平成 29 年５月 16 日
原子力安全対策課(２ ９ － ０ ６ )＜15 時 30 分記者発表＞

高浜発電所４号機の原子炉起動と調整運転の開始について（第２０回定期検査）

このことについて、関西電力株式会社から下記のとおり連絡を受けた。
記
高浜発電所４号機（加圧水型軽水炉；定格電気出力 87.0 万 kW）は、平成 23 年７月
21 日から第 20 回定期検査を実施している※が、平成 29 年５月 17 日に原子炉を起動し、翌 18 日に臨界となる予定である。
その後、諸試験を実施し、５月 22 日頃に定期検査の最終段階である調整運転を開始し、６月中旬には原子力規制委員会の最終検査を受けて営業運転を再開する予定である。
※高浜４号機は、平成 28 年２月 26 日に原子炉を起動し、翌 27 日に臨界に到達したが、２月29 日の並列操作中に原子炉が自動停止した。その後、平成 28 年３月９日に、大津地方裁判
所が高浜発電所３、４号機の再稼働禁止の仮処分命令を決定した。

１

燃料集合体の取替え
燃料集合体全数 157 体のうち、89 体を取り替えた。今回装荷した新燃料集合体は68 体（うち４体はＭＯＸ燃料）である※。
※高浜４号機は、再稼働禁止の仮処分命令決定後、平成 28 年８月 17 日から 19 日にかけて原子炉から燃料を取り出した。今回の起動にあたり、この取り出した燃料を再装荷している。

２

次回定期検査の予定
平成 30 年 夏頃

1

３

定期検査中に発生した安全協定に基づく異常事象(1) 「一次系床ドレン注意」警報の発信について（図－１参照）
平成 28 年２月 20 日 15 時 42 分頃、一次冷却材系統の昇温に向け、化学体積制御系統の水をほう素熱再生系統に通水した際、「一次系床ドレン注意」警報が発信した。このため、現場を確認したところ、原子炉補助建屋の脱塩塔室前の床面に水溜まりを確認した。
原因は、Ｂ－冷却材脱塩塔の入口側弁の一部のボルトに適正な締付トルクがかかっていなかったことから、通水操作による系統の圧力の一時的な上昇に伴い、当該弁から漏えいが発生したものと推定された。
対策として、当該弁のダイヤフラムシートを新品に取替えるとともに、一次冷却材が流れる系統の同種の弁（弁駆動軸が水平方向の弁）が適正に締付けられていることを確認した。また、圧力変動の影響が少なくなるよう、化学体積制御系統の抽出水の圧力が低い状態でほう素熱再生系統に通水することとし、運転操作所則に反映した。なお、本事象による周辺環境への影響はなかった。
[平成 28 年２月 20 日、22 日、25 日 公表済]

(2) 発電機自動停止に伴う原子炉自動停止について（図－２参照）
平成 28 年２月 29 日 14 時 01 分、並列操作を実施したところ、「主変・発電機内部故障」の警報が発信し、発電機、タービンおよび原子炉が自動停止した。現地リレー盤において、当該警報の発信要素（リレー動作）を確認したところ、主変圧器の故障を示す検出回路が動作していた。
調査の結果、並列操作時において、今回の定期検査で交換したリレーの代替として、当該リレーを主変圧器を流れる電流の差を検知する運用から系統全体に流れる電流を検知する運用に変更していた。
その際、発電機と送電系統の位相差により生じる瞬間的な潮流の影響を考慮した動作設定値としていなかったため、当該リレーが並列時に発生した送電系統側から発電機側への潮流を検知し、動作したものと推定された。
対策として、当該リレーを主変圧器の定格以上の電流が系統に流れないことを監視する運用とし、設定値を変更する。
[平成 28 年２月 29 日、３月１日、９日 公表済]2ᅗ䠉䠍㻌 䛂୍ḟ⣔ᗋ䝗䝺䞁ὀព䛃㆙ሗ䛾Ⓨಙ䛻䛴䛔䛶WKX

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4

（別紙）

高浜発電所４号機 第２０回定期検査の作業工程（平成２９年５月１６日現在）

平成２３年７月

平成２３年８月

平成２３年１０月～
平成２７年１２月

平成２３年９月

平成２８年１月

平成２８年２月

平成２８年３月

平成２８年４月～
平成２９年２月

平成２９年３月

平成２９年４月～平成２９年６月

大津地裁の「高浜発電所３、４号機再稼動禁止仮処分命令」により停止
3/9
福島第一原子力発電所事故を踏まえた
安全対策対応および新規制基準対応

解列(7/21)
１次冷却材系統降温

3/28

並列時発電機トリップ(2/29)

並列時(5/22予定)

原子炉容器供用期間中検査 1次系弁･ポンプ点検
原子炉容器組立

原子炉容器開放

原子炉容器組立

総合負荷性能検査
600系ニッケル基合金管台予防保全対策工事

非常用ディーゼル
発電機検査

燃料取出

非常用ディーゼル発電機検査

燃料装荷

燃料装荷

起動試験

主

１次冷却材系統
漏えい検査

蒸気発生器過流探傷検査

要
原子炉冷却系統設備小口径配管他取替工事

燃料取出し(H28.8/17～8/19)

起動前弁点検工

起動試験

１次冷却材系統漏えい検査
起動前弁点検停止時点検※（第５回）

程
１次系強加工曲げ配管取替工事

1次冷却材ポンプ保護リレーフェイルセーフ化改造工事

制御棒駆動装置制御盤他取替工事

注：黒塗りは実績を示す※定期検査の長期化に伴い、停止中においても使用している機器等について、概ね１年に１回、健全性確保のために実施する点検（内容）非常用ディーゼル発電機の分解点検および外観点検、海水ポンプの分解点検、放射線監視装置の校正 等（期間）第１回停止時点検（H24/5/28～8/31）、第２回停止時点検（H25/1/8～9/10）、第３回停止時点検（H26/6/4～12/26）、第４回停止時点検（H27/6/5～H28/1/31）、第５停止時点検（H28/10/17～H29/1/7）

参考

高浜発電所４号機における第 20 回定期検査の概要（平成 28 年２月 25 日 公表済）

１ 主要工事等(1) 原子炉冷却系統設備小口径配管他取替工事（図－１参照）
国外ＰＷＲプラントにおける応力腐食割れ事象を踏まえ、一次冷却材の流れのない配管（高温環境で溶存酸素濃度が高い）の溶接部について、計画的に対策工事＊１を実施しており、今回は、余熱除去系統１箇所および化学体積制御系
統４箇所について、耐食性に優れた材料に取り替えた。また、取替え時の作業性を考慮し、対象箇所周辺の弁や配管の一部を取り替えた。
＊１ 応力集中の小さい溶接形状への変更と耐食性に優れた材料への変更(2) 一次系強加工曲げ配管取替工事（図－２参照）
国外ＢＷＲプラントにおいて、芯金を使用して曲げ加工した配管の内面で応力腐食割れが発生した事象を踏まえ、予防保全として、一次冷却材系統につながる曲げ配管のうち、芯金を使用して曲げ加工したものを、芯金を使用せずに曲げ加工した配管等に取り替えた。また、取替え時の作業性を考慮し、対象箇所周辺の弁や配管の一部を取り替えた。
(3) 一次冷却材ポンプ電源監視回路改造工事（図－３参照）
一次冷却材ポンプ駆動用電源の電圧および周波数の低下を監視する装置の電源が喪失した状態で運転することを防止するため、監視装置の電源が喪失した場合には、中央制御室に警報を発報するとともに、「電源電圧低」および「電源周波数低」の信号を発信する回路構成に変更した。
＊２ 敦賀発電所２号機で、一次冷却材ポンプ駆動用電源の監視装置の電源が喪失した状態で運転した事象を踏まえ、平成 22 年５月、原子力安全・保安院は、事業者に対し監視装置の電源が喪失した場合に中央制御室に警報を発報する等の設備改善を行うよう指示した。

(4) 600 系ニッケル基合金溶接部の応力腐食割れに係る予防保全工事（図－４参照）
国内外ＰＷＲプラントにおける応力腐食割れ事象を踏まえ、予防保全対策として、600 系ニッケル基合金が使用されている原子炉容器出入口管台溶接部について、溶接部内面全周を研削した後、耐食性に優れた 690 系ニッケル基合金で溶接を行った。
(5) 原子炉容器供用期間中検査（図－５参照）
原子炉容器の供用期間中検査として、原子炉容器溶接部等の超音波探傷検査を行い、健全性を確認した。

1

２ 設備の保全対策(1) 二次系配管の点検等（図－６参照）
関西電力㈱の定めた「二次系配管肉厚の管理指針」に基づき、二次系配管 682箇所について超音波検査（肉厚測定）を実施した。その結果、必要最小厚さを下回る箇所および次回定期検査までに必要最小厚さを下回る可能性があると評価された箇所はなかった。
また、過去の点検において減肉が確認された部位１箇所、今後の保守作業を考慮した部位 19 箇所、合計 20 箇所を耐食性に優れたステンレス鋼もしくは低合金鋼の配管に取り替えた。

３

蒸気発生器伝熱管の渦流探傷検査結果（図－７参照）
３台ある蒸気発生器（ＳＧ）の伝熱管全数（既施栓管を除く計 9,756 本）について、渦流探傷検査を実施した結果、Ｂ－ＳＧの伝熱管１本およびＣ－ＳＧの伝熱管１本の高温側管板部（合計２本）で、有意な欠陥信号が認められた。
原因は、過去の調査から蒸気発生器製作時に伝熱管を管板部で拡管する際に発生した引張り残留応力と、運転時の内圧とが相まって、伝熱管内面で応力腐食割れが発生・進展したものと推定された。
対策として、当該伝熱管を使用しないこととし、閉止栓（機械式栓）を施工[平成 23 年８月 18 日、26 日 公表済]した。

４

福島第一原子力発電所事故を踏まえた安全性向上対策工事
福島第一原子力発電所事故を踏まえ、新規制基準対応工事等を含む安全性向上対策工事を実施した。

(1) 新規制基準対応工事（主な工事）① 設計基準への対策（図－８参照）
基準地震動の見直し（550→700 ガル）に伴い、使用済燃料ピットクレーン等の設備や一次冷却材系統等の配管について、耐震補強工事を実施した。
津波対策として、取水路防潮ゲートおよび放水口側防潮堤等を設置した。
竜巻対策として、安全上重要な屋外設備の健全性を維持するため、飛来物の衝突に対する防護対策として、海水ポンプエリアへの鋼板、ネットの設置等を行った。
火災防護対策として、地震等により既存の消火水系統が使用できない場合を想定して、基準地震動（700 ガル）に対応する新たな消火水バックアップタンク、ポンプ等を設置した。

2

② 重大事故への対策○ 電源の確保（交流電源）（図－９参照）
外部電源が喪失して非常用ディーゼル発電機が起動しない場合の代替電源として空冷式非常用発電装置（２台）を設置するとともに、中央制御室から遠隔起動できるよう設備を改造した。
空冷式非常用発電装置からの電源供給等が期待できない場合を想定
し、電源車（３台、うち１台は３、４号機共用の予備）を配備するとともに、原子炉補助建屋側面に接続口（２箇所）を設置し、電源車からの電力ケーブルを接続することで蓄電池や計器用電源等への電源供給を可能とした。
また、既存の所内電気設備が使用できない場合を想定して、空冷式非常用発電装置から恒設代替低圧注水ポンプ等の重要機器に直接給電を可能にするため、代替所内電気設備（高圧分岐盤、分電盤、補機切替盤等）を設置した。
（直流電源）（図－10 参照）
全交流電源喪失時においても原子炉の冷却に必要な弁の操作や監視計器等に必要な電源を 24 時間以上供給可能とするため、安全系蓄電池（２系統）の容量の増強を行うとともに、当該蓄電池の負荷切り離しのための遠隔操作スイッチを中央制御室に設置した。
さらに、これら直流電源系統が機能喪失した場合を想定して、加圧器逃がし弁を作動させるための電磁弁に直流電源を供給するための専用の可搬式バッテリを配備した。
○ 冷却機能の確保（図－11 参照）
（炉心・格納容器の冷却）
原子炉や格納容器を冷却する既存の設備（充てん／高圧注入ポンプ、余熱除去ポンプ、格納容器スプレイポンプ等）が機能喪失した場合を想定して、恒設代替低圧注水ポンプ（１台）および専用電源を備えた可搬式代替低圧注水ポンプ（３台、うち１台は３、４号機共用の予備）を配備した。
また、原子炉補機冷却水系統が使用できない場合において、既存の充てん／高圧注入ポンプ、格納容器スプレイポンプを使用できるようにするため、それぞれ各１台について、ポンプにより吐出した冷却水を用いてモータ等を冷却するための配管（自己冷却配管）を設置した。
海水ポンプが機能喪失した場合等の格納容器の除熱機能の代替手段として、大容量ポンプ（３台／３、４号機共用、うち１台は予備）を配備した。

3（水源）
原子炉や格納容器を冷却するための水源である燃料取替用水タンクに、純水タンクやほう酸タンクから補給ができない場合を想定して、通常は蒸気発生器を冷却する水源として使用する復水タンクから補給できるようにするための移送配管等を設置した。
(2) 自主的対応工事等（図－12 参照）

① 使用済燃料ピットの監視強化
使用済燃料ピットの監視強化のため、広域水位計（電波式）を増設するとともに、監視カメラを設置した。
② 外部電源受電設備の浸水対策
予備変圧器から安全系母線の給電ルート上に設けられているバスダクトをケーブルに取り替えるとともに、ケーブル接続部の防水処理を行った。
③ 代替水源の確保
消火水バックアップタンク等に替わる水源確保の観点から、３、４号
機背後斜面の湧水排出トンネル内に湧水を堰き止めて淡水貯水槽を設置し、３、４号機共用の水源とした。
④ 非常用炉心冷却系統の支持構造物等の点検
非常用炉心冷却系統に設置されている耐震サポートなどの支持構造物や屋内外タンクの基礎ボルト等について、取り付け状況等に異常のないことを確認した。

4図－１

原子炉冷却系統設備小口径配管他取替工事【工事概要】
国外ＰＷＲプラントにおける応力腐食割れ事象を踏まえ、一次冷却材の流れのない配管（高温環境で溶存酸素濃度が高い）の溶接部について、計画的に対策工事＊１を実施しており、今回は、余熱除去系統１箇所および化学体積制御系統４箇所について耐食性に優れた材料に取り替えた。また、取替え時の作業性を考慮し、対象箇所周辺の弁や配管の一部を取り替えた。
＊１ 応力集中の小さい溶接形状への変更と耐食性に優れた材料への変更
系 統 名
余熱除去系統化学体積制御系統

箇所数
１４

図中番号
①②

取替範囲概略図：取替範囲：感受性が高いと考えられる部位【原子炉冷却系統】

化学体積制御系統へ

化学体積制御系統より

１【化学体積制御系統】
原子炉冷却系統Ｃループ
低温側より

２

２

ほう素熱再生系統

原子炉冷却系統Ｂループ低温側へ

5

図－２

一次系強加工曲げ配管取替工事【工事概要】
国外ＢＷＲプラントにおいて、芯金を使用して曲げ加工した配管の内面で応力腐食割れが発生した事象を踏まえ、予防保全として、一次冷却材系統につながる曲げ配管のうち、芯金を使用して曲げ加工したものを、芯金を使用せずに曲げ加工した配管等に取り替えた。

：強加工曲げ配管取替範囲[強加工曲げ管の箇所数]①加圧器スプレイ配管：２０箇所②余熱除去冷却器出口配管： １箇所③充てん配管
：２２箇所

6

図－３

一次冷却材ポンプ電源監視回路改造工事【工事概要】
一次冷却材ポンプ駆動用電源の電圧および周波数の低下を監視する装置の電源が喪失した状態で運転することを防止するため、監視装置の電源が喪失した場合には中央制御室に警報を発報するとともに、「電源電圧低」および「電源周波数低」の信号を発信する回路構成に変更した。
一次冷却材ポンプ電源監視回路概要図（変更前）
B系直流電源A系直流電源
監視装置（ Ｂ系 ）

監視装置（ Ａ系 ）

監視装置（ Ｂ系 ）

監視装置（ Ａ系 ）

監視装置（ Ｂ系 ）

監視装置（ Ａ系 ）

Bポンプ

Aポンプ

Cポンプ

【電源構成変更】監視装置の電源をポンプ毎に独立

電源系統は、変更前は各ポンプ監視装置の電源が系統毎に共通であり、１系統が電源喪失となった場合には、すべての監視装置が原子炉トリップ信号を発信する構成であることから、ポンプ毎に独立した電源系統に変更した。

監視装置の詳細

（一次冷却
材ポンプ
電源）

３相

【新設】
中央制御室へ警報発信

原子炉トリップ信号

監視装置全６台について改造を実施【回路変更】
監視装置の電源が喪失した場合に警報を発報

7

図－４

６００系ニッケル基合金溶接部の応力腐食割れに係る予防保全工事【工事概要】
国内外ＰＷＲプラントにおける応力腐食割れ事象を踏まえ、予防保全対策として600系ニッケル基合金が使用されている原子炉容器出入口管台溶接部について、溶接部内面全周を研削した後、耐食性に優れた690系ニッケル基合金で溶接を行った。

加圧器

蒸気発生器

原子炉容器

一次冷却材ポンプ.

8

図－５ 原子炉容器供用期間中検査【検査概要】

原子炉容器の供用期間中検査として、原子炉容器溶接部等の超音波探傷検査を行い、健全性を確認した。

9

図－６

二次系配管の点検等

点検概要
今定期検査において、６８２箇所について超音波検査（肉厚測定）を実施した。
○二次系配管肉厚の管理指針に基づく超音波検査（肉厚測定）部位「２次系配管肉厚の管理指針」の点検対象部位

今回点検実施部位

主要点検部位

1,803464

その他部位

1,131218

合計

2,934682

検査結果：必要最小厚さを下回る箇所および次回定期検査までに必要最小厚さを下回る可能性があると評価された箇所はなかった。

取替概要
過去の点検で減肉が確認された部位１箇所、今後の保守性を考慮した部位１９箇所、合計２０箇所を耐食性に優れたステンレス鋼または低合金鋼の配管に取り替えた。
概要図

発電機

蒸気発生器
高圧タービン

低圧タービンＧ

復水器

湿分分離加熱器①① 過去の点検結果で減肉が認められて復水ポンプ

グランド
蒸気復水器

高圧給水加熱器

復水処理装置第４脱気器②：主蒸気系統
：給水系統：復水系統：ドレン系統：主な配管取替箇所

低圧給水加熱器
第２第３

第１②

②
復水ブースタポンプ

脱気器タンクいるため、計画的に取り替えた箇所（１箇所）
・必要最小厚さとなるまでの期間が５年以上の箇所（１箇所）
炭素鋼

⇒

低合金鋼

② 配管の保守性※を考慮して取り替えた箇所（１９箇所）
炭素鋼 ⇒ ステンレス鋼 18箇所
炭素鋼 ⇒ 低合金鋼
1箇所
合計

給水ポンプ

②給水ブースタポンプ

1箇所

20箇所

※ 狭隘部で肉厚測定がしづらい小口径配管などについて取り替えた。

グランド蒸気10図－７ 蒸気発生器伝熱管の損傷について：１次冷却材の流れ

系統概要図

A･B･C蒸気発生器

加圧器

蒸気タービンへ

2次冷却水

1次冷却水材ポンプ

原子炉容器

原子炉格納容器

ローラ拡管部（イメージ）

伝熱管
蒸気発生器製作時の管板部の伝熱管拡管方法
管板対策（施栓方法）

機械式栓を伝熱管に挿入し、施栓装置の先端部を引き下げることにより、中子も同時に引き下がり、機械式栓を押し広げ施栓した。

11図－８

設計基準対策（その１）【工事概要】
設計基準対応工事として、地震対策、津波対策、その他自然現象（竜巻対策、外部火災）火災防護対策、内部溢水対策等を実施した。
例）
地震対策：耐震補強工事、斜面崩落対策工事
津波対策：放水口側防潮堤設置、取水路防潮ゲート設置、自然現象監視カメラ、潮位計設置［下線の対策を下記工事概要図に示す］
工事概略図【地震対策（例）】＜耐震補強工事＞
基準地震動：700 ガル【津波対策（例）】

津波高さ:T.P.+6.2m＜①取水路防潮ゲート設置＞①
T.P.+6.7m
T.P.+6.2m②＜②放水口側防潮堤設置＞

放水口防潮堤29.5～14.5ｍ

地盤の液状化により地盤の強度が低下する可能性のある層を対象に、地盤中に薬液を注入し地盤改良（浸透固化改良）を実施した。

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図－８

設計基準対策（その２）【工事概要】
設計基準対応工事として、地震対策、津波対策、その他自然現象（竜巻対策、外部火災）火災防護対策、内部溢水対策等を実施した。
例）
その他自然災害：（竜巻対策）飛来物防護壁設置、防護ネット設置（外部火災）防火帯設置
火災防護対策：消火水バックアップタンク設置、ポンプ設置
内部溢水対策：配管逆流防止対策工事、貯留堰堤設置［下線の対策を下記工事概要図に示す］
工事概略図【その他自然災害（竜巻対策（例））】＜飛来物防護壁設置、防護ネット設置＞（海水ポンプ室）
対策前

＜上 面＞
ネットで飛来物の衝突時の衝撃を吸収

対策後

＜側 面＞
鋼板で飛来物の貫通を阻止

風速 100m/s の竜巻を想定【火災防護対策（例）】＜消火水バックアップタンク設置、ポンプ設置＞

淡水タンク

淡水タンク

消火ポンプ室

タービン建屋

制御建屋等

外周建屋
消火設備

Ｐ

消火水系統

消火ポンプ
（電動）
原子炉格納容器

Ｐ
淡水タンク

Ｐ

Ｐ

消火ポンプ
（ﾃﾞｨｰｾﾞﾙ）

電動ポンプ
消火水バックアップタンク

100m3×3 台：既設消火水ライン：追加設置するﾊﾞｯｸｱｯﾌﾟﾗｲﾝ
耐震性を有するタンク、ポンプ、配管等を設置

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図－９ 重大事故対策（電源の確保：交流電源）【工事概要】①外部電源が喪失して非常用ディーゼル発電機が起動しない場合の代替電源として空冷式非常用発電装置（２台）を設置するとともに、中央制御室から遠隔起動できるよう設備を改造した。
②空冷式非常用発電装置からの電源供給等が期待できない場合を想定し、電源車（３台、うち１台は３、４号機共用の予備）を配備するとともに、原子炉補助建屋側面に接続口（２箇所）を設置し、電源車からの電源ケーブルを接続することで蓄電池や計器用電源等への電源供給を可能とした。
③既存の所内電気設備が使用できない場合を想定して、空冷式非常用発電装置から恒設代替低圧注水ポンプ等の重要機器に直接給電を可能にするため、代替所内電気設備（高圧分岐盤、分電盤、補機切替盤等）を設置した。
工事概要図
外部電源５回線（500kV：4回線、77kV：1回線）＜電源車：3台＞
非常用ディーゼル発電機

交流6.6kV所内電源 ※１＜屋外電源接続盤：2箇所＞

海水ポンプ

……………

格納容器スプレイポンプ

余熱除去ポンプ

空冷式非常用発電装置
から受電できない場合に電源車を接続する。

＜空冷式非常用発電装置：2台＞
高圧分岐盤

交流440V所内母線 ※１
起動・停止信号分電盤※２

既存の所内電気設備より受電できない場合に、代替所内電気設備より受電する。

補機切替盤＜遠隔操作盤＞
恒設代替低圧注水ポンプ

アニュラス空気浄化ファン………………

蓄圧タンク出口弁

安全系計器用電源

１２５Ｖ直流き電盤

Ａ機

Ｂ機

切 入

切 入

中央制御室
※１：既存の所内電気設備※２：可搬式整流器を接続して、直流き電盤に直流電源を供給することが可能

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：新規設置

図－１0 重大事故対策（電源の確保：直流電源）【工事概要】①蓄電池（２系列）について、全交流電源喪失時に原子炉の冷却等に必要な負荷に24時間以上電源供給を可能とするために容量の増強を行った。（蓄電池容量：1200→2400Ah（２系列とも））②全交流電源喪失時における原子炉の冷却等に不要な負荷のうち、速やかに切り離す必要がある負荷を遠隔にて切り離すための操作盤を中央制御室に設置した。
③直流電源系統が機能喪失した場合を想定して、加圧器逃がし弁を作動させるための電磁弁に直流電源を供給するため、専用の可搬式バッテリを配備した。

工事概略図

＜蓄電池＞

交流４４０Ｖ所内母線

計器用電源………………

蓄圧タンク出口弁

ほう酸ポンプ

蓄電池容量を1200Ahから2400Ahに増強

整流器（交流４４０Ｖ⇒直流１２５Ｖ）

125V直流き電盤＜直流き電盤負荷遠隔停止操作盤＞

Ａ・
Ｄ 計器用電源

制御建屋直流分電盤…………………

切切信号

中央制御室

電磁弁

計器用空気系統

電源供給

ディーゼル発電機界磁ディーゼル発電機盤

タービン動補助給水ポンプ盤

事故時に不要な負荷のうち、速やかに切り離す必要がある負荷を遠隔にて切り離すための操作盤

・加圧器逃がし弁を開放し、一次冷却材系統を減圧し蓄圧タンク（ほう酸水）を注入させる。
・直流電源が機能喪失した場合においても、加圧器逃がし弁を開放できるよう、可搬式バッテリを配備

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空気作動弁

図－１１ 冷却機能の確保（炉心・格納容器の冷却）【工事目的】①電源が喪失した場合においても、原子炉および格納容器スプレイの注水を可能とするため、可搬式および恒設の代替低圧注水ポンプを設置した。
②原子炉補機冷却水系統が機能喪失した場合においても、ポンプ自身の吐出水によりモータ等を冷却する（自己冷却）ため、ポンプ自身の吐出水を冷却水として供給するための分岐配管等を設置した。
③復水タンクから燃料取替用水タンクへの移送配管およびポンプを設置した。
工事概要図

＜電源車＞

＜可搬式代替低圧注水ポンプ：3台＞
Ｐ 海水ポンプ

電源供給

海水＜大容量ポンプ：3台＞

海水ポンプ代替

放水口へ(燃料取替用水タンク

海水ポンプ、原子炉補機冷却水系統が使用できない場合、大容量ポンプ（海水）にて格納容器内を冷却する。

格納容器スプレイ※2

原子炉補機冷却水系統

原子炉格納容器

復水タンク

※１

＜恒設代替
低圧注水ポンプ：1台＞※１＜燃料取替用水タンク
補給用移送ポンプ：1台＞

※2
電動機

(
(格納容器再循環ユニット

格納容器スプレイポンプ（2台中1台に自己冷却配管を設置）
電動機

熱い空気、蒸気を冷やす

屋外放出

余熱除去ポンプ（2台）
原子炉容器

※2

※１
電動機：新設設備

充てん/高圧注入ポンプ（3台中1台に自己冷却配管を設置）

16図－１２ 自主的対応工事等（使用済燃料ピットの監視強化、外部電源受電設備の浸水対策、代替水源の確保）【工事概要】①使用済燃料ピットの監視強化のため、広域水位計（電波式）を増設するとともに、監視カメラを設置した。
②予備変圧器から安全系母線給電ルート上に設けられているバスダクトをケーブルに取り替えるとともに、ケーブル接続部の防水処理を行った。
③消火水バックアップタンク等に替わる水源確保の観点から、３、４号機背後斜面の湧水排出トンネル内に湧水を堰き止めて淡水貯水槽を設置し、３、４号機共用の水源とした。

工事概略図
安全系電源から電源供給を受ける監視カメラの設置【使用済燃料ピットの監視強化】
安全系電源

安全系電源から電源供給を受ける広域水位計の設置

電波式【外部電源受電設備の浸水対策】
金属ダクト

ケーブル接続箱水密区域への移設

EL.10.5m
タービン建屋
（非水密区域）

予備変圧器より導体（アルミ、銅製の金属棒）

安全系母線
中間建屋
（水密区域）

バスダクトから、ケーブルに取替え（耐水性の向上）ケーブル【代替水源の確保】＜淡水貯水槽＞（3,4号背後斜面湧水排出トンネル）
既補給用ラインが使用できない場合、淡水貯水槽から仮設消防ポンプを使用し復水タンク、使用済燃料ピットへ補給する。

可搬式ホース（斜面に沿って建屋まで敷設）

3,4号背後斜面
淡水貯水槽

建屋
復水タンク
使用済燃料ピットへ

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トレイ

被覆ケーブル図－１２ 自主的対応工事等（非常用炉心冷却系統の支持構造物等の点検）【工事概要】
非常用炉心冷却系統に設置されている耐震サポートなどの支持構造物や屋内外タンクの基礎ボルト等について、取り付け状況等に異常のないことを確認した。

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