本資料のうち，枠囲みの内容

東海第二発 電所

は営業秘密又は防護上の観点

資 料 番 号から公開で きませ ん 。

提出年月日

工事 計画審査資 料
補足-140改0

平成 30 年○月○日

工事計画に係る補足説明資料
補足‐ 140【設計及び工事に係る品質管理の方法等に関する説明書に係る補足説明資料】

平成 30 年 10 月
日本原子力発電株式会社

添付書類に係る補足説明資料「設計及び工事に係る品質管理の方法等に関する説明書」に係る添付書類の記載内容を補足する
ための説明資料を以下に示す。
工認添付書類

補足説明資料Ⅴ-1-10-2 本工事計画に係る設計の実績，工事及び検査の計画

補足-140-1

原子炉本体
Ⅴ-1-10-3 本工事計画に係る設計の実績，工事及び検査の計画
核燃料物質の取扱施設及び貯蔵

補足-140-2

補足-140-3

原子炉冷却系統施設
Ⅴ-1-10-5 本工事計画に係る設
補足-140-4

計測制御系統施設
Ⅴ-1-10-6 本工事計画に係る設計の実績，工事及び検査の計画

補足-140-5放射性廃棄物の廃棄施設
Ⅴ-1-10-7 本工事計画に係る設計の実績，工事及び検査の計画

補足-140-6

放射線管理施設
Ⅴ-1-10-8 本工事計画に係る設計の実績，工事及び検査の計画

補足-140-7

原子炉格納施設
Ⅴ-1-10-9 本工事計画に係る設計の実績，工事及び検査の計画への展開表（核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設）

Ⅴ-1-10-4 本工事計画に係る設計の実績，工事及び検査の計画への展開表（原子炉本体）
基本設計方針から工認添付説明書及び様式−1

施設
計の実績，工事及び検査の計画

基本設計方針から工認添付説明書及び様式−1

補足-140-8

非常用電源設備

基本設計方針から工認添付説明書及び様式−1への展開表（原子炉冷却系統施設）
基本設計方針から工認添付説明書及び様式−1への展開表（計測制御系統施設）
基本設計方針から工認添付説明書及び様式−1への展開表（放射性廃棄物の廃棄施設）
基本設計方針から工認添付説明書及び様式−1への展開表（放射線管理施設）
基本設計方針から工認添付説明書及び様式−1への展開表（原子炉格納施設）
基本設計方針から工認添付説明書及び様式−1への展開表（その他附属施設非常用電源設備）

Ⅴ-1-10-10 本工事計画に係る基本設計方針から工認添付説明書及び様式−1

設計の実績，工事及び検査の計画 補足-140-9への展開表

常用電源設備（その他附属施設常用電源設備）

Ⅴ-1-10-11 本工事計画に係る設計の実績，工事及び検査の計画 補足-140-10
補助ボイラーⅤ-1-10-12 本工事計画に係る設計の実績，工事及び検査の計画 補足-140-11
火災防護設備Ⅴ-1-10-13 本工事計画に係る設計の実績，工事及び検査の計画 補足-140-12
浸水防護施設基本設計方針から工認添付説明書及び様式−1への展開表（その他附属施設補助ボイラー）
基本設計方針から工認添付説明書及び様式−1への展開表（その他附属施設火災防護設備）
基本設計方針から工認添付説明書及び様式−1への展開表（その他附属施設浸水防護施設）

工認添付書類
Ⅴ-1-10-14 本工事計画に係る設計の実績，工事及び検査の計画
補機駆動用燃料設備（非常用電源 補足-140-13
設備及び補助ボイラーに係るものを除く。
）
Ⅴ-1-10-15 本工事計画に係る設計の実績，工事及び検査の計画 補足-140-14
非常用取水設備
Ⅴ-1-10-16 本工事計画に係る設計の実績，工事及び検査の計画 補足-140-15
緊急時対策所

補足説明資料
基本設計方針から工認添付説明書及び様式−1への展開表（その他附属施設補機駆動用燃料設
備（非常用電源設備及び補助ボイラーに係るものを除く。））
基本設計方針から工認添付説明書及び様式−1への展開表（その他附属施設非常用取水設備）
基本設計方針から工認添付説明書及び様式−1への展開表（その他附属施設緊急時対策所）

設計及び工事に係る品質管理の方法等に関する説明書に係る補足説明資料のうち補足-140-1【基本設計方針から工認添付説明書及び様式−１への展開表（原子炉本体）】

基本設計方針から工認添付説明書及び様式−１への展開表【対象施設：原子炉本体】
基本設計方針変 更

前変 更

用語の定義は「発電用原子力設備に関する技術基準

工認添付説明書との関係

後

様式１への反映結果

用語の定義は「実用発電用原子炉及びその附属施設を定める省令」，「実用発電用原子炉及びその附属施設 の位置，構造及び設備の基準に関する規則」及び「実用の位置，構造及び設備の基準に関する規則」及び「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規−−（用語の定義のみ）

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」並びにこれらの解釈による。
則」並びにこれらの解釈による。
第１章 共通項目

第１章 共通項目
原子炉本体の共通項目である「1. 地盤等，2. 自然
現象，3.

火災，4.

溢水等，5.

共通的に適用される設計

原子炉本体の共通項目である「1. 地盤等，2. 自然設備に対する要求 現象，3.

（5.5 安全弁等，5.6 逆止め弁，5.7 内燃機関，5.8

1.

火災，4.

溢水等，5.

設備に対する要求（5.5 安全弁等，5.6 逆止め弁，5.7 内燃機関，5.8−

電気設備の設計条件を除く。
），6. その他」の基本設計 電気設備の設計条件を除く。），6. その他」の基本設計
方針については，原子炉冷却系統施設の基本設計方針 方針については，原子炉冷却系統施設の基本設計方針「第１章 共通項目」に基づく設計とする。

「第１章 共通項目」に基づく設計とする。

第２章 個別項目

第２章 個別項目

1.

1. 炉心等

炉心等
燃料体（燃料要素及びその他の部品を含む。
）は，設

燃料体（燃料要素及びその他の部品を含む。
）は，設−置（変更）許可を受けた仕様となる構造及び設計とす 置（変更）許可を受けた仕様となる構造及び設計とする。

−（追加要求事項なし）る。
【23 条 1】

燃料体，減速材及び反射材並びに炉心支持構造物の燃料体，減速材及び反射材並びに炉心支持構造物の材料は，通常運転時における原子炉運転状態に対応し 材料は，通常運転時における原子炉運転状態に対応した圧力，温度条件，燃料使用期間中の燃焼度，中性子照た圧力，温度条件，燃料使用期間中の燃焼度，中性子照

射量及び水質の組み合わせのうち想定される最も厳し 射量及び水質の組み合わせのうち想定される最も厳しい条件において，耐放射線性，寸法安定性，耐熱性，核 い条件において，耐放射線性，寸法安定性，耐熱性，核−性質及び強度のうち必要な物理的性質並びに，耐食性， 性質及び強度のうち必要な物理的性質並びに，耐食性，−（追加要求事項なし）

水素吸収特性及び化学的安定性のうち必要な化学的性 水素吸収特性及び化学的安定性のうち必要な化学的性質を保持し得る材料を使用する。

質を保持し得る材料を使用する。
【23 条 2】

燃料体は炉心支持構造物で支持され，その荷重は原
子炉圧力容器に伝えられる設計とする。

燃料体は炉心支持構造物で支持され，その荷重は原
子炉圧力容器に伝えられる設計とする。

−【23 条 7】
燃料体は，通常運転時における発電用原子炉内の最燃料体は，通常運転時における発電用原子炉内の最高使用圧力，自重，附加荷重，核分裂生成物の蓄積によ

高使用圧力，自重，附加荷重，核分裂生成物の蓄積による燃料被覆材の内圧上昇，熱応力等の荷重に耐える設 る燃料被覆材の内圧上昇，熱応力等の荷重に耐える設計とする。また，輸送中又は取扱中において，著しい変計とする。また，輸送中又は取扱中において，著しい変形を生じない設計とする。

形を生じない設計とする。

−【23 条 4】1−
（追加要求事項なし）−（追加要求事項なし）

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後炉心支持構造物は，最高使用圧力，自重，附加荷重及炉心支持構造物は，最高使用圧力，自重，附加荷重及び地震力に加え，熱応力の荷重に耐える設計とする。

び地震力に加え，熱応力の荷重に耐える設計とする。

−【23 条 5】
炉心は，通常運転時又は運転時の異常な過渡変化時

様式１への反映結果−（追加要求事項なし）

炉心は，通常運転時又は運転時の異常な過渡変化時に発電用原子炉の運転に支障が生ずる場合において， に発電用原子炉の運転に支障が生ずる場合において，原子炉冷却系統，原子炉停止系統，反応度制御系統，計 原子炉冷却系統，原子炉停止系統，反応度制御系統，計
測制御系統及び安全保護回路（安全保護系）の機能と併 測制御系統及び安全保護回路（安全保護系）の機能と併−せて機能することにより燃料要素の許容損傷限界を超 せて機能することにより燃料要素の許容損傷限界を超えない設計とする。

−（追加要求事項なし）

えない設計とする。
【23 条 6】

炉心部は燃料体，制御棒及び支持構造物からなり，上

炉心部は燃料体，制御棒及び支持構造物からなり，上下端が半球状の円筒形鋼製圧力容器に収容される。原 下端が半球状の円筒形鋼製圧力容器に収容される。原
子炉圧力容器の外側には，遮蔽壁を設置する。

−

子炉圧力容器の外側には，遮蔽壁を設置する。

−（追加要求事項なし）【23 条 8】
燃料体（燃料要素を除く。
），減速材及び反射材並びに燃料体（燃料要素を除く。
），減速材及び反射材並びに

炉心支持構造物は，通常運転時，運転時の異常な過渡変 炉心支持構造物は，通常運転時，運転時の異常な過渡変化時及び設計基準事故時において，発電用原子炉を安 化時及び設計基準事故時において，発電用原子炉を安−全に停止し，かつ，停止後に炉心の冷却機能を維持でき 全に停止し，かつ，停止後に炉心の冷却機能を維持できる設計とする。

−（追加要求事項なし）

る設計とする。
【23 条 3】

なお，熱遮蔽材は設けない設計とする。

なお，熱遮蔽材は設けない設計とする。

−【24 条 1】
2.

原子炉圧力容器（追加要求事項なし）

2. 原子炉圧力容器

2.1 原子炉圧力容器本体

2.1 原子炉圧力容器本体

原子炉圧力容器の原子炉冷却材圧力バウンダリに係

原子炉圧力容器の原子炉冷却材圧力バウンダリに係る基本設計方針については，原子炉冷却系統施設の基 る基本設計方針については，原子炉冷却系統施設の基
本設計方針「第２章

−

個別項目

3.

原子炉冷却材の 本設計方針「第２章

個別項目

3.

−

原子炉冷却材の循環設備 3.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ」に基づ

循環設備 3.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ」に基づく設計とする。

く設計とする。

−（追加要求事項なし）【27 条 1〜14】
原子炉圧力容器は，円筒形の胴部に半球形の下鏡を

原子炉圧力容器は，円筒形の胴部に半球形の下鏡を付した鋼製容器に，半球形の鋼製上部ふたをボルト締 付した鋼製容器に，半球形の鋼製上部ふたをボルト締めする構造であり，再循環水出ロノズル，再循環水入ロ めする構造であり，再循環水出ロノズル，再循環水入ロ−

ノズル，主蒸気ノズル，給水ノズル等を取り付ける設計 ノズル，主蒸気ノズル，給水ノズル等を取り付ける設計とする。

−（追加要求事項なし）とする。
【23 条 10】

原子炉圧力容器内の原子炉冷却材の流路は，再循環

原子炉圧力容器内の原子炉冷却材の流路は，再循環−系ポンプにより，再循環水入口ノズルから原子炉圧力 系ポンプにより，再循環水入口ノズルから原子炉圧力2−（追加要求事項なし）

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後

様式１への反映結果

容器内に導かれ，ジェットポンプによりチャンネル・ボ 容器内に導かれ，ジェットポンプによりチャンネル・ボ
ックスが形成した原子炉冷却材の流路を炉心の下方か ックスが形成した原子炉冷却材の流路を炉心の下方から上方向に流れ，主蒸気ノズルから出る設計とする。

ら上方向に流れ，主蒸気ノズルから出る設計とする。
【23 条 9】原子炉圧力容器の支持方法は，原子炉圧力容器スカ

原子炉圧力容器の支持方法は，原子炉圧力容器スカートで下端を固定し，原子炉圧力容器スタビライザに ートで下端を固定し，原子炉圧力容器スタビライザによって水平方向に支持する設計とする。

−−

よって水平方向に支持する設計とする。

（追加要求事項なし）【23 条 11】
原子炉圧力容器は最低使用温度を 21℃に設定し，関原子炉圧力容器は最低使用温度を 21 ℃に設定し，関連温度（初期）を-12 ℃以下に設定することで脆性破壊 連温度（初期）を-12 ℃以下に設定することで脆性破壊が生じない設計とする。

−−が生じない設計とする。

（追加要求事項なし）【17 条 8】
中性子照射脆化の影響を受ける原子炉圧力容器にあ中性子照射脆化の影響を受ける原子炉圧力容器にあⅤ-1-2-2

原子炉圧力容器の脆性破壊防止に関する説っては，日本電気協会「原子力発電所用機器に対する破 っては，日本電気協会「原子力発電所用機器に対する破明書（ＪＥＡＣ４２０６）に基づき，壊靭性の確認試験方法」（ＪＥＡＣ４２０６）に基づき， 壊靭性の確認試験方法」

2. 基本方針

適切な破壊じん性を有する設計とする。

（要求事項に変更があるが，基本設計方針に変更のな
い，本工認で必要な設計）
2.

原子炉本体の設計

適切な破壊じん性を有する設計とする。

3. 脆性破壊防止に対する設計(1) 基本方針及び評価方針の設定【14 条 20】

4. 評価対象と評価方法(2) 評価方法の設定

6. 最低使用温度に基づく評価(3) 評価の実施

7. 関連温度に基づく評価
8. 上部棚吸収エネルギーの評価
チャンネル・ボックスは，制御棒をガイドし，燃料集合体を保護する設計とする。

チャンネル・ボックスは，制御棒をガイドし，燃料集合体を保護する設計とする。

−【23 条 12】2.2 監視試験片
１メガ電子ボルト以上の中性子の照射を受ける原子−（追加要求事項なし）

2.2 監視試験片
１メガ電子ボルト以上の中性子の照射を受ける原子炉圧力容器は，当該容器が想定される運転状態におい 炉圧力容器は，当該容器が想定される運転状態において脆性破壊を引き起こさないようにするために，施設 て脆性破壊を引き起こさないようにするために，施設時に適用された告示「発電用原子力設備に関する構造 時に適用された告示「発電用原子力設備に関する構造−等の技術基準（昭和 45 年通商産業省告示第５０１号）」 等の技術基準（昭和 45 年通商産業省告示第５０１号）」−（追加要求事項なし）

を満足し，機械的強度及び破壊じん性の変化を確認で を満足し，機械的強度及び破壊じん性の変化を確認できる個数の監視試験片を原子炉圧力容器内部に挿入す きる個数の監視試験片を原子炉圧力容器内部に挿入することにより，照射の影響を確認できる設計とする。

ることにより，照射の影響を確認できる設計とする。
【22 条 1】

監視試験片は，適用可能な日本電気協会「原子炉構造

監視試験片は，適用可能な日本電気協会「原子炉構造

材の監視試験方法」（ＪＥＡＣ４２０１）により，取り材の監視試験方法」（ＪＥＡＣ４２０１）により，取り出し及び監視試験を実施する。

出し及び監視試験を実施する。

−【22 条 2】3−
（追加要求事項なし）

基本設計方針
変 更3.

前流体振動等による損傷の防止
燃料体，炉心支持構造物及び原子炉圧力容器は，原子

変 更

工認添付説明書との関係

後

3. 流体振動等による損傷の防止
燃料体，炉心支持構造物及び原子炉圧力容器は，原子炉冷却材の循環，沸騰その他の原子炉冷却材の挙動に 炉冷却材の循環，沸騰その他の原子炉冷却材の挙動により生じる流体振動又は温度差のある流体の混合その より生じる流体振動又は温度差のある流体の混合その−他の原子炉冷却材の挙動により生じる温度変動により 他の原子炉冷却材の挙動により生じる温度変動により損傷を受けない設計とする。

様式１への反映結果−（追加要求事項なし）

損傷を受けない設計とする。
【19 条 1】

4.

主要対象設備原子炉本体の対象となる主要な設備について，「表 1原子炉本体の主要設備リスト」に示す。

4. 主要対象設備
原子炉本体の対象となる主要な設備について，「表 1−原子炉本体の主要設備リスト」に示す。

4−（「主要設備リスト」による）

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

基本設計方針から工認添付説明書及び様式−１への展開表【対象施設：核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設】
基本設計方針変 更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後

用語の定義は「発電用原子力設備に関する技術基用語の定義は「実用発電用原子炉及びその附属施準を定める省令」，「実用発電用原子炉及びその附属設の位置，構造及び設備の基準に関する規則」及び施設の位置，構造及び設備の基準に関する規則」及び「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に「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」並びにこれらの解釈による。

様式 1 への反映結果−−（用語の定義のみ）

関する規則」並びにこれらの解釈による。
第１章 共通項目

第１章 共通項目

1.

核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設の共通項目で

核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設の共通項目である「1. 地盤等，2. 自然現象，3. 火災，4. 溢ある「1. 地盤等，2. 自然現象，3. 火災，4. 溢

水等，5.

水等，5.

設備に対する要求（5.5

安全弁等，5.6

設備に対する要求（5.5

安全弁等，5.6

逆止め弁，5.7 内燃機関を除く。
），6. その他」の逆止め弁，5.7 内燃機関を除く。），6. その他」の基本設計方針については，原子炉冷却系統施設の基基本設計方針については，原子炉冷却系統施設の基

本設計方針「第１章

本設計方針「第１章共通項目」に基づく設計とする。

−

共通項目」に基づく設計とする。

第２章 個別項目

第２章 個別項目

1.

1. 燃料取扱設備

燃料取扱設備

共通的に適用される設計

燃料体等の取扱設備は，燃料取替機，原子炉建屋ク

燃料体等の取扱設備は，燃料取替機，原子炉建屋ク

レーン，チャンネル着脱機及び使用済燃料乾式貯蔵レーン，チャンネル着脱機及び使用済燃料乾式貯蔵

建屋天井クレーンで構成し，燃料取替機，原子炉建屋

建屋天井クレーンで構成し，燃料取替機，原子炉建屋

クレーン及びチャンネル着脱機は，新燃料を原子炉

クレーン及びチャンネル着脱機は，新燃料を原子炉

建屋原子炉棟に搬入してから原子炉建屋原子炉棟外建屋原子炉棟に搬入してから原子炉建屋原子炉棟外へ搬出するまで，燃料体等を安全に取り扱うことがへ搬出するまで，燃料体等を安全に取り扱うことができる設計とする。

できる設計とする。

−−（追加要求事項なし）【26 条 1】
使用済燃料乾式貯蔵建屋天井クレーンは，使用済

使用済燃料乾式貯蔵建屋天井クレーンは，使用済

燃料乾式貯蔵建屋内において使用済燃料乾式貯蔵容

燃料乾式貯蔵建屋内において使用済燃料乾式貯蔵容器を安全に取り扱うことができる設計とする。

器を安全に取り扱うことができる設計とする。

−−（追加要求事項なし）【26 条 2】
新燃料は，原子炉建屋原子炉棟内に設ける新燃料

新燃料は，原子炉建屋原子炉棟内に設ける新燃料貯蔵庫から原子炉建屋クレーン及びチャンネル着脱貯蔵庫から原子炉建屋クレーン及びチャンネル着脱機を介して使用済燃料プールに移し，燃料取替機に機を介して使用済燃料プールに移し，燃料取替機により発電用原子炉に装荷できる設計とする。

より発電用原子炉に装荷できる設計とする。

−−（追加要求事項なし）【26 条 3】
また，燃料の取替えは，原子炉上部の原子炉ウェル

また，燃料の取替えは，原子炉上部の原子炉ウェルに水を張り，水中で燃料取替機により行うことがでに水を張り，水中で燃料取替機により行うことができる設計とする。

きる設計とする。

−

1−（追加要求事項なし）

基本設計方針変 更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後

様式 1 への反映結果【26 条 4】
使用済燃料は，遮蔽に必要な水深を確保した状態

使用済燃料は，遮蔽に必要な水深を確保した状態

で，燃料取替機により水中移送し，原子炉建屋原子炉

で，燃料取替機により水中移送し，原子炉建屋原子炉

棟内の使用済燃料プールの使用済燃料貯蔵ラックに

棟内の使用済燃料プールの使用済燃料貯蔵ラックに貯蔵できる設計とする。又は，使用済燃料プールに 7貯蔵できる設計とする。又は，使用済燃料プールに 7

年以上貯蔵した後，使用済燃料乾式貯蔵設備に貯蔵

年以上貯蔵した後，使用済燃料乾式貯蔵設備に貯蔵できる設計とする。

できる設計とする。

−−（追加要求事項なし）【26 条 5】
使用済燃料の発電所外への搬出には，使用済燃料

使用済燃料の発電所外への搬出には，使用済燃料

輸送容器を使用する。また，使用済燃料乾式貯蔵容器

輸送容器を使用する。また，使用済燃料乾式貯蔵容器に収納された使用済燃料を発電所外へ搬出する場合に収納された使用済燃料を発電所外へ搬出する場合には，使用済燃料プールへ使用済燃料乾式貯蔵容器には，使用済燃料プールへ使用済燃料乾式貯蔵容器を運搬し，使用済燃料輸送容器に使用済燃料の詰めを運搬し，使用済燃料輸送容器に使用済燃料の詰め替えを行った後，キャスク除染ピットで使用済燃料替えを行った後，キャスク除染ピットで使用済燃料

輸送容器の除染を行い発電所外へ搬出する。

輸送容器の除染を行い発電所外へ搬出する。

−−（追加要求事項なし）【26 条 6】
燃料取替機及びチャンネル着脱機は，燃料体等を燃料取替機及びチャンネル着脱機は，燃料体等を一体ずつ取り扱う構造とすることにより，臨界を防一体ずつ取り扱う構造とすることにより，臨界を防止する設計とし，燃料体等の検査等を行う際に水面止する設計とし，燃料体等の検査等を行う際に水面に近づいた状態であっても，燃料体等からの放射線に近づいた状態であっても，燃料体等からの放射線の遮蔽に必要な水深を確保できる設計とする。

の遮蔽に必要な水深を確保できる設計とする。

−−（追加要求事項なし）【26 条 7】
原子炉建屋クレーンは，未臨界性を確保した容器

原子炉建屋クレーンは，未臨界性を確保した容器に収納して吊り上げる場合を除き，燃料体等を取りに収納して吊り上げる場合を除き，燃料体等を取り扱う場合は，一体ずつ取り扱う構造とし，臨界を防止

扱う場合は，一体ずつ取り扱う構造とし，臨界を防止する設計とする。

する設計とする。

−−（追加要求事項なし）【26 条 8】
使用済燃料乾式貯蔵建屋天井クレーンは，未臨界使用済燃料乾式貯蔵建屋天井クレーンは，未臨界性を確保した使用済燃料乾式貯蔵容器を取り扱う設性を確保した使用済燃料乾式貯蔵容器を取り扱う設

計とする。

計とする。

−

−
（追加要求事項なし）【26 条 9】燃料取替機は，燃料体等の発電用原子炉から使用

燃料取替機は，燃料体等の発電用原子炉から使用済燃料プールへの移送操作，使用済燃料プールから済燃料プールへの移送操作，使用済燃料プールから

発電用原子炉への移送操作，使用済燃料輸送容器又発電用原子炉への移送操作，使用済燃料輸送容器又は使用済燃料乾式貯蔵容器への収納操作等をすべては使用済燃料乾式貯蔵容器への収納操作等をすべて水中で行うことで，崩壊熱により燃料体等が溶融せ水中で行うことで，崩壊熱により燃料体等が溶融せず，燃料体等からの放射線に対して，適切な遮蔽能力ず，燃料体等からの放射線に対して，適切な遮蔽能力を有する設計とする。

を有する設計とする。

−

2−（追加要求事項なし）

基本設計方針変 更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後

様式 1 への反映結果【26 条 10】
チャンネル着脱機は，燃料体等の検査等のためのチャンネル着脱機は，燃料体等の検査等のための昇降操作等をすべて水中で行うことで，崩壊熱によ昇降操作等をすべて水中で行うことで，崩壊熱により燃料体等が溶融せず，燃料体等からの放射線に対り燃料体等が溶融せず，燃料体等からの放射線に対して，適切な遮蔽能力を有する設計とする。

して，適切な遮蔽能力を有する設計とする。

−−（追加要求事項なし）【26 条 10-1】
原子炉建屋クレーンは，フック部の外れ止めを有

原子炉建屋クレーンは，フック部の外れ止めを有Ｖ-1-3-3 燃料体等又は重量物の落下による使用済燃

し，使用済燃料輸送容器等を取り扱う主巻フックは，

し，使用済燃料輸送容器等を取り扱う主巻フックは，料貯蔵槽内の燃料体等の破損の防止及び使用

ストッパ方式のイコライザハンガを設けることによストッパ方式のイコライザハンガを設けることによ

済燃料貯蔵槽の機能喪失の防止に関する説明

り，燃料体等の重量物取扱中に落下を防止できる設り，燃料体等の重量物取扱中に落下を防止できる設

書

計とする。

計とする。また，想定される使用済燃料プール内への2. 基本方針

落下物によって使用済燃料プール内の燃料体等が破5. 使用済燃料プール内への落下物による使用済燃

損しないことを計算により確認する。
なお，ワイヤロープ及びフックは，それぞれクレー

なお，ワイヤロープ及びフックは，それぞれクレーン構造規格，クレーン等安全規則の規定を満たす安ン構造規格，クレーン等安全規則の規定を満たす安

全率を有する設計とする。

全率を有する設計とする。

3.

重量物の落下防止設計(4)

使用済燃料プール内への落下物による使用済

燃料プール内の燃料体等への影響評価

料プール内の燃料体等への影響評価【26 条 11】
燃料取替機の燃料把握機は，昇降を安全かつ確実

燃料取替機の燃料把握機は，昇降を安全かつ確実に行うため，定格荷重を保持でき，必要な安全率を有に行うため，定格荷重を保持でき，必要な安全率を有するワイヤロープの二重化，フック部の外れ止めをするワイヤロープの二重化，フック部の外れ止めを有し，グラップルには機械的インターロックを設け有し，グラップルには機械的インターロックを設ける設計とする。

る設計とする。

−−（追加要求事項なし）【26 条 13】
チャンネル着脱機は，下限ストッパによる機械的チャンネル着脱機は，下限ストッパによる機械的

インターロック及び燃料体等を上部で保持する固定

インターロック及び燃料体等を上部で保持する固定具により燃料体等の使用済燃料プール床面への落下

具により燃料体等の使用済燃料プール床面への落下を防止できる設計とする。

を防止できる設計とする。

−−（追加要求事項なし）【26 条 15】
使用済燃料乾式貯蔵建屋天井クレーンは，定格荷使用済燃料乾式貯蔵建屋天井クレーンは，定格荷重を保持でき，必要な安全率を有するワイヤロープ

重を保持でき，必要な安全率を有するワイヤロープの二重化，フック部の外れ止めを有する設計とする。

の二重化，フック部の外れ止めを有する設計とする。

また，重量物を吊った状態において，使用済燃料乾式

また，重量物を吊った状態において，使用済燃料乾式貯蔵建屋に設置された他のキャスクと接触しないよ

貯蔵建屋に設置された他のキャスクと接触しないよう，走行及び横行範囲のインターロックを設ける設う，走行及び横行範囲のインターロックを設ける設

計とする。

計とする。

−

【26 条 16】3−
（追加要求事項なし）

基本設計方針変 更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後

燃料取替機は，燃料体等の取扱中に過荷重となっ燃料取替機は，燃料体等の取扱中に過荷重となった場合に上昇を阻止するインターロックを設けるとた場合に上昇を阻止するインターロックを設けるとともに荷重監視を行うことにより，過荷重による燃ともに荷重監視を行うことにより，過荷重による燃料体等の落下を防止できる設計とする。

料体等の落下を防止できる設計とする。

−

様式 1 への反映結果−（追加要求事項なし）【26 条 14】
燃料取替機は，地震時にも転倒することがないよ

燃料取替機は，地震時にも転倒することがないよ

うに走行レール頭部を抱き込む構造をした脱線防止

うに走行レール頭部を抱き込む構造をした脱線防止装置を設ける。

装置を設ける。

−−（追加要求事項なし）【26 条 17】
原子炉建屋クレーンは，地震時にも転倒すること

原子炉建屋クレーンは，地震時にも転倒することがないように走行方向及び横行方向に対して，クレがないように走行方向及び横行方向に対して，クレーン本体等の浮上り量を考慮し,落下防止金具等をーン本体等の浮上り量を考慮し,落下防止金具等を設けることで，クレーン本体等の車輪がレール上か設けることで，クレーン本体等の車輪がレール上から落下しない設計とする。

ら落下しない設計とする。

−−（追加要求事項なし）【26 条 18】
また，原子炉建屋クレーンは，使用済燃料輸送容器

また，原子炉建屋クレーンは，使用済燃料輸送容器

等の重量物を吊った状態では，使用済燃料貯蔵ラッ

等の重量物を吊った状態では，使用済燃料貯蔵ラッ

ク上を走行できないようにインターロックを設ける

ク上を走行できないようにインターロックを設ける設計とする。

設計とする。

−−（追加要求事項なし）【26 条 12】
使用済燃料乾式貯蔵建屋天井クレーンは，地震時使用済燃料乾式貯蔵建屋天井クレーンは，地震時にも転倒することがないように走行レール頭部を抱にも転倒することがないように走行レール頭部を抱き込む構造をした脱線防止装置を設ける。

き込む構造をした脱線防止装置を設ける。

−−（追加要求事項なし）【26 条 19】
使用済燃料を収納する使用済燃料乾式貯蔵容器

使用済燃料を収納する使用済燃料乾式貯蔵容器

は，取扱中における衝撃，熱，その他の容器に加わるは，取扱中における衝撃，熱，その他の容器に加わる負荷に耐え，容易かつ安全に取り扱うことができる

負荷に耐え，容易かつ安全に取り扱うことができる

設計とする。また，運搬中に予想される温度及び内圧設計とする。また，運搬中に予想される温度及び内圧の変化，振動等により，き裂，破損等が生じない設計の変化，振動等により，き裂，破損等が生じない設計とする。さらに，理論的若しくは適切な試験等によりとする。さらに，理論的若しくは適切な試験等により所定の機能を満足できる設計とする。

所定の機能を満足できる設計とする。

−−（追加要求事項なし）【26 条 20】
使用済燃料乾式貯蔵容器は，内部に使用済燃料が使用済燃料乾式貯蔵容器は，内部に使用済燃料が収納された場合に，放射線障害を防止するため，その収納された場合に，放射線障害を防止するため，その容器表面の線量当量率が 2 mSv/h 以下及び容器表面

容器表面の線量当量率が 2 mSv/h 以下及び容器表面

から 1 m の点における線量当量率 100 μSv/h 以下とから 1 m の点における線量当量率 100 μSv/h 以下となるよう，収納される使用済燃料の放射能強度を考なるよう，収納される使用済燃料の放射能強度を考慮して十分な遮蔽を行うことができる設計とする。

慮して十分な遮蔽を行うことができる設計とする。

−

4−（追加要求事項なし）

基本設計方針変 更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後

様式 1 への反映結果【26 条 21】
燃料取替機の燃料把握機は，空気作動式とし，燃料燃料取替機の燃料把握機は，空気作動式とし，燃料体等をつかんだ状態で圧縮空気が喪失した場合に体等をつかんだ状態で圧縮空気が喪失した場合にも，つかんだ状態を保持し，燃料体等が外れない設計

も，つかんだ状態を保持し，燃料体等が外れない設計

とする。

とする。

−

−
（追加要求事項なし）【26 条 22】
燃料取替機，原子炉建屋クレーン，チャンネル着脱

燃料取替機，原子炉建屋クレーン，チャンネル着脱機及び使用済燃料乾式貯蔵建屋天井クレーンは，動機及び使用済燃料乾式貯蔵建屋天井クレーンは，動力電源喪失時に電磁ブレーキによる保持機能によ

力電源喪失時に電磁ブレーキによる保持機能により，燃料体等の落下を防止できる設計とする。

り，燃料体等の落下を防止できる設計とする。

−−（追加要求事項なし）【26 条 23】2.

燃料貯蔵設備

2. 燃料貯蔵設備

燃料体等を貯蔵する設備として，新燃料貯蔵庫，使燃料体等を貯蔵する設備として，新燃料貯蔵庫，使用済燃料プール及び使用済燃料乾式貯蔵設備を設け用済燃料プール及び使用済燃料乾式貯蔵設備を設ける設計とする。

る設計とする。

−−（追加要求事項なし）【26 条 24】
新燃料貯蔵庫は，通常時の燃料取替を考慮し，適切

新燃料貯蔵庫は，通常時の燃料取替を考慮し，適切な貯蔵能力を有し，全炉心燃料の約 30 ％を収納できな貯蔵能力を有し，全炉心燃料の約 30 ％を収納できる設計とする。

る設計とする。

−−（追加要求事項なし）【26 条 30】
使用済燃料プールは，約 290 ％炉心分の燃料の貯使用済燃料プールは，約 290 ％炉心分の燃料の貯蔵が可能であり，さらに放射化された機器等の貯蔵蔵が可能であり，さらに放射化された機器等の貯蔵及び取扱いができるスペースを確保した設計とす及び取扱いができるスペースを確保した設計とする。なお，通常運転中，全炉心の燃料体等を貯蔵できる。なお，通常運転中，全炉心の燃料体等を貯蔵できる容量を確保できる設計とする。

る容量を確保できる設計とする。

−−（追加要求事項なし）【26 条 31】
使用済燃料乾式貯蔵設備は，使用済燃料を全炉心

使用済燃料乾式貯蔵設備は，使用済燃料を全炉心

燃料の約 190 ％相当分貯蔵できる容量を有する設計

燃料の約 190 ％相当分貯蔵できる容量を有する設計

とする。

とする。

−

−
（追加要求事項なし）【26 条 32】
燃料体等の貯蔵設備は，燃料取扱者以外の者がみ

燃料体等の貯蔵設備は，燃料取扱者以外の者がみだりに立ち入らないよう，フェンス等により立入をだりに立ち入らないよう，フェンス等により立入を制限できる設計とする。

制限できる設計とする。

−−（追加要求事項なし）【26 条 58】
新燃料貯蔵庫は，原子炉建屋原子炉棟内の独立し新燃料貯蔵庫は，原子炉建屋原子炉棟内の独立した区画に設け，新燃料を新燃料貯蔵ラックで貯蔵でた区画に設け，新燃料を新燃料貯蔵ラックで貯蔵できる設計とする。

きる設計とする。

−

5−（追加要求事項なし）

基本設計方針変 更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後

新燃料貯蔵庫は,鉄筋コンクリート構造とし，想定

新燃料貯蔵庫は,鉄筋コンクリート構造とし，想定されるいかなる状態においても新燃料が臨界に達すされるいかなる状態においても新燃料が臨界に達す

ることのない設計とする。新燃料は，乾燥状態で保管ることのない設計とする。新燃料は，乾燥状態で保管し，堅固な構造のラックに垂直に入れ，新燃料貯蔵庫

し，堅固な構造のラックに垂直に入れ，新燃料貯蔵庫には水が充満するのを防止するための排水口を設けには水が充満するのを防止するための排水口を設ける設計とする。

る設計とする。

様式 1 への反映結果【26 条 25】
新燃料貯蔵庫に設置する新燃料貯蔵ラックは，貯新燃料貯蔵庫に設置する新燃料貯蔵ラックは，貯蔵燃料の臨界を防止するために必要な燃料間距離を

蔵燃料の臨界を防止するために必要な燃料間距離を保持し，たとえ新燃料を貯蔵容量最大で貯蔵した状

保持し，たとえ新燃料を貯蔵容量最大で貯蔵した状態で，万一新燃料貯蔵庫が水で満たされるという厳態で，万一新燃料貯蔵庫が水で満たされるという厳しい状態を仮定しても，実効増倍率を 0.95 以下に保しい状態を仮定しても，実効増倍率を 0.95 以下に保つ設計とする。

つ設計とする。

−−（追加要求事項なし）【26 条 26】
使用済燃料プールは，原子炉建屋原子炉棟内に設

使用済燃料プールは，原子炉建屋原子炉棟内に設け，燃料体等を水中の使用済燃料貯蔵ラックに垂直け，燃料体等を水中の使用済燃料貯蔵ラックに垂直に一体ずつ入れて貯蔵し，使用済燃料貯蔵ラックは，に一体ずつ入れて貯蔵し，使用済燃料貯蔵ラックは，

中性子吸収材であるほう素を添加したステンレス鋼

中性子吸収材であるほう素を添加したステンレス鋼を使用するとともに適切な燃料間距離をとることにを使用するとともに適切な燃料間距離をとることにより，燃料を貯蔵容量最大で貯蔵し，かつ使用済燃料

より，燃料を貯蔵容量最大で貯蔵し，かつ使用済燃料

プール水温及び使用済燃料貯蔵ラック内燃料貯蔵位

プール水温及び使用済燃料貯蔵ラック内燃料貯蔵位

置等について，想定されるいかなる場合でも実効増置等について，想定されるいかなる場合でも実効増

倍率を 0.95 以下に保ち，貯蔵燃料の臨界を防止でき

倍率を 0.95 以下に保ち，貯蔵燃料の臨界を防止できる設計とする。

る設計とする。

−−（追加要求事項なし）【26 条 27】
使用済燃料乾式貯蔵設備は，使用済燃料乾式貯蔵

使用済燃料乾式貯蔵設備は，使用済燃料乾式貯蔵

容器及び使用済燃料乾式貯蔵容器を保管する使用済容器及び使用済燃料乾式貯蔵容器を保管する使用済

燃料乾式貯蔵建屋等で構成し，使用済燃料乾式貯蔵

燃料乾式貯蔵建屋等で構成し，使用済燃料乾式貯蔵

容器内のバスケットは，中性子吸収材であるほう素

容器内のバスケットは，中性子吸収材であるほう素を添加した材料を適切に配置するとともに，適切なを添加した材料を適切に配置するとともに，適切な燃料間距離を保持することにより，燃料集合体を全

燃料間距離を保持することにより，燃料集合体を全容量収納し，容器内の燃料位置等について想定され容量収納し，容器内の燃料位置等について想定されるいかなる場合でも実効増倍率を 0.95 以下に保ち，るいかなる場合でも実効増倍率を 0.95 以下に保ち，貯蔵燃料の臨界を防止できる設計とする。

貯蔵燃料の臨界を防止できる設計とする。

−【26 条 28】

6−
（追加要求事項なし）

基本設計方針変 更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後

使用済燃料プールは，鉄筋コンクリート造，ステン

使用済燃料プールは，鉄筋コンクリート造，ステン

レス鋼内張りの水槽であり，使用済燃料プールから

レス鋼内張りの水槽であり，使用済燃料プールからの放射性物質を含む水があふれ，又は漏れない構造の放射性物質を含む水があふれ，又は漏れない構造

とする。

とする。

様式 1 への反映結果−−（追加要求事項なし）【26 条 33】
使用済燃料プール内の壁面及び底部は，コンクリ

使用済燃料プール内の壁面及び底部は，コンクリ

ート壁による遮蔽を施すとともに，燃料体等の上部ート壁による遮蔽を施すとともに，燃料体等の上部には十分な遮蔽効果を有する水深を確保することにには十分な遮蔽効果を有する水深を確保することにより，燃料体等からの放射線に対して適切な遮蔽能

より，燃料体等からの放射線に対して適切な遮蔽能力を有し，放射線業務従事者の被ばくを低減する設力を有し，放射線業務従事者の被ばくを低減する設

計とする。

計とする。

−

−

（追加要求事項なし）【26 条 35】
万一，使用済燃料プールからの水の漏えいが発生

万一，使用済燃料プールからの水の漏えいが発生

し，かつ，使用済燃料プール水の補給に復水貯蔵タン

し，かつ，使用済燃料プール水の補給に復水貯蔵タン

ク水が使用できない場合には，残留熱除去系を用い

ク水が使用できない場合には，残留熱除去系を用いてサプレッション・チェンバのプール水を補給できてサプレッション・チェンバのプール水を補給できる設計とする。

る設計とする。

−−（追加要求事項なし）【26 条 36】
使用済燃料プールは，内面をステンレス鋼内張り

使用済燃料プールは，内面をステンレス鋼内張り

Ｖ-1-3-3 燃料体等又は重量物の落下による使用済燃に施設することにより，燃料体等の取扱中に想定さに施設することにより，燃料体等の取扱中に想定さ料貯蔵槽内の燃料体等の破損の防止及び使用れる燃料体等の落下及び重量物の落下により機能をれる燃料体等の落下及び重量物の落下により機能を済燃料貯蔵槽の機能喪失の防止に関する説明

失うような損傷が生じない設計とする。

失うような損傷が生じない設計とする。なお，チャン

書

ネル着脱機は，燃料体等を移動する際，使用済燃料プ

2.

ールライニングの下に設置されている漏えい検知溝

3. 燃料取扱設備における燃料集合体の落下防止対

上を通ることがないよう，より離れた場所に移設す

3.

重量物の落下防止設計(4)

使用済燃料プール内への落下物による使用済燃料プール内の燃料体等への影響評価

基本方針
策

る。
【26 条 38】
燃料体等の落下に関しては，模擬燃料体の気中落

燃料体等の落下に関しては，模擬燃料体の気中落

Ｖ-1-3-3 燃料体等又は重量物の落下による使用済燃下試験（以下「落下試験」という。
）での最大減肉量下試験（以下「落下試験」という。）での最大減肉量

料貯蔵槽内の燃料体等の破損の防止及び使用を考慮しても使用済燃料プールの機能が損なわれなを考慮しても使用済燃料プールの機能が損なわれな

済燃料貯蔵槽の機能喪失の防止に関する説明

い厚さ以上のステンレス鋼内張りを施設する。

い厚さ以上のステンレス鋼内張りを施設する。なお，

書

使用済燃料乾式貯蔵容器等に使用済燃料を収納する

2. 基本方針

場合などは，落下試験での落下高さを超えるため，水の浮力及び抗力を考慮することにより落下試験時の別紙 1 燃料集合体落下時の使用済燃料プールライ

落下エネルギを下回ることを確認する。

ニングの健全性について【26 条 39】73.

重量物の落下防止設計(5)

燃料集合体落下時の使用済燃料プールライニン

グの健全性評価

基本設計方針変 更 前−

重量物の落下に関しては，使用済燃料プール周辺

Ｖ-1-3-3 燃料体等又は重量物の落下による使用済燃の状況，現場における作業実績，図面等にて確認する

料貯蔵槽内の燃料体等の破損の防止及び使用ことにより，落下時のエネルギを評価し，落下試験時

済燃料貯蔵槽の機能喪失の防止に関する説明の燃料体等の落下エネルギ以上となる設備等に対し書ては，以下のとおり適切な落下防止対策を施し，使用

2. 基本方針済燃料プールの機能を維持する設計とする。

4. 使用済燃料プール周辺設備等の重量物の落下防【26 条 40】−

工認添付説明書との関係

変 更 後

様式 1 への反映結果
3.

重量物の落下防止設計(2) 落下防止対策の方法決定及び選択止対策

・使用済燃料プールからの離隔を確保できる重量物

Ｖ-1-3-3 燃料体等又は重量物の落下による使用済燃については，使用済燃料プールヘ落下するおそれ料貯蔵槽内の燃料体等の破損の防止及び使用(1) 落下防止対象設備の抽出がないよう，転倒を仮定しても使用済燃料プール

済燃料貯蔵槽の機能喪失の防止に関する説明(2) 落下防止対策の方法決定及び選択に届かない距離に設置する。また，転倒防止のため

書(3) 落下防止対策の設計

床面や壁面へ固定する。
【26 条 41】3.

重量物の落下防止設計

2. 基本方針
4. 使用済燃料プール周辺設備等の重量物の落下防
止対策

−

3.

重量物の落下防止設計

・原子炉建屋クレーンは，使用済燃料貯蔵ラック上を

Ｖ-1-3-3 燃料体等又は重量物の落下による使用済燃

使用済燃料輸送容器等重量物を吊った状態で走行

料貯蔵槽内の燃料体等の破損の防止及び使用(1) 落下防止対象設備の抽出及び横行できないように可動範囲を制限するイン済燃料貯蔵槽の機能喪失の防止に関する説明(2) 落下防止対策の方法決定及び選択

ターロックを設ける設計とする。

書(3) 落下防止対策の設計【26 条 42】2. 基本方針
4. 使用済燃料プール周辺設備等の重量物の落下防止対策−

・原子炉建屋原子炉棟の屋根を支持する屋根トラス

Ｖ-1-3-3 燃料体等又は重量物の落下による使用済燃は，基準地震動Ｓｓに対する発生応力が終局耐力を

料貯蔵槽内の燃料体等の破損の防止及び使用(1) 落下防止対象設備の抽出

超えず，使用済燃料プール内に落下しない設計と済燃料貯蔵槽の機能喪失の防止に関する説明(2) 落下防止対策の方法決定及び選択する。また，屋根については鋼鈑（デッキプレート）

書(3) 落下防止対策の設計の上に鉄筋コンクリート造の床を設けた構造と

2. 基本方針

し，地震による剥落のない構造とする。

4. 使用済燃料プール周辺設備等の重量物の落下防

また，運転床面より上部を構成する壁は，鉄筋コ

3.

重量物の落下防止設計

止対策

ンクリート造の耐震壁であり，運転床面より下部の耐震壁と合わせて基準地震動Ｓ ｓに対して使用済燃料プール内に落下しない設計とする。
【26 条 44】−

・燃料取替機及び原子炉建屋クレーンは，基準地震動

Ｖ-1-3-3 燃料体等又は重量物の落下による使用済燃Ｓｓによる地震荷重に対し，燃料取替機本体及び原料貯蔵槽内の燃料体等の破損の防止及び使用(1) 落下防止対象設備の抽出

子炉建屋クレーン本体の健全性評価及び転倒落下

済燃料貯蔵槽の機能喪失の防止に関する説明(2) 落下防止対策の方法決定及び選択防止評価を行い，使用済燃料プールへの落下物と書(3) 落下防止対策の設計

ならない設計とする。

2. 基本方針【26 条 45】83.

重量物の落下防止設計

基本設計方針変 更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後

様式 1 への反映結果

3. 燃料取扱設備における燃料集合体の落下防止対策
Ｖ-2 耐震性に関する説明書
Ｖ-2-11 波及的影響を及ぼすおそれのある施設の耐震性についての計算書
重量物の落下防止設計

Ｖ-1-3-3 燃料体等又は重量物の落下による使用済燃全性評価においては，想定される使用条件におい料貯蔵槽内の燃料体等の破損の防止及び使用(1) 落下防止対象設備の抽出て評価が保守的になるよう吊荷の条件を考慮し，済燃料貯蔵槽の機能喪失の防止に関する説明(2) 落下防止対策の方法決定及び選択

地震時の各部発生応力が許容応力以下となる設計書(3) 落下防止対策の設計

とする。
−

3.

・燃料取替機本体及び原子炉建屋クレーン本体の健【26 条 46】

2. 基本方針
4. 使用済燃料プール周辺設備等の重量物の落下防止対策
Ｖ-2 耐震性に関する説明書
Ｖ-2-11 波及的影響を及ぼすおそれのある施設の耐震性についての計算書−

・燃料取替機の転倒落下防止評価においては，走行レ

Ｖ-1-3-3 燃料体等又は重量物の落下による使用済燃ール頭部を抱き込む構造をした燃料取替機の脱線

料貯蔵槽内の燃料体等の破損の防止及び使用(1) 落下防止対象設備の抽出防止装置について，想定される使用条件において済燃料貯蔵槽の機能喪失の防止に関する説明(2) 落下防止対策の方法決定及び選択

評価が保守的になるよう吊荷の条件を考慮し，地書(3) 落下防止対策の設計

震時の各部発生応力が許容応力以下となる設計と2. 基本方針する。

4. 使用済燃料プール周辺設備等の重量物の落下防【26 条 47】

重量物の落下防止設計

止対策・燃料取替機の走行レールの健全性評価においては， Ｖ-1-3-3 燃料体等又は重量物の落下による使用済燃

−

3.

3.

重量物の落下防止設計想定される使用条件において，地震時の発生応力料貯蔵槽内の燃料体等の破損の防止及び使用(1) 落下防止対象設備の抽出が許容応力以下となる設計とする。

済燃料貯蔵槽の機能喪失の防止に関する説明(2) 落下防止対策の方法決定及び選択

書(3) 落下防止対策の設計【26 条 48】

2. 基本方針
4. 使用済燃料プール周辺設備等の重量物の落下防止対策−

・原子炉建屋クレーンの転倒落下防止評価において

Ｖ-1-3-3 燃料体等又は重量物の落下による使用済燃は，走行方向及び横行方向に浮上り代を設けた構料貯蔵槽内の燃料体等の破損の防止及び使用(1) 落下防止対象設備の抽出造をした原子炉建屋クレーンの脱線防止装置につ済燃料貯蔵槽の機能喪失の防止に関する説明(2) 落下防止対策の方法決定及び選択

いて，想定される使用条件において評価が保守的

書(3) 落下防止対策の設計となるよう吊荷の条件を考慮し，地震時の各部発

2. 基本方針

生応力が許容応力以下となる設計とする。

4. 使用済燃料プール周辺設備等の重量物の落下防【26 条 49】

止対策
9

3.

重量物の落下防止設計

基本設計方針変 更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後
地震時における使用済燃料プールの健全性確保

核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設 要目表
Ⅴ-1-1-4-2−

制御棒貯蔵ハンガの容量変更に関する設計

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設）

けのうち，先端部を除く 2 箇所を使用するとともに，その旨を保安規定に定めて管理する。

（追加要求事項はないが，本工認で必要な設計）
6.

のため，使用済燃料プール壁面に設置されている制御棒貯蔵ハンガに制御棒を保管する場合は，3 本掛様式 1 への反映結果（Ⅴ-1-1-4-2-3 制御棒貯蔵ハンガ）【26 条 50】
Ｖ-2 耐震性に関する説明書
Ｖ-2-11

波及的影響を及ぼすおそれのある施設の耐震性についての計算書
＜下線部＞

＜下線部＞

運用に関する記載であり，保安規定にて対応
使用済燃料乾式貯蔵設備は，使用済燃料乾式貯蔵

使用済燃料乾式貯蔵設備は，使用済燃料乾式貯蔵

容器及び使用済燃料乾式貯蔵容器を保管する使用済容器及び使用済燃料乾式貯蔵容器を保管する使用済

燃料乾式貯蔵建屋等からなり，想定されるいかなる

燃料乾式貯蔵建屋等からなり，想定されるいかなる状態においても使用済燃料が臨界に達することのな状態においても使用済燃料が臨界に達することのない設計とし，使用済燃料からの崩壊熱を適切に除去い設計とし，使用済燃料からの崩壊熱を適切に除去する設計とする。また，「原子力発電所内の使用済燃する設計とする。また，「原子力発電所内の使用済燃料の乾式キャスク貯蔵について（平成４年８月２７

料の乾式キャスク貯蔵について（平成４年８月２７日原子力安全委員会了承）」の要件を満足する設計と

日原子力安全委員会了承）」の要件を満足する設計と

する。

する。

−

−

−
（追加要求事項なし）【26 条 52】
使用済燃料乾式貯蔵設備は，自然冷却によって使使用済燃料乾式貯蔵設備は，自然冷却によって使用済燃料からの崩壊熱を外部に放出できる構造と用済燃料からの崩壊熱を外部に放出できる構造とし，適切に熱を除去できる設計とする。

し，適切に熱を除去できる設計とする。

−−（追加要求事項なし）【26 条 29-1】
使用済燃料乾式貯蔵容器は，周辺公衆及び放射線使用済燃料乾式貯蔵容器は，周辺公衆及び放射線業務従事者に対し，放射線被ばく上の影響を及ぼす

業務従事者に対し，放射線被ばく上の影響を及ぼすことがないよう，使用済燃料が内包する放射性物質ことがないよう，使用済燃料が内包する放射性物質を適切に閉じ込める設計とし，二重の蓋を設け，一次を適切に閉じ込める設計とし，二重の蓋を設け，一次蓋と二次蓋との間の圧力を監視することにより，密蓋と二次蓋との間の圧力を監視することにより，密閉性を監視できる設計とする。

閉性を監視できる設計とする。

−−（追加要求事項なし）【26 条 53】
使用済燃料乾式貯蔵容器は，貯蔵容器本体，蓋部及使用済燃料乾式貯蔵容器は，貯蔵容器本体，蓋部及び耐熱性，耐食性等を有し耐久性の高い金属ガスケ

び耐熱性，耐食性等を有し耐久性の高い金属ガスケ

ットにより漏えいを防止し，設計貯蔵期間中貯蔵容ットにより漏えいを防止し，設計貯蔵期間中貯蔵容器内部圧力を負圧に維持できる設計とする。

器内部圧力を負圧に維持できる設計とする。

−【26 条 54】10−
（追加要求事項なし）

基本設計方針変 更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後

使用済燃料乾式貯蔵容器は，放射線被ばく上の影

使用済燃料乾式貯蔵容器は，放射線被ばく上の影響を及ぼすことのないよう，ガンマ線遮蔽体及び中響を及ぼすことのないよう，ガンマ線遮蔽体及び中性子遮蔽体等で構成することにより，使用済燃料か性子遮蔽体等で構成することにより，使用済燃料からの放射線に対して適切な遮蔽機能を有する設計とらの放射線に対して適切な遮蔽機能を有する設計と

する。

する。

様式 1 への反映結果−−（追加要求事項なし）【26 条 55】
使用済燃料乾式貯蔵容器は，不活性ガスのヘリウ

使用済燃料乾式貯蔵容器は，不活性ガスのヘリウ

ムガスを封入・保持できる構造とすることにより，燃ムガスを封入・保持できる構造とすることにより，燃料被覆管の著しい腐食又は変形を防止できる設計と料被覆管の著しい腐食又は変形を防止できる設計と

する。

する。

−

−

（追加要求事項なし）【26 条 56】
使用済燃料乾式貯蔵容器は，貯蔵容器本体，蓋部，使用済燃料乾式貯蔵容器は，貯蔵容器本体，蓋部，バスケット等で構成され，これらの部材は，温度，放バスケット等で構成され，これらの部材は，温度，放射線，荷重その他の条件に対し，適切な材料を選択す

射線，荷重その他の条件に対し，適切な材料を選択するとともに必要な強度，性能を維持できる設計とす

るとともに必要な強度，性能を維持できる設計とす

る。

る。

−

−

（追加要求事項なし）【26 条 57】
3.

計測装置等

3. 計測装置等

Ⅴ-1-3-1 使用済燃料貯蔵槽の温度，水位及び漏えい

使用済燃料その他高放射性の燃料体を貯蔵する水

使用済燃料その他高放射性の燃料体を貯蔵する水を監視する装置の構成に関する説明書並びに槽の水温を計測する装置として使用済燃料プール温槽の水温を計測する装置として使用済燃料プール温計測範囲及び警報動作範囲に関する説明書

度を設け，計測結果を中央制御室に表示できる設計度を設け，計測結果を中央制御室に表示できる設計とする。また，計測結果を記録できる設計とする。

とする。また，計測結果を記録し，及び保存できる設計とする。
【34 条 32】

4.

使用済燃料プール監視の設計(1) 設備仕様に係る設計a.

2.1 設計基準対象施設に関する使用済燃料プール

使用済燃料プール監視に必要となる計測範囲

に関する設計

温度及び使用済燃料プール水位の計測

b.

3.2 使用済燃料貯蔵槽の温度及び水位を監視する

使用済燃料プール監視装置計測結果の指示又は表示，記録及び保存に関する設計

装置の計測結果の記録及び保存d.

使用済燃料プール監視装置のシステム構成の設計
使用済燃料その他高放射性の燃料体を貯蔵する水

使用済燃料その他高放射性の燃料体を貯蔵する水槽の水位を計測する装置として使用済燃料プール水槽の水位を計測する装置として使用済燃料プール水

位を設け，計測結果を中央制御室に表示できる設計

位及び使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）を設とする。また，記録はプロセス計算機から帳票としてけ，計測結果を中央制御室に表示できる設計とする。 Ⅴ-1-3-1 使用済燃料貯蔵槽の温度，水位及び漏えい出力できる設計とする。

また，記録はプロセス計算機から帳票として出力しを監視する装置の構成に関する説明書並びに保存できる設計とする。

計測範囲及び警報動作範囲に関する説明書【34 条 33】

Ⅴ-1-1-4-2

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設）

4.

使用済燃料プール監視の設計(1) 設備仕様に係る設計a.

2.1 設計基準対象施設に関する使用済燃料プール
温度及び使用済燃料プール水位の計測
3.1 使用済燃料プール温度及び使用済燃料プール
水位等を計測する装置
3.2 使用済燃料貯蔵槽の温度及び水位を監視する装置の計測結果の記録及び保存11

使用済燃料プール監視に必要となる計測範囲

に関する設計b.

使用済燃料プール監視装置計測結果の指示又は表示，記録及び保存に関する設計
d. 使用済燃料プール監視装置のシステム構成の設計

基本設計方針変 更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後
4.

様式 1 への反映結果

使用済燃料貯蔵槽の温度及び水位を監視する装置の計測範囲及び警報動作範囲−

使用済燃料プール温度，使用済燃料プール水位，使Ⅴ-1-3-1 使用済燃料貯蔵槽の温度，水位及び漏えい

用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）は，外部電源を監視する装置の構成に関する説明書並びにが使用できない場合においても非常用所内電源系か

計測範囲及び警報動作範囲に関する説明書

らの電源供給により，使用済燃料プールの水温及び4.

使用済燃料プール監視の設計(1) 設備仕様に係る設計c.

使用済燃料プール監視装置の電源構成に関する設計

3.3 使用済燃料貯蔵槽の温度及び水位等を監視する装置の電源構成

水位を計測することができる設計とする。
【34 条 34】

Ⅴ-1-1-4-2

設備別記載事項の設定根拠に関する説明

使用済燃料プールの水位の著しい低下を確実に検使用済燃料プールの水温の著しい上昇又は使用済出して自動的に中央制御室に警報（使用済燃料プー

燃料プールの水位の著しい低下の場合に，これらを

ル水位低）を発信する装置を設けるとともに，表示ラ

確実に検出して自動的に中央制御室に警報（使用済

ンプの点灯及びブザー鳴動等により運転員に通報で燃料プール水温高又は使用済燃料プール水位低）を

Ⅴ-1-3-1 使用済燃料貯蔵槽の温度，水位及び漏えいきる設計とする。

発信する装置を設けるとともに，表示ランプの点灯を監視する装置の構成に関する説明書並びに及びブザー鳴動等により運転員に通報できる設計と計測範囲及び警報動作範囲に関する説明書

する。

4.

使用済燃料プール監視の設計(1) 設備仕様に係る設計書（核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設）a.

に関する設計b.

使用済燃料プール監視装置計測結果の指示又は表示，記録及び保存に関する設計
d. 使用済燃料プール監視装置のシステム構成の2.1 設計基準対象施設に関する使用済燃料プール

設計

温度及び使用済燃料プール水位の計測【47 条 4】

使用済燃料プール監視に必要となる計測範囲

3.1 使用済燃料プール温度及び使用済燃料プール
水位等を計測する装置
4.

使用済燃料貯蔵槽の温度及び水位を監視する装置の計測範囲及び警報動作範囲

重大事故等時に使用済燃料プールの監視設備とし

Ⅴ-1-1-4-2

設備別記載事項の設定根拠に関する説明4.

書（核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設）

使用済燃料プール監視の設計て，使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域），使用(1) 設備仕様に係る設計済燃料プール温度（ＳＡ）を設け，想定される重大事−

a.

故等により変動する可能性のある範囲にわたり測定

Ⅴ-1-3-1 使用済燃料貯蔵槽の温度，水位及び漏えい可能な設計とする。また，計測結果は中央制御室に表を監視する装置の構成に関する説明書並びに示し，記録及び保存できる設計とする。

計測範囲及び警報動作範囲に関する説明書【69 条 51】

使用済燃料プール監視に必要となる計測範囲

に関する設計b.

使用済燃料プール監視装置計測結果の指示又は表示，記録及び保存に関する設計

2.2 重大事故等対処設備に関する使用済燃料プーd. 使用済燃料プール監視装置のシステム構成の

ル温度及び使用済燃料プール水位等の計測

設計

3.1 使用済燃料プール温度及び使用済燃料プール
水位等を計測する装置
4.

使用済燃料貯蔵槽の温度及び水位を監視する装置の計測範囲及び警報動作範囲−

使用済燃料プール監視カメラ（個数 1）は，想定さⅤ-1-3-1 使用済燃料貯蔵槽の温度，水位及び漏えい

れる重大事故等時において赤外線機能により使用済を監視する装置の構成に関する説明書並びに

燃料プールの状況が把握できる設計とする。

計測範囲及び警報動作範囲に関する説明書【69 条 52】

2.2 重大事故等対処設備に関する使用済燃料プー
ル温度及び使用済燃料プール水位等の計測

124.

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

基本設計方針変 更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後

様式 1 への反映結果

3.1 使用済燃料プール温度及び使用済燃料プール
水位等を計測する装置−

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域），使用済

Ⅴ-1-3-1 使用済燃料貯蔵槽の温度，水位及び漏えい

燃料プール温度（ＳＡ）及び使用済燃料プール監視カを監視する装置の構成に関する説明書並びにメラは，常設代替直流電源設備又は可搬型代替直流

計測範囲及び警報動作範囲に関する説明書

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の設計(1) 設備仕様に係る設計
c.

3.3 使用済燃料貯蔵槽の温度及び水位等を監視す【69 条 53】
使用済燃料プール監視カメラの耐環境性向上のた

4.

る設計

る装置の電源構成
Ⅴ-1-1-4-別添 2 設定根拠に関する説明書（別添）4.

使用済燃料プール監視の設計(1) 設備仕様に係る設計め，使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置（個数 1，
容量−L/min 以上）を設ける設計とする。

使用済燃料プール監視装置の電源構成に関す

d.

Ⅴ-1-3-1 使用済燃料貯蔵槽の温度，水位及び漏えい【69 条 54】【73 条 4】

使用済燃料プール監視装置のシステム構成の設計を監視する装置の構成に関する説明書並びに計測範囲及び警報動作範囲に関する説明書
3.1

使用済燃料プール温度及び使用済燃料プール
水位等を計測する装置−

使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置は，常設

Ⅴ-1-3-1 使用済燃料貯蔵槽の温度，水位及び漏えい

代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からを監視する装置の構成に関する説明書並びに給電が可能な設計とする。

計測範囲及び警報動作範囲に関する説明書【69 条 55】

3.3

4.

使用済燃料プール監視の設計(1) 設備仕様に係る設計c.

使用済燃料貯蔵槽の温度及び水位等を監視す

使用済燃料プール監視装置の電源構成に関す

る設計

る装置の電源構成
重大事故等が発生し，当該重大事故等に対処するために監視することが必要なパラメータとして，使−用済燃料プールの監視に必要なパラメータを計測す−−（冒頭宣言）

る装置を設ける設計とする。
【73 条 2】
重大事故等が発生し，計測機器（非常用のものを含

Ⅴ-1-1-4-2

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設）

む。）の故障により，当該重大事故等に対処するため

Ⅴ-1-1-4-別添 2 設定根拠に関する説明書（別添）−Ⅴ-1-3-1 使用済燃料貯蔵槽の温度，水位及び漏えいを監視する装置の構成に関する説明書並びに【73 条 1】

計測範囲及び警報動作範囲に関する説明書

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は，炉心損傷防止対策及び格納容器破損防止対策等を成功させるために必要な発電用原子(1) 設備仕様に係る設計

3.1 使用済燃料プール温度及び使用済燃料プール
水位等を計測する装置

炉施設の状態を把握するためのパラメータとし，計測する装置は「表 1 核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設の主要設備リスト」の「使用済燃料貯蔵槽の温度，水位及び漏えいを監視する装置」に示す重大事故
13

使用済燃料プール監視に必要となる計測範囲

に関する設計b.

定するために必要なパラメータを計測する設備を設置する設計とする。

使用済燃料プール監視の設計
a.

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

4.

使用済燃料プール監視装置計測結果の指示又は表示，記録及び保存に関する設計
d. 使用済燃料プール監視装置のシステム構成の設計

基本設計方針変 更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後

様式 1 への反映結果

等対処設備の他，使用済燃料プール監視カメラ（個数1）とする。
【73 条 3】
炉心損傷防止対策及び格納容器破損防止対策等を

Ⅴ-1-3-1 使用済燃料貯蔵槽の温度，水位及び漏えい成功させるために必要な発電用原子炉施設の状態をを監視する装置の構成に関する説明書並びに把握するためのパラメータを計測する装置は，設計

計測範囲及び警報動作範囲に関する説明書

基準事故等に想定される変動範囲の最大値を考慮−

4.

し，適切に対応するための計測範囲を有する設計と4.

使用済燃料プール監視の設計(1) 設備仕様に係る設計
a.

に関する設計

使用済燃料貯蔵槽の温度及び水位を監視する装b.

置の計測範囲及び警報動作範囲

使用済燃料プール監視装置計測結果の指示又は表示，記録及び保存に関する設計するとともに，重大事故等が発生し，当該重大事故等に対処するために監視することが必要なパラメータ

Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が使用さの計測が困難となった場合に，代替パラメータによれる条件の下における健全性に関する説明書

り推定ができる設計とする。

使用済燃料プール監視に必要となる計測範囲

3.

d. 使用済燃料プール監視装置のシステム構成の設計

系統施設毎の設計上の考慮【73 条 7】
また，重大事故等時に設計基準を超える状態における発電用原子炉施設の状態を把握するための能力

＜下線部＞

＜下線部＞

運用に関する記載であり，保安規定にて対応。

−（計測可能範囲）を明確にするとともに，パラメータ−の計測が困難となった場合の代替パラメータによる推定等，複数のパラメータの中から確からしさを考慮した優先順位を保安規定に定めて管理する。
【73 条 6】【73 条 8】
炉心損傷防止対策及び格納容器破損防止対策等を

Ⅴ-1-3-1 使用済燃料貯蔵槽の温度，水位及び漏えい成功させるために必要な発電用原子炉施設の状態をを監視する装置の構成に関する説明書並びに把握するためのパラメータを計測する装置の電源

計測範囲及び警報動作範囲に関する説明書

は，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，代3.3 使用済燃料貯蔵槽の温度及び水位等を監視する装置の電源構成

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，常設代替直流電源設備又は可搬型代替直流電源設備を使用できる設計とする。
【73 条 9】144.

使用済燃料プール監視の設計(1) 設備仕様に係る設計c.

使用済燃料プール監視装置の電源構成に関する設計

基本設計方針変 更 前
4.

使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備
4.1 燃料プール冷却浄化系

工認添付説明書との関係

変 更 後

様式 1 への反映結果

4. 使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備

核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設 要目表（追加要求事項はないが，本工認で必要な設計）

4.1 燃料プール冷却浄化系

原子炉冷却系統施設 要目表

2.

る設計

使用済燃料プールは，燃料プール冷却浄化系ポ

使用済燃料プールは，燃料プール冷却浄化系ポンプ，燃料プール冷却浄化系熱交換器，フィルタ

ンプ，燃料プール冷却浄化系熱交換器，フィルタ脱核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設に係る機器の配置

脱塩器等で構成する燃料プール冷却浄化系を設

塩器等で構成する燃料プール冷却浄化系を設け，を明示した図面及び系統図

け，通常運転時，運転時の異常な過渡変化時及び通常運転時，運転時の異常な過渡変化時及び設計

3.2.1 燃料プール冷却浄化系

設計基準事故時において，使用済燃料からの崩壊

基準事故時において，使用済燃料からの崩壊熱を熱を除去するとともに，使用済燃料プール水を浄除去するとともに，使用済燃料プール水を浄化で

原子炉冷却系統施設に係る機器の配置を明示した図面

化できる設計とする。また，補給水ラインを設け，きる設計とする。また，補給水ラインを設け，使用及び系統図

使用済燃料プール水の補給が可能な設計とする。

済燃料プール水の補給が可能な設計とする。さら

4.3.1 残留熱除去系

さらに，全炉心燃料を使用済燃料プールに取り出に，全炉心燃料を使用済燃料プールに取り出したした場合や燃料プール冷却浄化系で使用済燃料

場合や燃料プール冷却浄化系で使用済燃料プール

プール水の冷却ができない場合は，残留熱除去系

水の冷却ができない場合は，残留熱除去系を用いを用いて使用済燃料からの崩壊熱を除去できるて使用済燃料からの崩壊熱を除去できる設計とす設計とする。

る。

燃料プール冷却浄化系熱交換器で除去した熱燃料プール冷却浄化系熱交換器で除去した熱は，原子炉補機冷却系を経て，最終的な熱の逃がは，原子炉補機冷却系を経て，最終的な熱の逃がし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。

核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設の兼用に関す
2.1 機能単位の系統の明確化
2.2 兼用する機能の確認
2.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計①
2.4

燃料プール冷却浄化系兼用を含む核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設の機器の仕様等に関する設計
2.5 各機器固有の設計
2.6

機能を兼用する機器を含む核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設の系統図に関する取りまとめ【26 条 29】
4.2 代替燃料プール注水系

Ｖ-1-1-4-2 設備別記載事項の設定根拠に関する説明の他の要因により当該使用済燃料プールの水位が核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設の兼用に関す書（核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設）

使用済燃料プール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

2.

る設計
2.1 機能単位の系統の明確化
2.2 兼用する機能の確認
2.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

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

低下した場合において使用済燃料プール内の燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止す

Ｖ-1-3-2 燃料取扱設備，新燃料貯蔵設備及び使用済

るために必要な重大事故等対処設備として代替燃

燃料貯蔵設備の核燃料物質が臨界に達しな料プール注水系を設ける設計とする。

いことに関する説明書【69 条 1】②
2.4

代替燃料プール注水系
兼用を含む核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設の機器の仕様等に関する設計

2.

基本方針

2.5 各機器固有の設計

3.

使用済燃料プール水漏えい時の未臨界性評価

2.6−

機能を兼用する機器を含む核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設の系統図に関する取りまとめ
Ｖ-1-3-4 使用済燃料貯蔵槽の冷却能力に関する説明
書
2.

基本方針

3.

評価

5.

使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備の設計
5.1 代替燃料プール注水系の設計(1) 設備仕様に係る設計(2) 各機器固有の設計

Ｖ-1-3-5 使用済燃料貯蔵槽の水深の遮蔽能力に関する説明書
2. 基本方針3.

使用済燃料プールにおける水遮蔽の評価
15c.

使用済燃料貯蔵槽の冷却能力に関する設計(3) 臨界防止に関する評価(4) 放射線遮蔽機能維持のための配管設計

基本設計方針変 更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後
また，使用済燃料プールからの大量の水の漏えい

Ｖ-1-1-4-2 設備別記載事項の設定根拠に関する説明

その他の要因により使用済燃料プールの水位が異書（核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設）

様式 1 への反映結果
2.

核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設の兼用に関する設計
2.1 機能単位の系統の明確化
2.2 兼用する機能の確認
2.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計常に低下した場合において，使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷の進行を緩和し，及び臨界を

Ｖ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉冷却系統施設）防止するために必要な重大事故等対処設備として②

代替燃料プール注水系を設ける設計とする。
【69 条 2】

2.4

Ｖ-1-3-2 燃料取扱設備，新燃料貯蔵設備及び使用済

2.5 各機器固有の設計ことに関する説明書
−

基本方針

3.

使用済燃料プール水漏えい時の未臨界性評価

Ｖ-1-3-4 使用済燃料貯蔵槽の冷却能力に関する説明

2.6

基本方針

3.

評価

機能を兼用する機器を含む核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設の系統図に関する取りまとめ
5.

使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備の設計
5.1 代替燃料プール注水系の設計書
2.

兼用を含む核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設の機器の仕様等に関する設計

燃料貯蔵設備の核燃料物質が臨界に達しない
2.

代替燃料プール注水系(1) 設備仕様に係る設計(2) 各機器固有の設計c.

使用済燃料貯蔵槽の冷却能力に関する設計(3) 臨界防止に関する評価
Ｖ-1-3-5 使用済燃料貯蔵槽の水深の遮蔽能力に関す(4) 放射線遮蔽機能維持のための配管設計

る説明書
2. 基本方針3.
使用済燃料プールに接続する配管の破損等によ−使用済燃料プールにおける水遮蔽の評価

Ｖ-1-3-5 使用済燃料貯蔵槽の水深の遮蔽能力に関す

り，使用済燃料プール水戻り配管からサイフォン現る説明書

象による水の漏えいが発生した場合に，原子炉建屋

2. 基本方針

原子炉棟 6 階における線量率が放射線被ばくを管3. 使用済燃料プールにおける水遮蔽の評価

理する上で定めた線量率を満足できるよう，漏えい

5. 遮蔽計算の継続を防止し，燃料体等からの放射線の遮蔽に必

6. 静的サイフォンブレーカの詳細設計方針

5.

使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備の設計
5.1 代替燃料プール注水系の設計(4) 放射線遮蔽機能維持のための配管設計要となる水位を維持するため，戻り配管上部に静的サイフォンブレーカを設ける設計とする。
【69 条 3】
静的サイフォンブレーカは，耐震性も含めて機Ｖ-1-3-5 使用済燃料貯蔵槽の水深の遮蔽能力に関す器，弁類等の故障及び誤操作等によりその機能を喪失することのない設計とする。
−【69 条 4】る説明書
2. 基本方針
6. 静的サイフォンブレーカの詳細設計方針

165.

使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備の設計
5.1 代替燃料プール注水系の設計(4) 放射線遮蔽機能維持のための配管設計

基本設計方針変 更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後4.2.1 使用済燃料プール注水

Ｖ-1-1-4-2 設備別記載事項の設定根拠に関する説明

様式 1 への反映結果
2.

書（核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設）

核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設の兼用に関す残留熱除去系（使用済燃料プール水の冷却る設計
2.1 機能単位の系統の明確化
2.2 兼用する機能の確認
2.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計及び補給）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

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

熱除去系ポンプによる使用済燃料プールへの②

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

Ｖ-1-3-2 燃料取扱設備，新燃料貯蔵設備及び使用済

ル水の小規模な漏えいにより使用済燃料プー

燃料貯蔵設備の核燃料物質が臨界に達しない

ルの水位が低下した場合に，使用済燃料プーことに関する説明書

ル内の燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及

2.

基本方針

び臨界を防止するための重大事故等対処設備

3.

使用済燃料プール水漏えい時の未臨界性評価のうち使用済燃料プールへの注水設備として，注水ライン，常設スプレイヘッダ及び可搬

Ｖ-1-3-4 使用済燃料貯蔵槽の冷却能力に関する説明【69 条 5】

兼用を含む核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設の機器の仕様等に関する設計
2.5 各機器固有の設計
2.6

機能を兼用する機器を含む核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設の系統図に関する取りまとめ
5.

使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備の設計
5.1 代替燃料プール注水系の設計書

型スプレイノズルを使用した代替燃料プール
注水系を設ける設計とする。

2.4

代替燃料プール注水系(1) 設備仕様に係る設計

2.

基本方針

3.

評価

(2) 各機器固有の設計c.

使用済燃料貯蔵槽の冷却能力に関する設計(3) 臨界防止に関する評価

Ｖ-1-3-5 使用済燃料貯蔵槽の水深の遮蔽能力に関す(4) 放射線遮蔽機能維持のための配管設計

る説明書
2. 基本方針3.
4.2.1.1 代替燃料プール注水系（注水ライン）を使

使用済燃料プールにおける水遮蔽の評価

Ｖ-1-1-4-2 設備別記載事項の設定根拠に関する説明用した使用済燃料プール注水(1)

2.

書（核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設）

核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設の兼用に関する設計
2.1 機能単位の系統の明確化
2.2 兼用する機能の確認
2.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）

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

常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃②

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，代替淡水貯槽のて使用済燃料プールへ注水することによ

2.

基本方針

り，使用済燃料プールの水位を維持できる

3.

評価

2.5 各機器固有の設計
2.6

機能を兼用する機器を含む核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設の系統図に関する取りまとめ設計とする。
【69 条 6】

兼用を含む核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設の機器の仕様等に関する設計書

水を代替燃料プール注水系配管等を経由し−2.4

Ｖ-1-3-4 使用済燃料貯蔵槽の冷却能力に関する説明

代替燃料プール注水系

5.

使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備の設計
5.1 代替燃料プール注水系の設計(1) 設備仕様に係る設計(2) 各機器固有の設計
c.

17

使用済燃料貯蔵槽の冷却能力に関する設計

基本設計方針変 更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後
常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃

第 1-4-1 図 単線結線図（1／5）

様式 1 への反映結果
5.

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−

使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備の設計
5.1 代替燃料プール注水系の設計(1) 設備仕様に係る設計

第 1-4-2 図 単線結線図（2／5）

又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。
【69 条 7】−

また，使用済燃料プールは，使用済燃料貯Ｖ-1-3-2 燃料取扱設備，新燃料貯蔵設備及び使用済

蔵ラックの形状を維持した状態において，燃料貯蔵設備の核燃料物質が臨界に達しない

常設代替注水系ポンプを使用した代替燃料ことに関する説明書

プール注水系（注水ライン）による冷却及び

2.

基本方針

水位確保により使用済燃料プールの機能を

3.

使用済燃料プール水漏えい時の未臨界性評価

5.

使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備の設計
5.1 代替燃料プール注水系の設計(3) 臨界防止に関する確認

維持し，実効増倍率が最も高くなる冠水状態においても実効増倍率は不確定性を含めて 0.95 以下で臨界を防止できる設計とする。
【69 条 8】(2)可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替

Ｖ-1-1-4-2 設備別記載事項の設定根拠に関する説明

注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系書（核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設）

2.

核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設の兼用に関する設計
2.1 機能単位の系統の明確化
2.2 兼用する機能の確認
2.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計（注水ライン）
可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替

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

注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系②（注水ライン）は，可搬型代替注水中型ポンプ

2.4（直列 2 台）により西側淡水貯水設備の水を， Ｖ-1-3-4 使用済燃料貯蔵槽の冷却能力に関する説明−

槽の水を代替燃料プール注水系配管等を経由

2.

基本方針

して使用済燃料プールへ注水することによ3.

評価

2.5 各機器固有の設計
2.6

機能を兼用する機器を含む核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設の系統図に関する取りまとめ

り，使用済燃料プールの水位を維持できる設計とする。

兼用を含む核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設の機器の仕様等に関する設計書

可搬型代替注水大型ポンプにより代替淡水貯

代替燃料プール注水系

5.

使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備の設計
5.1 代替燃料プール注水系の設計【69 条 9】(1) 設備仕様に係る設計(2) 各機器固有の設計
c.
可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替−

第 1-4-1 図 単線結線図（1／5）

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，代替所内電気設備を経由し

第 1-4-2 図 単線結線図（2／5）

185.

使用済燃料貯蔵槽の冷却能力に関する設計

使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備の設計
5.1 代替燃料プール注水系の設計(1) 設備仕様に係る設計

基本設計方針変 更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後

様式 1 への反映結果

た常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流
電源設備からの給電が可能な設計とする。
【69 条 10】−

また，使用済燃料プールは，使用済燃料貯蔵

Ｖ-1-3-2 燃料取扱設備，新燃料貯蔵設備及び使用済

ラックの形状を維持した状態において，可搬

燃料貯蔵設備の核燃料物質が臨界に達しない

型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大ことに関する説明書

型ポンプを使用した代替燃料プール注水系

2.

基本方針

（注水ライン）による冷却及び水位確保によ

3.

使用済燃料プール水漏えい時の未臨界性評価

5.

使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備の設計
5.1 代替燃料プール注水系の設計(3) 臨界防止に関する確認り使用済燃料プールの機能を維持し，実効増倍率が最も高くなる冠水状態においても実効増倍率は不確定性を含めて 0.95 以下で臨界を防止できる設計とする。
【69 条 11】
可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替

Ｖ-1-1-4-2 設備別記載事項の設定根拠に関する説明

注水大型ポンプは，空冷式のディーゼルエン

書（核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設）

2.

核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設の兼用に関する設計
2.1 機能単位の系統の明確化
2.2 兼用する機能の確認
2.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計ジンにより駆動できる設計とする。
【69 条 12】

Ｖ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉冷却系統施設）②2.4

Ｖ-1-3-4 使用済燃料貯蔵槽の冷却能力に関する説明
2.

基本方針

3.

評価

兼用を含む核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設の機器の仕様等に関する設計書−

代替燃料プール注水系

2.5 各機器固有の設計
2.6

機能を兼用する機器を含む核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設の系統図に関する取りまとめ
5.

使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備の設計
5.1 代替燃料プール注水系の設計(1) 設備仕様に係る設計(2) 各機器固有の設計
c.

可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替

Ｖ-1-3-4 使用済燃料貯蔵槽の冷却能力に関する説明

注水大型ポンプは，想定される重大事故等時

−

書

5.

使用済燃料貯蔵槽の冷却能力に関する設計

使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備の設計
5.1 代替燃料プール注水系の設計において，使用済燃料プール内の燃料体等を

2.

基本方針

(1) 設備仕様に係る設計

冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止する

3.

評価(2) 各機器固有の設計c.

ために必要な注水流量を有する設計とする。
【69 条 13】

Ｖ-1-3-2 燃料取扱設備，新燃料貯蔵設備及び使用済
燃料貯蔵設備の核燃料物質が臨界に達しないことに関する説明書

19

使用済燃料貯蔵槽の冷却能力に関する設計(3) 臨界防止に関する評価(4) 放射線遮蔽機能維持のための配管設計

基本設計方針変 更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後
2.

基本方針

3.

使用済燃料プール水漏えい時の未臨界性評価

様式 1 への反映結果

Ｖ-1-3-5 使用済燃料貯蔵槽の水深の遮蔽能力に関する説明書
2. 基本方針3.
4.2.1.2

使用済燃料プールにおける水遮蔽の評価

代替燃料プール注水系（常設スプレイ

Ｖ-1-1-4-2 設備別記載事項の設定根拠に関する説明ヘッダ）を使用した使用済燃料プール注書（核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設）

5.

使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備の設計
5.1 代替燃料プール注水系の設計(1) 設備仕様に係る設計

水(1)

常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）−

常設低圧代替注水ポンプによる代替燃料(2) 各機器固有の設計

Ｖ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明c.

書（原子炉冷却系統施設）

使用済燃料貯蔵槽の冷却能力に関する設計

Ｖ-1-3-4 使用済燃料貯蔵槽の冷却能力に関する説明書

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

2.

基本方針

貯槽の水を代替燃料プール注水系配管等を3.

評価

経由して常設スプレイヘッダから使用済燃料プールへ注水することにより，使用済燃料プールの水位を維持できる設計とする。
【69 条 16】
常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃

第 1-4-1 図 単線結線図（1／5）

5.

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

使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備の設計
5.1 代替燃料プール注水系の設計(1) 設備仕様に係る設計

第 1-4-2 図 単線結線図（2／5）

電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。
【69 条 17】−

また，使用済燃料プールは，使用済燃料貯Ｖ-1-3-2 燃料取扱設備，新燃料貯蔵設備及び使用済

蔵ラックの形状を維持した状態において，燃料貯蔵設備の核燃料物質が臨界に達しない

常設代替注水系ポンプを使用した代替燃料ことに関する説明書

プール注水系（常設スプレイヘッダ）による

2.

基本方針

冷却及び水位確保により使用済燃料プール

3.

使用済燃料プール水漏えい時の未臨界性評価の機能を維持し，実効増倍率が最も高くなる冠水状態においても実効増倍率は不確定性を含めて 0.95 以下で臨界を防止できる設計とする。
【69 条 18】20

5.

使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備の設計
5.1 代替燃料プール注水系の設計(3) 臨界防止に関する評価

基本設計方針変 更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後
(2)

可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料

Ｖ-1-1-4-2 設備別記載事項の設定根拠に関する説明

プール注水系（常設スプレイヘッダ）

書（核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設）

様式 1 への反映結果
5.

使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備の設計
5.1 代替燃料プール注水系の設計(1) 設備仕様に係る設計

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c.

書（原子炉冷却系統施設）型代替注水大型ポンプにより，代替淡水貯槽−(2) 各機器固有の設計

Ｖ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明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

Ｖ-1-3-4 使用済燃料貯蔵槽の冷却能力に関する説明書へ注水することにより，使用済燃料プールの水位を維持できる設計とする。
【69 条 19】
可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料

2.

基本方針

3.

評価

第 1-4-1 図 単線結線図（1／5）

5.

使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備の設計
5.1 代替燃料プール注水系の設計

プール注水系（常設スプレイヘッダ）は，代替−

使用済燃料貯蔵槽の冷却能力に関する設計

所内電気設備を経由した常設代替交流電源設(1) 設備仕様に係る設計

第 1-4-2 図 単線結線図（2／5）

備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。
【69 条 20】−

また，使用済燃料プールは，使用済燃料貯Ｖ-1-3-2 燃料取扱設備，新燃料貯蔵設備及び使用済

蔵ラックの形状を維持した状態において，可燃料貯蔵設備の核燃料物質が臨界に達しない

搬型代替注水大型ポンプを使用した代替燃ことに関する説明書

料プール注水系（常設スプレイヘッダ）によ

2.

基本方針

る冷却及び水位確保により使用済燃料プー

3.

使用済燃料プール水漏えい時の未臨界性評価

5.

使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備の設計
5.1 代替燃料プール注水系の設計(3) 臨界防止に関する評価

ルの機能を維持し，実効増倍率が最も高くなる冠水状態においても実効増倍率は不確定性を含めて 0.95 以下で臨界を防止できる設計とする。
【69 条 21】
可搬型代替注水大型ポンプは，空冷式のデＶ-1-1-4-2 設備別記載事項の設定根拠に関する説明ィーゼルエンジンにより駆動できる設計と書（核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設）

5.

(1) 設備仕様に係る設計する。
【69 条 22】

使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備の設計
5.1 代替燃料プール注水系の設計(2) 各機器固有の設計

Ｖ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明c.

書（原子炉冷却系統施設）−

使用済燃料貯蔵槽の冷却能力に関する設計

Ｖ-1-3-4 使用済燃料貯蔵槽の冷却能力に関する説明書−

可搬型代替注水大型ポンプは，想定される

2.

基本方針

3.

評価

Ｖ-1-3-4 使用済燃料貯蔵槽の冷却能力に関する説明

重大事故等時において，使用済燃料プール内

書
21

5.

使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備の設計
5.1 代替燃料プール注水系の設計

基本設計方針変 更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後

様式 1 への反映結果の燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び

2.

基本方針

(1) 設備仕様に係る設計臨界を防止するために必要な注水流量を有

3.

評価(2) 各機器固有の設計
c.

する設計とする。
【69 条 23】

使用済燃料貯蔵槽の冷却能力に関する設計(3) 臨界防止に関する評価

Ｖ-1-3-2 燃料取扱設備，新燃料貯蔵設備及び使用済(4) 放射線遮蔽機能維持のための配管設計

燃料貯蔵設備の核燃料物質が臨界に達しないことに関する説明書
2.

基本方針

3.

使用済燃料プール水漏えい時の未臨界性評価

Ｖ-1-3-5 使用済燃料貯蔵槽の水深の遮蔽能力に関する説明書
2. 基本方針3.

使用済燃料プールにおける水遮蔽の評価

代替燃料プール注水系（可搬型スプレ

Ｖ-1-1-4-2 設備別記載事項の設定根拠に関する説明イノズル）を使用した使用済燃料プール

書（核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設）

4.2.1.3

5.

使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備の設計
5.1 代替燃料プール注水系の設計(1) 設備仕様に係る設計

注水(2) 各機器固有の設計

可搬型代替注水大型ポンプによる代替 Ｖ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明c.

書（原子炉冷却系統施設）

燃料プール注水系（可搬型スプレイノズ

使用済燃料貯蔵槽の冷却能力に関する設計

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−

Ｖ-1-3-4 使用済燃料貯蔵槽の冷却能力に関する説明書

可搬型スプレイノズルから使用済燃料プールへ注水することにより，使用済燃料

2.

基本方針

プールの水位を維持できる設計とする。

3.

評価【69 条 26】
また，使用済燃料プールは，使用済燃料 Ｖ-1-3-2 燃料取扱設備，新燃料貯蔵設備及び使用済−

貯蔵ラックの形状を維持した状態におい

燃料貯蔵設備の核燃料物質が臨界に達しないて，可搬型代替注水大型ポンプを使用しことに関する説明書

た代替燃料プール注水系（可搬型スプレ

2.

基本方針

イノズル）による冷却及び水位確保によ

3.

使用済燃料プール水漏えい時の未臨界性評価

5.

使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備の設計
5.1 代替燃料プール注水系の設計(3) 臨界防止に関する評価

り使用済燃料プールの機能を維持し，実効増倍率が最も高くなる冠水状態においても実効増倍率は不確定性を含めて 0.95以下で臨界を防止できる設計とする。
【69 条 27】−

可搬型代替注水大型ポンプは，空冷式

Ｖ-1-1-4-2 設備別記載事項の設定根拠に関する説明のディーゼルエンジンにより駆動できる書（核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設）

5.

使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備の設計
5.1 代替燃料プール注水系の設計(1) 設備仕様に係る設計設計とする。

(2) 各機器固有の設計【69 条 28】22

基本設計方針変 更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後

様式 1 への反映結果c.

Ｖ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明

使用済燃料貯蔵槽の冷却能力に関する設計書（原子炉冷却系統施設）
Ｖ-1-3-4 使用済燃料貯蔵槽の冷却能力に関する説明
書
2.

基本方針

3.

評価

可搬型代替注水大型ポンプは，想定さ Ｖ-1-3-4 使用済燃料貯蔵槽の冷却能力に関する説明れる重大事故等時において，使用済燃料

5.

書

使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備の設計
5.1 代替燃料プール注水系の設計

プール内の燃料体等を冷却し，放射線を

2.

基本方針

(1) 設備仕様に係る設計

遮蔽し，及び臨界を防止するために必要

3.

評価(2) 各機器固有の設計
c.

な注水流量を有する設計とする。
【69 条 29】(3) 臨界防止に関する評価

Ｖ-1-3-2 燃料取扱設備，新燃料貯蔵設備及び使用済(4) 放射線遮蔽機能維持のための配管設計

燃料貯蔵設備の核燃料物質が臨界に達しない−

使用済燃料貯蔵槽の冷却能力に関する設計ことに関する説明書
2.

基本方針

3.

使用済燃料プール水漏えい時の未臨界性評価

Ｖ-1-3-5 使用済燃料貯蔵槽の水深の遮蔽能力に関する説明書
2. 基本方針3.
4.2.2 使用済燃料プールスプレイ

使用済燃料プールにおける水遮蔽の評価

Ｖ-1-1-4-2 設備別記載事項の設定根拠に関する説明

使用済燃料プールからの大量の水の漏え

書（核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設）

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使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備の設計
5.1 代替燃料プール注水系の設計(1) 設備仕様に係る設計

Ｖ-1-3-4 使用済燃料貯蔵槽の冷却能力に関する説明

ともに，燃料損傷時には使用済燃料プール

−

5.

書

(2) 各機器固有の設計c.

使用済燃料貯蔵槽の冷却能力に関する設計

内の燃料体等の上部全面にスプレイするこ

2.

基本方針

(3) 臨界防止に関する評価とによりできる限り環境への放射性物質の3.

評価(4) 放射線遮蔽機能維持のための配管設計

放出を低減するための重大事故等対処設備のうち使用済燃料プールスプレイ設備として，常設スプレイヘッダ及び可搬型スプレ
イノズルを使用した代替燃料プール注水系を設ける設計とする。
【69 条 32】23

基本設計方針変 更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後
代替燃料プール注水系（常設スプレイ

Ｖ-1-1-4-2 設備別記載事項の設定根拠に関する説明ヘッダ）を使用した使用済燃料プールス

書（核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設）

4.2.2.1

様式 1 への反映結果
5.

5.1 代替燃料プール注水系の設計

プレイ
(1)

使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備の設計(1) 設備仕様に係る設計

常設低圧代替注水系ポンプによ Ｖ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明(2) 各機器固有の設計書（原子炉冷却系統施設）

る代替燃料プール注水系（常設スプレイ

c.

ヘッダ）

使用済燃料貯蔵槽の冷却能力に関する設計

常設低圧代替注水系ポンプによる代替 Ｖ-1-3-4 使用済燃料貯蔵槽の冷却能力に関する説明
燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）−

書

は，常設低圧代替注水系ポンプにより，代

2.

基本方針

替淡水貯槽の水を代替燃料プール注水系

3.

評価

配管等を経由して常設スプレイヘッダから使用済燃料プール内の燃料体等に直接スプレイすることにより，燃料損傷を緩和するとともに，環境への放射性物質の放出をできる限り低減できるよう，使用済燃料プールの全面に向けてスプ レイ
し，使用済燃料プール内に貯蔵している燃料体等からの崩壊熱による蒸散量を上回る量をスプレイできる設計とする。
【69 条 33】
常設低圧代替注水系ポンプによる代替 第 1-4-1 図 単線結線図（1／5）

5.

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−

使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備の設計
5.1 代替燃料プール注水系の設計(1) 設備仕様に係る設計

第 1-4-2 図 単線結線図（2／5）

替交流電源設備又は可搬型代替交流電源
設備からの給電が可能な設計とする。
【69 条 34】
使用済燃料プール内へのスプレイ 量 Ｖ-1-3-2 燃料取扱設備，新燃料貯蔵設備及び使用済−

は，試験により確認する。また，使用済燃

燃料貯蔵設備の核燃料物質が臨界に達しない

料プールは，常設低圧代替注水系ポンプことに関する説明書

による代替燃料プール注水系（常設スプ

2.

基本方針

レイヘッダ）にて，使用済燃料貯蔵ラック

3.

使用済燃料プール水漏えい時の未臨界性評価

及び燃料体等を冷却し，臨界にならない
ように配慮したラック形状及び燃料配置において，いかなる一様な水密度であっても実効増倍率は不確定性を含めて 0.95以下で臨界を防止できる設計とする。
【69 条 35】24

5.

使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備の設計
5.1 代替燃料プール注水系の設計(3) 臨界防止に関する評価

基本設計方針変 更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後
(2)

可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃

Ｖ-1-1-4-2 設備別記載事項の設定根拠に関する説明

料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使書（核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設）

様式 1 への反映結果
5.

使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備の設計
5.1 代替燃料プール注水系の設計(1) 設備仕様に係る設計用した使用済燃料プールスプレイ
可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃(2) 各機器固有の設計

Ｖ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明c.

書（原子炉冷却系統施設）

料プール注水系（常設スプレイヘッダ）は，

使用済燃料貯蔵槽の冷却能力に関する設計

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

Ｖ-1-3-4 使用済燃料貯蔵槽の冷却能力に関する説明書を経由して常設スプレイヘッダから使用済−

燃料プール内の燃料体等に直接スプレイす

2.

基本方針

ることにより，燃料損傷を緩和するととも

3.

評価に，環境への放射性物質の放出をできる限り低減できるよう，使用済燃料プールの全面に向けてスプレイし，使用済燃料プール
内に貯蔵している燃料体等からの崩壊熱による蒸散量を上回る量をスプレイできる設計とする。
【69 条 36】
可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃

第 1-4-1 図 単線結線図（1／5）

5.

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

使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備の設計
5.1 代替燃料プール注水系の設計(1) 設備仕様に係る設計

第 1-4-2 図 単線結線図（2／5）

電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。
【69 条 37】−

使用済燃料プール内へのスプレイ量は，Ｖ-1-3-2 燃料取扱設備，新燃料貯蔵設備及び使用済試験により確認する。また，使用済燃料プー

燃料貯蔵設備の核燃料物質が臨界に達しない

ルは，可搬型代替注水大型ポンプによる代ことに関する説明書

替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）

2.

基本方針

にて，使用済燃料貯蔵ラック及び燃料体等

3.

使用済燃料プール水漏えい時の未臨界性評価

5.

使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備の設計
5.1 代替燃料プール注水系の設計(3) 臨界防止に関する評価を冷却し，臨界にならないように配慮したラック形状及び燃料配置において，いかな
る一様な水密度であっても実効増倍率は不確定性を含めて 0.95 以下で臨界を防止できる設計とする。
【69 条 38】−

可搬型代替注水大型ポンプは，空冷式のＶ-1-1-4-2 設備別記載事項の設定根拠に関する説明

ディーゼルエンジンにより駆動できる設計書（核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設）

5.

使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備の設計
5.1 代替燃料プール注水系の設計(1) 設備仕様に係る設計とする。

(2) 各機器固有の設計【69 条 39】25

基本設計方針変 更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後

様式 1 への反映結果c.

Ｖ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明

使用済燃料貯蔵槽の冷却能力に関する設計書（原子炉冷却系統施設）
Ｖ-1-3-4 使用済燃料貯蔵槽の冷却能力に関する説明書

4.2.2.2

2.

基本方針

3.

評価

代替燃料プール注水系（可搬型スプレ

Ｖ-1-1-4-2 設備別記載事項の設定根拠に関する説明イノズル）を使用した使用済燃料プール

書（核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設）

5.

使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備の設計
5.1 代替燃料プール注水系の設計(1) 設備仕様に係る設計

スプレイ(2) 各機器固有の設計

可搬型代替注水大型ポンプによる代替 Ｖ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明c.

書（原子炉冷却系統施設）

燃料プール注水系（可搬型スプレイノズ

使用済燃料貯蔵槽の冷却能力に関する設計

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

Ｖ-1-3-4 使用済燃料貯蔵槽の冷却能力に関する説明書

して可搬型スプレイノズルから使用済燃−料プール内の燃料体等に直接スプレイす

2.

基本方針

ることにより，燃料損傷を緩和するとと

3.

評価

もに，環境への放射性物質の放出をできる限り低減できるよう使用済燃料プールの全面に向けてスプレイし，使用済燃料
プール内に貯蔵している燃料体等からの崩壊熱による蒸散量を上回る量をスプレイできる設計とする。
【69 条 42】
使用済燃料プール内へのスプレイ 量 Ｖ-1-3-2 燃料取扱設備，新燃料貯蔵設備及び使用済
は，試験により確認する。また，使用済燃

燃料貯蔵設備の核燃料物質が臨界に達しない

料プールは，可搬型代替注水大型ポンプことに関する説明書

による代替燃料プール注水系（可搬型ス

2.

基本方針

プレイノズル）にて，使用済燃料貯蔵ラッ

3.

使用済燃料プール水漏えい時の未臨界性評価

ク及び燃料体等を冷却し，臨界にならな−いように配慮したラック形状及び燃料配置において，いかなる一様な水密度であっても実効増倍率は不確定性を含 めて
0.95 以下で臨界を防止できる設計とする。
【69 条 43】26

5.

使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備の設計
5.1 代替燃料プール注水系の設計(3) 臨界防止に関する評価

基本設計方針変 更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後
可搬型代替注水大型ポンプは，空冷式

Ｖ-1-1-4-2 設備別記載事項の設定根拠に関する説明のディーゼルエンジンにより駆動できる書（核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設）

様式 1 への反映結果
5.

(1) 設備仕様に係る設計設計とする。
【69 条 44】

使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備の設計
5.1 代替燃料プール注水系の設計(2) 各機器固有の設計

Ｖ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明c.

書（原子炉冷却系統施設）−

使用済燃料貯蔵槽の冷却能力に関する設計

Ｖ-1-3-4 使用済燃料貯蔵槽の冷却能力に関する説明書

4.3 代替燃料プール冷却系

2.

基本方針

3.

評価

Ｖ-1-1-4-2 設備別記載事項の設定根拠に関する説明

5.

使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備の設計
5.2 代替燃料プール冷却系の設計書（核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設）

使用済燃料プールから発生する水蒸気による悪(1) 設備仕様に係る設計影響を防止するための重大事故等対処設備として，代替燃料プール冷却系を設ける設計とする。

(2) 各機器固有の設計

Ｖ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明c.

書（原子炉冷却系統施設）【69 条 56】

代替燃料プール冷却系による燃料の崩壊熱の除去に関する設計−
Ｖ-1-3-4 使用済燃料貯蔵槽の冷却能力に関する説明
書

−

2.

基本方針

4.

代替燃料プール冷却系

代替燃料プール冷却系は，使用済燃料プールのＶ-1-1-4-2 設備別記載事項の設定根拠に関する説明

水を代替燃料プール冷却系ポンプにより代替燃料書（核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設）

5.

使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備の設計
5.2 代替燃料プール冷却系の設計

プール冷却系熱交換器等を経由して循環させるこ(1) 設備仕様に係る設計とで，使用済燃料プールを冷却できる設計とする。 Ｖ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明(2) 各機器固有の設計【69 条 57】c.

書（原子炉冷却系統施設）

代替燃料プール冷却系による燃料の崩壊熱の除去に関する設計
Ｖ-1-3-4 使用済燃料貯蔵槽の冷却能力に関する説明
書
2.

基本方針

4.

代替燃料プール冷却系

代替燃料プール冷却系は，非常用交流電源設備

Ｖ-1-1-4-2 設備別記載事項の設定根拠に関する説明及び原子炉補機冷却系が機能喪失した場合でも，

書（核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設）

備及び緊急用海水系を用いて，使用済燃料プール

使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備の設計
5.2 代替燃料プール冷却系の設計(1) 設備仕様に係る設計

代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設−

5.

Ｖ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明を除熱できる設計とする。

書（原子炉冷却系統施設）(2) 各機器固有の設計c.

代替燃料プール冷却系による燃料の崩壊熱の除去に関する設計【69 条 58】
Ｖ-1-3-4 使用済燃料貯蔵槽の冷却能力に関する説明書
27

基本設計方針変 更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後
2.

基本方針

4.

代替燃料プール冷却系

様式 1 への反映結果

第 1-4-1 図 単線結線図（1／5）
第 1-4-2 図 単線結線図（2／5）
代替燃料プール冷却系は，代替燃料プール冷却

Ｖ-1-1-4-2 設備別記載事項の設定根拠に関する説明

系ポンプ，代替燃料プール冷却系熱交換器，配管・書（核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設）

5.

(1) 設備仕様に係る設計

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−(2) 各機器固有の設計

Ｖ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明c.

書（原子炉冷却系統施設）

水することで，代替燃料プール冷却系熱交換器でＶ-1-3-4 使用済燃料貯蔵槽の冷却能力に関する説明書【69 条 59】

4.4 原子炉建屋放水設備

2.

基本方針

4.

代替燃料プール冷却系

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

4.4.1 大気への拡散抑制

Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1
18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.1 機能単位の系統の明確化
18.2 兼用する機能の確認
18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

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代替燃料プール冷却系による燃料の崩壊熱の除去に関する設計

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。

使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備の設計
5.2 代替燃料プール冷却系の設計

Ｖ-1-1-4-7 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉格納施設）

下により，使用済燃料プール内の燃料体等の④非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

著しい損傷に至った場合において，燃料損傷

・低圧代替注水系

時にはできる限り環境への放射性物質の放出18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計
18.5 各機器固有の設計
18.6 機能を兼用する機器を含む原子炉冷却系統施設の系統図に関する取りまとめを低減するための重大事故等対処設備として，原子炉建屋放水設備を設ける設計とする。
【69 条 47】【70 条 1】Ⅴ-1-10-8「原子炉格納施設」の様式-1−

2.

原子炉格納施設の兼用する設計
2.1 機能に係る設計条件の設定
2.2 機能単位の系統の明確化
2.3 兼用する機能の確認
2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計③ 原子炉格納容器安全設備
・原子炉建屋放水設備
2.5 兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計
2.6 各機器固有の設計
2.7 機能を兼用する機器を含む原子炉格納施設の系統図に関する取りまとめ

28

基本設計方針変 更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後
原子炉建屋放水設備は，可搬型代替注水大Ｖ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉冷却系統施設）型ポンプにより海水を取水し，ホース等を経

様式 1 への反映結果
Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1
18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.1 機能単位の系統の明確化
18.2 兼用する機能の確認
18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計由して放水砲から原子炉建屋へ放水すること
により，環境への放射性物質の放出を可能な

Ｖ-1-1-4-7 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉格納施設）

限り低減できる設計とする。

④非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備【69 条 48】【70 条 2】・低圧代替注水系
18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計
18.5 各機器固有の設計
18.6 機能を兼用する機器を含む原子炉冷却系統施設の系統図に関する取りまとめ−
Ⅴ-1-10-8「原子炉格納施設」の様式-1
2.

原子炉格納施設の兼用する設計
2.1 機能に係る設計条件の設定
2.2 機能単位の系統の明確化
2.3 兼用する機能の確認
2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計③ 原子炉格納容器安全設備
・原子炉建屋放水設備
2.5 兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計
2.6 各機器固有の設計
2.7 機能を兼用する機器を含む原子炉格納施設の系統図に関する取りまとめ

可搬型代替注水大型ポンプ及び放水砲は，

Ｖ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明

設置場所を任意に設定し，複数の方向から原書（原子炉冷却系統施設）

Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1
18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.1 機能単位の系統の明確化
18.2 兼用する機能の確認
18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

子炉建屋に向けて放水できる設計とする。
【70 条 2】Ｖ-1-1-4-7 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉格納施設）④非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備
・低圧代替注水系
18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計
18.5 各機器固有の設計
18.6 機能を兼用する機器を含む原子炉冷却系統施設の系統図に関する取りまとめ−

Ⅴ-1-10-8「原子炉格納施設」の様式-1
2.

29

原子炉格納施設の兼用する設計
2.1 機能に係る設計条件の設定
2.2 機能単位の系統の明確化
2.3 兼用する機能の確認
2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

基本設計方針変 更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後

様式 1 への反映結果③

原子炉格納容器安全設備
・原子炉建屋放水設備
2.5 兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計
2.6 各機器固有の設計
2.7 機能を兼用する機器を含む原子炉格納施設の系統図に関する取りまとめ
4.4.2 海洋への拡散抑制
炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破Ｖ-1-1-4-別添 2 設定根拠に関する説明書（別添）（汚濁防止膜（可搬型））損に至った場合において，発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための重大事故等対処設備として，海洋拡散抑制設備を設ける設
−

計とする。

Ⅴ-1-10-8「原子炉格納施設」の様式-1
2.

原子炉格納施設の兼用する設計
2.1 機能に係る設計条件の設定
2.2 機能単位の系統の明確化
2.3 兼用する機能の確認
2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計⑦汚濁防止膜（可搬型）
2.5 兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計
2.6 各機器固有の設計
2.7 機能を兼用する機器を含む原子炉格納施設の【70 条 1】

系統図に関する取りまとめ
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

Ｖ-1-1-4-別添 2 設定根拠に関する説明書（別添）（汚濁防止膜（可搬型））

Ⅴ-1-10-8「原子炉格納施設」の様式-1
2.

2.1
2.2
2.3
2.4

設備は，汚濁防止膜等で構成し，汚濁防止膜（可搬型）は，汚染水が発電所から海洋に流出する 12 箇所（雨水排水路集水桝 9 箇所及び放−原子炉格納施設の兼用する設計

水路 3 箇所）に設置できる設計とする。

機能に係る設計条件の設定
機能単位の系統の明確化
兼用する機能の確認機能を兼用する機器を含む設備に係る設計⑦汚濁防止膜（可搬型）【70 条 5】

2.5 兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計
2.6 各機器固有の設計
2.7 機能を兼用する機器を含む原子炉格納施設の系統図に関する取りまとめ

汚濁防止膜（可搬型）は，海洋への放射性物質の拡散を抑制するため，設置場所に応じた

Ｖ-1-1-4-別添 2 設定根拠に関する説明書（別添）（汚濁防止膜（可搬型））2.

原子炉格納施設の兼用する設計
2.1
2.2
2.3
2.4

高さ及び幅を有する設計とする。必要数は，各設置場所に必要な幅に対して汚濁防止膜を二−Ⅴ-1-10-8「原子炉格納施設」の様式-1

重に計 2 本設置することとし，雨水排水路集水桝 9 箇所の設置場所に計 18 本（高さ約 3 m，機能に係る設計条件の設定
機能単位の系統の明確化
兼用する機能の確認機能を兼用する機器を含む設備に係る設計⑦汚濁防止膜（可搬型）

幅約 3 m（12 本），高さ約 2 m，幅約 3 m（62.5 兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計
2.6 各機器固有の設計本））及び放水路 3 箇所の設置場所に計 6 本（高さ約 4 m，幅約 4 m（6 本））の合計 24 本使用する設計とする。また，予備については，保守30

基本設計方針変 更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後

様式 1 への反映結果
2.7 機能を兼用する機器を含む原子炉格納施設の点検は目視点検であり，保守点検中でも使用系統図に関する取りまとめ可能であるため，保守点検用は考慮せずに，破れ等の破損時の予備用として各設置場所に対して 2 本の計 24 本を保管することとし，予備を含めた保有数として設置場所 12 箇所分の合計 48 本を保管する。
【70 条 6】
4.5 使用済燃料プールの水質維持

4.5 使用済燃料プールの水質維持

使用済燃料プールは，使用済燃料からの崩壊熱

使用済燃料プールは，使用済燃料からの崩壊熱を燃料プール冷却浄化系熱交換器で除去して使用を燃料プール冷却浄化系熱交換器で除去して使用済燃料プール水を冷却するとともに，燃料体の被済燃料プール水を冷却するとともに，燃料体の被覆が著しく腐食するおそれがないよう燃料プール

覆が著しく腐食するおそれがないよう燃料プール

冷却浄化系のフィルタ脱塩器で使用済燃料プール

冷却浄化系のフィルタ脱塩器で使用済燃料プール

水をろ過脱塩して，使用済燃料プール，原子炉ウェ

水をろ過脱塩して，使用済燃料プール，原子炉ウェ

ル等の水の純度，透明度を維持できる設計とする。

ル等の水の純度，透明度を維持できる設計とする。

−−（追加要求事項なし）【26 条 37】
4.6 使用済燃料プール接続配管

4.6 使用済燃料プール接続配管

使用済燃料プール水の漏えいを防止するため，使用済燃料プール水の漏えいを防止するため，使用済燃料プールには排水口を設けない設計と使用済燃料プールには排水口を設けない設計とし，使用済燃料プールに接続された配管には真空し，使用済燃料プールに接続された配管には真空破壊弁を設け，配管が破損しても，サイフォン効果

破壊弁を設け，配管が破損しても，サイフォン効果

により，使用済燃料プール水が継続的に流出しなにより，使用済燃料プール水が継続的に流出しない設計とする。

い設計とする。

−−（追加要求事項なし）【26 条 34】
4.7 水源，代替水源供給設備

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

4.7.1 重大事故等の収束に必要となる水源

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.1 機能単位の系統の明確化
18.2 兼用する機能の確認
18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

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，④非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設−

Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1

・低圧代替注水系

備に対して重大事故等の収束に必要となる十18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計
18.5 各機器固有の設計
18.6 機能を兼用する機器を含む原子炉冷却系統施設の系統図に関する取りまとめ

分な水の量を供給するために必要な重大事故等対処設備として，代替淡水貯槽及び西側淡水貯水設備を重大事故等の収束に必要となる水源として設ける設計とする。
【71 条 1】31

基本設計方針変 更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後
また，これら重大事故等の収束に必要とな

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

る水源とは別に，代替淡水源として淡水タン

Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1
18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.1 機能単位の系統の明確化
18.2 兼用する機能の確認
18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

ク（多目的タンク，原水タンク，ろ過水貯蔵タ
ンク及び純水貯蔵タンク）を設ける設計とする。
−

様式 1 への反映結果④非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備【71 条 2】・低圧代替注水系
18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計
18.5 各機器固有の設計
18.6 機能を兼用する機器を含む原子炉冷却系統施設の系統図に関する取りまとめ

代替淡水貯槽を水源として重大事故等の対

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

応を実施する際には，西側淡水貯水設備を代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④非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

渇した場合に，海を水源として利用できる設・低圧代替注水系計とする。
【71 条 3】18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計
18.5 各機器固有の設計
18.6 機能を兼用する機器を含む原子炉冷却系統施設の系統図に関する取りまとめ
代替淡水貯槽は，想定される重大事故等時

Ｖ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明において，使用済燃料プールの冷却又は注水書（原子炉冷却系統施設）

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・低圧代替注水系

ル注水系（可搬型スプレイノズル）の水源と18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計
18.5 各機器固有の設計
18.6 機能を兼用する機器を含む原子炉冷却系統施設の系統図に関する取りまとめして使用できる設計とする。
【71 条 6】Ｖ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明

等時において，使用済燃料プールの注水に使−

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計④非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

系（常設スプレイヘッダ）及び代替燃料プー

西側淡水貯水設備は，想定される重大事故

Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1
18.1 機能単位の系統の明確化
18.2 兼用する機能の確認
18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計に使用する設計基準事故対処設備が機能喪−

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.1 機能単位の系統の明確化
18.2 兼用する機能の確認
18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

替淡水源とし，西側淡水貯水設備を水源とし−

Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1書（原子炉冷却系統施設）

Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1
18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.1 機能単位の系統の明確化
18.2 兼用する機能の確認
18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

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④非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備
32

基本設計方針変 更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後
水系（注水ライン）の水源として使用できる・低圧代替注水系
18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計
18.5 各機器固有の設計
18.6 機能を兼用する機器を含む原子炉冷却系統施設の系統図に関する取りまとめ設計とする。
【71 条 7】

代替淡水源である淡水タンク（多目的タン

Ｖ-1-1-4-3

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉冷却系統施設）

ク，原水タンク，ろ過水貯蔵タンク及び純水
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として使用でき

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計④非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

る設計とする。

・低圧代替注水系【71 条 10】18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計
18.5 各機器固有の設計
18.6 機能を兼用する機器を含む原子炉冷却系統施設の系統図に関する取りまとめ

海は，想定される重大事故等時において， Ｖ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明
淡水が枯渇した場合に，代替淡水貯槽又は西書（原子炉冷却系統施設）

Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1
18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.1 機能単位の系統の明確化
18.2 兼用する機能の確認
18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

側淡水貯水設備へ水を供給するための水源であるとともに，使用済燃料プールの冷却又は注水に使用する設計基準事故対処設備が−Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1
18.1 機能単位の系統の明確化
18.2 兼用する機能の確認
18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

貯蔵タンク）は，想定される重大事故等時に−様式 1 への反映結果④非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

機能喪失した場合の代替手段である代替燃

・低圧代替注水系

料プール注水系（注水ライン），代替燃料プー18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計
18.5 各機器固有の設計
18.6 機能を兼用する機器を含む原子炉冷却系統施設の系統図に関する取りまとめ

ル注水系（常設スプレイヘッダ）及び代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）の水源として，また，原子炉建屋放水設備の水源として利用できる設計とする。
【71 条 11】4.7.2 代替水源供給設備

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

設計基準事故対処設備及び重大事故等対処

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.1 機能単位の系統の明確化
18.2 兼用する機能の確認
18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計設備に対して，重大事故等の収束に必要となる十分な量の水を供給するために必要な設備
及び海を利用するために必要な設備として，−

Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1④非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注・低圧代替注水系

水大型ポンプを設ける設計とする。

18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計
18.5 各機器固有の設計
18.6 機能を兼用する機器を含む原子炉冷却系統施設の系統図に関する取りまとめ【71 条 4】33

基本設計方針変 更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後
重大事故等の収束に必要な水源である代Ｖ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明

Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1

替淡水貯槽へ淡水を供給するための重大事

書（原子炉冷却系統施設）

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.1 機能単位の系統の明確化
18.2 兼用する機能の確認
18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

故等対処設備として，可搬型代替注水中型ポ
ンプは，代替淡水源である西側淡水貯水設
備，淡水タンク（多目的タンク，原水タンク，④非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

ろ過水貯蔵タンク及び純水貯蔵タンク）の淡・低圧代替注水系

水を，可搬型代替注水大型ポンプは，淡水タ

18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計
18.5 各機器固有の設計
18.6 機能を兼用する機器を含む原子炉冷却系統施設の系統図に関する取りまとめ

ンク（多目的タンク，原水タンク，ろ過水貯−様式 1 への反映結果

蔵タンク及び純水貯蔵タンク）の淡水を代替
淡水貯槽へ供給できる設計とする。
また，淡水が枯渇した場合に，重大事故等の収束に必要な水源である代替淡水貯槽へ海水を供給するための重大事故等対処設備
として，可搬型代替注水中型ポンプ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。
【71 条 12】
重大事故等の収束に必要な水源である西側

Ｖ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明

淡水貯水設備へ淡水を供給するための重大事

書（原子炉冷却系統施設）

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.1 機能単位の系統の明確化
18.2 兼用する機能の確認
18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

故等対処設備として，可搬型代替注水大型ポ
ンプは，代替淡水源である代替淡水貯槽，淡水タンク（多目的タンク，原水タンク，ろ過水貯④非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

蔵タンク及び純水貯蔵タンク）の淡水を西側−

Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1

・低圧代替注水系

淡水貯水設備へ供給できる設計とする。

18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計
18.5 各機器固有の設計
18.6 機能を兼用する機器を含む原子炉冷却系統施設の系統図に関する取りまとめ

また，淡水が枯渇した場合に，重大事故等の収束に必要な水源である西側淡水貯水設備へ海水を供給するための重大事故等対処設備として，可搬型代替注水大型ポンプは，海水を西側淡水貯水設備へ供給できる設計とする。
【71 条 13】
可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替

Ｖ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明

注水大型ポンプは，空冷式のディーゼルエン

書（原子炉冷却系統施設）

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.1 機能単位の系統の明確化
18.2 兼用する機能の確認
18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計ジンにより駆動できる設計とする。
−

Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1【71 条 14】④非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備
・低圧代替注水系
18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計
34

基本設計方針変 更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後

様式 1 への反映結果
18.5 各機器固有の設計
18.6 機能を兼用する機器を含む原子炉冷却系統施設の系統図に関する取りまとめ

代替水源及び代替淡水源からの移送ルート

Ｖ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉冷却系統施設）を確保するとともに，可搬型のホース，可搬型
代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型
ポンプについては，複数箇所に分散して保管

Ｖ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が使用される条件の下における健全性に関する説明書する。

2.1 多重性又は多様性及び独立性並びに位置的分【71 条 5】−散
3.1 核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設

Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1
18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.1 機能単位の系統の明確化
18.2 兼用する機能の確認
18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計④非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備
・低圧代替注水系
18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計
18.5 各機器固有の設計c.

非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備(d) 水源に係る設備
18.6 機能を兼用する機器を含む原子炉冷却系統施設の系統図に関する取りまとめ
5.

主要対象設備

5. 主要対象設備

核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設の対象となる
主要な設備について，「表 1

核燃料物質の取扱施設

及び貯蔵施設の主要設備リスト」に示す。

核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設の対象となる
主要な設備について，「表 1 核燃料物質の取扱施設
及び貯蔵施設の主要設備リスト」に示す。

−

本施設の設備として兼用する場合に主要設備リス
トに記載されない設備については，
「表 2

核燃料物

質の取扱施設及び貯蔵施設の兼用設備リスト」に示
す。

35

−
（「主要設備リスト」及び「兼用リスト」による）

設計及び工事に係る品質管理の方法等に関する説明書に係る補足説明資料のうち補足-140-3【基本設計方針から工認添付説明書及び様式−１への展開表（原子炉冷却系統施設）】

基本設計方針から工認添付説明書及び様式−１への展開表【対象施設：原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。）】
基本設計方針変

更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後

用語の定義は「発電用原子力設備に関する技術基準を定用語の定義は「実用発電用原子炉及びその附属施設のめる省令」，「実用発電用原子炉及びその附属施設の位置，位置，構造及び設備の基準に関する規則」及び「実用発電構造及び設備の基準に関する規則」及び「実用発電用原子用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則」並

炉及びその附属施設の技術基準に関する規則」並びにこれびにこれらの解釈による。

様式１への反映結果−−（用語の定義のみ）

らの解釈による。
第１章 共通項目

第１章 共通項目

Ⅴ-2 耐震性に関する説明書

1.

1. 地盤等

Ⅴ-2-1-3 地盤の支持性能に係る基本方針

地盤等

1.1 地盤4.

による公衆への影響の程度が特に大きい施設（以下「耐設計基準対象施設及び重大事故等対処施設の地盤の設計(1) 地盤の設計が必要な施設の選定

極限支持力

設計基準対象施設のうち，地震の発生によって生じるおそれがあるその安全機能の喪失に起因する放射線

2.

(2) 地盤の支持性能に関する設計
Ⅴ-2-2 耐震設計上重要な設備を設置する施設の耐震性についての計算書

震重要施設」という。
）の建物・構築物，屋外重要土木
構造物，津波防護施設及び浸水防止設備並びに浸水防Ⅴ-2-3 原子炉本体の耐震性に関する説明書

止設備又は津波監視設備が設置された建物・構築物について，若しくは，重大事故等対処施設のうち，常設耐震重要重大事故防止設備又は常設重大事故緩和設備がⅤ-2-4 核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設の耐震性についての計算書設置される重大事故等対処施設については，自重や運転時の荷重等に加え，その供用中に大きな影響を及ぼすおそれがある地震動（以下「基準地震動Ｓｓ」という。）

Ⅴ-2-5 原子炉冷却系統施設の耐震性についての計算書による地震力が作用した場合においても，接地圧に対する十分な支持力を有する地盤に設置する。

Ⅴ-2-6 計測制御施設の耐震性についての計算【4条1】【49条1】

書また，上記に加え，基準地震動Ｓｓによる地震力が作用することによって弱面上のずれが発生しない地盤として，設置（変更）許可を受けた地盤に設置する。

Ⅴ-2-7 放射性廃棄物の廃棄施設の耐震性についての計算書【4条2】【49条2】Ⅴ-2-8 放射線管理施設の耐震性についての計算書
Ⅴ-2-9 原子炉格納施設の耐震性についての計算書
Ⅴ-2-10 その他発電用原子炉の附属施設の耐震性についての計算書
ここで，屋外重要土木構造物とは，耐震安全上重要な機器・配管系の間接支持機能，若しくは非常時における海水の通水機能を求められる土木構造物をいう。
【4条3】
1

−

−
（用語の定義のみ）

基本設計方針変

更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後

設計基準対象施設のうち，耐震重要施設以外の建物・ Ⅴ-2 耐震性に関する説明書
構築物及びその他の土木構造物については，自重や運転時の荷重等に加え，耐震重要度分類の各クラスに応様式１への反映結果
2.

設計基準対象施設及び重大事故等対処施設の地盤の設計

Ⅴ-2-1-3 地盤の支持性能に係る基本方針
4.

極限支持力

(2) 地盤の支持性能に関する設計

じて算定する地震力が作用した場合，若しくは，重大事故等対処施設のうち，常設耐震重要重大事故防止設備

Ⅴ-2-2 耐震設計上重要な設備を設置する施設の耐震性についての計算書以外の常設重大事故防止設備が設置される重大事故等対処施設については，自重や運転時の荷重等に加え，代替する機能を有する設計基準事故対処設備が属する耐

Ⅴ-2-3 原子炉本体の耐震性に関する説明書

震重要度分類の各クラスに応じて算定する地震力が作用した場合においても，接地圧に対する十分な支持力

Ⅴ-2-4 核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設の耐震性についての計算書を有する地盤に設置する。
【4条4】【49条3】

Ⅴ-2-5 原子炉冷却系統施設の耐震性についての計算書
Ⅴ-2-6 計測制御施設の耐震性についての計算書
Ⅴ-2-7 放射性廃棄物の廃棄施設の耐震性についての計算書Ⅴ-2-8 放射線管理施設の耐震性についての計算書
Ⅴ-2-9 原子炉格納施設の耐震性についての計算書
Ⅴ-2-10 その他発電用原子炉の附属施設の耐震性についての計算書
設計基準対象施設のうち，耐震重要施設，若しくは， Ⅴ-2 耐震性に関する説明書
重大事故等対処施設のうち，常設耐震重要重大事故防止設備又は常設重大事故緩和設備が設置される重大事
故等対処施設は，地震発生に伴う地殻変動によって生じる支持地盤の傾斜及び撓み並びに地震発生に伴う建物・構築物間の不等沈下，液状化及び揺すり込み沈下等の周辺地盤の変状により，その安全機能，若しくは，重大事故に至るおそれがある事故（運転時の異常な過渡変化及び設計基準事故を除く。
）又は重大事故（以下「重大事故等」という。）に対処するために必要な機能が損

2

Ⅴ-2-1-3 地盤の支持性能に係る基本方針
4.

極限支持力

2.

設計基準対象施設及び重大事故等対処施設の地盤の設計(2) 地盤の支持性能に関する設計

基本設計方針変

更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後

様式１への反映結果

なわれるおそれがない地盤として，設置（変更）許可を受けた地盤に設置する。
【4条5】【49条4】
設計基準対象施設のうち，耐震重要施設，若しくは， Ⅴ-2 耐震性に関する説明書
重大事故等対処施設のうち，常設耐震重要重大事故防止設備又は常設重大事故緩和設備が設置される重大事

Ⅴ-2-1-3 地盤の支持性能に係る基本方針
4.

極限支持力

2.

設計基準対象施設及び重大事故等対処施設の地盤の設計(2) 地盤の支持性能に関する設計

故等対処施設は，将来活動する可能性のある断層等の露頭がない地盤として，設置（変更）許可を受けた地盤に設置する。
【4条6】【49条5】
設計基準対象施設のうち，Ｓクラスの施設（津波防護 Ⅴ-2 耐震性に関する説明書
施設，浸水防止設備及び津波監視設備を除く。
）の地盤， Ⅴ-2-1-3 地盤の支持性能に係る基本方針
若しくは，重大事故等対処施設のうち，常設耐震重要重

4.

極限支持力

大事故防止設備又は常設重大事故緩和設備が設置される重大事故等対処施設の建物・構築物及び土木構造物の地盤の接地圧に対する支持力の許容限界について，

Ⅴ-2-2 耐震設計上重要な設備を設置する施設の耐震性についての計算書

自重や運転時の荷重等と基準地震動Ｓｓによる地震力との組合せにより算定される接地圧が，安全上適切とⅤ-2-3 原子炉本体の耐震性に関する説明書認められる規格及び基準等による地盤の極限支持力度に対して妥当な余裕を有することを確認する。

Ⅴ-2-4 核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設の耐震性についての計算書【4条7】【49条6】
また，上記の設計基準対象施設にあっては，自重や運転時の荷重等と弾性設計用地震動Ｓ ｄによる地震力又 Ⅴ-2-5 原子炉冷却系統施設の耐震性について
は静的地震力との組合せにより算定される接地圧につの計算書

いて，安全上適切と認められる規格及び基準等による
Ⅴ-2-6 計測制御施設の耐震性についての計算

地盤の短期許容支持力度を許容限界とする。

書

【4条8】

Ⅴ-2-7 放射性廃棄物の廃棄施設の耐震性についての計算書Ⅴ-2-8 放射線管理施設の耐震性についての計算書
Ⅴ-2-9 原子炉格納施設の耐震性についての計算書
Ⅴ-2-10 その他発電用原子炉の附属施設の耐震性についての計算書

32.

設計基準対象施設及び重大事故等対処施設の地盤の設計(2) 地盤の支持性能に関する設計

基本設計方針変

更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後
屋外重要土木構造物，津波防護施設及び浸水防止設
備並びに浸水防止設備又は津波監視設備が設置された建物・構築物の地盤においては，自重や運転時の荷重等

Ⅴ-2 耐震性に関する説明書
Ⅴ-2-1-3 地盤の支持性能に係る基本方針
4.

極限支持力

様式１への反映結果
2.

設計基準対象施設及び重大事故等対処施設の地盤の設計(2) 地盤の支持性能に関する設計と基準地震動Ｓ ｓによる地震力との組合せにより算定される接地圧が，安全上適切と認められる規格及び基Ⅴ-2-2 耐震設計上重要な設備を設置する施設の耐震性についての計算書

準等による地盤の極限支持力度に対して妥当な余裕を有することを確認する。

Ⅴ-2-3 原子炉本体の耐震性に関する説明書【4条9】Ⅴ-2-4 核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設の耐震性についての計算書
Ⅴ-2-5 原子炉冷却系統施設の耐震性についての計算書
Ⅴ-2-6 計測制御施設の耐震性についての計算書
Ⅴ-2-7 放射性廃棄物の廃棄施設の耐震性についての計算書Ⅴ-2-8 放射線管理施設の耐震性についての計算書
Ⅴ-2-9 原子炉格納施設の耐震性についての計算書
Ⅴ-2-10 その他発電用原子炉の附属施設の耐震性についての計算書
設計基準対象施設のうち，Ｂクラス及びＣクラスの施設の地盤，若しくは，常設耐震重要重大事故防止設備
以外の常設重大事故防止設備が設置される重大事故等

Ⅴ-2 耐震性に関する説明書
Ⅴ-2-1-3 地盤の支持性能に係る基本方針
4.

極限支持力

対処施設の建物・構築物，機器・配管系及び土木構造物の地盤においては，自重や運転時の荷重等と，静的地震
力及び動的地震力（Ｂクラスの共振影響検討に係るもⅤ-2-2 耐震設計上重要な設備を設置する施設の耐震性についての計算書の又はＢクラスの施設の機能を代替する常設重大事故
防止設備の共振影響検討に係るもの）との組合せによⅤ-2-3 原子炉本体の耐震性に関する説明書

り算定される接地圧に対して，安全上適切と認められる規格及び基準等による地盤の短期許容支持力度を許4

Ⅴ-2-4 核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設の2.

設計基準対象施設及び重大事故等対処施設の地盤の設計(2) 地盤の支持性能に関する設計

基本設計方針変

更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後
容限界とする。

様式１への反映結果

耐震性についての計算書【4条10】【49条7】
Ⅴ-2-5 原子炉冷却系統施設の耐震性についての計算書
Ⅴ-2-6 計測制御施設の耐震性についての計算書
Ⅴ-2-7 放射性廃棄物の廃棄施設の耐震性についての計算書Ⅴ-2-8 放射線管理施設の耐震性についての計算書
Ⅴ-2-9 原子炉格納施設の耐震性についての計算書
Ⅴ-2-10 その他発電用原子炉の附属施設の耐震性についての計算書
1.2 急傾斜地の崩壊の防止

1.2 急傾斜地の崩壊の防止

急傾斜地の崩壊による災害の防止に関する法律に基

急傾斜地の崩壊による災害の防止に関する法律に基づき指定された急傾斜地崩壊危険区域でない地域に設づき指定された急傾斜地崩壊危険区域でない地域に設備を施設する。

備を施設する。

−−（追加要求事項なし）【10条1】
2.

自然現象

2.1 地震による損傷の防止
2.1.1 耐震設計
(1) 耐震設計の基本方針

2. 自然現象

Ⅴ-2 耐震性に関する説明書

4.

2.1 地震による損傷の防止

Ⅴ-2-1-1 耐震設計の基本方針

4.1 耐震設計の基本方針

2.1.1 耐震設計
(1) 耐震設計の基本方針
耐震設計は，以下の項目に従って行う。

耐震設計は，以下の項目に従って行う。
a.

耐震重要施設は，その供用中に当該耐震重要施

2.1 基本方針a.

Ⅴ-2-1-4 重要度分類及び重大事故等対処施設

耐震重要施設は，その供用中に当該耐震重要の施設区分の基本方針

設に大きな影響を及ぼすおそれがある地震（設施設に大きな影響を及ぼすおそれがある地震

2.

置（変更）許可を受けた基準地震動（以下「基（設置（変更）許可を受けた基準地震動Ｓｓ（以2.1 耐震設計上の重要度分類

準地震動」という。
））による加速度によって作

下「基準地震動Ｓｓ」という。））による加速度

2.2 発電用原子炉施設の区分用する地震力に対して，その安全機能が損なわによって作用する地震力に対して，その安全

4.

れるおそれがない設計とする。

機能が損なわれるおそれがない設計とする。

4.1 耐震設計上の設備の分類【5条1】

設計基準対象施設の重要度分類

重大事故等対処施設の設備の分類

4.2 重大事故等対処施設の区分
重大事故等対処施設のうち，常設耐震重要
重大事故防止設備又は常設重大事故緩和設備が設置される重大事故等対処施設（特定重大5地震による損傷防止に関する設計

4.4 耐震設計を行う設備の抽出基本設計方針変

更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後

様式１への反映結果

事故等対処施設を除く。）は，基準地震動Ｓｓ
による地震力に対して，重大事故等に対処するために必要な機能が損なわれるおそれがな
い設計とする。
【50条2】【50条5】b.

設計基準対象施設は，地震により発生するおⅤ-2 耐震性に関する説明書

4.

れがある安全機能の喪失（地震に伴って発生すそれがある安全機能の喪失（地震に伴って発Ⅴ-2-1-1 耐震設計の基本方針

4.1 耐震設計の基本方針

るおそれがある津波及び周辺斜面の崩壊等に生するおそれがある津波及び周辺斜面の崩壊

よる安全機能の喪失を含む。）及びそれに続く等による安全機能の喪失を含む。）及びそれに放射線による公衆への影響を防止する観点か続く放射線による公衆への影響を防止する観ら，各施設の安全機能が喪失した場合の影響の点から，各施設の安全機能が喪失した場合の相対的な程度（以下「耐震重要度」という。）

影響の相対的な程度（以下「耐震重要度」とい2.

に応じて，Ｓクラス，Ｂクラス又はＣクラスにう。）に応じて，Ｓクラス，Ｂクラス又はＣク

2.1 耐震設計上の重要度分類

分類（以下「耐震重要度分類」という。
）し，そラスに分類（以下「耐震重要度分類」という。）

2.2 発電用原子炉施設の区分

れぞれに応じた地震力に十分耐えられる設計

し，それぞれに応じた地震力に十分耐えられ

4.

とする。

る設計とする。

4.1 耐震設計上の設備の分類

設計基準対象施設は，地震により発生するおそb.

2.1 基本方針

地震による損傷防止に関する設計

4.4 耐震設計を行う設備の抽出

Ⅴ-2-1-4 重要度分類及び重大事故等対処施設の施設区分の基本方針
設計基準対象施設の重要度分類

重大事故等対処施設の設備の分類

4.2 重大事故等対処施設の区分【5条2】
重大事故等対処施設については，施設の各設備が有する重大事故等に対処するために必要な機能及び設置状態を踏まえて，常設耐震
重要重大事故防止設備が設置される重大事故等対処施設，常設耐震重要重大事故防止設備
以外の常設重大事故防止設備が設置される重大事故等対処施設（特定重大事故等対処施設
を除く。），常設重大事故緩和設備が設置される重大事故等対処施設（特定重大事故等対処
施設を除く。）及び可搬型重大事故等対処設備に分類する。
【50条1】
重大事故等対処施設のうち，常設耐震重要

Ⅴ-2 耐震性に関する説明書

4.

重大事故防止設備以外の常設重大事故防止設

Ⅴ-2-1-1 耐震設計の基本方針

4.1 耐震設計の基本方針

備が設置される重大事故等対処施設（特定重2.1 基本方針

大事故等対処施設を除く。
）は，代替する機能を有する設計基準事故対処設備が属する耐震

Ⅴ-2-1-4 重要度分類及び重大事故等対処施設

重要度分類のクラスに適用される地震力に十分に耐えることができる設計とする。
【50 条 3】の施設区分の基本方針
2.

設計基準対象施設の重要度分類

2.1 耐震設計上の重要度分類
常設耐震重要重大事故防止設備以外の常設
重大事故防止設備が設置される重大事故等対

6

2.2 発電用原子炉施設の区分
4.

重大事故等対処施設の設備の分類

地震による損傷防止に関する設計

4.4 耐震設計を行う設備の抽出基本設計方針変

更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後
処施設と常設重大事故緩和設備が設置される

4.1 耐震設計上の設備の分類

重大事故等対処施設の両方に属する重大事故

4.2 重大事故等対処施設の区分

様式１への反映結果

等対処施設については，基準地震動Ｓｓによる地震力を適用するものとする。
なお，特定重大事故等対処施設に該当する施設は本申請の対象外である。
【50条7】
c.

建物・構築物とは，建物，構築物及び土木構造

c. 建物・構築物とは，建物，構築物及び土木構造物（屋外重要土木構造物及びその他の土木構造

物（屋外重要土木構造物及びその他の土木構物）の総称とする。

造物）の総称とする。

また，屋外重要土木構造物とは，耐震安全上

また，屋外重要土木構造物とは，耐震安全上重要な機器・配管系の間接支持機能，若しくは重要な機器・配管系の間接支持機能，若しくは非常用における海水の通水機能を求められる

非常用における海水の通水機能を求められる土木構造物をいう。

土木構造物をいう。

設計対象外

−

（用語の定義）【5条3】
d.

Ｓクラスの施設（f.に記載のものを除く。
）は，

d. Ｓクラスの施設（f.に記載のものを除く。
）は， Ⅴ-2 耐震性に関する説明書

基準地震動による地震力に対してその安全機

基準地震動Ｓｓ による地震力に対してその安能が保持できる設計とする。

全機能が保持できる設計とする。

Ⅴ-2-1-1 耐震設計の基本方針
2.1 基本方針

建物・構築物については，構造物全体として建物・構築物については，構造物全体としての変形能力（終局耐力時の変形）に対して十分の変形能力（終局耐力時の変形）に対して十分な余裕を有し，建物・構築物の終局耐力に対しな余裕を有し，建物・構築物の終局耐力に対し

3.

妥当な安全余裕を有する設計とする。

妥当な安全余裕を有する設計とする。

3.1 構造強度上の制限

Ⅴ-2-1-9 機能維持の基本方針
構造強度

機器・配管系については，その施設に要求される機能を保持する設計とし，塑性ひずみが生れる機能を保持する設計とし，塑性ひずみが4.

じる場合であっても，その量が小さなレベルに生じる場合であっても，その量が小さなレベ

4.1 動的機能維持

留まって破断延性限界に十分な余裕を有し，そルに留まって破断延性限界に十分な余裕を有4.2 電気的機能維持の施設に要求される機能に影響を及ぼさない，し，その施設に要求される機能に影響を及ぼ

4.3 気密性の維持

また，動的機器等については，基準地震動によさない，また，動的機器等については，基準地4.4 止水性の維持

る応答に対してその設備に要求される機能を

震動Ｓ ｓによる応答に対してその設備に要求

4.5 遮蔽性の維持

保持する設計とする。

される機能を保持する設計とする。なお，動的4.6 支持機能の維持機能が要求される機器については，当該機器

4.7 通水機能及び貯水機能の維持

3.2 変位，変形の制限
機能維持の構造，動作原理等を考慮した評価を行い，既確認済加速度等を超えていないことを確認す

Ⅴ-2-2 耐震設計上重要な設備を設置する施設の耐震性についての計算書

る。
また，設置（変更）許可を受けた弾性設計用

また，設置（変更）許可を受けた弾性設計用 Ⅴ-2-3 原子炉本体の耐震性に関する説明書の地震動（以下「弾性設計用地震動」という。）

地震動Ｓｄ（以下「弾性設計用地震動Ｓｄ」とによる地震力又は静的地震力のいずれか大きいう。）による地震力又は静的地震力のいずれ Ⅴ-2-4 核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設のい方の地震力に対して，おおむね弾性状態に留か大きい方の地震力に対して，おおむね弾性7

地震による損傷防止に関する設計

4.1 耐震設計の基本方針
4.5 耐震設計方針の明確化(2) 機能維持の基本方針

機器・配管系については，その施設に要求さ往の研究等で機能維持の確認がなされた機能

4.

耐震性についての計算書

基本設計方針変

更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後まる範囲で耐えられる設計とする。

状態に留まる範囲で耐えられる設計とする。
【5 条 4】様式１への反映結果

Ⅴ-2-5 原子炉冷却系統施設の耐震性についての計算書

建物・構築物については，発生する応力に対して，建築基準法等の安全上適切と認められる規格及び基準による許容応力度を許容限界

Ⅴ-2-6 計測制御施設の耐震性についての計算書とする。
機器・配管系については，応答が全体的にお Ⅴ-2-7 放射性廃棄物の廃棄施設の耐震性につおむね弾性状態に留まる設計とする。

いての計算書【5条5】【50条4】
常設耐震重要重大事故防止設備又は常設重 Ⅴ-2-8 放射線管理施設の耐震性についての計
大事故緩和設備が設置される重大事故等対処算書

施設（特定重大事故等対処施設を除く。
）は，
基準地震動Ｓｓによる地震力に対して，重大事故等に対処するために必要な機能が損なわれ

Ⅴ-2-9 原子炉格納施設の耐震性についての計算書

るおそれがない設計とする。
【50 条 2】【50 条 5】
（再掲）

Ⅴ-2-10 その他発電用原子炉の附属施設の耐震

建物・構築物については，構造物全体として性についての計算書の変形能力（終局耐力時の変形）について十分な余裕を有し，建物・構築物の終局耐力に対し妥当な安全余裕を有する設計とする。
機器・配管系については，その施設に要求される機能を保持する設計とし，塑性ひずみが生じる場合であっても，その量が小さなレベ
ルに留まって破断延性限界に十分な余裕を有し，その施設に要求される機能に影響を及ぼさない，また，動的機器等については，基準地震動Ｓｓによる応答に対して，その設備に要求される機能を保持する設計とする。なお，動的機能が要求される機器については，当該機器の構造，動作原理等を考慮した評価を行い，既往の研究等で機能維持の確認がなされた機能確認済加速度等を超えていないことを確認する。
【50条6】
e.

Ｓクラスの施設（f.に記載のものを除く。）にe. Ｓクラスの施設（f.に記載のものを除く。
）に

Ⅴ-2 耐震性に関する説明書

4.

地震による損傷防止に関する設計

ついて，静的地震力は，水平地震力と鉛直地震

ついて，静的地震力は，水平地震力と鉛直地震 Ⅴ-2-1-1 耐震設計の基本方針

4.1 耐震設計の基本方針

力が同時に不利な方向の組合せで作用するも力が同時に不利な方向の組合せで作用するも4.5 耐震設計方針の明確化

のとする。

のとする。

2.1 基本方針(2) 機能維持の基本方針

また，基準地震動Ｓｓ及び弾性設計用地震動 Ⅴ-2-1-8 水平２方向及び鉛直方向地震力の組

8(4) 水平 2 方向及び鉛直方向地震力の組合せ

基本設計方針変

更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後に関する影響評価方針

合せに関する影響評価方針

Ｓｄによる地震力は，水平 2 方向及び鉛直方向について適切に組み合わせて算定するものと様式１への反映結果

2.

基本方針

する。
Ⅴ-2-1-9 機能維持の基本方針【5 条 6】
常設耐震重要重大事故防止設備又は常設重

3.

構造強度

大事故緩和設備が設置される重大事故等対処

4.

機能維持

施設については，基準地震動Ｓｓ及び弾性設計
用地震動Ｓｄによる地震力は水平 2 方向及び Ⅴ-2-別添3-6 可搬型重大事故等対処設備の水鉛直方向について適切に組み合わせて算定す

平２方向及び鉛直方向地震力の組合せるものとする。

に関する影響評価結果【50条8】f.

Ⅴ-2 耐震性に関する説明書

4.

Ⅴ-2-1-1 耐震設計の基本方針

4.1 耐震設計の基本方針

屋外重要土木構造物は，基準地震動による地震

f. 屋外重要土木構造物，津波防護施設，浸水防止力に対して，構造物全体として変形能力（終局

設備及び津波監視設備並びに浸水防止設備又耐力時の変形）について十分な余裕を有するとは津波監視設備が設置された建物・構築物は，ともに，それぞれの施設及び設備に要求される

基準地震動Ｓｓによる地震力に対して，構造物機能が保持できる設計とする。

全体として変形能力（終局耐力時の変形）につ

Ⅴ-2-1-8 水平２方向及び鉛直方向地震力の組

いて十分な余裕を有するとともに，それぞれ合せに関する影響評価方針の施設及び設備に要求される機能が保持でき

2.1 基本方針

2.

基本方針

Ⅴ-2-1-9 機能維持の基本方針

常設耐震重要重大事故防止設備又は常設重

3.

構造強度

大事故緩和設備が設置される重大事故等対処

3.1 構造強度上の制限

施設の土木構造物は，基準地震動Ｓｓによる地

3.2 変位，変形の制限

震力に対して，重大事故等に対処するために4.

必要な機能が損なわれるおそれがない設計と4.1 動的機能維持する。

4.2 電気的機能維持

機能維持

4.3 気密性の維持【50条9】

4.4 止水性の維持
4.5 遮蔽性の維持
4.6 支持機能の維持
4.7 通水機能及び貯水機能の維持
Ⅴ-2-2 耐震設計上重要な設備を設置する施設の耐震性についての計算書
Ⅴ-2-3 原子炉本体の耐震性に関する説明書
Ⅴ-2-4 核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設の耐震性についての計算書

94.5 耐震設計方針の明確化(2) 機能維持の基本方針

る設計とする。
【5 条 7】【50 条 10】

地震による損傷防止に関する設計(4)

水平2方向及び鉛直方向地震力の組合せに関する影響評価方針

基本設計方針変

更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後

様式１への反映結果

Ⅴ-2-5 原子炉冷却系統施設の耐震性についての計算書
Ⅴ-2-6 計測制御施設の耐震性についての計算書
Ⅴ-2-7 放射性廃棄物の廃棄施設の耐震性についての計算書Ⅴ-2-8 放射線管理施設の耐震性についての計算書
Ⅴ-2-9 原子炉格納施設の耐震性についての計算書
Ⅴ-2-10 その他発電用原子炉の附属施設の耐震性についての計算書
Ⅴ-2-別添3-6 可搬型重大事故等対処設備の水
平２方向及び鉛直方向地震力の組
合せg.

Ｂクラスの施設は，静的地震力に対しておおⅤ-2 耐震性に関する説明書

4.

ね弾性状態に留まる範囲で耐えられる設計とむね弾性状態に留まる範囲で耐えられる設計

Ⅴ-2-1-1 耐震設計の基本方針

4.1 耐震設計の基本方針

する。

とする。

Ｂクラスの施設は，静的地震力に対しておおむ

g.

2.1 基本方針

また，共振のおそれのある施設については，

また，共振のおそれのある施設については，その影響についての検討を行う。その場合，検 Ⅴ-2-1-8 水平２方向及び鉛直方向地震力の組討に用いる地震動は，弾性設計用地震動に 2 分

討に用いる地震動は，弾性設計用地震動Ｓｄにの 1 を乗じたものとする。

2 分の 1 を乗じたものとする。当該地震動によ合せに関する影響評価方針
2.

基本方針

る地震力は，水平 2 方向及び鉛直方向につい【5条8】Ⅴ-2-1-9 機能維持の基本方針
3.

構造強度

Ｃクラスの施設は，静的地震力に対しておおＣクラスの施設は，静的地震力に対してお3.1 構造強度上の制限

むね弾性状態に留まる範囲で耐えられる設計

おむね弾性状態に留まる範囲で耐えられる設

3.2 変位，変形の制限

とする。

計とする。

4.

【5 条 9】機能維持

4.1 動的機能維持
常設耐震重要重大事故防止設備以外の常設

4.2 電気的機能維持

重大事故防止設備が設置される重大事故等対

4.3 気密性の維持処施設は，上記に示す，代替する機能を有する

4.4 止水性の維持

設計基準事故対処設備が属する耐震重要度分

4.5 遮蔽性の維持

10

4.5 耐震設計方針の明確化(2) 機能維持の基本方針

その影響についての検討を行う。その場合，検て適切に組み合わせて算定するものとする。

地震による損傷防止に関する設計(4) 水平2方向及び鉛直方向地震力の組合せに関する影響評価方針

基本設計方針変

更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後類のクラスに適用される地震力に対して，お4.6 支持機能の維持

おむね弾性状態に留まる範囲で耐えられる設

4.7 通水機能及び貯水機能の維持

様式１への反映結果計とする。
Ⅴ-2-別添3-6 可搬型重大事故等対処設備の水【50条11】

平２方向及び鉛直方向地震力の組合せに関する影響評価結果
耐震重要施設及び常設耐震重要重大事故防止

Ⅴ-2 耐震性に関する説明書

4.

設備又は常設重大事故緩和設備が設置される

Ⅴ-2-1-5 波及的影響に係る基本方針

4.5 耐震設計方針の明確化

h.

重大事故等対処施設が，それ以外の発電所内

3.

波及的影響を考慮した施設の設計方針にある施設（資機材等含む。
）の波及的影響に

4.

波及的影響の設計対象とする下位クラス(3) 波及的影響に係る基本方針

施設

よって，その安全機能及び重大事故等に対処するために必要な機能を損なわない設計とす

地震による損傷防止に関する設計

5.

波及的影響の設計対象とする下位クラス
施設の耐震設計方針る。
【5条10】【50条12】i.

可搬型重大事故等対処設備については，地震による周辺斜面の崩壊等の影響を受けないよ
うに「5.1.5 環境条件等」に基づく設計とす

−

る。

−
（冒頭宣言）【50条13】j.

緊急時対策所建屋の耐震設計の基本方針については，「(6) 緊急時対策所建屋」に示す。

−【50条14】(2) 耐震重要度分類a.

(2)（冒頭宣言）

耐震重要度分類及び重大事故等対処施設の設備

耐震重要度分類

分類

設計基準対象施設の耐震重要度を以下のとお

a. 耐震重要度分類

り分類する。

−

設計基準対象施設の耐震重要度を以下のとおり分類する。

(a) Ｓクラスの施設(a) Ｓクラスの施設

地震により発生するおそれがある事象に対

地震により発生するおそれがある事象に対して，原子炉を停止し，炉心を冷却するためにして，原子炉を停止し，炉心を冷却するために必要な機能を持つ施設，自ら放射性物質を内蔵

必要な機能を持つ施設，自ら放射性物質を内している施設，当該施設に直接関係しておりそ蔵している施設，当該施設に直接関係しておの機能喪失により放射性物質を外部に拡散す

りその機能喪失により放射性物質を外部に拡る可能性のある施設，これらの施設の機能喪失

散する可能性のある施設，これらの施設の機により事故に至った場合の影響を緩和し，放射能喪失により事故に至った場合の影響を緩和

線による公衆への影響を軽減するために必要

し，放射線による公衆への影響を軽減するたな機能を持つ施設及びこれらの重要な安全機めに必要な機能を持つ施設及びこれらの重要能を支援するために必要となる施設，並びに地な安全機能を支援するために必要となる施震に伴って発生するおそれがある津波による設，並びに地震に伴って発生するおそれがあ

11

−

−
（用語の定義のみ）

基本設計方針変

更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後

安全機能の喪失を防止するために必要となる

る津波による安全機能の喪失を防止するため施設であって，その影響が大きいものであり，に必要となる施設であって，その影響が大き次の施設を含む。

いものであり，次の施設を含む。

様式１への反映結果

・原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する

・原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する機器・配管系

機器・配管系
・使用済燃料を貯蔵するための施設・使用済燃料を貯蔵するための施設

・原子炉の緊急停止のために急激に負の反・原子炉の緊急停止のために急激に負の反応度を付加するための施設，及び原子炉の応度を付加するための施設，及び原子炉停止状態を維持するための施設の停止状態を維持するための施設
・原子炉停止後，炉心から崩壊熱を除去する

・原子炉停止後，炉心から崩壊熱を除去する

ための施設

ための施設
・原子炉冷却材圧力バウンダリ破損事故後，・原子炉冷却材圧力バウンダリ破損事故後，炉心から崩壊熱を除去するための施設

炉心から崩壊熱を除去するための施設

・原子炉冷却材圧力バウンダリ破損事故の・原子炉冷却材圧力バウンダリ破損事故の際に，圧力障壁となり放射性物質の放散を際に，圧力障壁となり放射性物質の放散直接防ぐための施設を直接防ぐための施設

・放射性物質の放出を伴うような事故の際

・放射性物質の放出を伴うような事故の際に，その外部放散を抑制するための施設でに，その外部放散を抑制するための施設あり，上記の「放射性物質の放散を直接防であり，上記の「放射性物質の放散を直接ぐための施設」以外の施設防ぐための施設」以外の施設−−（用語の定義のみ）

・津波防護施設及び浸水防止設備
・津波監視設備【5条11】(b) Ｂクラスの施設(b) Ｂクラスの施設

安全機能を有する施設のうち，機能喪失した

安全機能を有する施設のうち，機能喪失し場合の影響がＳクラス施設と比べ小さい施設

た場合の影響がＳクラス施設と比べ小さい施であり，次の施設を含む。

設であり，次の施設を含む。

・原子炉冷却材圧力バウンダリに直接接続

・原子炉冷却材圧力バウンダリに直接接続されていて，1 次冷却材を内蔵しているかされていて，1 次冷却材を内蔵しているか又は内蔵し得る施設

又は内蔵し得る施設

・放射性廃棄物を内蔵している施設（ただ・放射性廃棄物を内蔵している施設（ただし，内蔵量が少ない又は貯蔵方式により，し，内蔵量が少ない又は貯蔵方式により，その破損により公衆に与える放射線の影

その破損により公衆に与える放射線の影

響が「実用発電用原子炉の設置，運転等に響が「実用発電用原子炉の設置，運転等に関する規則（昭和 53 年通商産業省令第 77

関する規則（昭和 53 年通商産業省令第 77号）」第 2 条第 2 項第 6 号に規定する「周号）」第 2 条第 2 項第 6 号に規定する「周辺監視区域」外における年間の線量限度に辺監視区域」外における年間の線量限度比べ十分小さいものは除く。）に比べ十分小さいものは除く。
）

・放射性廃棄物以外の放射性物質に関連し・放射性廃棄物以外の放射性物質に関連し

12

−

−
（用語の定義のみ）

基本設計方針変

更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後た施設で，その破損により，公衆及び従事た施設で，その破損により，公衆及び従事者に過大な放射線被ばくを与える可能性

者に過大な放射線被ばくを与える可能性

のある施設

のある施設

・使用済燃料を冷却するための施設・使用済燃料を冷却するための施設

・放射性物質の放出を伴うような場合に，そ・放射性物質の放出を伴うような場合に，その外部放散を抑制するための施設で，Ｓクの外部放散を抑制するための施設で，Ｓラスに属さない施設

クラスに属さない施設

様式１への反映結果【5条12】(c) Ｃクラスの施設(c) Ｃクラスの施設

Ｓクラスに属する施設及びＢクラスに属す

Ｓクラスに属する施設及びＢクラスに属する施設以外の一般産業施設又は公共施設と同る施設以外の一般産業施設又は公共施設と同等の安全性が要求される施設である。

等の安全性が要求される施設である。
上記に基づくクラス別施設を第 2.1.1 表に

上記に基づくクラス別施設を第 2.1.1 表に示
す。

示す。

−

なお，同表には当該施設を支持する構造物の支

なお，同表には当該施設を支持する構造物の持機能が維持されることを確認する地震動及び支持機能が維持されることを確認する地震動及波及的影響を考慮すべき施設に適用する地震動

び波及的影響を考慮すべき施設に適用する地震についても併記する。

動についても併記する。

−（用語の定義のみ）【5条13】
b. 重大事故等対処施設の設備分類
重大事故等対処施設について，施設の各設備が有する重大事故等に対処するために必要な機能及び設置状態を踏まえて，以下の設備分類に応じて設計する。
(a) 常設重大事故防止設備
重大事故等対処設備のうち，重大事故に至るおそれがある事故が発生した場合であって，設計基準事故対処設備の安全機能又は使用済燃料プールの冷却機能若しくは注水機能が喪失した場合において，その喪失した機能（重大事故に至るおそれがある事故に対処するために必要な機能に限る。）を代替すること
により重大事故の発生を防止する機能を有する設備であって常設のもの
イ. 常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故防止設備であって，耐震重要施設に属する設計基準事故対処設備が有する機能を代替するもの
ロ.

常設耐震重要重大事故防止設備以外の常

13

−

−
（用語の定義のみ）

基本設計方針変

更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後

様式１への反映結果

設重大事故防止設備
常設重大事故防止設備であって，イ.以外のもの【50条15】(b) 常設重大事故緩和設備
重大事故等対処設備のうち，重大事故が発生した場合において，当該重大事故の拡大を防止し，又はその影響を緩和するための機能を有する設備であって常設のもの(c) 可搬型重大事故等対処設備−−（用語の定義のみ）

重大事故等対処設備であって可搬型のもの
重大事故等対処設備のうち，耐震評価を行う
主要設備の設備分類について，第 2.1.2 表に示す。
【50条16】(3) 地震力の算定方法
耐震設計に用いる地震力の算定は以下の方法に(3) 地震力の算定方法
耐震設計に用いる地震力の算定は以下の方法に

よる。

よる。

a.

a. 静的地震力

静的地震力

Ⅴ-2 耐震性に関する説明書

4.

地震による損傷防止に関する設計

Ⅴ-2-1-1 耐震設計の基本方針の概要

4.1 耐震設計の基本方針

4.1 地震力の算定法

設計基準対象施設に適用する静的地震力は，Ｓ

設計基準対象施設に適用する静的地震力は，

クラス，Ｂクラス及びＣクラスの施設に適用する

Ｓクラスの施設（津波防護施設，浸水防止設備及こととし，それぞれ耐震重要度分類に応じて次のび津波監視設備を除く。），Ｂクラス及びＣクラ

地震層せん断力係数Ｃｉ及び震度に基づき算定す

スの施設に適用することとし，それぞれ耐震重る。

要度分類に応じて次の地震層せん断力係数Ｃｉ
及び震度に基づき算定する。
【5 条 14】
重大事故等対処施設については，常設耐震重
要重大事故防止設備以外の常設重大事故防止設
備が設置される重大事故等対処施設に，代替する機能を有する設計基準事故対処設備が属する
耐震重要度分類のクラスに適用される静的地震
力を適用する。
【50条17】(a) 建物・構築物
水平地震力は，地震層せん断力係数Ｃｉに，(a) 建物・構築物

Ⅴ-2 耐震性に関する説明書

水平地震力は，地震層せん断力係数Ｃｉに， Ⅴ-2-1-1 耐震設計の基本方針

次に示す施設の耐震重要度分類に応じた係数

次に示す施設の耐震重要度分類に応じた係数を乗じ，さらに当該層以上の重量を乗じて算定を乗じ，さらに当該層以上の重量を乗じて算するものとする。

定するものとする。

Ｓクラス 3.0

Ｓクラス 3.0

14

4.1 地震力の算定法

4.

地震による損傷防止に関する設計

4.1 耐震設計の基本方針

基本設計方針変

更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後

Ｂクラス 1.5

Ｂクラス 1.5

Ｃクラス 1.0

Ｃクラス 1.0

ここで，地震層せん断力係数Ｃｉは，標準せ

ここで，地震層せん断力係数Ｃｉは，標準せん断力係数Ｃｏを 0.2 以上とし，建物・構築物

ん断力係数Ｃｏを 0.2 以上とし，建物・構築物の振動特性，地盤の種類等を考慮して求められの振動特性，地盤の種類等を考慮して求めらる値とする。

れる値とする。

また，必要保有水平耐力の算定においては，

また，必要保有水平耐力の算定においては，

地震層せん断力係数Ｃｉに乗じる施設の耐震重

地震層せん断力係数Ｃ ｉに乗じる施設の耐震要度分類に応じた係数は，Ｓクラス，Ｂクラス

重要度分類に応じた係数は，Ｓクラス，Ｂクラ

及びＣクラスともに 1.0 とし，その際に用いるス及びＣクラスともに 1.0 とし，その際に用標準せん断力係数Ｃｏは 1.0 以上とする。

いる標準せん断力係数Ｃｏは 1.0 以上とする。

Ｓクラスの施設については，水平地震力と鉛Ｓクラスの施設については，水平地震力と直地震力が同時に不利な方向の組合せで作用

鉛直地震力が同時に不利な方向の組合せで作するものとする。鉛直地震力は，震度 0.3 以上用するものとする。鉛直地震力は，震度 0.3 以を基準とし，建物・構築物の振動特性，地盤の上を基準とし，建物・構築物の振動特性，地盤種類等を考慮し，高さ方向に一定として求めたの種類等を考慮し，高さ方向に一定として求

鉛直震度より算定するものとする。

めた鉛直震度より算定するものとする。

ただし，土木構造物の静的地震力は，安全上

ただし，土木構造物の静的地震力は，安全上適切と認められる規格及び基準を参考に，Ｃク

適切と認められる規格及び基準を参考に，Ｃラスに適用される静的地震力を適用する。

クラスに適用される静的地震力を適用する。

様式１への反映結果【5条15】(b) 機器・配管系(b) 機器・配管系

Ⅴ-2 耐震性に関する説明書

静的地震力は，上記(a)に示す地震層せん断 Ⅴ-2-1-1 耐震設計の基本方針

静的地震力は，上記(a)に示す地震層せん断力係数Ｃｉに施設の耐震重要度分類に応じた係力係数Ｃ ｉ に施設の耐震重要度分類に応じた数を乗じたものを水平震度として，当該水平震係数を乗じたものを水平震度として，当該水度及び上記(a)の鉛直震度をそれぞれ 20 ％増

平震度 及び上記(a) の 鉛直 震 度 をそ れ ぞれしとした震度より求めるものとする。

20 ％増しとした震度より求めるものとする。

Ｓクラスの施設については，水平地震力と鉛Ｓクラスの施設については，水平地震力と直地震力は同時に不利な方向の組合せで作用

鉛直地震力は同時に不利な方向の組合せで作するものとする。ただし，鉛直震度は高さ方向用するものとする。ただし，鉛直震度は高さ方に一定とする。

向に一定とする。

4.

地震による損傷防止に関する設計

4.1 耐震設計の基本方針

4.1 地震力の算定法

上記(a)及び(b)の標準せん断力係数Ｃ ｏ 等の割増し係数の適用については，耐震性向上の観点から，一般産業施設，公共施設等の耐震基準との関係を考慮して設定する。
【5条16】b.

動的地震力
設計基準対象施設については，動的地震力は，Ｓクラスの施設，屋外重要土木構造物及びＢクラb. 動的地震力

Ⅴ-2 耐震性に関する説明書

設計基準対象施設については，動的地震力は， Ⅴ-2-1-1 耐震設計の基本方針
Ｓクラスの施設，屋外重要土木構造物及びＢク

15

4.1 地震力の算定法

4.

地震による損傷防止に関する設計

4.1 耐震設計の基本方針
4.5 耐震設計方針の明確化

基本設計方針変

更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後スの施設のうち共振のおそれのあるものに適用

ラスの施設のうち共振のおそれのあるものに適

する。

用する。

Ⅴ-2-1-6 地震応答解析の基本方針
2.

Ｓクラスの施設については，基準地震動及び弾Ｓクラスの施設（津波防護施設，浸水防止設備性設計用地震動から定める入力地震動を適用す

及び津波監視設備を除く。
）については，基準地る。

震動Ｓｓ及び弾性設計用地震動Ｓｄから定める入様式１への反映結果(1) 地震応答解析の基本方針

地震応答解析の方針

力地震動を適用する。
Ｂクラスの施設のうち共振のおそれのあるも

Ｂクラスの施設のうち共振のおそれのあるものについては，弾性設計用地震動から定める入力のについては，弾性設計用地震動Ｓｄから定める

地震動の振幅を 2 分の 1 にしたものによる地震

入力地震動の振幅を 2 分の 1 にしたものによる力を適用する。

地震力を適用する。

屋外重要土木構造物については，基準地震動による地震力を適用する。

屋外重要土木構造物，津波防護施設，浸水防止設備及び津波監視設備並びに浸水防止設備又は津波監視設備が設置された建物・構築物については，基準地震動Ｓｓによる地震力を適用する。
【5 条 17】
重大事故等対処施設については，常設耐震重
要重大事故防止設備又は常設重大事故緩和設備が設置される重大事故等対処施設に基準地震動
Ｓｓによる地震力を適用する。
【50条18】常設耐震重要重大事故防止設備以外の常設重Ⅴ-2 耐震性に関する説明書

4.

大事故防止設備が設置される重大事故等対処施

Ⅴ-2-1-1 耐震設計の基本方針

4.1 耐震設計の基本方針

設のうち，Ｂクラスの施設の機能を代替する共

4.1 地震力の算定法

振のおそれのある施設については，共振のおそれのあるＢクラスの施設に適用する地震力を適用する。
事故緩和設備が設置される重大事故等対処施設の土木構造物については，基準地震動Ｓｓによる地震力を適用する。
重大事故等対処施設のうち，設計基準対象施設の既往評価を適用できる基本構造と異なる施設については，適用する地震力に対して，要求される機能及び構造健全性が維持されることを確認するため，当該施設の構造を適切にモデル化した上での地震応答解析，加振試験等を実施する。
【50条19】164.5 耐震設計方針の明確化(1) 地震応答解析の基本方針

Ⅴ-2-1-6 地震応答解析の基本方針
2.

常設耐震重要重大事故防止設備又は常設重大地震による損傷防止に関する設計

地震応答解析の方針

基本設計方針変

更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後

様式１への反映結果

動的解析においては，地盤の諸定数も含めて

Ⅴ-2 耐震性に関する説明書

4.

材料のばらつきによる変動幅を適切に考慮す

Ⅴ-2-1-1 耐震設計の基本方針

4.1 耐震設計の基本方針

4.1 地震力の算定法

る。

地震による損傷防止に関する設計

4.5 耐震設計方針の明確化(4)

動的地震力は水平 2 方向及び鉛直方向について適切に組み合わせて算定する。動的地震力のⅤ-2-1-8 水平２方向及び鉛直方向地震力の組

水平 2 方向及び鉛直方向の組合せについては，

合せに関する影響評価方針

水平2方向及び鉛直方向地震力の組合せに関する影響評価方針

水平 1 方向及び鉛直方向地震力を組み合わせた
既往の耐震計算への影響の可能性がある施設・設備を抽出し，3 次元応答性状の可能性も考慮した上で既往の方法を用いた耐震性に及ぼす影響を評価する。
【5条18】(a) 入力地震動
原子炉建屋設置位置付近は，地盤調査の結(a) 入力地震動

Ⅴ-2 耐震性に関する説明書

原子炉建屋設置位置付近は，地盤調査の結 Ⅴ-2-1-6 地震応答解析の基本方針

果，新第三系鮮新統〜第四系下部更新統の久米果，新第三系鮮新統〜第四系下部更新統の久層が分布し，EL.-370 m 以深ではＳ波速度が米層が分布し，EL.-370 m 以深ではＳ波速度が0.7 km/s 以上で著しい高低差がなく拡がりを

0.7 km/s 以上で著しい高低差がなく拡がりをもって分布していることが確認されている。しもって分布していることが確認されている。

たがって，EL.-370 m の位置を解放基盤表面としたがって，EL.-370 m の位置を解放基盤表面

して設定する。

として設定する。

建物・構築物の地震応答解析における入力地

建物・構築物の地震応答解析における入力

震動は，解放基盤表面で定義される基準地震動

地震動は，解放基盤表面で定義される基準地及び弾性設計用地震動を基に，対象建物・構築

震動Ｓｓ及び弾性設計用地震動Ｓｄを基に，対物の地盤条件を適切に考慮した上で，必要に応象建物・構築物の地盤条件を適切に考慮した

じ 2 次元ＦＥＭ解析又は 1 次元波動論により，

上で，必要に応じ 2 次元ＦＥＭ解析又は 1 次

地震応答解析モデルの入力位置で評価した入元波動論により，地震応答解析モデルの入力

力地震動を設定する。

位置で評価した入力地震動を設定する。

地盤条件を考慮する場合には，地震動評価で地盤条件を考慮する場合には，地震動評価

考慮した敷地全体の地下構造との関係や対象で考慮した敷地全体の地下構造との関係や対建物・構築物位置と炉心位置での地質・速度構

象建物・構築物位置と炉心位置での地質・速度造の違いにも留意するとともに，地盤の非線形構造の違いにも留意するとともに，地盤の非応答に関する動的変形特性を考慮する。また，線形応答に関する動的変形特性を考慮する。

必要に応じ敷地における観測記録による検証

また，必要に応じ敷地における観測記録によや最新の科学的・技術的知見を踏まえ，地質・る検証や最新の科学的・技術的知見を踏まえ，

速度構造等の地盤条件を設定する。

地質・速度構造等の地盤条件を設定する。

また，設計基準対象施設における耐震Ｂクラまた，設計基準対象施設における耐震Ｂク

スの建物・構築物のうち共振のおそれがあり，ラスの建物・構築物及び重大事故等対処施設

動的解析が必要なものに対しては，弾性設計用における耐震Ｂクラス施設の機能を代替する

地震動に 2 分の 1 を乗じたものを用いる。

常設重大事故防止設備が設置される重大事故

17

2.1 建物・構築物

4.

地震による損傷防止に関する設計

4.5 耐震設計方針の明確化(1) 地震応答解析の基本方針

基本設計方針変

更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後

様式１への反映結果

等対処施設の建物・構築物のうち共振のおそれがあり，動的解析が必要なものに対しては，
弾性設計用地震動Ｓｄに 2 分の 1 を乗じたものを用いる。
【5条19】【50条20】(b) 地震応答解析(b) 地震応答解析

イ. 動的解析法

イ. 動的解析法(イ) 建物・構築物(イ) 建物・構築物

Ⅴ-2 耐震性に関する説明書

4.

Ⅴ-2-1-6 地震応答解析の基本方針

4.5 耐震設計方針の明確化

2.1 建物・構築物

動的解析による地震力の算定に当たっ

動的解析による地震力の算定に当たっては，地震応答解析手法の適用性，適用限ては，地震応答解析手法の適用性，適用限界等を考慮のうえ，適切な解析法を選定す

界等を考慮のうえ，適切な解析法を選定るとともに，建物・構築物に応じた適切なするとともに，建物・構築物に応じた適切解析条件を設定する。

な解析条件を設定する。

動的解析は，原則として，建物・構築物

動的解析は，原則として，建物・構築物の地震応答解析及び床応答曲線の策定は，の地震応答解析及び床応答曲線の策定

線形解析及び非線形解析に適用可能な時は，線形解析及び非線形解析に適用可能

刻歴応答解析法による。

な時刻歴応答解析法による。

また，3 次元応答性状等の評価は，線形

また，3 次元応答性状等の評価は，線形解析に適用可能な周波数応答解析法によ解析に適用可能な周波数応答解析法による。

る。

建物・構築物の動的解析に当たっては，

建物・構築物の動的解析に当たっては，

建物・構築物の剛性はそれらの形状，構造

建物・構築物の剛性はそれらの形状，構造特性等を十分考慮して評価し，集中質点系

特性等を十分考慮して評価し，集中質点等に置換した解析モデルを設定する。

系等に置換した解析モデルを設定する。

動的解析には，建物・構築物と地盤との動的解析には，建物・構築物と地盤との相互作用を考慮するものとし，解析モデル

相互作用を考慮するものとし，解析モデの地盤のばね定数は，基礎版の平面形状，

ルの地盤のばね定数は，基礎版の平面形

基礎側面と地盤の接触状況，地盤の剛性等

状，基礎側面と地盤の接触状況，地盤の剛を考慮して定める。設計用地盤定数は，原性等を考慮して定める。設計用地盤定数則として，弾性波試験によるものを用いは，原則として，弾性波試験によるものを

る。

用いる。

地震による損傷防止に関する設計(1) 地震応答解析の基本方針

4.7 設計用床応答曲線の作成
Ⅴ-2-1-7 設計用床応答曲線の作成方針【5条20】
地盤−建物・構築物連成系の減衰定数 Ⅴ-2 耐震性に関する説明書
は，振動エネルギの地下逸散及び地震応答における各部のひずみレベルを考慮して定める。基準地震動Ｓｓ及び弾性設計用
地震動Ｓｄに対する応答解析において，主要構造要素がある程度以上弾性範囲を超える場合には，実験等の結果に基づき，該

18Ⅴ-2-1-6 地震応答解析の基本方針
2.1 建物・構築物

4.

地震による損傷防止に関する設計

4.5 耐震設計方針の明確化(1) 地震応答解析の基本方針

基本設計方針変

更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後

様式１への反映結果

当する建物部分の構造特性に応じて，その弾塑性挙動を適切に模擬した復元力特性を考慮した地震応答解析を行う。
また，Ｓクラスの施設を支持する建物・構築物及び常設耐震重要重大事故防止設
備又は常設重大事故緩和設備が設置される重大事故等対処施設を支持する建物・構築物の支持機能を検討するための動的解析において，施設を支持する建物・構築
物の主要構造要素がある程度以上弾性範囲を超える場合には，その弾塑性挙動を適切に模擬した復元力特性を考慮した地震応答解析を行う。
【50 条 21】
地震応答解析に用いる材料定数については，地盤の諸定数も含めて材料のばらつきによる変動幅を適切に考慮する。また，材料のばらつきによる変動が建物・構
築物の振動性状や応答性状に及ぼす影響として考慮すべき要因を選定した上で，選定された要因を考慮した動的解析により設計用地震力を設定する。
【5条21】
建物・構築物の動的解析にて，地震時の Ⅴ-2 耐震性に関する説明書
地盤の有効応力の変化に応じた影響を考Ⅴ-2-1-6 地震応答解析の基本方針

4.

地震による損傷防止に関する設計

4.5 耐震設計方針の明確化

慮する場合は，有効応力解析を実施する。

2.1 建物・構築物(1) 地震応答解析の基本方針

有効応力解析に用いる液状化強度特性

2.3 屋外重要土木構造物(4)

は，敷地の原地盤における代表性及び網羅性を踏まえた上で保守性を考慮して設に関する影響評価方針
Ⅴ-2-1-7 設計用床応答曲線の作成方針

定することを基本とする。
建物・構築物への地盤変位に対する保 Ⅴ-2-1-8 水平２方向及び鉛直方向地震力の組守的な配慮として，地盤を強制的に液状化させることを仮定した影響を考慮する
場合は，原地盤よりも十分に小さい液状化強度特性（敷地に存在しない豊浦標準砂に基づく液状化強度特性）を設定する。
建物・構築物及び機器・配管系への加速度応答に対する保守的な配慮として，地盤の非液状化の影響を考慮する場合は，

19

水平2方向及び鉛直方向地震力の組合せ合せに関する影響評価方針

4.7 設計用床応答曲線の作成

基本設計方針変

更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後

様式１への反映結果

原地盤において非液状化の条件（最も液状化強度が大きい場合に相当）を仮定した解析を実施する。
原子炉建屋については，3 次元ＦＥＭ解析等から，建物・構築物の 3 次元応答性
状及びそれによる機器・配管系への影響を評価する。
動的解析に用いる解析モデルは，地震観測網により得られた観測記録により振動性状の把握を行い，解析モデルの妥当性の確認を行う。
屋外重要土木構造物及び常設耐震重要
重大事故防止設備又は常設重大事故緩和設備が設置される重大事故等対処施設の土木構造物の動的解析は，構造物と地盤の相互作用を考慮できる連成系の地震応答解析手法とし，地盤及び構造物の地震時における非線形挙動の有無や程度に応じて，線形，等価線形又は非線形解析のいずれかにて行う。
地震力については，水平 2 方向及び鉛
直方向について適切に組み合わせて算定する。
【5条22】【50条22】(ロ) 機器・配管系
動的解析による地震力の算定にあたっ(ロ) 機器・配管系

Ⅴ-2 耐震性に関する説明書

動的解析による地震力の算定にあたっ Ⅴ-2-1-6 地震応答解析の基本方針ては，地震応答解析手法の適用性，適用限ては，地震応答解析手法の適用性，適用限界等を考慮のうえ，適切な解析法を選定す

界等を考慮のうえ，適切な解析法を選定るとともに，解析条件として考慮すべき減するとともに，解析条件として考慮すべ

Ⅴ-2-1-8 水平２方向及び鉛直方向地震力の組

衰定数，剛性等の各種物性値は，適切な規き減衰定数，剛性等の各種物性値は，適切合せに関する影響評価方針

格及び基準又は試験等の結果に基づき設な規格及び基準又は試験等の結果に基づ定する。

き設定する。

機器の解析に当たっては，形状，構造特機器の解析に当たっては，形状，構造特性等を考慮して，代表的な振動モードを適性等を考慮して，代表的な振動モードを切に表現できるよう質点系モデル，有限要適切に表現できるよう質点系モデル，有素モデル等に置換し，設計用床応答曲線を

限要素モデル等に置換し，設計用床応答用いたスペクトルモーダル解析法又は時曲線を用いたスペクトルモーダル解析法

刻歴応答解析法により応答を求める。

又は時刻歴応答解析法により応答を求め

また，時刻歴応答解析法及びスペクトルる。

20

2.2 機器・配管系

4.

地震による損傷防止に関する設計

4.5 耐震設計方針の明確化(1) 地震応答解析の基本方針

基本設計方針変

更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後

モーダル解析法を用いる場合は地盤物性

また，時刻歴応答解析法及びスペクト

等のばらつきを適切に考慮する。スペクト

ルモーダル解析法を用いる場合は地盤物

ルモーダル解析法には地盤物性等のばら

性等のばらつきを適切に考慮する。スペつきを考慮した床応答曲線を用いる。

クトルモーダル解析法には地盤物性等の様式１への反映結果

ばらつきを考慮した床応答曲線を用い

配管系については，その仕様に応じて適る。

切なモデルに置換し，設計用床応答曲線を

配管系については，その仕様に応じて用いたスペクトルモーダル解析法又は時

適切なモデルに置換し，設計用床応答曲

刻歴応答解析法により応答を求める。
スペクトルモーダル解析法及び時刻歴線を用いたスペクトルモーダル解析法又応答解析法の選択に当たっては，衝突・すは時刻歴応答解析法により応答を求め

べり等の非線形現象を模擬する観点又はる。

既往研究の知見を取り入れ実機の挙動をスペクトルモーダル解析法及び時刻歴模擬する観点で，建物・構築物の剛性及び応答解析法の選択に当たっては，衝突・す

地盤物性のばらつきへの配慮をしつつ時べり等の非線形現象を模擬する観点又は刻歴応答解析法を用いる等，解析対象とす

既往研究の知見を取り入れ実機の挙動をる現象，対象設備の振動特性・構造特性等模擬する観点で，建物・構築物の剛性及びを考慮し適切に選定する。

地盤物性のばらつきへの配慮をしつつ時また，設備の 3 次元的な広がりを踏ま

刻歴応答解析法を用いる等，解析対象とえ，適切に応答を評価できるモデルを用する現象，対象設備の振動特性・構造特性

い，水平 2 方向及び鉛直方向の応答成分に等を考慮し適切に選定する。

ついて適切に組み合わせるものとする。

また，設備の 3 次元的な広がりを踏ま剛性の高い機器は，その機器の設置床面

え，適切に応答を評価できるモデルを用の最大応答加速度の 1.2 倍の加速度を震い，水平 2 方向及び鉛直方向の応答成分度として作用させて構造強度評価に用いについて適切に組み合わせるものとす

る地震力を算定する。

る。
剛性の高い機器は，その機器の設置床面の最大応答加速度の 1.2 倍の加速度を震度として作用させて構造強度評価に用いる地震力を算定する。
【5条23】

c.

設計用減衰定数c. 設計用減衰定数

地震応答解析に用いる減衰定数は，安全上適切

地震応答解析に用いる減衰定数は，安全上適と認められる規格及び基準に基づき，設備の種切と認められる規格及び基準に基づき，設備の類，構造等により適切に選定するとともに，試験

種類，構造等により適切に選定するとともに，試等で妥当性を確認した値も用いる。

験等で妥当性を確認した値も用いる。

なお，建物・構築物の地震応答解析に用いる鉄

なお，建物・構築物の地震応答解析に用いる鉄筋コンクリートの減衰定数の設定については，既筋コンクリートの減衰定数の設定については，

往の知見に加え，既設施設の地震観測記録等によ既往の知見に加え，既設施設の地震観測記録等

り，その妥当性を検討する。

により，その妥当性を検討する。

21

Ⅴ-2 耐震性に関する説明書

4.

Ⅴ-2-1-6 地震応答解析の基本方針

4.5 耐震設計方針の明確化

3.

設計用減衰定数

地震による損傷防止に関する設計(1) 地震応答解析の基本方針

基本設計方針変

更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後

様式１への反映結果

また，地盤と屋外重要土木構造物の連成系地震応答解析モデルの減衰定数については，地中構造物としての特徴，同モデルの振動特性を考慮して適切に設定する。
【5条24】【50条23】(4) 荷重の組合せと許容限界
耐震設計における荷重の組合せと許容限界は以(4) 荷重の組合せと許容限界
耐震設計における荷重の組合せと許容限界は以

下による。

下による。

a.

a. 耐震設計上考慮する状態

耐震設計上考慮する状態

Ⅴ-2 耐震性に関する説明書

4.

地震による損傷防止に関する設計

Ⅴ-2-1-1 耐震設計の基本方針

4.1 耐震設計の基本方針

5.1 構造強度

地震以外に設計上考慮する状態を以下に示

地震以外に設計上考慮する状態を以下に示す。

す。
(a) 建物・構築物(a) 建物・構築物
設計基準対象施設については以下のイ.〜

設計基準対象施設については以下のイ.〜

ハ.の状態，重大事故等対処施設については以ハ.の状態を考慮する。

下のイ.〜ニ.の状態を考慮する。
イ. 運転時の状態

イ. 運転時の状態

発電用原子炉施設が運転状態にあり，通発電用原子炉施設が運転状態にあり，通常

常の自然条件下におかれている状態の自然条件下におかれている状態

ただし，運転状態には通常運転時，運転時

ただし，運転状態には通常運転時，運転時の異常な過渡変化時を含むものとする。

の異常な過渡変化時を含むものとする。

ロ. 設計基準事故時の状態

ロ. 設計基準事故時の状態

発電用原子炉施設が設計基準事故時にあ発電用原子炉施設が設計基準事故時にあ

る状態

る状態

ハ. 設計用自然条件

ハ. 設計用自然条件

設計上基本的に考慮しなければならない

設計上基本的に考慮しなければならない

自然条件（風，積雪）

自然条件（風，積雪）【5 条 25】【50 条 24】
ニ. 重大事故等時の状態
発電用原子炉施設が，重大事故に至るおそれのある事故又は重大事故時の状態で，重大事故等対処施設の機能を必要とする状態【50条25】(b) 機器・配管系
設計基準対象施設については以下のイ.〜
ニ.の状態を考慮する。

(b) 機器・配管系

Ⅴ-2 耐震性に関する説明書

設計基準対象施設については以下のイ.〜 Ⅴ-2-1-1 耐震設計の基本方針
ニ.の状態，重大事故等対処施設については以
下のイ.〜ホ.の状態を考慮する。

イ. 通常運転時の状態
発電用原子炉の起動，停止，出力運転，高イ. 通常運転時の状態
発電用原子炉の起動，停止，出力運転，高225.1 構造強度4.

地震による損傷防止に関する設計

4.1 耐震設計の基本方針

基本設計方針変

更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後

温待機，燃料取替え等が計画的又は頻繁に行

温待機，燃料取替え等が計画的又は頻繁にわれた場合であって運転条件が所定の制限行われた場合であって運転条件が所定の制値以内にある運転状態

限値以内にある運転状態

様式１への反映結果

ロ. 運転時の異常な過渡変化時の状態

ロ. 運転時の異常な過渡変化時の状態
通常運転時に予想される機械又は器具の通常運転時に予想される機械又は器具の単一の故障若しくはその誤作動又は運転員

単一の故障若しくはその誤作動又は運転員の単一の誤操作及びこれらと類似の頻度での単一の誤操作及びこれらと類似の頻度で発生すると予想される外乱によって発生す発生すると予想される外乱によって発生す

る異常な状態であって，当該状態が継続した

る異常な状態であって，当該状態が継続し場合には炉心又は原子炉冷却材圧力バウン

た場合には炉心又は原子炉冷却材圧力バウ

ダリの著しい損傷が生じるおそれがあるもンダリの著しい損傷が生じるおそれがあるのとして安全設計上想定すべき事象が発生ものとして安全設計上想定すべき事象が発

した状態

生した状態
ハ. 設計基準事故時の状態

ハ. 設計基準事故時の状態
発生頻度が運転時の異常な過渡変化より発生頻度が運転時の異常な過渡変化より低い異常な状態であって，当該状態が発生し低い異常な状態であって，当該状態が発生た場合には発電用原子炉施設から多量の放した場合には発電用原子炉施設から多量の射性物質が放出するおそれがあるものとし

放射性物質が放出するおそれがあるものとて安全設計上想定すべき事象が発生した状

して安全設計上想定すべき事象が発生した

態

状態
ニ. 設計用自然条件

ニ. 設計用自然条件

設計上基本的に考慮しなければならない

設計上基本的に考慮しなければならない

自然条件（風，積雪）

自然条件（風，積雪）【5 条 26】【50 条 26】
ホ. 重大事故等時の状態
発電用原子炉施設が，重大事故に至るおそれのある事故又は重大事故時の状態で，重大事故等対処施設の機能を必要とする状態【50条27】b.

荷重の種類(a) 建物・構築物
設計基準対象施設については以下のイ.〜
ニ.の荷重とする。

b. 荷重の種類

Ⅴ-2 耐震性に関する説明書

4.

(a) 建物・構築物

Ⅴ-2-1-1 耐震設計の基本方針

4.1 耐震設計の基本方針

設計基準対象施設については以下のイ.〜
ニ.の荷重，重大事故等対処施設については以
下のイ.〜ホ.の荷重とする。

イ.

発電用原子炉のおかれている状態にかかイ.

発電用原子炉のおかれている状態にかかわらず常時作用している荷重，すなわち固わらず常時作用している荷重，すなわち定荷重，積載荷重，土圧，水圧及び通常の固定荷重，積載荷重，土圧，水圧及び通常気象条件による荷重の気象条件による荷重

235.1 構造強度

地震による損傷防止に関する設計

基本設計方針変

更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後

ロ. 運転時の状態で施設に作用する荷重

ロ. 運転時の状態で施設に作用する荷重

ハ.

ハ.

設計基準事故時の状態で施設に作用する
荷重

様式１への反映結果

設計基準事故時の状態で施設に作用する
荷重

ニ. 地震力，風荷重，積雪荷重

ニ. 地震力，風荷重，積雪荷重【5 条 27】【50 条 28】
ホ.

重大事故等時の状態で施設に作用する荷重【50 条 29】
ただし，運転時の状態，設計基準事故時の

ただし，運転時の状態，設計基準事故時の状状態での荷重には，機器・配管系から作用す態及び重大事故等時の状態での荷重には，機る荷重が含まれるものとし，地震力には，地器・配管系から作用する荷重が含まれるもの

震時土圧，機器・配管系からの反力，スロッとし，地震力には，地震時土圧，機器・配管系

シング等による荷重が含まれるものとする。

からの反力，スロッシング等による荷重が含まれるものとする。
【5条28】【50条30】(b) 機器・配管系

Ⅴ-2 耐震性に関する説明書(b) 機器・配管系

設計基準対象施設については以下のイ.〜 Ⅴ-2-1-1 耐震設計の基本方針

設計基準対象施設については以下のイ.〜

ニ.の荷重，重大事故等対処施設については以ニ.の荷重とする。

4.

地震による損傷防止に関する設計

4.1 耐震設計の基本方針

5.1 構造強度下のイ.〜ホ.の荷重とする。
イ. 通常運転時の状態で施設に作用する荷重

イ. 通常運転時の状態で施設に作用する荷重

ロ.

ロ.

運転時の異常な過渡変化時の状態で施設設に作用する荷重に作用する荷重ハ.

運転時の異常な過渡変化時の状態で施ハ.

設計基準事故時の状態で施設に作用する

設計基準事故時の状態で施設に作用する
荷重

荷重

ニ. 地震力，風荷重，積雪荷重

ニ. 地震力，風荷重，積雪荷重【5 条 29】【50 条 31】
ホ.

重大事故等時の状態で施設に作用する荷重【50条32】c.

荷重の組合せ地震と組み合わせる荷重については，以下のとおり設定する。

c. 荷重の組合せ
地震と組み合わせる荷重については，「2.3
外部からの衝撃による損傷の防止」で設定して−−いる風及び積雪による荷重を考慮し，以下のと（冒頭宣言）

おり設定する。
【5条30】【50条33】(a) 建物・構築物
イ. Ｓクラスの建物・構築物については，常時(a) 建物・構築物（(c)に記載のものを除く。）
イ.

Ｓクラスの建物・構築物及び常設耐震重作用している荷重及び運転時（通常運転時又要重大事故防止設備又は常設重大事故緩和

は運転時の異常な過渡変化時）の状態で施設設備が設置される重大事故等対処施設の建24

Ⅴ-2 耐震性に関する説明書

4.

Ⅴ-2-1-1 耐震設計の基本方針

4.1 耐震設計の基本方針

5.1 構造強度

地震による損傷防止に関する設計

4.5 耐震設計方針の明確化(2) 機能維持の基本方針

基本設計方針変

更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後

様式１への反映結果

物・構築物については，常時作用している荷 Ⅴ-2-1-9 機能維持の基本方針に作用する荷重と地震力とを組み合わせる。

重及び運転時（通常運転時又は運転時の異常な過渡変化時）の状態で施設に作用する荷重と地震力とを組み合わせる。
【5 条 31】【50 条 34】
ロ. Ｓクラスの建物・構築物については，常時

ロ. Ｓクラスの建物・構築物については，常時作用している荷重及び設計基準事故時の状作用している荷重及び設計基準事故時の状態で施設に作用する荷重のうち長時間その態で施設に作用する荷重のうち長時間その作用が続く荷重と弾性設計用地震動による作用が続く荷重と弾性設計用地震動Ｓ ｄに

地震力又は静的地震力とを組み合わせる。

よる地震力又は静的地震力とを組み合わせる。＊1，＊2【5条32】
ハ.

常設耐震重要重大事故防止設備又は常設

Ⅴ-2 耐震性に関する説明書

重大事故緩和設備が設置される重大事故等 Ⅴ-2-1-1 耐震設計の基本方針
対処施設の建物・構築物については，常時作

5.1 構造強度4.

地震による損傷防止に関する設計

4.1 耐震設計の基本方針
4.5 耐震設計方針の明確化(2) 機能維持の基本方針用している荷重，設計基準事故時の状態及び重大事故等時の状態で施設に作用する荷 Ⅴ-2-1-9 機能維持の基本方針
重のうち，地震によって引き起こされるおそれがある事象によって作用する荷重と地震力とを組み合わせる。
重大事故等による荷重は設計基準対象施設の耐震設計の考え方及び確率論的な考察を踏まえ，地震によって引き起こされるおそれがない事象による荷重として扱う。
【50条35】ニ.

常設耐震重要重大事故防止設備又は常設

Ⅴ-2 耐震性に関する説明書

4.

地震による損傷防止に関する設計

重大事故緩和設備が設置される重大事故等 Ⅴ-2-1-1 耐震設計の基本方針

4.1 耐震設計の基本方針

対処施設の建物・構築物については，常時作

4.5 耐震設計方針の明確化

5.1 構造強度用している荷重，設計基準事故時の状態及び重大事故等時の状態で施設に作用する荷 Ⅴ-2-1-9 機能維持の基本方針
重のうち，地震によって引き起こされるおそれがない事象による荷重は，その事故事
象の発生確率，継続時間及び地震動の年超過確率の関係を踏まえ，適切な地震力（基準
地震動Ｓｓ又は弾性設計用地震動Ｓｄによる地震力）と組み合わせる。
この組合せについては，事故事象の発生
確率，継続時間及び地震動の年超過確率の積等を考慮し，工学的，総合的に勘案の上設

25(2) 機能維持の基本方針

基本設計方針変

更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後

様式１への反映結果定する。なお，継続時間については対策の成立性も考慮した上で設定する。
以上を踏まえ，原子炉格納容器バウンダ
リを構成する施設（原子炉格納容器内の圧力，温度の条件を用いて評価を行うその他の施設を含む。
）については，いったん事故が発生した場合，長時間継続する事象による荷重と弾性設計用地震動Ｓ ｄ による地震力とを組み合わせ，その状態からさらに長期的に継続する事象による荷重と基準地震
動Ｓｓによる地震力を組み合わせる。
なお，格納容器破損モードの評価シナリ
オのうち，原子炉圧力容器が破損する評価
シナリオについては，重大事故等対処設備
による原子炉注水は実施しない想定として評価しており，本来は機能を期待できる高圧代替注水系又は低圧代替注水系（常設）による原子炉注水により炉心損傷の回避が可能であることから荷重条件として考慮しない。
また，その他の施設については，いったん事故が発生した場合，長時間継続する事象
による荷重と基準地震動Ｓ ｓ による地震力とを組み合わせる。
【50条36】
ホ. Ｂクラス及びＣクラスの建物・構築物につホ.

Ｂクラス及びＣクラスの建物・構築物並

Ⅴ-2 耐震性に関する説明書

4.

地震による損傷防止に関する設計

いては，常時作用している荷重及び運転時のびに常設耐震重要重大事故防止設備以外の Ⅴ-2-1-1 耐震設計の基本方針

4.1 耐震設計の基本方針状態で施設に作用する荷重と動的地震力又常設重大事故防止設備が設置される重大事

4.5 耐震設計方針の明確化

は静的地震力とを組み合わせる。

故等対処施設の建物・構築物については，常5.1 構造強度(2) 機能維持の基本方針

時作用している荷重及び運転時の状態で施 Ⅴ-2-1-9 機能維持の基本方針
設に作用する荷重と動的地震力又は静的地震力とを組み合わせる。
【5条33】【50条37】＊1 Ｓクラスの建物・構築物の設計基準事 Ⅴ-2 耐震性に関する説明書
故の状態で施設に作用する荷重については，(b)機器・配管系の考え方に沿Ⅴ-2-1-1 耐震設計の基本方針
5.1 構造強度った下記の 2 つの考え方に基づき検討した結果として後者を踏まえ，施設に作用する荷重のうち長時間その作用

26

4.

地震による損傷防止に関する設計

4.1 耐震設計の基本方針
4.5 耐震設計方針の明確化(2) 機能維持の基本方針

Ⅴ-2-1-9 機能維持の基本方針

基本設計方針変

更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後

様式１への反映結果

が続く荷重と弾性設計用地震動Ｓｄによる地震力又は静的地震力とを組み合わせることとしている。この考え方
は，ＪＥＡＧ４６０１における建物・構築物の荷重の組合せの記載とも整合している。
・常時作用している荷重及び設計基準
事故時の状態のうち地震によって引き起こされるおそれのある事象によって施設に作用する荷重は，その事故事象の継続時間との関係を踏まえ，適切な地震力と組み合わせて考慮する。
・常時作用している荷重及び設計基準
事故時の状態のうち地震によって引き起こされるおそれのない事象であっても，いったん事故が発生した場合，長時間継続する事象による荷重は，その事故事象の発生確率，
継続時間及び地震動の超過確率の関係を踏まえ，適切な地震力と組み
合わせる。
＊2

原子炉格納容器バウンダリを構成す
る施設については，異常時圧力の最大値と弾性設計用地震動Ｓｄによる地震力とを組み合わせる。

【5条34】(b) 機器・配管系
イ. Ｓクラスの機器・配管系については，通常(b) 機器・配管系（(c)に記載のものを除く。）
イ.

Ｓクラスの機器・配管系及び常設耐震重運転時の状態で施設に作用する荷重と地震

要重大事故防止設備又は常設重大事故緩和

力とを組み合わせる。

設備が設置される重大事故等対処施設の機

Ⅴ-2 耐震性に関する説明書

4.

Ⅴ-2-1-1 耐震設計の基本方針

4.1 耐震設計の基本方針

5.1 構造強度器・配管系については，通常運転時の状態で Ⅴ-2-1-9 機能維持の基本方針
施設に作用する荷重と地震力とを組み合わせる。
【5 条 35】【50 条 38】
ロ. Ｓクラスの機器・配管系については，運転

ロ. Ｓクラスの機器・配管系については，運転時の異常な過渡変化時の状態及び設計基準時の異常な過渡変化時の状態及び設計基準

事故時の状態のうち地震によって引き起こ

事故時の状態のうち地震によって引き起こされるおそれのある事象によって施設に作されるおそれのある事象によって施設に作27

地震による損傷防止に関する設計

4.5 耐震設計方針の明確化(2) 機能維持の基本方針

基本設計方針変

更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後用する荷重は，その事故事象の継続時間等と用する荷重は，その事故事象の継続時間等の関係を踏まえ，適切な地震力とを組み合わとの関係を踏まえ，適切な地震力とを組み

せる。

合わせる。

様式１への反映結果【5条36】
ハ.

常設耐震重要重大事故防止設備又は常設

Ⅴ-2 耐震性に関する説明書

重大事故緩和設備が設置される重大事故等 Ⅴ-2-1-1 耐震設計の基本方針
対処施設の機器・配管系については，運転時5.1 構造強度4.

地震による損傷防止に関する設計

4.1 耐震設計の基本方針
4.5 耐震設計方針の明確化(2) 機能維持の基本方針の異常な過渡変化時の状態，設計基準事故時の状態及び重大事故等時の状態で作用す Ⅴ-2-1-9 機能維持の基本方針
る荷重のうち，地震によって引き起こされるおそれがある事象によって作用する荷重と地震力とを組み合わせる。重大事故等による荷重は設計基準対象施設の耐震設計の考え方及び確率論的な考察を踏まえ，地震によって引き起こされるおそれがない事象
による荷重として扱う。
【50条39】ニ. Ｓクラスの機器・配管系については，運転ニ. Ｓクラスの機器・配管系については，運転

Ⅴ-2 耐震性に関する説明書

4.

地震による損傷防止に関する設計時の異常な過渡変化時の状態及び設計基準時の異常な過渡変化時の状態及び設計基準 Ⅴ-2-1-1 耐震設計の基本方針

4.1 耐震設計の基本方針

事故時の状態のうち地震によって引き起こ

事故時の状態のうち地震によって引き起こ

4.5 耐震設計方針の明確化されるおそれのない事象であっても，いったされるおそれのない事象であっても，いっん事故が発生した場合，長時間継続する事象

たん事故が発生した場合，長時間継続する Ⅴ-2-1-9 機能維持の基本方針

による荷重は，その事故事象の発生確率，継事象による荷重は，その事故事象の発生確

続時間及び地震動の年超過確率の関係を踏

率，継続時間及び地震動の年超過確率の関

まえ，適切な地震力と組み合わせる。

係を踏まえ，適切な地震力と組み合わせる。

5.1 構造強度(2) 機能維持の基本方針＊3【5条37】
ホ.

常設耐震重要重大事故防止設備又は常設

Ⅴ-2 耐震性に関する説明書

4.

地震による損傷防止に関する設計

重大事故緩和設備が設置される重大事故等 Ⅴ-2-1-1 耐震設計の基本方針

4.1 耐震設計の基本方針

対処施設の機器・配管系については，運転時4.5 耐震設計方針の明確化

5.1 構造強度の異常な過渡変化時の状態，設計基準事故時の状態及び重大事故等時の状態で施設に Ⅴ-2-1-9 機能維持の基本方針
作用する荷重のうち地震によって引き起こされるおそれがない事象による荷重は，その事故事象の発生確率，継続時間及び地震動の年超過確率の関係を踏まえ，適切な地震力（基準地震動Ｓｓ又は弾性設計用地震動
Ｓｄによる地震力）と組み合わせる。
この組合せについては，事故事象の発生

28(2) 機能維持の基本方針

基本設計方針変

更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後

様式１への反映結果

確率，継続時間及び地震動の年超過確率の積等を考慮し，工学的，総合的に勘案の上設定する。なお，継続時間については対策の成立性も考慮した上で設定する。
以上を踏まえ，重大事故等時の状態で作

Ⅴ-2 耐震性に関する説明書

4.

用する荷重と地震力（基準地震動Ｓｓ又は弾

Ⅴ-2-1-1 耐震設計の基本方針

4.1 耐震設計の基本方針

性設計用地震動Ｓｄによる地震力）との組合

5.1 構造強度

地震による損傷防止に関する設計

4.5 耐震設計方針の明確化(2) 機能維持の基本方針

せについては，以下を基本設計とする。
原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する

Ⅴ-2-1-9 機能維持の基本方針

設備については，いったん事故が発生した

3.1 構造強度上の制限

場合，長時間継続する事象による荷重と弾性設計用地震動Ｓ ｄ による地震力とを組み合わせ，その状態からさらに長期的に継続する事象による荷重と基準地震動Ｓ ｓ による地震力を組み合わせる。
原子炉格納容器バウンダリを構成する設備（原子炉格納容器内の圧力，温度の条件を用いて評価を行うその他の施設を含む。）については，いったん事故が発生した場合，長時間継続する事象による荷重と弾性設計用
地震動Ｓｄによる地震力とを組み合わせ，その状態からさらに長期的に継続する事象による荷重と基準地震動Ｓｓ による地震力を組み合わせる。
なお，格納容器破損モードの評価シナリ
オのうち，原子炉圧力容器が破損する評価
シナリオについては，重大事故等対処設備
による原子炉注水は実施しない想定として評価しており，本来は機能を期待できる高圧代替注水系又は低圧代替注水系（常設）による原子炉注水により炉心損傷の回避が可能であることから荷重条件として考慮しない。
また，その際に用いる荷重の継続時間に＜下線部＞

係る復旧等の対応について，保安規定に定 運用に関する記載であり，保安規定にて対応
める。保安規定に定める対応としては，故障が想定される機器に対してあらかじめ確保
した取替部材を用いた既設系統の復旧手段，及び，あらかじめ確保した部材を用いた

29

＜下線部＞
−

基本設計方針変

更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後

様式１への反映結果

仮設系統の構築手段について，手順を整備するとともに，社内外から支援を受けられる体制を整備する。
その他の施設については，いったん事故が発生した場合，長時間継続する事象による荷重と基準地震動Ｓｓによる地震力とを組み合わせる。
【50条40】ヘ. Ｂクラス及びＣクラスの機器・配管系につヘ.

Ｂクラス及びＣクラスの機器・配管系並

Ⅴ-2 耐震性に関する説明書

いては，通常運転時の状態で施設に作用する

びに常設耐震重要重大事故防止設備以外の Ⅴ-2-1-1 耐震設計の基本方針

荷重及び運転時の異常な過渡変化時の状態

常設重大事故防止設備が設置される重大事

で施設に作用する荷重と，動的地震力又は静故等対処施設の機器・配管系については，通的地震力とを組み合わせる。

常運転時の状態で施設に作用する荷重及び Ⅴ-2-1-9 機能維持の基本方針

5.1 構造強度4.

地震による損傷防止に関する設計

4.1 耐震設計の基本方針
4.5 耐震設計方針の明確化(2) 機能維持の基本方針

運転時の異常な過渡変化時の状態で施設に作用する荷重と，動的地震力又は静的地震力とを組み合わせる。
【5 条 38】【50 条 41】＊3

原子炉格納容器バウンダリを構成す
る設備については，ＣＣＶ規格を踏まえ，異常時圧力の最大値と弾性設計用
地震動Ｓｄによる地震力とを組み合わせる。

【5条39】
津波防護施設，浸水防止設備及び津波監視Ⅴ-2 耐震性に関する説明書

4.

設備並びに浸水防止設備が設置された建物・

Ⅴ-2-1-1 耐震設計の基本方針

4.1 耐震設計の基本方針(c)

5.1 構造強度

構築物
イ.

津波防護施設及び浸水防止設備が設置された建物・構築物については，常時作用して Ⅴ-2-1-9 機能維持の基本方針
いる荷重及び運転時の状態で施設に作用す
る荷重と基準地震動Ｓｓによる地震力とを組み合わせる。
ロ.

浸水防止設備及び津波監視設備については，常時作用している荷重及び運転時の状態で施設に作用する荷重等と基準地震動Ｓによる地震力とを組み合わせる。

ｓ

上記(c)イ.，ロ.については，地震と津波が同時に作用する可能性について検討し，必要に応じて基準地震動Ｓ ｓによる地震力と津波による荷重の組合せを考慮する。また，津波以30

地震による損傷防止に関する設計

4.5 耐震設計方針の明確化(2) 機能維持の基本方針

基本設計方針変

更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後

様式１への反映結果

外による荷重については，「b. 荷重の種類」に準じるものとする。
【5条40】
Ⅴ-2 耐震性に関する説明書(d) 荷重の組合せ上の留意事項

動的地震力については，水平 2 方向と鉛直 Ⅴ-2-1-1 耐震設計の基本方針
方向の地震力とを適切に組み合わせ算定する

5.1 構造強度4.

地震による損傷防止に関する設計

4.1 耐震設計の基本方針
4.5 耐震設計方針の明確化(2) 機能維持の基本方針ものとする。
Ⅴ-2-1-9 機能維持の基本方針【5条41】【50条42】

3.1 構造強度上の制限
d.

許容限界

d. 許容限界

各施設の地震力と他の荷重とを組み合わせた

各施設の地震力と他の荷重とを組み合わせた状態に対する許容限界は次のとおりとし，安全上状態に対する許容限界は次のとおりとし，安全適切と認められる規格及び基準又は試験等で妥上適切と認められる規格及び基準又は試験等で当性が確認されている値を用いる。

妥当性が確認されている値を用いる。

(a) 建物・構築物(a) 建物・構築物（(c)に記載のものを除く。）

イ. Ｓクラスの建物・構築物

イ.

Ｓクラスの建物・構築物及び常設耐震重設備が設置される重大事故等対処施設の建物・構築物（ヘ. に記載のものを除く。
）
弾性設計用地震動による地震力又は静的地震力との組合せに対する許容限界
建築基準法等の安全上適切と認められ(イ)限界とする。

弾性設計用地震動Ｓ ｄによる地震力又は静的地震力との組合せに対する許容限界る規格及び基準による許容応力度を許容

建築基準法等の安全上適切と認められる規格及び基準による許容応力度を許容限界とする。ただし，原子炉冷却材喪失事
故時に作用する荷重との組合せ（原子炉
格納容器バウンダリにおける長期的荷重との組合せを除く。）に対しては，下記
イ.(ロ)に示す許容限界を適用する。

(ロ)

基準地震動による地震力との組合せに対する許容限界(ロ)4.

Ⅴ-2-1-1 耐震設計の基本方針

4.1 耐震設計の基本方針

5.1 構造強度

基準地震動Ｓ ｓによる地震力との組合せに対する許容限界

構造物全体としての変形能力（終局耐力

構造物全体としての変形能力（終局耐時の変形）について十分な余裕を有し，終力時の変形）について十分な余裕を有し，局耐力に対し妥当な安全余裕を持たせる

終局耐力に対し妥当な安全余裕を持たせこととする（評価項目はせん断ひずみ，応ることとする（評価項目はせん断ひずみ，

力等）
。

応力等）。

また，終局耐力は，建物・構築物に対す

また，終局耐力は，建物・構築物に対する荷重又は応力を漸次増大していくとき，る荷重又は応力を漸次増大していくとその変形又はひずみが著しく増加するにき，その変形又はひずみが著しく増加す31

地震による損傷防止に関する設計

4.5 耐震設計方針の明確化(2) 機能維持の基本方針

Ⅴ-2-1-9 機能維持の基本方針

要重大事故防止設備又は常設重大事故緩和(イ)

Ⅴ-2 耐震性に関する説明書

基本設計方針変

更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後至る限界の最大耐力とし，既往の実験式等るに至る限界の最大耐力とし，既往の実に基づき適切に定めるものとする。

験式等に基づき適切に定めるものとす

様式１への反映結果る。
【5条42】【50条43】
ロ.

ロ. Ｂクラス及びＣクラスの建物・構築物（ヘ.

Ｂクラス及びＣクラスの建物・構築物並

Ⅴ-2 耐震性に関する説明書

びに常設耐震重要重大事故防止設備以外の Ⅴ-2-1-1 耐震設計の基本方針

及びト.に記載のものを除く。）

常設重大事故防止設備が設置される重大事

5.1 構造強度4.

地震による損傷防止に関する設計

4.1 耐震設計の基本方針
4.5 耐震設計方針の明確化(2) 機能維持の基本方針

故等対処施設の建物・構築物（ヘ.及びト.に
Ⅴ-2-1-9 機能維持の基本方針

記載のものを除く。
）
上記イ.(イ)による許容応力度を許容限界

上記イ.(イ)による許容応力度を許容限

とする。

界とする。
【5条43】【50条44】

ハ.

耐震重要度分類の異なる施設を支持する

ハ.

耐震重要度分類の異なる施設又は設備分

Ⅴ-2 耐震性に関する説明書

建物・構築物（ヘ.及びト.に記載のものを除

類の異なる重大事故等対処施設を支持する Ⅴ-2-1-1 耐震設計の基本方針

く。
）

建物・構築物（ヘ.及びト.に記載のものを除

5.1 構造強度く。）

4.

地震による損傷防止に関する設計

4.1 耐震設計の基本方針
4.5 耐震設計方針の明確化(2) 機能維持の基本方針

上記イ.(ロ)を適用するほか，耐震重要度

上記イ.(ロ)を適用するほか，耐震重要度

分類の異なる施設がそれを支持する建物・構分類の異なる施設又は設備分類の異なる重築物の変形等に対して，その支持機能を損な

大事故等対処施設がそれを支持する建物・

わないものとする。

構築物の変形等に対して，その支持機能を

Ⅴ-2-1-9 機能維持の基本方針

損なわないものとする。
当該施設を支持する建物・構築物の支持機

当該施設を支持する建物・構築物の支持能が維持されることを確認する際の地震動機能が維持されることを確認する際の地震は，支持される施設に適用される地震動とす

動は，支持される施設に適用される地震動

る。

とする。
【5条44】【50条45】
ニ. 建物・構築物の保有水平耐力（ヘ.及びト.

ニ. 建物・構築物の保有水平耐力（ヘ.及びト.

に記載のものを除く。）に記載のものを除く。
）

Ⅴ-2 耐震性に関する説明書

4.

Ⅴ-2-1-1 耐震設計の基本方針

4.1 耐震設計の基本方針

建物・構築物については，当該建物・構築

建物・構築物については，当該建物・構築

物の保有水平耐力が必要保有水平耐力に対物の保有水平耐力が必要保有水平耐力に対して耐震重要度分類に応じた安全余裕を有して耐震重要度分類又は重大事故等対処施 Ⅴ-2-1-9 機能維持の基本方針

しているものとする。

設が代替する機能を有する設計基準事故対処設備が属する耐震重要度分類に応じた安
全余裕を有しているものとする。
【5 条 45】
ここでは，常設重大事故緩和設備が設置される重大事故等対処施設については，上記における重大事故等対処施設が代替する機能を有する設計基準事故対処設備が属す

32

5.1 構造強度

地震による損傷防止に関する設計

4.5 耐震設計方針の明確化(2) 機能維持の基本方針

基本設計方針変

更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後

様式１への反映結果

る耐震重要度分類をＳクラスとする。
【50条46】
ホ. 気密性，止水性，遮蔽性，通水機能，貯水機能を考慮する施設

ホ. 気密性，止水性，遮蔽性，通水機能，貯水機能を考慮する施設

Ⅴ-2 耐震性に関する説明書

4.

Ⅴ-2-1-1 耐震設計の基本方針

4.1 耐震設計の基本方針

5.2 機能維持

構造強度の確保に加えて気密性，止水性，

構造強度の確保に加えて気密性，止水性，

遮蔽性，通水機能，貯水機能が必要な建物・遮蔽性，通水機能，貯水機能が必要な建物・構築物については，その機能を維持できる許構築物については，その機能を維持できる Ⅴ-2-1-9 機能維持の基本方針

容限界を適切に設定するものとする。

許容限界を適切に設定するものとする。
【5条46】【50条47】

地震による損傷防止に関する設計

4.5 耐震設計方針の明確化(2) 機能維持の基本方針

4.3 気密性の維持
4.4 止水性の維持
4.5 遮蔽性の維持
4.7 通水機能及び貯水機能の維持

ヘ. 屋外重要土木構造物

ヘ.

屋外重要土木構造物及び常設耐震重要重Ⅴ-2 耐震性に関する説明書

静的地震力との組合せに対する許容限4.1 耐震設計の基本方針が設置される重大事故等対処施設の土木構

4.5 耐震設計方針の明確化

5.1 構造強度(イ)

静的地震力との組合せに対する許容限 Ⅴ-2-1-9 機能維持の基本方針
安全上適切と認められる規格及び基準

安全上適切と認められる規格及び基準による許容応力度を許容限界とする。
(ロ)(2) 機能維持の基本方針

界

界

基準地震動による地震力との組合せに対する許容限界

地震による損傷防止に関する設計

大事故防止設備又は常設重大事故緩和設備 Ⅴ-2-1-1 耐震設計の基本方針
造物
(イ)

4.

による許容応力度を許容限界とする。
(ロ)

基準地震動Ｓ ｓによる地震力との組合せに対する許容限界

構造部材のうち，鉄筋コンクリートの曲

新設屋外重要土木構造物の構造部材のげについては限界層間変形角，終局曲率又曲げについては許容応力度，構造部材のは許容応力度，せん断についてはせん断耐

せん断については許容せん断応力度を許

力又は許容せん断応力度を許容限界とす

容限界の基本とするが，構造部材のうち，る。構造部材のうち，鋼材の曲げについて

鉄筋コンクリートの曲げについては限界

は終局曲率又は許容応力度，せん断につい

層間変形角又は終局曲率，鋼材の曲げにてはせん断耐力又は許容せん断応力度をついては終局曲率，鉄筋コンクリート及許容限界とする。

び鋼材のせん断についてはせん断耐力を許容限界とする場合もある。
既設屋外重要土木構造物の構造部材のうち，鉄筋コンクリートの曲げについて
は限界層間変形角又は終局曲率，鋼材の曲げについては終局曲率，鉄筋コンクリ
ート及び鋼材のせん断についてはせん断耐力を許容限界とする。

なお，限界層間変形角，終局曲率及びせなお，限界層間変形角，終局曲率及びせん断耐力の許容限界に対しては妥当な安ん断耐力の許容限界に対しては妥当な安全余裕を持たせることとし，それぞれの安全余裕を持たせることとし，それぞれの

33

基本設計方針変

更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後

全余裕については各施設の機能要求等を安全余裕については，各施設の機能要求踏まえ設定する。

等を踏まえ設定する。

様式１への反映結果【5条47】【50条48】
ト. その他の土木構造物

ト.

その他の土木構造物及び常設耐震重要重Ⅴ-2 耐震性に関する説明書

大事故防止設備以外の常設重大事故防止設 Ⅴ-2-1-1 耐震設計の基本方針
備が設置される重大事故等対処施設の土木

5.1 構造強度

地震による損傷防止に関する設計

4.1 耐震設計の基本方針
4.5 耐震設計方針の明確化(2) 機能維持の基本方針

構造物
安全上適切と認められる規格及び基準に安全上適切と認められる規格及び基準に

4.

Ⅴ-2-1-9 機能維持の基本方針よる許容応力度を許容限界とする。

よる許容応力度を許容限界とする。

【5条48】【50条49】(b) 機器・配管系(b) 機器・配管系（(c)に記載のものを除く。）

イ. Ｓクラスの機器・配管系

イ. Ｓクラスの機器・配管系

(イ)

(イ)

弾性設計用地震動による地震力又は静的地震力との組合せに対する許容限界

弾性設計用地震動Ｓ ｄによる地震力又Ⅴ-2 耐震性に関する説明書

4.

Ⅴ-2-1-1 耐震設計の基本方針

4.1 耐震設計の基本方針

5.1 構造強度

4.5 耐震設計方針の明確化(2) 機能維持の基本方針

は静的地震力との組合せに対する許容限Ⅴ-2-1-9 機能維持の基本方針

界
応答が全体的におおむね弾性状態に留地震による損傷防止に関する設計

応答が全体的におおむね弾性状態に留まるものとする（評価項目は応力等）。

まるものとする（評価項目は応力等）。
ただし，原子炉冷却材喪失事故時に作用する荷重との組合せ（原子炉格納容器
バウンダリ及び非常用炉心冷却設備等における長期的荷重との組合せを除く。）に対しては，下記イ.(ロ)に示す許容限界を
適用する。

(ロ)

基準地震動による地震力との組合せに(ロ)

対する許容限界

基準地震動Ｓ ｓによる地震力との組合せに対する許容限界

塑性ひずみが生じる場合であっても，そ塑性ひずみが生じる場合であっても，の量が小さなレベルに留まって破断延性

その量が小さなレベルに留まって破断延

限界に十分な余裕を有し，その施設に要求性限界に十分な余裕を有し，その施設にされる機能に影響を及ぼさないように応要求される機能に影響を及ぼさないよう力，荷重等を制限する値を許容限界とすに応力，荷重等を制限する値を許容限界

る。

とする。

また，地震時又は地震後に動的機能又はまた，地震時又は地震後に動的機能又

電気的機能が要求される機器については，

は電気的機能が要求される機器について

基準地震動による応答に対して，試験等には，基準地震動Ｓｓによる応答に対して試より確認されている機能確認済加速度等

験等により確認されている機能確認済加を許容限界とする。

速度等を許容限界とする。
【5条49】
ロ.

常設耐震重要重大事故防止設備又は常設

Ⅴ-2 耐震性に関する説明書

重大事故緩和設備が設置される重大事故等 Ⅴ-2-1-1 耐震設計の基本方針

34

4.

地震による損傷防止に関する設計

4.1 耐震設計の基本方針

基本設計方針変

更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後

5.1 構造強度対処施設の機器・配管系
イ. (ロ) に示す許容限界を適用する。

様式１への反映結果
4.5 耐震設計方針の明確化

Ⅴ-2-1-9 機能維持の基本方針(2) 機能維持の基本方針

ただし，原子炉格納容器バウンダリを構成する設備及び非常用炉心冷却設備等の弾性設計用地震動Ｓ ｄ と設計基準事故時の状態における長期的荷重との組合せに対する許容限界は，イ.(イ) に示す許容限界を適用する。
【50条50】ハ. Ｂクラス及びＣクラスの機器・配管系

ハ.

Ｂクラス及びＣクラスの機器・配管系並

Ⅴ-2 耐震性に関する説明書

びに常設耐震重要重大事故防止設備以外の Ⅴ-2-1-1 耐震設計の基本方針
常設重大事故防止設備が設置される重大事

5.1 構造強度4.

地震による損傷防止に関する設計

4.1 耐震設計の基本方針
4.5 耐震設計方針の明確化(2) 機能維持の基本方針

故等対処施設の機器・配管系
応答が全体的におおむね弾性状態に留ま応答が全体的におおむね弾性状態に留ま

Ⅴ-2-1-9 機能維持の基本方針

るものとする（評価項目は応力等）。

るものとする（評価項目は応力等）。

【5条50】【50条51】
ニ. チャンネル・ボックス

ニ. チャンネル・ボックス

Ⅴ-2 耐震性に関する説明書

チャンネル・ボックスは，地震時に作用す Ⅴ-2-1-1 耐震設計の基本方針

チャンネル・ボックスは，地震時に作用す
る荷重に対して，燃料集合体の原子炉冷却材る荷重に対して，燃料集合体の原子炉冷却5.1 構造強度

流路を維持できること及び過大な変形や破材流路を維持できること及び過大な変形や損を生ずることにより制御棒の挿入が阻害

破損を生ずることにより制御棒の挿入が阻 Ⅴ-2-1-9 機能維持の基本方針

されないものとする。

害されないものとする。

4.

地震による損傷防止に関する設計

4.1 耐震設計の基本方針
4.5 耐震設計方針の明確化(2) 機能維持の基本方針【5条51】
ホ.

逃がし安全弁排気管及び主蒸気系（外側主蒸気隔離弁より主塞止弁まで）逃がし安全弁排気管は基準地震動Ｓ ｓ に

Ⅴ-2 耐震性に関する説明書

4.

Ⅴ-2-1-1 耐震設計の基本方針

4.1 耐震設計の基本方針

5.1 構造強度

4.5 耐震設計方針の明確化(2) 機能維持の基本方針

対して，主蒸気系（外側主蒸気隔離弁より主塞止弁まで）は弾性設計用地震動Ｓｄに対し地震による損傷防止に関する設計

Ⅴ-2-1-9 機能維持の基本方針てイ.(ロ)に示す許容限界を適用する。
【5条52】(c)

津波防護施設，浸水防止設備及び津波監視Ⅴ-2 耐震性に関する説明書

4.

設備並びに浸水防止設備が設置された建物・

Ⅴ-2-1-1 耐震設計の基本方針

4.1 耐震設計の基本方針

構築物

5.1 構造強度

津波防護施設及び浸水防止設備が設置された建物・構築物については，当該施設及び建物・構築物が構造物全体としての変形能力（終局耐力時の変形）及び安定性について十分な余裕を有するとともに，その施設に要求される機能（津波防護機能及び浸水防止機能）が保35

地震による損傷防止に関する設計

4.5 耐震設計方針の明確化(2) 機能維持の基本方針

Ⅴ-2-1-9 機能維持の基本方針

基本設計方針変

更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後

様式１への反映結果

持できるものとする（評価項目はせん断ひず
み，応力等）。
浸水防止設備及び津波監視設備については，その設備に要求される機能（浸水防止機能及び津波監視機能）が保持できるものとする。
【5条53】(5) 設計における留意事項
a. 波及的影響
耐震重要施設及び常設耐震重要重大事故防止設
備又は常設重大事故緩和設備が設置される重大事

Ⅴ-2 耐震性に関する説明書

4.

Ⅴ-2-1-1 耐震設計の基本方針

4.4 耐震設計を行う設備の抽出

Ⅴ-2-1-4 重要度分類及び重大事故等対処施設

4.4.3 波及的影響を検討する施設の抽出の施設区分の基本方針

故等対処施設（以下「上位クラス施設」という。） Ⅴ-2-1-5 波及的影響に係る基本方針
は，下位クラス施設の波及的影響によって，その安全機能及び重大事故等に対処するために必要な機地震による損傷防止に関する設計

4.5 耐震設計方針の明確化(3) 波及的影響に係る基本方針

Ⅴ-2-11 波及的影響を及ぼすおそれのある施設の耐震性についての計算書

能を損なわない設計とする。
波及的影響については，耐震重要施設の設計に用いる地震動又は地震力を適用して評価を行う。
なお，地震動又は地震力の選定に当たっては，施設の配置状況，使用時間等を踏まえて適切に設定する。また，波及的影響においては水平2方向及び鉛
直方向の地震力が同時に作用する場合に影響を及ぼす可能性のある施設，設備を選定し評価する。
この設計における評価に当たっては，敷地全体を俯瞰した調査・検討等を行う。ここで，下位クラ
ス施設とは，上位クラス施設以外の発電所内にある施設（資機材等含む。
）をいう。
波及的影響を防止するよう現場を維持するため，保安規定に，機器設置時の配慮事項等を定めて管理する。
耐震重要施設に対する波及的影響については，
以下に示す(a)〜(d)の 4 つの事項から検討を行う。
また，原子力発電所の地震被害情報等から新たに検討すべき事項が抽出された場合には，これを追加する。
常設耐震重要重大事故防止設備又は常設重大事
故緩和設備が設置される重大事故等対処施設に対する波及的影響については，以下に示す(a)〜(d)の4つの事項について「耐震重要施設」を「常設耐震重要重大事故防止設備又は常設重大事故緩和設
備が設置される重大事故等対処施設」に，
「安全機

36

＜下線部＞
運用に関する記載であり，保安規定にて対応

＜下線部＞
−

基本設計方針変

更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後

様式１への反映結果

能」を「重大事故等に対処するために必要な機能」に読み替えて適用する。
Ⅴ-2 耐震性に関する説明書

4.

する不等沈下又は相対変位による影響

Ⅴ-2-1 耐震設計の基本方針の概要

4.4 耐震設計を行う設備の抽出

イ. 不等沈下Ⅴ-2-1-1 耐震設計の基本方針

4.4.3 波及的影響を検討する施設の抽出

Ⅴ-2-1-4 重要度分類及び重大事故等対処施設

4.5 耐震設計方針の明確化(a)

設置地盤及び地震応答性状の相違等に起因

耐震重要施設の設計に用いる地震動又は地震力に対して，不等沈下による耐震重要の施設区分の基本方針
Ⅴ-2-2 耐震設計上重要な設備を設置する施設

ロ. 相対変位
耐震重要施設の設計に用いる地震動又はの耐震性についての計算書

地震力に対して，下位クラス施設と耐震重 Ⅴ-2-2-2 原子炉建屋の耐震性についての計算
要施設の相対変位による耐震重要施設の安書
Ⅴ-2-11 波及的影響を及ぼすおそれのある施設

全機能への影響
耐震重要施設と下位クラス施設との接続部の耐震性についての計算書

における相互影響
耐震重要施設の設計に用いる地震動又は地 Ⅴ-1-1-4-別添2 設定根拠に関する説明書（別震力に対して，耐震重要施設に接続する下位添）クラス施設の損傷による耐震重要施設の安全（原子炉建屋地下排水設備）

機能への影響(c)

建屋内における下位クラス施設の損傷，転倒及び落下等による耐震重要施設への影響
耐震重要施設の設計に用いる地震動又は地震力に対して，建屋内の下位クラス施設の損
傷，転倒及び落下等による耐震重要施設の安全機能への影響(d)(3) 波及的影響に係る基本方針

Ⅴ-2-1-5 波及的影響に係る基本方針

施設の安全機能への影響(b)

地震による損傷防止に関する設計

建屋外における下位クラス施設の損傷，転倒及び落下等による耐震重要施設への影響
耐震重要施設の設計に用いる地震動又は地震力に対して，建屋外の下位クラス施設の損
傷，転倒及び落下等による耐震重要施設の安全機能への影響【5条54】【50条52】
b. 原子炉建屋への地下水の影響
原子炉本体等を支持する原子炉建屋の耐震性を確保するため，原子炉建屋周囲の地下水を排水できるよう原子炉建屋地下排水設備（排水ポ
ンプ（容量 120 m3/h/個，揚程 50 m，原動機出力
30 kW/個，個数 2）及び集水ピット水位計（個数2，計測範囲 EL.-17.0〜-7.0 m））を設置する。

37

20. 原子炉建屋地下排水設備の設計

基本設計方針変

更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後

様式１への反映結果

また，基準地震動Ｓｓによる地震力に対して，必要な機能が保持できる設計とするとともに，非常用電源設備又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。
【5条56】【50条52-1】
Ⅴ-2 耐震性に関する説明書(6) 緊急時対策所建屋

緊急時対策所建屋については，基準地震動Ｓｓに Ⅴ-2-1-1 耐震設計の基本方針

4.

地震による損傷防止に関する設計

4.6

耐震設計

よる地震力に対して，重大事故等に対処するために必要な機能が損なわれるおそれがない設計とす

耐震設計上重要な設備を設置する施設の

4.6.1

Ⅴ-2-1-9 機能維持の基本方針

耐震設計上重要な設備を設置する建物・構築物の耐震設計

る。
緊急時対策所建屋については，耐震構造とし，基Ⅴ-2-2 耐震設計上重要な設備を設置する施設の耐震性についての計算書

準地震動Ｓｓによる地震力に対して，遮蔽性能を確

Ⅴ-1-10-16「緊急時対策所」の様式−12.

保する。
また，緊急時対策所の居住性を確保するため，鉄Ⅴ-2-10 その他発電用原子炉の附属施設の耐震性についての計算書

筋コンクリート構造とし，緊急時対策所建屋の換

緊急時対策所の設置等に関する設計(1) 設置場所等に関する設計
a.

耐震設計

気設備の性能とあいまって十分な気密性を確保できるよう，基準地震動Ｓｓによる地震力に対して， Ⅴ-1-9-3-1 緊急時対策所の機能に関する説明書

地震時及び地震後において耐震壁のせん断ひずみ
がおおむね弾性状態にとどまる設計とする。
なお，地震力の算定方法及び荷重の組合せと許

2.

基本方針

3.

緊急時対策所の機能に係る詳細設計

容限界については，「(3) 地震力の算定方法」及び「(4) 荷重の組合せと許容限界」に示す建物・構
築物及び機器・配管系のものを適用する。
【50条53】2.1.2 地震による周辺斜面の崩壊に対する設計方針
耐震重要施設及び常設耐震重要重大事故防止設
備又は常設重大事故緩和設備が設置される重大事

Ⅴ-2 耐震性に関する説明書

4.

Ⅴ-2-1-1 耐震設計の基本方針

4.5 耐震設計方針の明確化

Ⅴ-2-1-4 重要度分類及び重大事故等対処施設(3) 波及的影響に係る基本方針

故等対処施設については基準地震動Ｓ ｓによる地の施設区分の基本方針

震力により周辺斜面の崩壊の影響がないことが確

Ⅴ-2-1-5 波及的影響に係る基本方針

認された場所に設置する。

Ⅴ-2-11 波及的影響を及ぼすおそれのある施設【5条55】【50条54】

地震による損傷防止に関する設計の耐震性についての計算書

2.2 津波による損傷の防止
原子炉冷却系統施設の津波による損傷の防止の基本設
計方針については，浸水防護施設の基本設計方針に基づ−−（冒頭宣言）

く設計とする。
2.3 外部からの衝撃による損傷の防止

2.3 外部からの衝撃による損傷の防止

Ⅴ-1-1-2 発電用原子炉施設の自然現象等によ

6.

自然現象等への配慮に関する設計

設計基準対象施設は，外部からの衝撃のうち自然現象

設計基準対象施設は，外部からの衝撃のうち自然現る損傷の防止に関する説明書

による損傷の防止において，発電所敷地で想定される風象による損傷の防止において，発電所敷地で想定されⅤ-1-1-2-1-1 発電用原子炉施設に対する自然

6.1.1 基本方針

（台風），凍結，降水，積雪，落雷，生物学的事象及びる風（台風），竜巻，凍結，降水，積雪，落雷，火山の現象等による損傷の防止に関する(1) 自然現象

38

6.1 自然現象等への配慮に関する基本方針

基本設計方針変

更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後

高潮の自然現象（地震及び津波を除く。）又はその組合

影響，生物学的事象，森林火災及び高潮の自然現象（地せに遭遇した場合において，自然現象そのものがもたら

震及び津波を除く。）又は地震及び津波を含む自然現象

2.1 自然現象

す環境条件及びその結果として施設で生じ得る環境条の組合せに遭遇した場合において，自然現象そのもの

2.4 組合せ件においても，その安全性を損なうおそれがある場合がもたらす環境条件及びその結果として施設で生じ得

4.1 自然現象の組合せについて

は，防護措置，基礎地盤の改良その他，供用中におけるる環境条件において，その安全性を損なうおそれがあ

運転管理等の運用上の適切な措置を講じる。

る場合は，防護措置，基礎地盤の改良その他，供用中に様式１への反映結果(4) 組合せ

基本方針

おける運転管理等の運用上の適切な措置を講じる。
【7 条 1】
地震及び津波を含む自然現象の組合せについて，火山については積雪と風（台風），基準地震動Ｓｓについては積雪，基準津波については弾性設計用地震動Ｓｄと積雪の荷重を，施設の形状及び配置に応じて考慮する。
地震，津波と風（台風）の組合せについても，風荷重の影響が大きいと考えられるような構造や形状の施設については，組合せを考慮する。
組み合わせる積雪深，風速の大きさはそれぞれ建築基準法を準用して垂直積雪量 30 cm，基準風速 30 m/sとし，組み合わせる積雪深については，建築基準法に定められた平均的な積雪荷重を与えるための係数 0.35 を
考慮する。
【7条2】
設計基準対象施設は，外部からの衝撃のうち外部人為

設計基準対象施設は，外部からの衝撃のうち人為にⅤ-1-1-2 発電用原子炉施設の自然現象等によ事象による損傷の防止において，発電所敷地又はその周よる損傷の防止において，発電所敷地又はその周辺にる損傷の防止に関する説明書

辺において想定される電磁的障害に対して安全性を損おいて想定される爆発，近隣工場等の火災，危険物を搭

Ⅴ-1-1-2-1-1 発電用原子炉施設に対する自然

6.1.1 基本方針

なわない設計とする。

載した車両，有毒ガス，船舶の衝突及び電磁的障害によ

現象等による損傷の防止に関する(2) 人為事象

り発電用原子炉施設の安全性を損なわせる原因となる

基本方針

おそれがある事象であって人為によるもの（故意によるものを除く。）（以下「人為事象」という。）に対してその安全性が損なわれないよう，防護措置又は対象とする発生源から一定の距離を置くことによる適切な措置を講じる。
【7 条 3】
想定される外部人為事象のうち，航空機落下について想定される人為事象のうち，飛来物（航空機落下）には，防護設計の要否を判断する基準を超えないことを評

ついては，防護設計の要否を判断する基準を超えない価して設置（変更）許可を受けている。工事計画認可申ことを評価して設置（変更）許可を受けている。工事計

請時に，設置（変更）許可申請時から，防護設計の要否

画認可申請時に，設置（変更）許可申請時から，防護設を判断する基準を超えるような航空路の変更がないこ

計の要否を判断する基準を超えるような航空路の変更とを確認していることから，設計基準対象施設に対してがないことを確認していることから，設計基準対象施防護措置その他適切な措置を講じる必要はない。

設に対して防護措置その他適切な措置を講じる必要は

39

2.2 人為事象

6.

自然現象等への配慮に関する設計

6.1 自然現象等への配慮に関する基本方針

基本設計方針変

更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後

様式１への反映結果

ない。
＜下線部＞

【7 条 4】＜下線部＞

なお，定期的に航空路の変更状況を確認し，防護措置 運用に関する記載であり，保安規定にて対応−の要否を判断することを保安規定に定めて管理する。
【7 条 5】
航空機落下及び爆発以外に起因する飛来物について
は，発電所周辺の社会環境からみて，発生源が設計基準
対象施設から一定の距離が確保されており，設計基準
対象施設が安全性を損なうおそれがないため，防護措置その他の適切な措置を講じる必要はない。
【7条6】
また，想定される自然現象（地震及び津波を除く。
） Ⅴ-1-1-2 発電用原子炉施設の自然現象等によ

6.

自然現象等への配慮に関する設計

及び人為事象に対する防護措置には，設計基準対象施る損傷の防止に関する説明書

6.1 自然現象等への配慮に関する基本方針

設が安全性を損なわないために必要な設計基準対象施Ⅴ-1-1-2-1-1 発電用原子炉施設に対する自然

6.1.1 基本方針

設以外の施設又は設備等（重大事故等対処設備を含現象等による損傷の防止に関する(1) 自然現象

む。）への措置を含める。

基本方針(2) 人為事象2.1 自然現象【7 条 7】
重大事故等対処設備は，外部からの衝撃による損傷

2.2 人為事象の防止において，想定される自然現象（地震及び津波を除く。
）及び人為事象に対して，「5.1.2 多様性，位置的分散等」，「5.1.3 悪影響防止等」及び「5.1.5 環境
条件等」の基本設計方針に基づき，必要な機能が損なわれることがないよう，防護措置その他の適切な措置を講じる。
【7 条 8】
設計基準対象施設又は重大事故等対処設備に対して講じる防護措置として設置する施設は，その設置状況
並びに防護する施設の耐震重要度分類及び重大事故等対処施設の設備分類に応じた地震力に対し構造強度を確保し，外部からの衝撃を考慮した設計とする。
【7条9】2.3.1 外部からの衝撃より防護すべき施設

2.3.1 外部からの衝撃より防護すべき施設

Ⅴ-1-1-2 発電用原子炉施設の自然現象等によ

外部からの衝撃によりその安全性を損なうこと

設計基準対象施設が外部からの衝撃によりそのる損傷の防止に関する説明書がないよう，外部からの衝撃より防護すべき施設

安全性を損なうことがないよう，外部からの衝撃

Ⅴ-1-1-2-1-1 発電用原子炉施設に対する自然は，「発電用軽水型原子炉施設の安全機能の重要度より防護すべき施設は，設計基準対象施設のうち，現象等による損傷の防止に関する分類に関する審査指針」で規定されているクラス｢発電用軽水型原子炉施設の安全機能の重要度分

基本方針

１，クラス２及びクラス３に属する構築物，系統と類に関する審査指針｣で規定されているクラス１，

し，原子炉施設の安全性を損なわない設計とする。

クラス２及び安全評価上その機能に期待するクラス３に属する構築物，系統及び機器（以下「外部事40

2.3 外部からの衝撃により防護すべき施設
Ⅴ-1-1-2-1-2 防護対象施設の範囲

6.

自然現象等への配慮に関する設計

6.1 自然現象等への配慮に関する基本方針
6.1.1 基本方針
(3) 外部からの衝撃より防護すべき施設
6.2 防護対象施設の範囲

基本設計方針変

更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後

様式１への反映結果

象防護対象施設」という。
）とする。また，外部事
象防護対象施設の防護設計については，外部からの衝撃により外部事象防護対象施設に波及的影響を及ぼすおそれのある外部事象防護対象施設以外の施設についても考慮する。さらに，重大事故等対処設備についても，外部からの衝撃より防護すべ
き施設に含める。
上記以外の設計基準対象施設については，機能を維持すること若しくは損傷を考慮して代替設備
により必要な機能を確保すること，安全上支障のない期間での修復等の対応を行うこと又はそれらを適切に組み合わせることにより，その安全性を損なわない設計とする。
【7 条 10】2.3.2 設計基準事故時に生じる荷重との組合せ

2.3.2

設計基準事故時及び重大事故等時に生じる荷重との組合せ

Ⅴ-1-1-2 発電用原子炉施設の自然現象等による損傷の防止に関する説明書

6.

自然現象等への配慮に関する設計

6.1 自然現象等への配慮に関する基本方針

科学的技術的知見を踏まえ，安全機能を有する構科学的技術的知見を踏まえ，外部事象防護対象

Ⅴ-1-1-2-1-1 発電用原子炉施設に対する自然

築物，系統及び機器のうち，特に自然現象（地震及施設及び屋内の重大事故等対処設備のうち，特に現象等による損傷の防止に関する(4) 組合せ

び津波を除く。）の影響を受けやすく，かつ，代替自然現象（地震及び津波を除く。
）の影響を受けや基本方針

6.1.3 組合せ

手段によってその機能の維持が困難であるか，又はすく，かつ，代替手段によってその機能の維持が困

2.4 組合せその修復が著しく困難な構築物，系統及び機器に対難であるか，又はその修復が著しく困難な構築物，

4.2 設計基準事故又は重大事故等時の荷重して，大きな影響を及ぼすおそれがあると想定され系統及び機器は，大きな影響を及ぼすおそれがある自然現象（地震及び津波を除く。）により作用すると想定される自然現象（地震及び津波を除く。）

る衝撃は設計基準事故時に生じる応力と重なり合により作用する衝撃が設計基準事故及び重大事故

わない設計とする。

等時に生じる応力と重なり合わない設計とする。
【7条11】
屋外の重大事故等対処設備は，重大事故等時において，万が一，使用中に機能を喪失した場合であっても，可搬型重大事故等対処設備によるバック
アップが可能となるように位置的分散を考慮して
可搬型重大事故等対処設備を複数保管する設計とすることにより，想定される自然現象（地震及び津波を除く。）により作用する衝撃が重大事故等時に生じる応力と重なり合わない設計とする。
【7条12】
具体的には，建屋内に設置される外部事象防護
対象施設及び重大事故等対処設備については，建屋によって地震を除く自然現象の影響を防止することにより，設計基準事故又は重大事故等が発生

41の考慮について6.1.1 基本方針

(5)

設計基準事故又は重大事故等時の荷重の考慮

基本設計方針変

更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後

様式１への反映結果

した場合でも，地震を除く自然現象による影響を受けない設計とする。
屋外に設置されている外部事象防護対象施設については，設計基準事故が発生した場合でも，機器の運転圧力や温度等が変わらないため，設計基準
事故時荷重が発生するものではなく，自然現象による衝撃と重なることはない。
屋外に設置される重大事故等対処設備について，津波に対しては津波高さを考慮した配置，竜巻に対しては位置的分散を考慮した配置並びに竜巻防護設計によって保管中に機能を損なわない設計とするなど，重大事故等が発生した場合でも，重大事故等時の荷重と地震を除く自然現象による衝撃を同時に考慮する必要のない設計とする。
したがって，地震を除く自然現象による衝撃と設計基準事故又は重大事故等時の荷重は重なることのない設計とする。
【7 条 13】2.3.3 設計方針

2.3.3 設計方針

自然現象（地震及び津波を除く。）及び外部人為事象に係る設計方針に基づき設計する。

外部事象防護対象施設及び重大事故等対処設備
は，以下の自然現象（地震及び津波を除く。
）及び
人為事象に係る設計方針に基づき設計する。
自然現象（地震及び津波を除く。
）のうち森林火
災，人為事象のうち爆発，近隣工場等の火災，危険−−（冒頭宣言）

物を搭載した車両及び有毒ガスの設計方針については「c. 外部火災」の設計方針に基づき設計する。
なお，危険物を搭載した車両については，近隣工場等の火災及び有毒ガスの中で取り扱う。
【7条14】(1) 自然現象(1) 自然現象

Ⅴ-1-1-2 発電用原子炉施設の自然現象等によ

a. 竜巻

る損傷の防止に関する説明書

外部事象防護対象施設は竜巻防護に係る設 Ⅴ-1-1-2-3-1 竜巻への配慮に関する基本方針
計時に，設置（変更）許可を受けた最大風速 1OO

2.1.2 設計竜巻及び設計飛来物の設定

m/s の竜巻（以下「設計竜巻」という。）が発
Ⅴ-1-1-2-3-2 竜巻の影響を考慮する施設及びに作用する荷重を設定し，外部事象防護対象

固縛対象物の選定

施設が安全機能を損なわないよう，それぞれ施し，外部事象防護対象施設が安全機能を損

42

自然現象等への配慮に関する設計

6.1 自然現象等への配慮に関する基本方針
6.1.1 基本方針
(1) 自然現象
6.1.2 外部からの衝撃への配慮

生した場合について竜巻より防護すべき施設の施設の設置状況等を考慮して影響評価を実

6.

(3) 竜巻6.2 外部事象防護対象施設の範囲
6.3 竜巻

Ⅴ-1-1-2-3-3 竜巻防護に関する施設の設計方
針(1) 竜巻防護に関する基本方針(2)

竜巻の影響を考慮する施設及び固縛対象

基本設計方針変

更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後

様式１への反映結果
物の選定

なうおそれがある場合は，影響に応じた防護(3) 竜巻の影響を考慮する施設

措置その他の適切な措置を講じる設計とする。
また，重大事故等対処設備は，「5.1.2多様性，位置的分散等」の位置的分散，「5.1.3 悪影響防止等」及び「5.1.5 環境条件等」を考慮した設計とする。
さらに，外部事象防護対象施設に波及的影響を及ぼす可能性がある施設の影響及び竜巻の随伴事象による影響について考慮した設計とする。
なお，定期的に新知見の確認を行い，新知見 ＜下線部＞が得られた場合に評価を行うことを保安規定

＜下線部＞
−

運用に関する記載であり，保安規定にて対応に定めて管理する。
【7条竜1】(a) 影響評価における荷重の設定

Ⅴ-1-1-2 発電用原子炉施設の自然現象等によ構造強度評価においては，風圧力による荷る損傷の防止に関する説明書

重，気圧差による荷重及び飛来物の衝撃荷重

Ⅴ-1-1-2-3-1 竜巻への配慮に関する基本方針

を組み合わせた設計竜巻荷重並びに竜巻以外

2.1.2 設計竜巻及び設計飛来物の設定の荷重を適切に組み合わせた設計荷重を設定する。

固縛対象物の選定

しては，設計竜巻の特性値に基づいて設定する。

Ⅴ-1-1-2-3-3 竜巻防護に関する施設の設計方

東海発電所を含む当社敷地内において，飛来物の衝撃荷重としては，設置（変更）許可を受けた設計飛来物である鋼製材（長さ 4.2 m×
幅 0.3 m×高さ 0.2 m，質量 135 kg，飛来時の水平速度 51 m/s，飛来時の鉛直速度 34 m/s）
よりも運動エネルギ又は貫通力が大きな重大事故等対処設備，資機材等は設置場所及び障害物の有無を考慮し，固縛，固定又は外部事象
防護対象施設等からの離隔を実施すること，並びに車両については入構管理及び退避を実施することにより飛来物とならない措置を講じることから，設計飛来物が衝突する場合の荷重を設定することを基本とする。さらに，設計飛来物に加えて，竜巻の影響を考慮する施設の設置状況その他環境状況を考慮し，評価

43

自然現象等への配慮に関する設計

6.3 竜巻(1) 竜巻防護に関する基本方針(2)

竜巻の影響を考慮する施設及び固縛対象物の選定
Ⅴ-1-1-2-3-2 竜巻の影響を考慮する施設及び風圧力による荷重及び気圧差による荷重と

6.

針(3) 竜巻の影響を考慮する施設

基本設計方針変

更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後

様式１への反映結果に用いる飛来物の衝突による荷重を設定する。
また，当社敷地近傍の隣接事業所から，設計
飛来物である鋼製材の運動エネルギ又は貫通力を上回る飛来物が想定される場合は，隣接事業所との合意文書に基づきフェンス等の設置により飛来物となるものを配置できない設計とすること若しくは当該飛来物の衝撃荷重を考慮した設計荷重に対し，外部事象防護対象施設及び外部事象防護対象施設を内包する
区画の構造健全性を確保する設計とすること
若しくは当該飛来物による外部事象防護対象
施設の損傷を考慮して，代替設備により必要な機能を確保すること若しくは安全上支障のない期間で修復等の対応を行うこと又はそれらを適切に組み合わせることで，その安全機能を損なわない設計とする。
【7条竜2】
なお，飛来した場合の運動エネルギ又は貫 Ⅴ-1-1-2 発電用原子炉施設の自然現象等によ通力が設計飛来物である鋼製材よりも大きなる損傷の防止に関する説明書

重大事故等対処設備，資機材等については，そⅤ-1-1-2-3-1 竜巻への配慮に関する基本方針の保管場所，設置場所及び障害物の有無を考

2.1.2 設計竜巻及び設計飛来物の設定

6.

自然現象等への配慮に関する設計

6.3 竜巻(1) 竜巻防護に関する基本方針(2)

竜巻の影響を考慮する施設及び固縛対象

物の選定

慮し，外部事象防護対象施設，飛来物の衝突により外部事象防護対象施設の安全機能を損な

Ⅴ-1-1-2-3-2 竜巻の影響を考慮する施設及びわないよう設置する防護措置（以下「防護対策

固縛対象物の選定(3) 竜巻の影響を考慮する施設

施設」という。）及び外部事象防護対象施設を内包する施設に衝突し，外部事象防護対象施Ⅴ-1-1-2-3-3 竜巻防護に関する施設の設計方

設の機能に影響を及ぼす可能性がある場合に

針は，固縛，固定又は外部事象防護対象施設等からの離隔によって浮き上がり又は横滑りにより外部事象防護対象施設の機能に影響を及ぼすような飛来物とならない設計とする。
重大事故等対処設備，資機材等の固縛，固定 ＜下線部＞
又は外部事象防護対象施設からの離隔を実施すること，並びに車両については入構管理及び退避を実施することを保安規定に定めて管理する。
【7条竜3】

44

運用に関する記載であり，保安規定にて対応

＜下線部＞
−

基本設計方針変

更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後(b) 竜巻に対する影響評価及び竜巻防護対策

Ⅴ-1-1-2 発電用原子炉施設の自然現象等によ

屋外の外部事象防護対象施設は，安全機能る損傷の防止に関する説明書を損なわないよう，設計荷重に対して外部事

Ⅴ-1-1-2-3-1 竜巻への配慮に関する基本方針

象防護対象施設の構造強度評価を実施し，要2.1.3 竜巻の影響を考慮する施設の竜巻防求される機能を維持する設計とすることを基

護設計方針

様式１への反映結果
6.

自然現象等への配慮に関する設計

6.3 竜巻(1) 竜巻防護に関する基本方針(2)

竜巻の影響を考慮する施設及び固縛対象物の選定(3) 竜巻の影響を考慮する施設

本とする。
屋内の外部事象防護対象施設については， Ⅴ-1-1-2-3-2 竜巻の影響を考慮する施設及び設計荷重に対して安全機能を損なわないよ

固縛対象物の選定

12.2 竜巻への配慮が必要な施設の強度評価

う，外部事象防護対象施設を内包する施設により防護する設計とすることを基本とし，外気と繋がっている屋内の外部事象防護対象施12. 材料及び構造に係る設計

Ⅴ-1-1-2-3-3 竜巻防護に関する施設の設計方
針12.2.1 竜巻への配慮が必要な施設の強度計算の基本方針(1) 評価対象施設

設及び建屋等による飛来物の防護が期待できない屋内の外部事象防護対象施設は，加わる

Ⅴ-3 強度に関する説明書(2) 荷重及び荷重の組合せ並びに許容限界

おそれがある設計荷重に対して外部事象防護

Ⅴ-3-別添1 竜巻への配慮が必要な施設の強度(3) 強度評価方法

対象施設の構造強度評価を実施し，安全機能のに関する説明書
Ⅴ-2 耐震性に関する説明書

外部事象防護対象施設の安全機能を損なう Ⅴ-2-11-2-11 海水ポンプエリア防護対策施設
おそれがある場合には，防護措置その他の適切な措置を講じる設計とする。

の耐震性についての計算書
Ⅴ-2-11-2-13 タービン建屋の耐震性について

屋外の重大事故等対処設備は，竜巻による風圧力による荷重に対し，外部事象防護対象施設及び同じ機能を有する他の重大事故等対処設備と位置的分散を考慮した保管とすることにより，重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮する設計とする。
屋内の重大事故等対処設備は，竜巻による風圧力による荷重に対し，環境条件を考慮して竜巻による荷重により機能を損なわないよ
うに，重大事故等対処設備を内包する施設により防護する設計とすることを基本とする。
防護措置として設置する防護対策施設としては，防護ネット（硬鋼線材：線径φ4 mm，網目寸法 40 mm），防護鋼板（炭素鋼：板厚 16 mm以上），架構及び扉（炭素鋼：板厚 31.2 mm 以上）を設置し，内包する外部事象防護対象施設の機能を損なわないよう，外部事象防護対象
施設の機能喪失に至る可能性のある飛来物が外部事象防護対象施設に衝突することを防止

45

竜巻への配慮が必要な施設の強度計
算を損なわないよう，要求される機能を維持す
る設計とすることを基本とする。

12.2.2の計算書
Ⅴ-2-11-2-14 サービス建屋の耐震性についての計算書(1) 竜巻への配慮が必要な機器・配管系の強度計算の強度計算(2) 竜巻への配慮が必要な建物・構築物の強度設計

基本設計方針変

更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後する設計とする。防護対策施設は，地震時において外部事象防護対象施設に波及的影響を及ぼさない設計とする。
外部事象防護対象施設及び重大事故等対処
設備を内包する施設については，設計荷重に対する構造強度評価を実施し，内包する外部
事象防護対象施設及び重大事故等対処設備の機能を損なわないよう，飛来物が，内包する外部事象防護対象施設及び重大事故等対処設備に衝突することを防止可能な設計とすることを基本とする。飛来物が，内包する外部事象防護対象施設及び重大事故等対処設備に衝突し，その機能を損なうおそれがある場合には，防護措置その他の適切な措置を講じる設計とする。
また，外部事象防護対象施設及び重大事故等対処設備は，設計荷重により，機械的及び機
能的な波及的影響により機能を損なわない設計とする。外部事象防護対象施設に対して，重大事故等対処設備を含めて機械的な影響を及ぼす可能性がある施設は，設計荷重に対し，当該施設の倒壊，損壊等により外部事象防護対象施設に損傷を与えない設計とする。当該施設が機能喪失に陥った場合に外部事象防護対象施設も機能喪失させる機能的影響を及ぼす可能性がある施設は，設計荷重に対し，必要な機能を維持する設計とすることを基本とする。
屋外の重大事故等対処設備は，竜巻による風圧力による荷重に対し，外部事象防護対象
施設及び重大事故等に対処するために必要な機能に悪影響を及ぼさない設計とする。屋外の重大事故等対処設備は，浮き上がり若しく
は横滑りを拘束することにより，悪影響を防止する設計とする。ただし，浮き上がり又は横滑りを拘束する車両等の重大事故等対処設備のうち，地震時の移動等を考慮して地震後の機能を維持する設備は，重大事故等に対処するために必要な機能を損なわないよう，余長46

様式１への反映結果

基本設計方針変

更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後

様式１への反映結果を有する固縛で拘束する。
屋内の重大事故等対処設備は，竜巻による風圧力による荷重を考慮して他の設備に悪影響を及ぼさないよう，重大事故等対処設備を内包する施設により防護する設計とする。内包する重大事故等対処設備の機能を損なうおそれがある場合には，防護措置その他適切な措置を講じる。
【7 条竜 4】
竜巻随伴事象を考慮する施設は，過去の竜巻被害の状況及び発電所における施設の配置
から竜巻の随伴事象として想定される火災，
溢水及び外部電源喪失による影響を考慮し，竜巻の随伴事象に対する影響評価を実施し，外部事象防護対象施設及び重大事故等対処設
備に竜巻による随伴事象の影響を及ぼさない設計とする。
竜巻随伴による火災に対しては，火災による損傷の防止における想定に包絡される設計とする。また，竜巻随伴による溢水に対しては，溢水による損傷の防止における溢水量の想定に包絡される設計とする。さらに，竜巻随伴による外部電源喪失に対しては，ディーゼ
ル発電機による電源供給が可能な設計とする。
【7条竜5】
Ⅴ-1-1-2 発電用原子炉施設の自然現象等によ

b. 火山
外部事象防護対象施設は，発電所の運用期間

る損傷の防止に関する説明書中において発電所の安全性に影響を及ぼし得る

Ⅴ-1-1-2-4-1 火山への配慮に関する基本方針

火山事象として設置（変更）許可を受けた降下火

2.1 基本方針

自然現象等への配慮に関する設計

6.4 火山の影響(1) 火山防護に関する基本方針(2) 降下火砕物の影響を考慮する施設の選定(3)

砕物の特性を設定し，その降下火砕物が発生した場合においても，外部事象防護対象施設が安6.

Ⅴ-1-1-2-4-2 降下火砕物の影響を考慮する施降下火砕物の影響に対する施設の設計方
針

設の選定

全機能を損なうおそれがない設計とする。
重大事故等対処設備は，「5.1.5 環境条件等」

Ⅴ-1-1-2-4-3 降下火砕物の影響を考慮する施を考慮した設計とする。

設の設計方針なお，定期的に新知見の確認を行い，新知見が得られた場合に評価することを保安規定に定め＜下線部＞て管理する。
【7条山1】

運用に関する記載であり，保安規定にて対応

47

＜下線部＞
−

基本設計方針変

更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後(a) 防護設計における降下火砕物の特性の設定

Ⅴ-1-1-2 発電用原子炉施設の自然現象等によ設計に用いる降下火砕物は，設置（変更）許る損傷の防止に関する説明書

可を受けた層厚 50 cm，粒径 8.0 mm 以下，密Ⅴ-1-1-2-4-1 火山への配慮に関する基本方針

3

様式１への反映結果
6.

6.4 火山の影響(1) 火山防護に関する基本方針

3(2) 降下火砕物の影響を考慮する施設の選定

度 0.3 g/cm （乾燥状態）〜1.5 g/cm （湿潤状(3)Ⅴ-1-1-2-4-2 降下火砕物の影響を考慮する施態）と設定する。

自然現象等への配慮に関する設計

針

設の選定

【7条山2】

降下火砕物の影響に対する施設の設計方(b) 降下火砕物に対する防護対策
降下火砕物の影響を考慮する施設は，降下 Ⅴ-1-1-2-4-3 降下火砕物の影響を考慮する施火砕物による「直接的影響」及び「間接的影響」

設の設計方針に対して，以下の適切な防護措置を講じることで安全機能を損なうおそれがない設計とする。
ただし，放水路ゲート及び排気筒モニタについては，安全上支障のない期間に補修等の対応を行うことで，安全機能を損なわない設計とする。
【7条山3】
イ. 直接的影響に対する設計方針

Ⅴ-3 強度に関する説明書

6.

(イ) 構造物への荷重

Ⅴ-3-別添2-1 火山への配慮が必要な施設の強6.4 火山の影響

外部事象防護対象施設及び外部事象防度計算の方針自然現象等への配慮に関する設計(3)

針

護対象施設に影響を及ぼす可能性のあるクラス３（安全評価上期待するクラス３
を除く。）に属する施設（以下「外部事象Ⅴ-3-別添2-1-1 残留熱除去系海水系ポンプの強度計算書

るクラス３に属する施設」という。）のう Ⅴ-3-別添2-1-3 ディーゼル発電機用海水ポン
プの強度計算書

象防護対象施設を内包する施設について，降下火砕物が堆積しやすい構造を有Ⅴ-3-別添2-1-2 残留熱除去系海水系ストレー

する場合には荷重による影響を考慮す

ナの強度計算書る。また，外部事象防護対象施設の安全性を確保するために設置する防護対策施設
も荷重による影響を考慮する。これらのⅤ-3-別添2-1-4 ディーゼル発電機用海水スト
レーナの強度計算書

施設については，降下火砕物を除去する
ことにより，降下火砕物による荷重並びに火山と組み合わせる積雪及び風（台風）Ⅴ-3-別添2-1-5 ディーゼル発電機吸気口の強度計算書の荷重を短期的な荷重として考慮し，機能を損なうおそれがないよう構造健全性

Ⅴ-3-別添2-1-6 ディーゼル発電機室ルーフベ
ントファンの強度計算書を維持する設計とする。
なお，降下火砕物が長期的に堆積しな

48c.

降下火砕物の影響を考慮する施設(b) 降下火砕物の影響を考慮する施設
ロ. 構造物への荷重を考慮する施設

防護対象施設に影響を及ぼす可能性のあち，屋外に設置している施設及び外部事

降下火砕物の影響に対する施設の設計方

基本設計方針変

更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後いよう当該施設に堆積する降下火砕物をⅤ-3-別添2-1-7 建屋の強度計算書

除去することを保安規定に定めて管理す

＜下線部＞

る。

運用に関する記載であり，保安規定にて対応

様式１への反映結果＜下線部＞−

屋内の重大事故等対処設備につい ては，環境条件を考慮して降下火砕物による短期的な荷重により機能を損なわない
ように，降下火砕物による組合せを考慮した荷重に対し安全裕度を有する建屋内に設置する設計とする。
屋外の重大事故等対処設備につい ては，環境条件を考慮して降下火砕物による荷重により機能を損なわないように，
降下火砕物を除去することにより，重大事故等対処設備の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。
なお，降下火砕物が堆積しないよう屋 ＜下線部＞
外の重大事故等対処設備に堆積する降下＜下線部＞

運用に関する記載であり，保安規定にて対応−

火砕物を適宜除去することを保安規定に定めて管理する。
【7条山4】(ロ) 閉塞Ⅴ-1-1-2 発電用原子炉施設の自然現象等によⅰ. 水循環系の閉塞

る損傷の防止に関する説明書

外部事象防護対象施設及び外部事象防 Ⅴ-1-1-2-4-1 火山への配慮に関する基本方針
護対象施設に影響を及ぼす可能性のあるは，降下火砕物に対し，機能を損なうおそ

環系の狭隘部が閉塞しない設計とする。
ⅱ.

換気系，電気系及び計測制御系に対する機械的影響（閉塞）
外部事象防護対象施設及び外部事象防護対象施設に影響を及ぼす可能性のあるクラス３に属する施設のうち，非常用ディーゼル発電機吸気口及び高圧炉心スプ
レイ系ディーゼル発電機吸気口の外気取入口は開口部を下向きの構造とすること

49

6.4 火山の影響(3)

Ⅴ-1-1-2-4-2 降下火砕物の影響を考慮する施設の選定

降下火砕物の影響に対する施設の設計方
針c.

れがないよう，降下火砕物の粒径に対し十分な流路幅を設けることにより，水循

自然現象等への配慮に関する設計

2.1.3 降下火砕物の影響に対する設計方針

クラス３に属する施設のうち，降下火砕物を含む海水の流路となる施設について

6.

降下火砕物の影響を考慮する施設(b) 降下火砕物の影響を考慮する施設
イ. 降下火砕物の影響を考慮する施設（構造物への荷重を考慮する施設を

Ⅴ-1-1-2-4-3 降下火砕物の影響を考慮する施設の設計方針除く）

基本設計方針変

更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後

様式１への反映結果

により，降下火砕物が流路に侵入しにくい設計とする。主排気筒は，降下火砕物が侵入した場合でも，主排気筒の構造から排気流路が閉塞しない設計とする。非常用ガス処理系排気筒は，降下火砕物の侵入防止を目的とする構造物を取り付けることにより，降下火砕物の影響に対して機能を損なわない設計とする。
また，外気を取り入れる換気空調設備（外気取入口），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
機の空気の流路にそれぞれフィルタを設置することにより，フィルタメッシュより大きな降下火砕物が内部に侵入しにくい設計とし，さらに降下火砕物がフィル
タに付着した場合でも取替え又は清掃が可能な構造とすることで，降下火砕物により閉塞しない設計とする。
ディーゼル発電機機関は，フィルタを通過した小さな粒径の降下火砕物が侵入した場合でも，降下火砕物により閉塞しない設計とする。
換気空調設備（外気取入口）以外の降下
火砕物を含む空気の流路となる換気系，電気系及び計測制御系の施設について
も，降下火砕物に対し，機能を損なうおそれがないよう，降下火砕物が侵入しにく
い構造，又は降下火砕物が侵入した場合
でも，降下火砕物により流路が閉塞しない設計とする。
なお，降下火砕物により閉塞しないよ ＜下線部＞
う外気取入ダンパの閉止，換気空調設備＜下線部＞

運用に関する記載であり，保安規定にて対応−の停止及び閉回路循環運転を保安規定に定めて管理する。
【7条山5】(ハ) 摩耗

Ⅴ-1-1-2 発電用原子炉施設の自然現象等によⅰ. 水循環系の内部における摩耗る損傷の防止に関する説明書

外部事象防護対象施設及び外部事象防 Ⅴ-1-1-2-4-1 火山への配慮に関する基本方針
護対象施設に影響を及ぼす可能性のある

50

2.1.3 降下火砕物の影響に対する設計方針

6.

自然現象等への配慮に関する設計

6.4 火山の影響(3)

降下火砕物の影響に対する施設の設計方
針基本設計方針変

更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後

様式１への反映結果c.

クラス３に属する施設のうち，降下火砕物を含む海水の流路となる施設の内部に(b) 降下火砕物の影響を考慮する施設

Ⅴ-1-1-2-4-2 降下火砕物の影響を考慮する施おける摩耗については，主要な降下火砕

降下火砕物の影響を考慮する施設
イ. 降下火砕物の影響を考慮する施設

設の選定（構造物への荷重を考慮する施設を

物は砂と同等又は砂より硬度が低くもろいことから，摩耗による影響は小さい。ま除く）

Ⅴ-1-1-2-4-3 降下火砕物の影響を考慮する施た当該施設については，定期的な内部点設の設計方針検及び日常保守管理により，状況に応じて補修が可能であり，摩耗により外部事
象防護対象施設の安全機能を損なわない設計とする。
ⅱ.

換気系，電気系及び計測制御系に対する機械的影響（摩耗）
外部事象防護対象施設及び外部事象防護対象施設に影響を及ぼす可能性のあるクラス３に属する施設のうち，降下火砕
物を含む空気を取り込みかつ摺動部を有する換気系，電気系及び計測制御系の施設については，降下火砕物に対し，機能を損なうおそれがないよう，降下火砕物が侵入しにくい構造とすること又は摩耗しにくい材料を使用することにより，摩耗しにくい設計とする。
＜下線部＞

なお，摩耗が進展しないよう外気取入 ＜下線部＞
ダンパの閉止，換気空調設備の停止を保−運用に関する記載であり，保安規定にて対応

安規定に定めて管理する。
【7条山6】(ニ) 腐食Ⅴ-1-1-2 発電用原子炉施設の自然現象等によⅰ. 構造物の化学的影響（腐食）る損傷の防止に関する説明書

外部事象防護対象施設及び外部事象防 Ⅴ-1-1-2-4-1 火山への配慮に関する基本方針
護対象施設に影響を及ぼす可能性のある設を内包する施設については，降下火砕実施することにより，降下火砕物による
短期的な腐食が発生しない設計とする。
また，外部事象防護対象施設の安全性を確保するために設置する防護対策施設

51

6.4 火山の影響(3)

Ⅴ-1-1-2-4-2 降下火砕物の影響を考慮する施設の選定

降下火砕物の影響に対する施設の設計方
針c.

物に対し，機能を損なうおそれがないよう，耐食性のある材料の使用又は塗装を自然現象等への配慮に関する設計

2.1.3 降下火砕物の影響に対する設計方針

クラス３に属する施設のうち，屋外に設置している施設及び外部事象防護対象施6.

降下火砕物の影響を考慮する施設(b) 降下火砕物の影響を考慮する施設
イ. 降下火砕物の影響を考慮する施設（構造物への荷重を考慮する施設を

Ⅴ-1-1-2-4-3 降下火砕物の影響を考慮する施設の設計方針除く）

基本設計方針変

更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後

様式１への反映結果

は，降下火砕物に対し，機能を損なうおそれがないよう，耐食性のある材料の使用又は塗装を実施することにより，降下火
砕物による短期的な腐食が発生しない設計とする。
なお，長期的な腐食の影響については，
日常保守管理等により，状況に応じて補修が可能な設計とする。
屋内の重大事故等対処設備につい ては，降下火砕物による短期的な腐食により機能を損なわないように，耐食性のある塗装を実施した建屋内に設置する設計とする。
屋外の重大事故等対処設備につい ては，降下火砕物を適宜除去することにより，降下火砕物による腐食に対して重大事故等対処設備の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。
なお，屋外の重大事故等対処設備が降 ＜下線部＞
下火砕物により腐食しにくいよう降下火砕物の適宜除去を保安規定に定めて管理する。
ⅱ. 水循環系の化学的影響（腐食）
外部事象防護対象施設及び外部事象防護対象施設に影響を及ぼす可能性のあるクラス３に属する施設のうち，降下火砕物を含む海水の流路となる施設について
は，降下火砕物に対し，機能を損なうおそれがないよう，耐食性のある材料の使用又は塗装を実施することにより，降下火
砕物による短期的な腐食が発生しない設計とする。
なお，長期的な腐食の影響については，
日常保守管理等により，状況に応じて補修が可能な設計とする。
ⅲ.

換気系，電気系及び計測制御系に対する化学的影響（腐食）
外部事象防護対象施設及び外部事象防52

運用に関する記載であり，保安規定にて対応

＜下線部＞
−

基本設計方針変

更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後

様式１への反映結果

護対象施設に影響を及ぼす可能性のあるクラス３に属する施設のうち，降下火砕
物を含む空気の流路となる換気系，電気系及び計測制御系の施設については，降下火砕物に対し，機能を損なうおそれがないよう，耐食性のある材料の使用又は塗装を実施することにより，降下火砕物による短期的な腐食が発生しない設計とする。
なお，長期的な腐食の影響については，
日常保守管理等により，状況に応じて補修が可能な設計とする。
【7条山7】(ホ) 発電所周辺の大気汚染

Ⅴ-1-1-2 発電用原子炉施設の自然現象等によ

外部事象防護対象施設及び外部事象防る損傷の防止に関する説明書

護対象施設に影響を及ぼす可能性のある

Ⅴ-1-1-2-4-1 火山への配慮に関する基本方針

クラス３に属する施設のうち，中央制御

2.1.3 降下火砕物の影響に対する設計方針

6.

自然現象等への配慮に関する設計

6.4 火山の影響(3)

針室換気系については，降下火砕物に対し，機能を損なうおそれがないよう，バグフc.
Ⅴ-1-1-2-4-2 降下火砕物の影響を考慮する施ィルタを設置することにより，降下火砕

降下火砕物の影響に対する施設の設計方
降下火砕物の影響を考慮する施設(b) 降下火砕物の影響を考慮する施設

設の選定

イ. 降下火砕物の影響を考慮する施設

物が中央制御室に侵入しにくい設計とする。

（構造物への荷重を考慮する施設を除く）

Ⅴ-1-1-2-4-3 降下火砕物の影響を考慮する施

また，中央制御室換気系については，外設の設計方針気取入ダンパの閉止及び閉回路循環運転を可能とすることにより，中央制御室内への降下火砕物の侵入を防止する。さらに外気取入遮断時において，酸素濃度及び二酸化炭素濃度の影響評価を実施し，室内の居住性を確保する設計とする。
なお，降下火砕物による中央制御室の ＜下線部＞
大気汚染を防止するよう閉回路循環運転＜下線部＞

運用に関する記載であり，保安規定にて対応−の実施等を保安規定に定めて管理する。
【7条山8】(ヘ) 絶縁低下

Ⅴ-1-1-2 発電用原子炉施設の自然現象等によ

外部事象防護対象施設及び外部事象防る損傷の防止に関する説明書

護対象施設に影響を及ぼす可能性のある

Ⅴ-1-1-2-4-1 火山への配慮に関する基本方針

クラス３に属する施設のうち，空気を取2.1.3 降下火砕物の影響に対する設計方針

り込む機構を有する電気系及び計測制御
系の盤については，降下火砕物に対し，機53

6.

自然現象等への配慮に関する設計

6.4 火山の影響
(3)

針
c.

Ⅴ-1-1-2-4-2 降下火砕物の影響を考慮する施降下火砕物の影響に対する施設の設計方
降下火砕物の影響を考慮する施設(b) 降下火砕物の影響を考慮する施設

基本設計方針変

更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後能を損なうおそれがないよう，計測制御

様式１への反映結果

設の選定

イ. 降下火砕物の影響を考慮する施設

設備（安全保護系）の設置場所の換気空調設備にバグフィルタを設置することによ（構造物への荷重を考慮する施設を除く）

Ⅴ-1-1-2-4-3 降下火砕物の影響を考慮する施り，降下火砕物が侵入しにくい設計とす

設の設計方針る。
なお，中央制御室換気系については，降 ＜下線部＞
下火砕物による計測制御系の盤の絶縁低

＜下線部＞
−

運用に関する記載であり，保安規定にて対応下を防止するよう外気取入ダンパの閉止及び閉回路循環運転の実施を保安規定に定めて管理する。
【7条山9】
Ⅴ-1-1-2 発電用原子炉施設の自然現象等によロ. 間接的影響に対する設計方針
降下火砕物による間接的影響である長期る損傷の防止に関する説明書（7 日間）の外部電源喪失及び発電所外での Ⅴ-1-1-2-4-1 火山への配慮に関する基本方針
交通の途絶によるアクセス制限事象に対

6.

自然現象等への配慮に関する設計

6.4 火山の影響(3)

降下火砕物の影響に対する施設の設計方
針

2.1.3 降下火砕物の影響に対する設計方針

し，原子炉及び使用済燃料プールの安全性

c.

を損なわないようにするために，7 日間の電 Ⅴ-1-1-2-4-2 降下火砕物の影響を考慮する施(b) 降下火砕物の影響を考慮する施設

設の選定

源供給が継続できるよう，非常用ディーゼ

降下火砕物の影響を考慮する施設
イ. 降下火砕物の影響を考慮する施設

ル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル（構造物への荷重を考慮する施設を

発電機を含む。）の燃料を貯蔵するための軽 Ⅴ-1-1-2-4-3 降下火砕物の影響を考慮する施除く）

設の設計方針油貯蔵タンク及び燃料を移送するための燃料移送ポンプ等を降下火砕物の影響を受けないよう設置する設計とする。
【7条山10】c. 外部火災

Ⅴ-1-1-2 発電用原子炉施設の自然現象等によ想定される外部火災において，火災源を発電

る損傷の防止に関する説明書

所敷地内及び敷地外に設定し外部事象防護対象

Ⅴ-1-1-2-5-1 外部火災への配慮に関する基本

6.

自然現象等への配慮に関する設計

6.5 外部火災(1) 外部火災防護に関する基本方針

施設に係る温度や距離を算出し，それらによる方針(2) 外部火災の影響を考慮する施設の選定

影響評価を行い，最も厳しい火災が発生した場

2.1 基本方針(3) 外部火災防護における評価の基本方針

合においても安全機能を損なわない設計とす(4) 外部火災防護における評価方針
Ⅴ-1-1-2-5-2 外部火災の影響を考慮する施設

る。

(5) 外部火災防護における評価の実施の選定

外部事象防護対象施設は，防火帯の設置，離隔距離の確保，建屋による防護によって，安全機能を損なわない設計とする。
重大事故等対処設備は，「5.1.2 多様性，位置的分散等」のうち，位置的分散を考慮した設計とする。
外部火災の影響については，定期的な評価の実施を保安規定に定めて管理する。

＜下線部＞
運用に関する記載であり，保安規定にて対応

54

＜下線部＞
−

基本設計方針変

更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後

様式１への反映結果【7条外1】
津波防護施設のうち森林火災の影響を受ける
防潮堤の各部位（鋼管杭鉄筋コンクリート防潮壁及び止水ジョイント部）及び防潮扉（以下「森林火災の影響を受ける津波防護施設」という。）
に対し，森林火災の最大火炎輻射強度による熱影響を考慮した離隔距離を確保する設計とする。なお，森林火災の影響を受ける津波防護施設と植生の間の離隔距離を確保するために管理が必要となる隣接事業所敷地については，隣接事業所との合意文書に基づき，必要とする植生管理を当社が実施する。また，保安規定に植生管理（隣接事業所を含む）により必要となる離隔距離を維持することを定め管理することで津波防護施設の機能を維持する設計とする。
【7条外2】
Ⅴ-1-1-2 発電用原子炉施設の自然現象等によ(a) 防火帯幅の設定に対する設計方針
自然現象として想定される森林火災についる損傷の防止に関する説明書

置（変更）許可を受けた防火帯（約 23 m）を敷地内に設ける設計とする。また，防火帯は延焼防止効果を損なわない設計とし，防火帯に自然現象等への配慮に関する設計

6.5 外部火災(1) 外部火災防護に関する基本方針ては，森林火災シミュレーション解析コード
を用いて求めた最大火線強度から設定し，設6.

Ⅴ-1-1-2-5-1 外部火災への配慮に関する基本b.

方針

外部火災より防護すべき施設の設計方
針

2.1.2 外部火災より防護すべき施設の設計
方針

可燃物を含む機器等を設置する場合は必要最小限とする。
【7条外3】(b)

発電所敷地内の火災・爆発源に対する設計

Ⅴ-1-1-2 耐震設計上重要な設備を設置する施6.

自然現象等への配慮に関する設計方針

設に関する説明書（自然現象への配慮

6.5 外部火災

火災・爆発源として，森林火災，発電所敷地に関する説明を含む。）(3) 外部火災防護における評価の基本方針

内に設置する屋外の危険物タンク，危険物貯蔵所，常時危険物を貯蔵する一般取扱所，危険物を搭載した車両及び危険物を内包する貯蔵設備以外の設備（以下「危険物貯蔵施設等」とⅤ-1-1-2-5-1 外部火災への配慮に関する基本方針
2.1.2 外部火災より防護すべき施設の設計方針いう。
）の火災・爆発，航空機墜落による火災，
敷地内の危険物貯蔵施設等の火災と航空機墜
落による火災が同時に発生した場合の重畳火

Ⅴ-1-1-2-5-2 外部火災の影響を考慮する施設の選定災を想定し，火災源からの外部事象防護対象
施設への熱影響を評価する。ただし，放水路ゲ Ⅴ-1-1-2-5-3 外部火災防護における評価の基ートについては，航空機落下を起因として津

55

本方針

(4) 外部火災防護における評価方針(5) 外部火災防護における評価の実施

基本設計方針変

更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後波が発生することはないこと及び放水路ゲー
トは，大量の放射性物質を蓄えておらず，原子2.1.1 発電所敷地内に対する評価の基本方
針

炉の安全停止（炉心冷却を含む。
）機能を有していないため，航空機落下確率を算出する標的面積として抽出しないことから，航空機墜

Ⅴ-1-1-2-5-4 外部火災防護に関する許容温度
設定根拠

落による火災は設計上考慮しない。
また，排気筒モニタについては，安全上支障 Ⅴ-1-1-2-5-5 外部火災防護における評価方針のない期間に補修等の対応を行うことで，安全機能を損なわない設計とする。

Ⅴ-1-1-2-5-6 外部火災防護における評価条件

外部事象防護対象施設の評価条件を以下のように設定し，評価する。評価結果より火災源
ごとに輻射強度，燃焼継続時間等を求め，外部事象防護対象施設を内包する建屋（垂直外壁面及び天井スラブから選定した，火災の輻射に対して最も厳しい箇所）の表面温度が許容
温度（200 ℃）となる危険距離及び屋外の外部事象防護対象施設の温度が許容温度（主排気筒の表面温度及び放水路ゲート駆動装置外殻の表面温度 325 ℃並びに非常用ディーゼル
発電機及び高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機（以下「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。）」という。
）の流入空気温度 53 ℃並びに残留熱除去系海水系ポンプの冷却空気温度 70 ℃並びに非常用ディーゼル発電機用海水ポンプ及び高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機用海水ポンプ（以下「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。）用
海水ポンプ」という。
）の冷却空気温度 60 ℃）となる危険距離を算出し，その危険距離を上回る離隔距離を確保する設計，又は建屋表面
温度及び屋外の外部事象防護対象施設の温度を算出し，その温度が許容温度を満足する設計とする。
爆発源として，ガス爆発の爆風圧が 0.01
MPa となる危険限界距離を算出し，その危険限
界距離を上回る離隔距離を確保する設計とする。
・森林火災については，発電所周辺の植生を確

56

及び評価結果様式１への反映結果

基本設計方針変

更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後

様式１への反映結果

認し，作成した植生データ等を基に求めた，防火帯の外縁（火炎側）付近における最大火炎 輻 射 強 度 （ 建 屋 評 価 に お い て は 444
kW/m2，その他評価においては 442 kW/m2）による危険距離を求め評価する。
・発電所敷地内に設置する危険物貯蔵施設等の火災については，貯蔵量等を勘案して火災源ごとに建屋表面温度及び屋外の外部事
象防護対象施設の温度を求め評価する。ま ＜下線部＞
た，燃料補充用のタンクローリ火災が発生 運用に関する記載であり，保安規定にて対応した場合の影響については，燃料補充時は監視人が立会を実施することを保安規定に定めて管理し，万一の火災発生時は速やかに消火活動が可能とすることにより，外部事象防護対象施設に影響がない設計とする。
・発電所敷地内に設置する危険物貯蔵施設等の爆発については，ガス爆発の爆風圧が0.01 MPa となる危険限界距離を求め評価する。
・航空機墜落による火災については，「実用発
電用原子炉施設への航空機落下確率の評価
基準について」（平成 21・06・25 原院第 1 号（平成 21 年 6 月 30 日原子力安全・保安院
一部改正））により落下確率が 10-7（回／炉・年）となる面積及び離隔距離を算出し，外部
事象防護対象施設への影響が最も厳しくなる地点で火災が起こることを想定し，建屋
表面温度及び屋外の外部事象防護対象施設の温度を求め評価する。
【7条外4】
・敷地内の危険物貯蔵施設等の火災と航空機墜落火災の重畳については，各々の火災の評価条件により算出した輻射強度，燃焼継続時間等により，外部事象防護対象施設の受熱面に対し，最も厳しい条件となる火災源と外部事象防護対象施設を選定し，建屋
表面温度及び屋外の外部事象防護対象施設の温度を求め評価する。

57

＜下線部＞
−

基本設計方針変

更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後

様式１への反映結果【7条外5】(c)

発電所敷地外の火災・爆発源に対する設計

Ⅴ-1-1-2 発電用原子炉施設の自然現象等による損傷の防止に関する説明書

方針

発電所敷地外での火災・爆発源に対して，必 Ⅴ-1-1-2-5-1 外部火災への配慮に関する基本

自然現象等への配慮に関する設計

6.5 外部火災(4) 外部火災防護における評価方針

方針

要な離隔距離を確保することで，外部事象防護対象施設の安全機能を損なわない設計とす

6.

2.1.2 外部火災より防護すべき施設の設計
方針

る。
・発電所敷地外 10 km 以内の範囲において，火災により発電用原子炉施設に影響を及ぼ Ⅴ-1-1-2-5-3 外部火災防護における評価の基
本方針

すような石油コンビナート施設は存在しな
いため，火災による発電用原子炉施設への2.1.2 発電所敷地外に対する評価の基本方
針

影響については考慮しない。
【7条外6】
・発電所敷地外半径 10 km 以内の産業施設，

Ⅴ-1-1-2-5-5 外部火災防護における評価方針

燃料輸送車両及び発電所近くを航行する船舶の火災については，外部事象防護対象施 Ⅴ-1-1-2-5-6 外部火災防護における評価条件
設を内包する建屋（垂直外壁面及び天井ス

及び評価結果ラブから選定した，火災の輻射に対して最も厳しい箇所）の表面温度が許容温度となる危険距離及び屋外の外部事象防護対象施設の温度が許容温度となる危険距離を算出し，その危険距離を上回る離隔距離を確保する設計とする。
・発電所敷地外半径 10 km 以内の産業施設，燃料輸送車両及び発電所近くを航行する船舶の爆発については，ガス爆発の爆風圧が0.01 MPa となる危険限界距離を算出し，その危険限界距離を上回る離隔距離を確保す
る設計とする。また，ガス爆発による容器破損時に破片に対して，必要な離隔距離を確保することで，外部事象防護対象施設の安全機能を損なわない設計とする。
【7条外7】(d) 二次的影響（ばい煙）に対する設計方針

Ⅴ-1-1-2 発電用原子炉施設の自然現象等によ

屋外に開口しており空気の流路となる施設

る損傷の防止に関する説明書

及び換気空調設備に対し，ばい煙の侵入を防

Ⅴ-1-1-2-5-1 外部火災への配慮に関する基本

止するため適切な防護対策を講じることで，外部事象防護対象施設の安全機能を損なわない設計とする。

方針
2.1.2 外部火災より防護すべき施設の設計
方針

58

6.

自然現象等への配慮に関する設計

6.5 外部火災(4) 外部火災防護における評価方針

基本設計方針変

更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後

様式１への反映結果

イ. 換気空調設備
外部火災によるばい煙が発生した場合にⅤ-1-1-2-5-2 外部火災の影響を考慮する施設の選定

は，侵入を防止するためフィルタを設置す
る設計とする。

2.3 外部火災の二次的影響（ばい煙）を考

なお，室内に滞在する人員の環境劣化を慮する施設の選定防止するために，ばい煙の侵入を防止する
よう外気取入ダンパの閉止及び閉回路循環 Ⅴ-1-1-2-5-7 二次的影響（ばい煙）及び有毒ガスに対する設計

運転の実施による外気の遮断を保安規定に

2.1 二次的影響（ばい煙）に対する設計

定めて管理する。
ロ. 計測制御設備（安全保護系）
外部事象防護対象施設のうち空調系統に

＜下線部＞

＜下線部＞

て空調管理されており間接的に外気と接す 運用に関する記載であり，保安規定にて対応−る制御盤や施設については，空調系統にフィルタを設置することによりばい煙が侵入しにくい設計とする。
ハ.

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。）
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。）について
は，フィルタを設置することによりばい煙が侵入しにくい設計とする。
また，ばい煙が侵入したとしてもばい煙
が流路に溜まりにくい構造とし，ばい煙により閉塞しない設計とする。
ニ.

残留熱除去系海水系ポンプ及び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。）用海水ポンプ
残留熱除去系海水系ポンプ及び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。）用海水ポンプについては，モータ部を全閉構造とすることにより，ばい煙により閉塞しない設計とする。
空気冷却部は，ばい煙が侵入した場合においてもばい煙が流路に溜まりにくい構造とし，ばい煙により閉塞しない設計とする。
【7条外8】(e) 有毒ガスに対する設計方針

Ⅴ-1-1-2 発電用原子炉施設の自然現象等によ

外部火災起因を含む有毒ガスが発生した場

る損傷の防止に関する説明書

合には，室内に滞在する人員の環境劣化を防Ⅴ-1-1-2-5-1 外部火災への配慮に関する基本

59

6.

自然現象等への配慮に関する設計

6.5 外部火災(4) 外部火災防護における評価方針

基本設計方針変

更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後

方針

止するために設置した外気取入ダンパを閉止
し，建屋内の空気を閉回路循環運転させることにより，有毒ガスの侵入を防止する設計と様式１への反映結果

2.1.2 外部火災より防護すべき施設の設計
方針する。
なお，外気取入ダンパの閉止及び閉回路循 Ⅴ-1-1-2-5-2 外部火災の影響を考慮する施設の選定

環運転の実施による外気の遮断を保安規定に

2.3 有毒ガスの影響を考慮する施設の選定

定めて管理する。
主要道路，鉄道線路，定期航路及び石油コン
ビナート施設は離隔距離を確保することで事

Ⅴ-1-1-2-5-7 二次的影響（ばい煙）及び有毒故等による火災に伴う発電所への有毒ガスのガスに対する設計
2.2 有毒ガスに対する設計影響がない設計とする。
【7条外9】

＜下線部＞

＜下線部＞

運用に関する記載であり，保安規定にて対応
d.

風（台風）

d. 風（台風）

Ⅴ-1-1-2 発電用原子炉施設の自然現象等によ−
6.

自然現象等への配慮に関する設計

安全機能を有する構築物，系統及び機器は，風

外部事象防護対象施設は，風荷重を建築基準

る損傷の防止に関する説明書

荷重を建築基準法に基づき設定し，安全機能を有法に基づき設定し，外部事象防護対象施設及びⅤ-1-1-2-1-1 発電用原子炉施設に対する自然する構築物，系統及び機器及びそれらの施設を内

外部事象防護対象施設を内包する建屋の構造健現象等による損傷の防止に関する(2) 風（台風）

包する建屋の構造健全性を確保することで，その全性を確保することで，外部事象防護対象施設

基本方針(4) 凍結安全性を損なうおそれがない設計とする。

の安全性を損なうおそれがない設計とする。
【7 条 15】

考慮
重大事故等対処設備は，建屋内への設置又は凍結(6) 積雪(7) 落雷る。

(11) 高潮

e. 凍結
外部事象防護対象施設及び重大事故等対処設外施設で凍結のおそれのあるものは凍結防止対

備は，凍結に対して，最低気温を考慮し，屋外設

策を行う設計とする。

備で凍結のおそれのあるものは凍結防止対策を行う設計とする。
【7条17】

降水(5) 降水(9) 生物学的事象

安全機能を有する構築物，系統及び機器は，屋f.

6.1.2 外部からの衝撃への配慮

設計基準対象施設と位置的分散を図り設置す【7条16】e.

3.1.1 自然現象に対する具体的な設計上の6.1 自然現象等への配慮に関する基本方針

f. 降水

安全機能を有する構築物，系統及び機器は，降外部事象防護対象施設は，降水による浸水に水による浸水に対して，観測記録を上回る排水能

対して，設計基準降水量を上回る排水能力を有力を有する構内排水路を設けて海域へ排水を行する構内排水路を設けて海域へ排水を行う設計

う設計とする。

とする。

降水による荷重に対して，排水口及び構内排水降水による荷重に対して，排水口及び構内排路による海域への排水により，安全機能を有する

水路による海域への排水により，外部事象防護

構築物，系統及び機器は及びそれらの施設を内包

対象施設及び外部事象防護対象施設を内包する

60

基本設計方針変

更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後する建屋の構造健全性を確保することで，その安建屋の構造健全性を確保することで，外部事象

全性を損なうおそれがない設計とする。

防護対象施設の安全性を損なうおそれがない設

様式１への反映結果計とする。
【7 条 18】
重大事故等対処設備は，降水に対して防水対策を行う設計とする。
【7条19】
g.

積雪

g. 積雪

安全機能を有する構築物，系統及び機器は，積外部事象防護対象施設は，積雪荷重を建築基

雪荷重を建築基準法に基づき設定し，安全機能を準法に基づき設定し，積雪による荷重及び閉塞有する構築物，系統及び機器及びそれらの施設をに対して外部事象防護対象施設及び外部事象防内包する建屋の構造健全性を確保することで，そ護対象施設を内包する建屋の構造健全性を確保の安全性を損なわない設計とする。

することで，外部事象防護対象施設の安全性を損なうおそれがない設計とする。
【7 条 20】
重大事故等対処設備は，除雪により，積雪荷重に対してその必要な機能が損なうおそれがない設計とする。
【7 条 21】＜下線部＞
なお，除雪を適宜実施することを保安規定に定めて管理する。
【7条22】
h.

落雷

h. 落雷

安全機能を有する構築物，系統及び機器は，発外部事象防護対象施設は，発電所の雷害防止

電所の雷害防止対策として，建築基準法に基づき対策として，原子炉建屋等への避雷針の設置を

原子炉建屋等への避雷針の設置を行うとともに，行うとともに，設計基準電流値による雷サージ

雷サージに対して，接地網の敷設による接地抵抗に対して，接地網の敷設による接地抵抗の低減の低減等及び安全保護系への雷サージ侵入の抑等及び安全保護系への雷サージ侵入の抑制を図制を図る回路設計を行う設計とする。

る回路設計を行う設計とする。
【7 条 23】
重大事故等対処設備は，必要に応じ避雷設備
又は接地設備により防護する設計とする。
【7条24】

i.

生物学的事象i. 生物学的事象

安全機能を有する構築物，系統及び機器は，生外部事象防護対象施設は，生物学的事象に対

物学的事象に対して，海生生物であるクラゲ等のして，海生生物であるクラゲ等の発生を考慮し発生を考慮して除塵装置及び海水ストレーナをて除塵装置及び海水ストレーナを設置し，必要設置し，必要に応じて塵芥を除去する設計とすに応じて塵芥を除去する設計とする。また，小動る。また，小動物の侵入に対して，屋内設備は，物の侵入に対して，屋内設備は，建屋止水処置に

61

運用に関する記載であり，保安規定にて対応

＜下線部＞
−

基本設計方針変

更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後

建屋止水処置により，屋外設備は，端子箱貫通部

より，屋外設備は，端子箱貫通部の閉止処置を行の閉止処置を行う設計とする。

う設計とする。

様式１への反映結果【7 条 25】
重大事故等対処設備は，生物学的事象に対して，小動物の侵入を防止し，海生生物に対して，侵入を防止する又は予備を有する設計とする。
【7条26】
j.

高潮

j. 高潮

安全機能を有する構築物，系統及び機器は，高外部事象防護対象施設及び重大事故等対処設

潮の影響を受けない敷地高さ（T.P.（東京湾中等備（非常用取水設備を除く。）は，高潮の影響を潮位）+3.3 m）以上に設置することにより，高潮受けない敷地高さ（T.P.（東京湾中等潮位）+3.3

により影響を受けることがない設計とする。

m）以上に設置することにより，高潮により影響を受けることがない設計とする。
【7条27】(2) 外部人為事象(2) 人為事象

Ⅴ-1-1-2 発電用原子炉施設の自然現象等によa. 船舶の衝突

る損傷の防止に関する説明書

離を確保すること，小型船舶が発電所近傍で漂現象等による損傷の防止に関する(15) 船舶の衝突流した場合でも，防波堤等に衝突して止まるこ

基本方針(16) 電磁的障害

重大事故等対処設備は，航路からの離隔距離を確保すること，小型船舶が発電所近傍で漂流した場合でも，防波堤に衝突して止まること及び設計基準対象施設との位置的分散により船舶の衝突による取水性を損なうことのない設計とする。
【7条28】
b. 電磁的障害
外部事象防護対象施設及び重大事故等対処設

安全機能を有する構築物，系統及び機器は，電磁波の侵入を防止する設計とする。

6.1 自然現象等への配慮に関する基本方針

Ⅴ-1-1-2-1-1 発電用原子炉施設に対する自然る取水性を損なうことのない設計とする。

電磁的障害

自然現象等への配慮に関する設計

外部事象防護対象施設は，航路からの離隔距と及び呑み口が広いことにより船舶の衝突によa.

6.

備のうち電磁波に対する考慮が必要な機器は，
電磁波によりその機能を損なうことがないよう，ラインフィルタや絶縁回路の設置，又は鋼製
筐体や金属シールド付ケーブルの適用等により，電磁波の侵入を防止する設計とする。
【7 条 29】c. 航空機の墜落
重大事故等対処設備は，建屋内に設置するか，又は屋外において設計基準対象施設等と位置的

62

3.2.1 人為事象に対する具体的な設計上の配慮

6.1.2 外部からの衝撃への配慮(17) 航空機の墜落

基本設計方針変

更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後

様式１への反映結果分散を図り設置する。
【7 条 30】
3.

3. 火災

火災

3.1 火災による損傷の防止

4.

9． 火災による損傷の防止

3.1 火災による損傷の防止

原子炉冷却系統施設の火災による損傷の防止の基本

原子炉冷却系統施設の火災による損傷防止の基本設

設計方針については，火災防護設備の基本設計方針に基

計方針については，火災防護設備の基本設計方針に基づく設計とする。

づく設計とする。

溢水等−「火災防護設備」の工認添付説明書

Ⅴ-1-10-12「火災防護設備」の様式−1

10． 溢水による損傷防止の設計

4. 溢水等4.1 溢水等による損傷の防止
原子炉冷却系統施設の溢水等による損傷防止の基本
設計方針については，浸水防護施設の基本設計方針に−「浸水防護施設」の工認添付説明書

Ⅴ-1-10-13「浸水防護施設」の様式−1基づく設計とする。
5.

設備に対する要求

5. 設備に対する要求

5.1 安全設備，設計基準対象施設

5.1 安全設備，設計基準対象施設

5.1.1 通常運転時の一般要求

5.1.1 通常運転時の一般要求(1) 設計基準対象施設の機能(1) 設計基準対象施設の機能

設計基準対象施設は，通常運転時において発電用

設計基準対象施設は，通常運転時において発電

原子炉の反応度を安全かつ安定的に制御でき，か用原子炉の反応度を安全かつ安定的に制御でき，つ，運転時の異常な過渡変化時においても発電用原

かつ，運転時の異常な過渡変化時においても発電

子炉固有の出力抑制特性を有するとともに，発電用用原子炉固有の出力抑制特性を有するとともに，原子炉の反応度を制御することにより，核分裂の連発電用原子炉の反応度を制御することにより，核鎖反応を制御できる能力を有する設計とする。

分裂の連鎖反応を制御できる能力を有する設計とする。

−【15 条 1】
(2) 通常運転時に漏えいを許容する場合の措置−（追加要求事項なし）(2) 通常運転時に漏えいを許容する場合の措置

設計基準対象施設は，通常運転時において，放射設計基準対象施設は，通常運転時において，放射性物質を含む液体を内包する容器，配管，ポンプ，性物質を含む液体を内包する容器，配管，ポンプ，

弁その他の設備から放射性物質を含む液体があふ

弁その他の設備から放射性物質を含む液体があふれ出た場合においては，系統外に漏えいさせることれ出た場合においては，系統外に漏えいさせるこ

なく，各建屋等に設けられた機器ドレン又は床ドレとなく，各建屋等に設けられた機器ドレン又は床ン等のサンプ又はタンクに収集し，液体廃棄物処理

ドレン等のサンプ又はタンクに収集し，液体廃棄設備に送水する設計とする。

物処理設備に送水する設計とする。
【15 条 4】5.1.2 多様性，位置的分散等(1) 多重性又は多様性及び独立性

5.1.2 多様性，位置的分散等(1) 多重性又は多様性及び独立性

設置許可基準規則第 12 条第 2 項に規定される「安設置許可基準規則第 12 条第 2 項に規定される

全機能を有する系統のうち，安全機能の重要度が特「安全機能を有する系統のうち，安全機能の重要に高い安全機能を有するもの」（解釈を含む。
）は，度が特に高い安全機能を有するもの」（解釈を含

当該系統を構成する機器に「(2) 単一故障」にてむ。）は，当該系統を構成する機器に「(2) 単一故

63

−

−
（追加要求事項なし）

基本設計方針変

更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後記載する単一故障が発生した場合であって，外部電障」にて記載する単一故障が発生した場合であっ源が利用できない場合においても，その系統の安全て，外部電源が利用できない場合においても，その機能を達成できるよう，十分高い信頼性を確保し，系統の安全機能を達成できるよう，十分高い信頼かつ維持し得る設計とし，原則，多重性又は多様性性を確保し，かつ維持し得る設計とし，原則，多重及び独立性を備える設計とする。

性又は多様性及び独立性を備える設計とする。

様式１への反映結果【14条1】
重大事故等対処設備は，共通要因として，環境条 Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が件，自然現象，発電所敷地又はその周辺において想使用される条件の下における健全性に定される発電用原子炉施設の安全性を損なわせる関する説明書原因となるおそれがある事象であって人為によるもの（以下「外部人為事象」という。），溢水，火災及びサポート系の故障を考慮する。
【54条1】
発電所敷地で想定される自然現象として，地震，
津波（敷地に遡上する津波を含む。），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。
【54 条 2】
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。
【54 条 3】
外部人為事象として，飛来物（航空機落下），爆発，近隣工場等の火災，危険物を搭載した車両，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。
【54条4】
故意による大型航空機の衝突その他のテロリズ
ムについては，可搬型重大事故等対処設備による対策を講じることとする。
【54 条 5】接続口から建屋内に水又は電力を供給する経路については，常設重大事故等対処設備として設計する。
【54 条 110】
建屋等については，地震，津波（敷地に遡上する
津波を含む。），火災及び外部からの衝撃による損傷を防止できる設計とする。
【54 条 6】64

2.1

多重性又は多様性及び独立性並びに
位置的分散

11. 健全性に係る設計(1)

多重性又は多様性及び独立性並びに位置的分散

基本設計方針変

更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後

様式１への反映結果

重大事故緩和設備についても，共通要因の特性を踏まえ，可能な限り多様性を確保し，位置的分散を図ることを考慮する。
【54条7】
a. 常設重大事故等対処設備

Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が常設重大事故防止設備は，設計基準事故対処使用される条件の下における健全性に設備並びに使用済燃料プールの冷却設備及び注
水設備（以下「設計基準事故対処設備等」という。）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，計装設備について，重大事故等に対処するために監視することが必要なパラメータの計測が困難となった場合に，当該パラメータを推定するために必要なパラメータと異なる物理量又は測定原理とする等，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とともに，可能な限り位置的分散を図る設計とする。
【54条8】
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「5.1.5 環境条件等」に基づく設計とする。
風（台風）及び竜巻のうち風荷重，凍結，降水，積雪，火山の影響並びに電磁的障害に対して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。
【54条9】
常設重大事故防止設備は，「1. 地盤等」に基づく地盤に設置するとともに，地震，津波（敷地に遡上する津波を含む。
）及び火災に対65

関する説明書2.1

多重性又は多様性及び独立性並びに
位置的分散

11. 健全性に係る設計(1)

多重性又は多様性及び独立性並びに位置的分散

基本設計方針変

更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後
して，
「2.1 地震による損傷の防止」，「2.2津波による損傷の防止」及び「3.1 火災による損傷の防止」に基づく設計とする。
【54 条 10】
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。
【54条111】
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。
【54条11】
風（台風），竜巻，落雷，生物学的事象，森林火災，爆発，近隣工場等の火災，危険物を搭載した車両，有毒ガス及び船舶の衝突に対して，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。
【54 条 12】
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。
【54条13】
生物学的事象のうちネズミ等の小動物に対して屋外の常設重大事故防止設備は，侵入防止対策により重大事故等に対処するために必要な機能が損なわれるお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。
【54条14】高潮に対して常設重大事故防止設備（非常用取水設備を除く。）は，高潮の影響を受けない

66

様式１への反映結果

基本設計方針変

更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後

様式１への反映結果

敷地高さに設置する。
【54 条 15】
飛来物（航空機落下）に対して常設重大事故
防止設備は，設計基準事故対処設備等と同時にその機能が損なわれないように，設計基準事故
対処設備等と位置的分散を図り設置する。
【54 条 16】
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。
【54条17】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，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。
【54条18】Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備がb. 可搬型重大事故等対処設備

使用される条件の下における健全性に

可搬型重大事故防止設備は，設計基準事故対関する説明書処設備等又は常設重大事故防止設備と共通要因
によって同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，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。
【54 条 19】
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所に保管する設計とする。
【54条20】
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

67

2.1

多重性又は多様性及び独立性並びに
位置的分散

11. 健全性に係る設計(1)

多重性又は多様性及び独立性並びに位置的分散

基本設計方針変

更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後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「5.1.5 環境条件等」に基づく設計とする。可搬型重大事故等対処設備は，風（台風）及び竜巻のうち風荷重に対して，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，屋外に保管する設計とし，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る。
【54条21】
地震に対して，屋内の可搬型重大事故等対処
設備は，「1. 地盤等」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。
【54 条 22】
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，「2.1 地震による損傷の防止」及び「2.2 津波による損傷の防止」にて考慮された設計とする。
【54条23】火災に対して可搬型重大事故等対処設備は「3.1 火災による損傷の防止」に基づく火災防護を行う。
【54 条 24】
重大事故等対処設備に期待する機能について
は，溢水影響を受けて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，被水及び蒸気影響に対しては可能な限り設計基準事
故対処設備等と位置的分散を図り，没水の影響
68

様式１への反映結果

基本設計方針変

更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後に対しては溢水水位を考慮した位置に設置又は保管する。
【54 条 25】
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
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，複数箇所に分散して保管する設計とする。
【54条26】風（台風），竜巻，落雷，生物学的事象，森林火災，爆発，近隣工場等の火災，危険物を搭載した車両，有毒ガス及び船舶の衝突に対して，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，予備を有する設計とする。
【54条27】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。
【54 条 28】
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69

様式１への反映結果

基本設計方針変

更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後

様式１への反映結果

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 100 m 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
処設備等及び常設重大事故等対処設備から 100
m 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。
【54条29】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，異なる水源を用いる設計とする。
【54条30】c. 可搬型重大事故等対処設備と常設重大事故等

Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が対処設備の接続口使用される条件の下における健全性に

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。
【54 条 31】
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，「5.1.5 環
境条件等」に基づく設計とする。風（台風）及び竜巻のうち風荷重，凍結，降水，積雪，火山の影
響並びに電磁的障害に対しては，環境条件にて考慮し，機能が損なわれない設計とする。
【54 条 32】
地震に対して接続口は「1.

地盤等」に基づ

く地盤上の建屋等内又は建屋等壁面に複数箇所

70

関する説明書2.1

多重性又は多様性及び独立性並びに
位置的分散

11. 健全性に係る設計(1)

多重性又は多様性及び独立性並びに位置的分散

基本設計方針変

更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後

様式１への反映結果設置する。
【54条33】
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，「2.1止」，「2.2

地震による損傷の防津波による損傷の防止」及び「3.1

火災による損傷の防止」に基づく設計とする。
【54 条 34】
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。
【54 条 35】
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は，接続口は，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に複数箇所設置する。
【54 条 112】
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，危険物を搭載した車両，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，接続口は，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に複数箇所設置する。
【54条36】
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われるおそれのない設計とする。
【54 条 37】
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。
【54条38】(2) 単一故障
安全機能を有する系統のうち，安全機能の重要度(2) 単一故障

Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が安全機能を有する系統のうち，安全機能の重要71使用される条件の下における健全性に

11. 健全性に係る設計(1)

多重性又は多様性及び独立性並びに位置

基本設計方針変

更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後が特に高い安全機能を有するものは，当該系統を構度が特に高い安全機能を有するものは，当該系統成する機器に短期間では動的機器の単一故障，長期を構成する機器に短期間では動的機器の単一故間では動的機器の単一故障若しくは想定される静障，長期間では動的機器の単一故障若しくは想定的機器の単一故障のいずれかが生じた場合であっされる静的機器の単一故障のいずれかが生じた場て，外部電源が利用できない場合においても，その合であって，外部電源が利用できない場合におい系統の安全機能を達成できる設計とする。

ても，その系統の安全機能を達成できる設計とす

関する説明書2.1

様式１への反映結果
的分散

多重性又は多様性及び独立性並びに
位置的分散

る。
【14 条 2】
短期間と長期間の境界は 24 時間とする。
【14 条 3】
ただし，原子炉建屋ガス処理系の配管の一部，中央制御室換気系のダクトの一部及び格納容器スプ
レイ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，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であるが，単一設計とするため，個別に設計を行う。
【14 条 4】5.1.3 悪影響防止等

5.1.3 悪影響防止等

Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が(1) 飛来物による損傷防止(1) 飛来物による損傷防止使用される条件の下における健全性に

設計基準対象施設に属する設備は，蒸気タービ

設計基準対象施設に属する設備は，蒸気タービ

ン，発電機及び内部発生エネルギの高い流体を内蔵

ン，発電機及び内部発生エネルギの高い流体を内する弁の破損及び配管の破断，高速回転機器の破損蔵する弁の破損及び配管の破断，高速回転機器のに伴う飛散物により安全性を損なわない設計とす

破損に伴う飛散物により安全性を損なわない設計

る。

とする。
【15 条 5】

発電用原子炉施設の安全性を損なわないよう蒸発電用原子炉施設の安全性を損なわないよう蒸気タービン及び発電機は，破損防止対策等を行うと気タービン及び発電機は，破損防止対策等を行う

ともに，原子力委員会原子炉安全審査会「タービンとともに，原子力委員会原子炉安全審査会「タービミサイル評価について」により，タービンミサイル

ンミサイル評価について」により，タービンミサイ-7

発生時の対象物を破損する確率が 10 回／炉・年以ル発生時の対象物を破損する確率が 10-7 回／炉・下となることを確認する。

年以下となることを確認する。
【15条6】

高温高圧の配管については材料選定，強度設計に

高温高圧の配管については材料選定，強度設計十分な考慮を払う。さらに，安全性を高めるために，に十分な考慮を払う。さらに，安全性を高めるため

原子炉格納容器内で想定される配管破断が生じたに，原子炉格納容器内で想定される配管破断が生場合，破断口からの冷却材流出によるジェット噴流

じた場合，破断口からの冷却材流出によるジェッによる力に耐える設計とする。また，ジェット反力

ト噴流による力に耐える設計とする。また，ジェッによるホイッピングで原子炉格納容器が損傷しな

ト反力によるホイッピングで原子炉格納容器が損いよう配置上の考慮を払うとともに，レストレイン

傷しないよう配置上の考慮を払うとともに，レス72

関する説明書2.2 悪影響防止

11. 健全性に係る設計(2) 悪影響防止等
d.

内部発生飛散物の影響評価

基本設計方針変

更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後ト等の配管ホイッピング防止対策を設ける設計とトレイント等の配管ホイッピング防止対策を設けする。また，その他の高速回転機器が損壊し，飛散る設計とする。また，その他の高速回転機器が損壊物とならないように保護装置を設けること等によし，飛散物とならないように保護装置を設けるこりオーバースピードとならない設計とする。

と等によりオーバースピードとならない設計とす

様式１への反映結果る。
【15 条 7】
損傷防止措置を行う場合，想定される飛散物の発損傷防止措置を行う場合，想定される飛散物の生箇所と防護対象機器の距離を十分にとる設計と発生箇所と防護対象機器の距離を十分にとる設計

し，又は飛散物の飛散方向を考慮し，配置上の配慮とし，又は飛散物の飛散方向を考慮し，配置上の配又は多重性を考慮した設計とする。

慮又は多重性を考慮した設計とする。
【15条8】(2) 共用Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が(2) 共用重要安全施設は，東海発電所との間で原則共用又重要安全施設は，東海発電所との間で原則共用

は相互に接続しないものとするが，安全性が向上す

しないものとするが，安全性が向上する場合は，共る場合は，共用することを考慮する。

用することを考慮する。

使用される条件の下における健全性に

11. 健全性に係る設計(2) 悪影響防止等

関する説明書2.2 悪影響防止

なお，東海発電所と共用する重要安全施設は無い

なお，東海発電所と共用する重要安全施設は無ことから，共用することを考慮する必要はない。

いことから，共用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。）を共用する場

安全施設（重要安全施設を除く。
）を共用する場

合には，発電用原子炉施設の安全性を損なわない設

合には，発電用原子炉施設の安全性を損なわない計とする。

設計とする。
【15 条 9】
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，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，共用できる設計とする。
【54条45】(3) 相互接続(3) 相互接続

Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が重要安全施設は，東海発電所との間で原則相互に重要安全施設は，東海発電所との間で原則相互接続しないものとするが，安全性が向上する場合に接続しないものとするが，安全性が向上する場

は，相互に接続することを考慮する。

合は，相互に接続することを考慮する。

使用される条件の下における健全性に関する説明書2.2 悪影響防止

なお，東海発電所と相互に接続する重要安全施設

なお，東海発電所と相互に接続する重要安全施は無いことから，相互に接続することを考慮する必設は無いことから，相互に接続することを考慮す

要はない。

る必要はない。

73

11. 健全性に係る設計(2) 悪影響防止等

基本設計方針変

更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後

安全施設（重要安全施設を除く。）を相互に接続

安全施設（重要安全施設を除く。
）を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する場合には，発電用原子炉施設の安全性を損なない設計とする。

わない設計とする。
ただし，安全施設（重要安全施設を除く。）は，

ただし，安全施設（重要安全施設を除く。）は，
東海発電所と相互に接続しない設計とする。

様式１への反映結果

東海発電所と相互に接続しない設計とする。
【15条9】(4) 悪影響防止

Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が重大事故等対処設備は，発電用原子炉施設（隣接する発電用原子炉施設を含む。）内の他の設備（設計基準対象施設及び当該重大事故等対処設備
以外の重大事故等対処設備）に対して悪影響を及ぼさない設計とする。
【54 条 39】
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。
【54条40】
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。
【54 条 41】
その他，重大事故等対処設備に考慮すべき設備
兼用時の容量に関する影響，地震，火災，溢水，風（台風）及び竜巻による他設備への悪影響については，これら波及的影響により他設備の機能を損なわないことを「5.1.4 容量等」及び「5.1.5
環境条件等」に示す。
【54条122】
放水砲については，建屋への放水により，当該74使用される条件の下における健全性に関する説明書2.2 悪影響防止

11. 健全性に係る設計(2) 悪影響防止等

基本設計方針変

更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後

様式１への反映結果

設備の使用を想定する重大事故時において必要となる屋外の他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
【54 条 42】
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。
【54 条 44】
5.1.4 容量等

Ⅴ-1-1-4 設備別記載事項の設定根拠に関する(1) 常設重大事故等対処設備

説明書

常設重大事故等対処設備は，想定される重大事
故等の収束において，想定する事象及びその事象の進展等を考慮し，重大事故等時に必要な目的を果たすために，事故対応手段としての系統設計を行う。重大事故等の収束は，これらの系統の組合
せにより達成する。
【54 条 46】
「容量等」とは，ポンプ流量，タンク容量，伝熱容量，弁吹出量，発電機容量，蓄電池容量，計装設備の計測範囲，作動信号の設定値等とする。
【54条47】
常設重大事故等対処設備のうち設計基準対象施設の系統及び機器を使用するものについては，設計基準対象施設の容量等の仕様が，系統の目的に応じて必要となる容量等に対して十分であることを確認した上で，設計基準対象施設の容量等の仕様と同仕様の設計とする。
【54 条 48】
常設重大事故等対処設備のうち設計基準対象施設の系統及び機器を使用するもので，重大事故等時に設計基準対象施設の容量等を補う必要がある
ものについては，その後の事故対応手段と合わせて，系統の目的に応じて必要となる容量等を有する設計とする。
【54 条 49】
常設重大事故等対処設備のうち重大事故等への75

各施設の様式−1
各施設の常設重大事故等対処設備に係る設備仕様に係る設計による。

基本設計方針変

更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後

様式１への反映結果

対処を本来の目的として設置する系統及び機器を使用するものについては，系統の目的に応じて必
要な容量等を有する設計とする。
【54条50】(2) 可搬型重大事故等対処設備

Ⅴ-1-1-4 設備別記載事項の設定根拠に関する

可搬型重大事故等対処設備は，想定される重大事故等の収束において，想定する事象及びその事
象の進展を考慮し，事故対応手段としての系統設計を行う。重大事故等の収束は，これらの系統の組合せにより達成する。
【54 条 51】
「容量等」とは，ポンプ流量，タンク容量，発電
機容量，蓄電池容量，ボンベ容量，計装設備の計測範囲等とする。
【54 条 52】
可搬型重大事故等対処設備は，系統の目的に応じて必要な容量等を有する設計とするとともに，設備の機能，信頼度等を考慮し，予備を含めた保有数を確保することにより，必要な容量等に加え，十分に余裕のある容量等を有する設計とする。
【54条53】
可搬型重大事故等対処設備のうち複数の機能を兼用することで，設置の効率化，被ばくの低減が図れるものは，同時に要求される可能性がある複数の機能に必要な容量等を合わせた容量等とし，兼用できる設計とする。
【54 条 54】
可搬型重大事故等対処設備のうち，原子炉建屋の外から水又は電力を供給する注水設備及び電源
設備は，必要となる容量等を有する設備を 1 基当たり 2 セットに加え，故障時のバックアップ及び保守点検による待機除外時のバックアップとして，発電所全体で予備を確保する。
【54条55】
また，可搬型重大事故等対処設備のうち，負荷に直接接続する高圧窒素ボンベ（非常用窒素供給系），逃がし安全弁用可搬型蓄電池等は，必要となる容量等を有する設備を 1 基当たり 1 セットに加え，故障時のバックアップ及び保守点検による待

76

説明書

各施設の様式−1
各施設の可搬型重大事故等対処設備に係る設備仕様に係る設計による。

基本設計方針変

更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後

様式１への反映結果

機除外時のバックアップとして，発電所全体で予備を確保する。
【54 条 56】
上記以外の可搬型重大事故等対処設備は，必要となる容量等を有する設備を 1 基当たり 1 セットに加え，設備の信頼度等を考慮し，予備を確保する。
【54 条 57】
5.1.5 環境条件等

5.1.5 環境条件等

Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が安全施設の設計条件については，材料疲労，劣化

安全施設の設計条件については，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，運転時の異常な過渡変化となるよう，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，荷重，屋外の天候による影響（凍結及度，放射線，荷重，屋外の天候による影響（凍結及び降水），海水を通水する系統への影響，電磁的障

び降水），海水を通水する系統への影響，電磁的障害，周辺機器等からの悪影響及び冷却材の性状を考害，周辺機器等からの悪影響及び冷却材の性状を慮し，十分安全側の条件を与えることにより，これ考慮し，十分安全側の条件を与えることにより，こらの条件下においても期待されている安全機能をれらの条件下においても期待されている安全機能発揮できる設計とする。

を発揮できる設計とする。

使用される条件の下における健全性に

11. 健全性に係る設計(3) 環境条件等

関する説明書2.3 環境条件等【14条13】
重大事故等対処設備は，想定される重大事故等

Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備がが発生した場合における温度，放射線，荷重及びそ使用される条件の下における健全性にの他の使用条件において，その機能が有効に発揮

関する説明書できるよう，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。
【54 条 58】
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，その他の使用条件として環境
圧力，湿度による影響，屋外の天候による影響（凍結及び降水），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，外部人為事象の影
響，周辺機器等からの悪影響及び冷却材の性状（冷却材中の破損物等の異物を含む。）の影響を考慮する。
【54条59】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77

2.3 環境条件等

11. 健全性に係る設計(3) 環境条件等

基本設計方針変

更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後

様式１への反映結果

現象による荷重を考慮する。
【54 条 59】
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。
【54 条 118】
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。
【54条60】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（凍結及び降水），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）又は保管する場所に応じて，「(1)

環境圧力，環境温度及び湿度による影

響，放射線による影響，屋外の天候による影響（凍結及び降水）並びに荷重」に示すように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。
【54条61】(1) 環境圧力，環境温度及び湿度による影響，放射線(1) 環境圧力，環境温度及び湿度による影響，放射線

Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備がによる影響，屋外の天候による影響（凍結及び降水）による影響，屋外の天候による影響（凍結及び降使用される条件の下における健全性に並びに荷重水）並びに荷重関する説明書

安全施設は，通常運転時，運転時の異常な過渡変安全施設は，通常運転時，運転時の異常な過渡変化時及び設計基準事故時における環境圧力，環境温化時及び設計基準事故時における環境圧力，環境度及び湿度による影響，放射線による影響，屋外の温度及び湿度による影響，放射線による影響，屋外

天候による影響（凍結及び降水）並びに荷重を考慮の天候による影響（凍結及び降水）並びに荷重を考しても，安全機能を発揮できる設計とする。

慮しても，安全機能を発揮できる設計とする。

11. 健全性に係る設計(3) 環境条件等

2.3 環境条件等【14条14】
原子炉格納容器内の重大事故等対処設備は，想Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が定される重大事故等時における原子炉格納容器内使用される条件の下における健全性にの環境条件を考慮した設計とする。また，地震によ関する説明書る荷重を考慮して，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。
【54 条 62】
原子炉建屋原子炉棟内の重大事故等対処設備

78

2.3 環境条件等

11. 健全性に係る設計(3) 環境条件等

基本設計方針変

更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後は，想定される重大事故等時における環境条件を考慮する。
また，地震による荷重を考慮して，機能を損なわない設計とするとともに，可搬型重大事故等対処
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。
【54条63】
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，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。
【54 条 64】
屋内の重大事故等対処設備は，風（台風）及び竜巻による影響に対し，外部からの衝撃による損傷の防止が図られた施設内に設置又は保管することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
【54 条 43】
インターフェイスシステムＬＯＣＡ時，使用済
燃料プールにおける重大事故に至るおそれのある事故又は主蒸気管破断事故起因の重大事故等時に使用する設備については，これらの環境条件を考慮した設計とするか，これらの環境影響を受けない区画等に設置する。
特に，使用済燃料プール監視カメラは，使用済燃料プールに係る重大事故等時に使用するため，その環境影響を考慮して，空気を供給し冷却することで耐環境性向上を図る設計とする。
【54条113】
屋外及び常設代替高圧電源装置置場（地上階）の

79

様式１への反映結果

基本設計方針変

更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後

様式１への反映結果

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。
【54条65】
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もに，可搬型重大事故等対処設備については，地震後においても機能及び性能を保持する設計とする。
屋外の重大事故等対処設備については，風（台風）及び竜巻による風荷重の影響に対し，風荷重を考慮すること，又は位置的分散を考慮した設置若
しくは保管により，機能を損なわない設計とする。
位置的分散については，同じ機能を有する他の重大事故等対処設備（設計基準事故対処設備を兼ねている重大事故等対処設備も含む。）と 100 m 以上の離隔距離を確保した保管場所を定めて保管す
ることにより，竜巻により同じ機能を有する設備
が同時に機能喪失することの防止を図る設計とする。ただし，同じ機能を有する重大事故等対処設備がない設備については，竜巻によって 1 台が損傷したとしても必要数を満足し，機能が損なわれないよう，予備も含めて分散させるとともに，原子炉格納容器，使用済燃料プール及びこれらの設備が必要となる事象の発生を防止する設計基準事故対
処設備，重大事故等対処設備を内包する原子炉建屋等から 100 m 以上の離隔距離を確保した保管場所を定めて保管する設計とする。
運用として，竜巻が襲来して，個々の設備が損傷した場合は，発電用原子炉の停止を含めた対応を速やかにとることとし，この運用について，保安規定に定める。
屋外の重大事故等対処設備は，風（台風）及び竜巻による風荷重を考慮し浮き上がり又は横滑りによって，設計基準事故対処設備や同じ機能を有す
る他の重大事故等対処設備に衝突し，損傷させることのない設計とする。
悪影響防止のための固縛については，位置的分

80

＜下線部＞
運用に関する記載であり，保安規定にて対応

＜下線部＞
−

基本設計方針変

更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後

様式１への反映結果

散とあいまって，浮き上がり又は横滑りによって
設計基準事故対処設備や同じ機能を有する他の重大事故等対処設備に衝突し，損傷させることのな
い設計とするとともに，重大事故等発生時の初動対応時間を確保するために，固縛装置の設置箇所
数を可能な限り少なくする設計とする。固縛装置の設計は，風荷重による浮き上がり又は横滑りの荷重並びに保管場所を踏まえて固縛の要否を決定し，固縛が必要な場合は，発生する風荷重に耐える設計とする。
なお，固縛が必要とされた重大事故等対処設備のうち車両型の設備については，耐震設計に影響を与えることがないよう，固縛装置の連結材に適切な余長を持たせた設計とする。
【54条66】
積雪及び火山の影響については，必要により除雪及び降下火砕物の除去等の措置を講じる。この

＜下線部＞

＜下線部＞

運用に関する記載であり，保安規定にて対応−

運用について，保安規定に定めて，管理する。
【54 条 67】
屋外の重大事故等対処設備は，重大事故等時において，万が一，使用中に機能を喪失した場合であっても，可搬型重大事故等対処設備によるバック
アップが可能となるよう，位置的分散を考慮して
可搬型重大事故等対処設備を複数保管する設計とする。
【54 条 114】
原子炉格納容器内の安全施設及び重大事故等対処設備は，設計基準事故等及び重大事故等時に想定される圧力，温度等に対して，格納容器スプレイ
水による影響を考慮しても，その機能を発揮できる設計とする。
【54 条 115】
安全施設及び重大事故等対処設備において，主たる流路の機能を維持できるよう，主たる流路に影響を与える範囲について，主たる流路と同一又は同等の規格で設計する。
【54条68】(2) 海水を通水する系統への影響
海水を通水する系統への影響に対しては，常時海(2) 海水を通水する系統への影響

Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が海水を通水する系統への影響に対しては，常時81使用される条件の下における健全性に

11. 健全性に係る設計(3) 環境条件等

基本設計方針変

更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後

水を通水する，海に設置する又は海で使用する安全海水を通水する，海に設置する又は海で使用する施設は，耐腐食性材料を使用する。常時海水を通水

安全施設及び重大事故等対処設備は耐腐食性材料

するコンクリート構造物については，腐食を考慮しを使用する。常時海水を通水するコンクリート構た設計とする。

造物については，腐食を考慮した設計とする。

様式１への反映結果

関する説明書2.3 環境条件等【14 条 15】【54 条 69】
また，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。
【54条69】原則，淡水を通水するが，海水も通水する可能性 Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備がのある重大事故等対処設備は，可能な限り淡水を使用される条件の下における健全性に優先し，海水通水を短期間とすることで，設備への関する説明書

海水の影響を考慮する。また，海から直接取水する

11. 健全性に係る設計(3) 環境条件等

2.3 環境条件等

際の異物の流入防止を考慮した設計とする。
【54条70】(3) 電磁波による影響

Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が(3) 電磁波による影響

電磁的障害に対しては，安全施設は，通常運転時，電磁的障害に対しては，安全施設は，通常運転

運転時の異常な過渡変化時及び設計基準事故が発時，運転時の異常な過渡変化時及び設計基準事故

生した場合においても，電磁波によりその機能が損が発生した場合においても，電磁波によりその機なわれない設計とする。

能が損なわれない設計とする。

使用される条件の下における健全性に

11. 健全性に係る設計(3) 環境条件等

関する説明書2.3 環境条件等【14 条 16】
外部人為事象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。
【54条71】(4) 周辺機器等からの悪影響(4) 周辺機器等からの悪影響

Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が安全施設は，地震，火災，溢水及びその他の自然安全施設は，地震，火災，溢水及びその他の自然現象並びに外部人為事象による他設備からの悪影現象並びに人為事象による他設備からの悪影響に響により，発電用原子炉施設としての安全機能が損

より，発電用原子炉施設としての安全機能が損ななわれないよう措置を講じた設計とする。

われないよう措置を講じた設計とする。

使用される条件の下における健全性に

11. 健全性に係る設計(3) 環境条件等

関する説明書2.3 環境条件等【14条17】
重大事故等対処設備は，事故対応のために配置・ Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が配備している自主対策設備を含む周辺機器等から使用される条件の下における健全性にの悪影響により機能を損なわない設計とする。周関する説明書辺機器等からの悪影響としては，自然現象，外部人
為事象，火災及び溢水による波及的影響を考慮する。
【54 条 72】82

2.3 環境条件等

11. 健全性に係る設計(3) 環境条件等

基本設計方針変

更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後
このうち，地震以外の自然現象及び外部人為事
象による波及的影響に起因する周辺機器等からの悪影響により，それぞれ重大事故等に対処するための必要な機能を損なうおそれがないように，常設重大事故等対処設備は，設計基準事故対処設備と位置的分散を図り設置する。また，可搬型重大事
故等対処設備は，設計基準事故対処設備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るとともに，その機能に応じて，全てを一つの保管場所に保管することなく，複数の保管場所に分散配置する。
重大事故等対処設備及び資機材等は，竜巻による風荷重が作用する場合においても，重大事故等に対処するための必要な機能に悪影響を及ぼさないように，浮き上がり又は横滑りにより飛散しな
い設計とするか，当該保管エリア以外の重大事故等対処設備に衝突し，損傷させない位置に保管す
る設計とする。位置的分散については「5.1.2 多様性，位置的分散等」に示す。
【54条73】
溢水に対しては，重大事故等対処設備は，想定される溢水により機能を損なわないように，重大事故等対処設備の設置区画の止水対策等を実施する。
【54 条 74】
可搬型重大事故等対処設備は，地震の波及的影響により，重大事故等に対処するための必要な機能を損なわないように，設計基準事故対処設備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，その機能に応じて，すべてを一つの保管場所に保管することなく，複数の保管場所に分散配置する。また，屋内の可搬型重大事故等対処
設備は，油内包機器による地震随伴火災の影響
や，水又は蒸気内包機器による地震随伴溢水の影
響によりその機能を喪失しない場所に保管するとともに，屋外の可搬型重大事故等対処設備は，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

83

様式１への反映結果

基本設計方針変

更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後

様式１への反映結果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。
【54 条 116】
地震による影響に対しては，重大事故等対処設
備は，地震により他の設備に悪影響を及ぼさない設計とし，また，地震により火災源又は溢水源とならない設計とする。常設重大事故等対処設備については耐震設計を行い，可搬型重大事故等対処設
備については，横滑りを含めて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ことにより，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
地震起因以外の火災による影響に対しては，重大事故等対処設備は，火災発生防止，感知・消火による火災防護対策を行うことで，また，地震起因以外の溢水による影響に対しては，想定する重大事
故等対処設備の破損等により生じる溢水に対する防護対策を行うことで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
【54 条 75】
地震による荷重を含む耐震設計については，「2.1 地震による損傷の防止」に，津波（敷地に遡上する津波を含む。）による荷重を含む耐津波設計については，「2.2 津波による損傷の防止」に，火災防護については，「3.1

火災による損傷の防止」に基づく設計とし，それらの事象による波及的影響により重大事故等に対処するために必要な機能を損なわない設計とする。
【54条123】(5) 設置場所における放射線(5) 設置場所における放射線

Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が安全施設の設置場所は，通常運転時，運転時の異安全施設の設置場所は，通常運転時，運転時の異常な過渡変化時及び設計基準事故が発生した場合

常な過渡変化時及び設計基準事故が発生した場合においても操作及び復旧作業に支障がないように，においても操作及び復旧作業に支障がないよう遮蔽の設置や線源からの離隔により放射線量が高に，遮蔽の設置や線源からの離隔により放射線量くなるおそれの少ない場所を選定した上で，設置場が高くなるおそれの少ない場所を選定した上で，所から操作可能，放射線の影響を受けない異なる区

設置場所から操作可能，放射線の影響を受けない画若しくは離れた場所から遠隔で操作可能，又は中異なる区画若しくは離れた場所から遠隔で操作可

央制御室遮蔽区域内である中央制御室から操作可

能，又は中央制御室遮蔽区域内である中央制御室

能な設計とする。

から操作可能な設計とする。
【14条18】84使用される条件の下における健全性に関する説明書2.3 環境条件等

11. 健全性に係る設計(3) 環境条件等

基本設計方針変

更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後
重大事故等対処設備は，想定される重大事故等

Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備がが発生した場合においても操作及び復旧作業に支使用される条件の下における健全性に障がないように，放射線量の高くなるおそれの少関する説明書ない設置場所の選定，当該設備の設置場所への遮様式１への反映結果
11. 健全性に係る設計(3) 環境条件等

2.3 環境条件等

蔽の設置等により当該設備の設置場所で操作可能な設計，放射線の影響を受けない異なる区画若し
くは離れた場所から遠隔で操作可能な設計，又は中央制御室遮蔽区域内である中央制御室から操作可能な設計とする。
【54 条 76】
可搬型重大事故等対処設備は，想定される重大事故等が発生した場合においても設置及び常設設備との接続に支障がないように，放射線量の高くなるおそれの少ない設置場所の選定，当該設備の設置場所への遮蔽の設置等により，当該設備の設置及び常設設備との接続が可能な設計とする。
【54条77】(6) 冷却材の性状

Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が(6) 冷却材の性状

冷却材を内包する安全施設は，水質管理基準を定

冷却材を内包する安全施設は，水質管理基準をめて水質を管理することにより異物の発生を防止定めて水質を管理することにより異物の発生を防する設計とする。

止する設計とする。

使用される条件の下における健全性に関する説明書2.3 環境条件等(3) 環境条件等
18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.5 各機器固有の設計(1) 設備共通の設計

安全施設は，系統外部から異物が流入する可能性

安全施設及び重大事故等対処設備は，系統外部のある系統に対しては，ストレーナ等を設置するこから異物が流入する可能性のある系統に対してⅤ-1-4-3 非常用炉心冷却設備その他原子炉注とにより，その機能を有効に発揮できる設計とすは，ストレーナ等を設置することにより，その機能

水設備のポンプの有効吸込水頭に関する。

を有効に発揮できる設計とする。

る説明書【14 条 19】【54 条 106】

11. 健全性に係る設計

2.

基本方針

c.

非常用炉心冷却設備のポンプの有効吸込水頭に係る設計

Ⅴ-1-10-8「原子炉格納施設」の様式−1
2.

原子炉格納施設の兼用する設計

Ⅴ-1-8-4 圧力低減設備その他の安全設備のポ

2.6 各機器固有の設計

ンプの有効吸込み水頭に関する説明書(1) 設備共通の設計

2.

基本方針

c.

圧力低減設備のポンプの有効吸込水頭に係る設計

5.1.6 操作性及び試験・検査性5.1.6 操作性及び試験・検査性

Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が(1) 操作性の確保使用される条件の下における健全性に重大事故等対処設備は，手順書の整備，訓練・教育により，想定される重大事故等が発生した場合

11. 健全性に係る設計(4) 操作性及び試験・検査性関する説明書2.4 操作性及び試験・検査牲

においても，確実に操作でき，設置変更許可申請書「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」

85

＜下線部＞
運用に関する記載であり，保安規定にて対応

＜下線部＞
−

基本設計方針変

更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後
ハで考慮した要員数と想定時間内で，アクセスル
ートの確保を含め重大事故等に対処できる設計とする。これらの運用に係る体制，管理等について
は，保安規定に定めて管理する。
【54 条 78】
重大事故等対処設備は，想定される重大事故等が発生した場合においても操作を確実なものとするため，重大事故等時の環境条件を考慮し，操作が可能な設計とする。
【54条79】
重大事故等対処設備は，操作する全ての設備に対し，十分な操作空間を確保するとともに，確実な操作ができるよう，必要に応じて操作足場を設置する。また，防護具，可搬型照明等は重大事故等時に迅速に使用できる場所に配備する。
【54条80】
現場操作において工具を必要とする場合は，一般的に用いられる工具又は専用の工具を用いて，確実に作業ができる設計とする。工具は，作業場所の近傍又はアクセスルートの近傍に保管できる設計とする。可搬型重大事故等対処設備は運搬，設置が確実に行えるように，人力又は車両等による運搬，移動ができるとともに，必要により設置場所にてアウトリガの張り出し又は輪留めによる固定等が可能な設計とする。
【54 条 81】
現場の操作スイッチは運転員等の操作性を考慮した設計とする。また，電源操作が必要な設備は，感電防止のため露出した充電部への近接防止を考慮した設計とする。
【54条82】
現場において人力で操作を行う弁は，手動操作が可能な設計とする。
【54 条 83】
現場での接続操作は，ボルト・ネジ接続，フラン
ジ接続又はより簡便な接続方式等，接続方式を統一することにより，確実に接続が可能な設計とする。
【54 条 83】86

様式１への反映結果

基本設計方針変

更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後
また，重大事故等に対処するために迅速な操作を必要とする機器は，必要な時間内に操作できるように中央制御室での操作が可能な設計とする。
制御盤の操作器は運転員の操作性を考慮した設計とする。
【54条83】
想定される重大事故等において操作する重大事
故等対処設備のうち動的機器については，その作動状態の確認が可能な設計とする。
【54 条 84】
重大事故等対処設備のうち，本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設備は，通常時に使用する系統から速やかに切替操作が可能なように，系統に必要な弁等を設ける設計とする。
【54条85】可搬型重大事故等対処設備を常設設備と接続す
るものについては，容易かつ確実に接続できるよ
うに，ケーブルはボルト・ネジ接続又はより簡便な接続方式等を用い，配管は配管径や内部流体の圧力によって，大口径配管又は高圧環境においてはフランジを用い，小口径配管かつ低圧環境においてはより簡便な接続方式等を用いる設計とする。
窒素ボンベ，空気ボンベ，タンクローリ等について
は，各々専用の接続方式を用いる。
また，同一ポンプを接続する配管は口径を統一することにより，複数の系統での接続方式の統一も考慮する。
【54条86】
想定される重大事故等が発生した場合において，可搬型重大事故等対処設備が移動・運搬できるため，また，他の設備の被害状況を把握するため，発電所内の道路及び通路が確保できるよう，以下の設計とする。
【54 条 87】
屋外及び屋内において，アクセスルートは，自然現象，外部人為事象，溢水及び火災を想定しても，運搬，移動に支障をきたすことのないよう，迂回路も考慮して複数のアクセスルートを確保する設計

87

様式１への反映結果

基本設計方針変

更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後
とする。
【54 条 88】
なお，想定される重大事故等の収束に必要となる屋外アクセスルートは，基準津波の影響を受けない防潮堤内に，基準地震動Ｓｓ及び敷地に遡上する津波の影響を受けないルートを少なくとも 1 つ確保する設計とする。
【54条89】
屋外及び屋内アクセスルートに影響を与えるおそれがある自然現象として，地震，津波（敷地に遡上する津波を含む。），風（台風），竜巻，凍結，降水，積雪，落雷，火山の影響，生物学的事象，森林火災及び高潮を選定する。
【54 条 90】
屋外及び屋内アクセスルートに対する外部人為
事象については，屋外アクセスルートに影響を与えるおそれがある事象として選定する飛来物（航空機落下），爆発，近隣工場等の火災，危険物を搭載した車両，有毒ガス，船舶の衝突，電磁的障害及び故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムに対して，迂回路も考慮した複数のアクセスル
ートを確保する設計とする。
電磁的障害に対しては，道路面が直接影響を受けることはないことからアクセスルートへの影響はない。
【54条91】
屋外アクセスルートに対する地震による影響（周辺構造物等の損壊，周辺斜面の崩壊及び道路
面のすべり），その他自然現象（風（台風）及び竜巻による飛来物，積雪並びに火山の影響）による影響を想定し，複数のアクセスルートの中から状況を確認し，早期に復旧可能なアクセスルートを確保するため，障害物を除去可能なホイールローダ
を 2 台（予備 3 台）保管，使用する。
なお，東海発電所の排気筒の短尺化及びサービ
ス建屋減築等によりアクセスルートへの影響を防止する設計とする。
【54 条 92】
また，地震による屋外タンクからの溢水及び降88

様式１への反映結果

基本設計方針変

更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後水に対しては，道路上への自然流下も考慮した上で，通行への影響を受けない箇所にアクセスルー
トを確保する設計とする。
【54 条 93】
津波の影響については，敷地に遡上する津波による遡上高さに対して十分余裕を見た高さに高所のアクセスルートを確保する設計とする。
【54条94】また，高潮に対しては，通行への影響を受けない
敷地高さにアクセスルートを確保する設計とする。
【54 条 95】
屋外アクセスルートは，自然現象のうち凍結，森林火災，外部人為事象のうち飛来物（航空機落下），
爆発，近隣工場等の火災，危険物を搭載した車両，
有毒ガス及び船舶の衝突に対しては，迂回路も考慮した複数のアクセスルートを確保する設計とする。
【54 条 96】
落雷に対しては，道路面が直接影響を受けることはないため，さらに生物学的事象に対しては，容易に排除可能なため，アクセスルートへの影響はない。
【54 条 97】
屋外アクセスルートは，地震の影響による周辺
斜面の崩壊及び道路面のすべりで崩壊土砂が広範囲に到達することを想定した上で，ホイールロー
ダによる崩壊箇所の復旧又は迂回路の通行を行うことで，通行性を確保できる設計とする。
また，不等沈下等に伴う段差の発生が想定される箇所においては，段差緩和対策等を行う設計とする。
【54条98】
屋外アクセスルートは，自然現象のうち凍結及び積雪に対して，道路については融雪剤を配備し，車両についてはタイヤチェーン等を装着すること
により通行性を確保できる設計とする。
【54 条 120】
屋内アクセスルートは，自然現象として選定す89

様式１への反映結果

基本設計方針変

更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後

様式１への反映結果る津波（敷地に遡上する津波を含む。），風（台風），
竜巻，凍結，降水，積雪，落雷，火山の影響，生物学的事象，森林火災及び高潮による影響に対して，
外部からの衝撃による損傷の防止が図られた建屋内に確保する設計とする。
【54 条 99】
屋内アクセスルートは，外部人為事象として選定する飛来物（航空機落下），爆発，近隣工場等の火災，危険物を搭載した車両，有毒ガス及び船舶の衝突に対して，外部からの衝撃による損傷の防止が図られた建屋内に確保する設計とする。
【54 条 100】
屋内アクセスルートの設定に当たっては，油内包機器による地震随伴火災の影響や，水又は蒸気内包機器による地震随伴溢水の影響を考慮するとともに，迂回路を含む複数のルート選定が可能な配置設計とする。
【54条121】(2) 試験・検査性(2) 試験・検査性

Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が設計基準対象施設は，その健全性及び能力を確認

設計基準対象施設は，健全性及び能力を確認すするために，発電用原子炉の運転中又は停止中に必るため，発電用原子炉の運転中又は停止中に必要要な箇所の保守点検（試験及び検査を含む。）が可な箇所の保守点検（試験及び検査を含む。）が可能な構造とし，そのために必要な配置，空間等を備能な構造とし，そのために必要な配置，空間等をえた設計とする。

備えた設計とする。
【15 条 2】
重大事故等対処設備は，健全性及び能力を確認するため，発電用原子炉の運転中又は停止中に必要な箇所の保守点検，試験又は検査を実施できる
よう，機能・性能の確認，漏えいの有無の確認，
分解点検等ができる構造とし，そのために必要な配置，空間等を備えた設計とする。また，接近性を考慮して必要な空間等を備え，構造上接近又は検査が困難である箇所を極力少なくする。
【54 条 101】

試験及び検査は，使用前検査，施設定期検査，定試験及び検査は，使用前検査，施設定期検査，定期安全管理検査及び溶接安全管理検査の法定検査

期安全管理検査及び溶接安全管理検査の法定検査に加え，保全プログラムに基づく点検が実施できるに加え，保全プログラムに基づく点検が実施でき設計とする。

る設計とする。
【15条3】【54条102】90

使用される条件の下における健全性に関する説明書2.4 操作性及び試験・検査牲

11. 健全性に係る設計(4) 操作性及び試験・検査性

基本設計方針変

更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後

様式１への反映結果

重大事故等対処設備は，原則系統試験及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。系統試験については，テストラインなどの設備を設置又は必要に応じて準備することで試験可能な設計とする。また，悪影響防止の観点から他と区分する必要があるもの又は単体で機能・性能を確認するもの
は，他の系統と独立して機能・性能確認が可能な設計とする。
【54 条 117】
発電用原子炉の運転中に待機状態にある重大事
故等対処設備は，発電用原子炉の運転に大きな影響を及ぼす場合を除き，運転中に定期的な試験又は検査が実施可能な設計とする。また，多様性又は多重性を備えた系統及び機器にあっては，各々が独立して試験又は検査ができる設計とする。
【54条103】
代替電源設備は，電気系統の重要な部分として，適切な定期試験及び検査が可能な設計とする。
【54 条 104】
構造・強度の確認又は内部構成部品の確認が必
要な設備は，原則として分解・開放（非破壊検査を含む。）が可能な設計とし，機能・性能確認，各部の経年劣化対策及び日常点検を考慮することにより，分解・開放が不要なものについては外観の確認が可能な設計とする。
【54 条 105】
5.2 材料及び構造等

5.2 材料及び構造等

Ⅴ-3 強度に関する説明書

12. 材料及び構造に係る設計

設計基準対象施設（圧縮機，所内ボイラ，蒸気タービ

設計基準対象施設（圧縮機，所内ボイラ，蒸気タービ

ン（発電用のものに限る。
），発電機，変圧器及び遮断器

ン（発電用のものに限る。
），発電機，変圧器及び遮断器

Ⅴ-3-1-2 クラス１機器の強度計算の基本方針(1) クラス 1 機器の強度評価を除く。）に属する容器，管，ポンプ若しくは弁若しくを除く。）並びに重大事故等対処設備に属する容器，管， Ⅴ-3-1-3 クラス２機器の強度計算の基本方針(2) クラス２機器の強度評価

はこれらの支持構造物又は炉心支持構造物の材料及びポンプ若しくは弁若しくはこれらの支持構造物又は炉

Ⅴ-3-1-4 クラス３機器の強度計算の基本方針(3) クラス３機器の強度評価

構造は，施設時において，各機器等のクラス区分に応じ

心支持構造物の材料及び構造は，施設時において，各機

Ⅴ-3-1-5 クラス４機器の強度計算の基本方針(4) クラス４機器の強度評価て以下のとおりとし，その際，日本機械学会「発電用原器等のクラス区分に応じて以下のとおりとし，その際， Ⅴ-3-1-6 重大事故等クラス２機器及び重大事(5) 原子炉格納容器の強度評価

子力設備規格 設計・建設規格」（ＪＳＭＥ 設計・建設

日本機械学会「発電用原子力設備規格 設計・建設規格」

故等クラス２機器支持構造物の強度計(6)規格）等に従い設計する。

（ＪＳＭＥ 設計・建設規格）等に従い設計する。

算の基本方針【17条1】【55条1】

12.1 クラス機器及び支持構造物の強度評価

Ⅴ-3-1-7 重大事故等クラス３機器の強度評価

ただし，重大事故等クラス２機器及び重大事故等ク

の基本方針

ラス２支持構造物の材料及び構造であって，以下によらない場合は，当該機器及び支持構造物が，その設計上

91

Ⅴ-3-2-2 クラス１管の強度計算方法

重大事故等クラス２機器及び重大事故等
クラス２支持構造物の強度評価(7) 重大事故等クラス３機器の強度評価

基本設計方針変

更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後要求される強度を確保できるようＪＳＭＥ 設計・建設

Ⅴ-3-2-3 クラス１弁の強度計算方法

規格を参考に同等以上の性能を有することを確認す

Ⅴ-3-2-4 クラス２管の強度計算方法

る。

Ⅴ-3-2-5 クラス２弁の強度計算方法【55条2】

Ⅴ-3-2-6 クラス３容器の強度計算方法

また，重大事故等クラス３機器であって，完成品は， Ⅴ-3-2-7 クラス３管の強度計算方法
以下によらず，消防法に基づく技術上の規格等一般産

Ⅴ-3-2-8 クラス４管の強度計算方法

業品の規格及び基準に適合していることを確認し，使Ⅴ-3-2-9 重大事故等クラス２容器の強度計算用環境及び使用条件に対して，要求される強度を確保できる設計とする。

Ⅴ-3-2-10 重大事故等クラス２ポンプの強度計【55 条 3】

算方法

重大事故等クラス２容器及び重大事故等クラス２管のうち主要な耐圧部の溶接部の耐圧試験は，母材と同等の方法，同じ試験圧力にて実施する。

「主要設備リスト」による。

Ⅴ-3-2-11 重大事故等クラス２管の強度計算方法
Ⅴ-3-2-12 重大事故等クラス２弁の強度計算方【55 条 4】
なお，各機器等のクラス区分の適用については，別紙

方法

法

なお，各機器等のクラス区分の適用については，別紙「主要設備リスト」による。

Ⅴ-3-2-13 重大事故等クラス２支持構造物（容器）の強度計算方法【17 条 2】【55 条 5】Ⅴ-3-2-14 重大事故等クラス２支持構造物（ポンプ）の強度計算方法

5.2.1 材料について(1) 機械的強度及び化学的成分a.

クラス１機器，クラス１支持構造物及び炉心支5.2.1 材料について

Ⅴ-3-2-15 重大事故等クラス３機器の強度評価(1) 機械的強度及び化学的成分a.

方法

クラス１機器，クラス１支持構造物及び炉心持構造物は，その使用される圧力，温度，水質，

支持構造物は，その使用される圧力，温度，水

放射線，荷重その他の使用条件に対して適切な質，放射線，荷重その他の使用条件に対して適 Ⅴ-3-3-2 原子炉圧力容器付属構造物の強度計

機械的強度及び化学的成分（使用中の応力その切な機械的強度及び化学的成分（使用中の応他の使用条件に対する適切な耐食性を含む。）

力その他の使用条件に対する適切な耐食性をを有する材料を使用する。

含む。
）を有する材料を使用する。

クラス２機器，クラス２支持構造物，クラス３

Ⅴ-3-3-3 原子炉圧力容器内部構造物の強度計
Ⅴ-3-4-1 燃料取扱設備及び使用済燃料貯蔵設

b. クラス２機器，クラス２支持構造物，クラス３備の強度計算書

機器及びクラス４管は，その使用される圧力，機器，クラス４管，重大事故等クラス２機器及 Ⅴ-3-4-2 使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備の強温度，荷重その他の使用条件に対して適切な機び重大事故等クラス２支持構造物は，その使

械的強度及び化学的成分を有する材料を使用用される圧力，温度，荷重その他の使用条件に Ⅴ-3-5-1 原子炉冷却材再循環設備の強度計算する。

対して適切な機械的強度及び化学的成分を有する材料を使用する。

書
書

原子炉格納容器又は原子炉格納容器支持構造

Ⅴ-3-5-3 残留熱除去設備の強度計算書

物は，その使用される圧力，温度，湿度，荷重

物は，その使用される圧力，温度，湿度，荷重

Ⅴ-3-5-4 非常用炉心冷却設備その他原子炉注その他の使用条件に対して適切な機械的強度

その他の使用条件に対して適切な機械的強度

及び化学的成分を有する材料を使用する。

及び化学的成分を有する材料を使用する。

原子炉格納容器又は原子炉格納容器支持構造

c.

度計算書

Ⅴ-3-5-2 原子炉冷却材の循環設備の強度計算【17 条 4】【55 条 6】c.

算書
算書

【17条3】b.

Ⅴ-3-3-1 原子炉圧力容器の強度計算書【17条5】

水設備の強度計算書
Ⅴ-3-5-5 原子炉冷却材補給設備の強度計算書
Ⅴ-3-5-6 原子炉補機冷却設備の強度計算書

92

様式１への反映結果

基本設計方針変d.

更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後
高圧炉心スプレイ系ストレーナ，低圧炉心ス

Ⅴ-3-6-1 制御棒駆動水圧設備の強度計算書

レイ系ストレーナ及び残留熱除去系ストレー

プレイ系ストレーナ及び残留熱除去系ストレⅤ-3-6-2 ほう酸水注入設備の強度計算書

ナは，その使用される圧力，温度，荷重その他

ーナは，その使用される圧力，温度，荷重そのⅤ-3-6-3 制御用空気設備の強度計算書の使用条件に対して適切な機械的強度及び化他の使用条件に対して適切な機械的強度及びⅤ-3-7-1 気体，液体又は固体廃棄物処理設備

学的成分を有する材料を使用する。

化学的成分を有する材料を使用する。

高圧炉心スプレイ系ストレーナ，低圧炉心スプd.

の強度計算書Ⅴ-3-8-1 換気設備の強度計算書【17 条 6】e.

様式１への反映結果

重大事故等クラス３機器は，その使用される
圧力，温度，荷重その他の使用条件に対して日本工業規格等に適合した適切な機械的強度及び化学的成分を有する材料を使用する。

Ⅴ-3-9-2 圧力低減設備その他の安全設備の強度計算書
Ⅴ-3-10-1 非常用電源設備の強度に関する説明書
Ⅴ-3-10-2 補機駆動用燃料設備の強度に関する【55条7】

説明書(2) 破壊じん性a.

(2) 破壊じん性

V-1-2-2 原子炉圧力容器の脆性破壊防止に関す

クラス１容器は，当該容器が使用される圧力，

a. クラス１容器は，当該容器が使用される圧力，

温度，放射線，荷重その他の使用条件に対して

温度，放射線，荷重その他の使用条件に対して適切な破壊じん性を有する材料を使用する。ま適切な破壊じん性を有する材料を使用する。

た，破壊じん性は，寸法，材質又は破壊じん性

また，破壊じん性は，寸法，材質又は破壊じん試験により確認する。

性試験により確認する。

る説明書

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.5 各機器固有の設計(2) その他各設備固有の設計
a.

原子炉冷却材の循環設備(d)

原子炉圧力容器の脆性破壊防止に係る設計【17条7】
原子炉圧力容器については，原子炉圧力容 ＜下線部＞

原子炉圧力容器については，原子炉圧力容器の脆性破壊を防止するため，中性子照射脆化の器の脆性破壊を防止するため，中性子照射脆影響を考慮した最低試験温度を確認し，適切な化の影響を考慮した最低試験温度を確認し，破壊じん性を維持できるよう，原子炉冷却材温適切な破壊じん性を維持できるよう，原子炉度及び圧力の制限範囲を設定することを保安

冷却材温度及び圧力の制限範囲を設定するこ規定に定めて管理する。

とを保安規定に定めて管理する。

＜下線部＞

運用に関する記載であり，保安規定にて対応−【14条21】b.

クラス１機器（クラス１容器を除く。），クラス

b. クラス１機器（クラス１容器を除く。），クラス

１支持構造物（クラス１管及びクラス１弁を支１支持構造物（クラス１管及びクラス１弁を持するものを除く。
），クラス２機器，クラス３

支持するものを除く。），クラス２機器，クラス

Ⅴ-3-1-2 クラス１機器の強度計算の基本方針(1) クラス 1 機器の強度評価

機器（工学的安全施設に属するものに限る。），

３機器（工学的安全施設に属するものに限 Ⅴ-3-1-3 クラス２機器の強度計算の基本方針(2) クラス２機器の強度評価

原子炉格納容器，原子炉格納容器支持構造物及る。），原子炉格納容器，原子炉格納容器支持構 Ⅴ-3-1-4 クラス３機器の強度計算の基本方針(3) クラス３機器の強度評価

び炉心支持構造物は，その最低使用温度に対し造物，炉心支持構造物及び重大事故等クラス

Ⅴ-3-1-5 クラス４機器の強度計算の基本方針(4) クラス４機器の強度評価て適切な破壊じん性を有する材料を使用する。

２機器は，その最低使用温度に対して適切な

Ⅴ-3-1-6 重大事故等クラス２機器及び重大事(5) 原子炉格納容器の強度評価

また，破壊じん性は，寸法，材質又は破壊じん

破壊じん性を有する材料を使用する。また，破故等クラス２機器支持構造物の強度計性試験により確認する。

壊じん性は，寸法，材質又は破壊じん性試験に算の基本方針Ⅴ-3 強度に関する説明書

12. 材料及び構造に係る設計
12.1 クラス機器及び支持構造物の強度評価より確認する。

(6)

重大事故等クラス２機器及び重大事故等
クラス２支持構造物の強度評価(7) 重大事故等クラス３機器の強度評価【17 条 9】【55 条 8】Ⅴ-3-2-2 クラス１管の強度計算方法

重大事故等クラス２機器のうち，原子炉圧 Ⅴ-3-2-3 クラス１弁の強度計算方法
力容器については，重大事故等時における温93

Ⅴ-3-2-4 クラス２管の強度計算方法

基本設計方針変

更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後度，放射線，荷重その他の使用条件に対して損 Ⅴ-3-2-5 クラス２弁の強度計算方法
Ⅴ-3-2-6 クラス３容器の強度計算方法

傷するおそれがない設計とする。

Ⅴ-3-2-7 クラス３管の強度計算方法【55条9】c.

高圧炉心スプレイ系ストレーナ，低圧炉心ス

Ⅴ-3-2-8 クラス４管の強度計算方法

レイ系ストレーナ及び残留熱除去系ストレー

プレイ系ストレーナ及び残留熱除去系ストレⅤ-3-2-9 重大事故等クラス２容器の強度計算

ナは，その最低使用温度に対して適切な破壊じーナは，その最低使用温度に対して適切な破ん性を有する材料を使用する。また，破壊じん

壊じん性を有する材料を使用する。また，破壊 Ⅴ-3-2-10 重大事故等クラス２ポンプの強度計

性は，寸法，材質又は破壊じん性試験により確

じん性は，寸法，材質又は破壊じん性試験によ認する。

り確認する。

高圧炉心スプレイ系ストレーナ，低圧炉心スプc.

算方法
Ⅴ-3-2-11 重大事故等クラス２管の強度計算方法【17条10】(3) 非破壊試験

方法

Ⅴ-3-2-12 重大事故等クラス２弁の強度計算方(3) 非破壊試験

法

クラス１機器，クラス１支持構造物（棒及びボルクラス１機器，クラス１支持構造物（棒及びボルトに限る。
），クラス２機器（鋳造品に限る。）及びトに限る。），クラス２機器（鋳造品に限る。），炉心

炉心支持構造物に使用する材料は，非破壊試験によ

支持構造物及び重大事故等クラス２機器（鋳造品

Ⅴ-3-3-1 原子炉圧力容器の強度計算書

り有害な欠陥がないことを確認する。

に限る。
）に使用する材料は，非破壊試験により有Ⅴ-3-3-2 原子炉圧力容器付属構造物の強度計
算書

害な欠陥がないことを確認する。

Ⅴ-3-3-3 原子炉圧力容器内部構造物の強度計【17 条 11】【55 条 10】

算書
Ⅴ-3-4-1 燃料取扱設備及び使用済燃料貯蔵設
備の強度計算書
Ⅴ-3-4-2 使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備の強度計算書
Ⅴ-3-5-1 原子炉冷却材再循環設備の強度計算書
Ⅴ-3-5-2 原子炉冷却材の循環設備の強度計算書
Ⅴ-3-5-3 残留熱除去設備の強度計算書
Ⅴ-3-5-4 非常用炉心冷却設備その他原子炉注
水設備の強度計算書
Ⅴ-3-5-5 原子炉冷却材補給設備の強度計算書
Ⅴ-3-5-6 原子炉補機冷却設備の強度計算書
Ⅴ-3-6-1 制御棒駆動水圧設備の強度計算書
Ⅴ-3-6-2 ほう酸水注入設備の強度計算書
Ⅴ-3-6-3 制御用空気設備の強度計算書
Ⅴ-3-7-1 気体，液体又は固体廃棄物処理設備の強度計算書Ⅴ-3-8-1 換気設備の強度計算書
Ⅴ-3-9-2 圧力低減設備その他の安全設備の強
度計算書

94

様式１への反映結果

基本設計方針変

更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後

様式１への反映結果

Ⅴ-3-10-1 非常用電源設備の強度に関する説明書
Ⅴ-3-10-2 補機駆動用燃料設備の強度に関する説明書
5.2.2 構造及び強度について(1) 延性破断の防止
a.

クラス１機器，クラス２機器，クラス３機器，

5.2.2 構造及び強度について

Ⅴ-3 強度に関する説明書(1) 延性破断の防止

12.1 クラス機器及び支持構造物の強度評価

a. クラス１機器，クラス２機器，クラス３機器， Ⅴ-3-1-2 クラス１機器の強度計算の基本方針
原子炉格納容器，炉心支持構造物，重大事故等

Ⅴ-3-1-3 クラス２機器の強度計算の基本方針(2) クラス２機器の強度評価

用圧力，最高使用温度及び機械的荷重が負荷さクラス２機器及び重大事故等クラス３機器 Ⅴ-3-1-4 クラス３機器の強度計算の基本方針(3) クラス３機器の強度評価れている状態（以下「設計上定める条件」といは，最高使用圧力，最高使用温度及び機械的荷 Ⅴ-3-1-5 クラス４機器の強度計算の基本方針(4) クラス４機器の強度評価う。
）において，全体的な変形を弾性域に抑え重が負荷されている状態（以下「設計上定める

Ⅴ-3-1-6 重大事故等クラス２機器及び重大事(5) 原子炉格納容器の強度評価

る設計とする。

条件」という。
）において，全体的な変形を弾

故等クラス２機器支持構造物の強度計性域に抑える設計とする。

算の基本方針クラス１支持構造物及び原子炉格納容器支持b.

Ⅴ-3-1-7 重大事故等クラス３機器の強度評価

クラス１支持構造物及び原子炉格納容器支持構造物は，運転状態Ⅰ及び運転状態Ⅱにおいて，全体的な変形を弾性域に抑える設計とすて，全体的な変形を弾性域に抑える設計とす

Ⅴ-3-2-2 クラス１管の強度計算方法

る。

る。

Ⅴ-3-2-3 クラス１弁の強度計算方法

クラス１支持構造物であって，クラス１容器にc.

Ⅴ-3-2-4 クラス２管の強度計算方法
クラス１支持構造物であって，クラス１容器に溶接により取り付けられ，その損壊により， Ⅴ-3-2-6 クラス３容器の強度計算方法

ラス１容器の損壊を生じさせるおそれがある

クラス１容器の損壊を生じさせるおそれがあ

Ⅴ-3-2-7 クラス３管の強度計算方法

ものは，b. にかかわらず，設計上定める条件

るものは，b. にかかわらず，設計上定める条

Ⅴ-3-2-8 クラス４管の強度計算方法

において，全体的な変形を弾性域に抑える設計件において，全体的な変形を弾性域に抑える

Ⅴ-3-2-9 重大事故等クラス２容器の強度計算とする。

設計とする。

方法

クラス１容器（オメガシールその他のシールをd.

Ⅴ-3-2-10 重大事故等クラス２ポンプの強度計
クラス１容器（オメガシールその他のシール除く。
），クラス１管，クラス１弁，クラス１支を除く。），クラス１管，クラス１弁，クラス１

持構造物，原子炉格納容器（著しい応力が生ず

支持構造物，原子炉格納容器（著しい応力が生る部分及び特殊な形状の部分に限る。），原子炉

ずる部分及び特殊な形状の部分に限る。），原

格納容器支持構造物及び炉心支持構造物にあ子炉格納容器支持構造物及び炉心支持構造物っては，運転状態Ⅲにおいて，全体的な塑性変にあっては，運転状態Ⅲにおいて，全体的な塑形が生じない設計とする。また，応力が集中す性変形が生じない設計とする。また，応力が集る構造上の不連続部については，補強等により中する構造上の不連続部については，補強等

局部的な塑性変形に止まるよう設計する。

により局部的な塑性変形に止まるよう設計する。

クラス１容器（オメガシールその他のシールを除く。
），クラス１管，クラス１支持構造物，原e.

算方法
Ⅴ-3-2-11 重大事故等クラス２管の強度計算方法
Ⅴ-3-2-12 重大事故等クラス２弁の強度計算方法
Ⅴ-3-2-13 重大事故等クラス２支持構造物（容器）の強度計算方法
Ⅴ-3-2-14 重大事故等クラス２支持構造物（ポンプ）の強度計算方法
Ⅴ-3-2-15 重大事故等クラス３機器の強度評価【17条15】e.

Ⅴ-3-2-5 クラス２弁の強度計算方法

溶接により取り付けられ，その損壊により，ク【17 条 14】
d.

の基本方針

構造物は，運転状態Ⅰ及び運転状態Ⅱにおい【17条13】c.

(1) クラス 1 機器の強度評価

原子炉格納容器及び炉心支持構造物は，最高使【17 条 12】【55 条 11】b.

12. 材料及び構造に係る設計方法
クラス１容器（オメガシールその他のシールを除く。），クラス１管，クラス１支持構造物， Ⅴ-3-3-1 原子炉圧力容器の強度計算書

95

(6)

重大事故等クラス２機器及び重大事故等
クラス２支持構造物の強度評価(7) 重大事故等クラス３機器の強度評価

基本設計方針変

更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後

子炉格納容器（著しい応力が生ずる部分及び特原子炉格納容器（著しい応力が生ずる部分及殊な形状の部分に限る。
），原子炉格納容器支持

び特殊な形状の部分に限る。），原子炉格納容構造物及び炉心支持構造物は，運転状態Ⅳにお器支持構造物及び炉心支持構造物は，運転状

いて，延性破断に至る塑性変形が生じない設計

態Ⅳにおいて，延性破断に至る塑性変形が生とする。

じない設計とする。

クラス４管は，設計上定める条件において，延f. クラス４管は，設計上定める条件において，延性破断に至る塑性変形を生じない設計とする。

性破断に至る塑性変形を生じない設計とす

Ⅴ-3-4-2 使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備の強度計算書
書

クラス１容器（ボルトその他の固定用金具，オg. クラス１容器（ボルトその他の固定用金具，オメガシールその他のシールを除く。），クラス１

メガシールその他のシールを除く。），クラス

支持構造物（クラス１容器に溶接により取り付

１支持構造物（クラス１容器に溶接により取Ⅴ-3-5-3 残留熱除去設備の強度計算書

けられ，その損壊により，クラス１容器の損壊り付けられ，その損壊により，クラス１容器のⅤ-3-5-4 非常用炉心冷却設備その他原子炉注を生じさせるおそれがあるものに限る。）及び損壊を生じさせるおそれがあるものに限る。）

原子炉格納容器（著しい応力が生ずる部分及び及び原子炉格納容器（著しい応力が生ずる部

特殊な形状の部分に限る。
）は，試験状態にお分及び特殊な形状の部分に限る。
）は，試験状 Ⅴ-3-5-6 原子炉補機冷却設備の強度計算書

いて，全体的な塑性変形が生じない設計とす

態において，全体的な塑性変形が生じない設る。また，応力が集中する構造上の不連続部に計とする。また，応力が集中する構造上の不連 Ⅴ-3-6-2 ほう酸水注入設備の強度計算書

ついては，補強等により局部的な塑性変形に止続部については，補強等により局部的な塑性

Ⅴ-3-6-3 制御用空気設備の強度計算書

まるよう設計する。

変形に止まるよう設計する。

Ⅴ-3-7-1 気体，液体又は固体廃棄物処理設備【17 条 18】

書

水設備の強度計算書
Ⅴ-3-5-5 原子炉冷却材補給設備の強度計算書
Ⅴ-3-6-1 制御棒駆動水圧設備の強度計算書

高圧炉心スプレイ系ストレーナ，低圧炉心ス

Ⅴ-3-8-1 換気設備の強度計算書

レイ系ストレーナ及び残留熱除去系ストレー

プレイ系ストレーナ及び残留熱除去系ストレⅤ-3-9-2 圧力低減設備その他の安全設備の強ナは，運転状態Ⅰ，運転状態Ⅱ及び運転状態Ⅳーナは，運転状態Ⅰ，運転状態Ⅱ及び運転状態（異物付着による差圧を考慮）において，全体

Ⅳ（異物付着による差圧を考慮）において，全的な変形を弾性域に抑える設計とする。

体的な変形を弾性域に抑える設計とする。

高圧炉心スプレイ系ストレーナ，低圧炉心スプh.

Ⅴ-3-5-2 原子炉冷却材の循環設備の強度計算の強度計算書【17条19】i.

算書

Ⅴ-3-5-1 原子炉冷却材再循環設備の強度計算【17条17】h.

Ⅴ-3-3-3 原子炉圧力容器内部構造物の強度計

備の強度計算書

る。
g.

算書

Ⅴ-3-4-1 燃料取扱設備及び使用済燃料貯蔵設【17 条 16】f.

Ⅴ-3-3-2 原子炉圧力容器付属構造物の強度計

クラス２支持構造物であって，クラス２機器にi.

Ⅴ-3-10-1 非常用電源設備の強度に関する説明書
Ⅴ-3-10-2 補機駆動用燃料設備の強度に関する

クラス２支持構造物であって，クラス２機器

溶接により取り付けられ，その損壊によりクラに溶接により取り付けられ，その損壊により

ス２機器に損壊を生じさせるおそれがあるもクラス２機器に損壊を生じさせるおそれがあのには，運転状態Ⅰ及び運転状態Ⅱにおいて，るものには，運転状態Ⅰ及び運転状態Ⅱにお延性破断が生じない設計とする。

いて，延性破断が生じない設計とする。
【17 条 20】j.

度計算書

重大事故等クラス２支持構造物であって，重大事故等クラス２機器に溶接により取り付けられ，その損壊により重大事故等クラス２機
器に損壊を生じさせるおそれがあるものは，
設計上定める条件において，延性破断が生じ

96

説明書

様式１への反映結果

基本設計方針変

更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後ない設計とする。
【55条12】(2) 進行性変形による破壊の防止(2) 進行性変形による破壊の防止

クラス１容器（ボルトその他の固定用金具を除

クラス１容器（ボルトその他の固定用金具を除く。
），クラス１管，クラス１弁（弁箱に限る。），クく。），クラス１管，クラス１弁（弁箱に限る。），ク

ラス１支持構造物，原子炉格納容器（著しい応力がラス１支持構造物，原子炉格納容器（著しい応力が生ずる部分及び特殊な形状の部分に限る。），原子炉生ずる部分及び特殊な形状の部分に限る。），原子格納容器支持構造物及び炉心支持構造物は，運転状

炉格納容器支持構造物及び炉心支持構造物は，運態Ⅰ及び運転状態Ⅱにおいて，進行性変形が生じな

転状態Ⅰ及び運転状態Ⅱにおいて，進行性変形がい設計とする。

生じない設計とする。
【17条21】(3) 疲労破壊の防止
a.

(3) 疲労破壊の防止

クラス１容器，クラス１管，クラス１弁（弁箱a. クラス１容器，クラス１管，クラス１弁（弁箱に限る。
），クラス１支持構造物，クラス２管（伸に限る。），クラス１支持構造物，クラス２管

縮継手を除く。
），原子炉格納容器（著しい応力（伸縮継手を除く。），原子炉格納容器（著しいが生ずる部分及び特殊な形状の部分に限る。），

応力が生ずる部分及び特殊な形状の部分に限

原子炉格納容器支持構造物及び炉心支持構造る。），原子炉格納容器支持構造物及び炉心支物は，運転状態Ⅰ及び運転状態Ⅱにおいて，疲

持構造物は，運転状態Ⅰ及び運転状態Ⅱにお労破壊が生じない設計とする。

いて，疲労破壊が生じない設計とする。
【17 条 22】b.

クラス２機器，クラス３機器及び原子炉格納容b.

クラス２機器，クラス３機器，原子炉格納容器の伸縮継手は，設計上定める条件で応力が繰器，重大事故等クラス２機器の伸縮継手及びり返し加わる場合において，疲労破壊が生じな

重大事故等クラス２管（伸縮継手を除く。
）は，

い設計とする。

設計上定める条件で応力が繰り返し加わる場
合において，疲労破壊が生じない設計とする。
【17条23】【55条13】(4) 座屈による破壊の防止
a.

(4) 座屈による破壊の防止

クラス１容器（胴，鏡板及び外側から圧力を受

a. クラス１容器（胴，鏡板及び外側から圧力を受ける円筒形又は管状のものに限る。），クラス１

ける円筒形又は管状のものに限る。），クラス

支持構造物，原子炉格納容器支持構造物及び炉１支持構造物，原子炉格納容器支持構造物及心支持構造物は，運転状態Ⅰ，運転状態Ⅱ，運び炉心支持構造物は，運転状態Ⅰ，運転状態

転状態Ⅲ及び運転状態Ⅳにおいて，座屈が生じⅡ，運転状態Ⅲ及び運転状態Ⅳにおいて，座屈ない設計とする。

が生じない設計とする。
【17 条 24】b.

クラス１容器（胴，鏡板及び外側から圧力を受

b. クラス１容器（胴，鏡板及び外側から圧力を受ける円筒形又は管状のものに限る。）及びクラける円筒形又は管状のものに限る。）及びクラス１支持構造物（クラス１容器に溶接により取ス１支持構造物（クラス１容器に溶接によりり付けられ，その損壊により，クラス１容器の取り付けられ，その損壊により，クラス１容器損壊を生じさせるおそれがあるものに限る。）の損壊を生じさせるおそれがあるものに限97

様式１への反映結果

基本設計方針変

更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後は，試験状態において，座屈が生じない設計とる。）は，試験状態において，座屈が生じないする。

設計とする。

様式１への反映結果【17条25】c.

クラス１管，クラス２容器，クラス２管及びクc. クラス１管，クラス２容器，クラス２管，クララス３機器は，設計上定める条件において，座ス３機器，重大事故等クラス２容器，重大事故

屈が生じない設計とする。

等クラス２管及び重大事故等クラス２支持構
造物（重大事故等クラス２機器に溶接により取り付けられ，その損壊により重大事故等ク
ラス２機器に損壊を生じさせるおそれがあるものに限る。）は，設計上定める条件において，座屈が生じない設計とする。
【17 条 26】【55 条 14】d.

原子炉格納容器は，設計上定める条件並びに運d.

原子炉格納容器は，設計上定める条件並びに転状態Ⅲ及び運転状態Ⅳにおいて，座屈が生じ運転状態Ⅲ及び運転状態Ⅳにおいて，座屈がない設計とする。

生じない設計とする。
【17条27】e.

クラス２支持構造物であって，クラス２機器に

e.

クラス２支持構造物であって，クラス２機器

溶接により取り付けられ，その損壊によりクラに溶接により取り付けられ，その損壊により

ス２機器に損壊を生じさせるおそれがあるもクラス２機器に損壊を生じさせるおそれがあのには，運転状態Ⅰ及び運転状態Ⅱにおいて，るものには，運転状態Ⅰ及び運転状態Ⅱにお座屈が生じないよう設計する。

いて，座屈が生じないよう設計する。
【17 条 28】

5.2.3 主要な耐圧部の溶接部（溶接金属部及び熱影響
部をいう。
）について

5.2.3

主要な耐圧部の溶接部（溶接金属部及び熱影響部をいう。）について

クラス１容器，クラス１管，クラス２容器，ククラス１容器，クラス１管，クラス２容器，ク

ラス２管，クラス３容器，クラス３管，クラス４

ラス２管，クラス３容器，クラス３管，クラス４管及び原子炉格納容器のうち主要な耐圧部の溶管，原子炉格納容器，重大事故等クラス２容器及接部は，次のとおりとし，溶接事業者検査によりび重大事故等クラス２管のうち主要な耐圧部の適用基準及び適用規格に適合していることを確

溶接部は，次のとおりとし，溶接事業者検査によ認する。

り適用基準及び適用規格に適合していることを
確認する。

−

【17条29】【55条15】・不連続で特異な形状でない設計とする。

・不連続で特異な形状でない設計とする。
【17 条 30】【55 条 16】・溶接による割れが生ずるおそれがなく，かつ，・溶接による割れが生ずるおそれがなく，かつ，

健全な溶接部の確保に有害な溶込み不良その健全な溶接部の確保に有害な溶込み不良その他の欠陥がないことを非破壊試験により確認

他の欠陥がないことを非破壊試験により確認

する。

する。
【17 条 31】【55 条 17】98−
（検査に関する事項であり，設計対象外）

基本設計方針変更 前・適切な強度を有する設計とする。

工認添付説明書との関係

変 更 後

様式１への反映結果

・適切な強度を有する設計とする。
【17 条 32】【55 条 18】・適切な溶接施工法，溶接設備及び技能を有する

・適切な溶接施工法，溶接設備及び技能を有す

溶接士であることを機械試験その他の評価方

る溶接士であることを機械試験その他の評価法によりあらかじめ確認する。

方法によりあらかじめ確認する。
【17 条 33】【55 条 19】

5.3 使用中の亀裂等による破壊の防止

5.3 使用中の亀裂等による破壊の防止

クラス１機器，クラス１支持構造物，クラス２機器，

クラス１機器，クラス１支持構造物，クラス２機器，

クラス２支持構造物，クラス３機器，クラス４管，原子クラス２支持構造物，クラス３機器，クラス４管，原子炉格納容器，原子炉格納容器支持構造物及び炉心支持構

炉格納容器，原子炉格納容器支持構造物，炉心支持構造

造物は，使用される環境条件を踏まえ応力腐食割れに対物，重大事故等クラス２機器及び重大事故等クラス２して残留応力が影響する場合，有意な残留応力が発生す

支持構造物は，使用される環境条件を踏まえ応力腐食ると予想される部位の応力緩和を行う。

割れに対して残留応力が影響する場合，有意な残留応力が発生すると予想される部位の応力緩和を行う。
【18条1】【56条1】

使用中のクラス１機器，クラス１支持構造物，クラス

使用中のクラス１機器，クラス１支持構造物，クラス

２機器，クラス２支持構造物，クラス３機器，クラス４

２機器，クラス２支持構造物，クラス３機器，クラス４管，原子炉格納容器，原子炉格納容器支持構造物及び炉

管，原子炉格納容器，原子炉格納容器支持構造物，炉心心支持構造物は，亀裂その他の欠陥により破壊が引き起支持構造物，重大事故等クラス２機器及び重大事故等

こされないよう，保安規定に基づき「実用発電用原子炉

クラス２支持構造物は，亀裂その他の欠陥により破壊

及びその附属施設における破壊を引き起こす亀裂そのが引き起こされないよう，保安規定に基づき「実用発電

他の欠陥の解釈」等に従って検査及び維持管理を行う。

用原子炉及びその附属施設における破壊を引き起こす−−（検査・保守管理に関する事項であり，設計対象外）

亀裂その他の欠陥の解釈」等に従って検査及び維持管理を行う。
【18 条 2】【56 条 2】
使用中のクラス１機器の耐圧部分は，貫通する亀裂そ使用中のクラス１機器の耐圧部分は，貫通する亀裂の他の欠陥が発生しないよう，保安規定に基づき「実用その他の欠陥が発生しないよう，保安規定に基づき「実発電用原子炉及びその附属施設における破壊を引き起用発電用原子炉及びその附属施設における破壊を引きこす亀裂その他の欠陥の解釈」等に従って検査及び維持

起こす亀裂その他の欠陥の解釈」等に従って検査及び管理を行う。

維持管理を行う。
【18 条 3】5.4 耐圧試験等

5.4 耐圧試験等(1) クラス１機器，クラス２機器，クラス３機器，ク(1) クラス１機器，クラス２機器，クラス３機器，ク

ラス４管及び原子炉格納容器は，施設時に，次に定ラス４管及び原子炉格納容器は，施設時に，次に定めるところによる圧力で耐圧試験を行ったとき，こめるところによる圧力で耐圧試験を行ったとき，れに耐え，かつ，著しい漏えいがないことを確認す

これに耐え，かつ，著しい漏えいがないことを確認

る。

する。

ただし，気圧により試験を行う場合であって，当ただし，気圧により試験を行う場合であって，当該圧力に耐えることが確認された場合は，当該圧力該圧力に耐えることが確認された場合は，当該圧

99

−

−
（検査に関する事項であり，設計対象外）

基本設計方針変

更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後を最高使用圧力（原子炉格納容器にあっては，最高力を最高使用圧力（原子炉格納容器にあっては，最使用圧力の〇・九倍）までに減じて著しい漏えいが

高使用圧力の〇・九倍）までに減じて著しい漏えいないことを確認する。

がないことを確認する。
【21 条 1】

なお，耐圧試験は，日本機械学会「発電用原子力

なお，耐圧試験は，日本機械学会「発電用原子力設備規格 設計・建設規格」等に従って実施する。

設備規格 設計・建設規格」等に従って実施する。
【21条2】

a.

内圧を受ける機器に係る耐圧試験の圧力は，機a.

内圧を受ける機器に係る耐圧試験の圧力は，器の最高使用圧力を超え，かつ，機器に生ずる全機器の最高使用圧力を超え，かつ，機器に生ずる体的な変形が弾性域の範囲内となる圧力とする。

全体的な変形が弾性域の範囲内となる圧力とする。

ただし，クラス１機器，クラス２管又はクラス

ただし，クラス１機器，クラス２管又はクラス３管であって原子炉圧力容器と一体で耐圧試験

３管であって原子炉圧力容器と一体で耐圧試験を行う場合の圧力は，燃料体の装荷までの間に試を行う場合の圧力は，燃料体の装荷までの間に験を行った後においては，通常運転時の圧力を超試験を行った後においては，通常運転時の圧力

える圧力とする。

を超える圧力とする。
【21条3】b.

内部が大気圧未満になることにより，大気圧にb.

内部が大気圧未満になることにより，大気圧

よる外圧を受ける機器の耐圧試験の圧力は，大気による外圧を受ける機器の耐圧試験の圧力は，圧と内圧との最大の差を上回る圧力とする。この大気圧と内圧との最大の差を上回る圧力とす

場合において，耐圧試験の圧力は機器の内面からる。この場合において，耐圧試験の圧力は機器の加えることができる。

内面から加えることができる。
【21条4】(2)

重大事故等クラス２機器及び重大事故等クラス

３機器に属する機器は，施設時に，当該機器の使用時における圧力で耐圧試験を行ったとき，これに耐え，かつ，著しい漏えいがないことを確認する。
【58 条 1】
なお，耐圧試験は，日本機械学会「発電用原子力設備規格 設計・建設規格」等に従って実施する。
【58 条 2】
ただし，使用時における圧力で耐圧試験を行う
ことが困難な場合は，運転性能試験結果を用いた評価等により確認する。
【58 条 3】
重大事故等クラス３機器であって，消防法に基づく技術上の規格等を満たす一般産業品の完成品は，上記によらず，運転性能試験や目視等によ100

様式１への反映結果

基本設計方針変

更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後
る有害な欠陥がないことの確認とすることもできるものとする。
【58条4】(3) 使用中のクラス１機器，クラス２機器，クラス３(3) 使用中のクラス１機器，クラス２機器，クラス３

機器及びクラス４管は，通常運転時における圧力で機器及びクラス４管は，通常運転時における圧力漏えい試験を行ったとき，著しい漏えいがないこと

で，使用中の重大事故等クラス２機器及び重大事を確認する。

故等クラス３機器に属する機器は，当該機器の使用時における圧力で漏えい試験を行ったとき，著
しい漏えいがないことを確認する。
【21 条 5】【58 条 5】

なお，漏えい試験は，日本機械学会「発電用原子

なお，漏えい試験は，日本機械学会「発電用原子力設備規格 維持規格（ＪＳＭＥ Ｓ ＮＡ１）
」等に力設備規格 維持規格（ＪＳＭＥ Ｓ ＮＡ１）
」等に従って実施する。

従って実施する。
【21 条 6】【58 条 6】
ただし，重大事故等クラス２機器及び重大事故
等クラス３機器に属する機器は使用時における圧力で試験を行うことが困難な場合は，運転性能試
験結果を用いた評価等により確認する。
【58 条 7】
重大事故等クラス３機器であって，消防法に基づく技術上の規格等を満たす一般産業品の完成品
は，上記によらず，運転性能試験や目視等による有害な欠陥がないことの確認とすることもできるものとする。
【58条8】(4) 原子炉格納容器は，最高使用圧力の〇・九倍に等(4) 原子炉格納容器は，最高使用圧力の〇・九倍に等しい気圧で気密試験を行ったとき，著しい漏えいがしい気圧で気密試験を行ったとき，著しい漏えいないことを確認する。

がないことを確認する。
【21 条 7】

なお，漏えい率試験は，日本電気協会「原子炉格

なお，漏えい率試験は，日本電気協会「原子炉格

納容器の漏えい率試験規程 （ＪＥＡＣ４２０３）」

納容器の漏えい率試験規程（ＪＥＡＣ４２０３）」

等に従って行う。

等に従って行う。
【21 条 8】

ただし，原子炉格納容器隔離弁の単一故障の考慮

ただし，原子炉格納容器隔離弁の単一故障の考については，判定基準に適切な余裕係数を見込む慮については，判定基準に適切な余裕係数を見込

か，内側隔離弁を開とし外側隔離弁を閉として試験

むか，内側隔離弁を開とし外側隔離弁を閉としてを実施する。

試験を実施する。
【21 条 9】101

様式１への反映結果

基本設計方針変

更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後
5.5 安全弁等

5.5 安全弁等

Ⅴ-4-1 安全弁及び逃がし弁の吹出量計算書

様式１への反映結果
15. 安全弁等の設計

蒸気タービン，発電機，変圧器及び遮断器を除く設計

蒸気タービン，発電機，変圧器及び遮断器を除く設計

2.

基本方針

(1) 設備仕様に係る設計基準対象施設に設置する安全弁，逃がし弁，破壊板及び基準対象施設及び重大事故等対処施設に設置する安全3.

原子炉冷却系統施設の安全弁等の容量計(2) 各機器固有の設計

真空破壊弁は，日本機械学会「設計・建設規格」（ＪＳ弁，逃がし弁，破壊板及び真空破壊弁は，日本機械学会

ＭＥ Ｓ ＮＣ１）及び日本機械学会「発電用原子力設「設計・建設規格」（ＪＳＭＥ Ｓ ＮＣ１）及び日本

備規格 設計・建設規格（ＪＳＭＥ

機械学会「発電用原子力設備規格 設計・建設規格（Ｊ

（ＪＳＭＥ

Ｓ

Ｓ ＮＣ１）及び

ＮＣ１）【事例規格】過圧防護に関す

ＳＭＥＳ

ＮＣ１）及び（ＪＳＭＥ

Ｓ

ＮＣ１）

る規定（ＮＣ−ＣＣ−００１）」に適合するよう，以下【事例規格】過圧防護に関する規定（ＮＣ−ＣＣ−００のとおり設計する。

１）」に適合するよう，以下のとおり設計する。

なお，安全弁，逃がし弁，破壊板及び真空破壊弁につなお，安全弁，逃がし弁，破壊板及び真空破壊弁については，施設時に適用した告示（通商産業省「発電用原いては，施設時に適用した告示（通商産業省「発電用原子力設備に関する構造等の技術基準（昭和 45 年通商産

子力設備に関する構造等の技術基準（昭和 45 年通商業省告示第５０１号）」又は通商産業省「発電用原子力

産業省告示第５０１号）」及び通商産業省「発電用原子設備に関する構造等の技術基準（昭和 55 年通商産業省

力設備に関する構造等の技術基準（昭和 55 年通商産業

告示第５０１号）」）の規定に適合する設計とする。

省告示第５０１号）」）の規定に適合する設計とする。
【20条1】【57条1】

安全弁及び逃がし弁（以下「5.5 安全弁等」において安全弁及び逃がし弁（以下「5.5 安全弁等」において「安全弁等」という。）は，確実に作動する構造を有す「安全弁等」という。
）は，確実に作動する構造を有する設計とする。

る設計とする。
【20 条 2】【57 条 2】

安全弁等の弁軸は，弁座面からの漏えいを適切に防止できる構造とする。

安全弁等の弁軸は，弁座面からの漏えいを適切に防止できる構造とする。
【20 条 3】【57 条 3】

安全弁等又は真空破壊弁の材料は，容器及び管の重要度に応じて適切な材料を使用する。

安全弁等又は真空破壊弁の材料は，容器及び管の重要度に応じて適切な材料を使用する。
【20 条 4】【57 条 4】

設計基準対象施設に係る安全弁又は逃がし弁（以下設計基準対象施設及び重大事故等対処施設に係る安「5.5 安全弁等」において「安全弁」という。
）のうち，全弁又は逃がし弁（以下「5.5 安全弁等」において「安補助作動装置付きの安全弁にあっては，当該補助作動装

全弁」という。
）のうち，補助作動装置付きの安全弁に置が故障しても系統の圧力をその最高使用圧力の 1.1

あっては，当該補助作動装置が故障しても系統の圧力倍以下に保持するのに必要な吹出し容量が得られる構をその最高使用圧力の 1.1 倍以下に保持するのに必要造とする。

な吹出し容量が得られる構造とする。
【20条5】【57条5】

設計基準対象施設のうち減圧弁を有する管にあって，設計基準対象施設及び重大事故等対処施設のうち減その低圧側の設備が高圧側の圧力に耐えられる設計と圧弁を有する管にあって，その低圧側の設備が高圧側なっていないもののうちクラス１管以外のものについの圧力に耐えられる設計となっていないもののうちクては，減圧弁の低圧側の系統の健全性を維持するために

ラス１管以外のものについては,減圧弁の低圧側の系

必要な容量を持つ安全弁等を 1 個以上，減圧弁に接近し統の健全性を維持するために必要な容量を持つ安全弁て設置し，高圧側の圧力による損傷を防止する設計とす

等を 1 個以上，減圧弁に接近して設置し，高圧側の圧

102

算結果
4.

計測制御系統施設の安全弁等の容量計算
結果

5.

非常用電源設備の安全弁等の容量計算結果基本設計方針変

更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後る。なお，容量は当該安全弁等の吹出し圧力と設置個数

力による損傷を防止する設計とする。なお，容量は当該を適切に組み合わせることにより，系統の圧力をその最安全弁等の吹出し圧力と設置個数を適切に組み合わせ

高使用圧力の 1.1 倍以下に保持するのに必要な容量をることにより，系統の圧力をその最高使用圧力の 1.1算定する。

倍以下に保持するのに必要な容量を算定する。

様式１への反映結果【20 条 9】【57 条 9】また，安全弁は，吹出し圧力を下回った後に，速やかに吹き止まる構造とする。
なお，クラス１管には減圧弁を設置しない設計とする。

また，安全弁は，吹出し圧力を下回った後に，速やかに吹き止まる構造とする。
なお，クラス１管には減圧弁を設置しない設計とする。
【20条10】【57条10】

原子炉圧力容器，所内ボイラ並びに原子炉格納容器を

原子炉圧力容器，所内ボイラ並びに原子炉格納容器

除く設計基準対象施設に属する容器又は管であって，内を除く設計基準対象施設及び重大事故等対処施設に属部に過圧が生ずるおそれがあるものにあっては，過圧防する容器又は管であって，内部に過圧が生ずるおそれ止に必要な容量を持つ安全弁等を 1 個以上設置し，内部があるものにあっては，過圧防止に必要な容量を持つの過圧による損傷を防止する設計とする。なお，容量は安全弁等を 1 個以上設置し，内部の過圧による損傷を当該安全弁等の吹出し圧力と設置個数を適切に組み合防止する設計とする。なお，容量は当該安全弁等の吹出わせることにより，系統の圧力をその最高使用圧力のし圧力と設置個数を適切に組み合わせることにより，1.1 倍以下に保持するのに必要な容量を算定する。

系統の圧力をその最高使用圧力の 1.1 倍以下に保持するのに必要な容量を算定する。
【20 条 11】【57 条 11】

また，安全弁は吹出し圧力を下回った後に，速やかに吹き止まる構造とする。

また，安全弁は吹出し圧力を下回った後に，速やかに吹き止まる構造とする。
【20 条 12】【57 条 12】

安全弁等の入口側に破壊板を設ける場合は，当該容器安全弁等の入口側に破壊板を設ける場合は，当該容の最高使用圧力以下で破壊し，破壊板の破壊により安全器の最高使用圧力以下で破壊し，破壊板の破壊により弁等の機能を損なわないよう設計する。

安全弁等の機能を損なわないよう設計する。
【20条13】【57条13】

設計基準対象施設に属する容器又は管に設置する安設計基準対象施設及び重大事故等対処施設に属する

全弁等の出口側には，破壊板を設置しない設計とする。

容器又は管に設置する安全弁等の出口側には，破壊板を設置しない設計とする。
【20 条 14】【57 条 14】

設計基準対象施設に属する容器として，液体炭酸ガス

設計基準対象施設及び重大事故等対処設備に属する等の安全弁等の作動を不能にするおそれのある物質を容器として，液体炭酸ガス等の安全弁等の作動を不能内包する容器にあっては，容器の過圧防止に必要な容量にするおそれのある物質を内包する容器にあっては，を持つ破壊板を 1 個以上設置し，内部の過圧による損傷

容器の過圧防止に必要な容量を持つ破壊板を 1 個以上を防止する設計とする。なお，容量は吹出し圧力と設置

設置し，内部の過圧による損傷を防止する設計とする。

個数を適切に組み合わせることにより，容器の圧力をそ

なお，容量は吹出し圧力と設置個数を適切に組み合わの最高使用圧力の 1.1 倍以下に保持するのに必要な容せることにより，容器の圧力をその最高使用圧力の 1.1

量を算定する。なお，容器と破壊板との間に連絡管は設倍以下に保持するのに必要な容量を算定する。なお，容

103

−

−
（記載追加のみ，追加要求事項なし）

基本設計方針変

更 前

置しない設計とする。

工認添付説明書との関係

変 更 後

様式１への反映結果

器と破壊板との間に連絡管は設置しない設計とする。
【20条15】【57条15】

設計基準対象施設に属する容器又は管に設置する安設計基準対象施設及び重大事故等対処施設に属する

全弁等又は破壊板の入口側又は出口側に止め弁を設置

容器又は管に設置する安全弁等又は破壊板の入口側又する場合は，発電用原子炉の起動時及び運転中に止め弁は出口側に止め弁を設置する場合は，発電用原子炉のが全開している事が確認できる設計とする。

起動時及び運転中に止め弁が全開している事が確認できる設計とする。
【20 条 16】【57 条 16】

内部が大気圧未満となることにより外面に設計上定内部が大気圧未満となることにより外面に設計上定める圧力を超える圧力を受けるおそれがある設計基準

める圧力を超える圧力を受けるおそれがある設計基準

対象施設に属する容器又は管については，適切な箇所に対象施設及び重大事故等対処施設に属する容器又は管過圧防止に必要な容量以上となる真空破壊弁を１個以については，適切な箇所に過圧防止に必要な容量以上上設置し，負圧による容器又は管の損傷を防止する設計となる真空破壊弁を 1 個以上設置し，負圧による容器とする。

又は管の損傷を防止する設計とする。
【20条18】【57条18】

設計基準対象施設のうち，流体に放射性物質を含む系

設計基準対象施設及び重大事故等対処施設のうち，統に設置する安全弁等，破壊板又は真空破壊弁は，放出

流体に放射性物質を含む系統に設置する安全弁等，破される流体を，放射性廃棄物を一時的に貯蔵するタンク

壊板又は真空破壊弁は，放出される流体を，放射性廃棄を介して廃棄物処理施設に導き，安全に処理することが物を一時的に貯蔵するタンクを介して廃棄物処理施設できる設計とする。

に導き，安全に処理することができる設計とする。
【20 条 19】【57 条 19】

5.6 逆止め弁

5.6 逆止め弁

放射性物質を含む原子炉冷却材を内包する容器若し

放射性物質を含む原子炉冷却材を内包する容器若し

くは管又は放射性廃棄物処理設備（排気筒並びに廃棄物

くは管又は放射性廃棄物処理設備（排気筒並びに廃棄貯蔵設備及び換気設備を除く。）へ放射性物質を含まな物貯蔵設備及び換気設備を除く。）へ放射性物質を含まい流体を導く管には，逆止め弁を設ける設計とし，放射ない流体を導く管には，逆止め弁を設ける設計とし，放性物質を含む流体が放射性物質を含まない流体側へ逆射性物質を含む流体が放射性物質を含まない流体側へ流することによる汚染拡大を防止する。

逆流することによる汚染拡大を防止する。

ただし，上記において，放射性物質を含む流体と放射

ただし，上記において，放射性物質を含む流体と放射性物質を含まない流体を導く管が直接接続されていな性物質を含まない流体を導く管が直接接続されていない場合又は十分な圧力差を有している場合は，逆流するい場合又は十分な圧力差を有している場合は，逆流す

おそれがないため，逆止め弁の設置を不要とする。

るおそれがないため，逆止め弁の設置を不要とする。

−−（追加要求事項なし）【30 条 1】
5.7 内燃機関
5.7.1 設計基準対象施設

5.7 内燃機関

Ⅴ-1-9-1-1 非常用発電装置の出力の決定に関

5.7.1 設計基準対象施設及び重大事故等対処施設

する説明書

設計基準対象施設に施設する内燃機関（以下「内設計基準対象施設及び重大事故等対処施設に施燃機関」という。）は，非常調速装置が作動したと設する内燃機関（以下「内燃機関」という。
）は，きに達する回転速度に対して構造上十分な機械的

非常調速装置が作動したときに達する回転速度に3.1 非常用ディーゼル発電機

強度を有する設計とする。

対して構造上十分な機械的強度を有する設計とす

3.2 高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機

104

2.1 常設の非常用発電装置の出力に関する
設計方針

12. 材料及び構造に係る設計12.5 発電用火力設備の技術基準による強度評
価16. 内燃機関の設計(1) 常設の内燃機関の設計

基本設計方針変

更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後
る。

3.3 常設代替高圧電源装置【48 条 12】【78 条 2】

3.4 緊急時対策所用発電機

内燃機関の軸受は運転中の荷重を安定に支持で内燃機関の軸受は運転中の荷重を安定に支持できるものであって，かつ，異常な磨耗，変形及び過きるものであって，かつ，異常な磨耗，変形及び過熱が生じない設計とする。

熱が生じない設計とする。

様式１への反映結果

Ⅴ-3-別添4 発電用火力設備の技術基準による強度に関する説明書【48 条 13】【78 条 3】内燃機関の耐圧部の構造は，最高使用圧力又は最内燃機関の耐圧部の構造は，最高使用圧力又は高使用温度において発生する耐圧部分に生じる応

最高使用温度において発生する耐圧部分に生じる力は当該部分に使用する材料の許容応力以下とな応力は当該部分に使用する材料の許容応力以下とる設計とする。

なる設計とする。

1.

強度評価の基本方針

2.

発電用火力設備の技術基準による強度評
価方法

3.

発電用火力設備の技術基準による強度評価書【48条14】【78条4】
内燃機関を屋内その他酸素欠乏の発生のおそれ

内燃機関を屋内その他酸素欠乏の発生のおそれのある場所に設置するときは，給排気部を設ける設のある場所に設置するときは，給排気部を設ける計とする。

設計とする。
【48 条 15】【78 条 5】内燃機関は，その回転速度及び出力が負荷の変動

内燃機関は，その回転速度及び出力が負荷の変により持続的に動揺することを防止する調速装置

動により持続的に動揺することを防止する調速装を設けるとともに，運転中に生じた過速度その他の置を設けるとともに，運転中に生じた過速度その異常による設備の破損を防止するため，その異常が他の異常による設備の破損を防止するため，その発生した場合に内燃機関を安全に停止させる非常異常が発生した場合に内燃機関を安全に停止させ調速装置その他非常用停止装置を設置する設計とる非常調速装置その他非常用停止装置を設置するする。

設計とする。
【48条16】【78条6】

内燃機関及びその付属設備であって過圧が生じ内燃機関及びその付属設備であって過圧が生じるおそれのあるものには，適切な過圧防止装置を設るおそれのあるものには，適切な過圧防止装置をける設計とする。

設ける設計とする。
【48 条 17】【78 条 7】内燃機関には，設備の損傷を防止するために，回内燃機関には，設備の損傷を防止するために，回転速度，潤滑油圧力及び潤滑油温度等の運転状態を

転速度，潤滑油圧力及び潤滑油温度等の運転状態計測する装置を設ける設計とする。

を計測する装置を設ける設計とする。
【48 条 18】【78 条 8】内燃機関の付属設備に属する容器及び管は発電

内燃機関の付属設備に属する容器及び管は発電用原子炉施設として，「実用発電用原子炉及びその用原子炉施設として，「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則」の材料及び構附属施設の技術基準に関する規則」の材料及び構造，安全弁等，耐圧試験等の規定を満たす設計とす造，安全弁等，耐圧試験等の規定を満たす設計とする。

る。
【48条4】【78条1】
5.7.2 可搬型重大事故等対処設備

Ⅴ-1-9-1-1 非常用発電装置の出力の決定に関

可搬型の非常用発電装置の内燃機関は，流入す

105

する説明書

12. 材料及び構造に係る設計12.6 非常用発電装置（可搬型）の強度評価

基本設計方針変

更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後る燃料を自動的に調整する調速装置及び軸受が異常な摩耗，変形及び過熱が生じないよう潤滑油装

2.2 可搬型の非常用発電装置の出力に関する設計方針

様式１への反映結果
16. 内燃機関の設計(2) 可搬型の内燃機関の設計

3.5 可搬型の非常用発電装置

置を設ける設計とする。
可搬型の非常用発電装置の内燃機関は，回転速度，潤滑油圧力及び潤滑油温度等の運転状態を計

Ⅴ-3-別添5 非常用発電装置（可搬型）の強度に関する説明書測する装置を設ける設計とする。
可搬型の非常用発電装置の内燃機関は，回転速度が著しく上昇した場合及び冷却水温度が著しく上昇した場合等に自動的に停止する設計とする。
可搬型の非常用発電装置の強度については，完成品として一般産業品規格で規定される温度試験

2.2 評価方法の選定
3.1 ＪＥＭ−１３５４に規定される温度試
験による評価4.1 ＪＥＭ−１３５４に規定される温度試
験による評価結果等を実施し，定格負荷状態において十分な強度を有する設計とする。
【78 条 9】5.8 電気設備の設計条件
5.8.1 設計基準対象施設

5.8 電気設備の設計条件

Ⅴ-1-9-1-1 非常用発電装置の出力の決定に関5.8.1 設計基準対象施設及び重大事故等対処施設

する説明書

設計基準対象施設に施設する電気設備（以下「電設計基準対象施設及び重大事故等対処施設に施気設備」という。）は，感電又は火災のおそれがな

設する電気設備（以下「電気設備」という。
）は，

いように接地し，充電部分に容易に接触できない設

感電又は火災のおそれがないように接地し，充電

3.1 非常用ディーゼル発電機計とする。

部分に容易に接触できない設計とする。

3.2 高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機【48 条 19】【78 条 10】

2.1 常設の非常用発電装置の出力に関する
設計方針

3.3 常設代替高圧電源装置

電気設備は，電路を絶縁し，電線等が接続部分に電気設備は，電路を絶縁し，電線等が接続部分において電気抵抗を増加させないように端子台等において電気抵抗を増加させないように端子台等により接続するほか，期待される使用状態において断より接続するほか，期待される使用状態において線のおそれがない設計とする。

断線のおそれがない設計とする。

3.4 緊急時対策所用発電機
Ⅴ-1-9-2-1 常用発電設備の健全性に関する説
明書【48 条 20】【78 条 11】2.4 電気設備の異常の予防等に関する設計

電気設備における電路に施設する電気機械器具

電気設備における電路に施設する電気機械器具

は，期待される使用状態において発生する熱に耐えは，期待される使用状態において発生する熱に耐るものとし，高圧又は特別高圧の電気機械器具につえるものとし，高圧又は特別高圧の電気機械器具

いては，可燃性の物と隔離する設計とする。

については，可燃性の物と隔離する設計とする。
【48 条 21】【78 条 12】事項
3.2.2 電気設備の異常の予防等に関する設計事項
3.3.4 電気設備の異常の予防等に関する設
計事項

電気設備は，電流が安全かつ確実に大地に通じる

電気設備は，電流が安全かつ確実に大地に通じことができるよう，適切な箇所に接地を施す設計とることができるよう，適切な箇所に接地を施す設

する。

計とする。
【48条22】【78条13】3.4.2 電気設備の異常の予防等に関する設計事項
Ⅴ-1-9-2-2 三相短絡容量計算書

電気設備における高圧の電路と低圧の電路とを電気設備における高圧の電路と低圧の電路とを結合する変圧器には，適切な箇所に接地を施し，変結合する変圧器には，適切な箇所に接地を施し，変圧器により特別高圧の電路に結合される高圧の電圧器により特別高圧の電路に結合される高圧の電路には，避雷器を施設する設計とする。

路には，避雷器を施設する設計とする。

106

17. 電気設備の設計(1) 常設の電気設備の設計

基本設計方針変

更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後【48 条 23】【78 条 14】

電気設備は，電路の必要な箇所に過電流遮断器又は地絡遮断器を施設する設計とする。

電気設備は，電路の必要な箇所に過電流遮断器
又は地絡遮断器を施設する設計とする。
【48 条 24】【78 条 15】

電気設備は，他の電気設備その他の物件の機能に電気設備は，他の電気設備その他の物件の機能

電気的又は磁気的な障害を与えない設計とする。

に電気的又は磁気的な障害を与えない設計とする。
【48 条 25】【78 条 16】

電気設備のうち高圧又は特別高圧の電気機械器

電気設備のうち高圧又は特別高圧の電気機械器

具及び母線等は，取扱者以外の者が容易に立ち入る具及び母線等は，取扱者以外の者が容易に立ち入

おそれがないよう発電所にフェンス等を設ける設

るおそれがないよう発電所にフェンス等を設ける計とする。

設計とする。
【48条26】【78条17】

電気設備における架空電線は，接触又は誘導作用

電気設備における架空電線は，接触又は誘導作による感電のおそれがなく，かつ，交通に支障を及用による感電のおそれがなく，かつ，交通に支障をぼすおそれがない高さに施設する設計とする。

及ぼすおそれがない高さに施設する設計とする。
【48 条 27】

電気設備における電力保安通信線は，他の電線等電気設備における電力保安通信線は，他の電線を損傷するおそれがなく，かつ，接触又は断線によ等を損傷するおそれがなく，かつ，接触又は断線にって生じる混触による感電又は火災のおそれがな

よって生じる混触による感電又は火災のおそれがい設計とする。

ない設計とする。
【48 条 28】

電気設備のうちガス絶縁機器は，最高使用圧力に電気設備のうちガス絶縁機器は，最高使用圧力

耐え，かつ，漏えいがなく，異常な圧力を検知するに耐え，かつ，漏えいがなく，異常な圧力を検知すとともに，使用する絶縁ガスは可燃性，腐食性及びるとともに，使用する絶縁ガスは可燃性，腐食性及有毒性のない設計とする。

び有毒性のない設計とする。
【48条29】電気設備のうち水素冷却式発電機は，水素の漏え

電気設備のうち水素冷却式発電機は，水素の漏い又は空気の混入のおそれがなく，水素が大気圧でえい又は空気の混入のおそれがなく，水素が大気爆発する場合に生じる圧力に耐える強度を有し，異圧で爆発する場合に生じる圧力に耐える強度を有

常を早期に検知し警報する機能を有する設計とす

し，異常を早期に検知し警報する機能を有する設

る。

計とする。
【48 条 30】

電気設備のうち水素冷却式発電機は，軸封部から電気設備のうち水素冷却式発電機は，軸封部か漏えいした水素を外部に放出でき，発電機内への水ら漏えいした水素を外部に放出でき，発電機内へ素の導入及び発電機内からの水素の外部への放出の水素の導入及び発電機内からの水素の外部へのが安全にできる設計とする。

放出が安全にできる設計とする。
【48 条 31】

電気設備のうち発電機又は特別高圧の変圧器に電気設備のうち発電機又は特別高圧の変圧器に

107

様式１への反映結果

基本設計方針変

更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後

は，異常が生じた場合に自動的にこれを電路から遮は，異常が生じた場合に自動的にこれを電路から断する装置を施設する設計とする。

遮断する装置を施設する設計とする。

様式１への反映結果【48 条 32】
電気設備のうち発電機及び変圧器等は，短絡電流

電気設備のうち発電機及び変圧器等は，短絡電により生じる機械的衝撃に耐え，発電機の回転する流により生じる機械的衝撃に耐え，発電機の回転部分については非常調速装置及びその他の非常停する部分については非常調速装置及びその他の非止装置が動作して達する速度に対し耐える設計と常停止装置が動作して達する速度に対し耐える設

する。

計とする。
【48条33】【78条18】また，蒸気タービンに接続する発電機は，軸受又また，蒸気タービンに接続する発電機は，軸受又は軸に発生しうる最大の振動に対して構造上十分は軸に発生しうる最大の振動に対して構造上十分な機械的強度を有した設計とする。

な機械的強度を有した設計とする。
【48 条 34】

電気設備においては，運転に必要な知識及び技能

電気設備においては，運転に必要な知識及び技を有する者が発電所構内に常時駐在し，異常を早期能を有する者が発電所構内に常時駐在し，異常をに発見できる設計とする。

早期に発見できる設計とする。
【48 条 35】【78 条 19】

電気設備において，発電所の架空電線引込口及び電気設備において，発電所の架空電線引込口及引出口又はこれに近接する箇所には，避雷器を施設

び引出口又はこれに近接する箇所には，避雷器をする設計とする。

施設する設計とする。
【48 条 36】

電気設備における電力保安通信線は，機械的衝撃

電気設備における電力保安通信線は，機械的衝

又は火災等により通信の機能を損なうおそれがな

撃又は火災等により通信の機能を損なうおそれがい設計とする。

ない設計とする。
【48 条 37】

電気設備において，電力保安通信設備に使用する

電気設備において，電力保安通信設備に使用す

無線通信用アンテナを施設する支持物の材料及びる無線通信用アンテナを施設する支持物の材料及構造は，風圧荷重を考慮し，倒壊により通信の機能

び構造は，風圧荷重を考慮し，倒壊により通信の機を損なうおそれがない設計とする。

能を損なうおそれがない設計とする。
【48 条 38】
5.8.2 可搬型重大事故等対処設備

Ⅴ-1-9-1-1 非常用発電装置の出力の決定に関

可搬型の非常用発電装置の発電機は，電気的・機械的に十分な性能を持つ絶縁巻線を使用し，耐熱性及び耐湿性を考慮した絶縁処理を施す設計とす
る。

する説明書
2.2 可搬型の非常用発電装置の出力に関する設計方針
3.5 可搬型の非常用発電装置

可搬型の非常用発電装置の発電機は，電源電圧の著しく低下した場合及び過電流が発生した場合等に自動的に停止する設計とする。
可搬型の非常用発電装置の発電機は，定格出力10817. 電気設備の設計(2) 可搬型の電気設備の設計

基本設計方針変

更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後

様式１への反映結果のもとで 1 時間運転し，安定した運転が維持されることを確認した設備とする。
【78 条 20】
6.

その他

6.1 立ち入りの防止

6. その他（基本設計方針に変更はないが，要求事項に変更

6.1 立ち入りの防止があり，本工認で必要な設計）

発電所には，人がみだりに管理区域内に立ち入らない発電所には，人がみだりに管理区域内に立ち入らなように壁，柵，塀等の人の侵入を防止するための設備をいように壁，柵，塀等の人の侵入を防止するための設備設け，かつ，管理区域である旨を表示する設計とする。

を設け，かつ，管理区域である旨を表示する設計とす

7.

立ち入りの防止に係る設計る。
【8 条 1】
保全区域と管理区域以外の場所との境界には，他の場

保全区域と管理区域以外の場所との境界には，他の所と区別するため，壁，柵，塀等の保全区域を明らかに場所と区別するため，壁，柵，塀等の保全区域を明らかするための設備を設ける設計，又は保全区域である旨をにするための設備を設ける設計，又は保全区域である

表示する設計とする。

旨を表示する設計とする。

運用に関する記載であり，【8条2】
発電所には，業務上立ち入る者以外の者がみだりに周発電所には，業務上立ち入る者以外の者がみだりに

辺監視区域内に立ち入ることを制限するため，柵，塀等

周辺監視区域内に立ち入ることを制限するため，柵，塀の人の侵入を防止するための設備を設ける設計，又は周等の人の侵入を防止するための設備を設ける設計，又辺監視区域である旨を表示する設計とする（ただし，当は周辺監視区域である旨を表示する設計とする（ただ該区域に人が立ち入るおそれがないことが明らかな場

し，当該区域に人が立ち入るおそれがないことが明ら

合は除く。
）
。

かな場合は除く。）。

保安規定にて対応【8 条 3】
管理区域，保全区域及び周辺監視区域における立ち入

管理区域，保全区域及び周辺監視区域における立ちりの防止については，保安規定に基づき，その措置を実入りの防止については，保安規定に基づき，その措置を

施する。

実施する。
【8 条 4】

6.2 発電用原子炉施設への人の不法な侵入等の防止

6.2 発電用原子炉施設への人の不法な侵入等の防止

発電用原子炉施設への人の不法な侵入を防止するた発電用原子炉施設への人の不法な侵入を防止するための区域を設定し，その区域を人の容易な侵入を防止でめの区域を設定し，その区域を人の容易な侵入を防止

きる柵，鉄筋コンクリート造りの壁等の障壁によって区できる柵，鉄筋コンクリート造りの壁等の障壁によっ画して，巡視，監視等を行うことにより，侵入防止及びて区画して，巡視，監視等を行うことにより，侵入防止

出入管理を行うことができる設計とする。

及び出入管理を行うことができる設計とする。
【9条1】

また，探知施設を設け，警報，映像等を集中監視する

また，探知施設を設け，警報，映像等を集中監視するとともに，核物質防護措置に係る関係機関等との通信連とともに，核物質防護措置に係る関係機関等との通信絡を行うことができる設計とする。さらに，防護された連絡を行うことができる設計とする。さらに，防護され区域内においても，施錠管理により，発電用原子炉施設た区域内においても，施錠管理により，発電用原子炉施及び特定核燃料物質の防護のために必要な設備又は装設及び特定核燃料物質の防護のために必要な設備又は置の操作に係る情報システムへの不法な接近を防止す

装置の操作に係る情報システムへの不法な接近を防止

109（基本設計方針に変更はないが，要求事項に変更があり，本工認で必要な設計）
8.

運用に関する記載であり，
核物質防護規定にて対応

不法な侵入等の防止設計

基本設計方針変更 前る設計とする。

工認添付説明書との関係

変 更 後

様式１への反映結果する設計とする。
【9条2】
発電用原子炉施設に不正に爆発性又は易燃性を有する物件その他人に危害を与え，又は他の物件を損傷するおそれがある物件の持込み（郵便物等による発電所
外からの爆破物及び有害物質の持込みを含む。）を防止

Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が使用される条件の下における健全性に関する説明書別添3 発電用原子炉施設への人の不法な侵入等の防止について

8.

不法な侵入等の防止設計するため，持込み点検を行うことができる設計とする。
【9条3】
不正アクセス行為（サイバーテロを含む。
）を防止するため，発電用原子炉施設及び特定核燃料物質の防護運用に関する記載であり，のために必要な設備又は装置の操作に係る情報システ

核物質防護規定にて対応

ムが，電気通信回線を通じた不正アクセス行為（サイバーテロを含む。
）を受けることがないように，当該情報システムに対する外部からのアクセスを遮断する設計
とする。
【9条4】
これらの対策については，核物質防護規定に定めて管理する。

これらの対策については，核物質防護規定に定めて
管理する。
【9条5】

6.3 安全避難通路等

6.3 安全避難通路等

Ⅴ-1-1-11 安全非難通路に関する説明書

発電用原子炉施設には，その位置を明確かつ恒久的に発電用原子炉施設には，その位置を明確かつ恒久的

2.

基本方針

表示することにより容易に識別できる安全避難通路及に表示することにより容易に識別できる安全避難通路

3.

施設の詳細設計方針

び照明用の電源が喪失した場合においても機能を損な及び照明用の電源が喪失した場合においても機能を損わない避難用照明として，非常用ディーゼル発電機，蓄なわない避難用照明として，非常用ディーゼル発電機， Ⅴ-1-1-12 非常用照明に関する説明書

電池又は灯具に内蔵した蓄電池により電力を供給でき蓄電池又は灯具に内蔵した蓄電池により電力を供給で2.1 避難用照明

る非常灯（一部「東海，東海第二発電所共用」）及び誘きる非常灯（一部「東海，東海第二発電所共用」）及び

3.1 避難用照明

導灯（一部「東海，東海第二発電所共用」）を設置し，誘導灯（一部「東海，東海第二発電所共用」）を設置し，安全に避難できる設計とする。

安全に避難できる設計とする。

13. 安全避難通路等に係る設計
14. 非常用照明に係る設計【13条1】
設計基準事故が発生した場合に用いる作業用照明として，非常用照明，直流非常灯及び蓄電池内蔵型照明を設置する設計とする。

Ⅴ-1-1-12 非常用照明に関する説明書
2.2 設計基準事故が発生した場合に用いる
作業用照明

非常用照明は非常用低圧母線，直流非常灯は蓄電池（非常用）に接続し，非常用ディーゼル発電機からも電14. 非常用照明に係る設計

3.2 設計基準事故が発生した場合に用いる
照明

Ⅴ-1-10-5「計測制御系統施設」の様式−19.

中央制御室の機能の設計(2) 中央制御室の機能の設計

力を供給できる設計とするとともに，蓄電池内蔵型照c.

明は常用低圧母線又は非常用低圧母線に接続し，内蔵(c) 照明蓄電池を備える設計とする。
【13条2】
直流非常灯及び蓄電池内蔵型照明は，全交流動力電

110

居住性の確保基本設計方針変

更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後

様式１への反映結果

源喪失時から重大事故等に対処するために必要な電力の供給が常設代替交流電源設備から開始されるまでの間，点灯可能な設計とする。
【13条3】
設計基準事故に対応するための操作が必要な場所には，作業用照明を設置することにより作業が可能となる設計とする。
【13条4】
6.4 放射性物質による汚染の防止

6.4 放射性物質による汚染の防止

放射性物質により汚染されるおそれがあって，人が頻

放射性物質により汚染されるおそれがあって，人が繁に出入りする管理区域内の床面，人が触れるおそれが頻繁に出入りする管理区域内の床面，人が触れるおそある高さまでの壁面，手摺，梯子の表面は，平滑にし，れがある高さまでの壁面，手摺，梯子の表面は，平滑に放射性物質による汚染を除去し易い設計とする。

し，放射性物質による汚染を除去し易い設計とする。
【41条1】−

人が触れるおそれがある物の放射性物質による汚染

人が触れるおそれがある物の放射性物質による汚染を除去する除染設備を施設し，放射性物質を除去できるを除去する除染設備を施設し，放射性物質を除去でき設計とする。除染設備の排水は，液体廃棄物処理設備でる設計とする。除染設備の排水は，液体廃棄物処理設備

処理する設計とする。

で処理する設計とする。
【41条2】

111−（追加要求事項なし）

基本設計方針から工認添付説明書及び様式−１への展開表【対象施設：原子炉冷却系統施設(個別項目)】
基本設計方針変 更

前変 更

第２章 個別項目

第２章 個別項目

1.

1. 原子炉冷却材

原子炉冷却材工認添付説明書との関係

後

原子炉冷却材は，通常運転時における圧力，温度及び放射原子炉冷却材は，通常運転時における圧力，温度及び放射線によって起こる最も厳しい条件において，核的性質とし線によって起こる最も厳しい条件において，核的性質として核反応断面積が核反応維持のために適切であり，熱水力て核反応断面積が核反応維持のために適切であり，熱水力的性質として冷却能力が適切であることを保持し，かつ，燃的性質として冷却能力が適切であることを保持し，かつ，燃料体及び構造材の健全性を妨げることのない性質であり，料体及び構造材の健全性を妨げることのない性質であり，

通常運転時において放射線に対して化学的に安定であるこ

通常運転時において放射線に対して化学的に安定であることを保持し得る設計とする。

とを保持し得る設計とする。

−

様式 1 への反映結果−（追加要求事項なし）【25 条 1】
2.

原子炉冷却材再循環設備

2. 原子炉冷却材再循環設備

2.1 原子炉冷却材再循環系

2.1 原子炉冷却材再循環系

原子炉冷却材再循環系は，再循環系ポンプ及び原子炉

原子炉冷却材再循環系は，再循環系ポンプ及び原子炉

圧力容器内部に設けられたジェットポンプにより，炉水

圧力容器内部に設けられたジェットポンプにより，炉水を原子炉圧力容器内に循環させて，炉心から熱除去を行を原子炉圧力容器内に循環させて，炉心から熱除去を行

う。

う。

−

−
（追加要求事項なし）【33 条 1】
再循環系ポンプ全台が電源喪失した場合でも，燃料棒

再循環系ポンプ全台が電源喪失した場合でも，燃料棒が十分な熱的余裕を有し，かつタービン・トリップ又は負が十分な熱的余裕を有し，かつタービン・トリップ又は負荷遮断直後の原子炉出力を抑制できるように，原子炉冷荷遮断直後の原子炉出力を抑制できるように，原子炉冷却材再循環系は適切な慣性を有する設計とする。

却材再循環系は適切な慣性を有する設計とする。
【33 条 4】112−−
（追加要求事項なし）

基本設計方針
変 更3.

前

原子炉冷却材の循環設備

3.1 主蒸気系，復水給水系等
炉心で発生した蒸気は，原子炉圧力容器内の気水分離

変 更工認添付説明書との関係

後

3. 原子炉冷却材の循環設備

原子炉冷却系統施設 要目表

3.1 主蒸気系，復水給水系等

様式 1 への反映結果（追加要求事項はないが，本工認で必要な設計）
18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

炉心で発生した蒸気は，原子炉圧力容器内の気水分離 原子炉冷却系統施設に係る機器の配置を明示し18.1 機能単位の系統の明確化

器及び蒸気乾燥器を経た後，主蒸気管で蒸気タービンに器及び蒸気乾燥器を経た後，主蒸気管で蒸気タービンにた図面

18.2 兼用する機能の確認導く設計とする。

導く設計とする。

4.2.1 主蒸気系

18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設

なお，主蒸気管には，逃がし安全弁及び主蒸気隔離弁を取り付ける。
蒸気タービンを出た蒸気は主復水器で復水する。復水

なお，主蒸気管には，逃がし安全弁及び主蒸気隔離弁を計
構造図取り付ける。

② 原子炉冷却材の循環設備

蒸気タービンを出た蒸気は主復水器で復水する。復水 4.2.1 主蒸気系

・主蒸気系

は復水ポンプ，復水脱塩装置，給水加熱器を通り，給水ポ

は復水ポンプ，復水脱塩装置，給水加熱器を通り，給水ポ

ンプにより発電用原子炉に戻す設計とする。主蒸気管にンプにより発電用原子炉に戻す設計とする。主蒸気管に仕様等に関する設計

は，タービンバイパス系を設け，蒸気を主復水器へバイパ

は，タービンバイパス系を設け，蒸気を主復水器へバイパ

18.5 各機器固有の設計

スできる設計とする。

スできる設計とする。

(2) その他各設備固有の設計

18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の【33 条 2】a.

原子炉冷却材の循環設備(f) 逃がし安全弁に係る設計
復水給水系には復水中の核分裂生成物及び腐食生成物

復水給水系には復水中の核分裂生成物及び腐食生成物を除去するために復水脱塩装置を設け，高純度の給水をを除去するために復水脱塩装置を設け，高純度の給水を発電用原子炉へ供給できるようにする。また，5 段の低圧

発電用原子炉へ供給できるようにする。また，5 段の低圧給水加熱器及び 1 段の高圧給水加熱器を設け，発電用原給水加熱器及び 1 段の高圧給水加熱器を設け，発電用原子炉への適切な給水温度を確保できる設計とする。

子炉への適切な給水温度を確保できる設計とする。

タービンバイパス系は，原子炉起動時，停止時，通常運タービンバイパス系は，原子炉起動時，停止時，通常運

転時及び過渡状態において，原子炉蒸気を直接主復水器

転時及び過渡状態において，原子炉蒸気を直接主復水器に導き，原子炉定格蒸気流量の約 25 ％を処理できる設に導き，原子炉定格蒸気流量の約 25 ％を処理できる設

計とする。

計とする。

−

−
（追加要求事項なし）【33 条 3】
3.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ

3.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ

原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する機器は，通常原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する機器は，通常

運転時，運転時の異常な過渡変化時及び設計基準事故時

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設計とする。

わる負荷に耐える設計とする。
【27 条 1】113−−
（追加要求事項なし）

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後設計における衝撃荷重として，原子炉冷却材喪失事故

設計における衝撃荷重として，原子炉冷却材喪失事故に伴うジェット反力等，安全弁等の開放に伴う荷重を考に伴うジェット反力等，安全弁等の開放に伴う荷重を考慮するとともに，反応度が炉心に投入されることにより慮するとともに，反応度が炉心に投入されることにより原子炉冷却系の圧力が増加することに伴う荷重の増加

原子炉冷却系の圧力が増加することに伴う荷重の増加（浸水燃料の破損に加えて，ペレット／被覆管機械的相（浸水燃料の破損に加えて，ペレット／被覆管機械的相互作用を原因とする破損による衝撃圧力等に伴う荷重の互作用を原因とする破損による衝撃圧力等に伴う荷重の増加を含む。）を考慮した設計とする。

増加を含む。）を考慮した設計とする。

−

様式 1 への反映結果−（追加要求事項なし）【27 条 2】
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。

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。

−【27条3】(1)

原子炉圧力容器及びその付属物（本体に直接付けら(1)

れるもの及び制御棒駆動機構ハウジング等）

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）−【27条4】(2)

原子炉冷却系を構成する機器及び配管（主蒸気管及(2)−（追加要求事項なし）−（追加要求事項なし）

原子炉冷却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子炉側からみて第二隔離弁を含むまび給水管のうち原子炉側からみて第二隔離弁を含むま

での範囲）

での範囲）

−

−
（追加要求事項なし）【27 条 5】(3) 接続配管(3) 接続配管（一）通常時開及び設計基準事故時閉となる弁を有する（一）通常時開及び設計基準事故時閉となる弁を有する

ものは，発電用原子炉側からみて，第二隔離弁を含ものは，発電用原子炉側からみて，第二隔離弁を含むまでの範囲とする。

むまでの範囲とする。
【27条6】

114−−（追加要求事項なし）

基本設計方針変 更前（二）通常時又は設計基準事故時に開となるおそれがあ

変 更工認添付説明書との関係

後（二）通常時又は設計基準事故時に開となるおそれがあ Ⅴ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉冷却系統施設）

様式 1 への反映結果
18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

る通常時閉及び設計基準事故時閉となる弁を有する

る通常時閉及び設計基準事故時閉となる弁を有す

ものは，発電用原子炉側からみて，第一隔離弁を含むるものは，発電用原子炉側からみて，第二隔離弁を18.2 兼用する機能の確認までの範囲とする。

含むまでの範囲とする。

18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設【27 条 7】18.1 機能単位の系統の明確化

計② 原子炉冷却材の循環設備
・主蒸気系
18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計
18.5 各機器固有の設計(2) その他各設備固有の設計
a.

原子炉冷却材の循環設備

18.6 機能を兼用する機器を含む原子炉冷却系
統施設の系統図に関する取りまとめ（三）通常時閉及び設計基準事故時閉となる弁を有する（三）通常時閉及び設計基準事故時閉となる弁を有する

もののうち，（二）以外のものは，発電用原子炉側かもののうち，（二）以外のものは，発電用原子炉側からみて，第一隔離弁を含むまでの範囲とする。

らみて，第一隔離弁を含むまでの範囲とする。

−−（追加要求事項なし）【27条8】（四）通常時閉及び原子炉冷却材喪失時開となる弁を有（四）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（一）に準ずる。

する非常用炉心冷却系等も（一）に準ずる。

−【27条9】（五）上記において「隔離弁」とは，自動隔離弁，逆止（五）上記において「隔離弁」とは，自動隔離弁，逆止弁，通常時施錠管理等でロックされた閉止弁及び遠弁，通常時施錠管理等で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，設計基準事

隔操作閉止弁をいう。なお，通常時閉，設計基準事

故時閉となる手動弁のうち個別に施錠管理を行う

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，上記（三）に該当す

弁は，開となるおそれがなく，上記（三）に該当す

る。

る。

−

−
（追加要求事項なし）−（追加要求事項なし）【27条10】また，原子炉冷却材圧力バウンダリは，以下に述べる事項を十分満足するように設計，材料選定を行う。

また，原子炉冷却材圧力バウンダリは，以下に述べる事項を十分満足するように設計，材料選定を行う。

−【27条11】115−（追加要求事項なし）

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後

通常運転時において，出力運転中，圧力制御系により原

通常運転時において，出力運転中，圧力制御系により原子炉圧力を一定に保持する設計とする。原子炉起動，停止

子炉圧力を一定に保持する設計とする。原子炉起動，停止

時の加熱・冷却率を一定の値以下に抑える等の配慮をす

時の加熱・冷却率を一定の値以下に抑える等の配慮をする。

る。

タービントリップ，主蒸気隔離弁閉止等の運転時の異タービントリップ，主蒸気隔離弁閉止等の運転時の異常な過渡変化時において，「主蒸気止め弁閉」，「主蒸気隔

常な過渡変化時において，「主蒸気止め弁閉」，「主蒸気隔

離弁閉」等の原子炉スクラム信号を発する安全保護回路

離弁閉」等の原子炉スクラム信号を発する安全保護回路を設けること，また逃がし安全弁を設けること等により，を設けること，また逃がし安全弁を設けること等により，原子炉冷却材圧力バウンダリ過渡最大圧力が原子炉冷却

原子炉冷却材圧力バウンダリ過渡最大圧力が原子炉冷却材圧力バウンダリの最高使用圧力の1.1倍の圧力（9.48

材圧力バウンダリの最高使用圧力の1.1倍の圧力（9.48

MPa）を超えない設計とする。

MPa）を超えない設計とする。

−

様式 1 への反映結果−（追加要求事項なし）【27条12】
設計基準事故時のうち原子炉冷却材圧力バウンダリの設計基準事故時のうち原子炉冷却材圧力バウンダリの健全性が問題となる可能性がある制御棒落下事象につい健全性が問題となる可能性がある制御棒落下事象については，「原子炉出力ペリオド短」，「中性子束高」等の原子ては，「原子炉出力ペリオド短」，「中性子束高」等の原子炉スクラム信号を発する安全保護回路を設け，制御棒落炉スクラム信号を発する安全保護回路を設け，制御棒落

下速度リミッタ，制御棒価値ミニマイザなどの対策とあ

下速度リミッタ，制御棒価値ミニマイザなどの対策とあ

いまって，設計基準事故時の燃料の二酸化ウランの最大

いまって，設計基準事故時の燃料の二酸化ウランの最大

エンタルピを抑え，原子炉冷却材圧力バウンダリの健全

エンタルピを抑え，原子炉冷却材圧力バウンダリの健全性を確保できる設計とする。

性を確保できる設計とする。

−−（追加要求事項なし）【27 条 13】
原子炉冷却材圧カバウンダリを構成する配管及び機器の材料は，耐食性を考慮して選定する。

原子炉冷却材圧カバウンダリを構成する配管及び機器の材料は，耐食性を考慮して選定する。

−【27条14】
3.3 原子炉冷却材圧力バウンダリの隔離装置等−（追加要求事項なし）

3.3 原子炉冷却材圧力バウンダリの隔離装置等

原子炉冷却材圧力バウンダリには，原子炉冷却材圧力

原子炉冷却材圧力バウンダリには，原子炉冷却材圧力ババウンダリに接続する配管等が破損することによって，ウンダリに接続する配管等が破損することによって，原

原子炉冷却材の流出を制限するために配管系の通常運転

子炉冷却材の流出を制限するために配管系の通常運転時

時の状態及び使用目的を考慮し，適切に隔離弁を設けるの状態及び使用目的を考慮し，適切に隔離弁を設ける設設計とする。

計とする。

−−（追加要求事項なし）【28 条 1】
なお，原子炉冷却材圧力バウンダリの隔離弁の対象は，以下のとおりとする。

なお，原子炉冷却材圧力バウンダリの隔離弁の対象は，以下のとおりとする。

−【28 条 2】116−
（追加要求事項なし）

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後（一）通常時開及び設計基準事故時閉となる弁を有す（一）通常時開及び設計基準事故時閉となる弁を有す

るものは，発電用原子炉側からみて，第一隔離弁及るものは，発電用原子炉側からみて，第一隔離弁

び第二隔離弁を対象とする。

及び第二隔離弁を対象とする。

様式 1 への反映結果−−（追加要求事項なし）【28条3】（二）通常時開又は設計基準事故時に開となるおそれ（二）通常時開又は設計基準事故時に開となるおそれ

Ⅴ-1-1-4-3

設備別記載事項の設定根拠に関すがある通常時閉及び設計基準事故時閉となる弁をがある通常時閉及び設計基準事故時閉となる弁を有するものは，発電用原子炉側からみて，第一隔有するものは，発電用原子炉側からみて，第一隔

18.2 兼用する機能の確認

離弁を対象とする。

離弁及び第二隔離弁を対象とする。

18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設る説明書（原子炉冷却系統施設）【28条4】

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.1 機能単位の系統の明確化

計② 原子炉冷却材の循環設備
・主蒸気系
18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計
18.5 各機器固有の設計(2) その他各設備固有の設計
a.

原子炉冷却材の循環設備

18.6 機能を兼用する機器を含む原子炉冷却系
統施設の系統図に関する取りまとめ（三）通常時閉及び設計基準事故時閉となる弁を有す（三）通常時閉及び設計基準事故時閉となる弁を有す

るもののうち，（二）以外のものは，発電用原子炉

るもののうち，（二）以外のものは，発電用原子炉側からみて，第一隔離弁を対象とする。

側からみて，第一隔離弁を対象とする。

−−（追加要求事項なし）【28条5】（四）通常時閉及び原子炉冷却材喪失時開となる弁を（四）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，発電用原子炉側か有する非常用炉心冷却系等も，発電用原子炉側からみて第一隔離弁及び第二隔離弁を対象とする。

らみて第一隔離弁及び第二隔離弁を対象とする。

−−（追加要求事項なし）【28条6】（五）上記において「隔離弁」とは，自動隔離弁，逆（五）上記において「隔離弁」とは，自動隔離弁，逆止弁，通常時施錠管理等でロックされた閉止弁及止弁，通常時施錠管理等でロックされた閉止弁及び遠隔操作閉止弁をいう。

び遠隔操作閉止弁をいう。

−−（追加要求事項なし）【28条7】
なお，通常時閉，設計基準事故時閉となる手動弁のう

なお，通常時閉，設計基準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，

ち個別に施錠管理を行う弁は，開となるおそれがなく，

上記（三）に該当することから，発電用原子炉側からみ上記（三）に該当することから，発電用原子炉側からみて第一隔離弁を対象とする。

て第一隔離弁を対象とする。
【28条8】

117−−（追加要求事項なし）

基本設計方針変 更

前

3.4 逃がし安全弁の機能(1) 系統構成

変 更

工認添付説明書との関係

後

3.4 逃がし安全弁の機能

原子炉冷却系統施設 要目表

様式 1 への反映結果（追加要求事項はないが，本工認で必要な設計）
18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計(1) 系統構成

逃がし安全弁は，アクチュエータ作動の逃がし弁機

逃がし安全弁は，アクチュエータ作動の逃がし弁機

能及びバネ作動の安全弁機能を有し，蒸気をサプレッ

原子炉冷却系統施設に係る機器の配置を明示し18.1 機能単位の系統の明確化

能及びバネ作動の安全弁機能を有し，蒸気をサプレッた図面及び系統図

18.2 兼用する機能の確認

ション・チェンバのプール水中に導き，原子炉冷却系

ション・チェンバのプール水中に導き，原子炉冷却系

4.2.1 主蒸気系

18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設統の過度の圧力上昇を防止できる設計とする。

統の過度の圧力上昇を防止できる設計とする。

計【33条18】構造図② 原子炉冷却材の循環設備

4.2.1 主蒸気系

・主蒸気系
18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計
18.5 各機器固有の設計(2) その他各設備固有の設計
a.

原子炉冷却材の循環設備(f) 逃がし安全弁に係る設計
自動減圧系は，中小破断の原子炉冷却材喪失事故時

自動減圧系は，中小破断の原子炉冷却材喪失事故時に原子炉蒸気をサプレッション・チェンバへ逃がし原に原子炉蒸気をサプレッション・チェンバへ逃がし原

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

子炉圧力をすみやかに低下させて低圧炉心スプレイ系

子炉圧力をすみやかに低下させて低圧炉心スプレイ系 原子炉冷却系統施設に係る機器の配置を明示し18.1 機能単位の系統の明確化

あるいは低圧注水系による注水を早期に可能とし，燃あるいは低圧注水系による注水を早期に可能とし，燃 た図面及び系統図

18.2 兼用する機能の確認

料被覆材の大破損を防止しジルコニウム−水反応を無料被覆材の大破損を防止しジルコニウム−水反応を無 4.2.1 主蒸気系

18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設視しうる程度に抑えることができる設計とする。

視しうる程度に抑えることができる設計とする。
【32 条 8】

原子炉冷却系統施設 要目表（追加要求事項はないが，本工認で必要な設計）

計
構造図② 原子炉冷却材の循環設備

4.2.1 主蒸気系

・主蒸気系
18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計
18.5 各機器固有の設計(2) その他各設備固有の設計
a.

原子炉冷却材の循環設備(f) 逃がし安全弁に係る設計

118

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後

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重大事故等対処設備として，

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

逃がし安全弁（安全弁機能）を使用する。

様式 1 への反映結果
18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.1 機能単位の系統の明確化
18.2 兼用する機能の確認【60 条 3】18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設
計② 原子炉冷却材の循環設備
・主蒸気系
18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計
18.5 各機器固有の設計(2) その他各設備固有の設計
a.

原子炉冷却材の循環設備(f) 逃がし安全弁に係る設計
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Ⅴ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉冷却系統施設）

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.1 機能単位の系統の明確化

圧機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷及18.2 兼用する機能の確認

び原子炉格納容器の破損を防止するため，原子炉冷却18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設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として，逃がし安全弁を設ける設計とする。
【61 条 1】計
② 原子炉冷却材の循環設備
・主蒸気系
18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計
18.5 各機器固有の設計(2) その他各設備固有の設計
a.

原子炉冷却材の循環設備(f) 逃がし安全弁に係る設計

119

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後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Ⅴ-1-1-4-3

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉冷却系統施設）

様式 1 への反映結果
18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.1 機能単位の系統の明確化

らの遠隔手動操作により，自動減圧機能用アキュムレ

18.2 兼用する機能の確認

ータに蓄圧された窒素をアクチュエータのピストンに18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設供給することで作動し，蒸気を排気管によりサプレッ

計

ション・チェンバのプール水面下に導き凝縮させるこ② 原子炉冷却材の循環設備とで，原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧できる設計

・主蒸気系

とする。

18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の【61 条 5】仕様等に関する設計
18.5 各機器固有の設計(2) その他各設備固有の設計
a.

原子炉冷却材の循環設備(f) 逃がし安全弁に係る設計

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備のうち，炉心損傷時に原子炉冷却材圧力バウンダリがⅤ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉冷却系統施設）

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.1 機能単位の系統の明確化

高圧状態である場合において，高圧溶融物放出及び格18.2 兼用する機能の確認

納容器雰囲気直接加熱による原子炉格納容器の破損を18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設防止するための重大事故等対処設備として，逃がし安計

全弁は，中央制御室からの遠隔手動操作により，自動減② 原子炉冷却材の循環設備

圧機能用アキュムレータに蓄圧された窒素をアクチュ

・主蒸気系

エータのピストンに供給することで作動し，蒸気を排18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の気管によりサプレッション・チェンバのプール水面下仕様等に関する設計に導き凝縮させることで，原子炉冷却材圧力バウンダ

18.5 各機器固有の設計

リを減圧できる設計とする。

(2) その他各設備固有の設計
a.

【61 条 17】

原子炉冷却材の循環設備(f) 逃がし安全弁に係る設計

120

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後(2) 多様性，位置的分散等

Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が逃がし安全弁（安全弁機能）は，設計基準事故対処設備であるとともに，重大事故等時においても使用するため，重大事故等対処設備としての基本方針に示す設
計方針を適用する。ただし，多様性及び独立性並びに位様式 1 への反映結果
18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計使用される条件の下における健全性に

18.1 機能単位の系統の明確化

関する説明書18.2 兼用する機能の確認

2.1 多重性又は多様性及び独立性並び位置的分散18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

置的分散を考慮すべき対象の設計基準事故対処設備は② 原子炉冷却材の循環設備

ないことから，重大事故等対処設備の基本方針のうち

・主蒸気系「5.1.2 多様性，位置的分散等」に示す設計方針は適18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の用しない。

仕様等に関する設計【60 条 15】

18.5 各機器固有の設計(2) その他各設備固有の設計
a.

原子炉冷却材の循環設備(f) 逃がし安全弁に係る設計(3) 環境条件等

Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が逃がし安全弁は，想定される重大事故等時に確実に作動するように，原子炉格納容器内に設置し，制御用空気が喪失した場合に使用する非常用窒素供給系及び非常用逃がし安全弁駆動系の高圧窒素ボンベの容量の設

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計使用される条件の下における健全性に

18.1 機能単位の系統の明確化

関する説明書18.2 兼用する機能の確認

2.3 環境条件等

18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計定も含めて，想定される重大事故等時における環境条② 原子炉冷却材の循環設備件を考慮した設計とする。操作は，中央制御室で可能な・主蒸気系設計とする。

18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の【61 条 21】仕様等に関する設計
18.5 各機器固有の設計(2) その他各設備固有の設計
a.

原子炉冷却材の循環設備(f) 逃がし安全弁に係る設計

121

基本設計方針変 更

前

3.4.1 逃がし安全弁の容量

変 更工認添付説明書との関係

後3.4.1 逃がし安全弁の容量

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

様式 1 への反映結果
15. 安全弁等の設計(1) 設備仕様に係る設計

逃がし安全弁は，ベローズと補助背圧平衡ピス

逃がし安全弁は，ベローズと補助背圧平衡ピストンを備えたバネ式の平衡形安全弁に，外部からトンを備えたバネ式の平衡形安全弁に，外部から(2) 各機器固有の設計

強制的に開閉を行うアクチュエータを取付けたも強制的に開閉を行うアクチュエータを取付けたも Ⅴ-4-1 安全弁及び逃がし弁の吹出量計算書

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

ので，蒸気圧力がスプリングの設定圧力に達する

ので，蒸気圧力がスプリングの設定圧力に達する

18.1 機能単位の系統の明確化と自動開放する他，外部信号によってアクチュエと自動開放する他，外部信号によってアクチュエ

18.2 兼用する機能の確認

ータのピストンに窒素圧力を供給して弁を強制的ータのピストンに窒素圧力を供給して弁を強制的

18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設に開放することができるものを使用し，サプレッに開放することができるものを使用し，サプレッ

ション・チェンバからの背圧変動が逃がし安全弁

ション・チェンバからの背圧変動が逃がし安全弁② 原子炉冷却材の循環設備の設定圧力に影響を与えない設計とする。なお，逃の設定圧力に影響を与えない設計とする。なお，逃・主蒸気系がし安全弁は，18 個設置する設計とする。

がし安全弁は，18 個設置する設計とする。

計18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計【20 条 6】【57 条 6】

18.5 各機器固有の設計(2) その他各設備固有の設計
a.

原子炉冷却材の循環設備(f) 逃がし安全弁に係る設計
逃がし安全弁の排気は，排気管によりサプレッ

逃がし安全弁の排気は，排気管によりサプレッ

ション・チェンバ内のプール水面下に導き凝縮すション・チェンバ内のプール水面下に導き凝縮す

る設計とする。

る設計とする。

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

15. 安全弁等の設計(1) 設備仕様に係る設計(2) 各機器固有の設計【20 条 7】【57 条 7】
18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.1 機能単位の系統の明確化
18.2 兼用する機能の確認
18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設
計② 原子炉冷却材の循環設備
・主蒸気系
18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計
18.5 各機器固有の設計(2) その他各設備固有の設計
a.

原子炉冷却材の循環設備(f) 逃がし安全弁に係る設計

122

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後様式 1 への反映結果

逃がし安全弁の容量は，原子炉冷却材圧力バウ

逃がし安全弁の容量は，原子炉冷却材圧力バウ

ンダリの過度の圧力上昇を抑えるため，吹出し圧

ンダリの過度の圧力上昇を抑えるため，吹出し圧

力と設置個数とを適切に組み合わせることによ

力と設置個数とを適切に組み合わせることにより，原子炉圧力容器の過圧防止に必要な容量以上

り，原子炉圧力容器の過圧防止に必要な容量以上 Ⅴ-4-1 安全弁及び逃がし弁の吹出量計算書を有する設計とする。なお，容量は運転時の異常なを有する設計とする。なお，容量は運転時の異常な18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

過度変化時に，原子炉冷却材圧力バウンダリの圧

過度変化時に，原子炉冷却材圧力バウンダリの圧

18.1 機能単位の系統の明確化

力を最高使用圧力の 1.1 倍以下に保持するのに必力を最高使用圧力の 1.1 倍以下に保持するのに必18.2 兼用する機能の確認

要な容量を算定する。

要な容量を算定する。

18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設

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

15. 安全弁等の設計(1) 設備仕様に係る設計(2) 各機器固有の設計【20 条 8】【57 条 8】

計
② 原子炉冷却材の循環設備
・主蒸気系
18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計
18.5 各機器固有の設計(2) その他各設備固有の設計
a.

原子炉冷却材の循環設備(f) 逃がし安全弁に係る設計
3.4.2 過渡時自動減圧機能

Ⅴ-1-5-3 工学的安全施設等の起動（作動）信号(1) 系統構成の設定値の根拠に関する説明書

原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態であ

2.2 その他の工学的安全施設って，設計基準事故対処設備が有する発電用原子3.2 その他の工学的安全施設

炉の減圧機能が喪失した場合においても炉心の著

4.2 その他の工学的安全施設

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 Ⅴ-1-5-4

発電用原子炉の運転を管理するために必要な重大事故等対処設備として，逃がし安全の制御装置に係る制御方法に関する説

弁を作動させる過渡時自動減圧機能を設ける設計

明書

とする。

3.4.4 安全保護系（原子炉緊急停止系作動回路【61 条 1】

及び工学的安全施設作動回路）及びその他の工学的安全施設等の作動設備

123

Ⅴ-1-10-5「計測制御系統施設」の様式−16.

原子炉非常停止信号及び工学的安全施設等の設計
c.

過渡時自動減圧機能に関する設計

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後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Ⅴ-1-1-4-3

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉冷却系統施設）

様式 1 への反映結果
Ⅴ-1-10-5「計測制御系統施設」の様式−18.

時自動減圧機能からの信号により，自動減圧機能

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備の設計

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
力バウンダリを減圧できる設計とする。
【61 条 2】3.4.3 逃がし安全弁（操作対象弁）の機能回復

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

Ⅴ-1-10-5「計測制御系統施設」の様式−18.

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備の設計

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，非常用窒素供給系及び非常用逃がし安全弁駆動系を使用できる設計とする。
【61 条 9】原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための第 1-4-2 図 単線結線図（2／5）

設備のうち，逃がし安全弁の機能回復のための重Ⅴ-1-10-5「計測制御系統施設」の様式−18.

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するた

大事故等対処設備として，可搬型代替直流電源設

めの設備の設計

備及び逃がし安全弁用可搬型蓄電池を使用できる(2) 各機器固有の設計設計とする。

c.

逃がし安全弁への電源供給に関する設計【61 条 6】
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第 1-4-2 図 単線結線図（2／5）

Ⅴ-1-10-5「計測制御系統施設」の様式−18.

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するた

大事故等対処設備として，可搬型代替直流電源設

めの設備の設計

備は，逃がし安全弁の作動に必要な常設直流電源(2) 各機器固有の設計系統が喪失した場合においても，緊急用電源切替

c.

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。
【61 条 7】124

逃がし安全弁への電源供給に関する設計

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための第 1-4-2 図 単線結線図（2／5）

設備のうち，逃がし安全弁の機能回復のための重様式 1 への反映結果
Ⅴ-1-10-5「計測制御系統施設」の様式−18.

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するた

大事故等対処設備として，逃がし安全弁用可搬型めの設備の設計

蓄電池は，逃がし安全弁の作動に必要な常設直流(2) 各機器固有の設計

電源系統が喪失した場合においても，逃がし安全c.

逃がし安全弁への電源供給に関する設計

弁の作動回路に接続することにより，逃がし安全弁（2 個）を一定期間にわたり連続して開状態を保持できる設計とする。
【61 条 8】全交流動力電源又は常設直流電源が喪失した場

第 1-4-2 図 単線結線図（2／5）

合の重大事故等対処設備として，逃がし安全弁

Ⅴ-1-10-5「計測制御系統施設」の様式−18.

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するたは，可搬型代替直流電源設備により作動に必要なめの設備の設計

直流電源が供給されることにより機能を復旧し，(2) 各機器固有の設計

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧できる設計とc.

逃がし安全弁への電源供給に関する設計する。
【61 条 15】
全交流動力電源又は常設直流電源が喪失した場

第 1-4-1 図 単線結線図（1／5）

合の重大事故等対処設備として，逃がし安全弁は，

Ⅴ-1-10-5「計測制御系統施設」の様式−18.

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するた

常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設 第 1-4-2 図 単線結線図（2／5）

めの設備の設計

備により所内常設直流電源設備を受電し，作動に(2) 各機器固有の設計必要な直流電源が供給されることにより機能を復c.

逃がし安全弁への電源供給に関する設計

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。
【61 条 16】
3.4.4 原子炉冷却材の漏えい量抑制

Ⅴ-1-1-4-3

インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時の重大事故等対処設備として，逃がし安全弁は，中央制
御室からの手動操作によって作動させ，原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧させることで原子炉冷却材の漏えいを抑制できる設計とする。
【61 条 18】125

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉冷却系統施設）

19.

インターフェイスシステムＬＯＣＡ時の系
統隔離及び原子炉冷却材の漏えい量抑制に係る設計

基本設計方針
変 更
4.

前

変 更

残留熱除去設備

4. 残留熱除去設備

4.1 残留熱除去系

4.1 残留熱除去系(1) 系統構成(1) 系統構成

発電用原子炉を停止した場合において，燃料要素の工認添付説明書との関係

後

原子炉冷却系統施設 要目表

様式 1 への反映結果（追加要求事項はないが，本工認で必要な設計）
18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

発電用原子炉を停止した場合において，燃料要素の原子炉冷却系統施設に係る機器の配置を明示し18.1 機能単位の系統の明確化た図面及び系統図

18.2 兼用する機能の確認

許容損傷限界及び原子炉冷却材圧力バウンダリの健全

許容損傷限界及び原子炉冷却材圧力バウンダリの健全 4.3.1 残留熱除去系

性を維持するために必要なパラメータが設計値を超え性を維持するために必要なパラメータが設計値を超え 4.4.3 原子炉隔離時冷却系ないようにするため，原子炉圧力容器内において発生ないようにするため，原子炉圧力容器内において発生した残留熱を除去することができる設備として残留熱

した残留熱を除去することができる設備として残留熱 構造図

除去系を設ける設計とする。

除去系を設ける設計とする。

18.3

残留熱除去系の冷却速度は，原子炉冷却材圧力バウ

ンダリの加熱・冷却速度の制限値（55 ℃/h）を超えな

ンダリの加熱・冷却速度の制限値（55 ℃/h）を超えな

いように制限できる設計とする。

いように制限できる設計とする。

計③残留熱除去設備
・残留熱除去系

4.3.1 残留熱除去系

残留熱除去系の冷却速度は，原子炉冷却材圧力バウ機能を兼用する機器を含む設備に係る設18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計【33 条 11】
残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）は，残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）は，

サプレッション・プール水温度を所定の温度以下に冷

サプレッション・プール水温度を所定の温度以下に冷却できる設計とする。

却できる設計とする。

−−（追加要求事項なし）【33 条 17】
残留熱除去系は，使用済燃料からの崩壊熱を除去で残留熱除去系は，使用済燃料からの崩壊熱を除去できる設計とする。残留熱除去系熱交換器で除去した熱きる設計とする。残留熱除去系熱交換器で除去した熱は，残留熱除去系海水系を経て，最終的な熱の逃がし場

は，残留熱除去系海水系を経て，最終的な熱の逃がし場

である海へ輸送できる設計とする。

である海へ輸送できる設計とする。

−−（追加要求事項なし）【26 条 29】
インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時の重大事
故等対処設備として，残留熱除去系Ａ系注入弁，残留熱

Ⅴ-1-1-4-3

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉冷却系統施設）

場で弁を操作することにより原子炉冷却材の漏えい箇 Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が使用される条件の下における健全性に関する説明書【61 条 19】

2.1 多重性又は多様性及び独立性並び位置的分散
3.2 原子炉冷却系統施設

126

インターフェイスシステムＬＯＣＡ時の系
統隔離及び原子炉冷却材の漏えい量抑制に係る設計

除去系Ｂ系注入弁及び残留熱除去系Ｃ系注入弁は，現所を隔離できる設計とする。

19.

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後

なお，設計基準事故対処設備である残留熱除去系Ａ系注入弁，残留熱除去系Ｂ系注入弁及び残留熱除去系

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

Ｃ系注入弁は，重大事故等対処設備として使用することから，重大事故等対処設備としての設計を行う。

様式 1 への反映結果
19.

インターフェイスシステムＬＯＣＡ時の系
統隔離及び原子炉冷却材の漏えい量抑制に係る設計

Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が使用される条件の下における健全性に【61 条 20】

関する説明書2.1 多重性又は多様性及び独立性並び位置的分散
3.2 原子炉冷却系統施設
原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備として，想定される重大事故等

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

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.1 機能単位の系統の明確化

時において，設計基準事故対処設備である残留熱除去

18.2 兼用する機能の確認

系（原子炉停止時冷却系）が使用できる場合は，重大事

18.3

故等対処設備として使用できる設計とする。

機能を兼用する機器を含む設備に係る設計③残留熱除去設備【62 条 3】

・残留熱除去系
18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備とし

Ⅴ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関すて，想定される重大事故等時において，設計基準事故対る説明書（原子炉冷却系統施設）

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.1 機能単位の系統の明確化

処設備である残留熱除去系（原子炉停止時冷却系），残18.2 兼用する機能の確認

留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去

18.3

系（サプレッション・プール冷却系）が使用できる場合
は，重大事故等対処設備として使用できる設計とする。
【63 条 2】機能を兼用する機器を含む設備に係る設計③残留熱除去設備
・残留熱除去系
18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計

127

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後

発電用原子炉停止中において全交流動力電源喪失又第 1-4-1 図 単線結線図（1／5）

様式 1 への反映結果
18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計は残留熱除去系海水系機能喪失によるサポート系の故

18.5 各機器固有の設計

障により，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）が起動(2) その他各設備固有の設計できない場合の重大事故等対処設備として，常設代替b.

残留熱除去設備

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）を復旧できる設計とする。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残留熱除去系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海水系から供給できる設計とする。
【62 条 39】
残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の流路として， Ⅴ-1-1-4-1 設備別記載事項の設定根拠に関す
設計基準対象施設である原子炉圧力容器，炉心支持構る説明書（原子炉本体）

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.1 機能単位の系統の明確化

造物及び原子炉圧力容器内部構造物を重大事故等対処

18.2 兼用する機能の確認設備として使用することから，流路に係る機能につい Ⅴ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関す

18.3て重大事故等対処設備としての設計を行う。

る説明書（原子炉冷却系統施設）【62 条 45】【63 条 43】

機能を兼用する機器を含む設備に係る設計③残留熱除去設備
Ⅴ-3-3-1 原子炉圧力容器の強度計算書

・残留熱除去系
18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器のⅤ-3-別添 6 炉心支持構造物の強度に関する説
明書

Ⅴ-3-別添 7 原子炉圧力容器内部構造物の強度
計算書

128

仕様等に関する設計

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後(2) 多様性，位置的分散等

Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が

残留熱除去系ポンプ及び残留熱除去系熱交換器は，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，重大事故等対処設備としての基本方針に示す設計方針を適用する。ただし，多様性
及び独立性並びに位置的分散を考慮すべき対象の設計

2.1

様式 1 への反映結果
18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計使用される条件の下における健全性に

18.1 機能単位の系統の明確化

関する説明書18.2 兼用する機能の確認

多重性又は多様性及び独立性並び位置

18.3

的分散
3.2 原子炉冷却系統施設

計③残留熱除去設備

基準事故対処設備はないことから，重大事故等対処設
備の基本方針のうち「5.1.2

機能を兼用する機器を含む設備に係る設・残留熱除去系

多様性，位置的分散等」

18.4に示す設計方針は適用しない。

兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計【62 条 46】【63 条 35】
4.2 格納容器圧力逃がし装置

Ⅴ-1-1-4-7 設備別記載事項の設定根拠に関す(1) 系統構成る説明書（原子炉格納施設）

設計基準事故対処設備が有する最終ヒートシンクへ

Ⅴ-1-10-8「原子炉格納施設」の様式−1
2.

原子炉格納施設の兼用する設計

2.1 機能に係る設計条件の設定

熱を輸送する機能が喪失した場合において炉心の著し Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する

2.2 機能単位の系統の明確化

い損傷及び原子炉格納容器の破損（炉心の著しい損傷

2.3 兼用する機能の確認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
故等対処設備として，格納容器圧力逃がし装置を設ける設計とする。

説明書
3.2.2 重大事故等時における原子炉格納容
器の熱の輸送機能
3.2.4 重大事故等時における原子炉格納容器の過圧破損防止機能【63 条 1】

2.4

別添-3 格納容器圧力逃がし装置の設計機能を兼用する機器を含む設備に係る設計⑥圧力逃がし装置
・格納容器圧力逃がし装置
2.5

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計

129

基本設計方針
変 更
−

前

変 更

工認添付説明書との関係

後

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

Ⅴ-1-1-4-7 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉格納施設）

タ装置（フィルタ容器，スクラビング水，金属フィルタ，
よう素除去部），圧力開放板，配管・弁類，計測制御装置等で構成し，原子炉格納容器内雰囲気ガスを不活性ガス系等を経由して，フィルタ装置へ導き，放射性物質を低減させた後に原子炉建屋原子炉棟屋上に設ける放出口から放出（系統設計流量 13.4 kg/s（1 Pd におい

Ⅴ-1-10-8「原子炉格納施設」の様式−1
2.

原子炉格納施設の兼用する設計

2.1 機能に係る設計条件の設定

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，フィル

様式 1 への反映結果

Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
3.2.2 重大事故等時における原子炉格納容

2.2 機能単位の系統の明確化
2.3 兼用する機能の確認
2.4

器の熱の輸送機能計

3.2.4 重大事故等時における原子炉格納容⑥圧力逃がし装置

器の過圧破損防止機能
別添-3 格納容器圧力逃がし装置の設計機能を兼用する機器を含む設備に係る設・格納容器圧力逃がし装置
2.5

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計て））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場である大気へ輸送できる設計とする。
【63 条 4】
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，設置（変更）許可にお

Ⅴ-1-1-4-7 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉格納施設）

Ⅴ-1-10-8「原子炉格納施設」の様式−1
2.

原子炉格納施設の兼用する設計

いて敷地境界での線量評価を行い，実効線量が 5 mSv

2.1 機能に係る設計条件の設定以下であることを確認しており，格納容器圧力逃がし Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する

2.2 機能単位の系統の明確化装置はこの評価条件を満足する設計とする。

2.3 兼用する機能の確認

説明書【63 条 5】3.2.2 重大事故等時における原子炉格納容

2.4

計

器の熱の輸送機能
3.2.4 重大事故等時における原子炉格納容器の過圧破損防止機能
別添-3 格納容器圧力逃がし装置の設計機能を兼用する機器を含む設備に係る設⑥圧力逃がし装置
・格納容器圧力逃がし装置
2.5

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計

130

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後フィルタ装置は，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

Ⅴ-1-1-4-7 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉格納施設）

設計とする。また，無機よう素をスクラビング水中に捕集・保持するためにアルカリ性の状態（待機状態におい【63 条 6】Ⅴ-1-10-8「原子炉格納施設」の様式−1
2.

原子炉格納施設の兼用する設計

2.1 機能に係る設計条件の設定
Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書てｐＨ13 以上）に維持する設計とする。

様式 1 への反映結果

3.2.2 重大事故等時における原子炉格納容

2.2 機能単位の系統の明確化
2.3 兼用する機能の確認
2.4

器の熱の輸送機能機能を兼用する機器を含む設備に係る設
計

3.2.4 重大事故等時における原子炉格納容⑥圧力逃がし装置

器の過圧破損防止機能
別添-3 格納容器圧力逃がし装置の設計

・格納容器圧力逃がし装置
2.5

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計
格納容器圧力逃がし装置はサプレッション・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

Ⅴ-1-1-4-7 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉格納施設）

Ⅴ-1-10-8「原子炉格納施設」の様式−1
2.

原子炉格納施設の兼用する設計

る設計とする。サプレッション・チェンバ側からの排気

2.1 機能に係る設計条件の設定

ではサプレッション・チェンバの水面からの高さを確 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する

2.2 機能単位の系統の明確化

保し，ドライウェル側からの排気では，ドライウェル床

2.3 兼用する機能の確認

面からの高さを確保する設計と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。

説明書
3.2.2 重大事故等時における原子炉格納容

2.4

器の熱の輸送機能計

3.2.4 重大事故等時における原子炉格納容⑥圧力逃がし装置

器の過圧破損防止機能【63 条 7】機能を兼用する機器を含む設備に係る設

別添-3 格納容器圧力逃がし装置の設計

・格納容器圧力逃がし装置
2.5

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計
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，窒素ガス代替注入系に

Ⅴ-1-1-4-7 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉格納施設）

Ⅴ-1-10-8「原子炉格納施設」の様式−1
2.

原子炉格納施設の兼用する設計

より，系統内を不活性ガス（窒素）で置換した状態で待2.1 機能に係る設計条件の設定

機させ，不活性ガスで置換できる設計とするとともに， Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する

2.2 機能単位の系統の明確化

系統内に可燃性ガスが蓄積する可能性のある箇所には

2.3 兼用する機能の確認

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防止できる設計とする。

説明書
3.2.2 重大事故等時における原子炉格納容
器の熱の輸送機能
3.2.4 重大事故等時における原子炉格納容【63 条 8】2.4

器の過圧破損防止機能
別添-3 格納容器圧力逃がし装置の設計機能を兼用する機器を含む設備に係る設計⑥圧力逃がし装置
・格納容器圧力逃がし装置
2.5

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計

131

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後

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

Ⅴ-1-1-4-7 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉格納施設）

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・機器を確実に隔離することで，悪影響を及ぼさない設計とする。
【63 条 9】様式 1 への反映結果
Ⅴ-1-10-8「原子炉格納施設」の様式−1
2.

原子炉格納施設の兼用する設計

2.1 機能に係る設計条件の設定
Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
3.2.2 重大事故等時における原子炉格納容

2.2 機能単位の系統の明確化
2.3 兼用する機能の確認
2.4

器の熱の輸送機能機能を兼用する機器を含む設備に係る設
計

3.2.4 重大事故等時における原子炉格納容⑥圧力逃がし装置

器の過圧破損防止機能
別添-3 格納容器圧力逃がし装置の設計

・格納容器圧力逃がし装置
2.5

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計
格納容器圧力逃がし装置の使用に際しては，原子炉格納容器が負圧とならないよう，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停止する運用を保安規定に定めて管理する。仮に，原子炉 ＜下線部＞＜下線部＞

格納容器内にスプレイする場合においても，原子炉格 運用に関する記載であり，保安規定にて対応−

納容器内圧力が規定の圧力まで減圧した場合には，原子炉格納容器内へのスプレイを停止する運用を保安規定に定めて管理する。
【63 条 10】
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（個数 4） によって人力により容易かつ確実に操作が可能な設計とする。
【63 条 13】

Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書

Ⅴ-1-10-8「原子炉格納施設」の様式−1
2.

原子炉格納施設の兼用する設計

3.1.9 原子炉格納容器隔離弁

2.1 機能に係る設計条件の設定

3.2.2 重大事故等時における原子炉格納容

2.2 機能単位の系統の明確化

器の熱の輸送機能
別添-3 格納容器圧力逃がし装置の設計

2.3 兼用する機能の確認
2.4

機能を兼用する機器を含む設備に係る設計⑥圧力逃がし装置
・格納容器圧力逃がし装置
2.5

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計

132

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後排出経路に設置される隔離弁の電動弁については，
常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電により，中央制御室から操作が可能な設計とする。

Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
3.2.2 重大事故等時における原子炉格納容
器の熱の輸送機能

様式 1 への反映結果
Ⅴ-1-10-8「原子炉格納施設」の様式−1
2.

原子炉格納施設の兼用する設計

2.6 各機器固有の設計(2) その他各設備固有の設計【63 条 15】b.

格納容器圧力逃がし装置(a)

排出経路に設置される隔離弁の電動弁への電源供給に関する設計
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

Ⅴ-1-1-4-7 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉格納施設）

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。

2.

原子炉格納施設の兼用する設計

2.1 機能に係る設計条件の設定
Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する【63 条 16】

Ⅴ-1-10-8「原子炉格納施設」の様式−1

説明書
3.2.2 重大事故等時における原子炉格納容

2.2 機能単位の系統の明確化
2.3 兼用する機能の確認
2.4

器の熱の輸送機能機能を兼用する機器を含む設備に係る設
計

3.2.4 重大事故等時における原子炉格納容⑥圧力逃がし装置

器の過圧破損防止機能
別添-3 格納容器圧力逃がし装置の設計

・格納容器圧力逃がし装置
2.5

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計
格納容器圧力逃がし装置は，西側淡水貯水設備又は代替淡水貯槽から，可搬型代替注水中型ポンプ又は可Ⅴ-1-1-4-7 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉格納施設）

搬型代替注水大型ポンプによりフィルタ装置にスクラ
ビング水を補給できる設計とする。

2.

原子炉格納施設の兼用する設計

2.1 機能に係る設計条件の設定
Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する【63 条 19】

Ⅴ-1-10-8「原子炉格納施設」の様式−1

説明書
3.2.2 重大事故等時における原子炉格納容

2.2 機能単位の系統の明確化
2.3 兼用する機能の確認
2.4

器の熱の輸送機能
3.2.4 重大事故等時における原子炉格納容器の過圧破損防止機能
別添-3 格納容器圧力逃がし装置の設計機能を兼用する機器を含む設備に係る設計⑥圧力逃がし装置
・格納容器圧力逃がし装置
2.5

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計

133

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後(2) 多様性，位置的分散等

Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が格納容器圧力逃がし装置は，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）及び残留熱除去系海水系と共通要2.1

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様式 1 への反映結果
Ⅴ-1-10-8「原子炉格納施設」の様式−1使用される条件の下における健全性に2.

関する説明書2.1 機能に係る設計条件の設定

多重性又は多様性及び独立性並び位置

2.2 機能単位の系統の明確化

的分散

2.3 兼用する機能の確認

3.2 原子炉冷却系統施設

原子炉格納施設の兼用する設計

2.4

気へ熱を輸送できる設計とすることで，残留熱除去系機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

及び残留熱除去系海水系に対して，多様性を有する設⑥圧力逃がし装置計とする。

・格納容器圧力逃がし装置【63 条 36】2.5

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計
格納容器圧力逃がし装置は，排出経路に設置される

Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が隔離弁の電動弁を常設代替交流電源設備若しくは可搬使用される条件の下における健全性に

2.

型代替交流電源設備からの給電による遠隔操作を可能関する説明書2.1 機能に係る設計条件の設定

多重性又は多様性及び独立性並び位置

2.2 機能単位の系統の明確化とすること又は遠隔人力操作機構を用いた人力による

2.1

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，非常用交流電源設備からの給的分散
3.2 原子炉冷却系統施設

Ⅴ-1-10-8「原子炉格納施設」の様式−1
原子炉格納施設の兼用する設計

2.3 兼用する機能の確認
2.4

機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

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⑥圧力逃がし装置

冷却系）及び残留熱除去系海水系に対して，多様性を有

・格納容器圧力逃がし装置する設計とする。

2.5【63 条 37】

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計

格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置は原子炉建

Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が屋外の格納容器圧力逃がし装置格納槽に，圧力開放板使用される条件の下における健全性に

2.

は原子炉建屋近傍の屋外に設置し，原子炉建屋原子炉

関する説明書2.1 機能に係る設計条件の設定

多重性又は多様性及び独立性並び位置

2.2 機能単位の系統の明確化

棟内の残留熱除去系ポンプ，残留熱除去系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

2.1

的分散
3.2 原子炉冷却系統施設

Ⅴ-1-10-8「原子炉格納施設」の様式−1
原子炉格納施設の兼用する設計

2.3 兼用する機能の確認
2.4

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。

機能を兼用する機器を含む設備に係る設計⑥圧力逃がし装置【63 条 38】

・格納容器圧力逃がし装置
2.5

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計

134

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後(3) 独立性

Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が格納容器圧力逃がし装置は，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。
【63 条 39】2.1

様式 1 への反映結果
Ⅴ-1-10-8「原子炉格納施設」の様式−1使用される条件の下における健全性に2.

関する説明書2.1 機能に係る設計条件の設定

多重性又は多様性及び独立性並び位置

2.2 機能単位の系統の明確化

的分散
3.2 原子炉冷却系統施設

原子炉格納施設の兼用する設計

2.3 兼用する機能の確認
2.4

機能を兼用する機器を含む設備に係る設計⑥圧力逃がし装置
・格納容器圧力逃がし装置
2.5

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計−

4.3 耐圧強化ベント系

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

設計基準事故対処設備が有する最終ヒートシンクへ

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.1 機能単位の系統の明確化
18.2 兼用する機能の確認

熱を輸送する機能が喪失した場合において炉心の著し Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する

18.3

機能を兼用する機器を含む設備に係る設い損傷及び原子炉格納容器の破損（炉心の著しい損傷

説明書が発生する前に生ずるものに限る。
）を防止するため，

2. 基本方針③残留熱除去設備

最終ヒートシンクへ熱を輸送するために必要な重大事

3.2.2

・耐圧強化ベント系

故等対処設備として，耐圧強化ベント系を設ける設計とする。

重大事故等時における原子炉格納容

器の熱の輸送機能計

18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計【63 条 1】135

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後

残留熱除去系の故障等により最終ヒートシンクへ熱Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する

様式 1 への反映結果
18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計を輸送する機能が喪失した場合に，炉心の著しい損傷

説明書

及び原子炉格納容器の破損を防止するための重大事故

2. 基本方針

18.2 兼用する機能の確認

等対処設備として，耐圧強化ベント系は，格納容器内雰

3.2.2

18.3

囲気ガスを不活性ガス系等を経由して，主排気筒に隣重大事故等時における原子炉格納容18.1 機能単位の系統の明確化

機能を兼用する機器を含む設備に係る設器の熱の輸送機能計

接する非常用ガス処理系排気筒を通して原子炉建屋外③残留熱除去設備に放出することで，原子炉格納容器内に蓄積した熱を・耐圧強化ベント系

最終的な熱の逃がし場である大気へ輸送できる設計と18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器のする。

仕様等に関する設計

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備として使用する場合の耐圧強化ベント系は，炉心損傷前に使用するため，排気中に含まれる放射性物質及び可燃性
ガスは微量である。
耐圧強化ベント系は，使用する際に弁により他の系
統・機器と隔離することにより，悪影響を及ぼさない設計とする。
【63 条 23】
耐圧強化ベント系は，想定される重大事故等時におⅤ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.1 機能単位の系統の明確化

いて，原子炉格納容器が負圧とならない設計とする。

説明書

耐圧強化ベント系の使用に際しては，代替格納容器

2. 基本方針

18.2 兼用する機能の確認

3.2.2 重大事故等時における原子炉格納容18.3

スプレイ冷却系等による原子炉格納容器内へのスプレ
イは停止する運用を保安規定に定めて管理する。仮に，器の熱の輸送機能機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

原子炉格納容器内にスプレイをする場合においても，③残留熱除去設備

原子炉格納容器内圧力が規定の圧力まで減圧した場合・耐圧強化ベント系
18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器のには，原子炉格納容器内へのスプレイを停止する運用

仕様等に関する設計を保安規定に定めて管理する。
【63 条 24】

＜下線部＞

＜下線部＞

−

運用に関する記載であり，保安規定にて対応
耐圧強化ベント系使用時の排出経路に設置される隔離弁は電動弁とし，常設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操作が可能な設計とする。

Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する
説明書
3.2.2

重大事故等時における原子炉格納容
器の熱の輸送機能【63 条 25】

18.5 各機器固有の設計(2) その他各設備固有の設計b.

残留熱除去設備(b)

耐圧強化ベント系隔離弁への電源供給に関する設計

136

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後第一弁（Ｓ／Ｃ側），第一弁（Ｄ／Ｗ側）については， Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する

様式 1 への反映結果
18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.1 機能単位の系統の明確化

遠隔人力操作機構によって人力による操作が可能な設説明書

計とし，隔離弁の操作における駆動源の多様性を有す

2. 基本方針

18.2 兼用する機能の確認る設計とする。

3.2.2

18.3

重大事故等時における原子炉格納容

耐圧強化ベント系の系統設計流量は 48000 kg/h（1機能を兼用する機器を含む設備に係る設計器の熱の輸送機能

Pd において）であり，サプレッション・チェンバ及び③残留熱除去設備

ドライウェルと接続し，いずれからも排気できる設計 Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が・耐圧強化ベント系とする。サプレッション・チェンバ側からの排気ではサ使用される条件の下における健全性に

プレッション・チェンバの水面からの高さを確保し，ド関する説明書ライウェル側からの排気では，ドライウェル床面からの高さを確保するとともに燃料有効長頂部よりも高い
位置に接続箇所を設けることで長期的にも溶融炉心及

2.1

18.4

兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計

多重性又は多様性及び独立性並び位置的分散

3.2 原子炉冷却系統施設

び水没の悪影響を受けない設計とする。
【63 条 26】
耐圧強化ベント系を使用した場合に放出される放射Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

性物質の放出量に対して，設置（変更）許可において敷説明書

地境界での線量評価を行い，実効線量が 5 mSv 以下で

2. 基本方針

18.2 兼用する機能の確認あることを確認しており，耐圧強化ベント系はこの評

3.2.2

18.5 各機器固有の設計

価条件を満足する設計とする。

重大事故等時における原子炉格納容

器の熱の輸送機能

18.1 機能単位の系統の明確化(2) その他各設備固有の設計【63 条 27】b.

残留熱除去設備(c)

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の評価
耐圧強化ベント系の流路として，設計基準対象施設

Ⅴ-1-1-4-5 設備別記載事項の設定根拠に関す

Ⅴ-1-10-8「原子炉格納施設」の様式−1である非常用ガス処理系排気筒を重大事故等対処設備る説明書（放射性廃棄物の廃棄施

2.

原子炉格納施設の兼用する設計として使用することから，流路に係る機能について重設）

2.1 機能に係る設計条件の設定
2.2 機能単位の系統の明確化

大事故等対処設備としての設計を行う。
【63 条 28】

Ⅴ-3-9-2

圧力低減設備その他の安全設備の強度計算書

2.3 兼用する機能の確認
2.4

機能を兼用する機器を含む設備に係る設計④

放射性物質濃度制御設備及び可燃性ガス
濃度制御設備並びに格納容器再循環設備
・原子炉建屋ガス処理系

2.5

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計

137

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後(2) 多様性，位置的分散等

Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が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）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2.1

様式 1 への反映結果
18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計使用される条件の下における健全性に

18.1 機能単位の系統の明確化

関する説明書18.2 兼用する機能の確認

多重性又は多様性及び独立性並び位置

18.3

的分散
3.2 原子炉冷却系統施設を輸送できる設計とすることで，残留熱除去系及び残機能を兼用する機器を含む設備に係る設計③残留熱除去設備
・耐圧強化ベント系

留熱除去系海水系に対して，多様性を有する設計とす

18.4

る。

兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計【63 条 36】
耐圧強化ベント系は，排出経路に設置される隔離弁

Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備がの電動弁を常設代替交流電源設備若しくは可搬型代替使用される条件の下における健全性に

18.1 機能単位の系統の明確化

交流電源設備からの給電による遠隔操作を可能とする関する説明書18.2 兼用する機能の確認

多重性又は多様性及び独立性並び位置

18.3

こと又は遠隔人力操作機構を用いた人力による遠隔操

2.1

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，非常用交流電源設備からの給電によ

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

的分散
3.2 原子炉冷却系統施設り駆動する残留熱除去系（原子炉停止時冷却系，格納容機能を兼用する機器を含む設備に係る設計③残留熱除去設備
・耐圧強化ベント系

器スプレイ冷却系及びサプレッション・プール冷却系）

18.4

及び残留熱除去系海水系に対して，多様性を有する設兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計計とする。
【63 条 37】
耐圧強化ベント系は原子炉建屋原子炉棟内の残留熱

Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が除去系ポンプ，残留熱除去系熱交換器及び屋外の残留使用される条件の下における健全性に

18.1 機能単位の系統の明確化

熱除去系海水系と異なる区画に設置することで，残留関する説明書18.2 兼用する機能の確認

多重性又は多様性及び独立性並び位置18.3

熱除去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位置的分散を図った設計
とする。

2.1

的分散
3.2 原子炉冷却系統施設【63 条 38】

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

機能を兼用する機器を含む設備に係る設計③残留熱除去設備
・耐圧強化ベント系
18.4

兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計

138

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後(3) 独立性

Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が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。

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計使用される条件の下における健全性に

18.1 機能単位の系統の明確化

関する説明書18.2 兼用する機能の確認

2.1 多重性又は多様性及び独立性並び位置【63 条 39】

様式 1 への反映結果

18.3

的分散
3.2 原子炉冷却系統施設

機能を兼用する機器を含む設備に係る設計③残留熱除去設備
・耐圧強化ベント系
18.4

兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計
4.4 水源，代替水源供給設備

Ⅴ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関す

4.4.1 重大事故等の収束に必要となる水源る説明書（原子炉冷却系統施設）

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.1 機能単位の系統の明確化
18.2 兼用する機能の確認(1) 系統構成
設計基準事故の収束に必要な水源とは別に，重大 Ⅴ-1-1-4-7 設備別記載事項の設定根拠に関す事故等の収束に必要となる十分な量の水を有する水18.3

る説明書（原子炉格納施設）

機能を兼用する機器を含む設備に係る設計源を確保することに加えて，設計基準事故対処設備④非常用炉心冷却設備その他原子炉注水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・低圧代替注水系
18.4に必要となる十分な水の量を供給するために必要な兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の重大事故等対処設備として，代替淡水貯槽，西側淡水仕様等に関する設計

貯水設備及びサプレッション・チェンバを重大事故

18.5 各機器固有の設計

等の収束に必要となる水源として設ける設計とす(2) その他各設備固有の設計
c.

る。

非常用炉心冷却設備その他原子炉注水
設備【71 条 1】
また，これら重大事故等の収束に必要となる水源 Ⅴ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関すとは別に，代替淡水源として淡水タンク（多目的タンる説明書（原子炉冷却系統施設）

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.1 機能単位の系統の明確化

ク，原水タンク，ろ過水貯蔵タンク及び純水貯蔵タン

18.2 兼用する機能の確認

ク）を設ける設計とする。

18.3【71 条 2】機能を兼用する機器を含む設備に係る設計④非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備
・低圧代替注水系
18.4

兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計
18.5 各機器固有の設計(2) その他各設備固有の設計c.

非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

139基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後

代替淡水貯槽を水源として重大事故等の対応を実 Ⅴ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関す施する際には，西側淡水貯水設備を代替淡水源とし，る説明書（原子炉冷却系統施設）

様式 1 への反映結果
18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.1 機能単位の系統の明確化

西側淡水貯水設備を水源として重大事故等の対応を

18.2 兼用する機能の確認実施する際には，代替淡水貯槽を代替淡水源とする。

18.3

また，淡水が枯渇した場合に，海を水源として利用で機能を兼用する機器を含む設備に係る設計きる設計とする。

④非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備【71 条 3】・低圧代替注水系
18.4

兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計
18.5 各機器固有の設計(2) その他各設備固有の設計c.

非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

代替淡水貯槽及び西側淡水貯水設備は，想定され Ⅴ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する重大事故等時において，格納容器圧力逃がし装置る説明書（原子炉冷却系統施設）

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.1 機能単位の系統の明確化のフィルタ装置へのスクラビング水補給の水源とし18.2 兼用する機能の確認て使用できる設計とする。

18.3【71 条 6】【71 条 7】機能を兼用する機器を含む設備に係る設計④非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備
・低圧代替注水系
18.4

兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計
18.5 各機器固有の設計(2) その他各設備固有の設計c.

非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

140基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後

サプレッション・チェンバ（容量 3400 m3，個数 1） Ⅴ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関すは，想定される重大事故等時において，残留熱除去系

る説明書（原子炉冷却系統施設）（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）の水源として使用できる

様式 1 への反映結果
18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.1 機能単位の系統の明確化
18.2 兼用する機能の確認

Ⅴ-1-1-4-7 設備別記載事項の設定根拠に関す18.3

る説明書（原子炉格納施設）

設計とする。
【71 条 8】機能を兼用する機器を含む設備に係る設計④非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備
・低圧代替注水系
18.4

兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計
18.5 各機器固有の設計(2) その他各設備固有の設計c.

非常用炉心冷却設備その他原子炉注水
設備

代替淡水源である淡水タンク（多目的タンク，原水 Ⅴ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関す
タンク，ろ過水貯蔵タンク及び純水貯蔵タンク）は，る説明書（原子炉冷却系統施設）

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.1 機能単位の系統の明確化想定される重大事故等時において，代替淡水貯槽又

18.2 兼用する機能の確認

は西側淡水貯水設備へ水を供給するための水源であ

18.3

るとともに，格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装機能を兼用する機器を含む設備に係る設
計

置へのスクラビング水補給の水源として使用できる④非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

設計とする。

・低圧代替注水系【71 条 10】18.4

兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計
18.5 各機器固有の設計(2) その他各設備固有の設計c.

非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

海は，想定される重大事故等時において，淡水が枯 Ⅴ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関す
渇した場合に，代替淡水貯槽又は西側淡水貯水設備る説明書（原子炉冷却系統施設）

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.1 機能単位の系統の明確化

へ水を供給するための水源として利用できる設計と18.2 兼用する機能の確認

する。

18.3

【71 条 11】

機能を兼用する機器を含む設備に係る設計④非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備
・低圧代替注水系
18.4

兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計

141

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後4.4.2 代替水源供給設備

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

設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備に

様式 1 への反映結果
18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.1 機能単位の系統の明確化
18.2 兼用する機能の確認

対して，重大事故等の収束に必要となる十分な量の18.3

水を供給するために必要な設備及び海を利用するた機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

めに必要な設備として，可搬型代替注水中型ポンプ④非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

及び可搬型代替注水大型ポンプを設ける設計とす

・低圧代替注水系る。

18.4【71 条 4】

兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計
18.5 各機器固有の設計(2) その他各設備固有の設計c.

非常用炉心冷却設備その他原子炉注水
設備

重大事故等の収束に必要な水源である代替淡水貯 Ⅴ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関す槽へ淡水を供給するための重大事故等対処設備としる説明書（原子炉冷却系統施設）

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.1 機能単位の系統の明確化て，可搬型代替注水中型ポンプは，代替淡水源である

18.2 兼用する機能の確認

西側淡水貯水設備，淡水タンク（多目的タンク，原水

18.3

タンク，ろ過水貯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，淡水タンク（多目的タンク，原水タンク，ろ過水貯蔵タンク及び純水貯蔵タンク）の淡水を代替淡水貯槽へ供給できる設計とする。

機能を兼用する機器を含む設備に係る設計④非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備
・低圧代替注水系
18.4

兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計

また，淡水が枯渇した場合に，重大事故等の収束に必要な水源である代替淡水貯槽へ海水を供給するための重大事故等対処設備として，可搬型代替注水中型ポンプ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。
【71 条 12】142

18.5 各機器固有の設計(2) その他各設備固有の設計c.

非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後重大事故等の収束に必要な水源である西側淡水貯 Ⅴ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関す
水設備へ淡水を供給するための重大事故等対処設備る説明書（原子炉冷却系統施設）

様式 1 への反映結果
18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.1 機能単位の系統の明確化として，可搬型代替注水大型ポンプは，代替淡水源で18.2 兼用する機能の確認ある代替淡水貯槽，淡水タンク（多目的タンク，原水

18.3

タンク，ろ過水貯蔵タンク及び純水貯蔵タンク）の淡機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

水を西側淡水貯水設備へ供給できる設計とする。

④非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

また，淡水が枯渇した場合に，重大事故等の収束に・低圧代替注水系

必要な水源である西側淡水貯水設備へ海水を供給す

18.4

兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器のるための重大事故等対処設備として，可搬型代替注仕様等に関する設計

水大型ポンプは，海水を西側淡水貯水設備へ供給で18.5 各機器固有の設計

きる設計とする。

(2) その他各設備固有の設計【71 条 13】c.

非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大 Ⅴ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関す型ポンプは，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。

る説明書（原子炉冷却系統施設）

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.1 機能単位の系統の明確化
18.2 兼用する機能の確認【71 条 14】18.3

機能を兼用する機器を含む設備に係る設計④非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備
・低圧代替注水系
18.4

兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計
18.5 各機器固有の設計(2) その他各設備固有の設計c.

非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

143

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後

代替水源及び代替淡水源からの移送ルートを確保 Ⅴ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関すするとともに，可搬型のホース，可搬型代替注水中型る説明書（原子炉冷却系統施設）

様式 1 への反映結果
18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.1 機能単位の系統の明確化

ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプについては，

18.2 兼用する機能の確認

複数箇所に分散して保管する。

18.3【71 条 5】機能を兼用する機器を含む設備に係る設計④非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備
・低圧代替注水系
18.4

兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計
18.5 各機器固有の設計(2) その他各設備固有の設計c.

非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

5.

非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備(1) 系統構成

5. 非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備(1) 系統構成

非常用炉心冷却設備は，工学的安全施設の一設備であ

非常用炉心冷却設備は，工学的安全施設の一設備であって，高圧炉心スプレイ系，低圧炉心スプレイ系，残留熱って，高圧炉心スプレイ系，低圧炉心スプレイ系，残留熱除去系（低圧注水系）及び自動減圧系から構成する。これ

除去系（低圧注水系）及び自動減圧系から構成する。これ

らの各系統は，原子炉冷却材喪失事故等が起こったときらの各系統は，原子炉冷却材喪失事故等が起こったときに，サプレッション・チェンバのプール水又は復水貯蔵タに，サプレッション・チェンバのプール水又は復水貯蔵タ

ンクの水を原子炉圧力容器内に注水し，又は原子炉蒸気

ンクの水を原子炉圧力容器内に注水し，又は原子炉蒸気をサプレッション・チェンバのプール水中に逃がし原子をサプレッション・チェンバのプール水中に逃がし原子

炉圧力を速やかに低下させるなどにより，炉心を冷却し，炉圧力を速やかに低下させるなどにより，炉心を冷却し，燃料被覆材の温度が燃料材の溶融又は燃料体の著しい破燃料被覆材の温度が燃料材の溶融又は燃料体の著しい破損を生ずる温度を超えて上昇することを防止できる設計損を生ずる温度を超えて上昇することを防止できる設計とするとともに，燃料の過熱による燃料被覆材の大破損とするとともに，燃料の過熱による燃料被覆材の大破損を防ぎ，さらにこれにともなうジルコニウムと水との反を防ぎ，さらにこれにともなうジルコニウムと水との反応を無視しうる程度におさえ，著しく多量の水素を生じ応を無視しうる程度におさえ，著しく多量の水素を生じない設計とする。

ない設計とする。

−−（追加要求事項なし）【32条1】
非常用炉心冷却設備は，設置（変更）許可を受けた運転

非常用炉心冷却設備は，設置（変更）許可を受けた運転時の異常な過渡変化及び設計基準事故の評価条件を満足時の異常な過渡変化及び設計基準事故の評価条件を満足する設計とする。

する設計とする。
【32 条 2】144−−
（追加要求事項なし）

基本設計方針
変 更前

非常用炉心冷却設備のうち，サプレッション・チェン

変 更

工認添付説明書との関係

後

非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備のうち，サ Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が様式 1 への反映結果
18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

バのプール水を水源とする非常用炉心冷却系のポンプ

プレッション・チェンバのプール水を水源とする非常用使用される条件の下における健全性に

18.1 機能単位の系統の明確化

は，原子炉圧力容器内又は原子炉格納容器内の圧力及び炉心冷却系のポンプは，原子炉圧力容器内又は原子炉格関する説明書18.2 兼用する機能の確認

温度並びに，冷却材中の異物の影響について「非常用炉

納容器内の圧力及び温度並びに，冷却材中の異物の影響

心冷却設備又は格納容器熱除去設備に係るろ過装置のについて「非常用炉心冷却設備又は格納容器熱除去設備

性能評価等について（内規）」（平成 20・02・12 原院第 5に係るろ過装置の性能評価等について（内規）」（平成 20・ Ⅴ-1-4-3 非常用炉心冷却設備その他原子炉注号（平成 20 年 2 月 27 日原子力安全・保安院制定））に02・12 原院第 5 号（平成 20 年 2 月 27 日原子力安全・保水設備のポンプの有効吸込水頭に関すよるろ過装置の性能評価により，設計基準事故時に想定

安院制定））によるろ過装置の性能評価により，設計基準

る説明書

される最も小さい有効吸込水頭においても，正常に機能事故時又は重大事故等時に想定される最も小さい有効する能力を有する設計とする。

吸込水頭においても，正常に機能する能力を有する設計

2.3 環境条件等

18.4

兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計
18.5 各機器固有の設計(1) 設備共通の設計c.

非常用炉心冷却設備のポンプの有効吸込水頭に係る設計とする。
【32 条 3】【54 条 107】
非常用炉心冷却設備のうち，復水貯蔵タンクを水源と

非常用炉心冷却設備のうち，復水貯蔵タンクを水源とする非常用炉心冷却系のポンプは，復水貯蔵タンクの圧する非常用炉心冷却系のポンプは，復水貯蔵タンクの圧力及び温度により最も小さい有効吸込水頭においても，力及び温度により最も小さい有効吸込水頭においても，正常に機能する能力を有する設計とする。

正常に機能する能力を有する設計とする。

−−（追加要求事項なし）【32 条 4】
非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備のうち，ほ Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

う酸水貯蔵タンク，代替淡水貯槽，西側淡水貯水設備，使用される条件の下における健全性に

18.1 機能単位の系統の明確化

ＳＡ用海水ピットを水源とする非常用炉心冷却系のポ関する説明書18.2 兼用する機能の確認

ンプは，ほう酸水貯蔵タンク，代替淡水貯槽，西側淡水2.3 環境条件等

貯水設備，ＳＡ用海水ピットの圧力及び温度により，想水設備のポンプの有効吸込水頭に関す【54 条 108】

兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計

定される最も小さい有効吸込水頭においても，正常に機 Ⅴ-1-4-3 非常用炉心冷却設備その他原子炉注能する能力を有する設計とする。

18.4

る説明書

18.5 各機器固有の設計(1) 設備共通の設計c.

非常用炉心冷却設備のポンプの有効吸込水頭に係る設計

145

基本設計方針変 更

前自動減圧系を除く非常用炉心冷却設備については，作変 更工認添付説明書との関係

後自動減圧系を除く非常用炉心冷却設備については，作 原子炉冷却系統施設 要目表

様式 1 への反映結果（追加要求事項はないが，本工認で必要な設計）

動性を確認するため，発電用原子炉の運転中に，テスト・動性を確認するため，発電用原子炉の運転中に，テスト・

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

ラインを用いてポンプの作動試験ができる設計とする

ラインを用いてポンプの作動試験ができる設計とする 原子炉冷却系統施設に係る機器の配置を明示し18.1 機能単位の系統の明確化とともに，弁については単体で開閉試験ができる設計ととともに，弁については単体で開閉試験ができる設計と た図面及び系統図

18.2 兼用する機能の確認

する。

する。

18.3

4.4.1 低圧炉心スプレイ系【32 条 9】機能を兼用する機器を含む設備に係る設
計

構造図 4.4.1 低圧炉心スプレイ系④非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備
・低圧炉心スプレイ系

Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が使用される条件の下における健全性に

18.4

兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計関する説明書2.4 操作性及び試験・検査牲
自動減圧系については，発電用原子炉の運転中に逃が自動減圧系については，発電用原子炉の運転中に逃が 原子炉冷却系統施設 要目表（追加要求事項はないが，本工認で必要な設計）

し安全弁の駆動用窒素供給圧力の確認を行うことで，非し安全弁の駆動用窒素供給圧力の確認を行うことで，非18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

常用炉心冷却設備の能力の維持状況を確認できる設計

常用炉心冷却設備の能力の維持状況を確認できる設計 原子炉冷却系統施設に係る機器の配置を明示し18.1 機能単位の系統の明確化とする。なお，発電用原子炉停止中に，逃がし安全弁のとする。なお，発電用原子炉停止中に，逃がし安全弁の た図面及び系統図

18.2 兼用する機能の確認

作動試験ができる設計とする。

作動試験ができる設計とする。

18.3

4.2.1 主蒸気系機能を兼用する機器を含む設備に係る設計【32 条 10】
構造図 4.2.1 主蒸気系

② 原子炉冷却材の循環設備
・主蒸気系

Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が使用される条件の下における健全性に

18.4

兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計関する説明書2.4 操作性及び試験・検査牲
5.1 高圧炉心スプレイ系及び低圧炉心スプレイ系(1) 系統構成
高圧炉心スプレイ系は，原子炉冷却材圧力バウンダ

5.1 高圧炉心スプレイ系及び低圧炉心スプレイ系

原子炉冷却系統施設 要目表（追加要求事項はないが，本工認で必要な設計）
18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計(1) 系統構成
高圧炉心スプレイ系は，原子炉冷却材圧力バウンダ

原子炉冷却系統施設に係る機器の配置を明示し18.1 機能単位の系統の明確化

リの配管の小破断から最大破断に至るまでの全ての破リの配管の小破断から最大破断に至るまでの全ての破 た図面及び系統図

18.2 兼用する機能の確認

断に対して専用の非常用電源を有している電動機駆動

断に対して専用の非常用電源を有している電動機駆動 4.4.1 高圧炉心スプレイ系

18.3

ポンプによりサプレッション・チェンバのプール水又ポンプによりサプレッション・チェンバのプール水又は復水貯蔵タンクの水を炉心上部より炉心へスプレイ

は復水貯蔵タンクの水を炉心上部より炉心へスプレイ

して燃料の過熱を防止する設計とする。

して燃料の過熱を防止する設計とする。

機能を兼用する機器を含む設備に係る設
計④ 非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備
・高圧炉心スプレイ系
18.4【32 条 5】

兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計

146

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後

原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉

Ⅴ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関すを冷却するための設備として，想定される重大事故等

る説明書（原子炉冷却系統施設）

様式 1 への反映結果
18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.1 機能単位の系統の明確化

時において，設計基準事故対処設備である高圧炉心ス

18.2 兼用する機能の確認

プレイ系が使用できる場合は重大事故等対処設備とし18.3て使用できる設計とする。

機能を兼用する機器を含む設備に係る設計【60 条 4】④非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備
・高圧炉心スプレイ系
18.4

兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計

高圧炉心スプレイ系の流路として，設計基準対象施Ⅴ-1-1-4-1 設備別記載事項の設定根拠に関す設である原子炉圧力容器，炉心支持構造物及び原子炉る説明書（原子炉本体）

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.1 機能単位の系統の明確化

圧力容器内部構造物を重大事故等対処設備として使用

18.2 兼用する機能の確認することから，流路に係る機能について重大事故等対 Ⅴ-3-3-1 原子炉圧力容器の強度計算書

18.3

機能を兼用する機器を含む設備に係る設計処設備としての設計を行う。
Ⅴ-3-別添 6 炉心支持構造物の強度に関する説【60 条 5】明書

④非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備
・高圧炉心スプレイ系
18.4

Ⅴ-3-別添 7 原子炉圧力容器内部構造物の強度兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計

計算書
低圧炉心スプレイ系は，再循環回路配管の完全破断

低圧炉心スプレイ系は，再循環回路配管の完全破断

原子炉冷却系統施設 要目表のような原子炉冷却材喪失時に，非常用電源設備に結のような原子炉冷却材喪失時に，非常用電源設備に結18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

ばれた電動機駆動ポンプによりサプレッション・チェ

ばれた電動機駆動ポンプによりサプレッション・チェ 原子炉冷却系統施設に係る機器の配置を明示し18.1 機能単位の系統の明確化

ンバのプール水を炉心上部より炉心にスプレイして，ンバのプール水を炉心上部より炉心にスプレイして， た図面及び系統図

18.2 兼用する機能の確認

燃料の過熱を防止する設計とする。

燃料の過熱を防止する設計とする。

18.3

4.4.1 低圧炉心スプレイ系（追加要求事項はないが，本工認で必要な設計）

機能を兼用する機器を含む設備に係る設計【32 条 6】構造図
4.4.1 低圧炉心スプレイ系④非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備
・低圧炉心スプレイ系
18.4

兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計

147

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後

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として，想定される重大事故等

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

様式 1 への反映結果
18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.1 機能単位の系統の明確化

時において，設計基準事故対処設備である低圧炉心ス

18.2 兼用する機能の確認

プレイ系が使用できる場合は，重大事故等対処設備と18.3して使用できる設計とする。

機能を兼用する機器を含む設備に係る設計【62 条 3】④非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備
・低圧炉心スプレイ系
18.4

兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計

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

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

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.1 機能単位の系統の明確化が起動できない場合の重大事故等対処設備として常設

18.2 兼用する機能の確認

代替交流電源設備を使用し，低圧炉心スプレイ系を復 第 1-4-1 図 単線結線図（1／5）

18.3

機能を兼用する機器を含む設備に係る設
計

旧できる設計とする。低圧炉心スプレイ系は，常設代替
交流電源設備からの給電により機能を復旧し，低圧炉④非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

心スプレイ系ポンプによりサプレッション・チェンバ

・低圧炉心スプレイ系
18.4のプール水を原子炉圧力容器へスプレイすることで炉兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の心を冷却できる設計とする。本系統に使用する冷却水仕様等に関する設計

は，残留熱除去系海水系又は緊急用海水系から供給で18.5 各機器固有の設計

きる設計とする。

(2) その他各設備固有の設計
c.

【62 条 20】

非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備(a)

低圧炉心スプレイ系への電源供給に関する設計
低圧炉心スプレイ系の流路として，設計基準対象施Ⅴ-1-1-4-1 設備別記載事項の設定根拠に関す設である原子炉圧力容器，炉心支持構造物及び原子炉る説明書（原子炉本体）

圧力容器内部構造物を重大事故等対処設備として使用することから，流路に係る機能について重大事故等対

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.1 機能単位の系統の明確化
18.2 兼用する機能の確認

Ⅴ-3-3-1 原子炉圧力容器の強度計算書

18.3

処設備としての設計を行う。

機能を兼用する機器を含む設備に係る設計【62 条 26】

Ⅴ-3-別添 6 炉心支持構造物の強度に関する説
明書④非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備
・低圧炉心スプレイ系
18.4

Ⅴ-3-別添 7 原子炉圧力容器内部構造物の強度
計算書

148

兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時の重大事
故等対処設備として，高圧炉心スプレイ系注入弁及びⅤ-1-1-4-3

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉冷却系統施設）

低圧炉心スプレイ系注入弁は，現場で弁を操作するこ様式 1 への反映結果
19.

インターフェイスシステムＬＯＣＡ時の残留熱除去系統隔離及び原子炉冷却材の漏えい量抑制に係る設計とにより原子炉冷却材の漏えい箇所を隔離できる設計 Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が使用される条件の下における健全性にとする。
【61 条 19】

関する説明書2.1 多重性又は多様性及び独立性並び位置的分散
3.2 原子炉冷却系統施設

なお，設計基準事故対処設備である高圧炉心スプレ
イ系注入弁及び低圧炉心スプレイ系注入弁は，重大事

Ⅴ-1-1-4-3

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉冷却系統施設）

18.1 機能単位の系統の明確化
18.2 兼用する機能の確認

故等対処設備として使用することから，重大事故等対Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が処設備としての設計を行う。

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

18.3

使用される条件の下における健全性に【61 条 20】

関する説明書2.1 多重性又は多様性及び独立性並び位置的分散機能を兼用する機器を含む設備に係る設計④非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備
・高圧炉心スプレイ系
・低圧炉心スプレイ系

3.2 原子炉冷却系統施設(2) 多様性，位置的分散等

Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が高圧炉心スプレイ系ポンプ，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，重大事故等対処設備としての基本方針に示す設計方針を適用する。ただし，多様性及び独立性

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計使用される条件の下における健全性に

18.1 機能単位の系統の明確化

関する説明書18.2 兼用する機能の確認

2.1 多重性又は多様性及び独立性並び位置的分散
3.2 原子炉冷却系統施設

18.3

機能を兼用する機器を含む設備に係る設計④非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

並びに位置的分散を考慮すべき対象の設計基準事故対・高圧炉心スプレイ系

処設備はないことから，重大事故等対処設備の基本方

・低圧炉心スプレイ系

針のうち「5.1.2 多様性，位置的分散等」に示す設
計方針は適用しない。

18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計【60 条 15】【62 条 46】149

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後5.2 原子炉隔離時冷却系

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

原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉様式 1 への反映結果
18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.1 機能単位の系統の明確化
18.2 兼用する機能の確認を冷却するための設備として，想定される重大事故等

18.3時において，設計基準事故対処設備である原子炉隔離機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

時冷却系が使用できる場合は重大事故等対処設備とし⑤原子炉冷却材補給設備て使用できる設計とする。

・原子炉隔離時冷却系【60 条 4】18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計

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

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

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.1 機能単位の系統の明確化

却機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷を18.2 兼用する機能の確認防止するために必要な重大事故等対処設備として，設 Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が18.3

計基準事故対処設備である高圧炉心スプレイ系及び原使用される条件の下における健全性に

子炉隔離時冷却系が全交流動力電源及び常設直流電源

関する説明書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，原子炉隔離時冷却系を現場操作により起動できる

2.1 多重性又は多様性及び独立性並び位置的分散機能を兼用する機器を含む設備に係る設計⑤原子炉冷却材補給設備
・原子炉隔離時冷却系
18.4

3.2 原子炉冷却系統施設

兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計

設計とする。
【60 条 1】
原子炉隔離時冷却系は，全交流動力電源及び常設直流電源系統が機能喪失した場合においても，現場で弁Ⅴ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉冷却系統施設）

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.1 機能単位の系統の明確化

を人力操作することにより起動し，蒸気タービン駆動

18.2 兼用する機能の確認

ポンプによりサプレッション・チェンバのプール水を Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が18.3

原子炉圧力容器へ注水することで原子炉冷却材圧力バ使用される条件の下における健全性に

ウンダリの減圧対策及び原子炉冷却材圧力バウンダリ

関する説明書

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

2.1 多重性又は多様性及び独立性並び位置的分散
3.2 原子炉冷却系統施設【60 条 10】150

機能を兼用する機器を含む設備に係る設計⑤原子炉冷却材補給設備
・原子炉隔離時冷却系
18.4

兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後

全交流動力電源が喪失し，原子炉隔離時冷却系の起Ⅴ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関す

動又は運転継続に必要な直流電源を所内常設直流電源る説明書（原子炉冷却系統施設）

様式 1 への反映結果
18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.1 機能単位の系統の明確化

設備により給電している場合は，所内常設直流電源設

18.2 兼用する機能の確認

備の蓄電池が枯渇する前に常設代替交流電源設備，可 第 1-4-1 図 単線結線図（1／5）

18.3

搬型代替直流電源設備又は可搬型代替交流電源設備に機能を兼用する機器を含む設備に係る設計より原子炉隔離時冷却系の運転継続に必要な直流電源 第 1-4-2 図 単線結線図（2／5）
を確保する設計とする。

⑤原子炉冷却材補給設備
・原子炉隔離時冷却系

原子炉隔離時冷却系は，常設代替交流電源設備，可搬

18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の型代替直流電源設備又は可搬型代替交流電源設備から仕様等に関する設計の給電により機能を復旧し，蒸気タービン駆動ポンプ

18.5 各機器固有の設計

によりサプレッション・チェンバのプール水を原子炉(2) その他各設備固有の設計

圧力容器へ注水することで炉心を冷却できる設計とすd.

原子炉隔離時冷却系る。
【60 条 12】
原子炉隔離時冷却系の流路として，設計基準対象施Ⅴ-1-1-4-1 設備別記載事項の設定根拠に関す設である原子炉圧力容器及び炉心支持構造物を重大事る説明書（原子炉本体）

18.1 機能単位の系統の明確化
18.2 兼用する機能の確認

故等対処設備として使用することから，流路に係る機能について重大事故等対処設備としての設計を行う。

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

Ⅴ-3-3-1 原子炉圧力容器の強度計算書【60 条 11】18.3

機能を兼用する機器を含む設備に係る設計
Ⅴ-3-別添 6 炉心支持構造物の強度に関する説
明書(2) 多様性，位置的分散等

Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が原子炉隔離時冷却系ポンプは，設計基準事故対処設備であるとともに，重大事故等時においても使用するため，重大事故等対処設備としての基本方針に示す設
計方針を適用する。ただし，多様性及び独立性並びに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，重大事故等対処設備の基本方針のうち「5.1.2 多様性，位置的分散等」に示す設計方針は適
用しない。

2.1

⑤原子炉冷却材補給設備
・原子炉隔離時冷却系
18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計使用される条件の下における健全性に

18.1 機能単位の系統の明確化

関する説明書18.2 兼用する機能の確認

多重性又は多様性及び独立性並び位置

18.3

的分散
3.2 原子炉冷却系統施設

機能を兼用する機器を含む設備に係る設計⑤原子炉冷却材補給設備
・原子炉隔離時冷却系
18.4

兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計【60 条 15】151

基本設計方針
変 更

前

変 更

5.3 低圧注水系

5.3 低圧注水系(1) 系統構成(1) 系統構成

残留熱除去系（低圧注水系）は，炉心スプレイ系とは工認添付説明書との関係

後

原子炉冷却系統施設 要目表

様式 1 への反映結果（追加要求事項はないが，本工認で必要な設計）
18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

残留熱除去系（低圧注水系）は，炉心スプレイ系とは原子炉冷却系統施設に係る機器の配置を明示し18.1 機能単位の系統の明確化

独立して，再循環回路の完全破断のような原子炉冷却

独立して，再循環回路の完全破断のような原子炉冷却 た図面及び系統図

18.2 兼用する機能の確認

材喪失時に，非常用電源設備に結ばれた電動機駆動ポ

材喪失時に，非常用電源設備に結ばれた電動機駆動ポ 4.3.1 残留熱除去系

18.3

ンプによりサプレッション・チェンバのプール水を炉

ンプによりサプレッション・チェンバのプール水を炉心内に注水し，炉心を水浸けにすることにより，燃料の心内に注水し，炉心を水浸けにすることにより，燃料の過熱を防止する設計とする。

過熱を防止する設計とする。

機能を兼用する機器を含む設備に係る設計③残留熱除去設備
・残留熱除去系
18.4【32 条 7】

兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計
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として，想定される重大事故等

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

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.1 機能単位の系統の明確化

時において，設計基準事故対処設備である残留熱除去

18.2 兼用する機能の確認

系（低圧注水系）が使用できる場合は，重大事故等対処

18.3

設備として使用できる設計とする。

機能を兼用する機器を含む設備に係る設計【62 条 3】

③残留熱除去設備
・残留熱除去系
18.4

兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計
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Ⅴ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉冷却系統施設）

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.1 機能単位の系統の明確化注水系）が起動できない場合の重大事故等対処設備と18.2 兼用する機能の確認して，常設代替交流電源設備を使用し，残留熱除去系 第 1-4-1 図 単線結線図（1／5）

18.3（低圧注水系）を復旧できる設計とする。残留熱除去系機能を兼用する機器を含む設備に係る設計（低圧注水系）は，常設代替交流電源設備からの給電に③残留熱除去設備

より機能を復旧し，残留熱除去系ポンプによりサプレ・残留熱除去系ッション・チェンバのプール水を原子炉圧力容器へ注18.4

兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の水することで炉心を冷却できる設計とする。本系統に仕様等に関する設計

使用する冷却水は，残留熱除去系海水系又は緊急用海18.5 各機器固有の設計

水系から供給できる設計とする。

(2) その他各設備固有の設計【62 条 13】b.

152

残留熱除去設備

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後

残留熱除去系（低圧注水系）の流路として，設計基準

Ⅴ-1-1-4-1 設備別記載事項の設定根拠に関す対象施設である原子炉圧力容器，炉心支持構造物及びる説明書（原子炉本体）

様式 1 への反映結果
18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.1 機能単位の系統の明確化

原子炉圧力容器内部構造物を重大事故等対処設備とし18.2 兼用する機能の確認て使用することから，流路に係る機能について重大事 Ⅴ-3-3-1 原子炉圧力容器の強度計算書

18.3

故等対処設備としての設計を行う。

機能を兼用する機器を含む設備に係る設計【62 条 19】

Ⅴ-3-別添 6 炉心支持構造物の強度に関する説③残留熱除去設備

明書

・残留熱除去系
18.4

Ⅴ-3-別添 7 原子炉圧力容器内部構造物の強度兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計

計算書
Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が(2) 多様性，位置的分散等
残留熱除去系ポンプ，残留熱除去系熱交換器及びサ
プレッション・チェンバは，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，
重大事故等対処設備としての基本方針に示す設計方針を適用する。ただし，多様性及び独立性並びに位置的分

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計使用される条件の下における健全性に

18.1 機能単位の系統の明確化

関する説明書18.2 兼用する機能の確認

2.1 多重性又は多様性及び独立性並び位置

18.3

的分散
3.2 原子炉冷却系統施設

機能を兼用する機器を含む設備に係る設計③残留熱除去設備
・残留熱除去系

散を考慮すべき対象の設計基準事故対処設備はないこ

18.4とから，重大事故等対処設備の基本方針のうち「5.1.2
多様性，位置的分散等」に示す設計方針は適用しない。

兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計【62 条 46】
5.4 ほう酸水注入系

Ⅴ-1-1-4-4 設備別記載事項の設定根拠に関す(1) 系統構成る説明書（計測制御系統施設）

原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉

Ⅴ-1-10-5「計測制御系統施設」の様式−12.

計測制御系統施設の兼用に関する設計

2.1 機能単位の系統の明確化を冷却するための設備のうち，事象進展抑制のための

2.2 兼用する機能の確認設備として，ほう酸水注入系を設ける設計とする。

2.3【60 条 2】機能を兼用する機器を含む設備に係る設計①

ほう酸水注入系

2.4

兼用を含む計測制御系統施設の機器の仕様等に関する設計

153

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後

高圧代替注水系及び原子炉隔離時冷却系を用いた発Ⅴ-1-1-4-4 設備別記載事項の設定根拠に関す

電用原子炉への高圧注水により原子炉水位を維持できる説明書（計測制御系統施設）

様式 1 への反映結果
Ⅴ-1-10-5「計測制御系統施設」の様式−12.

計測制御系統施設の兼用に関する設計ない場合を想定した重大事故等対処設備として，ほう2.1 機能単位の系統の明確化

酸水注入系は，ほう酸水注入ポンプにより，ほう酸水貯2.2 兼用する機能の確認

蔵タンクのほう酸水を原子炉圧力容器へ注入すること

2.3

で，重大事故等の進展を抑制できる設計とする。

機能を兼用する機器を含む設備に係る設計【60 条 13】①

ほう酸水注入系

2.4 兼用を含む計測制御系統施設の機器の仕様等に関する設計
ほう酸水注入系の流路として，設計基準対象施設でⅤ-1-1-4-1 設備別記載事項の設定根拠に関すある原子炉圧力容器，炉心支持構造物及び原子炉圧力る説明書（原子炉本体）

Ⅴ-1-10-5「計測制御系統施設」の様式−12.

計測制御系統施設の兼用に関する設計

容器内部構造物を重大事故等対処設備として使用する

2.1 機能単位の系統の明確化ことから，流路に係る機能について重大事故等対処設 Ⅴ-3-3-1 原子炉圧力容器の強度計算書

2.2 兼用する機能の確認

備としての設計を行う。

2.3
Ⅴ-3-別添 6 炉心支持構造物の強度に関する説【60 条 14】

明書機能を兼用する機器を含む設備に係る設計①

ほう酸水注入系

2.4 兼用を含む計測制御系統施設の機器の仕Ⅴ-3-別添 7 原子炉圧力容器内部構造物の強度様等に関する設計

計算書
Ⅴ-1-1-4-3

5.5 高圧代替注水系(1) 系統構成

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉冷却系統施設）

原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態であっ

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.1 機能単位の系統の明確化
18.2 兼用する機能の確認て，設計基準事故対処設備が有する発電用原子炉の冷 Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が18.3

機能を兼用する機器を含む設備に係る設却機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷を使用される条件の下における健全性に防止するために必要な重大事故等対処設備として，高関する説明書④非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

多重性又は多様性及び独立性並び位置・高圧代替注水系

圧代替注水系を設ける設計とする。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，高圧代替注水系を現場操作により起動できる設計とする。
【60 条 1】

154

2.1

的分散
3.2 原子炉冷却系統施設

計

18.4

兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後

高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系が機能

Ⅴ-1-1-4-3

喪失した場合の重大事故等対処設備として，高圧代替

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉冷却系統施設）

様式 1 への反映結果
18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.1 機能単位の系統の明確化

注水系は，蒸気タービン駆動ポンプによりサプレッシ

18.2 兼用する機能の確認ョン・チェンバのプール水を高圧炉心スプレイ系等を18.3

経由して，原子炉圧力容器へ注水することで炉心を冷機能を兼用する機器を含む設備に係る設
計

却できる設計とする。

④非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備【60 条 6】・高圧代替注水系
18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計

高圧代替注水系は，常設代替交流電源設備，可搬型代

第 1-4-1 図 単線結線図（1／5）

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

替交流電源設備，常設代替直流電源設備又は可搬型代

18.5 各機器固有の設計

替直流電源設備からの給電が可能な設計とし，中央制 第 1-4-2 図 単線結線図（2／5）(2) その他各設備固有の設計

御室からの操作が可能な設計とする。

c. 非常用炉心冷却設備その他原子炉注水【60 条 7】

設備(c)

高圧代替注水系への電源供給に関する設計
高圧代替注水系は，常設代替交流電源設備，可搬型代

Ⅴ-1-1-4-3

替交流電源設備，常設代替直流電源設備及び可搬型代設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉冷却系統施設）

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.1 機能単位の系統の明確化

替直流電源設備の機能喪失により中央制御室からの操18.2 兼用する機能の確認

作ができない場合においても，現場での人力による弁 Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が18.3の操作により，原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧対使用される条件の下における健全性に策及び原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の冷却対策関する説明書の準備が整うまでの期間にわたり，発電用原子炉の冷却を継続できる設計とする。なお，人力による措置は容易に行える設計とする。

2.1

多重性又は多様性及び独立性並び位置的分散機能を兼用する機器を含む設備に係る設計④非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備
・高圧代替注水系
18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の3.2 原子炉冷却系統施設

仕様等に関する設計【60 条 8】高圧代替注水系の流路として，設計基準対象施設でⅤ-1-1-4-1 設備別記載事項の設定根拠に関すある原子炉圧力容器及び炉心支持構造物を重大事故等

る説明書（原子炉本体）

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.1 機能単位の系統の明確化

対処設備として使用することから，流路に係る機能に18.2 兼用する機能の確認

ついて重大事故等対処設備としての設計を行う。

18.3

機能を兼用する機器を含む設備に係る設計【60 条 9】④非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備
・高圧代替注水系
18.4

兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計

155

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後5.6 低圧代替注水系

Ⅴ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関す

5.6.1 低圧代替注水系（常設）による原子炉注水る説明書（原子炉冷却系統施設）(1) 系統構成

様式 1 への反映結果
18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.1 機能単位の系統の明確化
18.2 兼用する機能の確認

原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の状態であっ18.3て，設計基準事故対処設備が有する発電用原子炉の機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

冷却機能が喪失した場合においても炉心の著しい損④非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

傷及び原子炉格納容器の破損を防止するため，発電・低圧代替注水系

用原子炉を冷却するために必要な重大事故等対処設

18.4

備として，炉心の著しい損傷に至るまでの時間的余兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計

裕のない場合に対応するための低圧代替注水系（常設）を設ける設計とする。
【62 条 1】
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並びに全交流動力電源喪失

Ⅴ-1-1-4-3

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉冷却系統施設）

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.1 機能単位の系統の明確化

又は残留熱除去系海水系機能喪失によるサポート系

18.2 兼用する機能の確認の故障により，残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧

18.3

炉心スプレイ系による発電用原子炉の冷却ができな機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

い場合の重大事故等対処設備として，低圧代替注水系④非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（常設）は，常設低圧代替注水系ポンプにより，代替

・低圧代替注水系

淡水貯槽の水を残留熱除去系等を経由して原子炉圧

18.4

力容器へ注水することで炉心を冷却できる設計とす

兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計る。
【62 条 4】
炉心の著しい損傷，溶融が発生した場合において， Ⅴ-1-1-4-3
原子炉圧力容器内に溶融炉心が存在する場合に，溶融設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉冷却系統施設）

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.1 機能単位の系統の明確化

炉心を冷却し，原子炉格納容器の破損を防止するため

18.2 兼用する機能の確認の重大事故等対処設備として，低圧代替注水系（常設）18.3

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力容器内に存在する溶融炉
心を冷却できる設計とする。

計④非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備
・低圧代替注水系
18.4【62 条 27】

機能を兼用する機器を含む設備に係る設兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計

156

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後

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及び発電用原子Ⅴ-1-1-4-3

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉冷却系統施設）

様式 1 への反映結果
18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.1 機能単位の系統の明確化

炉停止中において全交流動力電源喪失又は残留熱除18.2 兼用する機能の確認

去系海水系機能喪失によるサポート系の故障により，18.3

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）が起動できない機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

場合の重大事故等対処設備として，低圧代替注水系④非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（常設）は，常設低圧代替注水系ポンプにより，代替

・低圧代替注水系

淡水貯槽の水を残留熱除去系等を経由して原子炉圧

18.4

力容器へ注水することで炉心を冷却できる設計とす

兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計る。
【62 条 37】
低圧代替注水系（常設）は，代替所内電気設備を経第 1-4-1 図 単線結線図（1／5）

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。

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.5 各機器固有の設計

第 1-4-2 図 単線結線図（2／5）

【62 条 5】(2) その他各設備固有の設計
c. 非常用炉心冷却設備その他原子炉注水
設備

低圧代替注水系（常設）の流路として，設計基準対Ⅴ-1-1-4-1 設備別記載事項の設定根拠に関す象施設である原子炉圧力容器，炉心支持構造物及び原る説明書（原子炉本体）

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.1 機能単位の系統の明確化

子炉圧力容器内部構造物を重大事故等対処設備とし18.2 兼用する機能の確認て使用することから，流路に係る機能について重大事 Ⅴ-3-3-1 原子炉圧力容器の強度計算書

18.3

故等対処設備としての設計を行う。

機能を兼用する機器を含む設備に係る設計【62 条 6】Ⅴ-3-別添 6 炉心支持構造物の強度に関する説
明書④非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備
・低圧代替注水系
18.4

Ⅴ-3-別添 7 原子炉圧力容器内部構造物の強度
計算書

157

兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後(2) 多様性，位置的分散等

Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が低圧代替注水系（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

2.1

様式 1 への反映結果
18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計使用される条件の下における健全性に

18.1 機能単位の系統の明確化

関する説明書18.2 兼用する機能の確認

多重性又は多様性及び独立性並び位置18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設的分散
3.2 原子炉冷却系統施設より駆動することで，非常用所内電気設備を経由し計④非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備
・低圧代替注水系

た非常用交流電源設備からの給電により駆動する残18.4

留熱除去系ポンプを用いた残留熱除去系（低圧注水兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計

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性を有する設計とする。
【62 条 47】
低圧代替注水系（常設）は，代替淡水貯槽を水源と Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計することで，サプレッション・チェンバのプール水を使用される条件の下における健全性に

18.1 機能単位の系統の明確化

水源とする残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心関する説明書18.2 兼用する機能の確認

多重性又は多様性及び独立性並び位置18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設スプレイ系に対して異なる水源を有する設計とす

2.1

る。

的分散

【62 条 49】

3.2 原子炉冷却系統施設

計④非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備
・低圧代替注水系
18.4

兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計

常設低圧代替注水系ポンプ及び代替淡水貯槽は， Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

原子炉建屋外の常設低圧代替注水系格納槽内に設置使用される条件の下における健全性に

18.1 機能単位の系統の明確化することで，原子炉建屋内の残留熱除去系ポンプ，低関する説明書18.2 兼用する機能の確認

多重性又は多様性及び独立性並び位置18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設

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。

2.1

的分散
3.2 原子炉冷却系統施設【62 条 50】

計
④非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備
・低圧代替注水系
18.4

兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計

158

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後(3) 独立性

Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が低圧代替注水系（常設）の電動弁は，ハンドルを設けて手動操作を可能とすることで，非常用交流電源
設備からの給電による遠隔操作に対して多様性を有2.1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

様式 1 への反映結果
18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計使用される条件の下における健全性に

18.1 機能単位の系統の明確化

関する説明書18.2 兼用する機能の確認

多重性又は多様性及び独立性並び位置18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設的分散
3.2 原子炉冷却系統施設

において，独立した電路で系統構成することにより，計④非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備
・低圧代替注水系

非常用所内電気設備を経由して給電する系統に対し18.4て独立性を有する設計とする。

兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計【62 条 48】低圧代替注水系（常設）は，残留熱除去系及び低圧 Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

炉心スプレイ系と共通要因によって同時に機能を損使用される条件の下における健全性に

18.1 機能単位の系統の明確化

なわないよう，水源から残留熱除去系配管との合流関する説明書18.2 兼用する機能の確認

多重性又は多様性及び独立性並び位置的

18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設点までの系統について，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。
【62 条 56】

2.1

分散
3.2 原子炉冷却系統施設

計③

残留熱除去設備

・残留熱除去系④

非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設
備・低圧炉心スプレイ系
・低圧代替注水系
18.4

兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計

これらの多様性及び系統の独立性並びに位置的分 Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

散によって，低圧代替注水系（常設）は，設計基準事使用される条件の下における健全性に

18.1 機能単位の系統の明確化

故対処設備である残留熱除去系（低圧注水系）及び低関する説明書18.2 兼用する機能の確認

多重性又は多様性及び独立性並び位置的

18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設

圧炉心スプレイ系に対して重大事故等対処設備とし

2.1

分散

ての独立性を有する設計とする。
【62 条 57】

3.2 原子炉冷却系統施設

計③

残留熱除去設備

・残留熱除去系④ 非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備
・低圧炉心スプレイ系
・低圧代替注水系
18.4

兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計

159

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後5.6.2 低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水(1) 系統構成

Ⅴ-1-1-4-3

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉冷却系統施設）

原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の状態であっ様式 1 への反映結果
18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.1 機能単位の系統の明確化
18.2 兼用する機能の確認て，設計基準事故対処設備が有する発電用原子炉の18.3

冷却機能が喪失した場合においても炉心の著しい損機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

傷及び原子炉格納容器の破損を防止するため，発電④ 非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

用原子炉を冷却するために必要な重大事故等対処設

・低圧代替注水系

備として，低圧代替注水系（可搬型）を設ける設計と

18.4

する。

兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計【62 条 1】
残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ Ⅴ-1-1-4-3系の機能が喪失した場合並びに全交流動力電源喪失

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉冷却系統施設）

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.1 機能単位の系統の明確化

又は残留熱除去系海水系機能喪失によるサポート系

18.2 兼用する機能の確認の故障により，残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧

18.3

機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

炉心スプレイ系による発電用原子炉の冷却ができな④ 非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

い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（直列 2・低圧代替注水系台）により西側淡水貯水設備の水を，可搬型代替注水18.4

大型ポンプにより代替淡水貯槽の水を低圧炉心スプ兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計

レイ系又は残留熱除去系等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。
【62 条 7】
炉心の著しい損傷，溶融が発生した場合において， Ⅴ-1-1-4-3
原子炉圧力容器内に溶融炉心が存在する場合に，溶設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉冷却系統施設）

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.1 機能単位の系統の明確化

融炉心を冷却し，原子炉格納容器の破損を防止する

18.2 兼用する機能の確認ための重大事故等対処設備として，低圧代替注水系

18.3（可搬型）は，可搬型代替注水中型ポンプ（直列 2 台）
により西側淡水貯水設備の水を，可搬型代替注水大型ポンプにより代替淡水貯槽の水を低圧炉心スプレ
イ系又は残留熱除去系等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。
【62 条 28】160

機能を兼用する機器を含む設備に係る設
計④ 非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備
・低圧代替注水系
18.4

兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後

発電用原子炉停止中において残留熱除去系（原子 Ⅴ-1-1-4-3
炉停止時冷却系）の機能が喪失した場合及び発電用設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉冷却系統施設）

様式 1 への反映結果
18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.1 機能単位の系統の明確化

原子炉停止中において全交流動力電源喪失又は残留

18.2 兼用する機能の確認

熱除去系海水系機能喪失によるサポート系の故障に

18.3

より，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）が起動で機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

きない場合の重大事故等対処設備として，低圧代替④ 非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

注水系（可搬型）は，可搬型代替注水中型ポンプ（直・低圧代替注水系

列 2 台）により西側淡水貯水設備の水を，可搬型代

18.4

替注水大型ポンプにより代替淡水貯槽の水を低圧炉兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計

心スプレイ系又は残留熱除去系等を経由して原子炉
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。
【62 条 38】低圧代替注水系（可搬型）は，代替所内電気設備を Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する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。

説明書
3.2.3 重大事故等時における原子炉格納容【62 条 8】

器冷却機能

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.5 各機器固有の設計(2) その他各設備固有の設計
c. 非常用炉心冷却設備その他原子炉注水
設備(b)

低圧代替注水系への電源供給に関する設計
可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大 Ⅴ-1-1-4-3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。

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉冷却系統施設）

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.1 機能単位の系統の明確化
18.2 兼用する機能の確認【62 条 9】18.3

機能を兼用する機器を含む設備に係る設計④ 非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備
・低圧代替注水系
18.4

兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計

161

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後低圧代替注水系（可搬型）の流路として，設計基準 Ⅴ-1-1-4-1 設備別記載事項の設定根拠に関す対象施設である原子炉圧力容器，炉心支持構造物及る説明書（原子炉本体）

び原子炉圧力容器内部構造物を重大事故等対処設備として使用することから，流路に係る機能について

様式 1 への反映結果
18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.1 機能単位の系統の明確化
18.2 兼用する機能の確認

Ⅴ-3-3-1 原子炉圧力容器の強度計算書

18.3

重大事故等対処設備としての設計を行う。

機能を兼用する機器を含む設備に係る設計【62 条 12】

Ⅴ-3-別添 6 炉心支持構造物の強度に関する説
明書④ 非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備
・低圧代替注水系
18.4

Ⅴ-3-別添 7 原子炉圧力容器内部構造物の強度兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計

計算書(2) 多様性，位置的分散等

Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が低圧代替注水系（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式のディーゼルエンジンによ

2.1

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計使用される条件の下における健全性に

18.1 機能単位の系統の明確化

関する説明書18.2 兼用する機能の確認

多重性又は多様性及び独立性並び位置18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設的分散
3.2 原子炉冷却系統施設り駆動することで，電動機駆動ポンプにより構成さ計④ 非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備
・低圧代替注水系

れる残留熱除去系（低圧注水系），低圧炉心スプレイ

18.4

系及び低圧代替注水系（常設）に対して多様性を有す兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計

る設計とする。
【62 条 51】
低圧代替注水系（可搬型）の可搬型代替注水中型ポ Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

ンプは，西側淡水貯水設備を水源とすることで，サプ使用される条件の下における健全性に

18.1 機能単位の系統の明確化

レッション・チェンバのプール水を水源とする残留関する説明書18.2 兼用する機能の確認

多重性又は多様性及び独立性並び位置18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設熱除去系（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に対して異なる水源を有する設計とする。
【62 条 53】

162

2.1

的分散
3.2 原子炉冷却系統施設

計④ 非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備
・低圧代替注水系
18.4

兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後

可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大 Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が様式 1 への反映結果
18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

型ポンプは，原子炉建屋及び常設低圧代替注水系格使用される条件の下における健全性に

18.1 機能単位の系統の明確化

納槽から離れた屋外に分散して保管することで，原関する説明書18.2 兼用する機能の確認

多重性又は多様性及び独立性並び位置18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設

子炉建屋内の残留熱除去系ポンプ及び低圧炉心スプ

2.1

レイ系ポンプ並びに常設低圧代替注水系格納槽内の常設低圧代替注水系ポンプと共通要因によって同時的分散
3.2 原子炉冷却系統施設

計④ 非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備
・低圧代替注水系に機能を損なわないよう位置的分散を図る設計とす

18.4

る。

兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計【62 条 54】
可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大 Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

型ポンプの接続口は，共通要因によって接続できな使用される条件の下における健全性に

18.1 機能単位の系統の明確化

くなることを防止するため，位置的分散を図った複関する説明書18.2 兼用する機能の確認

多重性又は多様性及び独立性並び位置18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設

数箇所に設置する設計とする。

2.1【62 条 55】

的分散計
④非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備
・低圧代替注水系
18.4

兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計(3) 独立性

Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が低圧代替注水系（可搬型）の電動弁は，ハンドルを設けて手動操作を可能とすることで，非常用交流電源設備からの給電による遠隔操作に対して多様性を有する設計とする。また，低圧代替注水系（可搬型）の電動弁は，代替所内電気設備を経由して給電する系統において，独立した電路で系統構成することにより，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。

2.1

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計使用される条件の下における健全性に

18.1 機能単位の系統の明確化

関する説明書18.2 兼用する機能の確認

多重性又は多様性及び独立性並び位置18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設的分散
3.2 原子炉冷却系統施設

計④ 非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備
・低圧代替注水系
18.4

兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計【62 条 52】163

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後低圧代替注水系（可搬型）は，残留熱除去系及び低 Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が様式 1 への反映結果
18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

圧炉心スプレイ系と共通要因によって同時に機能を使用される条件の下における健全性に

18.1 機能単位の系統の明確化

損なわないよう，水源から残留熱除去系配管及び低関する説明書18.2 兼用する機能の確認

多重性又は多様性及び独立性並び位置18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設

圧炉心スプレイ系配管との合流点までの系統につい2.1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。

的分散

計

3.2 原子炉冷却系統施設④ 非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備
・低圧代替注水系【62 条 56】18.4

兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計

これらの多様性及び系統の独立性並びに位置的分 Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

散によって，低圧代替注水系（可搬型）は，設計基準使用される条件の下における健全性に

18.1 機能単位の系統の明確化

事故対処設備である残留熱除去系（低圧注水系）及び関する説明書18.2 兼用する機能の確認

多重性又は多様性及び独立性並び位置18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設

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。また，これらの多様性及び位置的分散によって，低圧代替注水系（常

2.1

的分散

計

3.2 原子炉冷却系統施設

設）及び低圧代替注水系（可搬型）は，互いに重大事④ 非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備
・低圧代替注水系

故等対処設備としての独立性を有する設計とする。

18.4【62 条 57】

兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計

5.7 代替循環冷却系

Ⅴ-1-1-4-3(1) 系統構成

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉冷却系統施設）

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として，炉心の著しい損傷及び溶融が発生した場合において，原子炉圧力容器内に溶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を設ける設計とする。

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.1 機能単位の系統の明確化
18.2 兼用する機能の確認
18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設
計④ 非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備
・代替循環冷却系【62 条 2】18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計

164

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後

炉心の著しい損傷及び溶融が発生した場合において，原子炉圧力容器内に溶融炉心が存在する場合の重Ⅴ-1-1-4-3

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉冷却系統施設）

様式 1 への反映結果
18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.1 機能単位の系統の明確化

大事故等対処設備として代替循環冷却系は，代替循環

18.2 兼用する機能の確認

冷却系ポンプにより，サプレッション・チェンバのプー

18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設

ル水を残留熱除去系等を経由して原子炉圧力容器へ注計

水することで原子炉圧力容器内に存在する溶融炉心を④非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

冷却できる設計とする。本系統に使用する冷却水は，残・代替循環冷却系

留熱除去系海水系又は緊急用海水系から供給できる設

18.4

計とする。

兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計【62 条 29】
代替循環冷却系は，代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。
【62 条 30】

Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
3.2.4 重大事故等時における原子炉格納容器の過圧破損防止機能

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.5 各機器固有の設計(2) その他各設備固有の設計b.

残留熱除去設備(a)

残留熱除去系への電源供給に関する設計c.

非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設
備(e) 代替循環冷却系への電源供給に関する設計

165

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後

代替循環冷却系の流路として，設計基準対象施設でⅤ-1-1-4-1 設備別記載事項の設定根拠に関すある残留熱除去系ポンプ，原子炉圧力容器，炉心支持構る説明書（原子炉本体）

様式 1 への反映結果
18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.1 機能単位の系統の明確化
18.2 兼用する機能の確認

造物及び原子炉圧力容器内部構造物を重大事故等対処
設備として使用することから，流路に係る機能につい Ⅴ-1-1-4-3

設備別記載事項の設定根拠に関す

18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計る説明書（原子炉冷却系統施設）て重大事故等対処設備としての設計を行う。

④非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備【62 条 36】
Ⅴ-3-3-1 原子炉圧力容器の強度計算書

・代替循環冷却系
18.4

Ⅴ-3-3-2 原子炉圧力容器付属構造物の強度計兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計

算書

Ⅴ-3-5-2 残留熱除去設備の強度計算書

Ⅴ-3-別添 6 炉心支持構造物の強度に関する説
明書

Ⅴ-3-別添 7 原子炉圧力容器内部構造物の強度計算書
Ⅴ-1-1-4-3

5.8 水源，代替水源供給設備

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉冷却系統施設）

5.8.1 重大事故等の収束に必要となる水源

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.1 機能単位の系統の明確化
18.2 兼用する機能の確認(1) 系統構成
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

Ⅴ-1-1-4-4

設備別記載事項の設定根拠に関す18.3

る説明書（計測制御系統施設）

機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

確保することに加えて，設計基準事故対処設備及び重④非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

大事故等対処設備に対して重大事故等の収束に必要と Ⅴ-1-1-4-7 設備別記載事項の設定根拠に関す

・低圧代替注水系

なる十分な水の量を供給するために必要な重大事故等

る説明書（原子炉格納施設）

18.4

兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の対処設備として，代替淡水貯槽，西側淡水貯水設備，サ仕様等に関する設計

プレッション・チェンバ及びほう酸水貯蔵タンクを重18.5 各機器固有の設計

大事故等の収束に必要となる水源として設ける設計と(2) その他各設備固有の設計c.

する。

非常用炉心冷却設備その他原子炉注水
設備【71 条 1】(d) 水源に係る設備

166

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後

また，これら重大事故等の収束に必要となる水源とは別に，代替淡水源として淡水タンク（多目的タンク，

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

様式 1 への反映結果
18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.1 機能単位の系統の明確化

原水タンク，ろ過水貯蔵タンク及び純水貯蔵タンク）を

18.2 兼用する機能の確認設ける設計とする。

18.3【71 条 2】機能を兼用する機器を含む設備に係る設計④非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備
・低圧代替注水系
18.4

兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計
18.5 各機器固有の設計(2) その他各設備固有の設計c.

非常用炉心冷却設備その他原子炉注水
設備(d) 水源に係る設備
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

Ⅴ-1-1-4-3

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉冷却系統施設）

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.1 機能単位の系統の明確化

淡水貯水設備を水源として重大事故等の対応を実施す

18.2 兼用する機能の確認る際には，代替淡水貯槽を代替淡水源とする。また，淡18.3

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。

機能を兼用する機器を含む設備に係る設計④非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備【71 条 3】・低圧代替注水系
18.4

兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計
18.5 各機器固有の設計(2) その他各設備固有の設計c.

非常用炉心冷却設備その他原子炉注水
設備(d) 水源に係る設備

167

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後

代替淡水貯槽は，想定される重大事故等時において， Ⅴ-1-1-4-3
原子炉圧力容器への注水に使用する設計基準事故対処

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉冷却系統施設）

様式 1 への反映結果
18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.1 機能単位の系統の明確化

設備が機能喪失した場合の代替手段である低圧代替注

18.2 兼用する機能の確認

水系（常設）及び低圧代替注水系（可搬型）の水源とし18.3て使用できる設計とする。

機能を兼用する機器を含む設備に係る設計【71 条 6】④非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備
・低圧代替注水系
18.4

兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計
18.5 各機器固有の設計(2) その他各設備固有の設計c.

非常用炉心冷却設備その他原子炉注水
設備(d) 水源に係る設備
西側淡水貯水設備は，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Ⅴ-1-1-4-3

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉冷却系統施設）

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.1 機能単位の系統の明確化

故対処設備が機能喪失した場合の代替手段である低圧

18.2 兼用する機能の確認

代替注水系（可搬型）の水源として使用できる設計とす

18.3

る。

機能を兼用する機器を含む設備に係る設計【71 条 7】④非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備
・低圧代替注水系
18.4

兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計
18.5 各機器固有の設計(2) その他各設備固有の設計c.

非常用炉心冷却設備その他原子炉注水
設備(d) 水源に係る設備

168基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後

サプレッション・チェンバ（容量 3400 m3，個数 1）は，想定される重大事故等時において，原子炉圧力容器

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

様式 1 への反映結果
18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.1 機能単位の系統の明確化への注水に使用する設計基準事故対処設備が機能喪失

18.2 兼用する機能の確認した場合の代替手段である高圧代替注水系，代替循環 Ⅴ-1-1-4-7 設備別記載事項の設定根拠に関す

18.3

冷却系，原子炉隔離時冷却系，高圧炉心スプレイ系，残る説明書（原子炉格納施設）

機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ系の水④非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

源として使用できる設計とする。

・低圧代替注水系【71 条 8】18.4

兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計
18.5 各機器固有の設計(2) その他各設備固有の設計c.

非常用炉心冷却設備その他原子炉注水
設備(d) 水源に係る設備
ほう酸水貯蔵タンクは，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

Ⅴ-1-1-4-4

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（計測制御系統施設）

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.1 機能単位の系統の明確化

事故対処設備が機能喪失した場合の代替手段であるほ18.2 兼用する機能の確認

う酸水注入系の水源として使用できる設計とする。

18.3【71 条 9】機能を兼用する機器を含む設備に係る設計④非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備
・低圧代替注水系
18.4

兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計
18.5 各機器固有の設計(2) その他各設備固有の設計c.

非常用炉心冷却設備その他原子炉注水
設備(d) 水源に係る設備

169基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後

代替淡水源である淡水タンク（多目的タンク，原水タ
ンク，ろ過水貯蔵タンク及び純水貯蔵タンク）は，想定

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

様式 1 への反映結果
18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.1 機能単位の系統の明確化

される重大事故等時において，代替淡水貯槽又は西側

18.2 兼用する機能の確認

淡水貯水設備へ水を供給するための水源として使用で18.3

きる設計とする。

機能を兼用する機器を含む設備に係る設計【71 条 10】④非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備
・低圧代替注水系
18.4

兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計
18.5 各機器固有の設計(2) その他各設備固有の設計c.

非常用炉心冷却設備その他原子炉注水
設備(d) 水源に係る設備
海は，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Ⅴ-1-1-4-3

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉冷却系統施設）

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.1 機能単位の系統の明確化を供給するための水源であるとともに，原子炉圧力容18.2 兼用する機能の確認

器への注水に使用する設計基準事故対処設備が機能喪

18.3

失した場合の代替手段である低圧代替注水系（可搬型）の水源として利用できる設計とする。

機能を兼用する機器を含む設備に係る設計④非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備【71 条 11】・低圧代替注水系
18.4

兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計
18.5 各機器固有の設計(2) その他各設備固有の設計c.

非常用炉心冷却設備その他原子炉注水
設備(d) 水源に係る設備

170

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後5.8.2 代替水源供給設備

Ⅴ-1-1-4-3(1) 系統構成

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉冷却系統施設）

設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備に

様式 1 への反映結果
18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.1 機能単位の系統の明確化
18.2 兼用する機能の確認

対して，重大事故等の収束に必要となる十分な量の18.3

水を供給するために必要な設備及び海を利用するた機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

めに必要な設備として，可搬型代替注水中型ポンプ④非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

及び可搬型代替注水大型ポンプを設ける設計とす

・低圧代替注水系る。

18.4【71 条 4】

兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計
18.5 各機器固有の設計(2) その他各設備固有の設計c.

非常用炉心冷却設備その他原子炉注水
設備(d) 水源に係る設備重大事故等の収束に必要な水源である代替淡水貯槽へ淡水を供給するための重大事故等対処設備とし

Ⅴ-1-1-4-3

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉冷却系統施設）

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.1 機能単位の系統の明確化て，可搬型代替注水中型ポンプは，代替淡水源である

18.2 兼用する機能の確認

西側淡水貯水設備，淡水タンク（多目的タンク，原水

18.3

機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

タンク，ろ過水貯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，淡水タンク（多④非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

目的タンク，原水タンク，ろ過水貯蔵タンク及び純水・低圧代替注水系

貯蔵タンク）の淡水を代替淡水貯槽へ供給できる設

18.4

兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計計とする。
また，淡水が枯渇した場合に，重大事故等の収束に必要な水源である代替淡水貯槽へ海水を供給するための重大事故等対処設備として，可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，海水を18.5 各機器固有の設計(2) その他各設備固有の設計c.

非常用炉心冷却設備その他原子炉注水
設備(d) 水源に係る設備

代替淡水貯槽へ供給できる設計とする。
【71 条 12】171

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後重大事故等の収束に必要な水源である西側淡水貯 Ⅴ-1-1-4-3
水設備へ淡水を供給するための重大事故等対処設備

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉冷却系統施設）

様式 1 への反映結果
18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.1 機能単位の系統の明確化として，可搬型代替注水大型ポンプは，代替淡水源で18.2 兼用する機能の確認ある代替淡水貯槽，淡水タンク（多目的タンク，原水

18.3

タンク，ろ過水貯蔵タンク及び純水貯蔵タンク）の淡機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

水を西側淡水貯水設備へ供給できる設計とする。

④非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

また，淡水が枯渇した場合に，重大事故等の収束に・低圧代替注水系

必要な水源である西側淡水貯水設備へ海水を供給す

18.4

兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器のるための重大事故等対処設備として，可搬型代替注仕様等に関する設計

水大型ポンプは，海水を西側淡水貯水設備へ供給で18.5 各機器固有の設計

きる設計とする。

(2) その他各設備固有の設計【71 条 13】c.

非常用炉心冷却設備その他原子炉注水
設備(d) 水源に係る設備
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。

Ⅴ-1-1-4-3

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉冷却系統施設）

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.1 機能単位の系統の明確化
18.2 兼用する機能の確認【71 条 14】18.3

機能を兼用する機器を含む設備に係る設計④非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備
・低圧代替注水系
18.4

兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計
18.5 各機器固有の設計(2) その他各設備固有の設計c.

非常用炉心冷却設備その他原子炉注水
設備(d) 水源に係る設備

172

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後

代替水源及び代替淡水源からの移送ルートを確保 Ⅴ-1-1-4-3
するとともに，可搬型のホース，可搬型代替注水中型

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉冷却系統施設）

様式 1 への反映結果
18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.1 機能単位の系統の明確化

ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプについては，

18.2 兼用する機能の確認

複数箇所に分散して保管する。

18.3【71 条 5】機能を兼用する機器を含む設備に係る設計④非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備
・低圧代替注水系
18.4

兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計
18.5 各機器固有の設計(2) その他各設備固有の設計c.

非常用炉心冷却設備その他原子炉注水
設備(d) 水源に係る設備
6.

原子炉冷却材補給設備

6. 原子炉冷却材補給設備

6.1 原子炉隔離時冷却系

6.1 原子炉隔離時冷却系(1) 系統構成
原子炉隔離時冷却系は，発電用原子炉停止後，何らか

原子炉冷却系統施設 要目表（追加要求事項はないが，本工認で必要な設計）
18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計(1) 系統構成
原子炉隔離時冷却系は，発電用原子炉停止後，何らか

原子炉冷却系統施設に係る機器の配置を明示し18.1 機能単位の系統の明確化た図面及び系統図

18.2 兼用する機能の確認の原因で給水が停止した場合等に原子炉水位を維持すの原因で給水が停止した場合等に原子炉水位を維持す 4.4.3 原子炉隔離時冷却系るため，発電用原子炉で発生する蒸気の一部を用いたタるため，発電用原子炉で発生する蒸気の一部を用いたービン駆動のポンプにより，サプレッション・チェンバ

タービン駆動のポンプにより，サプレッション・チェン 構造図のプール水又は復水貯蔵タンクの水を原子炉圧力容器

バのプール水又は復水貯蔵タンクの水を原子炉圧力容 4.4.3 原子炉隔離時冷却系に補給し水位を維持できる設計とする。

器に補給し水位を維持できる設計とする。

18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計⑤原子炉冷却材補給設備
・原子炉隔離時冷却系
18.4【33 条 7】

兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計

また，原子炉冷却材喪失事故に至らない原子炉冷却材

また，原子炉冷却材喪失事故に至らない原子炉冷却

原子炉冷却系統施設 要目表

圧力バウンダリからの小さな漏えい及び原子炉冷却材

材圧力バウンダリからの小さな漏えい及び原子炉冷却18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

圧力バウンダリに接続する小口径配管の破断又は小さ

材圧力バウンダリに接続する小口径配管の破断又は小 原子炉冷却系統施設に係る機器の配置を明示し18.1 機能単位の系統の明確化

な機器の損傷による冷却材の漏えいに対し，補給する能さな機器の損傷による冷却材の漏えいに対し，補給す た図面及び系統図

18.2 兼用する機能の確認力を有する設計とする。

る能力を有する設計とする。

18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設

4.4.3 原子炉隔離時冷却系（追加要求事項はないが，本工認で必要な設計）

計【33 条 8】構造図
4.4.3 原子炉隔離時冷却系⑤原子炉冷却材補給設備
・原子炉隔離時冷却系
18.4

兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計

173

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後

原子炉隔離時冷却系は，短時間の全交流動力電源喪失

原子炉隔離時冷却系は，全交流動力電源喪失時から原子炉冷却系統施設 要目表時においても，炉心を冷却する機能を有する設計とす

重大事故等に対処するために必要な電力の供給が常設る。

代替交流電源設備から開始されるまでの間，炉心を冷 Ⅴ-1-1-4-3

様式 1 への反映結果（追加要求事項はないが，本工認で必要な設計）
18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

却する機能を有する設計とする。

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉冷却系統施設）【33 条 12】18.1 機能単位の系統の明確化
18.2 兼用する機能の確認
18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設

原子炉冷却系統施設に係る機器の配置を明示した図面及び系統図
4.4.3 原子炉隔離時冷却系

計⑤原子炉冷却材補給設備
・原子炉隔離時冷却系
18.4

構造図

兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計

4.4.3 原子炉隔離時冷却系
インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時の重大事

Ⅴ-1-1-4-3

故等対処設備として，原子炉隔離時冷却系原子炉注入

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉冷却系統施設）

弁は，現場で弁を操作することにより原子炉冷却材の漏えい箇所を隔離できる設計とする。

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.1 機能単位の系統の明確化
18.2 兼用する機能の確認

Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が【61 条 19】18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設使用される条件の下における健全性に

2.1

計関する説明書⑤ 原子炉冷却材補給設備

多重性又は多様性及び独立性並び位置

・原子炉隔離時冷却系

的分散

18.4

3.2 原子炉冷却系統施設

兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計

19. インターフェイスシステムＬＯＣＡ時の系
統隔離及び原子炉冷却材の漏えい量抑制に係る設計
なお，設計基準事故対処設備である原子炉隔離時冷Ⅴ-1-1-4-3

却系原子炉注入弁は，重大事故等対処設備として使用

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉冷却系統施設）

することから，重大事故等対処設備としての設計を行

18.1 機能単位の系統の明確化
18.2 兼用する機能の確認

う。

Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が【61 条 20】使用される条件の下における健全性に

2.1

18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

関する説明書⑤ 原子炉冷却材補給設備

多重性又は多様性及び独立性並び位置

・原子炉隔離時冷却系

的分散
3.2 原子炉冷却系統施設

174

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

18.4

兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計

基本設計方針変 更7.

前原子炉補機冷却設備

7.1 残留熱除去系海水系(1) 系統構成

変 更

工認添付説明書との関係

後

7. 原子炉補機冷却設備

原子炉冷却系統施設 要目表

7.1 残留熱除去系海水系

様式 1 への反映結果（追加要求事項はないが，本工認で必要な設計）
18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計(1) 系統構成

Ⅴ-1-1-4-3

設備別記載事項の設定根拠に関す

最終ヒートシンクへ熱を輸送することができる設備

最終ヒートシンクへ熱を輸送することができる設備である残留熱除去系海水系は，発電用原子炉停止時に残である残留熱除去系海水系は，発電用原子炉停止時に留熱除去系により除去された原子炉圧力容器内におい残留熱除去系により除去された原子炉圧力容器内にお 原子炉冷却系統施設に係る機器の配置を明示して発生した残留熱及び重要安全施設において発生した

いて発生した残留熱及び重要安全施設において発生し た図面及び系統図

熱を最終的な熱の逃がし場である海へ輸送が可能な設た熱を，常設代替交流電源設備から電気の供給が開始 4.6.1 残留熱除去系海水系計とする。

されるまでの間の全交流動力電源喪失時を除いて，最る説明書（原子炉冷却系統施設）

18.1 機能単位の系統の明確化
18.2 兼用する機能の確認
18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設
計⑥原子炉補機冷却設備
・残留熱除去系海水系
18.4

終的な熱の逃がし場である海へ輸送が可能な設計とす兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計る。
また，津波又は発電所敷地若しくはその周辺においてまた，津波，溢水又は発電所敷地若しくはその周辺に想定される発電用原子炉施設の安全性を損なわせる原おいて想定される発電用原子炉施設の安全性を損なわ因となるおそれがある事象であって人為によるものにせる原因となるおそれがある事象であって人為による対して安全性を損なわない設計とする。

ものに対して安全性を損なわない設計とする。
【33 条 13】

残留熱除去系海水系は，残留熱除去系海水系ポンプ

残留熱除去系海水系は，残留熱除去系海水系ポンプを設置し残留熱除去系熱交換器に冷却用海水を供給すを設置し残留熱除去系熱交換器に冷却用海水を供給することにより，非常時に動的機器の単一故障及び外部ることにより，非常時に動的機器の単一故障及び外部

原子炉冷却系統施設に係る機器の配置を明示し18.1 機能単位の系統の明確化

電源喪失を仮定した場合でも，残留熱除去設備，非常

電源喪失を仮定した場合でも，残留熱除去設備，非常た図面及び系統図

18.2 兼用する機能の確認

用炉心冷却設備等の機器から発生する熱を最終的な熱用炉心冷却設備等の機器から発生する熱を最終的な熱4.6.1 残留熱除去系海水系

18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設の逃がし場である海へ輸送が可能な設計とする。

の逃がし場である海へ輸送が可能な設計とする。
【33 条 14】

原子炉冷却系統施設 要目表（追加要求事項はないが，本工認で必要な設計）
18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

計⑥ 原子炉補機冷却設備
・残留熱除去系海水系
18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計

175

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後

原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉

Ⅴ-1-1-4-3を冷却するための設備，最終ヒートシンクへ熱を輸送

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉冷却系統施設）

様式 1 への反映結果（追加要求事項はないが，本工認で必要な設計）
18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計するための設備，原子炉格納容器内の冷却等のための18.1 機能単位の系統の明確化

設備，原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設

18.2 兼用する機能の確認

備及び原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するため

18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設の設備として，想定される重大事故等時において，設計計

基準事故対処設備である残留熱除去系海水系が使用で⑥ 原子炉補機冷却設備

きる場合は重大事故等対処設備として使用できる設計・残留熱除去系海水系

とする。

18.4

【62 条 14】【62 条 21】【62 条 31】【62 条 40】【63 条 2】兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計【64 条 17】【64 条 26】【64 条 36】【64 条 44】【65 条 3】【66 条 33】
(2) 多様性，位置的分散等

Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が

残留熱除去系海水系ポンプ及び残留熱除去系海水系
ストレーナは，設計基準事故対処設備であるとともに，重大事故等時においても使用するため，重大事故等対処設備としての基本方針に示す設計方針を適用する。
ただし，多様性及び独立性並びに位置的分散を考慮す

2.1

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計使用される条件の下における健全性に

18.1 機能単位の系統の明確化

関する説明書18.2 兼用する機能の確認

多重性又は多様性及び独立性並び位置18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設的分散

計

3.2 原子炉冷却系統施設べき対象の設計基準事故対処設備はないことから，重⑥ 原子炉補機冷却設備
・残留熱除去系海水系

大事故等対処設備の基本方針のうち「5.1.2 多様性，

18.4

位置的分散等」に示す設計方針は適用しない。

兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計【62 条 46】【63 条 35】【64 条 52】
7.2 緊急用海水系

Ⅴ-1-1-4-3(1) 系統構成

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉冷却系統施設）

設計基準事故対処設備が有する最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失した場合において炉心の著しい損
傷及び原子炉格納容器の破損（炉心の著しい損傷が発生

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.1 機能単位の系統の明確化
18.2 兼用する機能の確認
18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計する前に生ずるものに限る。）を防止するため，最終ヒー⑥ 原子炉補機冷却設備

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

・残留熱除去系海水系

備として，緊急用海水系を設ける設計とする。

18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の【63 条 1】

仕様等に関する設計

176

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後

残留熱除去系海水系の故障又は全交流動力電源の喪失 Ⅴ-1-1-4-3
により，最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失し設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉冷却系統施設）

様式 1 への反映結果
18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.1 機能単位の系統の明確化た場合の重大事故等対処設備として，緊急用海水系は，サ18.2 兼用する機能の確認

プレッション・チェンバへの熱の蓄積により原子炉冷却18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設機能が確保できる一定の期間内に，緊急用海水ポンプに計て残留熱除去系熱交換器に海水を送水することで，残留⑥ 原子炉補機冷却設備

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

・残留熱除去系海水系

である海へ輸送できる設計とする。

18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の【63 条 31】

仕様等に関する設計

緊急用海水系は，緊急用海水ポンプにて非常用取水設 Ⅴ-1-1-4-3
備であるＳＡ用海水ピット取水塔，海水引込み管，ＳＡ用

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉冷却系統施設）

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.1 機能単位の系統の明確化

海水ピット，緊急用海水取水管及び緊急用海水ポンプピ

18.2 兼用する機能の確認

ットを通じて海水を取水し，緊急用海水ポンプ出口に設

18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る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，計

残留熱除去系熱交換器又は代替燃料プール冷却系熱交換⑥ 原子炉補機冷却設備

器に海水を送水することで，残留熱除去系熱交換器又は・残留熱除去系海水系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18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の熱の逃がし場である海へ輸送できる設計とする。

仕様等に関する設計【62 条 16】【62 条 23】【62 条 33】【62 条 42】【63 条 32】【64 条 19】【64 条 28】【64 条 38】【64 条 46】【65 条 6】【66 条 35】【69 条 60】
緊急用海水ポンプは，常設代替交流電源設備からの給 第 1-4-1 図 単線結線図（1／5）
電が可能な設計とする。

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.5 各機器固有の設計【62 条 17】【62 条 24】【62 条 34】【62 条 43】【63 条 33】

(2) その他各設備固有の設計【64 条 20】【64 条 29】【64 条 39】【64 条 47】【65 条 7】e.

原子炉補機冷却設備【66 条 36】【69 条 61】
Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が(2) 多様性，位置的分散等
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。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。

2.1

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計使用される条件の下における健全性に

18.1 機能単位の系統の明確化

関する説明書18.2 兼用する機能の確認

多重性又は多様性及び独立性並び位置18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

的分散
3.2 原子炉冷却系統施設⑥ 原子炉補機冷却設備
・残留熱除去系海水系
18.4

兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計【63 条 40】

177

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後様式 1 への反映結果

緊急用海水系は，原子炉建屋に隣接する緊急用海水Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備がポンプピット内に設置することにより，海水ポンプ室使用される条件の下における健全性に

18.1 機能単位の系統の明確化に設置する残留熱除去系海水系ポンプ，原子炉建屋外

関する説明書18.2 兼用する機能の確認

多重性又は多様性及び独立性並び位置18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設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散を図る設計とする。

2.1

的分散

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

計

3.2 原子炉冷却系統施設【63 条 41】

⑥ 原子炉補機冷却設備
・残留熱除去系海水系
18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計(3) 独立性

Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が緊急用海水系は，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。

2.1【63 条 42】

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計使用される条件の下における健全性に

18.1 機能単位の系統の明確化

関する説明書18.2 兼用する機能の確認

多重性又は多様性及び独立性並び位置18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設的分散

計

3.2 原子炉冷却系統施設⑥ 原子炉補機冷却設備
・残留熱除去系海水系
18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計

原子炉冷却材浄化設備

8. 原子炉冷却材浄化設備

8.1 原子炉冷却材浄化系

8.1 原子炉冷却材浄化系

8.

(1) 系統構成(1) 系統構成

原子炉冷却材浄化系は，原子炉冷却材の純度を高く保原子炉冷却材浄化系は，原子炉冷却材の純度を高くつために設置するもので，原子炉冷却材再循環系配管か保つために設置するもので，原子炉冷却材再循環系配ら冷却材を一部取り出し，原子炉冷却材浄化系フィルタ

管から冷却材を一部取り出し，原子炉冷却材浄化系フ

脱塩器によって浄化脱塩して給水系へ戻すことにより，

ィルタ脱塩器によって浄化脱塩して給水系へ戻すこと

原子炉冷却材中の不純物及び放射性物質の濃度を発電により，原子炉冷却材中の不純物及び放射性物質の濃用原子炉施設の運転に支障を及ぼさない値以下に保つ

度を発電用原子炉施設の運転に支障を及ぼさない値以ことができる設計とする。

下に保つことができる設計とする。

−−（追加要求事項なし）【33 条 10】放射性物質を含む原子炉冷却材を，原子炉起動時，停放射性物質を含む原子炉冷却材を，原子炉起動時，停止時及び高温待機時において，原子炉冷却材系統外に排止時及び高温待機時において，原子炉冷却系統外に排出する場合は，原子炉冷却材浄化系により原子炉冷却材出する場合は，原子炉冷却材浄化系により原子炉冷却を浄化して，液体廃棄物処理系へ導く設計とする。

材を浄化して，液体廃棄物処理系へ導く設計とする。
【29 条 1】178−−
（追加要求事項なし）

基本設計方針
変 更
9.

前

変 更

工認添付説明書との関係

後様式 1 への反映結果

原子炉格納容器内の原子炉冷却材漏えいを監視する装置

9. 原子炉格納容器内の原子炉冷却材漏えいを監視する装置

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

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漏えいを監視する装置の構成に関するがあり，本工認で必要な設計）

いに対して，格納容器床ドレン流量，格納容器機器ドレン流

いに対して，格納容器床ドレン流量，格納容器機器ドレン流

説明書並びに計測範囲及び警報動作範18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

量及び原子炉格納容器内雰囲気中の核分裂生成物の放射能

量及び原子炉格納容器内雰囲気中の核分裂生成物の放射能囲に関する説明書

18.5 各機器固有の設計の測定により検出する装置を設ける設計とする。

の測定により検出する装置を設ける設計とする。

Ｖ-1-4-1

原子炉格納容器内の原子炉冷却材の2. 基本方針【28 条 9】3.

漏えいを監視する装置の構成

4. 漏えいを監視する装置の計測範囲及び警（基本設計方針に変更はないが，要求事項に変更(2) その他各設備固有の設計
a.

原子炉冷却材の循環設備(b)

原子炉冷却材の漏えい監視装置の構成

報動作範囲等に係る設計

このうち，漏えい位置を特定できない原子炉格納容器内

このうち，漏えい位置を特定できない原子炉格納容器内の漏えいに対しては，格納容器床ドレン流量により 1 時間の漏えいに対しては，格納容器床ドレン流量により 1 時間

漏えいを監視する装置の構成に関するがあり，本工認で必要な設計）

以内に 0.23 m3/h の漏えい量を検出する能力を有する設計以内に 0.23 m3/h の漏えい量を検出する能力を有する設計

説明書並びに計測範囲及び警報動作範18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計とするとともに，自動的に中央制御室に警報を発信する設とするとともに，自動的に中央制御室に警報を発信する設囲に関する説明書

18.5 各機器固有の設計計とする。また，測定値は，中央制御室に指示する設計とす計とする。また，測定値は，中央制御室に指示する設計とす

2. 基本方針

る。

る。

3.

【28 条 10】

Ｖ-1-4-1

原子炉格納容器内の原子炉冷却材の漏えいを監視する装置の構成

4. 漏えいを監視する装置の計測範囲及び警（基本設計方針に変更はないが，要求事項に変更(2) その他各設備固有の設計
a.

原子炉冷却材の循環設備(b)

原子炉冷却材の漏えい監視装置の構成

報動作範囲等に係る設計

格納容器床ドレン流量計は，格納容器床ドレンサンプか

格納容器床ドレン流量計は，格納容器床ドレンサンプから原子炉建屋原子炉棟床ドレンサンプへのドレン配管に設

ら原子炉建屋原子炉棟床ドレンサンプへのドレン配管に設漏えいを監視する装置の構成に関する18.5 各機器固有の設計

ける設計とする。

ける設計とする。

説明書並びに計測範囲及び警報動作範(2) その他各設備固有の設計

Ｖ-1-4-1

原子炉格納容器内の原子炉冷却材の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

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

いは，格納容器床ドレンサンプへ流入した後，原子炉建屋原

いは，格納容器床ドレンサンプへ流入した後，導入管及び原

2. 基本方針

子炉棟床ドレンサンプへのドレン配管を通ることにより，

子炉建屋原子炉棟床ドレンサンプへのドレン配管を通るこ3.

格納容器床ドレン流量計にて検出できる設計とする。

とにより，格納容器床ドレン流量計にて検出できる設計と4. 漏えいを監視する装置の計測範囲及び警する。

囲に関する説明書

漏えいを監視する装置の構成

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計a.

原子炉冷却材の循環設備(b)

原子炉冷却材の漏えい監視装置の構成等に係る設計報動作範囲

格納容器床ドレンサンプの水位は，通常運転中ドライウ
ェル内ガス冷却装置から発生する凝縮水が流入すること
で，常時導入管高さ（1 m）に維持可能な設計とする。格納容器床ドレンサンプの水位が低下していると想定される場
合には，水張りを実施することで，常時導入管高さ（1 m）に維持可能な設計とする。
【28 条 11】
また，格納容器床ドレンサンプ水位維持を確認すること＜下線部＞
運用に関する記載であり，保安規定にて対応を保安規定に定めて管理する。
【28 条 12】

179

＜下線部＞
−

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後

格納容器床ドレン流量計が故障した場合は，これと同等

格納容器床ドレン流量計が故障した場合は，これと同等の機能を有するドライウェルエアークーラードレン流量計の機能を有するドライウェルエアークーラードレン流量計

及び核分裂生成物モニタ粒子放射線モニタにより，漏えい

及び核分裂生成物モニタ粒子放射線モニタにより，漏えい

位置を特定できない原子炉格納容器内の漏えいを検知可能

位置を特定できない原子炉格納容器内の漏えいを検知可能な設計とする。

な設計とする。

様式 1 への反映結果−−（追加要求事項なし）【28 条 13】
10．流体振動等による損傷の防止

10．流体振動等による損傷の防止

原子炉冷却系統，原子炉冷却材浄化系及び残留熱除去系

原子炉冷却系統，原子炉冷却材浄化系及び残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）に係る容器，管，ポンプ及び弁は，（原子炉停止時冷却系）に係る容器，管，ポンプ及び弁は，原子炉冷却材の循環，沸騰その他の原子炉冷却材の挙動に

原子炉冷却材の循環，沸騰その他の原子炉冷却材の挙動により生じる流体振動又は温度差のある流体の混合その他のより生じる流体振動又は温度差のある流体の混合その他の原子炉冷却材の挙動により生じる温度変動により損傷を受

原子炉冷却材の挙動により生じる温度変動により損傷を受けない設計とする。

けない設計とする。

−−（追加要求事項なし）【19 条 2】管に設置された円柱状構造物で耐圧機能を有するものに関する流体振動評価は，日本機械学会「配管内円柱状構造物

Ⅴ-1-4-2

流体振動又は温度変動による損傷の防止に関する説明書の流力振動評価指針」（ＪＳＭＥ Ｓ ０１２）の規定に基

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.5 各機器固有の設計(2) その他各設備固有の設計づく手法及び評価フローに従った設計とする。

a.

【19 条 3】

原子炉冷却材の循環設備(c) 流体振動又は温度変動による損傷防止に係る設計

温度差のある流体の混合等で生じる温度変動により発生する配管の高サイクル熱疲労による損傷防止は，日本機械

Ⅴ-1-4-2

流体振動又は温度変動による損傷の防止に関する説明書

学会「配管の高サイクル熱疲労に関する評価指針」
（ＪＳＭ
Ｅ

Ｓ

18.5 各機器固有の設計(2) その他各設備固有の設計

０１７）の規定に基づく手法及び評価フローに従a.

った設計とする。

原子炉冷却材の循環設備(c) 流体振動又は温度変動による損傷防止【19 条 4】に係る設計

11. 主要対象設備

11. 主要対象設備
原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。
）の対象となる
主要な設備について，「表１

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。
）の主要設備リスト」に示す。

原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。
）の対象となる主要な設備について，「表 1 原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。）の主要設備リスト」に示す。

−−

本施設の設備として兼用する場合に主要設備リストに記載されない設備については，「表 2 原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。
）の兼用設備リスト」に示す。

180（「主要設備リスト」及び「兼用設備リスト」
による）

基本設計方針から工認添付説明書及び様式−１への展開表【対象施設：原子炉冷却系統施設（蒸気タービン）】
基本設計方針変 更

前変 更

工認添付説明書との関係

後

用語の定義は「発電用原子力設備に関する技術基準を用語の定義は「実用発電用原子炉及びその附属施設の定める省令」，「実用発電用原子炉及びその附属施設の位位置，構造及び設備の基準に関する規則」及び「実用発置，構造及び設備の基準に関する規則」及び「実用発電

電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則」

用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則」並

並びにこれらの解釈による。

−

様式 1 への反映結果−（用語の定義のみ）

びにこれらの解釈による。
第１章 共通項目

第１章 共通項目

蒸気タービンの共通項目である「1. 地盤等，2. 自蒸気タービンの共通項目である「1. 地盤等，2. 自然現象，3. 火災，4. 溢水等，5. 設備に対する要求

然現象，3. 火災，4. 溢水等，5. 設備に対する要求（5.7 内燃機関を除く。
），6. その他」の基本設計方針（5.7 内燃機関を除く。
），6. その他」の基本設計方針については，原子炉冷却系統施設の基本設計方針「第１については，原子炉冷却系統施設の基本設計方針「第１章

章 共通項目」に基づく設計とする。

共通項目」に基づく設計とする。

第２章 個別項目

第２章 個別項目

1.

1. 蒸気タービン

蒸気タービン
設計基準対象施設に施設する蒸気タービン及び蒸気設計基準対象施設に施設する蒸気タービン及び蒸気タービンの付属設備は，想定される環境条件において，タービンの付属設備は，想定される環境条件において，材料に及ぼす化学的及び物理的影響を考慮した設計と材料に及ぼす化学的及び物理的影響を考慮した設計と

する。

する。

また，振動対策，過速度対策等各種の保護装置及び監

また，振動対策，過速度対策等各種の保護装置及び監視制御装置により，中央制御室及び現場において運転状

視制御装置により，中央制御室及び現場において運転状態の監視を行い，発電用原子炉施設の安全性を損なわな態の監視を行い，発電用原子炉施設の安全性を損なわないよう，以下の事項を考慮して設計する。

いよう，以下の事項を考慮して設計する。

−−（追加要求事項なし）−−（追加要求事項なし）−−（追加要求事項なし）−−（追加要求事項なし）【31条1】
1.1 蒸気タービン本体

1.1 蒸気タービン本体

蒸気タービンの定格出力は，排気圧力-96.3 kPa，補蒸気タービンの定格出力は，排気圧力-96.3 kPa，補給水率 0 ％にて，発電端で 1100000 kW となる設計と給水率 0 ％にて，発電端で 1100000 kW となる設計と

する。

する。

定格熱出力一定運転の実施においても，蒸気タービ

定格熱出力一定運転の実施においても，蒸気タービ

ン設備の保安が確保できるように定格熱出力一定運

ン設備の保安が確保できるように定格熱出力一定運転を考慮した設計とする。

転を考慮した設計とする。
【31条2】

蒸気タービンは，非常調速装置が作動したときに達蒸気タービンは，非常調速装置が作動したときに達する回転速度並びに蒸気タービンの起動時及び停止する回転速度並びに蒸気タービンの起動時及び停止過程を含む運転中に主要な軸受又は軸に発生しうる過程を含む運転中に主要な軸受又は軸に発生しうる最大の振動に対して構造上十分な機械的強度を有す

最大の振動に対して構造上十分な機械的強度を有す

181

基本設計方針
変 更前る設計とする。

変 更

後

工認添付説明書との関係

様式 1 への反映結果−−（追加要求事項なし）

る設計とする。
【31条3】

また，蒸気タービンの軸受は，主油ポンプ，補助油

また，蒸気タービンの軸受は，主油ポンプ，補助油

ポンプ，非常用油ポンプ等の軸受潤滑設備を設置する

ポンプ，非常用油ポンプ等の軸受潤滑設備を設置することにより，運転中の荷重を安定に支持でき，かつ，

ことにより，運転中の荷重を安定に支持でき，かつ，

異常な摩耗，変形及び過熱が生じない設計とする。

異常な摩耗，変形及び過熱が生じない設計とする。
【31条4】

蒸気タービン及び発電機その他の回転体を同一軸

蒸気タービン及び発電機その他の回転体を同一軸上に結合したものの危険速度は，速度調定率で定まる

上に結合したものの危険速度は，速度調定率で定まる

回転速度の範囲のうち最小の回転速度から，非常調速

回転速度の範囲のうち最小の回転速度から，非常調速装置が作動したときに達する回転速度までの間に発装置が作動したときに達する回転速度までの間に発生しない設計とする。

生しない設計とする。

また，蒸気タービン起動時の危険速度を通過する際には速やかに昇速できる設計とする。

また，蒸気タービン起動時の危険速度を通過する際には速やかに昇速できる設計とする。
【31条5】

蒸気タービン及びその付属設備の耐圧部分の構造

蒸気タービン及びその付属設備の耐圧部分の構造

は，最高使用圧力又は最高使用温度において発生するは，最高使用圧力又は最高使用温度において発生する最大の応力が当該部分に使用する材料の許容応力を最大の応力が当該部分に使用する材料の許容応力を超えない設計とする。

超えない設計とする。

−−（追加要求事項なし）【31条6】
蒸気タービンには，その回転速度及び出力が負荷の蒸気タービンには，その回転速度及び出力が負荷の変動の際にも持続的に動揺することを防止する調速変動の際にも持続的に動揺することを防止する調速装置を設けるとともに，運転中に生じた過回転，発電装置を設けるとともに，運転中に生じた過回転，発電機の内部故障，復水器真空低下，スラスト軸受の摩耗

機の内部故障，復水器真空低下，スラスト軸受の摩耗による設備の破損を防止するため，その異常が発生しによる設備の破損を防止するため，その異常が発生した場合に蒸気タービンに流入する蒸気を自動的かつた場合に蒸気タービンに流入する蒸気を自動的かつ速やかに遮断する非常調速装置及び保安装置を設置速やかに遮断する非常調速装置及び保安装置を設置する。また，調速装置は，最大負荷を遮断した場合にする。また，調速装置は，最大負荷を遮断した場合に達する回転速度を非常調速装置が作動する回転速度

達する回転速度を非常調速装置が作動する回転速度未満にする能力を有する設計とする。

未満にする能力を有する設計とする。

なお，過回転については定格回転速度の 1.11 倍を

なお，過回転については定格回転速度の 1.11 倍を超えない回転数で非常調速装置が作動する設計とす

超えない回転数で非常調速装置が作動する設計とす

る。

る。

−

−
（追加要求事項なし）−−（追加要求事項なし）【31条7】
蒸気タービン及びその付属設備であって，最高使用

蒸気タービン及びその付属設備であって，最高使用

圧力を超える過圧が生ずるおそれのあるものにあっ圧力を超える過圧が生ずるおそれのあるものにあっては，排気圧力の上昇時に過圧を防止することができては，排気圧力の上昇時に過圧を防止することができる容量を有し，かつ，最高使用圧力以下で動作する大る容量を有し，かつ，最高使用圧力以下で動作する大気放出板を設置し，その圧力を逃がすことができる設

気放出板を設置し，その圧力を逃がすことができる設

182

基本設計方針
変 更

前

計とする。

変 更

工認添付説明書との関係

後様式 1 への反映結果計とする。
【31条8】

蒸気タービンには，設備の損傷を防止するため，以蒸気タービンには，設備の損傷を防止するため，以下の運転状態を計測する監視装置を設け，各部の状態

下の運転状態を計測する監視装置を設け，各部の状態を監視することができる設計とする。

を監視することができる設計とする。

(1) 蒸気タービンの回転速度(1) 蒸気タービンの回転速度

(2)

(2)

主塞止弁の前及び中間塞止加減弁の前における主塞止弁の前及び中間塞止加減弁の前における蒸気の圧力及び温度

蒸気の圧力及び温度(3) 蒸気タービンの排気圧力(3) 蒸気タービンの排気圧力

(4)

(4)

蒸気タービンの軸受の入口における潤滑油の圧
蒸気タービンの軸受の出口における潤滑油の温度又は軸受メタル温度

蒸気タービンの軸受の入口における潤滑油の圧−（追加要求事項なし）

力

力
(5)

−

(5)

蒸気タービンの軸受の出口における潤滑油の温度又は軸受メタル温度(6) 蒸気加減弁の開度(6) 蒸気加減弁の開度(7) 蒸気タービンの振動の振幅(7) 蒸気タービンの振動の振幅【31条9】

蒸気タービンは，振動を起こさないように十分配慮

蒸気タービンは，振動を起こさないように十分配慮をはらうとともに，万一，振動が発生した場合にも振をはらうとともに，万一，振動が発生した場合にも振動監視装置により，警報を発するように設計する。ま

動監視装置により，警報を発するように設計する。また，運転中振動の振幅を自動的に記録できる設計とす

た，運転中振動の振幅を自動的に記録できる設計とす

る。

る。

−

−
（追加要求事項なし）【31条10】蒸気タービン及びその付属設備の構造設計におい

蒸気タービン及びその付属設備の構造設計において発電用火力設備に関する技術基準を定める省令及て発電用火力設備に関する技術基準を定める省令及びその解釈に規定のないものについては，信頼性が確びその解釈に規定のないものについては，信頼性が確認され十分な実績のある設計方法，安全率等を用いる

認され十分な実績のある設計方法，安全率等を用いる

ほか，最新知見を反映し，十分な安全性を持たせるこ

ほか，最新知見を反映し，十分な安全性を持たせることにより保安が確保できる設計とする。

とにより保安が確保できる設計とする。

−【31条11】
主復水器は，冷却水温度 19 ℃，補給水率 0 ％及び主復水器は，冷却水温度 19 ℃，補給水率 0 ％及び蒸気タービンの定格出力において，排気圧力-96.3

蒸気タービンの定格出力において，排気圧力-96.3

kPa を確保できる設計とする。

kPa を確保できる設計とする。

−（追加要求事項なし）【31条12】1.2 蒸気タービンの付属設備

1.2 蒸気タービンの付属設備

ポンプを除く蒸気タービンの付属設備に属する容ポンプを除く蒸気タービンの付属設備に属する容器及び管の耐圧部分に使用する材料は，想定される環器及び管の耐圧部分に使用する材料は，想定される環

境条件において，材料に及ぼす化学的及び物理的影響

境条件において，材料に及ぼす化学的及び物理的影響に対し，安全な化学的成分及び機械的強度を有するもに対し，安全な化学的成分及び機械的強度を有するも

−

183

−
（追加要求事項なし）

基本設計方針
変 更

前のを使用する。

変 更

工認添付説明書との関係

後様式 1 への反映結果のを使用する。
【31条13】また，蒸気タービンの付属設備のうち，主要な耐圧

また，蒸気タービンの付属設備のうち，主要な耐圧部の溶接部については，次のとおりとし，溶接事業者

部の溶接部については，次のとおりとし，溶接事業者

検査により適用基準及び適用規格に適合しているこ検査により適用基準及び適用規格に適合していることを確認する。

とを確認する。

(1) 不連続で特異な形状でないものであること。

(1) 不連続で特異な形状でないものであること。

(2) 溶接による割れが生ずるおそれがなく，かつ，健(2) 溶接による割れが生ずるおそれがなく，かつ，健

全な溶接部の確保に有害な溶込み不良その他の

全な溶接部の確保に有害な溶込み不良その他の欠陥がないことを非破壊試験により確認したも欠陥がないことを非破壊試験により確認したものであること。

のであること。

(3) 適切な強度を有するものであること。

(3) 適切な強度を有するものであること。

(4)

(4)

機械試験その他の評価方法により適切な溶接施−−（追加要求事項なし）

機械試験その他の評価方法により適切な溶接施工法，溶接設備及び技能を有する溶接士であるこ

工法，溶接設備及び技能を有する溶接士であることをあらかじめ確認したものにより溶接したもとをあらかじめ確認したものにより溶接したものであること。

のであること。
【31条14】

なお，主要な耐圧部の溶接部とは，蒸気タービンに

なお，主要な耐圧部の溶接部とは，蒸気タービンに係る蒸気だめ又は熱交換器のうち水用の容器又は管係る蒸気だめ又は熱交換器のうち水用の容器又は管であって，最高使用温度 100 ℃未満のものについてであって，最高使用温度 100 ℃未満のものについては，最高使用圧力 1960 kPa，それ以外の容器については，最高使用圧力 1960 kPa，それ以外の容器については，最高使用圧力 98 kPa，水用の管以外の管については，最高使用圧力 98 kPa，水用の管以外の管については，最高使用圧力 980 kPa（長手継手の部分にあっては，最高使用圧力 980 kPa（長手継手の部分にあっては，490 kPa）以上の圧力が加えられる部分について溶

は，490 kPa）以上の圧力が加えられる部分について溶接を必要とするものをいう。また，蒸気タービンに係接を必要とするものをいう。また，蒸気タービンに係る外径 150 mm 以上の管のうち，耐圧部について溶接る外径 150 mm 以上の管のうち，耐圧部について溶接を必要とするものをいう。

を必要とするものをいう。

−−（追加要求事項なし）−−（追加要求事項なし）【31条15】蒸気タービンの付属設備の機器仕様は，運転中に想

蒸気タービンの付属設備の機器仕様は，運転中に想定される最大の圧力・温度，必要な容量等を考慮した定される最大の圧力・温度，必要な容量等を考慮した設計とする。

設計とする。
【31条16】給水処理系のうち，原水タンク，ろ過水貯蔵タンク，

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るととも用とするが，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。

計とすることで，安全性を損なわない設計とする。
【15条12】184

基本設計方針
変 更2.

前主要対象設備蒸気タービンの対象となる主要な設備について，「表 1
蒸気タービンの主要設備リスト」に示す。

変 更

工認添付説明書との関係

後様式 1 への反映結果

2. 主要対象設備
蒸気タービンの対象となる主要な設備について，「表 1−

蒸気タービンの主要設備リスト」に示す。

185−（「主要設備リスト」による）

設計及び工事に係る品質管理の方法等に関する説明書に係る補足説明資料のうち補足-140-4【基本設計方針から工認添付説明書及び様式−１への展開表（計測制御系統施設）】

基本設計方針から工認添付説明書及び様式−１への展開表【対象施設：計測制御系統施設】
基本設計方針
変 更

前

変 更

後

用語の定義は「発電用原子力設備に関する技術基用語の定義は「実用発電用原子炉及びその附属施準を定める省令」，「実用発電用原子炉及びその附属設の位置，構造及び設備の基準に関する規則」及び施設の位置，構造及び設備の基準に関する規則」及び「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に「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」並びにこれらの解釈による。

工認添付説明書との関係

様式１への反映結果−−（用語の定義のみ）

関する規則」並びにこれらの解釈による。
第１章 共通項目

第１章 共通項目
計測制御系統施設の共通項目である「1. 地盤等，

1.

計測制御系統施設の共通項目である「1. 地盤等，溢水等，5. 設備に対

2. 自然現象，3. 火災，4. 溢水等，5. 設備に対する要求（5.7 内燃機関を除く。
），6. その他」のする要求（5.7 内燃機関を除く。），6. その他」の基本設計方針については，原子炉冷却系統施設の基基本設計方針については，原子炉冷却系統施設の基

本設計方針「第１章

本設計方針「第１章

2.

自然現象，3. 火災，4.

共通項目」に基づく設計とする。

第２章 個別項目

1.

1. 計測制御系統施設

1.1 反応度制御系統及び原子炉停止系統共通−

共通項目」に基づく設計とする。

第２章 個別項目
計測制御系統施設

共通的に適用される設計

1.1 反応度制御系統及び原子炉停止系統共通

発電用原子炉施設には，制御棒の挿入位置を調

発電用原子炉施設には，制御棒の挿入位置を調節することによって反応度を制御する制御棒及び節することによって反応度を制御する制御棒及び制御棒駆動系，再循環流量を調整することによっ

制御棒駆動系，再循環流量を調整することによって反応度を制御する再循環流量制御系の独立したて反応度を制御する再循環流量制御系の独立した原理の異なる反応度制御系統を施設し，計画的な原理の異なる反応度制御系統を施設し，計画的な出力変化に伴う反応度変化を燃料要素の許容損傷

出力変化に伴う反応度変化を燃料要素の許容損傷

限界を超えることなく制御できる能力を有する設

限界を超えることなく制御できる能力を有する設

計とする。

計とする。
【36 条 1】

通常運転時の高温状態において，独立した原子通常運転時の高温状態において，独立した原子炉停止系統である制御棒及び制御棒駆動系による炉停止系統である制御棒及び制御棒駆動系による制御棒の炉心への挿入並びにほう酸水注入系によ制御棒の炉心への挿入並びにほう酸水注入系による原子炉冷却材中へのほう酸注入は，それぞれ発る原子炉冷却材中へのほう酸注入は，それぞれ発電用原子炉を臨界未満にでき，かつ，維持できる設

電用原子炉を臨界未満にでき，かつ，維持できる設

計とする。

計とする。

−

【36 条 3】運転時の異常な過度変化時の高温状態において運転時の異常な過度変化時の高温状態においても，制御棒及び制御棒駆動系による制御棒の炉心も，制御棒及び制御棒駆動系による制御棒の炉心への挿入により，燃料要素の許容損傷限界を超えへの挿入により，燃料要素の許容損傷限界を超えることなく発電用原子炉を臨界未満にでき，かつ，

ることなく発電用原子炉を臨界未満にでき，かつ，維持できる設計とする。

維持できる設計とする。
【36 条 4】1−
（追加要求事項なし）

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後

設置（変更）許可を受けた原子炉冷却材喪失その設置（変更）許可を受けた原子炉冷却材喪失その他の設計基準事故時の評価において，制御棒及び他の設計基準事故時の評価において，制御棒及び制御棒駆動系は，原子炉スクラム信号によって，水制御棒駆動系は，原子炉スクラム信号によって，水圧制御ユニットアキュムレータの圧力により制御

圧制御ユニットアキュムレータの圧力により制御

棒を緊急挿入できる設計とするとともに，制御棒

棒を緊急挿入できる設計とするとともに，制御棒が確実に挿入され，炉心を臨界未満にでき，かつ，が確実に挿入され，炉心を臨界未満にでき，かつ，それを維持できる設計とする。

それを維持できる設計とする。

−

様式１への反映結果−（追加要求事項なし）【36 条 6】
制御棒及びほう酸水は，通常運転時における圧制御棒及びほう酸水は，通常運転時における圧力，温度及び放射線に起因する最も厳しい条件に力，温度及び放射線に起因する最も厳しい条件において，必要な耐放射線性，寸法安定性，耐熱性，おいて，必要な耐放射線性，寸法安定性，耐熱性，核性質，耐食性及び化学的安定性を保持する設計

核性質，耐食性及び化学的安定性を保持する設計

とする。

とする。

−

−
（追加要求事項なし）【36 条 10】
1.2 制御棒及び制御棒駆動系

1.2 制御棒及び制御棒駆動系

制御棒は，最大の反応度価値を持つ制御棒 1 本

制御棒は，最大の反応度価値を持つ制御棒 1 本が完全に炉心の外に引き抜かれていて，その他のが完全に炉心の外に引き抜かれていて，その他の制御棒が全挿入の場合，高温状態及び低温状態に制御棒が全挿入の場合，高温状態及び低温状態において常に炉心を臨界未満にできる設計とする。

おいて常に炉心を臨界未満にできる設計とする。

また，発電用原子炉運転中に，完全に挿入されていまた，発電用原子炉運転中に，完全に挿入されている制御棒を除く，他のいずれかの制御棒が動作不る制御棒を除く，他のいずれかの制御棒が動作不能となった場合は，動作可能な制御棒のうち最大能となった場合は，動作可能な制御棒のうち最大反応度価値を有する制御棒 1 本が完全に炉心の外反応度価値を有する制御棒 1 本が完全に炉心の外に引き抜かれた状態でも，他のすべての動作可能に引き抜かれた状態でも，他のすべての動作可能な制御棒により，高温状態及び低温状態においてな制御棒により，高温状態及び低温状態において炉心を臨界未満に保持できることを評価確認し，炉心を臨界未満に保持できることを評価確認し，確認できない場合には，発電用原子炉を停止する

確認できない場合には，発電用原子炉を停止する

ように保安規定に定めて管理する。

ように保安規定に定めて管理する。

−【36 条 8】
反応度が大きく，かつ急激に投入される事象に反応度が大きく，かつ急激に投入される事象による影響を小さくするため，制御棒の落下速度をよる影響を小さくするため，制御棒の落下速度を設置（変更）許可を受けた「制御棒落下」の評価で設置（変更）許可を受けた「制御棒落下」の評価で想定した落下速度に制御棒落下速度リミッタによ想定した落下速度に制御棒落下速度リミッタにより制限することで，制御棒引き抜きによる反応度

り制限することで，制御棒引き抜きによる反応度

添加率を抑制する。また，「原子炉起動時における添加率を抑制する。また，「原子炉起動時における制御棒の異常な引き抜き」の評価で想定した制御制御棒の異常な引き抜き」の評価で想定した制御

棒引き抜き速度に制限するとともに，零出力ない

棒引き抜き速度に制限するとともに，零出力ない

し低出力においては，運転員の制御棒引抜操作をし低出力においては，運転員の制御棒引抜操作を規制する補助機能として，制御棒価値ミニマイザ

規制する補助機能として，制御棒価値ミニマイザ

2−（追加要求事項なし）

基本設計方針
変 更

前

変 更

後

を設けることで，制御棒の最大反応度価値を抑制を設けることで，制御棒の最大反応度価値を抑制する。さらに，中性子束高による原子炉スクラム信する。さらに，中性子束高による原子炉スクラム信号を設ける設計とする。これらにより，想定される号を設ける設計とする。これらにより，想定される反応度投入事象発生時に燃料の最大エンタルピや反応度投入事象発生時に燃料の最大エンタルピや発電用原子炉圧力の上昇を低く抑え，原子炉冷却発電用原子炉圧力の上昇を低く抑え，原子炉冷却材圧力バウンダリを破損せず，かつ，炉心の冷却機

材圧力バウンダリを破損せず，かつ，炉心の冷却機能を損なうような炉心，炉心支持構造物及び原子能を損なうような炉心，炉心支持構造物及び原子炉圧力容器内部構造物の破損を生じさせない設計

炉圧力容器内部構造物の破損を生じさせない設計とする。なお，制御棒引抜手順については，保安規とする。なお，制御棒引抜手順については，保安規定に定めて管理する。

定に定めて管理する。

工認添付説明書との関係

様式１への反映結果−−（追加要求事項なし）−−（追加要求事項なし）−−（追加要求事項なし）【36 条 9】
制御棒及び制御棒駆動系は，通常運転時及び運制御棒及び制御棒駆動系は，通常運転時及び運

転時の異常な過渡変化時における低温状態におい転時の異常な過渡変化時における低温状態において，キセノン崩壊による反応度添加及び高温状態て，キセノン崩壊による反応度添加及び高温状態

から低温状態までの反応度添加を制御し，低温状から低温状態までの反応度添加を制御し，低温状態で炉心を未臨界に移行して維持できる設計とす

態で炉心を未臨界に移行して維持できる設計とする。

る。
【36 条 5】

制御棒は，十字形に組み合わせたステンレス鋼

制御棒は，十字形に組み合わせたステンレス鋼製のＵ字型シースの中に中性子吸収材を納めたも製のＵ字型シースの中に中性子吸収材を納めたものであり，各制御棒は 4 体の燃料体の中央に，炉心のであり，各制御棒は 4 体の燃料体の中央に，炉心全体にわたって一様に配置する設計とする。

全体にわたって一様に配置する設計とする。

制御棒の下端には制御棒落下速度リミッタを設

制御棒の下端には制御棒落下速度リミッタを設けるとともに，制御捧の駆動は，ピストン上部又はけるとともに，制御捧の駆動は，ピストン上部又は下部に駆動水を供給することにより，原子炉圧力下部に駆動水を供給することにより，原子炉圧力容器底部から行う設計とする。

容器底部から行う設計とする。

通常駆動時は，駆動水ポンプにより加圧された

通常駆動時は，駆動水ポンプにより加圧された駆動水で駆動し，原子炉緊急停止時は，各々の制御駆動水で駆動し，原子炉緊急停止時は，各々の制御

棒駆動機構ごとに設ける水圧制御ユニットアキュ

棒駆動機構ごとに設ける水圧制御ユニットアキュ

ムレータの高圧窒素により加圧された駆動水を供

ムレータの高圧窒素により加圧された駆動水を供給することで制御棒を駆動する設計とする。

給することで制御棒を駆動する設計とする。
【36 条 11】

原子炉冷却材の漏えいが生じた場合，その漏え

原子炉冷却材の漏えいが生じた場合，その漏えい量が 10 mm（3／8 インチ）径の配管破断に相当す

い量が 10 mm（3／8 インチ）径の配管破断に相当する量以下の場合は制御棒駆動水圧系駆動水ポンプ

る量以下の場合は制御棒駆動水圧系駆動水ポンプで補給できる設計とする。

で補給できる設計とする。
【33 条 9】3

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後制御棒駆動系は，発電用原子炉の緊急停止時に制御棒駆動系は，発電用原子炉の緊急停止時に制御棒の挿入時間が，発電用原子炉の燃料及び原制御棒の挿入時間が，発電用原子炉の燃料及び原

子炉冷却材圧力バウンダリの損傷を防ぐために適

子炉冷却材圧力バウンダリの損傷を防ぐために適切な値となるような速度で炉心内に挿入できるこ

切な値となるような速度で炉心内に挿入できること，並びに通常運転時において制御棒の異常な引と，並びに通常運転時において制御棒の異常な引き抜きが発生した場合においても，燃料要素の許き抜きが発生した場合においても，燃料要素の許容損傷限界を超える駆動速度で引き抜きできない

容損傷限界を超える駆動速度で引き抜きできない設計とする。

設計とする。

−【37 条 1】
なお，設置（変更）許可を受けた仕様及び運転時

なお，設置（変更）許可を受けた仕様及び運転時の異常な過渡変化並びに設計基準事故の評価で設の異常な過渡変化並びに設計基準事故の評価で設定した制御棒の挿入時間，並びに設置（変更）許可

定した制御棒の挿入時間，並びに設置（変更）許可を受けた「原子炉起動時における制御棒の異常なを受けた「原子炉起動時における制御棒の異常な引き抜き」及び「出力運転中の制御棒の異常な引き引き抜き」及び「出力運転中の制御棒の異常な引き抜き」の評価の条件を満足する設計とする。

抜き」の評価の条件を満足する設計とする。

様式１への反映結果−（追加要求事項なし）【37 条 2】
制御棒は，原子炉モード・スイッチ「停止」の位

制御棒は，原子炉モード・スイッチ「停止」の位置にあるとき，原子炉モード・スイッチ「燃料取替」

置にあるとき，原子炉モード・スイッチ「燃料取替」の位置にある場合で，燃料取替機位置が原子炉上の位置にある場合で，燃料取替機位置が原子炉上部にあり，荷重状態のとき，原子炉モード・スイッ

部にあり，荷重状態のとき，原子炉モード・スイッ

チ「燃料取替」の位置にある場合で，引き抜かれてチ「燃料取替」の位置にある場合で，引き抜かれている制御棒本数が 1 本のとき，原子炉モード・スイ

いる制御棒本数が 1 本のとき，原子炉モード・スイ

ッチ「燃料取替」の位置にある場合で，スクラム水ッチ「燃料取替」の位置にある場合で，スクラム水

排出容器水位高によるスクラム信号がバイパスさ

排出容器水位高によるスクラム信号がバイパスされているとき，原子炉モード・スイッチ「起動」のれているとき，原子炉モード・スイッチ「起動」の位置にある場合で，起動領域計装の中性子束低，中位置にある場合で，起動領域計装の中性子束低，中性子束高，原子炉出力ペリオド短又は動作不能の性子束高，原子炉出力ペリオド短又は動作不能のとき，原子炉モード・スイッチ「運転」の位置にあとき，原子炉モード・スイッチ「運転」の位置にある場合で，出力領域計装の中性子束低又は動作不る場合で，出力領域計装の中性子束低又は動作不能のとき，出力領域計装の中性子束高のとき，制御能のとき，出力領域計装の中性子束高のとき，制御

棒価値ミニマイザによるブロック信号のあるとき

棒価値ミニマイザによるブロック信号のあるときは，引き抜きを阻止できる設計とする。

は，引き抜きを阻止できる設計とする。

−−（追加要求事項なし）−−（追加要求事項なし）【37 条 5】
制御棒駆動機構は，各制御棒に独立して設けら

制御棒駆動機構は，各制御棒に独立して設けられたラッチ付水圧駆動ピストン形式のものであれたラッチ付水圧駆動ピストン形式のものであり，インデックス・チューブと駆動ピストンのアセり，インデックス・チューブと駆動ピストンのアセ

ンブリ及びラッチ機構等で構成され，制御棒の駆ンブリ及びラッチ機構等で構成され，制御棒の駆動動力源である駆動水ポンプによる水圧が喪失し動動力源である駆動水ポンプによる水圧が喪失した場合においても，ラッチ機構により制御棒を現た場合においても，ラッチ機構により制御棒を現

4基本設計方針
変 更

前

変 更

状位置に保持することができ，発電用原子炉の反状位置に保持することができ，発電用原子炉の反応度を増加させる方向に作動させない設計とす

応度を増加させる方向に作動させない設計とする。

る。

また，制御棒駆動機構と制御棒とはカップリン
グを介して容易に外れない構造とする。

工認添付説明書との関係

後

様式１への反映結果

また，制御棒駆動機構と制御棒とはカップリン
グを介して容易に外れない構造とする。
【37 条 3】

制御棒駆動系にあっては，制御棒の挿入その他

制御棒駆動系にあっては，制御棒の挿入その他の衝撃により制御棒，燃料体，その他の炉心を構成の衝撃により制御棒，燃料体，その他の炉心を構成するものを損壊しない設計とする。

するものを損壊しない設計とする。

−−（追加要求事項なし）【37 条 4】
1.3 再循環流量制御系

1.3 再循環流量制御系
再循環流量は，再循環系ポンプの吐出側に設け再循環流量は，再循環系ポンプの吐出側に設けられた流量制御弁の開度を調整することにより制られた流量制御弁の開度を調整することにより制御できる設計とする。

御できる設計とする。

また，タービン・トリップ又は発電機負荷遮断直また，タービン・トリップ又は発電機負荷遮断直後の原子炉出力を抑制するため，主蒸気止め弁閉後の原子炉出力を抑制するため，主蒸気止め弁閉

又は蒸気加減弁急速閉の信号により，再循環系ポ

又は蒸気加減弁急速閉の信号により，再循環系ポンプ 2 台が同時にトリップする機能を設ける設計

ンプ 2 台が同時にトリップする機能を設ける設計

とする。

とする。

−

−
（追加要求事項なし）−−（追加要求事項なし）【36 条 2】
1.4 ほう酸水注入系

1.4 ほう酸水注入系

ほう酸水注入系は，制御棒挿入による原子炉停

ほう酸水注入系は，制御棒挿入による原子炉停止が不能になった場合，手動で中性子を吸収する

止が不能になった場合，手動で中性子を吸収する

ほう酸水（五ほう酸ナトリウム）を原子炉内に注入

ほう酸水（五ほう酸ナトリウム）を原子炉内に注入する設備であり，単独で定格出力運転中の発電用する設備であり，単独で定格出力運転中の発電用原子炉を高温状態及び低温状態において十分臨界原子炉を高温状態及び低温状態において十分臨界未満に維持できるだけの反応度効果を持つ設計と未満に維持できるだけの反応度効果を持つ設計と

する。

する。
【36 条 7】運転時の異常な過渡変化時において発電用原子 Ⅴ-1-1-4-4 設備別記載事項の設定根拠に関する説明
炉の運転を緊急に停止することができない事象が−書（計測制御系統施設）2.

計測制御系統施設の兼用に関する設計
2.1 機能単位の系統の明確化

発生するおそれがある場合又は当該事象が発生し2.2 兼用する機能の確認た場合においても炉心の著しい損傷を防止するた

2.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

め，原子炉冷却材圧力バウンダリ及び原子炉格納①

容器の健全性を維持するとともに，発電用原子炉

2.4

ほう酸水注入系
兼用を含む計測制御系統施設の機器の仕様等に関する設計を未臨界に移行するために必要な重大事故等対処
設備として，ほう酸水注入系を設ける設計とする。
【59 条 1】
原子炉緊急停止系の機能が喪失した場合の重大

5

2.5 各機器固有の設計
2.6 機能を兼用する機器を含む計測制御系統施設の系統図に関する取りまとめ

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後

様式１への反映結果

事故等対処設備として，ほう酸水注入系は，ほう酸水注入ポンプにより，ほう酸水貯蔵タンクのほう
酸水を原子炉圧力容器へ注入することで，発電用原子炉を未臨界にできる設計とする。
【59 条 6】
ほう酸水注入系の流路として，設計基準対象施 Ⅴ-1-1-4-1 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉本体）設である原子炉圧力容器，炉心支持構造物及び原計測制御系統施設の兼用に関する設計
2.1 機能単位の系統の明確化

子炉圧力容器内部構造物を重大事故等対処設備と2.2 兼用する機能の確認して使用することから，流路に係る機能について Ⅴ-3-3-1 原子炉圧力容器の強度計算書

2.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計①

重大事故等対処設備としての設計を行う。
−

2.

Ⅴ-3-3-2 原子炉圧力容器付属構造物の強度計算書【59 条 7】2.4

ほう酸水注入系
兼用を含む計測制御系統施設の機器の仕様等に関する設計Ⅴ-3-別添 6 炉心支持構造物の強度に関する説明書

2.5 各機器固有の設計
2.6 機能を兼用する機器を含む計測制御系統施設の系統図に関する取りまとめ

Ⅴ-3-別添 7 原子炉圧力容器内部構造物の強度計算書
1.5 原子炉圧力制御系

1.5 原子炉圧力制御系

圧力制御装置は，原子炉圧力を一定に保つよう

圧力制御装置は，原子炉圧力を一定に保つように，蒸気加減弁の開度を自動制御する設計とする。

に，蒸気加減弁の開度を自動制御する設計とする。

また，原子炉圧力が急上昇するような場合，ター

また，原子炉圧力が急上昇するような場合，タービンバイパス弁を開き，原子炉圧力の過度の上昇

ビンバイパス弁を開き，原子炉圧力の過度の上昇を防止する設計とする。

を防止する設計とする。

圧力制御装置は主蒸気圧力とあらかじめ設定し圧力制御装置は主蒸気圧力とあらかじめ設定した圧力設定値とを比較し，圧力偏差信号を発信した圧力設定値とを比較し，圧力偏差信号を発信して，蒸気加減弁及びタービンバイパス弁の開度をて，蒸気加減弁及びタービンバイパス弁の開度を制御することにより，負荷の変動その他の発電用制御することにより，負荷の変動その他の発電用

原子炉の運転に伴う原子炉圧力容器内の圧力の変

原子炉の運転に伴う原子炉圧力容器内の圧力の変動を自動的に調整する設計とする。

動を自動的に調整する設計とする。

−−（追加要求事項なし）−−（追加要求事項なし）−−（追加要求事項なし）【33 条 5】
1.6 原子炉給水制御系

1.6 原子炉給水制御系

原子炉給水制御系は，原子炉水位を一定に保つ

原子炉給水制御系は，原子炉水位を一定に保つようにするため，原子炉給水流量，主蒸気流量及びようにするため，原子炉給水流量，主蒸気流量及び原子炉水位の信号を取り入れ，タービン駆動原子原子炉水位の信号を取り入れ，タービン駆動原子炉給水ポンプの速度を調整することなどにより原炉給水ポンプの速度を調整することなどにより原

子炉給水流量を自動的に制御できる設計とする。

子炉給水流量を自動的に制御できる設計とする。
【33 条 6】

計測装置等

2. 計測装置等

2.1 計測装置

2.1 計測装置

2.

2.1.1

通常運転時及び運転時の異常な過渡変化時

2.1.1

通常運転時，運転時の異常な過渡変化時及6基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後

様式１への反映結果

び重大事故等時における計測における計測計測制御系統施設は，炉心，原子炉冷却材圧

計測制御系統施設は，炉心，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

力バウンダリ及び原子炉格納容器バウンダリ

並びにこれらに関する系統の健全性を確保す並びにこれらに関する系統の健全性を確保するために監視することが必要なパラメータ

るために監視することが必要なパラメータを，通常運転時及び運転時の異常な過渡変化

を，通常運転時及び運転時の異常な過渡変化時においても想定される範囲内で監視できる時においても想定される範囲内で監視できる設計とする。

設計とする。
【34 条 1】

設計基準事故が発生した場合の状況把握及設計基準事故が発生した場合の状況把握及び対策を講じるために必要なパラメータは，び対策を講じるために必要なパラメータは，

設計基準事故時に想定される環境下において設計基準事故時に想定される環境下において十分な測定範囲及び期間にわたり監視できる十分な測定範囲及び期間にわたり監視できるとともに，発電用原子炉の停止及び炉心の冷とともに，発電用原子炉の停止及び炉心の冷却に係るものについては，設計基準事故時に却に係るものについては，設計基準事故時においても 2 種類以上監視又は推定できる設計

おいても 2 種類以上監視又は推定できる設計

とする。

とする。
【34 条 2】炉心における中性子束密度を計測するた

炉心における中性子束密度を計測する ため，原子炉内に設置した検出器で起動領域，出め，原子炉内に設置した検出器で起動領域，出力領域の 2 つの領域に分けて中性子束を計測

力領域の 2 つの領域に分けて中性子束を計測できる設計とする。

できる設計とする。
【34 条 9】

炉周期は起動領域計装の計測結果を用いて演算できる設計とする。

炉周期は起動領域計装の計測結果を用いて演算できる設計とする。
【34 条 11】
重大事故等が発生し，当該重大事故等に対処するために監視することが必要なパラメー
タとして，原子炉圧力容器内の温度，圧力及び水位，原子炉圧力容器及び原子炉格納容器への注水量，原子炉格納容器内の温度，圧力，水−位，水素濃度及び酸素濃度，原子炉建屋原子炉−−（冒頭宣言）

棟内の水素濃度並びに未臨界の維持又は監視，最終ヒートシンクの確保，格納容器バイパ
スの監視，水源の確保に必要なパラメータを計測する装置を設ける設計とする。
【73 条 2】
重大事故等が発生し，計測機器（非常用のも Ⅴ-1-1-4-4 設備別記載事項の設定根拠に関する説明−のを含む。
）の故障により，当該重大事故等に書（計測制御系統施設）

3.

計測装置の設計
3.1 重大事故等対処設備に関する計測装置の設計(1) 設備仕様に係る設計

7

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後

様式１への反映結果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Ⅴ-1-5-1 計測装置の構成に関する説明書並びに計測いて，当該パラメータを推定するために必要範囲及び警報動作範囲に関する説明書

なパラメータを計測する設備を設置又は保管

2.2 重大事故等対処設備に関する計測する設計とする。

3.1 計測装置の構成【73 条 1】4.

a.

計測装置の計測範囲に関する設計c.

計測装置の構成の設計

計測装置の計測範囲及び警報動作範囲

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は，炉心損傷防止対策及び格納容器破損防止対策等を成功させるために必要な発電用原子炉施設の状態を把握するためのパラメータとし，計測する装置は「表 1
計測制御系統施設の主要設備リスト」の「計測装置」に示す重大事故等対処設備の他，フィルタ装置水位（個数 2，計測範囲 180〜5500 mm），
フィルタ装置圧力（個数 1，計測範囲 0〜1
MPa），フィルタ装置スクラビング水温度（個数1，計測範囲 0〜300 ℃），フィルタ装置入口水
素濃度（個数 2，計測範囲 0〜100 ％），残留熱除去系海水系系統流量（個数 2，計測範囲 0〜
550 L/s），緊急用海水系流量（残留熱除去系熱，緊交換器）（個数 1，計測範囲 0〜800 m3/h）
急用海水系流量（残留熱除去系補機）（個数 1，
計測範囲 0〜50 m3/h），常設高圧代替注水系ポンプ吐出圧力（個数 1，計測範囲 0〜10 MPa），
常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力（個数 2，
計測範囲 0〜5 MPa），代替循環冷却系ポンプ吐
出圧力（個数 2，計測範囲 0〜5 MPa），原子炉
隔離時冷却系ポンプ吐出圧力（個数 1，計測範囲 0〜10 MPa），高圧炉心スプレイ系ポンプ吐
出圧力（個数 1，計測範囲 0〜10 MPa）
，残留熱除去系ポンプ吐出圧力（個数 3，計測範囲 0〜
4 MPa），低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力（個数 1，計測範囲 0〜4 MPa），静的触媒式水素再結合器動作監視装置（個数 4，計測範囲 0〜300 ℃）とする。
【73 条 3】
発電用原子炉施設の状態を直接監視するこ Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が使用さ−とはできないが，電源設備の受電状態，重大事れる条件の下における健全性に関する説明書

故等対処設備の運転状態及びその他の設備の3.3 計測制御系統施設

83.

計測装置の設計
3.1 重大事故等対処設備に関する計測装置の設計(1) 設備仕様に係る設計

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後

様式１への反映結果

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し，その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の着手の判断基準として使用するＭ／Ｃ

２Ｃ電圧，Ｍ／Ｃ

２

Ｄ電圧，Ｍ／Ｃ ＨＰＣＳ電圧，Ｐ／Ｃ ２Ｃ
電圧，Ｐ／Ｃ ２Ｄ電圧，緊急用Ｍ／Ｃ電圧，
緊急用Ｐ／Ｃ電圧，直流 125V 系主母線盤２Ａ
電圧，
直流 125V 系主母線盤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，緊急用直流 125V 主母線盤
電圧，非常用窒素供給系供給圧力，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を計測する装置は，重大事故等対処設備としての設計を行う。
【73 条 5】2.1.2

Ⅴ-1-1-4-4 設備別記載事項の設定根拠に関する説明

原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度

3.

計測装置の設計
3.1 重大事故等対処設備に関する計測装置の設計

書（計測制御系統施設）の計測(1) 設備仕様に係る設計

水素爆発による原子炉格納容器の破損を防
Ⅴ-1-1-4-別添 2 設定根拠に関する説明書（別添）

止するための設備のうち，炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度が変動する可能性のⅤ-1-5-1 計測装置の構成に関する説明書並びに計測ある範囲にわたり測定できる設備として，格範囲及び警報動作範囲に関する説明書

計測装置の計測範囲に関する設計c.

計測装置の構成の設計

格納容器内雰囲気ガスサンプリング装置に関する

納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素

2.2 重大事故等対処設備に関する計測

設計

濃度（ＳＡ）を設ける設計とする。

3.1 計測装置の構成(1) 設備仕様に係る設計

4.

【67 条 3】−4.

a.

格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内
酸素濃度（ＳＡ）は，格納容器内雰囲気ガスサ
ンプリング装置（圧縮機吐出圧力 0.73 MPa 以
上，圧縮機容量 5.25 L/min 以上，冷却器容量
35.7 kJ/h 以上，窒素ボンベ個数 4 以上，空調機容量

kW 以上）により原子炉格納容器

内の雰囲気ガスを原子炉建屋原子炉棟内へ導き，検出器で測定することで，原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度を中央制御室より監視できる設計とする。
【67 条 17】【73 条 3-1】

9計測装置の計測範囲及び警報動作範囲

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後

格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内 Ⅴ-1-5-1 計測装置の構成に関する説明書並びに計測

様式１への反映結果
3.

範囲及び警報動作範囲に関する説明書

酸素濃度（ＳＡ）は，常設代替交流電源設備又(2) 各機器固有の設計

3.1 計測装置の構成

は可搬型代替交流電源設備から給電が可能な計測装置の設計
3.1 重大事故等対処設備に関する計測装置の設計b.

設計とする。

電源給電に関する設計【67 条 18】2.1.3

格納容器フィルタベント設備排気経路内の

Ⅴ-1-5-1 計測装置の構成に関する説明書並びに計測範囲及び警報動作範囲に関する説明書

水素濃度の計測

計測装置の設計
3.1 重大事故等対処設備に関する計測装置の設計(1) 設備仕様に係る設計

2.2 重大事故等対処設備に関する計測

格納容器圧力逃がし装置の排出経路におけ−

3.

る水素濃度を測定し，監視できるよう，水素が3.1 計測装置の構成

a.

計測装置の計測範囲に関する設計蓄積する可能性のある排出経路の配管頂部に4.

c.

計測装置の構成の設計

計測装置の計測範囲及び警報動作範囲

フィルタ装置入口水素濃度（個数 2，計測範囲
0〜100 ％）を設ける設計とする。
【67 条 11】
フィルタ装置入口水素濃度は，常設代替交 Ⅴ-1-5-1 計測装置の構成に関する説明書並びに計測−

3.

範囲及び警報動作範囲に関する説明書

流電源設備又は可搬型代替交流電源設備から(2) 各機器固有の設計

3.1 計測装置の構成

給電が可能な設計とする。

計測装置の設計
3.1 重大事故等対処設備に関する計測装置の設計b.

【67 条 13】2.1.4

原子炉格納容器から原子炉建屋原子炉棟に

Ⅴ-1-1-4-4

漏えいした水素濃度の計測

設備別記載事項の設定根拠に関する説明3.

書（計測制御系統施設）
Ⅴ-1-5-1

計測装置の構成に関する説明書並びに計測範囲及び警報動作範囲に関する説明書

るために原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度が−計測装置の設計
3.1 重大事故等対処設備に関する計測装置の設計(1) 設備仕様に係る設計

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

電源給電に関する設計

変動する可能性のある範囲にわたり測定でき

2.2 重大事故等対処設備に関する計測る監視設備として，原子炉建屋水素濃度を設

3.1 計測装置の構成

ける設計とする。

4.

a.

計測装置の計測範囲に関する設計c.

計測装置の構成の設計

計測装置の計測範囲及び警報動作範囲【68 条 1】
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する。
【68 条 11】
原子炉建屋水素濃度のうち，原子炉建屋原 Ⅴ-1-5-1 計測装置の構成に関する説明書並びに計測
子炉棟 6 階に設置するものについては，常設

範囲及び警報動作範囲に関する説明書

代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設

3.1 計測装置の構成

3.

計測装置の設計
3.1 重大事故等対処設備に関する計測装置の設計(2) 各機器固有の設計
b.

備から給電が可能な設計とし，原子炉建屋原−

電源給電に関する設計

子炉棟 6 階を除く原子炉建屋原子炉棟に設置するものについては，常設代替直流電源設備
又は可搬型代替直流電源設備からの給電が可能な設計とする。
【68 条 12】−2.1.5 静的触媒式水素再結合器の作動状態監視

Ⅴ-1-8-2

原子炉格納施設の水素濃度低減性能に関す

Ⅴ-1-10-8「原子炉格納施設」の様式−13.

10

原子炉格納施設の設計

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後

様式１への反映結果
3.3

原子炉建屋等の破損を防止するための水素濃度低減設備の設計(1) 原子炉建屋等の破損を防止するための水素る説明書

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

2.2.2 静的触媒式水素再結合器

るために原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度上

4.2.2 静的触媒式水素再結合器

濃度低減設備のうち，静的触媒式水素再結合器

昇を抑制し，水素濃度を可燃限界未満に制御の設計するための重大事故等対処設備として，水素a.

濃度制御設備である静的触媒式水素再結合器

設備仕様に係る設計(d) 静的触媒式水素再結合器動作監視装置

動作監視装置を設ける設計とする。
【68 条 1】静的触媒式水素再結合器動作監視装置（個数 4，計測範囲 0〜300 ℃，検出器種類 熱電対）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央制御室から監視できる設計とし，重大事故等時において測定可能なよう耐環境性を有した熱電対を使用する。
【68 条 9】静的触媒式水素再結合器動作監視装置は， Ⅴ-1-8-2
常設代替直流電源設備又は可搬型代替直流電

原子炉格納施設の水素濃度低減性能に関す

3.

る説明書

源設備から給電が可能な設計とする。

Ⅴ-1-10-8「原子炉格納施設」の様式−1

4.3 水素濃度低減設備に係る電源【68 条 10】−

原子炉格納施設の設計
3.3 原子炉建屋等の破損を防止するための水素濃度低減設備の設計(1) 原子炉建屋等の破損を防止するための水素濃度低減設備のうち，静的触媒式水素再結合器の設計
a.

設備仕様に係る設計(e)

静的触媒式水素再結合器動作監視装置

への電源給電に関する設計
2.2 警報装置等

2.2 警報装置等

設計基準対象施設は，発電用原子炉施設の機械

設計基準対象施設は，発電用原子炉施設の機械又は器具の機能の喪失，誤操作その他の異常によ又は器具の機能の喪失，誤操作その他の異常により発電用原子炉の運転に著しい支障を及ぼすおそり発電用原子炉の運転に著しい支障を及ぼすおそれが発生した場合（中性子束，温度，圧力，流量等れが発生した場合（中性子束，温度，圧力，流量等のプロセス変数が異常値になった場合，発電用原のプロセス変数が異常値になった場合，発電用原子炉施設の安全性に関連する設備が動作した場合

子炉施設の安全性に関連する設備が動作した場合等）に，これらを確実に検出して自動的に警報（原等）に，これらを確実に検出して自動的に警報（原子炉水位低又は高，原子炉圧力高，中性子束高等）

子炉水位低又は高，原子炉圧力高，中性子束高等）を発信する装置を設けるとともに，表示ランプのを発信する装置を設けるとともに，表示ランプの点灯及びブザー鳴動等により運転員に通報できる

点灯及びブザー鳴動等により運転員に通報できる設計とする。

設計とする。

−【47 条 1】
発電用原子炉並びに原子炉冷却系統に係る主要発電用原子炉並びに原子炉冷却系統に係る主要11−（追加要求事項なし）

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後な機械又は器具の動作状態を正確，かつ迅速に把な機械又は器具の動作状態を正確，かつ迅速に把握できるようポンプの運転停止状態及び弁の開閉握できるようポンプの運転停止状態及び弁の開閉状態等を表示灯により監視できる設計とする。

状態等を表示灯により監視できる設計とする。

様式１への反映結果【47 条 5】
2.3 計測結果の表示，記録及び保存

2.3 計測結果の表示，記録及び保存

Ⅴ-1-5-1 計測装置の構成に関する説明書並びに計測

発電用原子炉の停止及び炉心の冷却並びに放射発電用原子炉の停止及び炉心の冷却並びに放射性物質の閉じ込めの機能の状況を監視するために性物質の閉じ込めの機能の状況を監視するために

2.1 設計基準対象施設に関する計測

必要なパラメータは，設計基準事故時においても必要なパラメータは，設計基準事故時においても3.2 計測装置の計測結果の表示，記録及び保存

確実に記録できる設計とする。

確実に記録し，保存できる設計とする。

範囲及び警報動作範囲に関する説明書

3. 計測装置の設計
3.2 設計基準対象施設に関する計測装置の設計(1) 計測結果の記録及び保存【34 条 3】
設計基準対象施設として，炉心における中性子

設計基準対象施設として，炉心における中性子束密度を計測するための計測装置，原子炉圧力容

束密度を計測するための計測装置，原子炉圧力容器の入口及び出口における流量を計測するための器の入口及び出口における流量を計測するための主蒸気流量及び給水流量を計測する装置，原子炉

主蒸気流量及び給水流量を計測する装置，原子炉

圧力容器内の水位を計測するための原子炉水位及圧力容器内の水位を計測するための原子炉水位及び原子炉水位（広帯域）を計測する装置，原子炉格

び原子炉水位（広帯域）を計測する装置，原子炉格

納容器内の圧力，温度及び可燃性ガスの濃度を計

納容器内の圧力，温度及び可燃性ガスの濃度を計測するためのドライウェル圧力，サプレッション・

測するためのドライウェル圧力，サプレッション・

チェンバ圧力，ドライウェル雰囲気温度，サプレッ

チェンバ圧力，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，格納容器内水素濃度

ション・チェンバ雰囲気温度，格納容器内水素濃度

及び格納容器内酸素濃度を計測する装置を設け，及び格納容器内酸素濃度を計測する装置を設け，これらの計測装置は計測結果を中央制御室に表示

これらの計測装置は計測結果を中央制御室に表示できる設計とする。また，計測結果を記録できる設できる設計とする。また，計測結果を記録し，及び計とする。

保存できる設計とする。
【34 条 10】【34 条 14】【34 条 16】【34 条 17】

制御棒の位置を計測する装置並びに原子炉圧力

制御棒の位置を計測する装置並びに原子炉圧力容器の入口及び出口における圧力及び温度を計測

容器の入口及び出口における圧力及び温度を計測するための給水圧力，給水温度，主蒸気圧力及び主するための給水圧力，給水温度，主蒸気圧力及び主蒸気温度を計測する装置を設け，これらの計測装

蒸気温度を計測する装置を設け，これらの計測装

置は計測結果を中央制御室に表示できる設計とす

置は計測結果を中央制御室に表示できる設計とする。また，記録はプロセス計算機から帳票として出る。また，記録はプロセス計算機から帳票として出力できる設計とする。

力し保存できる設計とする。
【34 条 12】【34 条 15】

原子炉冷却材の不純物の濃度は，試料採取設備

原子炉冷却材の不純物の濃度は，試料採取設備により断続的に試料を採取し分析を行い，測定結により断続的に試料を採取し分析を行い，測定結果を記録する。

果を記録し，及び保存する。
【34 条 13】
炉心損傷防止対策及び格納容器破損防止対策等 Ⅴ-1-5-1−

を成功させるために必要な発電用原子炉施設の状計測装置の構成に関する説明書並びに計測範囲及び警報動作範囲に関する説明書

3.

計測装置の設計
3.1 重大事故等対処設備に関する計測装置の設計(1) 設備仕様に係る設計

12

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後態を把握するためのパラメータを計測する装置

2.2 重大事故等対処設備に関する計測は，設計基準事故等に想定される変動範囲の最大

4.

様式１への反映結果
a.

計測装置の計測範囲に関する設計

計測装置の計測範囲及び警報動作範囲値を考慮し，適切に対応するための計測範囲を有する設計とするとともに，重大事故等が発生し，当 Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が使用される条件の下における健全性に関する説明書

該重大事故等に対処するために監視することが必

3.2 計測制御系統施設

要な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
等のパラメータの計測が困難となった場合又は計
測範囲を超えた場合に，代替パラメータにより推定ができる設計とする。
【73 条 7】

また，重大事故等時に設計基準を超える状態に Ⅴ-1-5-1

計測装置の構成に関する説明書並びに計測

3.

範囲及び警報動作範囲に関する説明書

おける発電用原子炉施設の状態を把握するための計測装置の設計
3.1 重大事故等対処設備に関する計測装置の設計能力（最高計測可能温度等（設計基準最大値等））

2.2 重大事故等対処設備に関する計測(1) 設備仕様に係る設計を明確にするとともに，パラメータの計測が困難

3.1 計測装置の構成

a.

計測装置の計測範囲に関する設計となった場合又は計測範囲を超えた場合の代替パ

3.2 計測装置の計測結果の表示，記録及び保存b.

計測結果の表示，記録及び保存に関する設
計

ラメータによる推定等，複数のパラメータの中から確からしさを考慮した優先順位を保安規定に定＜下線部＞めて管理する。
【73 条 6】【73 条 8】＜下線部＞

運用に関する記載であり，保安規定にて対応。

−

原子炉格納容器内の温度，圧力，水位，水素濃度−等想定される重大事故等の対応に必要となるパラ
メータは，計測又は監視できる設計とする。また，
計測結果は中央制御室に指示又は表示し，記録できる設計とする。
【73 条 11】
重大事故等の対応に必要となるパラメータは，
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にて電磁的に記録，保存し，電源喪失により保存した記録が失われないとともに帳票が出力できる設計とする。また，記録は必要な容量を保存できる設計とする。
【73 条 12】2.4 電源喪失時の計測

Ⅴ-1-5-1 計測装置の構成に関する説明書並びに計測

炉心損傷防止対策及び格納容器破損防止対策等−

範囲及び警報動作範囲に関する説明書を成功させるために必要な発電用原子炉施設の状

3.1 計測装置の構成

3.

計測装置の設計
3.1 重大事故等対処設備に関する計測装置の設計(2) 各機器固有の設計
b.

態を把握するためのパラメータを計測する装置の電源は，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13電源給電に関する設計

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後

様式１への反映結果

いて，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，
常設代替直流電源設備又は可搬型代替直流電源設
備を使用できる設計とする。
【73 条 9】また，代替電源設備が喪失し計測に必要な計器 Ⅴ-1-5-1

計測装置の構成に関する説明書並びに計測

3.

範囲及び警報動作範囲に関する説明書

電源が喪失した場合，特に重要なパラメータとし計測装置の設計
3.1 重大事故等対処設備に関する計測装置の設計(1) 設備仕様に係る設計て，炉心損傷防止対策及び格納容器破損防止対策

2.2 重大事故等対処設備に関する計測等を成功させるために必要な発電用原子炉施設の3.1 計測装置の構成

a.

計測装置の計測範囲に関する設計

状態を把握するためのパラメータを計測する装置

4.

c.

計測装置の構成の設計

計測装置の計測範囲及び警報動作範囲については，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）（個数 20（予備 20））及び可搬型計測器（原子炉圧力容器及び原子炉格
納容器内の圧力，水位及び流量（注水量）計測用）（個数 19（予備 19））により計測できる設計とし，これらを保管する設計とする。
【73 条 10】

安全保護装置等

3. 安全保護装置等

3.1 安全保護装置

3.1 安全保護装置

3.

3.1.1 安全保護装置の機能及び構成

3.1.1 安全保護装置の機能及び構成

計測制御系統施設 要目表（追加要求事項はないが，本工認で必要な設計）
6.

Ⅴ-1-5-2 原子炉非常停止信号の設定値の根拠に関す

原子炉非常停止信号及び工学的安全施設等の設計(1) 設備仕様に係る設計

安全保護装置は，運転時の異常な過渡変化

安全保護装置は，運転時の異常な過渡変化が発生する場合又は地震の発生により発電用が発生する場合又は地震の発生により発電用

2.

基本方針

原子炉の運転に支障が生ずる場合において，原子炉の運転に支障が生ずる場合において，

3.

施設の詳細設計方針b.

ＡＴＷＳ緩和設備に関する設計

その異常な状態を検知し及び原子炉緊急停止

その異常な状態を検知し及び原子炉緊急停止

4.

原子炉非常停止信号の設定値の根拠c.

過渡時自動減圧機能に関する設計

系その他系統と併せて機能することにより，系その他系統と併せて機能することにより，d.

自動減圧機能作動阻止に関する設計

燃料要素の許容損傷限界を超えないようにで

燃料要素の許容損傷限界を超えないようにできるものとするとともに，設計基準事故が発きるものとするとともに，設計基準事故が発生する場合において，その異常な状態を検知

生する場合において，その異常な状態を検知

2.1 工学的安全施設

し，原子炉緊急停止系及び工学的安全施設をし，原子炉緊急停止系及び工学的安全施設を

3.1 工学的安全施設

自動的に作動させる設計とする。

自動的に作動させる設計とする。

4.1 工学的安全施設

る説明書

Ⅴ-1-5-3 工学的安全施設等の起動（作動）信号の設
定値の根拠に関する説明書【35 条 1】運転時の異常な過渡変化及び設計基準事故

運転時の異常な過渡変化及び設計基準事故時に対処し得る複数の原子炉緊急停止信号及時に対処し得る複数の原子炉緊急停止信号及び工学的安全施設作動信号を設ける設計とすび工学的安全施設作動信号を設ける設計とする。

る。
【35 条 2】

なお，安全保護装置は設置（変更）許可を受

なお，安全保護装置は設置（変更）許可を受

14a.

原子炉非常停止信号及び工学的安全施設作動
信号に関する設計

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後けた運転時の異常な過渡変化の評価の条件をけた運転時の異常な過渡変化の評価の条件を満足する設計とする。

満足する設計とする。

様式１への反映結果【35 条 3】
安全保護装置を構成する機械若しくは器具

安全保護装置を構成する機械若しくは器具

又はチャンネルは，単一故障が起きた場合又又はチャンネルは，単一故障が起きた場合又は使用状態からの単一の取り外しを行った場

は使用状態からの単一の取り外しを行った場

合において，安全保護機能を失わないよう，多合において，安全保護機能を失わないよう，多重性を確保する設計とする。

重性を確保する設計とする。
【35 条 4】

安全保護装置を構成するチャンネルは，そ

安全保護装置を構成するチャンネルは，それぞれ互いに分離し，それぞれのチャンネル

れぞれ互いに分離し，それぞれのチャンネル間において安全保護機能を失わないよう物理間において安全保護機能を失わないよう物理的，電気的に分離し，独立性を確保する設計と的，電気的に分離し，独立性を確保する設計と

する。

する。

−

−
（追加要求事項なし）【35 条 5】
また，各チャンネルの電源は，分離，独立した母線から供給する設計とする。

また，各チャンネルの電源は，分離，独立した母線から供給する設計とする。
【35 条 6】安全保護装置は，駆動源の喪失，系統の遮断

安全保護装置は，駆動源の喪失，系統の遮断

その他の不利な状況が発生した場合においてその他の不利な状況が発生した場合においても，フェイル・セイフとすることで発電用原子も，フェイル・セイフとすることで発電用原子炉施設をより安全な状態に移行するか，又は炉施設をより安全な状態に移行するか，又は当該状態を維持することにより，発電用原子

当該状態を維持することにより，発電用原子炉施設の安全上支障がない状態を維持できる

炉施設の安全上支障がない状態を維持できる設計とする。

設計とする。
【35 条 7】計測制御系統施設の一部を安全保護装置と計測制御系統施設の一部を安全保護装置と共用する場合には，その安全機能を失わない

共用する場合には，その安全機能を失わない

よう，計測制御系統施設から機能的に分離しよう，計測制御系統施設から機能的に分離した設計とする。

た設計とする。

−−（追加要求事項なし）−−（追加要求事項なし）【35 条 10】
また，運転条件に応じて作動設定値を変更できる設計とする。

また，運転条件に応じて作動設定値を変更できる設計とする。
【35 条 13】

非常用炉心冷却設備その他の非常時に発電

非常用炉心冷却設備その他の非常時に発電用原子炉の安全を確保するための設備を運転用原子炉の安全を確保するための設備を運転中に試験する場合に使用する電動弁用電動機

中に試験する場合に使用する電動弁用電動機の熱的過負荷保護装置は，設計基準事故時にの熱的過負荷保護装置は，設計基準事故時において不要な作動をしないようにできる設計

おいて不要な作動をしないようにできる設計

15

基本設計方針
変 更
とする。

前

変 更

工認添付説明書との関係

後

様式１への反映結果とする。
【38 条 6】3.1.2

安全保護装置の不正アクセス行為等の被害

Ⅴ-1-5-1の防止

計測装置の構成に関する説明書並びに計測

5.

安全保護装置の不正アクセス防止の設計

範囲及び警報動作範囲に関する説明書

安全保護装置のうち，アナログ回路で構成

2.1 設計基準対象施設に関する計測する機器は，外部ネットワークとの物理的分

3.3 安全保護装置

離及び機能的分離，外部ネットワークからの遠隔操作防止並びに物理的及び電気的アクセ
スの制限を設け，システムの据付，更新，試験，保守等で，承認されていない者の操作を防止する措置を講じることで，不正アクセス行為
その他の電子計算機に使用目的に沿うべき動作をさせず，又は使用目的に反する動作をさせる行為による被害を防止できる設計とする。
安全保護装置のうち，一部デジタル演算処理を行う機器は，外部ネットワークと物理的分離及び機能的分離，外部ネットワークから−の遠隔操作防止及びウイルス等の侵入防止並びに物理的及び電気的アクセスの制限を設け，システムの据付，更新，試験，保守等で，承認されていない者の操作及びウイルス等の侵入を防止する措置を講じることで，不正ア
クセス行為その他の電子計算機に使用目的に沿うべき動作をさせず，又は使用目的に反する動作をさせる行為による被害を防止できる設計とする。
【35 条 8】安全保護装置が収納された盤の施錠により ＜下線部＞
ハードウェアを直接接続させない措置を実施＜下線部＞

運用に関する記載であり，保安規定にて対応。

−

すること及び安全保護装置のうち一部デジタ
ル演算処理を行う機器のソフトウェアは設計，製作，試験及び変更管理の各段階で検証と妥当性確認を適切に行うことを保安規定に定め，不正アクセスを防止する。
【35 条 9】3.2 ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）−

Ⅴ-1-5-3 工学的安全施設等の起動（作動）信号の設定

運転時の異常な過渡変化時において発電用原子値の根拠に関する説明書

炉の運転を緊急に停止することができない事象が2.2 その他の工学的安全施設

2.

計測制御系統施設の兼用に関する設計
2.1 機能単位の系統の明確化
2.2 兼用する機能の確認
2.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

16

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係後発生するおそれがある場合又は当該事象が発生し3.2 その他の工学的安全施設

た場合においても炉心の著しい損傷を防止するた

4.2 その他の工学的安全施設

様式１への反映結果③

工学的安全施設等の起動信号
・ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）

2.4

め，原子炉冷却材圧力バウンダリ及び原子炉格納容器の健全性を維持するとともに，発電用原子炉 Ⅴ-1-5-4

兼用を含む計測制御系統施設の機器の仕様等に関する設計

発電用原子炉の運転を管理するための制御装置に係る制御方法に関する説明書

を未臨界に移行するために必要な重大事故等対処

3.4.4 安全保護系（原子炉緊急停止系作動回路及び設備として，ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機

6.

(1) 設備仕様に係る設計

工学的安全施設作動回路）及びその他の工学的能）を設ける設計とする。

b.

安全施設等の作動設備【59 条 1】

原子炉非常停止信号及び工学的安全施設等の設計
ＡＴＷＳ緩和設備に関する設計

発電用原子炉が運転を緊急に停止していなければならない状況にもかかわらず，原子炉出力，原子炉圧力等のパラメータの変化から緊急停止していないことが推定される場合の重大事故等対処設備
として，ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）
は，原子炉圧力高又は原子炉水位異常低下（レベル２）の信号により，全制御棒を全挿入させて発電用原子炉を未臨界にできる設計とする。また，ＡＴＷ
Ｓ緩和設備（代替制御棒挿入機能）は，中央制御室の操作スイッチを手動で操作することで作動させることができる設計とする。
【59 条 3】
3.3

ＡＴＷＳ緩和設備（代替再循環系ポンプトリッ

Ⅴ-1-5-3 工学的安全施設等の起動（作動）信号の設定

プ機能）

値の根拠に関する説明書

運転時の異常な過渡変化時において発電用原子2.2 その他の工学的安全施設

炉の運転を緊急に停止することができない事象が3.2 その他の工学的安全施設

発生するおそれがある場合又は当該事象が発生し4.2 その他の工学的安全施設

た場合においても炉心の著しい損傷を防止するため，原子炉冷却材圧力バウンダリ及び原子炉格納 Ⅴ-1-5-4
容器の健全性を維持するとともに，発電用原子炉−

発電用原子炉の運転を管理するための制御装置に係る制御方法に関する説明書

を未臨界に移行するために必要な重大事故等対処

3.4.4 安全保護系（原子炉緊急停止系作動回路及び設備として，ＡＴＷＳ緩和設備（代替再循環系ポン

工学的安全施設作動回路）及びその他の工学的プトリップ機能）を設ける設計とする。

安全施設等の作動設備【59 条 1】
発電用原子炉が運転を緊急に停止していなければならない状況にもかかわらず，原子炉出力，原子炉圧力等のパラメータの変化から緊急停止していないことが推定される場合の重大事故等対処設備
として，ＡＴＷＳ緩和設備（代替再循環系ポンプト
リップ機能）は，原子炉圧力高又は原子炉水位異常低下（レベル２）の信号により再循環系ポンプ 2 台

176.

原子炉非常停止信号及び工学的安全施設等の設計(1) 設備仕様に係る設計b.

ＡＴＷＳ緩和設備に関する設計

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後

様式１への反映結果を自動停止させて，発電用原子炉の出力を抑制できる設計とする。また，ＡＴＷＳ緩和設備（代替再循環系ポンプトリップ機能）は，自動で停止しない
場合に，中央制御室の操作スイッチを手動で操作することにより，再循環系ポンプ遮断器及び再循
環系ポンプ低速度用電源装置遮断器を開放することで，再循環系ポンプを停止させることができる
設計とする。
【59 条 4】Ⅴ-1-5-3 工学的安全施設等の起動（作動）信号の設定

3.4 過渡時自動減圧機能
原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態であ値の根拠に関する説明書って，設計基準事故対処設備が有する発電用原子2.2 その他の工学的安全施設

炉の減圧機能が喪失した場合においても炉心の著

3.2 その他の工学的安全施設

しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するた

4.2 その他の工学的安全施設

6.

原子炉非常停止信号及び工学的安全施設等の設計(1) 設備仕様に係る設計c.

過渡時自動減圧機能に関する設計

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として，逃がし安全 Ⅴ-1-5-4装置に係る制御方法に関する説明書

弁を作動させる過渡時自動減圧機能を設ける設計

3.4.4 安全保護系（原子炉緊急停止系作動回路及びとする。

工学的安全施設作動回路）及びその他の工学的【61 条 1】−

発電用原子炉の運転を管理するための制御

安全施設等の作動設備

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，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。なお，18 個の逃がし安全弁のうち，2 個がこの機能を有するとともに，自動減圧系との干渉及び起動阻止スイッチの判断操作の時間的余裕を考慮し，時間遅れを設ける設計とする。
【61 条 4】
3.5 自動減圧機能作動阻止

Ⅴ-1-5-4運転時の異常な過渡変化時において発電用原子−

発電用原子炉の運転を管理するための制御装置に係る制御方法に関する説明書

炉の運転を緊急に停止することができない事象が3.4.4 安全保護系（原子炉緊急停止系作動回路及び発生した場合に，自動減圧系の起動阻止スイッチ

工学的安全施設作動回路）及びその他の工学的を 2 個作動させることで発電用原子炉の自動によ安全施設等の作動設備

る減圧を防止できる設計とする。
【59 条 5】
原子炉緊急停止失敗時に自動減圧系が作動する

18

6.

原子炉非常停止信号及び工学的安全施設等の設計(1) 設備仕様に係る設計d.

自動減圧機能作動阻止に関する設計

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後

様式１への反映結果と，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圧を阻止できる設計とする。
【59 条 2】【61 条 3】3.6 試験及び検査

3.6 試験及び検査

原子炉緊急停止系は，原子炉運転中でも一度に 1

原子炉緊急停止系は，原子炉運転中でも一度に 1

つずつのチャンネルを各検出器でトリップさせる

つずつのチャンネルを各検出器でトリップさせる

ことによって，スクラム・パイロット弁までのあらことによって，スクラム・パイロット弁までのあらゆる機能をチェックすることができる設計とす

ゆる機能をチェックすることができる設計とす

る。

る。

−

−

（追加要求事項なし）【35 条 11】
工学的安全施設作動回路は，原子炉運転中でも工学的安全施設作動回路は，原子炉運転中でもテスト信号によって各々のチャンネル（検出器をテスト信号によって各々のチャンネル（検出器を含む）の試験を行うことができる設計とする。

含む）の試験を行うことができる設計とする。
【35 条 12】4.

通信連絡設備

4.1 通信連絡設備（発電所内）

4. 通信連絡設備

Ⅴ-1-1-10 通信連絡設備に関する説明書

4.1 通信連絡設備（発電所内）

原子炉冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊

原子炉冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊

又は故障の際に，中央制御室等から人が立ち入る又は故障その他の異常の際に，中央制御室等から可能性のある原子炉建屋，タービン建屋等の建屋

人が立ち入る可能性のある原子炉建屋，タービン

内外各所の人に操作，作業又は退避の指示等の連

建屋等の建屋内外各所の人に操作，作業，退避の指絡を行うことができる設備として，警報装置及び示，事故対策のための集合等の連絡をブザー鳴動

通信設備（発電所内）を設置又は保管する設計とす

等により行うことができる設備及び音声等によりる。

行うことができる設備として，警報装置及び通信

2.1 通信連絡設備（発電所内）
3.1 通信連絡設備（発電所内）

設備（発電所内）を設置又は保管する設計とする。
【46 条 5】【47 条 6】
警報装置として，十分な数量の警報装置の機能を有する送受話器（ページング）及び多様性を確保した通信設備（発電所内）として，十分な数量の送受話器（ページング），電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦＡＸ）（東海，東海第二発電所共用（以下同じ。
）），無線連絡設備（固定型），無線連絡設備（携帯型），携行型有線通話装置，
衛星電話設備（固定型）（東海，東海第二発電所共用（以下同じ。））及び衛星電話設備（携帯型）（東197.

通信連絡設備に関する設計(1) 設備仕様に係る設計
a.

通信連絡設備（発電所内）に関する設計

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後

様式１への反映結果

海，東海第二発電所共用（以下同じ。））を設置又は保管する設計とする。
【46 条 5】【47 条 6】
また，緊急時対策所へ事故状態等の把握に必要なデータを伝送できるデータ伝送設備（発電所内）として，安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）を設置する設計とする。
【46 条 4】【47 条 7】−

警報装置，通信設備（発電所内）及びデータ伝送

Ⅴ-1-1-10 通信連絡設備に関する説明書

設備（発電所内）については，非常用所内電源又は3.1 通信連絡設備（発電所内）

7.

通信連絡設備に関する設計(1) 設備仕様に係る設計

無停電電源（蓄電池を含む。）に接続し，外部電源a.

通信連絡設備（発電所内）に関する設計が期待できない場合でも動作可能な設計とする。
【47 条 8】
重大事故等が発生した場合において，発電所内 Ⅴ-1-1-10 通信連絡設備に関する説明書の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行

2.1 通信連絡設備（発電所内）

うために必要な通信設備（発電所内）及び計測等を

3.1 通信連絡設備（発電所内）行った特に重要なパラメータを発電所内の必要な場所で共有するために必要な通信設備（発電所内）
として，必要な数量の衛星電話設備（固定型）及び携行型有線通話装置を中央制御室及び緊急時対策
所内に設置又は保管し，必要な数量の衛星電話設
備（携帯型）及び無線連絡設備（携帯型）を緊急時対策所内に保管する設計とする。なお，可搬型については必要な数量に加え，故障を考慮した数量の予備を保管する。
−【76 条 22】【77 条 1】
緊急時対策所へ重大事故等に対処するために必要なデータを伝送するためのデータ伝送設備（発電所内）として，安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）のうちデータ伝送装置を中央制御室内に設置し，緊急時対策支援システム伝送装置及びＳ
ＰＤＳデータ表示装置は，緊急時対策所建屋内に設置する設計とする。
【76 条 21】【77 条 2】
衛星電話設備（固定型）は，屋外に設置したアンテナと接続することにより，屋内で使用できる設計とする。
【77 条 3】207.

通信連絡設備に関する設計(1) 設備仕様に係る設計
a.

通信連絡設備（発電所内）に関する設計

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後中央制御室内に設置する衛星電話設備（固定型） Ⅴ-1-1-10 通信連絡設備に関する説明書
は，非常用交流電源設備に加えて，全交流動力電源

2.1 通信連絡設備（発電所内）が喪失した場合においても，代替電源設備である

3.1 通信連絡設備（発電所内）

様式１への反映結果
7.

通信連絡設備に関する設計(1) 設備仕様に係る設計
a.

通信連絡設備（発電所内）に関する設計

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。
【77 条 4】
緊急時対策所内に設置する衛星電話設備（固定型）は，非常用交流電源設備に加えて，全交流動力電源が喪失した場合においても，代替電源設備である緊急時対策所用代替電源設備からの給電が可能な設計とする。
【77 条 5】
衛星電話設備（携帯型），無線連絡設備（携帯型）
及び携行型有線通話装置は，充電池又は乾電池を使用する設計とする。充電池を用いるものについては，ほかの端末又は予備の充電池と交換することにより 7 日間以上継続して通話を可能とし，使−用後の充電池は，中央制御室又は緊急時対策所の電源から充電することができる設計とする。また，乾電池を用いるものについては，予備の乾電池と交換することにより，7 日間以上継続して通話ができる設計とする。
【77 条 6】【77 条 7】
安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）のうちデータ伝送装置は，非常用交流電源設備に加えて，
全交流動力電源が喪失した場合においても，代替電源設備である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。
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及びＳＰＤＳデータ表示装置は，非常用交流電源設備に加えて，全交流動力電源が喪失した場合においても，代替電源設備である緊急時対策所用代替電源設備からの給電が可能な設計とする。
【77 条 8】【77 条 9】−

重大事故等が発生した場合に必要な通信設備

Ⅴ-1-1-10 通信連絡設備に関する説明書（発電所内）及びデータ伝送設備（発電所内）につ

2.1 通信連絡設備（発電所内）

いては，基準地震動Ｓｓによる地震力に対し，地震

3.1 通信連絡設備（発電所内）

217.

通信連絡設備に関する設計(2) 各機器固有の設計
a.

耐震評価

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後

様式１への反映結果

時及び地震後においても通信連絡に係る機能を保持するため，固縛又は固定による転倒防止措置等を実施するとともに，信号ケーブル及び電源ケー
ブルは，耐震性を有する電線管等に敷設する設計とする。
【77 条 10】
4.2 通信連絡設備（発電所外）

Ⅴ-1-1-10 通信連絡設備に関する説明書

設計基準事故が発生した場合において，発電所

2.2 通信連絡設備（発電所外）

外の本店（東京），国，地方公共団体，その他関係

3.2 通信連絡設備（発電所外）

機関等の必要箇所へ事故の発生等に係る連絡を音声等により行うことができる通信設備（発電所外）として，十分な数量の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）（東海，東海第二発電所共用（以下同じ。）），加入電話設備（加入電話及び加入ＦＡＸ）（東海，東海第二発電所共用），専用電話設備（専用電話（ホットライン）（地方公共団体向））（東海，
東海第二発電所共用（以下同じ。）），衛星電話設備（固定型），衛星電話設備（携帯型）及び統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議システム，ＩＰ電話及びＩＰ−ＦＡＸ）（東海，東海第二発電所共用（以下同じ。））を設置−

又は保管する設計とする。
【46 条 5】【47 条 9】
また，発電所内から発電所外の緊急時対策支援システム（ＥＲＳＳ）へ必要なデータを伝送できる
データ伝送設備（発電所外）として，データ伝送設
備を設置する設計とする。
【47 条 10】
通信設備（発電所外）及びデータ伝送設備（発電所外）については，有線系，無線系又は衛星系回線による通信方式の多様性を備えた構成の通信回線に接続する。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），専用電話設備（専用電話（ホットライン）（地方公共団体向）），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）及びデータ伝送設備
は，専用通信回線に接続し，輻輳等による制限を受

227.

通信連絡設備に関する設計(1) 設備仕様に係る設計b.

通信連絡設備（発電所外）に関する設計

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後

様式１への反映結果

けることなく常時使用できる設計とする。また，これらの専用通信回線の容量は通話及びデータ伝送に必要な容量に対し十分な余裕を確保した設計とする。
【46 条 6】【47 条 11】−

通信設備（発電所外）及びデータ伝送設備（発電Ⅴ-1-1-10 通信連絡設備に関する説明書

所外）については，非常用所内電源又は無停電電源

2.2 通信連絡設備（発電所外）（蓄電池を含む。）に接続し，外部電源が期待でき

3.2 通信連絡設備（発電所外）

7.

通信連絡設備に関する設計(1) 設備仕様に係る設計b.

通信連絡設備（発電所外）に関する設計ない場合でも動作可能な設計とする。
【47 条 12】
原子炉冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊 Ⅴ-1-1-10 通信連絡設備に関する説明書
又は故障その他の異常が発生した場合において，2.2 通信連絡設備（発電所外）

データ伝送設備は，基準地震動Ｓｓによる地震力に

3.2 通信連絡設備（発電所外）

7.

通信連絡設備に関する設計(2) 各機器固有の設計
a.

耐震評価

対し，地震時及び地震後においても，緊急時対策支−援システム（ＥＲＳＳ）へ必要なデータを伝送する機能を保持するため，固縛又は固定による転倒防止措置等を実施するとともに，信号ケーブル及び電源ケーブルは，耐震性を有する電線管等の電路に敷設する設計とする。
【47 条 13】
重大事故等が発生した場合において，発電所外 Ⅴ-1-1-10 通信連絡設備に関する説明書（社内外）の通信連絡をする必要のある場所と通

2.2 通信連絡設備（発電所外）

信連絡を行うために必要な通信設備（発電所外）及

3.2 通信連絡設備（発電所外）

び計測等を行った特に重要なパラメータを発電所
外（社内外）の必要な場所で共有するために必要な通信設備（発電所外）として，必要な数量の衛星電話設備（固定型）を中央制御室及び緊急時対策所内に設置し，必要な数量の衛星電話設備（携帯型）及び統合原子力防災ネットワークに接続する通信連−絡設備（テレビ会議システム，ＩＰ電話及びＩＰ−
ＦＡＸ）を緊急時対策所内に設置又は保管する設計とする。なお，可搬型については必要な数量に加え，故障を考慮した数量の予備を保管する。
【76 条 22】【77 条 11】
重大事故等が発生した場合において，発電所内から発電所外の緊急時対策支援システム（ＥＲＳＳ）へ必要なデータを伝送できるデータ伝送設備（発電所外）として，緊急時対策支援システム伝送装置で構成するデータ伝送設備を緊急時対策所建237.

通信連絡設備に関する設計(1) 設備仕様に係る設計b.

通信連絡設備（発電所外）に関する設計

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後

様式１への反映結果

屋内に設置する設計とする。
【76 条 24】
【77 条 12】
衛星電話設備（固定型）は，屋外に設置したアンテナと接続することにより，屋内で使用できる設計とする。
【77 条 13】中央制御室内に設置する衛星電話設備（固定型） Ⅴ-1-1-10 通信連絡設備に関する説明書
は，非常用交流電源設備に加えて，全交流動力電源

2.2 通信連絡設備（発電所外）が喪失した場合においても，代替電源設備である

3.2 通信連絡設備（発電所外）

7.

通信連絡設備に関する設計(1) 設備仕様に係る設計b.

通信連絡設備（発電所外）に関する設計

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。
【77 条 14】
衛星電話設備（携帯型）は，充電池を使用する設計とする。充電池を用いるものについては，ほかの端末又は予備の充電池と交換することにより 7 日
間以上継続して通話を可能とし，使用後の充電池
は，中央制御室又は緊急時対策所の電源から充電することができる設計とする。
−【77 条 15】【77 条 16】
緊急時対策所建屋内に設置する衛星電話設備（固定型）及び統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議システム，ＩＰ電話及びＩＰ−ＦＡＸ）は，非常用交流電源設備に加えて，全交流動力電源が喪失した場合においても，代替電源設備である緊急時対策所用代替電源設備
からの給電が可能な設計とする。
【77 条 17】
データ伝送設備（発電所外）は，非常用交流電源
設備に加えて，全交流動力電源が喪失した場合においても，代替電源設備である緊急時対策所用代替電源設備からの給電が可能な設計とする。
【77 条 18】−

重大事故等が発生した場合に必要な通信設備

Ⅴ-1-1-10 通信連絡設備に関する説明書（発電所外）及びデータ伝送設備（発電所外）につ

2.2 通信連絡設備（発電所外）

いては，基準地震動Ｓｓによる地震力に対し，地震

3.2 通信連絡設備（発電所外）時及び地震後においても通信連絡に係る機能を保持するため，固縛又は固定による転倒防止措置等を実施するとともに，信号ケーブル及び電源ケー
ブルは，耐震性を有する電線管等に敷設する設計

24

7.

通信連絡設備に関する設計(2) 各機器固有の設計
a.

耐震評価

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後

様式１への反映結果とする。
【77 条 19】
緊急時対策所内に設置する衛星電話設備（固定 Ⅴ-1-1-6

安全設備及び重大事故等対処設備が使用さ7.

れる条件の下における健全性に関する説明書型）及び統合原子力防災ネットワークに接続する
通信連絡設備は，同一の端末を使用することによ

2.2 悪影響防止

り，端末を変更する場合に生じる情報共有の遅延

3.3 計測制御系統施設

通信連絡設備に関する設計(1) 設備仕様に係る設計b.

通信連絡設備（発電所外）に関する設計を防止することができ，安全性の向上が図れることから，東海発電所及び東海第二発電所で共用す−

る設計とする。
【77 条 20】
これらの通信連絡設備は，共用により悪影響を及ぼさないよう，東海発電所及び東海第二発電所の使用する要員が通信連絡するために必要な容量を確保する設計とする。
【77 条 21】

通信連絡設備のうち衛星電話設備（固定型），衛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

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

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（ホットライン）

び加入ＦＡＸ）及び専用電話設備（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（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。

全性を損なわない設計とする。

−（追加要求事項なし）−【15 条 14】5. 制御用空気設備
5.1

Ⅴ-1-1-4-4

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための書（計測制御系統施設）

設備

8.

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設
備の設計(1) 設備仕様に係る設計

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−設備別記載事項の設定根拠に関する説明

炉の減圧機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するため，原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するために必要な重大事故等対処設備として，非常用窒素供給系及び非常用逃がし安全弁駆動系を設ける設計とする。
【61 条 1】25

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後

様式１への反映結果

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（7個）の作動に必要な窒素を非常用窒素供給系高圧
窒素ボンベ（空調機容量

kW 以上）により供給できる設計とする。
【61 条 10】
非常用窒素供給系高圧窒素ボンベの圧力が低下した場合は，現場で非常用窒素供給系高圧窒素ボンベの取替えが可能な設計とする。
【61 条 11】
非常用窒素供給系の流路として，自動減圧機能 Ⅴ-1-1-4-3
用アキュムレータを重大事故等対処設備として使−設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉冷却系統施設）

用することから，流路に係る機能について重大事

8.

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設
備の設計(1) 設備仕様に係る設計

故等対処設備として設計する。
【61 条 12】
原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための Ⅴ-1-1-4-4

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（計測制御系統施設）

設備のうち，逃がし安全弁機能回復のための重大

8.

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設
備の設計(1) 設備仕様に係る設計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非常用逃がし安全弁駆動系高圧窒素ボンベ（空調機容量−

kW 以上）により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。
【61 条 13】
非常用逃がし安全弁駆動系高圧窒素ボンベの圧力が低下した場合は，現場で非常用逃がし安全弁
駆動系高圧窒素ボンベの取替えが可能な設計とする。
【61 条 14】6.

主要対象設備

6. 主要対象設備

計測制御系統施設の対象となる主要な設備につい計測制御系統施設の対象となる主要な設備について，「表 1 計測制御系統施設の主要設備リスト」にて，「表 1 計測制御系統施設の主要設備リスト」に

示す。

示す。

−

26

−
（「主要設備リスト」及び「兼用設備リスト」による）

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後

本施設の設備として兼用する場合に主要設備リス
トに記載されない設備については「表 2 計測制御系
統施設の兼用設備リスト」に示す。

27

様式１への反映結果

（別添）要目表から工認添付説明書及び様式−１への展開表【対象施設：計測制御系統施設】
要 目 表
変
1

更 前

制御方式
中央制御方式による常時監視並びに手動及び自動

中央制御方式による常時監視並びに手動及び自動制御

22 中央制御室機能及び中央制御室外原子炉停止機能(1) 中央制御室機能

様式１への反映結果

1 制御方式制御
中央制御室機能及び中央制御室外原子炉停止機能

工認添付説明書との関係

変 更 後

−

−

（追加要求事項なし）(1) 中央制御室機能

中央制御室は以下の機能を有する。

中央制御室は以下の機能を有する。

中央制御室は耐震性を有する原子炉建屋付属

中央制御室は耐震性を有する原子炉建屋付属棟内に設置し，基準地震動による地震力に対して棟内に設置し，基準地震動Ｓｓによる地震力に対機能を喪失しない設計とするとともに，発電用原

して機能を喪失しない設計とするとともに，発電

子炉の反応度制御系統及び原子炉停止系統に係用原子炉の反応度制御系統及び原子炉停止系統

る設備，非常用炉心冷却設備その他の非常時に発に係る設備，非常用炉心冷却設備その他の非常時

電用原子炉の安全を確保するための設備を操作に発電用原子炉の安全を確保するための設備をできる設計とする。

操作できる設計とする。
【38 条 1】

発電用原子炉及び主要な関連設備の運転状況

発電用原子炉及び主要な関連設備の運転状況（発電用原子炉の制御棒の動作状態，発電用原子（発電用原子炉の制御棒の動作状態，発電用原子炉及び原子炉冷却系統に係る主要なポンプの起炉及び原子炉冷却系統に係る主要なポンプの起動・停止状態，発電用原子炉及び原子炉冷却系統

動・停止状態，発電用原子炉及び原子炉冷却系統に係る主要な弁の開閉状態）の監視及び操作がでに係る主要な弁の開閉状態）の監視及び操作ができるとともに，発電用原子炉施設の安全性を確保きるとともに，発電用原子炉施設の安全性を確保するために必要な操作を手動により行うことがするために必要な操作を手動により行うことができる設計とする。

できる設計とする。

−−（追加要求事項なし）【38 条 2】a.

中央制御室制御盤等

a. 中央制御室制御盤等

Ⅴ-1-5-5 中央制御室の機能に関する説明書

9.

中央制御室の機能の設計

中央制御室制御盤は，原子炉制御関係，原子中央制御室制御盤は，原子炉制御関係，原子炉プラントプロセス計装関係，原子炉緊急停止

炉プラントプロセス計装関係，原子炉緊急停止

3.1.1 中央制御室制御盤の構成

a.

中央制御盤等系関係，原子炉補助設備関係，タービン発電機

系関係，原子炉補助設備関係，タービン発電機

3.1.2 誤操作防止

d.

通信連絡

関係，所内電気回路関係等の計測制御装置を設

関係，所内電気回路関係等の計測制御装置を設けた中央監視操作盤及び中央制御室内裏側直けた中央監視操作盤及び中央制御室内裏側直立盤で構成し，設計基準対象施設の健全性を確立盤で構成し，設計基準対象施設の健全性を確認するために必要なパラメータ（炉心の中性子認するために必要なパラメータ（炉心の中性子束，制御棒位置，原子炉冷却材の圧力，温度及束，制御棒位置，原子炉冷却材の圧力，温度及び流量，原子炉水位，原子炉格納容器内の圧力

び流量，原子炉水位，原子炉格納容器内の圧力及び温度等）を監視できるとともに，全てのプ

及び温度等）を監視できるとともに，全てのプ

ラント運転状態において，運転員に過度な負担

ラント運転状態において，運転員に過度な負担とならないよう，中央制御室制御盤において監とならないよう，中央制御室制御盤において監

2.1 中央制御室制御盤等

28(2) 中央制御室の機能の設計

要 目 表変

更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後視，操作する対象を定め，通常運転，運転時の視，操作する対象を定め，通常運転，運転時の異常な過渡変化及び設計基準事故の対応に必

異常な過渡変化及び設計基準事故の対応に必要な操作器，指示計，記録計及び警報装置（計要な操作器，指示計，記録計及び警報装置（計測制御系統施設，放射性廃棄物の廃棄施設及び測制御系統施設，放射性廃棄物の廃棄施設及び放射線管理施設の警報装置を含む。）を有する

放射線管理施設の警報装置を含む。）を有する設計とする。

設計とする。

なお，安全保護装置及びそれにより駆動又はなお，安全保護装置及びそれにより駆動又は制御される機器については，バイパス状態，使制御される機器については，バイパス状態，使用不能状態について表示すること等により運用不能状態について表示すること等により運転員が的確に認知できる設計とする。

転員が的確に認知できる設計とする。

様式１への反映結果【38 条 3】
また，運転員の監視及び操作を支援するため

また，運転員の監視及び操作を支援するための装置及びプラント状態の把握を支援する装の装置及びプラント状態の把握を支援する装置としてＣＲＴ等を有する設計とする。

置としてＣＲＴ等を有する設計とする。
【38 条 4】

非常用炉心冷却設備その他の非常時に発電

非常用炉心冷却設備その他の非常時に発電用原子炉の安全を確保するための設備を運転用原子炉の安全を確保するための設備を運転中に試験する場合に使用する電動弁用電動機

中に試験する場合に使用する電動弁用電動機の熱的過負荷保護装置は，使用状態を運転員がの熱的過負荷保護装置は，使用状態を運転員が的確に識別できるよう表示装置を設ける設計

的確に識別できるよう表示装置を設ける設計

とする。

とする。
【38 条 6】

緊急時対策所との連絡及び連携の機能に係

緊急時対策所との連絡及び連携の機能に係る情報伝達の不備や誤判断が生じないよう，緊る情報伝達の不備や誤判断が生じないよう，緊急時対策に必要な情報について運転員を介さ急時対策に必要な情報について運転員を介さずとも確認できる設計とする。

ずとも確認できる設計とする。
【38 条 5】Ⅴ-1-5-5 中央制御室の機能に関する説明書

設計基準対象施設は，プラントの安全上重要

設計基準対象施設は，プラントの安全上重要な機能に支障をきたすおそれがある機器・弁等な機能に支障をきたすおそれがある機器・弁等

2.1 中央制御室制御盤等に対して，色分けや銘板取り付け等の識別管理に対して，色分けや銘板取り付け等の識別管理

3.1 中央制御室制御盤等

や人間工学的な操作性も考慮した監視操作エや人間工学的な操作性も考慮した監視操作エ

リア・設備の配置，中央監視操作の盤面配置，

リア・設備の配置，中央監視操作の盤面配置，理解しやすい表示方法により発電用原子炉施

理解しやすい表示方法により発電用原子炉施設の状態が正確，かつ迅速に把握できる設計と設の状態が正確，かつ迅速に把握できる設計とするとともに施錠管理を行い，運転員の誤操作するとともに施錠管理を行い，運転員の誤操作を防止する設計とする。また，保守点検においを防止する設計とする。また，保守点検において誤りが生じにくいよう留意した設計とする。

て誤りが生じにくいよう留意した設計とする。
【38 条 7】29

9.

中央制御室の機能の設計(2) 中央制御室の機能の設計
a.

中央制御盤等b.

外部状況把握要 目 表変

更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後

中央制御室制御盤は，盤面器具（指示計，記中央制御室制御盤は，盤面器具（指示計，記録計，操作器具，表示装置，警報表示）を系統

録計，操作器具，表示装置，警報表示）を系統毎にグループ化して中央監視操作盤に集約し，毎にグループ化して中央監視操作盤に集約し，操作器具の統一化（色，形状，大きさ等の視覚

操作器具の統一化（色，形状，大きさ等の視覚的要素での識別），操作器具の操作方法に統一的要素での識別），操作器具の操作方法に統一性を持たせること等により，通常運転，運転時性を持たせること等により，通常運転，運転時の異常な過渡変化及び設計基準事故時においの異常な過渡変化及び設計基準事故時において運転員の誤操作を防止するとともに容易にて運転員の誤操作を防止するとともに，容易に操作ができる設計とする。

操作ができる設計とする。

様式１への反映結果【38 条 9】
運転員が運転時の異常な過渡変化及び設計

当該操作が必要となる理由となった事象が基準事故に対応するための設備を中央制御室

有意な可能性をもって同時にもたらされる環において容易に操作することができる設計と境条件及び発電用原子炉施設で有意な可能性

するとともに，現場操作についても運転時の異をもって同時にもたらされる環境条件（地震，

常な過渡変化及び設計基準事故時に操作が必

内部火災，内部溢水，外部電源喪失並びに燃焼

要な箇所は環境条件を想定し，適切な対応を行

ガスやばい煙，有毒ガス，降下火砕物及び凍結うことにより容易に操作することができる設による操作雰囲気の悪化）を想定しても，運転計とする。

員が運転時の異常な過渡変化及び設計基準事故に対応するための設備を中央制御室において操作に必要な照明の確保等により容易に操作することができる設計とするとともに，現場操作についても運転時の異常な過渡変化及び設計基準事故時に操作が必要な箇所は環境条件を想定し，適切な対応を行うことにより容易に操作することができる設計とする。
【38 条 8】b. 外部状況把握

Ⅴ-1-5-5 中央制御室の機能に関する説明書

発電用原子炉施設の外部の状況を把握する

2.2 外部状況把握ため，津波・構内監視カメラ（浸水防護施設の3.2 外部状況把握

設備を計測制御系統施設の設備として兼用（以下同じ。）），風向，風速その他の気象条件を測定する気象観測設備（東海，東海第二発電所共用−（以下同じ。））等を設置し，津波・構内監視カ
メラの映像，気象観測設備等のパラメータ及び公的機関からの地震，津波，竜巻情報等の入手により中央制御室から発電用原子炉施設に影響を及ぼす可能性のある自然現象等を把握できる設計とする。
【38 条 10】30

9.

中央制御室の機能の設計(2) 中央制御室の機能の設計b.

外部状況把握要 目 表変

更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後

様式１への反映結果

津波・構内監視カメラは暗視機能等を持ち，中央制御室にて遠隔操作することにより，発電所構内の周辺状況（海側及び陸側）を昼夜にわたり把握できる設計とする。
【38 条 11】
なお，津波・構内監視カメラは，地震荷重等を考慮し必要な強度を有する設計とするとともに，所内常設直流電源設備から給電できる設計とする。
【38 条 12】c.

c. 居住性の確保

居住性の確保

Ⅴ-1-5-5 中央制御室の機能に関する説明書

中央制御室及びこれに連絡する通路並びに中央制御室及びこれに連絡する通路並びに2.3 居住性の確保

運転員その他の従事者が中央制御室に出入り

運転員その他の従事者が中央制御室に出入り

3.3.1 換気設備

するための区域は，原子炉冷却系統に係る発電するための区域は，原子炉冷却系統に係る発電

3.3.2 生体遮蔽装置

用原子炉施設の損壊又は故障その他の異常が用原子炉施設の損壊又は故障その他の異常が3.3.5 チェンジングエリア

発生した場合に，中央制御室の気密性，遮蔽そ発生した場合に，中央制御室の気密性，遮蔽その他適切な放射線防護措置，気体状の放射性物の他適切な放射線防護措置，気体状の放射性物

質並びに火災等により発生する燃焼ガス及び質並びに火災等により発生する燃焼ガス，ばい

有毒ガスに対する換気設備の隔離その他の適煙，有毒ガス及び降下火砕物に対する換気設備

切な防護措置を講じることにより，発電用原子の隔離その他の適切な防護措置を講じること

炉の運転の停止その他の発電用原子炉施設のにより，発電用原子炉の運転の停止その他の発安全性を確保するための措置をとるための機

電用原子炉施設の安全性を確保するための措能を有するとともに連絡する通路及び出入り置をとるための機能を有するとともに連絡すするための区域は従事者が支障なく中央制御る通路及び出入りするための区域は従事者が室に入ることができる設計とする。

支障なく中央制御室に入ることができるよう，

9.

中央制御室の機能の設計(2) 中央制御室の機能の設計
c. 居住性の確保

多重性を有する設計とする。
【38 条 14】
重大事故等が発生し，中央制御室の外側が放射性物質により汚染したような状況下において，運転員が中央制御室の外側から中央制御室に放射性物質による汚染を持ち込むことを防止するため，身体サーベイ及び作業服の着替え等を行うための区画を設ける設計とする。
【74 条 17】
炉心の著しい損傷が発生した場合において−

Ⅴ-1-5-5 中央制御室の機能に関する説明書

も，可搬型照明（ＳＡ），中央制御室換気系空気

2.3 居住性の確保

調和機ファン，中央制御室換気系フィルタ系フ

3.3 居住性の確保

9.

中央制御室の機能の設計(2) 中央制御室の機能の設計
c. 居住性の確保

ァン，中央制御室換気系フィルタユニット，中央制御室待避室空気ボンベ，中央制御室遮蔽， Ⅴ-1-1-4-7 設備別記載事項の設定根拠に関する説明
31

Ⅴ-1-10-8「原子炉格納施設」の様式−1

要 目 表変

更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後書（原子炉格納施設）

中央制御室遮蔽（待避室），中央制御室待避室差

様式１への反映結果
2.

原子炉格納施設の兼用する設計
2.1 機能に係る設計条件の設定

圧計，酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計によ2.2 機能単位の系統の明確化

Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が使用さり，中央制御室内にとどまり必要な操作ができ

2.3 兼用する機能の確認
2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計④ 放射性物質濃度制御設備及び可燃性ガス濃度制御設備並びに格納容器再循環設備
・原子炉建屋ガス処理系
2.5 兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等にれる条件の下における健全性に関する説明書

る設計とする。

別添 4 ブローアウトパネル関連設備の設計方針【74 条 1】
また，原子炉建屋ガス処理系及びブローアウ
トパネル閉止装置により，原子炉格納容器から漏えいした空気中の放射性物質の濃度を低減

関する設計させることで，運転員の被ばくを低減できる設

4.

計とする。
【74 条 19】【74 条 21】
Ⅴ-1-7-3 中央制御室の居住性に関する説明書

中央制御室換気系空気調和機ファン及び中央制御室換気系フィルタ系ファンは，非常用交

3.1 換気設備

流電源設備に加えて，常設代替交流電源設備又3.5 可搬型照明

9.

その他原子炉格納施設に係る設計
4.3 ブローアウトパネル閉止装置の設計
中央制御室の機能の設計(2) 中央制御室の機能の設計
c. 居住性の確保

は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能
第 1-4-1 図 単線結線図（1／5）

な設計とする。

2.

原子炉建屋ガス処理系は，非常用交流電源設

Ⅴ-1-1-12 非常用照明に関する説明書

原子炉格納施設の兼用する設計
2.6 各機器固有の設計備に加えて，常設代替交流電源設備からの給電

3.3 重大事故等発生時の照明(2) その他各設備固有の設計【74 条 4】−Ⅴ-1-10-8「原子炉格納施設」の様式−1a.

が可能な設計とする。

原子炉建屋ガス処理系

Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が使用さ【74 条 23】

れる条件の下における健全性に関する説明書

可搬型照明（ＳＡ）及びブローアウトパネル

別添4 ブローアウトパネル関連設備の設計方針

閉止装置は，全交流動力電源喪失時においてもⅤ-1-10-8「原子炉格納施設」の様式−1
4.

常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電その他原子炉格納施設に係る設計
4.3 ブローアウトパネル閉止装置の設計

源設備からの給電が可能な設計とする。
【74 条 14】【74 条 23】
炉心の著しい損傷後の格納容器圧力逃がし

Ⅴ-1-5-5 中央制御室の機能に関する説明書

装置を作動させる場合に放出されるプルーム

3.3.1 換気設備

通過時に，運転員の被ばくを低減するため，中中央制御室の機能の設計(2) 中央制御室の機能の設計
c. 居住性の確保

央制御室内に中央制御室待避室を設け，中央制
御室待避室には，遮蔽設備として，中央制御室
遮蔽（待避室）を設ける。中央制御室待避室は，−

9.

中央制御室待避室空気ボンベで正圧化することにより，放射性物質が流入することを一定時間完全に防ぐことができる設計とする。
【74 条 5】
放射線管理施設の中央制御室待避室差圧計
により，中央制御室待避室と中央制御室との間が正圧化に必要な差圧が確保できていること32要 目 表変

更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後

様式１への反映結果を把握できる設計とする。
【74 条 15】
炉心の著しい損傷が発生した場合に，原子炉

Ⅴ-1-5-5 中央制御室の機能に関する説明書

建屋ガス処理系は，非常用ガス再循環系排風機

2.3 居住性の確保

及び非常用ガス処理系排風機により原子炉建

3.3.1 換気設備

9.

中央制御室の機能の設計(2) 中央制御室の機能の設計
c. 居住性の確保

屋原子炉棟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に漏えいしⅤ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
3.1.16 原子炉建屋原子炉棟

た放射性物質を含む気体を非常用ガス処理系

Ⅴ-1-10-8「原子炉格納施設」の様式−12.

排気筒から排気し，原子炉格納容器から漏えい
した空気中の放射性物質の濃度を低減させる−

2.2 機能単位の系統の明確化

Ⅴ-1-7-3 中央制御室の居住性に関する説明書

ことで，中央制御室にとどまる運転員を過度の2.1 基本方針

被ばくから防護する設計とする。

3.1 換気設備【74 条 20】
炉心の著しい損傷が発生し，原子炉建屋ガス

Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が使用さ処理系を起動する際に，原子炉建屋外側ブローれる条件の下における健全性に関する説明書
別添 4 ブローアウトパネル関連設備の設計方針

アウトパネルを閉止する必要がある場合には，中央制御室から原子炉格納施設のブローアウ

原子炉格納施設の兼用する設計
2.1 機能に係る設計条件の設定

2.3 兼用する機能の確認
2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計④ 放射性物質濃度制御設備及び可燃性ガス濃度制御設備並びに格納容器再循環設備
・原子炉建屋ガス処理系
2.5 兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計
4. その他原子炉格納施設に係る設計
4.3 ブローアウトパネル閉止装置の設計

トパネル閉止装置を操作し，容易かつ確実に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も，人力により操作できる設計とする。
【74 条 21】
設計基準事故時及び炉心の著しい損傷が発−

Ⅴ-1-5-5 中央制御室の機能に関する説明書

生した場合において，中央制御室内及び中央制

2.3 居住性の確保

御室待避室内の酸素濃度及び二酸化炭素濃度

3.3.4 酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計

9.

中央制御室の機能の設計(2) 中央制御室の機能の設計
c. 居住性の確保

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（個数 1（予備 1））及び二酸化炭素濃度計（個数 1（予備 1））を中央制
御室内に保管する設計とする。
【38 条 20】【74 条 16】
重大事故等時に，中央制御室内及び中央制御−

Ⅴ-1-5-5 中央制御室の機能に関する説明書

室待避室内での操作並びに身体サーベイ，作業2.3 居住性の確保

服の着替え等に必要な照度の確保は，可搬型照

3.3.3 照明9.

中央制御室の機能の設計(2) 中央制御室の機能の設計
c. 居住性の確保

明（ＳＡ）（個数 7（予備 2））によりできる設計とする。

Ⅴ-1-1-12 非常用照明に関する説明書【74 条 13】

2.3 重大事故等発生時の照明
3.3 重大事故等発生時の照明−

炉心の著しい損傷が発生した場合において

Ⅴ-1-5-5 中央制御室の機能に関する説明書

も中央制御室に運転員がとどまるため，以下の3.3.6 データ表示装置（待避室）
33

9.

中央制御室の機能の設計(2) 中央制御室の機能の設計

要 目 表変

更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後

様式１への反映結果

3.3.7 衛星電話設備（可搬型）（待避室）

設備を設置又は保管する。

c.

居住性の確保

【74 条 9】【74 条 11】中央制御室待避室に待避した運転員が，緊急時対策所と通信連絡を行うため，必要な数量の衛星電話設備（可搬型）（待避室）を保管する設計とする。
【74 条 9】中央制御室待避室に待避した運転員が，中央制御室待避室の外に出ることなく発電用原子炉施設の主要な計測装置の監視を行うため，必要な数量のデータ表示装置（待避室）を設置す
る設計とする。
【74 条 11】
衛星電話設備（可搬型）（待避室）及びデータ−

Ⅴ-1-5-5 中央制御室の機能に関する説明書表示装置（待避室）は，全交流動力電源喪失時

3.3.6 データ表示装置（待避室）

においても常設代替交流電源設備又は可搬型

3.3.7 衛星電話設備（可搬型）
（待避室）

9.

中央制御室の機能の設計(2) 中央制御室の機能の設計
c. 居住性の確保

代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。
【74 条 10】【74 条 12】

d.

通信連絡

d. 通信連絡Ⅴ-1-1-10 通信連絡設備に関する説明書

原子炉冷却系統に係る発電用原子炉施設の原子炉冷却系統に係る発電用原子炉施設の2.1 通信連絡設備（発電所内）

損壊又は故障の際に，中央制御室等から人が立損壊又は故障その他の異常の際に，中央制御室

2.2 通信連絡設備（発電所外）

ち入る可能性のある原子炉建屋，タービン建屋

等から人が立ち入る可能性のある原子炉建屋，3.1 通信連絡設備（発電所内）等の建屋内外各所の人に操作，作業又は退避のタービン建屋等の建屋内外各所の人に操作，作

3.2 通信連絡設備（発電所外）

指示等の連絡を行うことができるものとする。

業，退避の指示，事故対策のための集合等の連絡をブザー鳴動，音声等により行うことができ

9.

中央制御室の機能の設計(2) 中央制御室の機能の設計
d. 通信連絡Ⅴ-1-5-5 中央制御室の機能に関する説明書

るものとする。

2.4 通信連絡【47 条 6】

3.4 通信連絡

重大事故等が発生した場合において，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ことができるものとする。
【77 条 1】【77 条 11】(2) 中央制御室外原子炉停止機能
中央制御室外原子炉停止機能は以下の機能を有する。

(2) 中央制御室外原子炉停止機能
中央制御室外原子炉停止機能は以下の機能を有する。

火災その他の異常な状態により中央制御室が火災その他の異常な状態により中央制御室が使用できない場合において，中央制御室以外の場

使用できない場合において，中央制御室以外の場

所から，発電用原子炉を高温停止の状態に直ちに所から，発電用原子炉を高温停止の状態に直ちに移行させ，及び必要なパラメータを想定される範移行させ，及び必要なパラメータを想定される範

−

34

−
（追加要求事項なし）

要 目 表変

更 前

工認添付説明書との関係

変 更 後

囲内に制御し，その後，発電用原子炉を安全な低囲内に制御し，その後，発電用原子炉を安全な低温停止の状態に移行させ，及び低温停止の状態を

温停止の状態に移行させ，及び低温停止の状態を維持させるために必要な機能を有する中央制御

維持させるために必要な機能を有する中央制御室外原子炉停止装置を設ける設計とする。

室外原子炉停止装置を設ける設計とする。
【38 条 13】35

様式１への反映結果

設計及び工事に係る品質管理の方法等に関する説明書に係る補足説明資料のうち補足-140-5【基本設計方針から工認添付説明書及び様式−１への展開表（放射性廃棄物の廃棄施設）】基本設計方針から工認添付説明書及び様式−１への展開表【対象施設：放射性廃棄物の廃棄施設】
基本設計方針工認添付説明書との関係

変更前

変更後

用語の定義は「発電用原子力設備に関する技術基準

用語の定義は「実用発電用原子炉及びその附属施設

様式１への反映結果を定める省令」，「実用発電用原子炉及びその附属施設 の位置，構造及び設備の基準に関する規則」及び「実用の位置，構造及び設備の基準に関する規則」及び「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規−−（用語の定義のみ）

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」並びにこれらの解釈による。
則」並びにこれらの解釈による。
第１章 共通項目
放射性廃棄物の廃棄施設の共通項目である「1.

1.

第１章 共通項目地

放射性廃棄物の廃棄施設の共通項目である「1.

共通的に適用される設計

地

盤等，2. 自然現象，3. 火災，4. 溢水等，5. 設備 盤等，2. 自然現象，3. 火災，4. 溢水等，5. 設備−に対する要求（5.7 内燃機関を除く。
），6. その他」 に対する要求（5.7 内燃機関を除く。），6. その他」の基本設計方針については，原子炉冷却系統施設の基 の基本設計方針については，原子炉冷却系統施設の基
本設計方針「第１章 共通項目」に基づく設計とする。 本設計方針「第１章 共通項目」に基づく設計とする。
第２章 個別項目

第２章 個別項目

1.

1. 廃棄物貯蔵設備，廃棄物処理設備

廃棄物貯蔵設備，廃棄物処理設備

1.1 廃棄物貯蔵設備

1.1 廃棄物貯蔵設備

放射性廃棄物を貯蔵する設備の容量は，通常運

放射性廃棄物を貯蔵する設備の容量は，通常運

転時に発生する放射性廃棄物の発生量と放射性廃転時に発生する放射性廃棄物の発生量と放射性廃棄物処理設備の処理能力，また，放射性廃棄物処理

棄物処理設備の処理能力，また，放射性廃棄物処理設備の稼働率を想定した設計とする。

設備の稼働率を想定した設計とする。

放射性廃棄物を貯蔵する設備は，放射性廃棄物【40 条 1】が漏えいし難い設計とする。また，崩壊熱及び放射

放射性廃棄物を貯蔵する設備は，放射性廃棄物

線の照射により発生する熱に耐え，かつ，放射性廃が漏えいし難い設計とする。また，崩壊熱及び放射棄物に含まれる化学薬品の影響及び不純物の影響

線の照射により発生する熱に耐え，かつ，放射性廃により著しく腐食しない設計とする。

棄物に含まれる化学薬品の影響及び不純物の影響

固体廃棄物貯蔵庫は，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なわない設計とする。

−−（追加要求事項なし）

により著しく腐食しない設計とする。
【40 条 2】
固体廃棄物貯蔵庫は，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なわない設計とする。
【15 条 10】

1.2 廃棄物処理設備

1.2 廃棄物処理設備

放射性廃棄物の廃棄施設 要目表

放射性廃棄物を処理する設備は，周辺監視区域

放射性廃棄物を処理する設備は，周辺監視区域の外の空気中及び周辺監視区域の境界における水の外の空気中及び周辺監視区域の境界における水

放射性廃棄物の廃棄施設 気体，液体又は固体廃棄物処中の放射性物質の濃度が，それぞれ，「核原料物質中の放射性物質の濃度が，それぞれ，「核原料物質理設備に係る機器の配置を明示した図面

又は核燃料物質の製錬の事業に関する規則等の規又は核燃料物質の製錬の事業に関する規則等の規（追加要求事項はないが，本工認で必要な設計）
2.

6.1.1 液体廃棄物処理系

1

放射線廃棄物の廃棄施設の設計(1) 気体，液体又は固体廃棄物処理設備の一部撤去並
びに撤去に伴う追設に関する設計

基本設計方針
変更前

変更後

定に基づく線量限度等を定める告示」に定められ定に基づく線量限度等を定める告示」に定められた濃度限度以下となるように，発電用原子炉施設

た濃度限度以下となるように，発電用原子炉施設

において発生する放射性廃棄物を処理する能力をにおいて発生する放射性廃棄物を処理する能力を有する設計とする。

有する設計とする。

工認添付説明書との関係

様式１への反映結果

6.1.2 固体廃棄物処理系【39 条 1】
さらに，発電所周辺の一般公衆の線量を合理的さらに，発電所周辺の一般公衆の線量を合理的

放射性廃棄物の廃棄施設 要目表に達成できる限り低く保つ設計とし，「発電用軽水に達成できる限り低く保つ設計とし，「発電用軽水型原子炉施設周辺の線量目標値に関する指針」を型原子炉施設周辺の線量目標値に関する指針」を

放射性廃棄物の廃棄施設 気体，液体又は固体廃棄物処満足する設計とする。

満足する設計とする。

理設備に係る機器の配置を明示した図面【39 条 2】

（追加要求事項はないが，本工認で必要な設計）
2.

放射線廃棄物の廃棄施設の設計(1)

気体，液体又は固体廃棄物処理設備の一部撤去並
びに撤去に伴う追設に関する設計

6.1.1 液体廃棄物処理系
6.1.2 固体廃棄物処理系

気体廃棄物処理設備は，主として主復水器の空気体廃棄物処理設備は，主として主復水器の空気抽出器，排ガス再結合器及び排ガス減衰管並び

気抽出器，排ガス再結合器及び排ガス減衰管並びに活性炭ホールドアップ装置等で構成し，排ガスに活性炭ホールドアップ装置等で構成し，排ガスはろ過処理後，放射性物質の濃度を監視しながらはろ過処理後，放射性物質の濃度を監視しながら主排気筒等から放出する設計とする。

主排気筒等から放出する設計とする。

なお，排ガス減衰管は排ガスの通過に通常約 30

なお，排ガス減衰管は排ガスの通過に通常約 30分，活性炭ホールドアップ装置は排ガス中のクセ分，活性炭ホールドアップ装置は排ガス中のクセ

ノンの通過に約 27 日間，クリプトンの通過に約 40

ノンの通過に約 27 日間，クリプトンの通過に約 40時間を要する設計とする。

時間を要する設計とする。

−−（追加要求事項なし）【39 条 3】
液体廃棄物処理設備は，廃液の発生源により，機液体廃棄物処理設備は，廃液の発生源により，機器ドレン処理系，床ドレン処理系，再生廃液処理

器ドレン処理系，床ドレン処理系，再生廃液処理

系，洗濯廃液処理系及び排ガス洗浄廃液処理系で系，洗濯廃液処理系及び排ガス洗浄廃液処理系で処理する設計とする。

処理する設計とする。

放射性廃棄物の廃棄施設 要目表（追加要求事項はないが，本工認で必要な設計）
2.

Ⅴ-1-1-4-5 設備別記載事項の設定根拠に関する説明

放射線廃棄物の廃棄施設の設計(1)

書（放射性廃棄物の廃棄施設）【39 条 4】

気体，液体又は固体廃棄物処理設備の一部撤去
並びに撤去に伴う追設に関する設計

3.
放射性廃棄物の廃棄施設 気体，液体又は固体廃棄物処

格納容器機器ドレンサンプ及び格納容器床ドレン
サンプに関する設計

理設備に係る機器の配置を明示した図面
6.1.1 液体廃棄物処理系
6.1.2 固体廃棄物処理系
放射性物質を含む原子炉冷却材を通常運転時に放射性物質を含む原子炉冷却材を通常運転時において原子炉冷却材系統外に排出する場合は，床おいて原子炉冷却系統外に排出する場合は，床ド

ドレン及び機器ドレン系のサンプを介して，液体

レン及び機器ドレン系のサンプを介して，液体廃廃棄物処理系へ導く設計とする。

棄物処理系へ導く設計とする。

放射性廃棄物の廃棄施設 要目表（追加要求事項はないが，本工認で必要な設計）
2.

Ⅴ-1-1-4-5 設備別記載事項の設定根拠に関する説明(1)

書（放射性廃棄物の廃棄施設）【29 条 2】
理設備に係る機器の配置を明示した図面

2

気体，液体又は固体廃棄物処理設備の一部撤去
並びに撤去に伴う追設に関する設計

3.
放射性廃棄物の廃棄施設 気体，液体又は固体廃棄物処

放射線廃棄物の廃棄施設の設計

格納容器機器ドレンサンプ及び格納容器床ドレン
サンプに関する設計

基本設計方針変更前

工認添付説明書との関係

変更後

様式１への反映結果

6.1.1 液体廃棄物処理系
固体廃棄物処理設備は，廃棄物の種類に応じて，固体廃棄物処理設備は，廃棄物の種類に応じて， 放射性廃棄物の廃棄施設 要目表

2.

濃縮廃液を固化材（セメント）と混合して固化する

濃縮廃液を乾燥・造粒固化する減容固化設備及び固化装置（セメント固化式）又は乾燥・造粒固化す

固化材と混練して固化するセメント混練固化装置

放射性廃棄物の廃棄施設 気体，液体又は固体廃棄物処る減容固化設備及び固化材と混練して固化するセ（東海，東海第二発電所共用（以下同じ。）），可燃

理設備に係る機器の配置を明示した図面

メント混練固化装置（東海，東海第二発電所共用性雑固体廃棄物及び使用済樹脂並びに廃スラッジ

6.1.1 液体廃棄物処理系（以下同じ。
）），可燃性雑固体廃棄物及び使用済樹を焼却する雑固体廃棄物焼却設備（東海，東海第二6.1.2 固体廃棄物処理系

脂並びに廃スラッジを焼却する雑固体廃棄物焼却

発電所共用（以下同じ。）），不燃性雑固体廃棄物を設備（東海，東海第二発電所共用（以下同じ。）），

溶融・焼却する雑固体減容処理設備（東海，東海第不燃性雑固体廃棄物を溶融・焼却する雑固体減容

二発電所共用（以下同じ。））で処理する設計とす

処理設備（東海，東海第二発電所共用（以下同じ。））

る。

で処理する設計とする。

（追加要求事項はないが，本工認で必要な設計）
放射線廃棄物の廃棄施設の設計(1)

気体，液体又は固体廃棄物処理設備の一部撤去
並びに撤去に伴う追設に関する設計【39 条 5】

セメント混練固化装置，雑固体廃棄物焼却設備，セメント混練固化装置，雑固体廃棄物焼却設備，

雑固体減容処理設備及び固体廃棄物作業建屋は，

雑固体減容処理設備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

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

量を考慮することで安全性を損なわない設計とす

る。

る。

−

−

（追加要求事項なし）【15 条 10】放射性廃棄物を処理する設備は，放射性廃棄物

放射性廃棄物を処理する設備は，放射性廃棄物

以外の廃棄物を処理する設備と区別し，放射性廃以外の廃棄物を処理する設備と区別し，放射性廃棄物以外の流体状の廃棄物を流体状の放射性廃棄

棄物以外の流体状の廃棄物を流体状の放射性廃棄物を処理する設備に導かない設計とする。

物を処理する設備に導かない設計とする。

−−（追加要求事項なし）【39 条 6】放射性廃棄物を処理する設備は，放射性廃棄物

放射性廃棄物を処理する設備は，放射性廃棄物が漏えいし難い又は放射性廃棄物を処理する過程が漏えいし難い又は放射性廃棄物を処理する過程

において散逸し難い構造とし，かつ，放射性廃棄物

において散逸し難い構造とし，かつ，放射性廃棄物

放射性廃棄物の廃棄施設 気体，液体又は固体廃棄物処に含まれる化学薬品の影響及び不純物の影響によに含まれる化学薬品の影響及び不純物の影響によ

理設備に係る機器の配置を明示した図面

り著しく腐食しない設計とする。

り著しく腐食しない設計とする。

6.1.1 液体廃棄物処理系

放射性廃棄物の廃棄施設 要目表【39 条 7】
気体状の放射性廃棄物はフィルタを通し放射性

気体状の放射性廃棄物はフィルタを通し放射性物質の濃度を監視可能な主排気筒等から放出する物質の濃度を監視可能な主排気筒等から放出する設計とする。

設計とする。

また，フィルタは，放射性物質による汚染の除去

また，フィルタは，放射性物質による汚染の除去又は交換に必要な空間を有するとともに，必要に又は交換に必要な空間を有するとともに，必要に応じて梯子等を設置し，取替が容易な設計とする。

応じて梯子等を設置し，取替が容易な設計とする。

（追加要求事項はないが，本工認で必要な設計）
2.

放射線廃棄物の廃棄施設の設計(1)

気体，液体又は固体廃棄物処理設備の一部撤去並
びに撤去に伴う追設に関する設計

6.1.2 固体廃棄物処理系−−（追加要求事項なし）【39 条 8】
流体状の放射性廃棄物は，管理区域内で処理す

流体状の放射性廃棄物は，管理区域内で処理す

−

3

−

基本設計方針
変更前

変更後ることとし，流体状の放射性廃棄物を管理区域外ることとし，流体状の放射性廃棄物を管理区域外において運搬するための容器は設置しない。

において運搬するための容器は設置しない。

工認添付説明書との関係

様式１への反映結果（追加要求事項なし）【39 条 9】原子炉冷却材圧力バウンダリ内に施設されたも原子炉冷却材圧力バウンダリ内に施設されたものから発生する高放射性の固体状の放射性廃棄物のから発生する高放射性の固体状の放射性廃棄物（放射能量が科技庁告示第 5 号第 3 条第 1 号に規（放射能量が科技庁告示第 5 号第 3 条第 1 号に規定するＡ1 値又はＡ2 値を超えるもの（除染等により定するＡ1 値又はＡ2 値を超えるもの（除染等により線量低減ができるものは除く））を管理区域外にお線量低減ができるものは除く））を管理区域外において運搬するための固体廃棄物移送容器は，容易いて運搬するための固体廃棄物移送容器は，容易かつ安全に取扱うことができ，かつ，運搬中に予想かつ安全に取扱うことができ，かつ，運搬中に予想される温度及び内圧の変化，振動等により，亀裂，される温度及び内圧の変化，振動等により，亀裂，

破損等が生じるおそれがない設計とする。

破損等が生じるおそれがない設計とする。

また，固体廃棄物移送容器は，放射性廃棄物が漏

また，固体廃棄物移送容器は，放射性廃棄物が漏えいし難い構造であり，崩壊熱及び放射線の照射

えいし難い構造であり，崩壊熱及び放射線の照射により発生する熱に耐え，かつ，放射性廃棄物に含により発生する熱に耐え，かつ，放射性廃棄物に含まれる化学薬品の影響及び不純物の影響により著まれる化学薬品の影響及び不純物の影響により著しく腐食しない設計とする。

−−（追加要求事項なし）

しく腐食しない設計とする。
【39 条 10】

固体廃棄物移送容器は，内部に放射性廃棄物を

固体廃棄物移送容器は，内部に放射性廃棄物を入れた場合に，放射線障害を防止するため，その表入れた場合に，放射線障害を防止するため，その表面の線量当量率及びその表面から 1 m の距離にお面の線量当量率及びその表面から 1 m の距離における線量当量率が「核燃料物質等の工場又は事業ける線量当量率が「核燃料物質等の工場又は事業所の外における運搬に関する規則」に定められた所の外における運搬に関する規則」に定められた

線量当量率を超えない設計とする。

線量当量率を超えない設計とする。

−−（追加要求事項なし）【39 条 11】
1.3 汚染拡大防止
1.3.1

流体状の放射性廃棄物の漏えいし難い構造及び漏えいの拡大防止

1.3 汚染拡大防止
1.3.1

放射性廃棄物の廃棄施設 要目表

流体状の放射性廃棄物の漏えいし難い構造

4.

及び漏えいの拡大防止

放射性液体廃棄物処理施設内部又は内包す

放射性液体廃棄物処理施設内部又は内包す

る放射性廃棄物の濃度が 37 Bq/cm３を超える

る放射性廃棄物の濃度が 37 Bq/cm３を超える

放射性液体廃棄物貯蔵施設内部のうち，流体

放射性液体廃棄物貯蔵施設内部のうち，流体状の放射性廃棄物の漏えいが拡大するおそれ状の放射性廃棄物の漏えいが拡大するおそれがある部分の漏えいし難い構造，漏えいの拡がある部分の漏えいし難い構造，漏えいの拡大防止，堰については，次のとおりとする。

大防止，堰については，次のとおりとする。

（追加要求事項はないが，本工認で必要な設計）

放射性廃棄物の廃棄施設

堰その他の設備の配置を明示した図面

廃棄物処理建屋の堰に関する設計(1) 廃棄物処理建屋の堰に関する設計(2) 廃棄物処理建屋の堰の撤去に関する設計

6.2 堰その他設備【39 条 12】【40 条 4】
(1) 漏えいし難い構造
全ての床面，適切な高さまでの壁面及びその両者の接合部は，耐水性を有する設計とし，(1) 漏えいし難い構造

放射性廃棄物の廃棄施設 要目表

全ての床面，適切な高さまでの壁面及びそ（追加要求事項はないが，本工認で必要な設計）
4.

の両者の接合部は，耐水性を有する設計とし， 放射性廃棄物の廃棄施設

4

堰その他の設備の配置を明

廃棄物処理建屋の堰に関する設計(1) 廃棄物処理建屋の堰に関する設計

基本設計方針変更前

工認添付説明書との関係

変更後

流体状の放射性廃棄物が漏えいし難い構造と流体状の放射性廃棄物が漏えいし難い構造と示した図面する。また，その貫通部は堰の機能を失わないする。また，その貫通部は堰の機能を失わない

6.2 堰その他設備構造とする。

構造とする。

様式１への反映結果(2) 廃棄物処理建屋の堰の撤去に関する設計【39 条 13】【40 条 5】(2) 漏えいの拡大防止(2) 漏えいの拡大防止

放射性廃棄物の廃棄施設 要目表

床面は，床面の傾斜又は床面に設けられた

床面は，床面の傾斜又は床面に設けられた溝の傾斜により流体状の放射性廃棄物が排液溝の傾斜により流体状の放射性廃棄物が排液

放射性廃棄物の廃棄施設

受け口に導かれる構造とし，かつ，気体状のも受け口に導かれる構造とし，かつ，気体状のも示した図面のを除く流体状の放射性廃棄物を処理又は貯のを除く流体状の放射性廃棄物を処理又は貯6.2 堰その他設備

蔵する設備の周辺部には，堰又は堰と同様の蔵する設備の周辺部には，堰又は堰と同様の効果を有するものを施設し，流体状の放射性効果を有するものを施設し，流体状の放射性廃棄物の漏えいの拡大を防止する設計とす

廃棄物の漏えいの拡大を防止する設計とする。

る。

（追加要求事項はないが，本工認で必要な設計）
4.

堰その他の設備の配置を明

廃棄物処理建屋の堰に関する設計(1) 廃棄物処理建屋の堰に関する設計(2) 廃棄物処理建屋の堰の撤去に関する設計【39 条 14】【40 条 6】(3) 放射性廃棄物処理施設に係る堰の施設
放射性廃棄物処理施設外に通じる出入口又放射性廃棄物の廃棄施設 要目表(3) 放射性廃棄物処理施設に係る堰の施設（追加要求事項はないが，本工認で必要な設計）
4.

放射性廃棄物処理施設外に通じる出入口又はその周辺部には，堰を施設することにより，はその周辺部には，堰を施設することにより， 放射性廃棄物の廃棄施設

流体状の放射性廃棄物が施設外へ漏えいする

流体状の放射性廃棄物が施設外へ漏えいする示した図面ことを防止する設計とする。

ことを防止する設計とする。

6.2 堰その他設備

堰その他の設備の配置を明

廃棄物処理建屋の堰に関する設計(1) 廃棄物処理建屋の堰に関する設計(2) 廃棄物処理建屋の堰の撤去に関する設計【39 条 15】
施設外へ漏えいすることを防止するための施設外へ漏えいすることを防止するための堰は，処理する設備に係わる配管について，長堰は，処理する設備に係わる配管について，長さが当該設備に接続される配管の内径の 1／さが当該設備に接続される配管の内径の 1／2，幅がその配管の肉厚の 1／2 の大きさの開2，幅がその配管の肉厚の 1／2 の大きさの開口を当該設備と当該配管との接合部近傍に仮口を当該設備と当該配管との接合部近傍に仮定したとき，開口からの流体状の放射性廃棄定したとき，開口からの流体状の放射性廃棄物の漏えい量のうち最大の漏えい量をもって物の漏えい量のうち最大の漏えい量をもってしても，流体状の放射性廃棄物の漏えいが広しても，流体状の放射性廃棄物の漏えいが広範囲に拡大することを防止する設計とする。

範囲に拡大することを防止する設計とする。

この場合の仮定は堰の能力を算定するため

この場合の仮定は堰の能力を算定するためにのみに設けるものであり，開口は施設内のにのみに設けるものであり，開口は施設内の貯蔵設備に 1 ヶ所想定し，漏えい時間は漏え

貯蔵設備に 1 ヶ所想定し，漏えい時間は漏えいを適切に止めることができるまでの時間といを適切に止めることができるまでの時間とし，床ドレンファンネルの排出機能を考慮す

し，床ドレンファンネルの排出機能を考慮する。床ドレンファンネルは，その機能が確実なる。床ドレンファンネルは，その機能が確実なものとなるように設計する。

ものとなるように設計する。

−−（追加要求事項なし）【39 条 16】(4) 放射性廃棄物貯蔵施設に係る堰の施設(4) 放射性廃棄物貯蔵施設に係る堰の施設

放射性廃棄物の廃棄施設 要目表

5（追加要求事項はないが，本工認で必要な設計）

基本設計方針変更前

工認添付説明書との関係

変更後

4.

放射性廃棄物貯蔵施設外に通じる出入口又放射性廃棄物貯蔵施設外に通じる出入口又はその周辺部には，堰を施設することにより，はその周辺部には，堰を施設することにより， 放射性廃棄物の廃棄施設

流体状の放射性廃棄物が施設外へ漏えいする

流体状の放射性廃棄物が施設外へ漏えいする示した図面ことを防止する設計とする。

ことを防止する設計とする。

6.2 堰その他設備

漏えいの拡大を防止するための堰及び施設

漏えいの拡大を防止するための堰及び施設外へ漏えいすることを防止するための堰は，外へ漏えいすることを防止するための堰は，開口を仮定する貯蔵設備が設置されている区開口を仮定する貯蔵設備が設置されている区

画内の床ドレンファンネルの排出機能を考慮

画内の床ドレンファンネルの排出機能を考慮しないものとし，流体状の放射性廃棄物の施しないものとし，流体状の放射性廃棄物の施設外への漏えいを防止できる能力をもつ設計

設外への漏えいを防止できる能力をもつ設計

とする。

とする。

様式１への反映結果

堰その他の設備の配置を明

廃棄物処理建屋の堰に関する設計(1) 廃棄物処理建屋の堰に関する設計(2) 廃棄物処理建屋の堰の撤去に関する設計【40条7】
1.3.2 固体状の放射性廃棄物の汚染拡大防止

1.3.2 固体状の放射性廃棄物の汚染拡大防止

固体状の放射性廃棄物を貯蔵する設備が設

固体状の放射性廃棄物を貯蔵する設備が設置される発電用原子炉施設は，固体状の放射置される発電用原子炉施設は，固体状の放射性廃棄物をドラム缶に詰める，容器に入れる性廃棄物をドラム缶に詰める，容器に入れる又はタンク内に貯蔵することによる汚染拡大又はタンク内に貯蔵することによる汚染拡大防止措置を講じることにより，放射性廃棄物防止措置を講じることにより，放射性廃棄物による汚染が広がらない設計とする。

による汚染が広がらない設計とする。

−−（追加要求事項なし）【40条3】
1.4 排水路

1.4 排水路

液体廃棄物処理設備，液体廃棄物貯蔵設備及び液体廃棄物処理設備，液体廃棄物貯蔵設備及びこれらに関連する施設を設ける建屋の床面下にこれらに関連する施設を設ける建屋の床面下には，発電所外に管理されずに排出される排水が流は，発電所外に管理されずに排出される排水が流れる排水路を施設しない設計とする。

れる排水路を施設しない設計とする。

−−（追加要求事項なし）【39 条 17】【40 条 8】また，液体廃棄物処理設備，液体廃棄物貯蔵設備

また，液体廃棄物処理設備，液体廃棄物貯蔵設備

及びこれらに関連する施設を設ける建屋内部には及びこれらに関連する施設を設ける建屋内部には発電所外に管理されずに排出される排水が流れる

発電所外に管理されずに排出される排水が流れる

排水路に通じる開口部を設けない設計とする。

排水路に通じる開口部を設けない設計とする。

−−（追加要求事項なし）【41 条 3】2.

警報装置等
流体状の放射性廃棄物を処理し，又は貯蔵する設備から流体状の放射性廃棄物が著しく漏えいするおそれが発生した場合（床への漏えい又はそのおそれ

変更なし

−

（数滴程度の微少漏えいを除く。））を早期に検出するよう，タンクの水位，漏えい検知等によりこれらを確実に検出して自動的に警報（機器ドレン，床ドレン

6−（追加要求事項なし）

基本設計方針変更前

工認添付説明書との関係

変更後

様式１への反映結果の容器又はサンプの水位）を発信する装置を設けるとともに，表示ランプの点灯及びブザー鳴動等により運転員に通報できる設計とする。
また，タンク水位の検出器，インターロック等の適切な計測制御設備を設けることにより，漏えいの発生を防止できる設計とする。
【47 条 3】放射性廃棄物を処理し，又は貯蔵する設備に係る主要な機械又は器具の動作状態を正確，かつ迅速に把握できるようポンプの運転停止状態及び弁の開閉

変更なし

状態等を表示灯により監視できる設計とする。

−−（追加要求事項なし）【47 条 5】3.

主要対象設備

3. 主要対象設備

放射性廃棄物の廃棄施設の対象となる主要な設備

放射性廃棄物の廃棄施設の対象となる主要な設備

について，「表 1 放射性廃棄物の廃棄施設の主要設について，「表 1 放射性廃棄物の廃棄施設の主要設

備リスト」に示す。

備リスト」に示す。

−

7−（「主要設備リスト」による）

設計及び工事に係る品質管理の方法等に関する説明書に係る補足説明資料のうち補足-140-6【基本設計方針から工認添付説明書及び様式−１への展開表（放射線管理施設）】

基本設計方針から工認添付説明書及び様式−１への展開表【対象施設：放射線管理施設】
基本設計方針変 更

前変 更

用語の定義は「発電用原子力設備に関する技術基準

様式１への反映結果

工認添付説明書との関係

後

用語の定義は「実用発電用原子炉及びその附属施設を定める省令」，「実用発電用原子炉及びその附属施設 の位置，構造及び設備の基準に関する規則」及び「実用の位置，構造及び設備の基準に関する規則」及び「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規−−（用語の定義のみ）

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」並びにこれらの解釈による。
則」並びにこれらの解釈による。
第１章 共通項目

第１章 共通項目

放射線管理施設の共通項目である「1.

地盤等，2.

1.

放射線管理施設の共通項目である「1.

共通的に適用される設計

地盤等，2.

自然現象，3. 火災，4. 溢水等，5. 設備に対する要

自然現象，3. 火災，4. 溢水等，5. 設備に対する要求（5.6 逆止め弁，5.7 内燃機関を除く。），6. その求（5.6 逆止め弁，5.7 内燃機関を除く。），6. その−他」の基本設計方針については，原子炉冷却系統施設の 他」の基本設計方針については，原子炉冷却系統施設の基本設計方針「第１章共通項目」に基づく設計とす 基本設計方針「第１章る。

る。

第２章 個別項目

第２章 個別項目

1.

1. 放射線管理施設

放射線管理施設

1.1 放射線管理用計測装置

共通項目」に基づく設計とす

1.1 放射線管理用計測装置

発電用原子炉施設には，通常運転時，運転時の異発電用原子炉施設には，通常運転時，運転時の異常な過渡変化時及び設計基準事故時において，当常な過渡変化時及び設計基準事故時において，当該発電用原子炉施設における各系統の放射性物質

該発電用原子炉施設における各系統の放射性物質の濃度，管理区域内等の主要箇所の外部放射線にの濃度，管理区域内等の主要箇所の外部放射線に係る線量当量率等を監視，測定するために，プロセ

係る線量当量率等を監視，測定するために，プロセ

スモニタリング設備，エリアモニタリング設備及スモニタリング設備，エリアモニタリング設備及び分析用放射線測定装置並びに携帯用及び半固定

び分析用放射線測定装置並びに携帯用及び半固定

放射線検出器を設ける。

放射線検出器を設ける。

−【34 条 4】
出入管理室（東海，東海第二発電所共用（以下同出入管理室（東海，東海第二発電所共用（以下同じ。
））には，放射線業務従事者及び一時立入者の出じ。））には，放射線業務従事者及び一時立入者の出

入管理，汚染管理のための測定機器等を設ける。

入管理，汚染管理のための測定機器等を設ける。
【34 条 5】

各系統の試料，放射性廃棄物の放出管理用試料

各系統の試料，放射性廃棄物の放出管理用試料及び環境試料の化学分析並びに放射能測定を行う

及び環境試料の化学分析並びに放射能測定を行う

ため，化学分析室，放射能測定室，環境試料測定室

ため，化学分析室，放射能測定室，環境試料測定室（東海，東海第二発電所共用）に測定機器を設け（東海，東海第二発電所共用）に測定機器を設ける。

る。
【34 条 6】1−
（冒頭宣言）

基本設計方針
変 更

前

変 更

後

発電所外へ放出する放射性物質の濃度，周辺監

発電所外へ放出する放射性物質の濃度，周辺監

視区域境界付近の空間線量率等を監視するため

視区域境界付近の空間線量率等を監視するために，プロセスモニタリング設備，固定式周辺モニタに，プロセスモニタリング設備，固定式周辺モニタ

リング設備及び移動式周辺モニタリング設備を設

リング設備及び移動式周辺モニタリング設備を設ける。また，風向，風速その他の気象条件を測定すける。また，風向，風速その他の気象条件を測定するため，環境測定装置を設ける。

るため，環境測定装置を設ける。

工認添付説明書との関係

様式１への反映結果−−（冒頭宣言）−−（冒頭宣言）【34 条 7】
プロセスモニタリング設備，エリアモニタリン

プロセスモニタリング設備，エリアモニタリン

グ設備及び固定式周辺モニタリング設備についてグ設備及び固定式周辺モニタリング設備については，設計基準事故時における迅速な対応のためには，設計基準事故時における迅速な対応のために必要な情報を中央制御室に表示できる設計とす

必要な情報を中央制御室及び緊急時対策所に表示る。

できる設計とする。
【34 条 8】

設計基準対象施設は，発電用原子炉施設の機械

設計基準対象施設は，発電用原子炉施設の機械又は器具の機能の喪失，誤操作その他の異常によ又は器具の機能の喪失，誤操作その他の異常により発電用原子炉の運転に著しい支障を及ぼすおそり発電用原子炉の運転に著しい支障を及ぼすおそれが発生した場合（原子炉建屋原子炉棟内の放射れが発生した場合（原子炉建屋原子炉棟内の放射能レベルが設定値を超えた場合，主蒸気管又は空能レベルが設定値を超えた場合，主蒸気管又は空気抽出器排ガス中の放射能レベルが設定値を超え

気抽出器排ガス中の放射能レベルが設定値を超えた場合等）に，これらを確実に検出して自動的に警た場合等）に，これらを確実に検出して自動的に警報（原子炉建屋放射能高，主蒸気管放射能高等）を報（原子炉建屋放射能高，主蒸気管放射能高等）を発信する装置を設ける。

発信する装置を設ける。
【47 条 1】

排気筒の出口又はこれに近接する箇所における排気筒の出口又はこれに近接する箇所における排気中の放射性物質の濃度，管理区域内において排気中の放射性物質の濃度，管理区域内において人が常時立ち入る場所その他放射線管理を特に必人が常時立ち入る場所その他放射線管理を特に必要とする場所（燃料取扱場所その他の放射線業務

要とする場所（燃料取扱場所その他の放射線業務従事者に対する放射線障害の防止のための措置を従事者に対する放射線障害の防止のための措置を必要とする場所をいう。
）の線量当量率及び周辺監必要とする場所をいう。）の線量当量率及び周辺監視区域に隣接する地域における空間線量率が著し視区域に隣接する地域における空間線量率が著しく上昇した場合に，これらを確実に検出して自動く上昇した場合に，これらを確実に検出して自動的に中央制御室に警報（排気筒放射能高，エリア放的に中央制御室に警報（排気筒放射能高，エリア放射線モニタ放射能高及び周辺監視区域放射能高）

射線モニタ放射能高及び周辺監視区域放射能高）を発信する装置を設ける。

を発信する装置を設ける。
【47 条 2】

上記の警報を発信する装置は，表示ランプの点

上記の警報を発信する装置は，表示ランプの点灯及びブザー鳴動等により運転員に通報できる設灯及びブザー鳴動等により運転員に通報できる設
2

基本設計方針
変 更

前

計とする。

変 更

後

工認添付説明書との関係

様式１への反映結果−−（冒頭宣言）−−（冒頭宣言）

計とする。
【47 条 1】【47 条 2】

環境試料測定設備は，東海発電所と共用するが，環境試料測定設備は，東海発電所と共用するが，東海第二発電所及び東海発電所の共通の対象であ

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。

を損なわない設計とする。
【15 条 15】

出入管理室は，東海発電所と共用するが，東海第出入管理室は，東海発電所と共用するが，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

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

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。

性を損なわない設計とする。
【15 条 16】
重大事故等が発生した場合に発電所及びその周辺（発電所の周辺海域を含む。
）において，発電用原子炉施設から放出される放射性物質の濃度及び放射線量を監視し，及び測定し，並びにその結果を記録するために，移動式周辺モニタリング設備を保管する設計とする。
【75 条 1】
重大事故等が発生した場合に発電所において，−

風向，風速その他の気象条件を測定し，及びその結果を記録するために，環境測定装置を保管する設計とする。
【75 条 10】
重大事故等が発生し，当該重大事故等に対処するために監視することが必要なパラメータとして，原子炉格納容器内の放射線量率，最終ヒートシ
ンクの確保及び使用済燃料プールの監視に必要なパラメータを計測する装置を設ける設計とする。
【73 条 2】
重大事故等が発生し，計測機器（非常用のものを

Ⅴ-1-1-4-6含む。
）の故障により，当該重大事故等に対処する−

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（放射線管理施設）

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

2.

プロセスモニタリング設備に関する設計

2.1

原子炉格納容器本体内の放射性物質濃度を計測する装置
Ⅴ-1-7-1

ータを推定するために必要なパラメータを計測す

放射線管理用計測装置の構成に関する説明書並びに計測範囲及び警報動作範囲に関する
3(1) 格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ，Ｓ／Ｃ）
2.2

放射性物質により汚染するおそれがある管理区

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後

様式１への反映結果

説明書

る設備を設置する設計とする。

域から環境に放出する排水中又は排気中の放射性2.2 重大事故等対処設備に関する計測【73 条 1】
重大事故等に対処するために監視することが必3.

放射線管理用計測装置の構成

要なパラメータは，炉心損傷防止対策及び格納容

4.

放射線管理用計測装置の計測範囲及び警報動作

物質濃度を測定する装置(1) フィルタ装置出口放射線モニタ（低レンジ，高
レンジ）

範囲

器破損防止対策等を成功させるために必要な発電(2) 耐圧強化ベント系放射線モニタ

用原子炉施設の状態を把握するためのパラメータ3.

エリアモニタリング設備に関する設計とし，計測する装置は「表 1 放射線管理施設の主3.2

使用済燃料貯蔵槽エリアの線量当量率を計測す

る装置

要設備リスト」のプロセスモニタリング設備に示(2) 使用済燃料プールエリア放射線モニタ（低レン

す重大事故等対処設備，エリアモニタリング設備

ジ，高レンジ）のうち使用済燃料プールエリア放射線モニタ（低6.

レンジ），使用済燃料プールエリア放射線モニタ

放射線管理用計測装置の計測結果の表示，記録の保存に関する設計（高レンジ）とする。
【73 条 3】
炉心損傷防止対策及び格納容器破損防止対策等

Ⅴ-1-7-1

放射線管理用計測装置の構成に関する説明を成功させるために必要な発電用原子炉施設の状書並びに計測範囲及び警報動作範囲に関する態を把握するためのパラメータを計測する装置

説明書

プロセスモニタリング設備に関する設計

2.1

原子炉格納容器本体内の放射性物質濃度を計測する装置

は，設計基準事故等に想定される変動範囲の最大

2.2 重大事故等対処設備に関する計測(1) 格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ，Ｓ／Ｃ）

値を考慮し，適切に対応するための計測範囲を有

3.

放射線管理用計測装置の構成2.2する設計とするとともに，重大事故等が発生し，当4.

放射線管理用計測装置の計測範囲及び警報動作

物質濃度を測定する装置

要な原子炉格納容器の線量当量率等のパラメータの計測が困難となった場合に，代替パラメータに放射性物質により汚染するおそれがある管理区域から環境に放出する排水中又は排気中の放射性範囲

該重大事故等に対処するために監視することが必
−

2.

(1)
Ⅴ-1-1-6

安全設備及び重大事故等対処設備が使用さレンジ）れる条件の下における健全性に関する説明書より推定ができる設計とする。
3.

【73 条 7】

系統施設毎の設計上の考慮

フィルタ装置出口放射線モニタ（低レンジ，高(2) 耐圧強化ベント系放射線モニタ
3.

エリアモニタリング設備に関する設計

3.2

使用済燃料貯蔵槽エリアの線量当量率を計測する装置(2) 使用済燃料プールエリア放射線モニタ（低レンジ，高レンジ）
6.

放射線管理用計測装置の計測結果の表示，記録の保存に関する設計

4基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後

また，重大事故等時に設計基準を超える状態に

Ⅴ-1-7-1

放射線管理用計測装置の構成に関する説明

おける発電用原子炉施設の状態を把握するための書並びに計測範囲及び警報動作範囲に関する能力（計測可能範囲）を明確にするとともに，パラ

説明書

様式１への反映結果
2.

プロセスモニタリング設備に関する設計

2.1

する装置

メータの計測が困難となった場合の代替パラメー

2.2 重大事故等対処設備に関する計測(1) 格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ，Ｓ／Ｃ）

タによる推定等，複数のパラメータの中から確か

3.

放射線管理用計測装置の構成

2.2

らしさを考慮した優先順位を保安規定に定めて管4.

放射線管理用計測装置の計測範囲及び警報動作

放射性物質により汚染するおそれがある管理区域から環境に放出する排水中又は排気中の放射性

範囲

理する。

物質濃度を測定する装置(1) フィルタ装置出口放射線モニタ（低レンジ，高【73 条 6】【73 条 8】レンジ）

原子炉格納容器内の放射線量率等想定される重−原子炉格納容器本体内の放射性物質濃度を計測(2) 耐圧強化ベント系放射線モニタ

大事故等の対応に必要となるパラメータは，計測又は監視できる設計とする。また，計測結果は中央

3.

エリアモニタリング設備に関する設計

制御室に指示又は表示し，記録できる設計とする。

3.2

使用済燃料貯蔵槽エリアの線量当量率を計測する装置【73 条 11】(2) 使用済燃料プールエリア放射線モニタ（低レン

重大事故等の対応に必要となるパラメータは，ジ，高レンジ）

安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）のうち緊
6.

急時対策支援システム伝送装置にて電磁的に記放射線管理用計測装置の計測結果の表示，記録の保存に関する設計

録，保存し，電源喪失により保存した記録が失われないとともに帳票が出力できる設計とする。また，記録は必要な容量を保存できる設計とする。
【73 条 12】
炉心損傷防止対策及び格納容器破損防止対策等

＜下線部＞

＜下線部＞
第 1-4-1 図 単線結線図（1／5）

2.

第 1-4-2 図 単線結線図（2／5）(1) 格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ，Ｓ／Ｃ）
第 1-4-4 図 単線結線図（4／5）

2.2

いて，代替電源設備として常設代替交流電源設備，

放射性物質により汚染するおそれがある管理区域から環境に放出する排水中又は排気中の放射性可搬型代替交流電源設備，所内常設直流電源設備， Ⅴ-1-7-1−

原子炉格納容器本体内の放射性物質濃度を計測する装置

電源は，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プロセスモニタリング設備に関する設計

2.1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を計測する装置の−運用に関する記載であり，保安規定にて対応

放射線管理用計測装置の構成に関する説明

常設代替直流電源設備又は可搬型代替直流電源設

書並びに計測範囲及び警報動作範囲に関する備を使用できる設計とする。

説明書【73 条 9】3.

物質濃度を測定する装置(1) フィルタ装置出口放射線モニタ（低レンジ，高レンジ）

放射線管理用計測装置の構成(2) 耐圧強化ベント系放射線モニタ
3.

エリアモニタリング設備に関する設計

3.2

使用済燃料貯蔵槽エリアの線量当量率を計測する装置(2) 使用済燃料プールエリア放射線モニタ（低レンジ，高レンジ）5

基本設計方針変 更

前1.1.1 プロセスモニタリング設備

変 更

工認添付説明書との関係

後

1.1.1 プロセスモニタリング設備

Ⅴ-1-7-1

放射線管理用計測装置の構成に関する説明書並びに計測範囲及び警報動作範囲に関する

様式１への反映結果
2.

プロセスモニタリング設備に関する設計

2.1

原子炉格納容器本体内の放射性物質濃度を計測

通常運転時，運転時の異常な過渡変化時及通常運転時，運転時の異常な過渡変化時及び設計基準事故時において，原子炉格納容器

び設計基準事故時において，原子炉格納容器内の放射性物質の濃度及び線量当量率，主蒸内の放射性物質の濃度及び線量当量率，主蒸2.1 設計基準対象施設に関する計測(1) 格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ，Ｓ／Ｃ）

気管中及び空気抽出器その他の蒸気タービン

気管中及び空気抽出器その他の蒸気タービン

3.5 放射線管理用計測装置の計測結果の表示，記録2.2

又は復水器に接続する放射性物質を内包する

又は復水器に接続する放射性物質を内包する

設備の排ガス中の放射性物質の濃度，排気筒

設備の排ガス中の放射性物質の濃度，排気筒の出口又はこれに近接する箇所における排気の出口又はこれに近接する箇所における排気中の放射性物質の濃度を計測するためのプロ中の放射性物質の濃度を計測するためのプロ

セスモニタリング設備を設け，計測結果を中

セスモニタリング設備を設け，計測結果を中央制御室に表示できる設計とする。また，計測央制御室に表示できる設計とする。また，計測結果を記録できる設計とする。

結果を記録し，及び保存できる設計とする。

する装置

説明書

及び保存

放射性物質により汚染するおそれがある管理区域から環境に放出する排水中又は排気中の放射性物質濃度を測定する装置(1) フィルタ装置出口放射線モニタ（低レンジ，高レンジ）(2) 耐圧強化ベント系放射線モニタ
6.

放射線管理用計測装置の計測結果の表示，記録の保存に関する設計【34 条 18】【34 条 20】【34 条 21】
Ⅴ-1-7-1

放射線管理用計測装置の構成に関する説明

原子炉冷却材の放射性物質の濃度，排気筒

原子炉冷却材の放射性物質の濃度，排気筒の出口又はこれに近接する箇所における排気の出口又はこれに近接する箇所における排気書並びに計測範囲及び警報動作範囲に関する中の放射性物質の濃度及び排水口又はこれに中の放射性物質の濃度及び排水口又はこれに説明書近接する箇所における排水中の放射性物質の近接する箇所における排水中の放射性物質の2.1 設計基準対象施設に関する計測

濃度は，試料採取設備により断続的に試料を濃度は，試料採取設備により断続的に試料を3.5 放射線管理用計測装置の計測結果の表示，記録

採取し分析を行い，測定結果を記録する。

採取し分析を行い，測定結果を記録し，及び保6.

放射線管理用計測装置の計測結果の表示，記録の保存に関する設計

及び保存

存する。
【34 条 13】【34 条 22】【34 条 23】
放射性物質により汚染するおそれがある管

放射性物質により汚染するおそれがある管理区域内に開口部がある排水路を施設しない

理区域内に開口部がある排水路を施設しないことから，排水路の出口近傍における排水中ことから，排水路の出口近傍における排水中の放射性物質の濃度を計測するための設備をの放射性物質の濃度を計測するための設備を設けない設計とする。

設けない設計とする。

−−（追加要求事項なし）【34 条 24】
プロセスモニタリング設備のうち，原子炉

プロセスモニタリング設備のうち，原子炉

格納容器内の線量当量率を計測する格納容器

格納容器内の線量当量率を計測する格納容器

雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）及び格納容器雰

雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）及び格納容器雰

囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）は，それぞれ多重

囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）は，それぞれ多重性，独立性を確保した設計とする。

性，独立性を確保した設計とする。

−−（追加要求事項なし）【34 条 19】
格納容器圧力逃がし装置の排出経路におけ−

Ⅴ-1-1-4-6

る放射線量率を測定し，放射性物質濃度を推

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（放射線管理施設）

定できるよう，フィルタ装置出口配管にフィルタ装置出口放射線モニタ（低レンジ），フィ2.

プロセスモニタリング設備に関する設計

2.2

放射性物質により汚染するおそれがある管理区域から環境に放出する排水中又は排気中の放射性Ⅴ-1-7-1
6

放射線管理用計測装置の構成に関する説明

物質濃度を測定する装置

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後

ルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ）を設け

書並びに計測範囲及び警報動作範囲に関するる設計とする。

説明書【67 条 12】

2.2 重大事故等対処設備に関する計測

様式１への反映結果(1) フィルタ装置出口放射線モニタ（低レンジ，高レンジ）
6.

放射線管理用計測装置の計測結果の表示，記録の保存に関する設計

3.1 プロセスモニタリング設備
3.5 放射線管理用計測装置の計測結果の表示，記録及び保存
4.

放射線管理用計測装置の計測範囲及び警報動作
範囲

フィルタ装置出口放射線モニタ（ 低レン−

Ⅴ-1-7-1

放射線管理用計測装置の構成に関する説明

2.

プロセスモニタリング設備に関する設計ジ），フィルタ装置出口放射線モニタ（高レン

書並びに計測範囲及び警報動作範囲に関するジ）は，常設代替直流電源設備又は可搬型代替

説明書

域から環境に放出する排水中又は排気中の放射性

放射線管理用計測装置の構成

物質濃度を測定する装置

直流電源設備から給電が可能な設計とする。

3.

2.2

【67 条 14】放射性物質により汚染するおそれがある管理区(1) フィルタ装置出口放射線モニタ（低レンジ，高レンジ）

1.1.2 エリアモニタリング設備

1.1.2 エリアモニタリング設備

Ⅴ-1-7-1

放射線管理用計測装置の構成に関する説明3.

エリアモニタリング設備に関する設計書並びに計測範囲及び警報動作範囲に関する

3.1 緊急時対策所の線量当量率を計測する装置

説明書(1) 緊急時対策所エリアモニタ

通常運転時，運転時の異常な過渡変化時及通常運転時，運転時の異常な過渡変化時及び設計基準事故時に，管理区域内において人び設計基準事故時に，管理区域内において人が常時立ち入る場所その他放射線管理を特にが常時立ち入る場所その他放射線管理を特に

2.1 設計基準対象施設に関する計測

3.2

必要とする場所の線量当量率を計測するため必要とする場所の線量当量率を計測するため

3.5 放射線管理用計測装置の計測結果の表示，記録る装置のエリアモニタリング設備を設け，計測結果のエリアモニタリング設備を設け，計測結果を中央制御室に表示できる設計とする。また，を中央制御室に表示できる設計とする。また，

計測結果を記録できる設計とする。

計測結果を記録し，及び保存できる設計とす

使用済燃料貯蔵槽エリアの線量当量率を計測す(1) 原子炉建屋エリアモニタ（燃料取替フロア燃料

及び保存

プール）
(2) 使用済燃料プールエリア放射線モニタ（低レンジ，高レンジ）る。
6.

【34 条 25】

放射線管理用計測装置の計測結果の表示，記録の保存に関する設計

エリアモニタリング設備のうち，原子炉建−Ⅴ-1-7-1

放射線管理用計測装置の構成に関する説明屋エリアモニタ（燃料取替フロア燃料プール）

書並びに計測範囲及び警報動作範囲に関するは，外部電源が使用できない場合においても説明書

非常用所内電源系からの電源供給により，線2.1 設計基準対象施設に関する計測

量当量率を計測することができる設計とす

3.2 エリアモニタリング設備

る。

3.

3.2

(1) 原子炉建屋エリアモニタ（燃料取替フロア燃料プール）
6.

Ⅴ-1-1-4-6

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（放射線管理施設）

ニタ（低レンジ）及び使用済燃料プールエリア
放射線モニタ（高レンジ）を設け，想定される

放射線管理用計測装置の計測結果の表示，記録の保存に関する設計

備として，使用済燃料プールエリア放射線モ−

使用済燃料貯蔵槽エリアの線量当量率を計測する装置【34 条 26】
重大事故等時に使用済燃料プールの監視設

エリアモニタリング設備に関する設計

3.

エリアモニタリング設備に関する設計

3.2

使用済燃料貯蔵槽エリアの線量当量率を計測する装置
Ⅴ-1-7-1

重大事故等により変動する可能性のある範囲

放射線管理用計測装置の構成に関する説明書並びに計測範囲及び警報動作範囲に関する
7(2) 使用済燃料プールエリア放射線モニタ（低レンジ，高レンジ）

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後にわたり測定可能な設計とする。また，計測結説明書

果は中央制御室に表示し，記録及び保存でき

2.2 重大事故等対処設備に関する計測る設計とする。

3.2 エリアモニタリング設備【69 条 51】

様式１への反映結果
6.

放射線管理用計測装置の計測結果の表示，記録の保存に関する設計

3.5 放射線管理用計測装置の計測結果の表示，記録及び保存
4.

放射線管理用計測装置の計測範囲及び警報動作範囲

使用済燃料プールエリア放射線モニタ（低−Ⅴ-1-7-1

放射線管理用計測装置の構成に関する説明

レンジ）及び使用済燃料プールエリア放射線書並びに計測範囲及び警報動作範囲に関するモニタ（高レンジ）は，常設代替直流電源設備

説明書

又は可搬型代替直流電源設備から給電が可能

3.

3.

エリアモニタリング設備に関する設計

3.2

使用済燃料貯蔵槽エリアの線量当量率を計測する装置

放射線管理用計測装置の構成(2) 使用済燃料プールエリア放射線モニタ（低レンな設計とする。

ジ，高レンジ）【69 条 53】
エリアモニタリング設備のうち緊急時対策

Ⅴ-1-1-4-6

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（放射線管理施設）

所に設ける緊急時対策所エリアモニタは，重3.

3.1 緊急時対策所の線量当量率を計測する装置(1) 緊急時対策所エリアモニタ

大事故等時に緊急時対策所内への希ガス等の放射性物質の侵入を低減又は防止するための−エリアモニタリング設備に関する設計

Ⅴ-1-7-1

放射線管理用計測装置の構成に関する説明

確実な判断ができるよう放射線量を監視，測書並びに計測範囲及び警報動作範囲に関する

定し，計測結果を記録及び保存できる設計と

説明書

6.

放射線管理用計測装置の計測結果の表示，記録の保存に関する設計

2.2 重大事故等対処設備に関する計測する。

3.2 エリアモニタリング設備【76 条 20】

3.5 放射線管理用計測装置の計測結果の表示，記録及び保存
4.

放射線管理用計測装置の計測範囲及び警報動作範囲

1.1.3 固定式周辺モニタリング設備

1.1.3 固定式周辺モニタリング設備

Ⅴ-1-7-1

放射線管理用計測装置の構成に関する説明

4.

固定式周辺モニタリング設備に関する設計書並びに計測範囲及び警報動作範囲に関する

6.

放射線管理用計測装置の計測結果の表示，記録の通常運転時，運転時の異常な過渡変化時及通常運転時，運転時の異常な過渡変化時及び設計基準事故時において，周辺監視区域境び設計基準事故時において，周辺監視区域境界付近の空間線量率を監視及び測定するため界付近の空間線量率を監視及び測定するため

2.1 設計基準対象施設に関する計測の固定式周辺モニタリング設備としてモニタの固定式周辺モニタリング設備としてモニタ

3.5 放射線管理用計測装置の計測結果の表示，記録

リング・ポスト（東海，東海第二発電所共用（以リング・ポスト（東海，東海第二発電所共用（以下同じ。
））を設け，中央制御室に計測結果を表下同じ。））を設け，中央制御室及び緊急時対策

示できる設計とする。また，計測結果を記録で所に計測結果を表示できる設計とする。また，

きる設計とする。

計測結果を記録し，及び保存できる設計とす

説明書

及び保存

る。
【34 条 27】8

保存に関する設計

基本設計方針
変 更

前

変 更

モニタリング・ポストは，外部電源が使用で−工認添付説明書との関係

後Ⅴ-1-7-1

放射線管理用計測装置の構成に関する説明きない場合においても，非常用交流電源設備

書並びに計測範囲及び警報動作範囲に関するにより，空間線量率を計測することができる

説明書

設計とする。さらに，モニタリング・ポストは，

2.1 設計基準対象施設に関する計測専用の無停電電源装置を有し，電源切替時の2.2 重大事故等対処設備に関する計測

短時間の停電時に電源を供給できる設計と3.3 固定式周辺モニタリング設備

様式１への反映結果
4.

固定式周辺モニタリング設備に関する設計

4.

固定式周辺モニタリング設備に関する設計

し，重大事故等が発生した場合には，非常用交流電源設備に加えて，代替電源設備である常設代替交流電源設備及び可搬型代替交流電源
設備から給電できる設計とする。
【34 条 29】【75 条 9】モニタリング・ポストで計測したデータの−Ⅴ-1-7-1

放射線管理用計測装置の構成に関する説明

伝送系は，モニタリング・ポスト設置場所から書並びに計測範囲及び警報動作範囲に関する

中央制御室及び中央制御室から緊急時対策所

説明書

建屋間において有線系回線と衛星系回線又は2.1 設計基準対象施設に関する計測

無線系回線により多様性を有する設計とす

3.3 固定式周辺モニタリング設備る。
【34 条 30】
モニタリング・ポストは，東海発電所と共用

モニタリング・ポストは，東海発電所と共用するが，東海第二発電所及び東海発電所の共するが，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

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計とすることで，安全性を損なわない設計と

する。

する。

−
（追加要求事項なし）−【15 条 15】
1.1.4 移動式周辺モニタリング設備

1.1.4 移動式周辺モニタリング設備

Ⅴ-1-7-1

放射線管理用計測装置の構成に関する説明

通常運転時，運転時の異常な過渡変化時及通常運転時，運転時の異常な過渡変化時及び設計基準事故時において，周辺監視区域境び設計基準事故時において，周辺監視区域境界付近の放射性物質の濃度を計測するための界付近の放射性物質の濃度を計測するための

2.1 設計基準対象施設に関する計測

移動式周辺モニタリング設備として，空気中

移動式周辺モニタリング設備として，空気中

3.5 放射線管理用計測装置の計測結果の表示，記録の放射性粒子及び放射性よう素の濃度を測定の放射性粒子及び放射性よう素の濃度を測定するサンプラと測定器を備えた放射能観測車

するサンプラと測定器を備えた放射能観測車（東海，東海第二発電所共用（以下同じ。））を（東海，東海第二発電所共用（以下同じ。））を設け，測定結果を表示し，記録できる設計とす

設け，測定結果を表示し，記録し，及び保存でる。ただし，放射能観測車による断続的な試料きる設計とする。ただし，放射能観測車によるの分析は，従事者が測定結果を記録し，その記断続的な試料の分析は，従事者が測定結果を録を確認することをもって，これに代えるも記録し，及びこれを保存し，その記録を確認すのとする。

ることをもって，これに代えるものとする。
9

移動式周辺モニタリング設備に関する設計書並びに計測範囲及び警報動作範囲に関する(1) 可搬型モニタリング・ポスト

説明書(2) 可搬型放射線計測装置

及び保存【34 条 31】5.

6.

放射線管理用計測装置の計測結果の表示，記録の保存に関する設計

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後

放射能観測車は，東海発電所と共用するが，放射能観測車は，東海発電所と共用するが，東海第二発電所及び東海発電所の共通の対象

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。

とで，安全性を損なわない設計とする。

様式１への反映結果−−（追加要求事項なし）【15 条 15】
Ⅴ-1-1-4-6

重大事故等が発生した場合に発電所及びそ設備別記載事項の設定根拠に関する説明

6.

発電用原子炉施設から放出される放射性物質
Ⅴ-1-7-1の濃度（空気中，水中，土壌中）及び放射線量書並びに計測範囲及び警報動作範囲に関する備として，ＮａＩシンチレーションサーベイ・

説明書

メータ，β線サーベイ・メータ，ＺｎＳシンチ

2.2 重大事故等対処設備に関する計測

レーションサーベイ・メータ及び電離箱サー

3.4 移動式周辺モニタリング設備

ベイ・メータを設け，測定結果を記録し，保存

3.5 放射線管理用計測装置の計測結果の表示，記録できるように測定値を表示できる設計とし，及び保存

可搬型ダスト・よう素サンプラ（個数 2（予備3.6 その他1）），小型船舶（個数 1（予備 1））を保管する

4.

放射線管理用計測装置の計測結果の表示，記録の保存に関する設計

放射線管理用計測装置の構成に関する説明を監視するための移動式周辺モニタリング設

移動式周辺モニタリング設備に関する設計(2) 可搬型放射線計測装置

書（放射線管理施設）の周辺（発電所の周辺海域を含む。）において，−

5.

放射線管理用計測装置の計測範囲及び警報動作範囲設計とする。
【75 条 2】Ⅴ-1-7-2

管理区域の出入管理設備及び環境試料分析装置に関する説明書
2.

基本方針

3.2

可搬型放射能測定装置等及び環境試料分析装
置Ⅴ-1-1-4-6

放射能観測車のダスト・よう素サンプラ，よ

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（放射線管理施設）

う素測定装置又はダストモニタが機能喪失し設備として，可搬型ダスト・よう素サンプラ， Ⅴ-1-7-1

放射線管理用計測装置の構成に関する説明

ＮａＩシンチレーションサーベイ・メータ，β

書並びに計測範囲及び警報動作範囲に関する

線サーベイ・メータ及びＺｎＳシンチレーシ

説明書ョンサーベイ・メータを設け，重大事故等が発

2.2 重大事故等対処設備に関する計測

生した場合に，発電所及びその周辺において，3.4 移動式周辺モニタリング設備

発電用原子炉施設から放出される放射性物質

3.5 放射線管理用計測装置の計測結果の表示，記録及び保存の濃度（空気中）を監視し，及び測定し，並び4.

にその結果を記録し，保存できるように測定

放射線管理用計測装置の計測範囲及び警報動作
範囲値を表示できる設計とし，放射能観測車を代替し得る十分な個数を保管する設計とする。
10

移動式周辺モニタリング設備に関する設計(2) 可搬型放射線計測装置

6.

た場合にその機能を代替する重大事故等対処−

5.

放射線管理用計測装置の計測結果の表示，記録の保存に関する設計

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後【75 条 3】Ⅴ-1-7-2

様式１への反映結果

管理区域の出入管理設備及び環境試料分析装置に関する説明書
2.

基本方針

3.2

可搬型放射能測定装置等及び環境試料分析装
置Ⅴ-1-1-4-6

モニタリング・ポストが機能喪失した場合

設備別記載事項の設定根拠に関する説明

移動式周辺モニタリング設備に関する設計書（放射線管理施設）にその機能を代替する移動式周辺モニタリン(1) 可搬型モニタリング・ポスト
6.

グ設備として，可搬型モニタリング・ポストをⅤ-1-7-1

設け，重大事故等が発生した場合に，周辺監視−

5.

放射線管理用計測装置の構成に関する説明

区域境界付近において，発電用原子炉施設か書並びに計測範囲及び警報動作範囲に関するら放出される放射線量を監視し，及び測定し，説明書

放射線管理用計測装置の計測結果の表示，記録の保存に関する設計

2.2 重大事故等対処設備に関する計測並びにその結果を記録できる設計とする。

3.4 移動式周辺モニタリング設備【75 条 4】

3.5 放射線管理用計測装置の計測結果の表示，記録及び保存
4.

放射線管理用計測装置の計測範囲及び警報動作
範囲

記録は，電磁的に記録，保存し，電源喪失に−

Ⅴ-1-7-1

放射線管理用計測装置の構成に関する説明より保存した記録が失われず，必要な容量を書並びに計測範囲及び警報動作範囲に関する保存できる設計とする。

説明書【75 条 6】

6.

放射線管理用計測装置の計測結果の表示，記録の保存に関する設計

2.2 重大事故等対処設備に関する計測
3.5 放射線管理用計測装置の計測結果の表示，記録及び保存可搬型モニタリング・ポストは，モニタリン−

Ⅴ-1-7-1

放射線管理用計測装置の構成に関する説明

グ・ポストを代替し得る十分な個数を保管す

書並びに計測範囲及び警報動作範囲に関するる設計とする。また，指示値は，衛星系回線に説明書より伝送し，緊急時対策所で可搬型モニタリ

5.

移動式周辺モニタリング設備に関する設計(1) 可搬型モニタリング・ポスト

3.4 移動式周辺モニタリング設備

ング・ポスト端末にて監視できる設計とする。
【75 条 7】
可搬型モニタリング・ポストは，重大事故等

Ⅴ-1-7-1

5.

移動式周辺モニタリング設備に関する設計が発生した場合に，発電所海側及び緊急時対書並びに計測範囲及び警報動作範囲に関する(1) 可搬型モニタリング・ポスト

策所付近等において，発電用原子炉施設から

説明書(2) 可搬型放射線計測装置

放出される放射線量を監視し，及び測定し，並−放射線管理用計測装置の構成に関する説明

3.4 移動式周辺モニタリング設備

びにその結果を記録できる設計とするとともに，緊急時対策所内への希ガス等の放射性物

6.

放射線管理用計測装置の計測結果の表示，記録の保存に関する設計

Ⅴ-1-9-3-2 緊急時対策所の居住性に関する説明書

質の侵入を低減又は防止するための確実な判

3.1.2 放射線管理用計測装置

断に用いる設計とする。
【75 条 8】【76 条 20】11

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後

これらの設備は，炉心の著しい損傷及び原−

Ⅴ-1-7-1

5.

移動式周辺モニタリング設備に関する設計

子炉格納容器の破損が発生した場合に放出さ書並びに計測範囲及び警報動作範囲に関する(1) 可搬型モニタリング・ポストれると想定される放射性物質の濃度及び放射説明書(2) 可搬型放射線計測装置

線量を測定できる設計とする。

4.

【75 条 5】
1.1.5 環境測定装置

放射線管理用計測装置の構成に関する説明

様式１への反映結果

放射線管理用計測装置の計測範囲及び警報動作範囲

1.1.5 環境測定装置

Ⅴ-1-7-1

放射線管理用計測装置の構成に関する説明

周辺監視区域境界付近の放射性物質の濃度

周辺監視区域境界付近の放射性物質の濃度

は，試料採取設備により断続的に試料を採取

は，試料採取設備により断続的に試料を採取し分析を行い，測定結果を記録する。

し分析を行い，測定結果を記録し，及び保存す

2.1 設計基準対象施設に関する計測る。

3.5 放射線管理用計測装置の計測結果の表示，記録6.

書並びに計測範囲及び警報動作範囲に関する

放射線管理用計測装置の計測結果の表示，記録の保存に関する設計

説明書

及び保存

【34 条 28】

Ⅴ-1-7-1

放射線管理用計測装置の構成に関する説明

放射性気体廃棄物の放出管理，発電所周辺

放射性気体廃棄物の放出管理，発電所周辺の一般公衆の線量評価及び一般気象データ収の一般公衆の線量評価，一般気象データ収集

書並びに計測範囲及び警報動作範囲に関する集のための気象観測設備（東海，東海第二発電及び発電用原子炉施設の外部の状況を把握す

説明書

所共用（以下同じ。
））を設け，計測結果を中央るための気象観測設備（東海，東海第二発電所

2.1 設計基準対象施設に関する計測

制御室に表示できる設計とする。また，発電所

共用（以下同じ。））を設け，計測結果を中央制

3.5 放射線管理用計測装置の計測結果の表示，記録敷地内における風向及び風速の計測結果を記

御室に表示できる設計とする。また，発電所敷

録できる設計とする。

地内における風向及び風速の計測結果を記録

6.

放射線管理用計測装置の計測結果の表示，記録の保存に関する設計

及び保存

し，及び保存できる設計とする。
【34 条 35】
気象観測設備は，東海発電所と共用するが，気象観測設備は，東海発電所と共用するが，東海第二発電所及び東海発電所の共通の対象

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。

とで，安全性を損なわない設計とする。

−−（追加要求事項なし）【15 条 15】
重大事故等が発生した場合に発電所におい第 1-5-1 図 環境測定装置の構造物 可搬型気象観測設て，風向，風速その他の気象条件を測定し，及−7.

重大事故等時の気象観測に関する設計

7.

重大事故等時の気象観測に関する設計

備

びその結果を記録するための設備として，可搬型気象観測設備（個数 1（予備 1））を設ける設計とする。
【75 条 11】
気象観測設備が機能喪失した場合にその機

第 1-5-1 図 環境測定装置の構造図 可搬型気象観測設

能を代替する重大事故等対処設備として，可−備

搬型気象観測設備は，重大事故等が発生した
場合に発電所において，風向，風速その他の気象条件を測定し，及びその結果を記録できる
12

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後

様式１への反映結果設計とする。
【75 条 12】
記録は，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ず，必要な容量を保存できる設計とする。
【75 条 13】
可搬型気象観測設備の指示値は，衛星系回線により伝送し，緊急時対策所で可搬型気象
観測設備端末にて監視できる設計とする。
【75 条 14】2.

換気設備，生体遮蔽装置等

2.1 中央制御室の居住性を確保するための防護措置

2. 換気設備，生体遮蔽装置等
2.1

放射線管理施設 要目表

中央制御室及び緊急時対策所の居住性を確保するための防護措置（追加要求事項はないが，本工認で必要な設計）
10.

放射線管理施設

生体遮蔽装置に係る機器の配置を明

中央制御室及び緊急時対策所の居住性に関する設計

中央制御室は，原子炉冷却材喪失等の設計基準

中央制御室は，原子炉冷却材喪失等の設計基準

示した図面(1) 中央制御室事故時に，中央制御室内にとどまり必要な操作及事故時に，中央制御室内にとどまり必要な操作及7.3 生体遮蔽装置b.

居住性の確保に関する設備設計

び措置を行う運転員が過度の被ばくを受けないよび措置を行う運転員が過度の被ばくを受けないよc.

居住性に関する評価

う施設し，運転員の勤務形態を考慮し，事故後 30

う施設し，運転員の勤務形態を考慮し，事故後 30

構造図(2) 緊急時対策所

日間において，運転員が中央制御室に入り，とどま

日間において，運転員が中央制御室に入り，とどま

7.3 生体遮蔽装置

a.

っても，中央制御室遮蔽を透過する放射線によるっても，中央制御室遮蔽を透過する放射線による線量，中央制御室に侵入した外気による線量及び線量，中央制御室に侵入した外気による線量及び入退域時の線量が，中央制御室の気密性並びに中入退域時の線量が，中央制御室の気密性並びに中央制御室換気系，中央制御室遮蔽及び二次遮蔽の央制御室換気系，中央制御室遮蔽及び二次遮蔽の機能とあいまって，「原子力発電所中央制御室の居機能とあいまって，「原子力発電所中央制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）」に基

住性に係る被ばく評価手法について（内規）」に基

2.1 基本方針

づく被ばく評価により，「核原料物質又は核燃料物

づく被ばく評価により，「核原料物質又は核燃料物

3.1 換気設備

質の製錬の事業に関する規則等の規定に基づく線質の製錬の事業に関する規則等の規定に基づく線量限度等を定める告示」に示される 100 mSv を下

量限度等を定める告示」に示される 100 mSv を下回る設計とする。また，運転員その他の従事者が中回る設計とする。また，運転員その他の従事者が中央制御室にとどまるため，気体状の放射性物質及央制御室にとどまるため，気体状の放射性物質及び中央制御室外の火災等により発生する燃焼ガス

び中央制御室外の火災等により発生する燃焼ガス

や有毒ガスに対する換気設備の隔離その他の適切やばい煙，有毒ガス及び降下火砕物に対する換気に防護するための設備を設ける設計とする。

設備の隔離その他の適切に防護するための設備を

居住性の確保に関する換気設備及び生体遮蔽装置に係る設計Ⅴ-4-2

生体遮蔽装置の放射線の遮蔽及び熱除去につb.

放射線の遮蔽評価及び熱除去の評価

いての計算書Ⅴ-1-7-3 中央制御室の居住性に関する説明書

設ける設計とする。
【38 条 15】
運転員の被ばくの観点から結果が最も厳しくな−

Ⅴ-1-7-3 中央制御室の居住性に関する説明書

る重大事故等時においても中央制御室に運転員が4.1 線量評価

とどまるために必要な設備を施設し，中央制御室

10.

中央制御室及び緊急時対策所の居住性に関する設計(1) 中央制御室

13

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後

様式１への反映結果

遮蔽を透過する放射線による線量，中央制御室にc.

居住性に関する評価取り込まれた外気による線量及び入退域時の線量(a)

被ばく評価並びに放射線の遮蔽評価及び熱除去の評価

が，全面マスク等の着用及び運転員の交替要員体制を考慮し，その実施のための体制を整備することで，中央制御室の気密性並びに中央制御室換気系，中央制御室遮蔽，中央制御室遮蔽（待避室）及
び二次遮蔽の機能並びに中央制御室待避室空気ボンベの性能とあいまって，運転員の実効線量が 7 日間で 100 mSv を超えない設計とする。炉心の著しい損傷が発生した場合における居住性に係る被ば
く評価では，設計基準事故時の手法を参考にするとともに，炉心の著しい損傷が発生した場合に放出される放射性物質の種類，全交流動力電源喪失時の中央制御室換気系の起動遅れ等，炉心の著しい損傷が発生した場合の評価条件を適切に考慮する。
【74 条 6】−

設計基準事故時及び炉心の著しい損傷が発生しⅤ-1-7-3 中央制御室の居住性に関する説明書た場合において，中央制御室内及び中央制御室待4.2 酸素濃度及び二酸化炭素濃度評価10.

中央制御室及び緊急時対策所の居住性に関する設計

避室内の酸素濃度及び二酸化炭素濃度が活動に支(1) 中央制御室

障がない範囲にあることを把握できるよう，計測c.

制御系統施設の酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計(b) 酸素濃度及び二酸化炭素濃度評価

居住性に関する評価を使用し，中央制御室内及び中央制御室待避室内の居住性を確保できる設計とする。
【38 条 20】【74 条 16】
炉心の著しい損傷後の格納容器圧力逃がし装置

Ⅴ-1-7-3 中央制御室の居住性に関する説明書を作動させる場合に放出されるプルーム通過時

3.1 換気設備に，運転員の被ばくを低減するため，中央制御室内に中央制御室待避室を設け，中央制御室待避室には，遮蔽設備として，中央制御室遮蔽（待避室）を−設ける。中央制御室待避室は，中央制御室待避室空
気ボンベで正圧化することにより，放射性物質が流入することを一定時間完全に防ぐことができる
設計とする。
【74 条 5】14

11. 中央制御室待避室に関する設計

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後中央制御室待避室差圧計（個数 1，計測範囲 0〜

Ⅴ-1-7-3 中央制御室の居住性に関する説明書

60 Pa）により，中央制御室待避室と中央制御室と−様式１への反映結果
11. 中央制御室待避室に関する設計

3.1 換気設備の間が正圧化に必要な差圧が確保できていることを把握できる設計とする。
【74 条 15】
炉心の著しい損傷が発生した場合において，原Ｖ-1-8-2 原子炉格納施設の水素濃度低減性能に関す

子炉格納施設の原子炉建屋ガス処理系及びブロー

−

る説明書

Ⅴ-1-10-8「原子炉格納施設」の様式−1
2.

原子炉格納施設の兼用する設計

アウトパネル閉止装置により，原子炉格納容器か

2.2.1 原子炉建屋ガス処理系

2.6 各機器固有の設計ら漏えいした空気中の放射性物質の濃度を低減さ

4.2.1 原子炉建屋ガス処理系(2) その他各設備固有の設計せることで，運転員の被ばくを低減できる設計とする。

a.
Ⅴ-1-1-6【74 条 19】【74 条 21】

安全設備及び重大事故等対処設備が使用される条件の下における健全性に関する説明書

4.

原子炉建屋ガス処理系

その他原子炉格納施設に係る設計

4.3 ブローアウトパネル閉止装置の設計

3.6 原子炉格納施設
別添 4 ブローアウトパネル関連設備の設計方針
重大事故等が発生し，中央制御室の外側が放射Ｖ-1-7-2

10.

転員が中央制御室の外側から中央制御室に放射性

2.

基本方針

物質による汚染を持ち込むことを防止するため，

3.1.1 中央制御室チェンジングエリア

中央制御室及び緊急時対策所の居住性に関する設計

装置に関する説明書

性物質により汚染したような状況下において，運−管理区域の出入管理設備及び環境試料分析(1) 中央制御室b.

居住性の確保に関する設備設計(e) 中央制御室チェンジングエリア

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ける設計とし，身体サーベイの結果，運転員の汚染が確認された場合は，運転員の除染を行うことができる区画を，身体サーベイを行う区画に隣接して設置する設計とする。
【74 条 17】【74 条 18】
中央制御室内及び中央制御室待避室内と身体サ

Ⅴ-1-7-3 中央制御室の居住性に関する説明書

ーベイ，作業服の着替え等を行うための区画の照−10.

3.5 可搬型照明

設計

明は，計測制御系統施設の可搬型照明（ＳＡ）を使(1) 中央制御室

用する。

b.

【74 条 13】中央制御室換気系空気調和機ファン及び中央制

居住性の確保に関する設備設計(c) 照明Ⅴ-1-7-3 中央制御室の居住性に関する説明書

御室換気系フィルタ系ファンは，非常用交流電源−

中央制御室及び緊急時対策所の居住性に関する

10.

3.1 換気設備

中央制御室及び緊急時対策所の居住性に関する設計

設備に加えて，常設代替交流電源設備又は可搬型(1) 中央制御室

代替交流電源設備からの給電が可能な設計とすb.

る。

Ｖ-1-8-2 原子炉格納施設の水素濃度低減性能に関す【74 条 4】

居住性の確保に関する設備設計(a) 換気設備る説明書

原子炉建屋ガス処理系は，非常用交流電源設備

2.2.1 原子炉建屋ガス処理系に加えて，常設代替交流電源設備からの給電が可

Ⅴ-1-10-8「原子炉格納施設」の様式−12.

15

原子炉格納施設の兼用する設計

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後

様式１への反映結果

能な設計とする。

2.6 各機器固有の設計【74 条 23】

(2) その他各設備固有の設計
a.
Ⅴ-1-7-3 中央制御室の居住性に関する説明書

可搬型照明（ＳＡ）及びブローアウトパネル閉止

10.

(1) 中央制御室

替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からb.

Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が使用さの給電が可能な設計とする。
−

中央制御室及び緊急時対策所の居住性に関する設計

3.5 可搬型照明装置は，全交流動力電源喪失時においても常設代

原子炉建屋ガス処理系(c) 照明れる条件の下における健全性に関する説明書【74 条 14】【74 条 23】

居住性の確保に関する設備設計

別添 4 ブローアウトパネル関連設備の設計方針
Ⅴ-1-10-8「原子炉格納施設」の様式−14.

その他原子炉格納施設に係る設計

4.3 ブローアウトパネル閉止装置の設計
Ⅴ-1-1-4-6

重大事故等が発生した場合において，緊急時対設備別記載事項の設定根拠に関する説明

3.

時対策所遮蔽（東海，東海第二発電所共用（以下同Ⅴ-1-9-3-2 緊急時対策所の居住性に関する説明書

じ。）），二次遮蔽，緊急時対策所非常用換気設備（東海，東海第二発電所共用（以下同じ。）），緊急時対

2.1 基本方針

策所加圧設備（東海，東海第二発電所共用（以下同3.1 換気設備等じ。）），酸素濃度計（東海，東海第二発電所共用），

3.2 生体遮蔽装置

二酸化炭素濃度計（東海，東海第二発電所共用），

3.3 酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計

エリアモニタリング設備に関する設計

3.1 緊急時対策所の線量当量率を計測する装置(1) 緊急時対策所エリアモニタ
10.

中央制御室及び緊急時対策所の居住性に関する設計(2) 緊急時対策所a.

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設計とする。

移動式周辺モニタリング設備に関する設計(1) 可搬型モニタリング・ポスト

書（放射線管理施設）

策所の居住性を確保するための設備として，緊急−5.

放射線管理用計測装置の構成に関する説明

置に係る設計書並びに計測範囲及び警報動作範囲に関する(a) 換気設備

説明書(b) 生体遮蔽装置

Ⅴ-1-7-1【76 条 10】

居住性の確保に関する換気設備及び生体遮蔽装

3.2 エリアモニタリング設備
3.4 移動式周辺モニタリング設備
緊急時対策所非常用換気設備である緊急時対策

Ⅴ-1-1-4-6

所非常用送風機（東海，東海第二発電所共用（以下

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（放射線管理施設）

物質の侵入を低減できる設計とする。

中央制御室及び緊急時対策所の居住性に関する設計(2) 緊急時対策所

同じ。））は，緊急時対策所建屋を正圧化し，放射性−10.

Ⅴ-1-9-3-2 緊急時対策所の居住性に関する説明書

緊急時対策所加圧設備は，プルーム通過時にお3.

いて，緊急時対策所等を正圧化し，希ガスを含む放a.

居住性の確保に関する換気設備及び生体遮蔽装置に係る設計

緊急時対策所の居住性を確保するための防護措(a) 換気設備

置

射性物質の侵入を防止できる設計とする。
【76 条 13】
緊急時対策所用差圧計（東海，東海第二発電所共−

Ⅴ-1-9-3-2 緊急時対策所の居住性に関する説明書用（以下同じ。））（個数 1，計測範囲 0〜200 Pa）

3.1 換気設備等

は，緊急時対策所等の正圧化された室内と周辺エ

10.

中央制御室及び緊急時対策所の居住性に関する設計(2) 緊急時対策所

16

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後

様式１への反映結果

リアとの差圧を監視できる設計とする。

a.

【76 条 16】

居住性の確保に関する換気設備及び生体遮蔽装置に係る設計(a) 換気設備
緊急時対策所遮蔽及び二次遮蔽は，緊急時対策

Ⅴ-1-9-3-2 緊急時対策所の居住性に関する説明書

所の気密性，緊急時対策所非常用換気設備及び緊−

10.

3.2 生体遮蔽装置

中央制御室及び緊急時対策所の居住性に関する設計

急時対策所加圧設備の機能とあいまって，緊急時(2) 緊急時対策所

対策所にとどまる要員の実効線量が 7 日間で 100a.

居住性の確保に関する換気設備及び生体遮蔽装置に係る設計

mSv を超えない設計とする。

(b) 生体遮蔽装置【76 条 12】
Ｖ-1-7-2

緊急時対策所は，重大事故等が発生し，緊急時対管理区域の出入管理設備及び環境試料分析

8.

出入管理設備に関する設計

装置に関する説明書

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

2.

基本方針

性物質による汚染を持ち込むことを防止するた

3.1.2 緊急時対策所チェンジングエリア

め，身体サーベイ及び作業服の着替え等を行うた−めの区画を設置する設計とする。身体サーベイの結果，対策要員の汚染が確認された場合は，対策要員の除染を行うことができる区画を，身体サーベイを行う区画に隣接して設置することができるよう考慮する。
【76 条 23】

2.2 換気設備

2.2 換気設備

通常運転時，運転時の異常な過渡変化時及び設

通常運転時，運転時の異常な過渡変化時及び設計基準事故時において，放射線障害を防止するた計基準事故時において，放射線障害を防止するため，発電所従業員に新鮮な空気を送るとともに，空め，発電所従業員に新鮮な空気を送るとともに，空気中の放射性物質の除去・低減が可能な換気設備

気中の放射性物質の除去・低減が可能な換気設備

を設ける。

を設ける。

−

−
（追加要求事項なし）【43 条 1】
換気設備は，放射性物質による汚染の可能性か

換気設備は，放射性物質による汚染の可能性か

らみて区域を分け，それぞれ別系統とし，清浄区

らみて区域を分け，それぞれ別系統とし，清浄区

域に新鮮な空気を供給して，汚染の可能性のある域に新鮮な空気を供給して，汚染の可能性のある区域に向って流れるようにし，排気は適切なフィ区域に向って流れるようにし，排気は適切なフィルタを通して行う。また，各換気系統は，その容ルタを通して行う。また，各換気系統は，その容量が区域及び部屋の必要な換気並びに除熱を十分量が区域及び部屋の必要な換気並びに除熱を十分行える設計とする。

行える設計とする。

−−（追加要求事項なし）【43 条 2】放射性物質を内包する換気ダクトは，溶接構造

放射性物質を内包する換気ダクトは，溶接構造とし，耐圧試験に合格したものを使用することで，とし，耐圧試験に合格したものを使用することで，
17−−（追加要求事項なし）

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後漏えいし難い構造とする。また，ファン，逆流防止

漏えいし難い構造とする。また，ファン，逆流防止用ダンパ等を設置し，逆流し難い構造とする。

用ダンパ等を設置し，逆流し難い構造とする。

様式１への反映結果【43 条 3】
排出する空気を浄化するため，気体状の放射性排出する空気を浄化するため，気体状の放射性

よう素を除去するよう素フィルタ及び放射性微粒

よう素を除去するよう素フィルタ及び放射性微粒子を除去する微粒子フィルタを設置する。

子を除去する微粒子フィルタを設置する。

−−（追加要求事項なし）【43 条 4】
これらのフィルタを内包するフィルタユニット

これらのフィルタを内包するフィルタユニット

は，フィルタの取替が容易となるよう取替えに必は，フィルタの取替が容易となるよう取替えに必要な空間を有するとともに，必要に応じて梯子等

要な空間を有するとともに，必要に応じて梯子等を設置し，取替が容易な構造とする。

を設置し，取替が容易な構造とする。

−−（追加要求事項なし）【43 条 5】
吸気口は，放射性物質に汚染された空気を吸入

吸気口は，放射性物質に汚染された空気を吸入し難いように，主排気筒及び廃棄物処理建屋排気し難いように，主排気筒及び廃棄物処理建屋排気筒から十分離れた位置に設置する。

筒から十分離れた位置に設置する。

−−（追加要求事項なし）【43 条 6】2.2.1 中央制御室換気系

2.2.1 中央制御室換気系（追加要求事項はないが，本工認で必要な設計）

放射線管理施設 要目表

10. 中央制御室及び緊急時対策所の居住性に関する設

中央制御室の換気及び冷暖房は，中央制御

中央制御室の換気及び冷暖房は，中央制御

室換気系空気調和機ファン，中央制御室換気

室換気系空気調和機ファン，中央制御室換気

放射線管理施設系フィルタユニット，中央制御室換気系フィ系フィルタユニット，中央制御室換気系フィ

た図面(1) 中央制御室

ルタ系ファン等から構成する中央制御室換気

ルタ系ファン等から構成する中央制御室換気

7.2.1 中央制御室換気系

b.

空調設備により行う。

空調設備により行う。
【43 条 7】換気設備に係る機器の配置を明示し計
居住性の確保に関する設備設計(a) 換気設備
構造図
7.2.1 中央制御室換気系
Ⅴ-1-1-4-6

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（放射線管理施設）
中央制御室外の火災等により発生する燃焼中央制御室外の火災等により発生する燃焼ガスや有毒ガスに対し，中央制御室換気系のガスやばい煙，有毒ガス及び降下火砕物に対

外気取入れを手動で遮断し，閉回路循環方式

し，中央制御室換気系の外気取入れを手動でに切り替えることが可能な設計とする。

遮断し，閉回路循環方式に切り替えることが−−（記載変更のみ，追加要求事項なし）

可能な設計とする。
【38 条 18】
中央制御室換気系は，通常のラインの他，高中央制御室換気系は，通常のラインの他，高性能粒子フィルタ及びチャコールフィルタを性能粒子フィルタ及びチャコールフィルタを内蔵した中央制御室換気系フィルタユニット

内蔵した中央制御室換気系フィルタユニット

並びに中央制御室換気系フィルタ系ファンか

並びに中央制御室換気系フィルタ系ファンか

Ⅴ-1-1-4-6

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（放射線管理施設）

10. 中央制御室及び緊急時対策所の居住性に関する設
計(1) 中央制御室

Ⅴ-1-7-3 中央制御室の居住性に関する説明書
18b.

居住性の確保に関する設備設計

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後らなる非常用ラインを設け，設計基準事故時らなる非常用ラインを設け，設計基準事故時には外気との連絡口を遮断し，中央制御室換

及び重大事故等時には，中央制御室換気系の気系フィルタユニットを通る閉回路循環方式

給気隔離弁及び排気隔離弁を閉とすることにとし，運転員を放射線被ばくから防護する設より外気との連絡口を遮断し，中央制御室換計とする。外部との遮断が長期にわたり，室内

気系フィルタユニットを通る閉回路循環方式の雰囲気が悪くなった場合には，外気を中央とし，放射性物質を含む外気が中央制御室に制御室換気系フィルタユニットで浄化しなが直接流入することを防ぐことができ，運転員ら取り入れることも可能な設計とする。

を放射線被ばくから防護する設計とする。外3.1 換気設備

様式１への反映結果(a) 換気設備部との遮断が長期にわたり，室内の雰囲気が悪くなった場合には，外気を中央制御室換気系フィルタユニットで浄化しながら取り入れることも可能な設計とする。
【38 条 17】【74 条 2】【74 条 3】
Ⅴ-1-7-3 中央制御室の居住性に関する説明書

中央制御室換気系は，地震時及び地震後に−おいても，中央制御室の気密性とあいまって，

2.1 基本方針

設計上の空気の流入率を維持でき，「2.1

3.

中中央制御室の居住性を確保するための防護措置

10. 中央制御室及び緊急時対策所の居住性に関する設
計(1) 中央制御室

央制御室及び緊急時対策所の居住性を確保すb.

居住性の確保に関する設備設計

るための防護措置」に示す居住性に係る判断(a) 換気設備

基準を満足する設計とする。
【38 条 16】【74 条 7】中央制御室換気系空気調和機ファン，中央

Ⅴ-1-1-6

制御室換気系フィルタ系ファン及び中央制御れる条件の下における健全性に関する説明書

室換気系フィルタユニットは，設計基準事故

2.1

対処設備であるとともに，重大事故等時にお多重性又は多様性及び独立性並びに位置的分
散いても使用するため，重大事故等対処設備と−安全設備及び重大事故等対処設備が使用さ

10. 中央制御室及び緊急時対策所の居住性に関する設
計(1) 中央制御室b.

3.5 放射線管理施設

居住性の確保に関する設備設計(a) 換気設備

しての基本方針に示す設計方針を適用する。
ただし，多様性及び独立性並びに位置的分散

Ⅴ-1-7-3 中央制御室の居住性に関する説明書を考慮すべき対象の設計基準事故対処設備は

3.1 換気設備ないことから，重大事故等対処設備の基本方
針のうち「5.1.2 多様性，位置的分散等」に示す設計方針は適用しない。
【74 条 24】
重要度が特に高い安全機能を有する系統に

Ⅴ-1-1-6

おいて，設計基準事故が発生した場合に長期−

安全設備及び重大事故等対処設備が使用される条件の下における健全性に関する説明書

間にわたって機能が要求される静的機器のう

2.1

ち，単一設計とする中央制御室換気系のダク

多重性又は多様性及び独立性並びに位置的分
散トの一部については，当該設備に要求される

3.5 放射線管理施設
19

10. 中央制御室及び緊急時対策所の居住性に関する設
計(1) 中央制御室b.

居住性の確保に関する設備設計(a) 換気設備

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後

様式１への反映結果

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，ダクトの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，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。
【14 条 8】想定される単一故障の発生に伴う中央制御

Ⅴ-1-1-6れる条件の下における健全性に関する説明書

室の運転員の被ばく量は保守的に単一故障を
2.1

除去又は修復ができない場合で評価し，緊急

多重性又は多様性及び独立性並びに位置的分
散作業時に係る線量限度を下回ることを確認す−

安全設備及び重大事故等対処設備が使用さ

計(1) 中央制御室b.

3.5 放射線管理施設

る。また，単一故障の除去又は修復のための作

10. 中央制御室及び緊急時対策所の居住性に関する設

居住性の確保に関する設備設計(a) 換気設備業期間として想定する 2 日間を考慮し，修復作業に係る従事者の被ばく線量は緊急時作業に係る線量限度に照らしても十分小さくする設計とする。
【14 条 9】単一設計とする箇所の設計に当たっては，

Ⅴ-1-1-6

想定される単一故障の除去又は修復のための−れる条件の下における健全性に関する説明書

アクセスが可能であり，かつ，補修作業が容易

2.1となる設計とする。

多重性又は多様性及び独立性並びに位置的分
散【14 条 10】2.2.2 緊急時対策所換気系

安全設備及び重大事故等対処設備が使用さ

Ⅴ-1-1-4-6

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（放射線管理施設）

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（東海，東海第二発電所共用）を計(1) 中央制御室b.

3.5 放射線管理施設

緊急時対策所非常用換気設備として，緊急

10. 中央制御室及び緊急時対策所の居住性に関する設

居住性の確保に関する設備設計(a) 換気設備
10. 中央制御室及び緊急時対策所の居住性に関する設
計(2) 緊急時対策所

Ⅴ-1-9-3-2 緊急時対策所の居住性に関する説明書

設ける設計とする。また，緊急時対策所等の加2.

圧のために，緊急時対策所加圧設備及び緊急

3.1 換気設備等

基本方針

a.

居住性の確保に関する設計(a) 換気設備時対策所用差圧計を設ける設計とする。
【76 条 14】
緊急時対策所加圧設備は，緊急時対策所等

Ⅴ-1-1-4-6を正圧化し，緊急時対策所等内へ希ガスを含設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（放射線管理施設）

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

10. 中央制御室及び緊急時対策所の居住性に関する設
計(2) 緊急時対策所

Ⅴ-1-9-3-2 緊急時対策所の居住性に関する説明書

い範囲に維持するために必要な容量を設置及2.1 基本方針

び保管する設計とする。

3.1 換気設備等【76 条 17】20a.

居住性の確保に関する設計(a) 換気設備

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後Ⅴ-1-9-3-2 緊急時対策所の居住性に関する説明書

緊急時対策所非常用換気設備及び緊急時対−策所加圧設備の設計に当たっては，緊急時対

2.1 基本方針

策所に必要な外気取入れ量に対して十分な余

3.1 換気設備等

様式１への反映結果
10. 中央制御室及び緊急時対策所の居住性に関する設
計(2) 緊急時対策所

裕を考慮した設計とする。また，緊急時対策所

a.

居住性の確保に関する設計

外の火災により発生する燃焼ガス又はばい(a) 換気設備

煙，有毒ガス及び降下火砕物に対する換気設
備の隔離及びその他の適切に防護するための設備を設ける設計とする。
【76 条 15】
Ⅴ-1-1-4-6

緊急時対策所の緊急時対策所非常用換気設

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（放射線管理施設）

備及び緊急時対策所加圧設備は，基準地震動

計(2) 緊急時対策所

Ｓｓによる地震力に対し，機能を喪失しないよ−10. 中央制御室及び緊急時対策所の居住性に関する設Ⅴ-1-9-3-2 緊急時対策所の居住性に関する説明書

うにするとともに，緊急時対策所の気密性とあいまって緊急時対策所の居住性に係る判断

2.1 基本方針

基準を満足する設計とする。

3.1 換気設備等a.

居住性の確保に関する設計(a) 換気設備【76 条 18】
2.2.3 原子炉建屋常用換気系

2.2.3 原子炉建屋常用換気系

原子炉建屋原子炉棟の常用換気系は，送風

原子炉建屋原子炉棟の常用換気系は，送風機及び排風機により，発電所通常運転中，原子機及び排風機により，発電所通常運転中，原子

炉建屋原子炉棟内の換気を行い，原子炉建屋

炉建屋原子炉棟内の換気を行い，原子炉建屋

原子炉棟内をわずかに負圧に保ち，排気空気

原子炉棟内をわずかに負圧に保ち，排気空気

は，フィルタを通したのち，主排気筒から放出

は，フィルタを通したのち，主排気筒から放出する。また，原子炉建屋放射能高等の信号によする。また，原子炉建屋放射能高等の信号により，隔離弁を自動閉鎖するとともに常用換気り，隔離弁を自動閉鎖するとともに常用換気系から原子炉建屋ガス処理系に切り換わるこ系から原子炉建屋ガス処理系に切り換わることで放射性物質の放散を防ぐ設計とする。

とで放射性物質の放散を防ぐ設計とする。

−−（追加要求事項なし）【43 条 9】2.2.4 タービン建屋換気系

2.2.4 タービン建屋換気系

タービン建屋換気系は，1 系統の空気供給

タービン建屋換気系は，1 系統の空気供給

系，2 系統の排気系及び補助系からなり，供給系，2 系統の排気系及び補助系からなり，供給系のファン及び排気系のファン並びに運転階系のファン及び排気系のファン並びに運転階

専用の排気ファンから構成され，屋外から取専用の排気ファンから構成され，屋外から取り入れた空気を通路など清浄な場所に給気り入れた空気を通路など清浄な場所に給気し，給水加熱器室，空気抽出器室など，汚染のし，給水加熱器室，空気抽出器室など，汚染の可能性の高い区域から排気し，フィルタを通可能性の高い区域から排気し，フィルタを通したのち，主排気筒から放出する設計とする。

したのち，主排気筒から放出する設計とする。

−【43 条 10】21−
（追加要求事項なし）

基本設計方針変 更

前2.2.5 廃棄物処理棟換気系

変 更

工認添付説明書との関係

後

様式１への反映結果

2.2.5 廃棄物処理棟換気系

廃棄物処理棟換気系は，1 系統の空気供給系

廃棄物処理棟換気系は，1 系統の空気供給系

及び排気系からなり，その給気は，廃棄物処理及び排気系からなり，その給気は，廃棄物処理

制御室及び通路に行い，排気は液体廃棄物貯

制御室及び通路に行い，排気は液体廃棄物貯

蔵タンク室，フィルタ室などから排気ファン

蔵タンク室，フィルタ室などから排気ファン

によって，高性能粒子フィルタを通したのち，によって，高性能粒子フィルタを通したのち，主排気筒から放出する設計とする。

主排気筒から放出する設計とする。

−−（追加要求事項なし）【43 条 11】2.2.6 廃棄物処理建屋換気系

2.2.6 廃棄物処理建屋換気系

廃棄物処理建屋換気系は，1 系統の空気供給

廃棄物処理建屋換気系は，1 系統の空気供給

系，
主排気系及び廃棄物処理建屋排気系の 2 系

系，主排気系及び廃棄物処理建屋排気系の 2 系

統の排気系からなり，主排気系は，放射性希ガ

統の排気系からなり，主排気系は，放射性希ガ

ス及び放射性よう素による汚染の可能性のあス及び放射性よう素による汚染の可能性のある区域の排気を排気ファンにより高性能粒子る区域の排気を排気ファンにより高性能粒子フィルタを通して主排気筒から放出する。そフィルタを通して主排気筒から放出する。その他区域の排気は排気ファンにより高性能粒の他区域の排気は排気ファンにより高性能粒子フィルタを通して廃棄物処理建屋排気筒か子フィルタを通して廃棄物処理建屋排気筒から放出する設計とする。

ら放出する設計とする。

−−（追加要求事項なし）【43 条 12】2.2.7 サービス建屋換気系

2.2.7 サービス建屋換気系

サービス建屋換気系は，1 系統の空気供給系

サービス建屋換気系は，1 系統の空気供給系

及び排気系からなり，その排気は，排気ファン

及び排気系からなり，その排気は，排気ファンにより高性能粒子フィルタを通したのち，主により高性能粒子フィルタを通したのち，主排気筒から放出する設計とする。

排気筒から放出する設計とする。

−−（追加要求事項なし）−−（追加要求事項なし）【43 条 13】2.2.8 固体廃棄物作業建屋換気系

2.2.8 固体廃棄物作業建屋換気系

固体廃棄物作業建屋換気系は，1 系統の空気

固体廃棄物作業建屋換気系は，1 系統の空気供給系及び排気系からなり，その排気は，排気供給系及び排気系からなり，その排気は，排気ファンにより高性能粒子フィルタを通して廃ファンにより高性能粒子フィルタを通して廃棄物処理建屋排気筒から放出する設計とす

棄物処理建屋排気筒から放出する設計とする。

る。
【43 条 14】

2.3 生体遮蔽装置等

2.3 生体遮蔽装置等

放射線管理施設 要目表（追加要求事項はないが，本工認で必要な設計）

設計基準対象施設は，通常運転時において発電

設計基準対象施設は，通常運転時において発電用原子炉施設からの直接ガンマ線及びスカイシャ

用原子炉施設からの直接ガンマ線及びスカイシャ

放射線管理施設

インガンマ線による発電所周辺の空間線量率が，インガンマ線による発電所周辺の空間線量率が，示した図面(1) 中央制御室

放射線業務従事者等の放射線障害を防止するため放射線業務従事者等の放射線障害を防止するため

7.3 生体遮蔽装置b.

10. 中央制御室及び緊急時対策所の居住性に関する設

22

生体遮蔽装置に係る機器の配置を明計
居住性の確保に関する設備設計

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後

様式１への反映結果(b) 生体遮蔽装置に必要な生体遮蔽等を適切に設置すること及び発に必要な生体遮蔽等を適切に設置すること及び発電用原子炉施設と周辺監視区域境界までの距離と電用原子炉施設と周辺監視区域境界までの距離と構造図あいまって，発電所周辺の空間線量率を合理的にあいまって，発電所周辺の空間線量率を合理的に

7.3 生体遮蔽装置達成できる限り低減し，周辺監視区域外における達成できる限り低減し，周辺監視区域外における線量限度に比べ十分に下回る，空気カーマで年間線量限度に比べ十分に下回る，空気カーマで年間50 μGy を超えないような遮蔽設計とする。

50 μGy を超えないような遮蔽設計とする。

Ⅴ-4-2

生体遮蔽装置の放射線の遮蔽及び熱除去についての計算書【42 条 1】Ⅴ-1-7-3 中央制御室の居住性に関する説明書
3.2 生体遮蔽装置
放射線管理施設 要目表（追加要求事項はないが，本工認で必要な設計）

発電所内における外部放射線による放射線障害

発電所内における外部放射線による放射線障害を防止する必要がある場所には，通常運転時の放を防止する必要がある場所には，通常運転時の放射線業務従事者等の被ばく線量が適切な作業管理

射線業務従事者等の被ばく線量が適切な作業管理

放射線管理施設とあいまって，「核原料物質又は核燃料物質の製錬とあいまって，「核原料物質又は核燃料物質の製錬

示した図面(1) 中央制御室の事業に関する規則等の規定に基づく線量限度等の事業に関する規則等の規定に基づく線量限度等

7.3 生体遮蔽装置b.

を定める告示」を満足できる遮蔽設計とする。

を定める告示」を満足できる遮蔽設計とする。
【42 条 2】

10. 中央制御室及び緊急時対策所の居住性に関する設
生体遮蔽装置に係る機器の配置を明計
居住性の確保に関する設備設計(b) 生体遮蔽装置
構造図
7.3 生体遮蔽装置
Ⅴ-4-2

生体遮蔽装置の放射線の遮蔽及び熱除去についての計算書Ⅴ-1-7-3 中央制御室の居住性に関する説明書
3.2 生体遮蔽装置
生体遮蔽は，主に一次遮蔽，二次遮蔽，中央制御

生体遮蔽は，主に一次遮蔽，二次遮蔽，中央制御

室遮蔽及び緊急時対策所遮蔽から構成し，想定す室遮蔽及び緊急時対策所遮蔽から構成し，想定する通常運転時，運転時の異常な過渡変化時，設計基る通常運転時，運転時の異常な過渡変化時，設計基

放射線管理施設

準事故時及び重大事故等時に対し，地震時及び地準事故時及び重大事故等時に対し，地震時及び地示した図面(1) 中央制御室

震後においても，発電所周辺の空間線量率の低減

震後においても，発電所周辺の空間線量率の低減

7.3 生体遮蔽装置b.

及び放射線業務従事者等の放射線障害防止のため及び放射線業務従事者等の放射線障害防止のために，遮蔽性を維持する設計とする。生体遮蔽に開口に，遮蔽性を維持する設計とする。生体遮蔽に開口

構造図(2) 緊急時対策所

部又は配管その他の貫通部があるものにあって部又は配管その他の貫通部があるものにあって

7.3 生体遮蔽装置a.

は，必要に応じて次の放射線漏えい防止措置を講は，必要に応じて次の放射線漏えい防止措置を講じた設計とするとともに，自重，附加荷重及び熱応じた設計とするとともに，自重，附加荷重及び熱応力に耐える設計とする。

力に耐える設計とする。

放射線管理施設 要目表（追加要求事項はないが，本工認で必要な設計）
10. 中央制御室及び緊急時対策所の居住性に関する設

生体遮蔽装置に係る機器の配置を明計
居住性の確保に関する設備設計(b) 生体遮蔽装置
居住性の確保に関する換気設備及び生体遮蔽装置に係る設計Ⅴ-4-2

生体遮蔽装置の放射線の遮蔽及び熱除去についての計算書【42 条 3】Ⅴ-1-7-3 中央制御室の居住性に関する説明書
3.2 生体遮蔽装置
23(b) 生体遮蔽装置

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後

様式１への反映結果

Ⅴ-1-9-3-2 緊急時対策所の居住性に関する説明書
3.2 生体遮蔽装置
・開口部を設ける場合，人が容易に接近できないよ

・開口部を設ける場合，人が容易に接近できないよ

うな場所（通路の行き止まり部，高所等）への開うな場所（通路の行き止まり部，高所等）への開

口部設置

口部設置

−

−

（追加要求事項なし）【42 条 4】・貫通部に対する遮蔽補強（スリーブと配管との間隙への遮蔽材の充てん等）

・貫通部に対する遮蔽補強（スリーブと配管との間隙への遮蔽材の充てん等）−−（追加要求事項なし）【42 条 5】・線源機器と貫通孔との位置関係により，貫通孔から線源機器が直視できない措置

・線源機器と貫通孔との位置関係により，貫通孔から線源機器が直視できない措置−−（追加要求事項なし）【42 条 6】遮蔽設計は，実効線量が 1.3 mSv/3 月間を超え

遮蔽設計は，実効線量が 1.3 mSv/3 月間を超えるおそれがある区域を管理区域としたうえで，日るおそれがある区域を管理区域としたうえで，日本電気協会「原子力発電所放射線遮へい設計規程

本電気協会「原子力発電所放射線遮へい設計規程（ＪＥＡＣ４６１５）」の通常運転時の遮蔽設計に（ＪＥＡＣ４６１５）」の通常運転時の遮蔽設計に基づく設計とする。

基づく設計とする。

−−（追加要求事項なし）【42 条 7】
格納容器圧力逃がし装置使用時の排出経路に設Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書置される隔離弁に設ける遠隔人力操作機構の操作−

12. 第二弁操作室に関する設計

別添 3 格納容器圧力逃がし装置の設計

場所は，原子炉建屋原子炉棟外とし，第二弁及び第Ⅴ-1-10-8「原子炉格納施設」の様式−1

二弁バイパス弁の操作を行う第二弁操作室は，必2.

要な要員を収容可能な遮蔽体（第二弁操作室遮蔽）

2.1 機能に係る設計条件の設定に囲まれた空間とし，第二弁操作室空気ボンベに2.2 機能単位の系統の明確化て正圧化することにより外気の流入を一定時間遮2.3 兼用する機能の確認

断することで，放射線防護を考慮した設計とする。

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

第二弁操作室遮蔽は，炉心の著しい損傷時におい⑥ても，格納容器圧力逃がし装置の隔離弁操作がで・格納容器圧力逃がし装置

きるよう，普通コンクリート 395 mm 以上の遮蔽厚

原子炉格納施設の兼用する設計

圧力逃がし装置

2.5

さを有し，第二弁操作室に隣接する格納容器圧力兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計

逃がし装置入口配管が設置される方向の壁及び床2.6 各機器固有の設計の遮蔽厚さは，普通コンクリート 1195 mm 以上と2.7する設計とする。また，第二弁操作室が微正圧であ機能を兼用する機器を含む原子炉格納施設の系統図に関する取りまとめることを確認するため，第二弁操作室差圧計（個数1，計測範囲 0〜60 Pa）を設ける設計とする。
【63 条 14】【65 条 23】【67 条 20】24

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後

格納容器圧力逃がし装置は，格納容器圧力逃がⅤ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
別添 3 格納容器圧力逃がし装置の設計

し装置格納槽（地下埋設）内に設置し，格納容器圧−様式１への反映結果
Ⅴ-1-10-8「原子炉格納施設」の様式−1
2.

原子炉格納施設の兼用する設計

力逃がし装置使用後に高線量となるフィルタ装置

2.1 機能に係る設計条件の設定

等の周囲には遮蔽体（フィルタ装置遮蔽，配管遮2.2 機能単位の系統の明確化蔽）を設け，格納容器圧力逃がし装置の使用時に本

2.3 兼用する機能の確認

系統内に蓄積される放射性物質から放出される放2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

射線から作業員を防護する設計とする。

⑥

圧力逃がし装置

・格納容器圧力逃がし装置【63 条 17】【65 条 26】【67 条 21】2.5兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計
2.6 各機器固有の設計
2.7

機能を兼用する機器を含む原子炉格納施設の系

統図に関する取りまとめ
Ⅴ-1-7-3 中央制御室の居住性に関する説明書

中央制御室遮蔽は，「2.1 中央制御室及び緊急

中央制御室遮蔽，中央制御室遮蔽（待避室），緊時対策所の居住性を確保するための防護措置」に

急時対策所遮蔽及び二次遮蔽は，「2.1 中央制御2.

中央制御室の居住性に関する基本方針

示す居住性に係る判断基準を満足する設計とす

室及び緊急時対策所の居住性を確保するための防3.

中央制御室の居住性を確保するための防護措置る。

護措置」に示す居住性に係る判断基準を満足する設計とする。

10. 中央制御室及び緊急時対策所の居住性に関する設
計(1) 中央制御室b.

Ⅴ-1-9-3-2 緊急時対策所の居住性に関する説明書【38 条 19】【74 条 8】【76 条 12】

居住性の確保に関する設備設計(b) 生体遮蔽装置

2.1 基本方針(2) 緊急時対策所

3.

a.

緊急時対策所の居住性を確保するための防護

居住性の確保に関する換気設備及び生体遮蔽装置に係る設計措置(b) 生体遮蔽装置
11. 中央制御室待避室に関する設計
中央制御室遮蔽は，設計基準事故対処設備であⅤ-1-1-6

るとともに，重大事故等時においても使用するたれる条件の下における健全性に関する説明書

め，重大事故等対処設備としての基本方針に示す

2.1

設計方針を適用する。ただし，多様性及び独立性並−

安全設備及び重大事故等対処設備が使用さ多重性又は多様性及び独立性並びに位置的分

散びに位置的分散を考慮すべき対象の設計基準事故

10. 中央制御室及び緊急時対策所の居住性に関する設
計(1) 中央制御室b.

3.5 放射線管理施設

居住性の確保に関する設備設計(b) 生体遮蔽装置

対処設備はないことから，重大事故等対処設備の基本方針のうち「5.1.2 多様性，位置的分散等」 Ⅴ-1-7-3 中央制御室の居住性に関する説明書に示す設計方針は適用しない。

3.2 生体遮蔽装置【74 条 24】3.

主要対象設備

3. 主要対象設備

放射線管理施設の対象となる主要な設備につい放射線管理施設の対象となる主要な設備について，「表 1 放射線管理施設の主要設備リスト」に示て，「表 1 放射線管理施設の主要設備リスト」に示

す。

す。

−

25

−
（「主要設備リスト」による）

設計及び工事に係る品質管理の方法等に関する説明書に係る補足説明資料のうち補足-140-7【基本設計方針から工認添付説明書及び様式−１への展開表（原子炉格納施設）】

基本設計方針から工認添付説明書及び様式−１への展開表【対象施設：原子炉格納施設】
基本設計方針変 更

前変 更

工認添付説明書との関係

後

用語の定義は「発電用原子力設備に関する技術基準

用語の定義は「実用発電用原子炉及びその附属施設を定める省令」，「実用発電用原子炉及びその附属施設の位置，構造及び設備の基準に関する規則」及び「実の位置，構造及び設備の基準に関する規則」及び「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関す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」並びにこれらの解釈による。

様式 1 への反映結果−−（用語の定義のみ）る規則」並びにこれらの解釈による。
第１章 共通項目

第１章 共通項目

原子炉格納施設の共通項目である「1. 地盤等，2.
自然現象，3. 火災，4. 溢水等，5.

自然現象，3. 火災，4. 溢水等，5. 設備に対するその他」の基本要求（5.7 内燃機関を除く。），6. その他」の基本

設計方針については，原子炉冷却系統施設の基本設計

設計方針については，原子炉冷却系統施設の基本設計

方針「第１章 共通項目」に基づく設計とする。

方針「第１章 共通項目」に基づく設計とする。

内燃機関を除く。
），6.

第２章 個別項目

第２章 個別項目

1.

1. 原子炉格納容器

原子炉格納容器

1.1 原子炉格納容器本体等共通的に適用される設計

原子炉格納施設の共通項目である「1. 地盤等，2.

設備に対する要求（5.71.

−

1.1 原子炉格納容器本体等

原子炉格納施設は，設計基準対象施設として，原原子炉格納施設は，設計基準対象施設として，原

子炉冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊又は子炉冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊又は故障の際に漏えいする放射性物質が公衆に放射線故障の際に漏えいする放射性物質が公衆に放射線障害を及ぼすおそれがない設計とする。

障害を及ぼすおそれがない設計とする。

−−（追加要求事項なし）【44 条 1】
原子炉格納容器にはドライウェル内のガスを循

原子炉格納容器にはドライウェル内のガスを循環冷却するための設備として，冷却コイル及び送風環冷却するための設備として，冷却コイル及び送風機からなるドライウェル内ガス冷却装置（個数 4機からなるドライウェル内ガス冷却装置（個数 4（予備 1））を設ける設計とする。

（予備 1））を設ける設計とする。

−−（追加要求事項なし）【44 条 21】
原子炉格納容器は，残留熱除去系（格納容器スプ

原子炉格納容器は，残留熱除去系（格納容器スプ

レイ冷却系）とあいまって原子炉冷却材圧力バウン

レイ冷却系）とあいまって原子炉冷却材圧力バウン

ダリ配管の最も過酷な破断を想定し，これにより放ダリ配管の最も過酷な破断を想定し，これにより放出される原子炉冷却材のエネルギによる原子炉冷出される原子炉冷却材のエネルギによる原子炉冷却材喪失時の圧力，温度及び設計上想定された地震

却材喪失時の圧力，温度及び設計上想定された地震荷重に耐える設計とする。また，原子炉冷却材喪失

荷重に耐える設計とする。また，原子炉冷却材喪失

時及び逃がし安全弁作動時において，原子炉格納容時及び逃がし安全弁作動時において，原子炉格納容器に生じる動荷重に耐える設計とする。

器に生じる動荷重に耐える設計とする。

−−（追加要求事項なし）【44 条 2】
原子炉格納容器の開口部である出入口及び貫通部を含めて原子炉格納容器全体の漏えい率を許容

原子炉格納容器の開口部である出入口及び貫通 原子炉格納施設 要目表部を含めて原子炉格納容器全体の漏えい率を許容（追加要求事項はないが，本工認で必要な設計）
4.

1

その他原子炉格納施設に係る設計

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後

値以下に保ち，原子炉冷却材喪失時及び逃がし安全値以下に保ち，原子炉冷却材喪失時及び逃がし安全 Ⅴ-1-1-4-7 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書

弁作動時において想定される原子炉格納容器内の弁作動時において想定される原子炉格納容器内の圧力，温度，放射線等の環境条件の下でも原子炉格

圧力，温度，放射線等の環境条件の下でも原子炉格

納容器バウンダリの健全性を保つ設計とする。

納容器バウンダリの健全性を保つ設計とする。
【44 条 3】様式 1 への反映結果
4.5 原子炉格納容器の電気配線貫通部の設計（原子炉格納施設）
原子炉格納施設 原子炉格納容器（配管貫通部及び電気
配線貫通部）に係る機器の配置を明示した図面
8.1.4 原子炉格納容器配管貫通部及び電気配線貫通部
構造図
8.1.4 原子炉格納容器配管貫通部及び電気配線貫通部

通常運転時，運転時の異常な過渡変化時及び設計

通常運転時，運転時の異常な過渡変化時及び設計基準事故時において，原子炉格納容器バウンダリを基準事故時において，原子炉格納容器バウンダリを構成する機器は脆性破壊及び破断が生じない設計

構成する機器は脆性破壊及び破断が生じない設計とする。脆性破壊に対しては，最低使用温度を考慮とする。脆性破壊に対しては，最低使用温度を考慮した破壊じん性試験を行い，規定値を満足した材料

した破壊じん性試験を行い，規定値を満足した材料を使用する設計とする。

を使用する設計とする。

−−（追加要求事項なし）【44 条 4】
原子炉格納容器を貫通する箇所及び出入口は，想（追加要求事項ではないが，本工認で必要な設計）

原子炉格納容器を貫通する箇所及び出入口は，想 原子炉格納施設 要目表

定される漏えい量その他の漏えい試験に影響を与定される漏えい量その他の漏えい試験に影響を与4.

える環境条件として，判定基準に適切な余裕係数をえる環境条件として，判定基準に適切な余裕係数を 原子炉格納施設 原子炉格納容器（配管貫通部及び電気

4.5 原子炉格納容器の電気配線貫通部の設計

見込み，日本電気協会「原子炉格納容器の漏えい率

見込み，日本電気協会「原子炉格納容器の漏えい率 配線貫通部）に係る機器の配置を明示した図面

試験規程」（ＪＥＡＣ４２０３）に定める漏えい試

試験規程」（ＪＥＡＣ４２０３）に定める漏えい試 8.1.4 原子炉格納容器配管貫通部及び電気配線貫通部

験のうちＢ種試験ができる設計とする。

験のうちＢ種試験ができる設計とする。
【44 条 5】

その他原子炉格納施設に係る設計

構造図
8.1.4 原子炉格納容器配管貫通部及び電気配線貫通部

原子炉格納容器は，想定される重大事故等時にお Ⅴ-1-1-4-7（原子炉格納施設）

いて，設計基準対象施設としての最高使用圧力及び−原子炉格納施設の兼用する設計

2.1 機能に係る設計条件の設定

最高使用温度を超える可能性があるが，設計基準対2.2 機能単位の系統の明確化

象施設としての最高使用圧力の 2 倍の圧力及び Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書

2.3 兼用する機能の確認

200 ℃の温度で閉じ込め機能を損なわない設計と2.

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計する。

3.2 重大事故時における設計条件①原子炉格納容器

4.

2.5【63 条 21】【63 条 29】【64 条 5】【64 条 11】【64 条 22】【64 条 31】【64 条 41】【64 条 49】

1.2 原子炉格納容器隔離弁

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.

基本方針
重大事故時における原子炉格納容器の放射性物兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計

質閉じ込め機能評価及びその他影響確認【65 条 11】【65 条 30】【66 条 5】【66 条 12】3.

【67 条 7】【67 条 15】

3.1 原子炉格納容器に係る設計

1.2 原子炉格納容器隔離弁

原子炉格納容器を貫通する各施設の配管系に設

原子炉格納容器を貫通する各施設の配管系に設ける原子炉格納容器隔離弁（以下「隔離弁」という。）

ける原子炉格納容器隔離弁（以下「隔離弁」という。）−

2

原子炉格納施設の設計−（追加要求事項なし）

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後は，安全保護装置からの信号により，自動的に閉鎖

は，安全保護装置からの信号により，自動的に閉鎖する動力駆動弁，チェーンロックが可能な手動弁，する動力駆動弁，チェーンロックが可能な手動弁，キーロックが可能な遠隔操作弁又は隔離機能を有

キーロックが可能な遠隔操作弁又は隔離機能を有する逆止弁とし，原子炉格納容器の隔離機能の確保する逆止弁とし，原子炉格納容器の隔離機能の確保が可能な設計とする。

が可能な設計とする。

様式 1 への反映結果【44 条 6】
原子炉冷却材圧力バウンダリに連絡するか，又は原子炉冷却材圧力バウンダリに連絡するか，又は原子炉格納容器内に開口し，原子炉格納容器を貫通

原子炉格納容器内に開口し，原子炉格納容器を貫通している各配管は，原子炉冷却材喪失事故時に必要している各配管は，原子炉冷却材喪失事故時に必要とする配管及び計測制御系統施設に関連する小口とする配管及び計測制御系統施設に関連する小口

径配管を除いて，原則として原子炉格納容器の内側

径配管を除いて，原則として原子炉格納容器の内側に 1 個，外側に 1 個の自動隔離弁を原子炉格納容に 1 個，外側に 1 個の自動隔離弁を原子炉格納容器に近接した箇所に設ける設計とする。

器に近接した箇所に設ける設計とする。

−−（追加要求事項なし）【44 条 7】
ただし，原子炉冷却系統に係る発電用原子炉施設

ただし，原子炉冷却系統に係る発電用原子炉施設

内及び原子炉格納容器内に開口部がなく，かつ，原

内及び原子炉格納容器内に開口部がなく，かつ，原

子炉冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊の際

子炉冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊の際に損壊するおそれがない管，又は原子炉格納容器外に損壊するおそれがない管，又は原子炉格納容器外側で閉じた系を構成した管で，原子炉冷却系統に係側で閉じた系を構成した管で，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の際に，原る発電用原子炉施設の損壊その他の異常の際に，原子炉格納容器内で水封が維持され，かつ，原子炉格

子炉格納容器内で水封が維持され，かつ，原子炉格

納容器外へ導かれた漏えい水による放射性物質の納容器外へ導かれた漏えい水による放射性物質の放出量が，原子炉冷却材喪失事故の原子炉格納容器

放出量が，原子炉冷却材喪失事故の原子炉格納容器

内気相部からの漏えいによる放出量に比べ十分小内気相部からの漏えいによる放出量に比べ十分小さい配管については，原子炉格納容器の外側又は内

さい配管については，原子炉格納容器の外側又は内側に少なくとも 1 個の隔離弁を原子炉格納容器に側に少なくとも 1 個の隔離弁を原子炉格納容器に近接した箇所に設ける設計とする。

近接した箇所に設ける設計とする。

−−（追加要求事項なし）【44 条 8】
原子炉格納容器の内側で閉じた系を構成する管原子炉格納容器の内側で閉じた系を構成する管に設置する隔離弁は，遠隔操作にて閉止可能な弁をに設置する隔離弁は，遠隔操作にて閉止可能な弁を設置することも可能とする。

設置することも可能とする。

−−（追加要求事項なし）【44 条 9】貫通箇所の内側又は外側に設置する隔離弁は，一貫通箇所の内側又は外側に設置する隔離弁は，一方の側の設置箇所における管であって，湿気や水滴方の側の設置箇所における管であって，湿気や水滴等により駆動機構等の機能が著しく低下するおそ等により駆動機構等の機能が著しく低下するおそれがある箇所，配管が狭隘部を貫通する場合であっれがある箇所，配管が狭隘部を貫通する場合であって貫通部に近接した箇所に設置できないことによて貫通部に近接した箇所に設置できないことによ−3−（追加要求事項なし）

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後りその機能が著しく低下するような箇所には，貫通りその機能が著しく低下するような箇所には，貫通箇所の外側であって近接した箇所に 2 個の隔離弁箇所の外側であって近接した箇所に 2 個の隔離弁を設ける設計とする。

を設ける設計とする。

様式 1 への反映結果【44 条 10】
原子炉格納容器を貫通する配管には，圧力開放板 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書−を設けない設計とする。

3.1.9 原子炉格納容器隔離弁【44 条 11】3.

原子炉格納施設の設計

3.1 原子炉格納容器に係る設計(2) 各機器固有の設計c.

設計基準事故の収束に必要な非常用炉心冷却系，設計基準事故及び重大事故等の収束に必要な非 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書

3.

原子炉格納容器隔離弁に係る設計

原子炉格納施設の設計

可燃性ガス濃度制御系及び残留熱除去系（格納容器

常用炉心冷却系，可燃性ガス濃度制御系，不活性ガ

2.

基本方針

3.1 原子炉格納容器に係る設計

スプレイ冷却系）で原子炉格納容器を貫通する配ス系及び残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）

3.

原子炉格納施設の設計条件(2) 各機器固有の設計

管，その他隔離弁を設けることにより安全性を損なで原子炉格納容器を貫通する配管，その他隔離弁を3.1.9 原子炉格納容器隔離弁

うおそれがあり，かつ，当該系統の配管により原子設けることにより安全性を損なうおそれがあり，か炉格納容器の隔離機能が失われない場合は，自動隔つ，当該系統の配管により原子炉格納容器の隔離機離弁を設けない設計とする。

能が失われない場合は，自動隔離弁を設けない設計c.

原子炉格納容器隔離弁に係る設計とする。
【44 条 12】
ただし，原則遠隔操作が可能であり，設計基準事

ただし，原則遠隔操作が可能であり，設計基準事 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書

故時に容易に閉鎖可能な隔離機能を有する弁を設故時及び重大事故等時に容易に閉鎖可能な隔離機3.

置する設計とする。

能を有する弁を設置する設計とする。

3.1.9 原子炉格納容器隔離弁

原子炉格納施設の設計条件【44 条 13】
原子炉格納容器を貫通する計測制御系統施設又原子炉格納容器を貫通する計測制御系統施設又は制御棒駆動装置に関連する小口径配管であっては制御棒駆動装置に関連する小口径配管であって特に隔離弁を設けない場合には，隔離弁を設置した

特に隔離弁を設けない場合には，隔離弁を設置したのと同等の隔離機能を有する設計とする。

のと同等の隔離機能を有する設計とする。

3.

原子炉格納施設の設計

3.1 原子炉格納容器に係る設計(2) 各機器固有の設計
c.

−

原子炉格納容器隔離弁に係る設計−（追加要求事項なし）【44 条 14】
原子炉冷却材圧力バウンダリに接続される原子原子炉冷却材圧力バウンダリに接続される原子炉格納容器を貫通する計測系配管に隔離弁を設け炉格納容器を貫通する計測系配管に隔離弁を設けない場合は，オリフィス又は過流量防止逆止弁を設ない場合は，オリフィス又は過流量防止逆止弁を設置し，流出量抑制対策を講じる設計とする。

置し，流出量抑制対策を講じる設計とする。

−−（追加要求事項なし）【44 条 15】
隔離弁は，閉止後に駆動動力源が喪失した場合に隔離弁は，閉止後に駆動動力源が喪失した場合においても閉止状態が維持され隔離機能が喪失しなおいても閉止状態が維持され隔離機能が喪失しない設計とする。また，隔離弁のうち，隔離信号で自い設計とする。また，隔離弁のうち，隔離信号で自動閉止するものは，隔離信号が除去されても自動開

動閉止するものは，隔離信号が除去されても自動開とはならない設計とする。

とはならない設計とする。

−【44 条 16】4−
（追加要求事項なし）

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後隔離弁は，想定される漏えい量その他の漏えい試隔離弁は，想定される漏えい量その他の漏えい試

験に影響を与える環境条件として，判定基準に適切験に影響を与える環境条件として，判定基準に適切な余裕係数を見込み，日本電気協会「原子炉格納容

な余裕係数を見込み，日本電気協会「原子炉格納容器の漏えい率試験規程」（ＪＥＡＣ４２０３）に定器の漏えい率試験規程」（ＪＥＡＣ４２０３）に定める漏えい試験のうちＣ種試験ができる設計とす

める漏えい試験のうちＣ種試験ができる設計とする。また，隔離弁は動作試験ができる設計とする。

る。また，隔離弁は動作試験ができる設計とする。

様式 1 への反映結果−−（追加要求事項なし）【44 条 17】2.

2. 原子炉建屋

原子炉建屋

2.1 原子炉建屋原子炉棟等

2.1 原子炉建屋原子炉棟等

原子炉冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊

原子炉冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊

又は故障の際に原子炉格納容器から気体状の放射又は故障の際に原子炉格納容器から気体状の放射性物質が漏えいすることによる敷地境界外の実効性物質が漏えいすることによる敷地境界外の実効線量が「発電用軽水型原子炉施設の安全評価に関す線量が「発電用軽水型原子炉施設の安全評価に関する審査指針（平成 2 年 8 月 30 日原子力安全委員

る審査指針（平成 2 年 8 月 30 日原子力安全委員会）」に規定する線量を超えないよう，当該放射性会）」に規定する線量を超えないよう，当該放射性物質の濃度を低減する設備として原子炉建屋原子物質の濃度を低減する設備として原子炉建屋原子炉棟を設置する。

炉棟を設置する。

−−（追加要求事項なし）【44 条 20】
原子炉建屋原子炉棟は，原子炉格納容器を収納す

原子炉建屋原子炉棟は，原子炉格納容器を収納する建屋であって，非常用ガス処理系等により，内部

る建屋であって，非常用ガス処理系等により，内部の負圧を確保し，原子炉格納容器から放射性物質のの負圧を確保し，原子炉格納容器から放射性物質の漏えいがあっても発電所周辺に直接放出されるこ

漏えいがあっても発電所周辺に直接放出されることを防止する設計とする。

とを防止する設計とする。

−−（追加要求事項なし）【44 条 22】
原子炉建屋原子炉棟に開口部を設ける場合には，気密性を確保する設計とする。

原子炉建屋原子炉棟に開口部を設ける場合には，気密性を確保する設計とする。

−−（追加要求事項なし）【44 条 24】
新燃料貯蔵庫及び使用済燃料プールは，燃料体等

新燃料貯蔵庫及び使用済燃料プールは，燃料体等の落下により燃料体等が破損して放射性物質の放の落下により燃料体等が破損して放射性物質の放出により公衆に放射線障害を及ぼすおそれがある

出により公衆に放射線障害を及ぼすおそれがある場合において，放射性物質による敷地外への影響を場合において，放射性物質による敷地外への影響を低減するため，原子炉建屋原子炉棟内に設置する。

低減するため，原子炉建屋原子炉棟内に設置する。

−−（追加要求事項なし）【26 条 51】
原子炉建屋原子炉棟は，重大事故等時において Ⅴ-1-1-4-7−

も，非常用ガス処理系により，内部の負圧を確保す

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 3.

（原子炉格納施設）

原子炉格納施設の設計

3.5 原子炉建屋原子炉棟に係る設計ることができる設計とする。原子炉建屋原子炉棟の4.

気密バウンダリの一部として原子炉建屋原子炉棟 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書

4.3

5

その他原子炉格納施設に係る設計
ブローアウトパネル閉止装置の設計

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後に設置する原子炉建屋外側ブローアウトパネルは，

様式 1 への反映結果

3.1.16 原子炉建屋原子炉棟

閉状態の維持又は開放時に再閉止が可能な設計とする。

Ｖ-1-1-6【68 条 4】【74 条 22】

安全設備及び重大事故等対処設備が使用される条件の下における健全性に関する説明書
別添-4 ブローアウトパネル関連設備の設計方針

3.

圧力低減設備その他の安全設備

3.1 真空破壊装置

3. 圧力低減設備その他の安全設備
3.1 真空破壊装置

原子炉冷却材喪失事故後，ドライウェル圧力がサ

原子炉冷却材喪失事故後，ドライウェル圧力がサ

プレッション・チェンバ圧力より低下した場合に，プレッション・チェンバ圧力より低下した場合に，ドライウェルとサプレッション・チェンバ間に設置

ドライウェルとサプレッション・チェンバ間に設置された 11 台の真空破壊装置が，圧力差により自動された 11 台の真空破壊装置が，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ン・チェンバ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。

容器基礎の破損を防止できる設計とする。

なお，発電用原子炉の運転時に原子炉格納容器になお，発電用原子炉の運転時に原子炉格納容器に窒素を充てんしていることなどから，原子炉格納容

窒素を充てんしていることなどから，原子炉格納容

器外面に受ける圧力が設計を超えることはない。

器外面に受ける圧力が設計を超えることはない。

−−（追加要求事項なし）【20 条 17】想定される重大事故等時において，ドライウェル Ⅴ-1-1-4-7 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 3.
（原子炉格納施設）

圧力がサプレッション・チェンバ圧力より低下した

原子炉格納施設の設計

3.4 真空破壊装置の設計

場合に，ドライウェルとサプレッション・チェンバ間に設置された 11 台の真空破壊装置が，圧力差に Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書より自動的に働き，サプレッション・チェンバのプ−

3.1.15 真空破壊装置

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破損を防止できる設計とする。
【54 条 17】【63 条 22】【63 条 30】【63 条 26】【64 条 6】【64 条 13】【64 条 24】【64 条 33】【64 条 43】【64 条 51】【65 条 12】【65 条 30】【66 条 6】【66 条 14】【67 条 8】【67 条 16】

3.2 原子炉格納容器安全設備
3.2.1 格納容器スプレイ冷却系

3.2 原子炉格納容器安全設備
3.2.1 格納容器スプレイ冷却系

原子炉冷却系統に係る発電用原子炉施設の原子炉冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊又は故障の際に生ずる原子炉格納容器内

損壊又は故障の際に生ずる原子炉格納容器内の圧力及び温度の上昇により原子炉格納容器の圧力及び温度の上昇により原子炉格納容器の安全性を損なうことを防止するため，原子炉の安全性を損なうことを防止するため，原子炉−

6−（追加要求事項なし）

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後

格納容器内において発生した熱を除去する設

格納容器内において発生した熱を除去する設備として，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷備として，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）を設ける。

却系）を設ける。

様式 1 への反映結果【44 条 27】
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）は，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）は，

原子炉冷却材圧力バウンダリ配管の最も過酷

原子炉冷却材圧力バウンダリ配管の最も過酷な破断を想定した場合でも，放出されるエネルな破断を想定した場合でも，放出されるエネル

ギによる設計基準事故時の原子炉格納容器内ギによる設計基準事故時の原子炉格納容器内

圧力，温度が最高使用圧力，最高使用温度を超

圧力，温度が最高使用圧力，最高使用温度を超えないようにし，かつ，原子炉格納容器の内圧えないようにし，かつ，原子炉格納容器の内圧を速やかに下げて低く維持することにより，放を速やかに下げて低く維持することにより，放射性物質の外部への漏えいを少なくする設計

射性物質の外部への漏えいを少なくする設計

とする。

とする。

−

−

（追加要求事項なし）【44 条 28】
原子炉冷却系統に係る発電用原子炉施設の原子炉冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊又は故障の際に原子炉格納容器から気体損壊又は故障の際に原子炉格納容器から気体状の放射性物質が漏えいすることによる敷地状の放射性物質が漏えいすることによる敷地

境界外の実効線量が「発電用軽水型原子炉施設

境界外の実効線量が「発電用軽水型原子炉施設の安全評価に関する審査指針（平成 2 年 8 月の安全評価に関する審査指針（平成 2 年 8 月

30 日原子力安全委員会）」に規定する線量を超

30 日原子力安全委員会）」に規定する線量を超えないよう，当該放射性物質の濃度を低減する

えないよう，当該放射性物質の濃度を低減する設備として残留熱除去系（格納容器スプレイ冷設備として残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）を設置する。

却系）を設置する。

−−（追加要求事項なし）【44 条 20】
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）は，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）は，

原子炉冷却材喪失事故時に，サプレッション・

原子炉冷却材喪失事故時に，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

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

プレッション・チェンバ内にスプレイすること

により，環境に放出される放射性物質の濃度をにより，環境に放出される放射性物質の濃度を減少させる設計とする。

減少させる設計とする。

−−（追加要求事項なし）【44 条 25】
原子炉格納容器安全設備のうち，サプレッシ

原子炉格納容器安全設備のうち，サプレッシ Ⅴ-1-8-4 圧力低減設備その他の安全設備のポンプの有 2.

ョン・チェンバのプール水を水源とする原子炉ョン・チェンバのプール水を水源とする原子炉

格納容器安全設備のポンプは，原子炉格納容器

格納容器安全設備のポンプは，原子炉格納容器

内の圧力及び温度並びに，冷却材中の異物の影

内の圧力及び温度並びに，冷却材中の異物の影

響について「非常用炉心冷却設備又は格納容器

響について「非常用炉心冷却設備又は格納容器

熱除去設備に係るろ過装置の性能評価等につ

熱除去設備に係るろ過装置の性能評価等につ

2.1

効吸込水頭に関する説明書

2.6 各機器固有の設計

サプレッション・プールを水源とするポンプの(1) 設備共通の設計

有効 NPSH
3.1

サプレッション・プールを水源とするポンプの評価方針

7

原子炉格納施設の兼用する設計c.

圧力低減設備のポンプの有効吸込水頭に係る設計

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後いて（内規）」（平成 20・02・12 原院第 5 号（平いて（内規）」（平成 20・02・12 原院第 5 号（平成 20 年 2 月 27 日原子力安全・保安院制定））

成 20 年 2 月 27 日原子力安全・保安院制定））によるろ過装置の性能評価により，設計基準事によるろ過装置の性能評価により，設計基準事

故時に想定される最も小さい有効吸込水頭に故時及び重大事故等時に想定される最も小さおいても，正常に機能する能力を有する設計とい有効吸込水頭においても，正常に機能する能する。

力を有する設計とする。

3.4.1

様式 1 への反映結果

サプレッション・プールを水源とするポンプの有効 NPSH 評価方法
3.5.1

サプレッション・プールを水源とするポンプの有効 NPSH 評価結果

【44 条 29】【54 条 107】
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）の残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）の仕様は，設置（変更）許可を受けた設計基準事

仕様は，設置（変更）許可を受けた設計基準事

故の評価の条件を満足する設計とする。

故の評価の条件を満足する設計とする。

−−（追加要求事項なし）【44 条 30】
サプレッション・チェンバは，設計基準対象

サプレッション・チェンバは，設計基準対象施設として容量 3400 m3，個数 1 個を設置する。

施設として容量 3400 m3，個数 1 個を設置する。

−−（追加要求事項なし）【44 条 31】
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）は，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）は，

テストラインを構成することにより，発電用原テストラインを構成することにより，発電用原子炉の運転中に試験ができる設計とする。ま子炉の運転中に試験ができる設計とする。また，設計基準事故時に動作する弁については，た，設計基準事故時に動作する弁については，

残留熱除去系ポンプが停止中に開閉試験がで残留熱除去系ポンプが停止中に開閉試験ができる設計とする。

きる設計とする。

−−（追加要求事項なし）【44 条 32】
重要度が特に高い安全機能を有する系統に Ｖ-1-1-6−

安全設備及び重大事故等対処設備が使用され 2.

原子炉格納施設の兼用する設計

おいて，設計基準事故が発生した場合に長期間る条件の下における健全性に関する説明書

2.1 機能に係る設計条件の設定にわたって機能が要求される静的機器のうち，2.1 多重性又は多様性及び独立性並びに位置的分散

2.2 機能単位の系統の明確化

単一設計とする残留熱除去系（格納容器スプレ

3.6 原子炉格納施設

2.3 兼用する機能の確認

イ冷却系）のスプレイヘッダ（サプレッション・

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

チェンバ側）については，想定される最も過酷③原子炉格納容器安全設備

な単一故障の条件として，配管 1 箇所の全周破・格納容器スプレイヘッダ

断を想定した場合においても，原子炉格納容器

2.5の冷却機能を達成できる設計とする。

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計【14 条 11】4.

その他原子炉格納施設に係る設計

4.1 放射性物質濃度低減設備の単一故障に係る設備
また，このような場合においても，残留熱除 Ｖ-1-1-6−

安全設備及び重大事故等対処設備が使用され 4.

去系 2 系統にてドライウェルスプレイを行う

る条件の下における健全性に関する説明書

か，又は 1 系統をドライウェルスプレイ，もう2.1 多重性又は多様性及び独立性並びに位置的分散

1 系統を残留熱除去系（サプレッション・プー

3.6 原子炉格納施設

ル冷却系）で運転することで原子炉格納容器の8

その他原子炉格納施設に係る設計

4.1 放射性物質濃度低減設備の単一故障に係る設備

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後様式 1 への反映結果

冷却機能を代替できる設計とする。
【14 条 12】
原子炉格納容器内の冷却等のための設備と Ⅴ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.
して，想定される重大事故等時において，設計（原子炉冷却系統施設）

原子炉格納施設の兼用する設計

2.1 機能に係る設計条件の設定

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）が使用できる場合は重大事 Ⅴ-1-1-4-7 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1
故等対処設備として使用できる設計とする。
−（原子炉格納施設）【64 条 2】

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.1 機能単位の系統の明確化

Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
3.2.3 重大事故等時における原子炉格納容器冷却機
能18.2 兼用する機能の確認
18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計③残留熱除去設備
・残留熱除去系
18.4

兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計
炉心の著しい損傷防止のための原子炉格納 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書

Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1

3.2.3 重大事故等時における原子炉格納容器冷却機

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

容器内冷却に用いる設備のうち，残留熱除去系

能（格納容器スプレイ冷却系）が，全交流動力電−

18.5 各機器固有の設計

源喪失により起動できない場合の重大事故等(2) その他各設備固有の設計対処設備として，常設代替交流電源設備を使用

b.

し，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）(a) 残留熱除去系への電源供給に関する設計

残留熱除去設備を復旧できる設計とする。
【64 条 15】
炉心の著しい損傷が発生した場合において， Ⅴ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1（原子炉冷却系統施設）

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18.1 機能単位の系統の明確化

熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）が起動で Ⅴ-1-1-4-7 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書

18.2 兼用する機能の確認（原子炉格納施設）

きない場合の重大事故等対処設備として，常設−

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

代替交流電源設備を使用し，残留熱除去系（格③残留熱除去設備

納容器スプレイ冷却系）を復旧できる設計とす Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書

・残留熱除去系

る。

3.2.3 重大事故等時における原子炉格納容器冷却機

18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等

能

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）は，に関する設計常設代替交流電源設備からの給電により機能

18.5 各機器固有の設計を復旧し，残留熱除去系ポンプによりサプレッ(2) その他各設備固有の設計

ション・チェンバのプール水をドライウェル内b.

及びサプレッション・チェンバ内にスプレイす(a) 残留熱除去系への電源供給に関する設計

ること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

9

残留熱除去設備

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後様式 1 への反映結果

海水系又は緊急用海水系から供給できる設計とする。
【64 条 16】【64 条 35】
残留熱除去系ポンプ及び残留熱除去系熱交 Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が使用され Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1−

換器は，設計基準事故対処設備であるとともにる条件の下における健全性に関する説明書

重大事故等時においても使用するため，重大事

2.1 多重性又は多様性及び独立性並びに位置的分散

18.1 機能単位の系統の明確化

故等対処設備としての基本方針に示す設計方

3.6 原子炉格納施設

18.2 兼用する機能の確認

針を適用する。ただし，多様性及び独立性並び

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計に位置的分散を考慮すべき対象の設計基準事③残留熱除去設備

故対処設備はないことから，重大事故等対処設

・残留熱除去系

備の基本方針のうち「5.1.2

多様性，位置的

18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等分散等」に示す設計方針は適用しない。

に関する設計【64 条 52】−

3.2.2 サプレッション・プール冷却系−−（追加要求事項なし）

原子炉格納容器内の冷却等のための設備と Ⅴ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.
して，想定される重大事故等時において，設計（原子炉冷却系統施設）

原子炉格納施設の兼用する設計

2.1 機能に係る設計条件の設定

基準事故対処設備である残留熱除去系（サプレ−ッション・プール冷却系）が使用できる場合はⅤ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1

重大事故等対処設備として使用できる設計と Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計する。

18.1 機能単位の系統の明確化

3.2.3 重大事故等時における原子炉格納容器冷却機
能【64 条 2】

18.2 兼用する機能の確認
18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計③残留熱除去設備
・残留熱除去系
18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計炉心の著しい損傷防止のための原子炉格納 Ⅴ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1（原子炉冷却系統施設）

容器内冷却に用いる設備のうち，残留熱除去系−

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計（サプレッション・プール冷却系）が，全交流18.1 機能単位の系統の明確化

動力電源喪失により起動できない場合の重大 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書

18.2 兼用する機能の確認

事故等対処設備として，常設代替交流電源設備

18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

3.2.3 重大事故等時における原子炉格納容器冷却機を使用し，残留熱除去系（サプレッション・プ

能③残留熱除去設備
・残留熱除去系

ール冷却系）を復旧できる設計とする。

18.5 各機器固有の設計【64 条 24】

(2) その他各設備固有の設計b.

残留熱除去設備(a) 残留熱除去系への電源供給に関する設計
10

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後様式 1 への反映結果

炉心の著しい損傷が発生した場合において， Ⅴ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1
全交流動力電源喪失又は残留熱除去系海水系（原子炉冷却系統施設）

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

機能喪失によるサポート系の故障により，残留18.1 機能単位の系統の明確化

熱除去系（サプレッション・プール冷却系）が Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書

18.2 兼用する機能の確認

起動できない場合の重大事故等対処設備とし18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

3.2.3 重大事故等時における原子炉格納容器冷却機て，常設代替交流電源設備を使用し，残留熱除能③残留熱除去設備

去系（サプレッション・プール冷却系）を復旧

・残留熱除去系できる設計とする。
−

18.5 各機器固有の設計

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却(2) その他各設備固有の設計系）は，常設代替交流電源設備からの給電によb.

り機能を復旧し，残留熱除去系ポンプ及び残留(a) 残留熱除去系への電源供給に関する設計

残留熱除去設備

熱除去系熱交換器により，サプレッション・チ
ェンバのプール水を冷却することで原子炉格
納容器を冷却できる設計とする。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。
【64 条 25】
【64 条 43】
残留熱除去系ポンプ及び残留熱除去系熱交 Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が使用され Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1−

換器は，設計基準事故対処設備であるとともにる条件の下における健全性に関する説明書

重大事故等時においても使用するため，重大事

2.1 多重性又は多様性及び独立性並びに位置的分散

18.1 機能単位の系統の明確化

故等対処設備としての基本方針に示す設計方

3.6 原子炉格納施設

18.2 兼用する機能の確認

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

針を適用する。ただし，多様性及び独立性並び18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計に位置的分散を考慮すべき対象の設計基準事③残留熱除去設備

故対処設備はないことから，重大事故等対処設

・残留熱除去系

備の基本方針のうち「5.1.2

多様性，位置的

18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等分散等」に示す設計方針は適用しない。

に関する設計【64 条 52】
3.2.3 ほう酸水注入系

Ⅴ-1-1-4-4 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.
（計測制御系統施設）

炉心の著しい損傷が発生した場合に溶融炉

原子炉格納施設の兼用する設計

2.1 機能に係る設計条件の設定

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 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
備として，ほう酸水注入系を設ける設計とす−

Ⅴ-1-10-5「計測制御系統施設」の様式-1

3.2.5 重大事故等時における原子炉格納容器下部の 2.
溶融炉心冷却機能る。なお，この場合は，低圧代替注水系（常設），

計測制御系統施設の兼用に関する設計

2.1 機能単位の系統の明確化

低圧代替注水系（可搬型），代替循環冷却系及

2.2 兼用する機能の確認

び高圧代替注水系のいずれかによる原子炉圧

2.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

力容器への注水と並行して行う。

①

ほう酸水注入系

2.4

兼用を含む計測制御系統施設の機器の仕様等に【66 条 38】

関する設計
11

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後様式 1 への反映結果

ほう酸水注入系は，ほう酸水注入ポンプによ Ⅴ-1-1-4-4 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.
り，ほう酸水貯蔵タンクのほう酸水を原子炉圧（計測制御系統施設）

原子炉格納施設の兼用する設計

2.1 機能に係る設計条件の設定

力容器へ注入することで，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・ Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書防止する設計とする。
−

Ⅴ-1-10-5「計測制御系統施設」の様式-1

3.2.5 重大事故等時における原子炉格納容器下部の 2.

【66 条 39】

溶融炉心冷却機能

計測制御系統施設の兼用に関する設計

2.1 機能単位の系統の明確化
2.2 兼用する機能の確認
2.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計①

ほう酸水注入系

2.4

兼用を含む計測制御系統施設の機器の仕様等に関する設計
ほう酸水注入系は，非常用交流電源設備に加−第 1-4-1 図 単線結線図（1／5）

Ⅴ-1-10-5「計測制御系統施設」の様式-1

え，代替所内電気設備を経由した常設代替交流2.

計測制御系統施設の兼用に関する設計

電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの2.5 各機器固有の設計給電が可能な設計とする。

(2) ほう酸水注入系への電源供給に関する設計【66 条 39-1】
ほう酸水注入系の流路として，設計基準対象 Ⅴ-1-1-4-1 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 Ⅴ-1-10-5「計測制御系統施設」の様式-1（原子炉本体）施設である原子炉圧力容器，炉心支持構造物及−2.

計測制御系統施設の兼用に関する設計

び原子炉圧力容器内部構造物を重大事故等対2.1 機能単位の系統の明確化

処設備として使用することから，流路に係る機 Ⅴ-3-3-1 原子炉圧力容器の強度計算書

2.2 兼用する機能の確認能について重大事故等対処設備としての設計

2.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計を行う。

Ⅴ-3-3-2 原子炉圧力容器付属構造物の強度計算書【66 条 40】①

ほう酸水注入系

2.4

兼用を含む計測制御系統施設の機器の仕様等に関する設計

Ⅴ-3-別添 6 炉心支持構造物の強度に関する説明書

2.5 各機器固有の設計
Ⅴ-3-別添 7 原子炉圧力容器内部構造物の強度計算書
3.2.4 代替格納容器スプレイ冷却系

Ⅴ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.
（原子炉冷却系統施設）

原子炉格納容器内の冷却等のための設備の原子炉格納施設の兼用する設計

2.1 機能に係る設計条件の設定

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 Ⅴ-1-1-4-7 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1（原子炉格納施設）

炉心の著しい損傷を防止するために原子炉格−18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

納容器内の圧力及び温度を低下させるため，ま18.1 機能単位の系統の明確化

た，炉心の著しい損傷が発生した場合において Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書

18.2 兼用する機能の確認

原子炉格納容器の破損を防止するために原子18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

3.2.3 重大事故等時における原子炉格納容器冷却機

炉格納容器内の圧力及び温度並びに放射性物

能質の濃度を低下させるための重大事故等対処④

非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

・低圧代替注水系設備として，代替格納容器スプレイ冷却系（常18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等

12基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後様式 1 への反映結果

設）及び代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）に関する設計を設ける設計とする。
【64 条 1】
(1)

常設低圧代替注水系ポンプによる代替格納 Ⅴ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.
（原子炉冷却系統施設）

容器スプレイ

原子炉格納施設の兼用する設計

2.1 機能に係る設計条件の設定

炉心の著しい損傷防止のための原子炉格納容器内冷却に用いる設備のうち，残留熱除去系 Ⅴ-1-1-4-7 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1（原子炉格納施設）（格納容器スプレイ冷却系）が機能喪失した場
合及び全交流動力電源喪失又は残留熱除去系

18.1 機能単位の系統の明確化

海水系機能喪失によるサポート系の故障によ Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書

18.2 兼用する機能の確認

り，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）−

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

3.2.3 重大事故等時における原子炉格納容器冷却機

18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計能及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷④

非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

・低圧代替注水系

却系）が起動できない場合の重大事故等対処設

18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等備として，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）

に関する設計は，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
内の圧力及び温度を低下させることができる
設計とする。
【64 条 3】【64 条 13】
炉心の著しい損傷が発生した場合において， Ⅴ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.
（原子炉冷却系統施設）

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）が機

原子炉格納施設の兼用する設計

2.1 機能に係る設計条件の設定

能喪失した場合及び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 Ⅴ-1-1-4-7 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1（原子炉格納施設）

系の故障により，残留熱除去系（格納容器スプ−18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

レイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッショ

18.1 機能単位の系統の明確化

ン・プール冷却系）が起動できない場合の重大 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書

18.2 兼用する機能の確認

事故等対処設備として，代替格納容器スプレイ 3.2.3 重大事故等時における原子炉格納容器冷却機能

18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

冷却系（常設）は，常設低圧代替注水系ポンプ④

非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

により，代替淡水貯槽の水を残留熱除去系等を・低圧代替注水系
18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等経由してスプレイヘッダからドライウェル内に関する設計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。
【64 条 33】

13

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，代 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
替所内電気設備を経由した常設代替交流電源−

様式 1 への反映結果
Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1

3.2.3 重大事故等時における原子炉格納容器冷却機 18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電

能18.5 各機器固有の設計が可能な設計とする。

(2) その他各設備固有の設計【64 条 4】c.

非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備(b) 低圧代替注水系への電源供給に関する設計
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，炉 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を3.2.3 重大事故等時における原子炉格納容器冷却機防止するための設備として兼用する設計とす

2.

原子炉格納施設の兼用する設計

2.1 機能に係る設計条件の設定

能る。

Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1【64 条 51】

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.1 機能単位の系統の明確化−

18.2 兼用する機能の確認
18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計④

非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

・低圧代替注水系
18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，残 Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が使用され Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1
留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）と共通る条件の下における健全性に関する説明書

要因によって同時に機能を損なわないよう，常2.1 多重性又は多様性及び独立性並びに位置的分散

18.1 機能単位の系統の明確化

設低圧代替注水系ポンプを代替所内電気設備

3.6 原子炉格納施設

18.2 兼用する機能の確認を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型−

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

代替交流電源設備からの給電により駆動でき④ることで，非常用所内電気設備を経由した非常・低圧代替注水系用交流電源設備からの給電により駆動する残非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等

留熱除去系ポンプを用いた残留熱除去系（格納に関する設計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。
【64 条 53】
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の電動 Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が使用され Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1−

弁は，ハンドルを設けて手動操作を可能とする

る条件の下における健全性に関する説明書

ことで，非常用交流電源設備からの給電による

2.1 多重性又は多様性及び独立性並びに位置的分散

18.1 機能単位の系統の明確化

遠隔操作に対して多様性を有する設計とする。

3.6 原子炉格納施設

18.2 兼用する機能の確認

また，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

電動弁は，代替所内電気設備を経由して給電す④

る系統において，独立した電路で系統構成する

・低圧代替注水系

14

非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後ことにより，非常用所内電気設備を経由して給様式 1 への反映結果
18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等

電する系統に対して独立性を有する設計とすに関する設計る。
【64 条 54】
また，代替格納容器スプレイ冷却系（常設） Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が使用され Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1
は，代替淡水貯槽を水源とすることで，サプレる条件の下における健全性に関する説明書

ッション・チェンバを水源とする残留熱除去系

2.1 多重性又は多様性及び独立性並びに位置的分散

18.1 機能単位の系統の明確化（格納容器スプレイ冷却系）に対して異なる水3.6 原子炉格納施設

18.2 兼用する機能の確認源を有する設計とする。常設低圧代替注水系ポ−

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

ンプ及び代替淡水貯槽は，常設低圧代替注水系④

格納槽内に設置することで，原子炉建屋原子炉・低圧代替注水系

棟内の残留熱除去系ポンプ及びサプレッショ

非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等

ン・チェンバと共通要因によって同時に機能をに関する設計損なわないよう位置的分散を図る設計とする。
【64 条 55】
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，残 Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が使用され Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1−

留熱除去系と共通要因によって同時に機能をる条件の下における健全性に関する説明書

損なわないよう，水源から残留熱除去系配管と2.1 多重性又は多様性及び独立性並びに位置的分散

18.1 機能単位の系統の明確化の合流点までの系統について，残留熱除去系に3.6 原子炉格納施設

18.2 兼用する機能の確認

対して独立性を有する設計とする。

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計【64 条 61】④

非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

・低圧代替注水系
18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計これらの多様性及び系統の独立性並びに位 Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が使用され Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1−

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

置的分散によって，代替格納容器スプレイ冷却る条件の下における健全性に関する説明書

系（常設）は，設計基準事故対処設備である残2.1 多重性又は多様性及び独立性並びに位置的分散

18.1 機能単位の系統の明確化

留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）に対し

3.6 原子炉格納施設

18.2 兼用する機能の確認
18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計て重大事故等対処設備としての独立性を有す④

る設計とする。

非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

・低圧代替注水系【64 条 62】

18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計原子炉格納容器安全設備のうち，代替淡水貯 Ⅴ-1-8-4 圧力低減設備その他の安全設備のポンプの有 2.
槽を水源とする原子炉格納容器安全設備のポ−原子炉格納施設の兼用する設計

効吸込水頭に関する説明書

2.6 各機器固有の設計

ンプは，代替淡水貯槽の圧力及び温度により，

2.

基本方針

(1) 設備共通の設計想定される最も小さい有効吸込水頭において

2.2

サプレッション・プールを除くタンク等を水源

c.

も，正常に機能する能力を有する設計とする。

とするポンプの有効 NPSH
15

圧力低減設備のポンプの有効吸込水頭に係る設計

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後【54 条 109】

3.

評価

3.2

サプレッション・プールを除くタンク等を水源

様式 1 への反映結果とするポンプの評価方針
3.3 評価対象ポンプの選定
3.4.2

サプレッション・プールを除くタンク等を水源とするポンプの有効 NPSH 評価方法
(2)

可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替 Ⅴ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.
（原子炉冷却系統施設）

注水大型ポンプによる代替格納容器スプレイ

原子炉格納施設の兼用する設計

2.1 機能に係る設計条件の設定

炉心の著しい損傷防止のための原子炉格納容器内冷却に用いる設備のうち，残留熱除去系 Ⅴ-1-1-4-7 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1（原子炉格納施設）（格納容器スプレイ冷却系）の機能が喪失した−

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

場合及び全交流動力電源喪失により，残留熱除18.1 機能単位の系統の明確化

去系（格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書

18.2 兼用する機能の確認

去系（サプレッション・プール冷却系）が起動

18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

3.2.3 重大事故等時における原子炉格納容器冷却機

できない場合の重大事故等対処設備として，代能④

替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，可搬

非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

・低圧代替注水系

型代替注水中型ポンプ（直列 2 台）により西側

18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等

淡水貯水設備の水を，可搬型代替注水大型ポン

に関する設計プにより代替淡水貯槽の水を残留熱除去系等を経由してスプレイヘッダからドライウェル
内にスプレイすることで，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させることができる設計とする。
【64 条 7】【64 条 14】
炉心の著しい損傷が発生した場合において， Ⅴ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.
（原子炉冷却系統施設）

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）が機

原子炉格納施設の兼用する設計

2.1 機能に係る設計条件の設定

能喪失した場合及び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 Ⅴ-1-1-4-7 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1（原子炉格納施設）

系の故障により，残留熱除去系（格納容器スプ−18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

レイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッショ

18.1 機能単位の系統の明確化

ン・プール冷却系）が起動できない場合の重大 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書

18.2 兼用する機能の確認

事故等対処設備として，代替格納容器スプレイ

3.2.3 重大事故等時における原子炉格納容器冷却機

冷却系（可搬型）は，可搬型代替注水中型ポン

能プ（直列 2 台）により西側淡水貯水設備の水18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計④

非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

・低圧代替注水系

を，可搬型代替注水大型ポンプにより代替淡水18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等

貯槽の水を残留熱除去系等を経由してスプレに関する設計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16基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後様式 1 への反映結果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。
【64 条 34】
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は， Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
代替所内電気設備を経由した常設代替交流電

3.2.3 重大事故等時における原子炉格納容器冷却機 18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給能18.1 機能単位の系統の明確化

電が可能な設計とする。また，可搬型代替注水

18.2 兼用する機能の確認

中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは， Ⅴ-1-1-4-3
空冷式のディーゼルエンジンにより駆動でき−

Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書

18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計（原子炉冷却系統施設）④

る設計とする。

非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

・低圧代替注水系【64 条 8】18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計18.5 各機器固有の設計(2) その他各設備固有の設計c.

非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備(b) 低圧代替注水系への電源供給に関する設計

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は， Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損

3.2.3 重大事故等時における原子炉格納容器冷却機

2.

原子炉格納施設の兼用する設計

2.1 機能に係る設計条件の設定

能を防止するための設備として兼用する設計とする。

Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1【64 条 51】

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.1 機能単位の系統の明確化−

18.2 兼用する機能の確認
18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計④

非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

・低圧代替注水系
18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は， Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が使用され Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1−

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及びる条件の下における健全性に関する説明書

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）と共通要

2.1 多重性又は多様性及び独立性並びに位置的分散

18.1 機能単位の系統の明確化

因によって同時に機能を損なわないよう，可搬

3.6 原子炉格納施設

18.2 兼用する機能の確認

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

型ポンプを空冷式のディーゼルエンジンによ④り駆動することで，電動機駆動ポンプにより構

非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

・低圧代替注水系

成される残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等

系）及び代替格納容器スプレイ冷却系（常設）

に関する設計17

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後様式 1 への反映結果に対して多様性を有する設計とする。
【64 条 56】
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の電 Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が使用され Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1−

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

動弁は，ハンドルを設けて手動操作を可能とする条件の下における健全性に関する説明書ることで，非常用交流電源設備からの給電によ

2.1 多重性又は多様性及び独立性並びに位置的分散

18.1 機能単位の系統の明確化

る遠隔操作に対して多様性を有する設計とす

3.6 原子炉格納施設

18.2 兼用する機能の確認る。また，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計型）の電動弁は，代替所内電気設備を経由して④

非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

・低圧代替注水系

給電する系統において，独立した電路で系統構

18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等成することにより，非常用所内電気設備を経由に関する設計して給電する系統に対して独立性を有する設計とする。
【64 条 57】
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の可 Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が使用され 2.

−

搬型代替注水中型ポンプは，西側淡水貯水設備る条件の下における健全性に関する説明書

を水源とすることで，サプレッション・チェン

2.1 多重性又は多様性及び独立性並びに位置的分散

バを水源とする残留熱除去系（格納容器スプレ

3.6 原子炉格納施設

原子炉格納施設の兼用する設計

2.1 機能に係る設計条件の設定
Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1

イ冷却系）及び代替淡水貯槽を水源とする代替

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

格納容器スプレイ冷却系（常設）に対して異な Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書

18.1 機能単位の系統の明確化

る水源を有する設計とする。また，代替格納容18.2 兼用する機能の確認

3.2.3 重大事故等時における原子炉格納容器冷却機

器スプレイ冷却系（可搬型）の可搬型代替注水

能

大型ポンプは，代替淡水貯槽を水源とすること

18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計④

で，サプレッション・チェンバを水源とする残非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

・低圧代替注水系

留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）に対し18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等て異なる水源を有する設計とする。

に関する設計【64 条 58】
可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替 Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が使用され Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1−る条件の下における健全性に関する説明書

替注水系格納槽から離れた屋外に分散して保2.1 多重性又は多様性及び独立性並びに位置的分散

18.1 機能単位の系統の明確化

管することで，原子炉建屋原子炉棟内の残留熱

3.2 原子炉冷却系統施設

18.2 兼用する機能の確認

除去系ポンプ及び常設低圧代替注水系格納槽

18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

内の常設低圧代替注水系ポンプと共通要因に④

非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

・低圧代替注水系

よって同時に機能を損なわないよう位置的分

18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等散を図る設計とする。

に関する設計【64 条 59】−

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

注水大型ポンプは，原子炉建屋及び常設低圧代

可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替 Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が使用され Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1
注水大型ポンプの接続口は，共通要因によってる条件の下における健全性に関する説明書

18

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後様式 1 への反映結果

接続できなくなることを防止するため，位置的

2.1 多重性又は多様性及び独立性並びに位置的分散

18.1 機能単位の系統の明確化

分散を図った複数箇所に設置する設計とする。

3.2 原子炉冷却系統施設

18.2 兼用する機能の確認【64 条 60】

18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計④

非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

・低圧代替注水系
18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は， Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が使用され Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1−

残留熱除去系と共通要因によって同時に機能る条件の下における健全性に関する説明書を損なわないよう，水源から残留熱除去系配管

2.1 多重性又は多様性及び独立性並びに位置的分散

18.1 機能単位の系統の明確化との合流点までの系統について，残留熱除去系

3.6 原子炉格納施設

18.2 兼用する機能の確認に対して独立性を有する設計とする。

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計【64 条 61】④

非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

・低圧代替注水系
18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計これらの多様性及び系統の独立性並びに位 Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が使用され Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1−

置的分散によって，代替格納容器スプレイ冷却る条件の下における健全性に関する説明書

系（可搬型）は，設計基準事故対処設備である

2.1 多重性又は多様性及び独立性並びに位置的分散

18.1 機能単位の系統の明確化

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）に対

3.6 原子炉格納施設

18.2 兼用する機能の確認

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

して重大事故等対処設備としての独立性を有18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

する設計とする。また，これらの多様性及び位④

非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

・低圧代替注水系

置的分散によって，代替格納容器スプレイ冷却18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等

系（常設）及び代替格納容器スプレイ冷却系（可に関する設計搬型）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。
【64 条 62】
原子炉格納容器安全設備のうち，代替淡水貯 Ⅴ-1-8-4 圧力低減設備その他の安全設備のポンプの有 2.
槽，西側淡水貯水設備，ＳＡ用海水ピットを水源とする原子炉格納容器安全設備のポンプは，−ピットの圧力及び温度により，想定される最も小さい有効吸込水頭においても，正常に機能する能力を有する設計とする。
【54 条 109】

効吸込水頭に関する説明書

2.6 各機器固有の設計

サプレッション・プールを除くタンク等を水源(1) 設備共通の設計

2.2

代替淡水貯槽，西側淡水貯水設備，ＳＡ用海水とするポンプの有効 NPSH
3.2

サプレッション・プールを除くタンク等を水源とするポンプの評価方針

3.4.2

サプレッション・プールを除くタンク等を水源とするポンプの有効 NPSH 評価方法
3.5.2

サプレッション・プールを除くタンク等を水源とするポンプの有効 NPSH 評価結果

19

原子炉格納施設の兼用する設計c.

圧力低減設備のポンプの有効吸込水頭に係る設計

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後3.2.5 代替循環冷却系

様式 1 への反映結果

Ⅴ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.

炉心の著しい損傷が発生した場合において，（原子炉冷却系統施設）

原子炉格納施設の兼用する設計

2.1 機能に係る設計条件の設定

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重大事故等対処設備のうち，原子 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
炉格納容器バウンダリを維持しながら原子炉

3.2.4 重大事故等時における原子炉格納容器の過圧 18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

格納容器内の圧力及び温度を低下させるため−

Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1

破損防止機能18.1 機能単位の系統の明確化の設備及び炉心の著しい損傷が発生した場合

18.2 兼用する機能の確認に溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

床面への落下を遅延・防止するための重大事故③

等対処設備として，代替循環冷却系を設ける設

・残留熱除去系計とする。なお，溶融炉心のペデスタル（ドラ④イウェル部）の床面への落下を遅延・防止する

・代替循環冷却系

場合は，ほう酸水注入系による原子炉圧力容器

残留熱除去設備
非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等

へのほう酸水注入と並行して行う。

に関する設計【65 条 1】【66 条 29】
代替循環冷却系は，Ｍａｒｋ−Ⅱ型原子炉格 Ⅴ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.
（原子炉冷却系統施設）

納容器の特徴を踏まえ多重性を有する設計と原子炉格納施設の兼用する設計

2.1 機能に係る設計条件の設定

し，代替循環冷却系ポンプによりサプレッショ
ン・チェンバのプール水を残留熱除去系熱交換 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
器にて冷却し，残留熱除去系等を経由して原子3.2.4 重大事故等時における原子炉格納容器の過圧 18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

炉格納容器内へスプレイするとともに，原子炉−

Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1

破損防止機能18.1 機能単位の系統の明確化

注水及びサプレッション・チェンバのプール水

18.2 兼用する機能の確認の除熱を行うことで，原子炉格納容器バウンダ

18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計リを維持しながら原子炉格納容器内の圧力及③

び温度を低下できる設計とする。また，本系統

・残留熱除去系に使用する冷却水は，残留熱除去系海水系又は④

緊急用海水系により冷却できる設計とする。

・代替循環冷却系【65 条 2】

残留熱除去設備
非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計代替循環冷却系は，代替循環冷却系ポンプに Ⅴ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.
（原子炉冷却系統施設）

より，サプレッション・チェンバのプール水を

原子炉格納施設の兼用する設計

2.1 機能に係る設計条件の設定

残留熱除去系等を経由して原子炉圧力容器へ−注水することで溶融炉心を冷却できる設計と Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書する。

Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1

3.2.4 重大事故等時における原子炉格納容器の過圧 18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
破損防止機能本系統に使用する冷却水は，残留熱除去系海18.1 機能単位の系統の明確化

水系又は緊急用海水系から供給できる設計と18.2 兼用する機能の確認する。

18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

20

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後様式 1 への反映結果【66 条 30】③

残留熱除去設備

・残留熱除去系④

非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

・代替循環冷却系
18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計原子炉格納容器内へスプレイされた水は，格 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
納容器ベント管を経て，サプレッション・チェ

3.2.4 重大事故等時における原子炉格納容器の過圧ンバに戻ることで循環できる設計とする。

2.

原子炉格納施設の兼用する設計

2.1 機能に係る設計条件の設定

破損防止機能【65 条 4】Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1
18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.1 機能単位の系統の明確化
18.2 兼用する機能の確認−

18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計③

残留熱除去設備

・残留熱除去系④

非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

・代替循環冷却系
18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計代替循環冷却系は，代替所内電気設備を経由 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
した常設代替交流電源設備からの給電が可能

3.2.4 重大事故等時における原子炉格納容器の過圧 18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計な設計とする。
−

Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1

破損防止機能【65 条 5】【66 条 31】18.5 各機器固有の設計(2) その他各設備固有の設計b.

残留熱除去設備(a) 残留熱除去系への電源供給に関する設計c.

非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備(e) 代替循環冷却系への電源供給に関する設計
代替循環冷却系の流路として，設計基準対象 Ⅴ-1-1-4-1 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1（原子炉本体）施設である残留熱除去系ポンプ，原子炉圧力容−18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

器，炉心支持構造物及び原子炉圧力容器内部構

18.1 機能単位の系統の明確化

造物を重大事故等対処設備として使用するこ Ⅴ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書

18.2 兼用する機能の確認（原子炉冷却系統施設）とから，流路に係る機能について重大事故等対③処設備としての設計を行う。
【65 条 10】【66 条 32】

18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

Ⅴ-3-3-1 原子炉圧力容器の強度計算書

・残留熱除去系④

Ⅴ-3-3-2 原子炉圧力容器付属構造物の強度計算書

21

残留熱除去設備
非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

・代替循環冷却系

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後様式 1 への反映結果
18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等

Ⅴ-3-別添 6 炉心支持構造物の強度に関する説明書

に関する設計18.5 各機器固有の設計

Ⅴ-3-別添 7 原子炉圧力容器内部構造物の強度計算書(1) 設備共通の設計

代替循環冷却系及び格納容器圧力逃がし装 Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が使用され Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1−

置は，共通要因によって同時に機能を損なわなる条件の下における健全性に関する説明書

いよう，原理の異なる冷却及び原子炉格納容器

2.1 多重性又は多様性及び独立性並びに位置的分散

18.1 機能単位の系統の明確化

内の減圧手段を用いることで多様性を有する

3.2 原子炉冷却系統施設

18.2 兼用する機能の確認

設計とする。

3.6 原子炉格納施設

18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計【65 条 32】

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計③

残留熱除去設備

・残留熱除去系④

非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

・代替循環冷却系
18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計代替循環冷却系は，非常用交流電源設備に対 Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が使用され Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1−

して多様性を有する常設代替交流電源設備かる条件の下における健全性に関する説明書

らの給電により駆動できる設計とする。また，

2.1 多重性又は多様性及び独立性並びに位置的分散

18.1 機能単位の系統の明確化

格納容器圧力逃がし装置は，非常用交流電源設

3.2 原子炉冷却系統施設

18.2 兼用する機能の確認備に対して多様性を有する常設代替交流電源

3.6 原子炉格納施設

18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電③

残留熱除去設備

により駆動できる設計とする。格納容器圧力逃・残留熱除去系

がし装置は，人力により排出経路に設置される④

隔離弁を操作できる設計とすることで，代替循・代替循環冷却系

非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等

環冷却系に対して駆動源の多様性を有する設

に関する設計計とする。
【65 条 33】

代替循環冷却系の代替循環冷却系ポンプ，残 Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が使用され Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1−

留熱除去系熱交換器及びサプレッション・チェ

る条件の下における健全性に関する説明書

ンバは原子炉建屋原子炉棟内に設置し，格納容

2.1 多重性又は多様性及び独立性並びに位置的分散

18.1 機能単位の系統の明確化

器圧力逃がし装置のフィルタ装置は原子炉建

3.2 原子炉冷却系統施設

18.2 兼用する機能の確認

屋近傍の格納容器圧力逃がし装置格納槽（地下3.6 原子炉格納施設

18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計埋設）に，第二弁操作室遮蔽，第二弁操作室空③

気ボンベ及び第二弁操作室差圧計は原子炉建・残留熱除去系

屋付属棟に，圧力開放板は原子炉建屋近傍の屋④外に設置することで共通要因によって同時に

・代替循環冷却系機能を損なわないよう位置的分散を図る設計

残留熱除去設備
非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等

22基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後様式 1 への反映結果とする。

に関する設計【65 条 34】
代替循環冷却系と格納容器圧力逃がし装置 Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が使用され Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1
18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計は，共通要因によって同時に機能を損なわないる条件の下における健全性に関する説明書

よう，流路を分離することで独立性を有する設

2.1 多重性又は多様性及び独立性並びに位置的分散

18.1 機能単位の系統の明確化計とする。

3.2 原子炉冷却系統施設

18.2 兼用する機能の確認

3.6 原子炉格納施設

18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計【65 条 35】−③

残留熱除去設備

・残留熱除去系④

非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

・代替循環冷却系
18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計これらの多様性及び流路の独立性並びに位 Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が使用され Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1−

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

置的分散によって，代替循環冷却系と格納容器る条件の下における健全性に関する説明書

圧力逃がし装置は，互いに重大事故等対処設備

2.1 多重性又は多様性及び独立性並びに位置的分散

18.1 機能単位の系統の明確化として，可能な限りの独立性を有する設計とす

3.2 原子炉冷却系統施設

18.2 兼用する機能の確認る。

3.6 原子炉格納施設

18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計③【65 条 36】

残留熱除去設備

・残留熱除去系④

非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

・代替循環冷却系
18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計原子炉格納容器安全設備のうち，サプレッシ Ⅴ-1-8-4 圧力低減設備その他の安全設備のポンプの有 2.
効吸込水頭に関する説明書

2.6 各機器固有の設計

サプレッション・プールを水源とするポンプの(1) 設備共通の設計

ョン・チェンバのプール水を水源とする原子炉
格納容器安全設備のポンプは，原子炉格納容器

2.1

有効 NPSH

内の圧力及び温度並びに，冷却材中の異物の影
響について「非常用炉心冷却設備又は格納容器
熱除去設備に係るろ過装置の性能評価等につ−いて（内規）」（平成 20・02・12 原院第 5 号（平成 20 年 2 月 27 日原子力安全・保安院制定））によるろ過装置の性能評価により，重大事故等時に想定される最も小さい有効吸込水頭にお3.1

サプレッション・プールを水源とするポンプの
評価方針

3.4.1

サプレッション・プールを水源とするポンプの有効 NPSH 評価方法
3.5.1

サプレッション・プールを水源とするポンプの有効 NPSH 評価結果

いても，正常に機能する能力を有する設計とする。
【54 条 107】23

原子炉格納施設の兼用する設計c.

圧力低減設備のポンプの有効吸込水頭に係る設計

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後3.2.6 格納容器下部注水系

Ⅴ-1-1-4-3

炉心の著しい損傷が発生した場合において様式 1 への反映結果

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.

（原子炉冷却系統施設）

原子炉格納施設の兼用する設計

2.1 機能に係る設計条件の設定

原子炉格納容器の破損を防止するため，溶融し，ペデスタル（ドライウェル部）に落下した Ⅴ-1-1-4-7
炉心を冷却するために必要な重大事故等対処（原子炉格納施設）

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

設備として，格納容器下部注水系（常設）及び18.1 機能単位の系統の明確化

格納容器下部注水系（可搬型）を設ける設計と Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書

18.2 兼用する機能の確認する。また，溶融炉心がペデスタル（ドライウ

18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

3.2.5 重大事故等時における原子炉格納容器下部のェル部）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

溶融炉心冷却機能④

別添 2 コリウムシールド及びペデスタル排水系のし，落下した溶融炉心の冷却が可能な設計とす−

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1

設計

非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

・低圧代替注水系
18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等る。なお，格納容器下部注水系（常設）によるに関する設計ペデスタル（ドライウェル部）への注水及び格4.

納容器下部注水系（可搬型）によるペデスタル

4.4 コリウムシールドの設計

その他原子炉格納施設に係る設計（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，溶融炉心とペデスタル（ドライウェル部）のコンクリートの相互作用による侵食及び溶融炉心からペデスタ
ル（ドライウェル部）のコンクリートへの熱影
響を抑制するため，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計とする。
【66 条 1】
(1)

常設低圧代替注水系ポンプによるペデスタ Ⅴ-1-1-4-3

ル（ドライウェル部）への注水

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.

（原子炉冷却系統施設）

原子炉格納施設の兼用する設計

2.1 機能に係る設計条件の設定

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 Ⅴ-1-1-4-7（原子炉格納施設）

備として，格納容器下部注水系（常設）は，常−設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1
18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

設低圧代替注水系ポンプにより，代替淡水貯槽18.1 機能単位の系統の明確化の水を格納容器下部注水系配管等を経由して Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書

18.2 兼用する機能の確認

ペデスタル（ドライウェル部）へ注水し，溶融

3.2.5 重大事故等時における原子炉格納容器下部の④

溶融炉心冷却機能

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18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

別添 2・低圧代替注水系

コリウムシールド及びペデスタル排水系の設計

もに，落下した溶融炉心を冷却できる設計とす

非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計る。
4.

【66 条 2】

その他原子炉格納施設に係る設計

4.4 コリウムシールドの設計

24

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後

格納容器下部注水系（常設）は，代替所内電 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
気設備を経由した常設代替交流電源設備又は
−

3.2.5

可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な様式 1 への反映結果
Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1

重大事故等時における原子炉格納容器下部の 18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

溶融炉心冷却機能

18.5 各機器固有の設計設計とする。

(2) その他各設備固有の設計【66 条 3】c.

非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備(b) 低圧代替注水系への電源供給に関する設計

コリウムシールドは，溶融炉心がペデスタル Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書（ドライウェル部）へと落下した場合におい3.2.5 重大事故等時における原子炉格納容器下部のて，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

その他原子炉格納施設に係る設計

4.4 コリウムシールドの設計

溶融炉心冷却機能
別添 2

融炉心からペデスタル（ドライウェル部）のコ−

4.

コリウムシールド及びペデスタル排水系の設計

ンクリートへの熱影響を抑制するため，寸法が高さ 1.88 m，厚さ 0.15 m，材料がジルコニア（ZrO２），個数が 1 個の設計とする。なお，コリウムシールドは，耐震性を有する設計とする。
【66 条 4】
原子炉格納容器安全設備のうち，代替淡水貯 Ⅴ-1-8-4 圧力低減設備その他の安全設備のポンプの有 2.
効吸込水頭に関する説明書

2.6 各機器固有の設計

サプレッション・プールを除くタンク等を水源(1) 設備共通の設計

槽を水源とする原子炉格納容器安全設備のポンプは，代替淡水貯槽の圧力及び温度により，2.2想定される最も小さい有効吸込水頭において−も，正常に機能する能力を有する設計とする。
【54 条 109】

原子炉格納施設の兼用する設計c.

とするポンプの有効 NPSH
3.2

圧力低減設備のポンプの有効吸込水頭に係る設計

サプレッション・プールを除くタンク等を水源とするポンプの評価方針

3.4.2

サプレッション・プールを除くタンク等を水源とするポンプの有効 NPSH 評価方法

3.5.2 サプレッション・プールを除くタンク等を水源とするポンプの有効 NPSH 評価結果
(2)

可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替 Ⅴ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.

注水大型ポンプによるペデスタル（ドライウェ（原子炉冷却系統施設）

原子炉格納施設の兼用する設計

2.1 機能に係る設計条件の設定

ル部）への注水
ペデスタル（ドライウェル部）に落下した溶 Ⅴ-1-1-4-7−

融炉心の冷却を行うための重大事故等対処設

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1（原子炉格納施設）

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計備として，格納容器下部注水系（可搬型）は，

18.1 機能単位の系統の明確化

可搬型代替注水中型ポンプ（直列 2 台）によ Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書

18.2 兼用する機能の確認

り，西側淡水貯水設備の水を建屋内にあらかじ18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

3.2.5 重大事故等時における原子炉格納容器下部のめ敷設した格納容器下部注水系配管等を経由

溶融炉心冷却機能④

非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

・低圧代替注水系

してペデスタル（ドライウェル部）へ注水し，25

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後

溶融炉心が落下するまでにペデスタル（ドライ

別添 2

ウェル部）にあらかじめ十分な水位を確保する

コリウムシールド及びペデスタル排水系の様式 1 への反映結果
18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等

設計に関する設計とともに，落下した溶融炉心を冷却できる設計

4.

とする。

4.4 コリウムシールドの設計

その他原子炉格納施設に係る設計

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建屋内にあらかじめ敷設した格納容器下部注水系配管等を経由してペデスタル（ドライウェル部）へ注水し，溶融炉心が落下するまでにペデスタル（ドライウェル部）にあらかじめ十分な水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。
【66 条 7】
格納容器下部注水系（可搬型）は，代替所内 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
電気設備を経由した常設代替交流電源設備又3.2.5 重大事故等時における原子炉格納容器下部の 18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
溶融炉心冷却機能

は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能−

Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1
18.5 各機器固有の設計(2) その他各設備固有の設計な設計とする。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 Ⅴ-1-1-4-3c.

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書

非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備(b) 低圧代替注水系への電源供給に関する設計（原子炉冷却系統施設）

ディーゼルエンジンにより駆動できる設計とする。
【66 条 8】

コリウムシールドは，溶融炉心がペデスタル Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書（ドライウェル部）へと落下した場合におい3.2.5 重大事故等時における原子炉格納容器下部の別添 2

4.4 コリウムシールドの設計

コリウムシールド及びペデスタル排水系の設計

融炉心からペデスタル（ドライウェル部）のコ−

その他原子炉格納施設に係る設計

溶融炉心冷却機能て，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

4.

ンクリートへの熱影響を抑制するため，寸法が高さ 1.88 m，厚さ 0.15 m，材料がジルコニア，個数が 1 個の設計とする。なお，コ（ZrO２）
リウムシールドは，耐震性を有する設計とする。
【66 条 11】
原子炉格納容器安全設備のうち，代替淡水貯 Ⅴ-1-8-4 圧力低減設備その他の安全設備のポンプの有 2.
槽，西側淡水貯水設備，ＳＡ用海水ピットを水−源とする原子炉格納容器安全設備のポンプは，代替淡水貯槽，西側淡水貯水設備，ＳＡ用海水2.2

効吸込水頭に関する説明書

2.6 各機器固有の設計

サプレッション・プールを除くタンク等を水源(1) 設備共通の設計とするポンプの有効 NPSH

ピットの圧力及び温度により，想定される最も原子炉格納施設の兼用する設計c.

圧力低減設備のポンプの有効吸込水頭に係る設計

26

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後小さい有効吸込水頭においても，正常に機能する能力を有する設計とする。
【54 条 109】3.2

様式 1 への反映結果

サプレッション・プールを除くタンク等を水源とするポンプの評価方針

3.4.2

サプレッション・プールを除くタンク等を水源とするポンプの有効 NPSH 評価方法
3.5.2

サプレッション・プールを除くタンク等を水源とするポンプの有効 NPSH 評価結果
(3) 多重性又は多様性及び独立性，位置的分散

Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が使用され Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1

格納容器下部注水系（常設）及び格納容器下る条件の下における健全性に関する説明書

部注水系（可搬型）は，共通要因によって同時

2.1 多重性又は多様性及び独立性並びに位置的分散

18.1 機能単位の系統の明確化に機能を損なわないよう，格納容器下部注水系

3.2 原子炉冷却系統施設

18.2 兼用する機能の確認（常設）の常設低圧代替注水系ポンプを代替所

3.6 原子炉格納施設

18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

内電気設備を経由した常設代替交流電源設備④

又は可搬型代替交流電源設備からの給電によ・低圧代替注水系

る電動機駆動とし，格納容器下部注水系（可搬

非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等型）の可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代に関する設計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−

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

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。
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。
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に

27

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後様式 1 への反映結果

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とする。
可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替
注水大型ポンプの接続口は，共通要因によって接続できなくなることを防止するため，位置的分散を図った複数箇所に設置する設計とする。
これらの多様性及び系統の独立性並びに位置的分散によって，格納容器下部注水系（常設）及び格納容器下部注水系（可搬型）は，互いに重大事故等対処設備としての独立性を有する設計とする。
【66 条 41】3.2.7 ペデスタル排水系
炉心の著しい損傷が発生した場合において

Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
3.2.5 重大事故等時における原子炉格納容器下部のし，ペデスタル（ドライウェル部）に落下した

その他原子炉格納施設に係る設計

4.4 コリウムシールドの設計

溶融炉心冷却機能

原子炉格納容器の破損を防止するため，溶融
−

4.

別添 2

コリウムシールド及びペデスタル排水系の Ⅴ-1-10-6「放射性廃棄物の廃棄施設」の様式−1

設計

炉心を冷却するために必要な重大事故等対処

3.

設備として，ペデスタル排水系を設ける設計と格納容器機器ドレンサンプ及び格納容器床ドレン
サンプに関する設計する。
【66 条 42】
ペデスタル排水系は，ドライウェル圧力高信 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
号及び原子炉水位異常低下信号（レベル１）に

3.2.5 重大事故等時における原子炉格納容器下部のする配管に対してペデスタル（ドライウェル

その他原子炉格納施設に係る設計

4.4 コリウムシールドの設計

溶融炉心冷却機能

より，ペデスタル（ドライウェル部）内へ流入
−

4.

別添 2

コリウムシールド及びペデスタル排水系の Ⅴ-1-10-6「放射性廃棄物の廃棄施設」の様式−1

設計部）外側に設置した制限弁を自動閉止し，ペデ3.

格納容器機器ドレンサンプ及び格納容器床ドレン
サンプに関する設計

スタル（ドライウェル部）への流入水を制限するとともに，格納容器床ドレンサンプ内に流入した水を格納容器床ドレンサンプ導入管より28

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後様式 1 への反映結果流出させ，格納容器床ドレンサンプスリット及び排水配管を経由してサプレッション・チェン
バへ排水することにより，必要な水位を維持できる設計とする。また，ペデスタル（ドライウ
ェル部）内の水位が 1.2 m を超えた場合には，格納容器床ドレンサンプ導入管と併せて格納容器機器ドレンサンプ導入管より流出させ，格
納容器機器ドレンサンプスリット及び排水配管を経由してサプレッション・チェンバへ排水することができる設計とする。
【66 条 43】
格納容器床ドレンサンプ導入管は，ペデスタ Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
ル（ドライウェル部）内の水位を常時 1 m に維

3.2.5 重大事故等時における原子炉格納容器下部のその他原子炉格納施設に係る設計

4.4 コリウムシールドの設計

溶融炉心冷却機能持するため，格納容器床ドレンサンプ底部から高さが 1 m の設計とする。また，格納容器機器

4.

別添 2

コリウムシールド及びペデスタル排水系の Ⅴ-1-10-6「放射性廃棄物の廃棄施設」の様式−1

設計

ドレンサンプ導入管は，ペデスタル（ドライウ

3.

格納容器機器ドレンサンプ及び格納容器床ドレン
サンプに関する設計ェル部）内の水位が 1.2 m 以上であるときに，格納容器床ドレンサンプ導入管と併せてペデ−スタル（ドライウェル部）より排水するため，格納容器床ドレンサンプ底部から高さが 1.2 mの設計とする。
格納容器床ドレンサンプ導入管及び格納容器機器ドレンサンプ導入管は，サイフォン効果を除去し，意図した水位で排水を停止するた
め，頂部付近に空気抜き孔を有する設計とする。
【66 条 44】
原子炉圧力容器破損前までに想定される落 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
下物により，格納容器床ドレンサンプ導入管及3.2.5 重大事故等時における原子炉格納容器下部の別添 2

4.4 コリウムシールドの設計

コリウムシールド及びペデスタル排水系の Ⅴ-1-10-6「放射性廃棄物の廃棄施設」の様式−1

設計

プ導入管カバー及び格納容器機器ドレンサン−

その他原子炉格納施設に係る設計

溶融炉心冷却機能

び格納容器機器ドレンサンプ導入管が損傷することを防止するため，格納容器床ドレンサン

4.

3.

格納容器機器ドレンサンプ及び格納容器床ドレン
サンプに関する設計

プ導入管カバーを設ける設計とする。また，格
納容器床ドレンサンプ導入管カバー及び格納容器機器ドレンサンプ導入管カバーは，異物による排水機能への悪影響を防止するため，異物混入防止機能を有する設計とする。
【66 条 45】29

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後

原子炉圧力容器破損時にペデスタル（ドライ Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
ウェル部）に落下したデブリが，格納容器床ド

3.2.5 重大事故等時における原子炉格納容器下部の

−

別添 2

4.4 コリウムシールドの設計

3.

格納容器機器ドレンサンプ及び格納容器床ドレン
サンプに関する設計

ンサンプスリット及び格納容器機器ドレンサmm，幅

その他原子炉格納施設に係る設計

コリウムシールド及びペデスタル排水系の Ⅴ-1-10-6「放射性廃棄物の廃棄施設」の様式−1
設計

移行することを防止するため，格納容器床ドレンプスリット（高さ4.

溶融炉心冷却機能

レンサンプ及び格納容器機器ドレンサンプの排水流路を通じてサプレッション・チェンバへ

様式 1 への反映結果

mm，厚さmm，材料 ステンレス鋼）は，流入したデブ
リの冷却及び凝固停止を促進する設計とする。
【66 条 45-1】
原子炉圧力容器破損後のペデスタル水のサ Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
プレッション・チェンバへの流出を防止するた

3.2.5 重大事故等時における原子炉格納容器下部のめ，ベント管に接続する格納容器床ドレン排水
弁及び格納容器機器ドレン排水弁は，原子炉圧−

4.

その他原子炉格納施設に係る設計

4.4 コリウムシールドの設計

溶融炉心冷却機能
別添 2

力容器破損前のペデスタル（ドライウェル部）

コリウムシールド及びペデスタル排水系の Ⅴ-1-10-6「放射性廃棄物の廃棄施設」の様式−1設計

3.

への注水により一旦水位を上昇させ，その後の格納容器機器ドレンサンプ及び格納容器床ドレン
サンプに関する設計

排水によりペデスタル（ドライウェル部）の水
位が 1 m まで低下する時間を考慮し，自動閉止する設計とする。
【66 条 45-2】
自主対策設備であるペデスタル排水系に設 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
置する安全弁は，排水流路の上部から分岐した

3.2.5 重大事故等時における原子炉格納容器下部の配管に設置することにより，排水性に悪影響を−及ぼさない設計とする。また，安全弁はペデス

4.

その他原子炉格納施設に係る設計

4.4 コリウムシールドの設計

溶融炉心冷却機能
別添 2

タル排水系と同等の設計とし，ペデスタル排水

コリウムシールド及びペデスタル排水系の Ⅴ-1-10-6「放射性廃棄物の廃棄施設」の様式−1設計

3.

系に対して悪影響を及ぼさない設計とする。

格納容器機器ドレンサンプ及び格納容器床ドレン
サンプに関する設計【66 条 46】
3.2.8 高圧代替注水系

Ⅴ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.

炉心の著しい損傷が発生した場合に溶融炉（原子炉冷却系統施設）

原子炉格納施設の兼用する設計

2.1 機能に係る設計条件の設定

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 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書−

備として，高圧代替注水系を設ける設計とす

Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1

3.2.5 重大事故等時における原子炉格納容器下部の 18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計る。なお，この場合は，ほう酸水注入系による溶融炉心冷却機能

18.1 機能単位の系統の明確化

原子炉圧力容器へのほう酸水注入と並行して

18.2 兼用する機能の確認行う。

18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計【66 条 25】④

非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

・高圧炉心スプレイ系

30

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後様式 1 への反映結果
・高圧代替注水系
18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計高圧代替注水系は，蒸気タービン駆動ポンプ Ⅴ-1-1-4-3
によりサプレッション・チェンバのプール水を設備別記載事項の設定根拠に関する説明 2.

（原子炉冷却系統施設）

原子炉格納施設の兼用する設計

2.1 機能に係る設計条件の設定

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溶融炉心を冷却できる Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
設計とする。

Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1

3.2.5 重大事故等時における原子炉格納容器下部の 18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計【66 条 26】

溶融炉心冷却機能

18.1 機能単位の系統の明確化
18.2 兼用する機能の確認−

18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計④

非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

・高圧炉心スプレイ系
・高圧代替注水系
18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計高圧代替注水系は，常設代替交流電源設備， 第 1-4-1 図 単線結線図（1／5）

Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1

可搬型代替交流電源設備，常設代替直流電源設

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

備又は可搬型代替直流電源設備からの給電が 第 1-4-2 図 単線結線図（2／5）

18.1 機能単位の系統の明確化

可能な設計とし，中央制御室からの操作が可能

18.2 兼用する機能の確認な設計とする。

Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が使用され【66 条 27】−

る条件の下における健全性に関する説明書
2.1 多重性又は多様性及び独立性並びに位置的分散
3.2 原子炉冷却系統施設

18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計④

非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

・高圧代替注水系
18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計18.5 各機器固有の設計(2) その他各設備固有の設計c.

非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備(c) 高圧代替注水系への電源供給に関する設計

高圧代替注水系の流路として，設計基準対象 Ⅴ-1-1-4-1 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1（原子炉本体）施設である原子炉圧力容器及び炉心支持構造−

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

物を重大事故等対処設備として使用すること

18.1 機能単位の系統の明確化

から，流路に係る機能について重大事故等対処 Ⅴ-3-3-1 原子炉圧力容器の強度計算書

18.2 兼用する機能の確認設備としての設計を行う。

18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計【66 条 28】

Ⅴ-3-別添 6 炉心支持構造物の強度に関する説明書④

非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

・高圧代替注水系

31

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後様式 1 への反映結果
18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計18.5 各機器固有の設計(1) 設備共通の設計

3.2.9 低圧代替注水系

Ⅴ-1-1-4-3(1) 低圧代替注水系（常設）による原子炉注水

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.

（原子炉冷却系統施設）

原子炉格納施設の兼用する設計

2.1 機能に係る設計条件の設定

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 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
落下を遅延・防止するための重大事故等対処設−

Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1

3.2.5 重大事故等時における原子炉格納容器下部の 18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
溶融炉心冷却機能備として，低圧代替注水系（常設）を設ける設

18.1 機能単位の系統の明確化計とする。なお，この場合は，ほう酸水注入系

18.2 兼用する機能の確認

による原子炉圧力容器へのほう酸水注入と並18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計行して行う。

④

非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

・低圧代替注水系【66 条 14】18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計低圧代替注水系（常設）は，常設低圧代替注 Ⅴ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.
（原子炉冷却系統施設）

水系ポンプにより，代替淡水貯槽の水を残留熱

原子炉格納施設の兼用する設計

2.1 機能に係る設計条件の設定除去系等を経由して原子炉圧力容器へ注水することで溶融炉心を冷却できる設計とする。
【66 条 15】

Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書

Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1

3.2.5 重大事故等時における原子炉格納容器下部の 18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
溶融炉心冷却機能−

18.1 機能単位の系統の明確化
18.2 兼用する機能の確認
18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計④非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備
・低圧代替注水系
18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計低圧代替注水系（常設）は，代替所内電気設 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬−

Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1

3.2.3 重大事故等時における原子炉格納容器冷却機 18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
能型代替交流電源設備からの給電が可能な設計

18.5 各機器固有の設計(2) その他各設備固有の設計

とする。

c.

【66 条 16】

非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備(b) 低圧代替注水系への電源供給に関する設計

低圧代替注水系（常設）の流路として，設計 Ⅴ-1-1-4-1 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1−（原子炉本体）基準対象施設である原子炉圧力容器，炉心支持18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.1 機能単位の系統の明確化

構造物及び原子炉圧力容器内部構造物を重大

32

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後様式 1 への反映結果

事故等対処設備として使用することから，流路 Ⅴ-3-3-3 原子炉圧力容器内部構造物の強度計算書

18.2 兼用する機能の確認に係る機能について重大事故等対処設備とし18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計ての設計を行う。

Ⅴ-3-別添 6 炉心支持構造物の強度に関する説明書④【66 条 17】

非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

・低圧代替注水系
Ⅴ-3-別添 7 原子炉圧力容器内部構造物の強度計算書

18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計18.5 各機器固有の設計(1) 設備共通の設計(2) 低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水 Ⅴ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.
（原子炉冷却系統施設）

炉心の著しい損傷が発生した場合に溶融炉

原子炉格納施設の兼用する設計

2.1 機能に係る設計条件の設定

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 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
備として，低圧代替注水系（可搬型）を設ける−

Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1

3.2.5 重大事故等時における原子炉格納容器下部の 18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
溶融炉心冷却機能設計とする。なお，この場合は，ほう酸水注入

18.1 機能単位の系統の明確化

系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入と18.2 兼用する機能の確認

並行して行う。

18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計④【66 条 18】

非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

・低圧代替注水系
18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計低圧代替注水系（可搬型）は，可搬型代替注 Ⅴ-1-1-4-3水中型ポンプ（直列 2 台）により西側淡水貯水設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.

（原子炉冷却系統施設）

原子炉格納施設の兼用する設計

2.1 機能に係る設計条件の設定

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又は Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
残留熱除去系等を経由して原子炉圧力容器に−

Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1

3.2.5 重大事故等時における原子炉格納容器下部の 18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

注水することで溶融炉心を冷却できる設計と溶融炉心冷却機能する。

18.1 機能単位の系統の明確化
18.2 兼用する機能の確認【66 条 19】18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計④

非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

・低圧代替注水系
18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計低圧代替注水系（可搬型）は，代替所内電気 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
設備を経由した常設代替交流電源設備又は可−Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1

3.2.3 重大事故等時における原子炉格納容器冷却機 18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
能

搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設

18.5 各機器固有の設計(2) その他各設備固有の設計

計とする。

c.

【66 条 20】

非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備(b) 低圧代替注水系への電源供給に関する設計

33

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後

可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替 Ⅴ-1-1-4-3
注水大型ポンプは，空冷式のディーゼルエンジ

様式 1 への反映結果

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1（原子炉冷却系統施設）

ンにより駆動できる設計とする。

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.1 機能単位の系統の明確化【66 条 21】18.2 兼用する機能の確認−

18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計④

非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

・低圧代替注水系
18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計低圧代替注水系（可搬型）の流路として，設 Ⅴ-1-1-4-1 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1
計基準対象施設である原子炉圧力容器，炉心支−（原子炉本体）18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

持構造物及び原子炉圧力容器内部構造物を重18.1 機能単位の系統の明確化

大事故等対処設備として使用することから，流 Ⅴ-3-3-3 原子炉圧力容器内部構造物の強度計算書

18.2 兼用する機能の確認

路に係る機能について重大事故等対処設備と18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

しての設計を行う。

④

Ⅴ-3-別添 6 炉心支持構造物の強度に関する説明書【66 条 24】

非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

・低圧代替注水系
Ⅴ-3-別添 7 原子炉圧力容器内部構造物の強度計算書

18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計18.5 各機器固有の設計(1) 設備共通の設計

3.2.10 原子炉建屋放水設備

Ⅴ-1-1-4-3

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.

（原子炉冷却系統施設）(1) 大気への拡散抑制及び航空機燃料火災対応

2.1 機能に係る設計条件の設定
2.2 機能単位の系統の明確化

炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損に至った場合において，発電所外への放射性 Ⅴ-1-1-4-7−

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉格納施設）

物質の拡散を抑制するための重大事故等対処

2.3 兼用する機能の確認
2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計設備及び原子炉建屋周辺における航空機衝突③原子炉格納容器安全設備

による航空機燃料火災に対応できる設備とし Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書

・原子炉建屋放水設備て，原子炉建屋放水設備を設ける設計とする。

3.2.8 原子炉格納容器外面への放水設備等

2.5

大気への放射性物質の拡散を抑制するため Ⅴ-1-1-4-3

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.

（原子炉冷却系統施設）の重大事故等対処設備として，原子炉建屋放水

原子炉格納施設の兼用する設計

2.1 機能に係る設計条件の設定
2.2 機能単位の系統の明確化

設備は，可搬型代替注水大型ポンプにより海水を取水し，ホース等を経由して放水砲から原子 Ⅴ-1-1-4-7
炉建屋へ放水できる設計とする。

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉格納施設）

2.3 兼用する機能の確認
2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計③原子炉格納容器安全設備

可搬型代替注水大型ポンプ及び放水砲は，設置場所を任意に設定し，複数の方向から原子炉 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
建屋に向けて放水できる設計とする。

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計【70 条 1】−

原子炉格納施設の兼用する設計

3.2.8 原子炉格納容器外面への放水設備等

・原子炉建屋放水設備
2.5兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計【70 条 2】34

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後

原子炉建屋周辺における航空機衝突による Ⅴ-1-1-4-3
航空機燃料火災に対応するための重大事故等

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.

（原子炉冷却系統施設）

対処設備として，原子炉建屋放水設備は，可搬

原子炉格納施設の兼用する設計

2.1 機能に係る設計条件の設定
2.2 機能単位の系統の明確化

型代替注水大型ポンプにより泡混合器を通し Ⅴ-1-1-4-7−

様式 1 への反映結果て，海水を泡消火薬剤と混合しながらホース等

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉格納施設）

2.3 兼用する機能の確認
2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計を経由して放水砲から原子炉建屋周辺へ放水できる設計とする。

③原子炉格納容器安全設備
Ⅴ-1-1-4-別添 2 設定根拠に関する説明書（別添）【70 条 7】

・原子炉建屋放水設備
2.5

Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計

3.2.8 原子炉格納容器外面への放水設備等
泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）は，航空機 Ⅴ-1-1-4-3

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.

（原子炉冷却系統施設）

燃料火災への泡消火に対応するために必要な消火薬剤の保有数は，必要な容量として 5 m

Ⅴ-1-1-4-7

確保し，故障時の予備用として 5 m3 の計 10 m3−

2.1 機能に係る設計条件の設定
2.2 機能単位の系統の明確化

容量の泡消火薬剤を保管できる設計とする。泡
3

原子炉格納施設の兼用する設計

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉格納施設）

2.3 兼用する機能の確認
2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計を保管する。なお，泡消火薬剤容器（大型ポン③原子炉格納容器安全設備

プ用）の容量は 1 m3/個であり，確保された泡 Ⅴ-1-1-4-別添 2 設定根拠に関する説明書（別添）・原子炉建屋放水設備

3

3

2.5

消火薬剤 5 m を 1 m 毎に分け 5 個，予備用の泡消火薬剤 5 m3 を 1 m3 毎に分け 5 個の計 10 個 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書を保管する。

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計

3.2.8 原子炉格納容器外面への放水設備等【70 条 8】泡混合器は，航空機燃料火災に対応するた Ⅴ-1-1-4-3
め，可搬型代替注水大型ポンプ，放水砲及び泡設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.

（原子炉冷却系統施設）

2.1 機能に係る設計条件の設定
2.2 機能単位の系統の明確化

消火薬剤容器（大型ポンプ用）に接続すること
で，泡消火薬剤を混合して放水できる設計とす Ⅴ-1-1-4-7−

原子炉格納施設の兼用する設計る。また，泡混合器の保有数は，航空機燃料火設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉格納施設）

2.3 兼用する機能の確認
2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計③原子炉格納容器安全設備

災に対応するため，1 個と故障時の予備として1 個の合計 2 個を保管する。

・原子炉建屋放水設備

Ⅴ-1-1-4-別添 2 設定根拠に関する説明書（別添）2.5【70 条 9】兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計

Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
3.2.8 原子炉格納容器外面への放水設備等(2) 海洋への拡散抑制

Ⅴ-1-1-4-別添 2 設定根拠に関する説明書（別添）

炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破−2.

原子炉格納施設の兼用する設計

2.1 機能に係る設計条件の設定損に至った場合において，発電所外への放射性 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書

2.2 機能単位の系統の明確化

物質の拡散を抑制するための重大事故等対処

2.3 兼用する機能の確認

3.2.8 原子炉格納容器外面への放水設備等設備として，海洋拡散抑制設備を設ける設計と2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計する。

⑦汚濁防止膜（可搬型）35

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後【70 条 1】様式 1 への反映結果
2.5

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計
海洋への放射性物質の拡散を抑制するため Ⅴ-1-1-4-別添 2 設定根拠に関する説明書（別添）−2.

原子炉格納施設の兼用する設計の重大事故等対処設備として，海洋拡散抑制設

2.1 機能に係る設計条件の設定

備は，汚濁防止膜等で構成し，汚濁防止膜（可 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書

2.2 機能単位の系統の明確化搬型）は，汚染水が発電所から海洋に流出する

2.3 兼用する機能の確認

3.2.8 原子炉格納容器外面への放水設備等

12 箇所（雨水排水路集水桝 9 箇所及び放水路

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

3 箇所）に設置できる設計とする。

⑦汚濁防止膜（可搬型）【70 条 5】2.5

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計
汚濁防止膜（可搬型）は，海洋への放射性物 Ⅴ-1-1-4-別添 2 設定根拠に関する説明書（別添）

原子炉格納施設の兼用する設計

質の拡散を抑制するため，設置場所に応じた高2.1 機能に係る設計条件の設定

さ及び幅を有する設計とする。必要数は，各設 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書

2.2 機能単位の系統の明確化

置場所に必要な幅に対して汚濁防止膜を二重2.3 兼用する機能の確認

3.2.8 原子炉格納容器外面への放水設備等に計 2 本設置することとし，雨水排水路集水桝

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計9 箇所の設置場所に計 18 本（高さ約 3 m，幅約

⑦汚濁防止膜（可搬型）

3 m（12 本），高さ約 2 m，幅約 3 m（6 本））及2.5

び放水路 3 箇所の設置場所に計 6 本（高さ約 4−2.

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計

m，幅約 4 m（6 本））の合計 24 本使用する設計とする。また，予備については，保守点検は目視点検であり，保守点検中でも使用可能である
ため，保守点検用は考慮せずに，破れ等の破損時の予備用として各設置場所に対して 2 本の計 24 本を保管することとし，予備を含めた保有数として設置場所 12 箇所分の合計 48 本を保管する。
【70 条 6】

3.3 放射性物質濃度制御設備

3.3 放射性物質濃度制御設備

原子炉冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊

原子炉冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊

又は故障の際に原子炉格納容器から気体状の放射又は故障の際に原子炉格納容器から気体状の放射性物質が漏えいすることによる敷地境界外の実効性物質が漏えいすることによる敷地境界外の実効線量が「発電用軽水型原子炉施設の安全評価に関す線量が「発電用軽水型原子炉施設の安全評価に関する審査指針（平成 2 年 8 月 30 日原子力安全委員

る審査指針（平成 2 年 8 月 30 日原子力安全委員会）」に規定する線量を超えないよう，当該放射性会）」に規定する線量を超えないよう，当該放射性物質の濃度を低減する設備として原子炉建屋ガス

物質の濃度を低減する設備として原子炉建屋ガス処理系を設置する。

処理系を設置する。

−【44 条 20】36−
（追加要求事項なし）

基本設計方針変 更

前3.3.1 原子炉建屋ガス処理系
原子炉建屋ガス処理系は非常用ガス再循環

変 更

工認添付説明書との関係

後3.3.1 原子炉建屋ガス処理系

原子炉格納施設 要目表

様式 1 への反映結果（追加要求事項はないが，本工認で必要な設計）

原子炉建屋ガス処理系は非常用ガス再循環

4.

系及び非常用ガス処理系から構成される。非常系及び非常用ガス処理系から構成される。非常 原子炉格納施設に係る機器の配置を明示した図面

用ガス処理系は，電気加熱器，粒子用高効率フ用ガス処理系は，電気加熱器，粒子用高効率フ 8.3.5

ィルタ，よう素用チャコールフィルタ等を含む

ィルタ，よう素用チャコールフィルタ等を含む

非常用ガス処理系フィルタトレイン及び非常

非常用ガス処理系フィルタトレイン及び非常用ガス処理系排風機等から構成され，非常用ガ

用ガス処理系排風機等から構成され，非常用ガ 構造図

ス再循環系は，湿分除去装置，電気加熱器，前ス再循環系は，湿分除去装置，電気加熱器，前置フィルタ，粒子用高効率フィルタ，よう素用

置フィルタ，粒子用高効率フィルタ，よう素用

チャコールフィルタ等を含む非常用ガス再循

チャコールフィルタ等を含む非常用ガス再循

環系フィルタトレイン及び非常用ガス再循環

環系フィルタトレイン及び非常用ガス再循環系排風機等から構成される。放射性物質の放出

系排風機等から構成される。放射性物質の放出を伴う設計基準事故時には非常用ガス処理系を伴う設計基準事故時には非常用ガス処理系

で原子炉建屋原子炉棟内を水柱約 6 mm の負圧で原子炉建屋原子炉棟内を水柱約 6 mm の負圧に保ちながら，原子炉格納容器から漏えいしたに保ちながら，原子炉格納容器から漏えいした

放射性物質を非常用ガス再循環系により除去

放射性物質を非常用ガス再循環系により除去

するとともに，非常用ガス処理系を通して，更するとともに，非常用ガス処理系を通して，更に放射性物質を除去・低減した後，非常用ガスに放射性物質を除去・低減した後，非常用ガス処理系排気筒より放出できる設計とする。

処理系排気筒より放出できる設計とする。

その他原子炉格納施設に係る設計

4.2 非常用ガス処理系排風機の設計

放射性物質濃度制御設備及び可燃性ガス濃度制

御設備並びに格納容器再循環設備

8.3.5.2 原子炉建屋ガス処理系 非常用ガス処理系【43 条 8】
原子炉建屋ガス処理系は，非常用ガス処理系

原子炉建屋ガス処理系は，非常用ガス処理系 Ⅴ-1-1-4-7

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 （追加要求事項はないが，本工認で必要な設計）及び非常用ガス再循環系から構成し，原子炉冷及び非常用ガス再循環系から構成し，原子炉冷却材喪失事故時に想定する原子炉格納容器か却材喪失事故時に想定する原子炉格納容器からの漏えい気体中に含まれるよう素を除去し，らの漏えい気体中に含まれるよう素を除去し， 原子炉格納施設 要目表

環境に放出される放射性物質の濃度を減少さ

環境に放出される放射性物質の濃度を減少させる設計とする。

せる設計とする。
【44 条 23】

（原子炉格納施設）

4.

その他原子炉格納施設に係る設計

4.2 非常用ガス処理系排風機の設計

原子炉格納施設に係る機器の配置を明示した図面
8.3.5

放射性物質濃度制御設備及び可燃性ガス濃度制

御設備並びに格納容器再循環設備
構造図
8.3.5.2 原子炉建屋ガス処理系 非常用ガス処理系
原子炉建屋ガス処理系を構成する非常用ガ

原子炉建屋ガス処理系を構成する非常用ガ

ス処理系及び非常用ガス再循環系のうち，非常

ス処理系及び非常用ガス再循環系のうち，非常用ガス処理系フィルタトレイン及び非常用ガ

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のよう素除去効

ス再循環系フィルタトレインのよう素除去効率及びガス処理設備の処理容量は，設置（変更）率及びガス処理設備の処理容量は，設置（変更）

許可を受けた設計基準事故の評価の条件を満許可を受けた設計基準事故の評価の条件を満足する設計とする。

足する設計とする。

−【44 条 26】37−
（追加要求事項なし）

基本設計方針
変 更

前

新燃料貯蔵庫及び使用済燃料プールは，燃料

変 更

工認添付説明書との関係

後

新燃料貯蔵庫及び使用済燃料プールは，燃料 Ⅴ-1-1-4-7

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 （追加要求事項はないが，本工認で必要な設計）

体等の落下により燃料体等が破損して放射性体等の落下により燃料体等が破損して放射性物質の放出により公衆に放射線障害を及ぼす物質の放出により公衆に放射線障害を及ぼす

おそれがある場合において，放射性物質によるおそれがある場合において，放射性物質による 原子炉格納施設 要目表

敷地外への影響を低減するため，原子炉建屋ガ

敷地外への影響を低減するため，原子炉建屋ガス処理系により放射性物質の放出を低減でき

ス処理系により放射性物質の放出を低減でき 原子炉格納施設に係る機器の配置を明示した図面

る設計とする。

る設計とする。
【26 条 51】

様式 1 への反映結果（原子炉格納施設）

4.

その他原子炉格納施設に係る設計

4.2 非常用ガス処理系排風機の設計

8.3.5

放射性物質濃度制御設備及び可燃性ガス濃度制

御設備並びに格納容器再循環設備
構造図
8.3.5.2 原子炉建屋ガス処理系 非常用ガス処理系

重要度が特に高い安全機能を有する系統に Ｖ-1-1-6

安全設備及び重大事故等対処設備が使用され 4.

おいて，設計基準事故が発生した場合に長期間る条件の下における健全性に関する説明書

にわたって機能が要求される静的機器のうち，2.1 多重性又は多様性及び独立性並びに位置的分散

単一設計とする原子炉建屋ガス処理系の配管

3.6 原子炉格納施設

その他原子炉格納施設に係る設計

4.1 放射性物質濃度低減設備の単一故障に係る設備の一部については，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，配管の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，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。
【14 条 5】
想定される単一故障の発生に伴う周辺公衆 Ｖ-1-1-6に対する放射線被ばくは，保守的に単一故障をる条件の下における健全性に関する説明書

除去又は修復ができない場合で評価し，安全評

2.1 多重性又は多様性及び独立性並びに位置的分散

価指針に示された設計基準事故時の判断基準

3.6 原子炉格納施設

を下回ることを確認する。また，単一故障の除−安全設備及び重大事故等対処設備が使用され 4.

去又は修復のための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 日間を考慮し，修復作業に係る従事者の被ばく線量は緊急時作業に係る線量限度に照らしても十分小さ
くする設計とする。
【14 条 6】38

その他原子炉格納施設に係る設計

4.1 放射性物質濃度低減設備の単一故障に係る設備

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後単一設計とする箇所の設計に当たっては，想 Ｖ-1-1-6−

様式 1 への反映結果

安全設備及び重大事故等対処設備が使用され 4.

定される単一故障の除去又は修復のためのアる条件の下における健全性に関する説明書

クセスが可能であり，かつ，補修作業が容易と

2.1 多重性又は多様性及び独立性並びに位置的分散なる設計とする。

3.6 原子炉格納施設

その他原子炉格納施設に係る設計

4.1 放射性物質濃度低減設備の単一故障に係る設備【14 条 7】
炉心の著しい損傷が発生した場合に，原子炉 Ⅴ-1-1-4-7
建屋ガス処理系は，非常用ガス再循環系排風機−

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.

（原子炉格納施設）

原子炉格納施設の兼用する設計

2.1 機能に係る設計条件の設定

及び非常用ガス処理系排風機により原子炉建

2.2 機能単位の系統の明確化

屋原子炉棟を負圧に維持するとともに，原子炉 Ⅴ-1-7-3 中央制御室の居住性に関する説明書

2.3 兼用する機能の確認

格納容器から原子炉建屋原子炉棟に漏えいし

2.1 基本方針

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計た放射性物質を含む気体を非常用ガス処理系

4.

中央制御室の居住性評価④

放射性物質濃度制御設備及び可燃性ガス濃度制

排気筒から排気し，原子炉格納容器から漏えい

御設備並びに格納容器再循環設備

した空気中の放射性物質の濃度を低減させる Ｖ-1-8-2 原子炉格納施設の水素濃度低減性能に関する・原子炉建屋ガス処理系

ことで，中央制御室にとどまる運転員を過度の被ばくから防護する設計とする。
【74 条 20】

説明書

2.5

2.2.1 原子炉建屋ガス処理系
4.2.1 原子炉建屋ガス処理系兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関

する設計
3.

原子炉格納施設の設計

3.3

原子炉建屋等の損傷を防止するための水素濃度低減設備の設計
炉心の著しい損傷が発生し，原子炉建屋ガス Ｖ-1-1-6−

安全設備及び重大事故等対処設備が使用され 2.

原子炉格納施設の兼用する設計

処理系を起動する際に，原子炉建屋外側ブローる条件の下における健全性に関する説明書

2.1 機能に係る設計条件の設定

アウトパネルを閉止する必要がある場合には，

別添-4 ブローアウトパネル関連設備の設計方針

2.2 機能単位の系統の明確化

中央制御室からブローアウトパネル閉止装置

2.3 兼用する機能の確認（個数 10）を操作し，容易かつ確実に開口部 Ⅴ-1-7-3 中央制御室の居住性に関する説明書

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計を閉止できる設計とする。また，ブローアウト

2.1 基本方針

パネル閉止装置は現場においても，人力により

4.

④放射性物質濃度制御設備及び可燃性ガス濃度制
御設備並びに格納容器再循環設備

中央制御室の居住性評価

・原子炉建屋ガス処理系

操作できる設計とする。
2.5【74 条 21】

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関

する設計
4.

その他原子炉格納施設に係る設計

4.3 ブローアウトパネル閉止装置の設計
原子炉建屋ガス処理系は，非常用交流電源設 Ｖ-1-8-2 原子炉格納施設の水素濃度低減性能に関する 2.
説明書

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。また，ブローアウトパネ−

2.2.1 原子炉建屋ガス処理系

原子炉格納施設の兼用する設計

2.6 各機器固有の設計(2) その他各設備固有の設計
a.

ル閉止装置は，常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。
【74 条 23】39

原子炉建屋ガス処理系

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後

原子炉建屋ガス処理系の流路として，設計基 Ⅴ-1-1-4-7
準対象施設である非常用ガス再循環系フィル−

様式 1 への反映結果

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.

（原子炉格納施設）

原子炉格納施設の兼用する設計

2.1 機能に係る設計条件の設定

タトレイン，非常用ガス処理系フィルタトレイ

2.2 機能単位の系統の明確化

ン及び非常用ガス処理系排気筒を重大事故等 Ｖ-1-8-2 原子炉格納施設の水素濃度低減性能に関する

2.3 兼用する機能の確認

対処設備として使用することから，流路に係る2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計説明書

機能について重大事故等対処設備としての設

2.2.1 原子炉建屋ガス処理系計を行う。

4.2.1 原子炉建屋ガス処理系④

放射性物質濃度制御設備及び可燃性ガス濃度制
御設備並びに格納容器再循環設備【74 条 25】

・原子炉建屋ガス処理系
Ⅴ-3-9-2 圧力低減設備その他の安全設備の強度計算書

2.5

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計

2.6 各機器固有の設計(1) 設備共通の設計
3.

原子炉格納施設の設計

3.3

原子炉建屋等の損傷を防止するための水素濃度低減設備の設計
炉心の著しい損傷が発生した場合において Ⅴ-1-1-4-7（原子炉格納施設）

原子炉建屋等の水素爆発による損傷を防止す−

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.

原子炉格納施設の兼用する設計

2.1 機能に係る設計条件の設定るために原子炉格納容器から原子炉建屋原子2.2 機能単位の系統の明確化

炉棟内に漏えいした水素等を含む気体を排出 Ｖ-1-8-2 原子炉格納施設の水素濃度低減性能に関する

2.3 兼用する機能の確認するとともに，放射性物質を低減するための重2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

説明書

大事故等対処設備として，水素排出設備である

2.2.1 原子炉建屋ガス処理系

原子炉建屋ガス処理系を設ける設計とする。

4.2.1 原子炉建屋ガス処理系④

放射性物質濃度制御設備及び可燃性ガス濃度制
御設備並びに格納容器再循環設備【68 条 1】

・原子炉建屋ガス処理系
2.5

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計可燃性ガス濃度制御系
3.

原子炉格納施設の設計

3.3

原子炉建屋等の損傷を防止するための水素濃度低減設備の設計
水素排出設備である原子炉建屋ガス処理系 Ⅴ-1-1-4-7の非常用ガス処理系排風機及び非常用ガス再−設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.

（原子炉格納施設）

原子炉格納施設の兼用する設計

2.1 機能に係る設計条件の設定

循環系排風機は，負圧達成機能及び負圧維持機

2.2 機能単位の系統の明確化能をもち，原子炉格納容器から原子炉建屋原子 Ｖ-1-8-2 原子炉格納施設の水素濃度低減性能に関する

2.3 兼用する機能の確認

炉棟内に漏えいする水素等を含む気体を吸引

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計説明書

し，非常用ガス処理系フィルタトレイン及び非

2.2.1 原子炉建屋ガス処理系

常用ガス再循環系フィルタトレインにて放射

4.2.1 原子炉建屋ガス処理系④

放射性物質濃度制御設備及び可燃性ガス濃度制
御設備並びに格納容器再循環設備

性物質を低減して主排気筒に隣接する非常用・原子炉建屋ガス処理系

ガス処理系排気筒から排出することで，原子炉

2.5

建屋原子炉棟内に水素が滞留せず，水素爆発に兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関

する設計
40

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後様式 1 への反映結果

よる原子炉建屋原子炉棟の損傷の防止が可能

3.

な設計とする。

3.3【68 条 2】

原子炉格納施設の設計低減設備の設計

原子炉建屋ガス処理系は，原子炉格納容器が Ｖ-1-8-2 原子炉格納施設の水素濃度低減性能に関する 2.
健全である場合，水素排出設備として十分な性

説明書

原子炉格納施設の兼用する設計

2.1 機能に係る設計条件の設定能を有しているものの，原子炉格納容器から異2.2.1 原子炉建屋ガス処理系

2.2 機能単位の系統の明確化

常な漏えいが発生し，原子炉建屋ガス処理系の4.2.1 原子炉建屋ガス処理系

2.3 兼用する機能の確認

水素排出能力を超える場合には，原子炉建屋の2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

水素濃度が上昇し，原子炉建屋ガス処理系系統−④

放射性物質濃度制御設備及び可燃性ガス濃度制

内で水素濃度が可燃限界に達するおそれがあ

御設備並びに格納容器再循環設備ることから，原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度

・原子炉建屋ガス処理系

が規定値に達した場合には，非常用ガス処理系

2.5

排風機及び非常用ガス再循環系排風機を停止兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計することで，動的機器を含む系統内での水素爆3.

発を防止する設計とする。

3.3

原子炉格納施設の設計【68 条 3】

原子炉建屋等の損傷を防止するための水素濃度低減設備の設計

非常用ガス処理系排風機及び非常用ガス再 Ｖ-1-8-2 原子炉格納施設の水素濃度低減性能に関する 2.
て，常設代替交流電源設備からの給電が可能な原子炉格納施設の兼用する設計

2.6 各機器固有の設計

説明書

循環系排風機は，非常用交流電源設備に加え−原子炉建屋等の損傷を防止するための水素濃度(2) その他各設備固有の設計

2.2.1 原子炉建屋ガス処理系a.

設計とする。

原子炉建屋ガス処理系【68 条 5】
水素排出設備である原子炉建屋ガス処理系 Ⅴ-1-1-4-5の流路として，設計基準対象施設である非常用−

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.

（放射性廃棄物の廃棄施設）

原子炉格納施設の兼用する設計

2.1 機能に係る設計条件の設定

ガス処理系排気筒を重大事故等対処設備とし2.2 機能単位の系統の明確化て使用することから，流路に係る機能について

2.3 兼用する機能の確認

重大事故等対処設備としての設計を行う。

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計【68 条 6】④放射性物質濃度制御設備及び可燃性ガス濃度制
御設備並びに格納容器再循環設備

・原子炉建屋ガス処理系
2.5

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計
3.4 可燃性ガス濃度制御設備
3.4.1 可燃性ガス濃度制御系

3.4 可燃性ガス濃度制御設備
3.4.1 可燃性ガス濃度制御系

原子炉冷却材喪失事故時に原子炉格納容器

原子炉冷却材喪失事故時に原子炉格納容器内で発生する水素及び酸素の反応を防止する内で発生する水素及び酸素の反応を防止するため，可燃性ガス濃度制御系を設け，不活性ガ

ため，可燃性ガス濃度制御系を設け，不活性ガス系により原子炉格納容器内に窒素を充てん

ス系により原子炉格納容器内に窒素を充てん

−

41

−
（追加要求事項なし）

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後することとあいまって，可燃限界に達しないたすることとあいまって，可燃限界に達しないた

めの制限値である水素濃度 4 vol％未満又は酸めの制限値である水素濃度 4 vol％未満又は酸素濃度 5 vol％未満に維持できる設計とする。

素濃度 5 vol％未満に維持できる設計とする。

様式 1 への反映結果【44 条 18】
3.4.2 水素濃度抑制系

Ⅴ-1-1-4-7

炉心の著しい損傷が発生した場合において設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 3.

（原子炉格納施設）

原子炉格納施設の設計

3.3 原子炉建屋等の損傷を防止するための水素濃度低減設備の設計

原子炉建屋等の水素爆発による損傷を防止するために原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度上 Ｖ-1-8-2 原子炉格納施設の水素濃度低減性能に関する−説明書

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して，水素濃度

2.2.2 静的触媒式水素再結合器

制御設備である静的触媒式水素再結合器を設

4.2.2 静的触媒式水素再結合器

ける設計とする。
【68 条 1】
水素濃度制御設備である静的触媒式水素再 Ⅴ-1-1-4-7

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 3.

（原子炉格納施設）

結合器は，運転員の起動操作を必要とせずに，原子炉格納施設の設計

3.3 原子炉建屋等の損傷を防止するための水素濃度低減設備の設計

原子炉格納容器から原子炉建屋原子炉棟内に漏えいした水素と酸素を触媒反応によって再 Ｖ-1-8-2 原子炉格納施設の水素濃度低減性能に関する説明書

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2.2.2 静的触媒式水素再結合器

水素爆発を防止できる設計とする。また評価に4.2.2 静的触媒式水素再結合器

用いる性能を満足し，試験により性能及び耐環−境性が確認された型式品を設置する設計とする。静的触媒式水素再結合器は，原子炉建屋原
子炉棟内に漏えいした水素が滞留すると想定される原子炉建屋原子炉棟 6 階に設置することとし，静的触媒式水素再結合器の触媒反応時の高温ガスの排出が重大事故等時の対処に重要な計器・機器に悪影響がないよう離隔距離を設ける設計とする。
【68 条 8】3.4.3 窒素ガス代替注入系

Ⅴ-1-1-4-7（原子炉格納施設）

窒素ガス代替注入系は，可燃性ガスによる爆−設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.

原子炉格納施設の兼用する設計

2.1 機能に係る設計条件の設定

発及び原子炉格納容器の負圧破損を防止する

2.2 機能単位の系統の明確化ために，窒素供給装置及び窒素供給装置用電源 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書

2.3 兼用する機能の確認

車を用いて原子炉格納容器内に不活性ガス（窒3.2.4 重大事故等時における原子炉格納容器の過圧破損防止機能素）の供給が可能な設計とする。また，格納容

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計⑥

圧力逃がし装置

・格納容器圧力逃がし装置

器圧力逃がし装置は，排気中に含まれる可燃性

42

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後ガスによる爆発を防ぐため，窒素ガス代替注入

3.2.6 重大事故等時における水素爆発による原子炉系により，系統内を不活性ガス（窒素）で置換

格納容器の破損防止機能した状態で待機させ，不活性ガスで置換できる

別添 3 格納容器圧力逃がし装置の設計設計とする。

様式 1 への反映結果
2.5

する設計
3.

【63 条 8】【63 条 11】【65 条 17】【65 条 20】【67 条 10】 Ｖ-1-8-2 原子炉格納施設の水素濃度低減性能に関する兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関原子炉格納施設の設計

3.2

説明書

原子炉格納容器の破損を防止するための水素濃度低減設備の設計

2.1.2 窒素供給装置
4.1.2 窒素供給装置
炉心の著しい損傷が発生した場合において Ⅴ-1-1-4-7
原子炉格納容器内における水素爆発による破（原子炉格納施設）

原子炉格納施設の兼用する設計

2.1 機能に係る設計条件の設定損を防止するために必要な重大事故等対処設

2.2 機能単位の系統の明確化

備のうち，原子炉格納容器内を不活性化するた Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書

2.3 兼用する機能の確認

めの設備として，窒素供給装置を設ける設計と2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

3.2.4 重大事故等時における原子炉格納容器の過圧する。
−

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.

【67 条 1】

破損防止機能⑥

3.2.6 重大事故等時における水素爆発による原子炉
格納容器の破損防止機能

・格納容器圧力逃がし装置
2.5

別添 3 格納容器圧力逃がし装置の設計兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計

Ｖ-1-8-2 原子炉格納施設の水素濃度低減性能に関する 3.
説明書

圧力逃がし装置

原子炉格納施設の設計
3.2

2.1.2 窒素供給装置

原子炉格納容器の破損を防止するための水素濃度低減設備の設計

4.1.2 窒素供給装置
窒素供給装置は，窒素供給装置用電源車から Ⅴ-1-1-4-7
給電できる設計とし，原子炉格納容器内に窒素（原子炉格納施設）

原子炉格納施設の兼用する設計

2.1 機能に係る設計条件の設定を供給することで，ジルコニウム−水反応及び2.2 機能単位の系統の明確化

水の放射線分解等により原子炉格納容器内に Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書

2.3 兼用する機能の確認

発生する水素及び酸素の濃度を可燃限界未満

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

3.2.6 重大事故等時における水素爆発による原子炉にできる設計とする。
−

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.

【67 条 5】⑥

格納容器の破損防止機能

圧力逃がし装置

・格納容器圧力逃がし装置

別添 3 格納容器圧力逃がし装置の設計

2.5

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計

Ｖ-1-8-2 原子炉格納施設の水素濃度低減性能に関する説明書
2.1.2 窒素供給装置
4.1.2 窒素供給装置

3.

原子炉格納施設の設計
3.2

原子炉格納容器の破損を防止するための水素濃度低減設備の設計
3.5 原子炉格納容器調気設備
3.5.1 不活性ガス系

3.5 原子炉格納容器調気設備

原子炉格納施設 要目表

3.5.1 不活性ガス系（追加要求事項はないが，本工認で必要な設計）
2.

43

原子炉格納施設の兼用する設計

基本設計方針
変 更

前

変 更

不活性ガス系は，水素及び酸素の反応を防止

工認添付説明書との関係

後

不活性ガス系は，水素及び酸素の反応を防止 原子炉格納施設に係る機器の配置を明示した図面

様式 1 への反映結果
2.1 機能に係る設計条件の設定するため，あらかじめ原子炉格納容器内に窒素するため，あらかじめ原子炉格納容器内に窒素 8.3.6 原子炉格納容器調気設備

2.2 機能単位の系統の明確化を充てんすることにより，水素濃度及び酸素濃を充てんすることにより，水素濃度及び酸素濃2.3 兼用する機能の確認

度を可燃限界未満に保つ設計とする。

度を可燃限界未満に保つ設計とする。
【44 条 19】構造図

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

8.3.6.1 不活性ガス系⑤ 原子炉格納容器調気設備
・不活性ガス系
2.5

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計
炉心の著しい損傷が発生した場合において Ⅴ-1-1-4-7
原子炉格納容器内における水素爆発による破−設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.

（原子炉格納施設）

原子炉格納施設の兼用する設計

2.1 機能に係る設計条件の設定損を防止できるように，発電用原子炉の運転中

2.2 機能単位の系統の明確化

は，原子炉格納容器内を不活性ガス系により常 Ｖ-1-8-2 原子炉格納施設の水素濃度低減性能に関する

2.3 兼用する機能の確認

時不活性化する設計とする。

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計【67 条 4】説明書
2.1.2 窒素供給装置⑤ 原子炉格納容器調気設備

4.1.2 窒素供給装置

・不活性ガス系
2.5

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関

する設計
3.

原子炉格納施設の設計

3.2

原子炉格納容器の破損を防止するための水素濃度低減設備の設計
3.6 圧力逃がし装置

Ⅴ-1-1-4-7（原子炉格納施設）

3.6.1 格納容器圧力逃がし装置(1)

炉心の著しい損傷が発生した場合において，

Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
3.2.4 重大事故等時における原子炉格納容器の過圧

2.1 機能に係る設計条件の設定
2.3 兼用する機能の確認
2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計破損防止機能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重大事故等対処設備のうち，原子⑥ 圧力逃がし装置

別添 3 格納容器圧力逃がし装置の設計

・格納容器圧力逃がし装置
2.5

炉格納容器内の圧力を大気中に逃がすための設計とする。

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計設備として，格納容器圧力逃がし装置を設ける Ｖ-1-8-2 原子炉格納施設の水素濃度低減性能に関する【65 条 13】

原子炉格納施設の兼用する設計

2.2 機能単位の系統の明確化

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器の過圧破損防止−

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.

説明書
2.1.2 窒素供給装置
4.1.2 窒素供給装置

格納容器圧力逃がし装置は，フィルタ装置 Ⅴ-1-1-4-7（フィルタ容器，スクラビング水，金属フィル−

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.

（原子炉格納施設）

原子炉格納施設の兼用する設計

2.1 機能に係る設計条件の設定

タ，よう素除去部），圧力開放板，配管・弁類，

2.2 機能単位の系統の明確化

計測制御装置等で構成し，原子炉格納容器内雰 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書

2.3 兼用する機能の確認

囲気ガスを不活性ガス系及び耐圧強化ベント

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

44

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後系を経由して，フィルタ装置へ導き，放射性物

3.2.4 重大事故等時における原子炉格納容器の過圧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（系統設計流量 13.4

様式 1 への反映結果⑥ 圧力逃がし装置

破損防止機能別添 3 格納容器圧力逃がし装置の設計

・格納容器圧力逃がし装置
2.5kg/s（1 Pd において））することで，排気中に兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計含まれる放射性物質の環境への放出量を低減しつつ，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下できる設計とする。
【65 条 14】
フィルタ装置は，排気中に含まれる粒子状放 Ⅴ-1-1-4-7 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.
射性物質，ガス状の無機よう素及び有機よう素−（原子炉格納施設）

原子炉格納施設の兼用する設計

2.1 機能に係る設計条件の設定を除去できる設計とする。また，無機よう素を

2.2 機能単位の系統の明確化

スクラビング水中に捕集・保持するためにアル Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書

2.3 兼用する機能の確認

カリ性の状態（待機状態においてｐＨ13 以上）

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

3.2.4 重大事故等時における原子炉格納容器の過圧に維持する設計とする。
【65 条 15】

破損防止機能⑥

別添 3 格納容器圧力逃がし装置の設計

圧力逃がし装置
・格納容器圧力逃がし装置

2.5

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計
格納容器圧力逃がし装置はサプレッション・ Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
チェンバ及びドライウェルと接続し，いずれか

3.2.4 重大事故等時における原子炉格納容器の過圧破損防止機能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

別添 3 格納容器圧力逃がし装置の設計

原子炉格納施設の兼用する設計

2.1 機能に係る設計条件の設定
2.2 機能単位の系統の明確化
2.3 兼用する機能の確認
2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

ェンバの水面からの高さを確保し，ドライウェ−

2.

⑥ 圧力逃がし装置

ル側からの排気では，ドライウェル床面からの・格納容器圧力逃がし装置

高さを確保する設計とするとともに燃料有効
2.5

長頂部よりも高い位置に接続箇所を設けるこ兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計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。
【65 条 16】
格納容器圧力逃がし装置は，排気中に含まれ Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
る可燃性ガスによる爆発を防ぐため，窒素ガス

3.2.4 重大事故等時における原子炉格納容器の過圧

代替注入系により，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−

破損防止機能別添 3 格納容器圧力逃がし装置の設計できる設計とするとともに，系統内に可燃性ガ

2.

原子炉格納施設の兼用する設計

2.1 機能に係る設計条件の設定
2.2 機能単位の系統の明確化
2.3 兼用する機能の確認
2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計スが蓄積する可能性のある箇所にはベントラ⑥ 圧力逃がし装置

インを設け，可燃性ガスを排出できる設計とす

・格納容器圧力逃がし装置ることで，系統内で水素濃度及び酸素濃度が可

2.5

燃領域に達することを防止できる設計とする。

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計【65 条 17】45

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後

格納容器圧力逃がし装置は，他の発電用原子 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
炉施設とは共用しない設計とする。また，格納3.2.4 重大事故等時における原子炉格納容器の過圧

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−

破損防止機能別添 3 格納容器圧力逃がし装置の設計

装置と他の系統・機器を確実に隔離すること

様式 1 への反映結果
2.

原子炉格納施設の兼用する設計

2.1 機能に係る設計条件の設定
2.2 機能単位の系統の明確化
2.3 兼用する機能の確認
2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計で，悪影響を及ぼさない設計とする。

⑥ 圧力逃がし装置【65 条 18】

・格納容器圧力逃がし装置
2.5

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計
格納容器圧力逃がし装置の使用に際しては， ＜下線部＞＜下線部＞

原子炉格納容器が負圧とならないよう，代替格 運用に関する記載であり，保安規定にて対応−

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停止する運用を保安規定−に定めて管理する。仮に，原子炉格納容器内にスプレイする場合においても，原子炉格納容器
内圧力が規定の圧力まで減圧した場合には，原子炉格納容器内へのスプレイを停止する運用を保安規定に定めて管理する。
【65 条 19】
格納容器圧力逃がし装置使用時の排出経路 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書に設置される隔離弁は，遠隔人力操作機構（個3.2.4 重大事故等時における原子炉格納容器の過圧

数 4）によって人力により容易かつ確実に操作が可能な設計とする。
−

破損防止機能別添 3 格納容器圧力逃がし装置の設計【65 条 22】2.

原子炉格納施設の兼用する設計

2.1 機能に係る設計条件の設定
2.2 機能単位の系統の明確化
2.3 兼用する機能の確認
2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計⑥ 圧力逃がし装置
・格納容器圧力逃がし装置
2.5 兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計

排出経路に設置される隔離弁の電動弁につ Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
いては，常設代替交流電源設備又は可搬型代替−

3.2.4 重大事故等時における原子炉格納容器の過圧

2.

2.6 各機器固有の設計

破損防止機能交流電源設備からの給電により，中央制御室か原子炉格納施設の兼用する設計(2) その他各設備固有の設計b.

ら操作が可能な設計とする。

格納容器圧力逃がし装置【65 条 24】
系統内に設ける圧力開放板は，格納容器圧力 Ⅴ-1-1-4-7逃がし装置の使用の妨げにならないよう，原子−設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.

（原子炉格納施設）

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。

原子炉格納施設の兼用する設計

2.1 機能に係る設計条件の設定
2.2 機能単位の系統の明確化

Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書【65 条 25】

2.3 兼用する機能の確認
2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

46

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後様式 1 への反映結果

3.2.4 重大事故等時における原子炉格納容器の過圧⑥ 圧力逃がし装置

破損防止機能別添 3 格納容器圧力逃がし装置の設計

・格納容器圧力逃がし装置
2.5

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計
格納容器圧力逃がし装置は，水の放射線分解 Ⅴ-1-1-4-7により発生する水素がフィルタ装置内に蓄積−

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.

（原子炉格納施設）

原子炉格納施設の兼用する設計

2.1 機能に係る設計条件の設定することを防止するため，格納容器圧力逃がし

2.2 機能単位の系統の明確化

装置使用後にフィルタ装置スクラビング水を Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書

2.3 兼用する機能の確認

移送ポンプ（容量 10 m3/h/個，揚程 40 m，個2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

3.2.4 重大事故等時における原子炉格納容器の過圧

数 1）によりサプレッション・チェンバへ移送できる設計とする。

破損防止機能⑥ 圧力逃がし装置

別添 3 格納容器圧力逃がし装置の設計【63 条 18】【65 条 27】

・格納容器圧力逃がし装置
2.5

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計
設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.

格納容器圧力逃がし装置は，西側淡水貯水設 Ⅴ-1-1-4-7（原子炉格納施設）

備又は代替淡水貯槽から，可搬型代替注水中型−

原子炉格納施設の兼用する設計

2.1 機能に係る設計条件の設定

ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプにより2.2 機能単位の系統の明確化

フィルタ装置にスクラビング水を補給できる Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書

2.3 兼用する機能の確認

設計とする。

3.2.4 重大事故等時における原子炉格納容器の過圧

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計⑥ 圧力逃がし装置

破損防止機能【65 条 28】

・格納容器圧力逃がし装置

別添 3 格納容器圧力逃がし装置の設計
2.5

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計
代替循環冷却系及び格納容器圧力逃がし装 Ｖ-1-1-6

安全設備及び重大事故等対処設備が使用され 2.

原子炉格納施設の兼用する設計

置は，共通要因によって同時に機能を損なわなる条件の下における健全性に関する説明書

2.1 機能に係る設計条件の設定

いよう，原理の異なる冷却及び原子炉格納容器

2.1 多重性又は多様性及び独立性並びに位置的分散

2.2 機能単位の系統の明確化

内の減圧手段を用いることで多様性を有する

3.2 原子炉冷却系統施設

2.3 兼用する機能の確認

設計とする。

3.6 原子炉格納施設

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計【65 条 32】

⑥ 圧力逃がし装置
・格納容器圧力逃がし装置−

2.5

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計
Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1
18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.1 機能単位の系統の明確化
18.2 兼用する機能の確認
18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

47

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後様式 1 への反映結果④

非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

・代替循環冷却系
18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計代替循環冷却系は，非常用交流電源設備に対 Ｖ-1-1-6

安全設備及び重大事故等対処設備が使用され 2.

原子炉格納施設の兼用する設計

して多様性を有する常設代替交流電源設備かる条件の下における健全性に関する説明書

2.1 機能に係る設計条件の設定

らの給電により駆動できる設計とする。また，

2.1 多重性又は多様性及び独立性並びに位置的分散

2.2 機能単位の系統の明確化

格納容器圧力逃がし装置は，非常用交流電源設

3.2 原子炉冷却系統施設

2.3 兼用する機能の確認備に対して多様性を有する常設代替交流電源

3.6 原子炉格納施設

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計⑥ 圧力逃がし装置

設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電

・格納容器圧力逃がし装置

により駆動できる設計とする。格納容器圧力逃
2.5がし装置は，人力により排出経路に設置される兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計

隔離弁を操作できる設計とすることで，代替循

2.6 各機器固有の設計

環冷却系に対して駆動源の多様性を有する設(2) その他各設備固有の設計

計とする。

b.

【65 条 33】−

格納容器圧力逃がし装置

Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1
18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.1 機能単位の系統の明確化
18.2 兼用する機能の確認
18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計④

非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

・代替循環冷却系
18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計
18.5 各機器固有の設計(2) その他各設備固有の設計c.

非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備(e) 代替循環冷却系への電源供給に関する設計
代替循環冷却系の代替循環冷却系ポンプ，残 Ｖ-1-1-6−

安全設備及び重大事故等対処設備が使用され 2.

原子炉格納施設の兼用する設計

留熱除去系熱交換器及びサプレッション・チェ

る条件の下における健全性に関する説明書

2.1 機能に係る設計条件の設定

ンバは原子炉建屋原子炉棟内に設置し，格納容

2.1 多重性又は多様性及び独立性並びに位置的分散

2.2 機能単位の系統の明確化

器圧力逃がし装置のフィルタ装置は原子炉建

3.2 原子炉冷却系統施設

2.3 兼用する機能の確認

屋近傍の格納容器圧力逃がし装置格納槽（地下3.6 原子炉格納施設

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

埋設）に，第二弁操作室遮蔽，第二弁操作室空⑥ 圧力逃がし装置

気ボンベ及び第二弁操作室差圧計は原子炉建・格納容器圧力逃がし装置

48

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後

屋付属棟に，圧力開放板は原子炉建屋近傍の屋

様式 1 への反映結果
2.5

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関外に設置することで共通要因によって同時にする設計

機能を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。

Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1【65 条 34】

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.1 機能単位の系統の明確化
18.2 兼用する機能の確認
18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計③

残留熱除去設備

・残留熱除去系④

非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

・代替循環冷却系
18.4 兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計
代替循環冷却系と格納容器圧力逃がし装置 Ｖ-1-1-6

安全設備及び重大事故等対処設備が使用され 2.

原子炉格納施設の兼用する設計は，共通要因によって同時に機能を損なわないる条件の下における健全性に関する説明書

2.1 機能に係る設計条件の設定

よう，流路を分離することで独立性を有する設

2.1 多重性又は多様性及び独立性並びに位置的分散

2.2 機能単位の系統の明確化計とする。

3.2 原子炉冷却系統施設

2.3 兼用する機能の確認

3.6 原子炉格納施設

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計【65 条 35】

⑥ 圧力逃がし装置
・格納容器圧力逃がし装置
2.5

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計
Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1−

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.1 機能単位の系統の明確化
18.2 兼用する機能の確認
18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計③

残留熱除去設備

・残留熱除去系④

非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

・代替循環冷却系
18.4

兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計−

これらの多様性及び流路の独立性並びに位 Ｖ-1-1-6
置的分散によって，代替循環冷却系と格納容器

安全設備及び重大事故等対処設備が使用され 2.

る条件の下における健全性に関する説明書

49

原子炉格納施設の兼用する設計

2.1 機能に係る設計条件の設定

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後様式 1 への反映結果

圧力逃がし装置は，互いに重大事故等対処設備

2.1 多重性又は多様性及び独立性並びに位置的分散

2.2 機能単位の系統の明確化として，可能な限りの独立性を有する設計とす

3.2 原子炉冷却系統施設

2.3 兼用する機能の確認る。

3.6 原子炉格納施設

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計⑥ 圧力逃がし装置【65 条 36】

・格納容器圧力逃がし装置
2.5

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計
Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1
18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.1 機能単位の系統の明確化
18.2 兼用する機能の確認
18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計③

残留熱除去設備

・残留熱除去系④

非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

・代替循環冷却系
18.4

兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計(2) 格納容器圧力逃がし装置による水素排出

Ⅴ-1-1-4-7

炉心の著しい損傷が発生した場合において（原子炉格納施設）

原子炉格納施設の兼用する設計

2.1 機能に係る設計条件の設定

原子炉格納容器内における水素爆発による破2.2 機能単位の系統の明確化

損を防止できるように，原子炉格納容器内に滞 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書

2.3 兼用する機能の確認

留する水素及び酸素を大気へ排出するための2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

3.2.4 重大事故等時における原子炉格納容器の過圧設備として，格納容器圧力逃がし装置を設ける−

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.

設計とする。

破損防止機能⑥ 圧力逃がし装置

3.2.6 重大事故等時における水素爆発による原子炉【67 条 2】

格納容器の破損防止機能

・格納容器圧力逃がし装置
2.5

別添 3 格納容器圧力逃がし装置の設計

する設計
3.

Ｖ-1-8-2 原子炉格納施設の水素濃度低減性能に関する兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関原子炉格納施設の設計

3.2

説明書

原子炉格納容器の破損を防止するための水素濃度低減設備の設計

2.1.3 格納容器圧力逃がし装置
4.1.3 格納容器圧力逃がし装置
原子炉格納容器内に滞留する水素及び酸素 Ⅴ-1-1-4-7−

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.

（原子炉格納施設）を大気へ排出するための重大事故等対処設備

原子炉格納施設の兼用する設計

2.1 機能に係る設計条件の設定

として，格納容器圧力逃がし装置は，フィルタ

2.2 機能単位の系統の明確化装置（フィルタ容器，スクラビング水，金属フ Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書

2.3 兼用する機能の確認

50

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後ィルタ，よう素除去部），圧力開放板，配管・3.2.4 重大事故等時における原子炉格納容器の過圧

弁類，計測制御装置等で構成し，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

様式 1 への反映結果
2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計破損防止機能⑥ 圧力逃がし装置

別添 3 格納容器圧力逃がし装置の設計

内雰囲気ガスを不活性ガス系等を経由して，フ・格納容器圧力逃がし装置
2.5

ィルタ装置へ導き，放射性物質を低減させた後 Ｖ-1-8-2 原子炉格納施設の水素濃度低減性能に関するに原子炉建屋原子炉棟屋上に設ける放出口か

説明書

ら排出（系統設計流量 13.4 kg/s（1 Pd におい

2.1.3 格納容器圧力逃がし装置て））することで，排気中に含まれる放射性物

4.1.3 格納容器圧力逃がし装置

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関

する設計
3.

原子炉格納施設の設計

3.2

原子炉格納容器の破損を防止するための水素濃度低減設備の設計

質の環境への排出を低減しつつ，ジルコニウム−水反応及び水の放射線分解等により発生す
る原子炉格納容器内の水素及び酸素を大気に排出できる設計とする。
【67 条 9】フィルタ装置は，排気中に含まれる粒子状放 Ⅴ-1-1-4-7（原子炉格納施設）

射性物質，ガス状の無機よう素及び有機よう素

原子炉格納施設の兼用する設計

2.1 機能に係る設計条件の設定を除去できる設計とする。また，無機よう素を

2.2 機能単位の系統の明確化

スクラビング水中に捕集・保持するためにアル Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書

2.3 兼用する機能の確認

カリ性の状態（待機状態においてｐＨ13 以上）

3.2.4 重大事故等時における原子炉格納容器の過圧【67 条 9-1】

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計⑥ 圧力逃がし装置

破損防止機能に維持する設計とする。
−

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.

・格納容器圧力逃がし装置

別添 3 格納容器圧力逃がし装置の設計
2.5

する設計

Ｖ-1-8-2 原子炉格納施設の水素濃度低減性能に関する説明書
2.1.3 格納容器圧力逃がし装置

3.

度低減設備の設計

原子炉格納施設の兼用する設計

2.1 機能に係る設計条件の設定

代替注入系により，系統内を不活性ガス（窒素）2.2 機能単位の系統の明確化で置換した状態で待機させ，ベント開始後にお Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書

2.3 兼用する機能の確認

いても不活性ガスで置換できる設計とし，排出−原子炉格納容器の破損を防止するための水素濃

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.

（原子炉格納施設）

る可燃性ガスによる爆発を防ぐため，窒素ガス

原子炉格納施設の設計

3.2

4.1.3 格納容器圧力逃がし装置

格納容器圧力逃がし装置は，排気中に含まれ Ⅴ-1-1-4-7

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関

3.2.4 重大事故等時における原子炉格納容器の過圧・格納容器圧力逃がし装置

3.2.6 重大事故等時における水素爆発による原子炉できる設計とすることで，系統内で水素濃度及格納容器の破損防止機能

び酸素濃度が可燃領域に達することを防止で別添 3 格納容器圧力逃がし装置の設計

2.5

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関

する設計
3.

きる設計とする。
【67 条 10】⑥ 圧力逃がし装置

破損防止機能経路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

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

Ｖ-1-8-2 原子炉格納施設の水素濃度低減性能に関する
説明書
51

3.2

原子炉格納施設の設計
原子炉格納容器の破損を防止するための水素濃度低減設備の設計

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後様式 1 への反映結果

2.1.3 格納容器圧力逃がし装置
4.1.3 格納容器圧力逃がし装置
格納容器圧力逃がし装置使用時の排出経路 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書に設置される隔離弁は，遠隔人力操作機構（個3.2.4 重大事故等時における原子炉格納容器の過圧

数 4）によって人力により容易かつ確実に操作が可能な設計とする。
−

破損防止機能別添 3 格納容器圧力逃がし装置の設計【67 条 19】2.

原子炉格納施設の兼用する設計

2.1 機能に係る設計条件の設定
2.2 機能単位の系統の明確化
2.3 兼用する機能の確認
2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計⑥ 圧力逃がし装置
・格納容器圧力逃がし装置
2.5

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計
排出経路に設置される隔離弁の電動弁につ Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
いては，常設代替交流電源設備又は可搬型代替−

3.2.4 重大事故等時における原子炉格納容器の過圧

2.

2.6 各機器固有の設計

破損防止機能交流電源設備からの給電により，中央制御室か原子炉格納施設の兼用する設計(2) その他各設備固有の設計b.

ら操作が可能な設計とする。

格納容器圧力逃がし装置【67 条 19-1】
格納容器圧力逃がし装置は，水の放射線分解 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書により発生する水素がフィルタ装置内に蓄積

3.2.4 重大事故等時における原子炉格納容器の過圧することを防止するため，格納容器圧力逃がし装置使用後にフィルタ装置スクラビング水を−破損防止機能別添 3 格納容器圧力逃がし装置の設計

移送ポンプ（容量 10 m3/h/個，揚程 40 m，個

2.

原子炉格納施設の兼用する設計

2.1 機能に係る設計条件の設定
2.2 機能単位の系統の明確化
2.3 兼用する機能の確認
2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計数 1）によりサプレッション・チェンバへ移送⑥ 圧力逃がし装置できる設計とする。

・格納容器圧力逃がし装置【67 条 22】2.5

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計
格納容器圧力逃がし装置は，西側淡水貯水設 Ⅴ-1-1-4-3
備又は代替淡水貯槽から，可搬型代替注水中型

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.

（原子炉冷却系統施設）

2.1 機能に係る設計条件の設定
2.2 機能単位の系統の明確化

ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによりフィルタ装置にスクラビング水を補給できる Ⅴ-1-1-4-7−

原子炉格納施設の兼用する設計

設計とする。

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉格納施設）

2.3 兼用する機能の確認
2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計⑥ 圧力逃がし装置【67 条 23】

・格納容器圧力逃がし装置

Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書
3.2.4 重大事故等時における原子炉格納容器の過圧破損防止機能2.5

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計

別添 3 格納容器圧力逃がし装置の設計−

3.7 水源，代替水源供給設備

Ⅴ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1

3.7.1 重大事故等の収束に必要となる水源（原子炉冷却系統施設）

52

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後

設計基準事故の収束に必要な水源とは別に，

様式 1 への反映結果
18.1 機能単位の系統の明確化

重大事故等の収束に必要となる十分な量の水 Ⅴ-1-1-4-4を有する水源を確保することに加えて，設計基

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（計測制御系統施設）

18.2 兼用する機能の確認
18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

準事故対処設備及び重大事故等対処設備に対④非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備して重大事故等の収束に必要となる十分な水 Ⅴ-1-1-4-7の量を供給するために必要な重大事故等対処

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書

・低圧代替注水系（原子炉格納施設）

18.4

設備として，代替淡水貯槽，西側淡水貯水設備，兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計

サプレッション・チェンバ及びほう酸水貯蔵タ
ンクを重大事故等の収束に必要となる水源とⅤ-1-10-5「計測制御系統施設」の様式-1

して設ける設計とする。

2.

【71 条 1】

計測制御系統施設の兼用に関する設計

2.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計①

ほう酸水注入系

また，これら重大事故等の収束に必要となる Ⅴ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1
水源とは別に，代替淡水源として淡水タンク−（原子炉冷却系統施設）

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計（多目的タンク，原水タンク，ろ過水貯蔵タン

18.1 機能単位の系統の明確化

ク及び純水貯蔵タンク）を設ける設計とする。

18.2 兼用する機能の確認【71 条 2】

18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計④非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備
・低圧代替注水系
18.4

兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計代替淡水貯槽を水源として重大事故等の対 Ⅴ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1
応を実施する際には，西側淡水貯水設備を代替−（原子炉冷却系統施設）

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

淡水源とし，西側淡水貯水設備を水源として重18.1 機能単位の系統の明確化

大事故等の対応を実施する際には，代替淡水貯18.2 兼用する機能の確認

槽を代替淡水源とする。また，淡水が枯渇した

18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計場合に，海を水源として利用できる設計とす④非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

る。

・低圧代替注水系【71 条 3】18.4

兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計代替淡水貯槽は，想定される重大事故等時に Ⅴ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1（原子炉冷却系統施設）

おいて，原子炉圧力容器への注水及び原子炉格−

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

納容器へのスプレイに使用する設計基準事故18.1 機能単位の系統の明確化

対処設備が機能喪失した場合の代替手段であ Ⅴ-1-1-4-7 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書

18.2 兼用する機能の確認（原子炉格納施設）

る低圧代替注水系（常設），低圧代替注水系（可18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

搬型），代替格納容器スプレイ冷却系（常設），④非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型），格納・低圧代替注水系

53

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後

容器下部注水系（常設）及び格納容器下部注水様式 1 への反映結果
18.4

系（可搬型）の水源として，また，格納容器圧兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計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使用できる設計とする。
【71 条 6】西側淡水貯水設備は，想定される重大事故等 Ⅴ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1
時において，原子炉圧力容器への注水及び原子−（原子炉冷却系統施設）

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

炉格納容器へのスプレイに使用する設計基準

18.1 機能単位の系統の明確化

事故対処設備が機能喪失した場合の代替手段 Ⅴ-1-1-4-7 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書

18.2 兼用する機能の確認である低圧代替注水系（可搬型），代替格納容18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計（原子炉格納施設）

器スプレイ冷却系（可搬型）及び格納容器下部④非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

注水系（可搬型）の水源として，また，格納容・低圧代替注水系

器圧力逃がし装置のフィルタ装置へのスクラ

18.4

ビング水補給の水源として使用できる設計と兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計する。
【71 条 7】
サプレッション・チェンバ（容量 3400 m3， Ⅴ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1（原子炉冷却系統施設）

個数 1）は，想定される重大事故等時において，18.1 機能単位の系統の明確化

原子炉圧力容器への注水及び原子炉格納容器へのスプレイに使用する設計基準事故対処設 Ⅴ-1-1-4-7−

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

備が機能喪失した場合の代替手段である高圧

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉格納施設）

18.2 兼用する機能の確認
18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

代替注水系，代替循環冷却系，残留熱除去系（格④非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サ・低圧代替注水系
18.4

プレッション・プール冷却系）の水源として使兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計用できる設計とする。
【71 条 8】

ほう酸水貯蔵タンクは，想定される重大事故 Ⅴ-1-1-4-4 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 Ⅴ-1-10-5「計測制御系統施設」の様式-1
等時において，原子炉圧力容器への注水に使用−（計測制御系統施設）2.

計測制御系統施設の兼用に関する設計

する設計基準事故対処設備が機能喪失した場

2.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計合の代替手段であるほう酸水注入系の水源と①

ほう酸水注入系

して使用できる設計とする。
【71 条 9】代替淡水源である淡水タンク（多目的タン Ⅴ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1（原子炉冷却系統施設）

ク，原水タンク，ろ過水貯蔵タンク及び純水貯−

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

蔵タンク）は，想定される重大事故等時におい18.1 機能単位の系統の明確化て，代替淡水貯槽又は西側淡水貯水設備へ水を18.2 兼用する機能の確認

供給するための水源であるとともに，格納容器

18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

54

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後様式 1 への反映結果

圧力逃がし装置のフィルタ装置へのスクラビ④非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

ング水補給の水源として使用できる設計とす

・低圧代替注水系る。

18.4【71 条 10】

兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計海は，想定される重大事故等時において，淡 Ⅴ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1
水が枯渇した場合に，代替淡水貯槽又は西側淡（原子炉冷却系統施設）

水貯水設備へ水を供給するための水源である

18.1 機能単位の系統の明確化とともに，原子炉圧力容器への注水及び原子炉 Ⅴ-1-1-4-7 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書

18.2 兼用する機能の確認（原子炉格納施設）

格納容器へのスプレイに使用する設計基準事−

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

故対処設備が機能喪失した場合の代替手段で④非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

ある低圧代替注水系（可搬型），代替格納容器

・低圧代替注水系
18.4

スプレイ冷却系（可搬型）及び格納容器下部注兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計水系（可搬型）の水源として，また，原子炉建屋放水設備の水源として利用できる設計とする。
【71 条 11】3.7.2 代替水源供給設備

Ⅴ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1（原子炉冷却系統施設）

設計基準事故対処設備及び重大事故等対処−

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計設備に対して，重大事故等の収束に必要となる

18.1 機能単位の系統の明確化

十分な量の水を供給するために必要な設備及18.2 兼用する機能の確認

び海を利用するために必要な設備として，可搬

18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大④非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備型ポンプを設ける設計とする。

・低圧代替注水系
18.4【71 条 4】

兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計
重大事故等の収束に必要な水源である代替 Ⅴ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1（原子炉冷却系統施設）

淡水貯槽へ淡水を供給するための重大事故等−

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計対処設備として，可搬型代替注水中型ポンプ

18.1 機能単位の系統の明確化

は，代替淡水源である西側淡水貯水設備，淡水18.2 兼用する機能の確認

タンク（多目的タンク，原水タンク，ろ過水貯18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

蔵タンク及び純水貯蔵タンク）の淡水を，可搬④非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

型代替注水大型ポンプは，淡水タンク（多目的・低圧代替注水系
18.4

タンク，原水タンク，ろ過水貯蔵タンク及び純兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計水貯蔵タンク）の淡水を代替淡水貯槽へ供給できる設計とする。
また，淡水が枯渇した場合に，重大事故等の収束に必要な水源である代替淡水貯槽へ海水55基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後様式 1 への反映結果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。
【71 条 12】
重大事故等の収束に必要な水源である西側 Ⅴ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1
淡水貯水設備へ淡水を供給するための重大事−（原子炉冷却系統施設）

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

故等対処設備として，可搬型代替注水大型ポン

18.1 機能単位の系統の明確化

プは，代替淡水源である代替淡水貯槽，淡水タ18.2 兼用する機能の確認

ンク（多目的タンク，原水タンク，ろ過水貯蔵

18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

タンク及び純水貯蔵タンク）の淡水を西側淡水④非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

貯水設備へ供給できる設計とする。

・低圧代替注水系

また，淡水が枯渇した場合に，重大事故等の18.4

収束に必要な水源である西側淡水貯水設備へ兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計海水を供給するための重大事故等対処設備として，可搬型代替注水大型ポンプは，海水を西側淡水貯水設備へ供給できる設計とする。
【71 条 13】
可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替 Ⅴ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1（原子炉冷却系統施設）

注水大型ポンプは，空冷式のディーゼルエンジ

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計
18.1 機能単位の系統の明確化

ンにより駆動できる設計とする。

18.2 兼用する機能の確認【71 条 14】18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計−④非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備
・低圧代替注水系
18.4

兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計代替水源及び代替淡水源からの移送ルート Ⅴ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 Ⅴ-1-10-4「原子炉冷却系統施設」の様式-1を確保するとともに，可搬型のホース，可搬型−（原子炉冷却系統施設）

18. 原子炉冷却系統施設の兼用に関する設計

代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型18.1 機能単位の系統の明確化

ポンプについては，複数箇所に分散して保管す Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が使用され18.2 兼用する機能の確認

る。

る条件の下における健全性に関する説明書

18.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

2.1 多重性又は多様性及び独立性並びに位置的分散④非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備

3.2 原子炉冷却系統施設

・低圧代替注水系【71 条 5】18.4

兼用を含む原子炉冷却系統施設の機器の仕様等に関する設計

56

基本設計方針
変 更4.

前主要対象設備変 更工認添付説明書との関係

後様式 1 への反映結果

4. 主要対象設備

原子炉格納施設の対象となる主要な設備について，

原子炉格納施設の対象となる主要な設備について，「表 1 原子炉格納施設の主要設備リスト」に示す。

「表 1 原子炉格納施設の主要設備リスト」に示す。

−

本施設の設備として兼用する場合に主要設備リストに記載されない設備については，「表 2 原子炉格納施設の兼用設備リスト」に示す。

57−（「主要設備リスト」及び「兼用リスト」による）

設計及び工事に係る品質管理の方法等に関する説明書に係る補足説明資料のうち補足-140-8【基本設計方針から工認添付説明書及び様式−１への展開表（その他附属施設非常用電源設備）】

基本設計方針から工認添付説明書及び様式−１への展開表【対象施設：非常用電源設備】
基本設計方針変更前

工認添付説明書との関係

変更後

用語の定義は「発電用原子力設備に関する技術基用語の定義は「実用発電用原子炉及びその附属施準を定める省令」，「実用発電用原子炉及びその附属設の位置，構造及び設備の基準に関する規則」及び施設の位置，構造及び設備の基準に関する規則」及び「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に「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」並びにこれらの解釈による。

様式１への反映結果−−（用語の定義のみ）

関する規則」並びにこれらの解釈による。
第１章 共通項目

第１章 共通項目

非常用電源設備の共通項目である「1. 地盤等，2.

非常用電源設備の共通項目である「1. 地盤等，2.

自然現象，3. 火災，4. 溢水等，5. 設備に対する

自然現象，3. 火災，4. 溢水等，5. 設備に対する要求（5.6 逆止め弁を除く。
），6.

その他」の基本要求（5.6 逆止め弁を除く。），6. その他」の基本

設計方針については，原子炉冷却系統施設の基本設

設計方針については，原子炉冷却系統施設の基本設

計方針「第１章 共通項目」に基づく設計とする。

計方針「第１章 共通項目」に基づく設計とする。

第２章 個別項目

第２章 個別項目

1.

1. 非常用電源設備の電源系統

非常用電源設備の電源系統

1.1 非常用電源系統

1.

共通的に適用される設計−

1.1 非常用電源系統

重要安全施設においては，多重性を有し，系統分

重要安全施設においては，多重性を有し，系統分離が可能である母線で構成し，信頼性の高い機器離が可能である母線で構成し，信頼性の高い機器を設置する。

を設置する。
【45 条 9】非常用高圧母線（メタルクラッド開閉装置で構非常用高圧母線（メタルクラッド開閉装置で構成）は，多重性を持たせ，3 系統の母線で構成し，成）は，多重性を持たせ，3 系統の母線で構成し，工学的安全施設に関係する高圧補機と発電所の保工学的安全施設に関係する高圧補機と発電所の保安に必要な高圧補機へ給電する設計とする。また，安に必要な高圧補機へ給電する設計とする。また，

動力変圧器を通して降圧し，非常用低圧母線（パワ

動力変圧器を通して降圧し，非常用低圧母線（パワーセンタ及びモータコントロールセンタで構成）

ーセンタ及びモータコントロールセンタで構成）へ給電する。非常用低圧母線も同様に多重性を持へ給電する。非常用低圧母線も同様に多重性を持

たせ 3 系統の母線で構成し，工学的安全施設に関たせ 3 系統の母線で構成し，工学的安全施設に関係する低圧補機と発電所の保安に必要な低圧補機

係する低圧補機と発電所の保安に必要な低圧補機へ給電する設計とする。

へ給電する設計とする。

−−（追加要求事項なし）【45 条 26】
また，高圧及び低圧母線等で故障が発生した際

また，高圧及び低圧母線等で故障が発生した際は，遮断器により故障箇所を隔離できる設計とし，は，遮断器により故障箇所を隔離できる設計とし，故障による影響を局所化できるとともに，他の安故障による影響を局所化できるとともに，他の安全施設への影響を限定できる設計とする。

全施設への影響を限定できる設計とする。

−【45 条 26】
さらに，非常用所内電源系からの受電時の母線

さらに，非常用所内電源系からの受電時の母線

1−（追加要求事項なし）

基本設計方針
変更前
切替操作が容易な設計とする。

工認添付説明書との関係

変更後

様式１への反映結果

切替操作が容易な設計とする。
【45 条 10】

これらの母線は，独立性を確保した設計とする。

これらの母線は，独立性を確保し，それぞれ区画 Ⅴ-1-1-7 発電用原子炉施設の火災防護に関する説明分離された部屋に配置する設計とする。

書【45 条 26】
原子炉緊急停止系並びに工学的安全施設に関係

原子炉緊急停止系並びに工学的安全施設に関係する多重性を持つ動力回路に使用するケーブルする多重性を持つ動力回路に使用するケーブル

は，負荷の容量に応じたケーブルを使用し，多重化は，負荷の容量に応じたケーブルを使用し，多重化したそれぞれのケーブルについて相互に物理的分したそれぞれのケーブルについて相互に物理的分離を図る設計とするとともに制御回路や計装回路

離を図る設計とするとともに制御回路や計装回路への電気的影響を考慮した設計とする。

への電気的影響を考慮した設計とする。

Ⅴ-1-10-12「火災防護設備」の様式-1
3.

火災区域及び火災区画の設定

3.2 火災区域及び火災区画の設定−−（追加要求事項なし）【45 条 29】
1.2 所内電気系統

1.2 代替所内電気系統

所内電気設備は，3 系統の非常用母線等（メタル

所内電気設備は，3 系統の非常用母線等（メタルクラッド開閉装置（6900 V，2000 A のものを 2 母

クラッド開閉装置（6900 V，2000 A のものを 2 母線），メタルクラッド開閉装置 HPCS（6900 V，2000

線），メタルクラッド開閉装置 HPCS（6900 V，2000

A のものを 1 母線），パワーセンタ（480 V，4000 A

A のものを 1 母線），パワーセンタ（480 V，4000 Aのものを 2 母線），モータコントロールセンタ（480のものを 2 母線），モータコントロールセンタ（480V，800 A のものを 14 母線），モータコントロール

V，800 A のものを 14 母線），モータコントロール

センタ HPCS（480 V，800 A のものを 1 母線），動力

センタ HPCS（480 V，800 A のものを 1 母線），動力

変圧器（3333 kVA，6900/480 V のものを 2 個），動変圧器（3333 kVA，6900/480 V のものを 2 個），動力変圧器 HPCS（600 kVA，6900/480 V のものを 1力変圧器 HPCS（600 kVA，6900/480 V のものを 1

個））により構成することにより，共通要因で機能個））により構成することにより，共通要因で機能を失うことなく，3 系統のうち 2 系統は電力供給機を失うことなく，3 系統のうち 2 系統は電力供給機

能の維持及び人の接近性の確保を図る設計とす

能の維持及び人の接近性の確保を図る設計とす

る。

る。

−

−

（追加要求事項なし）【72 条 25】
これとは別に上記 3 系統の非常用母線等の機能 Ⅴ-1-1-4-8-1 設定根拠に関する説明書（その他発電用が喪失したことにより発生する重大事故等の対応

原子炉の附属施設【非常用電源設備】）に必要な設備に電力を給電する代替所内電気設備
として，緊急用断路器（6900 V，1200 A のものを

非常用電源設備の設計

2.5 代替所内電気設備(1) 代替所内電気設備

Ⅴ-1-1-4-別添 2 設定根拠に関する説明書（別添）

1 個），緊急用メタルクラッド開閉装置（6900 V，−

2.

1200 A のものを 1 個）
，緊急用動力変圧器（2000
kVA，6900/480 V のものを 1 個），緊急用パワーセ
ンタ（480 V，3000 A のものを 1 個），緊急用モータコントロールセンタ（480 V，800 A のものを 3個），可搬型代替低圧電源車接続盤（交流入出力（480 V，1600 A），可搬型整流器交流入力（210 V，
600 A），可搬型整流器直流出力（150 V，400 A）の2

基本設計方針変更前

工認添付説明書との関係

変更後

様式１への反映結果

ものを 2 個），緊急用計装交流主母線盤（50 kVA，
480/240-120 V のものを 1 個），緊急用直流 125V 充
電器（125 V，700 A のものを 1 個）
，可搬型整流器
用変圧器（150 kVA，480/210 V のものを 2 個），可搬型代替直流電源設備用電源切替盤（125 V，400 Aのものを 1 個），緊急用直流 125V 主母線盤（125 V，1200 A のものを 1 個）
，緊急用直流 125V モータコ
ントロールセンタ（125 V，400 A のものを 1 個），
緊急用直流 125V 計装分電盤（125 V，400 A のもの
を 1 個），緊急用無停電電源装置，緊急用無停電計
装分電盤（120 V，400 A のものを 1 個）
，緊急用電
源切替盤（緊急用交流電源切替盤（480 V，65 A のものを 2 個），緊急用直流電源切替盤（125 V，120
A のものを 1 個），緊急用直流計装電源切替盤（125
V，50 A のものを 2 個）
，緊急用無停電計装電源切
替盤（120 V，50 A のものを 1 個））を使用できる設計とする。代替所内電気設備は，上記に加え，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設備の電路として使用
し電力を供給できる設計とする。また，代替所内電
気設備は，人の接近性を考慮した設計とする。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。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，
緊急用 125V 系
蓄電池から電力を供給できる設計とする。
【72 条 26】
代替所内電気設備の緊急用メタルクラッド開閉 Ⅴ-1-1-6
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 125V−

多重性又は多様性及び独立性並びに位置的分(1) 代替所内電気設備

3.7.1 非常用電源設備を損なわないように位置的分散を図る設計とする。
【72 条 27】
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。
【72 条 28】3

非常用電源設備の設計

2.5 代替所内電気設備

散に設置することで，共通要因によって同時に機能2.

れる条件の下における健全性に関する説明書
2.1

主母線盤等は，非常用所内電気設備と異なる区画

安全設備及び重大事故等対処設備が使用さ

基本設計方針変更前

工認添付説明書との関係

変更後

様式１への反映結果

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。
【72 条 29】
常設代替直流電源設備は，原子炉建屋付属棟（廃 Ⅴ-1-1-6
棄物処理棟）内に設置することで，原子炉建屋付属

2.

非常用電源設備の設計れる条件の下における健全性に関する説明書

2.5 代替所内電気設備

多重性又は多様性及び独立性並びに位置的分(1) 代替所内電気設備

2.1

棟内の非常用直流電源設備と共通要因によって同

安全設備及び重大事故等対処設備が使用さ散時に機能を損なわないよう，位置的分散を図る設

3.7.1 非常用電源設備計とする。
【72 条 30】
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，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 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。
【72 条 31】
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。
【72 条 32】
重大事故等対処施設の動力回路に使用するケー 第 1-4-1 図 単線結線図（1／5）〜第 1-4-4 図 単線
ブルは，負荷の容量に応じたケーブルを使用し，非−結線図（4／5）

常用電源系統へ接続するか，非常用電源系統と独

2.

非常用電源設備の設計

2.5 代替所内電気設備(1) 代替所内電気設備

立した代替所内電気系統へ接続する設計とする。
【72 条 33】2.

交流電源設備

2.1 非常用交流電源設備

2. 交流電源設備
2.1 非常用交流電源設備

発電用原子炉施設は，重要安全施設がその機能

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，電力系統に連系した設計と施設に供給するため，電力系統に連系した設計と

する。

する。

−

【45 条 1】4−
（追加要求事項なし）

基本設計方針変更前

工認添付説明書との関係

変更後

発電用原子炉施設には，電線路及び当該発電用発電用原子炉施設には，電線路及び当該発電用原子炉施設において常時使用される発電機からの原子炉施設において常時使用される発電機からの電力の供給が停止した場合において発電用原子炉

電力の供給が停止した場合において発電用原子炉

施設の安全性を確保するために必要な装置の機能

施設の安全性を確保するために必要な装置の機能を維持するため，内燃機関を原動力とする非常用を維持するため，内燃機関を原動力とする非常用電源設備を設ける設計とする。

電源設備を設ける設計とする。

−

様式１への反映結果−（追加要求事項なし）【45 条 2】
発電用原子炉施設の安全性を確保するために必

発電用原子炉施設の安全性を確保するために必要な装置（非常用電源設備及びその燃料補給設備，要な装置（非常用電源設備及びその燃料補給設備，使用済燃料プールへの補給設備，原子炉格納容器

使用済燃料プールへの補給設備，原子炉格納容器

内の圧力，温度，酸素・水素濃度，放射性物質の濃内の圧力，温度，酸素・水素濃度，放射性物質の濃度及び線量当量率の監視設備並びに中央制御室外度及び線量当量率の監視設備並びに中央制御室外からの原子炉停止設備）は，内燃機関を原動力とすからの原子炉停止設備）は，内燃機関を原動力とす

る非常用電源設備の非常用ディーゼル発電機（高る非常用電源設備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。）から

圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機を含む。
）からの電源供給が可能な設計とする。

の電源供給が可能な設計とする。

−−（追加要求事項なし）【45 条 3】
非常用電源設備及びその付属設備は，多重性又非常用電源設備及びその付属設備は，多重性又

は多様性を確保し，及び独立性を確保し，その系統は多様性を確保し，及び独立性を確保し，その系統を構成する機械又は器具の単一故障が発生した場を構成する機械又は器具の単一故障が発生した場合であっても，運転時の異常な過渡変化時又は設合であっても，運転時の異常な過渡変化時又は設計基準事故時において，工学的安全施設及び設計

計基準事故時において，工学的安全施設及び設計

基準事故に対処するための設備がその機能を確保

基準事故に対処するための設備がその機能を確保するために十分な容量を有する設計とする。

するために十分な容量を有する設計とする。

−−（追加要求事項なし）【45 条 22】
非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系

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。
）は，非常用高圧母線低ディーゼル発電機を含む。
）は，非常用高圧母線低電圧信号又は非常用炉心冷却設備作動信号で起動

電圧信号又は非常用炉心冷却設備作動信号で起動し，設置（変更）許可を受けた原子炉冷却材喪失事し，設置（変更）許可を受けた原子炉冷却材喪失事

故における工学的安全施設の設備の作動開始時間

故における工学的安全施設の設備の作動開始時間を満足する時間である 10 秒以内に電圧を確立したを満足する時間である 10 秒以内に電圧を確立した

後は，各非常用高圧母線に接続し，負荷に給電する

後は，各非常用高圧母線に接続し，負荷に給電する設計とする。

設計とする。

−−（追加要求事項なし）【45 条 23】
設計基準事故時において，発電用原子炉施設に設計基準事故時において，発電用原子炉施設に属する非常用所内電源設備及びその付属設備は，属する非常用所内電源設備及びその付属設備は，発電用原子炉ごとに単独で設置し，他の発電用原

発電用原子炉ごとに単独で設置し，他の発電用原子炉施設と共用しない設計とする。

子炉施設と共用しない設計とする。

−【45 条 25】

5−
（追加要求事項なし）

基本設計方針変更前

工認添付説明書との関係

変更後
非常用交流電源設備は，想定される重大事故等 Ⅴ-1-9-1-1

明書時において，重大事故等対処設備として使用でき
2.1

る設計とする。

2.

非常用電源設備の設計

2.1 非常用発電装置(1) ディーゼル発電機

常設の非常用発電装置の出力に関する設計方
針【72 条 39】

3.1 非常用ディーゼル発電機

非常用交流電源設備は，設計基準事故対処設備

3.2 高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機であるとともに，重大事故等時においても使用す−

非常用発電装置の出力の決定に関する説

様式１への反映結果

るため，重大事故等対処設備としての基本方針に示す設計方針を適用する。ただし，多様性及び独立 Ⅴ-1-1-6

安全設備及び重大事故等対処設備が使用される条件の下における健全性に関する説明書

性並びに位置的分散を考慮すべき対象の設計基準
2.1

事故対処設備はないことから，重大事故等対処設

多重性又は多様性及び独立性並びに位置的分
散備の基本方針のうち「5.1.2 多様性，位置的分散

3.7.1 非常用電源設備

等」に示す設計方針は適用しない。
【72 条 42】

非常用交流電源設備のうち 2C・2D 非常用ディー Ⅴ-1-9-1-1

非常用発電装置の出力の決定に関する説

明書

ゼル発電機は重大事故等時に，ＡＴＷＳ緩和設備
2.1（代替制御棒挿入機能），ＡＴＷＳ緩和設備（代替2.

非常用電源設備の設計

2.1 非常用発電装置

常設の非常用発電装置の出力に関する設計方(1) ディーゼル発電機

針

再循環系ポンプトリップ機能），ほう酸水注入系，
過渡時自動減圧機能，残留熱除去系（低圧注水系），

3.1 非常用ディーゼル発電機

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系），残留熱除去

3.2 高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機

系（格納容器スプレイ冷却系），残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系），低圧炉心スプレイ−

系，残留熱除去系海水系，中央制御室換気系，計装設備及び原子炉建屋ガス処理系へ電力を供給できる設計とする。
【72 条 40】
非常用交流電源設備のうち高圧炉心スプレイ系
ディーゼル発電機は重大事故等時に，高圧炉心ス
プレイ系及び計装設備へ電力を供給できる設計とする。
【72 条 41】
2.2 常設代替交流電源設備

Ⅴ-1-9-1-1

設計基準事故対処設備の電源が喪失したことに

明書より重大事故等が発生した場合において，炉心の2.1

著しい損傷，原子炉格納容器の破損，使用済燃料プ−

非常用発電装置の出力の決定に関する説

常設の非常用発電装置の出力に関する設計方
針ール内の燃料体等の著しい損傷及び運転停止中原3.3 常設代替高圧電源装置

子炉内燃料体の著しい損傷を防止するために必要な交流負荷へ電力を供給する常設代替交流電源設
備として常設代替高圧電源装置を設ける設計とす
る。

6

2.

非常用電源設備の設計

2.1 非常用発電装置(2) 常設代替高圧電源装置

基本設計方針変更前

工認添付説明書との関係

変更後

様式１への反映結果【72 条 1】
常設代替交流電源設備は，常設代替高圧電源装 Ⅴ-1-9-1-1

明書置，電路，計測制御装置等で構成し，設計基準事故
2.1

対処設備の交流電源が喪失（全交流動力電源喪失）

2.

非常用電源設備の設計

2.1 非常用発電装置(2) 常設代替高圧電源装置

常設の非常用発電装置の出力に関する設計方
針

した場合に，重大事故等時に対処するために常設−

非常用発電装置の出力の決定に関する説

3.3 常設代替高圧電源装置

代替高圧電源装置を中央制御室での操作にて速やかに起動し，緊急用メタルクラッド開閉装置を介してメタルクラッド開閉装置 2C 又はメタルクラッ Ⅴ-1-1-4-別添 2 設定根拠に関する説明書（別添）
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。
【72 条 2】
常設代替交流電源設備は，非常用交流電源設備 Ⅴ-1-1-6と共通要因によって同時に機能を損なわないよ

れる条件の下における健全性に関する説明書

う，常設代替高圧電源装置の冷却方式を空冷とす

2.1

ることで，冷却方式が水冷である 2C・2D 非常用デ

多重性又は多様性及び独立性並びに位置的分散ィーゼル発電機及び高圧炉心スプレイ系ディーゼ

3.7.1 非常用電源設備

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。
【72 条 3】
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
炉心スプレイ系ディーゼル発電機と共通要因によ−

安全設備及び重大事故等対処設備が使用さ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。
【72 条 4】
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 までの系統に対して，独立性を有する設計とする。
【72 条 5】
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る。
【72 条 6】72.

非常用電源設備の設計

2.1 非常用発電装置(2) 常設代替高圧電源装置

基本設計方針変更前

工認添付説明書との関係

変更後
2.3 緊急時対策所用発電機

Ⅴ-1-9-1-1

緊急時対策所用発電機（東海，東海第二発電所共非常用発電装置の出力の決定に関する説

明書

用（以下同じ。））は，緊急時対策所用メタルクラッ

2.1

ド開閉装置（東海，東海第二発電所共用（以下同様式１への反映結果
2.

非常用電源設備の設計

2.1 非常用発電装置(3) 緊急時対策所用発電機

常設の非常用発電装置の出力に関する設計方
針じ。））（6900 V，1200 A のものを 1 個）
，緊急時対3.4 緊急時対策所用発電機

策所用動力変圧器（東海，東海第二発電所共用）（1400 kVA，6900/480 V のものを 1 個）
，緊急時対Ⅴ-1-1-4-8-1 設定根拠に関する説明書（その他発電用

策所用パワーセンタ（東海，東海第二発電所共用）

原子炉の附属施設【非常用電源設備】）（480 V，1800 A のものを 1 個），緊急時対策所用
モータコントロールセンタ（東海，東海第二発電所 Ⅴ-1-1-4-別添 2 設定根拠に関する説明書（別添）共用）（480 V，1200 A 及び 210 V，800 A のものを
2 個）
，緊急時対策所用 100 V 分電盤（東海，東海−

第 1-4-5 図 単線結線図（5／5）

第二発電所共用）（105 V，800 A のものを 2 個及び105 V，400 A のものを 1 個），緊急時対策所用直流
125 V 主母線盤（東海，東海第二発電所共用）（125
V，1200 A のものを 1 個）
，緊急時対策所用直流 125
V 分電盤（東海，東海第二発電所共用）（125 V，800
A のものを 1 個）を経由して緊急時対策所非常用送風機（東海，東海第二発電所共用），衛星電話設備（固定型）（東海，東海第二発電所共用），統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議システム，ＩＰ電話，ＩＰ−ＦＡＸ）（東海，東海第二発電所共用）及び安全パラメータ表示
システム（ＳＰＤＳ）等へ給電できる設計とする。
【76 条 5】2.4 可搬型代替交流電源設備

Ⅴ-1-9-1-1

設計基準事故対処設備の交流電源が喪失（全交

非常用発電装置の出力の決定に関する説

明書

流動力電源喪失）した場合に，重大事故等の対応に2.2必要な発電用原子炉等を冷却するための設備であ

可搬型の非常用発電装置の出力に関する設計方針

る常設低圧代替注水系ポンプ，プラント監視機能

3.5.1 可搬型代替低圧電源車を維持する設備等に電力を供給する可搬型代替交−

流電源設備として，可搬型代替低圧電源車を使用

Ⅴ-1-1-4-8-1 設定根拠に関する説明書（その他発電用できる設計とする。可搬型代替交流電源設備は，可

原子炉の附属施設【非常用電源設備】）

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，可搬型代替低圧電源 Ⅴ-1-1-4-別添 2 設定根拠に関する説明書（別添）
車接続盤（西側）又は（東側）を経由してパワーセ
ンタ 2C 及び 2D へ接続することで電力を供給できる設計とする。
【72 条 7】82.

非常用電源設備の設計

2.1 非常用発電装置(4) 可搬型代替低圧電源車

基本設計方針変更前

工認添付説明書との関係

変更後
可搬型代替交流電源設備は，非常用交流電源設 Ⅴ-1-1-6
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とす

様性を有する設計とする。
【72 条 8】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・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。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，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。
−

多重性又は多様性及び独立性並びに位置的分(4) 可搬型代替低圧電源車

3.7.1 非常用電源設備

ル発電機を用いる非常用交流電源設備に対して多【72 条 9】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。
【72 条 10】
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有する設計とする。
【72 条 11】
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，位置的分散を図った複数箇所に設置する設計とする。
【72 条 12】9非常用電源設備の設計

2.1 非常用発電装置

散ィーゼル発電機及び高圧炉心スプレイ系ディーゼ2.

れる条件の下における健全性に関する説明書
2.1

ることで，冷却方式が水冷である 2C・2D 非常用デ

安全設備及び重大事故等対処設備が使用さ

様式１への反映結果

基本設計方針変更前

工認添付説明書との関係

変更後
2.5 窒素供給装置用電源車

Ⅴ-1-9-1-1

明書

窒素供給装置用電源車は，窒素供給装置用電源−

2.2

車 1 台により，2 台の窒素供給装置に給電できる設

3.1 常設直流電源設備

非常用電源設備の設計

2.1 非常用発電装置(5) 窒素供給装置用電源車

3.5.2 緊急時対策所用発電機【63 条 12】【65 条 21】【67 条 6】直流電源設備及び計測制御用電源設備

可搬型の非常用発電装置の出力に関する設計

2.

方針

計とする。
3.

非常用発電装置の出力の決定に関する説

様式１への反映結果

3. 直流電源設備及び計測制御用電源設備

その他発電用原子炉の附属施設（非常用電源設備） 要（追加要求事項はないが，本工認で必要な設計）

3.1 常設直流電源設備

目表2.

非常用電源設備の設計

2.2 電力貯蔵装置

設計基準対象施設の安全性を確保する上で特に設計基準対象施設の安全性を確保する上で特に必要な設備に対し，直流電源設備を施設する設計

必要な設備に対し，直流電源設備を施設する設計

非常用電源設備に係る機器の配置を明示した図面

とする。

とする。

9.1.2 その他の電源装置(1)125V 系蓄電池【45 条 4】構造図
9.1.2.2 電力貯蔵装置
直流電源設備は，短時間の全交流動力電源喪失

直流電源設備は，全交流動力電源喪失時から重 Ⅴ-1-1-4-8-1 設定根拠に関する説明書（その他発電用
原子炉の附属施設【非常用電源設備】）（追加要求事項はないが，本工認で必要な設計）
2.

非常用電源設備の設計時においても，発電用原子炉を安全に停止し，か大事故等に対処するために必要な電力の供給が常つ，発電用原子炉の停止後に炉心を冷却するため設代替交流電源設備から開始されるまでの約 95 分

2.2 電力貯蔵装置の設備の動作に必要な容量を有する蓄電池（非常を包絡した約 8 時間に対し，発電用原子炉を安全 その他発電用原子炉の附属施設（非常用電源設備） 要(1)用）を設ける設計とする。

に停止し，かつ，発電用原子炉の停止後に炉心を冷 目表

125V 系蓄電池

却するための設備が動作するとともに，原子炉格
納容器の健全性を確保するための設備が動作する

非常用電源設備に係る機器の配置を明示した図面ことができるよう，これらの設備の動作に必要な9.1.2 その他の電源装置

容量を有する蓄電池（非常用）を設ける設計とする。
【16 条 1】【45 条 6】
非常用の直流電源設備は，直流 125V 3 系統及び構造図
9.1.2.2 電力貯蔵装置

非常用の直流電源設備は，直流 125V 3 系統及び Ⅴ-1-1-4-8-1 設定根拠に関する説明書（その他発電用

直流±24V 2 系統の蓄電池，充電器，直流 125V 主

直流±24V 2 系統の蓄電池，充電器，直流 125V 主

母線盤及び直流 125V コントロールセンタ等で構成

母線盤及び直流 125V コントロールセンタ等で構成する。これらの 125V 系 3 系統のうち 1 系統及び±する。これらの 125V 系 3 系統のうち 1 系統及び±

24V 系 2 系統のうち 1 系統が故障しても発電用原

24V 系 2 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できる設計とする。 また，こ子炉の安全性は確保できる設計とする。また，これれらの系統は，多重性及び独立性を確保すること

らの系統は，多重性及び独立性を確保することににより，共通要因により同時に機能が喪失するこより，共通要因により同時に機能が喪失することとのない設計とする。直流母線は 125V 及び±24Vのない設計とする。直流母線は 125V 及び±24V でであり，非常用直流電源設備 5 組の電源の負荷は，あり，非常用直流電源設備 5 組の電源の負荷は，工工学的安全施設等の制御装置，電磁弁等である。

学的安全施設等の制御装置，電磁弁，非常用無停電

原子炉の附属施設【非常用電源設備】）

2.

非常用電源設備の設計

2.2 電力貯蔵装置(1)

計装分電盤に給電する非常用無停電電源装置等である。
【45 条 27】

10

125V 系蓄電池

基本設計方針変更前

工認添付説明書との関係

変更後

設計基準事故対処設備の交流電源が喪失（全交 Ⅴ-1-1-4-8-1 設定根拠に関する説明書（その他発電用
原子炉の附属施設【非常用電源設備】）

流動力電源喪失）した場合に，重大事故等の対応に

様式１への反映結果
2.

非常用電源設備の設計

2.2 電力貯蔵装置(1)

必要な設備に直流電力を供給する所内常設直流電

125V 系蓄電池

Ⅴ-1-1-4-別添 2 設定根拠に関する説明書（別添）源設備として，125V 系蓄電池 A 系・B 系を使用できる設計とする。所内常設直流電源設備は，125V 系
蓄電池 A 系・B 系，電路，計測制御装置等で構成し，125V 系蓄電池 A 系・B 系は，直流 125V 主母線盤 2A・2B（125 V，1200 A のものを 2 個）
，直流 125V モー
タコントロールセンタ（125 V，600 A のものを 2個）及び非常用無停電計装分電盤（120 V，400 A の−ものを 2 個）へ電力を供給できる設計とする。
【72 条 13】
所内常設直流電源設備の 125V 系蓄電池 A 系・B
系は，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不要な負荷の切り離しを行うこと，また全交流動力電源喪失から 8 時間後に中央制御室外において不要な負荷の切り離しを行うことで，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。
【72 条 14】
所内常設直流電源設備は，原子炉建屋付属棟内 Ⅴ-1-1-6の 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と異なる区画に設置す【72 条 15】
所内常設直流電源設備は，125V 系蓄電池 A 系・−

多重性又は多様性及び独立性並びに位置的分(1)

3.7.1 非常用電源設備

る設計とする。

B 系から直流 125V 主母線盤 2A・2B までの系統において，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。
【72 条 16】
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。
【72 条 17】11非常用電源設備の設計

2.2 電力貯蔵装置

散て同時に機能を損なわないよう，位置的分散を図2.

れる条件の下における健全性に関する説明書
2.1

ることで，非常用交流電源設備と共通要因によっ

安全設備及び重大事故等対処設備が使用さ

125V 系蓄電池

基本設計方針変更前

工認添付説明書との関係

変更後

非常用直流電源設備の 125V 系蓄電池 A 系・B 系・ Ⅴ-1-1-4-8-1 設定根拠に関する説明書（その他発電用
HPCS 系及び中性子モニタ用蓄電池 A 系・B 系は，原子炉の附属施設【非常用電源設備】）

様式１への反映結果
2.

非常用電源設備の設計

2.2 電力貯蔵装置(1)

想定される重大事故等時において，重大事故等対処設備として使用できる設計とする。

125V 系蓄電池(2) 中性子モニタ用蓄電池

Ⅴ-1-1-4-別添 2 設定根拠に関する説明書（別添）【72 条 44】非常用直流電源設備のうち 125V 系蓄電池 HPCS
系は，直流 125V 主母線盤 HPCS（125 V，800 A のものを 1 個）へ接続することで，高圧炉心スプレイ系−

ディーゼル発電機の起動信号及び初期励磁並びにメタルクラッド開閉装置 HPCS の制御回路等の高圧
炉心スプレイ系の負荷に電力を供給できる設計とする。
【72 条 45】非常用直流電源設備のうち，中性子モニタ用蓄電池 A 系・B 系は，直流±24V 中性子モニタ用分電盤（±24 V，50 A のものを 2 個）へ接続することで，起動領域計装に電力を供給できる設計とする。
【72 条 46】
非常用直流電源設備は，設計基準事故対処設備 Ⅴ-1-1-6であるとともに，重大事故等時においても使用す

非常用電源設備の設計

2.2 電力貯蔵装置

多重性又は多様性及び独立性並びに位置的分(1)

散示す設計方針を適用する。ただし，多様性及び独立−2.

れる条件の下における健全性に関する説明書
2.1

るため，重大事故等対処設備としての基本方針に

安全設備及び重大事故等対処設備が使用さ

125V 系蓄電池(2) 中性子モニタ用蓄電池

3.7.1 非常用電源設備

性並びに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，重大事故等対処設
備の基本方針のうち「5.1.2 多様性，位置的分散
等」に示す設計方針は適用しない。
【72 条 47】
3.2 可搬型代替直流電源設備

Ⅴ-1-1-4-8-1 設定根拠に関する説明書（その他発電用設計基準事故対処設備の交流電源及び直流電源

原子炉の附属施設【非常用電源設備】）が喪失した場合に，重大事故等の対応に必要な設

非常用電源設備の設計

2.1 非常用発電装置(4) 可搬型代替低圧電源車

備に直流電力を供給する可搬型代替直流電源設備

Ⅴ-1-1-4-別添 2 設定根拠に関する説明書（別添）として可搬型代替低圧電源車及び可搬型整流器を−

2.

2.3 無停電電源装置(3) 可搬型整流器使用できる設計とする。可搬型代替直流電源設備
は，可搬型代替低圧電源車，可搬型整流器，電路，計測制御装置等で構成し，可搬型代替低圧電源車
及び可搬型整流器を可搬型代替低圧電源車接続盤（西側）又は（東側）を経由して直流 125V 主母線
盤 2A 又は直流 125V 主母線盤 2B へ接続することで電力を供給できる設計とする。

12

基本設計方針変更前

工認添付説明書との関係

変更後

様式１への反映結果【72 条 18】
可搬型代替直流電源設備は，可搬型代替低圧電 Ⅴ-1-1-4-8-1 設定根拠に関する説明書（その他発電用
原子炉の附属施設【非常用電源設備】）

源車の運転を継続することで，設計基準事故対処−

2.

非常用電源設備の設計

2.1 非常用発電装置(4) 可搬型代替低圧電源車

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。
【72 条 19】
可搬型代替直流電源設備は，非常用直流電源設 Ⅴ-1-1-6
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とすて多様性を有する設計とする。また，可搬型整流器
により交流電力を直流に変換できることで，125V
系蓄電池 A 系・B 系及び HPCS 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。
【72 条 20】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，原子炉建屋付
属棟内の 2C・2D 非常用ディーゼル発電機及び高圧−

多重性又は多様性及び独立性並びに位置的分(4) 可搬型代替低圧電源車

3.7.1 非常用電源設備

ル発電機から給電する非常用直流電源設備に対し炉心スプレイ系ディーゼル発電機並びに 125V 系蓄電池 A 系・B 系及び HPCS 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。
【72 条 21】
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。
【72 条 22】
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する。
【72 条 23】13

非常用電源設備の設計

2.1 非常用発電装置

散ィーゼル発電機及び高圧炉心スプレイ系ディーゼ2.

れる条件の下における健全性に関する説明書
2.1

ることで，冷却方式が水冷である 2C・2D 非常用デ

安全設備及び重大事故等対処設備が使用さ

2.3 無停電電源装置(3) 可搬型整流器

基本設計方針変更前

工認添付説明書との関係

変更後

様式１への反映結果

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，位置的分散を図った複数箇所に設置する設計とする。
【72 条 24】
3.3 緊急時対策所用蓄電池

Ⅴ-1-1-4-8-1 設定根拠に関する説明書（その他発電用
原子炉の附属施設【非常用電源設備】）

常用電源設備からの受電が喪失した場合に，緊2.

非常用電源設備の設計

2.2 電力貯蔵装置(4) 緊急時対策所用 125V 系蓄電池

急時対策所用メタルクラッド開閉装置等の制御電−源に使用するため，緊急時対策所用 125V 系蓄電池

Ⅴ-1-1-4-別添 2 設定根拠に関する説明書（別添）（東海，東海第二発電所共用）を設ける設計とする。
【76 条 8】3.4 可搬型蓄電池

Ⅴ-1-1-4-8-1 設定根拠に関する説明書（その他発電用
原子炉の附属施設【非常用電源設備】）

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための2.

非常用電源設備の設計

2.2 電力貯蔵装置(5) 逃がし安全弁用可搬型蓄電池設備のうち，逃がし安全弁の機能回復のための重大事故等対処設備として，逃がし安全弁用可搬型−

蓄電池は，逃がし安全弁の作動に必要な常設直流電源系統が喪失した場合においても，逃がし安全弁の作動回路に接続することにより，逃がし安全弁（2 個）を一定期間にわたり連続して開状態を保持できる設計とする。
【61 条 8】3.5 計測制御用電源設備

3.5 計測制御用電源設備

Ⅴ-1-1-4-8-1 設定根拠に関する説明書（その他発電用設計基準対象施設の安全性を確保する上で特に原子炉の附属施設【非常用電源設備】）

必要な設備に対し，計測制御用電源設備として，無停電電源装置を施設する設計とする。
【45 条 5】

（追加要求事項はないが，本工認で必要な設計）
2.

非常用電源設備の設計

2.3 無停電電源装置
その他発電用原子炉の附属施設（非常用電源設備） 要(1) 非常用無停電電源装置

目表
非常用電源設備に係る機器の配置を明示した図面
9.1.2 その他の電源装置
構造図
9.1.2.1 無停電電源装置

非常用の計測制御用電源設備は，計装用主母線
盤 2 母線及び計装用分電盤 1 母線で構成する。

非常用の計測制御用電源設備は，計装用主母線 第 1-4-4 図 単線結線図（4/5）
盤 2 母線及び計装用分電盤 3 母線で構成する。

(1) 非常用無停電電源装置

非常用の計測制御用電源設備は，非常用低圧母 Ⅴ-1-1-4-8-1 設定根拠に関する説明書（その他発電用盤等で構成し，核計装の監視による発電用原子炉

線と非常用直流母線に接続する無停電電源装置及の安全停止状態及び未臨界の維持状態の確認が可

び計装用主母線盤等で構成し，核計装の監視によ

非常用電源設備の設計

2.3 無停電電源装置【45 条 28】
非常用の計測制御用電源設備は，計装用主母線

2.

原子炉の附属施設【非常用電源設備】）

2.

非常用電源設備の設計

2.3 無停電電源装置(1) 非常用無停電電源装置

14基本設計方針変更前
能な設計とする。

工認添付説明書との関係

変更後

様式１への反映結果

る発電用原子炉の安全停止状態及び未臨界の維持
状態の確認が可能な設計とする。
【45 条 28】
非常用の無停電電源装置は，外部電源喪失及び Ⅴ-1-1-4-8-1 設定根拠に関する説明書（その他発電用
原子炉の附属施設【非常用電源設備】）

全交流動力電源喪失時から重大事故等に対処する

2.

非常用電源設備の設計

2.3 無停電電源装置ために必要な電力の供給が常設代替交流電源設備
から開始されるまでの間においても，非常用直流（追加要求事項はないが，本工認で必要な設計）(1) 非常用無停電電源装置

その他発電用原子炉の附属施設（非常用電源設備） 要

電源設備である蓄電池（非常用）から直流電源が供 目表−

給されることにより，非常用無停電計装分電盤に対し電力供給を確保する設計とする。
【45 条 7】

非常用電源設備に係る機器の配置を明示した図面
9.1.2 その他の電源装置
構造図
9.1.2.1 無停電電源装置

4. 燃料設備
4.1

Ⅴ-1-1-4-8-1 設定根拠に関する説明書（その他発電用
原子炉の附属施設【非常用電源設備】）

軽油貯蔵タンクから非常用ディーゼル発電機等

2.

非常用電源設備の設計

2.4 燃料設備(1) 軽油貯蔵タンク及び燃料移送ポンプ

への給油
7 日間の外部電源喪失を仮定しても，設計基準事故に対処するために必要な非常用ディーゼル発電−機 1 台及び高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機
1 台を 7 日間並びに常設代替高圧電源装置 2 台を 1
日間運転することにより必要とする電力を供給できる容量以上の燃料を敷地内の軽油貯蔵タンクに貯蔵する設計とする。
【45 条 24】
重大事故等時に，2C・2D 非常用ディーゼル発電 Ⅴ-1-1-4-8-1 設定根拠に関する説明書（その他発電用機及び高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機の燃

原子炉の附属施設【非常用電源設備】）

2.

非常用電源設備の設計

2.4 燃料設備

料は，軽油貯蔵タンク，2C 非常用ディーゼル発電−(1) 軽油貯蔵タンク及び燃料移送ポンプ

機燃料移送ポンプ，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
発電機燃料移送ポンプを用いて給油できる設計とする。
【72 条 43】
4.2

軽油貯蔵タンクから常設代替高圧電源装置への Ⅴ-1-1-4-8-1 設定根拠に関する説明書（その他発電用

給油−

原子炉の附属施設【非常用電源設備】）

常設代替高圧電源装置は，軽油貯蔵タンクから2.

非常用電源設備の設計

2.4 燃料設備(1) 軽油貯蔵タンク及び燃料移送ポンプ

常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプを用いて燃料を補給できる設計とする。
【72 条 37】15

基本設計方針変更前

工認添付説明書との関係

変更後
燃料給油設備の常設代替高圧電源装置燃料移送 Ⅴ-1-1-6
ポンプは，屋内（常設代替高圧電源装置置場）の非非常用電源設備の設計

2.4 燃料設備

多重性又は多様性及び独立性並びに位置的分(1) 軽油貯蔵タンク及び燃料移送ポンプ

散る区画に設置することで，屋内（常設代替高圧電源−

2.

れる条件の下における健全性に関する説明書
2.1

常用交流電源設備 2C 系，2D 系及び HPCS 系と異な安全設備及び重大事故等対処設備が使用さ

様式１への反映結果

3.7.1 非常用電源設備

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。
【72 条 38】
4.3

緊急時対策所用発電機燃料油貯蔵タンクから緊 Ⅴ-1-1-4-8-1 設定根拠に関する説明書（その他発電用

急時対策所用発電機への給油

原子炉の附属施設【非常用電源設備】）

2.

非常用電源設備の設計

2.4 燃料設備

緊急時対策所用発電機の燃料は，緊急時対策所−(4) 緊急時対策所用発電機燃料油貯蔵タンク及び用発電機燃料油貯蔵タンク（東海，東海第二発電所

緊急時対策所用発電機給油ポンプ共用）及び緊急時対策所用発電機給油ポンプ（東海，東海第二発電所共用）により補給できる設計とする。
【76 条 7】
4.4 可搬型設備用軽油タンクから各機器への給油

Ⅴ-1-1-4-8-4 設定根拠に関する説明書（その他発電用

可搬型代替低圧電源車，窒素供給装置用電源車−

原子炉の附属施設【補機駆動用燃料設備】）2.

非常用電源設備の設計

2.4 燃料設備

及びタンクローリ（走行用の燃料タンク）は，可搬(2) タンクローリ

型設備用軽油タンクからタンクローリを用いて燃(3) 可搬型設備用軽油タンク

料を補給できる設計とする。
【63 条 20】【65 条 29】【67 条 24】【72 条 34】
燃料給油設備のタンクローリは，屋内（常設代替 Ⅴ-1-1-6
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−

多重性又は多様性及び独立性並びに位置的分(2) タンクローリ

管することで，屋内（常設代替高圧電源装置置場）

3.7.1 非常用電源設備の 2C・2D 非常用ディーゼル発電機燃料移送ポンプ

3.7.6 補機駆動用燃料設備

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。なお，予備のタンクローリについては，上記タンクローリと異なる場所に保管する設計とする。
【72 条 35】
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，位置的分散を図る

16

非常用電源設備の設計

2.4 燃料設備

散及び高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機燃料移

2.

れる条件の下における健全性に関する説明書
2.1

ーゼル発電機燃料移送ポンプから離れた屋外に保安全設備及び重大事故等対処設備が使用さ(3) 可搬型設備用軽油タンク

基本設計方針変更前

工認添付説明書との関係

変更後

様式１への反映結果設計とする。
【72 条 36】
5.

主要対象設備

5. 主要対象設備

非常用電源設備の対象となる主要な設備につい

非常用電源設備の対象となる主要な設備について，「表 1 非常用電源設備の主要設備リスト」に示て，「表 1 非常用電源設備の主要設備リスト」に示

す。

す。

−

17

−
（「主要設備リスト」による）

設計及び工事に係る品質管理の方法等に関する説明書に係る補足説明資料のうち補足-140-9【基本設計方針から工認添付説明書及び様式−１への展開表（その他附属施設常用電源設備）】

基本設計方針から工認添付説明書及び様式−１への展開表【対象施設：常用電源設備】
基本設計方針変 更

前変 更

工認添付説明書との関係

後

用語の定義は「発電用原子力設備に関する技術基用語の定義は「実用発電用原子炉及びその附属施準を定める省令」，「実用発電用原子炉及びその附属設の位置，構造及び設備の基準に関する規則」及び施設の位置，構造及び設備の基準に関する規則」及び「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に「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」並びにこれらの解釈による。

様式１への反映結果−−（用語の定義のみ）

関する規則」並びにこれらの解釈による。
第１章 共通項目

第１章 共通項目
常用電源設備の共通項目である「1.

地盤等，2.

常用電源設備の共通項目である「1.

地盤等，2.

自然現象（2.2 津波による損傷の防止を除く。），3.

自然現象（2.2 津波による損傷の防止を除く。），3.

火災，5. 設備に対する要求（5.2 材料及び構造等，火災，5. 設備に対する要求（5.2 材料及び構造等，

5.3

5.3

使用中の亀裂等による破壊の防止，5.4

耐圧

使用中の亀裂等による破壊の防止，5.4

耐圧試験等，5.5 安全弁等，5.6 逆止め弁，5.7 内燃試験等，5.5 安全弁等，5.6 逆止め弁，5.7 内燃機関を除く。
），6. その他」の基本設計方針について

機関を除く。），6. その他」の基本設計方針について

は，原子炉冷却系統施設の基本設計方針「第１章 共は，原子炉冷却系統施設の基本設計方針「第１章 共通項目」に基づく設計とする。

通項目」に基づく設計とする。

−

1.

共通的に適用される設計

第２章 個別項目

第２章 個別項目

その他発電用原子炉の附属施設（常用電源設備） 要目（追加要求事項はないが，本工認で必要な設計）

1.

1. 保安電源設備

表2.

保安電源設備

1.1 発電所構内における電気系統の信頼性確保
1.1.1

機器の損壊，故障その他の異常の検知と拡大防止

1.1 発電所構内における電気系統の信頼性確保
1.1.1

機器の損壊，故障その他の異常の検知と拡大防止

発電所構内における電気系統の信頼性確保に関する設計

常用電源設備に係る機器の配置を明示した図面
9.2 常用電源設備

安全施設へ電力を 供給する保安電源設備

安全施設へ電力を供給する保安電源設備

は，電線路，発電用原子炉施設において常時使は，電線路，発電用原子炉施設において常時使

Ⅴ-1-1-4-8-2-1 設定根拠に関する説明書（線路用

用される発電機，外部電源系及び非常用所内用される発電機，外部電源系及び非常用所内

275kV 遮断器）

電源系から安全施設への電力の供給が停止す

電源系から安全施設への電力の供給が停止す

ることがないよう，発電機，送電線，変圧器，ることがないよう，発電機，送電線，変圧器， Ⅴ-1-9-2-1 常用電源設備の健全性に関する説明書

母線等に保護継電器を設置し，機器の損壊，故母線等に保護継電器を設置し，機器の損壊，故障その他の異常を検知するとともに，異常を障その他の異常を検知するとともに，異常を検知した場合は，空気遮断器，ガス遮断器ある

検知した場合は，ガス絶縁開閉装置あるいはいはメタルクラッド開閉装置等の遮断器が動メタルクラッド開閉装置等の遮断器が動作す

作することにより，その拡大を防止する設計

ることにより，その拡大を防止する設計とす

とする。

る。

2.1.1 機器の破損，故障その他の異常の検知と拡大防止
3.1.4 機器の破損，故障その他の異常の検知と拡大防止
3.2.1 機器の破損，故障その他の異常の検知と拡大防止【45 条 8】3.3.2 機器の破損，故障その他の異常の検知と拡大防止
3.4.1 機器の破損，故障その他の異常の検知と拡大防止
Ⅴ-1-9-2-2 三相短絡容量計算書

1(1)

機器の破損，故障その他の異常の検知と拡大防止に関する設計

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後

特に，重要安全施設に給電する系統におい

特に，重要安全施設に給電する系統においては，多重性を有し，系統分離が可能である母ては，多重性を有し，系統分離が可能である母線で構成し，信頼性の高い機器を設置する。

線で構成し，信頼性の高い機器を設置する。

Ⅴ-1-9-2-1 常用電源設備の健全性に関する説明書

様式１への反映結果
2.

発電所構内における電気系統の信頼性確保に関する設計

3.1.4 機器の破損，故障その他の異常の検知と拡

(1)

大防止

止に関する設計

3.3.2 機器の破損，故障その他の異常の検知と拡【45 条 9】

機器の破損，故障その他の異常の検知と拡大防

大防止
常用高圧母線（メタルクラッド開閉装置で常用高圧母線（メタルクラッド開閉装置で構成）は，7 母線で構成し，通常運転時に必要

構成）は，7 母線で構成し，通常運転時に必要な負荷を各母線に振り分け給電する。それぞな負荷を各母線に振り分け給電する。それぞれの母線から動力変圧器を通して降圧し，常れの母線から動力変圧器を通して降圧し，常用低圧母線（パワーセンタ及びモータコント

用低圧母線（パワーセンタ及びモータコント

ロールセンタで構成）へ給電する。

ロールセンタで構成）へ給電する。

また，高圧及び低圧母線等で故障が発生しまた，高圧及び低圧母線等で故障が発生した際は，遮断器により故障箇所を隔離できる

た際は，遮断器により故障箇所を隔離できる設計とし，故障による影響を局所化できると設計とし，故障による影響を局所化できるとともに，他の安全施設への影響を限定できる

ともに，他の安全施設への影響を限定できる設計とする。

設計とする。

−−（追加要求事項なし）【45 条 30】常用の直流電源設備は，蓄電池，充電器，直流主母線盤等で構成する。

常用の直流電源設備は，蓄電池，充電器，直流主母線盤等で構成する。

常用の直流電源設備は，タービンの非常用

常用の直流電源設備は，タービンの非常用油ポンプ，発電機の非常用密封油ポンプ等へ

油ポンプ，発電機の非常用密封油ポンプ等へ給電する設計とする。

給電する設計とする。

−（追加要求事項なし）−【45 条 31】
常用の計測制御用電源設備は，計装用交流
母線で構成する。

常用の計測制御用電源設備は，計装用交流
母線で構成する。

−−（追加要求事項なし）【45 条 32】
常用電源設備の動力回路のケーブルは，負常用電源設備の動力回路のケーブルは，負荷の容量に応じたケーブルを使用する設計と荷の容量に応じたケーブルを使用する設計とし，多重化した非常用電源設備の動力回路のし，多重化した非常用電源設備の動力回路のケーブルの系統分離対策に影響を及ぼさないケーブルの系統分離対策に影響を及ぼさない設計とするとともに，制御回路や計装回路へ設計とするとともに，制御回路や計装回路への電気的影響を考慮した設計とする。

の電気的影響を考慮した設計とする。

−（追加要求事項なし）−【45 条 33】1.1.2

1 相の電路の開放に対する検知及び電力のⅤ-1-9-2-1 常用電源設備の健全性に関する説明書

安定性回復

2.1.2 1 相の電路の開放に対する検知及び電力の安変圧器一次側において 3 相のうちの 1 相の定性回復

電路の開放が生じた場合に検知できるよう，3.3.3 1 相の電路の開放に対する検知及び電力の安変圧器一次側の電路は，電路を筐体に内包す定性回復る変圧器やガス絶縁開閉装置等により構成

2

2.

発電所構内における電気系統の信頼性確保に関す
る設計

(2)

１相の電路の開放の検知及び電力の安定性回復に関する設計基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後

様式１への反映結果

し，3 相のうちの 1 相の電路の開放が生じた場
合に保護継電器にて自動で故障箇所の隔離及び非常用母線の受電切替ができる設計とし，電力の供給の安定性を回復できる設計とする。
送電線において 3 相のうちの 1 相の電路のⅤ-1-9-2-1 常用電源設備の健全性に関する説明書
2.1.2 1 相の電路の開放に対する検知及び電力の安開放が生じた場合，275kV 送電線は 1 回線での3.1.5 1 相の電路の開放に対する検知及び電力の安

不安定にならないよう，多重化した設計とす発電所構内における電気系統の信頼性確保に関す
る設計

(2)

定性回復

電路の開放時に，安全施設への電力の供給が2.

１相の電路の開放の検知及び電力の安定性回復に関する設計定性回復

る。また，電力送電時，保護装置による 3 相の電流不平衡監視にて常時自動検知できる設計とする。さらに保安規定に定めている巡視点＜下線部＞

検を加えることで，保護装置による検知が期運用に関する記載であり，保安規定にて対応

待できない場合の１相開放故障や，その兆候を早期に検知できる設計とする。
154kV 送電線は，各相の不足電圧継電器にて常時自動検知できる設計とする。
275kV 送電線及び 154kV 送電線において 1 相の電路の開放を検知した場合は，自動又は手動で故障箇所の隔離及び非常用母線の受電切替ができる設計とし，電力の供給の安定性を回復できる設計とする。
【45 条 11】1.2 電線路の独立性及び物理的分離

1.2 電線路の独立性及び物理的分離

発電用原子炉施設は，重要安全施設がその機能

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，電力系統に連系した設計と施設に供給するため，電力系統に連系した設計と

する。

する。
【45 条 1】

設計基準対象施設は，送受電可能な回線として

設計基準対象施設は，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

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

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 回線にて，電力系統に接続する設計とす

2 ルート 3 回線にて，電力系統に接続する設計とす

る。

る。

−

【45 条 12】275kV 送電線 2 回線は，東京電力パワーグリッド

275kV 送電線 2 回線は，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設計とする。また，

株式会社那珂変電所に連系する設計とする。また，

3−（追加要求事項なし）

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後154kV 送電線 1 回線は，東京電力パワーグリッド株

154kV 送電線 1 回線は，東京電力パワーグリッド株

式会社茨城変電所に連系し，さらに，上流側接続先

式会社茨城変電所に連系し，さらに，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である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設計とする。

所に連系する設計とする。

様式１への反映結果【45 条 13】
上記 2 ルート 3 回線の送電線の独立性を確保す

Ⅴ-1-9-2-1 常用電源設備の健全性に関する説明書

るため，万一，送電線の上流側接続先である東京電

2.2 電線路の独立性及び物理的分離

力パワーグリッド株式会社那珂変電所が停止した

3.1.2 独立性が確保された電線路からの受電

3. 電線路の独立性及び物理的分離に関する設計(1) 送電系統の独立性に関する設計

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の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ことを確認する。
【45 条 14】
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
株式会社の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，昼夜問わず，確実に実施されることを確認する。
【45 条 15】
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する。
【45 条 16】
設計基準対象施設は，電線路のうち少なくともⅤ-1-9-2-1 常用電源設備の健全性に関する説明書

１回線は，同一の送電鉄塔に架線されていない，他

2.2 電線路の独立性及び物理的分離の回線と物理的に分離された送電線から受電する

3.1.3.1 送電線の物理的分離

3. 電線路の独立性及び物理的分離に関する設計(2) 送電系統の物理的分離に関する設計設計とする。
【45 条 17】
また，大規模な盛土の崩壊，大規模な地すべり， Ⅴ-1-9-2-1 常用電源設備の健全性に関する説明書
急傾斜地の崩壊に対し鉄塔基礎の安定性が確保さ

2.2 電線路の独立性及び物理的分離

れ，台風等による強風発生時及び着氷雪の事故防3.1.3.2 鉄塔基礎の安定性止対策が図られ，送電線の近接箇所においては，必3.1.3.3 送電線の強風対策

要な絶縁距離及び水平距離が確保された送電線から受電する設計とする。

43. 電線路の独立性及び物理的分離に関する設計(2) 送電系統の物理的分離に関する設計

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後

様式１への反映結果【45 条 18】
1.3 発電用原子炉施設への電力供給確保

Ⅴ-1-9-2-1 常用電源設備の健全性に関する説明書

設計基準対象施設に接続する電線路は，いずれ2.3 発電用原子炉施設の電力供給確保の 2 回線が喪失した場合においても電力系統から

3.3.1.1 2 回線喪失時の電力供給継続

4. 発電用原子炉施設の電力供給確保に関する設計(1) 電力の供給が同時に停止しない設計

発電用原子炉施設への電力の供給が停止しない設計とし，275kV 送電線 2 回線は起動変圧器を介して接続するとともに，154kV 送電線 1 回線は予備変圧器を介して接続する設計とする。
【45 条 19】
開閉所から主発電機側の送受電設備は，十分な

Ⅴ-1-9-2-1 常用電源設備の健全性に関する説明書

支持性能を持つ地盤に設置するとともに，耐震性

3.3.1.2 開閉所等の基礎の高い，可とう性のある懸垂碍子及び重心の低い

3.3.1.3 碍子及び遮断器等の耐震性

ガス絶縁開閉装置を設置する設計とする。

3.3.1.4 碍子及び遮断器等への津波の影響

4. 発電用原子炉施設の電力供給確保に関する設計(2) 送受電設備の耐震性，津波，塩害に関する設計

3.3.1.5 碍子及び遮断器等の塩害対策【45 条 20】
さらに，防潮堤により津波の影響を受けないエリアに設置するとともに，塩害を考慮し，275kV 送
電線引留部の碍子に対しては，碍子洗浄ができる設計とし，154kV 送電線引留部の碍子に対しては，絶縁強化を施した碍子を設置し，遮断器等に対しては，電路がタンクに内包されているガス絶縁開閉装置を設置する。
【45 条 21】2.

主要対象設備

2. 主要対象設備

常用電源設備の対象となる主要な設備について，常用電源設備の対象となる主要な設備について，「表 1 常用電源設備の主要設備リスト」に示す。

「表 1 常用電源設備の主要設備リスト」に示す。

−

5−（「主要設備リスト」による）

設計及び工事に係る品質管理の方法等に関する説明書に係る補足説明資料のうち補足-140-10【基本設計方針から工認添付説明書及び様式−１への展開表（その他附属施設
補助ボイラー）】

基本設計方針から工認添付説明書及び様式−１への展開表【対象施設：補助ボイラー】
基本設計方針変更前

工認添付説明書との関係

変更後

用語の定義は「発電用原子力設備に関する技術基用語の定義は「実用発電用原子炉及びその附属施準を定める省令」，「実用発電用原子炉及びその附属設の位置，構造及び設備の基準に関する規則」及び施設の位置，構造及び設備の基準に関する規則」及び「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に「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」並びにこれらの解釈による。

様式 1 への反映結果−−（用語の定義のみ）

関する規則」並びにこれらの解釈による。
第１章 共通項目

第１章 共通項目
補助ボイラー（以下，所内ボイラという。
）の共通

補助ボイラー（以下，所内ボイラという。）の共通

項目である「1. 地盤等，2. 自然現象（2.2 津波

項目である「1. 地盤等，2. 自然現象（2.2 津波による損傷の防止を除く），3. 火災，5. 設備に対による損傷の防止を除く），3. 火災，5. 設備に対する要求（5.2 材料及び構造等，5.3 使用中の亀裂する要求（5.2 材料及び構造等，5.3 使用中の亀裂等による破壊の防止，5.4 耐圧試験等，5.6 逆止め等による破壊の防止，5.4 耐圧試験等，5.6 逆止め弁，5.7 内燃機関を除く。
），6.

その他（6.3 安全弁，5.7 内燃機関を除く。），6. その他（6.3 安全

避難通路等を除く。
）」の基本設計方針については，原避難通路等を除く。）」の基本設計方針については，原

子炉冷却系統施設の基本設計方針「第 1 章 共通項

子炉冷却系統施設の基本設計方針「第 1 章 共通項

目」に基づく設計とする。

目」に基づく設計とする。

第２章 個別項目

第２章 個別項目

1.

1. 所内ボイラ

所内ボイラ

1.1 所内ボイラの機能−

1.

共通的に適用される設計−

1.1 所内ボイラの機能

発電用原子炉施設には，設計基準事故に至るま

発電用原子炉施設には，設計基準事故に至るま

での間に想定される使用条件として，液体廃棄物

での間に想定される使用条件として，液体廃棄物

処理系，屋外タンク配管の保温及び各種建屋の暖処理系，屋外タンク配管の保温及び各種建屋の暖房用並びに主蒸気が使用できない場合のタービン房用並びに主蒸気が使用できない場合のタービンのグランド蒸気に必要な蒸気を供給する能力を有のグランド蒸気に必要な蒸気を供給する能力を有する所内ボイラ（東海，東海第二発電所共用（以下する所内ボイラ（東海，東海第二発電所共用（以下同じ。
））を設置する。

同じ。））を設置する。

所内ボイラは，発電用原子炉施設の安全性を損な

所内ボイラは，発電用原子炉施設の安全性を損なわない設計とする。

−−−（追加要求事項なし）

わない設計とする。
【48 条 1】

1.2 所内ボイラの設計条件

1.2 所内ボイラの設計条件

所内ボイラは，ボイラ本体，燃焼装置，通風装置，

所内ボイラは，ボイラ本体，燃焼装置，通風装置，給水装置，自動燃焼制御装置等で構成し，蒸気を蒸給水装置，自動燃焼制御装置等で構成し，蒸気を蒸

気だめより所内蒸気系母管を経て，蒸気を使用する

気だめより所内蒸気系母管を経て，蒸気を使用する

各機器に供給できる設計とする。

各機器に供給できる設計とする。

蒸気使用機器で使用される蒸気のうち回収でき

蒸気使用機器で使用される蒸気のうち回収できるものは，所内蒸気戻り系より所内ボイラの給水タるものは，所内蒸気戻り系より所内ボイラの給水タ−1−（追加要求事項なし）

基本設計方針変更前

工認添付説明書との関係

変更後ンクに集め，ボイラ用水として再使用し，給水使用

ンクに集め，ボイラ用水として再使用し，給水使用量を低減できる設計とする。

量を低減できる設計とする。

様式 1 への反映結果

所内ボイラは，長期連続運転及び負荷変動に対応 【48 条 6】できる設計とし，設計基準事故時及び当該事故に至所内ボイラは，長期連続運転及び負荷変動に対応

るまでの間に想定される全ての環境条件において，できる設計とし，設計基準事故時及び当該事故に至その機能を発揮できる設計とするとともに，所内ボるまでの間に想定される全ての環境条件において，イラの健全性及び能力を確認するため，必要な箇所

その機能を発揮できる設計とするとともに，所内ボの保守点検（試験及び検査を含む。）ができるようイラの健全性及び能力を確認するため，必要な箇所設計する。

の保守点検（試験及び検査を含む。）ができるよう設計する。
【48 条 7】

設計基準対象施設に施設する所内ボイラ及びそ設計基準対象施設に施設する所内ボイラ及びその付属設備の耐圧部分に使用する材料は，安全な化の付属設備の耐圧部分に使用する材料は，安全な化

学的成分及び機械的強度を有するとともに，耐圧部学的成分及び機械的強度を有するとともに，耐圧部分の構造は，最高使用圧力及び最高使用温度におい分の構造は，最高使用圧力及び最高使用温度において，発生する応力に対して安全な設計とする。

て，発生する応力に対して安全な設計とする。

−−（追加要求事項なし）【48 条 3】
設計基準対象施設に施設する所内ボイラに属す

設計基準対象施設に施設する所内ボイラに属する

る主要な耐圧部の溶接部は，次のとおりとし，溶接

主要な耐圧部の溶接部は，次のとおりとし，溶接事業事業者検査により適用基準及び適用規格に適合し者検査により適用基準及び適用規格に適合しているていることを確認する。

ことを確認する。

イ．不連続で特異な形状でない設計とする。

イ．不連続で特異な形状でない設計とする。

ロ．溶接による割れが生ずるおそれがなく，かつ，ロ．溶接による割れが生ずるおそれがなく，かつ，健健全な溶接部の確保に有害な溶込み不良その他

全な溶接部の確保に有害な溶込み不良その他の欠の欠陥がないことを非破壊試験により確認する。

陥がないことを非破壊試験により確認する。

ハ．適切な強度を有する設計とする。

ハ．適切な強度を有する設計とする。

二．適切な溶接施工法，溶接設備及び技能を有する

二．適切な溶接施工法，溶接設備及び技能を有する溶接士であることを機械試験その他の評価方法

溶接士であることを機械試験その他の評価方法にによりあらかじめ確認する。

よりあらかじめ確認する。

−−（追加要求事項なし）【48 条 2】
所内ボイラの汽水胴には，圧力の上昇による設備

所内ボイラの汽水胴には，圧力の上昇による設備の損傷防止のため，最大蒸発量と同等容量以上の安の損傷防止のため，最大蒸発量と同等容量以上の安全弁を設ける設計とする。

全弁を設ける設計とする。

−−（追加要求事項なし）【48 条 5】
所内ボイラの汽水胴には，圧力の上昇による設備

所内ボイラの汽水胴には，圧力の上昇による設備の損傷防止のため，ドラム内水位，ドラム内圧力等のの損傷防止のため，ドラム内水位，ドラム内圧力等の運転状態を計測する装置を設ける設計とする。

運転状態を計測する装置を設ける設計とする。

−【48 条 10】2−
（追加要求事項なし）

基本設計方針変更前

工認添付説明書との関係

変更後

所内ボイラは，所内ボイラの最大連続蒸発時にお所内ボイラは，所内ボイラの最大連続蒸発時において，熱的損傷が生ずることのないよう水を供給でいて，熱的損傷が生ずることのないよう水を供給できる適切な容量の給水設備を設け，給水の入口及びきる適切な容量の給水設備を設け，給水の入口及び蒸気の出口については，流路を速やかに遮断できる

蒸気の出口については，流路を速やかに遮断できる設計とする。

設計とする。

−

様式 1 への反映結果−（追加要求事項なし）【48 条 8】
所内ボイラは，ボイラ水の濃縮を防止し，及び水位

所内ボイラは，ボイラ水の濃縮を防止し，及び水位を調整するために，所内ボイラ水を抜くことができを調整するために，所内ボイラ水を抜くことができる設計とする。

る設計とする。

−−（追加要求事項なし）【48 条 9】
所内ボイラから排出されるばい煙については，良所内ボイラから排出されるばい煙については，良質燃料（Ａ重油）を使用することにより，硫黄酸化物

質燃料（Ａ重油）を使用することにより，硫黄酸化物

排出量，窒素酸化物濃度及びばいじん濃度を低減す

排出量，窒素酸化物濃度及びばいじん濃度を低減す

る設計とする。

る設計とする。

−−（追加要求事項なし）【48 条 11】
所内ボイラ設備及び所内蒸気系は，東海発電所と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

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

る設計とすることで，安全性を損なわない設計とす

る。

る。

−

【15 条 11】3−
（追加要求事項なし）

設計及び工事に係る品質管理の方法等に関する説明書に係る補足説明資料のうち補足-140-11【基本設計方針から工認添付説明書及び様式−１への展開表（その他附属施設
火災防護設備）】

基本設計方針から工認添付説明書及び様式−１への展開表【対象施設：火災防護設備】
基本設計方針変 更

前

用語の定義は「発電用軽水型原子炉施設の火災防護に関する審査指針」による。

変 更工認添付説明書との関係

後

様式１への反映結果

用語の定義は「実用発電用原子炉及びその附属施設の位置，構造及び設備の基準に関する規則」，「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則」及び−−これらの解釈並びに「実用発電用原子炉及びその附属施（用語の定義のみ）設の火災防護に係る審査基準」（平成25年6月19日原子力規制委員会）による。
第１章 共通項目

第１章 共通項目

1.共通的に適用される設計

火災防護設備の共通項目である「1.
自然現象（2.2−

地盤等，2.

津波による損傷の防止は除く），5.

−

設備に対する要求，6. その他」の基本設計方針については，原子炉冷却系統施設の基本設計方針「第１章共通項目」に基づく設計とする。

第２章 個別項目

第２章 個別項目

1.

1. 火災防護設備の基本設計方針

火災防護設備の基本方針
火災により原子炉の安全性が損なわれないように，

設計基準対象施設は，火災により発電用原子炉施設「原子力 発電所 の火災防 護 指針 」（日本電気 協会の安全性を損なわないよう，火災防護上重要な機器等

JEAG4607）に準じ，火災の発生防止対策，火災の検知を設置する火災区域及び火災区画に対して，火災防護及び消火対策並びに火災の影響軽減対策を組み合わ対策を講じる。

せて対応する。

Ⅴ-1-1-7 発電用原子炉施設の火災防護に関する説明

2.

火災防護対策を行う機器等の選定

2.

火災防護対策を行う機器等の選定書
2. 火災防護の基本方針【11 条 1】
発電用原子炉施設は，火災によりその安全性を損な

Ⅴ-1-1-7

わないように，適切な火災防護対策を講じる設計とす

書る。火災防護対策を講じる対象として「発電用軽水型

3. 火災防護の基本方針

原子炉施設の安全機能の重要度分類に関する審査指3.1 火災防護対策を行う機器等の選定針」のクラス１，クラス２及び安全評価上その機能を期待するクラス３に属する構築物，系統及び機器とす−

発電用原子炉施設の火災防護に関する説明る。
火災防護上重要な機器等は，上記構築物，系統及び機器のうち原子炉の高温停止及び低温停止を達成し，維持するために必要な構築物，系統及び機器並びに放射性物質の貯蔵又は閉じ込め機能を有する構築物，系
統及び機器とする。
【11 条 2】原子炉の高温停止及び低温停止を達成し，維持する

1

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後

様式１への反映結果ために必要な構築物，系統及び機器は，発電用原子炉
施設において火災が発生した場合に，原子炉の高温停止及び低温停止を達成し，維持するために必要な以下の機能を確保するための構築物，系統及び機器とする。
① 原子炉冷却材圧力バウンダリ機能② 過剰反応度の印加防止機能③ 炉心形状の維持機能④ 原子炉の緊急停止機能⑤ 未臨界維持機能⑥ 原子炉冷却材圧力バウンダリの過圧防止機能⑦ 原子炉停止後の除熱機能⑧ 炉心冷却機能⑨

工学的安全施設及び原子炉停止系への作動信号の発生機能⑩ 安全上特に重要な関連機能⑪ 安全弁及び逃がし弁の吹き止まり機能⑫ 事故時のプラント状態の把握機能⑬ 制御室外からの安全停止機能【11 条 3】放射性物質の貯蔵又は閉じ込め機能を有する構築
物，系統及び機器は，発電用原子炉施設において火災が発生した場合に，放射性物質の貯蔵又は閉じ込め機能を確保するために必要な構築物，系統及び機器とする。
【11 条 4】
重大事故等対処施設は，火災により重大事故等に対処するために必要な機能が損なわれないよう，重大事
故等対処施設を設置する火災区域及び火災区画に対して，火災防護対策を講じる。
【52 条 1】Ⅴ-1-1-7 発電用原子炉施設の火災防護に関する説明

建屋等の火災区域は，耐火壁により囲まれ，他の区−

書域と分離されている区域を，火災防護上重要な機器等

3.2 火災区域及び火災区画の設定

及び重大事故等対処施設の配置を系統分離も考慮して設定する。

2

3.

火災区域及び火災区画の設定

6.

火災の影響軽減対策(1) 火災の影響対策が必要な火災区域の分離

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後

様式１への反映結果【11 条 5】【52 条 2】Ⅴ-1-1-7 発電用原子炉施設の火災防護に関する説明

建屋内のうち，火災の影響軽減の対策が必要な原子書

炉の高温停止及び低温停止を達成し，維持するための安全機能を有する構築物，系統及び機器並びに放射性3.2 火災区域及び火災区画の設定

物質の貯蔵又は閉じ込め機能を有する構築物，系統及6.1 火災の影響軽減対策が必要な火災区域の分離

3.

火災区域及び火災区画の設定

6.

火災の影響軽減対策(1) 火災の影響対策が必要な火災区域の分離

び機器を設置する火災区域は，3 時間以上の耐火能力を有する耐火壁として，3 時間耐火に設計上必要なコ
ンクリート壁厚である 150 mm 以上の壁厚を有するコ
ンクリート壁や火災耐久試験により 3 時間以上の耐火能力を有することを確認した耐火壁（耐火隔壁，貫通部シール，防火扉，防火ダンパ等）により隣接する
他の火災区域と分離するように設定する。
【11 条 6】【52 条 2】Ⅴ-1-1-7

火災区域又は火災区画のファンネルは，煙等流入防−発電用原子炉施設の火災防護に関する説明書

止装置の設置によって，他の火災区域又は火災区画か

3.2 火災区域及び火災区画の設定

らの煙の流入を防止する設計とする。

3.

火災区域及び火災区画の設定

6.

火災の影響軽減対策(1) 火災の影響対策が必要な火災区域の分離【11 条 7】
屋外の火災区域は，他の区域と分離して火災防護対Ⅴ-1-1-7策を実施するために，火災防護上重要な機器等を設置−

発電用原子炉施設の火災防護に関する説明書する区域及び重大事故等対処施設の配置を考慮する

3.2 火災区域及び火災区画の設定

3.

火災区域及び火災区画の設定

6.

火災の影響軽減対策(1) 火災の影響対策が必要な火災区域の分離とともに，延焼防止を考慮した管理を踏まえた区域を火災区域として設定する。
【11 条 8】【52 条 3】
火災区画は，建屋内及び屋外で設定した火災区域をⅤ-1-1-7

系統分離の状況及び壁の設置状況並びに重大事故等

3.

火災区域及び火災区画の設定

書6.

火災の影響軽減対策

火災防護の基本方針(1) 火災の影響対策が必要な火災区域の分離対処施設と設計基準事故対処設備の配置に応じて分2.

割して設定する。

3.2 火災区域及び火災区画の設定【11 条 9】【52 条 4】−

発電用原子炉施設の火災防護に関する説明

設定する火災区域及び火災区画に対して，以下に示す火災の発生防止，火災の感知及び消火並びに火災の影響軽減のそれぞれを考慮した火災防護対策を講じる設計とする。
なお，発電用原子炉施設のうち，火災防護上重要な機器等又は重大事故等対処施設に含まれない構築物，
系統及び機器は，消防法，建築基準法，日本電気協会

3基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後

様式１への反映結果

電気技術規程・指針に基づき設備に応じた火災防護対策を講じる設計とする。
【11 条 10】【52 条 5】
発電用原子炉施設の火災防護上重要な機器等は，火災の発生防止，火災の早期感知及び消火並びに火災の＜下線部＞

影響軽減の 3 つの深層防護の概念に基づき，必要な運＜下線部＞

運用に関する記載であり，保安規定にて対応

用管理を含む火災防護対策を講じることを保安規定−に定めて，管理する。
重大事故等対処施設は，火災の発生防止，火災の早期感知及び消火の必要な運用管理を含む火災防護対策を講じることを保安規定に定めて，管理する。
重大事故等対処設備のうち，可搬型重大事故等対処−

設備に対する火災防護対策についても保安規定に定めて，管理する。
その他の発電用原子炉施設については，消防法，建築基準法，日本電気協会電気技術規程・指針に基づき設備に応じた火災防護対策を講じることを保安規定に定めて，管理する。
外部火災については，安全施設及び重大事故等対処
施設を外部火災から防護するための運用等について
保安規定に定めて，管理する。
【11 条 11】【52 条 6】Ⅴ-1-1-7

消火系のうち電動機駆動消火ポンプ,ディーゼル駆発電用原子炉施設の火災防護に関する説明書

動消火ポンプ,構内消火用ポンプ，ディーゼル駆動構

5.

火災の感知及び消火

5.3 消火設備

内消火ポンプ，原水タンク,ろ過水貯蔵タンク及び多5.2 消火設備について目的タンクは，東海発電所と共用とするが，必要な容5.2.2 機能設計

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。
【15条17】2.

火災の発生防止対策

2.1 発火性，引火性材料の予防措置
2.1.1 設備の対策（1） 潤滑油及び燃料油を内包する設備の対策(1) 火災発生防止

Ⅴ-1-1-7

a. 火災の発生防止対策

発電用原子炉施設の火災防護に関する説明書

火災の発生防止における発火性又は引火性

2.1 火災発生防止

物質に対する火災の発生防止対策は，火災区域

4.1 発電用原子炉施設の火災発生防止についてに設置する潤滑油又は燃料油を内包する設備

4.

火災発生防止(1) 火災発生防止対策の設計
a.

発火性又は引火性物質に対する火災の発生防止

対策(a) 潤滑油及び燃料油を内包する設備

4

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後

様式１への反映結果

並びに水素を内包する設備を対象とする。

(b) 水素を内包する設備【11 条 12】【52 条 7】Ⅴ-1-1-7

発電用原子炉施設の火災防護に関する説明

潤滑油及び燃料油を内包する設備は，オイルパ

潤滑油又は燃料油を内包する設備は，溶接構

ン，ドレンリム及び堰による漏えい防止対策を講造，シール構造の採用による漏えいの防止対策

じるとともに，ポンプの軸受部は溶接構造又はシを講じるとともに，堰等を設置し，漏えいした

2.1 火災発生防止

ール構造とする。

潤滑油又は燃料油が拡大することを防止する

4.1 発電用原子炉施設の火災発生防止について

配管及びタンクは原則溶接構造とする。

設計とし，潤滑油又は燃料油を内包する設備の書

4.

火災発生防止(1) 火災発生防止対策の設計
a.

発火性又は引火性物質に対する火災の発生防止

対策(a) 潤滑油及び燃料油を内包する設備

火災により発電用原子炉施設の安全機能及びまた，安全機能を有する構造物，系統及び機器

重大事故等に対処する機能を損なわないよう，を設置する火災区域で使用する潤滑油及び燃料油壁の設置又は離隔による配置上の考慮を行う

は，必要以上に貯蔵しない。

設計とする。
【11 条 13】【52 条 8】
潤滑油又は燃料油を内包する設備を設置す
る火災区域は，空調機器による機械換気又は自然換気を行う設計とする。
【11 条 14】【52 条 9】
潤滑油又は燃料油を貯蔵する設備は，貯蔵量を一定時間の運転に必要な量にとどめる設計とする。
【11 条 15】【52 条 10】（2） 水素を内包する設備の対策
水素を内包する設備及び機器には，気体廃棄物処

水素を内包する設備のうち気体廃棄物処理

Ⅴ-1-1-7

設備及び発電機水素ガス冷却設備の配管等は発電用原子炉施設の火災防護に関する説明書

理設備及び蓄電池がある。

水素の漏えいを考慮した溶接構造とし，弁グラ

2.1 火災発生防止

これらの設備及び機器は，以下に示す漏えい防止及ンド部から水素の漏えいの可能性のある弁は，

4.1 発電用原子炉施設の火災発生防止について

び換気等による防爆対策を講じることにより火災

ベローズ弁等を用いて防爆の対策を行う設計の発生を防止する。

とし，水素を内包する設備の火災により，発電

a.配管及び機器は原則溶接構造とし，弁は溶接構用原子炉施設の安全機能及び重大事故等に対造，ベローズ弁やリークオフ等の漏えい防止構

処する機能を損なわないよう，壁の設置による造とする。

配置上の考慮を行う設計とする。

に示すとおり換気により雰囲気中での水素の（a）気体廃棄物処理設備の構成機器を設置する
区画は，空調装置にて換気する。

火災発生防止(1) 火災発生防止対策の設計
a.

発火性又は引火性物質に対する火災の発生防止

対策(b) 水素を内包する設備【52 条 11】b.溶接構造としている配管設置区域以外は，以下 【11 条 16】

滞留を防止する。

4.

水素を内包する設備である蓄電池，気体廃棄物処理設備，発電機水素ガス冷却設備及び水素ボンベを設置する火災区域又は火災区画は，送風機及び排風機による機械換気を行い，水素濃5基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後

様式１への反映結果

度を燃焼限界濃度以下とする設計とする。
【11 条 17】【52 条 12】

水素ボンベは，運転上必要な量のみを貯蔵す（b）蓄電池室は，充電中に内部から水素が放出されることから，送風機及び排風機で換気する。

る設計とする。また，通常時はボンベ元弁を閉とする運用とする。
【11 条 18】【52 条 13】
火災の発生防止における水素漏えい検出は，蓄電池室の上部に水素濃度検出器を設置し，水素の燃焼限界濃度である 4 vol％の 1／4 以下の濃度にて中央制御室に警報を発する設計とする。
気体廃棄物処理設備内の水素濃度について
は，水素濃度計により中央制御室で常時監視ができる設計とし，水素濃度が上昇した場合には中央制御室に警報を発する設計とする。
発電機水素ガス冷却設備は，水素消費量を管理するとともに，発電機内の水素純度，水素圧力を中央制御室で常時監視ができる設計とし，発電機内の水素純度や水素圧力が低下した場
合には中央制御室に警報を発する設計とする。
水素ボンベを設置する火災区域又は火災区画については，通常時はボンベ元弁を閉とする運用とし，機械換気により水素濃度を燃焼限界
濃度以下とするように設計することから，水素濃度検出器は設置しない設計とする。
【11 条 19】【52 条 14】蓄電池室の換気設備が停止した場合には，中央制御室に警報を発する設計とする。また，蓄電池室には，直流開閉装置やインバータを設置しない。
【11 条 20】【52 条 15】（3）換気設備の対策

放射性廃棄物処理設備及び放射性廃棄物貯換気設備で使用するチャコールフィルタは，固体

蔵設備において，崩壊熱が発生し，火災事象に廃棄物として処理するまでの間，鋼製容器内に収納至るような放射性廃棄物を貯蔵しない設計とⅤ-1-1-7

発電用原子炉施設の火災防護に関する説明書
4.1 発電用原子炉施設の火災発生防止について

64.

火災発生防止(1) 火災発生防止対策の設計
f.

放射性廃棄物の処理及び貯蔵設備の火災の発生

基本設計方針
変 更し保管する。

前変 更

工認添付説明書との関係

後

様式１への反映結果防止対策する。また，放射性物質を含んだ使用済イオン
交換樹脂，チャコールフィルタ及び HEPA フィ
ルタは，固体廃棄物として処理を行うまでの間，金属容器や不燃シートに包んで保管する設計とする。
放射性廃棄物処理設備及び放射性廃棄物貯
蔵設備の換気設備は，火災時に他の火災区域や環境への放射性物質の放出を防ぐために，換気設備の停止及び隔離弁の閉止により，隔離ができる設計とする。
【11 条 21】【52 条 16】
Ⅴ-1-1-7

火災の発生防止のため，火災区域において有

発電用原子炉施設の火災防護に関する説明書

機溶剤を使用する場合は必要量以上持ち込ま

4.

火災発生防止(1) 火災発生防止対策の設計ない運用とし，可燃性の蒸気が滞留するおそれ

2.1 火災発生防止がある場合は，使用する作業場所において，換4.1 発電用原子炉施設の火災発生防止についてb.

可燃性の蒸気又は可燃性の微粉の対策

気，通風，拡散の措置を行うとともに，建屋の送風機及び排風機による機械換気により滞留を防止する設計とする。
【11 条 22】【52 条 17】
火災区域又は火災区画において，発火性又は引火性物質を内包する設備は，溶接構造の採用
及び機械換気等により，「電気設備に関する技−術基準を定める省令」第六十九条及び「工場電気設備防爆指針」で要求される爆発性雰囲気とならない設計とするとともに，当該の設備を設ける火災区域又は火災区画に設置する電気・計装品の必要な箇所には，接地を施す設計とする。
【11 条 23】【52 条 18】
火災の発生防止のため，可燃性の微粉を発生する設備及び静電気が溜まるおそれがある設
備を火災区域に設置しないことによって，可燃性の微粉及び静電気による火災の発生を防止する設計とする。
【11 条 24】
【52 条 19】−

火災の発生防止のため，発火源への対策とし

Ⅴ-1-1-77

発電用原子炉施設の火災防護に関する説明

4.

火災発生防止基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後
書て，設備を金属製の筐体内に収納する等，火花

様式１への反映結果(1) 火災発生防止対策の設計

が設備外部に出ない設備を設置するとともに，

2.1 火災発生防止

高温部分を保温材で覆うことによって，可燃性

4.1 発電用原子炉施設の火災発生防止についてc.

発火源への対策

物質との接触防止や潤滑油等可燃物の過熱防止を行う設計とする。
【11 条 25】
【52 条 20】2.2 電気設備の過電流による過熱防止対策

火災の発生防止のため，発電用原子炉施設内

Ⅴ-1-1-7

発電用原子炉施設の火災防護に関する説明

電気系統は，地絡及び短絡に起因する過電流によるの電気系統は，保護継電器及び遮断器によって書過熱防止のため，過負荷継電器又は過電流継電器等の故障回路を早期に遮断し，過電流による過熱及

2.1 火災発生防止

保護継電装置と遮断器の組合せにより故障機器系統

び焼損を防止する設計とする。

4.1 発電用原子炉施設の火災発生防止について

4.

火災発生防止(1) 火災発生防止対策の設計
d.

過電流による過熱防止対策の早期遮断を行い，過熱及び焼損の未然防止を図る。 【11 条 26】【52 条 21】
電気室は，電源供給のみに使用する設計とす−

Ⅴ-1-1-7る。

発電用原子炉施設の火災防護に関する説明書【11 条 27】【52 条 22】

Ⅴ-1-1-7素が発生する火災区域又は火災区画における，火災発生防止(1) 火災発生防止対策の設計

4.1 発電用原子炉施設の火災発生防止について

火災の発生防止のため，放射線分解により水

4.

発電用原子炉施設の火災防護に関する説明

書

g.
4.

電気室の目的外使用の禁止
火災発生防止(1) 火災発生防止対策の設計

水素の蓄積防止対策として，社団法人火力原子2.1 火災発生防止

力発電技術協会「ＢＷＲ配管における混合ガス

4.1 発電用原子炉施設の火災発生防止についてe.

放射線分解等により発生する水素の蓄積防止対策（水素・酸素）蓄積防止に関するガイドライン（平成 17 年 10 月）」等に基づき，原子炉の安−

全性を損なうおそれがある場合には水素の蓄積を防止する設計とする。
【11 条 28】【52 条 23】
重大事故等時の原子炉格納容器内及び建屋
内の水素については，重大事故等対処施設にて，蓄積防止対策を行う設計とする。
【52 条 24】

2.3 不燃性材料，難燃性材料の使用
安全機能を有する構築物，系統及び機器は，以下のb. 不燃性材料又は難燃性材料の使用

Ⅴ-1-1-7

火災防護上重要な機器等及び重大事故等対発電用原子炉施設の火災防護に関する説明書

4.

火災発生防止(2) 不燃性材料又は難燃性材料の使用

とおり不燃性又は難燃性材料を使用する。

処施設は，不燃性材料又は難燃性材料を使用す

2.1 火災発生防止

a.

適用方針

（1）構築物は，不燃性である鉄筋コンクリート及びる設計とし，不燃性材料又は難燃性材料が使用

4.2 不燃性材料又は難燃性材料の使用についてb.

部材ごとの設計

鋼材により構成する。

できない場合は，不燃性材料又は難燃性材料と同等以上の性能を有するもの（以下「代替材料」（2）機器，配管，ダクト，トレイ，電線管及びこれという。）を使用する設計，若しくは，当該構らの支持構造物は，主要な構造材に不燃性である

築物，系統及び機器の機能を確保するために必

8基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後

要な代替材料の使用が技術上困難な場合は，当金属を使用する。

該構築物，系統及び機器における火災に起因し（3）安全機能を有するケーブルは，実用上可能な限て他の火災防護上重要な機器等及び重大事故

り IEEE Standard for Type Test of Class 1E

等対処施設において火災が発生することを防Electric

止するための措置を講じる設計とする。

Cables ，Connections

Field

for

Splices ，

NuclearandPower【11 条 29】【52 条 25】

GeneratingStations」 （IEEE Std 383-1974） 又は電気学会技術報告Ⅱ部第 139 号（昭和 57 年 11

火災防護上重要な機器等及び重大事故等対月）の垂直トレイ燃焼試験に合格した難燃性ケー

処施設のうち，機器，配管，ダクト，トレイ，ブルを使用する。また，必要に応じ延焼防止塗料

電線管，盤の筐体及びこれらの支持構造物の主を使用する。

要な構造材は，ステンレス鋼，低合金鋼，炭素鋼等の金属材料又はコンクリートの不燃性材（4）建屋内における変圧器は乾式とし，遮断器は実用上可能な限りオイルレスとする。

料を使用する設計とする。
ただし，配管のパッキン類は，その機能を確保するために必要な代替材料の使用が技術上（5）安全機能を有する動力盤及び制御盤は，不燃性困難であるため，金属で覆われた狭隘部に設置である鋼製の筐体，塩化ビニル等難燃性の配線ダし直接火炎に晒されることのない設計とする。

【52 条 26】
クト及びテフロン等実用上可能な限り難燃性の電 【11 条 30】
線を使用する。

金属に覆われたポンプ及び弁等の駆動部の潤滑油並びに金属に覆われた機器躯体内部に（6）換気設備のフィルタは，チャコールフィルタを除き難燃性のガラス繊維を使用する。

設置する電気配線は，発火した場合でも他の火災防護上重要な機器等及び重大事故等対処施設に延焼しないことから，不燃性材料又は難燃（7）保温材は，不燃性の金属保温並びに難燃性のロックウール，グラスウール等を使用する。

性材料でない材料を使用する設計とする。
【11 条 31】【52 条 27】
火災防護上重要な機器等及び重大事故等対（8）建屋内装材は，実用上可能な限り不燃性材料及び難燃性材料を使用する。

処施設に使用する保温材は，原則，平成 12 年
建設省告示第１４００号に定められたもの又は建築基準法で不燃性材料として認められたものを使用する設計とする。
【11 条 32】【52 条 28】
火災防護上重要な機器等及び重大事故等対処施設を設置する建屋の内装材は，建築基準法
で不燃性材料として認められたものを使用す
る設計とする。
【11 条 33】【52 条 29】9

様式１への反映結果

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後

ただし，管理区域の床に塗布されている耐放
射線性のコーティング剤は，不燃性材料である
コンクリート表面に塗布すること，難燃性が確認された塗料であること，加熱源を除去した場
合はその燃焼部が広がらないこと，原子炉格納容器内を含む建屋内に設置する火災防護上重要な機器等及び重大事故等対処施設は，不燃性又は難燃性の材料を使用し，その周辺における可燃物を管理することから，難燃性材料を使用する設計とする。
また，中央制御室の床面は，防炎性能を有す
るカーペットを使用する設計とする。
【11 条 34】【52 条 30】
火災防護上重要な機器等及び重大事故等対処施設に使用するケーブルは，実証試験により自己消火性（ＵＬ 垂直燃焼試験）及び耐延焼性（ＩＥＥＥ３８３（光ファイバケーブルの場
合はＩＥＥＥ１２０２）垂直トレイ燃焼試験）を確認した難燃ケーブルを使用する設計とする。
【11 条 35】【52 条 31】
ただし，実証試験により耐延焼性等が確認できない放射線モニタケーブル及び重大事故等対処施設である通信連絡設備の機器本体に使用する専用ケーブルは，難燃ケーブルと同等以上の性能を有する設計とするか，代替材料の使用が技術上困難な場合は，当該ケーブルの火災に起因して他の火災防護上重要な機器等及び重大事故等対処施設において火災が発生することを防止するための措置を講じる設計とする。
【11 条 36】【52 条 32】
また，上記ケーブル以外の非難燃ケーブルについては，原則，難燃ケーブルに取り替えて使用する設計とするが，ケーブルの取替に伴い安10

様式１への反映結果

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後

全上の課題が生じる場合には，難燃ケーブルを使用した場合と同等以上の難燃性能を確保できる代替措置（複合体）を施す設計又は電線管に収納する設計とする。
【11 条 37】【52 条 33】(a) 代替措置（複合体）を施す設計
複合体を構成する防火シートには，複合体の難燃性能を確保し形状を維持するため，不燃性，遮炎性，耐久性及び被覆性を確認する
実証試験等でそれらの性能を有することを確認し，またケーブル及びケーブルトレイに悪影響を及ぼさないため，電気的機能，非腐食性及び重量増加の実証試験等でケーブル及びケーブルトレイに影響を与えないことを確認したシートを使用する設計とする。
上記性能を有する防火シートを用いて形成する複合体は，イ．に示す複合体外部の火災を想定した場合に必要な設計を行った上で，ロ．に示す複合体内部の発火を想定した場合に必要な設計を加えることで，難燃ケー
ブルを使用した場合と同等以上の難燃性能を確保する設計とする。
【11 条 39】【52 条 35】

イ.

複合体外部の火災を想定した場合の設計
複合体は，複合体外部の火災に対して，燃焼の 3 要素（熱（火炎），酸素量，可燃物）のうち熱（火炎）を遮断するため，以下の(イ)〜(ニ)に示すとおり非難燃ケー
ブルの露出を防止することにより，難燃ケーブルを使用した場合と同等以上の難燃性能が確保できる設計とする。また，複合体は，耐延焼性を確認する実証試験にて自11

様式１への反映結果

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後

己消火し燃え止まること，及び延焼による損傷長が難燃ケーブルよりも短くなることを確認する。
【11 条 40】【52 条 36】(イ)

非難燃ケーブル及びケーブルトレイ

を，防火シートに重ね代を設けながら覆う。防火シート間重ね代は，ハ．に示す複合体の耐延焼性を確認する実証試験
によって自己消火し燃え止まること，延焼による損傷長が難燃ケーブルよりも短くなることを確認した重ね代を確保する。さらに，基準地震動Ｓｓによる外力（以下「外力（地震）」という。）が加わっても重ね代を確保するため，この重ね代に外力（地震）に対する防火シー
トの被覆性の実証試験で確認されるずれの大きさに裕度を確保した値を加えた重ね代とする。
防火シート重ね部の重ね回数は，ケー
ブル及びケーブルトレイの機能が損なわれないように，熱の蓄積による影響として，複合体形成後の電流値が設計基準におけるトレイ形状での電流値と比較
し，通電機能が損なわれない電流低減度
合いであり，かつケーブルトレイの重量増加の影響として，ケーブルトレイの重量余裕以内である重ね回数とする。
【11 条 41】【52 条 37】(ロ)

防火シートで覆った状態を維持するため，防火シートは，結束ベルトで固定する。防火シートは，外力（地震）に対する防火シートの被覆性の実証試験で外れないことを確認した結束ベルトによりシート重ね部を固定することに加えて，非難燃ケーブルが露出しないこと

12

様式１への反映結果

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後を確認した間隔にて固定する。
【11 条 42】【52 条 38】(ハ) 施工後，複合体の難燃性能を維持する
上で，防火シートのずれ，隙間及び傷の範囲を考慮し，これらの範囲を外力（地震）に対する防火シートの被覆性を実証試験により確認した防火シートをケーブル表面に沿わせて有意な隙間がないように巻き付ける。
【11 条 43】【52 条 39】(ニ)

防火シートの隙間が拡大することを抑えるため，外力（地震）に対する防火シートの被覆性の実証試験で外れないことを確認したファイアストッパにより防火シート重ね部を押え付ける。
【11 条 44】【52 条 40】

ロ.

複合体内部の発火を想定した場合の設計
複合体は，短絡又は地絡に起因する過電流により複合体内部の非難燃ケーブルが発火した火災に対して，酸素量を抑制するために以下の（イ）に示す複合体内部を閉鎖空間とする措置を講じるとともに，複合体外部への延焼を抑制するために以下の（ロ）に示す複合体外部への火炎の噴出を防止する措置を講じることにより，難燃ケーブルを使用した場合と同等以上の難燃性能が確保できる設計とする。
また，複合体は，複合体内部ケーブルの耐延焼性を確認する実証試験によって過電流が継続しない場合は自己消火し燃え止まること，及び遮炎性を確認する実証試
験によって防火シートで複合体内部の火炎が遮られ外部に噴出しないことを確認

13

様式１への反映結果

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係後する。
【11 条 45】【52 条 41】（イ） 複合体内部を閉鎖空間とする措置
ⅰ.

ケーブルトレイが火災区画の境界となる壁，天井又は床を貫通する部分に 3 時間以上の耐火能力を確認した
耐火シールを処置する。
ⅱ. ファイアストッパは，耐延焼性の実証試験で特定した延焼の可能性のあるトレイ敷設方向で，防火シート重ね部を押え付けるようケーブルトレイに設置する。
ⅲ. ファイアストッパは，耐延焼性の実証試験で複合体が燃え止まることを確認したファイアストッパにて防火シートを押え付ける。
ⅳ. 施工後，複合体の難燃性能を維持する上で，防火シートのずれ，隙間及び傷の範囲を考慮し，これらの範囲を外力（地震）に対する防火シートの被覆性を実証試験により確認した防火シートをケーブル表面に沿わせ，有意な隙間がないように巻き付ける。
【11 条 46】【52 条 42】（ロ） 複合体外部への火炎の噴出を防止す
る措置
ⅰ. ケーブル及びケーブルトレイを，防火シートに重ね代を設けながら覆う。
防火シートの重ね代は，イ.(イ)で設計した重ね代とする。
ⅱ.

防火シートで覆った状態を維持するため，防火シートは，結束ベルトで固定する。防火シートは，外力（地震）に対する防火シートの被覆性の実証

14

様式１への反映結果

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後試験で外れないことを確認した結束
ベルトによりシート重ね部を固定することに加えて，非難燃ケーブルが露出しないことを確認した間隔にて固定する。
ⅲ.

防火シートの隙間が拡大することを抑えるため，外力（地震）に対する防火シートの被覆性の実証試験で外れないことを確認したファイアスト
ッパにより防火シート重ね部を押え付ける。
【11 条 47】【52 条 43】

ハ. 複合体の仕様，構造及び寸法以上の設計方針により設計した複合体を構成する防火シート，結束ベルト及びファイアストッパの仕様並びに複合体の構造及び寸法を以下に示す。
(イ) 防火シートの仕様
以下のⅰ.〜ⅷ.に示す試験で性能を確認した防火シートと同一仕様であり，同試験を満足する性能を有する防火シートを使用する。
【11 条 48】
【52 条 44】ⅰ. 不燃性実証試験：発熱性試験
一般財団法人

日本建築総合試

験所 防耐火性能試験・評価業務方法書
8A-103-01
判定基準
・総発熱量が 8 MJ/m2 以下であること・防火上有害な裏面まで貫通するき15

様式１への反映結果

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後裂及び穴がないこと
・最高発熱速度が，10 秒以上継続して 200 kW/m2 を超えないこと【11 条 49】
【52 条 45】

ⅱ. 遮炎性実証試験：(ⅰ) 遮炎・準遮炎性能試験（70 分）
一般財団法人
験所

日本建築総合試

防耐火性能試験・評価業務

方法書
8A-103-01
判定基準
・火炎が通るき裂等の損傷及び隙間を生じないこと・非加熱面で 10 秒を超えて継続する発炎がないこと・非加熱面で 10 秒を超えて連続する火炎の噴出がないこと(ⅱ) 過電流模擬試験（ヒータ加熱）
複合体内部に一層敷設した高圧
電力ケーブルに対して，マイクロヒ
ータを取り付け，絶縁材及びシース
材の発火温度を超える温度で加熱する。
判定基準
・発火したケーブルの火炎が複合体
外部へ噴出しないこと【11 条 50】
【52 条 46】

ⅲ. 耐久性(ⅰ) 熱劣化試験・放射線照射試験
実証試験：熱劣化試験，放射線照射試験
電気学会技術報告Ⅱ部第 139 号

16

様式１への反映結果

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後（原子力発電所用電線・ケーブルの環境試験方法ならびに耐延焼性試験方法に関する推奨案）(ⅱ) 耐寒性実証試験：耐寒性試験「ＪＩＳＣ

３６０５ 600V

ポリエチレンケーブル」の耐寒(ⅲ) 耐水性
実証試験：耐水性試験「ＪＩＳＫ

５６００−６−２ 塗料一般試験方法−第 6 部：塗膜の化学的性質−第 2 節：耐液体性（水浸せき法）」(ⅳ) 耐薬品性実証試験：耐薬品性試験「ＪＩＳＫ

５６００−６−

１ 塗料一般試験方法−第 6 部：塗膜の化学的性質−第 1 節：耐液体性（一般的方法）」(ⅴ) 耐油実証試験：耐油試験
「ＪＩＳ Ｃ ２３２０の 1 種
2 号絶縁油」(ⅵ) 耐塩水性実証試験：耐塩水性試験「ＪＩＳ Ｋ ５６００」
判定基準((ⅰ)〜(ⅵ)共通)
・外観に割れ，膨れ，変色のないこと【11 条 51】【52 条 47】ⅳ. 外力（地震）に対する被覆性実証試験：加振試験
基準地震動Ｓ ｓ において裕度を持った試験加速度を設定し実施
なお，防火シート間重ね代の設定値

17

様式１への反映結果

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後に保守性を考慮するため防火シート
重ね部のずれを測定する。
判定基準
・ケーブルが外部に露出しないこと【11 条 52】【52 条 48】ⅴ. 電気的機能(ⅰ) 通電機能実証試験：電流低減率試験「ＩＥＥＥ８４８−1996 に準じた試験方法」
判定基準
・電流低減率が設計の範囲内であること(ⅱ) 絶縁機能実証試験：絶縁抵抗試験「ＪＩＳＣ

３００５ゴム・

プラスチック絶縁電線試験方法」の絶縁抵抗に準拠
判定基準
・2500 MΩ・km 以上であること
実証試験：耐電圧試験
「ＪＩＳ

Ｃ

３６０５

600V

ポリエチレンケーブル」の耐電圧
試験に準拠
判定基準
・防火シートの施工前後で 1 分間の規定電圧印加に耐えること【11 条 53】【52 条 49】ⅵ. 非腐食性実証試験：ｐＨ試験「ＪＩＳＫ

６８３３−１ 接着剤−一般試験方法−第 1 部：基本特性の求め方」のｐＨ

18

様式１への反映結果

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後

判定基準
・中性の範囲(ｐＨ6〜8）

ⅶ. 重量増加
評価内容：防火シート等の施工による重量増加がケーブルトレイの設計の範囲内であることを確認
判定基準
・ケーブルトレイの設計の範囲内（重量余裕の範囲内）【11 条 54】【52 条 50】ⅷ. 耐延焼性実証試験：(ⅰ)

複合体外部の火災を想定した試験
① ケーブル種類ごとの耐延焼性
ＩＥＥＥ

Ｓｔｄ

３８３-1974

垂直トレイ燃焼試験を基礎とした「電気学会技術報告Ⅱ部第 139 号(原子力発電所用電線・ケーブルの環境試験方法ならびに耐延焼性試
験方法に関する推奨案)」の燃焼条件に準拠した方法
判定基準
・複合体が燃え止まること・複合体の損傷長が難燃ケーブルの損傷長(1010 mm)より短いこと【11 条 55】
【52 条 51】

② 加熱熱量の違いによる耐延焼性①の試験で最も複合体の損傷長が長いケーブルを用いて，①の燃焼条件のうち加熱熱量を変化させる。
（加熱熱量は 20 kW，30 kW にて試

19

様式１への反映結果

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後

験を行う）
判定基準
・複合体が燃え止まること・複合体の損傷長が難燃ケーブルの損傷長（20 kW:1780 mm，30 kW:2030mm）より短いこと【11 条 56】【52 条 52】③

複合体構成要素のばらつきを組合せた耐延焼性①の試験で最も複合体の損傷長が長いケーブルを用いて，複合体損傷長が最も長くなるように構成品のばらつきを組合せた複合体を①の燃焼条
件にて燃焼させる。
判定基準
・複合体が燃え止まること・複合体の損傷長が難燃ケーブルの損傷長（1780 mm）より短いこと【11 条 57】
【52 条 53】(ⅱ)

複合体内部の発火を想定した試験
① 内部ケーブルの耐延焼性
・延焼の可能性のあるトレイ敷設方
向を特定するため，水平，勾配(45°)，垂直トレイにおいて(ⅰ)①の試験で最も複合体の損傷長が長いケーブルを用いた複合体の内部ケーブルを，(ⅰ)①の燃焼条件
にて直接燃焼させる。
・特定したトレイ敷設方向に対してファイアストッパを設置し燃焼さ
せる。
判定基準

20

様式１への反映結果

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後・燃え止まること【11 条 58】【52 条 54】(ⅲ)

複合体が不完全な状態を仮定した場合の性能評価の確認① 複合体外部の火災を想定した試験(ⅰ)①の試験で最も複合体の損傷
長が長いケーブルを用いて，複合体のケーブルが露出した不完全な状態
でも燃え止まることを(ⅰ)①の燃焼条件にて燃焼させる。
判定基準
・複合体が燃え止まること・複合体の損傷長が難燃ケーブルの損傷長（1780 mm)より短いこと② 複合体内部の発火を想定した試験(ⅰ)①の試験で最も複合体の損傷
長が長いケーブルを用いて，ファイアストッパが l つ脱落した場合を想定し，防火シートが剥がれたこととした複合体の内部ケーブルを，(ⅰ)①の燃焼条件にて直接燃焼させる。
このとき，加熱源とファイアスト
ッパによる防火シ一トの押さえ箇所
までの間を 1750 ㎜とする。
判定基準
・複合体内部のケーブルが燃え止まること
・外部の火災を想定した場合の難燃ケーブルの損傷長（1780 mm）より短いこと【11 条 59】【52 条 55】(ロ) 結束ベルトの仕様
以下のⅰ.及びⅱ.に示す試験で性能

21

様式１への反映結果

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後を確認した結束ベルトと同一仕様であり，同試験を満足する性能を有する結束ベルトを使用する。
ⅰ. 耐久性(ⅰ) 熱劣化試験・放射線照射試験
実証試験：熱劣化試験，放射線照射試験
電気学会技術報告Ⅱ部第 139 号（原子力発電所用電線・ケーブルの環境試
験方法ならびに耐延焼性試験方法に関する推奨案）(ⅱ) 耐寒性実証試験：耐寒性試験「ＪＩＳＣ

３６０５ 600V ポ

リエチレンケーブル」の耐寒(ⅲ) 耐水性
実証試験：耐水性試験「ＪＩＳＫ

５６００−６−２

塗料一般試験法−第 6 部：塗膜の化学的性質 −第 2 節：耐液体性（水浸せき法）」(ⅳ) 耐薬品性実証試験：耐薬品性試験「ＪＩＳＫ

５６００−６−１

塗料一般試験法−第 6 部：塗膜の化学的性質 −第 1 節：耐液体性（一般的方法）」
判定基準（(ⅰ)〜(ⅳ)共通）
・外観に割れ，膨れ，変色のないこと【11 条 60】【52 条 56】

ⅱ. 外力（地震）に対する被覆性実証試験：加振試験
基準地震動Ｓ ｓ において裕度を持った試験加速度を設定し実施
判定基準

22

様式１への反映結果

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後・結束ベルトが外れないこと・ケーブルが外部に露出しないこと【11 条 61】【52 条 57】(ハ) ファイアストッパの仕様
以下のⅰ.及びⅱ.に示す試験で性能を確認したファイアストッパと同一仕様であり，同試験を満足する性能を有す
るファイアストッパを使用する。
ⅰ. 外力（地震）に対する被覆性実証試験：加振試験
基準地震動Ｓ ｓにおいて裕度を持った試験加速度を設定し実施
判定基準
・ファイアストッパが外れないこと（垂直トレイのみ）ⅱ. 耐延焼性実証試験：複合体内部の発火を想定した試験(ⅰ)内部ケーブルの耐延焼性(イ)ⅶ.(ⅱ)の試験方法及び判定基
準と同様【11 条 62】【52 条 58】(ニ) 複合体の構造及び寸法
複合体の構造及び寸法は，防火シー
ト，結束ベルト及びファイアストッパの性能を(イ)〜(ハ)に示す試験で確認する結果を基に，以下のⅰ.〜ⅶ.のとおり設定する。
【11 条 63】【52 条 59】

ⅰ. 防火シート間重ね代(イ)ⅱ.(ⅱ)及び(イ)ⅶ.の試験を満足する重ね代に，（イ）ⅳ.の試験で確23

様式１への反映結果

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係後認される防火シートのずれの大きさに裕度を確保した値を加えた重ね代を設定する。
ただし，最も施工範囲が広い直線形
トレイについては，以下のⅶ.を満足する範囲内で施工性を考慮して上限値を設定する。
ⅱ. 防火シートとケーブル間の隙間(イ)ⅶ.(ⅲ)の試験を満足する隙間の範囲内とするため，防火シートとケーブル間に有意な隙間がないよう防火シートを巻き付ける。
ⅲ. 結束ベルト間隔(ロ)ⅱ.の試験を満足することを確認した間隔以内となる間隔を設定する。
ⅳ. ファイアストッパ設置対象(ハ)ⅱ.の試験にて延焼の可能性があると特定したトレイ敷設方向を対象に設定する。
ⅴ. ファイアストッパの押さえ付け時寸
法(ハ)ⅱ.の試験を満足するファイア
ストッパの押さえ付け時寸法以内となる寸法を設定する。
ⅵ. ファイアストッパ間隔(ハ）ⅰ.の試験を満足するファイア
ストッパ間隔未満とする。
ⅶ. 防火シートの巻き付け回数
熱の蓄積による影響として，複合体形成後の電流値が，新たに敷設するケーブル選定時に使用する設計基準におけるトレイ形状での電流値と比較し，通電機能が損なわれない電流低減度合
いであり，かつケーブルトレイの重量24

様式１への反映結果

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後

様式１への反映結果

増加の影響として，ケーブルトレイの重量余裕以内である巻き付け回数を設定する。
【11 条 64】【52 条 60】(b) 電線管に収納する設計
複合体とするケーブルトレイから火災防護上重要な機器等及び重大事故等対処施設に接続するために電線管で敷設される非難
燃ケーブルは，火災を想定した場合にも延焼が発生しないように，電線管に収納するとともに，電線管の両端は電線管外部からの酸素供給防止を目的として，難燃性の耐熱シール材を処置する設計とする。
【11 条 65】【52 条 61】
火災防護上重要な機器等及び重大事故等対処施設のうち，換気空調設備のフィルタはチャコールフィルタを除き，「ＪＩＳＬ

１０９１（繊維製品の燃焼性試験方法）」又は「ＪＡＣＡ №11A-2003（空気清浄装置用ろ材燃焼性試験方法指針（公益社団法人 日本空気清浄協会））」を満足する難燃性材料を使用する設計とする。
【11 条 66】【52 条 62】
火災防護上重要な機器等及び重大事故等対処施設のうち，屋内の変圧器及び遮断器
は，可燃性物質である絶縁油を内包していないものを使用する設計とする。
【11 条 67】【52 条 63】
2.4 落雷，地震等の自然現象による火災の発生防止

c. 自然現象による火災の発生防止

Ⅴ-1-1-7

発電用原子炉施設の火災防護に関する説明 4.

原子炉施設内の構築物，系統及び機器は，以下のと自然現象として，地震，津波（重大事故等対おり落雷，地震の自然現象により火災が生じることが処施設については，敷地に遡上する津波を含

2.1 火災発生防止

ないように防護した設計とする。

む。），洪水，風（台風），竜巻，凍結，降水，積4.3 落雷，地震等の自然現象による火災発生の防止

2.4.1 避雷設備
原子炉施設の避雷設備として，建築基準法施工令

雪，落雷，火山の影響，生物学的事象，森林火
災及び高潮を考慮する。

25

書

について

火災発生防止(3) 落雷・地震等の自然現象による火災発生の防止についてa.

落雷による火災発生の防止

基本設計方針変 更前に従い，原子炉格納施設等に避雷針を設け，落雷による火災発生を防止する。

変 更工認添付説明書との関係

後

様式１への反映結果

これらの自然現象のうち，火災を発生させる
おそれのある落雷，地震，竜巻（風（台風）を含む。）及び森林火災について，これらの現象
によって火災が発生しないように，以下のとおり火災防護対策を講じる設計とする。
落雷によって，発電用原子炉施設内の構築
物，系統及び機器に火災が発生しないよう，避雷設備の設置及び接地網の敷設を行う設計とする。
【11 条 68】【52 条 64】2.4.2 耐震設計

火災防護上重要な機器等は，耐震クラスに応Ⅴ-1-1-7

発電用原子炉施設の火災防護に関する説明 4.

書

安全機能を有する構築物，系統及び機器は，「発じて十分な支持性能をもつ地盤に設置する設

電用原子炉施設に関する耐震設計審査指針」の耐震計とするとともに，「実用発電用原子炉及びそ2.1 火災発生防止

設計上の重要度分類に従った耐震設計を行い，破損の附属施設の技術基準に関する規則の解釈」

4.3 落雷，地震等の自然現象による火災発生の防止

又は倒壊を防ぐことにより火災発生を防止する。

（平成 25 年 6 月 19 日原子力規制委員会）に従

火災発生防止(3) 落雷・地震等の自然現象による火災発生の防止についてb.

地震による火災の発生防止について

い，耐震設計を行う設計とする。
【11 条 69】

Ⅴ-2 耐震性に関する説明書

重大事故等対処施設は，施設の区分に応じて十分な支持性能をもつ地盤に設置する設計とするとともに，「実用発電用原子炉及びその附
属施設の技術基準に関する規則の解釈」（平成25 年 6 月 19 日原子力規制委員会）に従い，耐震設計を行う設計とする。
【52 条 65】
火災防護上重要な機器等及び重大事故等対処施設は，森林火災から，防火帯による防護により，火災発生防止を講じる設計とし，竜巻（風（台風）を含む。）から，竜巻防護対策設備の設置，固縛及び常設代替高圧電源装置の燃料油が漏えいした場合の拡大防止対策等により，火災の発生防止を講じる設計とする。
【11 条 69-1】【52 条 66】
3. 火災の検知及び消火対策(2)火災の感知及び消火

Ⅴ-1-1-7

安全機能を有する構築物，系統及び機器に使用する

火災区域又は火災区画の火災感知設備及び消火

材料は，実用上可能な限り不燃性又は難燃性とし，火

設備は，火災防護上重要な機器等及び重大事故等対26

発電用原子炉施設の火災防護に関する説明書
2.2 火災の感知及び消火

5.

火災の感知及び消火

5.1 要求機能及び性能目標

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後

災の発生を防止するための予防措置を講じていること

処施設に対して火災の影響を限定し，早期の火災感

5. 火災の感知及び消火から，火災の可能性は小さいが，万一の場合に備え，知及び消火を行う設計とする。

5.1.2 機能設計

火災報知設備及び消火設備を設ける。

様式１への反映結果【11 条 70】【52 条 67】
火災感知設備及び消火設備は，「1.(1)c. 自然現

Ⅴ-2 耐震性に関する説明書

象による火災の発生防止」で抽出した自然現象に対して，火災感知及び消火の機能，性能が維持できる設計とする。
火災感知設備及び消火設備については，火災区域
及び火災区画に設置された火災防護上重要な機器等の耐震クラス及び重大事故等対処施設の区分に応じて，地震に対して機能を維持できる設計とする。
【11 条 71】【52 条 68】
3.1 火災報知設備
火災報知設備は，火災感知器及び火災受信機等で構

Ⅴ-1-1-7

a. 火災感知設備
火災感知設備の火災感知器（一部「東海，東発電用原子炉施設の火災防護に関する説明書

海第二発電所共用」（以下同じ。））は，火災区

2.2 火災の感知及び消火

域又は火災区画における放射線，取付面高さ，5.1 火災感知設備について火災感知器は，火災の発生による原子炉に外乱が温度，湿度，空気流等の環境条件，予想される

5.1.2 機能設計

及び，かつ，原子炉保護設備又は工学的安全施設作

火災の性質を考慮し，火災感知器を設置する火動設備の作動を要求される場合の高温停止を達成

災区域又は火災区画の火災防護上重要な機器するに必要な系統及び機器，原子炉を低温停止する等及び重大事故等対処施設の種類に応じ，火災に必要な系統及び機器，放射性物質の抑制されないを早期に感知できるよう，固有の信号を発する放出を防止するに必要な系統及び機器並びにそれアナログ式の煙感知器及びアナログ式の熱感らが機能する必要な計測制御系，電源系及び冷却系

知器の異なる種類の火災感知器を組み合わせ

等の関連系の設置区域に設置する。ただし，これらて設置する設計とする。

成する。
3.1.1 火災感知器

区域に設置される系統及び機器が火災による悪影響を受ける可能性がない場合等は，火災感知器を設置しない。

ただし，発火性又は引火性の雰囲気を形成す
るおそれのある場所及び屋外等は，環境条件や火災の性質を考慮し，非アナログ式の炎感知器

3.1.2 火災感知器設置要領（赤外線方式），非アナログ式の防爆型熱感知（1）火災感知器は，消防法施行規則に準じて，煙感知器，非アナログ式の防爆型煙感知器，非アナロ

器又は熱感知器を設置する。

グ式の屋外仕様の炎感知器（赤外線方式），ア（2）火災感知器の電源は，通常時は常用低圧母線からナログ式の屋外仕様の熱感知カメラ及び非ア給電するが，交流電源喪失時には，火災受信機の蓄ナログ式の熱感知器も含めた組み合わせで設

電池から給電することにより，その機能を失わない置する設計とする。

27

5.

火災の感知及び消火

5.2 火災感知設備

基本設計方針
変 更前ようにする。

変 更

工認添付説明書との関係

後

様式１への反映結果

非アナログ式の火災感知器は，環境条件等を考慮することにより誤作動を防止する設計とする。
なお，アナログ式の屋外仕様の熱感知カメラ
及び非アナログ式の屋外仕様の炎感知器（赤外線方式）は，監視範囲に火災の検知に影響を及ぼす死角がないように設置する設計とする。
【11 条 72】【52 条 69】

3.1.3 火災受信機設置要領

火災感知設備のうち火災受信機盤は中央制

Ⅴ-1-1-7

発電用原子炉施設の火災防護に関する説明書

火災受信機は中央制御室に設置し，火災発生時に御室に設置し，火災感知設備の作動状況を常時

は警報を発信するとともに，火災発生区域を表示で監視できる設計とする。また，火災受信機盤は，

2.2 火災の感知及び消火きるようにする。

構成されるアナログ式の受信機により作動し5.1 火災感知設備についてた火災感知器を 1 つずつ特定できる設計とす

5.1.2 機能設計

る。
屋外の海水ポンプエリアを監視するアナロ
グ式の屋外仕様の熱感知カメラの火災受信機
盤においては，カメラ機能による映像監視（熱サーモグラフィ）により火災発生箇所の特定が可能な設計とする。
火災感知器は，自動試験機能又は遠隔試験機
能により点検ができる設計とする。
自動試験機能又は遠隔試験機能を持たない
火災感知器は，機能に異常がないことを確認するため，消防法施行規則に準じ，煙等の火災を模擬した試験を実施する。
【11 条 73】【52 条 70】

火災感知設備は，外部電源喪失時又は全交流
動力電源喪失時においても火災の感知が可能となるように蓄電池を設け，電源を確保する設計とする。また，火災防護上重要な機器等及び重大事故等対処施設を設置する火災区域又は火災区画の火災感知設備の電源は，非常用電源，常設代替高圧電源装置又は緊急時対策所用発電機からの受電も可能な設計とする。

28

5.

火災の感知及び消火

5.2 火災感知設備

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後

様式１への反映結果【11 条 74】【52 条 71】

火災区域又は火災区画の火災感知設備は，凍結等の自然現象によっても，機能，性能が維持できる設計とする。
【11 条 75】【52 条 72】
屋外に設置する火災感知設備は，-20 ℃まで気温が低下しても使用可能な火災感知設備を設置する設計とする。
屋外の火災感知設備は，火災感知器の予備を保有し，万一，風水害の影響を受けた場合にも，早期に取替を行うことにより機能及び性能を復旧する設計とする。
【11 条 76】【52 条 73】
3.2 消火設備
消火設備は，消火栓設備，二酸化炭素消火設備，全

Ⅴ-1-1-7

b. 消火設備

発電用原子炉施設の火災防護に関する説明書

火災防護上重要な機器等及び重大事故等対処施設を設置する火災区域又は火災区画の消2.2 火災の感知及び消火

3.2.1 消火設備設置対象区域

火設備は，破損，誤作動又は誤操作が起きた場

5.2 消火設備について（1）火災防護上，以下の区域に消火設備を設置する。

合においても，原子炉を安全に停止させるため

5.2.2 機能設計

a.原子炉格納容器，原子炉建屋，タービン建屋等には，の機能又は重大事故等に対処するために必要すべての区域の消火活動に対処できるように屋内又な機能を有する電気及び機械設備に影響を与は屋外に消火栓を設置する。

えない設計とし，火災発生時の煙の充満又は放b.火災の影響軽減対策として，火災荷重の大きいディ

射線の影響により消火活動が困難となるとこーゼル発電機室には，二酸化炭素消火設備を設置す

ろは，自動消火設備又は手動操作による固定式

る。また，ケーブルが密集しているフロアケーブルダ

ガス消火設備を設置して消火を行う設計とす

クトには，全域ハロン消火設備を設置する。

る。火災発生時の煙の充満又は放射線の影響に

域ハロン消火設備及び消火器で構成する。

3.2.2 消火設備の設置要領
消火設備は，「消防法施行令」に準じて設置する。

より消火活動が困難とならないところは，消火器又は水により消火を行う設計とする。

なお，汚染の可能性のある消火排水が建屋外へ流出

なお，消火設備の破損，誤作動又は誤操作にするおそれがある場合には，建屋外に通じる出入口

伴う溢水による安全機能及び重大事故等に対部に堰又はトレンチあるいは床面スロープを設置処する機能への影響については，浸水防護設備

し，消火排水を床ドレンより液体廃棄物処理設備にの基本設計方針にて確認する。

導く。
3.2.3 消火用水供給設備
消火栓への消火用水供給設備は，中央制御室で水Ⅴ-1-1-4 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書【11 条 77】【52 条 74】
原子炉格納容器は，運転中は窒素に置換され火災は発生せず，内部に設置された火災防護上

29

5.

火災の感知及び消火

5.3 消火設備

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後

位を監視できるろ過水貯蔵タンク，電動機駆動消火

重要な機器等が火災により機能を損なうおそ

ポンプ，ディーゼル駆動消火ポンプ及び消火用水配れはないことから，原子炉起動中並びに低温停管等で構成する。消火用水は，これらの消火ポンプ止中の状態に対して措置を講じる設計とし，消で建屋内外に布設された消火用水配管に導かれ，必火については，消火器又は消火栓を用いた消火要箇所に送水される。また，消火ポンプ故障時には，ができる設計とする。火災の早期消火を図るた

中央制御室に警報を発信する。ろ過水貯蔵タンク及めに，原子炉格納容器内の消火活動の手順を定び消火ポンプの仕様を第1表に示す。

めて，自衛消防隊（運転員，消防隊）の訓練を

様式１への反映結果実施する。
【11 条 78】
なお，原子炉格納容器内において火災が発生
3.3 消火設備の破損，誤動作又は誤動作対策

した場合，原子炉格納容器の空間体積(約 9800

消火設備は，以下のとおり破損，誤動作又は誤操作

m3)に対してパージ用排風機の容量が約 16980

によって安全機能を有する構築物，系統及び機器の安m3/h であることから，煙が充満しないため，消全機能を喪失しないようにする。

火活動が可能であることから，消火器又は消火（1）消火設備は，安全機能を有する構築物，系統及び栓を用いた消火ができる設計とする。

機器に対し，地震に伴う波及的影響を及ぼさないようにする。

【11 条 79】【52 条 75】
中央制御室は，消火器で消火を行う設計と（2）ディーゼル発電機は，二酸化炭素消火設備の誤動し，中央制御室制御盤内の火災については，電作又は誤操作により，ディーゼル機関内の燃焼が阻気機器への影響がない二酸化炭素消火器で消害されることがないよう，ディーゼル機関に外気を火を行う設計とする。また，中央制御室床下コ

直接吸気し，室外へ排気する。

ンクリートピットについては，中央制御室からの手動操作により早期の起動も可能なハロゲ
ン化物自動消火設備（局所）を設置する設計とする。
【11 条 80】【52 条 76】
火災防護上重要な機器等及び重大事故等対Ⅴ-1-1-7

処施設を設置する火災区域又は火災区画の消火設備は，以下の設計を行う。

書
2.2 火災の感知及び消火【11 条 81】【52 条 77】−

発電用原子炉施設の火災防護に関する説明

5.2 消火設備について(a) 消火設備の消火剤の容量

5.2.2 機能設計

イ. 消火設備の消火剤は，想定される火災の性質に応じた十分な容量を確保するため， Ⅴ-1-1-4 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書
消防法施行規則及び試験結果に基づく容量を配備する設計とする。
【11 条 82】【52 条 78】305.

火災の感知及び消火

5.3 消火設備

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後

様式１への反映結果

ロ. 消火用水供給系は，2 時間の最大放水量を確保する設計とする。
【11 条 83】【52 条 79】

ハ. 屋内，屋外の消火栓は，消防法施行令に基づく容量を確保する設計とする。
【11 条 84】【52 条 80】
Ⅴ-1-1-7(b) 消火設備の系統構成

発電用原子炉施設の火災防護に関する説明書

イ. 消火用水供給系の多重性又は多様性

5.

火災の感知及び消火

5.3 消火設備

屋内消火用水供給系の水源は，ろ過水貯2.2 火災の感知及び消火

蔵タンク，多目的タンクを設置し，構内（屋5.2 消火設備について外）消火用水供給系は，多目的タンク，原5.2.2 機能設計

水タンクを設置し多重性を有する設計とⅤ-1-1-4 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書

する。
屋内消火用水供給系の消火ポンプは，電動機駆動消火ポンプ，ディーゼル駆動消火ポンプを設置し，多様性を有する設計とする。
−

構内（屋外）消火用水供給系の消火ポン
プは，電動機駆動の構内消火用ポンプ，ディーゼル駆動構内消火ポンプを設置し，多様性を有する設計とする。
【11 条 85】【52 条 81】
ディーゼル駆動消火ポンプ及びディー
ゼル駆動構内消火ポンプの駆動用燃料は，それぞれディーゼル駆動消火ポンプ用燃料タンク（東海，東海第二発電所共用）及びディーゼル駆動構内消火ポンプに付属する燃料タンクに貯蔵する。
【11 条 86】【52 条 82】
ロ. 系統分離に応じた独立性

Ⅴ-1-1-7原子炉の高温停止及び低温停止を達成−

発電用原子炉施設の火災防護に関する説明書

し，維持するために必要な構築物，系統及2.2 火災の感知及び消火び機器の相互の系統分離を行うために設

5.2 消火設備についてけられた火災区域又は火災区画に設置さ5.2.2 機能設計

31

5.

火災の感知及び消火

5.3 消火設備

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後

様式１への反映結果

れるハロゲン化物自動消火設備（全域），
ハロゲン化物自動消火設備（局所）及び二酸化炭素自動消火設備（全域）は，以下に示すとおり系統分離に応じた独立性を備えた設計とする。
(イ) 動的機器である選択弁は多重化する。
(ロ) 容器弁及びボンベを必要数より 1 つ
以上多く設置する。
【11 条 87】
重大事故等対処施設は，重大事故に対処する機能と設計基準事故対処設備の安全機能が単一の火災によって同時に機能喪失しないよう，
区分分離や位置的分散を図る設計とする。
重大事故等対処施設のある火災区域又は火災区画，及び設計基準事故対処設備のある火災
区域又は火災区画に設置するハロゲン化物自動消火設備（全域），ハロゲン化物自動消火設
備（局所）及び二酸化炭素自動消火設備（全域）は，上記の区分分離や位置的分散に応じた独立性を備えた設計とする。
【52条83】ハ. 消火用水の優先供給

Ⅴ-1-1-7

消火用水供給系は，飲料水系や所内用水−

発電用原子炉施設の火災防護に関する説明書

系等と共用する場合には，隔離弁を設置し5.2 消火設備についてて遮断する措置により，消火用水の供給を

5.2.2 機能設計

優先する設計とする。
【11条88】【52条84】(c) 消火設備の電源確保

Ⅴ-1-1-7

ディーゼル駆動消火ポンプ及びディーゼ−

発電用原子炉施設の火災防護に関する説明書

ル駆動構内消火ポンプは，外部電源喪失時に

2.2 火災の感知及び消火もディーゼル機関を起動できるように蓄電

5.2 消火設備について池を設け，電源を確保する設計とする。

5.2.2 機能設計

【11 条 89】【52 条 85】
二酸化炭素自動消火設備（全域），ハロゲ

Ⅴ-1-1-4 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書

ン化物自動消火設備（全域），ハロゲン化物

32

5.

火災の感知及び消火

5.3 消火設備

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後

様式１への反映結果

自動消火設備（局所）（ケーブルトレイ用は除く。）は，外部電源喪失時にも消火ができるように，非常用電源から受電するとともに，設備の作動に必要な電源を供給する蓄電池も設け，全交流動力電源喪失時にも電源を確保する設計とする。
ケーブルトレイ用のハロゲン化物自動消火設備（局所）については，作動に電源が不要な設計とする。
【11 条 90】【52 条 86】
Ⅴ-1-1-7(d) 消火設備の配置上の考慮

書

イ. 火災による二次的影響の考慮
ハロゲン化物自動消火設備（全域）及び

2.2 火災の感知及び消火

二酸化炭素自動消火設備（全域）のボンベ

5.2 消火設備について及び制御盤は，火災防護上重要な機器等及5.2.2 機能設計

び重大事故等対処施設に悪影響を及ぼさないよう，消火対象となる機器が設置されている火災区域又は火災区画と別の区画に設置する設計とする。
【11 条 91】【52 条 87】
また，ハロゲン化物自動消火設備（全域）及び二酸化炭素自動消火設備（全域）は，−発電用原子炉施設の火災防護に関する説明

電気絶縁性の高いガスを採用し，火災の火
炎，熱による直接的な影響のみならず，煙，流出流体，断線及び爆発等の二次的影響
が，火災が発生していない火災防護上重要な機器等及び重大事故等対処施設に影響を及ぼさない設計とする。
ハロゲン化物自動消火設備（局所）は，
電気絶縁性の高いガスを採用するとともに，ケーブルトレイ用のハロゲン化物自動消火設備（局所）及び電源盤・制御盤用のハロゲン化物自動消火設備（局所）については，ケーブルトレイ内又は盤内に消火剤を留める設計とする。

33

5.

火災の感知及び消火

5.3 消火設備

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後

様式１への反映結果

また，消火対象と十分に離れた位置にボンベ及び制御盤を設置することで，火災の火炎，熱による直接的な影響のみならず，
煙，流出流体，断線及び爆発等の二次的影
響が，火災が発生していない火災防護上重要な機器等及び重大事故等対処施設に影響を及ぼさない設計とする。
【11 条 92】【52 条 88】

消火設備のボンベは，火災による熱の影
響を受けても破損及び爆発が発生しない
よう，ボンベに接続する安全弁によりボンベの過圧を防止する設計とする。
【11 条 93】【52 条 89】
また，防火ダンパを設け，煙の二次的影
響が火災防護上重要な機器等及び重大事故等対処施設に悪影響を及ぼさない設計とする。
【11条94】【52条90】ロ. 管理区域からの放出消火剤の流出防止

Ⅴ-1-1-7

管理区域内で放出した消火剤は，放射性−発電用原子炉施設の火災防護に関する説明書

5.

火災の感知及び消火

5.3 消火設備

物質を含むおそれがあることから，管理区

5.2 消火設備について域外への流出を防止するため，管理区域と5.2.2 機能設計

非管理区域の境界に堰等を設置するとともに，各フロアの建屋内排水系により液体
廃棄物処理設備に回収し，処理する設計とする。
【11条95】【52条91】
ハ. 消火栓の配置

Ⅴ-1-1-7

火災防護上重要な機器等及び重大事故−

発電用原子炉施設の火災防護に関する説明書

等対処施設を設置する火災区域又は火災

2.2 火災の感知及び消火区画に設置する屋内，屋外の消火栓は，消5.2 消火設備について

防法施行令に準拠し，すべての火災区域又5.2.2 機能設計

は火災区画の消火活動に対処できるよう

34

5.

火災の感知及び消火

5.3 消火設備

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後

様式１への反映結果に配置する設計とする。
【11条96】【52条92】Ⅴ-1-1-7(e) 消火設備の警報書

イ. 消火設備の故障警報−

発電用原子炉施設の火災防護に関する説明

5.

火災の感知及び消火

5.3 消火設備

電動機駆動消火ポンプ，構内消火用ポン

2.2 火災の感知及び消火

プ，ディーゼル駆動消火ポンプ，ディーゼ

5.2 消火設備についてル駆動構内消火ポンプ，ハロゲン化物自動5.2.2 機能設計

消火設備（全域），ハロゲン化物自動消火設備（局所）及び二酸化炭素自動消火設備（全域）は，電源断等の故障警報を中央制御室に発する設計とする。
【11 条 97】【52 条 93】
Ⅴ-1-1-7

ロ. 固定式ガス消火設備の職員退避警報

発電用原子炉施設の火災防護に関する説明

火災の感知及び消火

5.3 消火設備

書

固定式ガス消火設備であるハロゲン化

5.

物自動消火設備（全域），ハロゲン化物自5.2 消火設備について動消火設備（局所）（ケーブルトレイ用及

5.2.2 機能設計

び電源盤・制御盤用を除く）及び二酸化炭
素自動消火設備（全域）は，作動前に職員等の退出ができるように警報又は音声警報を発する設計とする。
−

ケーブルトレイ用及び電源盤・制御盤用のハロゲン化物自動消火設備（局所）は，消火剤に毒性がなく，消火時に生成される
フッ化水素は防火シートを設置したケー
ブルトレイ内又は金属製の盤内に留まり，外部に有意な影響を及ぼさないため，消火設備作動前に退避警報を発しない設計とする。
【11 条 98】【52 条 94】

3.4 自然現象に対する火災報知設備及び消火設備の性(f) 消火設備に対する自然現象の考慮

Ⅴ-1-1-7

能維持

発電用原子炉施設の火災防護に関する説明書

発電用原子炉施設の自然現象等による損傷防止に関する説明書

35

火災の感知及び消火

5.3 消火設備

2.2 火災の感知及び消火

Ⅴ-1-1-2

5.

基本設計方針
変 更前

火災報知設備及び消火設備の耐震重要度分類はＣクラスとする。また，屋外消火栓は凍結防止構造とする。さらに，消火設備を内蔵する建屋，構築物等
は，台風に対し消火設備の性能が著しく阻害されないよう建築基準法施行令等に基づき設計する。

変 更

工認添付説明書との関係

後Ⅴ-1-1-7

イ. 凍結防止対策

発電用原子炉施設の火災防護に関する説明書

屋外消火設備の配管は，保温材により配様式１への反映結果
5.

火災の感知及び消火

5.3 消火設備

2.2 火災の感知及び消火管内部の水が凍結しない設計とする。

5.2 消火設備について

屋外消火栓は，凍結を防止するため，自5.2.2 機能設計

動排水機構により消火栓内部に水が溜まらないような構造とする設計とする。

Ⅴ-1-1-2【11 条 99】【52 条 95】

発電用原子炉施設の自然現象等による損傷防止に関する説明書
ロ. 風水害対策
消火用水供給系の消火設備を構成する
電動機駆動消火ポンプ，構内消火用ポン
プ，ディーゼル駆動消火ポンプ，ディーゼ
ル駆動構内消火ポンプ，ハロゲン化物自動消火設備（全域），ハロゲン化物自動消火設備（局所）及び二酸化炭素自動消火設備（全域）は，風水害により性能が著しく阻害されることがないよう，建屋内に設置す
る設計とする。
【11 条 100】【52 条 96】

ハ. 地盤変位対策
地震時における地盤変位対策として，水消火配管のレイアウト，配管支持長さからフレキシビリティを考慮した配置とする
ことで，地盤変位による変形を配管系統全体で吸収する設計とする。さらに，屋外消火配管が破断した場合でも移動式消火設備を用いて屋内消火栓へ消火用水の供給ができるよう，建屋に給水接続口を設置す
る設計とする。
【11 条 101】【52 条 97】
Ⅴ-1-1-7(g) その他−

発電用原子炉施設の火災防護に関する説明書

イ. 移動式消火設備
移動式消火設備は，恒設の消火設備の代

2.2 火災の感知及び消火替として消火ホース等の資機材を備え付

5.2 消火設備について

36

5.

火災の感知及び消火

5.3 消火設備

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後

様式１への反映結果

5.2.2 機能設計

けている移動式消火設備を 1 台（予備 1台）配備する設計とする。

Ⅴ-1-1-4 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書【11 条 102】【52 条 98】

ロ. 消火用の照明器具
建屋内の消火栓，消火設備現場盤の設置
場所及び設置場所までの経路には，移動及び消火設備の操作を行うため，消防法で要求される消火継続時間 20 分に現場への移動等の時間も考慮し，2 時間以上の容量の蓄電池を内蔵する照明器具を設置する設計とする。
【11 条 103】【52 条 99】
Ⅴ-1-1-7

ハ. ポンプ室の煙の排気対策
火災発生時の煙の充満により消火活動

書が困難となるポンプ室には，消火活動によ

5.2 消火設備についてらなくとも迅速に消火できるように固定

5.2.2 機能設計

式ガス消火設備を設置し，鎮火の確認のために運転員や消防隊員がポンプ室に入る
場合については，再発火するおそれがあることから，十分に冷却時間を確保した上で可搬型排煙装置により換気が可能な設計とする。
−

発電用原子炉施設の火災防護に関する説明【11 条 104】【52 条 100】
ニ. 使用済燃料貯蔵設備，新燃料貯蔵設備及び使用済燃料乾式貯蔵設備
使用済燃料貯蔵設備は，水中に設置されたラックに燃料を貯蔵することで未臨界性が確保される設計とする。
【11 条 105】【52 条 101】
新燃料貯蔵設備については，消火活動により消火用水が放水され，水に満たされた状態となっても未臨界性が確保される設計とする。
【11 条 106】【52 条 102】375.

火災の感知及び消火

5.3 消火設備

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後

様式１への反映結果

使用済燃料乾式貯蔵設備は，使用済燃料を乾式で貯蔵する密封機能を有する容器であり，使用済燃料を収納後，内部を乾燥させ，不活性ガスを封入し貯蔵する設計であり，消火用水が放水されても容器内部に浸入することはない。
【11 条 107】【52 条 103】
ホ. ケーブル処理室
ケーブル処理室は，消火活動のため 2 箇所の入口を設置する設計とする。
【11 条 108】【52 条 104】
4. 火災の影響軽減対策
原子炉の施設内のいかなる場所の想定火災に対して(3) 火災の影響軽減

Ⅴ-1-1-7

a. 火災の影響軽減対策

発電用原子炉施設の火災防護に関する説明

火災の影響軽減対策の設計に当たり，発電用

炉保護設備又は工学的安全施設作動設備の作動を要求

原子炉施設において火災が発生した場合に，原6.

される場合に，動的機器の単一故障を想定しても，原子炉の高温停止及び低温停止を達成し，維持す

6.1 火災の影響軽減対策が必要な火災区域の分離

子炉を高温停止できるように，また，低温停止に必要

るために必要な火災防護対象機器及び火災防6.2

な系統及び機器は，その安全機能を失わず，低温停止

護対象ケーブルを火災防護対象機器等とする。

する。

火災の影響軽減対策(2)

書も，その火災により原子炉に外乱が及び，かつ，原子できるように，以下に示す火災の影響軽減対策を実施

6.

火災の影響軽減のうち火災防護機器等の系統分

離2.3 火災の影響軽減
火災の影響軽減対策

火災の影響軽減のうち火災防護対象機器等の系統分離

6.2.1 火災防護対象機器等の選定【11 条 109】
火災が発生しても原子炉の高温停止及び低温停止を達成し，維持するためには，プロセスを監視しながら原子炉を停止し，冷却を行うことが必要であり，このためには，手動操作に期待してでも原子炉の高温停止及び低温停止を達成し，維持するために必要な機能を少なくとも 1 つ確保するように系統分離対策を講じる必要がある。
【11 条 110】
このため，火災防護対象機器等に対して，以下に示す火災の影響軽減対策を講じる設計とする。
【11 条 111】

4.1 耐火壁による軽減対策（1）原子炉の安全確保に必要な設備を設置している原子炉建屋に隣接するタービン建屋で火災が発生して(a)

火災防護対象機器等の系統分離による影

Ⅴ-1-1-7

発電用原子炉施設の火災防護に関する説明

書

響軽減対策
中央制御室及び原子炉格納容器を除く火

38

2.3 火災の影響軽減

6.

火災の影響軽減対策(2)
離火災の影響軽減のうち火災防護機器等の系統分

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後も，原子炉建屋に影響を及ぼさないように，原子炉災防護対象機器等は，安全区分Ⅰと安全区分

6.

建屋とタービン建屋の境界の壁は，2 時間の耐火能

Ⅱ，Ⅲを境界とし，以下のいずれかの系統分

6.1 火災の影響軽減対策が必要な火災区域の分離力を有する耐火壁（以下，「耐火壁」という。）とす

離によって，火災の影響を軽減するための対

6.2

る。

策を講じる。

6.2.2

イ. 3 時間以上の耐火能力を有する隔壁等

区域及び周囲の区域に火災の影響を及ぼさないよう（3） 耐火壁の貫通口は耐火シールを施工し，換気設備のダクトには防火ダンパ，出入口には防火戸を設置
し，耐火壁効果を減少させないようにする。

互いに相違する系列の火災防護対象機
器等は，火災耐久試験により 3 時間以上の耐火能力を確認した隔壁等で分離する設計とする。
【11 条 113】
ロ. 6 m 以上離隔，火災感知設備及び自動消4.2 固定式消火設備による軽減対策

火災防護対象機器等に対する系統分離対策の基本方針

ディーゼル発電機室（ディーゼル制御盤室も含む）にそれぞれを耐火壁で囲む。

火災の影響軽減のうち火災防護対象機器等の系統分離（2） 燃料油の漏えい油火災を想定する補機を設置する 【11 条 112】

は，それぞれトレン別に二つの区域に分け，互いの火災の影響軽減対策

火設備

火災荷重の大きいディーゼル発電機室には，二酸化互いに相違する系列の火災防護対象機器

炭素消火設備を設置する。また，フロアケーブルダ

等は，仮置きするものを含めて可燃性物質

クトには，全域ハロン消火設備を設置する。

のない水平距離 6 m 以上の離隔距離を確保する設計とする。
【11 条 114】
火災感知設備は，自動消火設備を作動させるために設置し，自動消火設備の誤作動防止を考慮した火災感知器の作動信号により自動消火設備を作動させる設計とする。
【11 条 115】

ハ. １時間耐火隔壁等，火災感知設備及び自動消火設備
互いに相違する系列の火災防護対象機
器等は，火災耐久試験により 1 時間以上の耐火能力を確認した隔壁等で分離する設計とする。
【11 条 116】
また，火災感知設備及び消火設備は，上記ロ.と同様の設計とする。
【11 条 117】39

様式１への反映結果

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後(b) 中央制御室の火災の影響軽減対策

Ⅴ-1-1-7

イ. 中央制御室制御盤内の火災の影響軽減

2.3 火災の影響軽減

器等は，以下に示すとおり，実証試験結果

6.

に基づく離隔距離等による分離対策，高感6.2.4

度煙感知器の設置による早期の火災感知及び常駐する運転員による早期の消火活動に加え，火災により中央制御室制御盤の1 つの区画の安全機能がすべて喪失しても，他の区画の制御盤は機能が維持されることを確認することにより，原子炉の高温停止及び低温停止の達成，維持ができることを確認し，上記(a)と同等の火災の影響軽減対策を講じる設計とする。
【11 条 118】
離隔距離等による分離として，中央制御
室制御盤については，安全区分ごとに別々の盤で分離する設計とし，1 つの制御盤内に複数の安全区分のケーブルや機器を設置しているものは，安全区分間に金属製の仕切りを設置する。ケーブルは，当該ケー
ブルに火災が発生しても延焼せず，また，周囲へ火災の影響を与えない金属外装ケーブル，耐熱ビニル電線，難燃仕様のフッ素樹脂（ETFE）電線及び難燃ケーブルを使用し，操作スイッチの離隔等により系統分離する設計とする。
【11 条 119】

中央制御室内には，異なる 2 種類の火災感知器を設置する設計とするとともに，火災発生時には常駐する運転員による早期の消火活動によって，異なる安全区分への影響を軽減する設計とする。これに加えて盤内へ高感度煙感知器を設置する設計と40

6.

火災の影響軽減対策(2)

書

中央制御室制御盤内の火災防護対象機−

発電用原子炉施設の火災防護に関する説明

様式１への反映結果

火災の影響軽減対策
中央制御室及び原子炉格納容器の系統分離対策

離火災の影響軽減のうち火災防護機器等の系統分

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係後する。
【11 条 120】
火災の発生箇所の特定が困難な場合も想定し，サーモグラフィカメラ等，火災の発生箇所を特定できる装置を配備する設計とする。
【11 条 121】

ロ． 中央制御室床下コンクリートピットの影響軽減対策
中央制御室の火災防護対象機器等は，運転員の操作性及び視認性向上を目的として近接して設置することから，中央制御室
床下コンクリートピットに敷設する火災防護対象ケーブルは，互いに相違する系列の 3 時間以上の耐火能力を有する隔壁による分離，又は水平距離を 6 m 以上確保することが困難である。このため，中央制
御室床下コンクリートピットについては，
下記に示す分離対策等を行う設計とする。
【11 条 122】(イ) コンクリートピット等による分離
中央制御室床下コンクリートピット
は，安全区分ごとに分離されているため，安全区分の異なるケーブルは分離して敷設する設計とし，コンクリートピッ
トは，1 時間の耐火能力を有する構造（原子力発電所の火災防護指針ＪＥＡ
Ｇ４６０７−2010〔解説-4-5〕「耐火壁」(2)仕様を引用）とする。
【11 条 123】(ロ) 火災感知設備
中央制御室床下コンクリートピット

41

様式１への反映結果

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後

様式１への反映結果

内には，固有の信号を発する異なる 2 種類の火災感知器として，煙感知器と熱感知器を組み合わせて設置する設計とする。これらの火災感知設備は，アナログ機能を有するものとする。
また，火災感知設備は，外部電源喪失時においても火災の感知が可能となる
ように，非常用電源から受電するとともに，火災受信機盤は中央制御室に設置し常時監視できる設計とする。火災受信機
盤は，作動した火災感知器を 1 つずつ特定できる機能を有する設計とする。
【11 条 124】(ハ) 消火設備
中央制御室床下コンクリートピット
内には，系統分離の観点から中央制御室からの手動操作により早期の起動も可
能なハロゲン化物自動消火設備（局所）を設置する設計とする。
この消火設備は，故障警報及び作動前の警報を中央制御室に発するとともに，時間遅れをもってハロンガスを放出す
る設計とする。また，外部電源喪失時においても消火が可能となるように，非常用電源から受電する。
【11 条 125】
Ⅴ-1-1-7(c) 原子炉格納容器内の火災の影響軽減対策書

原子炉格納容器内は，プラント運転中は窒−発電用原子炉施設の火災防護に関する説明素が封入され，火災の発生は想定されない。

2.3 火災の影響軽減

窒素が封入されていない期間のほとんどは

6.

原子炉が低温停止期間であるが，わずかに低6.2.4 中央制御室及び原子炉格納容器の系

温停止に到達していない期間もあることを踏まえ，上記(a)と同等の火災の影響軽減対策を講じる設計とする。

42

火災の影響軽減対策

統分離対策

6.

火災の影響軽減対策(2)
離火災の影響軽減のうち火災防護機器等の系統分

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後【11 条 126】
また，原子炉格納容器内への持込み可燃物
は，持込み期間，可燃物量等を管理する。
【11 条 127】イ.

原子炉格納容器内の火災防護対象機器

等の系統分離は以下のとおり対策を行う設計とする。
【11 条 128】(イ) 火災防護対象機器等は，難燃ケーブルを使用するとともに，金属製の電線管の使用等により火災の影響軽減対策を行う設計とする。
【11 条 129】(ロ)

原子炉格納容器内の火災防護対象機

器等は，系統分離の観点から安全区分Ⅰと安全区分Ⅱ機器を可能な限り離隔して配置し，異なる安全区分の機器間にある介在物（ケーブル，電磁弁）について
は，金属製の筐体に収納することや本体が金属製であることで延焼防止対策を行う設計とする。
【11 条 130】(ハ)

原子炉格納容器内の火災防護対象ケーブルは，可能な限り位置的分散を図る設計とする。
【11 条 131】(ニ) 原子炉圧力容器下部においては，火災防護対象機器である起動領域モニタの核計装ケーブルを露出して敷設するが，火災の影響軽減の観点から，起動領域モ
ニタはチャンネルごとに位置的分散を

43

様式１への反映結果

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後

様式１への反映結果

図って設置する設計とする。
【11 条 132】
ロ. 火災感知設備については，アナログ式のⅤ-1-1-7

発電用原子炉施設の火災防護に関する説明

6.

【11条133】

火災の影響軽減のうち火災防護機器等の系統分

離2.3 火災の影響軽減

熱感知器）を設置する設計とする。

火災の影響軽減対策(2)

書

異なる 2 種類の火災感知器（煙感知器及び6.

火災の影響軽減対策

6.2.4 中央制御室及び原子炉格納容器の系
統分離対策

ハ. 原子炉格納容器内の消火については，運転員及び初期消火要員による消火器又は消火栓を用いた速やかな消火活動により−消火ができる設計とする。
なお，原子炉格納容器内点検終了後から窒素置換完了までの間で原子炉格納容器内の火災が発生した場合には，火災による延焼防止の観点から窒素封入作業の継続による窒息消火又は窒素封入作業を中止
し，早期の消火活動を実施する。
【11条134】
Ⅴ-1-1-7(d) 換気設備に対する火災の影響軽減対策
火災防護上重要な機器等を設置する火災

発電用原子炉施設の火災防護に関する説明書

6.

火災の影響軽減対策(3) 換気空調設備に対する火災の影響軽減対策区域に設置する換気設備には，他の火災区域

6.

火災の影響軽減対策

又は火災区画からの境界となる箇所に 3 時

6.3 その他の影響軽減対策

間耐火性能を有する防火ダンパを設置する−設計とする。
【11 条 135】
換気設備のフィルタは，チャコールフィル
タを除き難燃性のものを使用する設計とする。
【11 条 136】

4.3 その他の軽減対策（1）中央制御室で煙が発生した場合には，中央制御室
換気系で排煙できるようにする。

(e)

火災発生時の煙に対する火災の影響軽減

Ⅴ-1-1-7対策

発電用原子炉施設の火災防護に関する説明書

運転員が常駐する中央制御室には，火災発生時の煙を排気するため，建築基準法に準拠した容量の排煙設備を設置する設計とする。
【11 条 137】44

6.

火災の影響軽減対策

6.3 その他の影響軽減対策

6.

火災の影響軽減対策(4) 煙に対する火災の影響軽減対策

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後

様式１への反映結果

火災防護上重要な機器等を設置する火災区域のうち，電気ケーブルや引火性液体が密集する火災区域又は火災区画については，ハロゲン化物自動消火設備（全域），ハロゲン化物自動消火設備（局所）又は二酸化炭素自動消火設備（全域）による早期の消火により火災発生時の煙の発生が抑制されることか
ら，煙の排気は不要である。
【11 条 138】
（2）油タンクには，火災に起因した爆発を防ぐために

Ⅴ-1-1-7(f) 油タンクに対する火災の影響軽減対策

ベント管を設け，屋外に排気できるようにする。

発電用原子炉施設の火災防護に関する説明

火災の影響軽減対策(5) 油タンクに対する火災の影響軽減対策書

火災区域又は火災区画に設置される油タ

6.

ンクは，換気空調設備による排気又はベント

6.

火災の影響軽減対策

管により屋外に排気する設計とする。

6.3 その他の影響軽減対策【11 条 139】(g)

ケーブル処理室に対する火災の影響軽減
対策
ケーブル処理室のケーブルトレイ間は，互いに相違する系列間を水平方向 0.9 m，垂直
方向 1.5 m の最小分離距離を確保する設計とする。最小分離距離を確保できない場合
は，隔壁等で分離する設計とする。

【11 条 140】b. 原子炉の安全確保

Ⅴ-1-1-7(a) 原子炉の安全停止対策
イ.

火災区域又は火災区画に設置される不燃性材料で構成される構築物，系統及び機器を除く全機器の機能喪失を想定した設計−

7.

発電用原子炉施設の火災防護に関する説明

7.

原子炉の安全確保

書(1) 原子炉の安全停止対策

原子炉の安全確保についてa.

7.1 火災に対する原子炉の安全停止対策

火災区域又は火災区画に設置される全機器の動的機能喪失を想定した設計b.

設計基準事故等に対処するための機器に単一故障を想定した設計
発電用原子炉施設内の火災によって，安

全保護系及び原子炉停止系の作動が要求される場合には，当該火災区域又は火災区画に設置される不燃性材料で構成される
構築物，系統及び機器を除く全機器の機能喪失を想定しても，火災の影響軽減のための系統分離対策によって，多重化されたそ

45

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後

様式１への反映結果

れぞれの系統が同時に機能を失うことな
く，原子炉の高温停止及び低温停止が達成できる設計とする。
【11条141】ロ.

設計基準事故等に対処するための機器に単一故障を想定した設計
発電用原子炉施設内の火災によって運転時の異常な過渡変化又は設計基準事故が発生した場合に，「発電用軽水型原子炉
施設の安全評価に関する審査指針」に基づ
き，運転時の異常な過渡変化又は設計基準
事故に対処するための機器に単一故障を想定しても，制御盤間の離隔距離，盤内の延焼防止対策又は現場操作によって，多重化されたそれぞれの系統が同時に機能を失うことなく，原子炉の高温停止，低温停止を達成できる設計とする。
【11条142】(b) 火災の影響評価
イ.

Ⅴ-1-1-7

火災区域又は火災区画に設置される不発電用原子炉施設の火災防護に関する説明書

7.

原子炉の安全確保(2) 火災の影響評価

燃性材料で構成される構築物，系統及び機7.

器を除く全機器の機能喪失を想定した設7.2 火災の影響評価

原子炉の安全確保について

計に対する評価
設備等の設置状況を踏まえた可燃性物
質の量等を基に想定される発電用原子炉−

施設内の火災によって，安全保護系及び原子炉停止系の作動が要求される場合には，火災による影響を考慮しても，多重化されたそれぞれの系統が同時に機能を失うことなく，原子炉の高温停止及び低温停止を達成し，維持できることを，以下に示す火災影響評価により確認する。
【11 条 143】−(イ)

隣接する火災区域又は火災区画に影Ⅴ-1-1-746

発電用原子炉施設の火災防護に関する説明

7.

原子炉の安全確保

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後
書

響を与えない場合
当該火災区域又は火災区画に設置される不燃性材料で構成される構築物，系
統及び機器を除く全機器の機能喪失を想定しても，原子炉の高温停止及び低温停止の達成，維持が可能であることを確認する。
【11条144】(ロ)

隣接する火災区域又は火災区画に影響を与える場合
当該火災区域又は火災区画と隣接火災区域又は火災区画の 2 区画内の火災防護対象機器等の有無の組み合わせに応じて，火災区域又は火災区画内に設置される不燃性材料で構成される構築物，
系統及び機器を除く全機器の機能喪失を想定しても，原子炉の高温停止及び低温停止の達成，維持が可能であることを確認する。
【11条145】ロ.

設計基準事故等に対処するための機器に単一故障を想定した設計に対する評価
内部火災により原子炉に外乱が及び，かつ，安全保護系及び原子炉停止系の作動が要求される運転時の異常な過渡変化又は設計基準事故が発生する可能性があるた
め，「発電用軽水型原子炉施設の安全評価に関する審査指針」に基づき，運転時の異常な過渡変化又は設計基準事故に対処するための機器に対し単一故障を想定しても，多重化されたそれぞれの系統が同時に機能を失うことなく，原子炉の高温停止及び低温停止を達成できることを火災影響

47

7.

原子炉の安全確保について

7.2 火災の影響評価

様式１への反映結果(2) 火災の影響評価

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後

様式１への反映結果

評価により確認する。
【11 条 146】
5. 主要対象設備
火災防護設備の対象となる主要な設備について，「表
1 火災防護設備の主要設備リスト」に示す。

2. 主要対象設備
火災防護設備の対象となる主要な設備について，「表 1 火災防護設備の主要設備リスト」に示す。
【11 条 147】

48

−

−
（「主要設備リスト」による）

設計及び工事に係る品質管理の方法等に関する説明書に係る補足説明資料のうち補足-140-12【基本設計方針から工認添付説明書及び様式−１への展開表（浸水防護施設）】

基本設計方針から工認添付説明書及び様式－１への展開表【対象施設：その他附属施設 浸水防護施設】
基本設計方針変更前

工認添付説明書との関係

変更後

様式１への反映結果

用語の定義は「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則」の第 2 条（定義）による。
それ以外の用語については以下に定義する。
1.

設置許可基準規則第 12 条第 2 項に規定される「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」（解釈を含む。
）を重－要施設とする。
（以下「重要施設」という。
）
2.

－

－

（用語の定義のみ）

設計基準対象施設のうち，安全機能を有するもの

を安全施設とする。
（以下「安全施設」という。）
3.

安全施設のうち，安全機能の重要度が特に高い安全機能を有するものを重要安全施設とする。（以下「重要安全施設」という。
）
1. 共通的に適用される設計

第１章 共通項目
浸水防護施設の共通項目である「1. 地盤等， 2.
自然現象（2.2 津波による損傷の防止を除く。）
，3.
－

火災，5.

設備に対する要求（5.5

安全弁等，5.6－

逆止め弁，5.7 内燃機関を除く。
），6. その他」の基本設計方針については，原子炉冷却系統施設の基本
設計方針「第１章 共通項目」に基づく設計とする。
第２章 個別項目
1.

Ⅴ-1-1-2

発電用原子炉施設の自然現象等による損傷 2. 耐津波設計

津波による損傷の防止の防止に関する説明書

1.1 耐津波設計の基本方針

Ⅴ-1-1-2-2-1 耐津波設計の基本方針

設計基準対象施設及び重大事故等対処施設が設

2. 耐津波設計の基本方針

置（変更）許可を受けた基準津波によりその安全性又は重大事故等に対処するために必要な機能が損

Ⅴ-1-1-2-2-3 入力津波の設定

なわれるおそれがないよう，遡上への影響要因及び－浸水経路等を考慮して，設計時にそれぞれの施設に

Ⅴ-1-1-2-2-4

対して入力津波を設定するとともに津波防護対象

入力津波による津波防護対象設備への影響評価

設備に対する入力津波の影響を評価し，影響に応じた津波防護対策を講じる設計とする。

Ⅴ-1-1-2-2-5 津波防護に関する施設の設計方針【6 条 1】【51 条 1】
また，重大事故等対処施設が，基準津波を超え敷地に遡上する津波（確率論的リスク評価において全炉心損傷頻度に対して津波のリスクが有意となる津波。以下「敷地に遡上する津波」という。
）に対12.1 耐津波設計の基本方針の設定

基本設計方針変更前

工認添付説明書との関係

変更後

様式１への反映結果

して，重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮することができるよう，遡上への影響要因
及び浸水経路等を考慮して，設計時にそれぞれの施設に対して入力津波を設定するとともに津波防護対象設備に対する入力津波の影響を評価し，影響に応じた津波防護対策を講じる設計とする。
【54 条波 1】
なお，津波防護施設，浸水防止設備及び津波監視
設備は，入力津波に対して機能を十分に保持できる設計とする。
【6 条 2】【51 条 2】【54 条波 2】
敷地に遡上する津波の高さは，防潮堤及び防潮扉の高さを超えることから，防潮堤及び防潮扉は，津波の越流時の耐性を確保することで防潮堤の高さを維持し，防潮堤内側の敷地への津波の流入量を抑制する設計とする。また，止水性を維持し第 2 波以
降の繰返しの津波の襲来に対しては，防潮堤内側の敷地への津波の流入又は回り込みを防止する設計とする。
【54 条波 3】(1) 津波防護対象設備

Ⅴ-1-1-2

a. 基準津波に対する津波防護対象設備

発電用原子炉施設の自然現象等による損傷 2. 耐津波設計の防止に関する説明書

設計基準対象施設が，基準津波により，そのⅤ-1-1-2-2-1 耐津波設計の基本方針

安全性が損なわれるおそれがないよう，津波か2.1.1 津波防護対象設備

ら防護すべき施設は，設計基準対象施設のうち「発電用軽水型原子炉施設の安全機能の重要－

Ⅴ-1-1-2-2-4

入力津波による津波防護対象設備への度分類に関する審査指針」で規定されているク

影響評価

ラス１及びクラス２に該当する構築物，系統及2. 設備及び施設の設置位置

び機器（以下「津波防護対象設備」という。
）
とする。
【6条3】
津波防護対象設備の防護設計においては，津波により防護対象施設に波及的影響を及ぼす
おそれのある防護対象施設以外の施設についても考慮する。
【6 条 4】
また，重大事故等対処施設及び可搬型重大事
故等対処設備についても，設計基準対象施設と
22.2 津波防護対象設備の選定

基本設計方針変更前

工認添付説明書との関係

変更後同時に必要な機能が損なわれるおそれがない
よう，津波防護対象設備に含める。
【51条3】
さらに，津波が地震の随伴事象であることを踏まえ，耐震Ｓクラスの施設（津波防護施設，
浸水防止設備及び津波監視設備を除く。
）を含めて津波防護対象設備（以下，上記に示した津波防護対象設備をまとめて「基準津波に対する
津波防護対象設備」という。
）とする。
【6条5】
b. 敷地に遡上する津波に対する防護対象設備
敷地に遡上する津波から防護すべき施設は，重大事故等対処施設とし，基準津波への対策と同様に，重大事故等対処施設を内包する建屋及び区画を高台に配置するか又は建屋及び区画の境界に浸水防護対策を講じることで，内包する重大事故等対処施設の重大事故等に対処するために必要な機能が損なわれるおそれがな
い設計とする。
【54条波4】
また，常設重大事故防止設備及び設計基準事
故対処設備と同時に必要な機能が損なわれる
おそれがないよう，可搬型重大事故等対処設備
も含めて津波防護対象設備（以下「敷地に遡上する津波に対する防護対象設備」という。
）とする。
非常用取水設備（貯留堰及び取水構造物を除く。
）は，緊急用海水系の流路であることから，敷地に遡上する津波に対する防護対象設備とする。
【54条波5】
残留熱除去系海水系ポンプ，非常用ディーゼ
ル発電機用海水ポンプ及び高圧炉心スプレイ
系ディーゼル発電機用海水ポンプ（以下「非常用海水ポンプ」という。
）は，防潮堤及び防潮扉を越流した津波により海水ポンプ室が冠水状態となることで機能喪失する前提であることから，非常用海水ポンプ並びに同ポンプから
3

様式１への反映結果

基本設計方針変更前

工認添付説明書との関係

変更後

様式１への反映結果

海水が供給される高圧炉心スプレイ系及び非常用ディーゼル発電機は防護すべき施設の対象外とする。
【54 条波 6】
1.2 入力津波の設定

Ⅴ-1-1-2

発電用原子炉施設の自然現象等による損傷 2. 耐津波設計

各施設・設備の設計又は評価に用いる入力津波との防止に関する説明書

して，敷地への遡上に伴う津波（以下「遡上波」とⅤ-1-1-2-2-1 耐津波設計の基本方針いう。
）による入力津波と取水路，放水路等の経路

2.3 入力津波の設定
2.5.2 要求機能及び性能目標

2.1.2 入力津波の設定からの流入に伴う津波（以下「経路からの津波」という。
）による入力津波を設定する。

Ⅴ-1-1-2-2-2 基準津波の概要【6条6】【51条4】
敷地に遡上する津波についても上記と同様とす

Ⅴ-1-1-2-2-3 入力津波の設定

るが，遡上波による入力津波については，防潮堤外

4. 入力津波の設定

側及び防潮堤内側でそれぞれ設定する。
【54 条波 7】

Ⅴ-1-1-2-2-4

入力津波の設定の諸条件の変更により，評価結果

入力津波による津波防護対象設備への影響評価が影響を受けないことを確認するために，評価条件
変更の都度，津波評価を実施する運用とする。
－

Ⅴ-1-1-2-2-5 津波防護に関する施設の設計方針【6条7】【51条5】【54条波8】(1) 基準津波による入力津波の設定
a. 遡上波による入力津波
遡上波による入力津波については，遡上への影響要因として，敷地及び敷地周辺の地形及びその標高，河川等の存在，設備等の設置状況並
びに地震による広域的な隆起・沈降を考慮して，遡上波の回り込みを含め敷地への遡上の可能性を評価する。
遡上する場合は，基準津波の波源から各施設・設備の設置位置において算定される津波高さとして設定する。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評価する。
【6 条 8】【51 条 6】b. 経路からの津波による入力津波－

Ⅴ-1-1-2

経路からの津波による入力津波については，
浸水経路を特定し，基準津波の波源から各施発電用原子炉施設の自然現象等による損傷 2. 耐津波設計の防止に関する説明書
Ⅴ-1-1-2-2-1 耐津波設計の基本方針

設・設備の設置位置において算定される時刻歴

2.1.2 入力津波の設定
42.3 入力津波の設定
2.4

入力津波による津波防護対象設備への影響評価の実施

基本設計方針変更前

工認添付説明書との関係

変更後

様式１への反映結果

波形及び津波高さとして設定する。
【6 条 9】【51 条 7】Ⅴ-1-1-2-2-3 入力津波の設定
4. 入力津波の設定
4.3 経路からの津波

c. 水位変動

Ⅴ-1-1-2

上記 a.及び b.においては，水位変動として，
朔望平均満潮位 T.P.+0.61 m，朔望平均干潮位

発電用原子炉施設の自然現象等による損傷 2. 耐津波設計の防止に関する説明書
Ⅴ-1-1-2-2-1 耐津波設計の基本方針

T.P.-0.81 m を考慮する。

2.1.2 入力津波の設定

上昇側の水位変動に対しては，潮位のばらつ
きとして朔望平均満潮位の標準偏差 0.18 m を

Ⅴ-1-1-2-2-3 入力津波の設定考慮して設定する。

4. 入力津波の設定

下降側の水位変動に対しては，潮位のばらつ

4.1 考慮事項

きとして朔望平均干潮位の標準偏差 0.16 m を考慮して設定する。
【6 条 10】【51 条 8】
地殻変動については，基準津波の波源である
茨城県沖から房総沖に想定するプレート間地震による広域的な地殻変動及び 2011 年東北地
方太平洋沖地震による広域的な地殻変動を余
効変動を含めて考慮する。
－

茨城県沖から房総沖に想定するプレート間地震による広域的な地殻変動については，基準
津波の波源モデルを踏まえて，Mansinha andSmylie（1971）の方法により算定しており，敷地地盤の地殻変動量は，0.31 m の沈降を考慮する。広域的な余効変動を含む 2011 年東北地
方太平洋沖地震による地殻変動については，発電所敷地内にある基準点によるＧＰＳ測量及び国土地理院の観測記録を踏まえて 0.2 m と設定する。なお，2011 年東北地方太平洋沖地
震により地殻の沈降が生じたが，余効変動により回復傾向が続いている。発電所周辺の電子基準点（日立）における国土地理院の観測記録では，地震前と比較すると 2017 年 6 月で約 0.2
m 沈降しており，広域的な余効変動を含む 2011年東北地方太平洋沖地震による地殻変動として設定した 0.2 m の沈降と整合している。
【6 条 11】【51 条 9】5

2.3 入力津波の設定
2.4

入力津波による津波防護対象設備への影響評価の実施

基本設計方針変更前

工認添付説明書との関係

変更後

様式１への反映結果

上昇側の水位変動に対して安全側に評価するため，茨城県沖から房総沖に想定するプレー
ト間地震による地殻変動量 0.31 m の沈降と広域的な余効変動を含む 2011 年東北地方太平洋沖地震による地殻変動量 0.2 m の沈降を考慮する。
下降側の水位変動に対して安全側に評価するため，茨城県沖から房総沖に想定するプレー
ト間地震による地殻変動量 0.31 m の沈降と広域的な余効変動を含む 2011 年東北地方太平洋沖地震による地殻変動量 0.2 m の沈降は考慮しない。
また，基準津波による入力津波が有する数値
計算上の不確かさを考慮することを基本とする。
なお，防潮堤ルート変更（北側エリア縮小）
による影響も考慮し，防潮堤ルート変更前後のそれぞれについて算定された数値を安全側に評価する。
【6 条 12】【51 条 10】(2) 敷地に遡上する津波による入力津波の設定

Ⅴ-1-1-2

a. 遡上波による入力津波

発電用原子炉施設の自然現象等による損傷 2. 耐津波設計の防止に関する説明書

敷地に遡上する津波の遡上波による入力津

Ⅴ-1-1-2-2-1 耐津波設計の基本方針

波については，遡上への影響要因等は，基準津2.1.2 入力津波の設定

波と同様である。
防潮堤外側の敷地においては，敷地に遡上す

Ⅴ-1-1-2-2-2 基準津波の概要

る津波の波源から各施設・設備の設置位置において算定される津波高さとして設定する。ま－Ⅴ-1-1-2-2-3 入力津波の設定

た，繰返し襲来する津波による洗掘・堆積によ4. 入力津波の設定

り地形又は河川流路の変化等が考えられる場
合は，敷地への遡上経路に及ぼす影響を評価す

Ⅴ-1-1-2-2-4る。

入力津波による津波防護対象設備への影響評価【54 条波 9】防潮堤内側の敷地においては，防潮堤を越流

Ⅴ-1-1-2-2-5 津波防護に関する施設の設計方針した敷地に遡上する津波の数値シミュレーシ
ョン結果を踏まえ，各施設・設備の設置位置における浸水深として設定する。防潮堤内側の遡上波の設定に当たっては，地震による変状が敷6

2.3 入力津波の設定
2.5.2 要求機能及び性能目標

基本設計方針変更前

工認添付説明書との関係

変更後

様式１への反映結果

地に遡上する津波に対する防護対象設備を内包する建屋及び区画への遡上経路に及ぼす影響を評価する。
評価に当たっては，敷地に遡上する津波の越流時の耐性を有する防潮堤及び防潮扉をモデル化した数値シミュレーションを実施し入力
津波を設定する。また，基準津波における外郭防護１として設置する浸水防護施設（津波防護施設及び浸水防止設備）については，敷地に遡上する津波に対して耐性を有する設計とする。
【54 条波 10】
また，東海第二発電所原子炉建屋周辺の浸水域，流速等に関する数値シミュレーション結果への影響を確認するために，東海発電所の建屋をモデル化した場合も考慮して評価する。
さらに，T.P.+11 m の敷地と T.P.+8 m の敷地の間に新たに設置するアクセスルートを経由した T.P.+11 m の敷地への遡上の有無を考慮して評価する。
【54 条波 11】
b. 経路からの津波による入力津波

Ⅴ-1-1-2

経路からの津波による入力津波については，
浸水経路を特定し，敷地に遡上する津波の高さ－

発電用原子炉施設の自然現象等による損傷 2. 耐津波設計の防止に関する説明書
Ⅴ-1-1-2-2-1 耐津波設計の基本方針を基に各施設・設備の設置位置において算定さ

2.1.2 入力津波の設定

2.3 入力津波の設定
2.4

入力津波による津波防護対象設備への影響評価の実施

れる時刻歴波形及び津波高さとして設定する。
【54 条波 12】

Ⅴ-1-1-2-2-3 入力津波の設定
4. 入力津波の設定
4.3 経路からの津波

c. 水位変動

Ⅴ-1-1-2

上記 a.及び b.においては，水位変動として，
朔望平均満潮位 T.P.+0.61 m，朔望平均干潮位

Ⅴ-1-1-2-2-1 耐津波設計の基本方針

T.P.-0.81 m を考慮するが，敷地に遡上する津
－発電用原子炉施設の自然現象等による損傷 2. 耐津波設計の防止に関する説明書
2.1.2 入力津波の設定

波による港湾内の局所的な海面の固有振動の励起，潮位観測記録に基づく潮位のばらつき及Ⅴ-1-1-2-2-3 入力津波の設定

び高潮による変動は考慮しない。

4. 入力津波の設定【54 条波 13】

4.1 考慮事項

地殻変動については，敷地に遡上する津波の波源である茨城県沖から房総沖に想定するプ
7

2.3 入力津波の設定
2.4

入力津波による津波防護対象設備への影響評価の実施

基本設計方針変更前

工認添付説明書との関係

変更後
レート間地震による広域的な地殻変動及び2011 年東北地方太平洋沖地震による広域的な地殻変動を余効変動を含めて考慮する。
茨城県沖から房総沖に想定するプレート間地震による広域的な地殻変動については，敷地に遡上する津波の波源モデルを踏まえて，
Mansinha and Smylie（1971）の方法により算定しており，敷地地盤の地殻変動量は，0.46 mの沈降を考慮する。広域的な余効変動を含む
2011 年東北地方太平洋沖地震による地殻変動については，発電所敷地内にある基準点によるＧＰＳ測量及び国土地理院の観測記録を踏まえて 0.2 m と設定する。なお，2011 年東北地
方太平洋沖地震により地殻の沈降が生じたが，余効変動により回復傾向が続いている。発電所
周辺の電子基準点（日立）における国土地理院の観測記録では，地震前と比較すると 2017 年
6 月で約 0.2 m 沈降しており，広域的な余効変動を含む 2011 年東北地方太平洋沖地震による地殻変動として設定した 0.2 m の沈降と整合している。
【54 条波 14】
上昇側の水位変動に対して安全側に評価するため，茨城県沖から房総沖に想定するプレー
ト間地震による地殻変動量 0.46 m の沈降と広域的な余効変動を含む 2011 年東北地方太平洋沖地震による地殻変動量 0.2 m の沈降を考慮する。
敷地に遡上する津波は，上記を初期条件としてあらかじめ考慮した上で高さを設定し，防潮堤外側における入力津波としていることから
数値計算上の不確かさは考慮しない。
なお，防潮堤ルート変更（北側エリア縮小）
による影響も考慮し，防潮堤ルート変更前後のそれぞれについて算定された数値を安全側に評価する。
【54 条波 15】－

1.3 津波防護対策

Ⅴ-1-1-28

発電用原子炉施設の自然現象等による損傷 2. 耐津波設計

様式１への反映結果

基本設計方針変更前

工認添付説明書との関係

変更後
「1.2

入力津波の設定(1)

基準津波によるの防止に関する説明書

入力津波の設定」で設定した入力津波による基準津

Ⅴ-1-1-2-2-1 耐津波設計の基本方針

波に対する津波防護対象設備への影響を，津波の敷様式１への反映結果
2.4

入力津波による津波防護対象設備への影響評価の実施

2.1.3 津波防護対策

地への流入の可能性の有無，漏水による重要な安全機能及び重大事故等に対処するために必要な機能

Ⅴ-1-1-2-2-4への影響の有無，津波による溢水の重要な安全機能

入力津波による津波防護対象設備への影響評価

及び重大事故等に対処するために必要な機能への3.2 敷地又は津波防護対象設備を内包する建屋及影響の有無並びに水位変動に伴う取水性低下及びび区画への浸水防止（外郭防護１）に係る評価

津波の二次的な影響による重要な安全機能及び重3.3 漏水による重要な安全機能及び重大事故等に

大事故等に対処するために必要な機能への影響の対処するために必要な機能への影響防止（外郭有無の観点から評価することにより，津波防護対策

防護 2）に係る影響評価が必要となる箇所を特定して必要な津波防護対策

3.4 津波による溢水の重要な安全機能及び重大事を実施する設計とする。

故等に対処するために必要な機能への影響防止【6 条 13】【51 条 11】
また，「1.2 入力津波の設定（内郭防護）に係る影響評価(2) 敷地に遡上

3.5

水位変動に伴う取水性低下及び津波の二次的する津波による入力津波の設定」で設定した入力津な影響による重要な安全機能及び重大事故等に波による敷地に遡上する津波に対する防護対象設対処するために必要な機能への影響防止に係る備への影響を，敷地に遡上する津波に対する防護対評価

象設備を内包する建屋及び区画への流入の可能性の有無，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の有無，防潮堤内側に流入する津
波及び津波による溢水の重大事故等に対処するために必要な機能への影響の有無並びに水位変動に伴う取水性低下及び津波の二次的な影響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の有無の観点から評価することにより，津波防護対策が必要となる箇所を特定して必要な津波防護対策を実施する設計とする。
【54 条波 16】＜下線部＞

入力津波の変更が津波防護対策に影響を与えな＜下線部＞

運用に関する記載であり，保安規定にて対応－

いことを確認することとし，定期的な評価及び改善に関する手順を定める。
【6 条 14】【51 条 12】【54 条波 17】(1) 敷地への浸水防止（外郭防護１）

Ⅴ-1-1-2

a. 基準津波に対する敷地への浸水防止（外郭防－発電用原子炉施設の自然現象等による損傷 2. 耐津波設計の防止に関する説明書

護１）

Ⅴ-1-1-2-2-1 耐津波設計の基本方針(a) 遡上波の地上部からの到達，流入の防止

2.1.3 津波防護対策

遡上波による敷地周辺の遡上の状況を加92.4

入力津波による津波防護対象設備への影響評価の実施

基本設計方針変更前

工認添付説明書との関係

変更後味した浸水の高さ分布を基に，基準津波に対Ⅴ-1-1-2-2-4する津波防護対象設備（非常用取水設備を除様式１への反映結果

入力津波による津波防護対象設備への影響評価く。）を内包する建屋及び区画の設置された

3.2 敷地又は津波防護対象設備を内包する建屋及敷地において，遡上波の地上部からの到達，び区画への浸水防止（外郭防護１）に係る評価

流入の可能性の有無を評価する。
流入の可能性に対する裕度評価において，
高潮ハザードの再現期間 100 年に対する期
待値と，入力津波で考慮した朔望平均満潮位
及び潮位のばらつきを踏まえた水位の合計との差を参照する裕度として，設計上の裕度の判断の際に考慮する。
【6 条 15】【51 条 13】
評価の結果，遡上波が地上部から到達し流

Ⅴ-1-1-2

発電用原子炉施設の自然現象等による損傷 2. 耐津波設計入するため，基準津波に対する津波防護対象の防止に関する説明書

設備（非常用取水設備を除く。
）を内包するⅤ-1-1-2-2-1 耐津波設計の基本方針

建屋又は区画（緊急時対策所建屋，可搬型重

2.4

入力津波による津波防護対象設備への影響評価の実施

2.1.3 津波防護対策

大事故等対処設備保管場所（西側）及び可搬型重大事故等対処設備保管場所（南側）を除

Ⅴ-1-1-2-2-4く。）の設置された敷地に，遡上波の流入を防止するための津波防護施設として防潮堤

3.1及び防潮扉を設置する設計とする。

入力津波による津波防護対象設備への影響評

価の基本方針【6 条 16】【51 条 14】－

入力津波による津波防護対象設備への

影響評価

3.2

また，基準津波に対する津波防護対象設備

敷地又は津波防護対象設備を内包する建屋及び区画への浸水防止（外郭防護１）に係る評価（非常用取水設備を除く。
）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
重大事故等対処設備保管場所（西側）及び可搬型重大事故等対処設備保管場所（南側）は，津波による遡上波が地上部から到達，流入しない十分高い場所に設置する設計とする。
【51 条 15】
なお，防潮扉は，原則閉運用とすることを保安規定に定めて管理する。

＜下線部＞

＜下線部＞

運用に関する記載であり，保安規定にて対応－【6 条 17】【51 条 16】(b) 取水路，放水路等の経路からの津波の流入

Ⅴ-1-1-2防止－

津波の流入の可能性のある経路につなが発電用原子炉施設の自然現象等による損傷 2. 耐津波設計の防止に関する説明書
Ⅴ-1-1-2-2-1 耐津波設計の基本方針

る海水系，循環水系，構内排水路等の標高に2.1.3 津波防護対策

基づき，許容される津波高さと経路からの津102.4

入力津波による津波防護対象設備への影響評価の実施

基本設計方針変更前

工認添付説明書との関係

変更後
波高さを比較することにより，基準津波に対Ⅴ-1-1-2-2-4する津波防護対象設備（非常用取水設備を除様式１への反映結果

入力津波による津波防護対象設備への影響評価く。）を内包する建屋及び区画の設置された

3.2

敷地への津波の流入の可能性の有無を評価

敷地又は津波防護対象設備を内包する建屋及び区画への浸水防止（外郭防護１）に係る評価する。流入の可能性に対する裕度評価において，高潮ハザードの再現期間 100 年に対する期待値と，入力津波で考慮した朔望平均満潮位及び潮位のばらつきを踏まえた水位の合計との差を参照する裕度とし，設計上の裕度の判断の際に考慮する。
【6 条 18】【51 条 17】
評価の結果，流入する可能性のある経路がⅤ-1-1-2

発電用原子炉施設の自然現象等による損傷 2. 耐津波設計特定されたことから，基準津波に対する津波の防止に関する説明書

防護対象設備（非常用取水設備を除く。
）を

Ⅴ-1-1-2-2-1 耐津波設計の基本方針

内包する建屋又は区画の設置された敷地並

2.1.3 津波防護対策

びに建屋及び区画への流入を防止するため，
津波防護施設として放水路ゲート及び構内

Ⅴ-1-1-2-2-3 入力津波の設定

排水路逆流防止設備を設置するとともに，浸4.1 考慮事項

水防止設備として取水路点検用開口部浸水防止蓋，海水ポンプグランドドレン排出口逆Ⅴ-1-1-2-2-4止弁，取水ピット空気抜き配管逆止弁，放水影響評価

路ゲート点検用開口部浸水防止蓋，ＳＡ用海

3.1

水ピット開口部浸水防止蓋，緊急用海水ポン

入力津波による津波防護対象設備への影響評

価の基本方針プピット点検用開口部浸水防止蓋，緊急用海－

入力津波による津波防護対象設備への3.2

水ポンプグランドドレン排出口逆止弁及び敷地又は津波防護対象設備を内包する建屋及び区画への浸水防止（外郭防護１）に係る評価

緊急用海水ポンプ室床ドレン排出口逆止弁の設置並びに防潮堤及び防潮扉下部貫通部の止水処置を実施する設計とする。
【6 条 19】【51 条 18】
なお，防潮堤の下部に存在する東海発電所の取水路及び放水路を閉鎖し，津波の流入を防止する設計とする。
【6 条 19-1】【51 条 18-1】
放水路ゲートについては，敷地への遡上のおそれのある津波の襲来前に遠隔閉止を確実に実施するため，
重要安全施設（ＭＳ－１）
として設計する。なお，扉体にフラップ式の小扉を設置することにより，放水路ゲート閉112.4

入力津波による津波防護対象設備への影響評価の実施

基本設計方針変更前

工認添付説明書との関係

変更後

様式１への反映結果

止後においても非常用海水ポンプの運転が可能な設計とする。
大津波警報が発表された場合に，放水路を＜下線部＞経由した津波の流入を防止するため，循環水＜下線部＞

運用に関する記載であり，保安規定にて対応－

ポンプ及び補機冷却系海水系ポンプの停止並びに放水路ゲートを閉止する運用を保安規定に定めて管理する。
【6 条 20】【51 条 19】
上記(a)及び(b)において，外郭防護として設置する津波防護施設及び浸水防止設備については，各地点の入力津波に対し，設計上の裕度を考慮する。
【6 条 21】【51 条 20】b.

敷地に遡上する津波に対する防護対象設備

Ⅴ-1-1-2を内包する建屋及び区画への浸水防止（外郭防の防止に関する説明書

護１）

Ⅴ-1-1-2-2-1 耐津波設計の基本方針(a) 遡上波の地上部からの流入の防止－

発電用原子炉施設の自然現象等による損傷 2. 耐津波設計
2.4

入力津波による津波防護対象設備への影響評価の実施

2.1.3 津波防護対策

防潮堤外側及び防潮堤内側の遡上波に対し，敷地に遡上する津波に対する防護対象設

Ⅴ-1-1-2-2-4備（貯留堰及び取水構造物を除く。
）を内包

入力津波による津波防護対象設備への影響評価

する建屋及び区画への地上部からの到達・流3.2 敷地又は津波防護対象設備を内包する建屋及入の有無を評価する。

び区画への浸水防止（外郭防護１）に係る評価【54 条波 18】
評価の結果，敷地に遡上する津波は，防潮Ⅴ-1-1-2

発電用原子炉施設の自然現象等による損傷 2. 耐津波設計

堤を越流し地上部から防護対象の建屋及びの防止に関する説明書

区画に到達するため，敷地に遡上する津波にⅤ-1-1-2-2-1 耐津波設計の基本方針

対する防護対象設備（貯留堰及び取水構造物

2.1.3 津波防護対策を除く。
）を内包する建屋又は区画（常設代替高圧電源装置置場（西側淡水貯水設備，高Ⅴ-1-1-2-2-4

所東側接続口，高所西側接続口，西側ＳＡ立－

入力津波による津波防護対象設備への影響評価

坑，東側ＤＢ立坑，軽油貯蔵タンクを含む。
），
緊急時対策所建屋，可搬型重大事故等対処設

3.1

入力津波による津波防護対象設備への影響評

価の基本方針備保管場所（西側）及び可搬型重大事故等対

3.2

処設備保管場所（南側）を除く。
）に対する敷地又は津波防護対象設備を内包する建屋及び区画への浸水防止（外郭防護１）に係る評価

津波防護施設として，原子炉建屋外壁並びに原子炉建屋原子炉棟水密扉，原子炉建屋付属棟西側水密扉，原子炉建屋付属棟東側水密扉，原子炉建屋付属棟南側水密扉，原子炉建
122.4

入力津波による津波防護対象設備への影響評価の実施

基本設計方針変更前

工認添付説明書との関係

変更後

様式１への反映結果

屋付属棟北側水密扉 1 及び原子炉建屋付属
棟北側水密扉 2（以下「原子炉建屋水密扉」という。
）を設置する設計とする。
【54 条波 19】
また，浸水防止設備として，原子炉建屋水密扉，緊急用海水ポンプ点検用開口部浸水防止蓋，緊急用海水ポンプ室人員用開口部浸水防止蓋，格納容器圧力逃がし装置格納槽点検用水密ハッチ，常設低圧代替注水系格納槽点
検用水密ハッチ，常設低圧代替注水系格納槽
可搬型ポンプ用水密ハッチ，常設代替高圧電源装置用カルバート原子炉建屋側水密扉を設置する。
原子炉建屋 1 階の貫通部及び常設代替高圧電源装置用カルバート（立坑部）の地下 1階床面貫通部に対しては止水処置を実施する。
【54 条波 20】
敷地に遡上する津波に対する防護対象設
備（貯留堰及び取水構造物を除く。
）を内包する建屋及び区画のうち，T.P.+11 m 以上の
標高の敷地に設置する常設代替高圧電源装
置置場（西側淡水貯水設備，高所東側接続口，高所西側接続口，西側ＳＡ立坑，東側ＤＢ立坑，軽油貯蔵タンクを含む。
），緊急時対策所
建屋，可搬型重大事故等対処設備保管場所（西側）及び可搬型重大事故等対処設備保管場所（南側）は，敷地に遡上する津波による遡上波が地上部から到達，流入しない十分高い場所に設置する設計とする。
【54 条波 21】
敷地に遡上する津波に対して耐性を確保する防潮扉の管理は，基準津波に対する管理＜下線部＞
運用に関する記載であり，保安規定にて対応と同じである。また，原子炉建屋水密扉及び常設代替高圧電源装置用カルバート原子炉
建屋側水密扉については，津波の流入を防止するため，扉の閉止運用を保安規定に定めて
13

＜下線部＞
－

基本設計方針変更前

工認添付説明書との関係

変更後

様式１への反映結果管理する。
【54 条波 22】(b) 取水路，放水路等の経路からの津波の流入

Ⅴ-1-1-2防止

発電用原子炉施設の自然現象等による損傷 2. 耐津波設計の防止に関する説明書

津波の流入の可能性のある経路につながⅤ-1-1-2-2-1 耐津波設計の基本方針

る海水系，循環水系，構内排水路等の標高に

2.4

入力津波による津波防護対象設備への影響評価の実施

2.1.3 津波防護対策

基づき許容される津波高さと経路からの津－波高さを比較することにより，敷地に遡上す

Ⅴ-1-1-2-2-4

る津波に対する防護対象設備（貯留堰及び取入力津波による津波防護対象設備への影響評価

水構造物を除く。
）を内包する建屋及び区画

3.2 敷地又は津波防護対象設備を内包する建屋及の設置された敷地並びに建屋及び区画への

び区画への浸水防止（外郭防護１）に係る評価

津波の流入の可能性の有無を評価する。
【54 条波 23】
評価の結果，流入する可能性のある経路がⅤ-1-1-2

発電用原子炉施設の自然現象等による損傷 2. 耐津波設計ある場合の津波防護施設及び浸水防止設備の防止に関する説明書

として，「a. 基準津波に対する敷地への浸Ⅴ-1-1-2-2-1 耐津波設計の基本方針

水防止（外郭防護１） (b)

取水路，放水2.4

入力津波による津波防護対象設備への影響評価の実施

2.1.3 津波防護対策路等の経路からの津波の流入防止」に記載する設備を設置するとともに，屋外二重管内に

Ⅴ-1-1-2-2-3 入力津波の設定設置される非常用海水系配管の原子炉建屋

4.1 考慮事項

側貫通部止水処置を実施する設計とする。
【54 条波 24】

Ⅴ-1-1-2-2-4

東海発電所の取水路及び放水路からの津波の流入防止に係る設計，放水路ゲートの設－

3.1

計，大津波警報発表時の循環水ポンプ及び補3.2

ゲートの閉止運用に係る管理については，

敷地又は津波防護対象設備を内包する建屋及び区画への浸水防止（外郭防護１）に係る評価

基準津波に対する敷地への浸水防止（外郭防護１）

入力津波による津波防護対象設備への影響評

価の基本方針機冷却系海水系ポンプの停止並びに放水路「a.

入力津波による津波防護対象設備への

影響評価

＜下線部＞

(b) 取水路，放水路等の＜下線部＞運用に関する記載であり，保安規定にて対応－

経路からの津波の流入防止」と同じである。
【54 条波 25】
上記(a)及び(b)の津波防護施設及び浸水防止設備については，各地点の敷地に遡上す
る津波による入力津波に対する設計上の裕度は考慮しない。
【54 条波 26】－(2)漏水による重要な安全機能及び重大事故等に

Ⅴ-1-1-2

対処するために必要な機能への影響防止（外郭防発電用原子炉施設の自然現象等による損傷 2. 耐津波設計の防止に関する説明書
142.4

入力津波による津波防護対象設備への影響評価

基本設計方針変更前

工認添付説明書との関係

変更後
護２）
a.

Ⅴ-1-1-2-2-1 耐津波設計の基本方針

基準津波における漏水による重要な安全機

様式１への反映結果の実施

2.1.3 津波防護対策

能及び重大事故等に対処するために必要な機能への影響防止（外郭防護２）

Ⅴ-1-1-2-2-4(a) 漏水対策

入力津波による津波防護対象設備への影響評価

経路からの津波が流入する可能性のある

3.3

漏水による重要な安全機能及び重大事故等に取水・放水設備の構造上の特徴を考慮し，取対処するために必要な機能への影響防止

水・放水施設，地下部等において，津波によ（外郭防護 2）に係る影響評価

る漏水が継続することによる浸水範囲を想定（以下「浸水想定範囲」という。
）するとともに，当該範囲の境界における浸水の可能性のある経路及び浸水口（扉，開口部，貫通口等）について，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。
さらに，浸水想定範囲及びその周辺にある
基準津波に対する津波防護対象設備（非常用取水設備を除く。
）に対しては，浸水防止設
備として，防水区画化するための設備を設置するとともに，防水区画内への浸水による重要な安全機能及び重大事故等に対処するために必要な機能への影響の有無を評価する。
【6 条 22】【51 条 21】
評価の結果，浸水想定範囲における長期間

Ⅴ-1-1-2

発電用原子炉施設の自然現象等による損傷 2. 耐津波設計の冠水が想定される場合は，重要な安全機能の防止に関する説明書

及び重大事故等に対処するために必要な機

Ⅴ-1-1-2-2-1 耐津波設計の基本方針

能への影響がないよう，排水設備を設置する

2.4

入力津波による津波防護対象設備への影響評価の実施

2.1.3 津波防護対策設計とする。
－【6 条 23】【51 条 22】

Ⅴ-1-1-2-2-4

入力津波による津波防護対象設備への

影響評価
3.1

入力津波による津波防護対象設備への影響評

価の基本方針3.3

漏水による重要な安全機能及び重大事故等に対処するために必要な機能への影響防止（外郭防護 2）に係る影響評価b.
－

敷地に遡上する津波における漏水による重Ⅴ-1-1-2

大事故等に対処するために必要な機能への影響防止（外郭防護２）

発電用原子炉施設の自然現象等による損傷 2. 耐津波設計の防止に関する説明書
Ⅴ-1-1-2-2-1 耐津波設計の基本方針(a) 漏水対策

2.1.3 津波防護対策
152.4

入力津波による津波防護対象設備への影響評価の実施

基本設計方針変更前

工認添付説明書との関係

変更後

様式１への反映結果

経路からの津波が流入する可能性のある取水・放水設備の構造上の特徴を考慮し，取Ⅴ-1-1-2-2-4

水・放水施設，地下部等において，津波によ

入力津波による津波防護対象設備への影響評価

る漏水が継続することによる浸水想定範囲

3.3

漏水による重要な安全機能及び重大事故等にとして緊急用海水ポンプを内包する緊急用対処するために必要な機能への影響防止（外郭防海水ポンプピットの緊急用海水ポンプモー

護 2）に係る影響評価

タ設置エリアを設定するとともに，当該範囲の境界における浸水の可能性のある経路及び浸水口（扉，開口部，貫通口等）について，
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。
【54 条波 27】
敷地に遡上する津波については，防潮堤内側の遡上波に対して格納容器圧力逃がし装置格納槽，常設低圧代替注水系格納槽及び常設代替高圧電源装置用カルバート（立坑部）
を浸水想定範囲として設定するとともに，当該範囲の境界に浸水防止設備を設置し浸水範囲を限定する設計とする。
【54 条波 28】
さらに，浸水想定範囲及びその周辺にある敷地に遡上する津波に対する防護対象設備（貯留堰及び取水構造物を除く。
）に対しては，浸水防止設備として，防水区画化するための設備を設置するとともに，防水区画内への浸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の有無を評価する。
【54 条波 28-1】(b)

重大事故等に対処するために必要な機能

Ⅴ-1-1-2への影響評価「(a) 漏水対策」で設定した浸水想定範Ⅴ-1-1-2-2-1 耐津波設計の基本方針

囲には重大事故等に対処するために必要な－発電用原子炉施設の自然現象等による損傷 2. 耐津波設計の防止に関する説明書
2.1.3 津波防護対策機能を有する設備が設置されることから，防水区画化するとともに，海水取水経路に直接

Ⅴ-1-1-2-2-4接続される緊急用海水ポンプピットの緊急入力津波による津波防護対象設備への影響評価

用海水ポンプモータ設置エリアについて，漏3.1

水による浸水を想定しても機能喪失しない

入力津波による津波防護対象設備への影響評

価の基本方針設計とする。

3.3
16

漏水による重要な安全機能及び重大事故等に

2.4

入力津波による津波防護対象設備への影響評価の実施

基本設計方針変更前

工認添付説明書との関係

変更後
評価の結果，浸水想定範囲における長期間

様式１への反映結果対処するために必要な機能への影響防止（外郭防の冠水が想定される場合は，重大事故等に対護 2）に係る影響評価

処するために必要な機能への影響がないよう，排水設備を設置する設計とする。
【54 条波 29】(3)津波による溢水の重要な安全機能及び重大事

Ⅴ-1-1-2

故等に対処するために必要な機能への影響防止

発電用原子炉施設の自然現象等による損傷 2. 耐津波設計の防止に関する説明書（内郭防護）

Ⅴ-1-1-2-2-1 耐津波設計の基本方針

a. 基準津波による影響防止2.1.3 津波防護対策(a) 浸水防護重点化範囲の設定
設計基準対象施設の基準津波に対する津

Ⅴ-1-1-2-2-4

波防護対象設備の浸水防護重点化範囲として，原子炉建屋，使用済燃料乾式貯蔵建屋，

3.4

津波による溢水の重要な安全機能及び重大事

海水ポンプ室，常設代替高圧電源装置置場

故等に対処するために必要な機能への影響防止（軽油貯蔵タンク，非常用ディーゼル発電機（内郭防護）に係る影響評価

燃料移送ポンプ，高圧炉心スプレイ系ディー
ゼル発電機燃料移送ポンプ及び東側ＤＢ立坑を含む。
），常設代替高圧電源装置用カルバート（トンネル部，立坑部及びカルバート部
を含む。
）及び非常用海水系配管を設定する。
【6 条 24】－

入力津波による津波防護対象設備への影響評価

重大事故等対処施設の基準津波に対する
津波防護対象設備の浸水防護重点化範囲として，原子炉建屋，海水ポンプ室，非常用海水系配管，緊急時対策所建屋，可搬型重大事
故等対処設備保管場所（西側），可搬型重大事故等対処設備保管場所（南側），格納容器
圧力逃がし装置格納槽，常設低圧代替注水系
格納槽（代替淡水貯槽，常設低圧代替注水系
ポンプ室，常設低圧代替注水系配管カルバート），緊急用海水ポンプピット，常設代替高圧電源装置置場（西側淡水貯水設備，高所東側接続口，高所西側接続口，西側ＳＡ立坑，
東側ＤＢ立坑，軽油貯蔵タンク，非常用ディーゼル発電機燃料移送ポンプ，高圧炉心スプ
レイ系ディーゼル発電機燃料移送ポンプを含む。
）及び常設代替高圧電源装置用カルバート（トンネル部，立坑部及びカルバート部
172.4

入力津波による津波防護対象設備への影響評価の実施

基本設計方針変更前

工認添付説明書との関係

変更後

様式１への反映結果を含む。
）を設定する。
【51 条 23】(b)

浸水防護重点化範囲の境界における浸水

Ⅴ-1-1-2の防止に関する説明書

対策
経路からの津波による溢水を考慮した浸発電用原子炉施設の自然現象等による損傷 2. 耐津波設計

Ⅴ-1-1-2-2-1 耐津波設計の基本方針

2.4

入力津波による津波防護対象設備への影響評価の実施

2.1.3 津波防護対策

水範囲及び浸水量を基に，浸水防護重点化範囲への浸水の可能性の有無を評価する。浸水範囲及び浸水量については，地震による溢水

Ⅴ-1-1-2-2-4

入力津波による津波防護対象設備への影響評価の影響も含めて確認する。地震による溢水の3.4

うち，津波による影響を受けない範囲の評価

津波による溢水の重要な安全機能及び重大事については，「2. 発電用原子炉施設内にお故等に対処するために必要な機能への影響防止

ける溢水等による損傷の防止」に示す。

（内郭防護）に係る影響評価【6 条 25】【51 条 24】
評価の結果，浸水防護重点化範囲への浸水の可能性のある経路，浸水口が特定されたことから，地震による設備の損傷箇所からの津波の流入を防止するための設計基準対象施設の浸水防止設備として，海水ポンプ室ケー
ブル点検口浸水防止蓋，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の設置
並びに海水ポンプ室貫通部止水処置，原子炉建屋境界地下階貫通部止水処置及び常設代替高圧電源装置用カルバート（立坑部）貫通部止水処置を実施する設計とする。
【6 条 26】
また，重大事故等対処施設の浸水防止設備として，設計基準対象施設の浸水防止設備に加え，緊急用海水ポンプ点検用開口部浸水防止蓋，緊急用海水ポンプ室人員用開口部浸水防止蓋，格納容器圧力逃がし装置格納槽点検用水密ハッチ，常設低圧代替注水系格納槽点
検用水密ハッチ及び常設低圧代替注水系格
納槽可搬型ポンプ用水密ハッチを設置する設計とする。
【51 条 25】
また，浸水防止設備として設置する水密扉については，津波の流入を防止するため，扉＜下線部＞
運用に関する記載であり，保安規定にて対応の閉止運用を保安規定に定めて管理する。
18

＜下線部＞
－

基本設計方針変更前

工認添付説明書との関係

変更後

様式１への反映結果【6 条 27】【51 条 26】
内郭防護として設置及び実施する浸水防止設備については，貫通部，開口部等の一部分のみが浸水範囲となる場合においても貫通部，開口部等の全体を浸水防護することにより，浸水評価に対して裕度を確保する設計とする。
【6 条 28】【51 条 27】b. 敷地に遡上する津波による影響防止

Ⅴ-1-1-2(a) 浸水防護重点化範囲の設定
敷地に遡上する津波に対する防護対象設

発電用原子炉施設の自然現象等による損傷 2. 耐津波設計の防止に関する説明書
Ⅴ-1-1-2-2-1 耐津波設計の基本方針

備のうち，重大事故等に対処するために必要

2.4

入力津波による津波防護対象設備への影響評価の実施

2.1.3 津波防護対策な機能を有する重大事故等対処施設の浸水防護重点化範囲は，海水ポンプ室及び非常用－

Ⅴ-1-1-2-2-4

海水系配管並びに常設代替高圧電源装置置

入力津波による津波防護対象設備への影響評価

場のうちの非常用ディーゼル発電機燃料移

3.4

津波による溢水の重要な安全機能及び重大事

送ポンプ，高圧炉心スプレイ系ディーゼル発故等に対処するために必要な機能への影響防止

電機燃料移送ポンプ及び東側ＤＢ立坑を除（内郭防護）に係る影響評価

き，「a. 基準津波による影響防止 (a) 浸水防護重点化範囲の設定」と同じである。
【54 条波 30】(b)

浸水防護重点化範囲の境界における浸水

Ⅴ-1-1-2

対策
経路からの津波による溢水を考慮した浸Ⅴ-1-1-2-2-1 耐津波設計の基本方針

水対策の考え方は「a. 基準津波による影響
防止

2.1.3 津波防護対策(b) 浸水防護重点化範囲の境界における浸水対策」と同じである。

Ⅴ-1-1-2-2-4【54 条波 31】

入力津波による津波防護対象設備への影響評価

評価の結果，浸水防護重点化範囲への浸水－

発電用原子炉施設の自然現象等による損傷 2. 耐津波設計の防止に関する説明書

3.4

津波による溢水の重要な安全機能及び重大事の可能性のある経路，浸水口がある場合に故等に対処するために必要な機能への影響防止

は，地震による設備の損傷箇所からの津波の（内郭防護）に係る影響評価

流入を防止するための浸水防止設備を設置することとし，「a. 基準津波による影響防止(b) 浸水防護重点化範囲の境界における浸水対策」に記載する設備のうち，海水ポ
ンプ室ケーブル点検口浸水防止蓋を除く設
備に加え，原子炉建屋外壁及び原子炉建屋水密扉を設置する設計とする。
192.4

入力津波による津波防護対象設備への影響評価の実施

基本設計方針変更前

工認添付説明書との関係

変更後

様式１への反映結果【54 条波 32】
原子炉建屋水密扉の運用及び管理並びに浸水防止対策の範囲の考え方については，

＜下線部＞

＜下線部＞

運用に関する記載であり，保安規定にて対応－「a. 基準津波による影響防止 (b) 浸水防護重点化範囲の境界における浸水対策」と同じである。
【54 条波 33】(4)水位変動に伴う取水性低下及び津波の二次的Ⅴ-1-1-2

対処するために必要な機能への影響防止a.

発電用原子炉施設の自然現象等による損傷 2. 耐津波設計の防止に関する説明書な影響による重要な安全機能及び重大事故等に

Ⅴ-1-1-2-2-1 耐津波設計の基本方針

2.4

入力津波による津波防護対象設備への影響評価の実施

2.1.3 津波防護対策

基準津波における取水性低下及び津波による二次的な影響の防止(a) 非常用海水ポンプ，緊急用海水ポンプ，可Ⅴ-1-1-2-2-4

入力津波による津波防護対象設備への影響評価

搬型代替注水大型ポンプ及び可搬型代替注3.5

水中型ポンプの取水性

水位変動に伴う取水性低下及び津波の二次的

非常用海水ポンプについては，評価水位とな影響による重要な安全機能及び重大事故等にしての取水ピットでの下降側水位と非常用対処するために必要な機能への影響防止に係る海水ポンプの取水可能水位を比較し，評価水評価

位が非常用海水ポンプ取水可能水位を下回る可能性の有無を評価する。
【6 条 29】【51 条 28】
また，緊急用海水ポンプについては，取水－箇所であるＳＡ用海水ピット取水塔の天端
高さと入力津波高さを比較し，入力津波の下降側水位がＳＡ用海水ピット取水塔の天端
高さを下回る時間を時刻歴波形で確認し，この時間を，緊急用海水系の保有水のみで残留
熱除去系熱交換器及び補機類の冷却に必要な海水流量が確保可能であるか評価する。
【51 条 29】
評価の結果，取水ピットの下降側の評価水位が非常用海水ポンプの取水可能水位を下回ることから，津波防護施設として，海水を貯留するための貯留堰を設置することで，取水性を確保する設計とする。
【6 条 30】【51 条 30】
なお，大津波警報が発表された場合に，引＜下線部＞運用に関する記載であり，保安規定にて対応

き波による水位低下に対して，非常用海水ポ
20

＜下線部＞
－

基本設計方針変更前

工認添付説明書との関係

変更後

様式１への反映結果

ンプの取水性を確保するため，循環水ポンプ
及び補機冷却系海水系ポンプを停止する手
順を保安規定に定めて管理する。
【6 条 31】【51 条 31】
緊急用海水ポンプについては，非常用海水ポンプが健全であれば運転しない場合もあるが，津波による引き波時において緊急用海水ポンプを運転したとしても，地下岩盤内に設置した緊急用海水系の保有水のみで残留
熱除去系熱交換器及び補機類の冷却に必要な海水流量が確保可能な設計とする。
【51 条 32】
非常用海水ポンプについては，津波による上昇側の水位変動に対しても，取水機能が保持できる設計とする。
【6 条 32】【51 条 33】
可搬型代替注水大型ポンプ及び可搬型代
替注水中型ポンプについても，入力津波の水位に対して，取水性を確保できるものを用いる設計とする。
【51 条 34】(b)

津波の二次的な影響による非常用海水ポ

Ⅴ-1-1-2

発電用原子炉施設の自然現象等による損傷 2. 耐津波設計

ンプ，緊急用海水ポンプ，可搬型代替注水大の防止に関する説明書

型ポンプ及び可搬型代替注水中型ポンプのⅤ-1-1-2-2-1 耐津波設計の基本方針

機能保持確認2.1.3 津波防護対策

基準津波による水位変動に伴う海底の砂
移動・堆積に対して，取水口及び取水構造物

Ⅴ-1-1-2-2-4が閉塞することなく取水口及び取水構造物の通水性が確保できる設計とする。
－

入力津波による津波防護対象設備への

影響評価
3.5

【6 条 33】【51 条 35】

水位変動に伴う取水性低下及び津波の二次的な影響による重要な安全機能及び重大事故等にまた，ＳＡ用海水ピット取水塔，海水引込対処するために必要な機能への影響防止に係るみ管，ＳＡ用海水ピット，緊急用海水取水管

評価及び緊急用海水ポンプピットに対しても，閉塞することなく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に対して通水性が確保できる設計とする。
【51 条 36】212.4

入力津波による津波防護対象設備への影響評価の実施

基本設計方針変更前

工認添付説明書との関係

変更後

様式１への反映結果

非常用海水ポンプ及び緊急用海水ポンプ
は，取水時に浮遊砂が軸受に混入した場合においても，軸受部の異物逃し溝から浮遊砂を排出することで，機能を保持できる設計とする。
【6 条 34】【51 条 37】
可搬型代替注水大型ポンプ及び可搬型代
替注水中型ポンプは，浮遊砂の混入に対して，取水性能が保持できるものを用いる設計とする。
【51 条 38】
漂流物に対しては，発電所敷地内及び敷地

Ⅴ-1-1-2

発電用原子炉施設の自然現象等による損傷 2. 耐津波設計

外で漂流物となる可能性のある施設・設備をの防止に関する説明書

抽出し，抽出された漂流物となる可能性のあ

Ⅴ-1-1-2-2-1 耐津波設計の基本方針

る施設・設備が漂流した場合に，非常用海水2.4

入力津波による津波防護対象設備への影響評価の実施

2.1.3 津波防護対策

ポンプへの衝突並びに取水口及び取水構造
物の閉塞が生じることがなく非常用海水ポ

Ⅴ-1-1-2-2-4ンプの取水性確保並びに取水口及び取水構

入力津波による津波防護対象設備への影響評価

造物の通水性が確保できる設計とする。

3.5

水位変動に伴う取水性低下及び津波の二次的な影響による重要な安全機能及び重大事故等に【6 条 35】【51 条 39】対処するために必要な機能への影響防止に係る

また，ＳＡ用海水ピット取水塔の閉塞が生評価じることなく，緊急用海水ポンプ，可搬型代
替注水大型ポンプ及び可搬型代替注水中型－

ポンプの取水性確保並びにＳＡ用海水ピッ
ト取水塔から緊急用海水ポンプピットまでの通水性が確保できる設計とする。
【51 条 40】
発電所敷地内及び敷地外の人工構造物に＜下線部＞

ついては，設置状況を定期的に確認し評価す

運用に関する記載であり，保安規定にて対応る運用を保安規定に定めて管理する。また，隣接事業所の人工構造物については，当該事業所との合意文書に基づき，隣接事業所における人工構造物の設置状況を継続的に確認し評価する運用を保安規定に定めて管理する。さらに，従前の評価結果に包絡されない
場合は，漂流物となる可能性，非常用海水ポ
ンプ等の取水性及び浸水防護施設の健全性
22

＜下線部＞
－

基本設計方針変更前

工認添付説明書との関係

変更後

様式１への反映結果への影響評価を行い，影響がある場合は漂流物対策を実施する。
【6 条 36】【51 条 41】b.

敷地に遡上する津波における取水性低下及Ⅴ-1-1-2

び津波による二次的な影響の防止

発電用原子炉施設の自然現象等による損傷 2. 耐津波設計の防止に関する説明書(a) 緊急用海水ポンプの取水性

Ⅴ-1-1-2-2-1 耐津波設計の基本方針

緊急用海水ポンプの取水性については，敷2.4

入力津波による津波防護対象設備への影響評価の実施

2.1.3 津波防護対策

地に遡上する津波による入力津波に対し「a.
－基準津波における取水性低下及び津波による二次的な影響の防止 (a)Ⅴ-1-1-2-2-4

非常用海水ポ

入力津波による津波防護対象設備への影響評価

ンプ，緊急用海水ポンプ，可搬型代替注水大3.5

水位変動に伴う取水性低下及び津波の二次的型ポンプ及び可搬型代替注水中型ポンプのな影響による重要な安全機能及び重大事故等に取水性」と同じである。

対処するために必要な機能への影響防止に係る【54 条波 34】(b)

評価

津波の二次的な影響による緊急用海水ポ

Ⅴ-1-1-2ンプの機能保持確認

発電用原子炉施設の自然現象等による損傷 2. 耐津波設計の防止に関する説明書

緊急用海水ポンプの機能保持確認についⅤ-1-1-2-2-1 耐津波設計の基本方針ては，敷地に遡上する津波による入力津波に

2.4

入力津波による津波防護対象設備への影響評価の実施

2.1.3 津波防護対策

対し「a. 基準津波における取水性低下及び－津波による二次的な影響の防止 (a) 非常

Ⅴ-1-1-2-2-4用海水ポンプ，緊急用海水ポンプ，可搬型代

入力津波による津波防護対象設備への影響評価

替注水大型ポンプ及び可搬型代替注水中型3.5

水位変動に伴う取水性低下及び津波の二次的ポンプの取水性」に記載する緊急用海水ポンな影響による重要な安全機能及び重大事故等にプの評価内容と同じである。

対処するために必要な機能への影響防止に係る【54 条波 35】

評価

漂流物に対しては，防潮堤内側を含む発電

Ⅴ-1-1-2

発電用原子炉施設の自然現象等による損傷 2. 耐津波設計

所敷地内及び敷地外で漂流物となる可能性の防止に関する説明書のある施設・設備を抽出し，抽出された漂流Ⅴ-1-1-2-2-1 耐津波設計の基本方針

物となる可能性のある施設・設備が漂流した

2.1.3 津波防護対策

場合の評価を実施する。
【54 条波 36】－

Ⅴ-1-1-2-2-4

防潮堤外側で発生する漂流物に対しては，ＳＡ用海水ピット取水塔，海水引込み管，Ｓ

入力津波による津波防護対象設備への

影響評価
3.5

水位変動に伴う取水性低下及び津波の二次的Ａ用海水ピット，緊急用海水取水管及び緊急な影響による重要な安全機能及び重大事故等に用海水ポンプピットの閉塞が生じることな対処するために必要な機能への影響防止に係る

く，緊急用海水ポンプの取水性が確保できる評価

設計とする。また，ＳＡ用海水ピット取水塔への衝突荷重による影響を評価する。
23

2.4

入力津波による津波防護対象設備への影響評価の実施

基本設計方針変更前

工認添付説明書との関係

変更後

様式１への反映結果【54 条波 37】
防潮堤内側については，防潮堤外側で発生した漂流物の流入の影響評価及び防潮堤内側で発生した漂流物の影響を評価するものとし，津波防護施設並びに敷地に遡上する津波に対する防護対象設備を内包する建屋及び区画への到達の可能性を評価し，及び到達する場合は衝突荷重による影響を評価する。
【54 条波 38】
構内排水路逆流防止設備については，防潮堤内側に流入した津波の排水に使用することから，排水時の漂流物，砂等の堆積・混入による影響を考慮した設計とする。また，集＜下線部＞

水枡底部に砂が堆積した場合に，砂を取り除運用に関する記載であり，保安規定にて対応

＜下線部＞
－

くことができる設計とするとともに保安規
定に砂や漂流物を除去することを定め，排水機能を維持する。
【54 条波 39】
発電所敷地内及び敷地外の人工構造物については，設置状況を定期的に確認し評価す
る運用を保安規定に定めて管理する。また，隣接事業所の人工構造物については，当該事業所との合意文書に基づき，隣接事業所における人工構造物の設置状況を継続的に確認し評価する運用を保安規定に定めて管理する。さらに，従前の評価結果に包絡されない
場合は，漂流物となる可能性及び緊急用海水ポンプの取水性並びに浸水防護施設の健全性への影響評価を行い，影響がある場合は漂流物対策を実施する。
【54 条波 40】(5) 津波監視Ⅴ-1-1-2

a. 基準津波に対する津波監視(a) 津波監視－

発電用原子炉施設の自然現象等による損傷 2. 耐津波設計の防止に関する説明書
Ⅴ-1-1-2-2-1 耐津波設計の基本方針

津波監視設備として，敷地への津波の繰返

2.1.3 津波防護対策

しの襲来を察知し津波防護施設及び浸水防止設備の機能を確実に確保するため，津波・ Ⅴ-1-1-2-2-4
構内監視カメラ（計測制御系統施設の設備で入力津波による津波防護対象設備への

影響評価
24

2.5 津波防護に関する施設の設計方針の設定
2.5.2 要求機能及び性能目標

基本設計方針変更前

工認添付説明書との関係

変更後
兼用（以下同じ。
）），取水ピット水位計及び3.1

潮位計を設置する。

様式１への反映結果

入力津波による津波防護対象設備への影響評

価の基本方針【6 条 37】【51 条 42】b. 敷地に遡上する津波に対する津波監視(a) 津波監視
津波監視設備については，敷地に遡上する津波に対しては機能を期待しない取水ピッ
ト水位計を除き，「a. 基準津波に対する津波監視 (a) 津波監視」と同じである。
なお， 津波・構内監視カメラのうち，防潮堤に設置する津波・構内監視カメラについては，敷地に遡上する津波により機能喪失が想定されるため，敷地に遡上する津波時は原
子炉建屋屋上の津波・構内監視カメラにより，敷地に遡上する津波に対する重大事故等への対処に必要なエリアの監視等を行う。
潮位計は，敷地に遡上する津波時に，計測範囲の上限を一時的に超えた後も機能喪失しない設計とする。
【54 条波 41】
1.4 津波防護対策に必要な浸水防護施設の設計(1)

Ⅴ-1-1-2

基準津波に対する津波防護対策に必要な浸水防護施設の設計

Ⅴ-1-1-2-2-1 耐津波設計の基本方針

a. 設計方針

2.1.4

津波防護施設，浸水防止設備及び津波監視設
備については，「1.2

入力津波の設定

津波防護対策に必要な浸水防護施設の設計

方針

(1)

基準津波による入力津波の設定」で設定していⅤ-1-1-2-2-5 津波防護に関する施設の設計方針

る繰返しの襲来を想定した入力津波に対して，－発電用原子炉施設の自然現象等による損傷 2. 耐津波設計の防止に関する説明書

4.1 津波防護施設

基準津波に対する津波防護対象設備の要求される機能を損なうおそれがないよう以下の機

Ⅴ-2 耐震性に関する説明書

能を満足する設計とする。

Ⅴ-2-1 耐震設計の基本方針【6 条 38】【51 条 43】

Ⅴ-2-1-9 機能維持の基本方針(a) 津波防護施設
津波防護施設は，津波の流入による浸水及び漏水を防止する設計とする。

Ⅴ-3 強度に関する説明書
Ⅴ-3-別添 3津波防護施設のうち防潮堤及び防潮扉については，入力津波高さを上回る高さで設置

津波又は溢水への配慮が必要な施設の強度に関する説明書
Ⅴ-3-別添 3-1

し，止水性を保持する設計とする。

津波への配慮が必要な施設の強度計算の方針
25

2.5 津波防護に関する施設の設計方針の設定
2.5.2 要求機能及び性能目標
2.5.3 津波防護施設の設計

基本設計方針変更前

工認添付説明書との関係

変更後

様式１への反映結果

津波防護施設のうち放水路ゲート，構内排水路逆流防止設備については，入力津波による波圧等に対する耐性を評価し，津波の流入を防止する設計とする。
津波防護施設のうち貯留堰については，津波による水位低下に対して，非常用海水ポン
プの取水可能水位を保持し，かつ，冷却に必要な海水を確保する設計とする。
【6 条 39】【51 条 44】
主要な構造体の境界部には，想定される荷重の作用及び相対変位を考慮し，試験等にて止水性を確認した止水ジョイント等を設置
し，止水処置を講じる設計とする。また，鋼製防護壁と取水構造物の境界部には，浸水防止設備として，想定される荷重の作用及び相対変位を考慮し，試験等にて止水性を確認した１次止水機構及び２次止水機構を多様化して設置し，止水性を保持する設計とする。
【6 条 40】【51 条 45】(b) 浸水防止設備

Ⅴ-1-1-2

発電用原子炉施設の自然現象等による損傷 2. 耐津波設計

浸水防止設備は，浸水想定範囲等におけるの防止に関する説明書

浸水時及び冠水後の波圧等に対する耐性をⅤ-1-1-2-2-1 耐津波設計の基本方針

評価し，津波の流入による浸水及び漏水を防2.1.4止する設計とする。

津波防護対策に必要な浸水防護施設の設計

方針

また，基準津波に対する津波防護対象設備を内包する建屋及び区画に浸水時及び冠水

Ⅴ-1-1-2-2-5 津波防護に関する施設の設計方針

後に津波が流入することを防止するため，当4.2 浸水防止設備

該区画への流入経路となる開口部に浸水防－止設備を設置し，止水性を保持する設計とす

Ⅴ-2 耐震性に関する説明書

る。

Ⅴ-2-1 耐震設計の基本方針【6 条 41】【51 条 46】

Ⅴ-2-1-9 機能維持の基本方針

浸水防止設備である取水路点検用開口部
浸水防止蓋，海水ポンプグランドドレン排出Ⅴ-3 強度に関する説明書

口逆止弁，取水ピット空気抜き配管逆止弁， Ⅴ-3-別添 3
ＳＡ用海水ピット開口部浸水防止蓋，緊急用

津波又は溢水への配慮が必要な施設の強度に関する説明書

海水ポンプピット点検用開口部浸水防止蓋， Ⅴ-3-別添 3-1
緊急用海水ポンプグランドドレン排出口逆津波への配慮が必要な施設の強度計算の方針

止弁，緊急用海水ポンプ室床ドレン排出口逆26

2.5 津波防護に関する施設の設計方針の設定
2.5.2 要求機能及び性能目標
2.5.4 浸水防止設備の設計

基本設計方針変更前

工認添付説明書との関係

変更後

様式１への反映結果

止弁，放水路ゲート点検用開口部浸水防止
蓋，原子炉建屋境界貫通部止水処置並びに防潮堤及び防潮扉下部貫通部止水処置については，入力津波による波圧に対し，耐性を評
価又は試験等により止水性を確認した方法
により止水性を保持する設計とする。
海水ポンプ室ケーブル点検口浸水防止蓋，
緊急用海水ポンプ点検用開口部浸水防止蓋，
緊急用海水ポンプ室人員用開口部浸水防止蓋，格納容器圧力逃がし装置格納槽点検用水
密ハッチ，常設低圧代替注水系格納槽点検用
水密ハッチ，常設低圧代替注水系格納槽可搬型ポンプ用水密ハッチ及び常設代替高圧電源装置用カルバート原子炉建屋側水密扉，原子炉建屋境界地下階貫通部止水処置，海水ポ
ンプ室貫通部止水処置及び常設代替高圧電源装置用カルバート（立坑部）貫通部止水処
置については，津波による溢水の高さに余裕を考慮した高さの水位による静水圧に対し，耐性を評価又は試験等により止水性を確認した方法により止水性を保持する設計とする。
【6 条 42】【51 条 47】(c) 津波監視設備

Ⅴ-1-1-2

津波監視設備は，津波の襲来状況を監視可

発電用原子炉施設の自然現象等による損傷 2. 耐津波設計の防止に関する説明書

能な設計とする。津波・構内監視カメラは， Ⅴ-1-1-2-2-1 耐津波設計の基本方針

2.5.2 要求機能及び性能目標

波力及び漂流物の影響を受けない位置，取水2.5.5 津波監視設備の設計

2.1.4

ピット水位計及び潮位計は波力及び漂流物

津波防護対策に必要な浸水防護施設の設計

方針の影響を受けにくい位置に設置し，津波監視機能が十分に保持できる設計とする。また， Ⅴ-1-1-2-2-5 津波防護に関する施設の設計方針－

2.5 津波防護に関する施設の設計方針の設定

基準地震動Ｓｓに対して，機能を喪失しない

4.3 津波監視設備

設計とする。
設計に当たっては，自然条件（積雪，風荷重）との組合せを適切に考慮する。 Ⅴ-2 耐震性に関する説明書【6 条 44】【51 条 49】
津波監視設備のうち津波・構内監視カメラ
は，所内常設直流電源設備から給電し，暗視Ⅴ-2-1 耐震設計の基本方針
Ⅴ-2-1-9 機能維持の基本方針
Ⅴ-2-10-2-9-1機能を有したカメラにより，昼夜にわたり中央制御室及び緊急時対策所から監視可能な

津波・構内監視カメラの耐震性についての計算書
Ⅴ-2-10-2-9-2 潮位計の耐震性についての計算書
27

基本設計方針変更前

工認添付説明書との関係

変更後設計とする。

Ⅴ-2-10-2-9-3

津波監視設備のうち取水ピット水位計は，様式１への反映結果

取水ピット水位計の耐震性についての計算書

所内常設直流電源設備から給電し，T.P.-7.8～T.P.+2.3 m を計測範囲として，非常用海水ポンプが設置された取水ピットの下降側の水位を中央制御室及び緊急時対策所から監視可能な設計とする。また，取水ピット水位計は取水ピットの北側と南側にそれぞれ1 個ずつ計 2 個を多重化して設置し，漂流物の衝突に対する防止策・緩和策を講じる設計とする。
津波監視設備のうち潮位計は，所内常設直流 電 源 設 備 か ら 給 電 し ， T.P.-5.0 ～T.P.+20.0 m を計測範囲として，津波の上昇
側の水位を中央制御室及び緊急時対策所から監視可能な設計とする。また，潮位計は取
水口入口近傍の北側と南側にそれぞれ 1 個ずつ計 2 個を多重化して設置し，漂流物の衝突に対する防止策・緩和策を講じる設計とする。
【6 条 45】【51 条 50】b. 荷重の組合せ及び許容限界

Ⅴ-1-1-2

発電用原子炉施設の自然現象等による損傷 2. 耐津波設計

津波防護施設，浸水防止設備及び津波監視設の防止に関する説明書

備の設計に当たっては，津波による荷重及び津Ⅴ-1-1-2-2-1 耐津波設計の基本方針

波以外の荷重を適切に設定し，それらの組合せ

2.1.4を考慮する。また，想定される荷重に対する部

2.5 津波防護に関する施設の設計方針の設定

津波防護対策に必要な浸水防護施設の設計方針

材の健全性や構造安定性について適切な許容－限界を設定する。
【6 条 46】【51 条 51】

Ⅴ-2 耐震性に関する説明書
Ⅴ-2-1 耐震設計の基本方針
Ⅴ-2-1-9 機能維持の基本方針
Ⅴ-3 強度に関する説明書
Ⅴ-3-別添 3

津波又は溢水への配慮が必要な施設の強度に関する説明書(a) 荷重の組合せ－

Ⅴ-1-1-2

発電用原子炉施設の自然現象等による損傷 2. 耐津波設計

津波と組み合わせる荷重については，原子の防止に関する説明書

炉冷却系統施設の基本設計方針「第１章 共Ⅴ-1-1-2-2-1 耐津波設計の基本方針

通項目」のうち「2.3 外部からの衝撃によ

2.1.4
28

津波防護対策に必要な浸水防護施設の設計

2.5 津波防護に関する施設の設計方針の設定

基本設計方針変更前

工認添付説明書との関係

変更後
る損傷の防止」で設定している自然条件（積様式１への反映結果

方針

雪，風荷重）及び余震として考えられる地震に加え，漂流物による荷重を考慮する。津波

Ⅴ-2 耐震性に関する説明書

による荷重の設定に当たっては，各施設・設Ⅴ-2-1 耐震設計の基本方針

備の機能損傷モードに対応した荷重の算定

Ⅴ-2-1-9 機能維持の基本方針

過程に介在する不確かさを考慮し，余裕の程度を検討した上で安全側の設定を行う。

Ⅴ-3 強度に関する説明書【6 条 47】【51 条 52】

Ⅴ-3-別添 3

津波又は溢水への配慮が必要な施設の強度に関する説明書(b) 許容限界

Ⅴ-1-1-2

発電用原子炉施設の自然現象等による損傷 2. 耐津波設計

津波防護施設，浸水防止設備及び津波監視の防止に関する説明書

設備の許容限界は，地震後，津波後の再使用

Ⅴ-1-1-2-2-1 耐津波設計の基本方針

性や，津波の繰返し作用を想定し，施設・設

2.1.4

備を構成する材料が概ね弾性状態に留まる

2.5 津波防護に関する施設の設計方針の設定

津波防護対策に必要な浸水防護施設の設計

方針

ことを基本とする。
－【6 条 48】【51 条 53】

Ⅴ-2 耐震性に関する説明書
Ⅴ-2-1 耐震設計の基本方針
Ⅴ-2-1-9 機能維持の基本方針
Ⅴ-3 強度に関する説明書
Ⅴ-3-別添 3

津波又は溢水への配慮が必要な施設の強度に関する説明書(2)

敷地に遡上する津波に対する津波防護対策に

Ⅴ-1-1-2

必要な浸水防護施設の設計
a. 設計方針

Ⅴ-1-1-2-2-1 耐津波設計の基本方針

津波防護施設，浸水防止設備及び津波監視設
備については，「1.2発電用原子炉施設の自然現象等による損傷 2. 耐津波設計の防止に関する説明書

入力津波の設定

2.1.4

(2)

津波防護対策に必要な浸水防護施設の設計

方針

敷地に遡上する津波による入力津波の設定」で設定している入力津波に対して，敷地に遡上す－

Ⅴ-1-1-2-2-5 津波防護に関する施設の設計方針

る津波に対する津波防護対象設備の要求され4.1 津波防護施設

る機能を損なうおそれがないよう以下の機能を満足する設計とする。

Ⅴ-2 耐震性に関する説明書

防潮堤及び防潮扉については，敷地に遡上す

Ⅴ-2-1 耐震設計の基本方針

る津波の越流時の耐性を確保することで防潮Ⅴ-2-1-9 機能維持の基本方針

堤の高さ及び止水性を保持するとともに，漂流物の衝突荷重の影響を考慮した設計とする。そⅤ-3 強度に関する説明書の他の考慮事項としては，「(1) 基準津波に対

Ⅴ-3-別添 3する津波防護対策に必要な浸水防護施設の設

津波又は溢水への配慮が必要な施設の強度に関する説明書
29

2.5 津波防護に関する施設の設計方針の設定
2.5.2 要求機能及び性能目標
2.5.3 津波防護施設の設計

基本設計方針変更前

工認添付説明書との関係

変更後
計 a. 設計方針」と同じである。

Ⅴ-3-別添 3-1【54 条波 42】

様式１への反映結果

津波への配慮が必要な施設の強度計算の方針(a) 津波防護施設
津波防護施設のうち，原子炉建屋外壁，原子炉建屋水密扉，放水路ゲート及び構内排水路逆流防止設備については，敷地に遡上する
津波の入力津波による波圧等に対する耐性を評価し，止水性を保持する設計とする。構内排水路逆流防止設備は，漂流物の堆積及び異物の噛み込みによる影響を考慮した設計とする。
主要な構造体の境界部に対する設計は，敷地に遡上する津波の入力津波に対して「(1)基準津波に対する津波防護対策に必要な浸水防護施設の設計 a. 設計方針」に記載する内容と同じである。
【54 条波 43】(b) 浸水防止設備

Ⅴ-1-1-2

浸水防止設備の設計は，敷地に遡上する津
波の入力津波に対して「(1)基準津波に対発電用原子炉施設の自然現象等による損傷 2. 耐津波設計の防止に関する説明書
Ⅴ-1-1-2-2-1 耐津波設計の基本方針

する津波防護対策に必要な浸水防護施設の

2.1.4

設計 a. 設計方針」に記載する内容と同じ

津波防護対策に必要な浸水防護施設の設計

方針

である。
浸水防止設備として，「(1) 基準津波に対Ⅴ-1-1-2-2-5 津波防護に関する施設の設計方針

する津波防護対策に必要な浸水防護施設の4.2 浸水防止設備

設計 a. 設計方針」に記載する設備（海水－ポンプ室ケーブル点検口を除く。
）に加え，

Ⅴ-2 耐震性に関する説明書

原子炉建屋外壁及び原子炉建屋水密扉を設

Ⅴ-2-1 耐震設計の基本方針

置し，止水性を保持する設計とする。

Ⅴ-2-1-9 機能維持の基本方針

貫通部止水処置のうち，原子炉建屋境界 1
階貫通部止水処置については，敷地に遡上す

Ⅴ-3 強度に関する説明書

る津波の入力津波による波圧等に対し，耐性

Ⅴ-3-別添 3

を評価又は試験等により止水性を確認した方法により止水性を保持する設計とする。そ津波又は溢水への配慮が必要な施設の強度に関する説明書
Ⅴ-3-別添 3-1の他の貫通部止水処置の設計については，敷津波への配慮が必要な施設の強度計算の方針

地に遡上する津波の入力津波に対して「(1)基準津波に対する津波防護対策に必要な浸水防護施設の設計 a. 設計方針」に記載す
30

2.5 津波防護に関する施設の設計方針の設定
2.5.2 要求機能及び性能目標
2.5.4 浸水防止設備の設計

基本設計方針変更前

工認添付説明書との関係

変更後

様式１への反映結果る内容と同じである。
【54 条波 44】(c) 津波監視設備

Ⅴ-1-1-2

発電用原子炉施設の自然現象等による損傷 2. 耐津波設計

津波監視設備は，津波の襲来状況を監視可の防止に関する説明書

能な設計とする。津波・構内監視カメラのうⅤ-1-1-2-2-1 耐津波設計の基本方針

ち原子炉建屋屋上に設置する津波・構内監視

2.1.4

カメラは，波力及び漂流物の影響を受けない

津波防護対策に必要な浸水防護施設の設計

方針

2.4

入力津波による津波防護対象設備への影響評価の実施
2.5 津波防護に関する施設の設計方針の設定
2.5.2 要求機能及び性能目標

位置，潮位計は波力及び漂流物の影響を受け

2.5.5 津波監視設備の設計

にくい位置に設置し，敷地に遡上する津波にⅤ-1-1-2-2-5 津波防護に関する施設の設計方針

対しても津波監視機能が十分に保持できる

4.3 津波監視設備

設計とする。また，基準地震動Ｓｓに対して，機能を喪失しない設計とする。さらに，自然

Ⅴ-2 耐震性に関する説明書

条件（積雪，風荷重）との組合せを適切に考Ⅴ-2-1 耐震設計の基本方針

慮する。

Ⅴ-2-1-9 機能維持の基本方針【54 条波 45】

Ⅴ-2-10-2-9-1

津波監視設備のうち原子炉建屋屋上に設－

津波・構内監視カメラの耐震性についての計算書

置する津波・構内監視カメラは，所内常設直Ⅴ-2-10-2-9-2 潮位計の耐震性についての計算書

流電源設備から給電し，暗視機能を有したカ

Ⅴ-2-10-2-9-3

メラにより，昼夜にわたり中央制御室及び緊取水ピット水位計の耐震性についての計算書

急時対策所から監視可能な設計とする。
津波監視設備のうち潮位計は，所内常設直流電源設備から給電し，計測範囲は T.P.5.0～T.P.+20.0 m であり，敷地に遡上する
津波の第 1 波は，一時的に計測範囲を超えるが，その後も津波の上昇側の水位を中央制御室及び緊急時対策所から監視可能な設計とする。また，潮位計は取水口入口近傍の北側と南側にそれぞれ 1 個ずつ計 2 個を多重化して設置し，漂流物の衝突に対する防止策・緩和策を講じる設計とする。
【54 条波 46】
b. 荷重の組合せ及び許容限界

Ⅴ-1-1-2

防潮堤及び防潮扉，津波防護施設，浸水防止

発電用原子炉施設の自然現象等による損傷 2. 耐津波設計の防止に関する説明書

設備並びに津波監視設備の設計に当たっては， Ⅴ-1-1-2-2-1 耐津波設計の基本方針－

津波による荷重及び津波以外の荷重を適切に2.1.4

設定し，それらの組合せを考慮する。また，想津波防護対策に必要な浸水防護施設の設計方針定される荷重に対する部材の健全性や構造安定性について適切な許容限界を設定する。

Ⅴ-1-1-2-2-5 津波防護に関する施設の設計方針
31

2.5 津波防護に関する施設の設計方針の設定

基本設計方針変更前

工認添付説明書との関係

変更後【54 条波 47】

様式１への反映結果

5.2 荷重及び荷重の組合せ
Ⅴ-2 耐震性に関する説明書
Ⅴ-2-1 耐震設計の基本方針
Ⅴ-2-1-9 機能維持の基本方針
Ⅴ-3 強度に関する説明書
Ⅴ-3-別添 3

津波又は溢水への配慮が必要な施設の強度に関する説明書(a) 荷重の組合せ

Ⅴ-1-1-2

発電用原子炉施設の自然現象等による損傷 2. 耐津波設計

津波と組み合わせる荷重については，原子の防止に関する説明書

炉冷却系統施設の基本設計方針「第１章 共Ⅴ-1-1-2-2-1 耐津波設計の基本方針

通項目」のうち「2.3 外部からの衝撃によ

2.1.4

る損傷の防止」で設定している自然条件（積2.5 津波防護に関する施設の設計方針の設定

津波防護対策に必要な浸水防護施設の設計

方針

雪，風荷重）及び余震として考えられる地震に加え，漂流物による荷重を考慮する。
「1.2－

入力津波の設定(2)

Ⅴ-1-1-2-2-5 津波防護に関する施設の設計方針

敷地に遡

5.2.2 荷重の組合せ

上する津波による入力津波の設定」に記載のとおり，防潮堤外側における津波荷重の設定

Ⅴ-2 耐震性に関する説明書に当たっては，敷地に遡上する津波の高さを

Ⅴ-2-1 耐震設計の基本方針

初期条件としてあらかじめ設定することか

Ⅴ-2-1-9 機能維持の基本方針

ら数値計算上の不確かさは考慮しない。
防潮堤内側においては，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Ⅴ-3 強度に関する説明書
Ⅴ-3-別添 3

介在する不確かさを考慮し，余裕の程度を検津波又は溢水への配慮が必要な施設の強度に関する説明書討した上で安全側の設定を行う。
【54 条波 48】(b) 許容限界

Ⅴ-1-1-2の防止に関する説明書

止設備並びに津波監視設備の許容限界は，地Ⅴ-1-1-2-2-1 耐津波設計の基本方針

震後，津波後の再使用性や，津波の繰返し作

2.1.4用を想定し，施設・設備を構成する材料が概－

発電用原子炉施設の自然現象等による損傷 2. 耐津波設計

防潮堤及び防潮扉，津波防護施設，浸水防

津波防護対策に必要な浸水防護施設の設計方針

ね弾性状態に留まることを基本とする。
【54 条波 49】

Ⅴ-1-1-2-2-5 津波防護に関する施設の設計方針
5.1 構造強度の設計方針
Ⅴ-2 耐震性に関する説明書
Ⅴ-2-1 耐震設計の基本方針
32

2.5 津波防護に関する施設の設計方針の設定

基本設計方針変更前

工認添付説明書との関係

変更後

様式１への反映結果

Ⅴ-2-1-9 機能維持の基本方針
Ⅴ-3 強度に関する説明書
Ⅴ-3-別添 3

津波又は溢水への配慮が必要な施設の強度に関する説明書
2.

発電用原子炉施設内における溢水等による損傷のⅤ-1-1-8 発電用原子炉施設の溢水防護に関する説明

防止
2.1 溢水防護等の基本方針

書
Ⅴ-1-1-8-1 溢水等による損傷防止の基本方針

設計基準対象施設が，発電用原子炉施設内におけ3. 溢水防護に関する設計
3.1 基本方針の設定
3.2 防護すべき設備の設定

2. 溢水等による損傷防止の基本方針

3.3 評価の実施

る溢水が発生した場合においても，その安全性を損

2.1 防護すべき設備の設定

3.3.2 溢水評価及び防護設計方針

なうおそれがない設計とする。

2.3 溢水評価及び防護設計方針

そのために，溢水防護に係る設計時に発電用原子炉施設内で発生が想定される溢水の影響を評価（以Ⅴ-1-1-8-2 防護すべき設備の設定

下「溢水評価」という。
）し，運転状態にある場合

2. 防護すべき設備の設定

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，原子炉を高温停止及び，引き続き低温停止することができ，並びに放射性物質の閉じ込め機能を維持できる設計とする。また，停止状態にある場合は，引き続きその状態を維持できる設計とする。さらに使用済燃料プールにおいては，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とする。
【12 条 1】
「発電用軽水型原子炉施設の安全評価に関する審査指針」を踏まえ，溢水により発生し得る原子炉
外乱及び溢水の原因となり得る原子炉外乱を抽出し，主給水流量喪失，原子炉冷却材喪失等の運転時の異常な過渡変化又は設計基準事故の対処に必要な機器に対し，単一故障を考慮しても異常状態を収束できる設計とする。
これらの機能を維持するために必要な設備（以下「溢水防護対象設備」という。
）が発生を想定する
没水，被水及び蒸気の影響を受けて，要求される機能を損なうおそれがない設計（多重性又は多様性を有する設備が同時にその機能を損なうおそれがな
い設計）とする。
【12 条 2】－

重大事故等対処設備に期待する機能については， Ⅴ-1-1-8 発電用原子炉施設の溢水防護に関する説明
33

3. 溢水防護に関する設計

基本設計方針変更前

工認添付説明書との関係

変更後
溢水影響を受けて設計基準事故対処設備並びに使書

様式１への反映結果
3.1 基本方針の設定

用済燃料プールの冷却設備及び給水設備（以下「設Ⅴ-1-1-8-1 溢水等による損傷防止の基本方針

計基準事故対処設備等」という。
）と同時に機能を

2. 溢水等による損傷防止の基本方針

3.3 評価の実施

損なうおそれがないよう，被水及び蒸気影響に対し

2.1 防護すべき設備の設定

3.3.2 溢水評価及び防護設計方針ては可能な限り設計基準事故対処設備等と位置的

2.3 溢水評価及び防護設計方針(3)

分散を図り，没水の影響に対しては溢水水位を考慮

3.2 防護すべき設備の設定

管理区域外への漏えい防止に関する溢水評価及び防護設計方針

した位置に設置又は保管する。

Ⅴ-1-1-8-2 防護すべき設備の設定【54 条 25】

2. 防護すべき設備の設定

溢水影響に対し防護すべき設備（以下「防護すべき設備」という。
）として溢水防護対象設備及び重大事故等対処設備を設定する。
【12 条 3-1】
なお，施設定期検査時については，使用済燃料プール，原子炉ウェル及びドライヤセパレータプールのスロッシングにより発生する溢水をそれぞれのプール等へ戻すことで，原子炉建屋原子炉棟 6 階よりも下層階に流下させない設計とし，原子炉建屋原
子炉棟 6 階よりも下層階に設置される防護すべき設備がその機能を損なうおそれがない設計とする。
【12 条 3-2】
発電用原子炉施設内の放射性物質を含む液体を内包する容器，配管その他の設備（ポンプ，弁，使用済燃料プール，サイトバンカプール，原子炉ウェ
ル，ドライヤセパレータプール）から放射性物質を含む液体があふれ出るおそれがある場合において，当該液体が管理区域外へ漏えいすることを防止す
る設計とする。
【12 条 4】
溢水評価条件の変更により評価結果が影響を受けないことを確認するために，評価条件変更の都＜下線部＞
運用に関する記載であり，保安規定にて対応

＜下線部＞
－

度，溢水評価を実施することとし保安規定に定めて管理する。
【12 条 5】2.2 防護すべき設備の設定

Ⅴ-1-1-8 発電用原子炉施設の溢水防護に関する説明

溢水によってその安全機能が損なわれないこと－

書を確認する必要がある施設を，発電用軽水型原子炉

Ⅴ-1-1-8-1 溢水等による損傷防止の基本方針

施設の安全機能の重要度分類に関する審査指針（以2. 溢水等による損傷防止の基本方針

下「重要度分類審査指針」という。）における分類2.1 防護すべき設備の設定
34

3. 溢水防護に関する設計
3.2 防護すべき設備の設定

基本設計方針変更前

工認添付説明書との関係

変更後

様式１への反映結果のクラス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。

Ⅴ-1-1-8-2 防護すべき設備の設定

この中から，溢水防護上必要な機能を有する構築

2. 防護すべき設備の設定

物，系統及び機器を選定する。
具体的には，運転状態にある場合には原子炉を高温停止，引き続き低温停止することができ，並びに放射性物質の閉じ込め機能を維持するため，停止状
態にある場合は引き続きその状態を維持するため，及び使用済燃料プールの冷却機能及び給水機能を維持するために必要となる，重要度分類審査指針における分類のクラス１，２ に属する構築物，系統及び機器に加え，安全評価上その機能を期待するクラス３に属する構築物，系統及び機器を抽出する。
以上を踏まえ，防護すべき設備のうち溢水防護対象設備として，重要度の特に高い安全機能を有する構築物，系統及び機器，並びに，使用済燃料プールの冷却機能及び給水機能を維持するために必要な構築物，系統及び機器を選定する。
【12 条 6】
また，重大事故等対処設備も防護すべき設備として選定する。
【12 条 7】
2.3 溢水源及び溢水量の設定

Ⅴ-1-1-8 発電用原子炉施設の溢水防護に関する説明

溢水影響を評価するために想定する機器の破損

書

3. 溢水防護に関する設計
3.3 評価の実施等により生じる溢水（以下「想定破損による溢水」 Ⅴ-1-1-8-1 溢水等による損傷防止の基本方針

3.3.1 溢水評価条件の設定という。），発電所内で生じる異常状態（火災を含(1) 溢水源及び溢水量の設定

2.2 溢水評価条件の設定

む。
）の拡大防止のために設置される系統からの放－水による溢水（以下「消火水の放水による溢水」とⅤ-1-1-8-3 溢水評価条件の設定いう。
）並びに地震に起因する機器の破損及び使用

2. 溢水源及び溢水量の設定

済燃料プール等のスロッシングにより生じる溢水（以下「地震起因による溢水」という。
）を踏まえ，
溢水源及び溢水量を設定する。
また，その他の要因による溢水として，地下水の流入，地震以外の自然現象，機器の誤作動等により生じる溢水（以下「その他の溢水」という。
）の影響も評価する。
【12 条 8】－

想定破損による溢水では，単一の配管の破損によ

Ⅴ-1-1-8 発電用原子炉施設の溢水防護に関する説明
35

3. 溢水防護に関する設計

基本設計方針変更前

工認添付説明書との関係

変更後る溢水を想定して，配管の破損箇所を溢水源として

書

設定する。

Ⅴ-1-1-8-1 溢水等による損傷防止の基本方針

また，破損を想定する配管は，内包する流体のエ

2.2 溢水評価条件の設定

様式１への反映結果
3.3 評価の実施
3.3.1 溢水評価条件の設定(1) 溢水源及び溢水量の設定

ネルギに応じて，高エネルギ配管又は低エネルギ配管に分類する。

Ⅴ-1-1-8-3 溢水評価条件の設定

高エネルギ配管は，「完全全周破断」，低エネルギ

2. 溢水源及び溢水量の設定

配管は，「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。）を想定した溢水量とする。
ただし，高エネルギ配管についてはターミナルエ
ンド部を除き応力評価の結果により，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であれば発生応力が許容応力の 0.8 倍以下であれば破損を想定せず，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であれば発生応力が許容応力の 0.4 倍を超え 0.8 倍以下であれば「貫通クラック」による溢水を想定した評価とし，0.4 倍以下であれば破損は想定しない。
また，低エネルギ配管については，発生応力が許容応力の 0.4 倍以下であれば破損は想定しない。
発生応力と許容応力の比較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

＜下線部＞

＜下線部＞

運用に関する記載であり，保安規定にて対応－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こととし保安規定に定めて管理する。
高エネルギ配管のうち，高エネルギ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 ％より小さいこと
から低エネルギ配管とする系統については，運転時間実績管理を実施することとし保安規定に定めて管理する。
【12 条 9】消火水の放水による溢水では，消火活動に伴う消Ⅴ-1-1-8 発電用原子炉施設の溢水防護に関する説明

火栓からの放水を溢水量として設定する。発電所内で生じる異常状態（火災を含む。
）の拡大防止のた－書
Ⅴ-1-1-8-1 溢水等による損傷防止の基本方針

めに設置されるスプリンクラ及び格納容器スプレ

2.2 溢水評価条件の設定

イ系統からの溢水については，防護すべき設備が溢水影響を受けない設計とする。

Ⅴ-1-1-8-3 溢水評価条件の設定【12 条 10】

2. 溢水源及び溢水量の設定
36

3. 溢水防護に関する設計
3.3 評価の実施
3.3.1 溢水評価条件の設定(1) 溢水源及び溢水量の設定

基本設計方針変更前

工認添付説明書との関係

変更後

様式１への反映結果

地震起因による溢水では，流体を内包することで溢水源となり得る機器のうち，基準地震動Ｓｓによる地震力により破損するおそれがある機器及び使用済燃料プールのスロッシングによる漏えい水を溢水源として設定する。
耐震Ｓクラス機器については，基準地震動Ｓｓによる地震力によって破損は生じないことから溢水源として想定しない。また，耐震Ｂ及びＣクラス機器のうち耐震対策工事の実施又は設計上の裕度の考慮により，基準地震動Ｓｓによる地震力に対して耐震性が確保されているものについては溢水源として想定しない。
溢水源となる配管については破断形状を完全全周破断を考慮した溢水量とし，溢水源となる容器については全保有水量を考慮した溢水量とする。
また，使用済燃料プールのスロッシングによる溢水量の算出に当たっては，基準地震動Ｓｓにより発生する使用済燃料プールのスロッシングにて使用済燃料プール外へ漏えいする溢水量を算出する。
また，施設定期検査中においては，使用済燃料プール，原子炉ウェル及びドライヤセパレータプールのスロッシングによる漏えい水を溢水源とし溢水量を算出する。
【12 条 11】
その他の溢水については，地下水の流入，降水， Ⅴ-1-1-8 発電用原子炉施設の溢水防護に関する説明書

屋外タンクの竜巻による飛来物の衝突による破損に伴う漏えい等の地震以外の自然現象に伴う溢水， Ⅴ-1-1-8-1 溢水等による損傷防止の基本方針
2.2 溢水評価条件の設定

機器の誤作動，弁グランド部，配管フランジ部から

3. 溢水防護に関する設計
3.3 評価の実施
3.3.1 溢水評価条件の設定(1) 溢水源及び溢水量の設定の漏えい事象等を想定する。

－

溢水量の算出に当たっては，漏水が生じるとした

Ⅴ-1-1-8-3 溢水評価条件の設定

機器のうち防護すべき設備への溢水の影響が最も

2. 溢水源及び溢水量の設定

大きくなる位置で漏水が生じるものとして評価する。
また，溢水量の算出において，隔離による漏えい
停止を期待する場合には，漏えい停止までの適切な隔離時間を考慮し，配管の破損箇所から流出した漏
水量と隔離後の溢水量として隔離範囲内の系統の＜下線部＞

保有水量を合算して設定する。なお，手動による漏運用に関する記載であり，保安規定にて対応
37

＜下線部＞
－

基本設計方針変更前

工認添付説明書との関係

変更後

様式１への反映結果

えい停止の手順は，保安規定に定めて管理する。
【12 条 12】
2.4 溢水防護区画及び溢水経路の設定

Ⅴ-1-1-8

書

溢水影響を評価するために，溢水防護区画及び溢水経路を設定する。

発電用原子炉施設の溢水防護に関する説明 3. 溢水防護に関する設計

Ⅴ-1-1-8-1 溢水等による損傷防止の基本方針
2.2 溢水評価条件の設定

溢水防護区画は，防護すべき設備が設置されてい3.3 評価の実施
3.3.1 溢水評価条件の設定(2) 溢水防護区画及び溢水経路の設定

る全ての区画並びに中央制御室及び現場操作が必
要な設備へのアクセス通路について設定する。

Ⅴ-1-1-8-3 溢水評価条件の設定
3. 溢水防護区画及び溢水経路の設定

溢水防護区画は壁，扉，堰，床段差等，又はそれらの組み合わせによって他の区画と分離される区画として設定し，溢水防護区画内外で発生を想定す
る溢水に対して，当該区画内の溢水水位が最も高くなるように保守的に溢水経路を設定する。
また，消火活動により区画の扉を開放する場合は，開放した扉からの消火水の伝播を考慮した溢水－経路とする。
溢水経路を構成する水密扉に関しては，扉の閉止 ＜下線部＞
運用を保安規定に定めて管理する。

＜下線部＞

運用に関する記載であり，保安規定にて対応－

また，原子炉建屋原子炉棟 6 階の大物機器搬入口
開口部及び燃料輸送容器搬出口開口部に関して，キャスク搬出入時における原子炉建屋原子炉棟溢水
拡大防止堰 6-4（鋼板部）の取り外しの運用並びに原子炉建屋原子炉棟 6 階の残留熱除去系Ａ系及びＢ系の熱交換器ハッチ開口部に関して，ハッチを開放する場合における原子炉建屋原子炉棟止水板 61（高さ
板 6-2（高さm 以上）及び原子炉建屋原子炉棟止水m 以上）の設置の運用を保安規定に定めて管理する。
【12 条 13】2.5

防護すべき設備を内包する建屋内及びエリア内

Ⅴ-1-1-8で発生する溢水に関する溢水評価及び防護設計方針書Ⅴ-1-1-8-1 溢水等による損傷防止の基本方針(1) 没水の影響に対する評価及び防護設計方針－

発電用原子炉施設の溢水防護に関する説明 3. 溢水防護に関する設計

2.3 溢水評価及び防護設計方針

発生を想定する溢水量，溢水防護区画及び溢水

2.4 溢水防護に関する施設の設計方針

経路から算出される溢水水位と防護すべき設備が要求される機能を損なうおそれがある高さ（以3.3 評価の実施
3.3.2 溢水評価及び防護設計方針(1)a.

Ⅴ-1-1-8-4 溢水影響に関する評価下「機能喪失高さ」という。
）を評価し，防護す2. 溢水評価べき設備が要求される機能を損なうおそれがな
38

防護すべき設備に関する溢水評価及び防護設

計方針
没水影響評価3.4 溢水防護施設の詳細設計
3.4.2 溢水伝播を防止する設備

基本設計方針変更前

工認添付説明書との関係

変更後
い設計とする。

様式１への反映結果

Ⅴ-1-1-8-5 溢水防護施設の詳細設定

また，溢水の流入状態，溢水源からの距離，人2. 設計の基本方針

員のアクセス等による一時的な水位変動を考慮

3. 要求機能及び性能目標

し，機能喪失高さは溢水による水位に対して裕度

4. 機能設計を確保する設計とする。
【12 条 14】
没水の影響により，防護すべき設備が溢水による水位に対し機能喪失高さを確保できないおそれがある場合は，溢水水位を上回る高さまで，溢水により発生する水圧に対して止水性（以下「止水性」という。）を維持する壁，扉，堰，逆流防止装置又は貫通部止水処置により溢水伝播を防止するための対策を実施する。
止水性を維持する浸水防護施設については，試験又は机上評価にて止水性を確認する設計とする。
【12 条 15】
Ⅴ-1-1-8(2) 被水の影響に対する評価及び防護設計方針

発電用原子炉施設の溢水防護に関する説明 3. 溢水防護に関する設計書

溢水源からの直線軌道及び放物線軌道の飛散

Ⅴ-1-1-8-1 溢水等による損傷防止の基本方針

による被水及び天井面の開口部若しくは貫通部からの被水が，防護すべき設備に与える影響を評

2.3 溢水評価及び防護設計方針

価する。

2.4 溢水防護に関する施設の設計方針

防護すべき設備は，浸水に対する保護構造（以3.3 評価の実施
3.3.2 溢水評価及び防護設計方針(1)

防護すべき設備に関する溢水評価及び防護設

計方針b.

被水影響評価Ⅴ-1-1-8-4 溢水影響に関する評価

下「保護構造」という。
）を有し，被水影響を受

2. 溢水評価

けても要求される機能を損なうおそれがない設計とする。

Ⅴ-1-1-8-5 溢水防護施設の詳細設定

保護構造を有さない場合は，機能を損なうおそ－れがない配置設計又は被水の影響が発生しない

2. 設計の基本方針

よう当該設備が設置される溢水防護区画におい3. 要求機能及び性能目標て水消火を行わない消火手段（ハロゲン化物消火

4. 機能設計

設備による消火，二酸化炭素自動消火設備による消火，消火器による消火）を採用する設計とする。
保護構造により要求される機能を損なうおそれがない設計とする設備については，評価された
被水条件を考慮しても要求される機能を損なう
おそれがないことを設計時に確認する。
消火対象以外の設備への誤放水がないよう，消火水放水時に不用意な放水を行わない運用とす＜下線部＞
運用に関する記載であり，保安規定にて対応
39

＜下線部＞
－

基本設計方針変更前

工認添付説明書との関係

変更後

様式１への反映結果ることとし保安規定に定めて管理する。
【12 条 16】(3) 蒸気影響に対する評価及び防護設計方針

Ⅴ-1-1-8

区画内で発生を想定する漏えい蒸気，区画間を発電用原子炉施設の溢水防護に関する説明 3. 溢水防護に関する設計書

3.3 評価の実施

拡散する漏えい蒸気及び破損想定箇所近傍での Ⅴ-1-1-8-1 溢水等による損傷防止の基本方針

3.3.2 溢水評価及び防護設計方針

漏えい蒸気の直接噴出による影響について，設定

2.3 溢水評価及び防護設計方針(1)

した空調条件や解析区画条件により評価する。

2.4 溢水防護に関する施設の設計方針

蒸気曝露試験又は試験困難な場合等に実施しc.

た机上評価により，防護すべき設備の健全性を確

Ⅴ-1-1-8-4 溢水影響に関する評価

認した条件が，漏えい蒸気による環境条件（温度，

2. 溢水評価

湿度及び圧力）を満足し，防護すべき設備が要求

防護すべき設備に関する溢水評価及び防護設

計方針
蒸気影響評価3.4 溢水防護施設の詳細設計
3.4.3 蒸気影響を緩和する設備(1) 自動検知・遠隔隔離システム

される機能を損なうおそれがない設計又は配置 Ⅴ-1-1-8-5 溢水防護施設の詳細設定とする。

(2) 防護カバー

2. 設計の基本方針【12 条 17】

3. 要求機能及び性能目標

漏えい蒸気の影響により，防護すべき設備が要

4. 機能設計

求される機能を損なうおそれがある場合は，漏えい蒸気影響を緩和するための対策を実施する。
具体的には，蒸気の漏えいを早期に自動検知
し，直ちに自動隔離を行うために，自動検知・遠－隔隔離システム（温度検出器，蒸気遮断弁，検知
制御・監視盤）を設置する。所内蒸気系統に設置する蒸気遮断弁は，隔離信号発信後秒以内に自動隔離する設計とする。
蒸気の漏えいの自動検知及び自動遠隔隔離だ
けでは防護すべき設備が要求される機能を損なうおそれがある配管破断想定箇所には，防護カバーを設置し，防護カバーと配管のすき間（両側合計mm 以下）を設定することで漏えい蒸気影響を緩和する設計とする。
【12 条 18】
また，主蒸気管破断事故時等には，原子炉建屋
原子炉棟内外の差圧による原子炉建屋外側ブローアウトパネル（設置枚数枚，開放差圧kPa 以下）の開放により，溢水防護区画内において蒸気影響を軽減する設計とする。
【12 条 19】－(4)

使用済燃料プールのスロッシング後の機能維Ⅴ-1-1-8

持に関する溢水評価及び防護設計方針

発電用原子炉施設の溢水防護に関する説明 3. 溢水防護に関する設計書

40

3.3 評価の実施

基本設計方針変更前

工認添付説明書との関係

変更後
使用済燃料プールのスロッシングによる溢水

Ⅴ-1-1-8-1 溢水等による損傷防止の基本方針

量の算出に当たっては，基準地震動Ｓｓによる地

2.3 溢水評価及び防護設計方針

震力によって生じるスロッシング現象を三次元流動解析により評価し，使用済燃料プール外へ漏様式１への反映結果
3.3.2 溢水評価及び防護設計方針(1)

防護すべき設備に関する溢水評価及び防護設

計方針
Ⅴ-1-1-8-4 溢水影響に関する評価

えいする水量を考慮する。

d.

使用済燃料プールの機能維持評価

2. 溢水評価

その際，使用済燃料プールの初期条件は保守的となるように設定する。
算出した溢水量からスロッシング後の使用済
燃料プールの水位低下を考慮しても，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確保し，それらを用いることにより適切な水温及び遮蔽水位を維持できる設計とする。
なお，施設定期検査時においては，スロッシン
グによる溢水が使用済燃料プール，原子炉ウェル
及びドライヤセパレータプールへ戻ることにより，スロッシング後にも使用済燃料プールの適切な水温及び遮蔽水位を維持できる設計とする。
【12 条 20】2.6

防護すべき設備を内包する建屋外及びエリア外

Ⅴ-1-1-8で発生する溢水に関する溢水評価及び防護設計方
針

発電用原子炉施設の溢水防護に関する説明 3. 溢水防護に関する設計書

Ⅴ-1-1-8-1 溢水等による損傷防止の基本方針
防護すべき設備を内包する建屋外及びエリア外

2.3 溢水評価及び防護設計方針

で発生を想定する溢水である循環水管の伸縮継手

2.4 溢水防護に関する施設の設計方針の破損による溢水，屋外タンクで発生を想定する溢水，地下水等による影響を評価し，防護すべき設備－

Ⅴ-1-1-8-4 溢水影響に関する評価を内包する建屋内及びエリア内へ溢水が流入し伝2. 溢水評価

播しない設計とする。

3. 溢水防護区画を内包する建屋外からの流入防止

具体的には，循環水管の伸縮継手による溢水量低減対策及び溢水水位に対して止水性を維持する壁， Ⅴ-1-1-8-5 溢水防護施設の詳細設定
扉，蓋の設置及び貫通部止水処置を実施し，溢水の2. 設計の基本方針

伝播を防止する設計とする。

3. 要求機能及び性能目標【12 条 21】4. 機能設計

海水ポンプエリア外及びタービン建屋内における循環水管の伸縮継手の破損による溢水量低減については，循環水管の伸縮継手の破損箇所からの溢水を早期に自動検知し，隔離（地震起因による伸縮継手の破損の場合は自動隔離，それ以外は中央制御室からの遠隔手動隔離）を行うために，循環水系隔
41

3.3 評価の実施
3.3.2 溢水評価及び防護設計方針(2)

溢水防護区画を内包する建屋外からの流入防止に関する溢水評価及び防護設計方針

基本設計方針変更前

工認添付説明書との関係

変更後

様式１への反映結果

離システム（漏えい検知器，循環水ポンプ出口弁，
復水器水室出入口弁，検知制御盤及び検知監視盤）を設置する。隔離信号発信後分以内に循環水ポン

プ及び循環水ポンプ出口弁，復水器水室出入口弁を自動隔離する設計とする。
さらに，海水ポンプエリア外の循環水管について
は，伸縮継手を可撓継手構造に取替え，継手部のすき間（合計mm 以下）を設定する設計とすること

で，破損箇所からの溢水量を低減する設計とする。
【12 条 22】
また，地下水に対しては，排水ポンプの故障等により建屋周囲の水位が地表面まで上昇することを想定し，建屋外周部における壁及び貫通部止水処置により防護すべき設備を内包する建屋内へ伝播しない設計とする。
【12 条 23】
止水性を維持する浸水防護施設については，試験又は机上評価にて止水性を確認する設計とする。
【12 条 24】2.7

管理区域外への漏えい防止に関する溢水評価及Ⅴ-1-1-8

び防護設計方針
放射性物質を含む液体を内包する容器，配管その発電用原子炉施設の溢水防護に関する説明 3. 溢水防護に関する設計書

Ⅴ-1-1-8-1 溢水等による損傷防止の基本方針

他の設備（ポンプ，弁，使用済燃料プール，サイト

2.3 溢水評価及び防護設計方針

バンカプール，原子炉ウェル，ドライヤセパレータ

2.4 溢水防護に関する施設の設計方針

3.3 評価の実施
3.3.2 溢水評価及び防護設計方針(3)

管理区域外への漏えい防止に関する溢水評価及び防護設計方針プール）からあふれ出る放射性物質を含む液体の溢
水量，溢水防護区画及び溢水経路により溢水水位を－Ⅴ-1-1-8-4 溢水影響に関する評価

評価し，放射性物質を内包する液体が管理区域外に

2. 溢水評価漏えいすることを防止し伝播しない設計とする。な4. 管理区域外への漏えい防止に関する溢水評価

お，地震時における放射性物質を含む液体の溢水量の算出については，要求される地震力を用いて設定

Ⅴ-1-1-8-5 溢水防護施設の詳細設定する。

2. 設計の基本方針

放射性物質を含む液体が管理区域外に伝播する

3. 要求機能及び性能目標

おそれがある場合には，溢水水位を上回る高さま

4. 機能設計で，止水性を維持する堰により管理区域外への溢水伝播を防止するための対策を実施する。
【12 条 25】－2.8

溢水防護上期待する浸水防護施設の構造強度設

Ⅴ-1-1-8

計

発電用原子炉施設の溢水防護に関する説明 3. 溢水防護に関する設計書

42

3.3 評価の実施

基本設計方針変更前

工認添付説明書との関係

変更後
溢水防護区画及び溢水経路の設定並びに溢水評

Ⅴ-1-1-8-5 溢水防護施設の詳細設定

様式１への反映結果
3.4.1 要求機能及び性能目標

価において期待する浸水防護施設の構造強度設計

2. 設計の基本方針

3.4.2 溢水伝播を防止する設備

は，以下のとおりとする。

3. 要求機能及び性能目標

3.4.3 蒸気影響を緩和する設備

浸水防護施設が要求される機能を維持するため，

4. 機能設計

計画的に保守管理，点検を実施するとともに必要に応じ補修を実施する。

Ⅴ-2 耐震性に関する説明書【12 条 26】

Ⅴ-2-1-9 機能維持の基本方針

壁，堰，扉，蓋，逆流防止装置及び貫通部止水処
置については，基準地震動Ｓ ｓによる地震力に対Ⅴ-3 強度に関する説明書

し，地震時及び地震後においても，溢水伝播を防止

Ⅴ-3-別添 3する機能を損なうおそれがない設計とする。ただ津波又は溢水への配慮が必要な施設の強度に関する説明書

し，放射性物質を含む液体が管理区域外に伝播する

Ⅴ-3-別添 3-3ことを防止するために設置する堰については，要求

溢水への配慮が必要な施設の強度計算の方針

される地震力に対し，地震時及び地震後においても，溢水伝播を防止する機能を損なうおそれがない設計とする。
漏えい蒸気影響を緩和する防護カバーの設計においては，配管の破断により発生する荷重に対し，蒸気影響を緩和する機能を損なうおそれがない設計とする。
循環水管の伸縮継手の破損箇所からの溢水量を低減する可撓継手及び循環水系隔離システムに係る設備の設計においては，基準地震動Ｓｓによる地震力に対し，地震時及び地震後においても，溢水量を低減する機能を損なうおそれがない設計とする。
【12 条 27】
3.
－

主要対象設備浸水防護施設の対象となる主要な設備について，－「表 1 浸水防護施設の主要設備リスト」に示す。

43－（「主要設備リスト」による）

設計及び工事に係る品質管理の方法等に関する説明書に係る補足説明資料のうち補足-140-13【基本設計方針から工認添付説明書及び様式−１への展開表（その他附属施設
補機駆動用燃料設備（非常用電源設備
及び補助ボイラーに係るものを除く。
））】

基本設計方針から工認添付説明書及び様式−１への展開表【対象施設：補機駆動用燃料設備】
基本設計方針変更前

工認添付説明書との関係

変更後

様式 1 への反映結果

用語の定義は「実用発電用原子炉及びその附属施設−の位置，構造及び設備の基準に関する規則」及び「実−−用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関す（用語の定義のみ）る規則」並びにこれらの解釈による。
第１章 共通項目
補機駆動用燃料設備の共通項目である「1.

1.共通的に適用される設計
地盤等，2. 自然現象，3. 火災，4. 溢水等，5. 設備−に対する要求（5.3 使用中の亀裂等による破壊の防−止，5.5 安全弁等，5.6 逆止め弁を除く。），6. その他」の基本設計方針については，原子炉冷却系統施設の基本設計方針「第１章 共通項目」に基づく設計とする。
第２章 個別項目

Ⅴ-1-1-4-8-4 設備別記載事項の設定根拠に関する説

1. 補機駆動用燃料設備

明書

ディーゼル駆動消火ポンプ（東海，東海第二発電

Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が使用さ所共用）の駆動用燃料は，ディーゼル駆動消火ポンれる条件の下における健全性に関する説明書

プ用燃料タンク（東海，東海第二発電所共用）に貯別添 2 可搬型重大事故対処設備の設計方針

補機駆動用燃料設備の設計(1) 可搬型設備用軽油タンク(2) ディーゼル駆動消火ポンプ用燃料タンク(3) タンクローリ(4) 可搬型代替注水大型ポンプ車載燃料タンク(5) 可搬型代替注水中型ポンプ車載燃料タンク

蔵し，必要な容量を確保することで，安全性を損なわない設計とする。
【11 条 86】【15 条 17】【52 条 82】
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のポンプ駆動用燃料は，可搬型代替注水中型−2.

ポンプ車載燃料タンク又は可搬型代替注水大型ポン
プ車載燃料タンクに貯蔵する。
可搬型設備用軽油タンクは，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の燃料を貯蔵できる設計とする。
可搬型代替注水中型ポンプ，可搬型代替注水大型ポンプ及びタンクローリ（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。
【54 条 92】【54 条 98】【62 条 10】【63 条 20】【64 条 9】【65 条 29】【66 条 9】【66 条 22】【67 条 24】【69 条 14】【69 条 24】【69 条 30】【69 条 40】【69 条 45】【69 条 49】1

基本設計方針変更前

工認添付説明書との関係

変更後

様式 1 への反映結果【70 条 3】【70 条 10】【71 条 15】
2. 主要対象設備
補機駆動用燃料設備（非常用電源設備及び補助ボイ−

ラーに係るものを除く。）の対象となる主要な設備に−ついて，「表 1 補機駆動用燃料設備（非常用電源設備
及び補助ボイラーに係るものを除く。）の主要設備リ
スト」に示す。

2−（「主要設備リスト」による）

設計及び工事に係る品質管理の方法等に関する説明書に係る補足説明資料のうち補足-140-14【基本設計方針から工認添付説明書及び様式−１への展開表（その他附属施設
非常用取水設備）】

基本設計方針から工認添付説明書及び様式−１への展開表【対象施設：非常用取水設備】
基本設計方針変 更

前変 更

工認添付説明書との関係

後

用語の定義は「発電用原子力設備に関する技術基用語の定義は「実用発電用原子炉及びその附属施準を定める省令」，「実用発電用原子炉及びその附属設の位置，構造及び設備の基準に関する規則」及び施設の位置，構造及び設備の基準に関する規則」及び「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に「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」並びにこれらの解釈による。

様式 1 への反映結果−−（用語の定義のみ）

関する規則」並びにこれらの解釈による。
第１章 共通項目

第１章 共通項目

1.

非常用取水設備の共通項目である「1. 地盤等，2.

非常用取水設備の共通項目である「1. 地盤等，2.

自然現象，3.火災，4. 溢水等，5. 設備に対する要

自然現象，3.火災，4. 溢水等，5. 設備に対する要求（5.2 材料及び構造等，5.3 使用中の亀裂等によ求（5.2 材料及び構造等，5.3 使用中の亀裂等による破壊の防止，5.4 耐圧試験等，5.5 安全弁等，5.6

る破壊の防止，5.4 耐圧試験等，5.5 安全弁等，5.6

逆止め弁，5.7 内燃機関，5.8 電気設備の設計条件

逆止め弁，5.7 内燃機関，5.8 電気設備の設計条件を除く。），6.

を除く。），6.

その他（6.3

安全避難通路等，6.4

その他（6.3−

安全避難通路等，6.4

放射性物質による汚染の防止を除く。）」の基本設計

放射性物質による汚染の防止を除く。）」の基本設計

方針については，原子炉冷却系統施設の基本設計方方針については，原子炉冷却系統施設の基本設計方

針「第１章 共通項目」に基づく設計とする。

針「第１章 共通項目」に基づく設計とする。

第２章 個別項目

第２章 個別項目

1.

1. 非常用取水設備の基本設計方針

非常用取水設備の基本設計方針

共通的に適用される設計

設計基準事故に対処するために必要となる残留熱設計基準事故に対処するために必要となる残留熱除去系，非常用ディーゼル発電機及び高圧炉心スプ除去系，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に使用する海水を取水し，

レイ系ディーゼル発電機に使用する海水を取水し，導水するための流路を構築するため，取水構造物を導水するための流路を構築するため，取水構造物を設置することにより冷却に必要な海水を確保できる設置することにより冷却に必要な海水を確保できる設計とする。なお，取水構造物は，海と接続しており設計とする。なお，取水構造物は，海と接続しており容量に制限がなく必要な取水容量を十分に有してい容量に制限がなく必要な取水容量を十分に有してい

る。

る。

−

−
（追加要求事項なし）【33 条 15】プ，非常用ディーゼル発電機用海水ポンプ及び高圧

2. 基本方針

2. 冷却水の容量を確保するための設計(1) 入力津波に対する取水性の評価

炉心スプレイ系ディーゼル発電機用海水ポンプが引3. 取水口，取水構造物及び貯留堰並びに緊急用海(2)

また，基準津波に対して，残留熱除去系海水系ポン

き波時においても機能保持できるよう，貯留堰を設−

Ｖ-1-1-3 取水口及び放水口に関する説明書

水系の取水設備

置することにより冷却に必要な十分な容量の海水が確保できる設計とする。

Ｖ-1-1-4-8-5 設備別記載事項の設定根拠に関する説【33 条 16】

明書（その他発電用原子炉の附属施設【非常用取水設備】）

1

冷却に必要な海水の貯留容量の設定及び貯留するための設備の設計

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後様式 1 への反映結果

Ｖ-2 耐震性に関する説明書
Ｖ-2-10-4 非常用取水設備の耐震性についての計算書
基準事故対処設備の一部を流路として使用すること

2. 基本方針

2. 冷却水の容量を確保するための設計(1) 入力津波に対する取水性の評価

から，流路に係る機能について重大事故等対処設備

3. 取水口，取水構造物及び貯留堰並びに緊急用海(2)

非常用取水設備の取水構造物及び貯留堰は，設計としての設計を行う。

Ｖ-1-1-3 取水口及び放水口に関する説明書

冷却に必要な海水の貯留容量の設定及び貯留ための設備の設計

水系の取水設備【62 条 15】【62 条 22】【62 条 32】【62 条 41】【63 条 3】−【64 条 18】【64 条 27】【64 条 37】【64 条 45】【65 条 9】 Ｖ-1-1-4-8-5 設備別記載事項の設定根拠に関する説【66 条 34】

明書（その他発電用原子炉の附属施設【非常用取水設備】）
Ｖ-2 耐震性に関する説明書
Ｖ-2-10-4 非常用取水設備の耐震性についての計算書

替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプの2. 基本方針

2. 冷却水の容量を確保するための設計(1) 入力津波に対する取水性の評価

取水箇所としてＳＡ用海水ピットを設置し，ＳＡ用

3. 取水口，取水構造物及び貯留堰並びに緊急用海(2)

重大事故等に対処するために必要となる可搬型代−

海水ピットに海水を導水するため，ＳＡ用海水ピッ

Ｖ-1-1-3 取水口及び放水口に関する説明書

冷却に必要な海水の貯留容量の設定及び貯留ための設備の設計

水系の取水設備

ト取水塔及び海水引込み管を設置する設計とする。
【62 条 11】【64 条 10】【66 条 10】【66 条 23】【69 条 15】 Ｖ-1-1-4-8-5 設備別記載事項の設定根拠に関する説【69 条 25】【69 条 31】【69 条 41】【69 条 46】【69 条 50】

明書（その他発電用原子炉の附属施設【70 条 4】【70 条 11】【71 条 16】【非常用取水設備】）

なお，ＳＡ用海水ピット取水塔，海水引込み管及び−Ｖ-1-1-3 取水口及び放水口に関する説明書

ＳＡ用海水ピットは，海と接続しており容量に制限

2. 基本方針がなく必要な取水容量を十分有している。また，引き3. 取水口，取水構造物及び貯留堰並びに緊急用海

波時のＳＡ用海水ピットの水位低下時においても十水系の取水設備(2) 冷却に必要な海水の貯留容量の設定及び貯留するための設備の設計

分な容量の海水が確保できるよう，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十分低Ｖ-1-1-4-8-5 設備別記載事項の設定根拠に関する説

い位置に設置する設計とする。

明書（その他発電用原子炉の附属施設【非常用取水設備】）【71 条 17】
去系，代替循環冷却系及び代替燃料プール冷却系の2. 基本方針

冷却水の容量を確保するための設計(1) 入力津波に対する取水性の評価

冷却用の海水を確保するために，緊急用海水ポンプ

3. 取水口，取水構造物及び貯留堰並びに緊急用海(2)

重大事故等に対処するために必要となる残留熱除の流路として，ＳＡ用海水ピット取水塔，海水引込−

2. 冷却水の容量を確保するための設計(1) 入力津波に対する取水性の評価

Ｖ-1-1-3 取水口及び放水口に関する説明書

水系の取水設備

み管及びＳＡ用海水ピットに加え，緊急用海水取水管及び緊急用海水ポンプピットを設置する設計とす

Ｖ-1-1-4-8-5 設備別記載事項の設定根拠に関する説る。

明書（その他発電用原子炉の附属施設【62 条 18】【62 条 25】【62 条 35】【62 条 44】【63 条【非常用取水設備】）

34】【64 条 21】【64 条 30】【64 条 40】【64 条 48】【6522.

冷却に必要な海水の貯留容量の設定及び貯留ための設備の設計

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後様式 1 への反映結果条 8】【66 条 37】【69 条 62】
なお，ＳＡ用海水ピット取水塔，海水引込み管，Ｓ−Ｖ-1-1-3 取水口及び放水口に関する説明書

Ａ用海水ピット，緊急用海水取水管及び緊急用海水2. 基本方針

ポンプピットは，海と接続しており容量に制限がな

3. 取水口，取水構造物及び貯留堰並びに緊急用海

く必要な取水容量を十分有している。また，引き波時水系の取水設備
Ｖ-1-1-4-8-5 設備別記載事項の設定根拠に関する説
明書（その他発電用原子炉の附属施設

る設計とする。

【非常用取水設備】）【63 条 34-1】
主要対象設備
非常用取水設備の対象となる主要な設備について，「表 1 非常用取水設備の主要設備リスト」に示す。

(2) 冷却に必要な海水の貯留容量の設定及び貯留するための設備の設計においても非常用取水設備を構成する一連の系の保有水にて冷却に必要な十分な容量の海水が確保でき

2.

2. 冷却水の容量を確保するための設計(1) 入力津波に対する取水性の評価

2. 主要対象設備
非常用取水設備の対象となる主要な設備について，−「表 1 非常用取水設備の主要設備リスト」に示す。

3−（「主要設備リスト」による）

設計及び工事に係る品質管理の方法等に関する説明書に係る補足説明資料のうち補足-140-15【基本設計方針から工認添付説明書及び様式−１への展開表（その他附属施設
緊急時対策所）】基本設計方針から工認添付説明書及び様式−１への展開表【対象施設：緊急時対策所】
基本設計方針変 更

前変 更

工認添付説明書との関係

後

用語の定義は「発電用原子力設備に関する技術基準

用語の定義は「実用発電用原子炉及びその附属施設を定める省令」，「実用発電用原子炉及びその附属施設の位置，構造及び設備の基準に関する規則」及び「実の位置，構造及び設備の基準に関する規則」及び「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関す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」並びにこれらの解釈による。

様式１への反映結果−−（用語の定義のみ）る規則」並びにこれらの解釈による。
第１章 共通項目

第１章 共通項目
緊急時対策所の共通項目のうち「1.

地盤等，2.

緊急時対策所の共通項目のうち「1.

自然現象，3. 火災，4. 溢水等，5. 設備に対する要求（5.2 材料及び構造等，5.3 使用中の亀裂等に要求（5.2 材料及び構造等，5.3 使用中の亀裂等による破壊の防止，5.4 耐圧試験等，5.5 安全弁等，

よる破壊の防止，5.4 耐圧試験等，5.5 安全弁等，

5.6

5.6

内燃機関を除く），6.

その他

逆止め弁，5.7内燃機関を除く），6.

（6.4 放射性物質による汚染の防止を除く）」の基本

設計方針については，原子炉冷却系統施設の基本設計

設計方針については，原子炉冷却系統施設の基本設計

方針「第１章 共通項目」に基づく設計とする。

方針「第１章 共通項目」に基づく設計とする。
第２章 個別項目

1.

1. 緊急時対策所

緊急時対策所

1.1 緊急時対策所の設置等
発電用原子炉施設には，原子炉冷却系統に係る場合に適切な措置をとるため，緊急時対策所（東発電用原子炉施設の損壊その他の異常が発生し海，東海第二発電所共用（以下同じ。））を中央た場合に適切な措置をとるため，緊急時対策所

制御室以外の場所に設置する。緊急時対策所は，（東海，東海第二発電所共用（以下同じ。））を

東海発電所と共用とするが，東海発電所と同時発

中央制御室以外の場所に設置する。

る。

緊急時対策所の設置等に関する設計

2.

基本方針

(1) 設置場所等に関する設計(1) 緊急時対策所の設置
発電用原子炉施設には，原子炉冷却系統に係る計とすることで，安全性を損なわない設計とす

Ⅴ-1-9-3-1 緊急時対策所の機能に関する説明書

1.1 緊急時対策所の設置等

発電用原子炉施設の損壊その他の異常が発生した災時に対応するために必要な居住性を確保する設

2.

−

その他

（6.4 放射性物質による汚染の防止を除く）」の基本

第２章 個別項目

共通的に適用される設計

地盤等，2.

自然現象，3. 火災，4. 溢水等，5. 設備に対する

逆止め弁，5.7

1.

【46 条 1】
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，安全性を損なわない設計とする。
【15 条 13】(2) 必要な条件
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，緊急時対策所機能−に係る設備を含め，以下の設計とする。なお，緊急時対策所は，災害対策本部室及び宿泊・休憩室から構成され，緊急時対策所建屋に設置する設計

1−（冒頭宣言）

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後

様式１への反映結果とする。
【76 条 1】Ⅴ-1-9-3-1 緊急時対策所の機能に関する説明書

a. 耐震性及び耐津波性

2.

緊急時対策所は，重大事故等が発生した場合に

基本方針

2.

(1) 設置場所等に関する設計

おいても，当該事故等に対処するための適切な措
Ⅴ-2-10-5 緊急時対策所の耐震性に関する説明書

置が講じられるよう，その機能に係る設備を含

緊急時対策所の設置等に関する設計
a.

耐震設計

b.

耐津波設計

め，基準地震動Ｓｓによる地震力に対し，機能を−喪失しないよう設計するとともに，基準津波の影
響を受けない設計とする。
【76 条 2】
緊急時対策所は敷地高さ T.P.+23 m 以上に設置し，敷地に遡上する津波による浸水の影響を受けない設計とする。
【76 条 2-1】
Ⅴ-1-9-3-1 緊急時対策所の機能に関する説明書

b. 中央制御室に対する独立性

2.

緊急時対策所の機能に係る設備は，中央制御室

基本方針

2.

(1) 設置場所等に関する設計c.

との共通要因により同時に機能喪失しないよう，−

緊急時対策所の設置等に関する設計
中央制御室に対する独立設計

中央制御室に対して独立性を有する設計とするとともに，中央制御室とは離れた位置に設置又は保管する設計とする。
【76 条 3】Ⅴ-1-9-3-1 緊急時対策所の機能に関する説明書

c. 代替交流電源の確保
緊急時対策所には，常用電源設備からの給電が

2.

基本方針

喪失した場合に，代替電源設備である緊急時対策

3.

緊急時対策所の機能に係る詳細設計

2.

緊急時対策所の設置等に関する設計(2) 代替電源設備に関する設計

所用発電機（東海，東海第二発電所共用（以下同じ。））からの給電が可能な設計とする。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転継続できる設計とする。
【76 条 4】
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。
【76 条 6】(3) 緊急時対策所の機能

Ⅴ-1-9-3-1 緊急時対策所の機能に関する説明書

緊急時対策所は，以下の措置又は設備を備え
−

2.

基本方針

ることにより緊急時対策所機能を確保する。
a. 居住性の確保

Ⅴ-1-9-3-2 緊急時対策所の居住性に関する説明書

緊急時対策所は，原子炉冷却系統に係る発電

2.

2

基本方針

3.

緊急時対策所機能に係る設計(1) 居住性の確保に関する設計

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後

様式１への反映結果

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とともに，それら要員が必要な期間にわたり滞在できる設計とする。
【46 条 2】Ⅴ-1-9-3-1 緊急時対策所の機能に関する説明書

緊急時対策所は，重大事故等が発生した場合においても，重大事故等に対処するために必要

2.

基本方針

な指示を行う要員に加え，原子炉格納容器の破3.1 居住性の確保

3.

(1) 居住性の確保に関する設計

損等による発電所外への放射性物質の拡散を

a.

方針の決定

b.

設備仕様の確認等(a) 換気設備等

Ⅴ-1-9-3-2 緊急時対策所の居住性に関する説明書抑制するための対策に対処するために必要な−

緊急時対策所機能に係る設計数の要員を含め，重大事故等に対処するために

2.

基本方針

必要な数の要員を収容することができるとと

3.

緊急時対策所の居住性を確保するための防護措(b) 生体遮蔽装置

置もに，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，適切な遮蔽設計及び換気設計を行い緊急時対策所の居住性を確保する。
【76 条 9】
重大事故等が発生した場合における緊急時

Ⅴ-1-9-3-1 緊急時対策所の機能に関する説明書

対策所の居住性については，想定する放射性物

2.

質の放出量等を東京電力ホールディングス株

3.1 居住性の確保

基本方針

3.

緊急時対策所機能に係る設計(1) 居住性の確保に関する設計c.

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−

居住性に関する評価

(a)

去の評価

Ⅴ-1-9-3-2 緊急時対策所の居住性に関する説明書

員体制，安定ヨウ素剤の服用及び仮設設備を考

2.

基本方針

慮しない条件においても，「原子力発電所中央3.

緊急時対策所の居住性を確保するための防護措

制御室の居住性に係る被ばく評価手法につい被ばく評価並びに放射線の遮蔽評価及び熱除置て（内規）」の手法を参考とした被ばく評価に

4.

緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価

おいて，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 100 mSv を超えない設計とする。
【76 条 11】
緊急時対策所内の酸素濃度及び二酸化炭素−

Ⅴ-1-9-3-1 緊急時対策所の機能に関する説明書

3.

緊急時対策所機能に係る設計濃度が活動に支障がない範囲にあることを把2.

握できるよう酸素濃度計（東海，東海第二発電3.1.1 換気空調系設備等b.

所共用）（個数 1（予備 1））及び二酸化炭素濃3.1.3 酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計(a) 換気設備等

基本方針

度計（東海，東海第二発電所共用）（個数 1（予(1) 居住性の確保に関する設計
設備仕様の確認等(c) 酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計

備 1））を保管する設計とするとともに，室内へ

Ⅴ-1-9-3-2 緊急時対策所の居住性に関する説明書の希ガス等の放射性物質の侵入を低減又は防

2.

基本方針

止するための確実な判断ができるよう放射線3.

緊急時対策所の居住性を確保するための防護措3c.

居住性に関する評価(b) 酸素濃度及び二酸化炭素濃度評価

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後

様式１への反映結果

置量を監視，測定するため，さらに緊急時対策所
加圧設備による加圧判断のために使用する緊
急時対策所エリアモニタ及び可搬型モニタリ
ング・ポストを保管する設計とする。
【46 条 7】【76 条 19】

Ｖ-1-7-2 管理区域の出入管理設備及び環境試料分析

緊急時対策所は，重大事故等が発生し，緊急

3.

緊急時対策所機能に係る設計時対策所の外側が放射性物質により汚染した装置に関する説明書(1) 居住性の確保に関する設計

ような状況下において，対策要員が緊急時対策

2.

基本方針

b.

所内に放射性物質による汚染を持ち込むこと

3.

施設の詳細設計方針(d) チェンジングエリア

設備仕様の確認等を防止するため，身体サーベイ及び作業服の着−Ⅴ-1-9-3-2 緊急時対策所の居住性に関する説明書

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

2.

基本方針

認された場合は，対策要員の除染を行うことが3.

緊急時対策所の居住性を確保するための防護措置できる区画を，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。
【76 条 23】b. 情報の把握

Ⅴ-1-9-3-1 緊急時対策所の機能に関する説明書

緊急時対策所には，原子炉冷却系統に係る発3.2 情報の把握

3.

緊急時対策所機能に係る設計(2) 情報の把握に関する設計

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情報及び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情報を，中央制御室内の運転員を介さずに正確，かつ速やかに把握できる情報収集設備を設置する。
【46 条 3】【76 条 21】
緊急時対策所の情報収集設備として，事故状

Ⅴ-1-9-3-1 緊急時対策所の機能に関する説明書

態等の必要な情報を把握するために必要なパ

3.2 情報の把握

3.

緊急時対策所機能に係る設計(2) 情報の把握に関する設計

ラメータ等を収集し，緊急時対策所内で表示で−きるよう，データ伝送装置，緊急時対策支援シ
ステム伝送装置及びＳＰＤＳデータ表示装置
で構成する安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）を設置する設計とする。
【46 条 4】c. 通信連絡Ⅴ-1-9-3-1 緊急時対策所の機能に関する説明書

原子炉冷却系統に係る発電用原子炉施設の−3.3 通信連絡

損壊その他の異常が発生した場合において，当該事故等に対処するため，発電所内の関係要員に指示を行うために必要な通信連絡設備及び

43.

緊急時対策所機能に係る設計(3) 通信連絡に関する設計

基本設計方針
変 更

前

変 更

工認添付説明書との関係

後

様式１への反映結果

発電所外関係箇所と専用であって多様性を備えた通信回線にて通信連絡できる設計とする。
【46 条 5】Ⅴ-1-9-3-1 緊急時対策所の機能に関する説明書

緊急時対策所には，重大事故等が発生した場−

3.3 通信連絡合においても発電所の内外の通信連絡をする

3.

緊急時対策所機能に係る設計(3) 通信連絡に関する設計必要のある場所と通信連絡できる設計とする。
【76 条 22】
Ⅴ-1-9-3-1 緊急時対策所の機能に関する説明書

原子炉冷却系統に係る発電用原子炉施設の3.3 通信連絡

損壊その他の異常が発生した場合において，通3.

緊急時対策所機能に係る設計(3) 通信連絡に関する設計

信連絡設備により，発電所内から発電所外の緊
急時対策支援システム（ＥＲＳＳ）へ必要なデータを伝送できるデータ伝送設備（発電所外）として，緊急時対策支援システム伝送装置を設置する設計とする。データ伝送設備（発電所外）−については，通信方式の多様性を確保した専用通信回線にて伝送できる設計とする。
緊急時対策支援システム（ＥＲＳＳ）へ必要なデータを伝送できる緊急時対策支援システ
ム伝送装置で構成するデータ伝送設備（発電所外）については，重大事故等が発生した場合においても必要なデータを伝送できる設計とする。
【46 条 6】【76 条 24】2.

主要対象設備緊急時対策所の対象となる主要な設備について，「表 1 緊急時対策所の主要設備リスト」に示す。

2. 主要対象設備
緊急時対策所の対象となる主要な設備について，−「表 1 緊急時対策所の主要設備リスト」に示す。

5−（「主要設備リスト」による）