して朔望ンプの取水性の評価に当たっては，入力津波による水位変動に対して朔望平

平均潮位を考慮して安全側の評価を実施する。なお，その他の要因による均潮位を考慮して安全側の評価を実施する。なお，その他の要因による潮位

潮位変動については考慮しない。また，地震により陸域の隆起又は沈降が変動については考慮しない。また，地震により陸域の隆起又は沈降が想定さ想定される場合，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

変動量を考慮して安全側の評価を実施する。

考慮して安全側の評価を実施する。

10.6.1.3.3(1)

10.6.1.3.3 主要設備

主要設備

(1)

防潮堤及び防潮扉
設備仕様及び耐震設計並びに漂流物による荷重，自然条件（積雪，風荷重等）及び地震（余震）との組合せについては，「10.6.1.2
対処施設 10.6.1.2.3

考

重大事故等

主要設備」に同じ。なお，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防潮堤前面に設置する。

防潮堤及び防潮扉
設備仕様及び耐震設計並びに漂流物による荷重，自然条件（積雪，風荷重等）及び地震（余震）との組合せについては，「10.6.1.2
施設 10.6.1.2.3

重大事故等対処

主要設備」に同じ。なお，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防潮堤前面に設置する。

敷地に遡上する津波に対する入力津波については，防潮堤前面における敷地に遡上する津波に対する入力津波については，防潮堤前面におけるT.P.＋24m の津波を基に，海岸線に正対する敷地前面東側並びに敷地側面

T.P.＋24m の津波を基に，海岸線に正対する敷地前面東側並びに敷地側面北北側及び敷地側面南側の 3 区分に T.P.＋24m の水位を設定する。

側及び敷地側面南側の 3 区分に T.P.＋24m の水位を設定する。

敷地に遡上する津波の高さは T.P.＋24m であり，防潮堤及び防潮扉を越敷地に遡上する津波の高さは T.P.＋24m であり，防潮堤及び防潮扉を越流流するとともに側面から回り込むため防潮堤内側の敷地への津波の流入をするとともに側面から回り込むため防潮堤内側の敷地への津波の流入を防防止できない。ただし，越流時の耐性を確保することで防潮堤の高さを維止できない。ただし，越流時の耐性を確保することで防潮堤の高さを維持し，持し，防潮堤内側の敷地への流入量を抑制する設計とする。また，止水性

防潮堤内側の敷地への流入量を抑制する設計とする。また，止水性を維持しを維持し第 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

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

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。

る。
(2)

放水路ゲート
設備仕様及び耐震設計並びに自然条件（積雪，風荷重等）及び地震（余震）との組合せについては，「10.6.1.2

重大事故等対処施設 10.6.1.2.3

主要設備」に同じ。
敷地に遡上する津波に対する入力津波については，防潮堤前面における T.P.＋24m の津波を基に設定する。

(2) 放水路ゲート
設備仕様及び耐震設計並びに自然条件（積雪，風荷重等）及び地震（余震）との組合せについては，「10.6.1.2

重大事故等対処施設 10.6.1.2.3

主要設備」に同じ。
敷地に遡上する津波に対する入力津波については，防潮堤前面におけるT.P.＋24m の津波を基に設定する。

⑥-48

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：添付書類八 10.6 津波及び内部溢水に対する浸水防護設備】
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(3)

構内排水路逆流防止設備

T.P.＋24m の津波を基に，管路解析結果から最も大きい水位を選定する。
(4) 貯留堰

重大事故等対処施設 10.6.1.2.3

主敷地に遡上する津波に対する入力津波については，防潮堤前面におけるT.P.＋24m の津波を基に，管路解析結果から最も大きい水位を選定する。
(4) 貯留堰
設備仕様及び耐震設計並びに漂流物による荷重，自然条件（積雪，風荷重

設備仕様及び耐震設計並びに漂流物による荷重，自然条件（積雪，風荷重等）及び地震（余震）との組合せについては，「10.6.1.2

等）及び地震（余震）との組合せについては，「10.6.1.2

重大事故等

施設 10.6.1.2.3

主要設備」に同じ。

主要設備」に同じ。

T.P.＋24m の津波を基に設定する。

T.P.＋24m の津波を基に設定する。
(5)

取水路点検用開口部浸水防止蓋

取水路点検用開口部浸水防止蓋
設備仕様及び耐震設計並びに自然条件（積雪，風荷重等）及び地震（余震）

設備仕様及び耐震設計並びに自然条件（積雪，風荷重等）及び地震（余震）との組合せについては，「10.6.1.2

重大事故等対処

敷地に遡上する津波に対する入力津波については，防潮堤前面における敷地に遡上する津波に対する入力津波については，防潮堤前面におけるとの組合せについては，「10.6.1.2

重大事故等対処施設 10.6.1.2.3

重大事故等対処施設 10.6.1.2.3

主要設備」に同じ。

主要設備」に同じ。

(6)

考要設備」に同じ。

敷地に遡上する津波に対する入力津波については，防潮堤前面における(5)

備

構内排水路逆流防止設備との組合せについては，「10.6.1.2

重大事故等対処施設 10.6.1.2.3

主要設備」に同じ。

対処施設 10.6.1.2.3

案

設備仕様及び耐震設計並びに自然条件（積雪，風荷重等）及び地震（余震）

設備仕様及び耐震設計並びに自然条件（積雪，風荷重等）及び地震（余震）との組合せについては，「10.6.1.2

正取水路からの流入経路に対する検討に使用する敷地に遡上する津波に対取水路からの流入経路に対する検討に使用する敷地に遡上する津波に対する入力津波については，防潮堤前面における T.P.＋24m の津波を基に，する入力津波については，防潮堤前面における T.P.＋24m の津波を基に，管管路解析を実施した結果から最も大きい水位を設定する。また，地上部か路解析を実施した結果から最も大きい水位を設定する。また，地上部からのらの流入に対する入力津波については，取水路点検用開口部近傍に設定し流入に対する入力津波については，取水路点検用開口部近傍に設定した評価

た評価点において，遡上解析結果を基に保守的に設定した浸水深に，地震点において，遡上解析結果を基に保守的に設定した浸水深に，地震に伴い発に伴い発生する屋外タンクからの溢水による浸水深の重畳を考慮する。

生する屋外タンクからの溢水による浸水深の重畳を考慮する。
(6)

放水路ゲート点検用開口部浸水防止蓋

設備仕様及び耐震設計並びに自然条件（積雪，風荷重等）及び地震（余震）

設備仕様及び耐震設計並びに自然条件（積雪，風荷重等）及び地震（余震）との組合せについては，「10.6.1.2

放水路ゲート点検用開口部浸水防止蓋との組合せについては，「10.6.1.2

重大事故等対処施設 10.6.1.2.3

重大事故等対処施設 10.6.1.2.3

主要設備」に同じ。

主要設備」に同じ。
放水路からの流入経路に対する検討に使用する敷地に遡上する津波に対放水路からの流入経路に対する検討に使用する敷地に遡上する津波に対する入力津波については，防潮堤前面における T.P.＋24m の津波を基に，する入力津波については，防潮堤前面における T.P.＋24m の津波を基に，管管路解析を実施した結果から最も大きい水位を設定する。また，地上部か路解析を実施した結果から最も大きい水位を設定する。また，地上部からのらの流入に対する入力津波については，放水路ゲート点検用開口部近傍に設定した評価点において，遡上解析結果を基に保守的に設定した浸水深に，流入に対する入力津波については，放水路ゲート点検用開口部近傍に設定した評価点において，遡上解析結果を基に保守的に設定した浸水深に，地震に地震に伴い発生する屋外タンクからの溢水による浸水深の重畳を考慮す

伴い発生する屋外タンクからの溢水による浸水深の重畳を考慮する。

る。
(7)

ＳＡ用海水ピット開口部浸水防止蓋
設備仕様及び耐震設計並びに自然条件（積雪，風荷重等）及び地震（余(7)ＳＡ用海水ピット開口部浸水防止蓋
設備仕様及び耐震設計並びに自然条件（積雪，風荷重等）及び地震（余震）⑥-49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：添付書類八 10.6 津波及び内部溢水に対する浸水防護設備】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

震）との組合せについては，「10.6.1.2

修との組合せについては，「10.6.1.2

重大事故等対処施設 10.6.1.2.3に使用する敷地に遡上する津波に対する入力津波については，防潮堤前面に使用する敷地に遡上する津波に対する入力津波については，防潮堤前面ににおける T.P.＋24m の津波を基に，管路解析を実施した結果から最も大きおける T.P.＋24m の津波を基に，管路解析を実施した結果から最も大きい水

い水位を設定する。また，地上部からの流入に対する入力津波については，ＳＡ用海水ピット開口部近傍に設定した評価点において，遡上解析結果を位を設定する。また，地上部からの流入に対する入力津波については，ＳＡ用海水ピット開口部近傍に設定した評価点において，遡上解析結果を基に保基に保守的に設定した浸水深に，地震に伴い発生する屋外タンクからの溢守的に設定した浸水深に，地震に伴い発生する屋外タンクからの溢水による水による浸水深の重畳を考慮する。

浸水深の重畳を考慮する。

緊急用海水ポンプピット点検用開口部浸水防止蓋(8)

緊急用海水ポンプピット点検用開口部浸水防止蓋設備仕様，耐震設計及び地震（余震）との組合せについては，「10.6.1.2
重大事故等対処施設 10.6.1.2.3

主要設備」に同じ。

主要設備」に同じ。

ＳＡ用海水ピット取水塔及び海水引込み管からの流入経路に対する検討

ＳＡ用海水ピット取水塔及び海水引込み管からの流入経路に対する検討に使用する敷地に遡上する津波に対する入力津波については，防潮堤前面に使用する敷地に遡上する津波に対する入力津波については，防潮堤前面ににおける T.P.＋24m の津波を基に，管路解析を実施した結果から最も大きおける T.P.＋24m の津波を基に，管路解析を実施した結果から最も大きい水

い水位を設定する。

位を設定する。

海水ポンプグランドドレン排出口逆止弁(9)震）との組合せについては，「10.6.1.2

海水ポンプグランドドレン排出口逆止弁設備仕様及び耐震設計並びに自然条件（積雪，風荷重等）及び地震（余震）

設備仕様及び耐震設計並びに自然条件（積雪，風荷重等）及び地震（余との組合せについては，「10.6.1.2

重大事故等対処施設 10.6.1.2.3

重大事故等対処施設 10.6.1.2.3

主要設備」に同じ。

主要設備」に同じ。
取水路からの流入経路に対する検討に使用する敷地に遡上する津波に対取水路からの流入経路に対する検討に使用する敷地に遡上する津波に対する入力津波については，防潮堤前面における T.P.＋24m の津波を基に，する入力津波については，防潮堤前面における T.P.＋24m の津波を基に，管管路解析を実施した結果から最も大きい水位を設定する。

路解析を実施した結果から最も大きい水位を設定する。
(10)

取水ピット空気抜き配管逆止弁
設備仕様及び耐震設計並びに自然条件（積雪，風荷重等）及び地震（余震）との組合せについては，「10.6.1.2

重大事故等対処施設 10.6.1.2.3

取水ピット空気抜き配管逆止弁
設備仕様及び耐震設計並びに自然条件（積雪，風荷重等）及び地震（余震）との組合せについては，「10.6.1.2

重大事故等対処施設 10.6.1.2.3

主要設備」に同じ。

主要設備」に同じ。
取水路からの流入経路に対する検討に使用する敷地に遡上する津波に対取水路からの流入経路に対する検討に使用する敷地に遡上する津波に対する入力津波については，防潮堤前面における T.P.＋24m の津波を基に，する入力津波については，防潮堤前面における T.P.＋24m の津波を基に，管管路解析を実施した結果から最も大きい水位を設定する。
(11) 緊急用海水ポンプグランドドレン排出口逆止弁設備仕様，耐震設計及び地震（余震）との組合せについては，「10.6.1.2
重大事故等対処施設 10.6.1.2.3

考主ＳＡ用海水ピット取水塔及び海水引込み管からの流入経路に対する検討

重大事故等対処施設 10.6.1.2.3(10)

重大事故等対処施設 10.6.1.2.3

備

ＳＡ用海水ピット取水塔及び海水引込み管からの流入経路に対する検討

設備仕様，耐震設計及び地震（余震）との組合せについては，「10.6.1.2(9)案

要設備」に同じ。

主要設備」に同じ。

(8)

正主要設備」に同じ。

路解析を実施した結果から最も大きい水位を設定する。
(11) 緊急用海水ポンプグランドドレン排出口逆止弁設備仕様，耐震設計及び地震（余震）との組合せについては，「10.6.1.2
重大事故等対処施設 10.6.1.2.3

主要設備」に同じ。

ＳＡ用海水ピット取水塔及び海水引込み管からの流入経路に対する検討

ＳＡ用海水ピット取水塔及び海水引込み管からの流入経路に対する検討に使用する敷地に遡上する津波に対する入力津波については，防潮堤前面に使用する敷地に遡上する津波に対する入力津波については，防潮堤前面に⑥-50

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：添付書類八 10.6 津波及び内部溢水に対する浸水防護設備】
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

における T.P.＋24m の津波を基に，管路解析を実施した結果から最も大きおける T.P.＋24m の津波を基に，管路解析を実施した結果から最も大きい水

い水位を設定する。

位を設定する。

(12)

(12)

緊急用海水ポンプ室床ドレン排出口逆止弁

緊急用海水ポンプ室床ドレン排出口逆止弁設備仕様，耐震設計及び地震（余震）との組合せについては，「10.6.1.2

設備仕様，耐震設計及び地震（余震）との組合せについては，「10.6.1.2
重大事故等対処施設 10.6.1.2.3

重大事故等対処施設 10.6.1.2.3

主要設備」に同じ。

主要設備」に同じ。

ＳＡ用海水ピット取水塔及び海水引込み管からの流入経路に対する検討に使用する敷地に遡上する津波に対する入力津波については，防潮堤前面

ＳＡ用海水ピット取水塔及び海水引込み管からの流入経路に対する検討に使用する敷地に遡上する津波に対する入力津波については，防潮堤前面ににおける T.P.＋24m の津波を基に，管路解析を実施した結果から最も大きおける T.P.＋24m の津波を基に，管路解析を実施した結果から最も大きい水

い水位を設定する。

位を設定する。

(13)

(13)

海水ポンプ室ケーブル点検口浸水防止蓋設備仕様については，「10.6.1.2

重大事故等対処施設 10.6.1.2.3

海水ポンプ室ケーブル点検口浸水防止蓋設備仕様については，「10.6.1.2

主重大事故等対処施設 10.6.1.2.3

主要設備」に同じ。

要設備」に同じ。
なお，敷地に遡上する津波においては，海水ポンプ室に津波が流入する

なお，敷地に遡上する津波においては，海水ポンプ室に津波が流入する前前提であり非常用海水ポンプが機能喪失することから，海水ポンプ室ケー提であり非常用海水ポンプが機能喪失することから，海水ポンプ室ケーブル

ブル点検口浸水防止蓋の機能には期待しない。

点検口浸水防止蓋の機能には期待しない。

(14)

考

原子炉建屋原子炉棟水密扉，原子炉建屋付属棟北側水密扉 1，原子炉建 (14)

原子炉建屋原子炉棟水密扉，原子炉建屋付属棟北側水密扉 1，原子炉建屋

屋付属棟北側水密扉 2，原子炉建屋付属棟東側水密扉，原子炉建屋付属棟

付属棟北側水密扉 2，原子炉建屋付属棟東側水密扉，原子炉建屋付属棟南側

南側水密扉及び原子炉建屋付属棟西側水密扉

水密扉及び原子炉建屋付属棟西側水密扉

原子炉建屋 1 階外壁の扉等の開口部から原子炉建屋内に敷地に遡上する

原子炉建屋 1 階外壁の扉等の開口部から原子炉建屋内に敷地に遡上する

津波及び溢水が地上部から流入することを防止し，原子炉建屋に内包する

津波及び溢水が地上部から流入することを防止し，原子炉建屋に内包する敷敷地に遡上する津波に対する防護対象設備（非常用取水設備を除く。）が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。） 抽出リストＣ－１２

機能喪失することのない設計とするため，原子炉建屋外壁の扉等の開口部が機能喪失することのない設計とするため，原子炉建屋外壁の扉等の開口部に水密扉を設置する。

に水密扉を設置する。

原子炉建屋外壁の水密扉の設計においては，基準地震動ＳＳによる地震力に対して浸水防止機能が十分に保持できるように設計する。

原子炉建屋外壁の水密扉の設計においては，基準地震動ＳＳによる地震力に対して浸水防止機能が十分に保持できるように設計する。

敷地に遡上する津波の地上部からの流入に対する入力津波については，敷地に遡上する津波の地上部からの流入に対する入力津波については，原

原子炉建屋外壁近傍に設定した評価点において，遡上解析結果を基に保守

子炉建屋外壁近傍に設定した評価点において，遡上解析結果を基に保守的に的に設定した浸水深に，地震に伴い発生する屋外タンクからの溢水による設定した浸水深に，地震に伴い発生する屋外タンクからの溢水による浸水深

浸水深の重畳を考慮する。また，その他自然条件（積雪，風荷重等）及びの重畳を考慮する。また，その他自然条件（積雪，風荷重等）及び余震荷重

余震荷重を考慮した場合において，浸水防止機能が十分に保持できる設計とする。

を考慮した場合において，浸水防止機能が十分に保持できる設計とする。
敷地に遡上する津波の防潮堤内側への流入に伴い原子炉建屋外壁まで漂敷地に遡上する津波の防潮堤内側への流入に伴い原子炉建屋外壁まで漂流物が到達する可能性があることから，原子炉建屋外壁に到達する可能性の流物が到達する可能性があることから，原子炉建屋外壁に到達する可能性ある漂流物のうち最も重量のある漂流物を選定した上で漂流物衝突荷重とのある漂流物のうち最も重量のある漂流物を選定した上で漂流物衝突荷重して考慮する。

として考慮する。

⑥-51

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：添付書類八 10.6 津波及び内部溢水に対する浸水防護設備】
東海第二発電所(15)

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

格納容器圧力逃がし装置格納槽点検用開口部水密ハッチ

修
(15)

正

案

備

考

格納容器圧力逃がし装置格納槽点検用開口部水密ハッチ

格納容器圧力逃がし装置格納槽点検用開口部から格納容器圧力逃がし装格納容器圧力逃がし装置格納槽点検用開口部から格納容器圧力逃がし装

置格納槽内に敷地に遡上する津波及び溢水が流入することを防止し，敷地

置格納槽内に敷地に遡上する津波及び溢水が流入することを防止し，敷地にに遡上する津波に対する防護対象設備（非常用取水設備を除く。）が機能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。）が機 抽出リストＣ－１２

喪失することのない設計とするため，格納容器圧力逃がし装置格納槽点検能喪失することのない設計とするため，格納容器圧力逃がし装置格納槽点検用開口部に水密ハッチを設置する。
格納容器圧力逃がし装置格納槽点検用開口部水密ハッチの設計において用開口部に水密ハッチを設置する。
格納容器圧力逃がし装置格納槽点検用開口部水密ハッチの設計においては，基準地震動ＳＳによる地震力に対して浸水防止機能が十分に保持できるは，基準地震動ＳＳによる地震力に対して浸水防止機能が十分に保持できるように設計する。

ように設計する。

敷地に遡上する津波の地上部からの流入に対する入力津波については，敷地に遡上する津波の地上部からの流入に対する入力津波については，格

格納容器圧力逃がし装置格納槽近傍に設定した評価点において，遡上解析

納容器圧力逃がし装置格納槽近傍に設定した評価点において，遡上解析結果

結果を基に保守的に設定した浸水深に，地震に伴い発生する屋外タンクかを基に保守的に設定した浸水深に，地震に伴い発生する屋外タンクからの溢らの溢水による浸水深の重畳を考慮する。また，その他自然条件（積雪，

水による浸水深の重畳を考慮する。また，その他自然条件（積雪，風荷重等）

風荷重等）及び余震荷重を考慮した場合において，浸水防止機能が十分に及び余震荷重を考慮した場合において，浸水防止機能が十分に保持できる設保持できる設計とする。

計とする。

(16)

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 (16)用開口部浸水防止蓋

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

緊急用海水ポンプ点検用開口部及び緊急用海水ポンプ室人員用開口部か

緊急用海水ポンプ点検用開口部及び緊急用海水ポンプ室人員用開口部から緊急用海水ポンプピット内に敷地に遡上する津波及び溢水が流入するこら緊急用海水ポンプピット内に敷地に遡上する津波及び溢水が流入することを防止し，敷地に遡上する津波に対する防護対象設備（非常用取水設備とを防止し，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 抽出リストＣ－１２を除く。）が機能喪失することのない設計とするため，緊急用海水ポンプ

造物を除く。）が機能喪失することのない設計とするため，緊急用海水ポン

点検用開口部及び緊急用海水ポンプ室人員用開口部に浸水防止蓋を設置す

プ点検用開口部及び緊急用海水ポンプ室人員用開口部に浸水防止蓋を設置

る。

する。

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

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の設計においては，基準地震動ＳＳによる地震力に対し用開口部浸水防止蓋の設計においては，基準地震動ＳＳによる地震力に対して浸水防止機能が十分に保持できるように設計する。

て浸水防止機能が十分に保持できるように設計する。

敷地に遡上する津波の地上部からの流入に対する入力津波については，敷地に遡上する津波の地上部からの流入に対する入力津波については，格

格納容器圧力逃がし装置格納槽近傍に設定した評価点において，遡上解析

納容器圧力逃がし装置格納槽近傍に設定した評価点において，遡上解析結果

結果を基に保守的に設定した浸水深に，地震に伴い発生する屋外タンクかを基に保守的に設定した浸水深に，地震に伴い発生する屋外タンクからの溢らの溢水による浸水深の重畳を考慮する。また，その他自然条件（積雪，風荷重等）及び余震荷重を考慮した場合において，浸水防止機能が十分に水による浸水深の重畳を考慮する。また，その他自然条件（積雪，風荷重等）
及び余震荷重を考慮した場合において，浸水防止機能が十分に保持できる設保持できる設計とする。

計とする。

(17)

常設低圧代替注水系格納槽点検用開口部水密ハッチ及び常設低圧代替注 (17)水系格納槽可搬型ポンプ用開口部水密ハッチ
常設低圧代替注水系格納槽点検用開口部及び常設低圧代替注水系格納槽

常設低圧代替注水系格納槽点検用開口部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開口部水密ハッチ
常設低圧代替注水系格納槽点検用開口部及び常設低圧代替注水系格納槽⑥-52

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：添付書類八 10.6 津波及び内部溢水に対する浸水防護設備】
東海第二発電所(18)

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

備

考

可搬型ポンプ用開口部から常設低圧代替注水系格納槽内に敷地に遡上する

可搬型ポンプ用開口部から常設低圧代替注水系格納槽内に敷地に遡上する

津波及び溢水が流入することを防止し，敷地に遡上する津波に対する防護

津波及び溢水が流入することを防止し，敷地に遡上する津波に対する防護対対象設備（非常用取水設備を除く。）が機能喪失することのない設計とす

象設備（貯留堰及び取水構造物を除く。）が機能喪失することのない設計と 抽出リストＣ－１２

るため，常設低圧代替注水系格納槽点検用開口部及び常設低圧代替注水系するため，常設低圧代替注水系格納槽点検用開口部及び常設低圧代替注水系

格納槽可搬型ポンプ用開口部に水密ハッチを設置する。

格納槽可搬型ポンプ用開口部に水密ハッチを設置する。

常設低圧代替注水系格納槽点検用開口部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開口部水密ハッチの設計においては，基準地震

常設低圧代替注水系格納槽点検用開口部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開口部水密ハッチの設計においては，基準地震動

動ＳＳによる地震力に対して浸水防止機能が十分に保持できるように設計

Ｓ Ｓによる地震力に対して浸水防止機能が十分に保持できるように設計す

する。

る。

敷地に遡上する津波の地上部からの流入に対する入力津波については，敷地に遡上する津波の地上部からの流入に対する入力津波については，常常設低圧代替注水系格納槽近傍に設定した評価点において，遡上解析結果

設低圧代替注水系格納槽近傍に設定した評価点において，遡上解析結果を基を基に保守的に設定した浸水深に，地震に伴い発生する屋外タンクからのに保守的に設定した浸水深に，地震に伴い発生する屋外タンクからの溢水に溢水による浸水深の重畳を考慮する。また，その他自然条件（積雪，風荷よる浸水深の重畳を考慮する。また，その他自然条件（積雪，風荷重等）及重等）及び余震荷重を考慮した場合において，浸水防止機能が十分に保持

び余震荷重を考慮した場合において，浸水防止機能が十分に保持できる設計

できる設計とする。

とする。

常設代替高圧電源装置カルバート原子炉建屋側水密扉(18)

常設代替高圧電源装置カルバート原子炉建屋側水密扉

常設代替高圧電源装置カルバート原子炉建屋側の開口部（扉）から電源

常設代替高圧電源装置カルバート原子炉建屋側の開口部（扉）から電源盤

盤エリア及び常設代替高圧電源装置カルバート（トンネル部，立坑部及びエリア及び常設代替高圧電源装置カルバート（トンネル部，立坑部及びカルカルバート部）に敷地に遡上する津波及び溢水が流入することを防止し，

バート部）に敷地に遡上する津波及び溢水が流入することを防止し，敷地に敷地に遡上する津波に対する防護対象設備（非常用取水設備を除く。）が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。）が機 抽出リストＣ－１２

機能喪失することのない設計とするため，常設代替高圧電源装置カルバー

能喪失することのない設計とするため，常設代替高圧電源装置カルバート原ト原子炉建屋側の開口部（扉）に水密扉を設置する。

子炉建屋側の開口部（扉）に水密扉を設置する。

常設代替高圧電源装置カルバート原子炉建屋側水密扉の設計において常設代替高圧電源装置カルバート原子炉建屋側水密扉の設計においては，は，基準地震動ＳＳによる地震力に対して浸水防止機能が十分に保持できる

基準地震動ＳＳによる地震力に対して浸水防止機能が十分に保持できるよように設計する。

うに設計する。

敷地に遡上する津波の地上部からの流入に対する入力津波については，敷地に遡上する津波の地上部からの流入に対する入力津波については，常常設代替高圧電源装置カルバートのうち，敷地に遡上する津波の地上部か設代替高圧電源装置カルバートのうち，敷地に遡上する津波の地上部からのらの流入経路となる立坑部の近傍に設定した評価点において，遡上解析結

流入経路となる立坑部の近傍に設定した評価点において，遡上解析結果を基

果を基に保守的に設定した浸水深及び水密扉の設置高さに，地震に伴い発に保守的に設定した浸水深及び水密扉の設置高さに，地震に伴い発生する屋

生する屋外タンクからの溢水による浸水深の重畳を考慮する。また，余震荷重を考慮した場合において，浸水防止機能が十分に保持できる設計とす

外タンクからの溢水による浸水深の重畳を考慮する。また，余震荷重を考慮した場合において，浸水防止機能が十分に保持できる設計とする。

る。
(19)

防潮堤及び防潮扉下部貫通部止水処置設備仕様，耐震設計及び地震（余震）との組合せについては，「10.6.1.2
重大事故等対処施設 10.6.1.2.3

主要設備」に同じ。

(19)

防潮堤及び防潮扉下部貫通部止水処置設備仕様，耐震設計及び地震（余震）との組合せについては，「10.6.1.2
重大事故等対処施設 10.6.1.2.3

主要設備」に同じ。

⑥-53

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：添付書類八 10.6 津波及び内部溢水に対する浸水防護設備】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修敷地に遡上する津波に対する入力津波については，防潮堤前面における

(21)

(20)
重大事故等対処施設 10.6.1.2.3

主重大事故等対処施設 10.6.1.2.3

主要設備」に同じ。

要設備」に同じ。

なお，敷地に遡上する津波においては，海水ポンプ室に津波が流入する前提であり非常用海水ポンプが機能喪失することから，海水ポンプ室貫通

なお，敷地に遡上する津波においては，海水ポンプ室に津波が流入する前提であり非常用海水ポンプが機能喪失することから，海水ポンプ室貫通部止部止水処置の機能には期待しない。

水処置の機能には期待しない。

原子炉建屋境界貫通部止水処置
組合せについては，「10.6.1.2

考海水ポンプ室貫通部止水処置設備仕様については，「10.6.1.2(21)

原子炉建屋地下階の貫通部の設備仕様，耐震設計及び地震（余震）との重大事故等対処施設 10.6.1.2.3

原子炉建屋境界貫通部止水処置
原子炉建屋地下階の貫通部の設備仕様，耐震設計及び地震（余震）との組

主要設

合せについては，「10.6.1.2

備」に同じ。

重大事故等対処施設 10.6.1.2.3

主要設備」

に同じ。

原子炉建屋１階外壁の配管等の貫通部については，外壁の扉等の開口部

原子炉建屋１階外壁の配管等の貫通部については，外壁の扉等の開口部かから原子炉建屋内に敷地に遡上する津波及び溢水が地上部から流入するこら原子炉建屋内に敷地に遡上する津波及び溢水が地上部から流入することとを防止するため，原子炉建屋１階外壁の敷地に遡上する津波が到達するを防止するため，原子炉建屋１階外壁の敷地に遡上する津波が到達する高さ

高さに設置される配管等の貫通部に止水処置を実施する。

に設置される配管等の貫通部に止水処置を実施する。

また，敷地に遡上する津波が，屋外二重管を通じて浸水防護重点化範囲

また，敷地に遡上する津波が，屋外二重管を通じて浸水防護重点化範囲にに流入することを防止し，敷地に遡上する津波に対する防護対象設備（非流入することを防止し，敷地に遡上する津波に対する防護対象設備（貯留堰 抽出リストＣ－１２

常用取水設備を除く。）が機能喪失することのない設計とするため，屋外及び取水構造物を除く。）が機能喪失することのない設計とするため，屋外

二重管に内包する非常用海水配管の原子炉建屋貫通部に止水処置を実施す

二重管に内包する非常用海水配管の原子炉建屋貫通部に止水処置を実施する。

る。

原子炉建屋境界貫通部止水処置の設計においては，基準地震動ＳＳによる原子炉建屋境界貫通部止水処置の設計においては，基準地震動ＳＳによる地震力に対して浸水防止機能が十分に保持できるように設計する。

(22)

備

T.P.＋24m の津波を基に設定する。

海水ポンプ室貫通部止水処置設備仕様については，「10.6.1.2

案

敷地に遡上する津波に対する入力津波については，防潮堤前面におけるT.P.＋24m の津波を基に設定する。
(20)

正

地震力に対して浸水防止機能が十分に保持できるように設計する。

敷地に遡上する津波の地上部からの流入に対する入力津波については，敷地に遡上する津波の地上部からの流入に対する入力津波については，原

原子炉建屋近傍に設定した評価点において，遡上解析結果を基に保守的に

子炉建屋近傍に設定した評価点において，遡上解析結果を基に保守的に設定設定した浸水深に，地震に伴い発生する屋外タンクからの溢水による浸水

した浸水深に，地震に伴い発生する屋外タンクからの溢水による浸水深の重深の重畳を考慮する。また，余震荷重を考慮した場合において，浸水防止

畳を考慮する。また，余震荷重を考慮した場合において，浸水防止機能が十機能が十分に保持できる設計とする。

分に保持できる設計とする。

常設代替高圧電源装置用カルバート（立坑部）床面貫通部止水処置(22)

常設代替高圧電源装置用カルバート（立坑部）床面貫通部止水処置

常設代替高圧電源装置用カルバート（立坑部）地下 1 階については，原子炉建屋西側接続口エリアからの浸水に対し電源接続盤エリアの開口部に常設代替高圧電源装置用カルバート（立坑部）地下 1 階については，原子炉建屋西側接続口エリアからの浸水に対し電源接続盤エリアの開口部に水水密扉を設置することで浸水防止対策とするが，下階エリアにも電路等の密扉を設置することで浸水防止対策とするが，下階エリアにも電路等の重大重大事故等対処設備を内包するエリアが存在することから，原子炉建屋西

事故等対処設備を内包するエリアが存在することから，原子炉建屋西側接続側接続口エリア床面貫通部に止水処置を実施する。常設代替高圧電源装置

口エリア床面貫通部に止水処置を実施する。常設代替高圧電源装置用カルバ

用カルバート（立坑部）止水処置の設計においては，基準地震動ＳＳによるート（立坑部）止水処置の設計においては，基準地震動ＳＳによる地震力に⑥-54

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：添付書類八 10.6 津波及び内部溢水に対する浸水防護設備】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

地震力に対して浸水防止機能が十分に保持できるように設計する。

修

正

案

敷地に遡上する津波の地上部からの流入に対する入力津波については，常常設代替高圧電源装置カルバートのうち，敷地に遡上する津波の地上部か設代替高圧電源装置カルバートのうち，敷地に遡上する津波の地上部からのらの流入経路となる立坑部の近傍に設定した評価点において，遡上解析結

流入経路となる立坑部の近傍に設定した評価点において，遡上解析結果を基

果を基に保守的に設定した浸水深，地下 1 階床面の設置位置及び地震に伴に保守的に設定した浸水深，地下 1 階床面の設置位置及び地震に伴い発生い発生する屋外タンクからの溢水による浸水深の重畳を考慮する。
上記(1)については，地震後の再使用性及び敷地に遡上する津波の第 1 波する屋外タンクからの溢水による浸水深の重畳を考慮する。
上記(1)については，地震後の再使用性及び敷地に遡上する津波の第 1 波の越流後における再使用性を考慮し，当該構造物全体の変形能力に対しての越流後における再使用性を考慮し，当該構造物全体の変形能力に対して十十分な余裕を有するよう，おおむね弾性状態を維持する設計とする。また分な余裕を有するよう，おおむね弾性状態を維持する設計とする。また止水

止水性を維持し，第 2 波以降の繰り返しの津波に対してもおおむね弾性状性を維持し，第 2 波以降の繰り返しの津波に対してもおおむね弾性状態を態を維持する設計とする。

維持する設計とする。

上記(2)～(18)の各施設・設備における許容限界は，地震後，津波後の再上記(2)～(18)の各施設・設備における許容限界は，地震後，津波後の再使用性や，津波の繰返し作用を想定し，止水性の面も踏まえることにより，使用性や，津波の繰返し作用を想定し，止水性の面も踏まえることにより，当該構造物全体の変形能力に対して十分な余裕を有するよう，各施設・設

当該構造物全体の変形能力に対して十分な余裕を有するよう，各施設・設備備を構成する材料が弾性域内に収まることを基本とする。

を構成する材料が弾性域内に収まることを基本とする。

上記(19)～(22)の貫通部止水処置については，地震後及び津波後の再使

上記(19)～(22)の貫通部止水処置については，地震後及び津波後の再使用

用性や，津波の繰返し作用を想定し，止水性の維持を考慮して，貫通部止性や，津波の繰返し作用を想定し，止水性の維持を考慮して，貫通部止水処

水処置が健全性を保持することとする。

置が健全性を保持することとする。

上記(3)の構内排水路逆流防止設備については，排水中のゴミ等の詰まり

上記(3)の構内排水路逆流防止設備については，排水中のゴミ等の詰まりにより閉止状態が阻害されていないことを日常の外観点検で確認する。まにより閉止状態が阻害されていないことを日常の外観点検で確認する。また，防潮堤フラップゲートについてもゴミ等の詰まりにより閉止状態が阻た，防潮堤フラップゲートについてもゴミ等の詰まりにより閉止状態が阻害

害されていないことを日常の外観点検で確認する。

されていないことを日常の外観点検で確認する。

各施設・設備の設計及び評価に使用する津波荷重の設定については，入各施設・設備の設計及び評価に使用する津波荷重の設定については，入力

力津波が有する数値計算上の不確かさ及び各施設・設備の機能損傷モード

津波が有する数値計算上の不確かさ及び各施設・設備の機能損傷モードに対に対応した荷重の算定過程に介在する不確かさを考慮する。

応した荷重の算定過程に介在する不確かさを考慮する。

入力津波が有する数値計算上の不確かさの考慮に当たっては，各施設・

入力津波が有する数値計算上の不確かさの考慮に当たっては，各施設・設設備の設置位置で算定された津波の高さを安全側に評価して入力津波を設備の設置位置で算定された津波の高さを安全側に評価して入力津波を設定定することで，不確かさを考慮する。

することで，不確かさを考慮する。

各施設・設備の機能損傷モードに対応した荷重の算定過程に介在する不各施設・設備の機能損傷モードに対応した荷重の算定過程に介在する不確

確かさの考慮に当たっては，入力津波の荷重因子である浸水高及び流速を把握し津波波力等を安全側に評価することで，不確かさを考慮し，荷重設

かさの考慮に当たっては，入力津波の荷重因子である浸水高及び流速を把握
し津波波力等を安全側に評価することで，不確かさを考慮し，荷重設定に考定に考慮している余裕の程度を検討する。

慮している余裕の程度を検討する。

十分な余裕を考慮する。
漂流物の衝突による荷重の評価に際しては，津波の流速による衝突速度

考

対して浸水防止機能が十分に保持できるように設計する。

敷地に遡上する津波の地上部からの流入に対する入力津波については，

津波波力の算定においては，津波波力算定式等，幅広く知見を踏まえて，

備

津波波力の算定においては，津波波力算定式等，幅広く知見を踏まえて，十分な余裕を考慮する。
漂流物の衝突による荷重の評価に際しては，津波の流速による衝突速度の⑥-55

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：添付書類八 10.6 津波及び内部溢水に対する浸水防護設備】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点の設定における不確実性を考慮し，流速について十分な余裕を考慮する。

修

正

案

考

設定における不確実性を考慮し，流速について十分な余裕を考慮する。

津波防護施設，浸水防止設備及び津波監視設備の設計において，敷地に津波防護施設，浸水防止設備及び津波監視設備の設計において，敷地に遡遡上する津波の策定位置である基準津波の波源の活動に伴い発生する可能

上する津波の策定位置である基準津波の波源の活動に伴い発生する可能性性がある余震（地震）についてそのハザードを評価し，その活動に伴い発がある余震（地震）についてそのハザードを評価し，その活動に伴い発生す生する余震による荷重を設定する。余震荷重については，敷地に遡上する

る余震による荷重を設定する。余震荷重については，敷地に遡上する津波の

津波の継続時間のうち最大水位変化を生起する時間帯を踏まえ過去の地震データを抽出・整理することにより余震の規模を想定し，余震としてのハ

継続時間のうち最大水位変化を生起する時間帯を踏まえ過去の地震データを抽出・整理することにより余震の規模を想定し，余震としてのハザードを

ザードを考慮した安全側の評価として，この余震規模から求めた地震動に考慮した安全側の評価として，この余震規模から求めた地震動に対して全て

対して全ての周期で上回る地震動を弾性設計用地震動の中から設定する。

の周期で上回る地震動を弾性設計用地震動の中から設定する。

主要設備の概念図を第 10.6－1 図～第 10.6－23 図に示す。

備

主要設備の概念図を第 10.6－1 図～第 10.6－23 図に示す。

⑥-56

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：添付書類八 10.その他発電用原子炉の附属施設（10.6 津波及び内部溢水に対する浸水防護設備）】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

第 10.6－1 表
(20)

(21)

(22)

(25)

修
第 10.6－1 表

浸水防護設備主要機器仕様

格納容器圧力逃がし装置格納槽点検用水密ハッチ

(20)

正

案

格納容器圧力逃がし装置格納槽点検用水密ハッチ

類

水密ハッチ

種

類

水密ハッチ

材

料

炭素鋼

材

料

ステンレス鋼

個

数

2

個

数

2

(21)

類

水密ハッチ

種

類

水密ハッチ

材

料

炭素鋼

材

料

ステンレス鋼

個

数

1

個

数

1

(22)

類

水密ハッチ

種

類

水密ハッチ

材

料

炭素鋼

材

料

ステンレス鋼

個

数

2

個

数

2

(25)

抽出リストＡ－１５

常設低圧代替注水系格納槽可搬型ポンプ用水密ハッチ

種

原子炉建屋付属棟東側水密扉

抽出リストＡ－１５

常設低圧代替注水系格納槽点検用水密ハッチ

種

常設低圧代替注水系格納槽可搬型ポンプ用水密ハッチ

考

浸水防護設備主要機器仕様

種

常設低圧代替注水系格納槽点検用水密ハッチ

備

抽出リストＡ－１５

原子炉建屋付属棟東側水密扉

種

類

水密扉

種

類

水密扉

材

料

炭素鋼

材

料

ステンレス鋼

個

数

1

個

数

1

抽出リストＡ－１５⑥-57

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：添付書類八 10.その他発電用原子炉の附属施設（10.9 緊急時対策所）】
東海第二発電所
10.9.1.2

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

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。

修
10.9.1.2

正

案

考

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。

緊急時対策所内のは，室内の酸素濃度及び二酸化炭素濃度が活動に支障(4) 緊急時対策所内には，室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。

計を保管する設計とする。

(4)

備

抽出リストＣ－７９⑥-58

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：添付書類八 10.その他発電用原子炉の附属施設（10.9 緊急時対策所）】
東海第二発電所
10.9.2.2(1)

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修
10.9.2.2

設計方針

(1)

居住性を確保するための設備
ａ．緊急時対策所遮蔽，緊急時対策所非常用換気設備

正

案

備

考

設計方針

居住性を確保するための設備
ａ．緊急時対策所遮蔽，緊急時対策所非常用換気設備

緊急時対策所遮蔽は，重大事故が発生した場合において，緊急時対策

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とあいまって，緊急所の気密性及び緊急時対策所非常用換気設備の機能とあいまって，緊急時対策所にとどまる要員の実効線量が7日間で100mSvを超えない設計とする。

時対策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。

緊急時対策所には，緊急時対策所非常用換気設備として，緊急時対策

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設ける。また，緊所非常用送風機，緊急時対策所非常用フィルタ装置を設ける。また，緊急時対策所の加圧のために，緊急時対策所加圧設備及び緊急時対策所用

急時対策所等の加圧のために，緊急時対策所加圧設備及び緊急時対策所 抽出リストＢ－６

差圧計を設ける。

用差圧計を設ける。

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

緊急時対策所の緊急時対策所非常用送風機は，緊急時対策所建屋を正し，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

圧設備は，プルーム通過時において，緊急時対策所を正圧化し，希ガス

所加圧設備は，プルーム通過時において，緊急時対策所等を正圧化し，を含む放射性物質の侵入を防止できる設計とする。緊急時対策所用差圧

希ガスを含む放射性物質の侵入を防止できる設計とする。緊急時対策所

計は，緊急時対策所が正圧化された状態であることを監視できる設計と用差圧計は，緊急時対策所等が正圧化された状態であることを監視できする。

る設計とする。

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，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。
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。

緊急時対策所非常用送風機及び緊急時対策所非常用フィルタ装置は，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。
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

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，緊急時対策所用差圧計，酸

非常用フィルタ装置，緊急時対策所加圧設備，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時対策所エリアモニタを有し，非常

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を有し，非常用換気設備の電源を緊急時対策所用発電機から給電できる設計とする。

用換気設備の電源を緊急時対策所用発電機から給電できる設計とする。

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

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。

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，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

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，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，緊急時対策所加圧設備，酸素濃度計，二酸化炭素濃度計及び緊急時対機，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，中央制御室とは離れた緊急時対策所建屋に保管又は策所エリアモニタは，中央制御室とは離れた緊急時対策所建屋に保管又は設置することで，共通要因によって同時に機能を損なわないよう位置的分

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。

散を図る設計とする。

⑥-59

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：添付書類八 10.その他発電用原子炉の附属施設（10.9 緊急時対策所）】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

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，1

修

正

案

備

考

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，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量及びフィルタ容量台で緊急時対策所建屋内を換気するために必要なファン容量及びフィルタ 抽出リストＢ－７を有するものを合計 2 台設置することで，多重性を有する設計とする。

容量を有するものを合計 2 台設置することで，多重性を有する設計とする。

緊急時対策所用発電機，緊急時対策所用発電機燃料油貯蔵タンク及び緊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，原子炉建屋付属棟内に設置する非常用

急時対策所用発電機給油ポンプは，原子炉建屋付属棟内に設置する非常用

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。

交流電源設備とは離れた緊急時対策所建屋内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。

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電源設備

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。

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に必要な

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，2 台設置することで，多重性を有する設計とする。

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。

緊急時対策所用発電機燃料油貯蔵タンクは，外部からの支援がなくとも，

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。

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電機の連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

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。

ことで，多重性を有する設計とする。

10.9.2.2.2

10.9.2.2.2 悪影響防止

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。
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る。

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フィルタ

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及び緊急時対策所加圧設備は，通常時に接続先の系統と分離された状態

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設備として系統構成ができるである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きる

ことで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

ことで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

緊急時対策所の緊急時対策所用差圧計，酸素濃度計，二酸化炭素濃度計及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。

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。

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，固縛等を実

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。

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。

⑥-60

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：添付書類八 10.その他発電用原子炉の附属施設（10.9 緊急時対策所）】
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

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

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，通常時に接続先の系統と分離された状態であること及び重大事故等

ンプは，通常時に接続先の系統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設備として系統構成ができることで，他の設備に悪影響

時は重大事故等対処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い設計とする。

を及ぼさない設計とする。

10.9.2.2.3 共用の禁止
基本方針については，「1.1.7.1
示す。

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対策所遮蔽，緊急時対策所非時対策所を共用化し，事故収束に必要な緊急時対策所遮蔽，緊急時対策所非常用換気設備を設置する。共用により，必要な情報（相互のプラント状況，

常用換気設備を設置する。共用により，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・考慮しながら，総合的な管理（事故処置を含

運転員の対応状況等）を共有・考慮しながら，総合的な管理（事故処置を含む。）を行うことで，安全性の向上が図れることから，東海第二発電所及び廃む。
）を行うことで，安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，共用により悪影響止措置中の東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。

を及ぼさないよう，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

容量等

基本方針については，「1.1.7.2

考多様性，位置的分散，悪影響防止等」に

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中の東海

10.9.2.2.4

備容量等」に示す。

基本方針については，「1.1.7.2

容量等」に示す。

緊急時対策所は，想定される重大事故等時において，重大事故等に対処す

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

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に必要な対策を行う要員と廃止措

所外への放射性物質の拡散を抑制するために必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生した場合に対処する対策要員として，置中の東海発電所の事故が同時に発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 名を収容できる設計とする。また，対策要員等が緊

緊急時対策所に最大 100 名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

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用資機材や食料等を配備できる設計とする。

線管理用資機材や食料等を配備できる設計とする。

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

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支障がない範囲に維持するた

策所内の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要な換気容量を有する設計とする。保有数は，東海発電所及び東海第二発電所共用で緊急時対策所非常用送風機 1 台，緊急時対策所非常用フィル

めに必要な換気容量を有する設計とする。保有数は，東海発電所及び東海第二発電所共用で緊急時対策所非常用送風機 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

タ装置 1 基で 1 セットに加えて，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

ックアップ用として 1 セット（東海発電所及び東海第二発電所共用）の合計

2 セットを設置する。

2 セットを設置する。

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着替え等

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着替え等⑥-61

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：添付書類八 10.その他発電用原子炉の附属施設（10.9 緊急時対策所）】
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

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射線による悪影響を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。

する。

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住性を確

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，緊急時対策所等内へ希ガスを含む保するため，緊急時対策所等を正圧化し，緊急時対策所等内へ希ガスを含む

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要な容量に加え，故障時及び保守点検

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ップを考慮し，十分な容量を保管する。

による待機除外時のバックアップを考慮し，十分な容量を保管する。

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び二酸化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可能なものを，それ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，東海発電所及び東海第二発電所共用で，それぞぞれ1個使用する。保有数は，東海発電所及び東海第二発電所共用で，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。

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

備考

緊急時対策所用差圧計は，緊急時対策所等の正圧化された室内と周辺エリ 抽出リストＢ－６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東海第二発電所共用で 1 台を設置する。

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

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。

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。

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第二発電

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。

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

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。

を有する設計とする。

⑥-62

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：添付書類八 10. その他発電用原子炉の附属施設（10.13 タービン補機冷却系）】
東海第二発電所
10.13
10.13.1

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

タービン補機冷却系
タービン補機冷却系

10.13.1.1.1

概

10.13
10.13.1

通常運転時

10.13.1.1

修要タービン補機は，タービン補機冷却系によって冷却される。

正

案

通常運転時

10.13.1.1 タービン補機冷却系
10.13.1.1.1 概

要タービン補機は，タービン補機冷却系によって冷却される。
本系統には，サージタンク 1 基があり，閉回路系統の水の膨張，収縮を吸収するとともに，補給水の注入をここで行なう。

本系統には，3 基の熱交換器と 3 台のポンプがあり，2 基の熱交換器と 2本系統には，3 基の熱交換器と 3 台のポンプがあり，2 基の熱交換器と 2本系統の熱交換器の管側には，補機冷却用海水ポンプによって海水が循環され，補機冷却水を冷却する。

考

タービン補機冷却系

本系統には，サージタンク 1 基があり，閉回路系統の水の膨張，収縮を吸収するとともに，補給水の注入をここで行なう。
台のポンプによって，原子炉全出力運転中の補機冷却が行なえる。

備台のポンプによって，原子炉全出力運転中の補機冷却が行なえる。
本系統の熱交換器の管側には，補機冷却系海水系ポンプによって海水が循抽出リストＣ－３

環され，補機冷却水を冷却する。

⑥-63

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：添付書類八 9. 原子炉格納施設（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）】
東海第二発電所
9.12.2

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

正

案

備

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。

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

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）

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，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

「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
容器内の冷却等のための設備」及び「9.8

原子炉格納

原子炉格納容器下部の溶融炉心を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
容器内の冷却等のための設備」及び「9.8

原子炉格納

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。

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

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

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

注水系（注水ライン）の操作性については，「4.3等のための設備」，「5.9

使用済燃料貯蔵槽の冷却

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
び「9.8

考

9.12.2 設計方針

設計方針

9.12.2.5

修

原子炉格納容器内の冷却等のための設備」及

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。

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
び「9.8

使用済燃料貯蔵槽の冷却

原子炉格納容器内の冷却等のための設備」及

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。

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

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。

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

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

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，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

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。

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

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⑥-64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：添付書類八 9. 原子炉格納施設（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

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

修

正

案

備

考

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 抽出リストＣ－４８を確実に接続することができる設計とする。

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，接続口の口径を統一する設計とする。

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

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。

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，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

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。

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。

する。

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