添付資料 1
第1表

設計基準事故等対応時の現場操作の抽出結果（1／12）：手 順書 で要求のある現場操作又は現場確認を行う機器
評価

手順 書要 求設計 基準 事 故等

手順書名

事故 対応 中 の操 作項 目
操作 場所(1) 原 子 炉 起 動 時 に非常時運転手順書

原子炉スク ラム 確認

中央 制御 室おける制御棒の異原子炉スクラム事故

タービン手 動ト リッ プ

中央 制御 室常な 引き 抜 き

評価 内容

評価 結果

原子炉モー ドス イッ チ 「SHUT DOWN」
中央 制御 室
位置切替

【事 象の 想 定】

タービンバ イパ ス弁 作 動状 況 確認

中央 制御 室原子炉の起動時に原子炉状態 確認

中央 制御 室運転員の誤操作に

所内電源切 替確 認（ 所 変→ 起 変）

中央 制御 室発電機状態 確認

中央 制御 室より制御棒が連続的に 引き 抜 かれ，原子炉出力が上昇す
る。

原子炉水位 設定 L-3 セ ット ダ ウン
中央 制御 室確認
復水系健全 確認

中央 制御 室

給水加熱器 出入 口弁 「RESET」「OPEN」

中央 制御 室

給水ポンプ 切替 （TD→MD）

中央 制御 室

タービン状 態監 視

中央 制御 室MSP，TGOP 起 動

中央 制御 室PLR ポンプ HI→LFMG 切 替 確認

中央 制御 室

格納容器隔 離動 作確 認

中央 制御 室ECCS 作動状況 確 認

中央 制御 室給水制御「 三 要素 」→「 単要 素 」切替

中央 制御 室原子炉水位 設定 「リ セ ット 」

中央 制御 室

タービン側 確認

中央 制御 室

タービント リッ プ後 操 作

中央 制御 室対象 外（ 中 央制 御室 で 対応 可 能）

財産保護の観点で実施するタービント リッ プ後 現 場操 作

現場

対応 不要
操作 のた め ，対 象外CRD ポンプ 運 転状 態確 認

中央 制御 室ヒータドレ ンポ ンプ 確 認

中央 制御 室

タービン側 機器 運転 状 態確 認

中央 制御 室原子炉未臨 界確 認

中央 制御 室原子炉水位 回復 確認

中央 制御 室放射線モニ ター 確認

中央 制御 室所内ボイラ ー2 缶 運転

現場

対象 外（ 中 央制 御室 で 対応 可 能）

緊急性を要しない操作のた
対応 不要
め， 対象 外財産保護の観点で実施する
タービン側 過冷 却防 止 操作

現場

対応 不要
操作 のた め ，対 象外

PLR FCV 全 開 操作

中央 制御 室HPCP，LPCP 各 1 台停 止

中央 制御 室

復水器真空 調整

中央 制御 室給水制御系 「手 動」 切 替

中央 制御 室86G1，G2 リセ ッ ト

中央 制御 室

固定子冷却 水ポ ンプ 1 台起 動

中央 制御 室

格納容器隔 離， AC 系 リセ ッ ト

対象 外（ 中 央制 御室 で 対応 可 能）

中央 制御 室中央 制御 室/緊急性を要しない操作のた

格納容器隔 離， AC 系 復旧 操 作

対応 不要
現場

原子炉スク ラム リセ ッ ト

中央 制御 室め， 対象 外
対象 外（ 中 央制 御室 で 対応 可 能）
緊急性を要しない操作のたコンデミ 9 塔→3 塔

現場

対応 不要
め， 対象 外原子炉降圧

中央 制御 室対象 外（ 中 央制 御室 で 対応 可 能）

中央 制御 室/財産保護の観点で実施する

RHR SDC モ ー ドフ ラッ シ ング

対応 不要
現場

タービンタ ーニ ング 確 認

10 条−別紙 1−2

中央 制御 室操作 のた め ，対 象外
対象 外（ 中 央制 御室 で 対応 可 能）

第1表

設計基準事故等対応時の現場操作の抽出結果（2／12）
評価

手順 書要 求設計 基準 事 故等

手順書名

(2) 出 力 運 転 中 の 制

起動停止手順書

御棒の異常な引きプラント冷温停止操抜き

作手順

事故 対応 中 の操 作項 目
操作 場所

評価 内容

中央 制御 室/財産保護の観点で実施する

RHR SDC モ ー ドフ ラッ シ ング

対応 不要
現場
中央 制御 室/操作 のた め ，対 象外財産保護の観点で実施する

水素注入系 停止対応 不要
現場

【事 象の 想 定】

格納容器内 パー ジ

中央 制御 室

原子炉の出力運転
中に運転員の誤操

操作 のた め ，対 象外
対象 外（ 中 央制 御室 で 対応 可 能）
緊急性を要しない操作のた

所内ボイラ ー2 缶 運転

現場

対応 不要
め， 対象 外作により制御棒がプロコン

連続的に引き抜か要求「ON」れ，原 子炉 出力が上

基幹給出力 降下 連絡

中央 制御 室原子炉出力 降下 操作 （PLR FCV）

中央 制御 室

発電機出力 降下 確認

中央 制御 室TDRFP 一台 ミ ニフ ロー 弁 開

中央 制御 室原子炉出力 降下 操作 （CR）

中央 制御 室

昇す る。

評価 結果

オペ レー タ ー監 視 停止
中央 制御 室対象 外（ 中 央制 御室 で 対応 可 能）

主蒸気管ド レン 弁自 動 開確 認

中央 制御 室制御棒挿入 操作 一旦 停 止

中央 制御 室TDRFP１台停 止

TD2→TD1

中央 制御 室中央 制御 室/財産保護の観点で実施する

O2 注入系 停止

対応 不要
現場

操作 のた め ，対 象外
緊急性を要しない操作のたコンデミ 9 塔→6 塔

現場

対応 不要
め， 対象 外主蒸気管ド レン 弁開 操 作

中央 制御 室原子炉出力 降下 操作
中央 制御 室対象 外（ 中 央制 御室 で 対応 可 能）

（PLR FCV MINI POS）
給水加熱器 出入 口弁 「RESET」「OPEN」

中央 制御 室中央 制御 室/緊急性を要しない操作のたヒータード レン ポン プ 停止 操 作

対応 不要
現場

運転中 TDRFP ミ ニフ ロ ー弁 「RECIRC」

中央 制御 室原子炉出力 降下 操作 （CR）

中央 制御 室RWM 使用可 能 確認

中央 制御 室制御棒挿入 操作 一旦 停 止

中央 制御 室PLR ポンプ HI→LFMG 切 替

中央 制御 室め， 対象 外「CV FAST CLOSURE/MSV CLOSURE TRIP
中央 制御 室BYPASS」警 報 確認
制御棒挿入 操作 一旦 停 止

中央 制御 室

給水ポンプ 切替 （TD→MD）

中央 制御 室給水制御「 三要 素」 → 「単 要 素」 切替

中央 制御 室HPCP，LPCP 各 １ 台停 止

中央 制御 室RWM「低出力 設 定点 以下 」 点灯 確認

中央 制御 室PSVR ロック

中央 制御 室制御棒挿入 操作 一旦 停 止

中央 制御 室対象 外（ 中 央制 御室 で 対応 可 能）

所内電源切 替所変 → 起変

クロスアラ ウン ドド レ ン弁

中央 制御 室開給水流量減 少確 認

中央 制御 室中央 制御 室

発電機出力 降下 （負 荷 制限 ）中央 制御 室

解列前基幹 給連 絡

中央 制御 室発電機解列 準備

中央 制御 室

発電機解列

中央 制御 室発電機解列 所内 周知 ， 基幹 給 連絡

中央 制御 室

タービン側 ドレ ン弁 開

中央 制御 室

発電機界磁 遮断 器開 放中央 制御 室10 条−別紙 1−3

第1表

設計基準事故等対応時の現場操作の抽出結果（3／12）
評価

手順 書要 求設計 基準 事 故等

手順書名

事故 対応 中 の操 作項 目
操作 場所(2) 出 力 運 転 中 の 制

起動停止手順書

AVR 状態確 認

中央 制御 室御棒の異常な引きプラント冷温停止操発電機コア モニ ター 停 止

中央 制御 室抜き （続 き ）作手順（続き）

評価 内容

評価 結果

対象 外（ 中 央制 御室 で 対応 可 能）
中央 制御 室/財産保護の観点で実施する

IPB ファン 停 止

対応 不要
現場

操作 のた め ，対 象外

4S エバポ ドレ ン タンク LCV EMRG 切替
中央 制御 室確認
非常用調速 機加 速度 ト リッ プ 試験
中央 制御 室準備
非常用調速 機加 速度 ト リッ プ 試験

中央 制御 室

タービント リッ プ後 操 作

中央 制御 室対象 外（ 中 央制 御室 で 対応 可 能）

緊急性を要しない操作のた
タービント リッ プ後 現 場操 作

現場

対応 不要
め， 対象 外タービン状 態確 認

中央 制御 室APRM/SRNM 記 録計 切替

中央 制御 室MDRFP 制御 器「自 動」→「 手 動」切替

中央 制御 室対象 外（ 中 央制 御室 で 対応 可 能）

原子炉モー ドス イッ チ 「START＆HOT
中央 制御 室
STBY」位置 切替
CUW RPV 底 部 ドレ ン弁

開中央 制御 室

タービンリ フト ポン プ 起動

中央 制御 室中央 制御 室/

格納容器内 N2 関連 設備 隔 離現場

緊急性を要しない操作のた対応 不要

中央 制御 室/め， 対象 外D/W エント リ ー
現場
タービンタ ーニ ング 確 認

中央 制御 室SRNM レンジ切 替 確認

中央 制御 室対象 外（ 中 央制 御室 で 対応 可 能）
財産保護の観点で実施する
タービン側 過冷 却防 止 操作

現場

対応 不要
操作 のた め ，対 象外タービンバ イパ ス弁 全 閉確 認

中央 制御 室

原子炉降圧 に伴 う警 報 確認

中央 制御 室

タービンバ イパ ス弁 開 操作

中央 制御 室

主蒸気圧力 設定 調整

中央 制御 室原子炉水位 制御 MD-FCV→ RFP
中央 制御 室バイパス FCV 切 替
原子炉停止 完了 所内 周 知

中央 制御 室対象 外（ 中 央制 御室 で 対応 可 能）

原子炉モー ドス イッ チ 「REFUEL」
中央 制御 室
位置切替
原子炉停止 後点 検

中央 制御 室M.SJAE→OGSJAE 切替 確認

中央 制御 室SDC モード 運 転

中央 制御 室

HPCP 全停

中央 制御 室緊急性を要しない操作のたコンデミ 6 塔→3 塔

現場

対応 不要
め， 対象 外10 条−別紙 1−4

第1表

設計基準事故等対応時の現場操作の抽出結果（4／12）
評価

手順 書要 求設計 基準 事 故等

手順書名

事故 対応 中 の操 作項 目
操作 場所(2) 出 力 運 転 中 の 制

起動停止手順書

RCIC 隔離確認

中央 制御 室御棒の異常な引きプラント冷温停止操CUW ブロー 「H/W」→ 「R/W」 切 替

中央 制御 室抜き （続 き ）作手順（続き）4S

中央 制御 室H/B 切 替 確認

タービンバ イパ ス弁 全 閉

中央 制御 室MSIV 全弁閉操 作

中央 制御 室RHR SDC モ ード 運転 及 び待 機状 態 確認

中央 制御 室原子炉ヘッ ドス プレ イ 開始

中央 制御 室原子炉ヘッ ドス プレ イ 停止

中央 制御 室

主蒸気管ド レン 弁閉 操 作

中央 制御 室

復水器真空 破壊中央 制御 室

原子炉冷却

中央 制御 室

評価 内容

評価 結果

対象 外（ 中 央制 御室 で 対応 可 能）

復水器内負 圧保 持

中央 制御 室中央 制御 室/緊急性を要しない操作のたタービン側 機器 停止 操 作

対応 不要
現場

(3) 原 子 炉 冷 却 材 流

非常時運転手順書

PLR１台トリ ッ プ確 認

中央 制御 室量の 部分 喪 失再循環系ポンプトリ

SRI 作動確 認

中央 制御 室ップ事故

発電機状態 確認

中央 制御 室【事 象の 想 定】

原子炉状態 確認

中央 制御 室

原子炉の出力運転

トリップ側 PLR ポン プ CS「PtoL」，

中に ，再循 環系ポン

FCV「MIN POS」

プ駆動電動機遮断

トリップ側 PLR ポン プ 出口 弁 全閉器開 等に よ り，再循

→5 分後全 開め， 対象 外中央 制御 室中央 制御 室環系ポンプ１台の対象 外（ 中 央制 御室 で 対応 可 能）

運転中 PLR ポン プ運 転 状態 確 認，
中央 制御 室

電源 が喪 失 し，炉心FCV 40%以下

流量 が減 少 する。

原子炉安定 確認

中央 制御 室タービン発 電機 運転 状 態確 認

中央 制御 室

復水器真空 調整

中央 制御 室PLR ポンプ 運 転状 態確 認

中央 制御 室財産保護の観点で実施する

02 注入系 注入 量 調整

現場

対応 不要
操作 のた め ，対 象外
緊急性を要しない操作のたコンデミ 9 塔→6 塔

現場

対応 不要
め， 対象 外(4) 原 子 炉 冷 却 材 系の停止ループの誤起動【事 象の 想 定】
原子炉が部分負荷で運 転中 に ，再循環
流量 制御 系 の故障，誤操作等により停止中の再循環系ポ対応手順なし（再循環系ポンプは自動起動す る設 備 で は な く ， 起 動 条 件 と し て 温 度 制 限 も 設 け て い る た め ， 余 熱 な し で 起 動 す る こ と は ない。）

ンプ が起 動 され，再循環ループ中の比較的低温の冷却材が炉心に注入されて反応度が投入され，原 子炉 出力が上昇す る。

10 条−別紙 1−5

第1表

設計基準事故等対応時の現場操作の抽出結果（5／12）
評価

手順 書要 求設計 基準 事 故等

手順書名

事故 対応 中 の操 作項 目
操作 場所

非常時運転手順書

原子炉スク ラム 確認

中央 制御 室275kV 電源喪失事故

所内単独運 転確 認

中央 制御 室【事 象の 想 定】

原子炉状態 確認

中央 制御 室

原子炉の出力運転

原子炉圧力 確認

中央 制御 室中に ，送電 系統又はD/G 自動起 動 確認

中央 制御 室

所内主発電設備の格納容器隔 離動 作確 認

中央 制御 室

給水ポンプ 切替 （TD→MD）

中央 制御 室

タービン手 動ト リッ プ

中央 制御 室

所内全停電 確認

中央 制御 室SRV 作動確 認

中央 制御 室(5)外部 電源 喪 失

故障等により外部
電源 が喪 失 する。

非常用油ポ ンプ 起動 確 認

中央 制御 室M/C 2C，2D，HPCS 受 電確 認

中央 制御 室

各計器動作 確認

中央 制御 室MSIV 「CLOSE」 位置

中央 制御 室RCIC 手動起動

中央 制御 室

タービン側 自動 起動 確 認

中央 制御 室

原子炉圧力 制御中央 制御 室

評価 内容

評価 結果

対象 外（ 中 央制 御室 で 対応 可 能）

原子炉モー ドス イッ チ 「SHUT DOWN」
中央 制御 室位置切替
CRD ポンプ 起 動

中央 制御 室

タービント リッ プ後 操 作

中央 制御 室緊急性を要しない操作のた

タービント リッ プ後 現 場操 作

現場

対応 不要
め， 対象 外原子炉未臨 界確 認

中央 制御 室タービン減 速状 況監 視

中央 制御 室原子炉スク ラム 後操 作

中央 制御 室TD ターニ ング 確 認

中央 制御 室

タービン機器 CS「PtoL」「切 」

中央 制御 室空調起動準 備対象 外（ 中 央制 御室 で 対応 可 能）

現場
緊急性を要しない操作のた
中央 制御 室/RPS MG セット 起 動， 受電

対応 不要
め， 対象 外現場
原子炉水位 確保 確認

中央 制御 室

外部電源状 況確 認

中央 制御 室

格納容器隔 離， AC 系 リセ ッ ト

中央 制御 室中央 制御 室/対象 外（ 中 央制 御室 で 対応 可 能）

緊急性を要しない操作のた

CUW 再起動対応 不要
現場

SRV による 原 子炉 減圧 冷 却

中央 制御 室

タービンタ ーニ ング 確 認

中央 制御 室RCIC 停止

中央 制御 室東海原子力線 1，2 号復 旧 確認

中央 制御 室275kV 母線 復 旧

中央 制御 室

所内電源復 旧

中央 制御 室め， 対象 外

対象 外（ 中 央制 御室 で 対応 可 能）

10 条−別紙 1−6

第1表

設計基準事故等対応時の現場操作の抽出結果（6／12）
評価

手順 書要 求設計 基準 事 故等

手順書名

事故 対応 中 の操 作項 目
操作 場所(6)給水 加熱 喪 失

評価 内容

評価 結果

非常時運転手順書
原子炉スクラム事故【事 象の 想 定】
原子炉の出力運転
中に ，給水 加熱器へ「(1)原子炉 起 動時 にお け る制 御棒 の 異常 な引 き抜 き 」と 同様の蒸気流量が喪失
して，給水温度が徐々 に低 下 し，炉心
入口サブクーリン
グが 増加 し て，原子炉出 力が 上 昇する。
(7) 原 子 炉 冷 却 材 流

非常時運転手順書

量制 御系 の 誤動作

原子炉スクラム事故【事 象の 想 定】
原子炉の出力運転
中に ，原子 炉冷却材「(1)原子炉 起 動時 にお け る制 御棒 の 異常 な引 き抜 き 」と 同様の再循環流量制御
系の 故障 等 により，再循環流量が増加
し，原 子炉 出力が上昇す る。
(8)負荷 の喪 失非常時運転手順書
275kV 電源喪失事故【事 象の 想 定】
原子炉の出力運転
中に ，送電 系統の故「(5)外部電 源 喪失 」と 同 様

障等 によ り ，発電機
負荷 遮断 が 生じ，蒸気加減弁が急速に閉止 し ，原 子炉圧力が上 昇す る 。
(9) 主 蒸 気 隔 離 弁 の非常時運転手順書

原子炉スク ラム 確認

中央 制御 室誤閉 止MSIV 閉による原子炉

タービン手 動ト リッ プ

中央 制御 室隔離事故

原子炉状態 確認

中央 制御 室【事 象の 想 定】

タービン発 電機 状態 確 認

中央 制御 室

原子炉の出力運転

原子炉圧力 確認

中央 制御 室中に ，原子 炉水位異原子炉圧力 制御 及び RHR S/P 冷却

中央 制御 室常低 下等 の 誤信号，

給水加熱器 出入 口弁 「RESET」「OPEN」

中央 制御 室

給水ポンプ 切替 （TD→MD）

中央 制御 室復水系健全 確認

中央 制御 室M.SJAE 停止

中央 制御 室誤操作等により主蒸気隔離弁が閉止し，原 子炉 圧力が上

対象 外（ 中 央制 御室 で 対応 可 能）

昇す る。

緊急性を要しない操作のた
所内ボイラ ー2 缶 運転

現場

対応 不要
め， 対象 外原子炉モー ドス イッ チ 「SHUT DOWN」
中央 制御 室
位置切替
タービン状 態監 視

中央 制御 室MSP，TGOP 起 動

中央 制御 室PLR ポンプ HI→LFMG 切 替 確認

中央 制御 室

格納容器隔 離動 作確 認

中央 制御 室MSIV CS「CLOSE」

中央 制御 室給水制御「 三 要素 」→「 単要 素 」切替

中央 制御 室対象 外（ 中 央制 御室 で 対応 可 能）

10 条−別紙 1−7

第1表

設計基準事故等対応時の現場操作の抽出結果（7／12）
評価

手順 書要 求設計 基準 事 故等

手順書名

事故 対応 中 の操 作項 目
操作 場所(9) 主 蒸 気 隔 離 弁 の非常時運転手順書

原子炉水位 設定 「リ セ ット 」

中央 制御 室誤閉 止（ 続 き）

MSIV 閉による原子炉

タービン発 電機 動作 確 認

中央 制御 室隔離事故（続き）

タービント リッ プ後 操 作

中央 制御 室

評価 内容

評価 結果

対象 外（ 中 央制 御室 で 対応 可 能）

緊急性を要しない操作のた
タービント リッ プ後 現 場操 作

現場

対応 不要
め， 対象 外原子炉未臨 界中央 制御 室放射線モニ ター 確認

中央 制御 室PLR FCV 全 開 操作

中央 制御 室HPCP，LPCP 各 １ 台停 止

中央 制御 室対象 外（ 中 央制 御室 で 対応 可 能）

緊急性を要しない操作のたコンデミ 9 塔→3 塔

現場

対応 不要
め， 対象 外4S H/B 切替及 び O/G SJAE 起 動

中央 制御 室

タービン側 ドレ ン弁 開

中央 制御 室対象 外（ 中 央制 御室 で 対応 可 能）
財産保護の観点で実施する
タービン側 過冷 却防 止 操作

現場

対応 不要
操作 のた め ，対 象外

格納容器隔 離， AC 系 リセ ッ ト，

中央 制御 室/緊急性を要しない操作のた
対応 不要

復旧操作

現場

86G1，G2 リセ ッ ト

め， 対象 外中央 制御 室対象 外（ 中 央制 御室 で 対応 可 能）

中央 制御 室/緊急性を要しない操作のた

固定子冷却 水ポ ンプ １ 台起 動

対応 不要
現場

RHR S/P 冷 却 ，S/P 水位 調 整

中央 制御 室RCIC 手動起動

中央 制御 室給水系によ る原 子炉 給 水停 止

中央 制御 室

原子炉降圧

中央 制御 室

原子炉圧力 ，炉 水温 度 確認

中央 制御 室め， 対象 外

対象 外（ 中 央制 御室 で 対応 可 能）
原子炉スク ラム リセ ッ ト

中央 制御 室MD RFP 停止

中央 制御 室

タービンタ ーニ ング 確 認

中央 制御 室RHR S/P 冷 却停 止， RHR SDC モ ー ドフ

中央 制御 室/財産保護の観点で実施する
対応 不要

ラッシング

現場

PLR 停止中央 制御 室RHR SDC モ ー ド運 転

中央 制御 室RCIC 停止，SRV 開閉 停 止

中央 制御 室(10) 給 水 制 御 系 の非常時運転手順書

タービント リッ プ確 認

中央 制御 室故障

タービン発電機トリ

原子炉スク ラム 確認

中央 制御 室ップ事故

原子炉状態 確認

中央 制御 室【事 象の 想 定】

所内電源切 替確 認（ 所 変→ 起 変）

中央 制御 室

原子炉の出力運転

原子炉モー ド ス イ ッ チ 「SHUT DOWN」

中に ，給水 制御器の位置切替

誤動 作等 に より，給

原子炉圧力 確認

中央 制御 室

水流量が急激に増発電機状態 確認

中央 制御 室加し ，炉心 入口サブ
クーリングが増加
して ，原子 炉出力が上昇 する 。

操作 のた め ，対 象外

対象 外（ 中 央制 御室 で 対応 可 能）

中央 制御 室原子炉水位 設定 L-3 セ ット ダ ウン
中央 制御 室確認
タービンバ イパ ス弁 作 動状 況 確認

中央 制御 室復水系健全 確認

中央 制御 室

給水加熱器 出入 口弁 「RESET」「OPEN」

中央 制御 室

給水ポンプ 切替 （TD→MD）

中央 制御 室

タービン状 態監 視

中央 制御 室MSP，TGOP 起 動

中央 制御 室PLR ポンプ HI→LFMG 切 替 確認

中央 制御 室

格納容器隔 離動 作確 認

中央 制御 室10 条−別紙 1−8

対象 外（ 中 央制 御室 で 対応 可 能）

第1表

設計基準事故等対応時の現場操作の抽出結果（8／12）
評価

手順 書要 求設計 基準 事 故等

手順書名

事故 対応 中 の操 作項 目
操作 場所(10) 給 水 制 御 系 の非常時運転手順書

SRV 状態確 認

中央 制御 室故障 （続 き ）タービン発電機トリ

ECCS 作動状況 確 認

中央 制御 室ップ事故（続き）

給水制御「 三 要素 」→「 単要 素 」切替

中央 制御 室原子炉水位 設定 「リ セ ット 」

中央 制御 室

タービン側 確認

中央 制御 室

タービント リッ プ後 操 作

中央 制御 室

評価 内容

評価 結果

対象 外（ 中 央制 御室 で 対応 可 能）

緊急性を要しない操作のた
タービント リッ プ後 現 場操 作

現場

対応 不要
め， 対象 外(11) 原 子 炉 圧 力 制

非常時運転手順書

御系 の故 障MSIV 閉による原子炉

CRD ポンプ 運 転状 態確 認

中央 制御 室ヒータドレ ンポ ンプ 確 認

中央 制御 室タービン振 動確 認

中央 制御 室

復水器真空 調整

中央 制御 室OG 流量調 整

中央 制御 室対象 外（ 中 央制 御室 で 対応 可 能）

隔離事故
【事 象の 想 定】「(9)主蒸気 隔 離弁 の誤 閉 止」 と同 様

原子炉の出力運転
中に ，圧力 制御系の故障 等に よ り，主蒸
気流 量が 変 化する。
(12) 給 水 流 量 の 全

非常時運転手順書

復水器 H/W 水位 確認

中央 制御 室喪失

給復水系故障による

復水器 H/W 水位 低下 原 因調 査

中央 制御 室原子炉スクラム事故

給復水系全 停中央 制御 室【事 象の 想 定】

原子炉スク ラム 確認

中央 制御 室

原子炉の出力運転

発電機確認 状態 確認

中央 制御 室中に ，給水 制御系のタービン手 動ト リッ プ

中央 制御 室PLR ポンプ HI→LFMG 切 替 確認

中央 制御 室

所内電源切 替確 認（ 所 変→ 起 変）

中央 制御 室

故障又は給水ポン
プのトリップにより，部 分的 な給水流量の減少又は全給水流量の喪失が起
こり原子炉水位が低下 する 。

L-2 到達， MSIV 閉， RCIC/HPCS
中央 制御 室
自動起動確 認対象 外（ 中 央制 御室 で 対応 可 能）
原子炉モー ドス イッ チ 「SHUT DOWN」
中央 制御 室
位置切替
原子炉圧力 確認

中央 制御 室

格納容器隔 離動 作確 認

中央 制御 室タービン発 電機 状態 確 認

中央 制御 室

主復水器真 空破 壊

中央 制御 室MSP，TGOP，LIFT ポ ン プ自 動起 動 確認

中央 制御 室原子炉未臨 界確 認

中央 制御 室原子炉水位 回復 確認

中央 制御 室

タービント リッ プ後 操 作

中央 制御 室緊急性を要しない操作のた

タービント リッ プ後 現 場操 作

現場

対応 不要
め， 対象 外10 条−別紙 1−9

第1表

設計基準事故等対応時の現場操作の抽出結果（9／12）
評価

手順 書要 求設計 基準 事 故等

手順書名

事故 対応 中 の操 作項 目
操作 場所(12) 給 水 流 量 の 全

非常時運転手順書

L-8 到達， RCIC/HPCS ト リ ップ

中央 制御 室喪失 （続 き ）給復水系故障による

原子炉水位 L-8 以下 確 認

中央 制御 室原子炉スクラム事故

RCIC ロジック リ セッ ト

中央 制御 室（続き）

RCIC 手動起動

中央 制御 室原子炉水位 制御 確認

中央 制御 室

評価 内容

評価 結果

対象 外（ 中 央制 御室 で 対応 可 能）

格納容器隔 離， AC 系 リセ ッ ト

中央 制御 室中央 制御 室/緊急性を要しない操作のた

格納容器隔 離， AC 系 復旧 操 作

対応 不要
現場

RHR S/P 冷 却 状態 確認

め， 対象 外中央 制御 室原子炉スク ラム リセ ッ ト

中央 制御 室

原子炉降圧

中央 制御 室対象 外（ 中 央制 御室 で 対応 可 能）

財産保護の観点で実施する
タービン側 過冷 却防 止 操作

現場

対応 不要
操作 のた め ，対 象外

86G1，G2 リセ ッ ト

中央 制御 室対象 外（ 中 央制 御室 で 対応 可 能）

中央 制御 室/緊急性を要しない操作のた

固定子冷却 水ポ ンプ １ 台起 動

対応 不要
現場

め， 対象 外タービンタ ーニ ング 確 認

中央 制御 室対象 外（ 中 央制 御室 で 対応 可 能）

RCIC 及び RHR S/P 冷 却停 止， RHR SDC

中央 制御 室/財産保護の観点で実施する対応 不要

モードフラ ッシ ング

現場

SRV 手動開 閉 停止

中央 制御 室(13) 原 子 炉 冷 却 材

非常時運転手順書

原子炉スク ラム 確認

中央 制御 室喪失

冷却材喪失事故

LOCA 確認

中央 制御 室

所内電源切 替確 認（ 所 変→ 起 変）

中央 制御 室【事 象の 想 定】

LOCA 後機器動 作 確認

中央 制御 室

原子炉の出力運転

タービン発 電 機/TDRFP ト リ ッ プ 確認

中に ，何ら かの原因

（RCIC 自 動起 動 ）により原子炉冷却

所内電源健 全確 認

中央 制御 室MSP，TGOP，LIFT ポ ン プ自 動起 動 確認

中央 制御 室

格納容器隔 離動 作確 認

中央 制御 室ADS 動作確 認

中央 制御 室低圧注水系 注水 確認

中央 制御 室原子炉水位 回復 確認

中央 制御 室RHR LPCI→PCV 及び S/C ス プレ イ 切替

中央 制御 室

材圧力バウンダリを構成する配管あ
るいはこれに付随する機器等の損傷等を想定した場合には ，冷却 材が系外操作 のた め ，対 象外
対象 外（ 中 央制 御室 で 対応 可 能）

中央 制御 室対象 外（ 中 央制 御室 で 対応 可 能）に流 出す る 。
原子炉モー ド ス イ ッ チ 「SHUT DOWN」
中央 制御 室
位置切替
原子炉未臨 界確 認

中央 制御 室復水再循環 運転中央 制御 室HPCS 水源切替 確 認

中央 制御 室D/W，S/C H2 濃度 及び γ 線量 率 確認

中央 制御 室放射線モニ タ確 認

中央 制御 室RCIC トリップ

中央 制御 室FCS 手動起 動

中央 制御 室10 条−別紙 1−10

第1表

設計基準事故等対応時の現場操作の抽出結果（10／12）
評価

手順 書要 求設計 基準 事 故等

手順書名

事故 対応 中 の操 作項 目
操作 場所(14) 原 子 炉 冷 却 材

非常時運転手順書

PLR2 台トリッ プ 確認

中央 制御 室流量 の喪 失再循環系ポンプトリ

SRI 作動確 認

中央 制御 室ップ事故

発電機出力 確認 ，給 復 水系 確 認

中央 制御 室【事 象の 想 定】

原子炉状態 確認

中央 制御 室

原子炉の出力運転

原子炉安定 確認

中央 制御 室中に ，2 台 の再循環

タービン発 電機 運転 状 態確 認

中央 制御 室

復水器真空 調整

中央 制御 室O2 注入系 停止

現場

系ポンプが何らか

評価 内容

評価 結果

対象 外（ 中 央制 御室 で 対応 可 能）の原因でトリップすることにより炉財産保護の観点で実施する

心流 量が ，定格出力

対応 不要
操作 のた め ，対 象外時の流量から自然
循環流量にまで大幅に 低下 し て，炉心緊急性を要しない操作のたコンデミ 9 塔→6 塔の冷却能力が低下

現場

対応 不要
め， 対象 外する 。
(15) 原 子 炉 冷 却 材

非常時運転手順書

ポン プの 軸 固着

再循環系ポンプトリップ事故【事 象の 想 定】
原子炉の出力運転
中に ，1 台 の再循環「(14)原子 炉冷 却材 流 量の 喪 失」 と同 様系ポンプの回転軸が何らかの原因で固着することにより，炉 心流 量が急減
して ，炉心 の冷却能力が 低下 す る。
(16)制御 棒 落下

非常時運転手順書

原子炉スク ラム 確認

制御棒落下事故

原子炉モー ド ス イ ッ チ 「SHUT DOWN」

中央 制御 室中央 制御 室【事 象の 想 定】

位置切替

原子炉が臨界又は放射線モニ ター 確認

中央 制御 室

臨界近傍にあると原子炉側操 作中央 制御 室きに ，制御 棒駆動軸

タービン側 操作

中央 制御 室対象 外（ 中 央制 御室 で 対応 可 能）から分離した制御棒が炉心から落下し，急 激な 反応度投
入と出力分布変化が生 じる 。

緊急性を要しない操作のた
所内ボイラ ー2 缶 運転 確 認

現場

対応 不要
め， 対象 外MS RAD HI に よる MSIV 隔 離 確認 後，
中央 制御 室CS「閉」位 置

対象 外（ 中 央制 御室 で 対応 可 能）

MDRFP，HPCP 一台 運転

中央 制御 室コンデミ 6 塔→3 塔

現場

緊急性を要しない操作のた
対応 不要
め， 対象 外RCIC 隔離確認

中央 制御 室

制御棒落下 確認

中央 制御 室

プラント状 態確 認

中央 制御 室原子炉出力 降下 操作

中央 制御 室

落下制御棒 状態 確認

中央 制御 室対象 外（ 中 央制 御室 で 対応 可 能）

代替措置（原子炉手動スク
中央 制御 室/制御棒単体 スク ラム

ラム等）により実施可能な

対応 不要

現場
ため ，対 象 外
落下制御棒 自由 落下 操 作

中央 制御 室対象 外（ 中 央制 御室 で 対応 可 能）
緊急性を要しない操作のた落下制御棒 隔離現場

対応 不要
め， 対象 外10 条−別紙 1−11

第1表

設計基準事故等対応時の現場操作の抽出結果（11／12）
評価

手順 書要 求設計 基準 事 故等

手順書名

事故 対応 中 の操 作項 目
操作 場所(17) 放 射 性 気 体 廃

非常時運転手順書

SJAE 室 ADM 指 示 上昇 確認

中央 制御 室棄物処理施設の破気体廃棄物処理施設

警報確認

中央 制御 室損の破損事故

放射線モニ タ指 示確 認

中央 制御 室OG 系運転 状態 確 認

中央 制御 室【事 象の 想 定】

放射線モニ タ警 報確 認

中央 制御 室原子 炉運 転 中，何ら

タービン建屋搬出入口シャッター閉

かの原因で放射性操作

運転員を必要としない操作

緊急性を要しない操作のたタービン建 屋連 絡通 路 の閉 鎖

現場

ガスや空気抽出器
からの希ガスが環境に放出される可能性 があ る 。

対応 不要
め， 対象 外代替措置（ページング等に管理区域退 避現場には ，オフ ガス系に保持されていた希対応 不要のた め， 対 象外系 」 と い う 。） の 一部が破損した場合

評価 結果

対象 外（ 中 央制 御室 で 対応 可 能）現場

気体廃棄物処理施設（以 下「 オフガス

評価 内容

よる退避連絡）により，実対応 不要

施可 能な た め， 対象 外
所内電源切 替中央 制御 室原子炉手動 スク ラム

中央 制御 室

タービン手 動ト リッ プ

中央 制御 室原子炉モー ドス イッ チ 「SHUT DOWN」
中央 制御 室
位置切替
タービンバ イパ ス弁 作 動確 認

中央 制御 室OG 系停止 及び 隔 離中央 制御 室原子炉状態 確認

中央 制御 室発電機状態 確認

中央 制御 室原子炉水位 設定 L-3 セ ット ダ ウン
中央 制御 室確認
復水系健全 確認

中央 制御 室

給水加熱器 出入 口弁 「RESET」「OPEN」

中央 制御 室

給水ポンプ 切替 （TD→MD）

中央 制御 室

復水器真空 低下 確認

中央 制御 室

タービン状 態監 視

中央 制御 室放射線モニ タ指 示確 認

中央 制御 室MSP，TGOP 起 動

中央 制御 室PLR ポンプ HI→LFMG 切 替 確認

中央 制御 室

格納容器隔 離動 作確 認

中央 制御 室ECCS 作動状況 確 認

中央 制御 室

タービン側 確認

中央 制御 室給水制御「 三 要素 」→「 単要 素 」切替

中央 制御 室原子炉水位 設定 「リ セ ット 」

中央 制御 室

タービント リッ プ後 操 作

中央 制御 室対象 外（ 中 央制 御室 で 対応 可 能）

緊急性を要しない操作のた
タービント リッ プ後 現 場操 作

現場

対応 不要
め， 対象 外CRD ポンプ 運 転状 態確 認

中央 制御 室ヒータドレ ンポ ンプ 確 認

中央 制御 室

タービン側 機器 運転 状 態確 認

中央 制御 室原子炉未臨 界確 認

中央 制御 室原子炉水位 回復 確認

中央 制御 室所内ボイラ ー2 缶 運転

現場

対象 外（ 中 央制 御室 で 対応 可 能）

緊急性を要しない操作のた
対応 不要
め， 対象 外財産保護の観点で実施する
タービン側 過冷 却防 止 操作

現場

対応 不要
操作 のた め ，対 象外10 条−別紙 1−12

第1表

設計基準事故等対応時の現場操作の抽出結果（12／12）
評価

手順 書要 求設計 基準 事 故等

手順書名

事故 対応 中 の操 作項 目
操作 場所(17) 放 射 性 気 体 廃

非常時運転手順書

PLR FCV 全 開 操作

中央 制御 室棄物処理施設の破気体廃棄物処理施設

HPCP，LPCP 各 1 台停 止

中央 制御 室損（ 続き ）の破損事故（続き）

給水制御系 「手 動」 切 替

中央 制御 室4S H/B 切替確 認

中央 制御 室

復水器真空 低警 報確 認

中央 制御 室MSIV，MS ドレ ン 弁全 閉

中央 制御 室

評価 内容

評価 結果

対象 外（ 中 央制 御室 で 対応 可 能）

(18)主蒸 気 管破断

非常時運転手順書
MSIV 閉による原子炉【事 象の 想 定】

隔離事故

原子炉の出力運転
中に ，何ら かの原因
により原子炉格納「(9)主蒸気 隔 離弁 の誤 閉 止」 と同 様

容器外で主蒸気管が破断した場合には，破 断口 から冷却材が 流出 し ，放射性物質が環境に放出される可能性がある。
(19) 燃 料 集 合 体 の

非常時運転手順書

SRNM・FPC 確 認

中央 制御 室落下

燃料落下事故放射線モニ ター 確認

中央 制御 室6F 作業者 退避 誘 導

現場

対象 外（ 中 央制 御室 で 対応 可 能）
代替措置（ページング等に【事 象の 想 定】
原子炉の燃料交換

よる退避連絡）により，実対応 不要

施可 能な た め， 対象 外

時に ，燃料 取扱装置

FRVS/SGTS 1 系統 起動

中央 制御 室の故 障 ，破 損等によ放射線モニ ター 指示 上 昇報 告

中央 制御 室り燃料集合体が落CUW 運転確 認 ・ブ ロー 停 止操 作

中央 制御 室下し て破 損 し，放射対象 外（ 中 央制 御室 で 対応 可 能）

代替 監視 設 備(ITV，警 報 等)性物質が環境に放FPC 運転確 認

現場出される可能性がにより確認可能なため，対

対応 不要

象外

ある 。

PLR サンプ リ ング ライ ン 隔離

中央 制御 室対象 外（ 中 央制 御室 で 対応 可 能）
緊急性を要しない操作のた

CUW，FPC サン プ リン グラ イ ン隔 離

現場

対応 不要
め， 対象 外CRD ポンプ 停 止

中央 制御 室放射線モニ ター 監視

中央 制御 室対象 外（ 中 央制 御室 で 対応 可 能）(20) 可 燃 性 ガ ス の非常時運転手順書

発生

冷却材喪失事故【事 象の 想 定】
原子炉の出力運転
中に ，何ら かの原因
により原子炉冷却「(13)原子 炉冷 却材 喪 失」 と 同様
材圧力バウンダリを構成する配管あ
るいはこれに付随する機器等の損傷等を想定した場合には ，冷却 材が系外に流 出す る 。

10 条−別紙 1−13

添付資料 2
第2表
No.
1

新規制基準適合性に係る審査における必要な現場操作

条文
第八条「火災による損傷の防止」

操作項目
原子炉保護系母線
停止操作

概要
火災により原子炉保護系の論理回路が励磁状態を維持し，原子炉をスクラムさせる必要がある場合には，現場（原子炉建屋付属棟 1階）での原子炉保護系母線停止操作が必要となる。

2

第九条「溢水による損傷の防止等」

使用済燃料プール
冷却・注水機能復旧
操作

地震時の溢水の要因により燃料プール冷却浄化系の機能が喪失した際に，残留熱除去系により使用済燃料プールの冷却及び注水機能を維持する必要があり，その際に現場（原子炉建屋原子炉棟 3 階，4階）での手動弁操作が必要とな
る。

3

第十四条
「全交流動力電源喪失対策設備」

全交流動力電源喪
失時の負荷切り離し操作

全交流動力電源喪失時で，非常用ディーゼル発電機又は外部電源復旧が不可能な場合に，重大事故等に対処するために必要な電力を常設代替交流電源設備から供給するため，受電準備の現場操作として不要な負荷の切り離し操作が必
要となる。

4

第八条
「火災による損傷の防止」
第二十六条「原子炉制御室等」

中央制御室外原子炉停止操作

火災その他の異常な事態により中央制御室内での操作が困難な場
合，中央制御室外原子炉停止装置において，原子炉スクラム後の高温状態から冷温状態に移行させる操作が必要となる。

10 条−別紙 1−14

添付資料 31.
(1)

原子炉保護系母線停止操作必要となる操作の概要
火災により原子炉保護系の論理回路が励磁状態を維持し，発電用原子炉をスクラムさせる必要がある場合には，現場での原子炉保護系母線停止操作が必要となる。

(2)

操作容易性の評価結果
ａ．操作場所（第 2 図参照）
原子炉建屋付属棟 1 階（電気室）
ｂ．想定される環境条件
炎，熱，煙（起因事象：内部火災）
ｃ．操作場所の評価（アクセス性含む）
火災による原子炉保護系論理回路の励磁状態維持を想定するため，想定火災としては原子炉保護系継電器盤を発火箇所とする。
それに対し，操作場所である原子炉建屋付属棟 1 階（電気室）は，発
火箇所である中央制御室と位置的分散がなされており，想定される環境条件においても操作場所及びアクセス性に影響はなく，操作可能である。
ｄ．操作内容の評価
現場において操作を行う盤に付設された機器名称・機器番号が記載された銘板と使用する手順書に記載されている機器名称・機器番号を照合し，操作対象であることを確認してから操作を行うことで，誤操作防止を図る。また，本操作を行う制御盤に設置されている計器を確認することにより，操作が実施されたことの確認も容易である。

10 条−別紙 1−15

第2図

原子炉保護系母線停止操作場所へのアクセスルート（1／8）

10 条−別紙 1−16

第2図

原子炉保護系母線停止操作場所へのアクセスルート（2／8）

10 条−別紙 1−17

第2図

原子炉保護系母線停止操作場所へのアクセスルート（3／8）

10 条−別紙 1−18

第2図

原子炉保護系母線停止操作場所へのアクセスルート（4／8）

10 条−別紙 1−19

第2図

原子炉保護系母線停止操作場所へのアクセスルート（5／8）

10 条−別紙 1−20

第2図

原子炉保護系母線停止操作場所へのアクセスルート（6／8）

10 条−別紙 1−21

第2図

原子炉保護系母線停止操作場所へのアクセスルート（7／8）

10 条−別紙 1−22

第2図

原子炉保護系母線停止操作場所へのアクセスルート（8／8）

10 条−別紙 1−23

2.

使用済燃料プール冷却・注水機能復旧操作(1)必要となる操作の概要
地震時の溢水の要因により燃料プール冷却浄化系の機能が喪失した際に，残留熱除去系により使用済燃料プールの冷却及び注水機能を維持する必要があり，その際に現場での手動弁操作が必要となる。

：現場操作が必要な手動弁

第3図

第3表

現場操作が必要な機器

燃料プール冷却浄化系機能喪失時の残留熱除去系への切替操作のための現場操作機器
操作対象機器
対象区画

機器番号

機器名称

E12-F170A

RHR(A)-FPC ライン隔離弁

E12-F170B

RHR(B)-FPC ライン隔離弁

G41-F036

FPC 系-RHR 系連絡出口弁

RB-4-1（エレベータ正面）

G41-F016

FPC 系-RHR 系連絡入口弁RB-4-19（FPC ポンプ室）

RB-3-1（MSIV-LCS マニホールド室）

10 条−別紙 1−24

(2)操作容易性の評価結果
ａ．操作場所（第 4 図参照）
原子炉建屋原子炉棟 3 階 ＭＳＩＶ−ＬＣＳマニホールド室
原子炉建屋原子炉棟 4 階 エレベータ正面
原子炉建屋原子炉棟 4 階 ＦＰＣポンプ室
ｂ．想定される環境条件
水位，温度，線量，化学薬品，照明，感電，漂流物（起因事象：内部溢水）
ｃ．操作場所の評価（アクセス性含む）
溢水事象発生時に想定される環境条件（水位，温度，線量，化学薬
品，照明，感電，漂流物）の観点から評価し，操作場所及びアクセス性に影響はなく，操作可能である。
なお，火災防護における火災防護対策が操作場所及びアクセス性に影響がないことを確認した。
想定される環境条件の評価結果については以下に示す。
・滞留水位については，対象区画で発生する溢水量より，最大 0.01mとなり，操作場所及びアクセス時の歩行に支障がなく，操作可能である。また，防火扉は溢水時の最大水位より高い位置に設置することから，扉開閉に問題はない。
・温度については，溢水源のうち高温の流体を内包する系統はないことから，長時間に渡りアクセス困難な高温状態が継続することは考
えにくいため，操作場所及びアクセス性への影響はなく，操作可能である。
・線量については，放射性物質を内包する溢水が発生してもハッチ等の開口部より下階へと排水されるが，保守的に継続した想定での評
10 条−別紙 1−25

価をしても被ばく線量としては数 mSv 程度となり，緊急時作業に係る線量限度 100mSv と比較して十分小さく抑えられることから，操作場所及びアクセス性への影響はなく，操作可能である。
・化学薬品については，アクセスルートに影響を与える可能性のあるものとしては，防錆剤を含む閉ループ系統及び個別の容器に保管の薬品であるが，濃度は十分に低く，操作場所及びアクセス性への影
響はなく，操作可能である。また，防護服等を配備し，必要により使用可能としている。
・照明については，中央制御室から操作場所までのアクセスルート上に常用電源，非常用電源から電源供給される作業用照明が設置されているため，操作場所及びアクセス性への影響はなく，操作可能である。また，溢水の影響により一部の照明が機能喪失した場合でも，対応する運転員が常時滞在している中央制御室等に可搬型照明を配備し，必要により使用可能としている。
・感電については，電気設備が溢水の影響を受けた場合，短絡が発生
し保護回路がそれを検知しトリップすることで，当該電気設備への給電は遮断されることから，操作場所及びアクセス性への影響はな
く，操作可能である。また，運用面でも，溢水の発生が想定される
場合は，運転員が溢水箇所に関連する電源を開放することについて
社内規定類に定めることとしている。
・漂流物については，屋内に設置されているラック等は，固縛処置がされており，溢水が発生した場合においても漂流物とならないことから，操作場所及びアクセス性への影響はなく，操作可能である。

10 条−別紙 1−26

第4表

燃料プール冷却浄化系機能喪失時の残留熱除去系への切替操作箇所の浸水深さ
操作対象機器

対象区画

機器番号

機器名称

E12-F170A

RHR(A)-FPC ライン隔離弁

E12-F170B

RHR(B)-FPC ライン隔離弁

G41-F036

FPC 系-RHR 系連絡出口弁

G41-F016

FPC 系-RHR 系連絡入口弁RB-3-1（MSIV-LCS マニホールド室）

RB-4-1（エレベータ正面）
RB-4-19（FPC ポンプ室）

浸水深さ
（m）

0.01

0.00
0.00

ｄ．操作内容の評価
現場弁等を操作する際に使用する工具については，各種弁の仕様や構造に応じた適正な工具を中央制御室内及び廃棄物処理操作室近傍に配備
し，操作が容易に実施可能である。
なお，弁の操作時には，対象弁に付設された機器名称・機器番号が記載された銘板と使用する手順書に記載されている機器名称・機器番号を照合し，操作対象であることを確認してから操作を行うことで，誤操作防止を図る。

10 条−別紙 1−27

第4図

燃料プール冷却浄化系機能喪失時の残留熱除去系への切替操作場所
へのアクセスルート（1／7）

10 条−別紙 1−28

第4図

燃料プール冷却浄化系機能喪失時の残留熱除去系への切替操作場所
へのアクセスルート（2／7）
10 条−別紙 1−29

第4図

燃料プール冷却浄化系機能喪失時の残留熱除去系への切替操作場所
へのアクセスルート（3／7）
10 条−別紙 1−30

第4図

燃料プール冷却浄化系機能喪失時の残留熱除去系への切替操作場所
へのアクセスルート（4／7）

10 条−別紙 1−31

第4図

燃料プール冷却浄化系機能喪失時の残留熱除去系への切替操作場所
へのアクセスルート（5／7）

10 条−別紙 1−32

第4図

燃料プール冷却浄化系機能喪失時の残留熱除去系への切替操作場所
へのアクセスルート（6／7）

10 条−別紙 1−33

第4図

燃料プール冷却浄化系機能喪失時の残留熱除去系への切替操作場所
へのアクセスルート（7／7）
10 条−別紙 1−34

3.
(1)

全交流動力電源喪失時の負荷切り離し操作必要となる操作の概要
全交流動力電源喪失時で，非常用ディーゼル発電機又は外部電源復旧が不可能な場合に，重大事故等に対処するために必要な電力を常設代替交流
電源設備から供給するため，受電準備の現場操作として不要な負荷の切り離し操作が必要となる。

(2)

操作容易性の評価結果
ａ．操作場所（第 5 図参照）
原子炉建屋付属棟 1 階，地下 1 階，地下 2 階（電気室）
ｂ．想定される環境条件
交流照明喪失（起因事象：全交流動力電源喪失）
ｃ．操作場所の評価（アクセス性含む）
全交流動力電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交流動力電源から開始されるまでの間においても操作できるように，直流非常灯及び蓄電池内蔵型照明を設置することにより，想定される環境条件においても操作場所及びアクセス性に影響はなく，操作可能である。また，可搬型照明を配備していることから，必要により使用することが可能である。
ｄ．操作内容の評価
全交流動力電源喪失時に負荷切り離し操作を実施する際は，当該電源盤で電源切状態を確認できることにより，操作が実施されたことの確認
は現場にて容易に可能な設計とする。なお，負荷切り離し操作を行う盤に付設された機器名称・機器番号が記載された銘板と使用する手順書に記載されている機器名称・機器番号を照合し，操作対象であることを確認してから操作を行うことで，誤操作防止を図る。
10 条−別紙 1−35

第5図

全交流動力電源喪失時の負荷切り離し操作場所へのアクセスルート（1／10）

10 条−別紙 1−36

第5図

全交流動力電源喪失時の負荷切り離し操作場所へのアクセスルート（2／10）

10 条−別紙 1−37

第5図

全交流動力電源喪失時の負荷切り離し操作場所へのアクセスルート（3／10）
10 条−別紙 1−38

第5図

全交流動力電源喪失時の負荷切り離し操作場所へのアクセスルート（4／10）

10 条−別紙 1−39

第5図

全交流動力電源喪失時の負荷切り離し操作場所へのアクセスルート（5／10）

10 条−別紙 1−40

第5図

全交流動力電源喪失時の負荷切り離し操作場所へのアクセスルート（6／10）

10 条−別紙 1−41

第5図

全交流動力電源喪失時の負荷切り離し操作場所へのアクセスルート（7／10）

10 条−別紙 1−42

第5図

全交流動力電源喪失時の負荷切り離し操作場所へのアクセスルート（8／10）

10 条−別紙 1−43

第5図

全交流動力電源喪失時の負荷切り離し操作場所へのアクセスルート（9／10）

10 条−別紙 1−44

第5図

全交流動力電源喪失時の負荷切り離し操作場所へのアクセスルート（10／10）

10 条−別紙 1−45

4.
(1)

中央制御室外原子炉停止操作必要となる操作の概要
火災その他の異常な事態により中央制御室内での操作が困難な場合，中央制御室外原子炉停止装置において，原子炉スクラム後の高温状態から冷温状態に移行させる操作が必要となる。
なお，中央制御室から避難する必要がある場合，中央制御室を出る前に原子炉スクラム操作を実施するが，スクラム操作が不可能な場合は，中央制御室外において原子炉保護系論理回路の電源を遮断すること等により行うことができる設計としている。

(2)

操作容易性の評価結果
ａ．操作場所（第 6 図参照）
（中央制御室外原子炉停止装置）
ｂ．想定される環境条件
炎，熱，煙（起因事象：内部火災），その他の異常な事態
ｃ．操作場所の評価（アクセス性含む）
火災その他の異常な事態により中央制御室内での操作が困難な場合，
中央制御室外原子炉停止装置は中央制御室から離れた場所に設置し位置的に分散されているため，想定される環境条件においても操作場所及びアクセス性に影響はなく，操作可能である。
ｄ．操作内容の評価
現場にて操作を行う制御盤に付設された機器名称・機器番号が記載された銘板と使用する手順書に記載されている機器名称・機器番号を照合し，操作対象であることを確認してから操作を行うことで，誤操作防止を図る。また，本操作を行う制御盤に設置されている計器を確認することにより，操作が実施されたことの確認も容易である。
10 条−別紙 1−46

第6図

中央制御室外原子炉停止装置による原子炉停止操作場所へのアクセスルート（1／9）

10 条−別紙 1−47

第6図

中央制御室外原子炉停止装置による原子炉停止操作場所へのアクセスルート（2／9）
10 条−別紙 1−48

第6図

中央制御室外原子炉停止装置による原子炉停止操作場所へのアクセスルート（3／9）
10 条−別紙 1−49

第6図

中央制御室外原子炉停止装置による原子炉停止操作場所へのアクセスルート（4／9）

10 条−別紙 1−50

第6図

中央制御室外原子炉停止装置による原子炉停止操作場所へのアクセスルート（5／9）

10 条−別紙 1−51

第6図

中央制御室外原子炉停止装置による原子炉停止操作場所へのアクセスルート（6／9）

10 条−別紙 1−52

第6図

中央制御室外原子炉停止装置による原子炉停止操作場所へのアクセスルート（7／9）

10 条−別紙 1−53

第6図

中央制御室外原子炉停止装置による原子炉停止操作場所へのアクセスルート（8／9）

10 条−別紙 1−54

第6図

中央制御室外原子炉停止装置による原子炉停止操作場所へのアクセスルート（9／9）

10 条−別紙 1−55

別紙 2
制御盤等の設計方針に関する実運用への反映について

現在の制御盤等の設計方針は，運転員の誤操作を防止するため，盤の配置，操作器具等の操作性に留意するとともに，計器表示及び警報表示により原子炉施設の状態を正確，かつ，迅速に把握できる設計とすること等により，誤操作の防止及び操作の容易性を確保することとしている。
制御盤等を追加・改造する場合においても，社内規程類に定める以下に示す
設計プロセスを実施することにより，上記の設計方針が適切に反映されることを管理している。
第1表

各設計プロセスにおける実施内容

個々の設計に必要な設計段階の区分，各段階に適したレビュー，検証
設計の計画及び妥当性確認の実施時期，方法等を明確にする。
設計業務に必要な原子力施設の要求事項に関連するインプットを技術
設計へのインプット
検討書等で明確にする。
設計の各ステップ

概念設計，基本設計，詳細設計を行う。

設計からのアウト

インプットと対比した検証ができる形式でアウトプットを作成し，次プットのプロセスへ移行する前に審査する。
設計に関連する部署の長及び当該設計に係る専門家を含む会議体によ設計レビュー
る確認又は関係者による文書の確認をする。
設計からのアウトプットが設計へのインプットで与えられた要求事項
設計検証を満たしていることを検証する。
検査，試験，試運転等，当該設計業務に適した方法で設計の妥当性確
設計の妥当性確認認を実施する。

10 条−別紙 2−1

別紙 3
新規制基準適合申請に係る設計基準対象追加設備の誤操作防止について（設置許可基準規則第 10 条第 1 項への適合性）
1.

監視・操作機能を有する設計基準対象追加設備の抽出
新規制基準適合申請において新たに設置計画している設計基準対象の追加設備を第 1 表のとおり抽出し，誤操作防止（設置許可基準規則第 10 条第 1 項）への適合性を評価するため，さらにプラントの監視・操作機能を有する設備を整理した。

10 条−別紙 3−1

第1表
設置許可
第四条
第五条

地震による損傷の防止
津波による損傷の防止

監視・操作機能を有する設計基準対象追加設備の抽出（1／6）
設計基準対象追加設備の抽出

プラントの
監視・操作

プラントの監視・操作機能を有する設備
新設
既設
−
−
−
−
−
−
−
−
○
−
○
−

なし
貯留堰
閉止版
水密扉
水密扉警報盤内部溢水警報盤

−
−
−
−
監視のみ
監視のみ

復水器エリア漏えい検知器，海水ポンプエリ
ア漏えい検知器（床漏えい検知器，海水ポン
プエリア，タービン建屋）

監視のみ

−

○

水密ダクト
津波監視カメラ

−
監視のみ

−
○

−
−

備考
−
−
−
−
−
−
関連する警報は，中央制御室にある既設の警報表示に発報する設計とする。既設に追加する警報表示は，別紙 2 で示す設計方針が適切に反映されることを確認する。
−
−

第1表
設置許可

10 条−別紙 3−2

第五条

津波による損傷の防止

第六条

外部からの衝撃による損傷の
防止

第七条
第八条

発電用原子炉施設への人の不法な侵入等の防止
火災による損傷の防止

監視・操作機能を有する設計基準対象追加設備の抽出（2／6）
プラントの監視・操作機能を有する設備
新設
既設
取水ピット水位計
監視のみ
○
−
潮位計
監視のみ
○
−
防潮堤
−
−
−
防潮扉，放水路ゲート
監視・操作
○
−
構内排水路逆流防止設備−−−
取水路点検用開口部浸水防止蓋−−−
海水ポンプ室ケーブル点検口浸水防止蓋−−−
海水ポンプグランドドレン排出口逆止弁−−−
取水ピット空気抜き配管逆止弁−−−
放水路ゲート点検用開口部浸水防止蓋−−−
ＳＡ用海水ピット開口部浸水防止蓋−−−
緊急用海水ポンプグランドドレン排出口逆止弁−−−
緊急用海水ポンプ室床ドレン排出口逆止弁
−
−
−
止水璧
−
−
−
止水蓋
−
−
−
防火帯
−
−
−
竜巻飛来物防護対策設備（防護ネット，防護−−−板）
降下火砕物侵入防止設備（非常用ガス処理系−−−
排気管，ＤＧ室給気フィルタ）
設計基準対象追加設備の抽出なし
堰
蓄電池室水素検知器

火災感知器

プラントの
監視・操作

備考
−
−
−
−
−
−
−
−
−
−
−
−
−
−
−
−
−
−

−

−

−

−

−
監視のみ

−
○

−
−

−
−

○

関連する警報の一部は，中央制御室にある既設の警報表示に発報する設計とする。既設に追加する警報表示は，別紙 2で示す設計方針が適切に反映されることを確認する。

監視のみ

○

第1表
設置許可
第八条

監視・操作機能を有する設計基準対象追加設備の抽出（3／6）
設計基準対象追加設備の抽出

プラントの
監視・操作

プラントの監視・操作機能を有する設備
新設
既設

火災による損傷の防止

10 条−別紙 3−3

熱感知カメラ

監視のみ−○

光ファイバーケーブル式熱感知器

監視のみ

−

○

全域ガス消火設備（ハロゲン化物自動消火設
備，二酸化炭素自動消火設備）

監視・操作

○

○

備考
関連する警報は，中央制御室にある既設の警報表示に発報す
る設計とする。既設に追加する
警報表示は，別紙 2 で示す設計方針が適切に反映されることを確認する。
関連する警報は，中央制御室にある既設の警報表示に発報する設計とする。既設に追加する警報表示は，別紙 2 で示す設計方針が適切に反映されることを確認する。
関連する警報の一部は，中央制御室にある既設の警報表示に発報する設計とする。また，中央制御室からの操作を可能にするため，操作器具を
中央制御室にある既設の盤に設置する設計とする。既設に追加する警報表示及び操作器
具は，別紙 2 で示す設計方針
が適切に反映されることを確
認する。

第1表

監視・操作機能を有する設計基準対象追加設備の抽出（4／6）

設置許可
第八条

プラントの
監視・操作

プラントの監視・操作機能を有する設備
新設
既設

火災による損傷の防止

10 条−別紙 3−4
第九条

設計基準対象追加設備の抽出溢水による損傷の防止等

局所ガス消火設備（ハロゲン化物自動消火設
備，固定式ハロゲン化物消火設備）

監視・操作

○

○

消火用非常照明器具
コンクリート壁
強化石膏ボード
３時間耐火隔壁
貫通部シール
防火扉
防火ダンパ
耐火間仕切りケーブルラッピング（分離対策）
ケーブル防火シート
水密扉
水密扉警報盤内部溢水警報盤

−
−
−
−
−
−
−
−
−
−
−
監視のみ
監視のみ

−
−
−
−
−
−
−
−
−
−
−
○
○

−
−
−
−
−
−
−
−
−
−
−
−
−

復水器エリア漏えい検知器，海水ポンプエリ
ア漏えい検知器（床漏えい検知器，海水ポン
プエリア，タービン建屋）

監視のみ

−

○

−
−

−
−

−
−

止水璧
止水堰

備考
関連する警報の一部は，中央制御室にある既設の警報表示に発報する設計とする。また，中央制御室からの操作を可能にする
ため，操作器具を中央制御室にある既設の盤に設置する設計とする。既設に追加する警報表示
及び操作器具は，別紙 2 で示す設計方針が適切に反映されることを確認する。
−
−
−
−
−
−
−
−
−
−
−
−
−
関連する警報は，中央制御室にある既設の警報表示に発報する設計とする。既設に追加する警報表示は，別紙 2 で示す設計方針が適切に反映されることを確認する。
−
−

第1表

監視・操作機能を有する設計基準対象追加設備の抽出（5／6）

設置許可
第九条

溢水による損傷の防止等

第十条

誤操作の防止第十一条

安全避難通路等

設計基準対象追加設備の抽出

プラントの
監視・操作

プラントの監視・操作機能を有する設備
新設
既設
−
−

備考

止水板

−

−

水密ダクト

−

−

−

−

中央制御室 制御盤手すり

−

−

−

−

可搬型照明

−

−

−

−

蓄電池内蔵型照明

−

−

−

−

10 条−別紙 3−5

第十二条

安全施設

なし

−

−

−

−

第十四条

全交流動力電源喪失対策設備

なし

−

−

−

第十六条

燃料体等の取扱施設及び貯蔵施設
使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）

監視のみ

○

○

なし
なし
津波監視カメラ
構内監視カメラ
取水ピット水位計
潮位計
酸素濃度計
二酸化炭素濃度計

−
−
監視のみ
監視のみ
監視のみ
監視のみ
−
−

−
−
○
○
○
○
−
−

−
−
−
−
−
−
−
−

モニタリング・ポスト（無線伝送）

監視のみ

−

○

−
関連する警報の一部は，中央制御室にある既設の警報表示に発報する設計とする。既設に追加する警報表示は，別紙 2で示す設計方針が適切に反映されることを確認する。
−
−
−
−
−
−
−
−
関連する指示計及び警報は，
中央制御室にある既設の環境監視盤に表示及び発報する設計とする。既設に追加する指示計及び警報表示は，別紙 2で示す設計方針が適切に反映されることを確認する。

第十七条
第二十四条
第二十六条

原子炉冷却材圧力バウンダリ
安全保護回路原子炉制御室等

第三十一条

監視設備

第1表
設置許可
第三十三条

監視・操作機能を有する設計基準対象追加設備の抽出（6／6）
設計基準対象追加設備の抽出

プラントの
監視・操作

プラントの監視・操作機能を有する設備
新設
既設

保安電源設備
無停電電源装置

第三十四条

緊急時対策所

第三十五条

通信連絡設備10 条−別紙 3−6

酸素濃度計
二酸化炭素濃度計
携行型有線通話装置
無線連絡設備（固定型）
無線連絡設備（携帯型）
衛星電話設備（固定型）
衛星電話設備（携帯型）
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）
安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）（データ伝送装置，緊急時対策支援システム
伝送装置）
安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）（データ表示装置）
安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）（ＳＰＤＳデータ表示装置）
データ伝送設備（緊急時対策支援システム伝送装置）

備考

監視のみ

−

○

−
−
−
−
−
−
−

−
−
−
−
−
−
−

−
−
−
−
−
−
−

関連する警報は，中央制御室にある既設の警報表示に発報する設計とする。この警報盤
は，別紙 2 で示す設計方針が適切に反映されることを確認
する。
−
−
−
−
−
−
−

−

−

−

−

−

−

−

−

監視のみ

○

−

−

監視のみ

○

−

−

−

−

−

−

2.

設計基準対象追加設備の誤操作防止について
1.項で整理した監視・操作機能を有する設備について，下記(1)〜(13)のとおり誤操作防止に係る設計考慮事項を評価し，設置許可基準規則第 10 条
第１項に適合していることを確認した。

(1)

水密扉警報盤

盤配置及び作業空間

独立盤又は独立パネルであり，他操作による画面展開はない。

盤面配置

表示（警報）窓，ディスプレイ表示である。

情報表示機能−警報機能

吹鳴，フリッカ，確認，点灯など，中央制御室盤と同等の機能として
いる。

制御機能

(2)

−

内部溢水警報盤

盤配置及び作業空間

独立盤又は独立パネルであり，他操作による画面展開はない。

盤面配置

表示（警報）窓，ディスプレイ表示である。

情報表示機能−警報機能

吹鳴，フリッカ，確認，点灯など，中央制御室盤と同等の機能として
いる。

制御機能

(3)

−

津波監視カメラ

盤配置及び作業空間

独立盤又は独立パネルであり，他操作による画面展開はない。

盤面配置

ディスプレイ表示である。

情報表示機能

−

警報機能

−

制御機能

−

(4)

取水ピット水位計，潮位計

盤配置及び作業空間

中央制御室のフラットディスプレイで監視可能な設計としている。

盤面配置

表示（警報）窓と指示計はコーディングの考え方を反映している。

情報表示機能−警報機能

吹鳴，フリッカ，確認，点灯などの機能を有している。

制御機能

−

10 条−別紙 3−7

(5)防潮扉，放水路ゲート

盤配置及び作業空間

独立盤又は独立パネルであり，他操作による画面展開はない。

盤面配置

表示や操作ボタンはコーディングの考え方を反映している。

情報表示機能−警報機能

吹鳴，フリッカ，確認，点灯などの機能を有している。

制御機能

−

(6)

蓄電池室水素検知器

盤配置及び作業空間

独立盤又は独立パネルであり，他操作による画面展開はない。

盤面配置

ディスプレイ表示である。

情報表示機能水素濃度表示は１箇所ずつの表示としている。

警報機能

吹鳴，点灯などの機能を有している。

制御機能

−

(7)

火災感知器

盤配置及び作業空間

独立盤又は独立パネルであり，他操作による画面展開はない。

盤面配置

表示や操作ボタンはコーディングの考え方を反映している。

情報表示機能火災感知箇所は 1 区画ずつの表示としている。

警報機能

吹鳴，確認，点灯など，中央制御室盤と同等の機能としている。

制御機能

−

(8)

全域ガス消火設備

盤配置及び作業空間

独立盤又は独立パネルであり，他操作による画面展開はない。

盤面配置

表示や操作ボタンはコーディングの考え方を反映している。

情報表示機能消火対象箇所は 1 区画ずつの表示としている。

警報機能

吹鳴，確認，点灯など，中央制御室盤と同等の機能としている。

制御機能

−

(9)

局所ガス消火設備

盤配置及び作業空間

独立盤又は独立パネルであり，他操作による画面展開はない。

盤面配置

表示や操作ボタンはコーディングの考え方を反映している。

情報表示機能消火対象箇所は 1 区画ずつの表示としている。

警報機能

吹鳴，確認，点灯など，中央制御室盤と同等の機能としている。

制御機能

−

10 条−別紙 3−8

(10)使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）

盤配置及び作業空間

中央制御室のフラットディスプレイで監視可能な設計としている。

盤面配置

表示（警報）窓と指示計はコーディングの考え方を反映している。

情報表示機能−警報機能

吹鳴，フリッカ，確認，点灯などの機能を有している。

制御機能

−

(11)

構内監視カメラ

盤配置及び作業空間

独立盤又は独立パネルであり，他操作による画面展開はない。

盤面配置

ディスプレイ表示である。

情報表示機能

−

警報機能

−

制御機能

−

(12)

安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）（データ表示装置）

盤配置及び作業空間

独立盤又は独立パネルであり，他操作による画面展開はない。

盤面配置

ディスプレイ表示である。

情報表示機能

−

警報機能

−

制御機能

−

(13)

安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）（ＳＰＤＳデータ表示装置）

盤配置及び作業空間

独立盤又は独立パネルであり，他操作による画面展開はない。

盤面配置

ディスプレイ表示である。

情報表示機能

−

警報機能

−

制御機能

−

10 条−別紙 3−9

別東海第二発電所

運用，手順説明資料
誤操作の防止添

設置許可基準規則

第 10 条

誤操作の防止設置許可基準規則 第 10 条第 2 項
安全施設は、容易に操作することができるものでなければならない。
（解釈）
第２項に規定する「容易に操作することができる」とは、当該操作が必要となる理由となった事象が有意な可能性をもって同時にもたらされる環境条件（余震等を含む。）及び施設で有意な可能性をもって同時にもたらされる環境条件を想定しても、運転員が容易に設備を運転できる設計であることをいう。
安全施設

10 条−別添−1

環境条件考慮

誤操作防止

中央制御室盤の
誤操作防止

現場の
誤操作防止

指示計，記録計及び操作器具等のグループ化操作方法の一貫性

施錠管理
識別管理

工

保

※１

【後段規制との対応】
工：工認（基本設計方針，添付書類）
保：保安規定（運用，手順の係る事項，下位文書含む）
核：核防規定（下位文書含む）※２【添付六，八への反映事項】：添付六，八に反映：当該条文に該当しない（他条文での反映事項他）

設置許可基準規則

第 10 条

誤操作の防止※１

中央制御室の操作環境維持

設計基準事故等に必要となる操作場所

操作が必要となる理由となった事象が同時にもたらす環境条件

起因事象：地震，竜巻・風（台風），積
雪，落雷，外部火災（森林火災），火山，凍結

10 条−別添−2

内部溢水
内部火災
（地震起因含む） （地震起因含む）

第8条（内部火災）
にて整理

第9条（内部溢水）
にて整理

余震

地震発生時の操作中止及び
安全確保

天井照明設備の落下防止
制御盤の手すりの設置

保工

外部電源喪失による照明等の所内電源の喪失

ばい煙や有毒ガス
発生による中央制御室内環境への影響第 11 条（安全避難通路）にて整理

第6条（外部火災・火山）にて整理【後段規制との対応】
工：工認（基本設計方針，添付書類）
保：保安規定（運用，手順の係る事項，下位文書含む）
核：核防規定（下位文書含む）

凍結に
降下火砕物によるよる中央制御室内
中央制御室内環境への影響環境への影響

第6条
（凍結）
にて整理

【添付六，八への反映事項】：添付六，八に反映：当該条文に該当しない（他条文での反映事項他）

設置許可基準規則

第 10 条

誤操作の防止※２

現場の操作環境維持

設計基準事故等に必要となる操作場所

操作が必要となる理由となった事象が同時にもたらす環境条件

起因事象：地震，竜巻・風（台風），積
雪，落雷，外部火災（森林火災），火山，凍結

10 条−別添−3

内部火災
内部溢水
（地震起因含む） （地震起因含む）

第8条（内部火災）
にて整理

第9条（内部溢水）
にて整理

余震

地震発生時の操作中止及び
安全確保

外部電源喪失による照明等の所内電源の喪失

ばい煙や有毒ガス
発生による建屋内
環境への影響第 11 条（安全避難通路）にて整理

第6条（外部火災・火山）にて整理降下火砕物による建屋内
環境への影響凍結による建屋内
環境への影響

第6条
（凍結）
にて整理

保

【後段規制との対応】
工：工認（基本設計方針，添付書類）
保：保安規定（運用，手順の係る事項，下位文書含む）
核：核防規定（下位文書含む）【添付六，八への反映事項】：添付六，八に反映：当該条文に該当しない（他条文での反映事項他）

表1
設置許可
基準規則
対象条文
第 10 条
誤操作の防止

運用，手順に係る対策等（設計基準）

対象項目

区分
運用・手順

体制
識別管理
施錠管理
保守・点検
教育・訓練

運用・手順
地震発生時
の操作中止

体制
保守・点検
教育・訓練

運用対策等
・識別管理及び施錠管理に関する管理方法を定める。
・運転員，保修員による識別及
び施錠管理
・担当室による保守・点検の体
制
・日常点検
・定期点検
・損傷時の補修・運用・手順，体制及び保守・点検に関する教育
・地震発生時は操作を中止して誤操作を防止し，プラントの安全を確保する手順を整備する。
・運転員による運転操作−
・運用・手順及び体制に関する教育

10 条−別添−4

第 11 条安全避難通路等
<目 次>

1.

2.

基本方針
1.1

要求事項の整理

1.2

追加要求事項に対する適合性

1.3

気象等

1.4

設備等（手順等含む）

安全避難通路等
2.1

設置許可基準規則第 11 条第 1 項第 1 号及び第 2 号に対する方針

2.2

設置許可基準規則第 11 条第 1 項第 3 号（追加要求事項）に対する方針

2.2.1

設計基準事故対策のための作業場所の抽出

2.2.2

作業用照明の設計方針

2.2.3

可搬型照明の設計方針

別紙 1

新規制基準適合申請に係る発電用原子炉施設追加設備の安全避難通路等について（設置許可基準規則第 11 条第 1 項第 1 号
及び第 2 号への適合性）

別紙 2

3.

現場操作の確認結果について

運用,手順説明資料（別添資料）安全避難通路等

＜概

要＞

1．において，設計基準対処施設の設置許可基準規則，技術基準規則の要求事項を明確化するとともに，それら要求に対する東海第二発電所における適合性を示す。

2．において，設計基準対処施設について，追加要求事項に適合するために必要となる機能を達成するための設備又は運用等について説明する。

3．において，追加要求事項に適合するための運用，手順等を抽出し，必要となる対策等を整理する。

1.

基本方針

1.1

要求事項の整理
安全避難通路等について，設置許可基準規則第 11 条及び技術基準規則第13 条において，追加要求事項を，第 1.1−1 表に示す。

第 1.1−1 表

設置許可基準規則第 11 条及び技術基準規則第 13 条 要求事項

設置許可基準規則
第 11 条（安全避難通路等）

技術基準規則第 13 条（安全避難通路等）

発電用原子炉施設には、次に掲げる設備を設けなければならない。
一 その位置を明確かつ恒久的に表示することにより容易に識別できる安全避
難通路
二 照明用の電源が喪失した
場合においても機能を損なわない避難用の照明
三 設計基準事故が発生した場合に用いる照明（前号の避難用の照明を除く。）及
びその専用の電源

発電用原子炉施設には、次 変更なしに掲げる設備を設けなければならない。
一 その位置を明確かつ恒久的に表示することにより容易に識別できる安全避
難通路
二 照明用の電源が喪失した
場合においても機能を損なわない避難用の照明
三 設計基準事故が発生した 追加要求事項場合に用いる照明（前号の避難用の照明を除く。）及
びその専用の電源11 条−1

備考1.2

追加要求事項に対する適合性(1)

位置，構造及び設備

ロ

発電用原子炉施設の一般構造

(3)
(ⅰ)

その他の主要な構造
本発電用原子炉施設は，(1)耐震構造，(2)耐津波構造に加え，以下の基本的方針のもとに安全設計を行う。
ａ．設計基準対象施設(f)

安全避難通路等
発電用原子炉施設には，その位置を明確かつ恒久的に表示することにより容易に識別できる安全避難通路及び照明用の電源が喪失した場合においても機能を損なわない避難用照明を設ける設計とする。
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。
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力を供給できる設計とするとともに，蓄電池内蔵型照明は常用低圧母線又は非常用低圧
母線に接続し，内蔵蓄電池を備える設計とする。
【説明資料（2.:11 条−8〜25）】

11 条−2

(2)安全設計方針

1.

安全設計

1.1

安全設計の方針

1.1.1

安全設計の基本方針

1.1.1.11

安全避難通路等

発電用原子炉施設には，標識を設置した安全避難通路，避難用及び設計基準事故が発生した場合に用いる照明，通信連絡設備を設ける設計とする。
【説明資料（2.:11 条−8〜25）】

(3)

適合性説明

第十一条

安全避難通路等

発電用原子炉施設には、次に掲げる設備を設けなければならない。
一

その位置を明確かつ恒久的に表示することにより容易に識別できる
安全避難通路二

照明用の電源が喪失した場合においても機能を損なわない避難用の照明

三

設計基準事故が発生した場合に用いる照明（前号の避難用の照明を除く。）及びその専用の電源適合のための設計方針
第１項第１号について
発電用原子炉施設の建屋内には避難通路を設ける。また，避難通路には必要に応じて，標識並びに非常灯及び誘導灯を設け，その位置を明確かつ恒久的に表示することにより容易に識別できる設計とする。

11 条−3

第１項第２号について
非常灯及び誘導灯は，非常用ディーゼル発電機，蓄電池又は灯具に内蔵した蓄電池により，照明用の電源が喪失した場合においても機能を損なわない設計とする。

第１項第３号について
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，避難用の照明とは別に，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。
非常用照明は，発電用原子炉の停止，停止後の冷却及び監視等の操作が必要となる中央制御室及び中央制御室で操作が困難な場合に必要な操作を行う
中央制御室外原子炉停止装置等に設置する。また，外部電源喪失時にも必要な照明が確保できるように非常用低圧母線に接続し，非常用ディーゼル発電
機からも電力を供給する設計とする。
直流非常灯及び蓄電池内蔵型照明は，全交流動力電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前までに必要な操作を実施する中央制御室及び電気室等に設置する。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力を供給する設計とするほか，全交流動力電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前までの間，点灯可能な設計とする。蓄電池内蔵型照明は，全交流動力電源喪失時においても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前までの間，点灯できるように内蔵蓄電池を備える設計とする。
作業用照明は，設計基準事故が発生した場合に必要な操作が行えるように
11 条−4

非常灯と同等以上の照度を有する設計とする。
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であるが，万一，作業用照明設置箇所以外での対応が必要になった場合には，初動操作に対応する運転員が常時滞在している
中央制御室及び廃棄物処理操作室に配備する可搬型照明（内蔵電池にて点灯可能なＬＥＤライト等）を活用する。

1.3【説明資料（2.2:11 条−8〜25）】

気象等

該当なし

1.4

設備等（手順等含む）

10.

その他発電用原子炉の附属設備

10.11
10.11.1

安全避難通路等
概要

照明用電源は，所内低圧系統より，原子炉建屋内，タービン建屋内及びサービス建屋内の照明設備へ給電する。
中央制御室及びその他必要な場所の非常灯及び誘導灯は，常用母線又は非常用母線から給電するとともに，照明用の電源が喪失した場合には非常用ディーゼル発電機，蓄電池又は内蔵蓄電池から給電する。
【説明資料（2.2:11 条−13）】
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。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力を供給できる設計とするとともに，蓄電池内蔵型照明は，常用母線又は非常用母線に接続し，内蔵蓄電池を備える設計とする。
11 条−5

【説明資料（2.2:11 条−8〜23）】
また，その他現場作業が必要となった場合を考慮し，内蔵電池を備える可搬型照明を配備する。

10.11.2【説明資料（2.2:11 条−24〜25）】

設計方針

安全避難通路には，その位置を明確かつ恒久的に表示することにより，容易に識別できるように避難用照明を設置する。また，避難用照明は，照明用の電源が喪失した場合においても機能を損なうおそれがないようにする。さらに，設計基準事故が発生した場合に用いる照明（避難用の照明を除く。）及
びその専用の電源を設ける。

10.11.3
10.11.3.1【説明資料（2.2:11 条−13）（別紙 1）】

主要設備
照明設備

照明用電源は，パワーセンタ，モータコントロールセンタ等の所内低圧系
統から原子炉建屋内，タービン建屋内及びサービス建屋内の照明設備へ給電する。
中央制御室及びその他必要な場所の非常灯及び誘導灯は，常用母線又は非常用母線から給電するとともに，照明用の電源が喪失した場合には非常用ディーゼル発電機，蓄電池又は内蔵蓄電池から給電する。
【説明資料（2.2:11 条−13）】
設計基準事故が発生した場合に用いる照明として，避難用の照明とは別に，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。
【説明資料（2.2:11 条−8〜23）】
非常用照明は，外部電源喪失時にも必要な照明を確保できるように非常用
母線に接続し，非常用ディーゼル発電機からも電力を供給できる設計とする。
11 条−6直流非常灯は，全交流動力電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前までの間，点灯可
能なように蓄電池（非常用）からの電力を供給できる設計とする。蓄電池（非常用）は非常用低圧母線からの給電により充電状態で待機する設計とする。
蓄電池内蔵型照明は，全交流動力電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前までの間，点灯可能なように内蔵蓄電池から電力を供給できる設計とする。蓄電池内蔵型照明の内蔵蓄電池は，常用母線又は非常用母線からの給電により充電状態で待機する設計とする。
これらの作業用照明により，設計基準事故で操作が必要となる場所及びア
クセスルートの照明を確保でき，昼夜，場所を問わず作業が可能な設計とする。
また，設計基準事故に対応するための操作が必要な場所は，作業用照明を設置することにより作業が可能であるが，万一，作業用照明設置箇所以外での対応が必要になった場合には，初動操作に対応する運転員が滞在している
中央制御室及び廃棄物処理操作室に配備する可搬型照明（内蔵電池にて点灯可能なＬＥＤライト等）を活用する。

10.11.4【説明資料（2.2:11 条−24〜25）】

手順等

安全避難通路等は，以下の内容を含む手順を定め，適切な管理を行う。
(1)

非常用照明，直流非常灯及び蓄電池内蔵型照明は，外観検査及び性能検
査を行う。

(2)

可搬型照明は，万一，作業用照明設置箇所以外での対応が必要になった時に迅速に使用できるよう，必要数及び保管場所を定める。

(3)

可搬型照明は，員数確認及び点灯確認を行う。
11 条−7

2.

安全避難通路等

2.1

設置許可基準規則第 11 条第 1 項第 1 号及び第 2 号に対する方針
発電用原子炉施設は，安全避難通路及び安全避難通路の位置を明確かつ恒久的に表示する避難用の照明として非常灯及び誘導灯を設置する設計とする。
非常灯及び誘導灯については，照明用の電源が喪失した場合においても，点灯可能な設計とする。
また，新規制基準対応に伴い，新たに耐火壁及び防火扉を設ける場所については，新たな配置に応じた安全避難通路を確保するとともに，その位置を明確かつ恒久的に表示する避難用の照明を設置する設計とする。
なお，新規制基準適合申請に係る発電用原子炉施設追加設備の安全避難通路等について，別紙 1 に示す。

2.2

設置許可基準規則第 11 条第 1 項第 3 号（追加要求事項）に対する方針

2.2.1

設計基準事故対策のための作業場所の抽出

設計基準事故が発生した場合に事故の拡大防止，収束させるために必要な操作及び作業時に用いる作業用照明が必要となる作業場所，並びに安全施設
が安全機能を損なわないために必要な操作及び作業時に用いる作業用照明が必要となる作業場所を第 2.2.1−1 図のとおり抽出し，第 2.2.1−2 表のとおり，発電用原子炉の停止，停止後の冷却及び監視等の操作が必要となる中央制御室，現場機器室及び現場機器室へのアクセスルートに，避難用の照明とは別に作業用照明を設置する設計とする。

11 条−8

第 2.2.1−1 図

作業用照明が必要となる作業場所の抽出フロー

11 条−9

第 2.2.1−2 表

作業用照明が必要となる作業場所

選定項目①発電用原子炉の停止，停止
後の冷却及び監視等の操作②設計基準事故発生時に必要な操作を実施する現場機器室③八条（火災による損傷の防止）：内部火災発生時に必要な操作を実施する現場機器室④第九条（溢水による損傷の防止等）：内部溢水発生時に必要な操作を実施する現場機
器室

設置箇所＜発電用原子炉設置変更許可申請書 添付書類十に示す事故＞
1)中央制御室＜放射性気体廃棄物処理施設の一部が破損した場合において，タービン建屋搬出入口シャッターを開放している作業員等は閉操作を実
施＞
1)タービン建屋搬出入口…タービン建屋 1 階＜火災により原子炉保護系の論理回路が励磁状態を維持し，発電用原子炉をスクラムさせる必要がある場合に，現場での原子炉保護系
母線停止操作を実施＞
1)電気室…原子炉建屋付属棟 1 階＜地震時の溢水の要因により燃料プール冷却浄化系の機能が喪失した際に，残留熱除去系
により燃料プールの冷却及び注水機能維持のため現場での手動弁操作を実施＞
1)ＭＳＩＶ−ＬＣＳマニホールド室…原子炉建屋原子炉棟 3 階
2)エレベータ正面…原子炉建屋原子炉棟 4 階
3)ＦＰＣポンプ室…原子炉建屋原子炉棟 4 階＜全交流動力電源喪失時に非常用ディーゼル発電機または外部電源復旧が不可能な場合に，常設代替交流電源設備からの受電準備の現場操作として，不要な負荷の切り離し操作を実施＞
1)電気室…原子炉建屋付属棟 1 階，地下 1 階，
地下 2 階1)中央制御室外原子炉停止装置…

⑤十四条（全交流動力電源喪失対策設備）：全交流動力電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交流動力電源から開始される前までに必要な操作を実施する現場機器室
第二十六条（原子炉制御室等）：中央制御室退避事象時に必要な操作を実施する現場機
器室⑦中央制御室から現場機器室 1)通路
までの建屋内アクセスルート

11 条−10

2.2.2

作業用照明の設計方針

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。（第 2.2.2−1 表）
非常用照明は，外部電源喪失時にも必要な照明が確保できるように非常用
ディーゼル発電機から電力を供給する設計とする。
また，非常用照明は，外部電源喪失により常用照明が停電した場合においても適切な運転操作が可能なように，中央制御室，原子炉建屋各階等に設置する設計とする。なお，外部電源喪失時に，確認，操作が必要となる電気室，非常用電源の供給元となる非常用ディーゼル発電機室（高圧炉心スプレイ系
ディーゼル発電機室を含む）及び蓄電池室については，非常用照明を主な照明とする。
直流非常灯及び蓄電池内蔵型照明は，全交流動力電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前まで（約 95 分間）においても点灯できるように蓄電池又は内蔵蓄電池から電力を供給できる設計とする。
また，直流非常灯又は蓄電池内蔵型照明は，全交流動力電源喪失時に作業が必要となる現場機器室，そのアクセスルート及び中央制御室に設置する設計とする。
非常用照明，直流非常灯及び蓄電池内蔵型照明は，設計基準事故が発生した場合に必要な操作が行える照度を有する設計とする。
照明電源系統図，照明装置の例及び照明配置図を，各々第 2.2.2−2 図，第2.2.2−3 図及び第 2.2.2−4 図に示す。

11 条−11

第 2.2.2−1 表

照明の種類，給電元及び設置場所
給電元

作業用 非常用照明
非常用低圧母線
照明（蛍光灯，白熱灯，
水銀灯）

設置場所
中央制御室
現場機器室
アクセスルート

直流非常灯

非常用直流母線

中央制御室

蓄電池内蔵型照明

内蔵蓄電池

中央制御室

（常用低圧母線）

現場機器室（非常用低圧母線）

アクセスルート

常用低圧母線

中央制御室

常用照明（蛍光灯，白熱灯，水銀灯）

現場機器室
アクセスルート（参考）
緊急時対策所建屋には，常用照明及び蓄電池内蔵型照明を設置する。

11 条−12

11 条−13
第 2.2.2−2 図

照明電源系統図（既設系統）

＜直流非常灯＞
・定格電圧：DC125V
・20 ルクス以上（制御盤デスク部実測値）
・全交流動力電源喪失時から
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 前 ま での 間 と し て想定する 95 分以上点灯可能。

＜非常用照明（蛍光灯）＞
・定格電圧：AC200V
・300 ルクス以上（設計値）＜常用照明（蛍光灯）＞
・定格電圧：AC200V
・1,000 ルクス（設計値）＜蓄電池内蔵型照明＞
・定格電圧：AC100V
・全交流動力電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
される前までの間として想定する 95 分以上点灯可能。
第 2.2.2−3 図

照明装置（例）11 条−14

11 条−15

第 2.2.2−4 図

照明配置図(1／9)

11 条−16

第 2.2.2−4 図

照明配置図(2／9)

11 条−17

第 2.2.2−4 図

照明配置図(3／9）

11 条−18

第 2.2.2−4 図

照明配置図(4／9)

11 条−19

第 2.2.2−4 図

照明配置図(5／9)

11 条−20

第 2.2.2−4 図

照明配置図(6／9)

11 条−21

第 2.2.2−4 図

照明配置図(7／9)

11 条−22

第 2.2.2−4 図

照明配置図(8／9)

11 条−23

第 2.2.2−4 図

照明配置図(9／9)

2.2.3

可搬型照明の設計方針

設計基準事故時における対応操作，また全交流動力電源喪失時に現場操作等の対応が必要となる電気室については，現場への移動や操作を考慮した位
置に蓄電池内蔵型照明等の作業用照明を設置している。
作業用照明により操作に必要な照明は確保されるが，万一，作業用照明設
置箇所以外での対応が必要になった場合には，運転員が滞在している中央制
御室及び廃棄物処理操作室に配備する十分な数量の可搬型照明（ＬＥＤライト，ランタン，ヘッドライト）を活用し，昼夜，場所を問わず作業を可能とする。
また，複数の可搬型照明（例えば，現場対応時はＬＥＤライトとヘッドライト）と予備の乾電池を用意することにより，照明を確保し，電池交換を可能とする。
なお，乾電池については，可搬型照明が 7 日間使用可能な数量を確保する。
可搬型照明の保管場所，数量及び仕様を，第 2.2.3−1 表に示す。

11 条−24

第 2.2.3−1 表

可搬型照明の保管場所，数量及び仕様

保管場所
ＬＥＤライト

中央制御室

廃棄物処理
操作室 ※

ランタン

ヘッドライト

中央制御室

中央制御室

数量

仕様

電池：
14 個
〔当直運転員分 7 個
内蔵蓄電池＋予備 7 個〕
点灯可能時間：
約 4〜約 8 時間
5個
（調光により〔運転員分 2 個＋変化）
管理区域内用予
備 3 個〕
20 個
電源：乾電池（中央制御室（単一×4）
主盤エリア用
点灯可能時間：として 9 個＋
約 45 時間
補助照明 7 個＋
予備 4 個）14 個
電源：乾電池〔当直運転員分 7 個（単三×3）＋予備 7 個〕
点灯可能時間：約 12 時間※ 管理区域内における現場運転員集合場所（10 条（誤操作防止）要求）
注：個数（予備数を含む）については，運用を考慮し今後変更となる場合がある。

11 条−25

別紙 1

新規制基準適合申請に係る発電用原子炉施設追加設備の安全避難通路
等について（設置許可基準規則第 11 条第 1 項第 1 号及び第 2 号への
適合性）

1.

概要
「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」第 11 条（安全避難通路等）第 1 項第 1 号によって要求される『その位置を明確かつ恒久的に表示することにより容易に識別できる安全避難通路』
については，追加設備である緊急時対策所建屋に安全避難通路及び安全避難通路の位置を明確かつ恒久的に表示する避難用の照明として非常灯及び誘導灯を設置する。
「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」第 11 条（安全避難通路等）第 1 項第 2 号によって要求される『照明用の電源が喪失した場合においても機能を損なわない避難用の照明』については，追加設備である緊急時対策所建屋に用いる避難用の照明の電源が喪失した場合においても，点灯可能なように非常灯及び誘導灯に蓄電池を内蔵する。

2.

安全避難通路について
安全避難通路の位置を明確かつ恒久的に表示する避難用の照明として，以下に準拠した蓄電池内蔵の非常灯及び誘導灯を緊急時対策所建屋に設置する。
非常灯：建築基準法施行令第 126 条の四，五及び昭和 45 年建設省告示第1830 号
誘導灯：消防法施行令第 26 条及び消防法施行規則第 28 条の三蓄電池は，非常灯については昭和 45 年建設省告示第 1830 号に準拠し 30 分
11 条−別紙 1−1

以上，誘導灯については消防法施行規則第 28 条の三に準拠し 20 分以上点灯できる容量を有するものとする。
避難用の照明装置の例，緊急時対策所建屋の照明電源系統図及び避難用照明配置図を，各々第 1−1 図，第 1−2 図及び第 1−3 図に示す。

非常灯

通路誘導灯（廊下・通路）

避難口誘導灯
第 1−1 図

避難用の照明装置（例）11 条−別紙 1−2

第 1−2 図

照明電源系統図（緊急時対策所建屋）

11 条−別紙 1−3

第 1−3 図

緊急時対策所建屋 避難用照明配置図（1／2）

11 条−別紙 1−4

第 1−3 図

緊急時対策所建屋 避難用照明配置図（2／2）

11 条−別紙 1−5

別紙 2

現場操作の確認結果について

11 条−別紙 2−1

11 条−別紙 2−2

11 条−別紙 2−3

11 条−別紙 2−4

11 条−別紙 2−5

11 条−別紙 2−6

11 条−別紙 2−7

11 条−別紙 2−8

11 条−別紙 2−9

11 条−別紙 2−10

11 条−別紙 2−11

11 条−別紙 2−12

別添

東海第二発電所
運用，手順説明資料
安全避難通路等

11 条 安全避難通路等

設置許可基準規則第 11 条第 1 項第 3 号
設計基準事故が発生した場合に用いる照明及びその専用の電源。
（解釈）「設計基準事故が発生した場合に用いる照明」とは，昼夜及び場所を問わず，発電用原子炉施設内で事故対策のための作業が生じた場
合に，作業が可能となる照明のことをいう。なお，現場作業の緊急性との関連において，仮設照明の準備に時間的猶予がある場合には，仮設照明による対応を考慮してもよい。

設計基準事故が発生した場合に作業が必要な場所
安全施設が安全機能を損なわないために作業が必要な場所

設計基準事故が発生した場合，安全施設が安全機能を損なわないために用いる照明及びその専用の電源を確保すること。

外部電源喪失時及び全交流動力電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前までにおいても点灯できる照明を作業場所へ設置する。

非常用ディーゼル発電機，蓄電池又は内蔵蓄電池から電力を供給す
る非常用照明，直流非常灯及び蓄電池内蔵型照明の設置
工【後段規制との対応】
工 ：工認（基本設計方針，添付書類）
保 ：保安規定（下位文章を含む）
核 ：核防護規定（下位文章を含む）【添付六，八への反映事項】：工認（基本設計方針，添付書類）：当該条文に関係しない（他条文での反映事項他）

11 条−別添−1

運用，手順に係る対策等（設計基準）

設置許可基準
対象項目

区分

運用対策等

第 11 条

非常用照明，

運用・手順―

安全避難通路等

直流非常灯

体制

―

対象条文

及び蓄電池
内蔵型照明

保守・点検

外観検査及び機能検査

の設置

教育・訓練

―

可搬型照明

運用・手順

万一，作業用照明設置箇所以の配備外での対応が必要になった時に迅速に使用できるよう，必要数及び保管場所を定める。
体制
保守・点検
教育・訓練

11 条−別添−2―
員数確認及び点灯確認
―

目
1.

2.

次

基本方針
1.1

要求事項の整理

1.2

追加要求事項に対する適合性

安全施設
2.1

静的機器の単一故障

2.1.1

長期間にわたり安全機能が要求される単一設計機器の抽出

2.1.2

静的機器の基準適合性確認

2.1.3

原子炉建屋ガス処理系の基準適合性

2.1.4

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）の基準適合性

2.1.5

中央制御室換気系の基準適合性

2.2

安全施設の共用・相互接続

2.2.1

共用・相互接続設備の抽出

2.2.2

基準適合性

添付資料
添付 1

重要度の特に高い安全機能を有する系統

抽出表

添付 2

重要度の特に高い安全機能を有する系統・機器

添付 3

重要度の特に高い安全機能を有する系統の分析結果

添付 4

設計基準事故解析で期待する異常影響緩和系について

添付 5

静的機器の単一故障に係る被ばく評価条件について

添付 6

静的機器単一故障時の原子炉格納容器冷却機能代替性確認評価

添付 7

修復作業の成立性に関する検討について

添付 8

配管及びダクトの点検の実施状況について

整理表

添付 9

小規模破損の検知及び修復について

添付 10 中央制御室換気系の外気取入ラインについて
添付 11 故障・トラブル情報の活用について
添付 12 東海第二発電所におけるケーブルの系統分離について
添付 13 共有／相互接続設備 抽出表
添付 14 共用設備 概略図

3.

運用，手順説明資料（別添資料）運用，手順説明資料

安全施設

＜概

要＞

1. において，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（以下「設置許可基準規則」という。），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（以下「技術基準規則」という。）の追加要求事項を明確化するとともに，それら要求に対する東海第二発電所における適合性を示す。

2. において，設計基準事故対処設備について，追加要求事項に適合するために必要となる機能を達成するための設備又は運用等について説明する。

1.

基本方針

1.1

要求事項の整理
安全施設のうち，静的機器の単一故障に関する設置許可基準規則第 12 条及び技術基準規則第 14 条の要求事項を第 1-1 表に示し，追加要求事項を明確化する。

第 1-1 表設置許可基準規則第 12 条並びに技術基準規則第 14 条及び 15 条の要求事項

技術基準規則 第 14 条
設置許可基準規則 第 12 条
（安全施設）（安全設備）
１ 安全施設は、その安全−機能の重要度に応じて、安全機能が確保されたものでなければならない。
２ 安全機能を有する系統 第二条第二項第九号ハ及びホのうち、安全機能の重要度 に掲げる安全設備は、当該安が特に高い安全機能を有す 全設備を構成する機械又は器るものは、当該系統を構成 具の単一故障（設置許可基準
する機械又は器具の単一故 規 則 第 十 二 条 第 二 項 に 規 定
障（単一の原因によって一 する単一故障をいう。以下同
つの機械又は器具が所定の じ 。） が 発 生 し た 場 合 で あ っ
安全機能を失うこと（従属 て、外部電源が利用できない
要 因 に よ る 多 重 故 障 を 含 場合においても機能できるよむ。）をいう。以下同じ。） う、構成する機械又は器具のが発生した場合であって、 機能、構造及び動作原理を考
外部電源が利用できない場 慮して、多重性又は多様性を合においても機能できるよ 確保し、及び独立性を確保すう、当該系統を構成する機 るよう、施設しなければなら械又は器具の機能、構造及 ない。
び動作原理を考慮して、多重性又は多様性を確保し、及び独立性を確保するものでなければならない。
３ 安全施設は、設計基準 ２ 安全性設備は、設計基準
事 故 時 及 び 設 計 基 準 事 故 事故時及び当該事故に至るまに 至 る ま で の 間 に 想 定 さ での間に想定される全ての環
れ る 全 て の 環 境 条 件 に お 境条件において，その機能を12 条-1

追加要求事項
変更なし

静的機器の単一故障に関する考え方
の明確化

変更なし

いて、その機能を発揮することができるものでなければならない。

発揮することができるよう，
施設しなければならない。

設置許可基準規則 第 12 条
（安全施設）−

技術基準規則 第 15 条
追加要求事項（設計基準対象施設の機能）
設計基準対象施設は、通常運 変更なし
転時において発電用原子炉の反応度を安全かつ安定的に制御でき、かつ運転時の異常な過渡変化時においても発電用
原子炉固有の出力抑制特性を有するとともに、発電用原子炉の反応度を制御することにより核分裂の連鎖反応を制御できる能力を有するものでなければならない。
２ 設計基準対象施設は、そ 変更なしの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（試験及び検査を含む。）ができるよう、施設しなければならない。
３ 設計基準対象施設は、通 変更なし
常運転時において容器、配管、ポンプ、弁その他の機械又は器具から放射性物質を含む流体が著しく漏えいする場合
は、流体状の放射性廃棄物を処理する設備によりこれを安全に処理するように施設しなければならない。
４ 設計基準対象施設に属す 変更なし
る設備であって、蒸気タービ
ン、ポンプその他の機器又は配管の損壊に伴う飛散物により損傷を受け、発電用原子炉
施設の安全性を損なうことが想定されるものには、防護施設の設置その他の損傷防止措置を講じなければならない。

４ 安全施設は、その健全性及び能力を確認するため、その安全機能の重要度に応じ、発電用原子炉の運転中又は停止中に試験又は検査ができるものでなければならない。
−

５ 安全施設は、蒸気ター
ビン、ポンプその他の機器又は配管の損壊に伴う飛散物により、安全性を損なわないものでなければならない。

12 条-2

６ 重要安全施設は、二以上の発電用原子炉施設において共用し、又は相互に接続するものであってはならない。ただし、二以上の発電用原子炉施設と共用し、又は相互に接続することによって当該二以上の発電用原子炉施設の安全性が向上
する場合は、この限りではない。
７ 安全施設（重要安全施設を除く。）は、二以上の発電用原子炉施設と共用し、又は相互に接続する場合には、発電用原子炉施設の安
全性を損なわないものでなければならない。

５ 設計基準対象施設に属す
る安全設備であって、第二条
第二項第九号ハに掲げるもの
は、二以上の発電用原子炉施設において共用し、又は相互に接続するものであってはならない。ただし、二以上の発電用原子炉施設と共用し、又は相互に接続することによって当該二以上の発電用原子炉施設の安全性が向上する場合
は、この限りではない。
６ 前項の安全設備以外の安全設備を二以上の発電用原子炉施設と共用し、又は相互に接続する場合には、発電用原子炉施設の安全性を損なわないよう、施設しなければなら
ない。

1.2

追加要求事項に対する適合性(1)

位置，構造及び設備

ロ

発電用原子炉施設の一般構造追加要求事項

追加要求事項（相互接続に関する要求追加）(3)その他の主要な構造(ⅰ)

本発電用原子炉施設は，(1)耐震構造，(2)耐津波構造に加え，以下の基本的方針のもとに安全設計を行う。

ａ．設計基準対象施設（g）安全施設（g-1）安全施設は，その安全機能の重要度に応じて，十分高い信頼性を確保し，かつ維持し得る設計とする。このうち，安全機能の重要度が特に高い安全機能を有する系統は，原則，多重性又は多様性及び独立性を備える設計とするとともに，当該系統を構成する機器に短期間では動的機器の単12 条-3

一故障，長期間では動的機器の単一故障若しくは想定される静的機器の単一故障のいずれかが生じた場合であって，外部電源が利用できない場合においても，その系統の安全機能を達成できる設計とする。
重要度が特に高い安全機能を有する系統において，設計基準事故が発生した場合に長期間にわたって機能が要求される静的機器のうち，単一設計とする以下の機器については，想定される最も過酷な条件下においても安全上支障のない期間に単一故障を確実に除去又は修復できる設計とし，その単一故障を仮定しない。設計に当たっては，想定される単一故障の発生に伴う周辺公衆及び運転員の被ばく，当該単一故障の除去又は修復のためのアクセス性，補修作業性並びに当該作業期間における従事者の被ばくを考慮する。
・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

また，重要度が特に高い安全機能を有する系統において，設計基準事故が発生した場合に長期間にわたって機能が要求される静的機器のうち，単一設計とする以下の機器については，単一故障を仮定した場合においても安全機能を達成できる設計とする。
・残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）のスプレイヘッダ（サプレッション・チェンバ側）
安全施設の設計条件を設定するに当たっては，材料疲労，劣化等に対しても十分な余裕を持って機能維持が可能となるよう，通常運転時，運転時の異常な過渡変化時及び設計基準事故時に想定される圧力，温度，湿度，
放射線量等各種の環境条件を考慮し，十分安全側の条件を与えることにより，これらの条件下においても期待されている安全機能を発揮できる設計
12 条-4

とする。
また，安全施設は，その健全性及び能力を確認するために，その安全機能の重要度に応じ，発電用原子炉の運転中又は停止中に試験又は検査ができる設計とする。
（g-2）安全施設は，蒸気タービン等の損壊に伴う飛散物により安全性を損なわない設計とする。
蒸気タービン及び発電機は，破損防止対策を行うことにより，破損事故の発生確率を低くするとともに，タービンミサイルの発生を仮に想定しても安全機能を有する構築物，系統及び機器への到達確率を低くすることによって，発電用原子炉施設の安全性を損なわない設計とする。
(g-3) 重要安全施設は，発電用原子炉施設間で原則共用又は相互に接続しないものとするが，安全性が向上する場合は，共用又は相互に接続することを考慮する。
なお，発電用原子炉施設間で共用又は相互に接続する重要安全施設は無いことから，共用又は相互に接続することを考慮する必要はない。
安全施設（重要安全施設を除く。）を共用又は相互に接続する場合には，原子炉施設の安全性を損なうことのない設計とする。
固体廃棄物処理系のうち，セメント混練固化装置，雑固体廃棄物焼却装
置，雑固体減容処理設備，固体廃棄物貯蔵庫及び固体廃棄物作業建屋は，
東海発電所と共用とするが，その処理量は東海第二発電所及び東海発電所
における合計の予想発生量を考慮することで安全性を損なわない設計とする。
所内ボイラ設備及び所内蒸気系は，東海発電所と共用とするが，必要な容量をそれぞれ確保するとともに，接続部の弁を閉操作することにより隔離できる設計とすることで，安全性を損なわない設計とする。
12 条-5

給水処理系のうち，原水タンク，ろ過水貯蔵タンク，多目的タンク及び純水貯蔵タンクは，東海発電所と共用とするが，必要な容量をそれぞれ確保するとともに，接続部の弁を閉操作することにより隔離できる設計とすることで，安全性を損なわない設計とする。
緊急時対策所は，東海発電所と共用とするが，東海発電所と同時発災時に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。
通信連絡設備のうち衛星電話設備（固定型），衛星電話設備（携帯型），
電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦＡＸ），テレビ会議システム（社内），統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議システム，ＩＰ電話及びＩＰ−ＦＡＸ），加入電話設備（加入
電話及び加入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が，東海発電所で同時に通信・通話するために必要な仕様を満足する設計とすることで，安全性を損なわない設計とする。
放射線監視設備のうち固定モニタリング設備，気象観測設備，放射能観測車及び環境試料測定設備は，東海第二発電所及び東海発電所の共通の対象である発電所周辺の放射線等を監視，測定するために必要な仕様を満足する設計とすることで，安全性を損なわない設計とする。
放射線監視設備のうち出入管理室は東海第二発電所及び東海発電所の共通の対象である管理区域の出入管理及び被ばく線量の監視をするために必要な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。
消火系のうち構内消火用ポンプ，ディーゼル駆動構内消火ポンプ，原水タンク及び多目的タンクは，東海発電所と共用とするが，必要な容量をそれぞれ確保するとともに，発電用原子炉施設間の接続部の弁を閉操作する
12 条-6

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。

(2)

安全設計方針1.１

安全設計の方針

1.1.1

安全設計の基本方針

1.1.1.6

共用

重要安全施設は，東海発電所との間で原則共用又は相互に接続しないものとするが，安全性が向上する場合は，共用又は相互に接続することを考慮する。
安全施設（重要安全施設を除く。）において，共用又は相互に接続する場
合には，原子炉施設の安全性を損なわない設計とする。

1.1.1.7

多重性又は多様性及び独立性

安全施設は，その安全機能の重要度に応じて，十分高い信頼性を確保し，かつ維持し得る設計とする。このうち，重要度が特に高い安全機能を有する系統は，原則，多重性又は多様性及び独立性を備える設計とするとともに，当該系統を構成する機器の単一故障が生じた場合であって，外部電源が利用できない場合においても，その系統の安全機能を達成できる設計とする。

1.1.1.8
(1)

単一故障

設計方針
安全施設のうち，重要度が特に高い安全機能を有する系統は，当該系統を構成する機器に短期間では動的機器の単一故障が生じた場合，長期間では動的機器の単一故障若しくは想定される静的機器の単一故障のいずれか
12 条-7

が生じた場合であって，外部電源が利用できない場合においても，その系
統の安全機能が達成できる設計とする。
なお，重要度が特に高い安全機能を有する系統のうち，長期間にわたって安全機能が要求される静的機器を単一設計とする場合には，単一故障が安全上支障のない期間に確実に除去又は修復できる設計，他の系統を用いてその機能を代替できる設計又は単一故障を仮定しても安全機能を達成できる設計とする。

(2)

手順等
原子炉建屋ガス処理系の配管の一部及び中央制御室換気空調系のダクトの一部に要求される機能を維持するため，保全計画に基づき適切に保守管理，点検を実施するとともに，必要に応じ補修を行う。

1.1.1.9

試験検査

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

12 条-8

(3)

適合性説明

第十二条
１

安全施設

安全施設は、その安全機能の重要度に応じて、安全機能が確保されたものでなければならない。

２

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

３

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

４

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

５

安全施設は、蒸気タービン、ポンプその他の機器又は配管の損壊に伴う飛散物により、安全性を損なわないものでなければならない。

６

重要安全施設は、二以上の発電用原子炉施設において共用し、又は相互に接続するものであってはならない。ただし、二以上の発電用原子炉施設と共用し、又は相互に接続することによって当該二以上の発電用原子炉施設の安全性が向上する場合は、この限りではない。

12 条-9

７

安全施設（重要安全施設を除く。）は、二以上の発電用原子炉施設と共用し、又は相互に接続する場合には、発電用原子炉施設の安全性を損なわないものでなければならない。

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

その機能の喪失により，原子炉施設を異常状態に陥れ，もって一般公衆ないし従事者に過度の放射線被ばくを及ぼすおそれのあるもの（異常発生防止系。以下「ＰＳ」という。）。

(2)

原子炉施設の異常状態において，この拡大を防止し，又はこれを速やかに収束せしめ，もって一般公衆ないし従事者に及ぼすおそれのある過度の放射線被ばくを防止し，又は緩和する機能を有するもの（異常影響緩和系。以下「ＭＳ」という。）。
また，ＰＳ及びＭＳのそれぞれに属する安全施設を，その有する安全機能の重要度に応じ，それぞれクラス１，クラス２及びクラス３に分類する。それぞれのクラスの呼称は第１表に掲げるとおりとする。
なお，各クラスに属する安全施設の基本設計ないし基本的設計方針
は，確立された設計，建設，試験及び検査の技術並びに運転管理により，安全機能確保の観点から，次の各号に掲げる基本的目標を達成できるものとする。
ａ．クラス１：合理的に達成し得る最高度の信頼性を確保し，かつ，
維持すること。
12 条-10

ｂ．クラス２：高度の信頼性を確保し，かつ，維持すること。
ｃ．クラス３：一般の産業施設と同等以上の信頼性を確保し，かつ，維持すること。
(3)

分類の適用の原則
本原子炉施設の安全上の機能別重要度分類を具体的に適用するに当たっては，原則として次によることとする。
ａ．安全機能を直接果たす構築物，系統及び機器（以下「当該系」という。）が，その機能を果たすために直接又は間接に必要とする構築物，
系統及び機器（以下「関連系」という。）の範囲と分類は，次の各号に掲げるところによるものとする。
(a)

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

(b)

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

ｂ．一つの構築物，系統及び機器が，二つ以上の安全機能を有するときは，果たすべきすべての安全機能に対する設計上の要求を満足させるものとする。
ｃ．安全機能を有する構築物，系統又は機器は，これら二つ以上のものの間において，又は安全機能を有しないものとの間において，その一方の運転又は故障等により，同位ないし上位の重要度を有する他方に期待される安全機能が阻害され，もって原子炉施設の安全が損なわれることのないように，機能的隔離及び物理的分離を適切に考慮する。

12 条-11

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

第２項について重要度が特に高い安全機能を有する系統については，その構造，動作原理，
果たすべき安全機能の性質等を考慮し，原則として多重性のある独立した系
列又は多様性のある独立した系列を設け，想定される動的機器の単一故障又は長期間の使用が想定される静的機器の単一故障を仮定しても所定の安全機能が達成できる設計とする。また，その系統を構成する機器の単一故障の仮定に加え，外部電源が利用できない場合においても，系統の安全機能が達成できるよう，非常用所内電源として非常用ディーゼル発電機 3 系統を設ける。
重要度が特に高い安全機能を有する系統において，設計基準事故が発生した場合に長期間にわたって機能が要求される静的機器のうち，単一設計とす
る原子炉建屋ガス処理系の配管の一部及び中央制御室換気系のダクトの一部については，当該設備に要求される原子炉格納容器内又は放射性物質が原子炉格納容器内から漏れ出た場所の雰囲気中の放射性物質の濃度低減機能及び原子炉制御室非常用換気空調機能が喪失する単一故障のうち，想定される最も過酷な条件として，配管及びダクトについては全周破断を想定しても，単一故障による放射性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。設計に当たっては，想定される単一故障の発生に伴う周辺公衆及び運転員の被ばく，当該単一故障の除去又は修復のためのア
12 条-12

クセス性，補修作業性並びに当該作業期間として想定する屋外の場合 4 日間，屋内の場合 2 日間における従事者の被ばくを考慮し，周辺公衆の被ばく線量が設計基準事故時の判断基準である実効線量を下回ること，運転員の被ばく線量が緊急時作業に係る線量限度を下回ること及び従事者の被ばく線量が緊急時作業に係る線量限度に照らしても十分小さく修復作業が実施可能である
ことを満足するものとする。
なお，単一故障を除去又は修復ができない場合であっても，周辺公衆に対する放射線被ばくが，安全評価指針に示された設計基準事故時の判断基準を下回ることを確認する。
重要度が特に高い安全機能を有する系統において，設計基準事故が発生した場合に長期間にわたって機能が要求される静的機器のうち，単一設計とす
る残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）のスプレイヘッダ（サプレッション・チェンバ側）については，想定される最も過酷な単一故障の条件として，配管１箇所の全周破断を想定した場合においても，原子炉格納容器の冷却機能を達成できる設計とする。また，このような場合においても，残留熱除去系 2 系統にてドライウェルスプレイを行うか，又は 1 系統をドライウェ
ルスプレイ，もう 1 系統を残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）
で運転することで原子炉格納容器の冷却機能を代替できる設計とする。
なお，単一設計とする原子炉建屋ガス処理系の配管の一部及び中央制御室
換気系のダクトの一部については，保全計画に基づき劣化モードに対する適切な保守管理を実施し，故障の発生を低く抑える。

第３項について安全施設の設計条件を設定するに当たっては，材料疲労，劣化等に対して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12 条-13

常な過渡変化時及び設計基準事故時に想定される圧力，温度，湿度，放射線量等各種の環境条件を考慮し，十分安全側の条件を与えることにより，これ
らの条件下においても期待されている安全機能を発揮できる設計とする。

第４項について安全施設は，その健全性及び能力を確認するため，その安全機能の重要度に応じ，必要性及びプラントに与える影響を考慮して，発電用原子炉の運転中又は停止中に試験又は検査ができる設計とする。
試験又は検査が可能な設計とする対象設備を第２表に示す。

第５項について発電用原子炉施設内部においては，内部発生エネルギの高い流体を内蔵する弁の破損，配管の破断及び高速回転機器の破損による飛散物が想定される。
発電所内の施設については，タービン・発電機等の大型回転機器に対して，その損壊によりプラントの安全性を損なうおそれのある飛散物が発生する可能性を十分低く抑えるよう，機器の設計，製作，品質管理，運転管理に十分な考慮を払う。
さらに，万一タービンの破損を想定した場合でも，タービン羽根，T-G カ
ップリング，タービン・ディスク，高圧タービン・ロータ等の飛散物によって安全施設の機能が損なわれる可能性を極めて低くする設計とする。
高温高圧の流体を内包する主蒸気・給水管等については，材料選定，強度設計，品質管理に十分な考慮を払う。
さらに，これに加えて安全性を高めるために，上記配管については仮想的な破断を想定し，その結果生じるかも知れない配管のむち打ち，流出流体のジェット力，周辺雰囲気の変化等により，安全施設の機能が損なわれること
12 条-14

のないよう配置上の考慮を払うとともに，それらの影響を低減させるための手段として，主蒸気・給水管についてはパイプホイップレストレイントを設ける。
以上の考慮により，安全施設は安全性を損なわない設計とする。

第６項について東海第二発電所においては，重用安全施設の共用又は相互に接続はしない。

第７項について安全施設（重要安全施設を除く。）のうち，2 以上の発電用原子炉施設間で共用するのは，固体廃棄物処理系，所内ボイラ設備，所内蒸気系，給水処理系，緊急時対策所，通信連絡設備，放射線監視設備及び消火系である。
固体廃棄物処理系のうち，セメント混練固化装置，雑固体廃棄物焼却装置，
雑固体減容処理設備，固体廃棄物貯蔵庫及び固体廃棄物作業建屋は，東海発電所と共用とするが，その処理量は東海第二発電所及び東海発電所における合計の予想発生量を考慮することで安全性を損なわない設計とする。
所内ボイラ設備及び所内蒸気系は，東海発電所と共用とするが，必要な容量をそれぞれ確保するとともに，接続部の弁を閉操作することにより隔離できる設計とすることで，安全性を損なわない設計とする。
給水処理系のうち，原水タンク，ろ過水貯蔵タンク，多目的タンク及び純水貯蔵タンクは，東海発電所と共用とするが，必要な容量をそれぞれ確保するとともに，接続部の弁を閉操作することにより隔離できる設計とすること
で，安全性を損なわない設計とする。
緊急時対策所は，東海発電所と共用とするが，東海発電所と同時発災時に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
12 条-15

ない設計とする。
通信連絡設備のうち衛星電話設備（固定型），衛星電話設備（携帯型），電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦＡＸ），テレビ会議システム（社内），統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議システム，ＩＰ電話及びＩＰ−ＦＡＸ），加入電話設備（加入電話及び加入ＦＡＸ），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が，東海発電所で同時に通信・通話するために必要な仕様を満足する設計とすることで，安全性を損なわない設計とする。
放射線監視設備のうち固定モニタリング設備，気象観測設備，放射能観測
車及び環境試料測定設備は，東海第二発電所及び東海発電所の共通の対象である発電所周辺の放射線等を監視，測定するために必要な仕様を満足する設計とすることで，安全性を損なわない設計とする。
放射線監視設備のうち出入管理室は東海第二発電所及び東海発電所の共通の対象である管理区域の出入管理及び被ばく線量の監視をするために必要な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。
消火系のうち構内消火用ポンプ，ディーゼル駆動構内消火ポンプ，原水タ
ンク及び多目的タンクは，東海発電所と共用とするが，必要な容量をそれぞれ確保するとともに，発電用原子炉施設間の接続部の弁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。

12 条-16

第1表

安全上の機能別重要度分類

12 条-17

1.3

気象等

該当なし

1.4

設備等

8.2

換気空調設備

8.2.2

設計方針
12 条-18

(6)中央制御室換気系は，事故時には外気との連絡口を遮断し，高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
タユニットを通る閉回路循環方式とし，運転員等を被ばくから防護するように設計する。

(7)

中央制御室換気系は，主蒸気管破断事故時に短期間では動的機器の単一故障を，長期間では動的機器の単一故障若しくは想定される静的機器の単一故障のいずれかを仮定しても，当該設備に要求される原子炉制御室非常用換気空調機能を達成できる設計とする。また，中央制御室換気系のうち単一設計とするダクトの一部については，劣化モードに対する適切な保守，管理を実施し，故障の発生を低く抑えるとともに，想定される故障の除去又は修復のためのアクセスが可能であり，かつ，補修作業が容易となる設計とする。

9.2

格納容器スプレイ冷却系

9.2.2

設計方針及び主要設備の仕様
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）は，事故後の動的機器の単一故障，又は想定される静的機器の単一故障のいずれかを仮定しても，当該設備に要求される安全機能を達成できる設計とする。
単一設計とするスプレイヘッダ（サプレッション・チェンバ側）については，当該設備に要求される安全機能に最も影響を与えると考えられる静的機器の単一故障を仮定した場合でも，原子炉格納容器の冷却機能を達成できる設計とする。また，残留熱除去系 2 系統にてドライウェル
スプレイを行うか，又は 1 系統をドライウェルスプレイ，もう 1 系統を
残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）で運転することで原子炉格納容器の冷却機能を代替できる設計とする。
12 条-19

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）の主要な設計仕様について
は，「5.4

残留熱除去系」に記述する。

重大事故等時の残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）は，「9.1.2
重大事故等時」に記述する。

9.4

原子炉建屋ガス処理設備

9.4.2

設計方針

(3)

原子炉建屋ガス処理設備は，原子炉冷却材喪失事故時に短期間では動的機器の単一故障を，長期間では動的機器の単一故障若しくは想定される静的機器の単一故障のいずれかを仮定しても，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を達成できる設計とする。
なお，単一設計とする配管の一部については，劣化モードに対する適切な保守，管理を実施し，故障の発生を低く抑えるとともに，想定される故障の除去又は修復のためのアクセスが可能であり，かつ，補修作業が容易となる設計とする。

12 条-20

2.

安全施設

2.1

静的機器の単一故障

2.1.1

長期間にわたり安全機能が要求される単一設計機器の抽出

東海第二発電所において，重要度が特に高い安全機能を有する系統で，設計基準事故が発生した場合に，長期間（24 時間以上若しくは運転モード切替以降）にわたって機能が要求される静的機器で単一設計を採用している系
統を抽出した。
重要度が特に高い安全機能を有する系統である（添付 1）

NO

YES

① 多重性又は多様性及び独立性を有している（添付 2）

YES

NO

② 長期間の機能要求がある（添付 2）

NO

YES

対象系統（3 系統） ※対象外※ 現有設備では，ディーゼル発電機の燃料系である軽油貯蔵タンクが 1 基（単一設計）であるが，今回の申請において軽油貯蔵タンクを 2 基に変更し，多重性を有する設計とする。

抽出に当たっては，設置許可基準規則の解釈第 12 条第 3 項の表に規定された安全機能を有する系統を，「発電用軽水型原子炉施設の安全機能の重要12 条-21

度分類に関する審査指針」並びに社団法人日本電気協会「安全機能を有する
電気・機械装置の重要度分類指針」（JEAG4612-2010）及び「安全機能を有する計測制御装置の設計指針」（JEAG4611-2009）に示される安全施設の中から選定した。その結果を添付 1 に示す。
添付 1 で選定した系統について，多重性又は多様性及び独立性の有無並びに長期間にわたる要求の有無について整理した。整理した結果を添付 2 に示す。
添付 2 で整理した結果に基づき，重要度が特に高い安全機能を有する系統
で，設計基準事故が発生した場合に，長期間（24 時間以上若しくは運転モード切替以降）にわたって機能が要求される静的機器で単一設計を採用している以下の 3 系統を抽出した。

(1)

原子炉建屋ガス処理系
・単一設計箇所：配管の一部(2)

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）
・単一設計箇所：スプレイヘッダ（サプレッション・チェンバ側）(3)

中央制御室換気系
・単一設計箇所：ダクトの一部及び空気調和機

12 条-22

2.1.2

静的機器の基準適合性確認

設置許可基準規則の解釈第 12 条の第 5 項に以下の記載がある。

５

第2項について、短期間と長期間の境界は24時間を基本とし、運転モードの切替えを行う場合はその時点を短期間と長期間の境界とする。例えば
運転モードの切替えとして、加圧水型軽水炉の非常用炉心冷却系及び格
納容器熱除去系の注入モードから再循環モードへの切替えがある。
また、動的機器の単一故障又は想定される静的機器の単一故障のいずれかを仮定すべき長期間の安全機能の評価に当たっては、想定される最も過酷な条件下においても、その単一故障が安全上支障のない期間に除去又は修復できることが確実であれば、その単一故障を仮定しなくてよい。
さらに、単一故障の発生の可能性が極めて小さいことが合理的に説明できる場合、あるいは、単一故障を仮定することで系統の機能が失われる場合であっても、他の系統を用いて、その機能を代替できることが安全
解析等により確認できれば、当該機器に対する多重性の要求は適用しない。

上記内容から，単一故障を仮定しなくてもよい場合及び多重性の要求が適用されない場合の条件は以下のとおりとなる。

① 単一故障が想定される最も過酷な条件下においても，安全上支障のない期間に確実に除去又は修復できる。
② 単一故障の発生の可能性が極めて小さいことが合理的に説明できる。
③ 単一故障を仮定することで系統の機能が失われる場合であって12 条-23も，他の系統を用いて，その機能を代替できることが安全解析等
により確認できる。

2.1.1 で抽出した静的機器について，①〜③の条件に照らして基準適合性を確認した結果，第 2.1-1 表に示すとおりとなった。

第 2.1-1 表

静的機器の基準適合性確認結果一覧
適合条件

系統

対象機器
①

②

③

○

−

−

スプレイヘッダ
残留熱除去系（格納容（サプレッション・チェンバ器スプレイ冷却系）
側）

−

−

○

中央制御室換気系○−−

原子炉建屋ガス処理系

配管の一部

ダクトの一部及び空気調和機

設置許可基準規則の解釈第 12 条の 5 項への適合性について，詳細を 2.1.3，
2.1.4，2.1.5 に示す。

12 条-24

2.1.3

原子炉建屋ガス処理系の基準適合性

ここでは，原子炉建屋ガス処理系の単一設計箇所について，故障箇所の検知性及び修復性，作業時の被ばく及び公衆の被ばくの観点から，設置許可基準規則第 12 条の解釈 5 に記載されている「想定される最も過酷な条件下においても，その単一故障が安全上支障のない期間に除去又は修復できることが確実であれば，その単一故障を仮定しなくてよい。」に適合することを確
認した。
(1)

設備概要
原子炉建屋ガス処理系は，非常用ガス再循環系と非常用ガス処理系からなり，原子炉建屋（原子炉棟）（以下「原子炉建屋」という。）内に設置している。事故時に原子炉建屋の放射能レベルが高くなる場合に，原子炉建屋から外部へ放散される放射性物質を吸着し，原子炉施設周辺の一般公衆の放射線被ばくを低減させる。
非常用ガス再循環系は，よう素用チャコールフィルタを含むフィルタト
レイン，排風機及び弁などから構成されており，原子炉建屋内でガスを再循環させ，放射性物質を吸着除去する。
非常用ガス処理系は，よう素用チャコールフィルタを含むフィルタトレ
イン，排風機及び弁などから構成されており，非常用ガス再循環系で処理したガスの一部を再度処理した後，排気筒と隣接して同じ高さまで設置している非常用ガス処理系排気筒を通して，大気へ放出させ，原子炉建屋を負圧に保つ。
本系統の機器は耐震Ｓクラスで設計している。
原子炉建屋ガス処理系は，第2.1-1図に示すとおり，配管の一部は単一設計となっているが，その他の機器は動的機器を含め多重化されている。
当該配管の仕様を第2.1-2表に示す。
12 条-25

第 2.1-1 図

原子炉建屋ガス処理系系統概要図

第 2.1-2 表
最高使用
機器

圧力
(MPa[gage])

非常用ガス

配管仕様表

最高使用
温度(℃)

非常用ガス
処理系配管

厚さ(mm)

材料※

609.6

12

SM41A

406.4

9.5

SM41B

吸込側

0.014

72

吐出側

0.014

72

609.6

12

SM41A

吸込側

0.014

72

457.2

14.3

SM41B

吐出側

0.014

72

457.2

14.3

SM41B

再循環系
配管

外径(mm)※外面塗装

12 条-26

(2)

対象機器の影響評価
ａ．故障の可能性(a)

想定される故障に対する設計上の考慮
原子炉建屋ガス処理系の配管の信頼性について，想定される故障に対する設計上の考慮を第 2.1-3 表に示す。この結果，原子炉建屋ガス処理系の配管は十分な信頼性を有している。

第 2.1-3 表
機器想定される故障に対する設計上の考慮

想定される

設計上の考慮

故障

建屋内外に設置した配管は，防食塗装を施してお腐食
り，腐食の発生を抑制する設計としている。
原子炉建屋ガス処理系の建屋からの吸込部は床面よ配管り離れた位置に配置しており，大きな異物が系統に閉塞
流入することはなく，配管径も大きいことから閉塞が発生することはない。

さらに，炭素鋼材の大気暴露試験による腐食進展結果（第 2.1-2 図）によると，10 年経過時の腐食量が 0.5 ㎜以下であることから，40 年経過したとしても減肉量は 2mm 以下である。この減肉量は配管肉厚（最小 9.5㎜）に対して十分小さいことから，配管は十分な信頼性を有している。

12 条-27

第 2.1-2 図 我が国各地における普通鋼及び耐候性鋼の暴露試験結果（社団法人腐食防食協会「腐食・防食ハンドブック」に加筆）

(b)

保守管理
原子炉建屋ガス処理系は，第 2.1-4 表に示すとおり配管の外観点検を定期的に行っており，有意な腐食が発生していないことを確認している。また，第 2.1-5 表に示すとおり，保安規定に基づく定期試験により系統の健全性を確認している。
この結果，原子炉建屋ガス処理系の配管は適切な保守管理を実施しており，当該設備の健全性を確保することが可能である。
第 2.1-4 表
機器

配管点検内容

想定される

点検内容

経年劣化事象
外観点検

亀裂，変形，腐食，塗装の剥離等
配管

腐食の有意な異常がないことを目視にて確認する。
12 条-28

第 2.1-5 表

定期試験内容定期試験

試験内容
非常用ガス再循環系排風機，非常用ガス処

原子炉建屋ガス処理
理系排風機を起動し，系統流量が必要流量系手動起動試験以上で正常に運転できることを確認する。

(c)

過去の故障実績
これまで，原子炉建屋ガス処理系の配管については保守管理を適切に実施しており，工事報告書及び不適合管理票により確認した結果，機能性能に影響を及ぼすような故障実績はなかった。
また，原子力施設情報公開ライブラリー（ニューシア）等 ※ において共有されている過去の故障事例を確認した結果，当該系統である原子炉建屋ガス処理系（非常用ガス処理系）に関する故障実績はなかった。
しかし，自社プラントにおいて換気空調ダクトの腐食による故障が発生している。この水平展開として，東海第二発電所では管理区域とのバウンダリとなる屋内外のダクト（原子炉建屋ガス処理系配管を含む）について外観点検（1 回／年）を実施し，腐食等の有無を確認し，必要に応じて補修塗装等の対応を実施することとした。また，当該系
統の中で最も腐食環境にある非常用ガス処理系排気筒については定期的に肉厚測定を実施し，異常のないことを確認しており，このことか
らも機能性能に影響を与える故障が発生する可能性は低いと評価する。
※

ＢＷＲ事業者協議会（ＪＢＯＧ），一般社団法人原子力安全推進協会
及び電気事業者連合会

12 条-29

ｂ．故障の仮定
原子炉建屋ガス処理系配管の一部について，影響評価を実施する上で仮定する単一設計箇所の故障を検討した。上述のとおり，当該配管については軽微な腐食程度しか考えられず，運転条件及び環境条件等から最も過酷な条件を想定したとしても，全周破断の発生は考えられない。
しかしながら，系統機能を喪失させる故障を仮定する観点から，全周破断を仮定する。表2.1-6に設備の故障の想定とその対応について整理した。
なお，原子炉建屋ガス処理系の建屋からの吸込部は床面より離れた位置に配置しており，大きな異物が系統に流入することはなく，配管径も大きいことから閉塞が発生することはない。

第2.1-6表
設備

原子炉
建屋ガス
処理系

想定
箇所

配管

故障

故障
（劣化）
モード

全周
破断

腐食

軽微な
漏えい
破損

腐食

閉塞

なし

設備の故障の想定とその対応
発生の
可能性

安全上
最も
支障ない
過酷な
期間に
条件
修復可

検知性

修復性

被ばく
影響

○

○

○

○

○

○

○

○

○

−

−

−

−

−

−

△
（考えに
くい）
○
（想定さ
れる）
×
（考えら
れない）

備考

ｃ．仮定した故障による影響評価
原子炉建屋ガス処理系は，事故時に発生する雰囲気ガスに含まれる放射性物質をフィルタにて除去した後に，原子炉建屋内ガスを環境へ放出することで，原子炉施設周辺の一般公衆の放射線被ばくを低減させるものである。このため， 静的機器の故障を仮定した場合の影響評価として，

12 条-30

非居住区域境界外の被ばく評価を行う。
前提とする事故については，設置許可申請書添付書類十の安全評価で，原子炉建屋ガス処理系の機能を期待している原子炉冷却材喪失及び燃料集合体の落下とする。
(a)

故障箇所の想定
原子炉建屋ガス処理系配管の単一設計箇所については，故障による影響を検討する上で，以下のように区分される。第2.1-1図に故障想定箇所の概要を示す。

・区分①（非常用ガス再循環系吸気配管）
配管の全周破断を想定しても，破断口からの吸気により非常用ガス再循環系及び非常用ガス処理系で処理されたガスが高所から環境に放出されることになるため，非居住区域境界外の一般公衆の被ばく評価への影響はない。
・区分②（非常用ガス再循環系−非常用ガス処理系連絡配管）
配管の全周破断を想定すると，破断口から原子炉建屋内の雰囲気が，直接非常用ガス処理系に流入することになる。非常用ガス処理系は非常用ガス再循環系で処理したガスが入ることを前提としているため，評価に当たっては，非常用ガス処理
系が停止することを仮定する。したがって，非常用ガス再循環
系が原子炉建屋内のガスを処理し続けるものの，非常用ガス
処理系の停止により，原子炉建屋の負圧が保てなくなる。このため，フィルタを通らないガスが原子炉建屋から漏えいすることとなり，非居住区域境界外の一般公衆の被ばく評価への影響が大きくなる。
12 条-31

・区分③（非常用ガス再循環系戻り配管）
配管の全周破断を想定しても，非常用ガス再循環系及び非常用ガス処理系の運転に影響を与えないことから，非居住区域境界外の一般公衆の被ばく評価への影響はない。
・区分④（非常用ガス処理系排気配管（原子炉建屋内））
配管の全周破断を想定すると，非常用ガス再循環系及び非常用ガス処理系で処理したガスは原子炉建屋内に放出されることとなり，原子炉建屋の負圧が保てなくなる。このため，フィルタを通らないガスが原子炉建屋から漏えいすることとなるが，非常用ガス処理系の運転が継続されるため，区分②と比べて，非居住区域境界外の一般公衆の被ばく評価への影響は小さい。
・区分⑤（非常用ガス処理系排気配管（原子炉建屋外））
配管の全周破断を想定した場合，排気筒放出から地上放出になるが，非常用ガス再循環系及び非常用ガス処理系で処理されたガスが原子炉建屋外に排気されるため，区分④と比べて，非居住区域境界外の一般公衆の被ばく評価への影響は小さい。
以上から，評価上最も厳しくなる区分②を，保守的に故障想定箇所
とする。

(b)

故障の発生時期
故障が発生する時期は，設置許可基準規則の解釈第 12 条の第 5 項に基づき，事故発生から 24 時間後とする。

(c)

評価条件
12 条-32

ⅰ)

原子炉冷却材喪失
原子炉冷却材喪失において，添付書類十で想定する評価条件である動的機器の単一故障を仮定したベースケースと，ベースケースの評価条件に加えて，単一設計箇所の静的機器の故障を考慮した影響
評価の評価条件の比較を第 2.1-7 表に示す。なお，評価に当たっては，より厳しい条件においても公衆への被ばく影響が小さいことを確認する観点から，原子炉建屋ガス処理系配管の破断箇所の修復は行わないものとし，配管破断後は破断箇所からの放出が続くものとする。

12 条-33

第 2.1-7 表

評価条件の比較（原子炉冷却材喪失）項目
放射性物質の環境に放出される経路

影響評価

ベースケース
非常用ガス再循環系及び非常用ガ（事故発生〜24時間）
非常用ガス再循環系及び非常用ガス処理系で処理された後，非常用ス処理系で処理された後，非常用ガ

ガス処理系排気筒から大気中に放ス処理系排気筒から大気中に放出

出[排気筒放出][排気筒放出]（24時間以降）
非常用ガス再循環系は機能するが，処理されたガスは原子炉建屋内へ放出され，原子炉建屋内の放射性物質の一部が大気中に放出[地上放出]
環境に放出さ（実効放出継続時間 ※ ）れた放射性物[事故発生〜24時間]

質の大気中の・希ガス：10時間

・希ガス：24時間

拡散条件

・よう素：20時間

・よう素：24時間（実効放出継続時間）[24時間以降]
・希ガス：140時間
・よう素：210時間（相対線量（D／Q））（相対線量（D／Q））−２０[事故発生〜24時間] 5.6×10[24時間以降]（Gy／Bq）

2.4×10−１９（Gy／Bq）（相対濃度（χ／Q））（相対濃度（χ／Q））−７

３[事故発生〜24時間] 8.9×10 （s／m ）[24時間以降]

4.5×10−２０ （Gy／Bq）

8.0×10−７ （s／m３ ）7.0×10−６（s／m３）※：実効放出継続時間は，「発電用原子炉施設の安全解析に関する気象指針」により算出する。

12 条-34

ⅱ)

燃料集合体の落下
燃料集合体の落下において，添付書類十で想定する評価条件である動的機器の単一故障を仮定したベースケースと，ベースケースの評価条件に加えて，単一設計箇所の静的機器の故障を考慮した影響
評価の評価条件の比較を第 2.1-8 表に示す。なお，評価に当たっては，より厳しい条件においても公衆への被ばく影響が小さいことを確認する観点から，原子炉建屋ガス処理系配管の破断箇所の修復は行わないものとし，配管破断後は破断箇所からの放出が続くものとする。

12 条-35

第 2.1-8 表
項目
放射性物質の影響評価

ベースケース
非常用ガス再循環系及び非常用ガ（事故発生〜24時間）
非常用ガス再循環系及び非常用ガス処理系で処理された後，非常用ス処理系で処理された後，非常用ガ

ガス処理系排気筒から大気中に放ス処理系排気筒から大気中に放出[排出[排気筒放出]

環境に放出される経路

評価条件の比較（燃料集合体の落下）

気筒放出]（24時間以降）
非常用ガス再循環系は機能するが，処理されたガスは原子炉建屋内へ放出され，原子炉建屋内の放射性物質の一部が大気中に放出[地上放出]
環境に放出さ（実効放出継続時間 ※ ）（実効放出継続時間）

れた放射性物

・希ガス：10時間

・希ガス：15時間

質の大気中の・よう素：1時間

・よう素： 5時間

拡散条件
（相対線量（D／Q））（相対線量（D／Q））−２０[事故発生〜24時間] 5.6×10[24時間以降]（Gy／Bq）

4.8×10−１９（Gy／Bq）（相対濃度（χ／Q））（相対濃度（χ／Q））−６[事故発生〜24時間] 2.0×10[24時間以降]

5.1×10−２０ (Gy／Bq)

３（s／m ）

2.0×10−６ (s／m3)

2.4×10−５ （s／m３）※：実効放出継続時間は，「発電用原子炉施設の安全解析に関する気象指針」により算出する。

12 条-36

(d)
ⅰ)

評価結果
原子炉冷却材喪失
原子炉冷却材喪失について，単一設計箇所の静的機器の故障を考慮した影響評価において，原子炉建屋ガス処理系配管のうち区分②（非常用ガス再循環系−非常用ガス処理系連絡配管）が全周破断した場合の評価結果は，第 2.1-9 表に示すとおり約 1.1×10−２ mSv であり，判断基準（実効線量 5mSv 以下）を満足することを確認した。

第 2.1-9 表

評価結果の比較（原子炉冷却材喪失）項目
環境に放出される希影響評価

ベースケース

排気筒放出

約 7.9×10１１ Bq

約 4.0×10１２ Bq

地上放出

約 3.2×10１２ Bq

−

排気筒放出

約 4.4×10８ Bq

約 4.8×10９ Bq

地上放出

約 1.4×10１１ Bq−

約 8.2×10−４ mSv

約 1.8×10−４ mSv

約 9.6×10−３ mSv

約 3.6×10−５ mSv

約 1.0×10−４ mSv

約 1.0×10−４ mSv

約 1.1×10 −２ mSv

約 3.2×10−４ mSv

ガス（γ線実効エネ
ルギ 0.5MeV 換算値）
環境に放出されるよう素（I-131 等価量−
小児実効線量係数換算）

希ガスのγ線外部被ば
くによる実効線量
よう素の内部被ばくによる実効線量
実効線量

原子炉建屋内からの直接線及びスカイシャイン線による実効線量合計12 条-37

ⅱ)

燃料集合体の落下
燃料集合体の落下について，単一設計箇所の静的機器の故障を考慮した影響評価において，原子炉建屋ガス処理系配管のうち区分②（非常用ガス再循環系−非常用ガス処理系連絡配管）が全周破断した場合の評価結果は，第 2.1-10 表に示すとおり約 5.9×10−２ mSv であり，判断基準（実効線量 5mSv 以下）を満足することを確認した。

第 2.1-10 表

評価結果の比較（燃料集合体の落下）

項目
環境に放出される希影響評価

ベースケース

排気筒放出

約 2.4×10１４ Bq

約 3.1×10１４ Bq

地上放出

約 7.7×10１３ Bq

−

排気筒放出

約 6.0×10１０ Bq

約 6.1×10１０ Bq

地上放出

約 2.0×10１０ Bq−

約 5.0×10−２ mSv

約 1.6×10−２ mSv

約 8.4×10−３ mSv

約 1.7×10−３ mSv

約 5.9×10−２ mSv

約 1.8×10−２ mSv

ガス（γ線実効エネ
ルギ 0.5MeV 換算値）
環境に放出されるよう素（I-131 等価量−
小児実効線量係数換算）

希ガスのγ線外部被ば
くによる実効線量
実効線量

よう素の内部被ばくによる実効線量合計

ｄ．安全上支障のない期間の考え方
以上のとおり，添付書類十の評価結果である動的機器の単一故障に加えて，静的機器の単一故障が発生し，かつ(3)に示す修復を行わないと仮定しても，設計基準事故時の判断基準である周辺公衆の実効線量 5
mSv を下回る程度の影響度合いであることを確認した。これよりによ12 条-38

り，(3)に示す修復作業期間は安全上支障のない期間であることを確認
した。

(3)

故障箇所の修復
ａ．検知性
事故発生後，中央制御室ではパラメータ（系統流量，原子炉建屋差圧，
放射線モニタ等）を監視しており，各区分の配管に全周破断が発生した
場合は，パラメータ変動の確認により異常を検知し，現場確認（視覚，聴覚，触覚）により破断箇所を特定する。
第2.1-1図の各区分の全周破断想定箇所について，それぞれ以下のように検知可能である。
・区分①，①-1 ： 中央制御室での確認（FRVSトレイン流量計，SGTS
トレイン流量計，原子炉建屋負圧計，エリア放射線モニタ），
現場確認（視覚，聴覚，触覚）により破断箇所の特定は可能。
・区分②，②-1，②-2 ： 中央制御室での確認（FRVSトレイン流量計，
SGTSトレイン流量計，原子炉建屋負圧計，エリア放射線モニタ），
現場確認（視覚，聴覚，触覚）により破断箇所の特定は可能。
・区分③ ： 中央制御室での確認（FRVSトレイン流量計，SGTSトレイ
ン流量計，原子炉建屋負圧計，エリア放射線モニタ），現場確認（視覚，聴覚，触覚）により破断箇所の特定は可能。
・区分④，④-1 ： 中央制御室での確認（非常用ガス処理系排気筒モ
ニタ，FRVSトレイン流量計，SGTSトレイン流量計，原子炉建屋負圧計），現場確認（視覚，聴覚，触覚）により破断箇所の特定は可能。
・区分⑤ ： 中央制御室での確認（非常用ガス処理系排気筒モニタ），12 条-39

現場確認（視覚，聴覚，触覚）により破断箇所の特定は可能。

原子炉建屋内の現場確認の範囲は限定（約13 m×約44 m）されており，確認に長時間を要しない。全周破断発生直後における原子炉建屋の雰囲
気線量率はフィルタに2mまで接近した厳しい条件でも約150mSv／hであるため数十分程度は現場確認可能である。さらに，必要な場合には要員の交替を行うことで現場確認を継続することも可能である。なお，警報機能付個人線量計の着用による線量管理，必要に応じて全面マスク等の防護具の着用，サーベイメータによる雰囲気線量率の確認を行うことで線量低減を図ることが可能である。

ｂ．修復性
配管の修復作業は，破断箇所を特定した後，あらかじめ用意した修復用資機材を用いて，以下の手順により修復を行う。修復作業の一例を第2.1-3図に示す。
なお，現場確認により，単一設計箇所と二重化された箇所で配管の形状（直管，エルボ管，分岐管）に違いはないことを確認しており，修復方法も様々な配管形状に対応できる工法であることから，いずれの箇所
で故障が発生した場合でも修復可能である。
① 準備作業（修復用資機材運搬等）
・修復用資機材は発電所構内に保管する。
・修復用資機材は使用環境（耐圧性，耐熱性）を考慮した仕様のものを準備する。
② 修復箇所の作業性を確保する（高所の場合は足場を設置する）。
・現場の状況（修復箇所表面の温度，作業エリアの汚染の状況等）
12 条-40

に応じた保護具を装着する。
・作業安全確保のため，原子炉建屋ガス処理系排風機の隔離（ス
イッチ

停止

及び電源

切

）を行う。

③ 破断面のバリ等の凹凸を除去し，チェーンブロック等により芯合せを行う。
④ 配管破断箇所に，修復用資機材（補修用パテ，クランプ等）を取り付ける。

第2.1-3図

配管修復イメージ

修復は，破断箇所を特定した後に行うため，足場設置箇所が限定できることから，足場の組立作業を含めても2日間程度で修復可能である。
なお，当該作業を実施するに当たり，必要な隔離作業は排風機の電源
切及びスイッチの停止操作のみであり，手動による弁の閉止操作は必要ない。
また，修復作業については協力会社を含めた作業員の召集体制，資機材の準備，作業手順，訓練の実施等の必要事項を今後社内規程として整備する。

ｃ．修復作業での被ばく評価
原子炉建屋ガス処理系の静的機器の単一故障を想定し，修復作業にお12 条-41

ける被ばく評価を実施した。
原子炉建屋ガス処理系の配管修復を行う際の前提を，条件が厳しくなる燃料集合体の落下として，以下の条件で被ばく評価を行った。
・ 事故発生から20日後の線量率を用いる。
・ 1人当たりの作業時間を4時間とする。
・ 作業場所は単一設計箇所でフィルタに最も接近するフィルタから2mの位置とする。
・ 保守的にマスク等の防護装備の効果は見込まない。
評価の結果，作業員の被ばく線量は約 52mSv となり，災害発生時の復旧作業であることから緊急作業時の線量限度（100mSv）と比較すると，それを下回っていることを確認した。評価結果を第 2.1-11 表に示す。

第 2.1-11 表

配管修復作業の被ばく評価

作業内容

線量率（mSv／h）

実効線量（mSv）

配管修復（全周破断）

約13

約52

なお，修復作業の被ばく評価にあたっては，事故発生から 20 日後に作業を開始することとしている。これは，緊急作業時の線量限度（100mSv）を満足できる範囲で，原子炉建屋ガス処理系の機能を最も早期に回復させるために設定した作業実施時期である。
実運用においては，作業員の被ばく低減を考慮した上で，修復作業の実施時期を決定する。

ｄ．修復後について
原子炉建屋ガス処理系の静的機器の単一故障箇所について，補修用パ

12 条-42テ，クランプ等で修復することとしているが，これらは早期に安全機能を回復し，故障の影響を低減させることを目的とした応急処置である。
したがって，事故収束後は故障箇所に対して技術基準に適合する取替・修理を行う。

(4)

総合評価
原子炉建屋ガス処理系の配管のうち単一設計の箇所について，当該設備に要求される格納容器又は放射性物質が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想定として，最も過酷な条件になると想定される配管の全周破断を仮定した。
これまでの評価により，設計基準事故時において，非居住区域境界外での被ばくによる実効線量の評価値及び修復作業に従事する作業員の被ばくによる実効線量の評価値はいずれも判断基準を満足することから，単一設
計箇所の静的機器の故障が安全上支障のない期間に確実に除去又は修復できることを確認した。
以上から，故障箇所の検知性及び修復性，作業時の被ばく及び公衆の被ばくの観点から，設置許可基準規則第12条の解釈5に記載されている「想定される最も過酷な条件下においても，その単一故障が安全上支障のない期間に除去又は修復できることが確実であれば，その単一故障を仮定しなくてよい。」に適合することを確認した。

12 条-43

2.1.4

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）の基準適合性

ここでは，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）の単一設計箇所について，設置許可基準規則第 12 条の解釈 5 に記載されている「単一故障を仮定することで系統の機能が失われる場合であっても，他の系統を用いて，その機能を代替できることが安全解析等により確認できれば，当該機器に対する多重性の要求は適用しない。」に適合することを確認した。
(1)

設備概要
残留熱除去系の運転モードの一つである格納容器スプレイ冷却系は，原
子炉冷却材喪失後にサプレッション・チェンバの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によって，原子炉格納容
器の温度，圧力を低減させるとともに，原子炉格納容器内に浮遊している
放射性物質が原子炉格納容器外に漏えいするのを抑制する機能を有する。
本系統の流量のうち，約 95％がドライウェル内に，残りの約 5％がサプレ
ッション・チェンバ内にスプレイされる。
本系統の機器は耐震Ｓクラスで設計している。
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）は，第 2.1-4 図に示すとおり，
スプレイヘッダ（サプレッション・チェンバ側）については単一設計となっているが，その他の機器は動的機器を含め多重化されている。当該スプ
レイヘッダの仕様を第 2.1-12 表に示す。

12 条-44

ドライウェル

：単一設計箇所

MO

MO
MO

スプレイ
ヘッダ

MO

MO

原子炉
圧力容器

MO

スプレイヘッダ

MO

MO

MO

MO

MO

MO

熱交換器

MO

サプレッション・チェンバ

ポンプ

MO

ポンプ

熱交換器

第 2.1-4 図

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）系統概要図

第 2.1-12 表

スプレイヘッダ（サプレッション・チェンバ側）仕様
最高使用

機器

圧力
(MPa[gage])

最高使用

外径

厚さ

温度(℃)

(mm)

(mm)

スプレイヘッダ（サプレッション・チェンバ材料 ※SA-333

3.45

76.7

側）

114.3

6

Gr.6
（炭素鋼）

※外面塗装

12 条-45(2)

対象機器の影響評価
ａ．故障の可能性(a)

想定される故障に対する設計上の考慮
スプレイヘッダ（サプレッション・チェンバ側）の信頼性について，想定される故障に対する設計上の考慮を第 2.1-13 表に示す。この結果，スプレイヘッダ（サプレッション・チェンバ側）は十分な信頼性を有している。

第 2.1-13 表

想定される故障に対する設計上の考慮

想定される
設計上の考慮

機器
故障

スプレイヘッダは防食塗装を施しており，腐食の発生を抑制する設計としている。また，
腐食
通常運転中は窒素ガスを封入した格納容器
スプレイ

内に設置している。

ヘッダ

水源であるサプレッション・チェンバにはス
トレーナが設けられており，その孔径は，系
閉塞
統内で最も狭隘なスプレイノズルの穴径に対して十分小さい。

さらに，前述の炭素鋼材の大気暴露試験による腐食進展結果（第2.1-2 図）によると，10 年経過時の腐食量が 0.5 ㎜以下であることから，40 年経過したとしても減肉量は 2mm 以下である。また，スプレイ
ヘッダは内部に水が停滞しない構造であり，加えて，プラント運転中のサプレッション・チェンバは窒素置換により酸素濃度を低減してお12 条-46

り，腐食速度は更に低いと考えられることから，スプレイヘッダは十分な信頼性を有している。

(b)

保守管理
ファイバースコープによる内部点検やノズルを取り外しての目視点検を行い，腐食等の異常がないことを確認している。

(c)

過去の故障実績
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）の単一設計箇所について
工事報告書及び不適合管理票により確認した結果，当該箇所について
これまでに故障実績はなかった。また，原子力施設情報公開ライブラ
リー（ニューシア）等 ※ において共有されている過去の故障事例を確認した結果，格納容器スプレイヘッダに関する故障実績はなかった。
このため，機能性能に影響を与える腐食が発生する可能性は低いと評価する。
※

ＢＷＲ事業者協議会（ＪＢＯＧ），一般社団法人原子力安全推進協会及び電気事業者連合会

ｂ．故障の仮定
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）のスプレイヘッダ（サプレッション・チェンバ側）については，上述のとおり軽微な腐食程度しか想定されず，運転条件，環境条件等から最も過酷な条件を想定しても，全周破断の発生は考えにくい。
しかしながら，系統機能を喪失させる故障を仮定する観点から，配管
１箇所の全周破断を仮定する。

12 条-47なお，以下の理由によりスプレイヘッダに閉塞事象が発生することはない。
・ 水源であるサプレッション・チェンバにはストレーナ（孔径 2.0㎜）が設けられており，その孔径は，系統内で最も狭隘なスプレ
イノズルの穴径（4.4mm）に対して十分小さい。また，サプレッ
ション・チェンバについては，塗装状態の確認や異物混入状況の確認を実施している。
・ 系統内における異物として，脱落した機器の内部部品や配管内のクラッドが想定される。機器の内部部品については弁の弁体，ポンプのインペラが考えられるが，これらは多重化された範囲内に設置されており，形状的に各機器内に留まるためスプレイヘ
ッダを閉塞させることはない。また，当該系統はテストラインを使った定期試験により水を循環運転させていることから，スプレイノズルを閉塞させるようなクラッドの発生はない。
なお，サプレッション・チェンバスプレイラインの隔離弁からス
プレイヘッダまでの配管はサプレッション・チェンバとつながっており，プラント運転中は窒素置換され酸素濃度を低減した環境となっている。

ｃ．仮定した故障による影響評価
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）は，事故時に上昇する原子炉格納容器の圧力，温度を低減するものであることから，単一設計箇所の静的機器の故障を仮定した場合の影響評価として原子炉格納容器の圧力，温度の評価を行う。
前提とする事故については，設置変更許可申請書添付書類十の安全評
12 条-48価で，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）の機能に期待している
原子炉冷却材喪失とする。

(a)

故障箇所の想定
スプレイヘッダ（サプレッション・チェンバ側）はリング状になっており，スプレイヘッダ（サプレッション・チェンバ側）のどの部位に全周破断を想定しても同じ評価結果となる。故障想定箇所（配管１箇所）の概略を第2.1-5図に示す。

スプレイヘッダ（サプレッション・チェンバ側）

配管（多重化）

配管（多重化）流出

スプレイノズル

第2.1-5図破断

スプレイヘッダ（サプレッション・チェンバ側）
配管全周破断箇所の想定

12 条-49

(b)故障の発生時期
残留熱除去系の格納容器スプレイ冷却系への手動切替は，事故後15分であることから，故障が発生する時間は，設置許可基準規則の解釈
第12条第5項に基づき，事故発生から15分後とする。

(c)

評価条件
スプレイヘッダ（サプレッション・チェンバ側）が全周破断した場合であっても，熱交換器で冷却したプール水が，破断口よりサプレッ
ション・チェンバ内に注水されることとなる。原子炉冷却材喪失において，ドライウェルに放出された蒸気は，サプレッション・プール内で凝縮されるため，サプレッション・チェンバにおいては，スプレイと注水で圧力及び温度の挙動に大きな相違はなく，評価結果への影響は小さい。
しかしながら，評価上は保守的に破断口から注水される水がサプレ
ッション・チェンバの冷却に寄与しないものとした。
原子炉冷却材喪失における，添付書類十の評価条件である動的機器の単一故障を仮定したベースケースと，ベースケースの評価条件に加えて単一設計箇所の静的機器の故障を考慮したケースの評価条件の比
較を第 2.1-14 表に示す。

12 条-50

第 2.1-14 表

評価条件の比較（原子炉冷却材喪失）

項目

影響評価

ベースケース

原子炉格納容器冷

スプレイ流量スプレイ流量却系の機能・ドライウェル側：95％

・ドライウェル側：95％

・サプレッション・チェンバ側

・サプレッション・チェンバ側

：0％
作動系統

：5％

残留熱除去系（1／2系統）

残留熱除去系（1／2系統）

・格納容器スプレイ冷却・格納容器スプレイ冷却
：1系統

：1系統

(d)

評価結果
第 2.1-15 表，第 2.1-6 図及び第 2.1-7 図に示すとおり，仮に単一設計箇所であるスプレイヘッダ（サプレッション・チェンバ側）の全周破断によるスプレイ機能の喪失を仮定した場合であっても，原子炉格納容器の最高使用圧力及び最高使用温度を超えないことを確認した。
なお，設計基準事故のうち原子炉冷却材喪失では，スプレイ機能による放射性物質の低減効果に期待した非居住区域境界外での実効線量を評価している。原子炉冷却材喪失では原子炉冷却材がドライウェルに放出されること，影響評価においてもドライウェル側のスプレイ流量はベースケースと同じであることを考慮すると，仮に単一設計箇所であるスプレイヘッダ（サプレッション・チェンバ側）の全周破断によるスプレイ機能の喪失を仮定した場合であっても，周辺公衆の実効線量については，ベースケースからの変更はない。

12 条-51

第 2.1-15 表
項

評価結果の比較（原子炉冷却材喪失）目ドライウェル最高温度（℃）
ドライウェル最高圧力（kPa[gage]）

影響評価

ベースケース

判断基準

約 139

約 139

171

約 250

約 250

310

約 90

約 88

104

約 200

約 200

310

サプレッション・チェンバ内の プール水最高水温（℃）
サプレッション・チェンバ
最高圧力（kPa[gage]）12 条-52

ドライウェル温度 及びサプレッシ ョン・ チェンバ内の プール水温度

ドライウェル
ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝ･ﾁｪﾝﾊﾞ
ドライウェル（ベースケース）
ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝ･ﾁｪﾝﾊﾞ（ベースケース）

約 139℃

格納容器スプレイ冷却系起動（15 分後）

約 90℃

約 88℃

（℃）

第 2.1-6 図

評価結果（原子炉格納容器温度）

原子炉格納容器 圧力ドライウェル
ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝ･ﾁｪﾝﾊﾞ
ドライウェル（ベースケース）
ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝ･ﾁｪﾝﾊﾞ（ベースケース）

約 250kPa[gage]

約 200kPa[gage]

格納容器スプレイ冷却系起動（15 分後）第 2.1-7 図

評価結果（原子炉格納容器圧力）12 条-53

(3)機能の代替性
静的機器であるスプレイヘッダの故障を考慮した場合には，本来，動的機器の故障を考慮する必要がなく，残留熱除去系 2 系統の作動に期待できる。
原子炉格納容器の冷却機能における代替性を確認する観点から，単一故障としてスプレイヘッダ（サプレッション・チェンバ側）の全周破断を想定し，残留熱除去系 2 系統の作動に期待する解析を実施した。
評価条件及び評価結果を添付 6 に示す。
当該評価結果より，スプレイヘッダ（サプレッション・チェンバ側）に単一故障が発生し，機能喪失したとしても，サプレッション・チェンバ側へのスプレイの代替として残留熱除去系 2 系統にてドライウェルスプレイを行うか，又は 1 系統をドライウェルスプレイ，もう 1 系統を残留熱除去
系（サプレッション・プール冷却系）で運転することで，原子炉格納容器の冷却機能を確保できることを確認した。また，単一故障としての想定は，既設置許可で実施している動的機器の単一故障を想定する評価の方が，静的機器の単一故障を想定する評価に比べて保守的であることを確認した。
なお，いずれの評価ケースにおいても，ドライウェルスプレイ流量はベースケースと同等以上であることから，周辺公衆の実効線量評価で考慮するスプレイ機能による放射性物質の低減効果を確保できる。

(4)

総合評価
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）の単一設計箇所について，当該設備に要求される格納容器の冷却機能が喪失する単一故障として，想定される最も過酷な条件となる全周破断を仮定した。
その結果，原子炉格納容器の最高使用圧力及び最高使用温度を超えるこ
12 条-54

とはなく，単一設計箇所の機能喪失を仮定しても，残留熱除去系 2 系統にてドライウェルスプレイを行うか，又は 1 系統をドライウェルスプレイ，
もう 1 系統を残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）で運転することで，原子炉格納容器の冷却機能を代替できることを確認した。また，動的機器の単一故障を想定する既設置許可の保守性を確認した。
以上から，設置許可基準規則第12条の解釈5に記載されている「単一故障を仮定することで系統の機能が失われる場合であっても，他の系統を用いて，その機能を代替できることが安全解析等により確認できれば，当該機器に対する多重性の要求は適用しない。」に適合することを確認した。

12 条-55

2.1.5中央制御室換気系の基準適合性

ここでは，中央制御室換気系の単一設計箇所について，故障箇所の検知性
及び修復性，作業時の被ばく及び公衆の被ばくの観点から，設置許可基準規則第 12 条の解釈 5 に記載されている「想定される最も過酷な条件下においても，その単一故障が安全上支障のない期間に除去又は修復できることが確実であれば，その単一故障を仮定しなくてよい。」に適合することを確認し
た。
(1)

設備概要
中央制御室換気系は，事故時に外気取入口を遮断し，フィルタユニット
を通る閉回路循環方式で運転することで放射性物質を除去し，運転員の被ばくを低減する。
本系統の機器は耐震Ｓクラスで設計している。
中央制御室換気系は，第2.1-8図に示すとおり，ダクトの一部が単一設計となっており，また，空気調和機は多重化されているが区分③のダクトからの隔離ダンパが無いことから単一設計として考慮する。その他の機器は動的機器を含め多重化されている。
当該ダクトの仕様を第2.1-16表に示す。

12 条-56

第 2.1-8 図

中央制御室換気系系統概要図

第 2.1-16 表

ダクトの仕様運転圧力

運転温度（kPa[gage]）（℃）

0.98 以下

10〜40

機器

ダクト

※塗装なし

(2)

対象機器の影響評価
ａ．故障の可能性(a)

想定される故障に対する設計上の考慮

12 条-57

厚さ（mm）

材料 ※0.6〜1.2 等

亜鉛鉄板

中央制御室換気系のダクト及び空気調和機の信頼性について，想定される故障に対する設計上の考慮を第 2.1-17 表に示す。この結果，中央制御室換気系のダクト及び空気調和機は十分な信頼性を有している。

第 2.1-17 表

想定される故障に対する設計上の考慮

想定される

機器

設計上の考慮

故障

建屋内に設置したダクト及び空気調和機は溶融亜鉛腐食めっきが施されており，建屋内の環境下において腐ダク

食の発生を抑制する設計としている。

ト，

中央制御室換気系ダクト及び空気調和機は，吸込部

空気調が中央制御室床面より離れた位置に配置しており，

和機

閉塞

大きな異物が系統に流入することはなく，ダクト口径も大きいことから閉塞が発生することはない。
（当該ダクトの最小口径は 460 ㎜×460 ㎜である）

(b)

保守管理
ダクト及び空気調和機は第 2.1-18 表に示す内容で，外観点検を定期的に行っており，有意な腐食は発生していないことを確認している。
また，第 2.1-19 表に示す内容で，保安規定に基づく定期試験により，系統の健全性を確認している。
これにより，当該設備の健全性を確保することが可能である。

12 条-58

第 2.1-18 表

ダクト及び空気調和機の点検内容

想定される
機器

点検内容

経年劣化事
象
外観点検

ダクト，
腐食

各部に有意な腐食・破損がない

空気調和機
ことを目視にて確認する。

第 2.1-19 表

定期試験内容定期試験

試験内容
中央制御室換気系（非常用循環系）を手

中央制御室非常用循環系
動で起動させ，各部に異常のないことを手動起動試験
確認する。

(c)

過去の故障実績
中央制御室換気系のダクト及び空気調和機について，過去の故障実績を工事報告書や不適合管理票により確認した結果，東海第二発電所
においては機能性能に影響を与えるような故障は確認されていない。
しかし，自社のプラントにおいては中央制御室換気空調ダクトの腐食孔や屋外ダクトの腐食による故障が発生している。また，原子力施設情報公開ライブラリー（ニューシア）等 ※ において共有されている
過去の故障事例も確認している。
この水平展開として，東海第二発電所では中央制御室換気系のダク
トの外観点検（1 回／年）により腐食等の有無を確認し，必要に応じて補修等を実施することとしている。また，外気取入口近傍のダクト

12 条-59

については，定期的に隔離弁を取り外し，開口部からダクト内面の腐食等の有無を目視にて点検することとしている。
以上から東海第二発電所では継続的に保守管理を改善しており，当該設備の機能性能に影響を与える故障が発生する可能性は低いと評価する。
※

ＢＷＲ事業者協議会（ＪＢＯＧ），一般社団法人原子力安全推進協会及び電気事業者連合会

ｂ．故障の仮定
中央制御室換気系ダクトの一部及び空気調和機について，影響評価を実施する上で仮定する単一設計箇所の故障を検討した。上述のとおり，
当該ダクトについては健全性を確保しており，軽微な腐食程度しか考えられず，運転条件，環境条件等から最も過酷な条件を想定したとしても，全周破断の発生は考えられない。
しかしながら，系統機能を喪失させる故障を仮定する観点から，ダクトの全周破断を仮定する。第2.1-20表に設備の故障の想定とその対応について整理した。
なお，ダクトの一部及び空気調和機については，軽微な腐食の発生は考えられるものの，故障時の影響や補修に必要な期間としては，ダクトの全周破断に比べ軽微であるため，ここではダクトの全周破断について評価を行う。また，中央制御室換気系ダクトは，吸込部が中央制御室床面より離れた位置に配置しており，大きな異物が系統に流入することはなく，ダクト口径も大きいことから閉塞が発生することはない。

12 条-60

第2.1-20表
設備

想定
箇所

ダクト
中央
制御室
換気系
空気
調和機
※

故障

故障
（劣化）
モード

全周
破断

腐食

軽微な
漏えい
破損

腐食

閉塞

なし

全周
破断

腐食

軽微な
漏えい
破損

腐食

設備の故障の想定とその対応
発生の
可能性

安全上
最も
被ばく 支障ない
過酷な
影響
期間に
条件
修復可

検知性

修復性

○

○

○

○

○

○

○

○

○

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

○

○

○

○

−

△
（考えに
くい）
○
（想定さ
れる）
×
（考えら
れない）
×
（考えら
れない）
△
（考えに
くい）

備考

※空気調和機の外郭は，ダクトと比較しても厚く，漏えいの発生は考えにく
いが発生の可能性として抽出した。

ｃ．仮定した故障による影響評価
中央制御室換気系は，事故時に発生する雰囲気ガスに含まれる放射性物質をフィルタにて除去することにより，運転員の被ばくを低減するものである。このため，静的機器の故障を仮定した場合の影響評価として，運転員の被ばく評価を行う。
運転員の被ばく評価手法は，「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）」（平成 21･07･27 原院第 1 号）
（以下「内規」という。）に従い実施することとし，前提とする事故については，内規に示される，主蒸気管破断（仮想事故）及び原子炉冷却材喪失（仮想事故）を評価対象とする。

12 条-61(a)

故障箇所の想定
中央制御室換気系の単一設計箇所については，故障による影響を検討する上で，以下のように区分される。第 2.1-8 図に故障想定箇所の概要を示す。

・区分①（中央制御室からの戻りダクト）
ダクトの全周破断箇所から，空気調和機の容量（42,500 m ３／h）に相当する外気が流入するが，フィルタユニットの排風機の容量（5,100 m３ ／h）に相当する空気がフィルタ処理され，系統に戻されるため，区分③と比べて，運転員の被ばく評価への影響は小さい。
・区分②（フィルタユニットの吸込みダクト）
ダクトの全周破断を想定しても，破断口から流入した外気はフィルタユニットを通過し，処理された空気が中央制御室に送風されることから，運転員の被ばく評価への影響は小さい。
・区分③（フィルタユニット−空気調和機の連絡ダクト（空気調和機含む））
ダクトの全周破断箇所から，フィルタユニットで処理した空気の全量（5,100 m３ ／h）が系統外に流出し，フィルタを通過しない外気のみが中央制御室に送風されることになるため，運転員の被ばく評価への影響が大きくなる。
・区分④（中央制御室への給気ダクト）
空気調和機の容量（42,500 m３ ／h）に相当する空気が中央制
御室から引かれるため，それと同量の外気がダクトの全周破断箇所より中央制御室に流入することとなる。そのため，区分③
12 条-62

とほぼ同様な条件となる。

以上より，評価上最も厳しくなる区分③を，保守的に故障想定箇所
とする。

(b)

故障の発生時期
故障が発生する時期は，設置許可基準規則の解釈第 12 条の第 5 項に基づき，事故発生から 24 時間後とする。

(c)

評価条件
内規に基づく中央制御室換気系の評価条件と，この評価条件に加えて単一設計箇所の静的機器の故障を考慮した影響評価の評価条件の比
較を第 2.1-21 表に示す。なお，評価に当たっては，より厳しい条件においても公衆への被ばく影響が小さいことを確認する観点から，保守的に中央制御室換気系ダクトの破断箇所の修復は行わないものとし，
ダクト破断後は外気が中央制御室内に流入し続けるものする。

第 2.1-21 表

評価条件の比較項目

影響評価

中央制御室換気系※事故発生 15 分後 ※ 〜30 日：

非常用循環流量：5,100m３ ／h

再循環流量:5,100m３ ／h

0m３ ／h

外気取込量:3,400m３ ／hの機能

内規に基づく評価

事故発生15分後 〜24時間
外気取込量

：

インリーク

：1回／h

（間欠：27 時間循環運転後 3 時
間外気取込）

24時間〜30日

インリーク:1回／h

非常用循環流量：

3

0m ／h

外気取込量

：45,900m3／h

インリーク

：1回／h

※：事故発生後に手動操作にて非常用循環系ファンを起動させるが，時間余裕を考慮して事故発生より15分後に起動させるものとする。

12 条-63

(d)評価結果
原子炉冷却材喪失（仮想事故）を前提とした事故発生後 30 日間について，中央制御室換気系ダクトの単一設計箇所の故障を考慮した運転
員の線量評価の結果は約 3.1mSv であり，判断基準（実効線量 100mSv
以下）を満足することを確認した。評価結果を第 2.1-22 表に示す。なお，主蒸気管破断（仮想事故）については約 2.8mSv となった。

第 2.1-22 表

評価結果（単位：mSv）

項目

室内滞在時

入退域時

影響評価

内規に基づく評価

建 物 内 放 射 性 物 質 か らの 直 接 線
及 び ス カ イ シ ャ イ ン 線に よ る 被
ばく

約 1.6×10０

約 1.6×10０

大気中放射性物質による被ばく

約 3.4×10−２

約 3.4×10−２

約 4.8×10−１

約 2.0×10−１

約 1.0×10０

約 1.0×10０

約 3.5×10−２

約 3.5×10−２

約 3.1×10０

約 2.9×10０

室 内 に 取 り 込 ま れ る 放射 性 物 質による被ばく
建 物 内 放 射 性 物 質 か らの 直 接 線
及 び ス カ イ シ ャ イ ン 線に よ る 被
ばく
大気中放射性物質による被ばく
合計

ｄ．安全上支障のない期間の考え方
以上のとおり，静的機器の単一故障が発生し，かつ(3)に示す修復を行わないと仮定しても，判断基準である運転員の線量限度 100mSv を下回る程度の影響度合いであることを確認した。これにより，(3)に示す
修復作業期間は，安全上支障のない期間であることを確認した。

(3)

故障箇所の修復
ａ．検知性

12 条-64

中央制御室換気系ダクト（単一設計箇所及び二重化された部分）に全周破断が発生した場合は，中央制御室での確認（中央制御室エリア放射線モニタの指示値上昇，通風口からの破断音）及び現場確認（視覚，聴覚，触覚）により，全周破断箇所の特定は可能である。なお，故障の位
置や大きさによっては中央制御室での検知は困難であるが，巡視点検に
より異常の有無を現場で検知することができる。
また，現場確認の範囲は限定（約11m×約61m）されており，確認に長時間を要しない。全周破断発生直後における当該区域の雰囲気線量率はフィルタに2mまで接近した厳しい条件で評価しても約5.2×10 −２ mSv／h
であるため現場確認は十分可能である。
ｂ．修復性
ダクトの修復作業は，破断箇所を特定した後，あらかじめ用意した修復用資機材を用いて，以下の手順で行う。修復作業の一例を第2.1-9図に示す。
なお，現場確認により，単一設計箇所と二重化された箇所でダクトの形状（直管，エルボ管，分岐管，床貫通部）に違いはないことを確認しており，修復方法も様々なダクト形状に対応できる工法であることから，いずれの箇所で故障が発生した場合でも修復可能である。
① 準備作業（修復用資機材運搬等）
・修復用資機材は発電所構内に保管する。
・修復用資機材は使用環境（耐圧性，耐熱性）を考慮した仕様のものを準備する。
② 修復箇所の作業性を確保する（高所の場合は足場を設置する）。
③ 破断面のバリ等の凹凸を除去する。
④ ダクト破断箇所に，修復用資機材（ゴムシート，当て板等）を取
12 条-65

り付ける。

バンド
ゴムシート＋金属金網

破断面

第2.1-9図ダクトの修復イメージ

修復は破断箇所を特定した後に行うため，足場設置箇所が限定できることから，足場の組立作業を含めても2日間程度で修復可能である。
なお，当該作業を実施するに当たり，必要な隔離作業はファンの電源
切及びスイッチの停止操作のみであり，手動による弁の閉止操作は必要ない。
また，修復作業については協力会社を含めた作業員の召集体制，資機材の準備，作業手順，訓練の実施等の必要事項を今後社内規程として整備する。

ｃ．修復作業での被ばく評価
中央制御室換気系ダクトの修復を行う際の前提を条件が厳しくなる主蒸気管破断（仮想事故）として，以下の条件で被ばく評価を行った。
・ 事故発生から24時間後の線量率を用いる。
・ 1人当たりの作業時間を12時間とする。
・ 作業場所は単一設計箇所でフィルタに最も接近するフィルタか12 条-66

ら2mの位置とする。
・ 保守的にマスク等の防護装備の効果は見込まない。
評価の結果，作業員の被ばく線量は約 6.2×10−１ mSv となり，災害発
生時の復旧作業であることから緊急作業時の線量限度（100mSv）と比較
すると，それを下回っていることを確認した。評価結果を第 2.1-23 表に示す。

第 2.1-23 表

ダクト修復作業の被ばく評価

作業内容

線量率（mSv／h）

実効線量（mSv）

ダクト修復（全周破断）

約5.2×10−２

約6.2×10 −１

ｄ．修復後について
中央制御室換気系の静的機器の単一故障箇所についてゴムシート，当て板等で修復することとしているが，これらは早期に安全機能を回復し，故障の影響を低減させることを目的とした応急処置である。したがって，
事故収束後は故障箇所に対して技術基準に適合する取替・修理を行う。

(4)

総合評価
中央制御室換気系ダクトのうち単一設計の箇所及び空気調和機について，
当該設備に要求される原子炉制御室非常用換気空調機能が喪失する想定として，最も過酷な条件になると想定されるダクトの全周破断を仮定した。
これまでの評価により，運転員の被ばくによる実効線量の評価値，及び修復作業に従事する作業員の被ばくによる実効線量の評価値はいずれも判断基準を満足することから，単一設計箇所の静的機器の故障が安全上支障のない期間に確実に除去又は修復できることを確認した。
12 条-67以上から，故障箇所の検知性及び修復性，作業時の被ばく及び公衆の被ばくの観点から，設置許可基準規則第12条の解釈5に記載されている「想定される最も過酷な条件下においても，その単一故障が安全上支障のない期間に除去又は修復できることが確実であれば，その単一故障を仮定しなくてよい。」に適合することを確認した。

12 条-68

2.2

安全施設の共用・相互接続
東海第二発電所と廃止措置中である東海発電所間で共用・相互接続している設備について，設置許可基準規則第１２条第６項及び第７項に対する基準適合性を説明する。

2.2.1

共用・相互接続設備の抽出設置許可基準規則第１２条の解釈において，以下の記載がなされている。

１

第１項に規定する「安全機能の重要度に応じて、安全機能が確保さたもの」については、「発電用軽水型原子炉施設の安全機能の重要度分類に関する審査指針」による。ここで、当該指針における「安全機能を有する構築物、系統及び機器」は本規定の「安全施設」に読み替える。

１１

第６項に規定する「重要安全施設」については、「発電用軽水型原子炉
施設の安全機能の重要度分類に関する審査指針」においてクラス
ＭＳ−１に分類される下記の機能を有する構築物等を対象とする。
・原子炉の緊急停止機能・未臨界維持機能
・原子炉冷却材圧力バウンダリの過圧防止機能
・原子炉停止後の除熱機能
・炉心冷却機能・放射性物質の閉じ込め機能並びに放射線の遮蔽及び放出低減機能（ただし、可搬型再結合装置及び沸騰水型発電用原子炉施設の排気筒（非常用ガス処理系排気管の支持機能を持つ構造物)を除く。)
・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・安全上特に重要な関連機能（ただし、原子炉制御室遮蔽、取水口及12 条-69

び排水口を除く。）
これらの要求により，設置許可基準規則第１２条第６項及び第７項の対象となる系統は，発電用軽水型原子炉施設の安全機能の重要度分類に関する審査指針（重要度分類指針)に示される安全機能を有する構築物、系統及び機器（安全施設）となる。

安全施設については，２基以上の発電用原子炉施設（東海第二発電所及び東海発電所）間で共用する場合は原子炉の安全性を損なうことのない設計としており，設置許可基準規則第１２条第７項の共用設備に関する規則に適合することを確認した。また，設置許可基準規則第１２条第７項の相互接続設
備に関する規則については，東海第二発電所及び東海発電所において相互に接続する安全施設は無いことを確認した。
安全施設のうち重要安全施設については，東海第二発電所及び東海発電所
において共用又は相互に接続する施設は無いことから，設置許可基準規則第１２条第６項の共用設備に関する規則に適合することを確認した。
これらの確認を行うにあたり，重要度分類指針に示される安全施設の中から東海第二発電所及び東海発電所の原子炉施設間で共用する系統を抽出した結果を添付 13 に示す。
系統の抽出にあたっては，安全機能を有する電気・機械装置の重要度分類
指針（ＪＥＡＧ4612-2010，社団法人日本電気協会)及び安全機能を有する計測制御装置の設計指針（ＪＥＡＧ4611-2009，社団法人日本電気協会)を参考とし，第 2.2-1 図に示す抽出フローに従って実施した。
抽出された対象施設の一覧を第 2.2-1 表に示す。また，抽出した系統の概略図を添付 14 に示す。

12 条-70

東海第二発電所の全ての構築物，系統又は機器

安全施設（ＭＳ‐１，２，３，
ＰＳ‐１，２，３のいずれかに該当）

No
重要安全施設かYes

供用又は相互接続No

供用又は相互接続Noしている設備かしている設備か
Yes

Yes

対象施設
（重要安全施設）

対象施設

対象外

（安全施設（重要安全施設を除く。））

設置許可基準規則

第１２条第６項

設置許可基準規則

第１２条第７項

技術基準規則第１５条第５項

技術基準規則第１５条第６項（共用化にて「安全性向上」）

第 2.2-1 図（共用化にて「安全性を損なわない」）

共用又は相互接続している安全施設の抽出フロー

12 条-71

対象外

第 2.2-1 表

共用・相互接続設備の抽出結果一覧

共用・相互接続設備

重要度分類

共用／相互接続−−

固体廃棄物処理系
・セメント混錬固化装置
・雑固体廃棄物焼却装置
・雑固体減容処理設備
・固体廃棄物貯蔵庫
・固体廃棄物作業建屋

ＰＳ−３

共用

所内ボイラ設備
所内蒸気系

ＰＳ−３

共用

給水処理系
・原水タンク・ろ過水貯蔵タンク
・多目的タンク
・純水貯蔵タンクＰＳ−３

共用

緊急時対策所

ＭＳ−３

共用

通信連絡設備・衛星電話設備（固定型）
・衛星電話設備（携帯型）
・電力保安通信用電話設備（固定電話機，Ｐ
ＨＳ端末及びＦＡＸ）
・テレビ会議システム（社内）・統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議システム，ＩＰ電話及びＩＰ−ＦＡＸ）
・加入電話設備（加入電話及び加入ＦＡＸ）
・専用電話設備（ホットライン）（地方公共
団体向）

ＭＳ−３

共用

重要安全施設対象無し
安全施設（重要安全施設を除く）

12 条-72

共用設備
消火系

重要度分類

共用により安全性を損なわないことの説明

ＭＳ−３

消火系のうち構内消火設備（屋外用）は，東海第（構内消火用ポン

二発電所及び東海発電所の消火活動に必要な容量

プ，ディーゼル駆（原水）を確保している。

動構内消火ポン

廃止措置中である東海発電所において，何らかのプ，原水タンク，

要因で設備が破損した場合にも，給水配管接続部

多目的タンク）の弁を閉操作することにより隔離できる。
また，その状態で東海発電所側で火災が発生した際には防火水槽及び移動式消火設備による消火活動が可能である。
従って，安全性を損なうことはない。
なお，屋内の消火系については各発電用原子炉施設における供用はない。

第 2.2-2 表の通り，共用とすることで安全性を損なうことはないことから，設置許可基準規則第１２条第７項の共用設備に関する規則に適合することを確認した。
なお，東海発電所の廃止措置計画認可申請書及び保安規定において，東海
第二発電所と共用している設備での雑固体減容の処理，雑固体廃棄物の焼却に関する放出管理及び被ばく評価の記載が明確になっていないことから，速やかに明確にすることとしており，それがなされるまでの間，雑固体減容処
理設備，雑固体廃棄物焼却設備での東海発電所の廃棄物処理を見合わせる。

12 条-77

2.2.2

基準適合性

2.2.2.1

重要安全施設第 2.2-1 表に示す通り，東海第二発電所及び東海発電所において共用又は相互に接続する施設は無いことから，設置許可基準規則第１２条第６項の共用設備に関する規則に適合することを確認した。

2.2.2.2

安全施設（重要安全施設を除く）

第 2.2-1 表に示す通り，重要安全施設を除く安全施設のうち，東海第二発
電所及び東海発電所において共用する施設は以下の通りである。なお，相互に接続する施設は無いことを確認している。
・固体廃棄物処理系（セメント混錬固化装置，雑固体廃棄物焼却装置，雑固体減容処理設備，固体廃棄物貯蔵庫，固体廃棄物作業建屋）
・所内ボイラ設備，所内蒸気系・給水処理系（原水タンク，ろ過水貯蔵タンク，多目的タンク，純水貯蔵
タンク）
・緊急時対策所
・通信連絡設備（衛星電話設備（固定型），衛星電話設備（携帯型），電力
保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦＡＸ），テレビ会議システム（社内），統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議システム，ＩＰ電話及びＩＰ−ＦＡＸ），加入電話設
備（加入電話及び加入ＦＡＸ），専用電話設備（ホットライン）（地方公共団体向））
・放射線監視設備（固定モニタリング設備，気象観測設備，放射能観測車，環境試料測定設備，出入管理室）
・消火系（構内消火用ポンプ，ディーゼル駆動構内消火ポンプ，原水タン
ク，多目的タンク）共用による安全性への影響を確認した結果を第 2.2-2 表に示す。

12 条-74

第 2.2-2 表

安全施設

共用の適切性

共用設備

重要度分類

共用により安全性を損なわないことの説明

固体廃棄物処理系

ＰＳ−３

固体廃棄物処理系はその性状に応じて処理する設（セメント混錬固計としており，東海第二発電所及び廃止措置中の化装置，雑固体廃東海発電所から発生する固体廃棄物について処理

棄物焼却装置，雑及び貯蔵保管する。なお，固体廃棄物貯蔵庫への固体減容処理設

貯蔵保管量は，各発電用原子炉施設における合計

備，固体廃棄物貯の予想発生量を考慮して設計しているため安全性

蔵庫，固体廃棄物を損なうことはない。

作業建屋）
所内ボイラ設備

ＰＳ−３

所内蒸気系

所内ボイラ設備及び所内蒸気系は，東海第二発電所及び東海発電所に必要な容量を確保している。
廃止措置中である東海発電所において，何らかの要因で設備が破損した場合にも，所内蒸気系接続部の弁を閉操作することにより隔離できる。
なお，東海発電所では，洗濯設備及び建屋暖房に使用しており，所内蒸気の供給を停止しても安全性に影響を与えるものではない。
従って，安全性を損なうことはない。

給水処理系

ＰＳ−３

給水処理系は，東海第二発電所及び東海発電所に（ろ過水貯蔵タン

必要な容量を確保している。

ク，多目的タン

廃止措置中である東海発電所において，何らかのク，純水貯蔵タン

要因で設備が破損した場合にも，給水配管接続部

ク）の弁を閉操作することにより隔離できる。

※原水タンクについては

なお，東海発電所では，ろ過水貯蔵タンクから供

消火系にて記載

給するろ過水を，東海発電所の濾過水槽に貯留し，事務所飲料水系及び作業時の雑用水に使用していることから，ろ過水貯蔵タンクからの供給を停止しても安全性に影響を与えるものではない。
また，純水貯蔵タンクから供給する純水について
は，東海発電所の純水タンクに貯留し，補機冷却系に使用していることから，純水貯蔵タンクから供給を停止しても安全性に影響を与えるものではない。
従って，安全性を損なうことはない。

12 条-75

共用設備

重要度分類

共用により安全性を損なわないことの説明

緊急時対策所ＭＳ−３

緊急時対策所は，東海発電所と同時発災時に対応をする場合においても，必要な居住性を満足する設計としているため，安全性を損なうことはない。

通信連絡設備ＭＳ−３

通信連絡設備は，東海第二発電所及び東海発電所（衛星電話設備の通信連絡を行うために必要な容量を確保する設（固定型），衛星電計とすることにより，共用により通信ができなく

話設備（携帯型），

なるなどの機能が喪失することはなく，通信連絡

電力保安通信用電に必要な仕様を満足する設計としているため，安話設備（固定電話

全性を損なうことはない。

機，ＰＨＳ端末及びＦＡＸ），テレビ
会議システム（社内），統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議
システム，ＩＰ電話及びＩＰ−ＦＡＸ），加入電話設備（加入電話及び加入ＦＡＸ），専用電
話設備（ホットライン）（地方公共団
体向））放射線監視設備

ＭＳ−３

放射線監視設備のうち，東海第二発電所及び東海（固定モニタリン

発電所の共通の対象である発電所周辺の放射線等

グ設備，気象観測

を監視，測定するための設備であり，共用により設備，放射能観測

監視，測定ができなくなるなどの機能が喪失する

車，環境試料測定ことはなく，監視に必要な仕様を満足する設計と設備）しているため，安全性を損なうことはない。

放射線監視設備（出入管理室）ＭＳ−３

放射線監視設備のうち，東海第二発電所及び東海発電所における管理区域の出入管理及び被ばく線
量の監視を行うための設備であり，共用により管理，監視できなくなるなどの機能が喪失することはなく，管理に必要な仕様を満足する設計としているため，安全性を損なうことはない。

12 条-76

共用設備
消火系

重要度分類

共用により安全性を損なわないことの説明

ＭＳ−３

消火系のうち構内消火設備（屋外用）は，東海第（構内消火用ポン

二発電所及び東海発電所の消火活動に必要な容量

プ，ディーゼル駆（原水）を確保している。

動構内消火ポン

廃止措置中である東海発電所において，何らかのプ，原水タンク，

要因で設備が破損した場合にも，給水配管接続部

多目的タンク）の弁を閉操作することにより隔離できる。
また，その状態で東海発電所側で火災が発生した際には防火水槽及び移動式消火設備による消火活動が可能である。
従って，安全性を損なうことはない。
なお，屋内の消火系については各発電用原子炉施設における供用はない。

第 2.2-2 表の通り，共用とすることで安全性を損なうことはないことから，設置許可基準規則第１２条第７項の共用設備に関する規則に適合することを確認した。
なお，雑固体減容処理設備及び雑固体廃棄物焼却装置については，東海発電所における気体廃棄物及び液体廃棄物の放出管理を適切化するまでは，東海発電所の廃棄物を処理しないこととする。

12 条-77

重要度の特に高い安全機能を有する系統

抽出表

重要度分類指針
分類

定義

東海第二発電所

機能構築物，系統又は機器
原子炉圧力容器原子炉再循環ポンプ
配管，弁1)原子 炉冷却材圧力バウンダリ機能12 条-添付 1-1ＰＳ−１1)異常状態発生時に原子炉を緊急に停止し，残留熱を除去し，原子炉冷却材圧力バウ
ンダリの過圧を防止し，敷地
周辺公衆への過度の放射線の影響を防止する構築物，系
統及び機器

2)過剰 反応度の印加防止機能

制御棒カップリング

3)炉心 形状の維持機
能

炉心支持構造物（炉心シュラウド，シュラウドサ
ポート，上部格子板，炉心支持板，制御棒案内管），燃料集合体（ただし，燃料を除く。
）

1)原子 炉の緊急停止
機能原子炉停止系の制御棒による系（制御棒及び制御棒駆動系（スクラム機
能））制御棒駆動機構ハウジング
中性子束計装管ハウジング
制御棒カップリング
制御棒駆動機構カップリング
炉心シュラウドシュラウドサポート
上部格子板
炉心支持板
燃料支持金具
制御棒案内管制御棒駆動機構ハウジング
燃料集合体（上部タイプレート）
燃料集合体（下部タイプレート）
燃料集合体（スペーサ）
燃料集合体
チャンネルボックス
制御棒
制御棒案内管制御棒駆動機構
水圧制御ユニット（スクラム
原子炉停止系の制御 パイロット弁，スクラム弁，
棒による系
アキュムレータ，窒素容器，
配管，弁）

（対象外）
【No.22】原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する配管の隔離
機能

（対象外）

【No.1】原子炉の緊急
停止機能

添付 1

ＭＳ−１

その損傷又は故障により発生する事象によって，(a)炉心の著しい損傷，又は(b)燃料の大量の破損を引き起こすおそれのある構築物，系統及び機器

原子炉冷却材圧力バウ
ンダリを構成する機器・配管系（計装等の小口径 隔離弁配管・機器は除く。
）

重要度が特に高い安
全機能(設置許可基準
規則の解釈第 12 条)

重要度分類指針
分類12 条-添付 1-2

ＭＳ−１

定義

1)異常状態発生時に原子炉を緊急に停止し，残留熱を除去し，原子炉冷却材圧力バウ
ンダリの過圧を防止し，敷地
周辺公衆への過度の放射線の影響を防止する構築物，系
統及び機器

東海第二発電所

機能構築物，系統又は機器

2)未臨界維持機能

原子炉停止系（制御棒による系，ほう酸水注入系）

制御棒
制御棒カップリング
制御棒駆動機構カップリング
原子炉停止系の制御 制御棒駆動機構
棒による系
制御棒駆動機構ハウジング
ほう酸水注入系（ほう酸水注入ポンプ，注入弁，タンク出口弁，ほう酸水貯蔵タンク，ポンプ吸込配管及び弁，注入配管及び弁）

3)原子 炉冷却材圧力
バウン ダリの過圧防止機能

逃がし安全弁（安全弁としての開機能）

逃がし安全弁（安全弁開機能）

残留熱を除去する系統（残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード），原
子炉隔離時冷却系，高圧
炉心スプレイ系，逃がし
安全弁（手動逃がし機
能），自動減圧系（手動逃がし機能））

残留熱除去系（ポンプ，熱交換器，原子炉停止時冷却系のルートとなる配管及び弁）残留熱除去系
熱交換器バイパス配管及び弁
原子炉隔離時冷却系（ポンプ，サプレッション・プー
ル，タービン，サプレッション・プールから注水先までの配管，弁）タービンへの蒸気供給配管，
弁
ポンプミニマムフローライン
配管，弁
原子炉隔離時冷却系
サプレッション・プールスト
レーナ
潤滑油冷却器及びその冷却器までの冷却水供給配管
高圧炉心スプレイ系（ポンプ，サプレッション・プー
ル，サプレッション・プールからスプレイ先までの配管，弁，スプレイヘッダ）

4)原子 炉停止後の除熱機能

重要度が特に高い安
全機能(設置許可基準
規則の解釈第 12 条)【No.2】未臨界維持機能【No.3】原子炉冷却材
圧力バウンダリの過圧防止機能【No.4】原子炉停止後における除熱のための崩壊熱除去機能【No.4】原子炉停止後における除熱のための崩壊熱除去機能【No.5】原子炉停止後における除熱のための原子炉が隔離された場合の注水機能重要度分類指針
分類

定義

東海第二発電所

機能構築物，系統又は機器
ポンプミニマムフローライン
配管，弁
高圧炉心スプレイ系

サプレッション・プールスト
レーナ

逃がし安全弁（手動逃がし機能）

12 条-添付 1-3ＭＳ−１1)異常状態発生時に原子炉を緊急に停止し，残留熱を除去し，原子炉冷却材圧力バウ
ンダリの過圧を防止し，敷地
周辺公衆への過度の放射線の影響を防止する構築物，系
統及び機器

4)原子 炉停止後の除熱機能

残留熱を除去する系統（残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード），原
子炉隔離時冷却系，高圧
炉心スプレイ系，逃がし
安全弁（手動逃がし機
能），自動減圧系（手動逃がし機能））

逃がし安全弁（手動
逃がし機能）

原子炉圧力容器から逃がし安全弁までの主蒸気配管

駆動用窒素源（アキュムレー
タ，アキュムレータから逃がし安全弁までの配管，弁）自動減圧系（手動逃がし機能）

原子炉圧力容器から逃がし安全弁までの主蒸気配管
自動減圧系（手動逃がし機能）
駆動用窒素源（アキュムレー
タ，アキュムレータから逃がし安全弁までの配管，弁）重要度が特に高い安
全機能(設置許可基準
規則の解釈第 12 条)【No.4】原子炉停止後における除熱のための崩壊熱除去機能【No.5】原子炉停止後における除熱のための原子炉が隔離された場合の注水機能【No.4】原子炉停止後における除熱のための崩壊熱除去機能【No.6】原子炉停止後における除熱のための原子炉が隔離された場合の圧力逃がし機能【No.21】圧縮空気供給機能【No.4】原子炉停止後における除熱のための崩壊熱除去機能【No.6】原子炉停止後における除熱のための原子炉が隔離された場合の圧力逃がし機能【No.21】圧縮空気供給機能

重要度分類指針
分類

ＭＳ−１

定義

12 条-添付 1-41)異常状態発生時に原子炉を緊急に停止し，残留熱を除去し，原子炉冷却材圧力バウ
ンダリの過圧を防止し，敷地
周辺公衆への過度の放射線の影響を防止する構築物，系
統及び機器

東海第二発電所

機能5)炉心冷却機能

構築物，系統又は機器

非常用炉心冷却系（低圧
炉心スプレイ系，低圧注
水系，高圧炉心スプレイ
系，自動減圧系）

低圧炉心スプレイ系（ポンプ，サプレッション・プー
ル，サプレッション・プールからスプレイ先までの配管，弁，スプレイヘッダ）
ポンプミニマムフローライン
配管，弁
低圧炉心スプレイ系
サプレッション・プールスト
レーナ
残留熱除去系（低圧注水系）（ポンプ，サプレッション・プール，サプレッション・プールから注水先までの配管，弁（熱交換器バイパスライン含む），注水ヘ
ッダ）
ポンプミニマムフローライン
配管，弁残留熱除去系
サプレッション・プールスト
レーナ
高圧炉心スプレイ系（ポンプ，サプレッション・プー
ル，サプレッション・プールからスプレイ先までの配管，弁，スプレイヘッダ）
ポンプミニマムフローライン
配管，弁
高圧炉心スプレイ系
サプレッション・プールスト
レーナ

重要度が特に高い安
全機能(設置許可基準
規則の解釈第 12 条)【No.7】事故時の原子炉の状態に応じた炉
心冷却のための原子炉内高圧時における注水機能【No.8】事故時の原子炉の状態に応じた炉
心冷却のための原子炉内低圧時における
注水機能

重要度分類指針
分類

定義

東海第二発電所

機能構築物，系統又は機器
自動減圧系（逃がし安全弁）

5)炉心冷却機能

12 条-添付 1-5ＭＳ−１1)異常状態発生時に原子炉を緊急に停止し，残留熱を除去し，原子炉冷却材圧力バウ
ンダリの過圧を防止し，敷地
周辺公衆への過度の放射線の影響を防止する構築物，系
統及び機器
6)放射 性物質の閉じ込め機能，放射線の遮
へい及 び放出低減機
能

非常用炉心冷却系（低圧
炉心スプレイ系，低圧注
水系，高圧炉心スプレイ
系，自動減圧系）

原子炉格納容器，原子炉
格納容器隔離弁，原子炉
格納容器スプレイ冷却系，原子炉建屋，非常用
ガス処理系，非常用再循環ガス処理系，可燃性ガ
ス濃度制御系

自動減圧系（逃がし安全弁）

原子炉圧力容器から逃がし安全弁までの主蒸気配管

駆動用窒素源（アキュムレー
タ，アキュムレータから逃がし安全弁までの配管，弁）
原子炉格納容器（格納容器本体，貫通部，所員用エアロック，機器搬入ハッチ）
ダイヤフラムフロア
ベント管
スプレイ管
ベント管付き真空破壊弁
原子炉格納容器原子炉建屋外側ブローアウト
パネル
逃がし安全弁排気管のクエン
チャ
原子炉建屋原子炉棟（原子炉建屋外側ブローアウト
パネル付き）
原子炉建屋常用換気空調系隔
原子炉建屋
離弁
格納容器隔離弁及び格納容器バウンダリ配管

格納容器隔離弁及び格納容器バウンダリ
配管

主蒸気隔離弁駆動用空気又は窒素源（アキュムレータ，アキュムレータから主蒸気隔離弁までの配管，弁）重要度が特に高い安
全機能(設置許可基準
規則の解釈第 12 条)【No.7】事故時の原子炉の状態に応じた炉心冷却のための原子炉内
高圧時における注水機
能【No.9】事故時の原子炉の状態に応じた炉心冷却のための原子炉内
高圧時における減圧系を作動させる機能【No.21】圧縮空気供
給機能

（対象外）

（対象外）
【No.23】原子炉格納容器バウンダリを構成する配管の隔離機
能【No.21】圧縮空気供給機能

重要度分類指針
分類

定義12 条-添付 1-61)異常状態発生時に原子炉を緊急に停止し，残留熱を除去し，原子炉冷却材圧力バウ
ンダリの過圧を防止し，敷地
周辺公衆への過度の放射線の影響を防止する構築物，系
統及び機器

東海第二発電所

機能構築物，系統又は機器

6)放射 性物質の閉じ込め機能，放射線の遮
へい及 び放出低減機
能

原子炉格納容器，原子炉
格納容器隔離弁，原子炉
格納容器スプレイ冷却系，原子炉建屋，非常用
ガス処理系，非常用再循環ガス処理系，可燃性ガ
ス濃度制御系

1)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

安全保護系

ＭＳ−１

2)安全上必須なその他の構
築物，系統及び機器重要度が特に高い安
全機能(設置許可基準
規則の解釈第 12 条)（対象外）

主蒸気流量制限器
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）（ポンプ，
熱交換器，サプレッション・プール，サプレッション・
プールからスプレイ先（ドライウェル及びサプレッ
ション・プール気相部）までの配管，弁，スプレイヘ【No.11】格納容器のッダ（ドライウェル及びサプレッション・プール））
冷却機能
ポンプミニマムフローラインの配管，弁残留熱除去系
サプレッション・プールスト
レーナ
原子炉建屋ガス処理系（乾燥装置，排風機，フィルタ 【No.10】格納容器又装置，原子炉建屋原子炉棟吸込口から排気筒頂部ま は放射性物質が格納での配管，弁）容器から漏れ出た場
所の雰囲気中の放射乾燥装置（乾燥機能部分）
原子炉建屋ガス処理
排気筒（非常用ガス処理系排 性物質の濃度低減機
系
能気筒の支持機能）
可燃性ガス濃度制御系（再結合装置，格納容器から再結合装置までの配管，弁，再結合装置から格納容器ま【No.12】格納容器内での配管，弁）の可燃性ガス濃度制
可燃性ガス濃度制御 残留熱除去系（再結合装置へ
御機能系の冷却水供給を司る部分）
遮蔽設備（原子炉遮蔽壁，一次遮蔽壁，二次遮蔽壁）【No.24】原子炉停止
系に対する作動信号
原子炉緊急停止の安全保護回路（常用系として作動させるものを除く）の発生機能【No.25】工学的安全・非常用炉心冷却系作動の安全保護回路
施設に分類される機・原子炉格納容器隔離の安全保護回路器若しくは系統に対・原子炉建屋ガス処理系作動の安全保護回路
する作動信号の発生・主蒸気隔離の安全保護回路
機能重要度分類指針
分類

定義

東海第二発電所

機能構築物，系統又は機器
非常用所内電源系（ディーゼル機関，発電機，発電機
から非常用負荷までの配電設備及び電路）
燃料系
始動用空気系（機関〜空気だめ）
非常用所内電源系
吸気系
冷却水系

12 条-添付 1-7ＭＳ−１2)安全上必須なその他の構
築物，系統及び機器

2)安全 上特に重要な関連機能

非常用所内電源系，制御室及びその遮蔽・非常用
換気空調系，非常用補機
冷却水系，直流電源系（いずれも，ＭＳ−１関
連のもの）

その他

重要度が特に高い安
全機能(設置許可基準
規則の解釈第 12 条)【No.13】非常用交流
電源から非常用の負荷に対し電力を供給する機能【No.15】非常用の交
流電源機能

中央制御室

（対象外）

中央制御室遮蔽（対象外）

中央制御室換気空調系（放射線防護機能及び有毒ガ
ス防護機能）（非常用再循環送風機，非常用再循環フ
ィルタ装置，空調ユニット，送風機，排風機，ダクト
及びダンパ）【No.20】原子炉制御室非常用換気空調機
能

残留熱除去系海水系（ポンプ，熱交換器，配管，弁， ※１【No.18】補機冷却機
ストレーナ（ＭＳ−１関連））
能ディーゼル発電機海水系（ポンプ，配管，弁，ストレ 【No.19】冷却用海水ーナ）
供給機能【No.14】非常用直流
電源から非常用の負直流電源系（蓄電池，蓄電池から非常用負荷までの配 荷に対し電力を供給
電設備及び電路（ＭＳ−１関連））する機能【No.16】非常用の直流電源機能【No.17】非常用の計計装制御電源系（ＭＳ−１関連）
測制御用電源機能
放水路ゲート（対象外）※２※１ 直接海水冷却のため，海水系が補機冷却の機能を有する。
※２ 「重要度が特に高い安全機能」（設置許可基準基礎の解釈第 12 条）には該当しないが，重要度を考慮し多重性をもたせた設計とする。

重要度分類指針
分類

ＰＳ−２

定義

12 条-添付 1-81)その損傷又は故障により発生する事象によって，炉心の著しい損傷又は燃料の大量の破損を直ちに引き起こ
すおそれはないが，敷地外への過度の放射性物質の放出のおそれのある構築物，系統
及び機器

2)通常運転時及び運転時の異常な過渡変化時に作動を要求されるものであって，その故障により，炉心冷却が損なわれる可能性の高い構築
物，系統及び機器

東海第二発電所

機能1) 原子炉冷却材を内蔵する機能（ただし，原子炉 冷却材圧力バ
ウンダ リから除外されてい る計装等の小口径の もの及びバウ
ンダリ に直接接続されてい ないものは除く。
）

構築物，系統又は機器

重要度が特に高い安
全機能(設置許可基準
規則の解釈第 12 条)

原子炉冷却材浄化系（原子炉冷却材圧力バウンダリ
から外れる部分）
主蒸気系，原子炉冷却材
主蒸気系
浄化系（いずれも，格納容器隔離弁の外側のみ）
原子炉隔離時冷却系タービン蒸気供給ライン（原子炉冷却材圧力バウンダリから外れる部分であって外側隔離弁下流からタービン止め弁まで）
放射性気体廃棄物処理系（活性炭式希ガスホールドアップ装置）
使用済燃料プール（使用済燃料貯蔵ラックを含む）
新燃料貯蔵庫（臨界を防止する機能）（新燃料貯蔵ラック）
使用済燃料乾式貯蔵容器
燃料交換機
原子炉建屋クレーン
使用済燃料乾式貯蔵建屋天井クレーン
燃料取扱設備原子炉ウェル2)原子 炉冷却材圧力
バウン ダリに直接接続され ていないものであって，放射性物質を貯蔵する機能放射性廃棄物処理施設（放射能インベントリの大きいもの），使用済
燃料プール（使用済燃料貯蔵ラックを含む。
）

3)燃料 を安全に取り扱う機能

燃料取扱設備1)安全 弁及び逃がし
弁の吹き止まり機能

逃がし安全弁（吹き止ま逃がし安全弁（吹き止まり機能に関連する部分）
り機能に関連する部分）（対象外）

重要度分類指針
分類

定義

機能

1)燃料 プール水の補給機能1)ＰＳ−２の構築物，系統及び機器の損傷又は故障により敷地周辺公衆に与える放射線の影響を十分小さくす
るようにする構築物，系統及び機器

12 条-添付 1-9ＭＳ−２2)異常状態への対応上特に重要な構築物，系統及び機器

東海第二発電所
構築物，系統又は機器

非常用補給水系

放射性気体廃棄物処理
系の隔離弁，排気筒（非常用ガス処理系排気管の支持機能以外）
2)放射 性物質放出の防止機能

1)事故 時のプラント状態の把握機能

重要度が特に高い安
全機能(設置許可基準
規則の解釈第 12 条)

残留熱除去系（ポンプ，サプレッション・プール，サプレッション・プールから燃料プールまでの配管，
弁）
ポンプミニマムフローラインの配管，弁残留熱除去系
サプレッション・プールスト
レーナ
放射性気体廃棄物処理系（オフガス系）隔離弁
排気筒（非常用ガス処理系排気管の支持機能以外）（対象外）

燃料プール冷却浄化系の燃料プール入口逆止弁
原子炉建屋原子炉棟

燃料集合体落下事故時
放射能放出を低減する
系

事故時監視計器の一部

原子炉建屋

原子炉建屋常用換気空調系隔離弁

原子炉建屋ガス処理系
乾燥装置（乾燥装置部分）
排気筒（非常用ガス処理系排気管の支持機能）・中性子束（起動領域計装）
・原子炉スクラム用電磁接触器の状態
・制御棒位置
原子炉建屋ガス処理
系

・原子炉水位（広帯域，燃料域）
・原子炉圧力・原子炉格納容器圧力・サプレッション・プール水温度・原子炉格納容器エリア放射線量率（高レンジ）【No.26】事故時の原子炉の停止状態の把握機能【No.27】事故時の炉心冷却状態の把握機
能【No.28】事故時の放射能閉じ込め状態の把握機能

重要度分類指針
分類

定義

機能

1)事故 時のプラント状態の把握機能ＭＳ−２

構築物，系統又は機器

事故時監視計器の一部

2)異常状態への対応上特に重要な構築物，系統及び機器

12 条-添付 1-102)異常 状態の緩和機
能3)制御 室外からの安
全停止機能

ＰＳ−３

東海第二発電所

1)異常状態の起因事象となるものであって，ＰＳ−１及びＰＳ−２以外の構築物，系
統及び機器

ＢＷＲには対象機能なし制御室外原子炉停止装置（安全停止に関連する
もの）

1)原子 炉冷却材保持機能（ＰＳ−１，ＰＳ−２以外のもの）

計装配管，試料採取管

2)原子 炉冷却材の循
環機能

原子炉再循環系

3)放射 性物質の貯蔵機能

サプレッションプール
水排水系，復水貯蔵タン
ク，放射性廃棄物処理施設（放射性インベントリの小さいもの）［低温停止への移行］
・原子炉圧力・原子炉水位（広帯域）［ドライウェルスプレイ］
・原子炉水位（広帯域，燃料域）
・原子炉格納容器圧力［サプレッション・プール冷却］・原子炉水位（広帯域，燃料域）
・サプレッション・プール水温度［可燃性ガス濃度制御系起動］
・原子炉格納容器水素濃度
・原子炉格納容器酸素濃度

重要度が特に高い安
全機能(設置許可基準
規則の解釈第 12 条)【No.29】事故時のプラント操作のための情報の把握機能（対象外）
制御室外原子炉停止装置（安全停止に関連するもの）の操作回路
計装配管，弁
試料採取管，弁ドレン配管，弁ベント配管，弁
原子炉再循環ポンプ，配管，弁，ライザー管（炉内），
ジェットポンプ
復水貯蔵タンク
液体廃棄物処理系（低電導度廃液収集槽，高電導度廃液収集槽）
固体廃棄物処理系（ＣＵＷ粉末樹脂沈降分離槽，使用済樹脂槽，濃縮廃液タンク，固体廃棄物貯蔵庫（ドラ
ム缶）
）

（対象外）

重要度分類指針
分類

定義

機能

3)放射 性物質の貯蔵機能

12 条-添付 1-11ＰＳ−３1)異常状態の起因事象となるものであって，ＰＳ−１及びＰＳ−２以外の構築物，系
統及び機器

東海第二発電所4)電源供給機能（非常用を除く。
）

重要度が特に高い安
全機能(設置許可基準
規則の解釈第 12 条)

構築物，系統又は機器
サプレッション・プール
水排水系，復水貯蔵タン
ク，放射性廃棄物処理施設（放射性インベントリの小さいもの）

新燃料貯蔵庫新燃料貯蔵ラック給水加熱器保管庫

セメント混練固化装置及び雑固体減容処理設備（液体及び固体の放射性廃棄物処理系）
発電機及びその励磁装置（発電機，励磁機）
固定子冷却装置
発電機水素ガス冷却装置
発電機及び励磁装置
軸密封油装置
励磁電源系
蒸気タービン（主タービン，主要弁，配管）
主蒸気系（主蒸気／駆動源）
蒸気タービン
タービン制御系
タービン潤滑油系
復水系（復水器を含む）（復水器，復水ポンプ，配管
タービン，発電機及びそ ／弁）の励磁装置，復水系（復復水器空気抽出系（蒸気式
復水系（復水器含む）
水器を含む。
），給水系，
空気抽出系，配管／弁）
循環水系，送電線，変圧 給水系（電動駆動給水ポンプ，タービン駆動給水ポン
器，開閉所
プ，給水加熱器，配管／弁）
給水系
駆動用蒸気
循環水系（循環水ポンプ，配管／弁）
取水設備（屋外トレンチを
循環水系含む）
常用所内電源系（発電機又は外部電源系から所内負荷までの配電設備及び電路（ＭＳ−１関連以外））
直流電源系（蓄電池，蓄電池から常用負荷までの配電設備及び電路（ＭＳ−１関連以外））
計測制御電源系（電源装置から常用計測制御装置までの配電設備及び電路（ＭＳ−１関連以外）
）

（対象外）

重要度分類指針
分類

定義

機能

4)電源供給機能（非常用を除く。
）

5)プラント計測・制御機能（安全保護機能を除く。
）

12 条-添付 1-12

ＰＳ−３

東海第二発電所
構築物，系統又は機器
タービン，発電機及びその励磁装置，復水系（復水器を含む。
），給水系，
循環水系，送電線，変圧器，開閉所
原子炉制御系（制御棒価値ミニマイザを含む。
），
原子炉核計装，原子炉プ
ラントプロセス計装

1)異常状態の起因事象となるものであって，ＰＳ−１及びＰＳ−２以外の構築物，系
統及び機器
6)プラ ント運転補助機能

所内ボイラ，計装用圧縮
空気系

重要度が特に高い安
全機能(設置許可基準
規則の解釈第 12 条)

送電線
変圧器（所内変圧器，起動変圧器，予備変圧器，電路）
油劣化防止装置
変圧器
冷却装置
開閉所（母線，遮断機，断路器，電路）・原子炉制御系（制御棒価値ミニマイザを含む）
・原子炉核計装・原子炉プラントプロセス計装
補助ボイラ設備（補助ボイラ，給水タンク，給水ポン
プ，配管／弁）補助ボイラ設備
電気設備（変圧器）
所内蒸気系及び戻り系（ポンプ，配管／弁）計装用圧縮空気設備（空気圧縮機，中間冷却器，配管，
弁）
後部冷却器
計装用圧縮空気設備
気水分離器
空気貯槽
原子炉補機冷却水系（原子炉補機冷却ポンプ，熱交換器，配管／弁）タービン補機冷却水系（タービン補機冷却ポンプ，熱交換器，配管／弁）タービ ン補機冷却水
サージタンク系
タービン補機冷却海水系（補機冷却海水ポンプ，配管／弁，ストレーナ）
復水補給水系（復水移送ポンプ，配管／弁）
復水補給水系
復水貯蔵タンク（対象外）

重要度分類指針
分類ＰＳ−３

12 条-添付 1-13

ＭＳ−３

定義

2)原子炉冷却材中放射性物
質濃度を通常運転に支障のない程度に低く抑える構築
物，系統及び機器

東海第二発電所

機能構築物，系統又は機器

1)核分 裂生成物の原
子炉冷 却材中への放
散防止機能

燃料被覆管

2)原子 炉冷却材の浄化機能

原子炉冷却材浄化系，復水浄化系

1)原子 炉圧力の上昇の緩和機能

逃がし安全弁（逃がし弁機能），タービンバイパス弁1)運転時の異常な過渡変化があっても，ＭＳ−１，ＭＳ−２とあいまって，事象を緩和する構築物，系統及び機器

2)出力 上昇の抑制機
能3)原子 炉冷却材の補
給機能

燃料被覆管
上／下部端栓
タイロッド
原子炉冷却材浄化系（再生熱交換器，非再生熱交換器，ＣＵＷポンプ，ろ過脱塩装置，配管，弁）復水浄化系（復水脱塩装置，配管，弁）逃がし安全弁（逃がし弁機能）
原子炉圧力容器から逃がし安全弁までの主蒸気配管
逃がし安全弁（逃がし 駆動用窒素源（アキュムレ
弁機能）ータ，アキュムレータから逃がし安全弁までの配管，
弁）
タービンバイパス弁
原子炉圧力容器からタービ
ンバイパス弁までの主蒸気配管
タービンバイパス弁
駆動用油圧源（アキュムレータ，アキュムレータから
タービンバイパス弁までの配管，弁）

原子炉冷却材再循環系（再循環ポンプトリッ
プ機能，制御棒引抜監視
装置）

・原子炉再循環制御系
・制御棒引き抜き阻止回路
・選択制御棒挿入回路

制御棒駆動水圧系，原子炉隔離時冷却系

制御棒駆動水圧系（ポンプ，復水貯蔵タンク，復水貯
蔵タンクから制御棒駆動機構までの配管，弁）ポンプサクションフィルタ
制御棒駆動水圧系
ポンプミニマムフローライ
ン配管，弁重要度が特に高い安
全機能(設置許可基準
規則の解釈第 12 条)

（対象外）

（対象外）

重要度分類指針
分類定義1)運転時の異常な過渡変化があっても，ＭＳ−１，ＭＳ−２とあいまって，事象を緩和する構築物，系統及び機器

東海第二発電所

機能3)原子 炉冷却材の補給機能

構築物，系統又は機器

制御棒駆動水圧系，原子炉隔離時冷却系

12 条-添付 1-14ＭＳ−３2)異常状態への対応上必要な構築物，系統及び機器

1)緊急 時対策上重要なもの 及び異常状態の把握機能

原子力発電所緊急時対策所，試料採取系，通信連絡設備，放射能監視設
備，事故時監視計器の一部，消火系，安全避難通路，非常用照明

原子炉隔離時冷却系（ポンプ，タービン，サプレッション・プール，サプレッション・プールから注水先までの配管，弁）タービンへの蒸気供給配管，弁ポンプミニマムフローライ
原子炉隔離時冷却系
ン配管，弁潤滑油冷却系及びその冷却器までの冷却水供給配管
緊急時対策所
情報収集設備
通信連絡設備緊急時対策所
資料及び器材
遮蔽設備
試料採取系（異常時に必要な下記の機能を有するもの。原子炉冷却材放射性物質濃度サンプリング分析，
原子炉格納容器雰囲気放射性物質濃度サンプリング
分析）
通信連絡設備（1 つの専用回路を含む複数の回路を有する通信連絡設備）

放射線監視設備

事故時監視計器の一部
消火系（水消火設備，泡消火設備，二酸化炭素消火設
備，等）
消火ポンプ
ろ過水タンク，原水タンク，
消火系
多目的タンク
火災検出装置（受信機含む）

重要度が特に高い安
全機能(設置許可基準
規則の解釈第 12 条)

（対象外）

（対象外）

主排気筒放射線モニ
タ計装のみ【No.29】事故時のプラント操作のための情報の把握機能（対象外）

重要度分類指針
分類

定義

東海第二発電所

機能

重要度が特に高い安
全機能(設置許可基準
規則の解釈第 12 条)

構築物，系統又は機器
防火扉，防火ダンパ，耐火壁，隔壁（消火設備の機能を維持担保するために必要な
もの）

ＭＳ−３

2)異常状態への対応上必要な構築物，系統及び機器

1)緊急 時対策上重要なもの 及び異常状態の把握機能

原子力発電所緊急時対策所，試料採取系，通信連絡設備，放射能監視設
備，事故時監視計器の一部，消火系，安全避難通路，非常用照明

安全避難通路
安全避難通路非常用照明

安全避難用扉（対象外）

12 条-添付 1-15

【補足】間接関連系について

重要度の特に高い安全機能を有する系統抽出表においては，当該系の機能遂
行に直接必要のない構築物，系統及び機器であるため，間接関連系の記載を省略している。
間接関連系の確認にあたっては，当該系及び直接関連系と同様に，安全機能を有する電気・機械装置の重要度分類指針（JEAG4612-2010，社団法人日本電気協会）及び安全機能を有する計測制御装置の設計指針（JEAG4611-2009，社
団法人日本電気協会）を参考として抽出しているが，ここではその妥当性を示す。

(1)

間接関連系と整理した構築物，系統及び機器が重要度の特に高い安全機能を有する当該系の独立性を喪失させることがないかの確認［同一機能内での区分分離の確認］

間接関連系とは，当該系が安全機能を果たす上では必須ではないもの，
もしくは機能喪失時に当該系へ悪影響を与えるまでに時間余裕があり代替手段の構築等で対応が可能なもの，と整理している。具体的には，以下のような関連系が該当する。
①

当該系の安全機能要求以降に当該系の状態監視機能を有する関連系（例：監視系，記録計）②

当該系に課せられた設計条件を担保する上で必要であるが，その関連系の機能喪失の発生から当該系の機能喪失発生までには相当の時間余裕を有し，その間に補修又は代替手段が可能な関連系

12 条-添付 1-補足-1

（例：燃料プール冷却浄化系（使用済燃料プールの冷却機能を司る範囲）③

当該系の安全機能を果たした後の排気，排水等を処理する関連系（例：原子炉補機冷却海水系の排水ライン）④

当該系の性能向上や環境改善などに直接係わり，その機能喪失によっても当該系の安全機能が確保し得るものであって，さらなる性能確保のための関連系（例：原子炉隔離時冷却系タービン／ポンプ室空調機）⑤

当該系の安全機能要求以前の信頼性維持に直接係わる関連系（例：テストライン）⑥

当該系の安全機能要求以前の待機状態維持に直接係わる関連系（例：直流電源系充電器）

これら間接関連系のうち，重要度の特に高い安全機能を有する系統の間接関連系と整理した具体的な構築物，系統及び機器は以下のとおりである。

12 条-添付 1-補足-2

重要度の特に高い安全機能を有する系統

間接関連系（数字は前頁の①〜⑥）
・ポンプテストライン配管・弁・タンク ⑤ ，・ほう酸水注入系

・電気ヒータ ⑥
・残留熱除去系

・封水ライン配管・弁 ⑥ ，（低圧注水系，原子炉格納容器スプレイ

・ポンプテストライン配管・弁 ⑤ ，・停止時冷却系注入ライン試験可能逆止弁試験

冷却系を含む）装置 ⑤ ，
・注水ライン試験可能逆止弁試験装置 ⑤・封水ライン配管・弁 ⑥ ，・原子炉隔離時冷却系

・ポンプテストライン配管・弁 ⑤ ，・注水ライン試験可能逆止弁試験装置 ⑤ ，・タービン軸封装置 ④ ，・タービン／ポンプ室空調機 ④・ポンプテストライン配管・弁 ⑤ ，・高圧炉心スプレイ系

・注水ライン試験可能逆止弁試験装置 ⑤ ，・封水ライン配管・弁 ⑥・ポンプテストライン配管・弁 ⑤ ，・低圧炉心スプレイ系

・注水ライン試験可能逆止弁試験装置 ⑤ ，・封水ライン配管・弁 ⑥・逃がし安全弁（手動逃がし機能），・高圧窒素ガス供給系 ⑥・自動減圧系（手動逃がし機能），
・自動減圧系（逃がし安全弁）
・原子炉格納容器隔離弁及び格納容器

・不活性ガス系 ⑥

バウンダリ配管・原子炉建屋ガス処理系

・フィルタ装置スペースヒータ ⑥

・非常用所内電源系

・始動用空気系（空気圧縮機〜空気だめ） ⑥ ，・排気配管 ③・原子炉補機冷却海水系

・取水路スクリーン ④・直接電源系

・充電器 ⑥ ，蓄電池室換気系 ⑥

これらの構築物，系統及び機器の故障によって当該系の独立性を喪失させることはない。

12 条-添付 1-補足-3

(2)間接関連系と整理した構築物，系統及び機器が当該系とは異なる安全施設の機能を阻害するような悪影響を与えることがないかの確認における整理［異なる機能間での区分分離の確認］

各安全施設が間接関連系を含む他系統から悪影響を受けるか否かの確認においては，安全重要度が低いクラスの系統や安全施設以外からの影響も見る必要があり，影響を与える側から整理するよりも影響を受ける側から整理する方が妥当である。
したがって，影響を受ける側から見た場合に，耐震上の波及的影響を与えるものがないか，溢水源となるものがないか，火災源となるものがないか等，網羅的に抽出して確認している。
このため，影響を与える側を間接関連系と整理するか否かは本確認行為においては必要ない。

上記(1)及び(2)から，間接関連系としての整理は妥当である。

12 条-添付 1-補足-4

添付 2
重要度の特に高い安全機能を有する系統・機器 整理表
No.
安全機能
系統・機器
多重性又は
多様性
独立性

1
原子炉の緊急停止機能
制御棒及び制御棒駆動系［185 本］
有制御棒駆動系のスクラム機能である水圧制御ユニットは，1 本の制御棒に対して 1 基ずつ設けられており，多重性を有している。
有(1)制御棒及び制御棒駆動系は，想定される最も過酷な環境条件である原子炉
冷却材喪失時において健全に動作するよう設計している。
(2)制御棒及び制御棒駆動系は，耐震Ｓクラス設備として設計している。また，溢水，火災については，系統分離を図るとともに，溢水，火災の影響軽減対策等を実施することにより，安全機能を損なわないよう設計する。
(3)電源喪失が発生した場合でも，制御棒が緊急挿入されるフェイルセーフ設計となっており，スクラム機能に影響はない。

長期間に
わたる要求
系統概略図

上記(1)〜(3)により，共通要因又は従属要因によって当該機能を同時に喪失させない設計としており，独立性を有している。
−
使用期間はスクラム挿入時間（全ストロークの 90％で 3.5 秒以内）であり，短期間。
第 1-1 図 制御棒・制御棒駆動系
ベント

スクラム
排水容器

格納容器

他の
駆動機構
より

制御棒
（全185本）ドレン
排気Aトリップ系
Bトリップ系

排気
計装用
空気

スクラム
パイロット弁

他のスクラム弁へ

制御棒駆動機構（全185台）窒素容器

アキュムレータ

区分Ⅰ
区分Ⅱ

水圧制御ユニット（全185基）

第 1-1 図 制御棒・制御棒駆動系 系統概略図

12 条-添付 2-1

No.
安全機能
系統・機器
多重性又は
多様性

独立性

2
未臨界維持機能
制御棒及び制御棒駆動系［185 本］
ほう酸水注入系
有制御棒及び制御棒駆動系は制御棒を炉心に挿入することにより原子炉を未臨界状態に維持する機能を有する系統である。
ほう酸水注入系は，炉心にほう酸水を注入することにより原子炉を未臨界状態に維持する機能を有する系統である。
上記のとおり，2 種類の異なる機構により未臨界を維持することが可能な設計となっており，多様性を有している。
有(1)制御棒及び制御棒駆動系は，想定される最も過酷な環境条件である原子炉
冷却材喪失時において健全に動作するよう設計している。
(2)制御棒及び制御棒駆動系は，耐震Ｓクラス設備として設計しており，ほう酸
水注入系も，構造強度についてはＳクラスに準じて取り扱っている。また，溢水，火災については，系統分離を図るとともに，溢水，火災の影響軽減対策等を実施することにより，安全機能を損なわないよう設計する。
(3)ほう酸水注入系の電源については，それぞれ異なる区分から供給しており，
1 系統のサポート系の故障が他の系統の機能に影響を及ぼさないよう設計し
ている。

長期間に
わたる要求

系統概略図

上記(1)〜(3)により，共通要因又は従属要因によって当該機能を同時に喪失させない設計としており，独立性を有している。
有
制御棒及び制御棒駆動系の使用期間は，制御棒挿入後その位置を維持する期間となるため 24 時間以上であり，長期間。
ほう酸水注入系の使用期間は，タンク内のほう酸水を全て注入するまでの約2 時間であり，短期間。
第 2-1 図 制御棒及び制御棒駆動系／ほう酸水注入系

水圧制御ユニット（全185基）

第 2-1 図

制御棒及び制御棒駆動系／ほう酸水注入系

12 条-添付 2-2

系統概略図

No.
安全機能
系統・機器
多重性又は
多様性
独立性

3
原子炉冷却材圧力バウンダリの過圧防止機能
逃がし安全弁（安全弁としての開機能）有
逃がし安全弁は 18 個設置しており，安全弁機能は全てに備わっていることから，多重性を有している。
有(1)逃がし安全弁（安全弁機能）は，想定される最も過酷な環境条件である原子炉冷却材喪失時において健全に動作するよう設計している。
(2)逃がし安全弁（安全弁機能）は，耐震Ｓクラス設備として設計している。また，溢水については原子炉冷却材喪失時の環境条件下においても動作可能な設計とし，火災については，逃がし安全弁（安全弁機能）が窒素充填された
原子炉格納容器内に設置されていることから，火災の影響により機能喪失しない設計としている。
(3)逃がし安全弁（安全弁機能）は，個別に設置された駆動バネにより安全弁としての機能を，各弁ごと，独立に確保しており，サポート系を必要としない設計としている。また，4 本の主蒸気配管に分散配置されている。

長期間に
わたる要求
系統概略図

上記(1)〜(3)により，共通要因又は従属要因によって当該機能を同時に喪失させない設計としており，独立性を有している。
使用期間は，事故時等に逃がし安全弁の手動逃がし機能等により原子炉の減圧を行うまでであり，24 時間未満の短期間。

−

第 3-1 図 逃がし安全弁／自動減圧系

区分Ⅰ

電磁弁
DC

DC

アキュムレータ

区分Ⅱ
DC

アキュムレータ

DC : 125V DC系

DC

電磁弁
DC

DC

DC

AO

AO

DC

DC

DC

DC

AO

AO

DC

AO

AO

（自動減圧系）（自動減圧系）

C

DC
DC

DC

DC

AO

AO

（自動減圧系）（自動減圧系）

AO

DC

AO

電磁弁
DC

DC

AO

DC

DC

DC

アキュムレータDC

アキュムレータ（自動減圧系）

DC

AO

AO

A

DC

DC

DC

AO

（自動減圧系）

B

DC

電磁弁
DC

AO

DC

DC

AO

AO

D
（自動減圧系）

第 3-1 図 逃がし安全弁／自動減圧系 系統概略図

12 条-添付 2-3

DC

AO

No.
安全機能
系統・機器

多重性又は
多様性

独立性

4
原子炉停止後における除熱のための崩壊熱除去機能
残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）
原子炉隔離時冷却系
高圧炉心スプレイ系
逃がし安全弁（手動逃がし機能）
自動減圧系（手動逃がし機能）
残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）
有
残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）については，再循環系からの取出し配管が単一設計となっているものの，以下に示す系統の組合せにより，複数の除熱手段を有しているため，多様性を有している。
①残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）②原子炉隔離時冷却系，高圧炉心スプレイ系を用いた原子炉への注水後，逃がし安全弁（手動逃がし機能），自動減圧系（手動逃がし機能）によりサプ
レッション・プールに移行した崩壊熱及び残留熱を残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）により除去する。
ここで，②の手段は，①と同様に残留熱除去系の熱交換器により除熱するものであり，十分な除熱能力を有している。
有(1)残留熱除去系（原子炉停止時冷却系），原子炉隔離時冷却系，高圧炉心スプ
レイ系，残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系），及び逃がし安全弁（手動逃がし機能）は，想定される最も過酷な環境条件である原子炉冷却材喪失時において健全に動作するよう設計している。
(2)各系統は，耐震Ｓクラス設備として設計している。また，系統分離を図るとともに，溢水，火災の影響軽減対策等を実施することにより，安全機能を損なわないよう設計する。
逃がし安全弁（手動逃がし機能）は，溢水については原子炉冷却材喪失時の環境条件下においても動作可能な設計とし，火災については，窒素充填された格納容器内に設置されていることから，火災の影響により機能喪失しない設計としている。
(3)原子炉の減圧を行う逃がし安全弁（手動逃がし機能）の電源は区分 I から供給されており，自動減圧系（手動逃がし機能）は区分 I，区分Ⅱのそれぞれの直流電源で動作させることができる。
原子炉への注水を行う系統の電源，冷却水については，残留熱除去系のＡ系が区分 I，Ｂ系が区分Ⅱ，高圧炉心スプレイ系が区分Ⅲ，原子炉隔離時冷却系が直流電源（区分 I）から供給している。
また，除熱を行う残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）の電源及
び冷却水は，Ａ系が区分 I，Ｂ系が区分Ⅱから供給している。
このように，1 系統のサポート系の故障が他の系統の機能に影響を及ぼさないよう設計している。

長期間に
わたる要求
系統概略図

有

上記(1)〜(3)により，共通要因又は従属要因によって当該機能を同時に喪失させない設計としており，独立性を有している。
使用期間は，24 時間以上の長期間。

第 4-1 図第 4-2 図第 4-3 図第 4-4 図残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）
原子炉隔離時冷却系／高圧炉心スプレイ系
逃がし安全弁／自動減圧系
残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）

12 条-添付 2-4

原子炉隔離時
冷却系より

区分Ⅰ
区分Ⅱ
DC : 125V DC系

AO

スプレイヘッダ

MO

DC

AO

※1
可燃性ｶﾞｽ濃度制御系(FCS)(A)へ

MO

MO
MO
AO

MO

AO

AO

MO

燃料ﾌﾟｰﾙ冷却浄化系(FPC)へ
※1

MO

AO

MO

可燃性ｶﾞｽ濃度制御系(FCS)(B)へ

MO

MO

AO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

FPCより

MO

MO

MO

MO

MO

MO

DC

※2
MO

※3
RHRS

RHRS

(C)
※2

RHRS

(B)

MO

残留熱除去系
ポンプ
(A)

※3
MO
MO

MO

MO

MO

MO

(A)

(C)

(B)

(D)

残留熱除去系海水系(RHRS)ポンプ

空調機

残留熱除去系（Ａ），（Ｂ）各ポンプ室の空調機には，それぞれの区分（Ａ系：区分Ⅰ，Ｂ系：区分Ⅱ）に応じた電源，冷却水が供給されている。
第 4-1 図 残留熱除去系(原子炉停止時冷却系) 系統概略図

12 条-添付 2-5

区分Ⅰ
区分Ⅱ

残留熱
除去系より

AO

AO

区分Ⅲ

AO

DC

MO

DC

DC
DC

MO

MO

MO

MO

DC ： 125V DC系
MO

DC

DC

MO

MO
MO

DC
DC

MO
油ﾀﾝｸ
油ﾎﾟﾝﾌﾟ
(軸駆動)

MO

HO

DC

原子炉隔
離時冷却
系ポンプ

油冷却器

DC

DC

ｺﾝﾃﾞﾝｻｰ復水ﾎﾟﾝﾌﾟ

MO
MO

MO

DC

MO

復水貯蔵
タンク
高圧炉心
スプレイ
系ポンプ

MO

MO

※
HPCS
DGSW

DC

MO

MO

※ ： 高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系
空調機

高圧炉心スプレイ系ポンプ室の空調機には区分Ⅲ，原子炉隔離時冷却系ポン
プ室の空調機には区分Ⅰの電源，冷却水が供給されている。

第 4-2 図 原子炉隔離時冷却系／高圧炉心スプレイ系 系統概略図

12 条-添付 2-6

区分Ⅰ

電磁弁
DC

DC

アキュムレータ

区分Ⅱ
DC

アキュムレータ

DC : 125V DC系

DC

電磁弁
DC

DC

DC

AO

AO

DC

DC

DC

DC

AO

AO

DC

AO

AO

（自動減圧系）（自動減圧系）C

アキュムレータ（自動減圧系）

DC

DC

DC

DC

AO

AO

（自動減圧系）（自動減圧系）

DC

AO

DC

AO

電磁弁
DC

DC

AO

DC

DC

DC

アキュムレータ

DC

AO

AO

A

DC

DC

DC

AO

（自動減圧系）

B

DC

電磁弁
DC

AO

DC

DC

AO

AO

D
（自動減圧系）

第 4-3 図 逃がし安全弁／自動減圧系 系統概略図

12 条-添付 2-7

DCAO原子炉隔離時
冷却系より

区分Ⅰ
区分Ⅱ
DC : 125V DC系

AO

スプレイヘッダ

MO

DC

AO

※1
可燃性ｶﾞｽ濃度制御系(FCS)(A)へ

MO

MO
MO
AO

MO

AO

AO

MO

燃料ﾌﾟｰﾙ冷却浄化系(FPC)へ
※1

MO

AO

MO

可燃性ｶﾞｽ濃度制御系(FCS)(B)へ

MO

MO

AO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

FPCより

MO

MO

MO

MO

MO

MO

DC

※2
MO

※3
RHRS

RHRS

(C)
※2

RHRS

(B)

MO

残留熱除去系
ポンプ
(A)

※3
MO
MO

MO

MO

MO

MO

(A)

(C)

(B)

(D)

残留熱除去系海水系(RHRS)ポンプ

空調機

残留熱除去系（Ａ），（Ｂ）各ポンプ室の空調機には，それぞれの区分（Ａ系：区分Ⅰ，Ｂ系：区分Ⅱ）に応じた電源，冷却水が供給されている。

第 4-4 図 残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系） 系統概略図

12 条-添付 2-8

原子炉への注水及びサプレッション・プール冷却による崩壊熱除去の成立性について

1.

目的
原子炉停止後における除熱のための崩壊熱除去機能において，

残 留 熱 除 去 系（ 原 子 炉 停 止 時 冷 却 系 ）の 代 替 と し て 以 下 の 手 段 に よる崩壊熱の除去が成立することを確認する。
・ 代 替 手 段 ：原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 ，高 圧 炉 心 ス プ レ イ 系 を 用 い た
原 子 炉 へ の 注 水 後 ，逃 が し 安 全 弁（ 手 動 逃 が し 機 能 ），自 動 減 圧 系（ 手 動 逃 が し 機 能 ）に よ り サ プ レ ッ シ ョ
ン・プ ー ル に 移 行 し た 崩 壊 熱 を 残 留 熱 除 去 系（ サ プ
レッション・プール冷却系）により除去する。
具体的な確認方法として，原子炉停止時冷却系を使用する時期
における炉心の崩壊熱に対して，代替手段による原子炉への注水
流量及びサプレッション・プールの除熱量が十分であることを確
認する。

2.

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の使用時期について
残 留 熱 除 去 系（ 原 子 炉 停 止 時 冷 却 系 ）の 最 高 使 用 圧 力 は 原 子 炉 圧

力 0 .93M Pa[g age] で あ り ，こ の と き の 飽 和 温 度 は 約 1 8 1.2℃ と な る 。
定 格 運 転 時 の 原 子 炉 圧 力 6.9 3MPa [g age] に 相 当 す る 飽 和 温 度 は
約 2 85 .8℃ で あ る こ と か ら ，原 子 炉 停 止 後 に 最 大 温 度 変 化 率（ 55 ℃／ h ） で 冷 却 を 行 っ た 場 合 ， 最 短 で 原 子 炉 停 止 か ら 約 1.9 時 間 後 に原子炉停止時冷却系を使用する可能性がある。
3.

原子炉への注水流量の妥当性について
12 条-添付 2-9

原子炉停止後の崩壊熱の推移を第 1 図に示す。
原 子 炉 停 止 後 約 1. 9 時 間（ 約 6 ,847 秒 ）が 経 過 す る と ，崩 壊 熱 は
定 格 熱 出 力 の 1 .4 ％ 未 満 と な る 。
定 格 熱 出 力 は 3, 29 3MW で あ る た め ， そ の 1. 4％ で あ る 46.1MW の崩壊熱による冷却材の蒸発を補えるだけの注水ができれば，燃料の冠水状態を維持することができる。
保 守 的 に ， 原 子 炉 圧 力 容 器 の 最 高 使 用 圧 力 （ 8.6 2MPa [ gage]） 条
件下で冷却材の蒸発潜熱のみに期待する場合，原子炉水位を維持す る た め に 必 要 と な る 注 水 流 量 は 約 119m ３ ／ h と な る 。
原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 の 注 水 流 量 は 約 136m ３ ／ h 以 上 ，高 圧 炉 心 ス
プ レ イ 系 の 注 水 流 量 は 約 1,4 40m ３ ／ h で あ る た め ，ど ち ら か の 系 統による注水を実施することにより炉心の冠水を維持することがで
きる。

第 1 図

原子炉停止後の崩壊熱の推移（軽水型動力炉の非常用炉心冷却系の性能評価に用いる崩壊熱データについて（平成 4 年 6 月 11 日原子力安全委員会了承）抜粋，一部加筆）
4.

サプレッション・プールの除熱量の妥当性について
12 条-添付 2-10

残 留 熱 除 去 系（ サ プ レ ッ シ ョ ン・ プ ー ル 冷 却 系 ）に よ る サ プ レ ッ
シ ョ ン ・ プ ー ル の 除 熱 量 に つ い て は ，定 格 熱 出 力 の 1 . 4％ に 相 当 す
る 4 6. 1MW の 崩 壊 熱 が 全 量 サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル に 移 行 し た 場 合で あ っ て も ，サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 温 が そ の 制 限 で あ る 104 ℃
を超えなければ，十分な除熱能力を有していると言える。
残留熱除去系の熱交換器による除熱量はサプレッション・プー
ル水温に依存しており，水温が高くなると除熱量は大きくなることから，ある水温において除熱量が崩壊熱を上回ることが確認されれば，それ以上の水温上昇は起こらない。
こ こ で ，サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 温 が 1 00℃ の と き の 除 熱 量 は
約 4 5. 6×10 ６ k cal ／ h（ ＝ 約 53MW ） で あ り ， 炉 心 で 発 生 す る 崩 壊 熱
4 6 . 1 M W を 上 回 る た め ， 水 温 は 100 ℃ 以 上 に 上 昇 す る こ と は な い 。
し た が っ て ，サ プ レ ッ シ ョ ン・プ ー ル 冷 却 系 の 運 転 を 行 う こ と に
よ り ，サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 温 は 制 限 値 で あ る 10 4℃ を 超 え る
ことはない。

5.

結論
上 記 の 結 果 よ り ，残 留 熱 除 去 系（ 原 子 炉 停 止 時 冷 却 系 ）の 代 替 手段による原子炉への注水量及びサプレッション・プールの除熱量
は，十分な容量を有している。
ま た ，原 子 炉 の 崩 壊 熱 は 時 間 と と も に 減 少 し ，崩 壊 熱 の 除 去 に 要
する注水量及び除熱量も減少するため，原子炉停止時冷却系の代
替 手 段 に よ っ て 燃 料 の 冠 水 状 態 を 維 持 し ，サ プ レ ッ シ ョ ン・プ ー ル
水温も制限値未満の状態を維持することが可能である。
し た が っ て ，原 子 炉 へ の 注 水 及 び サ プ レ ッ シ ョ ン・プ ー ル の 冷 却
12 条-添付 2-11

による崩壊熱の除去は原子炉停止時冷却系の代替手段として成立すると考えられる。

12 条-添付 2-12

No.
安全機能
系統・機器
多重性又は
多様性

独立性

5
原子炉停止後における除熱のための原子炉が隔離された場合の注水機能
原子炉隔離時冷却系
高圧炉心スプレイ系
有原子炉隔離時冷却系はタービン駆動のポンプにより原子炉への注水を行う系
統であり，高圧炉心スプレイ系は電動のポンプにより原子炉への注水を行う系
統である。
上記のとおり，動作原理の異なる複数のポンプにより原子炉への注水を行うことが可能であり，多様性を有している。
有(1)原子炉隔離時冷却系と高圧炉心スプレイ系は，想定される最も過酷な環境条件である原子炉冷却材喪失時において健全に動作するよう設計している。
(2)原子炉隔離時冷却系と高圧炉心スプレイ系は，耐震Ｓクラス設備として設計している。また，溢水，火災については，系統分離を図るとともに，溢水，火災の影響軽減対策等を実施することにより，安全機能を損なわないよう設計する。
(3)電源，冷却水については，原子炉隔離時冷却系が区分Ⅰ，高圧炉心スプレイ系が区分Ⅲから供給しており，1 系統のサポート系の故障が他の系統に影響を及ぼさないよう設計している。

長期間に
わたる要求
系統概略図

有

上記(1)〜(3)により，共通要因又は従属要因によって当該機能を同時に喪失させない設計としており，独立性を有している。
使用期間は，24 時間以上の長期間。

第 5-1 図 原子炉隔離時冷却系／高圧炉心スプレイ系

12 条-添付 2-13

区分Ⅰ
区分Ⅱ

残留熱
除去系より

AO

AO

区分Ⅲ

AO

DC

MO

DC

DC
DC

MO

MO

MO

MO

DC ： 125V DC系
MO

DC

DC

MO

MO
MO

DC
DC

MO
油ﾀﾝｸ
油ﾎﾟﾝﾌﾟ
(軸駆動)

MO

HO

DC

原子炉隔
離時冷却
系ポンプ

油冷却器

DC

DC

ｺﾝﾃﾞﾝｻｰ復水ﾎﾟﾝﾌﾟ

MO
MO

MO

DC

MO

復水貯蔵
タンク
高圧炉心
スプレイ
系ポンプ

MO

MO

※
HPCS
DGSW

DC

MO

MO

※ ： 高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系（第 19-2 図参照）
空調機

高圧炉心スプレイ系ポンプ室の空調機には区分Ⅲ，原子炉隔離時冷却系ポン
プ室の空調機には区分Ⅰの電源，冷却水が供給されている。

第 5-1 図 原子炉隔離時冷却系／高圧炉心スプレイ系 系統概略図

12 条-添付 2-14

No.
安全機能
系統・機器

6
原子炉停止後における除熱のための原子炉が隔離された場合の圧力逃がし機能
逃がし安全弁（手動逃がし機能）
自動減圧系（手動逃がし機能）有
逃がし安全弁（手動逃がし機能）は 18 個設置されており，このうち 7 個は自動減圧系（手動逃がし機能）を兼ねている。
これらの弁には全て個別にアキュムレータが設けられ，個別に動作させることが可能な設計としており，多重性を有している。
有(1)逃がし安全弁及び自動減圧系は，想定される最も過酷な環境条件である原子炉冷却材喪失時において健全に動作するよう設計している。

多重性又は
多様性

独立性

(2)逃がし安全弁は，耐震Ｓクラス設備として設計している。また，溢水については原子炉冷却材喪失時の環境条件下においても動作可能な設計とし，火災については，窒素充填された原子炉格納容器内に設置されていることから，火災の影響により機能喪失しない設計としている。
(3)逃がし安全弁は 4 本の主蒸気配管に分散して配置する設計としている。
また，サポート系については，自動減圧系（手動逃がし機能）は区分 I，区分Ⅱのそれぞれの直流電源で動作させることができ，1 区分の故障によっても機能に影響を及ぼさないよう設計している。

長期間に
わたる要求
系統概略図

上記(1)〜(3)により，共通要因又は従属要因によって当該機能を同時に喪失させない設計としており，独立性を有している。
使用期間は原子炉の減圧状態を維持し続けるため 24 時間以上の長期間。

有第 6-1 図 逃がし安全弁／自動減圧系

区分Ⅰ

電磁弁
DC

DC

アキュムレータ

区分Ⅱ
DC

アキュムレータ

DC : 125V DC系

DC

電磁弁
DC

DC

DC

AO

AO

DC

DC

DC

DC

AO

AO

DC

AO

AO

（自動減圧系）（自動減圧系）C

アキュムレータ（自動減圧系）

DC

DC

DC

DC

AO

AO

（自動減圧系）（自動減圧系）

DC

AO

DC

AO

電磁弁
DC

DC

AO

DC

DC

DC

アキュムレータ

DC

AO

AO

A

DC

DC

DC

AO

（自動減圧系）

B

DC

電磁弁
DC

AO

DC

DC

AO

AO

D
（自動減圧系）

第 6-1 図 逃がし安全弁／自動減圧系 系統概略図

12 条-添付 2-15

DC

AO

No.
安全機能
系統・機器

多重性又は
多様性

独立性

7
事故時の原子炉の状態に応じた炉心冷却のための原子炉内高圧時における注水機能
高圧炉心スプレイ系
自動減圧系（逃がし安全弁）により原子炉を減圧し，低圧炉心スプレイ系，残留熱除去
系（低圧注水系）により原子炉への注水を行う。
有
事故後の高圧時における炉心冷却は，高圧炉心スプレイ系又は「自動減圧系
による原子炉減圧及び低圧非常用炉心冷却系」によって達成できる設計としている。
設計基準事故「原子炉冷却材喪失」において高圧炉心スプレイ系の故障を仮定した評価を行い，判断基準を満足して事故を収束できることを確認している。
したがって，高圧炉心スプレイ系と「自動減圧系による原子炉減圧及び低圧
非常用炉心冷却系」による機能は同等であり，多様性を有している。
有(1)各系統は，想定される最も過酷な環境条件である原子炉冷却材喪失時において健全に動作するよう設計している。
(2)対象系統は，全て耐震Ｓクラス設備として設計している。また，溢水，火災については，系統分離を図るとともに，溢水，火災の影響軽減対策等を実施することにより，安全機能を損なわないよう設計する。
自動減圧系（逃がし安全弁）は，溢水については原子炉冷却材喪失時の環境
条件下においても動作可能な設計とし，火災については，窒素充填された原
子炉格納容器内に設置されていることから，火災の影響により機能喪失しない設計としている。
(3)電源，冷却水については，残留熱除去系（低圧注水系）Ａ系と低圧炉心スプ
レイ系が区分Ⅰ，残留熱除去系（低圧注水系）Ｂ系とＣ系が区分Ⅱ，高圧炉
心スプレイ系が区分Ⅲの異なる区分から供給されており，1 系統のサポート
系の故障が他の全ての系統に影響を及ぼさないよう設計している。
(4)自動減圧系（逃がし安全弁）は 4 本の主蒸気配管に分散して配置する設計としている。
サポート系については，自動減圧系（逃がし安全弁）は区分 I，区分Ⅱのそれぞれの電源で動作させることができ，1 区分の故障によっても機能に影響をおよぼさないよう設計している。
上記(1)〜(4)により，共通要因又は従属要因によって当該機能を同時に喪失させない設計としており，独立性を有している。

長期間に
わたる要求
系統概略図

−

使用期間は原子炉の減圧を行うまでであり，24 時間未満の短期間。

第 7-1 図第 7-2 図第 7-3 図第 7-4 図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）

逃がし安全弁／自動減圧系

12 条-添付 2-16

区分Ⅰ
区分Ⅱ

残留熱
除去系より

AO

AO

区分Ⅲ

AO

DC

MO

DC

DC
DC

MO

MO

MO

MO

DC ： 125V DC系
MO

DC

DC

MO

DC

MO

HO

MO
油ﾀﾝｸ
油ﾎﾟﾝﾌﾟ
(軸駆動)

DC

MO

MO

DC

DC

DC

原子炉隔
離時冷却
系ポンプ

油冷却器
ｺﾝﾃﾞﾝｻｰ復水ﾎﾟﾝﾌﾟ

MO
MO

MO

DC

MO

復水貯蔵
タンク
高圧炉心
スプレイ
系ポンプ

MO

MO

※
HPCS
DGSW

DC

MO

MO

※ ： 高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系
空調機

高圧炉心スプレイ系ポンプ室の空調機には，区分Ⅲの電源，冷却水が供給されている。
第 7-1 図 高圧炉心スプレイ系

12 条-添付 2-17

系統概略図

区分Ⅰ

原子炉格納容器

AO

MO

MO

低圧炉心
スプレイ系
ポンプ
残留熱除去系
海水系(RHRS)

MO

空調機

低圧炉心スプレイ系ポンプ室の空調機には，区分Ⅰの電源，冷却水が供給されている。

第 7-2 図 低圧炉心スプレイ系

12 条-添付 2-18

系統概略図

原子炉隔離時
冷却系より

区分Ⅰ
区分Ⅱ
DC : 125V DC系

AO

スプレイヘッダ

MO

DC

AO

※1
可燃性ｶﾞｽ濃度制御系(FCS)(A)へ

MO

MO
MO
AO

MO

AO

AO

MO

燃料ﾌﾟｰﾙ冷却浄化系(FPC)へ
※1

MO

AO

MO

可燃性ｶﾞｽ濃度制御系(FCS)(B)へ

MO

MO

AO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

FPCより

MO

MO

MO

MO

MO

MO

DC

※2
MO

※3
RHRS

RHRS

(C)
※2

RHRS

(B)

MO

残留熱除去系
ポンプ
(A)

※3
MO
MO

MO

MO

MO

MO

(A)

(C)

(B)

(D)

残留熱除去系海水系(RHRS)ポンプ

空調機

残留熱除去系（Ａ），（Ｂ）（Ｃ）各ポンプ室の空調機には，それぞれの区分（Ａ系：区分Ⅰ，Ｂ系，Ｃ系：区分Ⅱ）に応じた電源，冷却水が供給されている。
第 7-3 図残留熱除去系（低圧注水系） 系統概略図

12 条-添付 2-19

区分Ⅰ

電磁弁
DC

DC

アキュムレータ

区分Ⅱ
DC

アキュムレータ

DC : 125V DC系

DC

電磁弁
DC

DC

DC

AO

AO

DC

DC

DC

DC

AO

AO

DC

AO

AO

（自動減圧系）（自動減圧系）C

アキュムレータ（自動減圧系）

DC

DC

DC

DC

AO

AO

（自動減圧系）（自動減圧系）

DC

AO

DC

AO

電磁弁
DC

DC

AO

DC

DC

DC

アキュムレータ

DC

AO

AO

A

DC

DC

DC

AO

（自動減圧系）

B

DC

電磁弁
DC

AO

DC

DC

AO

AO

D
（自動減圧系）

第 7-4 図 逃がし安全弁／自動減圧系 系統概略図

12 条-添付 2-20

DC

AO

No.
安全機能
系統・機器

多重性又は
多様性

独立性

8
事故時の原子炉の状態に応じた炉心冷却のための原子炉内低圧時における注水機能
低圧炉心スプレイ系
残留熱除去系（低圧注水系）
高圧炉心スプレイ系
有
低圧炉心スプレイ系，残留熱除去系（低圧注水系），高圧炉心スプレイ系によって多様性を有している。
また，残留熱除去系（低圧注水系）は 3 系統設置しており，多重性を有している。
有(1)低圧炉心スプレイ系，残留熱除去系（低圧注水系）及び高圧炉心スプレイ系
は，想定される最も過酷な環境条件である原子炉冷却材喪失時において健全に動作するよう設計している。
(2)低圧炉心スプレイ系，残留熱除去系（低圧注水系）及び高圧炉心スプレイ系
は，耐震Ｓクラス設備として設計している。また，溢水，火災については，
系統分離を図るとともに，溢水，火災の影響軽減対策等を実施することにより，安全機能を損なわないよう設計する。
(3)電源，冷却水については，残留熱除去系（低圧注水系）Ａ系と低圧炉心スプ
レイ系が区分Ⅰ，残留熱除去系（低圧注水系）Ｂ系とＣ系が区分Ⅱ，高圧炉
心スプレイ系が区分Ⅲの異なる区分から供給されており，1 系統のサポート
系の故障が他の全ての系統に影響を及ぼさないよう設計している。
(4)残留熱除去系（低圧注水系）の A 系と B 系はタイラインにより接続しているが，タイラインの破損により同時に系統機能を喪失しないために適切に弁を設置している。当該ラインは主配管と同じ耐震Ｓクラスで設計されており，
重要度分類もＭＳ−１で設計しており主配管と同等の信頼性を有している。

長期間に
わたる要求
系統概略図

有

上記(1)〜(4)により，共通要因又は従属要因によって当該機能を同時に喪失させない設計としており，独立性を有している。
使用期間は 24 時間以上の長期間。

第 8-1 図 低圧炉心スプレイ系
第 8-2 図 残留熱除去系（低圧注水系）
第 8-3 図 高圧炉心スプレイ系

12 条-添付 2-21

区分Ⅰ

原子炉格納容器

AO

MO

MO

低圧炉心
スプレイ系
ポンプ
残留熱除去系
海水系(RHRS)

MO

空調機

低圧炉心スプレイ系ポンプ室の空調機には，区分Ⅰの電源，冷却水が供給されている。

第 8-1 図 低圧炉心スプレイ系

12 条-添付 2-22

系統概略図

原子炉隔離時
冷却系より

区分Ⅰ
区分Ⅱ
DC : 125V DC系

AO

スプレイヘッダ

MO

DC

AO

※1
可燃性ｶﾞｽ濃度制御系(FCS)(A)へ

MO

MO
MO
AO

MO

AO

AO

MO

燃料ﾌﾟｰﾙ冷却浄化系(FPC)へ
※1

MO

AO

MO

可燃性ｶﾞｽ濃度制御系(FCS)(B)へ

MO

MO

AO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

FPCより

MO

MO

MO

MO

MO

MO

DC

※2
MO

※3
RHRS

RHRS

(C)
※2

RHRS

(B)

MO

残留熱除去系
ポンプ
(A)

※3
MO
MO

MO

MO

MO

MO

(A)

(C)

(B)

(D)

残留熱除去系海水系(RHRS)ポンプ

空調機

残留熱除去系（Ａ），（Ｂ）（Ｃ）各ポンプ室の空調機には，それぞれの区分（Ａ系：区分Ⅰ，Ｂ系，Ｃ系：区分Ⅱ）に応じた電源，冷却水が供給されている。
第 8-2 図残留熱除去系（低圧注水系） 系統概略図

12 条-添付 2-23

区分Ⅰ
区分Ⅱ

残留熱
除去系より

AO

AO

区分Ⅲ

AO

DC

MO

DC

DC
DC

MO

MO

MO

MO

DC ： 125V DC系
MO

DC

DC

MO

DC

MO

HO

MO
油ﾀﾝｸ
油ﾎﾟﾝﾌﾟ
(軸駆動)

DC

MO

MO

DC

DC

DC

原子炉隔
離時冷却
系ポンプ

油冷却器
ｺﾝﾃﾞﾝｻｰ復水ﾎﾟﾝﾌﾟ

MO
MO

MO

DC

MO

復水貯蔵
タンク
高圧炉心
スプレイ
系ポンプ

MO

MO

※
HPCS
DGSW

DC

MO

MO

※ ： 高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系
空調機

高圧炉心スプレイ系ポンプ室の空調機には，区分Ⅲの電源，冷却水が供給されている。

第 8-3 図 高圧炉心スプレイ系

12 条-添付 2-24

系統概略図

No.
安全機能

9
事故時の原子炉の状態に応じた炉心冷却のための原子炉内高圧時における減圧系を作動させる機能自動減圧系（逃がし安全弁）
有
自動減圧系（逃がし安全弁）は 7 個設置しており，多重性を有している。

系統・機器
多重性又は
多様性
独立性

有

(1)自動減圧系（逃がし安全弁）は，想定される最も過酷な環境条件である原子炉冷却材喪失時において健全に動作するよう設計している。
(2)自動減圧系（逃がし安全弁）は，耐震Ｓクラス設備として設計している。また，溢水については原子炉冷却材喪失時の環境条件下においても動作可能な設計とし，火災については，自動減圧系（逃がし安全弁）が窒素充填された
原子炉格納容器内に設置されていることから，火災の影響により機能喪失しないよう設計している。
(3)逃がし安全弁（逃がし安全弁）は 4 本の主蒸気配管に分散して配置する設計としている。
サポート系については，自動減圧系は区分 I，区分Ⅱのそれぞれの直流電源で動作させることができ，1 区分の故障によっても機能に影響を及ぼさないよう設計している。

上記(1)〜(3)により，共通要因又は従属要因によって当該機能を同時に喪失させない設計としており，独立性を有している。
−
使用期間は，自動減圧系により原子炉の減圧が完了するまでであり，24 時間未満の短期間。
第 9-1 図 逃がし安全弁／自動減圧系

長期間に
わたる要求
系統概略図

区分Ⅰ

電磁弁
DC

DC

アキュムレータ

区分Ⅱ
DC

アキュムレータ

DC : 125V DC系

DC

電磁弁
DC

DC

DC

AO

AO

DC

DC

DC

DC

AO

AO

DC

AO

AO

（自動減圧系）

C（自動減圧系）

アキュムレータ（自動減圧系）

DC

DC

DC

DC

AO

AO

（自動減圧系）（自動減圧系）

DC

AO

DC

AO

電磁弁
DC

DC

AO

DC

DC

DC

アキュムレータ

DC

AO

AO

A

DC

DC

DC

AO

（自動減圧系）

B

DC

電磁弁
DC

AO

DC

DC

AO

AO

D
（自動減圧系）

第 9-1 図 逃がし安全弁／自動減圧系 系統概略図

12 条-添付 2-25

DC

AO

No.
安全機能
系統・機器
多重性又は
多様性

独立性

10
格納容器内又は放射性物質が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原子炉建屋ガス処理系（非常用ガス再循環系，非常用ガス処理系）
無原子炉建屋ガス処理系の動的機器及びフィルタユニットは多重性を有している。
ただし，配管の一部が単一設計となっている。
有(1)原子炉建屋ガス処理系は，想定される最も過酷な環境条件である原子炉冷却材喪失時において健全に動作するよう設計している。
(2)原子炉建屋ガス処理系は，耐震Ｓクラス設備として設計している。また，溢水については影響軽減対策を実施し，火災についても火災の発生防止対策を実施することで，機能喪失しないよう設計する。
(3)原子炉建屋ガス処理系の動的機器，フィルタユニットは 2 系統あり，電源はそれぞれ異なる区分から供給しており，1 系統のサポート機能の故障により両系統が機能喪失しないよう設計されている。
また，非常用ガス再循環系のフィルタユニットのドレンラインはそれぞれ異なる床ドレンファンネルに排水しており，2 系統が同時に機能喪失すること
はない。

長期間に
わたる要求
系統概略図

有

上記(1)〜(3)により，共通要因又は従属要因によって当該機能を同時に喪失させない設計としており，独立性を有している。
使用期間は 24 時間以上の長期間。

第 10-1 図 原子炉建屋ガス処理系

12 条-添付 2-26

第 10-1 図 原子炉建屋ガス処理系 系統概略図

12 条-添付 2-27

No.
安全機能
系統・機器
多重性又は
多様性
独立性

11
格納容器の冷却機能
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）
無
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）の動的機器は多重性を有している。
ただし，スプレイヘッダ（サプレッション・チェンバ側）は単一設計となっている。
有(1)残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）は，想定される最も過酷な環境条件である原子炉冷却材喪失時において健全に動作するよう設計している。
(2)残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）は 2 系統あり，系統分離が図られているが，スプレイヘッダ（サプレッション・チェンバ側）については単一設計であって，2 系統と接続している。
(3)残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）は，耐震Ｓクラス設備として設計している。また，溢水，火災については，系統分離を図るとともに，溢水，火災の影響軽減対策等を実施することにより，安全機能を損なわないよう設計する。
(4)電源，冷却水については，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）のＡ系
が区分Ⅰ，Ｂ系が区分Ⅱの異なる区分から供給されており，1 系統のサポー
ト系の故障が他の系統に影響を及ぼさないよう設計している。
(5)残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）の A 系と B 系はタイラインにより接続しているが，タイラインの破損により同時に系統機能を喪失しないために適切に弁を設置している。当該ラインは主配管と同じ耐震Ｓクラスで設計されており，重要度分類もＭＳ−１で設計しており主配管と同等の信頼性を有している。

長期間に
わたる要求
系統概略図

有

上記(1)〜(5)により，共通要因又は従属要因によって当該機能を同時に喪失させない設計としており，独立性を有している。
使用期間は 24 時間以上の長期間。

第 11-1 図 残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）

12 条-添付 2-28

原子炉隔離時冷却系より可燃性ｶﾞｽ濃度制御系(FCS)(A)へ

区分Ⅰ
区分Ⅱ
DC : 125V DC系

AO

スプレイヘッダ

MO

DC

AO

単一設計箇所

※1

MO

MO
MO
AO

MO

AO

AO

MO

燃料ﾌﾟｰﾙ冷却浄化系(FPC)へ
※1

MO

AO

MO

可燃性ｶﾞｽ濃度制御系(FCS)(B)へ

MO

MO

AO

MO

MO

MO

MO

MO

スプレイヘッダ

MO

MO

MO

MO

FPCより

MO

MO

MO

MO

MO

MO

DC
※2
MO

※3

RHRS

RHRS

(C)
※2

RHRS

(B)

MO

残留熱除去系
ポンプ
(A)

※3

MO

MO
MO

MO
MO

MO

(A)

(C)

(B)

(D)

残留熱除去系海水系(RHRS)ポンプ

空調機

残留熱除去系（Ａ），（Ｂ）各ポンプ室の空調機には，それぞれの区分（Ａ系：区分Ⅰ，Ｂ系：区分Ⅱ）に応じた電源，冷却水が供給されている。

第 11-1 図 残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系） 系統概略図

12 条-添付 2-29

No.
安全機能
系統・機器
多重性又は
多様性
独立性

12
格納容器内の可燃性ガス濃度制御機能
可燃性ガス濃度制御系
有可燃性ガス濃度制御系は 2 系統設置しており，多重性を有している。
有(1)可燃性ガス濃度制御系は，想定される最も過酷な環境条件である原子炉冷却材喪失時において健全に動作するよう設計している。
(2)可燃性ガス濃度制御系は 2 系統あり，系統分離が図られている。
(3)可燃性ガス濃度制御系は，耐震Ｓクラス設備として設計している。また，溢水，火災については，系統分離を図るとともに，溢水，火災の影響軽減対策等を実施することにより，安全機能を損なわないよう設計する。
(4)電源，冷却水については，可燃性ガス濃度制御系のＡ系が区分Ⅰ，Ｂ系が区分Ⅱの異なる区分から供給しており，1 系統のサポート系の故障が他の系統に影響を及ぼさないよう設計している。

長期間に
わたる要求
系統概略図

上記(1)〜(4)により，共通要因又は従属要因によって当該機能を同時に喪失させない設計としており，独立性を有している。
使用期間は 24 時間以上の長期間。

有第 12-1 図 可燃性ガス濃度制御系

MO

加熱器

MO

MO

残留熱除去系(A)
より
<冷却水>
MO

MO

残留熱除去系(B)
より
<冷却水>
MO

MO

冷却器

加熱器

ブロワ(B)MO

ブロワ(A)

MO

再結合器

MO

MO

MO

セパレータ

MO

MO

セパレータ

冷却器

区分Ⅰ
区分Ⅱ

第 12-1 図 可燃性ガス濃度制御系 系統概略図

12 条-添付 2-30

再結合器

No.
安全機能
系統・機器
多重性又は
多様性
独立性

13
非常用交流電源から非常用の負荷に対し電力を供給する機能
非常用電源系（交流）有非常用電源系（交流）は 3 区分設置しており，多重性を有している。
有(1)非常用所内電源設備は，いずれも二次格納施設外の環境条件において，空調機によって温度管理された状態で健全に動作するよう設計されている。
(2)非常用所内電源設備は，いずれも耐震Ｓクラス設備として設計している。
また，溢水， 火災については，系統分離を図るとともに，溢水，火災の影
響軽減対策等を実施することにより，安全機能を損なわない設計とする。
(3)非常用所内電源設備は，異なる区分間を接続する電路には複数のしゃ断器を設置しており，電気事故が発生した場合でも確実に電気的な分離ができるよう設計されている。また，電路においても物理的に分離が図られている。

長期間に
わたる要求
系統概略図

有

上記(1)〜(3)により，共通要因又は従属要因によって多重性を有する系統が同時にその機能を失わないよう設計していることから，独立性を有している。
使用期間は 24 時間以上の長期間。

第 13-1 図 非常用所内電源設備

12 条-添付 2-31

区分Ⅲ

区分Ⅰ

区分Ⅱ

第 13-1 図 非常用所内電源設備

12 条-添付 2-32

系統概略図

No.
安全機能
系統・機器
多重性又は
多様性
独立性

14
非常用直流電源から非常用の負荷に対し電力を供給する機能
非常用所内電源系（直流電源系統）
有非常用所内電源系（直流電源系統）の非常用所内電源，中性子モニタ用はそれぞれ 3 区分，2 区分設置しており，それぞれ多重性を有している。
有(1)非常用所内電源系（直流電源系統）は，いずれも二次格納施設外の環境条
件において，空調機によって温度管理された状態で健全に動作するよう設計されている。
(2)非常用所内電源系（直流電源系統）は，いずれも耐震Ｓクラス設備として設計している。また，溢水，火災については，系統分離を図るとともに，溢水，火災の影響軽減対策等を実施することにより，安全機能を損なわないよう設計する。
(3)非常用所内電源系（直流電源系統）は，それぞれ異なるエリアに分散して配置している。また，電路においても物理的に分離が図られている。

長期間に
わたる要求
系統概略図

有

上記(1)〜(3)により，共通要因又は従属要因によって多重性を有する系統が同時にその機能を失わないよう設計していることから，独立性を有している。
使用期間は 24 時間以上の長期間。

第 14-1 図 非常用所内電源設備（直流電源系）

12 条-添付 2-33

第 14-1 図 非常用所内電源設備（直流電源系） 系統概略図

12 条-添付 2-34

No.
安全機能
系統・機器
多重性又は
多様性

独立性

15
非常用の交流電源機能
ディーゼル発電機設備
有ディーゼル発電機設備は非常用ディーゼル発電機 2 台及び高圧炉心スプレイ
系ディーゼル発電機 1 台の，計 3 台設置している。
また，各々のディーゼル発電機には専用のサポート系（潤滑油系，冷却水系
及び燃料移送系）を設置しており，多重性を有している。
現有設備では，軽油貯蔵タンクが 1 基であり，単一設計となっている。しかし，今回の申請にて軽油貯蔵タンクは 2 基に変更し，多重性を有する設計とする。
有(1)ディーゼル発電機設備は，原子炉建屋附属棟内に設置しており，二次格納施設外の環境条件において，空調機によって温度管理された状態で健全に動作するよう設計している。
(2)ディーゼル発電機設備は，いずれも耐震Ｓクラス設備として設計している。
また，溢水，火災については，系統分離を図るとともに，溢水，火災の影響軽減対策等を実施することにより，安全機能を損なわないよう設計する。
(3)電源，補機冷却系はそれぞれ区分が異なる系統（区分Ⅰ，区分Ⅱ，区分Ⅲ）から供給されている。
(4)軽油貯蔵タンクは，耐震Ｓクラス設備として設計するとともに，独立性を有する設計とする。

長期間に
わたる要求
系統概略図

有

上記(1)〜(4)により，共通要因又は従属要因によって全ての系統又は機器の機能を同時に喪失させないものとしていることから，独立性を有している。
使用期間は 24 時間以上の長期間。

第 15-1 図
第 15-2-1 図
第 15-2-2 図
第 15-2-3 図
第 15-3 図

ディーゼル発電機設備燃料輸送系
ディーゼル発電機設備（２Ｃ）
ディーゼル発電機設備（２Ｄ）
ディーゼル発電機設備（ＨＰＣＳ）
ディーゼル室換気系

第 15-1 図 ディーゼル発電機設備燃料輸送系 系統概略図

12 条-添付 2-35

第 15-2-1 図 ディーセル発電機設備（２Ｃ） 系統概略図

第 15-2-2 図 ディーゼル発電機設備（２Ｄ） 系統概略図

12 条-添付 2-36

第 15-2-3 図 ディーゼル発電機設備（ＨＰＣＳ） 系統概略図

２Ｄ非常用ディーゼル
発電機室（区分Ⅱ）換気系

ＨＰＣＳディーゼル
発電機室（区分Ⅲ）換気系

２Ｃ非常用ディーゼル
発電機室（区分Ⅰ）換気系

区分Ⅰ：
区分Ⅱ：
区分Ⅲ：

第 15-3 図 ディーゼル室換気系 系統概略図

12 条-添付 2-37

No.
安全機能
系統・機器
多重性又は
多様性
独立性

16
非常用の直流電源機能
直流電源設備
有
直流電源設備の非常用所内電源，中性子モニタ用はそれぞれ 3 区分，2 区分
設置しており，それぞれ多重性を有している。
有(1)直流電源設備は，いずれも二次格納施設外の環境条件において，空調機によって温度管理された状態で健全に動作するよう設計されている。
(2)直流電源設備は，いずれも耐震Ｓクラス設備として設計している。また，溢水，火災については，系統分離を図るとともに，溢水，火災の影響軽減対策等を実施することにより，安全機能を損なわないよう設計する。
(3)直流電源設備は，それぞれ異なるエリアに分散して配置している。また，電路においても物理的に分離が図られている。

長期間に
わたる要求
系統概略図

有

上記(1)〜(3）により，共通要因又は従属要因によって多重性を有する系統が同時にその機能を失わないよう設計していることから，独立性を有している。
使用期間は 24 時間以上の長期間。

第 16-1 図 非常用所内電源設備（直流電源系）

12 条-添付 2-38

第 16-1 図 非常用所内電源設備（直流電源系） 系統概略図

12 条-添付 2-39

No.
安全機能
系統・機器
多重性又は
多様性
独立性

17
非常用の計測制御用電源機能
計測制御用電源設備
有計測制御用電源設備は 3 区分設置しており，多重性を有している。
有(1)計装用電源設備は，いずれも二次格納施設外の環境条件において，空調機によって温度管理された状態で健全に動作するよう設計されている。
(2)計装用電源設備を構成している母線及び分電盤等は，いずれも耐震Ｓクラス設備として設計している。
また，溢水，火災については，系統分離を図るとともに，溢水，火災の影
響軽減対策等を実施することにより，安全機能を損なわないよう設計する。
(3)計装用電源設備は，それぞれ異なるエリアに分散して配置している。
また，電路においても物理的，電気的に分離が図られている。

長期間に
わたる要求
系統概略図

有

上記(1)〜(3)により，共通要因又は従属要因によって多重性を有する系統が同時にその機能を失わないよう設計していることから，独立性を有している。
使用期間は 24 時間以上の長期間。

第 17-1 図 計装用電源設備

12 条-添付 2-40

区分Ⅰ

区分Ⅱ
480V
モータコントロールセンタ

480V
モータコントロールセンタ

480V
モータコントロールセンタ

480V
モータコントロールセンタ

Ｍ

Ｍ

はずみ車

はずみ車

Ｇ

Ｇ

120V 原子炉保護系母線 A 系

区分Ⅰ

120V 原子炉保護系母線 B 系

区分Ⅱ

区分Ⅲ

480V
モータコントロールセンタ

480V
モータコントロールセンタ

480V
モータコントロールセンタ

120/240V
計測用交流電源母線 2A

120/240V
計測用交流電源母線 2B

HPCS 120V 交流分電盤

第 17-1 図 計装用電源設備 系統概略図

12 条-添付 2-41

No.
安全機能
系統・機器
多重性又は
多様性

独立性

18，19
補機冷却機能冷却用海水供給機能
残留熱除去系海水系及びディーゼル発電機海水系
有残留熱除去系海水系は 2 系統設置しており，多重性を有している。
ディーゼル発電機海水系は，非常用ディーゼル発電機海水系が 2 系統，高圧
炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系が 1 系統の 3 系統設置しており，多重性を有している。
有(1)残留熱除去系海水系，非常用ディーゼル発電機海水系及び高圧炉心スプレ
イ系ディーゼル発電機海水系は，二次格納施設外の環境条件に想定される自然環境においても，健全に動作するよう設計されている。

※ 自然現象としては，洪水，風（台風），竜巻，凍結，降水，積雪，落雷，地滑り，火山の影響，生物学的事象，森林火災及び高潮を想定する。
(2)残留熱除去系海水系，非常用ディーゼル発電機海水系及び高圧炉心スプレ
イ系ディーゼル発電機海水系は，耐震Ｓクラス設備として設計している。また，溢水，火災については，系統分離を図るとともに，溢水，火災の影響軽減対策等を実施することにより，安全機能を損なわないよう設計する。
(3)電源については，残留熱除去系海水系は区分Ⅰ，区分Ⅱ，非常用ディーゼル発電機海水系及び高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系は区分Ⅰ，区
分Ⅱ，区分Ⅲの異なる区分から供給しており，1 系統のサポート系の故障が他の系統に影響を及ぼさないよう設計している。
(4)残留熱除去系海水系の A 系と B 系はタイラインにより接続しているが，タイラインの破損により同時に系統機能を喪失しないように適切に弁を設置している。当該ラインは主配管と同じ耐震Ｓクラスで設計されており，重要度分類についても主配管から隔離弁までの範囲はＭＳ−１相当で設計しており主配管と同等の信頼性を有している。
なお，隔離弁は手動弁であり，施錠により弁ハンドルを固定し誤操作防止措置を講じている。

長期間に
わたる要求
系統概略図

有

上記(1)〜(4)により，共通要因又は従属要因によって多様性を有する系統が同時にその機能を失わないよう設計していることから，独立性を有している。
使用期間は 24 時間以上の長期間。

第 19-1 図 残留熱除去系海水系
第 19-2 図 ディーゼル発電機海水系

12 条-添付 2-42

区分Ⅰ

残留熱除去系
熱交換器 (A)

残留熱除去系
熱交換器 (B)

区分Ⅱ

残留熱除去系ポンプ(A)室空調機

残留熱除去系
ポンプ(B)室空調機

原子炉隔離時冷却系
ポンプ室空調機

残留熱除去系ポンプ(C)室空調機

低圧炉心スプレイ系
ポンプ室空調機

残留熱除去系ポンプ(B)メカクーラ熱交換器

MO

残留熱除去系ポンプ(A)メカクーラ熱交換器

MO

残留熱除去系ポンプ(C)メカクーラ熱交換器

放水口へ

放水口へ

低圧炉心スプレイ系
ポンプ
メカクーラ熱交換器
ストレーナ

ストレーナ

MO

MO

MO

MO

CAMSモニタラック(A)

(A)

(C)

CAMSモニタラック(B)(B)

残留熱除去系
海水系ポンプ(D)

残留熱除去系
海水系ポンプ

残留熱除去系海水系 (B)

残留熱除去系海水系 (A)

第 19-1 図 残留熱除去系海水系

12 条-添付 2-43

系統概略図

区分Ⅰ

区分Ⅲ

区分Ⅱ

２Ｃ非常用ディーゼル
発電機設備

高圧炉心スプレイ系
ディーゼル
発電機設備

２Ｄ非常用ディーゼル
発電機設備

高圧炉心スプレイ系
ポンプ室空調機 1

高圧炉心スプレイ系
ポンプ室空調機 2

高圧炉心スプレイ系
ポンプメカクーラ
熱交換器

ストレーナ

２Ｃ非常用
ディーゼル発電機
海水ポンプ

ストレーナ

ストレーナ

放水口へ

２Ｄ非常用
ディーゼル発電機
海水ポンプ

放水口へ

高圧炉心スプレイ系
ディーゼル発電機
海水ポンプ

第 19-2 図 ディーゼル発電機海水系 系統概略図

12 条-添付 2-44

放水口へ

No.
安全機能
系統・機器
多重性又は
多様性
独立性

20
原子炉制御室非常用換気空調機能
中央制御室換気系
無中央制御室換気系の動的機器及びフィルタユニットは多重性を有している。
ただし，ダクトの一部及び空気調和機が単一設計となっている。
有(1)中央制御室換気系は，二次格納施設外の環境条件において，空調機によって温度管理された状態で健全に動作するよう設計している。
(2)中央制御室換気系は，耐震Ｓクラス設備として設計している。また，溢水については影響軽減対策を実施し，火災についても火災の発生防止対策を実施することで，機能喪失しないよう設計する。
(3)中央制御室換気系の動的機器，フィルタユニットは多重化されており，それぞれ 100％容量を有している。電源はそれぞれ異なる区分（区分Ⅰ，区分Ⅱ）から供給しており，1 系統のサポート系の故障が他の系統に影響を及ぼさないよう設計している。
隔離弁は多重化しており，2 つの隔離弁が同時に機能を喪失しないよう，第1 隔離弁と第 2 隔離弁の駆動電源の区分を分離している。
フィルタユニット及び空気調和機の入口弁（空気作動弁）はフェイルオープンとなっており，サポート系の故障により系統機能に影響を及ぼさない設計としている。

長期間に
わたる要求
系統概略図

有

上記(1)〜(3)により，共通要因又は従属要因によって当該機能を同時に喪失させない設計としており，独立性を有している。
使用期間は 24 時間以上の長期間。

第 20-1 図 中央制御室換気系

第 20-1 図 中央制御室換気系 系統概略図

12 条-添付 2-45

No.
安全機能
系統・機器
多重性又は
多様性

独立性

21
圧縮空気供給機能
逃がし安全弁［18 個］及び自動減圧機能［7 個］のアキュムレータ並びに主蒸気隔離弁［8 個］のアキュムレータ
有
逃がし安全弁のアキュムレータは 18 個の弁それぞれに設置されており，このうち 7 個の弁には自動減圧系のアキュムレータも別途設置されている。
また，主蒸気隔離弁のアキュムレータについても 8 個の弁それぞれに設置されている。
上記のとおり，弁そのものが多重性を有しており，それぞれ個別にアキュム
レータを有していることから，アキュムレータについても多重性を有している。
有(1)逃がし安全弁，自動減圧機能，主蒸気隔離弁のアキュムレータは，想定される最も過酷な環境条件である原子炉冷却材喪失時において健全に動作するよう設計している。
(2)逃がし安全弁，主蒸気隔離弁のアキュムレータは，耐震Ｓクラス設備として設計している。また，溢水，火災については，それぞれの配管における隔離弁の位置的分散を図ることにより，安全機能を損なわないよう設計する。
(3)逃がし安全弁，主蒸気隔離弁のアキュムレータは，それぞれの弁に設置し，4 本の主蒸気配管に分散して配置する設計としている。
サポート系についても，逃がし安全弁(自動減圧系)，主蒸気隔離弁の電源については 2 区分から供給しており，1 区分の故障によっても機能に影響を及
ぼさないよう設計している。

長期間に
わたる要求

系統概略図

上記(1)〜(3)により，共通要因又は従属要因によって当該機能を同時に喪失させない設計としており，独立性を有している。
有
逃がし安全弁及び自動減圧機能のアキュムレータの使用期間は 24 時間以上の長期間。
主蒸気隔離弁のアキュムレータの使用期間は主蒸気隔離弁が閉止するまでであり，24 時間未満の短期間。
第 21-1 図 逃がし安全弁／自動減圧系
第 21-2 図 主蒸気隔離弁

12 条-添付 2-46

区分Ⅰ

電磁弁
DC

DC

アキュムレータ

区分Ⅱ
DC

アキュムレータ

DC : 125V DC系

DC

電磁弁
DC

DC

DC

AO

AO

DC

DC

DC

DC

AO

AO

DC

DC

DC

AO

AO

AO

DC

AO

AO

A

（自動減圧系）（自動減圧系）C

アキュムレータ（自動減圧系）

DC

DC

DC

DC

AO

AO

DC

DC

DC

DC

DC

DC

AO

AO

AO

電磁弁
DC

アキュムレータ

DC

DC

AO

（自動減圧系）（自動減圧系）（自動減圧系）

B

DC

電磁弁
DC

AO

DC

DC

AO

AO

D
（自動減圧系）

第 21-1 図 逃がし安全弁／自動減圧系 系統概略図

格納容器

アキュムレータ

アキュムレータ

アキュムレータ

アキュムレータ
N2

N2

IA

AO

NO

主蒸気隔離弁(外側)

主蒸気隔離弁(内側)

アキュムレータ

流量制限器

逃がし安全弁

逃がし安全弁アキュムレータNO

AO

主蒸気隔離弁(内側)

主蒸気隔離弁(外側)

流量制限器

アキュムレータ

アキュムレータ

N2

IA

IA

N2

AO

NO

主蒸気隔離弁(外側)

主蒸気隔離弁(内側)

流量制限器

逃がし安全弁

逃がし安全弁流量制限器

第 21-2 図 主蒸気隔離弁 系統概略図

12 条-添付 2-47

IA

NO

AO

主蒸気隔離弁(内側)

主蒸気隔離弁
(外側)

No.
安全機能
系統・機器
多重性又は
多様性
独立性

22
原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する配管の隔離機能
原子炉冷却材圧力バウンダリ隔離弁
有
原子炉冷却材圧力バウンダリ隔離弁は，設置許可基準規則 第十七条に適合する設計としており，多重性又は多様性を有している。
有(1)原子炉冷却材圧力バウンダリ隔離弁は，想定される最も過酷な環境条件である原子炉冷却材喪失時において健全に動作するよう設計している。
(2)原子炉冷却材圧力バウンダリ隔離弁は，いずれも耐震Ｓクラス設備として設計している。また，溢水，火災については，それぞれの配管における隔離弁の位置的分散を図ることにより，安全機能を損なわないよう設計する。
(3)原子炉冷却材圧力バウンダリの隔離弁は，2 つの隔離弁が同時に機能を喪失しない設計としている。
・第 1 隔離弁と第 2 隔離弁がともに電動弁の場合には駆動電源の区分を分離している。
・第 1 隔離弁と第 2 隔離弁がともに空気作動弁の場合にはフェイルクローズとなる設計としている。
・第 1 隔離弁と第 2 隔離弁のうち一方が逆止弁の場合には，逆止弁にて隔離機能を確保できる設計としている。

長期間に
わたる要求
系統概略図

有

上記(1)〜(3)により，共通要因又は従属要因によって当該機能を同時に喪失させない設計としており，独立性を有している。
隔離状態を維持するための使用期間は 24 時間以上の長期間。

第 22-1 図 原子炉冷却材圧力バウンダリ隔離弁

12 条-添付 2-48

第 22-1 図 原子炉冷却材圧力バウンダリ隔離弁 系統概略図

12 条-添付 2-49

No.
安全機能
系統・機器
多重性又は
多様性
独立性

23
原子炉格納容器バウンダリを構成する配管の隔離機能
原子炉格納容器バウンダリ隔離弁
有原子炉格納容器バウンダリ隔離弁は，設置許可基準規則 第三十二条に適合する設計としており，多重性又は多様性を有している。
有(1)原子炉格納容器バウンダリ隔離弁は，想定される最も過酷な環境条件である原子炉冷却材喪失時において健全に動作するよう設計している。
(2)原子炉格納容器バウンダリ隔離弁は，いずれも耐震Ｓクラス設備として設計している。また，溢水，火災については，それぞれの配管における隔離弁の位置的分散を図ることにより，安全機能を損なわないよう設計する。
(3)原子炉格納容器バウンダリ隔離弁が 2 弁あるものについては，2 つの隔離弁が同時に機能を喪失しない設計としている。
・第 1 隔離弁，第 2 隔離弁がともに電動弁である場合は，駆動電源の区分を分離している。
・空気作動弁や電磁弁については，フェイルクローズとなる設計としている。
・逆止弁については，逆止弁にて隔離機能を確保できる設計としている。

長期間に
わたる要求
系統概略図

有

上記(1)〜(3)により，共通要因又は従属要因によって当該機能を同時に喪失させない設計としており，独立性を有している。
隔離状態を維持するための使用期間は 24 時間以上の長期間。

第 23-1 図 原子炉格納容器バウンダリ隔離弁

12 条-添付 2-50

区分Ⅰ

AO

区分Ⅱ
MO
残留熱除去系
DC

FC AO

AO

AO FC

原子炉隔離時冷却系

不活性ガス系

FC

FC

AO FC

FC AO

酸素分析系

主蒸気系

FC

FC

MO

酸素分析系

主蒸気ドレン系

FC

AO

AO FC

MO

MO DC

核分裂生成物モニタ系

原子炉隔離時冷却系
MO

MO

MO

MO

事故時サンプリング

主蒸気ドレン系
DC

FC

AO

MO

AO

AO FC

残留熱除去系

不活性ガス系

MO
MO

DC

残留熱除去系

FC

MO
原子炉冷却材浄化系

MO

FC

FC AO

AO FC

FC

FC AO

AO FC

不活性ガス系

酸素分析系

FC

AO

AO

核分裂生成物モニタ系

不活性ガス系

FC

FC

酸素分析系

FC AO

AO FC

FC AO

AO

FC AO

AO FC

機器ドレン系
MO

MO

事故時サンプリング

FC
床ドレン系
油ドレン系

第 23-1 図

原子炉格納容器バウンダリ隔離弁 系統概略図

12 条-添付 2-51

No.
安全機能
系統・機器
多重性又は
多様性

独立性

24
原子炉停止系に対する作動信号（常用系として作動させるものを除く）の発生機能
安全保護系（スクラム機能）
有安全保護系（スクラム機能）は 2 つの独立した原子炉緊急停止系より構成されている。
原子炉緊急停止系の各系は 1 つの測定変数に対して 2 つ以上の独立したトリップ接点を持っており，いずれかの接点の動作で当該系がトリップし，2 系統
が共にトリップした場合に原子炉がスクラムする設計となっており，多重性を有している。
有(1)原子炉緊急停止系は，想定される最も過酷な環境条件である原子炉冷却材喪失時及び主蒸気管破断時において健全に動作するよう設計している。
(2)原子炉緊急停止系は，いずれも耐震Ｓクラス設備として設計している。また，溢水，火災については，溢水，火災の影響軽減対策等を実施することにより，安全機能を損なわないよう設計する。
(3)原子炉緊急停止系は，その区分に応じ，中央制御室の異なる盤に設置しており，それぞれ分離して配置している。また，電源についてはそれぞれ異なる区分から供給しており，1 つの区分に故障が発生した場合においても安全機能を損なわないよう設計している。

長期間に
わたる要求
系統概略図

−

上記(1)〜(3)により，共通要因又は従属要因によって多重性を有する系統が同時にその機能を失わないよう設計していることから，独立性を有している。
使用期間はスクラムのタイミングのみで短期間。

第 24-1 図 原子炉緊急停止系の安全保護回路

第 24-1 図 原子炉緊急停止系の安全保護回路 系統概略図

12 条-添付 2-52

No.
安全機能
系統・機器
多重性又は
多様性

独立性

25
工学的安全施設に分類される機器若しくは系統に対する作動信号の発生機能
安全保護系（非常用炉心冷却系作動，主蒸気隔離，原子炉格納容器隔離，原子炉建屋ガス処理系作動）有
非常用炉心冷却系作動（低圧炉心スプレイ系，残留熱除去系，高圧炉心スプ
レイ系）の安全保護回路はそれぞれの区分に応じた複数の検出器から得られた信号を用い，論理回路（1 out of 2 twice）を通じて作動信号を発生させており，多重性又は多様性を有している。
非常用炉心冷却系作動（自動減圧系）の安全保護回路は2区分の検出器から得られた信号を用い，論理回路を通じて作動信号を発生させており，多重性を有している。
主蒸気隔離の安全保護回路は2区分の検出器から得られた信号を用い，論理回路（1 out of 2 twice）を通じて作動信号を発生させており，多重性を有している。
原子炉格納容器隔離の安全保護回路は2区分の検出器から得られた信号を用
い，論理回路を通じて作動信号を発生させており，多重性を有している。
原子炉建屋ガス処理系作動の安全保護回路は 2 区分の検出器から得られた信号を用い，論理回路（1 out of 2 twice）を通じて作動信号を発生させており，多重性を有している。
有(1)各回路は，想定される最も過酷な環境条件である原子炉冷却材喪失時及び主蒸気管破断時において健全に動作するよう設計している。
(2)各回路は耐震Ｓクラス設備として設計している。また，その区分に応じ，それぞれ異なるエリアに設置しており，溢水，火災が発生した場合においても，安全機能を損なわないよう設計する。
(3)各回路は，その区分に応じ，中央制御室の異なる盤に設置，あるいは盤内において離隔して設置しており，それぞれ分離して配置している。また，電源についてはそれぞれ異なる区分から供給しており，1 つの区分に故障が発生した場合においても安全機能を損なわないよう設計している。

長期間に
わたる要求
系統概略図

有

上記(1)〜(3)により，共通要因又は従属要因によって多重性を有する系統が同時にその機能を失わないよう設計していることから，独立性を有している。
使用期間は 24 時間以上の長期間。

第 25-1-1 図 非常用炉心冷却系作動の安全保護回路（低圧炉心スプレイ系・残留熱除去系）
第 25-1-2 図 非常用炉心冷却系作動の安全保護回路（高圧炉心スプレイ系）
第 25-1-3 図 非常用炉心冷却系作動の安全保護回路（自動減圧系）
第 25-2 図
主蒸気隔離の安全保護回路
第 25-3 図
原子炉格納容器隔離の安全保護回路
第 25-4-1 図 原子炉建屋ガス処理系(A)作動の安全保護回路
第 25-4-2 図 原子炉建屋ガス処理系(B)作動の安全保護回路

12 条-添付 2-53

第 25-1-1 図 非常用炉心冷却系作動の安全保護回路（低圧炉心スプレイ系・残留熱除去系）
系統概略図

第 25-1-2 図 非常用炉心冷却系作動の安全保護回路（高圧炉心スプレイ系） 系統概略図

12 条-添付 2-54

第 25-1-3 図 非常用炉心冷却系作動の安全保護回路（自動減圧系） 系統概略図

第 25-2 図 主蒸気隔離の安全保護回路 系統概略図

12 条-添付 2-55

第 25-3 図 原子炉格納容器隔離の安全保護回路 系統概略図

12 条-添付 2-56

第 25-4-1 図 原子炉建屋ガス処理系（A）作動の安全保護回路 系統概略図

第 25-4-2 図 原子炉建屋ガス処理系（B）作動の安全保護回路 系統概略図

12 条-添付 2-57

No.
安全機能
系統・機器
多重性又は
多様性

独立性

26
事故時の原子炉の停止状態の把握機能
起動領域計装原子炉スクラム用電磁接触器の状態監視設備及び制御棒位置監視設備
有
起動領域計装は，中性子源領域と中間領域の 2 つの領域で 8 チャンネルによる中性子モニタリングを行っており，多重性を有している。
原子炉スクラム用電磁接触器の状態監視設備と制御棒位置監視設備による確
認によって多様性を有している。
有〈起動領域計装〉(1)起動領域計装は，想定される最も過酷な環境条件である原子炉冷却材喪失時において健全に動作するよう設計している。
(2)起動領域計装は，いずれも耐震Ｓクラス設備として設計している。また，溢水，火災については，位置的分散を図るとともに，溢水，火災の影響軽減対策等を実施することにより，同時に監視不能とならないよう設計する。
(3)起動領域計装は，その区分に応じ，中央制御室の異なる盤に設置，あるいは盤内において離隔して設置しており，それぞれ分離して配置している。また，電源についてはそれぞれ異なる区分から供給しており，1 つの区分に故障が発生した場合においても安全機能を損なわないよう設計している。
上記(1)〜(3)により，共通要因又は従属要因によって当該機能を同時に喪失させない設計としており，独立性を有している。
〈原子炉スクラム用電磁接触器の状態監視設備及び制御棒位置監視設備〉
原子炉の停止状態を原子炉スクラム用電磁接触器の状態と制御棒位置で判断することにより，原子炉の停止状態を把握する。
(1)原子炉スクラム用電磁接触器の状態監視設備は，二次格納施設外の環境条
件において，空調機によって温度管理された状態で健全に動作するよう設計している。
制御棒位置監視設備は，通常運転時の環境条件下において動作するよう設計している。
(2)原子炉スクラム用電磁接触器の状態監視設備は，耐震Ｓクラス設備として設計している。また，溢水については，中央制御室は溢水源が無いこと，火災については常駐する運転員による早期感知・消火が可能であることから，機能に影響を及ぼすものではない。
制御棒位置監視設備は，耐震Ｃクラス設備として設計している。
(3)原子炉スクラム用電磁接触器の状態監視設備は，その区分に応じ，中央制御室の異なる盤に設置しており，それぞれ分離して配置している。また，電源についてはそれぞれ異なる区分から供給しており，1 つの区分に故障が発生した場合においても安全機能を損なわないよう設計している。
制御棒位置監視設備と原子炉スクラム用電磁接触器の状態監視設備とは，物理的分離を行っている。

長期間に
わたる要求
系統概略図

有

上記(1)〜(3)により，共通要因又は従属要因によって当該機能を同時に喪失させない設計としており，独立性を有している。
使用期間は 24 時間以上の長期間。

第 26-1 図 起動領域計装
第 26-2 図 原子炉スクラム用電磁接触器の状態監視設備及び制御棒位置監視設備

12 条-添付 2-58

第 26-1 図 起動領域計装

系統概略図

第 26-2 図 原子炉スクラム用電磁接触器の状態監視設備及び制御棒位置監視設備

12 条-添付 2-59

系統概略図

No.
安全機能
系統・機器
多重性又は
多様性
独立性

27
事故時の炉心冷却状態の把握機能
原子炉水位計装（広帯域，燃料域）
原子炉圧力計装
有
原子炉水位計装（広帯域，燃料域）及び原子炉圧力計装はそれぞれ 2 区分設
置しており，多重性を有している。
有(1)各計装は，想定される最も過酷な環境条件である原子炉冷却材喪失時において健全に動作するよう設計している。
(2)各計装は，いずれも耐震Ｓクラス設備として設計している。
また，溢水，火災については，位置的分散を図るとともに，溢水，火災の影
響軽減対策等を実施することにより，同時に監視不能とならないよう設計する。
(3)各計装は，その区分に応じ，中央制御室の盤内において離隔して設置しており，それぞれ分離して配置している。また，電源についてはそれぞれ異なる区分から供給しており，1 つの区分に故障が発生した場合においても安全機能を損なわないよう設計している。

長期間に
わたる要求
系統概略図

有

上記(1)〜(3)により，共通要因又は従属要因によって当該機能を同時に喪失させない設計としており，独立性を有している。
使用期間は 24 時間以上の長期間。

第 27-1 図 原子炉水位計装（広帯域，燃料域），原子炉圧力計装第 27-1 図 原子炉水位計装（広帯域，燃料域），原子炉圧力計装 系統概略図

12 条-添付 2-60

No.
安全機能
系統・機器

多重性又は
多様性
独立性

28
事故時の放射能閉じ込め状態の把握機能
原子炉格納容器圧力計装
サプレッション・プール水温度計装
原子炉格納容器エリア放射線量率計装
有
各計装はそれぞれ 2 区分設置しており，多重性を有している。
有(1)各計装は，想定される最も過酷な環境条件である原子炉冷却材喪失時において健全に動作するよう設計している。
(2)サプレッション・プール水温度計装及び原子炉格納容器エリア放射線量率
計装は，いずれも耐震Ｓクラス設備として設計している。原子炉格納容器圧力計装は，耐震Ｓクラス設備として設計する。
また，溢水，火災については，位置的分散を図るとともに，溢水，火災の影
響軽減対策等を実施することにより，同時に監視不能とならないよう設計する。
(3)サプレッション・プール水温度計装及び原子炉格納容器エリア放射線量率
計装は，その区分に応じ，中央制御室の異なる盤に設置しており，それぞれ分離して配置している。また，電源についてはそれぞれ異なる区分から供給しており，1 つの区分に故障が発生した場合においても安全機能を損なわないよう設計している。
(4)原子炉格納容器圧力計装は，その区分に応じ，中央制御室の異なる盤に設置，あるいは盤内において離隔して設置し，それぞれ分離して配置する設計とする。また，電源についてはそれぞれ異なる区分から供給し，1 つの区分に故障が発生した場合においても安全機能を損なわない設計とする。

長期間に
わたる要求
系統概略図

有

上記(1)〜(4)により，共通要因又は従属要因によって当該機能を同時に喪失させない設計としており，独立性を有している。
24 時間以上の長期間。

第 28-1 図 原子炉格納容器圧力計装，サプレッション・プール水温度計装
第 28-2 図 原子炉格納容器エリア放射線量率計装12 条-添付 2-61

第 28-1 図 原子炉格納容器圧力計装，サプレッション・プール水温度計装

第 28-2 図 原子炉格納容器エリア放射線量率計装12 条-添付 2-62

系統概略図

系統概略図

No.
安全機能
系統・機器

多重性又は
多様性

独立性

29
事故時のプラント操作のための情報の把握機能【冷温停止への移行】
・原子炉圧力計装
・原子炉水位計装（広帯域）【ドライウェルスプレイ】
・原子炉水位計装（広帯域，燃料域）
・原子炉格納容器圧力計装【サプレッション・プール冷却】・原子炉水位計装（広帯域，燃料域）
・サプレッション・プール水温度計装【可燃性ガス濃度制御系起動】
・原子炉格納容器水素濃度計装
・原子炉格納容器酸素濃度計装【放射性気体廃棄物処理系の隔離】
・主排気筒放射線モニタ計装
有【冷温停止への移行】
原子炉圧力計装及び原子炉水位計装（広帯域）はそれぞれ 2 区分設置しており，多重性を有している。
【ドライウェルスプレイ】
原子炉水位計装（広帯域，燃料域）及び原子炉格納容器圧力計装はそれぞれ
2 区分設置しており，多重性を有している。
【サプレッション・プール冷却】原子炉水位計装（広帯域，燃料域）及びサプレッション・プール水温度計装はそれぞれ 2 区分設置しており，多重性を有している。
【可燃性ガス濃度制御系起動】
原子炉格納容器水素濃度計装及び原子炉格納容器酸素濃度計装はそれぞれ 2
区分設置しており，多重性を有している。
【放射性気体廃棄物処理系の隔離】
主排気筒放射線モニタ計装は 2 区分設置しており，多重性を有している。
有(1)各計装は，想定される最も過酷な環境条件である原子炉冷却材喪失時において健全に動作するよう設計している。主排気筒放射線モニタは排気筒モニ
タ建屋に設置しており，放射性気体廃棄物処理施設破損時の排気筒モニタ建屋における環境下で健全に動作するよう設計している。
(2)各計装は，耐震Ｓクラス設備として設計している。原子炉格納容器圧力計装は，耐震Ｓクラス設備として設計する。また，溢水，火災については，位置的分散を図るとともに，溢水，火災の影響軽減対策等を実施することにより，同時に監視不能とならないよう設計する。
主排気筒放射線モニタ計装は，区分に応じて個別の盤・ラックに配置し，系統分離する。
(3)各計装は，その区分に応じ，中央制御室の異なる盤に設置しており，それぞれ分離して配置している。また，電源についてはそれぞれ異なる区分から供給しており，1 つの区分に故障が発生した場合においても安全機能を損なわないよう設計している。
(4)原子炉格納容器圧力計装は，その区分に応じ，中央制御室の異なる盤に設置，あるいは盤内において離隔して設置し，それぞれ分離して配置する設計とする。また，電源についてはそれぞれ異なる区分から供給し，1 つの区分に故障が発生した場合においても安全機能を損なわない設計とする。

12 条-添付 2-63

(5)主排気筒放射線モニタ計装の電源についてはそれぞれ異なる区分から供給
し，1 つの区分に故障が発生した場合においても安全機能を損なわない設計とする。
上記(1)〜(5)により，共通要因又は従属要因によって当該機能を同時に喪失させない設計としており，独立性を有している。
長期間に
わたる要求
系統概略図

有

使用期間は 24 時間以上の長期間。

第 29-1 図
第 29-2 図
第 29-3 図
第 29-4 図

原子炉水位計装（広帯域，燃料域），原子炉圧力計装
原子炉格納容器圧力計装，サプレッション・プール水温度計装
原子炉格納容器水素濃度計装及び酸素濃度計装
主排気筒放射線モニタ計装，原子炉圧力計装第 29-1 図 原子炉水位計装（広帯域，燃料域）

12 条-添付 2-64

系統概略図

第 29-2 図 原子炉格納容器圧力計装，サプレッション・プール水温度計装

系統概略図

第 29-3 図 原子炉格納容器水素濃度計装及び酸素濃度計装 系統概略図

12 条-添付 2-65

第 29-4 図 主排気筒放射線モニタ計装 系統概略図

12 条-添付 2-66

補足①
安全施設に係る区分分離の基本原則について

1.

はじめに
本資料では，東海第二発電所の安全施設に係る区分分離全体の基本原則について以下のとおり整理した。

2.

区分分離の種類

2.1

安全施設の区分分離
安全機能を有する構築物，系統及び機器（安全施設）のうち，重要度が特に高い安全機能を有するもの，及びそれ以外のものについての区分分離の考え方を以下に示す。
(1)

安全機能を有する構築物，系統及び機器（安全施設）のうち，重要度が特に高い安全機能を有するもの
安全機能を有する構築物，系統及び機器（安全施設）のうち，重要度が特に高い安全機能を有するものについては，以下の（Ａ）（Ｂ）のとおり
設計している。

（Ａ）多重性又は多様性を確保するために設置した同一の機能を有する安全施設との間において，「単一故障（従属要因による多重故障含む）」が発生した場合であっても機能できるよう「独立性」を確保【設置許可基準規則第十二条第２項】（Ｂ）他の安全施設との間，または非安全施設との間において，「その一方の運転又は故障等」により安全機能が阻害されないように「機能的隔離
及び物理的分離」を実施【設置許可基準規則第十二条第１項及び重要度分類指針】
12 条-添付 2 補足①-1

(2)

安全施設のうち，①以外のもの
安全施設のうち，①以外のものについては，以下の（Ｂ）のとおり設計することとしている。

（Ｂ）他の安全施設との間，または非安全施設との間において，「その一方の運転又は故障等により」安全機能が阻害されないように「機能的隔離
及び物理的分離」を実施【同①（Ｂ）】

安全施設の区分分離の具体例を図 1 に，同一機能内の区分分離及び異なる機能間での区分分離の考え方を図 2 示す。

図1

安全施設の区分分離の具体例

12 条-添付 2 補足①-2

図2

同一機能内の区分分離及び異なる機能間での区分分離

東海第二発電所では，新規制基準を踏まえ，（Ａ）（Ｂ）に加えて，設置許可基準規則第八条（火災による損傷の防止）に基づく区分分離や，設置許可基準規則第九条（溢水による損傷の防止）に基づく区分分離も実施することとしている。
ここで，（Ａ）については，当該系（重要度の特に高い安全機能を有する系統）のみならず，直接関連系も対象となる。間接関連系については（Ａ）を満足する必要はないが，共通要因又は従属要因とならないことが必要となる。
なお，（Ｂ）異なる機能間での区分分離（機能的隔離及び物理的分離）については安全施設全てを対象としているが，「同位ないし上位の重要度を有する他方に期待される安全機能が阻害され，もって原子炉施設の安全が損なわれることのないように」することが目的であることを踏まえると，安全施
12 条-添付 2 補足①-3

設のうちクラス３（ＰＳ−３，ＭＳ−３）の系統については，影響を受ける側の系統として見た場合，当該安全機能が阻害された場合においても代替性や復旧性を考慮すると原子炉施設の安全が損なわれることはない，と評価できる。
2.2

火災に対する分離について
火災に対する分離については，設置許可基準規則十二条に基づく分離と同第八条に基づく分離があり，以下の様な違いがある。
(1)（Ａ）同一機能内での区分分離（独立性の確保）
火災によっても他区分の設備が損傷しないよう，火災の影響を受ける可能性のある機器について，ＩＥＥＥ384-1992（ＩＥＥＥ Standard
Criteria Independence of Class 1E Equipment and Circuits）に基づく
離隔距離の確保，又は耐火障壁の設置により，同一機能内での区分分離を実施(2)（Ｂ）異なる機能間での区分分離（機能的隔離及び物理的分離）
火災によっても他機能の安全設備の機能を確保するよう，火災の影響を受ける可能性のある機器について，ＩＥＥＥ384-1992（ＩＥＥＥStandard Criteria Independence of Class 1E Equipment andCircuits）に基づく離隔距離の確保，又は耐火障壁の設置により，異なる
機能間での区分分離を実施(3)

区域又は区画内の安全機能が全喪失することを仮定した区分分離（3 時間耐火障壁による物理的分離）
上記（Ａ）（Ｂ）の区分分離に加え，原子炉の高温停止及び冷温停止に係る安全機能を有する機器については，保守的に，火災により当該機器を設置する区域又は区画内の安全機能が全喪失することを仮定しても，少な
くとも１区分以上の原子炉の高温停止及び冷温停止機能が確保されるよう
12 条-添付 2 補足①-4

に，３時間耐火能力を有する耐火障壁の設置により，原則として，安全系
区分Ⅰ・Ⅱ間での区分分離を行う。

2.3

同一機能内・異なる機能間での分離を脅かすエネルギーについて
同一機能内・異なる機能間での分離を脅かすエネルギーを，プラント内部で発生するエネルギー及びプラント外部で発生するエネルギーに分類すると，以下のとおり整理できる。
(1)

プラント内部で発生するエネルギー
・環境条件
・火災
・溢水
・内的エネルギー（配管内のエネルギー，回転機器の回転エネルギー）(2)

プラント外部で発生するエネルギー・地震・津波・その他自然現象，人為事象（偶発的）3.

区分分離の設計方針
プラント内部で発生するエネルギー，プラント外部で発生するエネルギーを想定した分離設計の考えについて，分離方法毎に整理した結果を表 1 に示す。

12 条-添付 2 補足①-5

表1

区分分離の設計方針について
分離手段

分離方法

想定事象

機器

距離

障壁

○

−

設計方針
（格納容器内）・パイプホイップ評価を行い，配管の破断により安全機能が損なわれないような配置設計（必要に応じてパイプ
ホイップレストレイントを設置）とする。

配管の損傷において影響がある機器（格納容器外）○○・系統区分を考慮した配置とし，安全上重要な系統及び機器については，原則，各区分ごとに障壁による分離配置を行い，破断配管と分離する設計とする。
（タービンミサイル）

内部エネルギー○○

・「タービンミサイル評価について」（昭和 52 年 7 月 20 日原子力委員会原子炉安全専門審査会）に基づきタービ
ンミサイル評価を行い，使用済燃料プール落下確率が 10−７/年以下であるように配置上の考慮を行う。
・タービンミサイルが貫通しない障壁を設ける設計とする。

物理的分離（その他ポンプ，モータ等のインターナルミサイル）

回転機器の損傷において影響がある機器

・ポンプ，モータ，タービン（RCIC 系，給水系）などの異常によりミサイルが発生する確率が 10−７/年以下であ12 条-添付 2 補足①-6

○

○

ること。
・上記が不可能な場合には，安全上重要な系統，機器へのミサイル落下確率（破壊に至らしめる確率）が 10−７/年
以下であること。
・上記が不可能な場合には，隔離壁を追加する設計とする。

火災

火災において影響がある機器

ｹｰﾌﾞﾙ

○

○

補機

○

○

盤・ラック

○

○

環境条件

・IEEE Std 384-1992(IEEE Standard Criteria for Independence of Class 1E Equipment and Circuits)に基づ
く隔離距離により分離する設計とする。
・耐火障壁等により分離する設計とする。

各機器は想定される環境条件に耐えうる設計とする。
溢水の発生要因（想定破損，消火等，地震起因）ならびに溢水影響モード（没水，被水，蒸気曝露）それぞれに対

その他

溢水※

る頑健性の確保）し，『溢水の発生防止』，『溢水の拡大防止』，『溢水の影響防止』の３方策を適切に組み合わせることにより，複数の安全区分が同時に機能喪失しないよう設計する。

（想定事象に対す

耐震重要施設は基準地震動に対してその機能を損なわない設計とする。

地震
津波

※

設計基準津波が各機器に到達しないよう防護する設計とする。

その他自然現象，人為事象（偶発的）※

屋内機器は影響を受けないこと，屋外機器は個別に防護する設計とする。

分離方法

分離手段

設計方針

機能的隔離

隔離装置

※想定事象に対する頑健性の確保のため，物理的分離を実施する場合がある。

タイラインを有する系統間を弁の構成によって隔離する，計装系において光変換カード等を系統間に介在させる，
電気系において遮断器等を用いた隔離部分を設ける設計とする。

4.

まとめ

(1)

区分分離には以下の 2 つの種類があり，これらによって必要な安全機能を守っている。

（Ａ）同一機能内での区分分離（独立性の確保）（Ｂ）異なる機能間での区分分離（機能的隔離及び物理的分離）(2)

区分分離を脅かすエネルギーとしては，プラント内部／外部で発生するエネルギーがそれぞれ考えられるため，各々について整理した。

(3)

東海第二発電所は，当該系／関連系（直接関連系，間接関連系）について，本区分分離の基本原則に基づき，プラント設計を行っている。

12 条-添付 2 補足①-7補足②

地震，溢水，火災以外の共通要因について

1. 考慮するハザード
重要度の特に高い安全機能を有する系統における独立性の確認として，地震，溢水（内部溢水），火災（内部火災）による共通要因故障の有無を添付 2にて整理している。ここでは，地震，溢水，火災以外の共通要因故障の起因となりうるハザードについて整理する。
設計基準対象施設について考慮するハザードは，設置許可基準規則の以下の条文に該当するものである。
第四条 地震による損傷の防止
第五条 津波による損傷の防止
第六条 外部からの衝撃による損傷の防止
第八条 火災による損傷の防止
第九条 溢水による損傷の防止等
これらの条文のうち，地震，溢水，火災以外の共通要因故障の起因となりうるハザードは，第五条 津波による損傷の防止
第六条 外部からの衝撃による損傷の防止である。

2. 津波による損傷の防止（設置許可基準規則第五条）
津波による損傷の防止については，設置許可基準規則第五条に対する適合性の説明の中で整理するが，重要度の特に高い安全機能を有する系統に対し
12 条-添付 2 補足②-1

ては，同別記３の通り，以下の対策をとることで基準津波に対して安全機能を損なわない設計としている。
・津波による遡上波が到達しない高い場所への配置
・津波が流入することを防止するための設備の設置等の津波防護対策
・基準津波による水位の低下に対する海水ポンプの機能保持対策

3. 外部からの衝撃による損傷の防止（設置許可基準規則第六条）
外部からの衝撃による損傷の防止については，設置許可基準規則第六条に対する適合性の説明の中で整理するが，重要度の特に高い安全機能を有する系統に対しては，以下の通り，安全機能を損なわない設計としている。
・発電所敷地で想定される洪水，風（台風），竜巻，凍結，降水，積雪，落雷，火山の影響，生物学的事象，森林火災及び高潮の自然現象（地震及び津波を除く。）が発生した場合において，自然現象そのものがもたらす環境条件及びその結果として施設で生じ得る環境条件においても安全機能を損なわない設計
・「発電用軽水型原子炉施設の安全機能の重要度分類に関する審査指針」（平成２年８月３０日原子力安全委員会決定）の「Ⅴ．２．
（２）自然現象に対する設計上の考慮」に示される重要安全施設は，科学的技術的知
見を踏まえ，当該重要安全施設に大きな影響を及ぼすおそれがあると想定される自然現象により当該重要安全施設に作用する衝撃及び設計基準
事故時に生じる応力について，それぞれの因果関係及び時間的変化を考慮して適切に組み合わせた設計
・発電所敷地又はその周辺において想定される飛来物（航空機落下），ダムの崩壊，爆発，近隣工場等の火災，有毒ガス，船舶の衝突及び電磁的障害の原子炉施設の安全性を損なわせる原因となるおそれがある事象であ
12 条-添付 2 補足②-2

って人為によるもの（故意によるものを除く。）に対して安全機能を損なわない設計
・自然現象，人為事象の組み合わせについても，地震，津波，風（台風），
竜巻，凍結，降水，積雪，落雷，火山の影響，生物学的事象，森林火災等の影響を考慮し，事象が単独で発生した場合の影響と比較して，複数の事象が重畳することで影響が増長される組み合わせを特定し，その組合せの影響に対しても安全機能を損なわない設計
各ハザードに対する具体的な設計上の考慮は表１の通りである。

表１

設置許可基準規則第六条のハザードに対する設計上の考慮

ハザード
洪水
風（台風）

竜巻

凍結

降水

設計上の考慮
・敷地の地形及び表流水の状況から，洪水による被害が生じることはない。
・安全施設は，設計基準風速による風荷重に対し，安全施設及び安全施設を内包する建屋の構造健全性の確保若しくは風（台風）による損傷を考慮して，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。
・設計竜巻による風圧力による荷重，気圧差による荷重及び飛来物が安全施設に衝突する際の衝撃荷重を組み合わせた設計竜巻荷重並びに安全施設に常時作用する荷重，運転時荷重
及びその他竜巻以外の自然現象による荷重等を適切に組み合わせた荷重に対し，安全施設及び安全施設を内包する区画の構造健全性の確保若しくは飛来物による損傷を考慮して，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。
・安全施設は，凍結に対し，安全施設及び安全施設を内包する建屋の構造健全性の確保若しくは低温による凍結を考慮して，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。
・安全施設は，設計基準降水量による浸水及び荷重に対し，安
全施設及び安全施設を内包する建屋の構造健全性の確保若しくは降水による損傷を考慮して，代替設備により必要な機12 条-添付 2 補足②-3

ハザード

積雪

落雷

火山の影響

生物学的事象

森林火災

高潮

飛来物
（航空機落下）ダムの崩壊

設計上の考慮
能を確保すること，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。
・安全施設は，設計基準積雪深による荷重及び閉塞に対し，安
全施設及び安全施設を内包する建屋の構造健全性の確保若
しくは積雪による損傷を考慮して，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。
・安全施設は，設計基準電流値による雷サージに対し，安全機能を損なわない設計とすること若しくは雷サージによる損傷を考慮して，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。
・安全施設は，降下火砕物による直接的影響に対して機能維持すること若しくは降下火砕物による損傷を考慮して，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。
・降下火砕物による間接的影響である 7 日間の外部電源喪失及び発電所外での交通の途絶によるアクセス制限事象に対し，発電所の安全性を維持するために必要となる電源の供給が継続できることにより安全機能を損なわない設計とする。
・安全施設は，生物学的事象に対して健全性を確保すること若しくは生物学的事象による損傷を考慮して，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。
・安全施設は，森林火災に対し防火帯及び離隔距離の確保若し
くは森林火災による損傷を考慮して，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。
・安全施設は，高潮の影響を受けない敷地高さ（T.P.＋3.3m）
以上に設置することで，その安全機能を損なわない設計とする。
・原子炉施設等への航空機の落下確率は防護設計の要否を判断する基準である 10 −７ 回／炉・年を超えないため，飛来物（航空機落下）による防護については考慮不要である。
・発電所敷地の北側に久慈川が位置しており，その支線の上流
約 30km にダムが存在するが，久慈川は敷地の北方を太平洋に向かい東進していること，久慈川河口に対して標高 3m〜
21m の上り勾配となっていることから，発電所敷地がダムの崩壊により影響をうけることはない。

12 条-添付 2 補足②-4

ハザード
爆発

近隣工場等の
火災

有毒ガス

船舶の衝突

電磁的障害

重畳

設計上の考慮
・安全施設は，爆発源に対し，離隔距離の確保若しくは爆発による損傷を考慮して，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。
・安全施設は，近隣工場等の火災に対し，離隔距離の確保若し
くは近隣工場等の火災による損傷を考慮して，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。
・安全施設は，想定される有毒ガスの発生に対し，中央制御室
換気系等により，中央制御室の居住性を損なわない設計とする。
・安全施設は，航路を通行する船舶の衝突に対し，航路からの離隔距離を確保することにより，安全施設の船舶の衝突に対する健全性の確保若しくは船舶の衝突による損傷を考慮して，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。
・安全施設は，電磁的障害に対し，健全性の確保若しくは電磁的障害による損傷を考慮して，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。
・事象が単独で発生した場合の影響と比較して，複数の事象が重畳することで影響が増長される組み合わせを特定し，その中から荷重の大きさ等の観点で代表性のある，地震，津波，
火山の影響，風（台風）及び積雪の組合せの影響に対し，安全機能を損なわない設計とする。

4. 結論
地震，溢水，火災以外の共通要因故障の起因となりうるハザードについて整理した結果，設置許可基準規則第五条及び第六条に対する適合性を有しており，各々に対して安全機能を損なわない設計としていることを確認した。

12 条-添付 2 補足②-5

重要度の特に高い安全機能を有する系統の分析結果（1／5）
No.

安全機能
（設置許可基準規則第12条）

対象系統・機器

1

原子炉の緊急停止機能

制御棒及び制御棒駆動系［185本］

2

未臨界維持機能

制御棒及び制御棒駆動系［185本］
ほう酸水注入系

3

原子炉冷却材圧力バウンダリの 逃がし安全弁（安全弁とし過圧防止機能ての開機能）

412条-添付3-1

原子炉停止後における除熱のた 残留熱除去系（原子炉停止
時冷却系）
めの崩壊熱除去機能
原子炉隔離時冷却系
高圧炉心スプレイ系
逃がし安全弁（手動逃がし機能）
自動減圧系（手動逃がし機
能）
残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）

5

原子炉停止後における除熱のた 原子炉隔離時冷却系
めの原子炉が隔離された場合の注水機能
高圧炉心スプレイ系

フロー①に係わる抽出
フロー②に係わる抽出
系統の
静的機器
フロー①
使用 対象 独立性
多重性 安全機能の多重性又は多様性の有無
単一設計
対象機器
期間 系統
の有無
箇所
制御棒及び制御棒駆動系は185本
多重性設置しており，多重性を有してい
−
−
短期
−
有
有
有
る。
2種類の異なる機構により未臨界
有
−
−
長期
−
有
多様性 を維持することが可能な設計と有なっており，多様性を有してい
−
−
−
短期
−
有
る。
−

−

−

有

−

−

−

−

有

−

−

−

−

有

−

−

−

−

有

−

−

−

有

有

−

−

−

有

有

−

−

−

有

−

−

−

有

−

−

−

有

−

−

−

有

−

有

有

有

−
−

6

原子炉停止後における除熱のた 逃がし安全弁（手動逃がしめの原子炉が隔離された場合の 機能）
圧力逃がし機能

逃がし安全弁は18個設置してお
多重性 り，安全弁機能は全てに備わって有いることから，多重性を有している。

有自動減圧系（手動逃がし機
能）

動作原理の異なる複数のポンプに多様性 より原子炉への注水を行うことが可能であり，多様性を有してい有る。
逃がし安全弁（手動逃がし機能）は18個設置されており，このうち7個は自動減圧系（手動逃がし機能）を兼ねている。
多重性
これらの弁には全て個別にアキュ有ムレータが設けられ，個別に動作させることが可能な設計としており，多重性を有している。

長期

長期

長期
−

−

添付3

有

多様性 複数の除熱手段を有していること
から，多様性を有している。
有短期

重要度の特に高い安全機能を有する系統の分析結果（2／5）
No.

安全機能
（設置許可基準規則第12条）

対象系統・機器

712条-添付3-2

事故時の原子炉の状態に応じた 高圧炉心スプレイ系
炉心冷却のための原子炉内高圧
自動減圧系（逃がし安全時における注水機能弁）
低圧炉心スプレイ系
残留熱除去系（低圧注水系）
8 事故時の原子炉の状態に応じた 低圧炉心スプレイ系
炉心冷却のための原子炉内低圧時における注水機能
残留熱除去系（低圧注水系）
高圧炉心スプレイ系
9 事故時の原子炉の状態に応じた 自動減圧系（逃がし安全
炉心冷却のための原子炉内高圧 弁）時における減圧系を作動させる機能
10 格納容器内又は放射性物質が格 原子炉建屋ガス処理系（非納容器内から漏れ出た場所の雰 常用ガス再循環系，非常用
囲気中の放射性物質の濃度低減 ガス処理系）
機能
11 格納容器の冷却機能

フロー①に係わる抽出
フロー②に係わる抽出
系統の
静的機器
フロー①
使用 対象 独立性
多重性 安全機能の多重性又は多様性の有無
単一設計
対象機器
期間 系統
の有無
箇所
−
−
−
−
有
事故後の高圧時における炉心冷却は，高圧炉心スプレイ系又は「自
有
−
−
−
有
多様性 動減圧系による原子炉減圧及び低短期
圧非常用炉心冷却系」によって達
有
−
−
−
−
有
成できる設計としており，多様性を有している。
有
−
−
−
有
−
有

低圧炉心スプレイ系，残留熱除去
多様性 系（低圧注水系），高圧炉心スプ
レイ系によって多様性を有してい
有
る。

−
有

−

残留熱除去系（格納容器ス
プレイ冷却系）−

12 格納容器内の可燃性ガス濃度制 可燃性ガス濃度制御系
御機能有

13 非常用交流電源から非常用の負 非常用電源系（交流）
荷に対し電力を供給する機能

有

自動減圧系（逃がし安全弁）は7
多重性個設置しており，多重性を有して有いる。
原子炉建屋ガス処理系の動的機器
及びフィルタユニットは多重性を−有している。
ただし，配管の一部が単一設計となっている。
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）の動的機器は多重性を有している。
−
ただし，スプレイヘッダ（サプレッション・チェンバ側）は単一設計となっている。
可燃性ガス濃度制御系は2系統設
多重性置しており，多重性を有してい有る。
非常用電源系（交流）は3区分設
多重性置しており，多重性を有してい
有
る。

−

−

−

有

−

−

−

有

−

−

−

有

−

−

短期

−

有

○

配管の一
部

長期

○

有

○

ｽﾌﾟﾚｲﾍｯﾀﾞ（ｻﾌﾟﾚｯｼｮ
ﾝ･ﾁｪﾝﾊﾞ
側）

長期

○

有

−

−

長期

−

有

−

−

長期

−

有

長期

重要度の特に高い安全機能を有する系統の分析結果（3／5）
No.

安全機能
（設置許可基準規則第12条）

対象系統・機器

14 非常用直流電源から非常用の負 非常用所内電源系（直流電
荷に対し電力を供給する機能
源系統）

15 非常用の交流電源機能

ディーゼル発電機設備

16 非常用の直流電源機能

直流電源設備

フロー①に係わる抽出
フロー②に係わる抽出
系統の
静的機器
フロー①
使用 対象 独立性
多重性 安全機能の多重性又は多様性の有無
単一設計
対象機器
期間 系統
の有無
箇所
非常用所内電源系（直流電源系
統）の非常用所内電源，中性子モ
多重性
−
−
長期
−
有
ニタ用はそれぞれ3区分，2区分設
有有
置しており，それぞれ多重性を有している。
ディーゼル発電機設備は3区分あ
多重性
−
−
長期
−
有
有
り，多重性を有している。
有
有

12条-添付3-3

17 非常用の計測制御用電源機能

計測制御用電源設備

18 補機冷却機能

残留熱除去系海水系及びディーゼル発電機海水系

19 冷却用海水供給機能

有有

直流電源設備の非常用所内電源，
多重性 中性子モニタ用はそれぞれ3区
分，2区分設置しており，それぞ有れ多重性を有している。
多重性 計測制御用電源設備は3区分設置
有しており，多重性を有している。
残留熱除去系海水系は2区分，ディーゼル発電機海水系は3区分
多重性
設置しており，多重性を有してい有る。

20 原子炉制御室非常用換気空調機 中央制御室換気系
能−21 圧縮空気供給機能

逃がし安全弁［18個］のア
キュムレータ
自動減圧機能［7個］のア
キュムレータ
主蒸気隔離弁［8個］のア
キュムレータ22 原子炉冷却材圧力バウンダリを 原子炉冷却材圧力バウンダ
構成する配管の隔離機能
リ隔離弁

有
有
有

有

−

中央制御室換気系の動的機器及びフィルタユニットは多重性を有している。
ただし，ダクトの一部及び空気調和機が単一設計となっている。

多重性
有
多重性
有
多重性
有

弁そのものが多重性を有しており，それぞれ個別にアキュムレー
タを有していることから，アキュ
ムレータについても多重性を有している。

原子炉冷却材圧力バウンダリ隔離
多重性 弁は，設置許可基準規則 第十七有条に適合する設計としており，多重性又は多様性を有している。

−

−

長期

−

有

−

−

長期

−

有

−

−

長期

−

有

○

ダクトの
一部

長期

○

有

−

−

長期

−

有

−

−

長期

−

有

−

−

短期

−

有

−

−

長期

−

有

重要度の特に高い安全機能を有する系統の分析結果（4／5）
No.

安全機能
（設置許可基準規則第12条）

対象系統・機器

23 原子炉格納容器バウンダリを構 原子炉格納容器バウンダリ
成する配管の隔離機能
隔離弁

24 原子炉停止系に対する作動信号 安全保護系（スクラム機（常用系として作動させるもの 能）を除く）の発生機能12条-添付3-4

25 工学的安全施設に分類される機 安全保護系（非常用炉心冷器若しくは系統に対する作動信 却系作動，主蒸気隔離，原子炉格納容器隔離，原子炉号の発生機能建屋ガス処理系作動）

フロー①に係わる抽出
フロー②に係わる抽出
系統の
静的機器
フロー①
使用 対象 独立性
多重性 安全機能の多重性又は多様性の有無
単一設計
対象機器
期間 系統
の有無
箇所
原子炉格納容器バウンダリ隔離弁
多重性 は，設置許可基準規則 第三十二
有
−
−
長期
−
有
有
条に適合する設計としており，多重性又は多様性を有している。
安全保護系（スクラム機能）は2
つの独立した原子炉緊急停止系より構成されている。
原子炉緊急停止系の各系は1つの測定変数に対して2つ以上の独立多重性 したトリップ接点を持っており，
−
−
短期
−
有
有
有
いずれかの接点の動作で当該系がトリップし，2系統が共にトリッ
プした場合に原子炉がスクラムする設計となっており，多重性を有
している。

有

安全保護系は，各区分において複多重性 数の検出器から得られた信号を用
又は多 い，安全論理回路を通じて作動信様性有 号を発生させており，多重性又は多様性を有している。

−

−

有

起動領域計装は，中性子源領域と中間領域の2つの領域で8チャンネ
多重性
ルによる中性子モニタリングを有行っており，多重性を有してい
る。

−

−

原子炉スクラム用電磁接触器の状態監視設備及び制御
棒位置監視設備−

原子炉スクラム用電磁接触器の状
多様性 態監視設備と制御棒位置監視設備
有による確認によって多様性を有し
ている。

−

−

27 事故時の炉心冷却状態の把握機 原子炉水位計装（広帯域，
燃料域）
能

有

原子炉水位計装（広帯域，燃料多重性域）は2区分設置しており，多重有性を有している。

−−

多重性 原子炉圧力計装は2区分設置して有
おり，多重性を有している。

−

26 事故時の原子炉の停止状態の把 起動領域計装
握機能

原子炉圧力計装

有

長期

−

有

−

有

−

有

−

有

−

有

長期

長期
−

重要度の特に高い安全機能を有する系統の分析結果（5／5）
No.

安全機能
（設置許可基準規則第12条）

対象系統・機器

28 事故時の放射能閉じ込め状態の 原子炉格納容器圧力計装
把握機能
サプレッション・プール水
温度計装
原子炉格納容器エリア放射線量率計装12条-添付3-5

29 事故時のプラント操作のための 原子炉圧力計装
情報の把握機能
原子炉水位計装（広帯域，燃料域）
原子炉格納容器圧力計装

サプレッション・プール水
温度計装

フロー①に係わる抽出
フロー②に係わる抽出
系統の
静的機器
フロー①
使用 対象 独立性
多重性 安全機能の多重性又は多様性の有無
単一設計
対象機器
期間 系統
の有無
箇所
原子炉格納容器圧力計装は2区分
多重性設置しており，多重性を有してい
−
−
−
有
有
有
る。
サプレッション・プール水温度計
多重性
長期
装は2区分設置しており，多重性
−
−
−
有
有
有
を有している。
原子炉格納容器エリア放射線量率
多重性
計装は2区分設置しており，多重
−
−
−
有
有
有
性を有している。
多重性 原子炉圧力計装は2区分設置して
−
−
−
有
有
有
おり，多重性を有している。
原子炉水位計装（広帯域，燃料多重性有域）は2区分設置しており，多重
−
−
−
有
有
性を有している。
原子炉格納容器圧力計装は2区分
多重性設置しており，多重性を有してい
−
−
−
有
有
有
る。
サプレッション・プール水温度計
多重性
装は2区分設置しており，多重性
−
−
−
有
有
有
長期
を有している。

原子炉格納容器水素濃度計
装

有

原子炉格納容器水素濃度計装は2
多重性
区分設置しており，多重性を有し
有
ている。

−

−

−

有

原子炉格納容器酸素濃度計
装

有

原子炉格納容器酸素濃度計装は2
多重性
区分設置しており，多重性を有し
有
ている。

−

−

−

有

有

主排気筒放射線モニタ計装は2区多重性分設置しており，多重性を有して
有
いる。

−

−

−

有

主排気筒放射線モニタ計装添付 4
設計基準事故解析で期待する異常影響緩和系について

設計基準事故解析においては，異常影響緩和系によって，原則として運転員の介在なしで事象が収束することを確認している。安全保護回路等が動作する
ことで必要な機能は満足され，プラント状態把握は事象収束のためには必要とならない。ただし，運転員の介在をもって事象を収束させる設計基準事故もあり，このためにプラント状態把握を行う場合もある。
これら設計基準事故解析で期待する異常影響緩和系について，全て添付 1，
添付 2 に含まれていることを確認する。

1.

確認方法
東海第二発電所の設計基準事故解析において期待する異常影響緩和系の系
統・機器を抽出し，その重要度分類を確認する。

2.

確認結果
第 1 表に示すとおり，これらの設計基準事故解析において期待する異常影
響緩和系の系統・機器は全て添付 1，添付 2 に含まれていることを確認した。
なお，設計基準事故解析において期待するＭＳ−３の系統・機器は，主排気筒放射線モニタのみである。

12 条-添付 4-1

第1表

設計基準事故解析において期待する異常影響緩和系の重要度分類確認結果（1／4）

設計基準事故
期待する異常影響緩和系
原子炉冷却材の喪失又は炉心冷却状態の著しい変化
・制御棒及び制御棒駆動系

・原子炉冷却
材喪失

・逃がし安全弁（安全弁としての開機能）
・低圧炉心スプレイ系
・残留熱除去系（低圧注水系）
・高圧炉心スプレイ系
・自動減圧系
・原子炉緊急停止の安全保護回路（原子炉水位低）・非常用炉心冷却系作動の安全保護回路（原子炉水位異常低下，
ドライウェル圧力高）
・非常用所内電源系

機能

重要度分類

原子炉の緊急停止機能
未臨界維持機能
原子炉冷却材圧力バウンダ
リの過圧防止機能
炉心冷却機能ＭＳ−１
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
安全上特に重要な関連機能

12 条-添付 4-2

第1表

設計基準事故解析において期待する異常影響緩和系の重要度分類確認結果（2／4）

設計基準事故
期待する異常影響緩和系
原子炉冷却材の喪失又は炉心冷却状態の著しい変化
・制御棒及び制御棒駆動系

機能

重要度分類

原子炉の緊急停止機能
未臨界維持機能
原子炉冷却材圧力バウンダ
リの過圧防止機能

・逃がし安全弁（安全弁としての開機能）
・原子炉冷却・残留熱除去系（原子炉停止時冷
材流量の喪
却系）
失
・原子炉隔離時冷却系
原子炉停止後の除熱機能
・原子炉冷却・逃がし安全弁（手動逃がし機能）
材ポンプの・自動減圧系（手動逃がし機能）
軸固着
工学的安全施設及び原子炉
・原子炉緊急停止の安全保護回路
停止系への作動信号の発生（主蒸気止め弁閉）機能・非常用所内電源系
安全上特に重要な関連機能
反応度の異常な投入又は原子炉出力の急激な変化
原子炉の緊急停止機能
・制御棒及び制御棒駆動系
未臨界維持機能・逃がし安全弁（安全弁としての 原子炉冷却材圧力バウンダ
開機能）
リの過圧防止機能・残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）・制御棒落下 ・原子炉隔離時冷却系
原子炉停止後の除熱機能・逃がし安全弁（手動逃がし機能）
・自動減圧系（手動逃がし機能）
工学的安全施設及び原子炉
・原子炉緊急停止の安全保護回路
停止系への作動信号の発生（出力領域中性子束高）
機能・非常用所内電源系
安全上特に重要な関連機能
環境への放射性物質の異常な放出・放射性気体廃棄物処理系隔離弁・ 放 射 性 気 体 ・排気筒（非常用ガス処理系排気 放射性物質放出の防止機能
筒の支持機能以外）
廃棄物処理
施設の破損
緊急時対策上重要なもの及・主排気筒放射線モニタ
び異常状態の把握機能

12 条-添付 4-3

ＭＳ−１

ＭＳ−１

ＭＳ−２
ＭＳ−３

第1表

設計基準事故解析において期待する異常影響緩和系の重要度分類確認結果（3／4）

設計基準事故
期待する異常影響緩和系
環境への放射性物質の異常な放出・制御棒及び制御棒駆動系

・主蒸気管破断

・燃料集合体の落下

・原子炉冷却
材喪失

機能
原子炉の緊急停止機能
未臨界維持機能・残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）
・原子炉隔離時冷却系
原子炉停止後の除熱機能・逃がし安全弁（手動逃がし機能）
・自動減圧系（手動逃がし機能）
放射性物質の閉じ込め機
・主蒸気流量制限器
能，放射線の遮蔽及び放出
・主蒸気隔離弁低減機能
・原子炉緊急停止の安全保護回路
工学的安全施設及び原子炉（主蒸気隔離弁閉）停止系への作動信号の発生・主蒸気隔離の安全保護回路
機能（主蒸気管流量大）・非常用所内電源系
安全上特に重要な関連機能
放射性物質の閉じ込め機
・遮蔽設備（二次遮蔽壁）
能，放射線の遮蔽及び放出
低減機能
・原子炉建屋ガス処理系作動の安 工学的安全施設及び原子炉
全保護回路（原子炉建屋放射能 停止系への作動信号の発生高）
機能・非常用所内電源系
安全上特に重要な関連機能
・原子炉建屋原子炉棟
・原子炉建屋ガス処理系
放射性物質放出の防止機能・非常用ガス処理系排気筒
・格納容器
・格納容器隔離弁（主蒸気隔離弁含む）
・原子炉建屋原子炉棟
・残留熱除去系（格納容器スプレ
イ冷却系）
・原子炉建屋ガス処理系
・非常用ガス処理系排気筒・遮蔽設備（一次遮蔽壁，二次遮蔽壁）・主蒸気隔離弁・制御棒落下・主蒸気隔離の安全保護回路（主蒸気管放射能高）

重要度分類

ＭＳ−１

ＭＳ−１

ＭＳ−２

放射性物質の閉じ込め機
能，放射線の遮蔽及び放出
低減機能

ＭＳ−１

放射性物質の閉じ込め機
能，放射線の遮蔽及び放出低減機能
工学的安全施設及び原子炉停止系への作動信号の発生
信号

ＭＳ−１

12 条-添付 4-4

第1表

設計基準事故解析において期待する異常影響緩和系の重要度分類確認結果（4／4）

設計基準事故
期待する異常影響緩和系
原子炉格納容器内圧力，雰囲気等の異常な変化
・低圧炉心スプレイ系
・残留熱除去系（低圧注水系）
・高圧炉心スプレイ系
・ベント管付き真空破壊弁
・原子炉冷却・残留熱除去系（格納容器スプレ
材喪失
イ冷却系）
・非常用所内電源系
・原子炉水位（広帯域，燃料域）
・原子炉格納容器圧力・可燃性ガスの発生・可燃性ガス濃度制御系

・原子炉格納容器水素濃度
・原子炉格納容器酸素濃度・動荷重の発生
−

機能

重要度分類

炉心冷却機能放射性物質の閉じ込め機
能，放射線の遮蔽及び放出低減機能
安全上特に重要な関連機能
事故時のプラント状態の把握機能
放射性物質の閉じ込め機
能，放射線の遮蔽及び放出低減機能
事故時のプラント状態の把握機能−

12 条-添付 4-5

ＭＳ−１

ＭＳ−２
ＭＳ−１
ＭＳ−２
−

添付 5
静的機器の単一故障に係る被ばく評価条件について

1.
(1)

原子炉建屋ガス処理系
非居住区域境界外の被ばく評価について
原子炉建屋ガス処理系（非常用ガス再循環系及び非常用ガス処理系）の機能を期待する想定事故は，設置許可申請書添付書類十の安全評価において，原子炉冷却材喪失及び燃料集合体の落下があり，それぞれについて影響評価を実施した。
ａ．解析条件
原子炉冷却材喪失及び燃料集合体の落下時の主な解析条件を第 1 表及び第 2 表に示す。
また，原子炉冷却材喪失時の核分裂生成物の放出経路の概略を第 1 図，
燃料集合体の落下時の核分裂生成物の放出経路の概略を第 2 図に示す。
なお，原子炉冷却材喪失時の希ガス及びよう素が大気中に放出するまでの過程を第 3 図及び第 4 図に，燃料集合体の落下時のよう素及び希ガスが大気中に放出するまでの過程を第 5 図及び第 6 図に示す。

12 条-添付 5-1

第1表

主な解析条件（原子炉冷却材喪失）（1／2）

項目

評価条件

選定理由

３

冷却材中のよう素
濃度I-131 を約 4.6×10 Bq／g とし，それに応じ他のハロゲン等の組成を拡散組成として考慮

I-131 については保安規定上許容される最大値

燃料棒から追加放出される核分裂生
成物の量I-131 を 2.22×10１４ Bq とし，それに応じ他の核分裂生成物の組成を平衡組成として考慮，希ガスについてはよう素の 2 倍とする

I-131 については先行炉等での実測値の平均値に適切な余裕をみた値

燃料棒から追加放出されるよう素の
割合

無機よう素
有機よう素

96％
4％

安全評価審査指針どおり

格納容器に放出される核分裂生成物のうち，格納容器内部に沈着する割合

希ガス
無機よう素
有機よう素

0％
50％
0％

安全評価審査指針どおり

サプレッション・チ
ェンバ内のプール
水への分配係数

希ガス
無機よう素
有機よう素

0
100
0

実験に基づく値

格納容器漏えい率

0.5％／d 一定

保守的に設計漏えい率で一定と仮定

格納容器内及び原
子炉建屋内での減衰考慮する放出までの崩壊を考慮

事故の評価期間

無限期間

安全評価審査指針に基づき保守的に設定

非常用ガス再循環
系

事故発生〜
24 時間

よう素除去効率 90％
換気率4.8 回／d

24 時間以降

同上

事故発生〜
24 時間

よう素除去効率 97％
換気率
1 回／d

非常用ガス処理系
24 時間以降考慮しない（機能喪失すると想定）

12 条-添付 5-2

・よう素除去効率
設計上定められた最小値
・換気率
設計値
・よう素除去効率
設計上定められた最小値
・換気率
設計値
・原子炉建屋漏えい率
事象発生から 24 時間以降は非常用ガス処理系の機能喪失を仮定する
ため，原子炉建屋から大気中へ漏えいすることとなるが，この漏えい量を換気率と同等として 1
回／d と仮定する。

第1表

主な解析条件（原子炉冷却材喪失）（2／2）

項目

評価条件

選定理由

大気拡散評価モデル

ガウスプルームモデル

気象指針どおり累積出現頻度小さい方から 97％

気象指針どおり

建屋の影響

考慮する

気象指針に従って算出（原子炉建屋の影響を考
慮）

事故発生〜
24 時間

希ガス
よう素

10 時間
20 時間

24 時間以降

希ガス
よう素

140 時間210 時間

事故発生〜
24 時間

Ｄ／Ｑ
5.6×10−２０（Gy／Bq）
χ／Ｑ
8.9×10−７ （s／m３ ）24 時間以降

Ｄ／Ｑ
2.4×10−１９（Gy／Bq）
χ／Ｑ
7.0×10−６ （s／m３ ）

事故発生〜
24 時間

非 常用 ガ ス 処 理 系 排 気 筒（排気筒放出）24 時間以降

原子炉建屋（地上放出）

実効放出継続時間

気象指針に従って算出

核分裂生成物の拡散係数

気象指針に従って算出

放出位置

気象資料

東海第二発電所において，2005 年 4 月〜
2006 年 3 月までに観測された，排気筒付
近 を 代 表 す る 標 高 148m 地 点 （ 地 上 高140m）及び地上付近を代表する標高 18m（地上高 10m）の風向及び風速データ

12 条-添付 5-3

事故事象に応じた放出口
からの放出を想定

気象指針どおり第2表

主な解析条件（燃料集合体の落下）（1／2）

項目
原子炉停止前の原
子炉熱出力

評価条件

選定理由

3,440MW

定格出力に余裕をみた値（定格出力の約 105％）2,000 日

核分裂生成物の蓄積量が平衡に達する運転時間に余裕をみた上で，炉内平均
滞在日数を考慮した値

原子炉停止後，事故発生までの時間

1日

定検工程に余裕をみた値（通常は原子炉停止数日後に燃料取替作業を行うが，保守的に 1 日を仮定）

破損燃料棒本数

2.3 体相当（燃料集合体換算）

事故解析結果に余裕をみた値

破損燃料棒から放出される核分裂生
成物の割合

希ガス
よう素

燃料棒ギャップ中の核分裂生成物の計算値に余裕をみた値

原子炉運転時間

破損燃料棒から放出されるよう素の割合
無機よう素の水中での除染係数

非常用ガス再循環
系

10％
5％

無機よう素
有機よう素

99％
1％

実験結果に基づく値

500

安全評価審査指針どおり

事故発生〜
24 時間

よう素除去効率 90％
換気率4.8 回／d

24 時間以降

同上

事故発生〜
24 時間

よう素除去効率 97％
換気率
1 回／d

24 時間以降考慮しない（機能喪失する想定）

非常用ガス処理系

12 条-添付 5-4

・よう素除去効率
設計上定められた最小値
・換気率
設計値
・よう素除去効率
設計上定められた最小値
・換気率
設計値
・原子炉建屋漏えい率
事象発生から 24 時間以降は非常用ガス処理系の機能喪失を仮定する
ため，原子炉建屋から大気中へ漏えいすることとなるが，この漏えい量を換気率と同等として 1
回／d と仮定する。

第2表
項目
大気拡散評価モデル

主な解析条件（燃料集合体の落下）（2／2）
評価条件

選定理由

ガウスプルームモデル

気象指針どおり累積出現頻度小さい方から 97％

気象指針どおり

建屋の影響

考慮する

気象指針に従って算出（原
子炉建屋の影響を考慮）

事故発生〜
24 時間

希ガス
よう素

10 時間
1 時間

実効放出継続時間

気象指針に従って算出
24 時間以降

希ガス
よう素

事故発生〜
24 時間

Ｄ／Ｑ
5.6×10−２０（Gy／Bq）
χ／Ｑ
2.0×10−６ （s／m３ ）24 時間以降

Ｄ／Ｑ
4.8×10−１９（Gy／Bq）
χ／Ｑ
2.4×10−５ （s／m３ ）

事故発生〜
24 時間

非 常用 ガ ス 処 理 系 排 気 筒（排気筒放出）核分裂生成物の拡
散係数

10 時間
1 時間

気象指針に従って算出

事故事象に応じた放出口
からの放出を想定

放出位置
24 時間以降

気象資料

原子炉建屋
（地上放出）

東海第二発電所において，2005 年 4 月〜
2006 年 3 月までに観測された，排気筒付
近 を 代 表 す る 標 高 148m 地 点 （ 地 上 高140m）及び地上付近を代表する標高 18m（地上高 10m）の風向及び風速データ

12 条-添付 5-5

気象指針どおり排気筒放出

排ガ 非
気ス 常
筒処 用
理
系

原子炉建屋

排
気
筒

12 条-添付 5-6

格納容器
内での崩
壊を考慮

非常用ガス処理系

非常用ガス再循環系

非常用ガス処理系

フィルタ装置 排風機

排風機 フィルタ装置

フィルタ装置 排風機

排風機 フィルタ装置

非常用ガス再循環系
よう素除去効率： 90％
再循環率： 4.8回／d

外部放出（非常用ガス再循環系＋
非常用ガス処理系）
よう素除去効率： 97％
換気率： 1回／d

格納容器から原子炉建屋への漏えい率 ：0.5％／d一定

追加放出量：よう素 約3.9×10１４ Bq
希ガス 約6.0×10１５ Bq

排ガ 非
気ス 常
筒処 用
理
系

全周破断

非常用ガス再循環系

冷却材中のよう素:
約4.7×10１２ Bq
サプレッション・
チェンバのプール
水での無機よう素の分配係数 :100

地上放出

原子炉建屋

格納容器

格納容器

格納容器内
で沈着する割合
無機よう素：50％
有機よう素： 0％
希ガス
： 0％

地上放出

非常用ガス再循環系は機能を維持するが，フィルタを通過したガスが原子炉建屋内に放出され，原子炉建屋から大気中に漏えい率1回／dで地上放出される。

原子炉建屋内での
崩壊を考慮

地上放出

・影響評価（事故発生 24 時間以降）

・ベースケース
・影響評価（事故発生〜24 時間）

第1図

原子炉冷却材喪失時の核分裂生成物の放出経路の概略

排気筒

排気筒放出

排ガ 非
気ス 常
筒処 用
理
系

原子炉建屋
非常用ガス再循環系

無機よう素の水中での除染係数：500

フィルタ装置 排風機

地上放出

非常用ガス再循環系

非常用ガス処理系

フィルタ装置 排風機

排風機 フィルタ装置

12 条-添付 5-7

外部放出（非常用ガス再循環系＋
非常用ガス処理系）
よう素除去効率 97％
換気率
1回／d

地上放出

・ベースケース

第2図

排
気
筒

非常用ガス再循環系は機能を維持するが，フィルタを通過したガスが原子炉建屋内に放出され，原子炉建屋から大気中に漏えい率1回／dで地上放出される。

破損燃料棒からの核分裂生成物の放出割合（破損燃料棒中全蓄積量に対して）
希ガス 10％ 約5.2×10１４ Bq
よう素 5％ 約7.9×10１４ Bq（有機よう素 1％）（無機よう素 99％）

・影響評価（事故発生〜24 時間）

排ガ 非
気ス 常
筒処 用
理
系

全周破断

排風機 フィルタ装置

破損燃料棒本数(燃料集合体換算)：2.3体相当

地上放出

原子炉建屋

非常用ガス処理系

非常用ガス再循環系
よう素除去効率：90％
再循環率：4.8回／d

原子炉停止後の
時間：1日

排
気
筒

・影響評価（事故発生 24 時間以降）

燃料集合体の落下時の核分裂生成物の放出経路の概略

燃料棒から追加放出されるよう素
約 3.9×10 １４ Bq(I-131等価量 *1)

冷却材中に存在するよう素約 4.7×10 １２ Bq(I-131等価量 *1)

燃料棒から追加放出されるよう素
約 3.9×10 １４ Bq(I-131等価量 *1)

冷却材中に存在するよう素約 4.7×10１２ Bq(I-131等価量 *1)

格納容器内への放出
放出割合：100％

格納容器内への放出
放出割合：100％

格納容器内への放出
放出割合：100％

格納容器内への放出
放出割合：100％

有機よう素

無機よう素

有機よう素

無機よう素

格納容器内での沈着による低減 ：50％
格納容器スプレイ水等による低減：分配係数100

格納容器内での沈着による低減 ：50％
格納容器スプレイ水等による低減：分配係数100

格納容器内気相中のよう素

格納容器内気相中のよう素

12 条-添付 5-8

格納容器からの漏えい
漏 え い 率 ： 0.5％／d
漏えい継続 ： 無限期間

格納容器からの漏えい
漏 え い 率 ： 0.5％／d
漏えい継続 ： 無限期間

原子炉建屋内のよう素

原子炉建屋内のよう素

非 常 用 ガ ス 再 循 環 系 ＊2
再循環率 ： 4.8回／d

非常用ガス再循環系*2
再循環率:4.8回／d

非 常 用 ガ ス 処 理 系
換 気 率 ： 1回／d

よう 素 放 出約 4.8×10 ９ Bq
(I-131等価量 *1)

排

気

筒

放

第3図

原子炉建屋からの漏えい
漏えい率:1回／d

よう素放出量
約 4.4×10８ Bq(I-131等価量*1)

量ベースケース

非常用ガス再循環系*2
再循環率:4.8回／d

非常用ガス処理系*2
換気率:1回／d＊2

出

原子炉建屋内のよう素

よう素放出量
約 1.4×10 １１ Bq(I-131等価量*1)

排気筒放出

地上放出

事故発生〜24時間

事故発生24時間以降＊1 小児実効線量係数換算＊1 小児実効線量係数換算＊2 よう素の除去効率・再循環90％・外部放出 97％

＊2 よう素の除去効率・再循環90％・外部放出 97％

影響評価

原子炉冷却材喪失時の放射性よう素の大気放出過程

燃料棒から追加放出される希ガス
約 6.0×10 １５ Bq(γ線0.5MeV換算)

燃料棒から追加放出される希ガス
約 6.0×10１５ Bq(γ線0.5MeV換算)

格納容器内への放出
放出割合 ： 100％

格納容器内への放出
放出割合 ： 100％

格納容器内気相中の希ガス

格納容器内気相中の希ガス

格納容器からの漏えい
漏えい率 ： 0.5％／d
漏えい継続 ： 無限期間

格納容器からの漏えい
漏えい率 ： 0.5％／d
漏えい継続 ： 無限期間

12 条-添付 5-9

原子炉建屋内の希ガス

原子炉建屋内の希ガス

非 常 用 ガ ス 処 理 系
換 気 率 ： 1回／d

非常用ガス処理系
換気率:1回／d

原子炉建屋からの漏えい
漏えい率:1回／d

希希ガス放出量
約 7.9×10１１ Bq(γ線0.5MeV換算)

希ガス放出量
約 3.2×10 １２ Bq(γ線0.5MeV換算)

排気筒放出

地上放出

ガ ス 放 出 量
約 4.0×10１２ Bq(γ線0.5MeV換算)

排

気

筒

放

出

事故発生24時間以降

事故発生〜24時間

ベースケース

第4図

影響評価

原子炉冷却材喪失時の放射性希ガスの大気放出過程

破損燃料棒から放出されるよう素
１４*1
約 7.9×10
Bq (I-131等価量 )
ただし，破損燃料棒本数(燃料集合体換算)：2.3 体
原子炉停止後の時間： 1 日
燃料棒から水中への放出割合： 5 ％

破損燃料棒から放出されるよう素
約 7.9×10 １４ Bq (I-131等価量 *1)
ただし，破損燃料棒本数(燃料集合体換算)：2.3 体
原子炉停止後の時間： 1 日
燃料棒から水中への放出割合： 5 ％

有 機 よ う 素

無 機 よ う 素

有 機 よ う 素

無 機 よ う 素

（水中での除染係数：500）（水中での除染係数：500）

12 条-添付 5-10（水中から原子炉建屋内への放出）（水中から原子炉建屋内への放出）

原子炉建屋内のよう素

原子炉建屋内のよう素

非 常 用 ガ ス 再 循 環 系
再循環率 ： 4.8回／d

原子炉建屋内のよう素
非常用ガス再循環系*2
再循環率:4.8回／d

非常用ガス再循環系*2
再循環率:4.8回／d＊2

非常用ガス処理系*2
換気率:1回／d

原子炉建屋からの漏えい
漏えい率:1回／d

非 常 用 ガ ス 処 理 系 ＊2
換 気 率 ： 1回／d

よう 素 放 出 量
約 6.1×10 １０ Bq(I-131等価量 *1)

排 気 筒 放 出

よう素放出量
約 6.0×10１０ Bq(I-131等価量*1)

よう素放出量
約 2.0×10１０ Bq(I-131等価量*1)

排気筒放出

地上放出

事故発生〜24時間

事故発生24時間以降*1 小児実効線量係数換算*1 小児実効線量係数換算*2 よう素の除去効率・再循環90％・外部放出 97％

ベースケース*2 よう素の除去効率・再循環90％・外部放出 97％

影響評価

第5図

燃料集合体の落下時の放射性よう素の大気放出過程

約 5.2×10１４ Bq (γ線0.5MeV換算)
ただし，破損燃料棒本数(燃料集合体換算) ：2.3 体
原子炉停止後の時間： 1 日
燃料棒から水中への放出割合： 10 ％

破損燃料棒から放出される希ガス
約 5.2×10 １４ Bq (γ線0.5MeV換算)
ただし，破損燃料棒本数(燃料集合体換算)：2.3 体
原子炉停止後の時間： 1 日
燃料棒から水中への放出割合： 10 ％（水中から原子炉建屋内への放出）（水中から原子炉建屋内への放出）

原子炉建屋内の希ガス

原子炉建屋内の希ガス

破損燃料棒から放出される希ガス

12 条-添付 5-11

非 常 用 ガ ス 処 理 系
換 気 率 ： 1回／d

非常用ガス処理系
換気率:1回／d

原子炉建屋からの漏えい
漏えい率:1回／d

希希ガス放出量
約 2.4×10１４ Bq(γ線0.5MeV換算)

希ガス放出量
約 7.7×10１３ Bq(γ線0.5MeV換算)

ガ ス 放 出 量
約 3.1×10１４ Bq(γ線0.5MeV換算)

排

気

筒

放

排気筒放出

地上放出

事故発生〜24時間

事故発生24時間以降

出

ベースケース

影響評価

第6図

燃料集合体の落下時の放射性希ガスの大気放出過程

(2)配管修復作業に係る作業員の被ばく評価について
原子炉建屋ガス処理系の配管を修復する際の影響について，被ばく評価
上影響が大きい燃料集合体の落下を対象とし，修復期間を考慮して作業員の被ばくについて影響評価を実施した。
ａ．解析条件
配管修復作業時の条件（燃料集合体の落下）を第 3 表に示す。
第3表

配管修復作業時の条件（燃料集合体の落下）

項目
単一故障想
定箇所

評価条件
非常用ガス再循環系−非常用ガス処理系
連絡配管〜24 時間

原子炉建屋
ガス処理系
の運転状態

選定理由
環 境 へ の 放射 性 物 質 の 放出
量が大きくなる箇所を想定

通常運転状態

24 時間〜
480 時間（19 日間）配管に単一故障発生
非常用ガス処理系停止
非常用ガス再循環系運転

480 時間〜
528 時間（2 日間）

作業準備（足場設置等）
非常用ガス処理系及び非常用ガス再循環系停止

528 時間〜
532 時間（4 時間）

配管修復作業
非常用ガス処理系及び非常用ガス再循環系停止

532 時間〜

通常運転状態

単 一 故 障 及び 修 復 作 業 を考
慮する

修復期間

52 時間
（作業開始は単一故障発生から 19 日後）

修 復 作 業 が困 難 で 最 も 修復
期 間 が 長 くな る 箇 所 の 修復を想定（フィルタに蓄積した放 射 性 物 質の 減 衰 を 待 って
作業開始）

一人当たり
の作業時間

4 時間

交替を考慮する

修復作業エ
リア容積

2,200m３

線源からの
距離

2m

マスクによ
る防護係数

考慮しない

非 常 用 ガ ス再 循 環 系 及 び非常 用 ガ ス 処理 系 の フ ィ ルタ
ユニットのある区画を仮定
線 源 で あ る非 常 用 ガ ス 再循
環 系 フ ィ ルタ 等 に 最 も 近接する作業場所（第 7 図参照）
保守的に設定12 条-添付 5-12

平面図

Ａ系
非常用ガス
再循環系

非常用ガス処理系
Ａ系
約 1.3m

仕切壁

Ｂ系

約 7.5m
約 3.9m凡例

約 2.3m：単一設計箇所

約 11m

：評価点

非常用ガス
再循環系

：線源（フィルタ）位置

Ｂ系

2m として評価
約 2.3m
立面図
約 2.3m

約 3.9m

約 6.0m

約 2.5m第7図

配管修復作業時の評価点（燃料集合体の落下）

12 条-添付 5-13

ｂ．評価結果
燃料集合体の落下における原子炉建屋ガス処理系の配管修復作業に係るエリアの線量率を第 4 表に示す。また，事故発生から 20 日後に 4 時間作業を行う場合の作業員の実効線量は約 5.2×10１ mSv となる。評価結果
を第 5 表に示す。なお，原子炉冷却材喪失における作業員の実効線量は
約 1.6×10１ mSv となる。

第4表

配管修復作業に係る線量率（mSv／h）

原子炉建屋内に放出された
放射性物質による被ばく
ガンマ線
吸入による
による
内部被ばく
外部被ばく

原子炉建屋ガス処理系からの直接ガンマ線による外部被ばく
非常用ガス
非常用ガス
処理系
再循環系
フィルタ
フィルタ

1（24）

約 4.9E+00

約 2.5E+01

約 2.6E+01

約 9.7E+01

約 1.5E+022（48）

約 1.4E+00

約 2.6E-01

約 1.8E+01

約 6.7E+01

約 8.7E+013（72）

約 4.4E-01

約 2.8E-03

約 1.4E+01

約 5.3E+01

約 6.7E+014（96）

約 1.4E-01

約 3.1E-05

約 1.2E+01

約 4.4E+01

約 5.6E+015（120）

約 4.5E-02

約 3.4E-07

約 1.0E+01

約 3.9E+01

約 4.9E+01

10（240）

約 1.6E-04

約 5.5E-17

約 6.5E+00

約 2.4E+01

約 3.1E+01

15（360）

約 5.5E-07

約 9.0E-27

約 4.2E+00

約 1.6E+01

約 2.0E+01

20（480）

約 1.9E-09

約 1.5E-36

約 2.7E+00

約 1.0E+01

約 1.3E+0125（600）

約 6.9E-12

約 2.4E-46

約 1.8E+00

約 6.6E+00

約 8.4E+00

30（720）

約 2.5E-14

約 4.0E-56

約 1.2E+00

約 4.3E+00

約 5.5E+00

事故後の時間[日(時間)]

第5表
項

合

計

作業員の実効線量評価結果
影響評価
（mSv）

目

原子炉建屋内に放出された
放射性物質による被ばく

ガンマ線による外部被ばく

約 7.8×10−９吸入による内部被ばく

約 5.9×10−３６

原子炉建屋ガス処理系からの直接ガンマ線による外部被ばく

非常用ガス処理系フィルタ

約 1.1×10１

非常用ガス再循環系フィルタ

約 4.1×10１

計

約 5.2×10１

合12 条-添付 5-14

ｃ．参考評価（a）修復作業時の評価点の選定について
現状の原子炉建屋ガス処理系の配管修復作業時の評価点は，非常用
ガス再循環系Ｂ系フィルタに最も接近する位置（2m）とし，その評価点
では非常用ガス処理系Ａ系フィルタについては約3.9mの距離が見込め
るが保守的に2mとして評価を行っている。なお，フィルタで除去されることになる放射性物質は全て非常用ガス処理系Ａ系フィルタ及び非常用ガス再循環系Ｂ系フィルタに保持されるとしている。
非常用ガス処理系及び非常用ガス再循環系ともに多重化されており，それ
ぞれＡ系又はＢ系が使用される可能性があるが，保守的に考えて評価点がフィルタに近くなる非常用ガス処理系Ａ系及び非常用ガス再循環系Ｂ系を使用することで評価している。これに対し，その他のパターン ※ では配管の位置は明らかに現評価点よりも離れた位置となっており，現状の評価点の方が保守的な設定となっている。
※非常用ガス処理系及び非常用ガス再循環系の使用パターンとして，ＡＢ以外には，ＢＡ，ＡＡ，ＢＢ及び使用途中で系統を切り替えるパターンが考えられる。

参考として，二重化された配管であるが，単一設計部分に接続され隔離がされていない配管で，非常用ガス処理系のフィルタに最も接近する箇所として第8図に示す参考評価点を設定し線量評価を行った。参考評
価点における線量率を第6表に，線量を第7表に示す。
事故発生から 20 日後に 4 時間作業を行う場合の作業員の実効線量は
参考評価点で約 1.9×10１ mSv となる。一方，現評価点における実効線量は約 5.2×10１ mSv であるため，現評価点が保守的な評価となることが確認できた。

12 条-添付 5-15

平面図

Ａ系
非常用ガス
再循環系

非常用ガス処理系
Ａ系
約 1.3m

仕切壁

Ｂ系

2m として評価

約 7.5m
約 2.6m

5m として評価
約 5.8m凡例：単一設計箇所

約 11m
非常用ガス
再循環系

：評価点
：線源（フィルタ）位置

Ｂ系：参考評価点
約 2.3m立面図
約 6.0m
約 2.5m第8図

配管修復作業時の参考評価点（燃料集合体の落下）

12 条-添付 5-16

第6表

参考評価点における配管修復作業に係る線量率（mSv／h）

原子炉建屋内に放出された
放射性物質による被ばく
ガンマ線
吸入による
による
内部被ばく
外部被ばく

原子炉建屋ガス処理系からの直接ガンマ線による外部被ばく
非常用ガス
非常用ガス
処理系
再循環系
フィルタ
フィルタ

1（24）

約 4.9E+00

約 2.5E+01

約 2.6E+01

約 1.9E+01

約 7.5E+012（48）

約 1.4E+00

約 2.6E-01

約 1.8E+01

約 1.3E+01

約 3.3E+013（72）

約 4.4E-01

約 2.8E-03

約 1.4E+01

約 1.0E+01

約 2.5E+014（96）

約 1.4E-01

約 3.1E-05

約 1.2E+01

約 8.7E+00

約 2.1E+015（120）

約 4.5E-02

約 3.4E-07

約 1.0E+01

約 7.6E+00

約 1.8E+01

10（240）

約 1.6E-04

約 5.5E-17

約 6.5E+00

約 4.7E+00

約 1.1E+01

15（360）

約 5.5E-07

約 9.0E-27

約 4.2E+00

約 3.1E+00

約 7.3E+00

20（480）

約 1.9E-09

約 1.5E-36

約 2.7E+00

約 2.0E+00

約 4.7E+00

25（600）

約 6.9E-12

約 2.4E-46

約 1.8E+00

約 1.3E+00

約 3.1E+00

30（720）

約 2.5E-14

約 4.0E-56

約 1.2E+00

約 8.5E-01

約 2.0E+00

事故後の時間[日（時間）]

第7表

合計

参考評価点における作業員の実効線量評価結果
項

影響評価
（mSv）

目

原子炉建屋内に放出された
放射性物質による被ばく

ガンマ線による外部被ばく

約 7.8×10−９吸入による内部被ばく

約 5.9×10−３６

原子炉建屋ガス処理系からの直接ガンマ線による外部被ばく

非常用ガス処理系フィルタ

約 1.1×10１

非常用ガス再循環系フィルタ

約 8.0×10０

計

約 1.9×10１

合12 条-添付 5-17

（b）原子炉建屋ガス処理系配管の修復を考慮した非居住区域境界外の公衆の被ばく評価静的機器の単一故障を想定した非居住区域境界外の公衆の被ばく評価
は，事故発生から 24 時間後に原子炉建屋ガス処理系配管（非常用ガス再循環系−非常用ガス処理系連絡配管）が全周破断すると想定し，配管破断後の修復を考慮せずに，破断箇所からの放出（地上放出）が無限期間続くものとして評価を行っている。
しかしながら，現実的には破断箇所の修復が可能であることから，修復を考慮した場合の非居住区域境界外の公衆の被ばく評価を以下のとおり実施した。
配管破断発生から配管の修復までの間は，破断箇所から放出（地上放出）されるものとし，配管修復後は原子炉建屋ガス処理系を通した放出（排気筒放出）が無限期間続くものとして，第 8 表に示す条件で評価を行った。
結果は第 9 表に示すとおりであり，非居住区域境界外の実効線量は，原子炉冷却材喪失では約 9.8×10−３ mSv，燃料集合体の落下では約 5.9×
10 −２ mSv で判断基準（実効線量 5mSv 以下）を満足することを確認した。

12 条-添付 5-18

第8表

原子炉建屋ガス処理系の配管の修復を考慮した評価条件
環境に放出された放射性物質の大気中の拡散条件

作業時間

原子炉建屋ガス処理系の

放出

状況

経路

事故発生〜
24時間

通常運転状態[1日間]

12 条-添付 5-19

24時間〜
480時間
[19日間]
480時間〜
528時間[2日間]
528時間〜
532時間
[4時間]
532時間
以降

配管に単一故障発生
非常用ガス処理系停止
非常用ガス再循環系運転
作業準備（足場設置等）
非常用ガス処理系及び非常用ガス再循環系停止
配管修復作業
非常用ガス処理系及び非常用ガス再循環系停止

通常運転状態

原子炉冷却材喪失

燃料集合体の落下

実効放出

Ｄ／Ｑ及び

実効放出

Ｄ／Ｑ及び

継続時間

χ／Ｑ

継続時間

χ／Ｑ

排気筒

希ガス：10時間

5.6×10−２０ （Gy／Bq）

希ガス：10時間

5.6×10−２０ （Gy／Bq）

放出

よう素：20時間

8.9×10−７（s／m３ ）

よう素： 1時間

2.0×10−６ （s／m ３ ）地上

希ガス：130時間

2.5×10−１９ （Gy／Bq）

希ガス：10時間

4.8×10−１９ （Gy／Bq）

放出

よう素：190時間

7.1×10−６

よう素： 1時間

2.4×10−５排気筒

希ガス：210時間

2.2×10−２０ （Gy／Bq）

放出

よう素： 70時間

4.3×10−７ （s／m３ ）地上
放出（s／m３ ）

地上
放出

※ 532 時間以降は事象が収束していることから放出がない。

―※―※（s／m３ ）

第9表

項

配管の修復を考慮した放出量及び線量評価結果

目

原子炉冷却材喪失

燃料集合体の落下

約 7.9×10１１ Bq

約 2.4×10１４ Bq

約 3.0×10１２ Bq

約 7.7×10１３ Bq

約 2.2×10１１ Bq−

約 4.4×10８ Bq

約 6.0×10１０ Bq

約 1.3×10１１ Bq

約 2.0×10１０ Bq

約 6.6×10８ Bq−

希ガスのγ線の外部被ばくによる実効線量

約 8.0×10−４ mSv

約 5.0×10−２ mSv

よう素の内部被ばくによる実効線量

約 8.9×10−３ mSv

約 8.4×10−３ mSv

建屋からの直接線及びス
カイシャイン線の外部被
ばくによる実効線量

約 1.0×10−４ mSv−

約 9.8×10−３ mSv

約 5.9×10−２ mSv

事象発生〜

排気筒

環境に放出され24 時間

放出

る希ガス（γ線

24 時間〜

地上

実効エネルギ532 時間放出

0.5MeV 換算値）

排気筒

532 時間以降環境に放出されるよう素（I-131
等価量−小児実
効線量係数換
算）

実効線量

放出

事象発生〜

排気筒

24 時間

放出

24 時間〜

地上

532 時間放出
排気筒

532 時間以降

合放出

計12 条-添付 5-20

(3)実効放出継続時間変更について
希ガス及びよう素の実効放出継続時間について，従来の設置許可申請書

では，実効放出継続時間が 24 時間を超える場合（原子炉冷却材喪失）は，保守的に 24 時間を用いており，今回評価のベースケースも同様の値を用いているが，影響評価では，気象指針 ※ に例示された手法により算出した値を使用した。（第 10 表，第 11 表）※（気象指針解説抜粋）(3)

実効放出継続時間(T)は、想定事故の種類によって放出率に変化があるので、放出モードを考慮して適切に定めなければならないが、事故期間中の放射性物質の全放出量を 1 時間当たりの最大放出量で除した値を用いることもひとつの方法である。

（実効放出継続時間の補足説明図）
実効放出継続時間（T）は，事故期間中の放射性物質の全放出量（Q）を 1
時間当たりの最大放出率（Q’max）で除した値を用いる。
実効放出継続時間 T=Q／Q’max
Q max
ここで，

放出率
Q’（t）

（Bq／h）

放出量

Q

（Bq）

時間（h） Ｔ

12 条-添付 5-21∞

Q t dt

Q max

T

Q

第 10 表実効放出継続時間（原子炉冷却材喪失）影響評価

ベースケース【事故発生〜24 時間】
希ガス

10 時間
【24 時間以降】

24 時間

140 時間【事故発生〜24 時間】
よう素

20 時間
【24 時間以降】

24 時間

210 時間

第 11 表実効放出継続時間（燃料集合体の落下）影響評価

ベースケース【事故発生〜24 時間】
希ガス

10 時間
【24 時間以降】

15 時間

10 時間
【事故発生〜24 時間】
よう素

1 時間
【24 時間以降】
1 時間

12 条-添付 5-22

5 時間

(4)

相対線量（Ｄ／Ｑ）及び相対濃度（χ／Ｑ）について(3)の実効放出継続時間を基に，非居住区域境界外における相対線量（Ｄ／Ｑ）及び相対濃度（χ／Ｑ）を算出した結果を第 12 表，第 13 表に示す。
なお，事故発生から 24 時間までは非常用ガス処理系排気筒から高所放出，
24 時間以降は原子炉建屋から地上放出として評価している。

第 12 表相対線量及び相対濃度（原子炉冷却材喪失）影響評価

ベースケース【事故発生〜24 時間】
相対線量（Ｄ／Ｑ）

5.6×10−２０ （Gy／Bq） ※1【24 時間以降】

4.5×10−２０ （Gy／Bq）

2.4×10−１９ （Gy／Bq） ※2【事故発生〜24 時間】
相対濃度（χ／Ｑ）

8.9×10−７ （s／m３ ） ※1
【24 時間以降】

8.0×10−７ （s／m３ ）7.0×10−６ （s／m３ ） ※2

※1：非常用ガス処理系排気筒から放出

第 13 表※2：原子炉建屋から地上放出

相対線量及び相対濃度（燃料集合体の落下）影響評価

ベースケース【事故発生〜24 時間】
相対線量（Ｄ／Ｑ）

5.6×10−２０ （Gy／Bq） ※1【24 時間以降】

5.1×10−２０ （Gy／Bq）

4.8×10−１９ （Gy／Bq） ※2【事故発生〜24 時間】
相対濃度（χ／Ｑ）

2.0×10−６ （s／m３ ） ※1
【24 時間以降】

2.0×10−６ （s／m３ ）2.4×10−５ （s／m３ ） ※2

※1：非常用ガス処理系排気筒から放出※2：原子炉建屋から地上放出

12 条-添付 5-23

2.
(1)

中央制御室換気系
中央制御室の居住性に係る被ばく評価について
中央制御室の居住性に係る運転員の被ばく評価は，「 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)」（ 以下「内規」という。）
に従い，原子炉冷却材喪失（仮想事故）及び主蒸気管破断（仮想事故）について影響評価を実施した。
ａ．解析条件
原子炉冷却材喪失（仮想事故）の主な解析条件を第 14 表，主蒸気管破断（仮想事故）の主な解析条件を第 15 表に示す。また，影響評価で想定した中央制御室換気系の条件を第 16 表に示す。

12 条-添付 5-24

第 14 表主な解析条件（原子炉冷却材喪失（仮想事故））（1／2）

項目
原子炉停止前の
原子炉出力

評価条件

選定理由
定格出力に余裕を見た値(定格出力の 105％)

3,440MW

核分裂生成物の蓄積量が平衡に達する運転時間に余裕をみた上で，原子炉運転時間2,000 日

燃料棒か ら 放 出さ れる 核
分裂生成物の割合

炉内蓄積量に対し
希ガス 100％
よう素50％

安全評価審査指針どおり

燃料棒か ら 放 出さ れる よ
う素の割合

無機よう素
有機よう素

90％
10％

安全評価審査指針どおり

格納容器 に 放 出さ れる 核
分裂生成 物 の うち ，格 納
容器内部に沈着する割合

希ガス
無機よう素
有機よう素

0％
50％
0％

安全評価審査指針どおり

サプレッ シ ョ ン・ チェ ン
バ内のプ ー ル 水へ の分 配
係数

希ガス
無機よう素
有機よう素

0
100
0

安全評価審査指針どおり

格納容器漏えい率

0.5％／d 一定

設計上定 められた最大 値で一定を仮定

格納容器 及 び 原子 炉建 屋
内での減衰

考慮する

放出までの崩壊を考慮

非常用ガス再循環系

よう素除去効率 80％
再循環率 4.8 回／d

非常用ガス処理系

よう素除去効率 90％
換気率 1 回／d

燃料の平 均炉内滞在日 数に余裕をみた値

12 条-添付 5-25

よう素除 去効率は設計 上定められた最小値に余裕をみた値，再循
環率は設計値
よう素除 去効率は設計 上定められた最小値に余裕をみた値，換気率は設計値

第 14 表主な解析条件（原子炉冷却材喪失（仮想事故））（2／2）

項目

評価条件

選定理由

大気拡散評価モデル

ガウスプルームモデル

気象指針どおり累積出現頻度小さい方から 97％

気象指針どおり

建屋の影響

考慮しない

排気筒放出であるため，建屋影
響は小さい

実効放出継続時間

拡散条件(室内濃度)

放出位置

希ガス 24 時間
よう素 24 時間
Ｄ／Ｑ
4.9×10−２０ （Gy／Bq）
χ／Ｑ
1.2×10−６ （s／m ３ ）非常用ガス処理系排気筒（排気筒放出）保守的に設定気象指針に従って算出

内規どおり

気象資料

東海第二発電所において，2005 年 4 月 1 日から 2006 内規どおり(排気筒高さを代表
年 3 月 31 日までに観測さ する気象データを使用)れた気象データ

事故の評価期間

30 日

内規どおり

運転員の交替

5 直 2 交替

平常時の勤務形態を基に設定

12 条-添付 5-26

第 15 表主な解析条件（主蒸気管破断（仮想事故））（1／2）

項目

評価条件

選定理由

冷却材中 の ハ ロゲ ン等 濃度

I-131 を約 4.6×10３ Bq／
g とし，それに応じ他のハロゲン等の組成を拡散組成として考慮

I-131 について は保安 規定 上許容される最大値

燃料棒か ら 追 加放 出さ れる核分裂生成物の量

I-131 を 4.44×10 １ ４ Bqとし，それに応じ他の核分裂生成物の組成を平衡組成として考慮，希ガスについてはよう素の 2倍とする

I-131 について は先行 炉等 での実測値の 平均値に適切 な余裕を見た値

主蒸気隔 離 弁 閉止 前に 破断口より 放 出 され る追 加
放出核分裂生成物の量1％

安全評価審査指針どおり

主蒸気隔 離 弁 閉止 後の 燃料棒から の 核 分裂 生成 物の追加放出

主蒸気隔離弁閉止直後に全て冷却材中に放出

安全評価審査指針どおり

燃料棒か ら 追 加放 出さ れるよう素の割合

無機よう素 90％
有機よう素 10％

安全評価審査指針どおり

有機よう 素 が 分解 した よう素，無 機 よ う素 及び よう素以外 の ハ ロゲ ンの キャリーオーバ割合

2％

安全評価審査指針どおり

タービン 建 屋 内で 床， 壁等に沈着する割合0％

保守的に設定原子炉圧 力 容 器か らサ プ
レッショ ン ・ チェ ンバ への換気率

原子炉圧力容器気相
体積の 100 倍／d

崩壊熱相 当の蒸気がサ プレッション・チェンバ内のプール水中に移行する 割合を等価的 に表した値

主蒸気隔離弁漏えい率

120％／d 一定

安全評価審査指針どおり

12 条-添付 5-27

第 15 表主な解析条件（主蒸気管破断（仮想事故））（2／2）

項目

評価条件

選定理由

大気拡散評価モデル

ガウスプルームモデル

気象指針どおり累積出現頻度小さい方から 97％

気象指針どおり

建屋の影響

考慮する

内規どおり
(原子炉建屋の拡散への影響，
巻き込み効果を考慮)

実効放出継続時間

拡散条件(室内濃度)

希ガス
1 時間
よう素 20 時間
Ｄ／Ｑ
2.9×10-１８ （Gy／Bq）
χ／Ｑ
希ガス
8.3×10-４ （s／m３ ）よう素
4.9×10-４ （s／m３ ）

保守的に設定気象指針に従って算出

放出位置

タービン建屋(地上放出)

内規どおり

気象資料

東海第二発電所において，2005 年 4 月 1 日から 2006
年 3 月 31 日までに観測された気象データ内 規 ど お り (地 上 付 近 を 代 表する気象データ)

事故の評価期間

30 日

内規どおり

運転員の交替

5 直 2 交替

平常時の勤務形態を基に設定

12 条-添付 5-28

第 16 表中央制御室換気系の条件

項目

評価条件

選定理由

中央制御室容積2,800m３

設計値

再循環フィルタ流量

0〜15 分
0m３ ／h
15 分〜24 時間 5,100m ３ ／h
24 時間以降
0m３ ／h同上

外気取り込み量

0〜15 分
3,400m３ ／h
15 分〜24 時間
0m ３ ／h
24 時間以降
45,900m３ ／h

単一故障発生後（24 時間以降）は系統流量が中央制御室
内に流入すると想定する。

チャコー ル フ ィル タの 除
去効率

0〜15 分
15 分〜24 時間
24 時間以降

同上

外気リークイン量

2,800m３ ／h（1 回／h）

空 気 流 入 率 試 験 結 果 （ 0.45回／h）に余裕を見た値

非常時運 転 モ ード への 切
替時間

15 分

運 転 操 作 時間 に 余 裕を 見 た
値

0％
90％
0％

12 条-添付 5-29

(2)ダクト修復作業に係る作業員の被ばく評価について
中央制御室換気系のダクトを修復する際の影響について，主蒸気管破断（仮想事故）を対象とし，修復期間を考慮して作業員の被ばく評価を実施した。
ａ．解析条件
ダクト修復作業時の条件（主蒸気管破断（仮想事故））を第 17 表に示す。

第 17 表ダクト修復作業時の条件（主蒸気管破断（仮想事故））

項目
単一故障想定箇所

中央制御室換気系の運転状態

修復期間

評価条件
中央制御室換気系ダクト
0分

〜15 分

通常運転状態

15 分〜24 時間再循環運転状態

24 時間〜72 時間（2 日間）

ダクトに単一故障発生
作業準備（足場設置等）
再循環運転状態

72 時間〜76 時間（4 時間）

ダクト修復作業換気系停止状態

76 時間〜

再循環運転状態

単一故障発生直後から 52 時間

選定理由
被ばく評価上最も厳しい箇所を想定単一故障及び修復作業
を考慮

修復作業が 困難で最も修復期間が 長くなる箇所の修復を想定

一人当たりの作業時間

12 時間

修復作業エリア
容積（作業エリアの放射性物質濃度は外気と同じと仮定）

換気設備がバウンダリの外側にあることから保守的に設定線源からの距離2m

線源である 中央制御室
換気系フィ ルタに最も近接する作業場所（第 9図参照）

マスクによる防護係数

考慮しない

12 条-添付 5-30

交替を考慮する

保守的に設定平面図

約 2.6mＢ系

約 0.67m

Ａ系

約 0.67m

中央制御室換気系フィルタユニット

空気調和機へ

立面図

2m として評価
約 2.6m

空気調和機へ

約 2.2m

約 2.3m

約 7.6m凡例：単一設計箇所：評価点：線源（フィルタ）位置

第9図

配管修復作業時の評価点（主蒸気管破断（仮想事故））

12 条-添付 5-31

ｂ．評価結果
主蒸気管破断（仮想事故）における中央制御室換気系のダクト修復作業に係るエリアの線量率を第 18 表に示す。また，修復作業期間中に被ばく線量が最も厳しくなる，単一故障発生直後から 12 時間作業する作業員の実効線量は，約 6.2×10 −１ mSv となる。評価結果を第 19 表に示す。なお，原子炉冷却材喪失（仮想事故）における作業員の実効線量は約 2.0
×10−１ mSv となる。

第 18 表ダクト修復作業に係るエリアの線量率（mSv／h）

事故後の時間[日(時間)]

原子炉建屋内に放出された
放射性物質による被ばく
ガンマ線による
吸入による
外部被ばく
内部被ばく

換気空調系フィルタからの直接ガンマ線による
外部被ばく

合

計

1（24）

約 1.2E-04

約 4.9E-02

約 2.8E-03

約 5.2E-022（48）

約 6.1E-05

約 3.8E-02

約 4.4E-03

約 4.2E-023（72）

約 4.0E-05

約 3.1E-02

約 4.8E-03

約 3.6E-024（96）約 2.9E-05

約 2.6E-02

約 5.1E-03

約 3.1E-02

5（120）

約 2.2E-05

約 2.2E-02

約 5.4E-03

約 2.7E-02

6（144）

約 1.8E-05

約 1.9E-02

約 5.6E-03

約 2.4E-02

7（168）

約 1.4E-05

約 1.6E-02

約 5.8E-03

約 2.2E-02

8（192）

約 1.2E-05

約 1.4E-02

約 5.9E-03

約 2.0E-02

9（216）

約 9.8E-06

約 1.2E-02

約 5.9E-03

約 1.8E-02

10（240）

約 8.2E-06

約 1.0E-02

約 5.8E-03

約 1.6E-02

第 19 表項
外気から取り込まれた放射性物質による被ばく（外気と同じと仮定）作業員の実効線量評価結果
目
ガンマ線による外部被ばく

約 1.5×10−３

吸入による内部被ばく

約 5.9×10−１

フィルタからのガンマ線による外部被ばく合

実効線量（mSv）

計

12 条-添付 5-32

約 3.4×10−２
約 6.2×10−１

ｃ．参考評価（1）中央制御室換気系ダクトの修復を考慮した中央制御室の居住性に係る運転員の被ばく評価
静的機器の単一故障を想定した中央制御室の居住性に係る運転員の被ばく評価は，事故発生から 24 時間後に中央制御室換気系ダクトが全周破断すると想定し，ダクト破断後の修復を考慮せずに，破断箇所からフィルタを通らない外気が中央制御室に流入するものとして，事故発生後 30 日間の運転員の被ばく評価を行っている。
しかしながら，現実的には破断箇所の修復が可能であることから，修復を考慮した場合の中央制御室の居住性に係る被ばく評価を以下のとおり実施した。
ダクト破断発生からダクトの修復までの間は，破断箇所からフィル
タを通らない外気が中央制御室に流入するものとし，配管修復後は中央制御室換気系について再循環運転（閉回路循環運転 ※ ）を行うとして，第 20 表に示す条件で評価を行った。
結果は第 21 表に示すとおりであり，中央制御室の運転員の実効線量
は，原子炉冷却材喪失は約 2.9mSv，主蒸気管破断は約 2.1mSv でともに判断基準（実効線量 100mSv 以下）を満足することを確認した。

※ 閉回路循環運転 27 時間，外気取入運転 3 時間を交互に行う間欠運転を想定。

12 条-添付 5-33

第 20 表

作業時間

事故発生〜
15分

15分〜
24時間

24時間〜
72時間
[2日間]
72時間〜
76時間

中央制御室換気系ダクトの修復を考慮した評価条件

中央制御室換気系の状況

通常運転状態

室内取込流量外気取込量： 3,400m３ ／h

再循環流量

：

0m３ ／hインリーク量： 2,800m３ ／h

再循環運転状態（閉回路循環運転）

0m３ ／h

外気取込量

：

再循環流量

： 5,100m３ ／h

インリーク量： 2,800m３ ／h
ダクトに単一故障発生
作業準備（足場設置等）
換気系停止状態

ダクト修復作業換気系停止状態

外気取込量：

0m３ ／h

再循環流量：

0m３ ／hインリーク量：48,700m３ ／h
外気取込量

：

0m３ ／h

再循環流量：

0m３ ／hインリーク量：48,700m３ ／h

[4時間]

外気取込量

：

0m３ ／h(3,400m３ ／h)

76時間
以降

再循環運転状態（閉回路循環運転 27 時間，
外気取入運転 3 時間の間欠運
転）

再循環流量

： 5,100m３ ／h(1,700m３ ／h)

インリーク量： 2,800m３ ／h(2,800m３ ／h)※( )内は外気取入運転時の値

12 条-添付 5-34

第 21 表ダクトの修復を考慮した中央制御室の運転員の線量評価結果（単位:mSv）
項

室内滞在時

目

原子炉冷却材喪失

主蒸気管破断建物内放射性物質からの直接線及びスカイシャイン線による被ばく

約 1.6×10０

約 4.3×10−３

大気中放射性物質による被ばく

約 3.4×10−２

約 1.3×10−２

室内に取り込まれる放射性物質による被ばく

約 2.6×10−１

約 1.8×10０

建物内放射性物質からの直接線及びスカイシャイン線による被ばく

約 1.0×10０

約 1.6×10−１

大気中放射性物質による被ばく

約 3.5×10−２

約 9.4×10−２

約 2.9×10０

約 2.1×10０

入退域時

合

計

12 条-添付 5-35(3)空気流入率試験結果について「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）」（平成 21・07・27 原院第 1 号）の別添資料「原子力発電所の中央制
御室空気流入率測定試験手法」に基づき，東海第二発電所の中央制御室について平成 27 年 2 月に試験を実施した。試験結果は第 22 表に示すとおりであり，空気流入率は最大で 0.47 回／h である。

第 22 表中央制御室空気流入率試験結果

項目

内容

試験期間

試験結果

平成 27 年 2 月 24 日〜平成 27 年 2 月 26 日
系統

空気流入率(95％信頼限界値)

Ａ

0.47 回／h(±0.012)

Ｂ

0.44 回／h(±0.012)

12 条-添付 5-36

3.

線量評価に用いた気象データについて

(1)

はじめに
新規制基準適合性に係る設置変更許可申請に当たっては，東海第二発電所敷地内で 2005 年度に観測された風向，風速等を用いて線量評価を行っている。本補足資料では，2005 年度の気象データを用いて線量評価することの妥当性について説明する。

(2)

設置変更許可申請において 2005 年度の気象データを用いた理由
線量評価には「発電用原子炉施設の安全解析に関する気象指針」（以下「気象指針」という。）に基づき統計処理された気象データを用いる。また，気象データのほかに放射性物質の放出量，排気筒高さ等のプラントデータ，
評価点までの距離，排気筒有効高さ（風洞実験結果）等のデータが必要となる。
設置変更許可申請における線量評価については，原子炉熱出力向上の検討の一環で準備していた，敷地の気象の代表性が確認された 2005 年度の気象データを用いた風洞実験結果 ※ を用いている。
新規制基準適合性に係る設置変更許可申請に当り，添付書類十に新たに追加された炉心損傷防止対策の有効性評価で，格納容器圧力逃がし装置を使用する場合の敷地境界における実効線量の評価が必要となった。その際，添付書類六に記載している 1981 年度の気象データの代表性について，申請準備時点の最新気象データを用いて確認したところ，代表性が確認できなかった。このため，平常時線量評価用の風洞実験結果が整備されている
2005 年度の気象データについて，申請時点での最新気象データにて代表性を確認した上で，安全解析に用いる気象条件として適用することにした。
12 条-添付 5-37

これに伴い，添付書類九（通常運転時の線量評価），添付書類十（設計基準
事故時の線量評価）の安全解析にも適用し，評価を見直すこととした。
※：風洞実験は平常時，事故時の放出源高さで平地実験，模型実験を行い排気筒の有効高さを求めている。平常時の放出源高さの設定に当たっては，吹上げ高さを考慮しており，吹上げ高さの計算に 2005 年度の気象データ（風向別風速逆数の平均）を用いている。
これは，2011 年 3 月以前，東海第二発電所において，次のように 2005年度の気象データを用いて原子炉熱出力の向上について検討していたことによる。
原子炉熱出力向上に伴い添付書類九の通常運転時の線量評価条件が変更になること（主蒸気流量の 5％増による冷却材中のよう素濃度減少により，換気系からの気体状よう素放出量の減少等），また，南南東方向（常陸那珂火力発電所方向），北東方向（海岸方向）の線量評価地点の追加も必要であったことから，新規制定された「（社）日本原子力学会標準

発電用

原子炉施設の安全解析における放出源の有効高さを求めるための風洞実験実施基準：2003」に基づき，使用済燃料乾式貯蔵建屋，固体廃棄物作業
建屋等の当初の風洞実験（1982 年）以降に増設された建屋も反映し，2005
年度の気象データを用いて風洞実験を実施した。

(3)

2005 年度の気象データを用いて線量評価することの妥当性
線量評価に用いる気象データについては，気象指針に従い統計処理された 1 年間の気象データを使用している。気象指針（参考参照）では，その年の気象がとくに異常であるか否かを最寄の気象官署の気象資料を用いて調査することが望ましいとしている。
以上のことから，2005 年度の気象データを用いることの妥当性を最新の12 条-添付 5-38

気象データと比較し，以下について確認する。
・想定事故時の線量計算に用いる相対濃度・異常年検定(4)想定事故時の線量計算に用いる相対濃度と異常年検定の評価結果
ａ．想定事故時の線量計算に用いる相対濃度の最新の気象との比較
想定事故時の線量計算に用いる相対濃度について，線量評価に用いる
気象（2005 年度）と最新の気象（2015 年度）との比較を行った。その結果，2005 年度気象での相対濃度 ※ は 2.01×10−６ s／m３ ，2015 年度気象では 2.04×10 −６ s／m ３ である。2005 年度に対し 2015 年度の相対濃度は約1％の増加（気象指針に記載の相対濃度の年変動の範囲 30％以内）であり，2005 年度の気象データに特異性はない。
※：排気筒放出における各方位の 1 時間毎の気象データを用いた年間の相対濃度を小さい方から累積し，その累積頻度が 97％に当たる相対濃度を算出し，各方位の最大値を比較
ｂ．異常年検定
1) 検定に用いた観測記録検定に用いた観測記録は第 23-1 表のとおりである。
なお，参考として，最寄の気象官署（水戸地方気象台，小名浜特別地域気象観測所）の観測記録についても使用した。

12 条-添付 5-39

第 23-1 表

検定に用いた観測記録

統計年 ※1

検定年

2005 年度：
2005 年 4 月〜
2006 年 3 月

観測地点 ※2

・敷地内観測地点① 2001 年 4 月〜2013 年 3 月（地上高（申請時最新 10 年の気象データ）
10m,81m,140m）
・敷地内観測地点（地上高10m,81m,140m）② 2004 年 4 月〜2016 年 3 月（最新 10 年の気象データ）＜参考＞・水戸地方気象台
・小名浜特別地域気象観測所※1：2006 年度は気象データの欠測率が高いため統計年から除外※2：敷地内観測地点地上 81m は東海発電所の排気筒付近のデータであるが，気象の特異性を確認するため評価
2) 検定方法
不良標本の棄却検定に関するＦ分布検定の手順により異常年検定を行った。
3)

検定結果（①〜⑯

棄却検定表参照）

検定結果は第 23-2 表のとおりであり，最新の気象データ（2004 年 4月〜2016 年 3 月）を用いた場合でも，有意水準（危険率）5％での棄却数は少なく，有意な増加はない。また，最寄の気象官署の気象デー
タにおいても，有意水準（危険率）5％での棄却数は少なく，2005 年
度の気象データは異常年とは判断されない。

12 条-添付 5-40

第 23-2 表

検定結果
棄却数

敷地内観測地点

参

統計年 ※1

検定年

考

地上高
10m

地上高
81m※2

地上高
140m

水戸地方
気象台

小名浜特
別地域気
象観測所

①

1個

0個

3個

−

−

②

3個

1個

4個

1個

3個

2005 年度※1：①：2001 年 4 月〜2013 年 3 月（申請時最新 10 年の気象データ）②：2004 年 4 月〜2016 年 3 月（最新 10 年の気象データ）
2006 年度は気象データの欠測率が高いため統計年から除外※2：敷地内観測地点地上 81m は東海発電所の排気筒付近のデータであるが，気象の特異性を確認するため評価(5)

異常年検定による棄却項目の線量評価に与える影響
異常年検定については，風向別出現頻度 17 項目，風速階級別出現頻度 10
項目についてそれぞれ検定を行っている。
線量評価に用いる気象（2005 年度）を最新の気象データ（2004 年 4 月〜
2016 年 3 月）にて検定した結果，最大の棄却数は地上高 140m の観測地点で27 項目中 4 個であった。棄却された項目について着目すると，棄却された
項目は全て風向別出現頻度であり，その方位はＥＮＥ，Ｅ，ＥＳＥ，ＳＳ
Ｗである。
ここで，最新の気象データを用いた場合の線量評価への影響を確認するため，棄却された各風向の相対濃度について，2005 年度と 2015 年度を第12 条-添付 5-41

23-3 表のとおり比較した。
ＥＮＥ，Ｅ，ＥＳＥについては 2005 年度に対し 2015 年度は 0.5〜0.9 倍程度の相対濃度となり，2005 年度での評価は保守的な評価となっており，
線量評価結果への影響を与えない。なお，ＳＳＷについては 2005 年度に対し 2015 年度は約 1.1 倍の相対濃度とほぼ同等であり，また，ＳＳＷは頻度が比較的低く相対濃度の最大方位とはならないため線量評価への影響はない。

第 23-3 表

棄却された各風向の相対濃度の比較結果

相対濃度 ※（s／m ３ ） 相対濃度 ※ （s／m ３ ）比（Ｂ／Ａ）

風向（2005 年度）：Ａ（2015 年度）：Ｂ

ＥＮＥ

1.456×10−６

1.258×10−６

0.864

Ｅ

1.982×10 −６

1.010×10−６

0.510

ＥＳＥ

1.810×10−６

1.062×10−６

0.587

ＳＳＷ

1.265×10−６

1.421×10−６

1.123※：燃料集合体落下事故を想定した排気筒放出における，各方位の 1 時
間毎の気象データを用いた年間の相対濃度を小さい方から累積し，その累積頻度が 97％に当たる相対濃度を算出

(6)

結

論

2005 年度の気象データを用いることの妥当性を最新の気象データとの比較により評価した結果は以下のとおり。
ａ．想定事故時の線量計算に用いる相対濃度について，線量評価に用いる
気象（2005 年度）と最新の気象（2015 年度）での計算結果について比較を行った結果，気象指針に記載されている相対濃度の年変動（30％以12 条-添付 5-42

内）の範囲に収まり，2005 年度の気象データに特異性はない。
ｂ．2005 年度の気象データについて申請時の最新気象データ（2001 年 4
月〜2013 年 3 月）及び最新気象データ（2004 年 4 月〜2016 年 3 月）で異常年検定を行った結果，棄却数は少なく，有意な増加はない。また，
気象指針にて調査することが推奨されている最寄の気象官署の気象データにおいても，2005 年度の気象データは棄却数は少なく，異常年とは判断されない。
ｃ．異常年検定にて棄却された風向の相対濃度については，最新気象デー
タと比べて保守的，あるいは，ほぼ同等となっており，線量評価結果への影響を与えない。
以上より，2005 年度の気象データを線量評価に用いることは妥当である。

12 条-添付 5-43

12 条-添付 5-44

12 条-添付 5-45

12 条-添付 5-46

12 条-添付 5-47

12 条-添付 5-48

12 条-添付 5-49

12 条-添付 5-50

12 条-添付 5-51

（参考）

「発電用原子炉施設の安全解析に関する気象指針」の解説 X.での記載

1．気象現象の年変動
気象現象は，ほぼ1年周期でくり返されているが，年による変動も存在する。このため，想定事故時の線量計算に用いる相対濃度についてその年変動を比較的長期にわたって調査してみると，相対濃度の平均値に対する各年の相対濃度の偏差の比は，30％以内であった。
このことから，1年間の気象資料にもとづく解析結果は，気象現象の年変動に伴って変動するものの，その程度はさほど大きくないので，まず，1年間の気象資料を用いて解析することとした。
その場合には，その年がとくに異常な年であるか否かを最寄の気象官
署の気象資料を用いて調査することが望ましい。また，2 年以上の気象資料が存在する場合には，これを有効に利用することが望ましい。

12 条-添付 5-52

添付 6
静的機器単一故障時の原子炉格納容器冷却機能代替性確認評価

1.

評価条件
本評価では，静的機器の単一故障が発生した場合における原子炉格納容器
冷却機能の代替性を確認する。
原子炉冷却材喪失を対象として，事象発生後 15 分（残留熱除去系による低圧注水系から格納容器スプレイ冷却系への切替え）時点でスプレイヘッダ（サプレッション・チェンバ側）の全周破断が発生すると仮定して評価を実施する。
動的機器の単一故障を仮定したベースケースと，静的機器の単一故障を考慮した代替性確認評価の条件比較を第 1 表に示す。

第1表
項目

評価条件の比較（原子炉冷却材喪失）代替性確認評価

代替性確認評価

ケース1

ケース2

ベースケース

原子炉格納 スプレイ流量

スプレイ流量スプレイ流量

容器冷却系 ・ドライウェル側

・ドライウェル側・ドライウェル側：95％×2系統：95％×1系統：95％×1系統

・サプレッション・・サプレッション・・サプレッション・

の機能

作動系統

チェンバ側

チェンバ側

チェンバ側

：0％

：0％

：5％×1系統

残留熱除去系(2/2系統) 残留熱除去系(2/2系統) 残留熱除去系(1/2系統)
・格納容器スプレイ冷却 ・格納容器スプレイ冷却 ・格納容器スプレイ冷却
：2系統

：1系統

：1系統

・サプレッション・
プール冷却
：1系統

2.

評価結果
前述の条件で評価を実施した結果を第 2 表，第 1 図〜第 4 図に示す。

12 条-添付 6-1

静的機器の単一故障を仮定した場合，ベースケースよりもサプレッション・プール水温度の余裕が大きくなり，他のパラメータは同等となった。
この結果から，静的機器の単一故障が発生した場合における原子炉格納容器冷却機能の代替性を有していることが確認された。

第2表
項

目

ドライウェル
最高温度（℃）

評価結果の比較（原子炉冷却材喪失）代替性確認評価

代替性確認評価

ケース 1

ケース 2

約 139

ベースケース

判断基準

約 139

約 139

171

約 250

約 250

約 250

310

約 71

約 71

約 88

104

約 200

約 200

約 200

310

ドライウェル
最高圧力（kPa[gage]）
サプレッション・
チェンバ内のプール水最高水温（℃）
サプレッション・
チェンバ最高圧力（kPa[gage]）12 条-添付 6-2

ドライウェ ル温度 及び
サプレ ッショ ン・チェンバ 内のプール水温度

ドライウェル（ケース 1）
ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝ･ﾁｪﾝﾊﾞ（ケース 1）
ドライウェル（ベースケース）
ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝ･ﾁｪﾝﾊﾞ（ ベースケース）

約 139℃

格納容器スプレイ冷却系起動（15 分後）
約 88℃

約 71℃
（℃）

第1図

代替性確認評価ケース 1 とベースケースの評価結果比較（原子炉格納容器温度）

原子炉格納 容器圧力ドライウェル（ケース 1）
ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝ･ﾁｪﾝﾊﾞ（ケース 1）
ドライウェル（ベースケース）
ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝ･ﾁｪﾝﾊﾞ（ ベースケース）

約 250kPa[gage]

約 200kPa[gage]

格納容器スプレイ冷却系起動（15 分後）第2図

代替性確認評価ケース 1 とベースケースの評価結果比較（原子炉格納容器圧力）12 条-添付 6-3

ドライウェル温度 及び
サプレ ッショ ン・チェ ンバ 内のプール水温度

ドライウェル（ケース 2）
ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝ･ﾁｪﾝﾊﾞ（ケース 2）
ドライウェル（ベースケース）
ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝ･ﾁｪﾝﾊﾞ（ ベースケース）

約 139℃

格納容器スプレイ冷却系起動（15 分後）
約 88℃

約 71℃

（℃）

第3図

代替性確認評価ケース 2 とベースケースの評価結果比較（原子炉格納容器温度）

原子炉格納容器 圧力ドライウェル（ケース 2）
ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝ･ﾁｪﾝﾊﾞ（ケース 2）
ドライウェル（ベースケース）
ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝ･ﾁｪﾝﾊﾞ（ ベースケース）

約 250kPa[gage]

約 200kPa[gage]

格納容器スプレイ冷却系起動（15 分後）第4図

代替性確認評価ケース 2 とベースケースの評価結果比較（原子炉格納容器圧力）12 条-添付 6-4

添付 7
修復作業の成立性に関する検討について

1.
(1)

原子炉建屋ガス処理系配管
修復作業の実施について
ａ．実施時期
原子炉建屋ガス処理系の単一設計箇所については，配管に全周破断を想定したとしても安全上支障のない期間内に修復可能であることから，基準に適合していることを確認している。
燃料集合体落下の発生を起点として，24時間後に単一設計箇所が故障したと想定する。燃料集合体の落下における非居住区域境界外の公衆被ばく評価により，事故収束までの全期間にわたって判断基準（実効線量5mSv以下）を満足することが確認できたため，以下に示す作業期間は安全上支障のない期間とできる。
修復作業の作業期間は，緊急作業時の線量限度（100mSv）を満足できることを考慮した。
これにより安全上支障のない期間に確実に修復できることが確認できた。
経過日数（日）

0

5

10

15

20

25

★ 燃料集合体の落下★ 単一故障発生（非居住区域境界外の被ばく 5mSv 以下）
修復作業の実施可能期間
配
管
修
復

作業期間

屋内配管

修復作業の実施可能期間
作業期間

屋外配管

12 条-添付 7-1

なお，設定した作業期間は原子炉建屋ガス処理系の機能を回復させる
ための最短の時期を示しており,実運用における作業期間は公衆や作業員の被ばくを考慮した上で決定する。なお，作業期間におけるタイムチ
ャートについては「(3)詳細工程について」で示す。

12 条-添付 7-2

(2)作業手順について
ａ．作業手順配管の修復作業は，破断箇所を特定した後，あらかじめ用意した修復用資機材を用いて，以下の手順により修復を行う。
① 準備作業（修復用資機材運搬等）
・修復用資機材は発電所構内に保管する。
・修復用資機材は使用環境（耐圧性，耐熱性）を考慮した仕様のものを準備する。
② 修復箇所の作業性を確保する（高所の場合は足場を設置する）。
・現場の状況（修復箇所表面の温度，作業エリアの汚染の状況等）に応じた保護具を装着する。
・作業安全確保のため，原子炉建屋ガス処理系排風機の隔離（ス
イッチ

停止

及び電源

切

）を行う。

③ 破断面のバリ等の凹凸を除去し，チェーンブロック等により芯合せを行う。
④ 配管破断箇所に，修復用資機材（補修用パテ，クランプ等）を取り付ける。
なお，修復作業については協力会社を含めた作業員の召集体制，資機材の準備，作業手順，訓練の実施等の必要事項を今後社内規程として整備する。

ｂ．修復方法
原子炉建屋ガス処理系配管の修復方法を以下に図示する。
原子炉建屋ガス処理系配管には，直管部，エルボ部，分岐（Ｔ字，Ｙ字）部，壁貫通部，サポート部があり，いずれの部位に故障が発生した
12 条-添付 7-3

場合にも対応できるよう検討した。
なお，修復方法については，必要に応じて追加・見直しを行う。

①直管部の修復・補修用クランプにて固定②エルボ部の修復
・補修用パテ＋バンドにて補修

12 条-添付 7-4

③分岐部の修復
・補修用パテ＋バンドにて補修④分岐部の修復
・補修用パテ＋バンドにて補修⑤建屋貫通部の修復
・シール用パテによる補修

12 条-添付 7-5

⑥サポート部の修復・補修用パテによる補修

ｃ．修復用資機材
修復用資機材としては以下のものが挙げられる。
修復用資機材については，使用環境（耐圧性，耐熱性）を考慮した仕様のものを準備することとし，発電所構内に保管する。
なお，修復用資機材については，必要に応じて追加・見直しを行う。

ⅰ）鋼管足場資材（足場パイプ，足場板，クランプ，ベース等）
ⅱ）高所作業時安全装備品（安全帯，安全ネット，親綱，セイフティー
ブロック等）
ⅲ）吊り具（チェーンブロック，ワイヤーロープ等）
ⅳ）補修用クランプ（600A 用，450A 用），補修用パテ，バンド等
ⅴ）研削工具(3)

詳細工程についてａ．屋内作業
修復は破断箇所を特定した後に行うため，足場設置箇所が限定できる
12 条-添付 7-6

ことから，足場の組立作業を含めても 2 日間程度で可能である。なお，
足場解体作業は，事故収束後（後日）の対応とする。
原子炉建屋ガス処理系配管の修復作業についてモックアップを行い，タイムチャートを作成した。これにより 2 日間での修復作業の成立性を確認することができた。
また，被ばく評価の結果に基づき，配管修復作業における 1 人当たりの作業時間を 4 時間とすると，12 班（作業員総数 68 名）で修復作業を実施することができ，作業員 1 人当たりの被ばく量は最大で 52mSv（4 時間）となることが確認できた。
項

目

１日

中央制御室での検知

1h

装備準備

1h

漏えい箇所特定4h

資機材搬入･移動･段取り

18h

足場設置(鋼管足場等)

13h

配管修復作業準備

4h

破断面表面処理／芯合せ

6h

修復用資機材取付け・固定

5h

漏えい確認

2h

２日

３日

7人×10mSv／人① 7人×10mSv／人② 7人×10mSv／人③ 7人×10mSv／人④ 5人×52mSv／人⑤ 5人×52mSv／人⑥ 5人×52mSv／人⑦ 5人×52mSv／人⑧ 5人×52mSv／人⑨ 5人×52mSv／人⑩ 5人×52mSv／人⑪ 5人×52mSv／人

⑫

※

：修復作業

最も被ばく線量が厳しい箇所の故障を想定した場合，修復作業に 68
名の作業員（作業責任者，放管員含む）が必要となる。しかし，当該作
12 条-添付 7-7

業の想定では事故発生から 20 日後に作業を開始することになっており，必要な作業員を確保ための時間は十分あると考える。
また，非居住区域境界外の被ばくの評価結果から，作業開始を遅らせることも可能であり，これにより被ばく線量を低減することができ，必要な要員数を削減できる。
なお，故障発生箇所がチャコールフィルタから離れた場所であれば，作業場所の線量が低下するため，必要な要員数は低減される。

12 条-添付 7-8

ｂ．屋外作業
原子炉建屋ガス処理系配管のうち，屋外配管の修復作業についてのタ
イムチャートを以下に示す。
屋外作業では高さ 15m の足場組立を想定しているため，屋内作業に比べて足場組立の作業量が増加することになり，修復には約 4 日間を要する。しかし，建屋外のため放射線源であるフィルタを考慮する必要が無
いこと，配管中のガスはフィルタで浄化したものであることから，修復作業を通常の 3 交替で実施することができる。
したがって，配管修復作業は 3 班，30 名（延べ人数 102 名）で実施することができる。
項目

１日

中央制御室での検知

1h

装備準備

1h

漏えい箇所特定4h

資機材搬入･移動･段取り

32h

足場設置(鋼管足場等)

48h

配管修復作業準備

4h

破断面表面処理／芯合せ

6h

修復用資機材取付け・固定

5h

漏えい確認

2h
8人
①

※

２日

8人
②

8人
③

３日

４日

8人
① 10人
② 10人
③ 10人
① 10人
② 10人
③ 10人
① 5人
②

：修復作業

12 条-添付 7-9

５日

5人
③

(4)

狭隘部の作業
原子炉建屋ガス処理系配管の単一設計箇所に修復作業が困難な狭隘部が存在するかを現場点検により確認した。
その結果，原子炉建屋ガス処理系配管は全範囲において目視により破損状況を確認することが可能であり，修復作業が困難な狭隘部も存在しない
ことを確認した。確認に当たっては，最も作業性が悪い箇所（写真⑤）を選定したモックアップ作業も実施している。
以下に配管の敷設状況を示す。

原子炉建屋（原子炉棟）

単一設計箇所
区分Ⅰ

FO
AO

プレフィルタヘパフィルタスペースヒータ

チャコールフィルタ

ヘパフィルタ

電気加熱器

プレフィルタヘパフィルタスペースヒータ

チャコールフィルタ

ヘパフィルタ

FO
AO

FO
AO

ドレンサンプへ

AO

FO
AO

(A)

GD

(B)

GD

①

排風機

④

⑤

区分Ⅱ

FO

非常用ガス処理系排気筒へ

電気加熱器

AO

湿分除去装置FO

湿分除去装置

原子炉建屋ガス処理系 (非常用ガス再循環系)

②

③

排風機

12 条-添付 7-10

ヘパフィルタAO

AO

ヘパフィルタFO

GD

チャコールフィルタFO(B)

スペースヒータ

AO

電気加熱器

FO

AO

チャコールフィルタ

⑥

FO
GD

スペースヒータ

(A)

電気加熱器

原子炉建屋ガス処理系 (非常用ガス処理系)

⑮

FO
AO

⑦
FO
AO

⑧〜⑭

①

②

③
Ⅱへ

Ⅲへ

約φ610mm

Ⅰから

Ⅰへ
④

Ⅱから

⑤

⑥

Ⅲへ
Ⅲから

原子炉
棟へ
Ⅲから

Ⅱから
⑦

SGTS(A)

SGTS(B)⑧
SGTS(A)
から

⑨
Ⅴへ

Ⅳへ

Ⅵへ
SGTS(B)
から

⑩

Ⅳから
⑪

Ⅴから
⑫
Ⅸへ

Ⅵから

Ⅶから
Ⅶへ
Ⅷへ
Ⅷから

約φ460mm

⑬

⑭

⑮
建屋内から

Ⅹへ

Ⅸから

Ⅹから

建屋外へ

12 条-添付 7-11

2.
(1)

中央制御室換気系
修復作業の実施時期について
中央制御室換気系の単一設計箇所については，ダクトに全周破断を想定し，安全上支障のない期間内に修復可能であることから，基準に適合していることを確認している。
主蒸気管破断の発生を起点として，24時間後に単一設計箇所が故障したと想定する。主蒸気管破断における中央制御室運転員の被ばく評価により事故収束までの全期間にわたって判断基準（実効線量100mSv以下）を満足すると評価できることから，以下に示す作業期間は，安全上支障のない期間とできる。
修復作業の作業実施時期は，ダクト修復作業に係る作業員の被ばく評価
結果から，故障発生後，直ちに作業着手可能であるため，故障発生の直後と設定した。
これにより安全上支障のない期間内に確実に修復できることが確認できた。
なお，設定した作業実施時期は中央制御室換気系の機能を回復させるための最短の時期を示しており，実運用における作業期間は中央制御室の運転員や作業員の被ばくを考慮した上で決定する。
故障が小規模破損で検知に時間を要し，作業開始が24時間遅れた場合であっても，安全上支障のない期間内に確実に修復できることも確認できた。
なお，作業期間におけるタイムチャートについては「(3)詳細工程について」で示す。

12 条-添付 7-12

経過日数（日）05★ 主蒸気管破断★ 単一故障発生10（中央制御室運転員の被ばく 100mSv 以下）
修復作業の実施可能期間

ダクト修繕

作業期間

（検知まで
24時間遅れた
場合）

(2)

作業期間

作業手順について
ａ．作業手順ダクトの修復作業は，破断箇所を特定した後，あらかじめ用意した修復用資機材を用いて，以下の手順により修復を行う。
① 準備作業（修復用資機材運搬等）
・修復用資機材は発電所構内に保管する。
・修復用資機材は使用環境（耐圧性，耐熱性）を考慮した仕様のものを準備する。
② 修復箇所の作業性を確保する（高所の場合は足場を設置する）。
③ 破断面のバリ等の凹凸を除去する。
④ ダクト破断箇所に，修復用資機材（ゴムシート，当て板等）を取り付ける。
なお，修復作業については協力会社を含めた作業員の召集体制，資機材の準備，作業手順，訓練の実施等の必要事項を今後社内規程として整備する。

12 条-添付 7-13

ｂ．作業イメージ図
中央制御室換気系ダクトの修復方法を以下に図示する。
中央制御室換気系ダクトには，直管部，エルボ部，分岐（Ｔ字）部，床貫通部，サポート部があり，いずれの部位に故障が発生した場合にも対応できるよう検討した。なお，修復方法については，必要に応じて追加・見直しを行う。
また，軽微な故障の場合は当て板，紫外線硬化型ＦＲＰシート，コーキング等，通常の補修方法を適用することができる。

①中央制御室空調ダクト直管部における修復方法
・ゴムシート＋金属金網（メッシュ）により補強，バンドにて固定
バンド

ゴムシート＋金属金網

破断面②中央制御室空調ダクトエルボ部における修復方法
・ゴムシート＋金属金網（メッシュ）により補強，バンドにて固定

12 条-添付 7-14

③中央制御室空調ダクト分岐部における修復方法
・ゴムシート＋金属金網（メッシュ）により補強，バンドにて固定④中央制御室空調ダクト貫通部における修復方法
・ゴムシート＋アングル材にてダクトを固定，破断面をコーキング処理
ゴムシート＋アングル材(リベットおよびアンカーボルトにて固定)

コーキング用シール材(パテ)

床

ダクト
破断部

12 条-添付 7-15

ｃ．修復用資機材
修復用資機材としては以下のものが挙げられる。
修復用資機材については，使用環境（耐圧性，耐熱性）を考慮した仕様のものを準備することとし，発電所構内に保管する。
なお，修復用資機材については，必要に応じて追加・見直しを行う。

ⅰ)

鋼管足場資材（足場パイプ，足場板，クランプ，ベース等）

ⅱ)

ゴムシート，金属板，アルミテープ，ラチェットバンド，コーキ
ング材等

(3)

ⅲ)

チェーンブロック・ジャッキ等

ⅳ)

保温板金（ロール状），アングル鋼材等（固定用）等

詳細工程について修復は破断箇所を特定した後に行うため，足場設置箇所が限定できることから，足場の組立作業を含めても2日間程度で修復可能である。なお，
足場解体作業は，事故収束後（後日）の対応とする。
中央制御室換気系ダクトの修復作業についてモックアップを行い，タイ
ムチャートを作成した。これにより2日間での修復作業の成立性を確認することができた。
また，被ばく評価の結果から，中央制御室換気系ダクトの修復作業では最も厳しい条件であっても線量率は約5.2×10 −２ mSv／hであり，3交替で作業することができる。したがって，中央制御室換気系ダクトについて
は，3班，24名（延べ41名）にて修復作業が実施可能であることを確認できた。

12 条-添付 7-16

項

目

１日

中央制御室での検知

1h

装備準備

1h

漏えい箇所特定2h

資機材搬入･移動･段取り

16h

足場設置(鋼管足場等)

18h

作業準備

6h

ダクト破断面の整形

2h

ゴム板・金網による固定（壁貫通部は当て板使用）

4h

漏えい確認

2h

２日

３日

10人×0.40mSv／人
7人×0.40mSv／人①
7人×0.42mSv／人②
7人×0.42mSv／人③
5人×0.42mSv／人①
5人×0.42mSv／人
②

③

※

：修復作業
中央制御室換気系ダクトの修復作業における被ばく評価の結果から，当該作業の被ばく線量は十分低い値であり，修復作業の実現性に問題はない。
なお，故障が小規模破損で検知に時間を要し，作業開始が 24 時間遅れた場合を想定したタイムチャートは以下のとおりである。この場合も，修復作業の実現性に問題はない。
項

目

１日

（中央制御室での検知不可）

24h

漏えい箇所特定（巡視点検に
よる検知）

2h

資機材搬入･移動･段取り

16h

足場設置(鋼管足場等)

18h

作業準備

6h

ダクト破断面の整形

2h

ゴム板・金網による固定（壁貫通部は当て板使用）

4h

漏えい確認

2h

２日

３日

４日

10人×0.40mSv／人
7人×0.40mSv／人①
7人×0.42mSv／人②
7人×0.42mSv／人③
5人×0.42mSv／人①
5人×0.42mSv／人②③

12 条-添付 7-17

※
(4)

：修復作業
狭隘部の作業
中央制御室系ダクトについて修復作業が困難な狭隘部が存在するかを現場点検により確認した。その結果，中央制御室換気系ダクトは全範囲において目視により破損状況を確認することが可能であり，修復作業が困難な
狭隘部も存在しないことを確認した。確認に当たっては，最も作業性が悪い箇所（写真⑧）を選定したモックアップ作業も実施している。
以下にダクト敷設状況を示す。

①

②

③

Ⅰへ
Ⅰから
Ⅲへ
Ⅱへ

MCR から

④

Ⅲから

⑤

Ⅱから
⑥
Ⅴから

Ⅳへ

Ⅳから
Ⅴへ
チャンバ

12 条-添付 7-18

Ⅵへ

⑦

⑧

⑨

Ⅶへ
Ⅶから
Ⅵから

Ⅷへ

⑩

Ⅸへ

⑪

Ⅷから

⑫
Ⅸから

Ⅸから
Ⅸから

フィルタユニットへ

フィルタユニットへ
⑬

⑭

⑮

Ⅹへ
Ⅹから

から
空気調和機へ

へ
フィルタファンから⑯⑰

空気調和機から

MCR へ

から
MCR へ

MCR へ
へ

12 条-添付 7-19

3.

モックアップによる修復作業の成立性確認
原子炉建屋ガス処理系配管及び中央制御室換気系ダクトについて，全周破断を想定した修復作業のモックアップを実施することにより，修復作業の成立性を確認し，作業ステップ毎のタイムチャートを作成した。確認項目は以下のとおり。
①

破断箇所が高所であった場合，安全・確実に足場を設置することが可能であること。

②

狭隘部に対して，バンド巻き等の修復作業を実施できること。

③

当該系統の配管（ダクト）形状に対して修復作業を適用できること。

④

作業ステップ毎に必要な要員数，作業時間を確認し，タイムチャー
トを作成する。

モックアップの結果，原子炉建屋ガス処理系配管及び中央制御室換気系ダ
クトに全周破断が発生した場合，修復作業が実施可能であることが確認できた。以下にモックアップの状況を示す。

(1)

原子炉建屋ガス処理系配管
原子炉建屋ガス処理系配管について修復作業のモックアップを実施する
ことにより作業の成立性を確認した。
ａ．モックアップ対象箇所
原子炉建屋ガス処理系配管の全てのラインについて現場確認を行い，作業性（高所，狭隘）及び想定される雰囲気線量から，最も作業が困難である場所（非常用ガス再循環系から非常用ガス処理系への連絡配管）を選定した。

12 条-添付 7-20

ｂ．足場設置状況
原子炉建屋ガス処理系配管は高所に敷設されていることから，破断想定箇所での作業性確保のため足場等を設置することが可能であるかを，
モックアップ対象箇所で実際に足場を設置することにより確認した。第
1図に足場組立状況を示す。図に示すとおり，モックアップ対象箇所において安全・確実に足場組立を行うことが確認できた。
モックアップ対象箇所は高所，狭隘，高線量である場所を現場確認により選定していることから，原子炉建屋ガス処理系配管の全範囲で足場設置可能であると評価する。
モックアップ対象箇所
SGTS
SGTS

(B)

(A)

FRVS(A)
評価点

FRVS(B)

足場組立状

第1図

現場モックアップ状況（足場組立全景）

ｃ．狭隘部における作業状況
破断想定箇所に対して補修作業が実施できることを確認するため，モックアップ対象箇所に補修用バンドの巻付けを行った。第2図に作業状況を示す。図に示すとおり，モックアップ対象箇所において安全・確実に補修作業を実施できることが確認できた。
モックアップ対象箇所は高所，狭隘，高線量である場所を現場確認により選定していることから，原子炉建屋ガス処理系配管の全範囲で補修
12 条-添付 7-21

作業が実施可能であると評価する。

第2図

狭隘部作業状況ｄ．補修作業の実施状況
原子炉建屋ガス処理系配管の形状には，直管，エルボ管，分岐管（Ｔ字，Ｙ字）がある。これらの配管形状について補修用バンドの巻付けが実施可能であることを確認した。モックアップ対象箇所は直管であるため，その他の形状については別系統の大口径配管を用いた。
なお，原子炉建屋ガス処理系には壁貫通部とサポート部があるが，これらについては補修用パテにより修復を行う計画である。
作業状況を第3図に示す。図に示すとおり，補修用バンドの巻付けは様々な形状に適用できることが確認できた。これにより原子炉建屋ガス処理系配管の全範囲で，補修作業が実施可能であると評価する。

12 条-添付 7-22

①

直管部（実機）②③

分岐部（模擬・別系統）

第3図

エルボ部（模擬・別系統）

修復模擬作業状況

ｅ．モックアップの実測データ
モックアップにより実測したデータを以下に示す。
(a)

作業時間

作業項目

作業時間

作業員 ※3

資機材準備

18h※1

5人

足場組立

13h※1

3人

配管修復準備

10h※2

3人

配管修復

5h※1

3人

備考

床面高さ約5ｍ

補修用パテの硬化時間は10〜60分※1

保守的な評価として実測値を 1.5 倍した。

※2

破断面の処理や配管の芯合せ等，モックアップできない作業につ12 条-添付 7-23

いては予想時間とした。
※3

実際の作業では，作業員の他に監督者及び放管員が必要となる。

(b)

必要資機材
足場設置用の資機材を以下に示す。
（使用材料）
足場板

2ｍ×8

ベース

2

足場板

1.5ｍ×6

キャッチ

14

足場板

1ｍ×2

直交

40

メッシュ

1ｍ×1

自在

1

足場パイプ

2.5×7

ジョイント

3

足場パイプ

2ｍ×10

ステップバー

10

足場パイプ

1.5ｍ×15

セイフティブロック

1

足場パイプ

1ｍ×6

安全ネット

2

足場パイプ

0.5ｍ×1

ワイヤー

1

ｆ．タイムチャート
モックアップの実績に基づき原子炉建屋ガス処理系配管の修復作業について，作成したタイムチャートを以下に示す。モックアップは原子炉
建屋ガス処理系配管の中で最も作業困難な箇所を選定して実施していることから，ここに示すタイムチャートは最も時間のかかる作業におけるものである。

12 条-添付 7-24

項

目

１日

中央制御室での検知

1h

装備準備

1h

漏えい箇所特定4h

資機材搬入･移動･段取り

18h

足場設置(鋼管足場等)

13h

配管修復作業準備

4h

破断面表面処理／芯合せ

6h

修復用資機材取付け・固定

5h

漏えい確認

2h

２日

３日

7人／班
①

②

③

④

5人／班
⑤

※

⑥

⑦

⑧

⑨

⑩

⑪

⑫

：修復作業

なお，屋外作業について，足場設置までは過去の工事実績から，配管補修についてはモックアップの実績から作成したタイムチャートを以下
に示す。
項

目

１日

中央制御室での検知

1h

装備準備

1h

漏えい箇所特定4h

資機材搬入･移動･段取り

32h

足場設置(鋼管足場等)

48h

配管修復作業準備

4h

破断面表面処理／芯合せ

6h

修復用資機材取付け・固定

5h

漏えい確認

2h

２日

３日

４日

５日

8人
10人
①

②

③

①

5人
②

③

①

②

③

①
②

※

：修復作業

12 条-添付 7-25

③

(2)

中央制御室換気系ダクト
中央制御室換気系ダクトについて修復作業のモックアップを実施することにより作業の成立性を確認した。
ａ．モックアップ対象箇所
中央制御室換気系ダクトの全てのラインについて現場確認を行い，作業性（高所，狭隘）及び想定される雰囲気線量から，最も作業が困難である場所（フィルタユニットの循環ライン（入口側））を選定した。

ｂ．足場設置状況
中央制御室換気系ダクトには高所に敷設されている箇所があることから，破断想定箇所での作業性確保のため足場を設置することが可能であ
るかを，モックアップ対象箇所で実際に足場を設置することにより確認した。第4図に足場組立状況を示す。図に示すとおり，モックアップ対
象箇所において安全・確実に足場組立を行うことが確認できた。

第4図

現場モックアップ状況（足場組立全景）

12 条-添付 7-26

モックアップ対象箇所は高所，狭隘である場所を現場確認により選定していることから，中央制御室換気系ダクトの全範囲で足場設置可能であると評価する。

ｃ．狭隘部における作業状況
破断想定箇所に対して補修作業が実施できることを確認するため，モックアップ対象箇所にゴムシート＋金属金網の取付けを行った。第5図に作業状況を示す。図に示すとおり，モックアップ対象箇所において安全・確実に補修作業を実施できることが確認できた。
モックアップ対象箇所は高所，狭隘，高線量である場所を現場確認により選定していることから，中央制御室換気系ダクトの全範囲で補修作業が実施可能であると評価する。

（モックアップ対象箇所）
ゴムシート＋金属金網取付け
後，バンドによる固定を実施。
ダクト

第5図

狭隘部作業状況ｄ．補修作業の実施状況
中央制御室換気系ダクトの形状には，直管，エルボ管，分岐管（Ｔ字）がある。これらのダクト形状についてゴムシート＋金属金網による補修作業が実施可能であることを確認するため，モックアップ対象箇所にゴムシート＋金属金網の取付けを行う。
12 条-添付 7-27

作業状況を第6図に示す。図に示すとおり，ゴムシート＋金属金網の取付けはモックアップ対象箇所に対して実施可能であることが確認できた。モックアップ対象箇所は最も作業性の悪いＴ字分岐管を選定していることから，その他の形状については適用できると評価する。

第6図

分岐部修復状況

また，中央制御室換気系ダクトの床貫通部についても，補修作業（模擬）を実施した。作業状況を第7図に示す。床貫通部には高所，狭隘など作業性の悪い箇所はなく，図に示すとおり，問題なく補修することができる。
ゴムシート＋アングル材(リベットおよびアンカーボルトにて固定)

コーキング用シール材(パテ)

床

ダクト
破断部

第7図

床貫通部模擬作業状況
12 条-添付 7-28

以上により中央制御室換気系ダクトの全範囲で，補修作業が実施可能であると評価する。

ｅ．モックアップの実測データ
モックアップにより実測したデータを以下に示す。
(a)

作業時間
作業項目

作業時間

作業員 ※3

資機材準備

16h※1

8人

足場組立

18h※1

5人

ダクト修復準備

8h※2

3人

ダクト修復

4h※1

3人

備考

床面高さ約5ｍ※1

保守的な評価として実測値を 1.5 倍した。

※2

破断面の処理等，モックアップできない作業については予想時間

とした。
※3

実際の作業では，作業員の他に監督者及び放管員が必要となる。

(b)

作業資機材
足場設置用の資機材を以下に示す。
（使用材料）
足場板

3ｍ×4

キャッチ

直交

14

足場板

2ｍ×6

キャッチ

自在

1

足場板

1.5ｍ×10

ジョイント

1

足場板

1ｍ×3

ベース

1

足場パイプ

3ｍ×7

敷角

1

12 条-添付 7-29

足場パイプ

2ｍ×8

梯子

足場パイプ

1.5ｍ×10

足場パイプ

4.5ｍ×1

セイフティブロック1

1ｍ×8

クランプカバー

10

メッシュ

12

パイプカバー

10

直交

50

造り番線

1箱

自在

10

ｆ．タイムチャート
モックアップの実績に基づき中央制御室換気系ダクトの修復作業におけるタイムチャートを作成した。モックアップは中央制御室換気系ダク
トの中で最も作業困難な箇所を選定して実施していることから，ここに示すタイムチャートは最も時間のかかる作業におけるものである。
項

目

１日

中央制御室での検知

1h

装備準備

1h

漏えい箇所特定2h

資機材搬入･移動･段取り

16h

足場設置(鋼管足場等)

18h

作業準備

6h

ダクト破断面の整形

2h

ゴム板・金網による固定（壁貫通部は当て板使用）

4h

漏えい確認

2h

２日

３日

10人／班

①
7人／班

②

③

①
5人／班
②

※

：修復作業

12 条-添付 7-30③

また，故障が小規模破損で検知に時間を要し，作業開始が 24 時間遅れた場合を想定したタイムチャートを以下に示す。破損が小規模であれば修復作業に要する時間を短縮できるが，タイムチャート作成に当たっては，全周破断の修復作業に要する作業時間を用いた。
項

目

１日

（中央制御室での検知不可）

24h

漏えい箇所特定（巡視点検に
よる検知）

2h

資機材搬入･移動･段取り

16h

足場設置(鋼管足場等)

18h

作業準備

6h

ダクト破断面の整形

2h

ゴム板・金網による固定（壁貫通部は当て板使用）

4h

漏えい確認

2h

２日

３日

４日

10人／班

①
7人／班

②

③

①
5人／班
②

※

：修復作業

12 条-添付 7-31③

4.

補修工法の妥当性(1)

原子炉建屋ガス処理系
原子炉建屋ガス処理系の設計仕様は最高使用圧力0.014MPa[gage]，最高
使用温度72℃であり，単一故障の修復に当たっては使用環境（耐圧性，耐熱性）を考慮した仕様の資機材を準備する。
モックアップで使用した補修用パテについても当該配管の設計条件を満足する仕様であり，事故時の原子炉建屋ガス処理系の環境においても応急処置として使用可能である。

（補足）

補修用パテ＋補修用バンドによる修復方法の妥当性確認

原子炉建屋ガス処理系配管の修復としては補修用パテを用いた方法を行うこととしている。社団法人日本機械学会「発電用原子力設備規格維持規格（2008年版）」には暫定修復方法として「接着材による補修方法」が規定されており，東海第二発電所においても接着材を用いた修復は多くの実
績がある。

第1図

配管（ティー部）への適用例（社団法人日本機械学会「発電用原子力設備規格維持規格（2008年版）」より）

しかしながら，全周破断の修復への適用は想定されていないことから，
12 条-添付 7-32

実証試験を行い，全周破断した配管に適用した場合でも漏えいを止めることが可能であることを確認した。
原子炉建屋ガス処理系配管の修復作業のモックアップでは，補修用パテを塗布し，補修用バンドを巻き付ける方法について，実機に施工可能でき
ることを確認した。
ここでは，全周破断させた模擬配管を用いて，補修用パテによる修復方法の妥当性について検証を行った。試験方法を第8図に示す。なお，試験については，社団法人日本機械学会「発電用原子力設備規格

設計・建設

規格（2005年版）」に基づき実施した。
なお，本試験では補修用パテを塗布する作業時間を測定し，タイムチャート作成に反映させた。
試験配管：炭素鋼管

150A

試験圧力：0.018MPa
保持時間：10 分
漏えい検査圧力：0.014MPa
P

P

切断面

コンプレッサより

配管受台

第8図

試験方法

試験の結果，補修箇所からの漏えいがないことを確認した。これにより，全周破断した配管であっても，応急処置として補修用パテによる修復が可能であるということが確認できた。
12 条-添付 7-33

なお，原子炉建屋ガス処理系の最高使用温度は72℃であるが，作業実施に当たっては，配管の表面温度を考慮した適切な保護具を装着して行う。
また，補修作業は原子炉建屋ガス処理系排風機を停止した状態で行うことから，配管の表面温度は周辺環境と同じ温度となることから，作業実施に支障を与えることはない。

(2)

中央制御室換気系
中央制御室換気系の運転条件は運転圧力0.98kPa[gage]以下，運転温度
10℃〜40℃であり，単一故障の修復に当たっては使用環境（耐圧性，耐熱性）を考慮した仕様の資機材を準備する。
モックアップで使用したゴムシートついても運転条件を満足する仕様であり，事故時の中央制御室換気系の環境においても応急処置としては使用可能である。

（補足）ゴムシートによる応急処置の実例
中央制御室換気系ダクトの全周破断の修復としては，ゴムシート＋金属金網＋バンド固定の方法を行うこととしている。東海第二発電所において，ダクトの暫定的な修復にゴムシートを当て板として用いた事例を（参考）に示す。
このような実績からも，ゴムシート＋金属金網＋バンド固定による修復方法は中央制御室換気系ダクトの単一故障に対して適用可能であると考える。

12 条-添付 7-34

（添付）東海第二発電所におけるダクト修復（応急処置）の事例
1.

故障の概要
【廃棄物処理建屋主排気系ダクトの（屋外）開孔について】●

平成24年11月15日より東海第二発電所の原子炉建屋，タービン建屋等の換気系屋外ダクトについて，計画に基づき点検作業を行っていたとこ
ろ，平成24年11月20日，廃棄物処理建屋 主排気系ダクトに開孔（直径約５ｍｍ）があることを確認した。

●

平成24年11月20日，ゴム板等により仮補修を行い漏えいのないことを
確認した。

2.

仮補修の状況

廃棄物処理建屋
主排気系ダクト

腐食による開孔部

ゴム板等による仮補修

12 条-添付 7-35

添付 8
配管及びダクトの点検の実施状況について

東海第二発電所では，静的機器の単一故障を想定する機器として，3 系統の配管，ダクトを評価している。これら単一設計となっている配管，ダクトについて，点検の実施状況を整理する。

1.

原子炉建屋ガス処理系(1)

内部点検の実施状況
原子炉建屋ガス処理系配管については，以下のとおり点検を実施し，異常のないことを確認している。
①

屋外の配管について，外面の補修塗装に併せ，肉厚測定を実施しており，著しい減肉がないことを確認している。

②

機器分解時等において近傍の配管内部を目視にて点検し，腐食等の異常がないことを確認している。

(2)

今後の点検方針
屋外の配管は海塩粒子の影響で，屋内配管に比べ腐食発生の可能性が高いものと考えられるが，これまでの内部に関する点検結果から屋外配管，
屋内配管のいずれにも異常は認められていない。
今後も，屋外配管の肉厚測定等を継続することにより原子炉建屋ガス処
理系配管の健全性を維持することが可能である。

2.

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）のスプレイヘッダ（サプレッション・チェンバ側）(1)

内部点検の実施状況
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）のスプレイヘッダ（サプレッ
12 条-添付 8-1

ション・チェンバ側）の内部については，以下のとおり点検を実施し，異常のないことを確認している。
①

ＣＣＤカメラを用いた内部点検（抜取 ※ ）やノズルを外した状態での目視（全数）による内部点検を実施しており，腐食等の異常がないことを確認している。
※スプレイヘッダの構造はリング状であり，全周が同一口径で，スプレイノズルが下向きに取付けられていることから，内部に水が停滞することはない。したがって，どの位置でも同じ環境であると考えられることから，内部点検は抜取検査とした。

(2)

今後の点検方針
当該スプレイヘッダについては，これまでの内部に関する点検結果から，異常は認められていない。また，通常運転中は窒素雰囲気となるサプレッ
ション・チェンバ内にあり，配管内部も水を内包しないことから，急激に腐食が進行するとは考えられない。
今後も，スプレイヘッダ内部の点検を継続することにより，残留熱除去
系（格納容器スプレイ冷却系）のスプレイヘッダ（サプレッション・チェ
ンバ側）の健全性を維持することが可能である。

3.

中央制御室換気系ダクト
東海第二発電所の中央制御室換気空調系ダクトの点検実績及び点検実績等に基づく点検計画の変遷は以下のとおりである。主な点検実績を第１表及び第1図に示す。

(1)

他社水平展開としての全箇所の点検（2005，2006年度）
2005年度に他プラント不具合の水平展開として外面及び内面の全ての範囲（保温材施工範囲は保温材を取外しを実施）の外観点検を実施した。点12 条-添付 8-2

検の結果，構造健全性に影響を与えるような有意な腐食は認められなかっ
たが，ダクト外面に全体的に発錆がみられたため補修塗装を実施した。保
温材については新品に取替え，結露の発生防止対策を図った。
2006年度には中央制御室気密試験準備のためダクトの外観点検を実施す
るとともに，インリーク箇所についてシール施工を実施した。
(2)

全箇所の点検に基づく点検方法、周期の変更（2007年度）
中央制御室換気空調系ダクトの点検は，従来，１回／１０年の目視点検としていたが，2005年度，2006年度の点検の結果，ダクト外面に全体的に発錆が確認されたことから，点検周期及び点検内容の見直しを行った。点検周期については，屋内に設置されたダクトであり厳しい腐食環境ではな
いこと，点検の結果からも著しい腐食が認められなかった状況を勘案して，５年に設定した。点検内容については，錆の発生箇所に環境条件的な特異性はなかったこと，保温材施工範囲については近年に補修塗装による腐食防止及び保温材の取換えによる結露防止対策が図られていることか
ら，機器の取替や点検にあわせて近傍のダクトの内面及び外面をサンプリ
ング的に点検することとした。

(3)

敦賀1号機の水平展開としての点検（2009年度）
2009年度には，敦賀発電所１号機の中央制御室換気空調系外気取入れダクトの腐食事象（2008年12月）の水平展開として，外気取入れ口〜空気調
和機，及び排風用ファン〜排気口の範囲にあるダクトの点検を実施した。

(4)

2009年度以降の点検
2011年度，2015年度には，点検計画に基づき，ダンパの取替や点検に合わせて近傍のダクトの点検（保温材施工部は保温材取外し）を実施し，異常のないことを確認した。
これらの点検実績を反映した点検周期及び点検内容については，保全計
12 条-添付 8-3

画に定めるとともに，他プラントでの損傷実績があることを記載することで，形骸化を防止している。点検周期及び点検方法を第2表に示す。
なお，敦賀発電所１号機の事象の水平展開の一つとして，発電室が行う
巡視点検において，静的機器であるダクトの錆，腐食への意識が高ければ早期に発見できた可能性があることから，上記の定期的な点検とは別に，発電室においても，１年毎にダクトの外面の目視点検（保温材施工部は保温材の取付状態の確認）を実施することとした。本点検については，点検の視点（錆，腐食，き裂，析出物，変色，塗装の剥がれ，変形の有無）を明確にしたチェックシート，系統図，前回点検時の写真を用いて行うこと，結果については保修室に通知することを社内規定に定め，形骸化防止を図っている。
(5)

今後の対応方針2016年12月には，島根原子力発電所２号機の中央制御室空調換気空調系
ダクトにおいて腐食事象が発生しているが，東海第二発電所では，本事象をうけ，今年度に中央制御室空調系ダクトの点検を計画している。
東海第二発電所においては，2005年度に類似箇所（外気取入れ口近傍のダクト内面及び外面）の点検を実施し，著しい腐食のないことを確認しているが，今年度に計画している点検の結果を踏まえ，腐食の要因となる結露の発生や海塩粒子の付着の観点から，ダクトの内面及び外面のそれぞれについて環境上厳しい部位を特定し，点検周期及び点検部位の見直しを検討し，点検計画に反映する方針である。
また，島根原子力発電所2号機の事象の原因が特定された場合には，東海第二発電所における類似箇所を特定し，合わせて点検計画に反映する方針である。

12 条-添付 8-4

第１表

中央制御室換気空調系ダクトの主な点検実績
点検範囲

実施
年度

2005
2006

点検方法

担当

備考

全ての範囲

目視点検

保修室

・他プラント水平展開

−

目視点検

保修室

・中央制御室気密試験
準備

−

−

−

・内面及び外面の点検を点検計画に反映

目視点検

保修室

・中央制御室気密試験
準備・空気調和機から中央制御室までのダクトの一部をサンプリン
グ的に点検
・敦賀発電所１号機の中央制御室換気空調
系外気取入れダクトの腐食事象発生

−

目視点検

保修室

・敦賀1号機トラブル
事象の水平展開とし
て実施

−

−

−

外面

内面

全ての範囲
（保温材施工部は保温材取外し）

全ての範囲（保温材施工部は保温材取外し）

2007

−

空気調和機〜

2008

空気調和機〜

中央制御室の一部

中央制御室（部分的に保温材取外し）

外気取入口〜空気調和機

2009

排風用ファン〜排気口（保温材が施工されていない範囲）

2010

2011

−
取替ダンパ近傍

取替ダンパ近（保温材が施工されていない範囲）

2015

点検ダンパ近傍（部分的に保温材取外し）

第2表

点検ダンパ近
傍

保修室

目視点検

保修室

目視点検

・点検計画に基づき，点検ダンパ近傍のダ
クトをサンプリング
的に点検

点検周期及び点検方法
点検範囲

点検方法
及び周期

傍

・点検計画に基づき，取替ダンパ近傍のダ
クトをサンプリング
的に点検

備考
内面

外面

・島根原子力発電所2号機の事象に対する点検結果を踏まえ，必目視点検（１回／５年）

点検機器（ダクト，フランジ，ベローズ等）の近傍（部分的に保温材取外し）

外気取入口〜
空気調和機

要に応じ見直しを行う。
・島根原子力発電所2号機の事象の原因が特定された場合は，東海第二発電所の点検計画への反映を検討する。

12 条-添付 8-5

12 条-添付 8-6
第1図

中央制御室換気空調系ダクトの主な点検実績添付 9
小規模破損の検知及び修復について

1.
(1)

原子炉建屋ガス処理系
故障の想定
静的機器の単一故障の評価では，腐食による配管の全周破断を想定しているが，配管が腐食により瞬時に全周破断する可能性は小さく，腐食が配管を貫通してから徐々に貫通孔が拡大し全周破断に至る場合を想定し，全周破断に至る前の小規模の破損において検知可能であるかを検討した。小規模破損として，系統流量の10％の空気が漏えいする腐食孔を想定する。

(2)

検知性
事故発生後，中央制御室ではパラメータ（系統流量，原子炉建屋差圧，
放射線モニタ等）を監視している。10％の漏えいであれば，系統流量，原子炉建屋の差圧，非常用ガス処理系排気筒モニタの指示値は変動するため，
中央制御室にて系統の異常を検知し，現場確認（視覚，聴覚，触覚）により破断箇所を特定する。
中央制御室にて異常が検知されると，必要に応じて現場確認を行う。
10％漏えい破損であれば，穴径が約136㎜，損傷部から吹き出す風量が357m ３ ／h（系統流量3,570m ３ ／h），風速約6.9m／sであり現場確認での異音の有無の確認や吹流しの使用等により破損箇所の特定が可能である。
また，故障発生直後における原子炉建屋の雰囲気線量率はフィルタに2mまで接近した厳しい条件でも約150mSv／hであるため数十分程度は現場確
認可能である。更に必要な場合には要員の交替を行うことで現場確認 ※ を継続することも可能である。

12 条-添付 9-1

※

原子炉建屋ガス処理系の配管は原子炉建屋5階の限定された区域に敷設されており，通常状態であれば配管全体を確認したとしても40分〜1
時間で可能である。事故時の要員交替を勘案しても数時間程度で現場確認は可能である。よって，原子炉建屋ガス処理系配管の修復作業に係るタイムチャートにおいては，漏えい箇所特定の時間を4時間と見積もっ
ている。
項

目

１日

中央制御室での検知

1h

装備準備

1h

漏えい箇所特定4h

資機材搬入･移動･段取り

18h

足場設置(鋼管足場等)

13h

配管修復作業準備

4h

破断面表面処理／芯合せ

6h

修復用資機材取付け・固定

5h

漏えい確認

2h

２日

３日

備考

（補足）監視計器一覧
監視計器

測定範囲

警報設定値

FRVS ﾄﾚｲﾝ流量計

0〜25,000 m3/h

14,450 m3/h

SGTS ﾄﾚｲﾝ流量計

0〜 6,000 m3/h

3,035 m3/h

0.1〜1E+6 cps

200 cps

SGTS 排気筒ﾓﾆﾀ(低)：NaI(Tl)ｼﾝﾁ
SGTS 排気筒ﾓﾆﾀ(高)1E-2〜1E+4

：電離箱

mSv/h

原子炉建屋負圧計-2.0〜0 kPa①

2E-2 Sv/h-0.981 kPa

定格流量：16,500m3/h
定格流量：3,570m3/h
K = 1.7E-1
Bq/cc/cps
K = 7.09E+4
Bq/cc/(mSv/h)
SGTS 起動時：-0.063 kPa 以上

ＦＲＶＳ流量計（指示計）のフルスパンは 0〜25,000ｍ ３ ／ｈ（最小目盛 500ｍ ３ ／ｈ）であり，定格流量（16,500ｍ ３ ／ｈ以上）の

12 条-添付 9-2

10％の変化 1,650ｍ ３ ／ｈは 3 目盛以上の指示変動となり，異常の検知は可能である。
ＳＧＴＳ流量計（指示計）のフルスパンは 0〜6,000ｍ ３ ／ｈ（最小
目盛 100ｍ ３ ／ｈ）であり，定格流量（3,570ｍ ３ ／ｈ以上）の 10％の変化 357ｍ ３ ／ｈは 3 目盛以上の指示変動となり，異常の検知は可能である。
なお，指示計による異常検知ができなかった場合でも，流量のトレンドを確認することにより，後から異常を検知することも可能である。
②

事故（ＦＨＡ，ＬＯＣＡ等）発生後の放射線量率はＳＧＴＳ排気筒
モニタの測定範囲内であり，指示値上昇は検知されている。配管の損傷によりＳＧＴＳ流量が 10％程度低下したことに伴う指示低下は検知することができる。

③

原子炉建屋ガス処理系運転時の原子炉建屋（原子炉棟）負圧は0.063 kPa（6.4 mmH2O）以上であり，中央制御室の指示計等で確認することとなっており，原子炉建屋（原子炉棟）負圧維持に異常が発生した場合は中央制御室にて検知することができる。

(3)

小規模破損の影響
原子炉建屋ガス処理系の配管に10％程度の漏えいが発生し，非常用ガス処理系の流量が90％になったと仮定しても，原子炉建屋の負圧は6mmH2Oから4.8mmH2 Oに低下するものの機能は維持される。
更に小規模な破損で漏えい量もわずか場合は，中央制御室での検知が不可能であるが，原子炉建屋ガス処理系の安全機能が喪失することはなく，安全に影響を与えない。
12 条-添付 9-3

なお，非常用ガス再循環系−非常用ガス処理系連絡配管に小規模破損が発生した場合は，非常用ガス処理系の機能が維持されるため，原子炉建屋の負圧は6mmH2Oに維持される。

(4)

修復性
故障箇所が特定できた場合は，配管全周破断時と同様に修復を行う。

(5)

修復作業での被ばく評価
作業員の被ばく評価については，配管全周破断時における評価に包絡さ
れる。

2.
(1)

中央制御室換気空調系
故障の想定
静的機器の単一故障の評価では，腐食によるダクトの全周破断を想定しているが，ダクトが腐食により瞬時に全周破断する可能性は小さく，腐食がダクトを貫通してから徐々に貫通孔が拡大し全周破断に至る場合を想定し，全周破断に至る前の小規模の破損において検知可能であるかを検討した。小規模破損として，系統流量の10％の空気が漏えいする腐食孔を想定
する。

(2)

検知性
10％漏えい破損では中央制御室の雰囲気線量率が低く，エリアモニタによる検知は困難であり，また，小規模破損であるため破断音の確認も難しい。よって，中央制御室換気系ダクトの小規模破損については，巡視点検により異常の有無を検知する。
12 条-添付 9-4

10％漏えい破損が発生すれば，穴径が約164㎜，損傷部から吹き出す風
量が510m３ ／h（系統流量5,100m３ ／h），風速約6.7m／sであるため，現場確認での異音の有無の確認や吹流しの使用等により破損箇所の特定は可能である ※ 。
全周破断発生直後における当該区域の雰囲気線量率はフィルタに2mまで接近した厳しい条件で評価しても約5.2×10 −２ mSv／hであることから，現場確認の実施は十分可能である。

※

中央制御室換気系ダクトの運転員による巡視点検及び詳細点検の実績からダクト全体を確認するために要する時間は1時間程度である。よって，中央制御室換気系ダクトの修復作業に係るタイムチャート（添付7より再掲）において漏えい箇所特定の時間を2時間と見積もっている。
故障が小規模破損であった場合は，中央制御室での検知は困難である
ため，1回／日の頻度で実施する運転員の巡視点検により異常の検知及び破損箇所の特定を行う。よって，中央制御室換気系ダクト小規模破損の修復作業に係るタイムチャートにおいては，故障発生から漏えい箇所
特定まで時間を26時間と見積もっている。

12 条-添付 9-5

（中央制御室換気系ダクト全周破断の修復作業に係るタイムチャート）
項

目

１日

中央制御室での検知

1h

装備準備

1h

漏えい箇所特定2h

資機材搬入･移動･段取り

16h

足場設置(鋼管足場等)

18h

作業準備

6h

ダクト破断面の整形

2h

ゴム板・金網による固定（壁貫通部は当て板使用）

4h

漏えい確認

2h

２日

３日

（中央制御室換気系ダクト小規模破損の修復作業に係るタイムチャート）
項

目

１日

（中央制御室での検知不可）

24h

巡視点検（漏えい箇所特定）2h

資機材搬入･移動･段取り

16h

足場設置(鋼管足場等)

18h

作業準備

6h

ダクト破断面の整形

2h

ゴム板・金網による固定（壁貫通部は当て板使用）

4h

漏えい確認

2h

２日

３日

４日

（補足）監視計器
監視計器

測定範囲

警報設定値

ＭＣＲｴﾘｱﾓﾆﾀ

1E-4〜1 mSv/h

5E-3 mSv/h

備考

全周破断における影響評価において，空調機械室の雰囲気線量率は
事故発生24時間後（全周破断発生直後）で最大1.2×10−４ mSv／h（添付5

第19表参照）であるが，これは中央制御室内に設置されたエリアモニタの下限程度である。小規模破損ではフィルタによる浄化が期
待できるため，更に低いと考えられ，エリアモニタによる検知は困難である。
12 条-添付 9-6

(3)小規模破損の影響
中央制御室換気系のダクトに10％程度の漏えいが発生した場合，中央制
御室内の雰囲気線量率はエリアモニタの下限以下であり，運転員への影響
は小さい。

(4)

修復性
故障箇所が特定できた場合は，ダクト全周破断時と同様に修復を行う。

(5)

修復作業での被ばく評価
作業員の被ばく評価については，ダクト全周破断時における評価に包絡される。

12 条-添付 9-7

添付 10中央制御室換気系の外気取入ラインについて

中央制御室換気系の評価においては，循環ラインのみを考慮の対象とし，
外気取入ラインを除いている。期待される安全機能を達成する上で当該ラインによる外気取入機能の必要性を確認し，その考え方を示す。

1.

外気取入機能について
中央制御室換気系は，事故時に外気取入口を遮断し，フィルタユニットを通る閉回路循環方式で運転することで放射性物質を除去し，運転員の被ばくを低減する機能を有する。外気取入ライン（給気ダクト，排気ダクト）にはそれぞれ２個の隔離弁（電動弁）を有しており，第 1 隔離弁と第 2 隔離弁で異なる区分から電源を供給している。
循環運転となった場合でも外気に汚染が無いことを確認できた場合は必要に応じて隔離信号をバイパスすることにより外気を取り入れることができる。
ここでは中央制御室換気系が有する原子炉制御室非常用換気空調機能に外気取入ラインの機能が必要であるかを検討し，あわせて外気取入ライン故障
時の影響を確認する。外気取入ライン（給気ダクト，排気ダクト）の概要図
を第 1 図に示す。

12 条-添付 10-1

第1図

2.
(1)

中央制御室換気系

系統概要図

中央制御室の居住性
外気取入機能について
事故時の中央制御室換気系の閉回路循環運転においては，外気取入ラインを遮断することとなるが，中央制御室の空気流入率測定試験結果から隔離運転時の空気流入量は約 1,080m ３ ／h（0.4 回／h） ※１ であり，外気間欠取込（27 時間隔離，3 時間取入）における外気取込み量約 340m３ ／h※２
に対して十分上回ることから，中央制御室の居住性に影響を与えることはない。
※１

空気流入率試験結果 0.468 回／h（A 系），0.435 回／h を基に保守的に設定。また，中央制御室の容積を 2,700m３ とする。

※２

3,400m３ ／h×3 時間／（3 時間＋27 時間）

以上から，中央制御室換気系が有する原子炉制御室非常用換気空調機能を達成するためには，外気取入ラインの外気取入機能を必要としない。
12 条-添付 10-2

(2)中央制御室の環境測定について
中央制御室には，対策要員の居住環境の確認のため，可搬型酸素濃度計
及び二酸化炭素濃度計を配備する。外気の取り入れ遮断(循環運転開始)時から計測を開始し，連続監視する。

（参考）空気流入率ゼロの場合の中央制御室居住性評価
中央制御室に外気のリークインが全くないと仮定した場合の評価は以下のようになる。

ａ．酸素濃度(a)

評価条件
・在室人員 7 人(運転員)・中央制御室バウンダリ内体積 2,700m３
・初期酸素濃度 20.95％
・評価結果が保守的になるよう空気流入は無いものとして評価する。
・1 人あたりの呼吸量は，事故時の運転操作を想定し，歩行時の呼吸量 ※1 を適用して，24L／min とする。
・1 人あたりの酸素消費量は，成人吸気酸素濃度 ※1（20.95％），成人呼気酸素濃度 ※2（16.40％）から 1.092L／min とする。
・許容酸素濃度19.0％以上 ※3※1：空気調和・衛生工学便覧

第 14 版

3 空気調和設備編※2：呼気には肺胞から蒸発した水蒸気が加わっており，吸気と等容積ではないため，ＣＯ ２ 排出量を計算するには，乾燥空気換算（％）を使用する。
12 条-添付 10-3

※3：鉱山保安法施行規則
(b)

評価結果
評価条件から求めた酸素濃度は，第 1 表のとおりであり，114 時間まで外気取入れを遮断しても，中央制御室内に滞在可能である。

第1表

中央制御室換気系閉回路循環運転時の酸素濃度

時間

24 時間

48 時間

96 時間

114 時間

酸素濃度

20.5％

20.1％

19.3％

約 19.0％22.0

酸素濃度[%]

21.0
20.0
19.0
18.0
17.0
16.0
0

24

48

72

96

120

144

168

192

循環運転継続時間[ｈ]第2図

中央制御室換気系閉回路循環運転時の酸素濃度

ｂ．二酸化炭素濃度(a)

評価条件
・在室人員 7 人(運転員)・中央制御室バウンダリ内体積 2,700m３
・初期二酸化炭素濃度 0.03％
・評価結果が保守的になるよう空気流入は無いものとして評価する。
12 条-添付 10-4

・1 人あたりの二酸化炭素吐出量は，事故時の運転操作を想定し，中等作業での吐出量 ※1 を適用して，0.046m ３ ／h とする。
・許容二酸化炭素濃度

0.5％以下 ※2※1：空気調和・衛生工学便覧

第 14 版

3 空気調和設備編※2：原子力発電所中央制御室運転員の事故時被ばくに関する規程（JEAC4622-2009）
(b)

評価結果
評価条件から求めた二酸化炭素濃度は，第 2 表のとおりであり，39
時間まで外気取入を遮断しても，中央制御室内に滞在可能である。

第2表

中央制御室換気系閉回路循環運転時の二酸化炭素濃度

時間

24 時間

39 時間

0.32％

0.50％

二酸化炭素
濃度

2.0
1.8
二酸化炭素濃度[%]

1.6
1.4
1.2
1.0
0.8
0.6
0.4
0.2
0.0
0

24

48

72

96

120

144

循環運転継続時間[ｈ]第3図

中央制御室換気系閉回路循環運転時の二酸化炭素濃度

12 条-添付 10-5

3.

故障の仮定
中央制御室換気系は，循環運転となった場合でも外気に汚染が無いことを確認できた場合は必要に応じて隔離信号をバイパスすることにより外気を取り入れることができる。
外気取入を行う場合，外気取入ダクトに故障が発生した場合の影響を以下に示す。
ａ．全周破断の想定
給気・排気ダクトに全周破断を想定したとしても，破断箇所から外気取入を行うこととなり，外気取入機能に影響はない。

ｂ．閉塞の想定
中央制御室換気系ダクトについては，当該系の吸込み部は中央制御室の天井付近に配置しており，空気中の塵や埃等の浮遊物しか流入することはなく，ダクトの口径も大きいことから閉塞することはない。
また，給気口にフィルタは設置されていないため，フィルタによる閉塞はない。

ｃ．電動弁の故障
外気取入ラインの隔離弁（電動弁）の駆動電源が喪失した場合は，手動にて開操作することが必要となる。これは短時間で作業が可能であり，全周破断を想定した修復作業での被ばく評価においても雰囲気線量率は約5.2×10−２ mSv／hであることから，手動による開操作は確実に実施することができる。また排風機が停止したとしても，ダクトを閉塞させることはないので外気取入機能を喪失させることはない。

12 条-添付 10-6

4. 検討結果
以上に示したように，外気取入ダクトの外気取入機能は，中央制御室換気系が有する原子炉制御室非常用換気空調機能を達成するために必要な機能ではない。
なお，中央制御室換気系は，循環運転となった場合でも外気に汚染が無いことを確認できた場合は必要に応じて隔離信号をバイパスすることにより外気を取り入れることができるが，外気取入機能が喪失するような単一故障は発生しない。

12 条-添付 10-7

添 付 11
故障・トラブル情報の活用について

東海第二発電所では，故障・トラブル情報の収集及び活用の仕組みとして，トラブル検討会及び不適合管理票がある。トラブル検討会では他プラントの事例を収集，水平展開の要否を検討しトラブルの未然防止を図る。不適合管理票では東海第二発電所の故障等を検出し，対策及び再発防止を管理する。

1.

トラブル検討会
トラブル検討会で審議する主な情報としては次のものがある。
① 国内

原子力発電所・法律に基づき報告された事象
・原子力施設情報公開ライブラリー（ニューシア）に登録さ
れた情報
② 海外

故障・トラブル情報

・ＷＡＮＯ／ＩＮＰＯ／ＮＲＣ／ＩＡＥＡ情報・メーカ故障・トラブル情報③ 原子力発電所以外の国内施設故障・トラブル情報

これらについて，東海第二発電所への水平展開の必要性等を検討している。
東 海 第 二 発 電 所 に お い て ，平 成 16 年 に Ｑ Ｍ Ｓ が 導 入 さ れ て か ら 平
成 26 年 10 月 ま で に ト ラ ブ ル 検 討 会 で 検 討 し た 事 例 の う ち ダ ク ト に
関 す る も の は 18 件 で あ っ た 。 な お ， 原 子 炉 建 屋 ガ ス 処 理 系 （ 非 常 用
ガス処理系）配管に関する事例はなかった。
12 条-添付 11-1

東海第二発電所への水平展開を実施した主な事例として「中央制御 室 換 気 系 外 気 取 り 入 れ ダ ク ト の 腐 食（ 敦 賀 発 電 所 １ 号 炉 ） ※ １ 」がある。本事象を受け，中央制御室換気系ダクトについては定期的な内面・外面点検を実施し，汚染のおそれのある管理区域の気体が流れるダクトについては毎年外観点検を行い，腐食状況を確認することとした。
また，運転員が行う巡視点検において，点検範囲や着眼点を明確化するとともに，安全上重要な設備である中央制御室換気系ダクト
については，巡視点検に加えて，外観目視確認を定期的に実施することとした。点検で確認された不具合等に対しては，不適合管理票を発行することを明確にした。

※１ 中央制御室換気空調系送風機の試運転時に外気取入れダク
トに 2 箇所の腐食孔が確認された。
（ 平 成 20 年 12 月 11 日 発生）

2.

不適合管理票東海第二発電所で検出された不具合には不適合管理票を発行し，原子力安全に与える影響に応じたレベル区分を設定し，必要な処置を行う。
東 海 第 二 発 電 所 に お い て ，平 成 16 年 に Ｑ Ｍ Ｓ が 導 入 さ れ て か ら 平
成 26 年 10 月 ま で に 発 行 さ れ た 不 適 合 管 理 票 の う ち ダ ク ト に 関 す る
も の は 34 件 で あ っ た ※ ２ 。 そ の 中 で ， 中 央 制 御 室 換 気 系 ダ ク ト に 関する不適合管理票は 1 件であった。これは，ダクト表面の軽微な発錆の段階で検出された不適合事象であり，簡易な補修による対策で12 条-添付 11-2

設備の健全性を確保できるものであった。
そ の 他 の 事 象 に つ い て も ，原 子 力 安 全 に 影 響 を 与 え る も の は な く ，
不適合管理票を活用することにより，設備の健全性維持を図っている。
なお，原子炉建屋ガス処理系（非常用ガス処理系）配管に関する事例はなかった。

※２ 東海発電所において発行された不適合管理票のうち，ダク
ト に 関 す る も の は 41 件 で あ っ た 。 こ の 中 で ， ニ ュ ー シ ア にも 登 録 さ れ た 事 例 と し て「 サ イ ト バ ン カ（ イ ）排 気 ダ ク ト 腐
食 孔 発 生 に つ い て 」（ 平 成 21 年 5 月 11 日 発 生 ） が あ る 。 こ
れ は ，換 気 装 置 の 排 気 ダ ク ト（ 屋 外 ）に 腐 食 に よ る 貫 通 孔 が
確 認 さ れ た も の で あ る 。敦 賀 発 電 所 1 号 炉「 中 央 制 御 室 換 気
系 外 気 取 り 入 れ ダ ク ト の 腐 食 」事 象 の 再 発 防 止 対 策 も 考 慮 し ，
巡視点検の充実と保全計画の見直しを実施した。

3.

保守管理の改善
以上に示すとおり，過去の故障・トラブル情報を検討し，巡視点検の充実や保全計画を見直す等，保守管理の継続的な改善を実施しており，原子炉建屋ガス処理系配管，中央制御室換気系ダクトについては，設備の健全性を確保・維持することが可能である。

12 条-添付 11-3

添付 12
東海第二発電所におけるケーブルの系統分離について

１．はじめに
原子力規制委員会より平成２８年１月６日に指示文書「東京電力株式会社
柏崎刈羽原子力発電所で確認された不適切なケーブル敷設に係る対応について（指示）」（原規規発第 1601063 号）（以下「指示文書」という。）が発出されており，これに従い，当社は平成２８年３月３１日に「東京電力株式会社
柏崎刈羽原子力発電所で確認された不適切なケーブル敷設に係る対応について（指示）に係る対応について（報告）」を提出している。本報告においては，当社の要求事項である「発電用原子力設備に関する技術基準を定める省令（昭和４０年通商産業省令第６２号）」（以下「旧技術基準」という。）に照らし，不適切なケーブル敷設はないことを確認したことを報告している。
（ 参考−１）
一方，平成２５年６月に施行された「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」（以下「新技術基準」という。）に対しては，ケーブルの系統分離について対応が必要となる箇所が確認されていることから，
新技術基準への適合方針について以下に説明する。

２．東海第二発電所のケーブルの系統分離に対する要求
東海第二発電所は電源が３区分となっており，旧技術基準に基づいて設計されていることから，トレイ，電線管又はコンクリートピットにケーブルを敷設するにあたっては，電力ケーブルに対しては区分Ⅰ，区分Ⅱ及び区分Ⅲに分離して敷設する要求があるものの，制御・計装ケーブルに対しては分離の要求はない。また，同区分の非常用系と常用系のケーブルに対する分離の要求もない。
12 条-添付 12-1

３．新旧技術基準要求の比較と東海第二発電所の調査結果
旧技術基準と新技術基準のケーブルに関する系統分離（区分分離）の要求
事項は第１表のとおり。東海第二発電所建設当時のケーブルの分離要求を考慮すると旧技術基準には適合するものの新技術基準に適合しない状況が確認されている。

第１表

新旧技術基準の要求の比較と東海第二発電所の調査結果
旧技術基準
適合性

敷設状況

イメージ図

新技術基準
適合性

制御
制御
電力
電力
計装
計装
ｹｰﾌﾞﾙ
ｹｰﾌﾞﾙ
ｹｰﾌﾞﾙ
ｹｰﾌﾞﾙ

区分間の跨ぎ無し

〇

〇

×

〇

〇

〇

×

×

区分間の跨ぎ有り
新技術基準第１２条において，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ケーブルが敷設されたトレイ等の区分間跨ぎ【区分Ⅰ〜区分Ⅱ間跨ぎの例】※ 東海第二発電所では３２０箇所を調査にて確認（詳細は第２表のとおり。）
東海第二発電所は，電源が３区分となっており，また，同区分の非常用系（安全系）と常用系（非安全系）のケーブルに対する分離の要求はなく，これらは同一のトレイに敷設されているため，第１表は第 469 回審査会合（平成 29 年 5 月 25 日）の当社３プラント
共通の敷設パターン（右図）から東海第二発電所の敷設パターンに見直した。
◆

同区分の非常用系（安全系）と常用系（非安全系）のケーブルは同一のトレイに敷設されているため
右図（ⅱ）は跨ぎなしと同じ。
◆ 同区分の非常用系（安全系）と常用系（非常用系）のケーブルは同一のトレイに敷設されているため
右図（ⅲ）と（ⅳ）は同じ。

12 条-添付 12-2※

４．区分跨ぎケーブルが発生した原因
東海第二発電所は，１９７８年（昭和５３年）運転開始であり，運転開始
時には非難燃ケーブルが敷設され，運転開始以降の増改良工事では難燃ケー
ブルが敷設された。当社の要求事項を明記した工事等仕様書では旧技術基準を満足するよう要求していたため，要求事項を満足するよう，電力ケーブルについては区分分離を行ったものの，制御及び計装ケーブルに対しては，区分分離の要求は無かったことから，異区分を跨ぐケーブルが敷設されたものと考えられる。なお，新技術基準施行後は新技術基準の要求事項を調達管理に反映しており，異区分を跨ぐケーブルは敷設されていない。

５．ケーブル用途（負荷）特定状況
指示文書に従い，東海第二発電所でのケーブル敷設状況を確認した結果，当社の要求事項である旧技術基準は満足していたが，新技術基準に適合させるための対策が必要な制御・計装ケーブルの跨ぎ箇所が３２０箇所確認された。このうち１２３箇所については，平成２８年３月の指示文書報告時点でケーブル用途（負荷）が特定されている。また，この時点で用途（負荷）の特定ができなかった１９７箇所についても，新技術基準適合への対応として，ケーブル用途（負荷）の特定作業を行い， 平成２９年７月２０日現在，ケー
ブル用途（負荷）の特定作業は完了した。（参考−２，３）

12 条-添付 12-3

第２表

跨ぎケーブル特定状況（平成２９年７月２０日現在調査完了）

12 条-添付 12-4

６．対応方針
新技術基準に適合しないケーブルについては，新技術基準に適合させるため，以下のフローに従い対応し区分分離を図る。対応方針は第３表のとおり。

対象ケーブル（全 320 箇所（跨ぎ箇所数））
ケーブル用途（負荷）の調査・特定

現在も使用しているケーブルか？

NOYES
引き戻し可能か？

NO

YES
ケーブル長確認

余長はあるか？

NO

YES
リルート

取替

パターン１及びパターン２

パターン３

12 条-添付 12-5

切断撤去
（可能範囲）

第３表

パターン１の例

区分分離対応方針

区分間バリアのイメージ

区分間バリア貫通

パターン２の例

区分Ⅱ

パターン３の例

区分Ⅰ
区分Ⅰ

12 条-添付 12-6

区分Ⅱ

【リルートによる区分分離の方法】① 制御盤内で対象ケーブルを解線し，ケーブルをケーブル処理室まで引き戻す。
② 引き戻したケーブルは，適切な管路を確保して制御盤へ入線
し,①で解線した箇所に結線することでリルート完了。

跨ぎケーブル
の引き戻し

第１図

ケーブルの
リルート

ケーブル処理室のケーブルリルート例

12 条-添付 12-7

参考‐１

東海第二発電所における跨ぎケーブルの調査方法

原子力規制委員会より平成２８年１月６日に発出された指示文書「東京電力株式会社柏崎刈羽原子力発電所で確認された不適切なケーブル敷設に係る対応について（指示）」（原規規発第 1601063 号）に従い，当社は，安全系ケーブルトレイに不適切なケーブル敷設がなされていないことを以下の方法により調査した。
・ 異区分跨ぎケーブルの調査は，中央制御室においてはコンクリート
ピットの蓋を開放し，盤下のケーブルに対しては盤の扉を開放して，目視にて確認できるような状態としてから跨ぎ箇所を調査した。
・ケーブル処理室及び現場については，全てのトレイに対し確認漏れがないように，ケーブルトレイ配置図（第３図）を確認しながら，ケー
ブル処理室及び現場のケーブルトレイを追跡し，目視にて跨ぎ箇所を調査した。

・

高所，暗所等の視認しづらい箇所に対しては，双眼鏡，脚立，投光器
等を用いることで，目視にて確認できるような状態とすることで跨ぎ箇所の見落としを防止した。

・

調査は２名以上の調査員で行い，跨ぎ箇所の見落としがないよう，相互に確認を行い，また，跨ぎ箇所が確認された場合は，調査員とは別の調査責任者も確認を行い，信頼性を確保している。

・

本調査においては，当社からプラントメーカへ業務を発注する際に，その内容を工事等仕様書に明記するとともに，同仕様書にて「適用設計基準、技術基準を熟知した者が判定すること」を要求している。これを12 条-添付 12-8

受け，プラントメーカは調査に従事するにあたって必要な力量を有していると認められた者を選任し，当社へ力量評価書（第３図及び第４図）を提出している。当社は，この力量評価書をもとに，調査に従事する者
が，必要な力量を有していると判断している。
以上のとおり信頼性の高い調査を実施したが，新技術基準への確実な適合のため，新技術基準に適合しないケーブル跨ぎ箇所を解消するための工事を行うにあたって，以下の再確認を実施する計画である。
(1) 中央制御室盤下ケーブル跨ぎ（パターン１）及び制御盤入線部の跨ぎ（パターン２）については，中央制御室盤下の区分間バリアに穴等の貫通箇所がないことを，工事結果の確認段階時に再確認する。
(2) ケーブルトレイ間跨ぎ（パターン３）については，新技術基準適合のための複合体施工時にケーブルトレイ間の不適切な跨ぎケーブルがないことを再確認する。

第２図

ケーブルトレイ配置図（例）

12 条-添付 12-9

第３図

力量評価書（調査責任者）

12 条-添付 12-10

第４図

力量評価書（調査員（１／２））
12 条-添付 12-11

第４図

力量評価書（調査員（２／２））

12 条-添付 12-12

参考−２

東海第二発電所における跨ぎケーブルの用途（負荷）特定方法

東海第二発電所では，跨ぎケーブルを新技術基準に適合させるため，跨ぎケーブルの用途（負荷）の特定作業を以下の方法により行っている。
ａ．目視による確認
対象ケーブルを目視にてケーブル端まで追跡し，ケーブル用
途（負荷）を特定する。また，目視による確認結果は，過去の増改良工事の履歴と照合することにより，調査の信頼性を高める。
ｂ．電気的信号による確認（負荷隔離による確認）
図面や現場の状態により調査対象ケーブルの用途（負荷）の範囲を限定したうえで，個別の負荷単位で隔離することにより，電圧発生装置及び検電器を用いてケーブル用途（負荷）を特定
する。

第５図

電気的信号による確認（負荷隔離による確認）の概要
12 条-添付 12-13なお，本調査は以下の体制で実施する。
日本原子力発電（株）

日立ＧＥニュークリア・エナジー（株）

原電エンジニアリング（株）（株）日立プラントコンストラクション（株）関電工第６図

ケーブル用途（負荷）特定調査体制表

受注者は調査に従事するにあたって必要な力量を有していると認められた者を選任し，当社へ力量評価書を提出している。当社は，この力量評価書をもとに，当該工事又は類似機器の工事の経験から調査に従事する者が，本調査に必要な力量を有していると判断している。

12 条-添付 12-14参考−３
ケーブル敷設状況調査リスト

完了：平成 28 年 3 月時点で用途特定済み
今回調査完了：平成 29 年 3 月からの調査で用途特定済み12 条-添付 12-15

ケーブル敷設状況調査リスト

完了：平成 28 年 3 月時点で用途特定済み
今回調査完了：平成 29 年 3 月からの調査で用途特定済み12 条-添付 12-16

ケーブル敷設状況調査リスト

完了：平成 28 年 3 月時点で用途特定済み
今回調査完了：平成 29 年 3 月からの調査で用途特定済み12 条-添付 12-17

ケーブル敷設状況調査リスト

完了：平成 28 年 3 月時点で用途特定済み
今回調査完了：平成 29 年 3 月からの調査で用途特定済み12 条-添付 12-18

ケーブル敷設状況調査リスト

完了：平成 28 年 3 月時点で用途特定済み
今回調査完了：平成 29 年 3 月からの調査で用途特定済み12 条-添付 12-19

ケーブル敷設状況調査リスト

完了：平成 28 年 3 月時点で用途特定済み
今回調査完了：平成 29 年 3 月からの調査で用途特定済み12 条-添付 12-20

ケーブル敷設状況調査リスト

完了：平成 28 年 3 月時点で用途特定済み
今回調査完了：平成 29 年 3 月からの調査で用途特定済み12 条-添付 12-21

ケーブル敷設状況調査リスト

完了：平成 28 年 3 月時点で用途特定済み
今回調査完了：平成 29 年 3 月からの調査で用途特定済み12 条-添付 12-22

ケーブル敷設状況調査リスト

完了：平成 28 年 3 月時点で用途特定済み
今回調査完了：平成 29 年 3 月からの調査で用途特定済み12 条-添付 12-23

ケーブル敷設状況調査リスト

完了：平成 28 年 3 月時点で用途特定済み
今回調査完了：平成 29 年 3 月からの調査で用途特定済み12 条-添付 12-24

ケーブル敷設状況調査リスト

完了：平成 28 年 3 月時点で用途特定済み
今回調査完了：平成 29 年 3 月からの調査で用途特定済み以上

12 条-添付 12-25

共有／相互接続設備

抽出表

重要度分類指針
分類ＰＳ−１

12 条-添付 13-1
ＭＳ−１

定義

その損傷又は故障により発生する事
象によって，(a) 炉 心 の 著 し い
損傷，又は(b) 燃 料 の 大 量 の破損を引き起こすおそれのある構築物，
系統及び機器機能

1)原子炉冷却材
圧力バウンダリ機能

原子炉 冷却材圧力 バ
ウンダ リを構成す る
機器・配管系（計装等の小口径配管・機器は除く。
）

2)過剰反応度の印加防止機能制御棒カップリング

3)炉心形状の維
持機能

炉心支持構造物（炉心シュラウド，シュラウドサポート，上部格子板，炉心支持板，制御
棒案内管），燃料集合体（ただし，燃料を除く。
）

1)原子炉の緊急停止機能

重要安全施設（該当する
ものに○）構築物，系統又は機器

原子炉 停止系の制 御棒による系（制御棒及び制御棒駆動系（スクラム機能））

原子炉圧力容器原子炉再循環ポンプ
配管，弁隔離弁
制御棒駆動機構ハウジング
中性子束計装管ハウジング
制御棒カップリング
制御棒駆動機構カップリング
炉心シュラウドシュラウドサポート
上部格子板
炉心支持板
燃料支持金具
制御棒案内管制御棒駆動機構ハウジング
燃料集合体（上部タイプレート）
燃料集合体（下部タイプレート）
燃料集合体（スペーサ）
燃料集合体
チャンネルボックス
制御棒
制御棒案内管制御棒駆動機構

原子炉停止系の制御棒による系

水圧制御ユニット（スクラムパイロット弁，
スクラム弁，アキュム
レータ，窒素容器，配管，弁）共用/相互接続あり

関連する別系
統の共用/相互
接続あり

○
○
○

○

添付 13

1)異常状態発生時に原子炉を緊急に停止し，残留熱を除去し，原子炉冷却材圧力バウンダ
リの過圧を防止し，敷地周辺公衆への過度の放射線の影響を防止する
構築物，系統及び機器

東海第二発電所

重要度分類指針
分類

定義

機能

2)未臨界維持機
能12 条-添付 13-2ＭＳ−１1)異常状態発生時に原子炉を緊急に停止し，残留熱を除去し，原子炉冷却材圧力バウンダ
リの過圧を防止し，敷地周辺公衆への過度の放射線の影響を防止する
構築物，系統及び機器

東海第二発電所

3)原子炉冷却材
圧力バウンダリの過圧防止機能4)原子炉停止後の除熱機能

構築物，系統又は機器

重要安全施設
（該当する
ものに○）

制御棒
制御棒カップリング
制御棒駆動機構カップリング
制御棒駆動機構
原子炉停止系の制御棒に制御棒 駆動機構ハウ
よる系
ジング
ほう酸水注入系（ほう酸水注入ポンプ，注入弁，タンク出口弁，ほう酸水貯蔵タンク，ポンプ吸込配管及び弁，注入配管及び弁）

○
○
○
○

逃がし安全弁（安全弁としての開機能）

逃がし安全弁（安全弁開機能）○

残留熱 を除去する 系
統（残留熱除去系（原子炉停 止時冷却モ ード），原子炉隔離時冷却系，高圧炉心スプレ
イ系， 逃がし安全 弁（手動逃がし機能），
自動減圧系（手動逃がし機能））

残留熱除去系（ポンプ，熱交換器，原子炉停止時冷却系のルートとなる配管及び弁）
熱交換 器バイパス配残留熱除去系
管及び弁
原子炉隔離時冷却系（ポンプ，サプレッション・プール，タービン，サプレッション・プールから注水先までの配管，弁）タービ ンへの蒸気供給配管，弁ポンプ ミニマムフローライン配管，弁
原子炉隔離時冷却系
サプレッション・プー
ルストレーナ
潤滑油 冷却器及びその冷却 器までの冷却水供給配管
高圧炉心スプレイ系（ポンプ，サプレッション・プ
ール，サプレッション・プールからスプレイ先までの配管，弁，スプレイヘッダ）

原子炉停止系（制御棒による系，ほう酸水注
入系）

○
○

○
○
○
○
○
○
○

○

共用/相互接続あり

関連する別系
統の共用/相互接続あり

重要度分類指針
分類

ＭＳ−１

定義

12 条-添付 13-31)異常状態発生時に原子炉を緊急に停止し，残留熱を除去し，原子炉冷却材圧力バウンダ
リの過圧を防止し，敷地周辺公衆への過度の放射線の影響を防止する
構築物，系統及び機器

東海第二発電所

機能4)原子炉停止後の除熱機能

構築物，系統又は機器

残留熱 を除去する 系
統（残留熱除去系（原子炉停 止時冷却モ ード），原子炉隔離時冷却系，高圧炉心スプレ
イ系， 逃がし安全 弁（手動逃がし機能），
自動減圧系（手動逃がし機能））

ポンプ ミニマムフローライン配管，弁
高圧炉心スプレイ系
サプレッション・プー
ルストレーナ
逃がし安全弁（手動逃がし機能）
原子炉 圧力容器から逃がし 安全弁までの主蒸気配管
逃がし安全弁（手動逃が駆動用窒素源（アキュ
し機能）ムレータ，アキュムレ
ータか ら逃がし安全弁までの配管，弁）自動減圧系（手動逃がし機能）
原子炉 圧力容器から逃がし 安全弁までの主蒸気配管
自動減圧系（手動逃がし
駆動用窒素源（アキュ機能）ムレータ，アキュムレ
ータか ら逃がし安全弁までの配管，弁）重要安全施設
（該当する
ものに○）

○
○
○
○

○
○
○

○

共用/相互接続あり

関連する別系
統の共用/相互接続あり

重要度分類指針
分類

ＭＳ−１

定義

12 条-添付 13-41)異常状態発生時に原子炉を緊急に停止し，残留熱を除去し，原子炉冷却材圧力バウンダ
リの過圧を防止し，敷地周辺公衆への過度の放射線の影響を防止する
構築物，系統及び機器

東海第二発電所

機能5)炉心冷却機能

構築物，系統又は機器

非常用炉心冷却系（低圧炉心スプレイ系，低圧注水系，高圧炉心ス
プレイ 系，自動減 圧系）

低圧炉心スプレイ系（ポンプ，サプレッション・プ
ール，サプレッション・プールからスプレイ先までの配管，弁，スプレイヘッダ）
ポンプ ミニマムフローライン配管，弁
低圧炉心スプレイ系
サプレッション・プー
ルストレーナ
残留熱除去系（低圧注水系）（ポンプ，サプレッション・プール，サプレッション・プールから注水先までの配管，弁（熱交換器バイパスライン含む），
注水ヘッダ）
ポンプ ミニマムフローライン配管，弁
残留熱除去系
サプレッション・プー
ルストレーナ
高圧炉心スプレイ系（ポンプ，サプレッション・プ
ール，サプレッション・プールからスプレイ先までの配管，弁，スプレイヘッダ）
ポンプ ミニマムフローライン配管，弁
高圧炉心スプレイ系
サプレッション・プー
ルストレーナ

重要安全施設
（該当する
ものに○）

○
○
○

○

○
○
○
○
○

共用/相互接続あり

関連する別系
統の共用/相互接続あり

重要度分類指針
分類

定義

機能

5)炉心冷却機能

12 条-添付 13-5ＭＳ−１1)異常状態発生時に原子炉を緊急に停止し，残留熱を除去し，原子炉冷却材圧力バウンダ
リの過圧を防止し，敷地周辺公衆への過度の放射線の影響を防止する
構築物，系統及び機器

東海第二発電所

6)放射性物質の閉じ込め機能，放射線の遮へい及び放出低減機
能構築物，系統又は機器

非常用炉心冷却系（低圧炉心スプレイ系，低圧注水系，高圧炉心ス
プレイ 系，自動減 圧系）

原子炉格納容器，原子炉格納容器隔離弁，原子炉格 納容器スプ レ
イ冷却 系，原子炉 建屋，非 常用ガス処 理系，非常用再循環ガス
処理系，可燃性ガス濃度制御系

自動減圧系（逃がし安全弁）
原子炉 圧力容器から逃がし 安全弁までの主蒸気配管
自動減圧系（逃がし安全
駆動用窒素源（アキュ弁）
ムレータ，アキュムレ
ータか ら逃がし安全弁までの配管，弁）原子炉格納容器（格納容器本体，貫通部，所員用エアロック，機器搬入ハッチ）
ダイヤフラムフロア
ベント管
スプレイ管
ベント 管付き真空破原子炉格納容器壊弁
原子炉 建屋外側ブローアウトパネル
逃がし 安全弁排気管のクエンチャ
原子炉建屋原子炉棟（原子炉建屋外側ブローアウ
トパネル付）
原子炉 建屋常用換気
原子炉建屋
空調系隔離弁
格納容器隔離弁及び格納容器バウンダリ配管
主蒸気 隔離弁駆動用
空気又は窒素源（アキ
格納容器隔離弁及び格納ュムレータ，アキュム
容器バウンダリ配管
レータ から主蒸気隔離弁までの配管，弁）重要安全施設
（該当する
ものに○）

○
○

○

○
○
○
○
○
○
○
○
○
○

○

共用/相互接続あり

関連する別系
統の共用/相互接続あり

重要度分類指針
分類12 条-添付 13-6

ＭＳ−１

定義

1)異常状態発生時に原子炉を緊急に停止し，残留熱を除去し，原子炉冷却材圧力バウンダ
リの過圧を防止し，敷地周辺公衆への過度の放射線の影響を防止する
構築物，系統及び機器

2)安全上必須なその他の構築物，系
統及び機器

東海第二発電所

機能6)放射性物質の閉じ込め機能，放射線の遮蔽及
び放出低減機能

1)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構築物，系統又は機器

原子炉格納容器，原子炉格納容器隔離弁，原子炉格 納容器スプ レ
イ冷却 系，原子炉 建屋，非 常用ガス処 理系，非常用再循環ガス
処理系，可燃性ガス濃
度制御系

安全保護系

主蒸気流量制限器
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）（ポンプ，
熱交換器，サプレッション・プール，サプレッション・プールからスプレイ先（ドライウェル及びサプ
レッション・プール気相部）までの配管，弁，スプ
レイヘッダ（ドライウェル及びサプレッション・プール））
ポンプ ミニマムフローラインの配管，弁残留熱除去系
サプレッション・プー
ルストレーナ
原子炉建屋ガス処理系（乾燥装置，排風機，フィル
タ装置，原子炉建屋原子炉棟吸込口から排気筒頂部までの配管，弁）乾燥装置（乾燥機能部分）
原子炉建屋ガス処理系
排気筒（非常用ガス処
理系排 気筒の支持機
能）
可燃性ガス濃度制御系（再結合装置，格納容器から再結合装置までの配管，弁，再結合装置から格納容器までの配管，弁）
残留熱除去系（再結合
可燃性ガス濃度制御系
装置へ の冷却水供給を司る部分）
排気筒（非常用ガス処理系排気筒の支持機能）
遮蔽設備（原子炉遮蔽壁，一次遮蔽壁，二次遮蔽壁）
原子炉緊急停止の安全保護回路
・非常用炉心冷却系作動の安全保護回路
・原子炉格納容器隔離の安全保護回路
・原子炉建屋ガス処理系作動の安全保護回路
・主蒸気隔離の安全保護回路

重要安全施設
（該当する
ものに○）

○

○

○
○
○
○

○

○

○
○
○

共用/相互接続あり

関連する別系
統の共用/相互接続あり

重要度分類指針
分類

ＭＳ−１

定義

12 条-添付 13-72)安全上必須なその他の構築物，系
統及び機器

東海第二発電所機能2)安全上特に重要な関連機能構築物，系統又は機器

非常用所内電源系，制御室及びその遮蔽・非常用換気空調系，非常用補機冷却水系，直流電源系（いずれも，Ｍ
Ｓ−１関連のもの）

その他

重要安全施設（該当するものに○）非常用所内電源系（ディーゼル機関，発電機，発電機から非常用負荷までの配電設備及び電路）
燃料系
始動用空気系（機関〜
空気だめ）
非常用所内電源系
吸気系
冷却水系
中央制御室
中央制御室遮蔽中央制御室換気空調系（放射線防護機能及び有毒ガス防護機能）（非常用再循環送風機，非常用再循環フィルタ装置，空調ユニット，送風機，排風機，ダクト及びダンパ）○○○

残留熱除去系海水系（ポンプ，熱交換器，配管，弁，ストレーナ（ＭＳ−１関連））○

ディーゼル発電機海水系（ポンプ，配管，弁，ストレーナ）○

直流電源系（蓄電池，蓄電池から非常用負荷までの配電設備及び電路（ＭＳ−１関連））
計装制御電源系（ＭＳ−１関連）
放水路ゲート

○
○
○

○

○
○

共用/相互接続あり

関連する別系
統の共用/相互接続あり

重要度分類指針
分類12 条-添付 13-8

ＰＳ−２

定義

1)その損傷又は故障により発生する
事象によって，炉心の著しい損傷又は燃料の大量の破損を直ちに引き起
こすおそれはない
が，敷地外への過度の放射性物質の放出のおそれのある構築物，系統及び機器

2)通常運転時及び運転時の異常な過渡変化時に作動を要求されるものであって，その故障により，炉心冷却が損なわれる可能性の高い構築物，
系統及び機器

東海第二発電所

機能
1) 原 子 炉 冷 却
材を内蔵する機能（ただし，原子炉冷却材圧力バ
ウンダリから除外されている計
装等の小口径のもの及びバウン
ダリに直接接続されていないものは除く。
）
2)原子炉冷却材
圧力バウンダリに直接接続されていないものであって，放射性
物質を貯蔵する機能

構築物，系統又は機器
原子炉冷却材浄化系（原子炉冷却材圧力バウンダ
リから外れる部分）
主蒸気系，原子炉冷却材浄化系（いずれも，
格納容 器隔離弁の 外側のみ）

放射性 廃棄物処理 施設（放射能インベント
リの大きいもの），使用済燃料プール（使用済燃料 貯蔵ラック を
含む。
）

主蒸気系

原子炉隔離時冷却系タービン蒸気供給ライン（原子炉冷却材圧力バウンダリから外れる部分であって外側隔離弁下流からタービン止め弁まで）
放射性気体廃棄物処理系（活性炭式希ガスホール
ドアップ装置）
使用済燃料プール（使用済燃料貯蔵ラックを含む）
新燃料貯蔵庫（臨界を防止する機能）（新燃料貯蔵ラック）
使用済燃料乾式貯蔵容器

3)燃料を安全に取り扱う機能燃料取扱設備

燃料交換機
原子炉建屋クレーン
使用済燃料乾式貯蔵建屋天井クレーン
燃料取扱設備原子炉ウェル1)安全弁及び逃がし弁の吹き止まり機能

逃がし安全弁（吹き止まり機 能に関連す る部分）

逃がし安全弁（吹き止まり機能に関連する部分）

重要安全施設（該当する
ものに○）共用/相互接続あり

関連する別系
統の共用/相互接続あり

重要度分類指針
分類

定義

機能

1)燃料プール水の補給機能

12 条-添付 13-9ＭＳ−２1)ＰＳ−２の構築
物，系統及び機器の損傷又は故障により敷地周辺公衆に与える放射線の影響を十分小さくするようにする構
築物，系統及び機器

東海第二発電所

非常用補給水系

放射性 気体廃棄物 処
理系の隔離弁，排気筒（非常 用ガス処理 系
排気管 の支持機能 以外）

1)事故時のプラント状態の把握機能

残留熱除去系（ポンプ，サプレッション・プール，
サプレッション・プールから燃料プールまでの配管，弁）ポンプ ミニマムフローラインの配管，弁残留熱除去系
サプレッション・プー
ルストレーナ
放射性気体廃棄物処理系（オフガス系）隔離弁
排気筒（非常用ガス処理系排気管の支持機能以外）
燃料プール冷却浄化系の燃料プール入口逆止弁
原子炉建屋原子炉棟

2)放射性物質放出の防止機能原子炉建屋
燃料集 合体落下事 故時放射 能放出を低 減する系

2)異常状態への対
応上特に重要な構
築物，系統及び機器

重要安全施設（該当する
ものに○）構築物，系統又は機器事故時 監視計器の 一部

原子炉 建屋常用換気
空調系隔離弁

原子炉建屋ガス処理系
乾燥装置（乾燥装置部分）
原子炉建屋ガス処理系
排気筒（非常用ガス処
理系排 気管の支持機
能）・中性子束（起動領域計装）
・原子炉スクラム用電磁接触器の状態
・制御棒位置・原子炉水位（広帯域，燃料域）
・原子炉圧力・原子炉格納容器圧力・サプレッション・プール水温度・原子炉格納容器エリア放射線量率（高レンジ）

共用/相互接続あり

関連する別系
統の共用/相互接続あり

重要度分類指針
分類

ＭＳ−２

定義

2)異常状態への対
応上特に重要な構
築物，系統及び機器機能1)事故時のプラント状態の把握
機能12 条-添付 13-102)異常状態の緩和機能3)制御室外からの安全停止機能ＰＳ−３1)異常状態の起因事象となるものであって，ＰＳ−１
及びＰＳ−２以外の構築物，系統及び機器

東海第二発電所

1)原子炉冷却材
保持機能（ＰＳ−１，ＰＳ−２以外のもの）
2)原子炉冷却材の循環機能

3)放射性物質の貯蔵機能

構築物，系統又は機器事故時 監視計器の 一
部

ＢＷＲ には対象機 能なし
制御室 外原子炉停 止装置（安全停止に関連するもの）
計装配管，試料採取管

原子炉再循環系
サプレッション・プー
ル水排水系，復水貯蔵
タンク，放射性廃棄物処理施設（放射性イン
ベント リの小さい もの）重要安全施設（該当する
ものに○）共用/相互接続あり［低温停止への移行］
・原子炉圧力・原子炉水位（広帯域）［ドライウェルスプレイ］
・原子炉水位（広帯域，燃料域）
・原子炉格納容器圧力［サプレッション・プール冷却］・原子炉水位（広帯域，燃料域）
・サプレッション・プール水温度［可燃性ガス濃度制御系起動］
・原子炉格納容器水素濃度
・原子炉格納容器酸素濃度（対象外）
制御室外原子炉停止装置（安全停止に関連するもの）の操作回路
計装配管，弁
試料採取管，弁ドレン配管，弁ベント配管，弁
原子炉再循環ポンプ，配管，弁，ライザー管（炉内），
ジェットポンプ
復水貯蔵タンク
液体廃棄物処理系（低電導度廃液収集槽，高電導度
廃液収集槽）
固体廃棄物処理系（ＣＵＷ粉末樹脂沈降分離槽，使用済樹脂槽，濃縮廃液タンク，固体廃棄物貯蔵庫（ドラム缶））

共用（固体廃棄物貯蔵庫）

関連する別系
統の共用/相互接続あり

重要度分類指針
分類

定義

東海第二発電所機能

新燃料貯蔵庫3)放射性物質の貯蔵機能

12 条-添付 13-11ＰＳ−３1)異常状態の起因事象となるものであって，ＰＳ−１
及びＰＳ−２以外の構築物，系統及び機器4)電源供給機能（非常用を除く。
）

重要安全施設（該当する
ものに○）構築物，系統又は機器

サプレッション・プー
ル水排水系，復水貯蔵
タンク，放射性廃棄物処理施設（放射性イン
ベント リの小さい もの）タービン，発電機及びその励磁装置，復水系（復水器を含む。
），給
水系，循環水系，送電線，変圧器，開閉所

共用/相互接続あり

新燃料貯蔵ラック給水加熱器保管庫
共用
セメント混練固化装置及び雑固体減容処理設備（液体及び固体の放射性廃棄物処理系）

発電機及びその励磁装置（発電機，励磁機）
固定子冷却装置
発電機 水素ガス冷却装置
発電機及び励磁装置
軸密封油装置
励磁電源系
蒸気タービン（主タービン，主要弁，配管）
主蒸気系（主蒸気／駆動源）
蒸気タービン
タービン制御系
タービン潤滑油系
復水系（復水器を含む）（復水器，復水ポンプ，配管／弁）
復水器空気抽出系（蒸復水系（復水器含む）
気式空気抽出系，配管／弁）
給水系（電動駆動給水ポンプ，タービン駆動給水ポンプ，給水加熱器，配管／弁）
給水系
駆動用蒸気
循環水系（循環水ポンプ，配管／弁）
取水設備（屋外トレン
循環水系
チを含む）
常用所内電源系（発電機又は外部電源系から所内負荷までの配電設備及び電路（ＭＳ−１関連以外））
直流電源系（蓄電池，蓄電池から常用負荷までの配電設備及び電路（ＭＳ−１関連以外））(セメント混錬固化装置，雑固体
廃棄物焼却装置，雑固体減容処理設備，固体廃棄物作業建屋)

関連する別系
統の共用/相互接続あり

重要度分類指針
分類

定義

東海第二発電所機能

重要安全施設（該当する
ものに○）構築物，系統又は機器12 条-添付 13-124)電源供給機能（非常用を除く。
）

タービン，発電機及びその励磁装置，復水系（復水器を含む。
），給
水系，循環水系，送電線，変圧器，開閉所

計測制御電源系（電源装置から常用計測制御装置
までの配電設備及び電路（ＭＳ−１関連以外））
送電線
変圧器（所内変圧器，起動変圧器，予備変圧器，電路）
油劣化防止装置
変圧器
冷却装置
開閉所（母線，遮断機，断路器，電路）

5) プ ラ ン ト 計
測・制御機能（安全保護機能を除く。
）

原子炉制御系（制御棒
価値ミ ニマイザを 含む。
），原子炉核計装，原子炉 プラントプ ロ
セス計装

・原子炉制御系（制御棒価値ミニマイザを含む）
・原子炉核計装・原子炉プラントプロセス計装

共用/相互接続あり

関連する別系
統の共用/相互
接続あり

給水処理系

ＰＳ−３

所内ボイラ設備（所内ボイラ，給水タンク，給水ポ
ンプ，配管／弁）1)異常状態の起因事象となるものであって，ＰＳ−１
及びＰＳ−２以外の構築物，系統及び機器

所内ボイラ設備

電気設備（変圧器）

所内蒸気系及び戻り系（ポンプ，配管／弁）6)プラント運転
補助機能

所内ボイラ，計装用圧
縮空気系

共用

（ＰＳ−３（所内ボイラ関連
として）
）

共用
共用
（所内蒸気系）

計装用圧縮空気設備（空気圧縮機，中間冷却器，配
管，弁）
後部冷却器
計装用圧縮空気設備
気水分離器
空気貯槽
原子炉補機冷却水系（原子炉補機冷却ポンプ，熱交換器，配管／弁）タービン補機冷却水系（タービン補機冷却ポンプ，
熱交換器，配管／弁）
タービン補機冷却水系
サージタンク
補機冷却海水ポンプ，配管／弁，ストレーナ
復水補給水系（復水移送ポンプ，配管／弁）
給水処理系
復水補給水系

復水貯蔵タンク（ＰＳ−３（復水補給水系関連として））

重要度分類指針
分類

定義

ＰＳ−３

2)原子炉冷却材中
放射性物質濃度を通常運転に支障のない程度に低く抑える構築物，系統
及び機器

12 条-添付 13-13

ＭＳ−３

東海第二発電所

機能構築物，系統又は機器

1)核分裂生成物の原子炉冷却材中への放散防止機能

燃料被覆管2)原子炉冷却材の浄化機能

原子炉冷却材浄化系，
復水浄化系

1)原子炉圧力の上昇の緩和機能

逃がし安全弁（逃がし弁機能），タービンバ
イパス弁2)出力上昇の抑制機能

原子炉 冷却材再循 環系（再循環ポンプトリ
ップ機能，制御棒引抜
監視装置）

・原子炉再循環制御系
・制御棒引き抜き阻止回路
・選択制御棒挿入回路

制御棒駆動水圧系，原子炉隔離時冷却系

制御棒駆動水圧系（ポンプ，復水貯蔵タンク，復水貯蔵タンクから制御棒駆動機構までの配管，弁）ポンプ サクションフ
ィルタ
制御棒駆動水圧系
ポンプ ミニマムフローライン配管，弁タイロッド1)運転時の異常な過渡変化があっても，ＭＳ−１，ＭＳ−２とあいまって，事象を緩和する構築物，系統及び機器3)原子炉冷却材
の補給機能

燃料被覆管
上／下部端栓

原子炉冷却材浄化系（再生熱交換器，非再生熱交換器，ＣＵＷポンプ，ろ過脱塩装置，配管，弁）復水浄化系（復水脱塩装置，配管，弁）逃がし安全弁（逃がし弁機能）
原子炉 圧力容器から逃がし 安全弁までの主蒸気配管
逃がし安全弁（逃がし弁駆動用窒素源（アキュ機能）ムレータ，アキュムレ
ータか ら逃がし安全弁までの配管，弁）タービンバイパス弁
原子炉 圧力容器からタービ ンバイパス弁までの主蒸気配管
駆動用油圧源（アキュ
タービンバイパス弁
ムレータ，アキュムレ
ータか らタービンバ
イパス弁までの配管，
弁）

重要安全施設（該当する
ものに○）共用/相互接続あり

関連する別系
統の共用/相互接続あり

重要度分類指針
分類定義1)運転時の異常な過渡変化があっても，ＭＳ−１，ＭＳ−２とあいまって，事象を緩和する構築物，系統及び機器

東海第二発電所

機能3)原子炉冷却材の補給機能

制御棒駆動水圧系，原子炉隔離時冷却系

12 条-添付 13-14ＭＳ−３2)異常状態への対
応上必要な構築
物，系統及び機器

1)緊急時対策上重要なもの及び異常状態の把握機能

重要安全施設（該当する
ものに○）構築物，系統又は機器

原子力 発電所緊急 時対策所，試料採取系，通信連絡設備，放射能監視設備，事故時監視計器の一部，消火系，
安全避難通路，非常用
照明

原子炉隔離時冷却系（ポンプ，タービン，サプレッ
ション・プール，サプレッション・プールから注水先までの配管，弁）タービ ンへの蒸気供給配管，弁ポンプ ミニマムフロ
原子炉隔離時冷却系
ーライン配管，弁潤滑油 冷却系及びその冷却 器までの冷却
水供給配管
緊急時対策所
情報収集設備
通信連絡設備緊急時対策所
資料及び器材
遮蔽設備
試料採取系（異常時に必要な下記の機能を有するもの。原子炉冷却材放射性物質濃度サンプリング
分析，原子炉格納容器雰囲気放射性物質濃度サン
プリング分析）通信連絡設備

共用/相互接続
あり

共用
共用
共用
共用
共用

共用
共用
（固定モニタリング設備，
環境試
料測定設備，
気象
観測設備，
放射能
観測車，
出入管理
室）

放射線監視設備

事故時監視計器の一部
消火系（水消火設備，泡消火設備，二酸化炭素消火
設備，等）

共用
（構内消火設備
のみ）

共用
消火系

消火ポンプ

（構内消火用ポンプ，
ディーゼル
駆動構内消火ポ
ンプ）

関連する別系
統の共用/相互接続あり

重要度分類指針
分類

定義

東海第二発電所機能

重要安全施設（該当する
ものに○）構築物，系統又は機器
ろ過水貯蔵タンク
原水タンク
多目的タンク
消火系

ＭＳ−３2)異常状態への対
応上必要な構築
物，系統及び機器

1)緊急時対策上重要なもの及び異常状態の把握機能

原子力 発電所緊急 時対策所，試料採取系，通信連絡設備，放射能監視設備，事故時監視計器の一部，消火系，
安全避難通路，非常用
照明

火災検出装置（受信機含む）
防火扉，防火ダンパ，
耐火壁，隔壁（消火設
備の機 能を維持担保するた めに必要なもの）安全避難通路12 条-添付 13-15

安全避難通路非常用照明

安全避難用扉

共用/相互接続あり
共用（原水タンク，
多目的タンク）

関連する別系
統の共用/相互接続あり

給水処理系（ＭＳ−３（消火系関連として））添付 14
共用設備
(1)

概略図

固体廃棄物処理系：共用範囲

固体廃棄物貯蔵庫（東海発電所と共用）の貯蔵保管量予測

12 条-添付 14-1

(2)所内ボイラ設備，所内蒸気系：共用範囲
閉操作により隔離可能

東海第二発電所
所内蒸気系
東海発電所
・洗濯設備
・建屋暖房

東海第二発電所
所内蒸気系各負荷

東海第二発電所
所内ボイラ設備

蒸気溜め

給水処理系
純水貯蔵タンクより

所内ボイラ
（Ａ）
給水タンク

給水ポンプ

12 条-添付 14-2

所内ボイラ
（Ｂ）

(3)

給水処理系
：共用範囲

県央広域
工業用水

多目的タンクは原水タンク，ろ過水貯蔵タンク
及び純水貯蔵タンクの代替が可能であり合理的な運用を図ることができる。

東海第二発電所
給水処理系

多目的
タンク
1500m３

原水
タンク
1000m ３ろ過水
貯蔵
タンク
1500m ３

前処理装置

給水処理装置

閉操作により隔離可能

閉操作により
隔離可能

構内消火系

純水
貯蔵
タンク
500m ３

東海発電所
ろ過水槽
252m３

東海第二発電所
・消火水系（屋内）・ろ過水系各負荷

東海発電所
・飲料水系
・作業時の雑用水12 条-添付 14-3

東海発電所
純水タンク
597m３

東海発電所
・補機冷却系の補給水

東海第二発電所
・復水貯蔵タンク
・所内ボイラの給水タンク
・純水系各負荷(4)放射線監視設備①

固定モニタリング設備（モニタリングポスト）

電離箱検出器NaI(Tl)ｼﾝﾁﾚｰｼｮﾝ検出器

12 条-添付 14-4

②

気象観測設備12 条-添付 14-5

③

放射能観測車12 条-添付 14-6

④

環境試料測定設備，出入管理室

ａ．環境試料測定設備
発電所周辺の水・食物・土壌などの環境試料の前処理や，放射線物質
濃度を測定する設備を事務本館内にある環境試料測定室に設けている。

ｂ．出入管理室
東海発電所及び東海第二発電所（Ａ区域）の管理区域の出入り管理及
び被ばく線量を監視する設備を出入管理室に設けている。

12 条-添付 14-7

(5)消火系（構内消火設備）：共用範囲

東海第二発電所
構内消火設備原水
タンク
1000m ３※1

東海第二発電所
各構内消火栓
構内消火用
ポンプ(3.1m３ /min)

多目的タンク1500m ３
※1,※2

東海発電所
各構内消火栓ディーゼル駆動
構内消火ポンプ(4.3m３ /min)※１※２

原水タンク及び多目的タンクは給水処理系設備であるが，構内消火設備供給源であるため合わせて記載。
多目的タンクは原水タンク，ろ過水貯蔵タンク及び純水貯蔵タンクの代替が可能であり合理的な運用を図ることができる。

閉操作により隔離可能

東海発電所及び東海第二発電所において共用としている消火系（構内消火設備）について，以下の通り，屋外の消火活動にて使用する屋外消火栓の必要水量は，消防法施行令第十九条（屋外消火栓設備に関する基準）の要求を満足するよう設計している。

屋外消火栓必要水量＝2 箇所(消火栓)×0.35m３ ／min×2 時間＝ 84.0m ３東海発電所，東海第二発電所それぞれに単一の火災が同時に発生し，消火栓による放水を実施した場合において，必要となる放水量は屋外消火栓
12 条-添付 14-8

の放水量を倍（消火栓 4 か所に余裕を見て）として 200m ３ としても，供給する原水タンクの容量は 1,000ｍ ３（多目的タンクを代替で使用時は 1,500ｍ ３ ）であり，十分確保される。
また，ポンプ容量について，消火栓 4 か所を使用した場合に必要となる
送水容量は 2.0m ３ ／min（0.35m ３ ／min×4 か所に余裕を見て）としても，
構内消火用ポンプ（3.1m３ ／min）及びディーゼル駆動構内消火ポンプ（4.3m３ ／min）であり，十分確保される。

12 条-添付 14-9

別添

運用，手順説明資料

12 条-別添-ⅰ

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

安全機能の重要度が特に高い安全機能を有する系統を構成する設備のうち静的機器の単一系統（単一設計）であり，設計基準事故が発生した場合に，長時間（24 時間以上もしくは運転モード切替以降）にわたって機能が要求される設備

12 条-別添-1

単一故障を仮定した場合に所定の安全機能を達成できない設備

単一故障を仮定した場合に所定の安全機能を達成できる設備

単一設計箇所の故障を安全上支障のない期間に除去又は修復（対象箇所）
・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（対象箇所）
・残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）のスプレイヘッダ（サプレッション・チェンバ側）

保配管，ダクトの修復

設計基準事故時に長時間にわたって機能を要求する単一設計の静的機器において単一故障を仮定した場合でも，同等の原子炉格納容器冷却機能を有するよう設計する【後段規制との対応】【添付六，八への反映事項】
工：工認（基本設計方針，添付書類）：添付六，八に反映
保：保安規定（運用，手順に係る事項，下位文書含む）
当該条文に該当しない
核：核防規定（下位文書含む）（他条文での反映事項他）

表
設置許可基準対象条文

技術的能力に係る運用対策等（設計基準）
対象項目

・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

12 条-別添-2

第12条
安全施設
・残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）のスプレイヘッダ（サプレッション・チェンバ
側）

区分
運用・手順
体制
保守・点検

教育・訓練
運用・手順
体制
保守・点検
教育・訓練

運用対策等
−
−
日常点検
定期点検
損傷時の補修

−
−
−
−
−

第14条

全交流動力電源喪失対策設備
＜目

1.

次＞

基本方針
1.1

要求事項の整理

1.2

追加要求事項に対する適合方針

1.3

気象等

1.4

設備等（手順等含む）

2.

全交流動力電源喪失対策設備

2.1

重大事故等に対処するために必要な電力の供給開始までに要する時間

2.2

全交流動力電源喪失時に電力供給が必要な直流設備について

2.3

電気容量の設定

2.3.1

蓄電池（非常用）の容量について

2.3.1.1

蓄電池（非常用）の運用方法について

2.3.1.2

125V系蓄電池Ａ系の容量

2.3.1.3

125V系蓄電池Ｂ系の容量

2.3.1.4

125V系蓄電池ＨＰＣＳ系の容量

2.3.1.5

中性子モニタ用蓄電池Ａ系の容量

2.3.1.6

中性子モニタ用蓄電池Ｂ系の容量

2.3.1.7

まとめ

2.3.2

蓄電池（非常用）の配置の基本方針

2.3.2.1

蓄電池（非常用）の主たる共通要因に対する頑健性別紙1

常設代替交流電源設備から電力供給を開始する時間

別紙2

可搬型代替電源設備から電力供給を開始する時間

別紙3

所内常設蓄電式直流電源設備

別紙4

制御棒位置指示への給電について

別紙5

使用済燃料プール水位・温度監視について

別紙6

蓄電池の容量算出方法

別紙7

蓄電池の容量換算時間Ｋ i 値一覧

別紙8

蓄電池の放電終止電圧

別紙9

蓄電池容量の保守性の考え方

別紙10蓄電池（非常用）の「その他の負荷」容量内訳

別紙11

全交流動力電源喪失時における非常用直流電源系の信頼性
について

3．

運用，手順説明資料（別添資料）全交流動力電源喪失対策設備

＜概

要＞

1．において，設計基準事故対処設備の設置許可基準規則，技術基準規則の要求事項を明確化するとともに，それら要求に対する東海第二発電所における適合性を示す。

2．において，設計基準事故対処設備について，追加要求事項に適合するために必要となる機能を達成するための設備又は運用等について説明する。

3．において，追加要求事項に適合するための運用，手順等を抽出し，必要となる対策等を整理する。

1.

基 本 方 針1.1

要求事項の整理
全交流動力電源喪失対策設備について，設置許可基準規則第 14 条及び技術基準規則第 16 条において，追加要求事項を明確化する。（第 1.1−1 表）

第 1.1−1 表 設置許可基準規則第 14 条及び技術基準規則第 16 条
設置許可基準規則
技術基準規則

要求事項

第 14 条

第 16 条

（全交流動力電源喪失対策設備）（全交流動力電源喪失対策設備）

備考

発電用原子炉施設には、全交流 追加
要求
動力電源喪失時から重大事故等に 動 力 電 源 喪 失 時 か ら 重 大 事 故 等
事項対処するために必要な電力の供給 (重大事故に至るおそれがある事
発電用原子炉施設には、全交流が交流動力電源設備から開始され 故（運転時の異常な過渡変化及びるまでの間、発電用原子炉を安全 設計基準事故を除く。以下同じ。）に停止し、かつ、発電用原子炉の 又は重大事故をいう。以下同じ。）
停止後に炉心を冷却するための設 に対処するために必要な電力の供備が動作するとともに、原子炉格 給が交流動力電源設備から開始さ納容器の健全性を確保するための れるまでの間、発電用原子炉を安設 備 が 動 作 す る こ と が で き る よ 全に停止し、かつ、発電用原子炉
う、これらの設備の動作に必要な の停止後に炉心を冷却するための容量を有する蓄電池その他の設計 設備が動作するとともに、原子炉基準事故に対処するための電源設 格納容器の健全性を確保するため
備 （ 安 全 施 設 に 属 す る も の に 限 の設備が動作することができるよる。）を設けなければならない。

う、これらの設備の動作に必要な容量を有する蓄電池その他の設計基準事故に対処するための電源設備を施設しなければならない。

14 条−1

1.2

追加要求事項に対する適合方針(1)

位置，構造及び設備

ロ

発電用原子炉施設の一般構造(3)

その他の主要な構造(ｉ)

本発電用原子炉施設は，(1)耐震構造，(2)耐津波構造に加え，以下の基本的方針のもとに安全設計を行う。
ａ．設計基準対象施設(i) 全交流動力電源喪失対策設備
全交流動力電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約95分を包絡した約8時間に対し，発電用原子炉を安全に停止し，かつ，発電用原子炉の停止後に炉心を冷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
ことができるよう，これらの設備の動作に必要な容量を有する蓄電池（非常用）を設ける設計とする。
【説明資料（2.1:14条-18〜24）（2.3.1:14条-53〜68）】(2)

安全設計方針1．安全設計
1.1 安全設計の方針
1.1.1

安全設計の基本方針

1.1.1.12

全交流動力電源喪失対策設備

全交流動力電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約95分を包絡した約8時間に対し，発電用原子炉を安全に停止し，かつ，発電用原子炉の停止後に
14 条−2炉心を冷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ことができるよう，これらの設備の動作に必要な容量を有する非常用直流電源設備である蓄電池（非常用）を設ける設計とする。
【説明資料（2.1:14条-18〜24）（2.3.1:14条-53〜68）】

(3)

適合性説明
第十四条

全交流動力電源喪失対策設備

発電用原子炉施設には、全交流動力電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交流動力電源設備から開始されるまでの間、発電用原子炉を安全に停止し、かつ、発電用原子炉の停止後に炉心を冷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ことができるよう、これらの設備の動作に必要な容量を有する蓄電池その他の設計基準事故に対処するための電源設備（安全施設に属するものに限る。）を設けなければならない。
適合のための設計方針
全交流動力電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約95分を包絡した約8時間に対し，原子炉停止系の動作により発電用原子炉を安全に停止
し，かつ，発電用原子炉の停止後に炉心を冷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
ことができるよう，これらの設備の動作に必要な容量を有する非常用直流電源設備である蓄電池（非常用）を設ける設計とする。
【説明資料（2.1:14条-18〜24）（2.3.1:14条-53〜68）】
14 条−3

1.3

気象等
該当なし

1.4

設備等（手順等含む）

10.

その他発電用原子炉の附属施設

10.1.1.2.2

全交流動力電源喪失

発電用原子炉施設には，全交流動力電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約95分を包絡した約8時間に対し，発電用原子炉を安全に停止し，かつ，発電用原子炉の停止後に炉心を冷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ことができるよう，これらの設備の動作に必要な容量を有する非常用直流電源設備である蓄電池（非常用）を設ける設計とする。
【説明資料（2.1:14条-18〜24）（2.3.1:14条-53〜68）】

10.1.1.3

主要設備

10.1.1.3.4

直流電源設備

非常用直流電源設備は，第10.1−3図に示すように，非常用電源設備として，直流125V 3系統（区分Ⅰ，Ⅱ，Ⅲ）及び直流±24V 2系統（区分Ⅰ，
Ⅱ）から構成する。
非常用所内電源系の直流125Ｖ及び±24V系統は，非常用低圧母線に接続される充電器9個，蓄電池5組等を設ける。これらの125V系3系統のうち1系統の故障及び±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。
また，これらの系統は，多重性及び独立性を確保することにより，共通要
14 条−4

因により同時に機能が喪失することのない設計とする。直流母線は125V及び±24Vであり，非常用直流電源設備5組の電源の負荷は，工学的安全施設等の制御装置，電磁弁，無停電計装用分電盤に給電する非常用の無停電電源装置
等である。
そのため，原子炉水位及び原子炉圧力の監視による発電用原子炉の冷却状態の確認並びに原子炉格納容器内圧力及びサプレッション・プール水温度の監視による原子炉格納容器の健全性の確認を可能とする。
蓄電池（非常用）は125V系蓄電池Ａ系及び中性子モニタ用蓄電池Ａ系（区分Ⅰ），125V系蓄電池Ｂ系及び中性子モニタ用蓄電池Ｂ系（区分Ⅱ）及び125V系蓄電池ＨＰＣＳ系（区分Ⅲ）の5組で構成し，据置型蓄電池でそれぞれ異なる区画に設置され独立したものであり，非常用低圧母線に接続された充電器で浮動充電する。
また，蓄電池（非常用）の容量はそれぞれ6,000Ah(125V系蓄電池Ａ系及び125V系蓄電池Ｂ系)， 500Ah（125V系蓄電池ＨＰＣＳ系）， 150Ah（中性子モニタ用蓄電池Ａ系及び中性子モニタ用蓄電池Ｂ系）であり，発電用原子炉を安全に停止し，かつ，発電用原子炉の停止後に炉心を一定時間冷却するための設備の動作に必要な容量を有している。
この容量は，例えば，発電用原子炉が停止した際に遮断器の開放動作を行うメタルクラッド開閉装置等，発電用原子炉停止後の炉心冷却のための原子
炉隔離時冷却系，発電用原子炉の停止，冷却，原子炉格納容器の健全性を確認できる計器に電力供給を行う制御盤及び非常用の無停電電源装置の負荷へ電力供給を行った場合においても，全交流動力電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約95分を包絡した約8時間以上電力供給が可能な容量である。
直流電源設備の設備仕様を第10.1−4表に示す。
14 条−5

【説明資料（2.1:14条-18〜24）（2.3.1:14条-53〜68）】

10.1.1.3.5

計測制御用電源設備

非常用の計測制御用電源設備は，第10.1−4図に示すように，計装用主母
線盤120V／240V

2母線及び計装用分電盤120V

3母線で構成する。

計装用分電盤２Ａ及び２Ｂは，2系統に分離独立させ，それぞれ非常用の無停電電源装置から給電する。
非常用の無停電電源装置は，外部電源喪失及び全交流動力電源喪失時から重大事故等に対処するため，非常用直流電源設備である蓄電池（非常用）から電力が供給されることにより，非常用の無停電電源装置内の変換器を介し直流を交流へ変換し，２Ａ及び２Ｂの計装用分電盤に対し電力供給を確保する。
非常用の無停電電源装置は，核計装の監視によ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保のため，全交流動力電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約95分間を包絡した約8時間，電力供給が可能である。
なお，これらの電源を保守点検する場合は，必要な電力は非常用低圧母線に接続された無停電電源装置内の変圧器から供給する。
また，計装用主母線盤及び計装用分電盤ＨＰＣＳは，分離された非常用高圧母線又は非常用低圧母線から給電する。
計測制御用電源設備の設備仕様を第10.1−5表に示す。
【説明資料（2.1:14条-18〜24）（2.2:14条-25〜52）（2.3.1:14条-53〜68）】

14 条−6

10.1.1.5
10.1.1.5.2

試験検査
蓄電池（非常用）

蓄電池（非常用）は，定期的に巡視点検を行い，機器の健全性や，浮動充電状態にあること等を確認する。

14 条−7

第10.1−4表 直流電源設備の設備仕様

(1)

蓄電池
非常用
形

式

鉛蓄電池

組

数

5

セル数

電

容

圧

量

125V系Ａ系

120

125V系Ｂ系

120

ＨＰＣＳ系

58

中性子モニタ用Ａ系

24

中性子モニタ用Ｂ系

24

125V系Ａ系

125V

125V系Ｂ系

125V

ＨＰＣＳ系

125V

中性子モニタ用Ａ系±24V

中性子モニタ用Ｂ系±24V

125V系Ａ系

約6,000Ah

125V系Ｂ系

約6,000Ah

ＨＰＣＳ系

約500Ah中性子モニタ用Ａ系

約150Ah中性子モニタ用Ｂ系

約150Ah14 条−8

常用

(2)

形

式

鉛蓄電池

組

数

1

セル数

116

電

圧

250V

容

量

約2,000Ah

充電器
非常用（予備充電器は常用）
形

式

個

数

シリコン整流器
125V系Ａ系，Ｂ系

2（予備1）

ＨＰＣＳ系

1 (予備1)

中性子モニタ用Ａ系

2

中性子モニタ用Ｂ系

2

充電方式

浮動

冷却方式

自然通風

交流入力
125V系Ａ系

3相

50Hz

480V

125V系Ｂ系

3相

50Hz

480V

ＨＰＣＳ系

3相

50Hz

480V

中性子モニタ用Ａ系

単相

50Hz

120V

中性子モニタ用Ｂ系

単相

50Hz

120V

14 条−9容

量125V系Ａ系

約58.8kW

125V系Ｂ系

約48.8kW(125V系Ａ系，Ｂ系予備約58.8kW)
ＨＰＣＳ系

約14kW

中性子モニタ用Ａ系

約0.84kW

中性子モニタ用Ｂ系

約0.84kW

直流出力電圧125V系Ａ系

125V

125V系Ｂ系

125V

ＨＰＣＳ系

125V

中性子モニタ用Ａ系±24V

中性子モニタ用Ｂ系±24V

直流出力電流
125V系Ａ系

約420A

125V系Ｂ系

約320A(125V系Ａ系，Ｂ系予備

約420A)

ＨＰＣＳ系

約100A

中性子モニタ用Ａ系

約30A

中性子モニタ用Ｂ系

約30A

常用
形

式

シリコン整流器個

数

1（予備1）

充電方式

浮動

冷却方式

自然通風

交流入力

3相
14 条−10

50Hz

480V

容

(3)

量

約98 kW

直流出力電圧250V

直流出力電流

約350A

直流母線
非常用
個

数

電

圧

5

125V系Ａ系

125V

125V系Ｂ系

125V

ＨＰＣＳ系

125V

中性子モニタ用Ａ系±24V

中性子モニタ用Ｂ系

±24V

常用
個

数

1

電

圧

250V

14 条−11

第10.1−5表 計測制御用電源設備の設備仕様

(1)

非常用
ａ．無停電電源装置
形

式

静止型

個

数

2

容

量

約35kVA（1個当たり）

出力電圧

120V

ｂ．計装用交流主母線盤
個

数

5

電

圧

120V/ 240V（2個）
120V（3個）(2)

常用
ａ．無停電電源装置
形

式

静止型

個

数

1

容

量

約50kVA

出力電圧

120V／240Vｂ．原子炉保護系用Ｍ−Ｇ装置
電動機
形

式

三相誘導電動機

台

数

2

定格容量

約44.76kW

電

440V

圧

14 条−12発電機
形

式

単相同期発電機

台

数

2

定格容量

約18.75kVA

電

圧

120V

周 波 数

50Hz

ｃ．計装用交流母線
個

数

4

電

圧

120V/ 240V（2個）
120V（2個）

14 条−13

14 条−14
第 10.1―3 図

直流電源単線結線図（1／3）

14 条−15
第 10.1−3 図

直流電源単線結線図（2／3）

第 10.1−3 図

直流電源単線結線図（3／3）

14 条−16

14 条−17
第 10.1−4 図

計測制御用電源単線結線図

2.

全交流動力電源喪失対策設備

2.1

重大事故等に対処するために必要な電力の供給開始までに要する時間(1)

概要
非常用所内電気設備は外部電源から受電可能な設計としているが，外部電源が喪失した場合においても，設計基準事故に対処するために必要な設
備への給電が可能となるよう，非常用交流電源設備として非常用ディーゼ
ル発電機 2 系統（区分Ⅰ，区分Ⅱ）及び高圧炉心スプレイ系ディーゼル発
電機１系統（区分Ⅲ）を設置する。また，非常用直流電源設備として，それぞれ独立した蓄電池，充電器，及び分電盤等で構成する 3 系統 5 組の直流電源設備を設置する。なお，非常用直流電源設備のうち，直流母線電圧が 125V の 3 系統 3 組（区分Ⅰ，区分Ⅱ，区分Ⅲ）は直流 125V 蓄電池で構成し，主要な負荷は，ディーゼル発電機初期励磁，メタルクラッド開閉装置（以下「Ｍ／Ｃ」という），パワーセンタ（以下「Ｐ／Ｃ」という）遮断器の制御電源，計測制御系統設備等であり，直流母線電圧が±24V の 2
系統 2 組（区分Ⅰ，区分Ⅱ）は中性子モニタ用蓄電池で構成し，主要な負荷は起動領域計装等である。非常用直流電源設備は，いずれの 1 区分が故障しても，残りの区分で非常用ディーゼル発電機もしくは高圧炉心スプレ
イ系ディーゼル発電機を起動し，設計基準事故に対処するために必要な設備へ電力を供給することにより，原子炉の安全が確保できる設計とする。
また，外部電源が喪失し，更に 3 系統のディーゼル発電機が同時に機能喪失して全交流動力電源喪失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な電力を常設代替交流電源設備（常設代替高圧電源装置）から供給開始するまでの間，区分Ⅰ及び区分Ⅱの非常用直流電源設備
によって発電用原子炉を安全に停止し，発電用原子炉の停止後の原子炉冷却を行うとともに，原子炉格納容器の健全性を確保するための設備が動作
14 条−18

することができるよう，これらの設備の動作に必要な電力が供給できる設備とする。
非常用直流電源設備の主要機器仕様を第 2.1-1 表に，直流電源単線結線
図を第 2.1-1 図に示す。蓄電池（非常用）は鉛蓄電池で，非常用低圧母線にそれぞれ接続された充電器により浮動充電される設計とする。
また，計測制御用電源単線結線図について第 2.1-2 図に示す。

(2)蓄電池からの電力供給時間
全交流動力電源喪失に備えて，非常用直流電源設備は発電用原子炉の安

全停止，停止後の冷却に必要な電源を一定時間給電できる蓄電池容量を確保する設計とする。
全交流動力電源喪失後，常設代替交流電源設備（常設代替高圧電源装置）から約 95 分以内（別紙 1 に示す）に給電を行うが，万一，常設代替
交流電源設備（常設代替高圧電源装置）が使用できない場合は，可搬型代
替交流電源設備（可搬型代替低圧電源車）から 180 分以内（全交流動力電
源喪失後 275 分以内）に非常用所内電気設備へ給電を行う。（可搬型代替
低圧電源設備から電力供給を開始する時間については別紙 2 に示す）蓄電池（非常用）は，常設代替交流電源設備（常設代替高圧電源装置）が使用できない場合も考慮し，電源が必要な設備に約 8 時間電力供給できる設計とする。

14 条−19

第 2.1−1 表

非常用直流電源設備の主要機器仕様
（参考）
重大事故等
対処設備
（ＳＡ）

設計基準事故対処設備（ＤＢ）（重大事故等対処設備を兼ねる）

14 条-20

蓄電池
電 圧
容 量
充電器
個 数

充電方式

125V 系 蓄 電 池
Ａ系
（区分Ⅰ）

125V 系 蓄 電 池
Ｂ系
（区分Ⅱ）

中性子
モニタ用
蓄電池Ａ系
（区分Ⅰ）

中性子
モニタ用
蓄電池Ｂ系
（区分Ⅱ）

125V 系 蓄 電 池
ＨＰＣＳ系（区分Ⅲ）※※全交流動力電源喪失対策設備には含まれない

125V
約 6,000Ah

125V
約 6,000Ah±24V
約 150Ah±24V
約 150Ah

125V
約 500Ah

125V
約 6,000Ah

2(予 備 1)2

2

1(予 備 1)

1

浮動（常時）

浮動（常時）

浮動（常時）

浮動（常時）

浮動（常時）

緊急用
125V 系 蓄 電 池

14 条-21
第 2.1−1 図

直流電源単線結線図（1／3）

14 条−22
第 2.1−1 図

直流電源単線結線図（2／3）

第 2.1−1 図

直流電源単線結線図（3／3）

14 条−23

14 条−24
第 2.1−2 図

計測制御用電源単線結線図

2.2

全交流動力電源喪失時に電力供給が必要な直流設備について(1)基本的な考え方
全交流動力電源喪失時に，重大事故等に対処するための常設代替交流電源設備から電力が供給されるまでの間，事象緩和に直接的に期待する設備，事象緩和に直接的には期待しないが，事故対応において必要となる設備及び事故対応に必要はないが安定した電力供給を行う必要がある設備に直流電源からの供給を行う設計とする。

(2)非常用直流電源設備からの電力供給を考慮する設備の選定方針
非常用直流電源設備からの電力供給を考慮する設備のうち，全交流動力
電源喪失時の対応上必要となる設備は，発電用原子炉の停止，発電用原子炉停止後の冷却，原子炉格納容器の健全性確認を担う設備であり，その有効性を確認している全交流動力電源喪失時に，事象緩和に直接的に期待する設備の中から選定することとする。
また，全交流動力電源喪失時において，事象緩和に直接的には期待しな
いが，全交流動力電源喪失時の事故対応において必要となる通信連絡設備等についても選定することとする。

(3)非常用直流電源設備から電力供給する設備の分類
全交流動力電源喪失時に直流電源設備に接続する設備について，既設計で，非常用直流蓄電池の負荷となっているものは，そのままの負荷とすることを前提に以下の分類とした。
A-1 非常用直流電源設備に接続する設備のうち以下の設備① 既設で非常用直流電源設備の負荷となっている設計基準事故対処
設備（重大事故等対処設備を兼ねるものも含む）であって，全交
14 条−25

流動力電源喪失時に，事象緩和に直接的に期待する設備。
② 既設で非常用直流電源設備の負荷となっている設計基準事故対処
設備（重大事故等対処設備を兼ねるものも含む）であって，全交
流動力電源喪失時に，事象緩和に直接的には期待しないが，事故対応において必要となる設備。
③ 新規に非常用直流電源設備に接続する設計基準事故対処設備（重大事故等対処設備を兼ねるものも含む）の負荷であって，全交流
動力電源喪失時に，事象緩和に直接的に期待する設備。
④ 新規に非常用直流電源設備に接続する設計基準事故対処設備（重大事故等対処設備を兼ねるものも含む）の負荷であって，全交流
動力電源喪失時に，事象緩和に直接的には期待しないが，事故対応において必要となる設備。
A-2 非常用直流電源設備に接続するが，全交流動力電源喪失時に切離しが可能な以下の設備。
① 既設で非常用直流電源設備の負荷であって，全交流動力電源喪失時に期待しない設備。
② 新規に非常用直流電源設備に接続する設計基準事故対処設備（重大事故等対処設備を兼ねるものも含む）の負荷であって，全交流動力
電源喪失時に期待しないが，安定した電力供給が必要な設備
B-1 緊急用の直流電源設備に接続する設備のうち以下の設備。
① 重大事故等対処設備（設計基準事故対処設備を兼ねるものを除く）
であって，全交流動力電源喪失時に，事象緩和に直接的に期待する設備。
② 重大事故等対処設備（設計基準事故対処設備を兼ねるものを除く）
であって，全交流動力電源喪失時に，事象緩和に直接的には期待し
14 条−26

ないが，事故対応において必要となる設備。
B-2 緊急用の直流電源設備に接続する設備のうち以下の設備。
重大事故等対処設備（設計基準事故対処設備を兼ねるものを除く）
であって，全交流動力電源喪失時に期待しないが，安定した電力供給が必要な設備

上記設備分類のフロー図を第 2.2−1 図に示す。また，全交流動力電源喪失時に必要となる設備を第 2.2−1 表に示す。
全交流動力電源喪失時に期待する重大事故等対処設備と設置許可基準規則との整理を第 2.2−2 表に，有効性評価の事故シーケンスグループ等と期待する設備の整理を第 2.2−3 表に示す。

(4)非常用直流電源設備からの電力供給を要求する時間の設定方針及び対象設備
全交流動力電源喪失時に期待する設備は，用途に応じて機能維持すべき時間が異なる。このため，(3)で分類した非常用直流電源設備から給電される設備の要求時間設定方針を整理する。また，設定した要求時間及び設備の詳細を第 2.2-1 表に示す。
蓄電池の容量設定における要求時間設定においては，包絡的に設定する観点から，蓄電池負荷としては最大となる全交流動力電源喪失が長時間継続する有効性評価「全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）」及び同時発生することが想定される使用済燃料プールの冷却機能喪失状態を想定する。
ａ．外部電源喪失から 1 分まで
全交流動力電源喪失が発生する起因として，外部電源喪失が考えられる。この場合，交流動力電源を確保するためにディーゼル発電機が14 条−27

自動起動する。ディーゼル発電機から電力供給には，直流電源が必要となるが，この動作は 10 秒以内に完了する。
このため，ディーゼル発電機からの電力供給に係る要求時間を，保守的に 1 分間と設定する。
この要求時間を適用する具体的な設備は，以下のとおりである。
非常用ディーゼル発電機初期励磁
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機初期励磁
Ｍ／Ｃ及びＰ／Ｃ遮断器の制御電源（下線部：建設時，直流の電力供給を必要とした設備）

ｂ．全交流動力電源喪失（外部電源喪失）から 60 分まで
ディーゼル発電機から電力供給に失敗（全交流動力電源喪失）した
場合，(2)及び(3)で選定した設備によって，事故対応を行う。このうち，原子炉停止状態の確認は，原子炉スクラム後数分以内に完了する
ため，原子炉停止及びその状態の確認に係る設備は，以降事故対応上必須ではなくなる。
このため，これら設備に係る要求時間を，未臨界状態が維持されていることの確認時間も含めて保守的に 60 分間と設定する。
なお，これら設備のうち，中央制御室にて簡易な操作で負荷切り離しが可能な設備については，60 分以内に切り離しを行う。
この要求時間を適用する具体的な設備は，以下のとおりである。
平均出力領域計装ｃ．全交流動力電源喪失 60 分後から 8 時間まで
全交流動力電源喪失から 95 分後には，常設代替交流電源設備（常設14 条−28

代替高圧電源装置）から電力供給が可能であり，蓄電池からの電力供給は不要となる。
このため，基本的に要求時間は 95 分と設定する。なお，有効性評価の全交流動力電源喪失では，常設代替交流電源設備（常設代替高圧電源装置）からの給電に期待していないことを考慮し，この場合の重大事故等対応に係る設備については 95 分以降も蓄電池からの給電を行うものとする。このうち，原子炉隔離時冷却系等 8 時間までの作動に期待する設備については，要求時間を 8 時間と設定する。
また，蓄電池（非常用）2 区分からの給電が確保されている計装設
備の一部について，全交流動力電源喪失で，同様の計装設備が重大事
故等対処設備で確保している設備に対し，設計基準事故対処設備のうち 1 系統については，要求時間を 8 時間と設定する。
なお，8 時間以降に不要となる設備のうち，容易な操作で負荷削減に効果がある負荷については，切り離しを行うこととする。
この要求時間を適用する具体的な設備は，以下のとおりである。
原子炉隔離時冷却系，直流非常灯
原子炉水位（広帯域），原子炉水位（燃料域），原子炉圧力（下線部：建設時，直流の電力供給を必要とした設備）

ｄ．全交流動力電源喪失 8 時間後から 24 時間までｃ．の給電対象設備のうち，切り離しを行っていない残りの設備を
給電継続対象設備とする。ここでの要求時間は，有効性評価の全交流
動力電源喪失では 24 時間交流動力電源設備からの給電に期待していないこと，設置許可基準規則第 57 条では 24 時間蓄電池からの給電を要求していることを考慮し， 24 時間を設定する。
14 条−29

14 条−30
第 2.2−1 図

直流電源を供給する設備の分類フロー図

第 2.2−1 表

全交流動力電源喪失時に蓄電池（非常用）から電力供給する設備（1／10）（参考）
蓄電池（非常用） 蓄電池（緊急用）
A-1

A-2

B-1

B-2

蓄電池からの電力供給時間

ＳＢＯ時
必要負荷
注）

ＳＢＯ時
不要負荷

ＳＢＯ時
必要負荷
注）

ＳＢＯ時
不要負荷

要求
時間

3条

設計基準対象施設の地盤

無

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

4条

地震による損傷の防止

有

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

条文

14 条−31

5条

6条
7条

内容

津波による損傷の防止

外部からの衝撃による損傷の防止
発電用原子炉施設への人の不法な侵入等の防止

追加
要求
事項

番号

電力供給する設備

機能 ※ １

区分Ⅰ

区分Ⅱ

中性子
モニタ用
蓄電池

（参 考）

区分Ⅲ

（参考）
緊急用
125V 系
蓄電池

5-1

津波監視カメラ

ＤＢ

●④

−

−

−

95 分

9 時間

−

−

−

−

5-2

潮位計

ＤＢ

●④

−

−

−

95 分

9 時間

−

−

−

−

5-3

取水ピット水位計

ＤＢ

●④

−

−

−

95 分

9 時間

−

−

−

−

有

−

第 26 条（原子炉制御室等）で抽出した設備により監視を行う

有

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

有

8条

火災による損傷の防止

有8-1

蓄電池室水素濃度

ＤＢ

−

●②

−

●

95 分

9 時間

9 時間

−

−

24 時間

9条

溢水による損傷の防止等

有

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

10 条

誤操作の防止

有

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

11 条

安全避難通路等

有

11-1

直流非常灯

ＤＢ

●②

−

−

−

95 分

9 時間

24 時間

−

−

−

12 条

安全施設

有

−

蓄電池（非常用）から電力供給する具体的な設備については，各設備の条文にて設備の抽出を行う

13 条

運転時の異常な過渡変化及び設計基準事故の拡大の防止

無

−

−

−

−

−

−

14 条

全交流動力電源喪失対策設備

有−注）①〜④：第 2.2−1 図

−

−

−

−

−

−

−

蓄電池（非常用）から電力供給する具体的な設備については，各設備の条文にて設備の抽出を行う

直流電源を供給する設備の分類フロー図に対応する番号

第 2.2−1 表

全交流動力電源喪失時に蓄電池（非常用）から電力供給する設備（2／10）（参考）
蓄電池（非常用） 蓄電池（緊急用）

無

−
16-1

16 条

14 条−32

燃料体等の取扱施設及び貯蔵
施設

16-2
有
16-3
16-4

電力供給する設備

機能 ※ １−−

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）(54-1 と同じ)
使用済燃料プールライナードレン
漏えい検知
原子炉建屋燃料取替床換気系排気ダクト放射線モニタ
原子炉建屋換気系排気ダクト放射
線モニタ

ＤＢ／
ＳＡ

ＳＢＯ時
不要負荷

番号

蓄電池からの電力供給時間

B-2

ＳＢＯ時
必要負荷
注）

炉心等

追加
要求
事項

B-1

ＳＢＯ時
不要負荷

15 条

内容

A-2

ＳＢＯ時
必要負荷
注）

条文

A-1

要求
時間

−

−

−

−

−

区分Ⅰ

区分Ⅱ

−

−

中性子
モニタ用
蓄電池

−

（参
考）
区分Ⅲ

（参考）
緊急用
125V 系
蓄電池−−

第 54 条(使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備)の（54-1）で整理して記載

ＤＢ

−

●①

−

−

95 分

24 時間

−

−

−

−

ＤＢ

−

●②

−

−

95 分

9 時間

9 時間

−

−

−

ＤＢ

−

●②

−

−

95 分

9 時間

9 時間

−

−

−

17 条

原子炉冷却材圧力バウンダリ

有

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

18 条

蒸気タービン

無

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

19 条

非常用炉心冷却設備

無

19-1

20 条

一次冷却材の減少分を補給す
る設備

無

20-1

21 条

残留熱を除去することができる設備

無最終ヒートシンクへ熱を輸送することができる設備

無

22 条

21-1
21-2
−
23-1

23 条

計測制御系統施設

無23-2

注）①〜④：第 2.2−1 図

逃がし安全弁
(21-2,46-1 と同じ)
原子炉隔離時冷却系 ※ ２（21-1,45-2 と同じ）
原子炉隔離時冷却系 ※ ２（20-1,45-2 と同じ）
逃がし安全弁
(19-1,46-1 と同じ)−
平均出力領域計装 ※ ３(58-1 と同じ)
起動領域計装 ※ ３(58-2 と同じ)

ＤＢ／
ＳＡ
ＤＢ／
ＳＡ
ＤＢ／
ＳＡ
ＤＢ／
ＳＡ
−
ＤＢ／
ＳＡ
ＤＢ／
ＳＡ

直流電源を供給する設備の分類フロー図に対応する番号

第 46 条(原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備)の（46-1）で整理して記載
第 45 条(原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備)の（45-2）で整理して記載
第 45 条(原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備)の（45-2）で整理して記載
第 46 条(原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備)の（46-1）で整理して記載
−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

●③

−

−

−

60 分

60 分

60 分

−

−

−

●①

−

−

−

60 分

−

−

4 時間

−

−

第 2.2−1 表

全交流動力電源喪失時に蓄電池（非常用）から電力供給する設備（3／10）（参考）
蓄電池（非常用） 蓄電池（緊急用）

23-4
23-5

14 条−3323 条

計測制御系統施設

無

23-6
23-7
23-8
23-9
23-10

24 条

安全保護回路

有

24-1

25 条

反応度制御系統及び原子炉制
御系統

無

−

原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）（58-3 と同じ）
原子炉圧力（58-5 と同じ）
ドライウェル圧力（ＤＢ）機能 ※ １蓄電池からの電力供給時間

B-2
ＳＢＯ時
不要負荷

23-3

電力供給する設備

B-1
ＳＢＯ時
必要負荷
注）

番号

A-2
ＳＢＯ時
不要負荷

追加
要求
事項

内容

ＳＢＯ時
必要負荷
注）

条文

A-1

要求
時間

区分Ⅰ

区分Ⅱ

中性子
モニタ用
蓄電池

（参
考）
区分Ⅲ

（参考）
緊急用
125V 系
蓄電池

ＤＢ／
ＳＡ

第 58 条(計測設備)の（58-3）で整理して記載

ＤＢ／ＳＡ

第 58 条(計測設備)の（58-5）で整理して記載

ＤＢ

●②

−

−

−

95 分

24 時間

24 時間

−

−

−

ＤＢ

●②

−

−

−

95 分

24 時間

24 時間

−

−

−

24 時間

24 時間

−

−

−

サプレッション・プール水温度（ＤＢ）
格納容器内雰囲気放射線モニタ（D/W）(58-13 と同じ)
格納容器内雰囲気放射線モニタ（S/C）(58-14 と同じ)
サプレッション・プール水位（ＤＢ）
原子炉隔離時冷却系系統流量（58-21 と同じ）

ＤＢ

●②

ＤＢ／
ＳＡ

第 58 条(計測設備)の（58-21）で整理して記載

安全保護系

ＤＢ

●②

−

−

−

95 分

24 時間

24 時間

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

ＤＢ

●②

−

−

−

95 分

9 時間

−

−

−

−

−
外の状況を監視する設備（構内監視カメラ等） ※ ４

ＤＢ／
ＳＡ
ＤＢ／
ＳＡ

第 58 条(計測設備)の（58-13）で整理して記載
第 58 条(計測設備)の（58-14）で整理して記載
−

−

−

95 分

26 条

原子炉制御室等

有

26-1

27 条

放射性廃棄物の処理施設

無

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

28 条

放射性廃棄物の貯蔵施設

無

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

注）①〜④：第 2.2−1 図

直流電源を供給する設備の分類フロー図に対応する番号

第 2.2−1 表

全交流動力電源喪失時に蓄電池（非常用）から電力供給する設備（4／10）（参考）
蓄電池（非常用） 蓄電池（緊急用）

番号

無

−

−

−

−

−

−

無

−

−

−

−

−

−

電力供給する設備

機能 ※ １蓄電池からの電力供給時間

B-2
ＳＢＯ時
不要負荷

追加
要求
事項

ＳＢＯ時
必要負荷
注）

30 条

工場等周辺における直接ガンマ線等からの防護
放射線からの放射線業務従事
者の防護

B-1

ＳＢＯ時
不要負荷

29 条

内容

A-2

ＳＢＯ時
必要負荷
注）

条文

A-1

要求
時間

区分Ⅰ

区分Ⅱ

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

中性子
モニタ用
蓄電池

（参
考）
区分Ⅲ

（参考）
緊急用
125V 系蓄電池

14 条−34

31 条

監視設備

有

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

32 条

原子炉格納施設

無

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

33-1

Ｍ／Ｃ，Ｐ／Ｃ遮断器の制御電源

●②

−

−

−

1分

1分

1分

−

−

−

33-2

Ｍ／Ｃ遮断器の制御電源

−

●①

−

−

1分

−

−

−

1分

−

33-3

非常用ディーゼル発電機期励磁

−

●①

−

−

1分

1分

1分

−

−

−

33-4

高圧炉心スプレイ系ディーゼル発
電機初期励磁

ＤＢ／
ＳＡ
ＤＢ／
ＳＡ
ＤＢ／
ＳＡ
ＤＢ／
ＳＡ

−

●①

−

−

1分

−

−

−

1分

−

34-1

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

ＤＢ

●②

−

−

−

8 時間

24 時間

−

−

−

−

−

−

−

33 条

34 条

35 条

保安電源設備緊急時対策所

通信連絡設備

有

有

有

35-1

無線連絡設備35-2

衛星電話設備(62-1 と同じ)

35-3

データ伝送装置(62-2 と同じ)

36 条

補助ボイラー

有−37 条

重大事故等の拡大の防止等

有−注）①〜④：第 2.2−1 図

−

ＤＢ／
ＳＡ
ＤＢ／
ＳＡ
−

第 62 条(通信連絡を行うために必要な設備)の（62-1）で整理して記載
第 62 条(通信連絡を行うために必要な設備)の（62-2）で整理して記載
−

−

−

−

−

蓄電池（非常用）から電力供給する具体的な設備については，各設備の条文にて設備の抽出を行う

直流電源を供給する設備の分類フロー図に対応する番号−−

第 2.2−1 表

全交流動力電源喪失時に蓄電池（非常用）から電力供給する設備（5／10）（参考）
蓄電池（非常用） 蓄電池（緊急用）
A-1

A-2

B-1

B-2

ＳＢＯ時
不要負荷

ＳＢＯ時
必要負荷
注）

ＳＢＯ時
不要負荷

番号

ＳＢＯ時
必要負荷
注）

追加
要求
事項

蓄電池からの電力供給時間
要求
時間

38 条

重大事故等対処施設の地盤

有

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

39 条

地震による損傷の防止

有

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

40 条

津波による損傷の防止

有

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

41 条

火災による損傷の防止

有

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

42 条

特定重大事故等対処施設

有

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

43 条

重大事故等対処設備

有

−

44 条

緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備

有

原子炉冷却材圧力バウンダリ
高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備有条文

14 条−35

45 条

46 条
47 条
48 条

内容

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備
原子炉冷却材圧力バウンダリ
低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備注）①〜④：第 2.2−1 図

44-1
44-2
45-1
45-2
有

46-1

有

−

有

48-1

電力供給する設備

機能 ※ １

区分Ⅰ

区分Ⅱ

中性子
モニタ用
蓄電池

（参考）
区分Ⅲ

（参考）
緊急用
125V 系
蓄電池

蓄電池（非常用）から電源供給する具体的な設備については，各設備の条文にて設備の抽出を行う
ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）
ＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循環系ポンプトリップ機能）
高圧代替注水系 ※ ５（51-1 と同じ）
原子炉隔離時冷却系 ※ ２ ， ※ ５ ， ※ １ １（20-1,21-1 と同じ）
逃がし安全弁 ※ １ １(19-1,21-2 と同じ)

ＤＢ／
ＳＡ
ＤＢ／
ＳＡ

−
耐圧強化ベント系 ※ ６

ＳＡ

●①

−

−

−

60 分

9 時間

9 時間

−

−

−

ＳＡ

●①

−

−

−

60 分

9 時間

9 時間

−

−

−

ＳＡ

−

−

●①

−

8 時間

−

−

−

−

24 時間

●①

−

−

−

8 時間

24 時間

−

−

−

24 時間

●①

−

●①

−

24 時間

24 時間

24 時間

−

−

24 時間

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

ＳＡ

−

−

●②

−

24 時間

−

−

−

−

24 時間

直流電源を供給する設備の分類フロー図に対応する番号

第 2.2−1 表

全交流動力電源喪失時に蓄電池（非常用）から電力供給する設備（6／10）（参考）
蓄電池（非常用） 蓄電池（緊急用）

14 条−36

51 条
52 条

53 条

54 条

水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備

使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備

注）①〜④：第 2.2−1 図

有

48-2

有

−

電力供給する設備

格納容器圧力逃がし装置 ※ ７（50-1,52-1,58-25 と同じ）
−

A-2

B-1

B-2
ＳＢＯ時
不要負荷

50 条

番号

ＳＢＯ時
必要負荷
注）

49 条

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
原子炉格納容器内の冷却等のための設備
原子炉格納容器内の過圧破損を防止するための設備
原子炉格納容器下部の溶融炉
心を冷却するための設備
水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設
備

A-1

追加
要求
事項

ＳＢＯ時
不要負荷

48 条

内容

ＳＢＯ時
必要負荷
注）

条文

蓄電池からの電力供給時間
要求
時間

ＳＡ

−

−

●②

−

24 時間

−

−

−

−

24 時間

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

24 時間

機能 ※ １

区分Ⅰ

区分Ⅱ

中性子
モニタ用
蓄電池

（参考）
区分Ⅲ

（参考）
緊急用
125V 系
蓄電池※７

格納容器圧力逃がし装置（48-2,52-1,58-25 と同じ）
高圧代替注水系（45-1 と同じ）

ＳＡ

第 48 条(最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備)の（48-2）で整理して記載

有

50-1

有

51-1

有

52-1

格納容器圧力逃がし装置 ※ ７（48-2,50-1,58-25 と同じ）

ＳＡ

53-1

静的触媒式水素再結合器動作監視装置

ＳＡ

−

−

−

● ※ 12

24 時間

−

−

−

−

24 時間

53-2

原子炉建屋水素濃度

ＳＡ

−

−

−

● ※ 12

24 時間

−

−

−

−

24 時間

53-3

原子炉ウェル水位

自主

−

−

●②

−

24 時間

−

−

−

−

24 時間

53-4

格納容器頂部注水流量

自主

−

−

●②

−

24 時間

−

−

−

−

24 時間

54-1

使用済燃料プール水位・温度（SA 広域） ※ １ １ (16-1 と同じ)

ＤＢ／
ＳＡ

●③

−

●①

−

24 時間

−

24 時間

−

−

24 時間

54-2

使用済燃料プール温度（ＳＡ）

ＳＡ

−

−

●①

−

24 時間

−

−

−

−

24 時間

54-3

使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）

ＳＡ

−

−

●①

−

24 時間

−

−

−

−

24 時間

54-4

使用済燃料プール監視カメラ

ＳＡ

−

−

●①

−

24 時間

−

−

−

−

24 時間

ＳＡ

−

−

●①

−

8 時間

−

−

−

第 48 条(最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備)の（48-2）で整理して記載

有

有

直流電源を供給する設備の分類フロー図に対応する番号

第 2.2−1 表

全交流動力電源喪失時に蓄電池（非常用）から電力供給する設備（7／10）（参考）
蓄電池（非常用） 蓄電池（緊急用）

電源設備

番号

有

−

−

−

−

−

−

有

−

−

−

−

−

−

−

有

−

14 条−37

58-1
58-2
58-3
58-4

58 条

計装設備

注）①〜④：第 2.2−1 図

有機能 ※ １

ＳＢＯ時
不要負荷

57 条

追加
要求
事項

電力供給する設備

蓄電池からの電力供給時間

B-2

ＳＢＯ時
必要負荷
注）

56 条

工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための設備
重大事故等の収束に必要となる水の供給設備

B-1

ＳＢＯ時
不要負荷

55 条

内容

A-2

ＳＢＯ時
必要負荷
注）

条文

A-1

要求
時間

区分Ⅰ

区分Ⅱ

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

中性子
モニタ用
蓄電池

（参考）
区分Ⅲ

（参考）
緊急用
125V 系
蓄電池

蓄電池（非常用）から電力供給する具体的な設備については，各設備の条文にて設備の抽出を行う
平均出力領域計装 ※ ３(23-1 と同じ)
起動領域計装 ※ ３(23-2 と同じ)
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）（23-3 と同じ）
原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）

ＤＢ／
ＳＡ
ＤＢ／
ＳＡ

第 23 条(計測制御系統施設)の（23-1）で整理して記載
第 23 条(計測制御系統施設)の（23-2）で整理して記載

ＤＢ／
ＳＡ

●①

−

−

−

24 時間

24 時間

9 時間

−

−

−

ＳＡ

−

−

●①

−

24 時間

−

−

−

−

24 時間

58-5

原子炉圧力（23-4 と同じ）

ＤＢ／
ＳＡ

●①

−

−

−

24 時間

24 時間

9 時間

−

−

−

58-6

原子炉圧力（ＳＡ）

ＳＡ

−

−

●①

−

24 時間

−

−

−

−

24 時間

58-7

原子炉圧力容器温度

ＳＡ

−

−

●②

−

24 時間

−

−

−

−

24 時間

58-8

ドライウェル圧力

ＳＡ

−

−

●①

−

24 時間

−

−

−

−

24 時間

58-9

サプレッション・チェンバ圧力

ＳＡ

−

−

●①

−

24 時間

−

−

−

−

24 時間

58-10

ドライウェル雰囲気温度

ＳＡ

−

−

●①

−

24 時間

−

−

−

−

24 時間

58-11

サプレッション・チェンバ雰囲気
温度

ＳＡ

−

−

●①

−

24 時間

−

−

−

−

24 時間

直流電源を供給する設備の分類フロー図に対応する番号

第 2.2−1 表

全交流動力電源喪失時に蓄電池（非常用）から電力供給する設備（8／10）（参考）
蓄電池（非常用） 蓄電池（緊急用）
ＳＢＯ時
不要負荷

要求
時間

−

−

●①

−

24 時間

−

−

−

−

24 時間

●①

−

●①

−

24 時間

24 時間

24 時間

−

−

24 時間

●①

−

●①

−

24 時間

24 時間

24 時間

−

−

24 時間

ＳＡ

−

−

●①

−

24 時間

−

−

−

−

24 時間

格納容器下部水位

ＳＡ

−

−

●②

−

24 時間

−

−

−

−

24 時間

58-17

代替淡水貯槽水位

ＳＡ

−

−

●①

−

24 時間

−

−

−

−

24 時間

58-18

高圧代替注水系系統流量

ＳＡ

−

−

●①

−

24 時間

−

−

−

−

24 時間

58-19

低圧代替注水系原子炉注水流量 ※ ８

ＳＡ

−

−

●①

−

24 時間

−

−

−

−

24 時間

58-20

代替循環冷却系原子炉注水流量

ＳＡ

−

−

−

● ※ 12

24 時間

−

−

−

−

24 時間

原子炉隔離時冷却系系統流量(23-10 と同じ)
低圧代替注水系格納容器スプレイ
流量 ※ ９低圧代替注水系格納容器下部注水
流量 ※ １ ０
代替循環冷却系格納容器スプレイ
流量
格納容器圧力逃がし装置 ※ ７(48-2,50-1,52-1 と同じ）

ＤＢ／
ＳＡ

●①

−

−

−

24 時間

24 時間

−

−

−

−

ＳＡ

−

−

●①

−

24 時間

−

−

−

−

24 時間

ＳＡ

−

−

●②

−

24 時間

−

−

−

−

24 時間

ＳＡ

−

−

−

● ※ 12

24 時間

−

−

−

−

24 時間

番号

58-12

格納容器内雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）(23-7 と同じ) ※ １ １
格納容器内雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ） ※ １ １ (23-8 と同じ)

ＤＢ／
ＳＡ
ＤＢ／
ＳＡ

58-15

サプレッション・プール水位

58-16

区分Ⅰ

区分Ⅱ

中性子
モニタ用
蓄電池

（参考）
区分Ⅲ

（参考）
緊急用
125V 系蓄電池

14 条−38
有

58-21
58-22
58-23
58-24
58-25

注）①〜④：第 2.2−1 図

機能 ※ １

SA

58-14

計装設備

電力供給する設備

サプレッション・プール水温度

58-13

58 条

蓄電池からの電力供給時間

B-2

ＳＢＯ時
必要負荷
注）

追加
要求
事項

B-1

ＳＢＯ時
不要負荷

内容

A-2

ＳＢＯ時
必要負荷
注）

条文

A-1

ＳＡ

直流電源を供給する設備の分類フロー図に対応する番号

第 48 条(最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備)の（48-2）で整理して記載

第 2.2−1 表

全交流動力電源喪失時に蓄電池（非常用）から電力供給する設備（9／10）（参考）
蓄電池（非常用） 蓄電池（緊急用）
ＳＢＯ時
不要負荷

要求
時間

58-26

耐 圧強化 ベント 系放射 線モニ タ

ＳＡ

−

−

●②

−

24 時間

−

−

−

−

24 時間

58-27

代 替循環 冷却系 ポンプ 入口温 度

ＳＡ

−

−

−

● ※ 12

24 時間

−

−

−

−

24 時間

58-28

原子炉建屋水素濃度

ＳＡ

−

−

−

● ※ 12

24 時間

−

−

−

−

24 時間

原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧
力
常設高圧代替注水系ポンプ吐出圧
力
低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧
力

ＤＢ／
ＳＡ

●②

−

−

−

24 時間

24 時間

−

−

−

−

ＳＡ

−

−

●②

−

24 時間

−

−

−

−

24 時間

−

●①

−

−

24 時間

24 時間

−

−

−

−

−

●①

−

−

24 時間

24 時間

9 時間

−

−

−

番号

58-29

14 条−39

58-30
58-31
58 条

計装設備

蓄電池からの電力供給時間

B-2

ＳＢＯ時
必要負荷
注）

追加
要求
事項

B-1

ＳＢＯ時
不要負荷

内容

A-2

ＳＢＯ時
必要負荷
注）

条文

A-1

有

電力供給する設備

機能 ※ １

ＤＢ／
ＳＡ
ＤＢ／
ＳＡ

区分Ⅰ

区分Ⅱ

中性子
モニタ用
蓄電池

（参考）
区分Ⅲ

（参考）
緊急用
125V 系
蓄電池

58-32

残留熱除去系ポンプ吐出圧力58-33

常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧
力

ＳＡ

−

−

−

● ※ 12

24 時間

−

−

−

−

24 時間

原子炉水位用凝縮槽温度

自主

●④

−

●②

−

24 時間

24 時間

24 時間

−

−

24 時間

ＳＡ

−

−

−

● ※ 12

24 時間

−

−

−

−

24 時間

ＳＡ

−

−

−

● ※ 12

24 時間

−

−

−

−

24 時間

格納容器下部水温

ＳＡ

−

−

●②

−

24 時間

−

−

−

−

24 時間

58-34
58-35
58-36
58-37

緊急用海水系流量（残留熱除去系熱交換器）
緊急用海水系流量（残留熱除去系
補機）

59 条

原子炉制御室

有

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

60 条

監視測定設備

有

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

61 条

緊急時対策所

有

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

注）①〜④：第 2.2−1 図

直流電源を供給する設備の分類フロー図に対応する番号

第 2.2−1 表

全交流動力電源喪失時に蓄電池（非常用）から電力供給する設備（10／10）（参考）
蓄電池（非常用） 蓄電池（緊急用）

62-2

衛星電話設備(35-2 と同じ)
データ伝送装置（35-3 と同じ）

機能 ※ １

ＳＢＯ時不要負荷注）①〜④：第 2.2−1 図

62-1
有電力供給する設備

蓄電池からの電力供給時間

B-2

ＳＢＯ時
必要負荷
注）

通信連絡を行うために必要な
設備

番号

B-1

ＳＢＯ時
不要負荷

62 条

追加
要求
事項

内容

A-2

ＳＢＯ時
必要負荷
注）

条文

A-1

要求
時間

●④

−

●②

−

24 時間

−

24 時間

−

−

24 時間

●④

−

●②

−

24 時間

−

24 時間

−

−

24 時間

ＤＢ／
ＳＡ
ＤＢ／
ＳＡ

直流電源を供給する設備の分類フロー図に対応する番号

区分Ⅰ

区分Ⅱ

中性子
モニタ用
蓄電池

（参考）
区分Ⅲ

（参考）
緊急用
125V 系蓄電池

14 条−40

(凡例)■：区分Ⅰの蓄電池（125V 系蓄電池Ａ系）から電力供給■：区分Ⅱの蓄電池（125V 系蓄電池Ｂ系）から電力供給■：中性子モニタ用蓄電池Ａ系又は中性子モニタ用蓄電池Ｂ系から電力供給■：区分Ⅲの蓄電池（125V 系蓄電池ＨＰＣＳ系）から電力供給■：緊急用 125V 系蓄電池から電力供給：建設時直流の電力供給を必要としていた設備（略語）
Ｄ/Ｗ：ドライウェル
Ｓ/Ｃ：サプレッション・チェンバ※1

ＤＢは設計基準事故対処設備を示す。ＳＡは重大事故等対処設備を示す。
自主は自主対策設備を示す。

※2

重大事故等対処設備である高圧代替注水系と共用している電動弁については，緊急用 125V 系蓄電池から供給可能な設計とする。

※3

平均出力領域計装及び起動領域計装による原子炉停止確認は全交流動力
電源喪失直後に行うため，蓄電池から当該設備への給電時間は，60 分間で設定する。なお，起動領域計装については全交流動力電源喪失後約 4 時間監視可能である。

※4

外の状況を監視する設備は，構内監視カメラ，津波監視カメラ，取水ピッ
ト水位計，潮位計，気象観測設備，モニタリング・ポスト等がある。このうち構内監視カメラ，津波監視カメラ，取水ピット水位計，潮位計は，全交流動力電源喪失後約 8 時間監視可能である。

※5

全交流動力電源喪失時において，原子炉隔離時冷却系による原子炉への14 条−41

注水に失敗している場合は，重大事故等対処設備である高圧代替注水系
により，原子炉への注水が可能な設計とする。
※6

耐圧強化ベント系は，耐圧強化ベント系放射線モニタを示す。

※7

格納容器圧力逃がし装置は，フィルタ装置水位，フィルタ装置圧力，フィルタ装置スクラビング水温度，フィルタ装置出口放射線モニタ（高レ
ンジ・低レンジ）及びフィルタ装置入口水素濃度を示す。

※8

低圧代替注水系原子炉注水流量は，可搬型代替注水大型ポンプを用いた原子炉圧力容器への注水流量の監視に用いる。

※9

低圧代替注水系格納容器スプレイ流量は，可搬型代替注水大型ポンプを用いた原子炉格納容器へのスプレイ流量の監視に用いる。

※10 低圧代替注水系格納容器下部注水流量は，可搬型代替注水大型ポンプを用いた原子炉格納容器下部への注水流量の監視に用いる。
※11 区分Ⅰ又は区分Ⅱの蓄電池から電力供給ができない場合には，電源切替
盤にて電源切替操作することにより，緊急用 125V 系蓄電池から電力供給が可能である。
※12 原則，直流機器を選定することで監視システム設備の構成上有利となる。

14 条−42

第 2.2−2 表

設置許可基準規則の第 44 条〜第 58 条において必要な計装設

備(1／3)
主要設備

設置許可基準規則（条）
44

45

46

47

48

49

50

51

52

53

54

55

56

57

58

原子炉圧力容器温度

−

−

○

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

○

原子炉圧力

○

○

○

○

−

−

○

−

−

−

−

−

−

−

○

原子炉圧力（ＳＡ）

○

○

○

○

−

−

○

−

−

−

−

−

−

−

○

原子炉水位（広帯域）

−

○

○

○

−

−

○

−

−

−

−

−

−

−

○

原子炉水位（燃料域）

−

○

○

○

−

−

○

−

−

−

−

−

−

−

○

原子炉水位（ＳＡ広帯域）

−

○

○

○

−

−

○

−

−

−

−

−

−

−

○

原子炉水位（ＳＡ燃料域）

−

○

○

○

−

−

○

−

−

−

−

−

−

−

○

高圧代替注水系系統流量

−

○

○

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

○

−

−

−

○

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

○

−

−

−

−

−

−

○

−

−

−

−

−

−

−

○

−

−

−

−

−

−

−

−

○

−

−

−

−

−

○

低圧代替注水系格納容器下部注水流量

−

−

−

−

−

−

−

○

−

−

−

−

−

−

○

代替循環冷却系格納容器スプレイ流量

−

−

−

−

−

−

○

−

○

−

−

−

−

−

○

ドライウェル雰囲気温度

−

−

○

○

○

○

○

○

○

−

−

−

−

−

○

サプレッション・チェンバ雰囲気温度

−

−

−

○

○

○

○

○

○

−

−

−

−

−

○

サプレッション・プール水温度

○

−

○

−

○

○

○

○

○

−

○

−

−

−

○

格納容器下部水温

−

−

−

−

−

−

−

〇

−

−

−

−

−

−

○

ドライウェル圧力

−

−

○

○

○

○

○

−

○

−

−

−

−

−

○

サプレッション・チェンバ圧力

−

−

−

○

○

○

○

−

○

−

−

−

−

−

○

サプレッション・プール水位

−

○

○

○

−

○

○

−

○

−

−

−

○

−

○

格納容器下部水位

−

−

−

−

−

−

−

○

−

−

−

−

−

−

○

格納容器内水素濃度（ＳＡ）

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○

格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）

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○

格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）

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○

起動領域計装

○

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○

平均出力領域計装

○

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○

フィルタ装置水位

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○

フィルタ装置圧力

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○

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○

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○

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○

フィルタ装置スクラビング水温度

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○

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○

低 圧 代 替 注 水 系 原 子 炉 注 水 流 量(常 設
ライン用)
代替循環冷却系原子炉注水流量
低圧代替注水系格納容器スプレイ流量（常設ライン用）

フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）

14 条−43

第 2.2−2 表

設置許可基準規則の第 44 条〜第 58 条において必要な計装設備(2／3)
主要設備

設置許可基準規則（条）
44

45

46

47

48

49

50

51

52

53

54

55

56

57

58

フィルタ装置入口水素濃度

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○

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○

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○

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○

耐圧強化ベント系放射線モニタ

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○

代替循環冷却系ポンプ入口温度

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○

緊急用海水系流量（残留熱除去系熱交換器）

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○

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○

緊急用海水系流量（残留熱除去系補機）

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○

代替淡水貯槽水位

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○

常設高圧代替注水系ポンプ吐出圧力

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○

常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力

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○

代替循環冷却系ポンプ吐出圧力

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○

原子炉建屋水素濃度

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○

静的触媒式水素再結合器動作監視装置

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○

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○

格納容器内酸素濃度（ＳＡ）

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○

使用済燃料プール水位・温度（SA 広域）

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○

使用済燃料プール温度（SA）

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○

使用済燃料プール監視カメラ

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○

原子炉隔離時冷却系系統流量

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○

高圧炉心スプレイ系系統流量

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○

残留熱除去系系統流量

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○

低圧炉心スプレイ系系統流量

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○

原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力

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○

高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力

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○

残留熱除去系ポンプ吐出圧力

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○

低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力

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○

残留熱除去系熱交換器入口温度

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○

使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）

14 条−44

第 2.2−2 表

設置許可基準規則の第 44 条〜第 58 条において必要な計装設備(3／3)
主要設備

設置許可基準規則（条）
44

45

46

47

48

49

50

51

52

53

54

55

56

57

58

残留熱除去系熱交換器出口温度

○

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残留熱除去系海水系系統流量

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○

低 圧 代 替 注 水 系 原 子 炉 注 水 流 量(常 設
ライン狭帯域用用)
低 圧 代 替 注 水 系 原 子 炉 注 水 流 量(可 搬ライン用)
低 圧 代 替 注 水 系 原 子 炉 注 水 流 量(可 搬
ライン狭帯域用)
低圧代替注水系格納容器スプレイ流量（可搬ライン用）
西側淡水貯水設備水位■：交流電源から給電する計装設備（無停電電源装置から給電する計装設備は除く）

14 条−45

第 2.2−3 表

有効性評価の各事故シーケンスグループ等で期待している計装設備について（1／5）
有効性評価

主要設備
2.1

2.2

2.3.1

2.3.2

2.3.3

2.4.1

2.4.2

2.5

2.6

2.7

2.8

3.1.2

3.1.3

3.2

3.3

3.4

3.5

4.1

4.2

5.1

5.2

5.3

5.4

原子炉隔離時冷却系

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○

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高圧代替注水系

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逃がし安全弁

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原子炉圧力容器温度

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原子炉圧力

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原子炉圧力（ＳＡ）

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原子炉水位（広帯域）

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原子炉水位（燃料域）

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−

原子炉水位（ＳＡ広帯域）

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原子炉水位（ＳＡ燃料域）

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高圧代替注水系系統流量

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【動力電源対象】【制御電源対象】

14 条−46

低圧代替注水系原子炉注水流量（常設ライン用）

14 条−46

第 2.2−3 表

有効性評価の各事故シーケンスグループ等で期待している計装設備について（2／5）
有効性評価

主要設備
2.1

2.2

2.3.1 2.3.2

2.3.3

2.4.1

2.4.2

2.5

2.6

2.7

2.8

3.1.2

3.1.3

3.2

3.3

3.4

3.5

4.1

4.2

5.1

5.2

5.3

5.4

−

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○

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低圧代替注水系格納容器下部注水流量

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代替循環冷却系格納容器スプレイ流量

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ドライウェル雰囲気温度

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サプレッション・チェンバ雰囲気温度

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サプレッション・プール水温度

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格納容器下部水温

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ドライウェル圧力

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サプレッション・チェンバ圧力

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サプレッション・プール水位

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格納容器下部水位

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格納容器内水素濃度（ＳＡ）

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格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）

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−

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

14 条−47

14 条−47

第 2.2−3 表

有効性評価の各事故シーケンスグループ等で期待している計装設備について（3／5）
有効性評価

主要設備

14 条−48

2.1

2.2

2.3.1

2.3.2

2.3.3

2.4.1

2.4.2

2.5

2.6

2.7

2.8

3.1.2

3.1.3

3.2

3.3

3.4

3.5

4.1

4.2

5.1

5.2

5.3

5.4

格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）

○

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−

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○

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○

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起動領域計装

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平均出力領域計装

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フィルタ装置水位

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フィルタ装置圧力

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−

フィルタ装置スクラビング水温度

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−

フィルタ装置入口水素濃度

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−

耐圧強化ベント系放射線モニタ

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代替循環冷却系ポンプ入口温度

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代替淡水貯槽水位

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常設高圧代替注水系ポンプ吐出圧力

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常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力

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−

代替循環冷却系ポンプ吐出圧力

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フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）

14 条−48

第 2.2−3 表

有効性評価の各事故シーケンスグループ等で期待している計装設備について（4／5）
有効性評価

主要設備

14 条−49

2.1

2.2

2.3.1

2.3.2

2.3.3 2.4.1

2.4.2

2.5

2.6

2.7

2.8

3.1.2

3.1.3

3.2

3.3

3.4

3.5

4.1

4.2

5.1

5.2

5.3

5.4

緊急用海水系流量（残留熱除去系熱交換器）

−

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○

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○

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−

緊急用海水系流量（残留熱除去系補機）

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原子炉建屋水素濃度

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静的触媒式水素再結合器動作監視装置

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格納容器内酸素濃度（ＳＡ）

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使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広
域）

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使用済燃料プール温度（ＳＡ）

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使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）

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使用済燃料プール監視カメラ

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原子炉隔離時冷却系系統流量

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高圧炉心スプレイ系系統流量

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残留熱除去系系統流量

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低圧炉心スプレイ系系統流量

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原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力

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−

高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力

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−

残留熱除去系ポンプ吐出圧力

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−

−

低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力

○

○

−

−

−

−

−

−

○

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

14 条−49

第 2.2−3 表

有効性評価の各事故シーケンスグループ等で期待している計装設備について（5／5）
有効性評価

主要設備

14 条−50

2.1

2.2

2.3.1

2.3.2

2.3.3

2.4.1

2.4.2

2.5

2.6

2.7

2.8

3.1.2

3.1.3

3.2

3.3

3.4

3.5

4.1

4.2

5.1

5.2

5.3

5.4

残留熱除去系熱交換器入口温度

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

○

○

−

−

残留熱除去系熱交換器出口温度

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

○

−

−

−

残留熱除去系海水系系統流量

−

−

−

−

−

○

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

残留熱除去系海水系系統流量

−

−

−

−

−

○

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

低圧代替注水系原子炉注水流量（常設ライン狭帯域用）

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

○

−

−

低圧代替注水系原子炉注水流量（可搬ライン用）

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

低圧代替注水系原子炉注水流量（可搬ライン狭帯域用）

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

低圧代替注水系格納容器スプレイ流量（可搬ライン用）

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

西側淡水貯水設備水位

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

（凡例）
：有効性評価のうち全交流動力電源喪失を想定している事故シーケンス及び設備■：交流電源から給電する計装設備（無停電電源装置から給電する計装設備は除く）
14 条−50

(5）全交流動力電源喪失時の電力供給の方法
125V 系蓄電池Ａ系又は 125V 系蓄電池Ｂ系から 24 時間電力供給が必要な直流設備に電力源供給を行う場合，蓄電池の容量を考慮し，下記のとおり
不要な負荷の切離し操作を行う。

【全交流動力電源喪失から 60 分以内】
・125V 系蓄電池Ａ系の不要な負荷の切り離し ※１
・125V 系蓄電池Ｂ系の不要な負荷の切り離し ※１※１

中央制御室または隣接する電気室等において簡易な操作にて切り離し可能な負荷【全交流動力電源喪失から 8 時間後】
・125V 系蓄電池Ａ系の不要な負荷の切り離し（中央制御室以外）
・125V 系蓄電池Ｂ系の不要な負荷の切り離し（中央制御室以外）

全交流動力電源喪失直後から 24 時間後までの間に考慮する設備操作の時
系列を第 2.2−2 図に示す。

14 条−51

【全交流動力電源喪失から1分まで】
・ディーゼル発電機の起動
・Ｍ／Ｃ,Ｐ／Ｃの遮断器操作【全交流動力電源喪失から60分以内】
・125V系蓄電池Ａ系, 125V系蓄電池Ｂ系の不要な負荷の切り離し（中央制御室）【全交流動力電源喪失から約95分後】・常設代替交流電源設備から電力供給【全交流動力電源喪失から275分後】(常設代替交流電源設備の電力供給開始から180分後)・可搬型代替交流電源設備から電力供給【全交流動力電源喪失から8時間後】・125V系蓄電池Ａ系,125V系蓄電池Ｂ系の不要な負荷の切り離し（中央制御室以外）【全交流動力電源喪失から24時間後】・交流電源の復旧△外部電源喪失
全交流動力電源喪失からの時間経過
第 2.2−2 図

全交流動力電源喪失発生以降において考慮する設備操作の時系
列14 条−522.3

電気容量の設定

2.3.1

蓄電池（非常用）の容量について

2.3.1.1

蓄電池（非常用）の運用方法について

蓄電池（非常用）の運用方法は以下のとおり。
(1)

125V 系蓄電池Ａ系（区分Ⅰ）
全交流動力電源喪失から 60 分後に 125V 系蓄電池Ａ系の不要な負荷のう
ち中央制御室にて簡易な操作により切り離し可能な負荷について，切り離しを行う。その後，全交流動力電源喪失から 8 時間後に不要な負荷の切り
離しを現場の操作により行う。その後，16 時間にわたり使用する。

(2)

125V 系蓄電池Ｂ系（区分Ⅱ）
全交流動力電源喪失から 60 分後に 125V 系蓄電池Ｂ系の不要な負荷のう
ち中央制御室にて簡易な操作により切り離し可能な負荷について，切り離しを行う。その後，全交流動力電源喪失から 8 時間後に不要な負荷の切り
離しを現場の操作により行う。その後，16 時間にわたり使用する。

(3)

125V 系蓄電池ＨＰＣＳ系(区分Ⅲ)
全交流動力電源喪失から操作を要することなく 24 時間後まで使用する。

(4)

中性子モニタ用蓄電池（Ａ系：区分Ⅰ，Ｂ系：区分Ⅱ）
全交流動力電源喪失から操作を要することなく 4 時間後まで使用する。

14 条−53

2.3.1.2

125V 系蓄電池Ａ系の容量(1)125V 系蓄電池Ａ系の負荷内訳
125V 系蓄電池Ａ系は，以下の第 2.3.1-1 表に示す負荷に電力を供給する。また，125V 系蓄電池Ａ系による負荷給電パターンを，第 2.3.1−1 図に示す。

第 2.3.1−1 表
負荷名称

125V 系蓄電池Ａ系負荷一覧表

0-1 分

1 分-60 分

1-9 時間 ※１

9-24 時間

1,750

255

238

134

Ｍ／Ｃ，Ｐ／Ｃ遮断器の制御電源２Ｃ非常用ディー
ゼル発電機初期励
磁
原子炉隔離時冷却
系真空ポンプ
原子炉隔離時冷却系復水ポンプ
その他の負荷 ※３
合計

単位：A
※1

事象発生後 8 時間から負荷切り離し作業を実施するが，作業時間を考慮
し，容量計算では 9 時間まで給電を継続するものとしている。

※2

２Ｃ非常用ディーゼル発電機初期励磁はＭ／Ｃ，Ｐ／Ｃ遮断器の制御電源（遮断器投入・引外し）と重なって操作されることはなく，各動作時
間は 1 分未満である。また，２Ｃ非常用ディーゼル発電機初期励磁電流（

はＭ／Ｃ，Ｐ／Ｃ遮断器の制御電源（遮断器投入・引外し）よ

り小さいため，電流値の大きいＭ／Ｃ，Ｐ／Ｃ遮断器の制御電源（遮断器投入・引外し）に 1 分間電力供給するものとして蓄電池容量を計算す

14 条−54

る。
※3

その他の負荷の内訳は「別紙10蓄電池（非常用）の「その他の負荷」

容量内訳」に示す。

約 95 分

第 2.3.1−1 図(2)125V 系蓄電池Ａ系負荷給電パターン

125V 系蓄電池Ａ系の容量計算結果（蓄電池の容量算出方法は別紙 6 に示す。）①

1 分間電力供給で必要となる蓄電池容量
C

K I

.

0.66

1,750

1,444Ah

K ：0.66（1 分），I ：1,750（A）②

60 分間電力供給で必要となる蓄電池容量
C

K I

K I

I

.

2.00

675Ah
K ：2.00（60 分），I ：1,750（A）
14 条−55

1,750

1.98

255

1,750

K ：1.98（59 分），I ：255（A）③

9 時間（540 分）電力供給で必要となる蓄電池容量
C
.

K I

K I

I

9.44

1,750

K I
9.43

I

255

1,750

8.72

238

255

2,843Ah
K ：9.44（540 分），I ：1,750（A）
K ：9.43（539 分），I ：255（A）
K ：8.72（480 分），I ：238（A）④

24 時間（1,440 分）電力供給で必要となる蓄電池容量
C
.

K I

K I

I

24.32

1,750

24.31

K I
255

I

1,750

K I
23.32

238

I
255

15.32

134

238

5,284Ah
K ：24.32（1,440 分），I ：1,750（A）
K ：24.31（1,439 分），I ：255（A）
K ：23.32（1,380 分），I ：238（A）
K ：15.32（900 分），I ：134（A）
注）Ｃ ｉ ：＋10℃における定格放電率換算容量（Ah）
Ｌ ：保守率（0.8）
Ｋ i：容量換算時間(時)放電時間，許容最低電圧，蓄電池温度により定まる容量に換算するための係数
Ｉ ：放電電流（A）
サフィックス i (添え字)1,2,3・・・,n：放電電流の変化の順に付番
Ｃ ｉ （ｉ＝1,2,3・・・,n）で最大となる値が保守率を考慮した必要容量である。

14 条−56

上記計算より，全交流動力電源喪失時に必要な最大容量は 5,284Ah であり，125V 系蓄電池Ａ系の容量（約 6,000Ah）以下であることから，125V 系
蓄電池Ａ系は必要な容量を有している。

14 条−57

2.3.1.3

125V 系蓄電池Ｂ系の容量(1) 125V 系蓄電池Ｂ系の負荷内訳
125V 系蓄電池Ｂ系は，以下の第 2.3.1−2 表に示す負荷に電力を供給する。また，125V 系蓄電池Ｂ系による負荷給電パターンを，第 2.3.1−2 図に示す。
第 2.3.1−2 表
負荷名称

125V 系蓄電池Ｂ系負荷一覧表

0-1 分

1 分-60 分

1-9 時間 ※１

9-24 時間

1,200

237

220

139

Ｍ／Ｃ，Ｐ／Ｃ遮断器の制御 電源
２Ｄ非常用ディー
ゼル発電機初期励磁その他の負荷 ※３

合計

単位：A
※1

事象発生後 8 時間から負荷切り離し作業を実施するが，作業時間を考慮
し，容量計算では 9 時間まで給電を継続するものとしている。

※2

２Ｄ非常用ディーゼル発電機初期励磁はＭ／Ｃ，Ｐ／Ｃ遮断器の制御電源（遮断器投入・引外し）と重なって操作されることはなく，各動作時
間は 1 分未満である。また，２Ｄ非常用ディーゼル発電機初期励磁電流
はＭ／Ｃ，Ｐ／Ｃ遮断器の制御電源（遮断器投入・引外し）よ
り小さいため，電流値の大きいＭ／Ｃ，Ｐ／Ｃ遮断器の制御電源（遮断器投入・引外し）に 1 分間電力供給するものとして蓄電池容量を計算する。

※3

その他の負荷の内訳は「別紙 10蓄電池（非常用）の「その他の負荷」容量内訳」に示す。

14 条−58

約 95 分第 2.3.1−2 図(2)125V 系蓄電池Ｂ系負荷給電パターン

125V 系蓄電池Ｂ系の容量計算結果（蓄電池の容量算出方法は別紙 6 に示す。）①

1 分間電力供給で必要となる蓄電池容量
C

K I

.

0.66

1,200

990Ah

K ：0.66（1 分），I ：1,200（A）②

60 分間電力供給で必要となる蓄電池容量
C
.

K I

K I

2.00

1200

I
1.98

237

1,200

617Ah
K ：2.00（60 分），I ：1,200（A）
K ：1.98（59 分），I ：237（A）③

9 時間（540 分）電力供給で必要となる蓄電池容量

14 条−59

C
.

K I

K I

9.44

1,200

K I

I

9.43

I

237

1,200

8.72

220

237

2,624Ah
K ：9.44（540 分），I ：1,200（A）
K ：9.43（539 分），I ：237（A）
K ：8.72（480 分），I ：220（A）④

24 時間（1,440 分）電力供給で必要となる蓄電池容量
C

K I

K I
.

24.32

1,200

K I

I
24.31

237

K I

I

1,200

23.32

220

I
237

15.32

139

220

5,171Ah
K ：24.32（1,440 分），I ：1,200（A）
K ：24.31（1,439 分），I ：237（A）
K ：23.32（1,380 分），I ：220（A）
K ：15.32（900 分），I ：139（A）
注）Ｃ ｉ ：＋10℃における定格放電率換算容量（Ah）
Ｌ ：保守率（0.8）
Ｋ i ：容量換算時間(時)放電時間，許容最低電圧，蓄電池温度により定まる容量に換算するための係数
Ｉ ：放電電流（A）
サフィックス i(添え字)1,2,3・・,n：放電電流の変化の順に付番
Ｃ ｉ（ｉ＝1,2,3・・・,n）で最大となる値が保守率を考慮した必要容量である。

上記計算より，全交流動力電源喪失時に必要な最大容量は 5,171Ah であり，125V 系蓄電池Ｂ系の容量（約 6,000Ah）以下であることから，125V 系
14 条−60

蓄電池Ｂ系は必要な容量を有している。
2.3.1.4

125V 系蓄電池ＨＰＣＳ系の容量(1)125V 系蓄電池ＨＰＣＳ系の負荷内訳
125V 系蓄電池ＨＰＣＳ系は，以下の第 2.3.1−3 表に示す負荷に電力を供給する。また，125V 系蓄電池ＨＰＣＳ系による負荷給電パターンを，第2.3.1−3 図に示す。

第 2.3.1−3 表
負荷名称

125V 系蓄電池ＨＰＣＳ系負荷一覧表
0-1 分

1 分-24 時間500

5Ｍ／Ｃ遮断器の制御 電源
高圧炉心ス プレ イ系
ディーゼル発電機
初期励磁
その他の負荷 ※２
合計

単位：A
※1

高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機初期励磁はＭ／Ｃ遮断器の制御電源（遮断器投入・引外し）と重なって操作されることはなく，各動作時
間は 1 分未満である。また，Ｍ／Ｃ遮断器の制御電源（遮断器投入・引外し：A）は，高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機初期励磁電流より小さいため，電流値の大きい高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機初期励磁電流に 1 分間電力供給するものとして蓄電池容量を計算する。
※2

その他の負荷の内訳は「別紙 10蓄電池（非常用）の容量内訳」に示す。

14 条−61600
500

常設代替高圧電源装置による給電

放電電流 Ａ(

400
ＤＧ初期励磁完了による減（自動的な負荷電流の減）

（

200

)
）

5

0
1分

60 分 △

9 時間

約95分

第 2.3.1−3 図

(2)

24時間

放電時間

125V 系蓄電池ＨＰＣＳ系負荷給電パターン

125V 系蓄電池ＨＰＣＳ系の容量計算結果（蓄電池の容量算出方法は別
紙添 6 に示す。）①

1 分間電力供給で必要となる蓄電池容量
C

K I

.

0.66

500

413Ah

K ：0.66（1 分），I ：500（A）②

24 時間（1440 分）電力供給で必要となる蓄電池容量
C

K I

K I

I

.

24.32

500

24.31

5

500

159Ah
K ：24.32（1,440 分），K ：24.31（1,439 分）
I ：500（A），I ：5（A）
注）Ｃ ｉ ：＋10℃における定格放電率換算容量（Ah）
Ｌ ：保守率（0.8）
Ｋ i ：容量換算時間(時)放電時間，許容最低電圧，蓄電池温度によ14 条−62

り定まる容量に換算するための係数
Ｉ ：放電電流（A）
サフィックス i(添え字)1,2,3・・・,n：放電電流の変化の順に付番
Ｃ ｉ（ｉ＝1,2,3・・・,n）で最大となる値が保守率を考慮した必要容量である。

上記計算より，全交流動力電源喪失時に必要な最大容量は 413Ah であり，
125V 系蓄電池ＨＰＣＳ系の容量（約 500Ah）以下であることから，125V 系
蓄電池ＨＰＣＳ系は必要な容量を有している。

14 条−632.3.1.5(1)

中性子モニタ用蓄電池Ａ系の容量

中性子モニタ用蓄電池Ａ系の負荷内訳
中性子モニタ用蓄電池Ａ系は，以下の第 2.3.1-4 表に示す負荷に電力を供給する。また，中性子モニタ用蓄電池Ａ系による負荷給電パターンを，
第 2.3.1−4 図に示す。

第 2.3.1−4 表

中性子モニタ用蓄電池Ａ系負荷一覧表
4 時間

負荷名称

＋側

−側

20.0

20.0

起動領域計装地震計
放射線モニタ
負荷余裕
合計

単位：A

60

常設代替高圧電源装置による給電

放電電流 Ａ(

30
20

（

)
）

0
1分

60 分 △

第 2.3.1−4 図

約 95 分

4時間

9時間

24時間

放電時間

中性子モニタ用蓄電池Ａ系負荷給電パターン

14 条−64

(2)中性子モニタ用蓄電池Ａ系の容量計算結果（蓄電池の容量算出方法は別
紙 6 に示す。）①

4 時間（240 分）電力供給で必要となる蓄電池容量
C

K I

.

5.30

20.0

133

K ：5.30（240 分），I ：20.0（A）
注）Ｃ ｉ ：＋10℃における定格放電率換算容量（Ah）
Ｌ ：保守率（0.8）
Ｋ i：容量換算時間(時)放電時間，許容最低電圧，蓄電池温度により定まる容量に換算するための係数
Ｉ ：放電電流（A）
サフィックス i(添え字)1,2,3・・・,n：放電電流の変化の順に付番
Ｃ ｉ（ｉ＝1,2,3・・・,n）で最大となる値が保守率を考慮した必要容量である。

上記計算より，全交流動力電源喪失時に必要な最大容量は 133Ah であり，
中性子モニタ用蓄電池Ａ系の容量（約 150Ah）以下であることから，中性子モニタ用蓄電池Ａ系は必要な容量を有している。

14 条−65

2.3.1.6(1)

中性子モニタ用蓄電池Ｂ系の容量

中性子モニタ用蓄電池Ｂ系の負荷内訳
中性子モニタ用蓄電池Ｂ系は，以下の第 2.3.1−5 表に示す負荷に電力を供給する。また，中性子モニタ用蓄電池Ｂ系による負荷給電パターンを，
第 2.3.1−5 図に示す。

第 2.3.1−5 表

中性子モニタ用蓄電池Ｂ系負荷一覧表
4 時間

負荷名称

＋側

−側

20.0

20.0

起動領域計装地震計
放射線モニタ
負荷余裕
合計

単位：A

60

常設代替高圧電源装置による給電

放電電流 Ａ(

30
20

（

）

)
0
1分

60 分 △

第 2.3.1−5 図

約 95 分

4時間

9時間

24時間

放電時間

中性子モニタ用蓄電池Ｂ系負荷給電パターン

14 条−66

(2)中性子モニタ用蓄電池Ｂ系の容量計算結果（蓄電池の容量算出方法は別
紙 6 に示す。）①

4 時間（240 分）電力供給で必要となる蓄電池容量
C

K I

.

5.30

20.0

133

K ：5.30（240 分），I ：20.0（A）
注）Ｃ ｉ ：＋10℃における定格放電率換算容量（Ah）
Ｌ ：保守率（0.8）
Ｋ ⅰ：容量換算時間(時)放電時間，許容最低電圧，蓄電池温度により定まる容量に換算するための係数
Ｉ ：放電電流（A）
サフィックス i(添え字)1,2,3・・・,n：放電電流の変化の順に付番
Ｃ ｉ（ｉ＝1,2,3・・・,n）で最大となる値が保守率を考慮した必要容量である。

上記計算より，全交流動力電源喪失時に必要な最大容量は133Ahであり，中性子モニタ用蓄電池Ｂ系の容量（約150Ah）以下であることから，中性子モニタ用蓄電池Ｂ系は必要な容量を有している。

14 条−672.3.1.7 まとめ
蓄電池（非常用）の定格容量及び保守率を考慮した必要容量の算出結果を，
第 2.3.1−6 表に示す。
本結果より，全交流動力電源喪失に備えて，蓄電池（非常用）が，原子炉の安全停止，停止後の冷却及び原子炉格納容器の健全性の確保のために必要とする電気容量を一定時間（24 時間）以上確保でき，設置許可基準規則第 14条の要求事項を満足する。

第 2.3.1−6 表
定格
容量125V 系
蓄電池
Ａ系

約 6,000Ah

125V 系
蓄電池
Ｂ系

約 6,000Ah

中性子
モニタ用
蓄電池
Ａ系
中性子
モニタ用
蓄電池
Ｂ系
125V 系
蓄電池
ＨＰＣＳ系
（参考）

蓄電池（非常用）の容量判定

各時間までの保守率を考慮した
必要容量
1 分間→1,444Ah
60 分間→ 675Ah
9 時間→2,843Ah
24 時間→5,284Ah
1 分間→ 990Ah
60 分間→ 617Ah
9 時間→2,624Ah
24 時間→5,171Ah

保守率を
考慮した
必要容量

判定
(保守率を考慮した必要容量＜定格容量)

約 5,284Ah○

約 5,171Ah○

約 150Ah

4 時間→

133Ah

約 133Ah○

約 150Ah

4 時間→

133Ah

約 133Ah○

約 500Ah

1 分間→ 413Ah
24 時間→ 159Ah

約 413Ah○＊下線は各蓄電池の必要容量

14 条−682.3.22.3.2.1

蓄電池（非常用）の配置の基本方針
蓄電池（非常用）の主たる共通要因に対する頑健性

蓄電池（非常用）の配置を，第 2.3.2−1 図に示す。
蓄電池（非常用）は，非常用 3 系統をお互い別の場所に設置しており，主たる共通要因により機能を喪失しないよう多重性及び独立性を確保することとし，地震，津波，内部火災及び溢水の観点から，これら共通要因により機能が喪失しないよう頑健性を有していることを確認している。
また，発電所敷地で想定される地震，津波以外の自然現象として，洪水，風（台風），竜巻，凍結，降水，積雪，落雷，火山の影響，生物学的事象，森林火災及び高潮が選定される。
風（台風），竜巻，凍結，降水，積雪，火山の影響，生物学的事象，森林火
災及び高潮に対して外部からの衝撃による損傷の防止が図られた原子炉建屋内に設置し，各自然現象によって機能が喪失することがない設計とする。落雷については，避雷針の設置，接地網の布設による接地抵抗の低減等の対策を行うことにより落雷により機能を喪失することがない設計とする。洪水については，立地的要因から設計上の考慮は不要である。
主たる共通要因に対する頑健性を，第 2.3.2−1 表に示す。

14 条−69

第 2.3.2−1 図

蓄電池（非常用）配置図

14 条−70

第 2.3.2−1 表
共通要因

主たる共通要因に対する頑健性対応（確認）方針状況

地震

基準地震動に対して，十基準地震動に対して，建屋及び分 な 耐 震 性 を 有 す る 設 計 蓄電池（非常用）が機能維持できとする。
る設計とする。

津波

基準津波に対して，浸水新設する防潮堤により蓄電池室
や 波 力 等 に よ り 機 能 喪 失 が，津波の影響を受けない設計としない設計とする。
する。

火災

適切な耐火能力を有す
る耐火壁又は隔壁等で分離を行う設計とする。

溢水

想定すべき溢水（没水・蒸気・被水）に対し，影響のないことを確認，もしく
は溢水源等に対し溢水影
響のないよう設備対策を実施する設計とする。

異なる系統の蓄電池室について
は，火災防護基準で要求されている 3 時間以上の耐火能力を有する
防火壁又は隔壁等により分離する設計とする。
地震や火災による溢水に対して蓄電池（非常用）が機能喪失にならないことを確認する。
また，蓄電池室には，蒸気源及び被水源がないため影響を考慮す
る必要がない。

14 条−71

別紙 1

常設代替交流電源設備から電力供給を開始する時間

常設代替交流電源設備（常設代替高圧電源装置）からの電力供給開始に要する時間は，「東海第二発電所「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」への適合状況について」に記載する。同資料に記載
する電力供給開始に係る時間評価結果を第 1 図に示す。
全交流動力電源喪失時に常設代替交流電源設備（常設代替高圧電源装置 2台）から代替所内電気設備（緊急用Ｍ／Ｃ）への給電に要する時間は 4 分であり，代替所内電気設備に接続している重大事故等対処設備（常設低圧代替
冷却系ポンプ等）が使用可能となる。なお，常設代替高圧電源装置 2 台で代替所内電気設備に接続している重大事故等対処設備が使用可能な負荷容量となっている。
その後，２Ｃ及び２Ｄ非常用ディーゼル発電機の故障により非常用所内電気設備（Ｍ／Ｃ

２Ｃ及びＭ／Ｃ２Ｄ）の母線電圧が喪失している場合には，常設代替交流電源設備（常設代替高圧電源装置 3 台）を追加起動することにより，緊急用Ｍ／Ｃを経由して，非常用所内電気設備（Ｍ／Ｃ
はＭ／Ｃ

２Ｃ又

２Ｄ）へ給電する。

常設代替交流電源設備（常設代替高圧電源装置 5 台）から非常用所内電気
設備へ給電に要する時間は 92 分であり，代替所内電気設備及び非常用所内電気設備に接続している設備（設計基準事故対処設備並びに重大事故等対処設備）が使用可能となる。（第 2 図交流単線結線図参照）
常設代替交流電源設備（常設代替高圧電源装置）から，代替所内電気設備及び非常用所内電気設備へ給電が完了する時間は 92 分であるため，約 95 分で電力供給可能としている。
14 条−別紙 1−1

第１図「東海第二発電所「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技
術的能力に係る審査基準」への適合状況について」抜粋

14 条−別紙 1−2

全交流動力電源喪失後 4 分で給電

全交流動力電源喪失後 92 分で給電

第2図

交流単線結線図

14 条−別紙 1−3

別紙 2

可搬型代替電源設備から電力供給を開始する時間

可搬型代替電源設備（可搬型代替低圧電源車）から非常用所内電気設備への電力供給方法は，非常用Ｐ／Ｃへの電力供給（第 1 図参照）と，可搬型整流器を用いた直流 125V 主母線盤への電力供給（第 2 図参照）がある。
非常用Ｐ／Ｃへの電力供給は 180 分（第 3 図参照），直流 125V 主母線盤への電力供給は 250 分（第 4 図参照）で完了する。
設置許可規準規則第 14 条においては，全交流動力電源喪失から重大事故等に対処するために必要な電力が交流動力電源設備から供給開始されるまでの間，必要負荷に電力を供給することを要求している。
このため，可搬型代替電源設備（可搬型代替低圧電源車）から非常用所内電気設備の電力供給開始までの時間は，交流動力電源を供給する非常用Ｐ／
Ｃへの電力供給時間 180 分を使用する。

14 条−別紙 2−1

可搬型代替低圧電源車接続箇所

第1図

可搬型代替低圧電源車による非常用所内電気設備（非常用Ｐ／Ｃ）への電力供給経路図14 条−別紙 2−2

14 条−別紙 2−3

可搬型代替低圧電源車
接続箇所

第2図

可搬型代替低圧電源車による非常用所内電気設備（125V 主母線盤）への電力供給経路図

14 条−別紙 2−4

第3図

可搬型代替低圧電源車による非常用所内電気設備（非常用Ｐ／Ｃ）電力供給給電タイムチャート ※１

第4図

可搬型代替低圧電源車による非常用所内電気設備（直流 125V 主母線盤）への電力供給タイムチャート ※１※1「東海第二発電所「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」への適合状況について」の抜粋

別紙 3

所内常設蓄電式直流電源設備

125V 系蓄電池Ａ系，125V 系蓄電池Ｂ系及び 125V 系蓄電池ＨＰＣＳ系は，重大事故等対処設備として要求される所内常設蓄電式直流電源設備と兼用しており，設置許可基準規則第 57 条電源設備

解釈 1b)にて以下の規定がある。

所内常設蓄電式直流電源設備は、負荷切り離しを行わずに 8 時間、電気の供給が可能であること。ただし、「負荷切り離しを行わずに」には、原子炉制
御室又は隣接する電気室等において簡易な操作で負荷の切り離しを行う場合を含まない。その後、必要な負荷以外を切り離して残り 16 時問の合計 24 時
間にわたり、電気の供給を行うことが可能とする。

上記の要求事項を満足するために，代替電源設備を含む交流電源の復旧に時間を要する場合，125V 系蓄電池Ａ系及び 125V 系蓄電池Ｂ系は全交流動力電源
喪失発生後 1 時間及び 8 時間後以降に不要負荷を切り離す手順とする。ただし，125V 系蓄電池ＨＰＣＳ系は切り離し操作をすることなく 24 時間後まで使用する。

14 条−別紙 3−1

別紙 4

制御棒位置指示への給電について

発電用軽水型原子炉施設の安全機能の重要度分類に関する審査指針では，事故時のプラント状態の把握機能は重要度分類のクラス 2 に分類され，非常用電源からの給電要求がある。
制御棒位置指示は「安全機能を有する計測制御装置の設計指針」（ＪＥ
ＡＧ４６１１−２００９）において上記事故時のプラント状態の把握機能を有する設備と位置付けているが，本文第 2.2−1 表の全交流動力電源
喪失時に電力供給が必要な直流電源設備としては選定していない。これは，以下の理由によるものある。
(1) 制御棒位置指示は耐震Ｃクラス設計であること。
「安全機能を有する計測制御装置の設計指針」（ＪＥＡＧ４６１
１−２００９）では，制御棒位置指示の耐震クラスが低いことを考慮し，原子炉スクラム用電磁接触器と相まってクラス２要求を満足する設備と位置付けていること。
(2) 東海第二発電所の制御棒位置指示は無停電電源設備より給電するが，第 1 図に示すとおり直流電源系は常用蓄電池より給電する設計となっていること。
(3) 上記設計を考慮し，全交流動力電源喪失の有効性評価では原子炉停止状態を確認するためのパラメータとして平均出力領域計装及び起動領域計装を選定していること。

14 条−別紙 4−1

制御棒位置指示

第1図

制御棒位置指示への給電系統

14 条−別紙 4−2

別紙 5

使用済燃料プールの水位・温度監視について

使用済燃料プールの水位・温度の監視は，設置許可基準規則第 16 条第 3 項
第 2 号において，外部電源が利用できない場合における使用済燃料プールの水位・温度の監視機能が要求されている。
東海第二発電所の既設の使用済燃料プール水位及び使用済燃料プール温度
は，第 1 図に示すとおり非常用交流母線より給電される設計となっている。
このため，全交流動力電源喪失時にも使用済燃料プールの水位・温度の監視を可能とするため，蓄電池（非常用）から給電される使用済燃料プール水位・温度(ＳＡ広域)を新たに設置する（第 2 図）。
なお，使用済燃料プール水位・温度(ＳＡ広域)は，重大事故等対策の有効性評価における重要事故シーケンスである蓄電池（非常用）機能が喪失する
全交流動力電源喪失（ＴＢＤ）時においても，使用済燃料プールの水位及び温度監視を可能とするため，常設代替直流電源設備からも給電可能な設計と
する。

1414
条−別紙
6−1
条−別紙
5−1

第1図

交流電源概略図

第2図

直流電源概略図14 条−別紙
5−2
14 条−別紙
6−2

別紙 6

1.
(1)

蓄電池の容量算出方法

計算条件
蓄電池容量算定法は下記規格による。
電池工業会規格「据置蓄電池の容量算出法」（SBA S O601-2014）(2)

蓄電池温度は＋1O℃とする。

(3)

放電終止電圧は 1.80V／セルとする。（別紙 8）(4)

保守率は 0.8 とする。

(5)

容量算出の一般式
C

K I

K I

I

K I

I

K I

I

ここに，
Ｃ ⅰ ：＋10℃における定格放電率換算容量（Ah）
Ｌ：保守率（0.8）

Ｋ ⅰ ：容量換算時間(時)放電時間，許容最低電圧，蓄電池温度により定まる容量に換算するための係数
Ｉ：放電電流（A）

サフィックス i (添え字)1,2,3・・・,n：放電電流の変化の順に付番
Ｃ ｉ（ｉ＝1,2,3・・・,n）で最大となる値が保守率を考慮した必要容量である。

14 条−別紙 6−1

2.

計算例（125V 系蓄電池ＨＰＣＳ系容量）(1)

1 分間電力供給で必要となる蓄電池容量
C

(2)

K I

.

0.66

500

413Ah

24 時間（1,440 分）電力供給で必要となる蓄電池容量
C

K I

K I

I

.

24.32

500

24.31

5

500

159Ah

給電開始から 1 分までの蓄電池容量Ｃ １ ＝413Ah である。
給電開始から 1 分までの負荷曲線を第 1 図に示す。

800

Ｉ

1分

L=0.8
I 1=500
T1=1
K1=0.66
C1=1/L× [K1I 1]=1/0.8× [0.66× 500]
=413Ah

500A

0

1分

Ｔ
第1図

給電開始から 1 分までの負荷曲線

14 条−別紙 6−2

給電開始から 24 時間(1,440 分)後までの蓄電池容量Ｃ 2＝159Ah である。
給電開始から給電開始から 24 時間(1,440 分)後までの負荷曲線を第 2 図に示す。
L=0.8
I1=500
I2=5
T1=1,440 T2=1439
K1=24.32 K2=24.31

800

ＩC1=1/L×[K1I1+K2（I2-I1）]=1/0.8×[24.32×500+24.31×(5- 500)]=159Ah1,440 分500A

1,439分

5A

0

Ｔ
第2図

24 時間

給電開始から 24 時間(1,440 分)後までの負荷曲線

14 条−別紙 6−3

別紙 7

蓄電池の容量換算時間Ｋ i 値一覧

蓄電池（非常用）の容量換算時間を第 1 表に示す。

第１表

125V 系蓄電池Ａ系，125V 系蓄電池Ｂ系，125V 系蓄電池ＨＰＣＳ系，
中性子モニタ用蓄電池Ａ系及び中性子モニタ用蓄電池Ｂ系（制御弁式）容量換算時間
放電時間Ｔ（分）容量換算時間Ｋi（時）

1

0.66

59

1.98

60

2.00

240

5.30

480

8.72

539

9.43

540

9.44

599

10.32

600

10.32

900

15.32

1,380

23.32

1,439

24.31

1,440

24.32

14 条−別紙 7−1

別紙 8

蓄電池の放電終止電圧

蓄電池の容量換算時間Ｋ i 値は，蓄電池の放電終止電圧に依存する。蓄電池の放電終止電圧は，蓄電池から電力供給を行う負荷の最低動作電圧に，蓄電池から負荷までの電路での電圧降下を加味して決定される。
東海第二発電所では，放電終止電圧を次のとおりとする。

125V 系蓄電池Ａ系，125V 系蓄電池Ｂ系，125V 系蓄電池ＨＰＣＳ系，
中性子モニタ用蓄電池Ａ系及び中性子モニタ用蓄電池Ｂ系：1.80V／セル

14 条-別紙 8-1

別紙 9

蓄電池容量の保守性の考え方

蓄電池の容量は，使用開始から寿命までの間変化し，使用年数を経るに従い
容量が低下する。このため，蓄電池の容量は，必要容量に対し以下のような保守性を考慮することで，余裕を持った容量設計とする。
(1)

電池工業会規格「据置蓄電池の容量算出法」（ＳＢＡ Ｓ Ｏ６０１−２０１４）による保守率 0.8 を採用することで，必要容量に対して余裕を持った定格容量を設定している。（定格容量＞必要容量／保守率 0.8）(2)

各負荷の電流値は，設計値を用いている。

14 条−別紙 9−1

別紙 10蓄電池（非常用）の「その他の負荷」容量内訳

125V 系蓄電池Ａ系，125V 系蓄電池Ｂ系，125V 系蓄電池ＨＰＣＳ系の「その他の負荷」内訳は以下の第 1 表〜第 3 表のとおりである。
第1表

125V 系蓄電池Ａ系「その他の負荷」の内訳

負荷名称

0-1 分

1 分-60 分

1-9 時間

9-24 時間

原子炉隔離時冷却系蒸気
入口弁

原子炉隔離時冷却系ポ
ンプ出口弁
その他
原子炉隔離時冷却系弁

無停電電源装置 Ａ ※１
ＤＢ ／ ＳＡ分離盤（区分Ⅰ）（突合せ給電を除く）※２

ＤＢ ／ ＳＡ分離盤（区分Ⅰ）（突合せ給電） ※３
直流非常灯
主蒸気ラインドレン弁
ＣＵＷ系

電動弁

ＦＲＶＳ／ＳＧＴＳ
ＣＰ−６Ａ
ＤＣ制御他 ※４
負荷余裕 ※５
合計

単位：A
※1

無停電電源装置Ａの負荷は以下の設備
・平均出力領域計装，外の状況を監視する設備，津波監視カメラ，潮位計，取水ピット水位計，原子炉建屋燃料取替床換気系排気ダクト放射線モニタ，原子炉建屋換気系排気ダクト放射線モニタ，無線連絡設備
14 条−別紙 10−1

※2

ＤＢ ／ ＳＡ分離盤（区分Ⅰ）（突合せ給電を除く） は以下の設備

・原子炉隔離時冷却系系統流量，ドライウェル圧力，サプレッション・
プール水温度（ＤＢ），サプレッション・プール水位，原子炉水位用凝縮槽温度※3ＤＢ ／ ＳＡ分離盤（区分Ⅰ）（突合せ給電） は以下の設備

・原子炉圧力，原子炉水位（広帯域），原子炉水位（燃料域），低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力，残留熱除去系ポンプ吐出圧力※4

ＤＣ 制御他は以下の設備

・安全保護系計装・制御回路，蓄電池水素濃度，逃がし安全弁，格納容器雰囲気放射線モニタ(Ｄ／Ｗ)，格納容器雰囲気放射線モニタ(Ｓ/Ｃ)， ＡＴＷＳ 緩和設備（代替制御棒挿入機能）， ＡＴＷＳ 緩和設備
（代替原子炉再循環系ポンプトリップ機能）,使用済プールライナー
ドレン漏えい検知，原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力，タービン制
御系，計測制御設備等の小容量設備を集約※5

将来の負荷増加を考慮し，評価上，0-1 分に負荷余裕を見込んでいる。

14 条−別紙 10−2

第2表

125V 系蓄電池Ｂ系「その他の負荷」の内訳

負荷名称

0-1 分

1 分-60 分

1-9 時間

9-24 時間

無停電電源装置Ｂ ※１
ＤＢ ／ ＳＡ分離盤（区分Ⅱ）（突合せ給電を除く）※２

ＤＢ ／ ＳＡ分離盤（区分Ⅱ）（突合せ給電） ※３
データ伝送装置
直流非常灯
ＦＲＶＳ／ＳＧＴＳ
ＣＰ−６Ｂ
ＤＣ制御他 ※４
負荷余裕 ※５
合計

単位：A

※1

無停電電源装置Ｂの負荷は以下の設備
・平均出力領域計装，原子炉建屋燃料取替床換気系排気ダクト放射線モ
ニタ，原子炉建屋換気系排気ダクト放射線モニタ，衛星電話設備，データ伝送装置※2（突合せ給電を除く）は以下の設備
ＤＢ ／ ＳＡ分離盤 （区分Ⅱ）・ドライウェル圧力，サプレッション・プール水温度(ＤＢ)，サプレッ
ション・プール水位(ＤＢ)，原子炉水位用凝縮槽温度※3

ＤＢ ／ ＳＡ分離盤 （区分Ⅱ）（突合せ給電）は以下の設備

・原子炉圧力，原子炉水位（広帯域），原子炉水位（燃料域），残留熱除去系ポンプ吐出圧力※4

ＤＣ制御他は以下の設備
14 条−別紙 10−3

・安全保護系計装・制御回路，蓄電池室水素濃度，使用済燃料プール水
位・温度（ＳＡ広域），逃がし安全弁，格納容器雰囲気放射線モニタ(Ｄ／Ｗ)，格納容器雰囲気放射線モニタ(Ｓ／Ｃ)，ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能），ＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循環系ポ
ンプトリップ機能）,タービン制御系，計測制御設備等の小容量設備を集約※5

将来の負荷増加を考慮し，評価上，0-1 分に負荷余裕を見込んでいる。

第3表

125V 系蓄電池ＨＰＣＳ系「その他の負荷」の内訳

負荷名称

0-1 分

1 分-24 時間

ＤＣ制御他 ※１
負荷余裕 ※２
合計

単位：A

※1

ＤＣ 制御他は以下の設備

・計測制御設備等の小容量設備を集約※2

将来の負荷増加を考慮し，評価上，0-1 分に負荷余裕を見込んでいる。

14 条−別紙 10−4

別紙 11

全交流動力電源喪失時における非常用直流電源系の信頼性について

1. はじめに
全交流動力電源喪失時において，交流電源設備が復旧するまでの間，原子炉隔離時冷却系等の必要な設備に給電するための設備として，非常用直流電
源系を用いる。この非常用直流電源系の信頼性について，以下のとおり考察を行った。

2. 非常用直流電源系の信頼性
非常用直流電源系は，単線結線図（第1図）に示すとおり，蓄電池，充電器，計測制御装置，遮断器，配線用遮断器電路（母線，ケーブル）で構成される。
この非常用直流電源系は，通常時は交流電源から充電器を経由して負荷に電力給電するとともに蓄電池を充電している。全交流動力電源喪失時には，常設代替交流電源設備により電力供給可能となる約95分後までの間，遮断器の操作等を伴わず，待機していた系統構成を変えずに，蓄電池から継続して電力供給する。
非常用直流電源系は，回転機器等の可動部位を有しない蓄電池等の静的機器で構成されており，回転機器等で構成される設備と比較して信頼性の高い設備である。
なお，構成機器のうち遮断器は可動部位を有する構造となっているが，遮断器は，電気系統に故障が生じた場合に，故障箇所を隔離し，故障による影響を局所化する目的で設置しているものであり，交流電源喪失時において動作するものではない。また，遮断器は上記目的以外のインターロックにより，動作することはない。
以上より，非常用直流電源系は十分信頼性が高い系統であり，全交流動力
14 条−別紙 11−1

電源喪失時でも高い信頼性で電力供給可能と考えられる。
万一，非常用直流電源系が使用できない場合においても，重大事故等対処設備である常設代替直流電源設備から高圧代替注水系等の必要な設備に給電することが可能である
以上

14 条−別紙 11−2

単線結線図第1図14 条−別紙 11−3

別添

東海第二発電所
運用，手順説明資料
全交流動力電源喪失対策設備

第 14 条全交流動力電源喪失対策設備

設置許可基準規則 第 14 条
発電用原子炉施設には、全交流動力電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交流動力電源設備から開始されるまでの間、発電用原子炉を安全に停止し、かつ、発電用原子炉の停止後に炉心を冷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ことができるよう、これらの設備の動作に必要な容量を有する蓄電池その他の設計基準事故に対処するための電源設備（安全施設に属するものに限る。）
を設けなければならない。

蓄電池

14 条-別添-1

必要な負荷への電力の供給

電力の供給時間の確保

原子炉停止後，交流電源が回復するまでは，逃がし安全弁と原子炉蒸気で駆動する原子炉隔離時冷却系により，サプレッション・プール水を原子炉へ注水し，約 8 時間程度は原子炉の冷却を確保できる設計とする。

全交流動力電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交流動力電源設備から開始されるまでの約 95 分間電力供給が可能であること。

工・保蓄電池（非常用）の設置【後段規制との対応】
工：工認（基本設計方針，添付書類）
保：保安規定（運用，手順に係る事項，下位文書含む）
核：核防規定（下位文書含む）【添付八への反映事項】：添付八：当該条文に該当しない（他条文での反映事項他）

設置許可基準対象条文

第 14 条全交流動力電源喪失対策設備

運用，手順に係る対策等（設計基準）
対象項目
区分

蓄電池
（非常用）

運用対象等

運用・手順

−

体制

−

保守・点検

−

教育・訓練

−

14 条-別添-2

第 16 条：燃料体等の取扱施設及び貯蔵施設

目

1.

2.

3.

次

基本方針
1.1

要求事項の整理

1.2

追加要求事項及び評価条件変更に対する適合性(1)

位置，構造及び設備(2)

安全設計方針

(3)

適合性説明

1.3

気象等

1.4

設備等(手順等含む)

追加要求事項に対する適合方針
2.1

使用済燃料プールへの重量物落下について

2.2

使用済燃料プールを監視する機能の確保について別添資料
別添資料 1

使用済燃料プールへの重量物落下について

別添資料 2

使用済燃料プール監視設備について別添資料 3

運用，手順説明資料

別添資料 4

使用済燃料プールへの重量物落下に係る対象重量物の現場確認について

燃料体等の取扱施設及び貯蔵施設

＜概

要＞

1.において，設計基準対象施設の設置許可基準規則，技術基準規則の追加要求
事項を明確化するとともに，それら要求に対する東海第二発電所における適合性を示す。

2.において，設計基準対象施設について，追加要求事項に適合するために必要となる機能を達成するための設備又は運用等について説明する。

3.において，追加要求事項に適合するための運用，手順等を抽出し，必要となる対策等を整理する。

4.において，設計にあたって実施する各評価に必要な入力条件等の設定を行う
ため，設備等の設置状況を現場にて確認した内容について整理する。

16 条 1

1.

基本方針

1.1

要求事項の整理設置許可基準規則第 16 条並びに技術基準規則第 26 条，第 34 条及び第 47

条を第 1 表に示す。また，第 1.1-1 表において，新規制基準に伴う追加要求
事項を明確化する。

第 1.1-1 表

設置許可基準規則第 16 条及び技術基準規則第 26 条，第 34 条及び第 47 条要求事項

設置許可基準規則

技術基準規則第 16 条

第 26 条備考（燃料体等の取扱施設及び貯蔵施設） （燃料取扱設備及び燃料貯蔵設備）
発電用原子炉施設には，次に掲げる

通常運転時に使用する燃料体又は使 変更なし

ところにより，通常運転時に使用する用済燃料（以下この条において「燃料燃料体又は使用済燃料（以下この条に体等」という。）を取り扱う設備は，

おいて「燃料体等」という。）の取扱次に定めるところにより施設しなけれ施設（安全施設に係るものに限る。）

ばならない。

を設けなければならない。
一

燃料体等を取り扱う能力を有一するものとすること。
二

燃料体等が臨界に達するおそするものであること。
二

れがないものとすること。
三

崩壊熱により燃料体等が溶融

燃料体等を取り扱う能力を有燃料体等が臨界に達するおそれがない構造であること。

三

しないものとすること。

崩壊熱により燃料体等が溶融しないものであること。

四取 扱 中 に 燃 料 体 等 が 破 損 し な 変更なし
いこと。

−

五

燃料体等を封入する容器は，取扱中における衝撃，熱その他の容器に加わる負荷に耐え，かつ，容易に破損しないものであること。

16 条 2

四

使用済燃料からの放射線に対

六前号の容器は，内部に燃料体等 変更なし

して適切な遮蔽能力を有するもを入れた場合に，放射線障害を防のとすること。

止するため，その表面の線量当量率及びその表面から一メートルの距離における線量当量率がそ
れぞれ原子力規制委員会の定める線量当量率を超えないように遮蔽できるものであること。ただし，管理区域内においてのみ使用されるものについては，この限りでない。

五燃料体等の取扱中における燃七

燃 料 体 等 の 取 扱 中 に 燃 料 体 等 変更なし

料体等の落下を防止できるものを取り扱うための動力源がなくとすること。

なった場合に，燃料体等を保持する構造を有する機器を設けることにより燃料体等の落下を防止できること。

２

発電用原子炉施設には，次に掲げ

２

燃料体等を貯蔵する設備は，次に 変更なし

るところにより，燃料体等の貯蔵施定めるところにより施設しなければ設（安全施設に属するものに限る。

ならない。

以下この項において同じ。）を設けなければならない。
一

燃料体等の貯蔵施設は，次に掲げるものであること。
イ

燃料体等の落下により燃料

五

燃料体等の落下により燃料体体等が破損して放射性物質の等が破損して放射性物質が放出

放出により公衆に放射線障害

されることに伴い公衆に放射線を及ぼすおそれがある場合に障害を及ぼすおそれがある場合，

おいて，放射性物質の放出によ

放射性物質による敷地外への影る公衆への影響を低減するた響を低減するため，燃料貯蔵設備

め，燃料貯蔵設備を格納するもの格納施設及び放射性物質の放16 条 3

ロ

ハの及び放射性物質の放出を低出を低減する発電用原子炉施設

減するものとすること。

を施設すること。

燃料体等を必要に応じて貯三蔵することができる容量を有することができる容量を有する

するものとすること。

ものであること。

燃料体等が臨界に達するお一

使用済燃料の貯蔵施設（使用済燃燃料体等が臨界に達するおそれがない構造であること。

それがないものとすること。
二燃料体等を必要に応じて貯蔵

四使 用 済 燃 料 そ の 他 高 放 射 性 の 変更なし

料を工場等内に貯蔵する乾式キャ燃料体を貯蔵する水槽（以下「使スク（以下「キャスク」という。）

用済燃料貯蔵槽」という。）は，を除く。）にあっては，前号に掲げ次に定めるところによること。

るもののほか，次に掲げるものであ
ること。
イ

ロ

使用済燃料からの放射線にロ

使用済燃料その他高放射性対して適切な遮蔽能力を有すの燃料体の放射線を遮蔽するるものとすること。

ために必要な量の水があるこ貯蔵された使用済燃料が崩壊熱により溶融しないものであって，最終ヒートシンクへ熱と。
二

崩壊熱により燃料体等が溶融しないものであること。

を輸送できる設備及びその浄化系を有するものとすること。
ハ

使用済燃料貯蔵槽（安全施設に属するものに限る。以下このイ

放射性物質を含む水があふ

項及び次項において同じ。）か

れ，又は漏れない構造であるこら放射性物質を含む水があふと。

れ，又は漏れないものであって，使用済燃料貯蔵槽から水が漏えいした場合において水の漏えいを検知することができるものとすること。

16 条 4

ハ

使用済燃料その他高放射性の燃料体の被覆が著しく腐食するおそれがある場合は，これを防止すること。

ニ

燃料体等の取扱中に想定さニ

燃 料 体 等 の 取 扱 中 に 想 定 さ 追加要求事項

れる燃料体等の落下時及び重れる燃料体等の落下時及び重量物の落下時においてもその量物の落下時においてもその機能が損なわれないものとす

機能が損なわれないこと。

ること。
七

−

取扱者以外の者がみだりに立ち入らないようにすること。

３

発電用原子炉施設には，次に掲げ

発電用原子炉施設には，次に掲げる 追加要求事項

るところにより，使用済燃料貯蔵槽

事項を計測する装置を施設しなければの水位及び水温並びに燃料取扱場所ならない。ただし，直接計測することの放射線量を測定できる設備を設けが困難な場合は，当該事項を間接的になければならない。

測定する装置を施設することをもって，これに代えることができる。

一

使用済燃料貯蔵槽の水位及び十四

使用済燃料その他高放射性

水温並びに燃料取扱場所の放射の燃料体を貯蔵する水槽の水温

線量の異常を検知し，それを原子及び水位炉制御室に伝え，又は異常が生じた水位及び水温を自動的に制御し，並びに放射線量を自動的に抑制することができるものとする
こと。
二

３

第一項第十二号から第十四号まで

外部電源が利用できない場合に掲げる事項を計測する装置（第一においても温度，水位その他の発項第十二号に掲げる事項を計測する

電用原子炉施設の状態を示す事

装置にあっては，燃料取扱設備及び項（以下「パラメータ」という。）

燃料貯蔵設備に属するものに限る。）

を監視することができるものとにあっては，外部電源が喪失した場

16 条 5

すること。

合においてもこれらの事項を計測することができるものでなければならない。
４

第一項第一号及び第三号から第十 追加要求事項
五号までに掲げる事項を計測する装置にあっては，計測結果を表示し，記録し，及びこれを保存することができるものでなければならない。ただし，設計基準事故時の放射性物質の濃度及び線量当量率を計測する主要な装置以外の装置であって，断続的に試料の分析を行う装置について
は，運転員その他の従事者が測定結果を記録し，及びこれを保存し，その記録を確認することをもって，これに代えることができる。

（再掲）
３

２

発電用原子炉施設には，使用済燃 追加要求事項

発電用原子炉施設には，次に掲げ

料貯蔵槽の水温の著しい上昇又は使るところにより，使用済燃料貯蔵槽

用済燃料貯蔵槽の水位の著しい低下の水位及び水温並びに燃料取扱場所を確実に検知し，自動的に警報するの放射線量を測定できる設備を設け装置を施設しなければならない。たなければならない。

だし，発電用原子炉施設が，使用済

一

使用済燃料貯蔵槽の水位及び燃料貯蔵槽の水温の著しい上昇又は水温並びに燃料取扱場所の放射

使用済燃料貯蔵槽の水位の著しい低線量の異常を検知し，それを原子下に自動的に対処する機能を有して炉制御室に伝え，又は異常が生じいる場合は，この限りでない。

た水位及び水温を自動的に制御し，並びに放射線量を自動的に抑制することができるものとすること。
４

キャスクを設ける場合には，その２

燃料体等を貯蔵する設備は，次に 変更なし

16 条 6

キャスクは，第二項第一号に定める定めるところにより施設しなければもののほか，次に掲げるものでなけならない。

ればならない。
一

二

使用済燃料からの放射線に対六

使用済燃料を工場等内に貯蔵して適切な遮蔽能力を有するもする乾式キャスク（以下「キャスのとすること。

ク」という。）は，次に定めるところによること。

使用済燃料の崩壊熱を適切にイ除去することができるものとす

性物質を閉じ込めることがでること。
三

使用済燃料が内包する放射

き，かつ，その機能を適切に監

使用済燃料が内包する放射性視できること。

物質を閉じ込めることができ，かロ

つ，その機能を適切に監視するこ

使用済燃料からの放射線に対して適切な遮蔽能力を有すとができるものとすること。

ること。
ハ

使用済燃料の被覆材の著しい腐食又は変形を防止できること。

ニ

キャスク本体その他のキャ
スクを構成する部材は，使用される温度，放射線，荷重その他の条件に対し，適切な材料及び構造であること。

七

取扱者以外の物がみだりに立ち入らないようにすること。

16 条 7

1.2

追加要求事項及び評価条件変更に対する適合性(1)

位置，構造及び設備

ロ.

発電用原子炉施設の一般構造(3)

その他の主要な構造(i)

本発電用原子炉施設は，(1)耐震構造，(2)耐津波構造に加え，以下の基本的方針のもとに安全設計を行う。

a.

設計基準対象施設(k)

燃料体等の取扱施設及び貯蔵施設

通常運転時に使用する燃料体又は使用済燃料(以下「燃料体等」という。)の取扱施設(安全施設に係るものに限る。)は，燃料体等を取り扱う能力を有し，燃料体等が臨界に達するおそれがなく，崩壊熱により燃料体等が溶融せず，使用済燃料からの放射線に対して適切な遮蔽能力を有し，燃料体等の取扱中における燃料体等の落下を防止できる設計とする。
燃料体等の貯蔵施設(安全施設に属するものに限る。)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，放射性物質の放出による公衆への影響を低減するため，燃料貯蔵設備を格納でき，放射性物質の放出を低減できる設計とする。また，燃料体等を必要に応じて貯蔵することができる容量を有するとともに，燃料体等が臨界に達するおそれがない設計とする。
使用済燃料の貯蔵施設は，使用済燃料からの放射線に対して適切な遮蔽能力を有し，貯蔵された使用済燃料が崩壊熱により溶融しないものであって，最終ヒートシンクへ熱を輸送できる設備及びその浄化系を有し，使用済燃料プールから放射性物質を含む水があふれ，又は漏れないものであって，使用済燃料プールから水が漏えいした場合において，水の漏えいを検知することができる設計とする。
16 条 8

使用済燃料の貯蔵施設は，燃料体等の取扱中に想定される燃料体等の落下時及び重量物の落下時においてもその機能が損なわれない設計とすることとし，使用済燃料プールの機能に影響を及ぼす重量物については落下しない設計とする。
使用済燃料プールの水位及び水温並びに燃料取扱場所の放射線量の異常を検知し，それを中央制御室に伝えるとともに，外部電源が使用できない場合においても非常用所内電源系からの電源供給により，使用済燃料プールの水
位及び水温並びに放射線量を監視することが可能な設計とする。
使用済燃料乾式貯蔵容器は，使用済燃料からの放射線に対して適切な遮蔽能力を有し，使用済燃料の崩壊熱を適切に除去することができるとともに，使用済燃料が内包する放射性物質を閉じ込めることができ，かつ，その機能を適切に監視することができる設計とする。

ニ

核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設の構造及び設備
核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設の構造及び設備の記述を以下のとおり変更する。

（1）核燃料物質取扱設備の構造
核燃料物質取扱設備（燃料取扱設備）は，燃料取扱装置，原子炉建屋クレーン等で構成する。
新燃料は，原子炉建屋原子炉棟内に設ける新燃料貯蔵施設から原子炉建屋クレーン等で使用済燃料プールに移し，燃料取扱装置により炉心に挿入する。
燃料の取替えは，原子炉上部のウェルに水を張り，水中で燃料取扱装置を用いて行う。
使用済燃料は，遮蔽に必要な水深を確保した状態で，水中で燃料取扱装置
16 条 9

により移送し，原子炉建屋原子炉棟内の使用済燃料プールの水中に貯蔵す
るか，又は使用済燃料プールの水中に 7 年以上貯蔵した後，使用済燃料乾式貯蔵設備に貯蔵する。
燃料取扱装置は，燃料取扱時において燃料体が臨界に達することのない設計とする。
また，燃料体等の取扱中における燃料体等の落下を防止する設計とするとともに，使用済燃料プール周辺の設備状況等を踏まえて，使用済燃料プールの機能に影響を及ぼす重量物については落下を防止できる設計とする。
なお，使用済燃料の事業所外への搬出には，使用済燃料輸送容器を使用する。

（2）核燃料物質貯蔵設備の構造及び貯蔵能力（ⅰ）新燃料貯蔵施設a

構造

新燃料貯蔵施設は，新燃料を貯蔵ラックに挿入して貯蔵するものであり，原子炉建屋原子炉棟内に設置する。
新燃料貯蔵施設は，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ることのない設計とする。
b

貯蔵能力
全炉心燃料の約 30％相当分（ⅱ）使用済燃料貯蔵施設a

使用済燃料プール（a）構造

使用済燃料プールは，使用済燃料及び新燃料を水中の貯蔵ラックに入れて貯蔵する鉄筋コンクリート造，ステンレス鋼内張りの水槽であり，原子16 条 10

炉建屋原子炉棟内に設ける。
使用済燃料プールは，燃料体等の上部に十分な水深を確保する設計とす
るとともに，使用済燃料プール水位，使用済燃料プール水温，使用済燃料
プール上部の空間線量率及び使用済燃料プール水の漏えいを監視する設備を設ける。
使用済燃料プールは，想定されるいかなる状態においても燃料体等が臨界に達することのない設計とする。
また，使用済燃料プールのライニングは，燃料体等の取扱中に想定される燃料体等の落下時及び重量物の落下時においても使用済燃料プールの機能を損なうような損傷を生じない設計とする。
使用済燃料プールは，残留熱除去系及び燃料プール冷却浄化系の有する使用済燃料プールの冷却機能喪失又は残留熱除去系ポンプによる使用済燃料プールへの補給機能が喪失し，又は使用済燃料プール水の小規模な漏えいが発生した場合において，燃料体等の貯蔵機能を確保する設計とする。
使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能が喪失し，又は使用済燃料プールからの水の漏えいその他の要因により使用済燃料プールの水位が低下した場合及び使用済燃料プールからの大量の水の漏えいその他の要因により使用済燃料プールの水位が異常に低下した場合に，臨界にならないよう配慮した使用済燃料貯蔵ラックの形状により臨界を防止できる設計とする。
（b）貯蔵能力
全炉心燃料の約290％相当分b

使用済燃料乾式貯蔵設備

（a）構

造

使用済燃料乾式貯蔵設備は，使用済燃料乾式貯蔵容器及び使用済燃料乾式貯蔵容器を保管する使用済燃料乾式貯蔵建屋等からなる。
16 条 11

使用済燃料乾式貯蔵容器は，使用済燃料をヘリウムガス雰囲気中に貯蔵する適切な遮蔽機能及び密封機能を有した鋼製の容器である。
使用済燃料乾式貯蔵設備は，想定されるいかなる状態においても使用済燃料が臨界に達することのない設計とする。
また，使用済燃料乾式貯蔵設備は，使用済燃料からの崩壊熱を適切に除去する設計とする。
（b）貯蔵能力
全炉心燃料の約190％相当分
貯蔵対象燃料

８×８燃料，新型８×８燃

料， 新型８×８ジル

コニウムライナ燃料及び高燃焼度８×８燃料(3)

核燃料物質貯蔵用冷却設備の構造及び冷却能力（ⅰ）燃料プール冷却浄化系
燃料プール冷却浄化系は，ポンプ，熱交換器，ろ過脱塩装置等で構成し，使用済燃料からの崩壊熱を除去するとともに，使用済燃料プール水を浄化できる設計とする。さらに，全炉心燃料を取り出した場合においても，残留熱除去系を併用して，使用済燃料プール水の十分な冷却が可能な設計とする。また，補給水ラインを設け，使用済燃料プール水の補給も可能な設計とする。
燃料プール冷却浄化系及び残留熱除去系の熱交換器で除去した熱は，原子炉補機冷却系等を経て，最終ヒートシンクである海へ輸送できる設計とする。
a.

燃料プール冷却浄化系ポンプ
台

数

2

容

量

約 125m３ ／h（1 台当たり）
16 条 12

b.

燃料プール冷却浄化系熱交換器
基

(2)

数

2

安全設計方針
該当なし

(3)

適合性説明

(燃料体等の取扱施設及び貯蔵施設)

１

発電用原子炉施設には、次に掲げるところにより、通常運転時に使用する燃料体又は使用済燃料(以下この条において「燃料体等」という。)の取扱施設(安全施設に係るものに限る。)を設けなければならない。
一

燃料体等を取り扱う能力を有するものとすること。

二

燃料体等が臨界に達するおそれがないものとすること。

三

崩壊熱により燃料体等が溶融しないものとすること。

四

使用済燃料からの放射線に対して適切な遮蔽能力を有するものとすること。

五

燃料体等の取扱中における燃料体等の落下を防止できるものとすること。

２

発電用原子炉施設には、次に掲げるところにより、燃料体等の貯蔵施
設(安全施設に属するものに限る。以下この項において同じ。)を設けなければならない。
一

燃料体等の貯蔵施設は、次に掲げるものであること。
イ

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
16 条 13

質の放出による公衆への影響を低減するため、燃料貯蔵設備を格納するもの及び放射性物質の放出を低減するものとすること。
ロ

燃料体等を必要に応じて貯蔵することができる容量を有するものとすること。

ハ二

燃料体等が臨界に達するおそれがないものとすること。
使用済燃料の貯蔵施設(使用済燃料を工場等内に貯蔵する乾式キャ

スク(以下「キャスク」という。)を除く。)にあっては、前号に掲げるもののほか、次に掲げるものであること。
イ

使用済燃料からの放射線に対して適切な遮蔽能力を有するものと
すること。

ロ

貯蔵された使用済燃料が崩壊熱により溶融しないものであって、最終ヒートシンクへ熱を輸送できる設備及びその浄化系を有するものとすること。

ハ

使用済燃料貯蔵槽(安全施設に属するものに限る。以下この項及び次項において同じ。)から放射性物質を含む水があふれ、又は漏れないものであって、使用済燃料貯蔵槽から水が漏えいした場合において水の漏えいを検知することができるものとすること。

二燃料体等の取扱中に想定される燃料体等の落下時及び重量物の落下時においてもその機能が損なわれないものとすること。

３

発電用原子炉施設には、次に掲げるところにより、使用済燃料貯蔵槽の水位及び水温並びに燃料取扱場所の放射線量を測定できる設備を設けなければならない。
一

使用済燃料貯蔵槽の水位及び水温並びに燃料取扱場所の放射線量の異常を検知し、それを原子炉制御室に伝え、又は異常が生じた水
位及び水温を自動的に制御し、並びに放射線量を自動的に抑制する
16 条 14

ことができるものとすること。
二

外部電源が利用できない場合においても温度、水位その他の発電用原子炉施設の状態を示す事項(以下「パラメータ」という。)を監視することができるものとすること。

４

キャスクを設ける場合には、そのキャスクは、第二項第一号に定めるもののほか、次に掲げるものでなければならない。
一

使用済燃料からの放射線に対して適切な遮蔽能力を有するものと
すること。

二

使用済燃料の崩壊熱を適切に除去することができるものとすること。

三

使用済燃料が内包する放射性物質を閉じ込めることができ、かつ、
その機能を適切に監視することができるものとすること。

適合のための設計方針
以下，通常運転時に使用する燃料体又は使用済燃料（以下「燃料体等」という。）のうち，チャンネル・ボックスを除いたものを燃料集合体という。
第１項第１号について
燃料取扱設備は，新燃料の搬入から使用済燃料の搬出までの取り扱いにおいて，当該燃料を搬入，搬出又は保管できる設計とする。

第１項第２号について
燃料取扱設備は，燃料体等を一体ずつ取り扱う構造とし，臨界を防止する設計とする。

第１項第３号について
16 条 15

燃料体等（新燃料を除く。）の移送は，すべて水中で行い，崩壊熱により溶融しない設計とする。
第１項第４号について
使用済燃料の取扱設備は，取扱い時において，十分な水遮蔽深さが確保される設計とする等，放射線業務従事者の線量を合理的に達成できる限り低くするような設計とする。

第１項第５号について
燃料取替機の燃料つかみ具は二重ワイヤや種々のインターロックを設け，燃料移動中の燃料体等の落下を防止できる設計とする。
また，原子炉建屋クレーンの主要要素は，吊り荷の落下防止措置を施すとともに使用済燃料輸送容器又は使用済燃料乾式貯蔵容器を吊った場合は，使用済燃料プール上を走行できないなどのインターロックを設ける設計とする。

第２項第１号イについて
貯蔵設備は，原子炉建屋原子炉棟内に設置し，適切な雰囲気を換気空調系で維持する設計とする。また，燃料等の落下により放射性物質が放出された
場合は，原子炉建屋原子炉棟で，その放散を防ぎ，原子炉建屋ガス処理系で処理する設計とする。

第２項第１号ロについて
新燃料貯蔵庫の貯蔵能力は，全炉心燃料の約 30％とする。
使用済燃料プールは，全炉心燃料の約 290％相当分貯蔵できる容量を有し，使用済燃料乾式貯蔵設備の貯蔵能力である全炉心燃料の約 190％相当分と合わせて，発生する使用済燃料を貯蔵する。
16 条 16

第２項第１号ハについて
燃料体等の貯蔵設備としては，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がある。
(1) 新燃料貯蔵庫は，浸水を防止し，かつ，水が入ったとしても排水可能な構造とする。
(2) 新燃料貯蔵ラックは，燃料間距離を十分とることにより，新燃料を貯蔵能力最大に収容した状態で万一新燃料貯蔵庫が水で満たされるという厳しい状態を仮定しても，実効増倍率は0.95以下に保つことができる設計とする。
なお，実際に起きることは考えられないが，反応度が最も高くなるような水分雰囲気で満たされた場合を仮定しても臨界未満にできる設計とする。
(3) 使用済燃料プール及び使用済燃料貯蔵ラックは，耐震Ｓクラスで設計し，使用済燃料プール中の使用済燃料貯蔵ラックは，適切な燃料間距離をとることにより燃料が相互に接近しないようにする。また，貯蔵能力最大に燃料を収容し，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以下に保つことができる設計とする。
(4) 燃料装填後貯蔵された状態において使用済燃料乾式蔵容器及び支持構造物
は，耐震Ｓクラスで設計し，貯蔵容器内のバスケットは，適切な燃料集合体
間隔を保持することにより，燃料集合体が相互に接近しないようにする。また，貯蔵容器最大に燃料集合体を収容し，貯蔵容器内の燃料位置等について想定される厳しい状態を仮定しても実効増倍率が0.95以下となる設計とする。

第２項第２号イについて
使用済燃料の貯蔵設備については，以下のように設計する。
16 条 17

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，使用済燃料の上部は十分な遮蔽効果を有する水深を確保する設計とする。

第２項第２号ロについて
使用済燃料プールの崩壊熱は，燃料プール冷却浄化系の熱交換器で使用済
燃料プール水を冷却して除去するが，必要に応じて残留熱除去系の熱交換器を併用する。燃料プール冷却浄化系及び残留熱除去系の熱交換器で除去した
熱は，原子炉補機冷却系等を経て最終ヒートシンクである海へ輸送できる設計とする。
また，燃料プール冷却浄化系は，ろ過脱塩装置を設置して使用済燃料プー
ル水の浄化を行う設計とする。

第２項第２号ハについて
使用済燃料プールの耐震設計は，Ｓクラスで設計し，内面はステンレス鋼
でライニングし漏えいを防止する。また，使用済燃料プールには排水口を設けないとともに，使用済燃料プールに入る配管には真空破壊弁を設けサイフ
ォン効果により使用済燃料プール水が流出しない設計とする。
また，万一の使用済燃料プールライニングの破損による漏えいを監視する
ため，漏えい検知装置及び水位警報装置を設ける設計とする。

第２項第２号ニについて
燃料取替機の燃料つかみ具は，二重のワイヤや種々のインターロックを設け，かつ，ワイヤ，インターロック等は，その使用前に必ず機能試験，検査を実施するので燃料体等取扱中に燃料体等が落下することはないと考えるが，16 条 18

使用済燃料プールのライニングは，燃料体等の取扱中に想定される燃料体等の落下時及び重量物の落下時においても使用済燃料プールの機能を失うような損傷は生じない設計とする。
また，燃料取替機本体等の重量物については，使用済燃料プールに落下しない設計とする。
なお，使用済燃料輸送容器又は使用済燃料乾式貯蔵容器の落下については，
キャスクピットは使用済燃料プールとは障壁で分離し，かつ，原子炉建屋ク
レーンは吊り荷の落下防止措置を施すとともに使用済燃料輸送容器又は使用済燃料乾式貯蔵容器を吊った場合は，使用済燃料貯蔵ラック上を走行できな
い等のインターロックを設ける設計とするので，使用済燃料輸送容器又は使用済燃料乾式貯蔵容器が使用済燃料プールに落下することを想定する必要はない。

第３項について使用済燃料プールには，使用済燃料プールの水位及び水温並びに燃料取扱場所の放射線量を監視する設備を設け，異常が検知された場合には，中央制御室に警報を発することが可能な設計とする。また，これらの計測設備については非常用所内電気設備から受電し，外部電源が利用できない場合においても，監視が可能な設計とする。

第４項について(1)

使用済燃料乾式貯蔵設備は，適切な遮蔽能力を有する設計とする。

(2)

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の崩壊熱を外部に放出できる構造とし，使用済燃料乾式貯蔵容器内部にはヘリウムガスを封入して燃料被覆管の腐食を防止する設計とする。
16 条 19

(3)

燃料装填後貯蔵された状態において，使用済燃料乾式貯蔵容器及び支持構造物は耐震Ｓクラスの設計とし，冷却媒体であるヘリウムガスを保持し，密封監視装置により漏えいを監視できる設計とする。

1.3

気象等
該当なし

1.4 設備等(手順等含む)
4.

核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設

4.1

燃料体等の取扱設備及び貯蔵設備

4.1.1

4.1.1.1

通常運転時

概

要

燃料体等の取扱設備及び貯蔵設備は，新燃料貯蔵庫，使用済燃料プール，
使用済燃料乾式貯蔵設備（以下4．では「乾式貯蔵設備」という。），燃料取替機，原子炉建屋クレーン，除染装置等で構成する。
なお，使用済燃料の事業所外への搬出には，使用済燃料輸送容器を使用する。
新燃料貯蔵庫及び使用済燃料プールの概要図を第4.1−1図に，使用済燃料
乾式貯蔵容器及び支持構造物概要図を第4.1−2図に示す。
燃料体等の取扱設備及び貯蔵設備は，新燃料を原子炉建屋原子炉棟に搬入してから炉心に装荷するまで，及び使用済燃料を炉心から取り出し事業所外へ搬出までの貯蔵，並びに取り扱いを行うものである。
使用済燃料プールの水位及び水温並びに燃料取扱場所の放射線量は中央制
御室で監視できるとともに，異常時は中央制御室に警報を発信する。
16 条 20

4.1.1.2
(1)

設計方針

未臨界性
燃料体等の取扱設備及び貯蔵設備は，幾何学的な安全配置又は適切な手段により，臨界を防止できる設計とする。
燃料体等の貯蔵設備は，燃料体等を貯蔵容量最大に収容した場合でも通常時はもちろん，想定されるいかなる場合でも，未臨界性を確保できる設計とする。また，燃料体等の取扱設備は，燃料体等を直接取り扱う場合には，一体ずつ取り扱う構造とし，臨界を防止する設計とする。
(2)

非常用補給能力
使用済燃料プール水の補給に復水貯蔵タンク水が使用できない場合には，残留熱除去系を用いてサプレッション・チェンバの水を補給できる設計とす
る。
(3)

貯蔵能力
使用済燃料プール及び乾式貯蔵設備は，使用済燃料を計画どおりに貯蔵した後でも，炉心内の全燃料を使用済燃料プールに移すことができるような貯蔵能力を有した設計とする。また，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た設計とする。
(4)

遮蔽
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，使用済燃料の上部には十分な遮蔽効果を有する水深を確保する設計とする。
また，乾式貯蔵設備は，放射線被ばく上の影響を及ぼすことのないよう，
使用済燃料の放射線を適切に遮蔽する設計とする。
16 条 21

燃料体等の取扱設備は，使用済燃料の炉心から使用済燃料プールへの移送
操作，使用済燃料プールから炉心への移送操作，使用済燃料輸送容器及び使用済燃料乾式貯蔵容器への収容操作等が，使用済燃料の遮蔽に必要な水深を確保した状態で，水中で行うことができる設計とする。
(5)

漏えい防止，漏えい監視及び崩壊熱の除去能力の喪失に至る状態の監視
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する。また，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，使用済燃料プール水が流出しない設計とする。
万一の使用済燃料プール水の漏えいを監視するため，漏えい検知装置及び水位警報装置を設ける設計とする。また，使用済燃料プールの水温及び燃料取扱場所の放射線量を測定できる設計とする。
(6)

密封及び密封監視
乾式貯蔵設備は，周辺公衆及び放射線業務従事者に対し，放射線被ばく上の影響を及ぼすことのないよう，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する。
また，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，密閉性を監視できる設計とする。
(7)

構造強度
燃料体等の取扱設備及び貯蔵設備は，地震荷重等の適切な組合せを考慮しても強度上耐え得る設計とする。
また，使用済燃料プールのライニングは，燃料体等の取扱中に想定される燃料体等の落下時及び重量物の落下時においても使用済燃料プールの機能を損なうような損傷を生じない設計とする。
(8)

落下防止
16 条 22

落下時に使用済燃料プールの機能に影響を及ぼす重量物については，使用済燃料プール周辺の状況，現場における作業実績，図面等にて確認することにより，落下時のエネルギーを評価し，気中落下試験時の模擬燃料集合体（チャンネル・ボックス含む）の落下エネルギー（15.5kJ）以上となる設備等を抽出する。床面や壁面へ固定する設備等については，使用済燃料プールからの離隔を確保するため，使用済燃料プールへ落下するおそれはない。
ａ．原子炉建屋原子炉棟
原子炉建屋原子炉棟の屋根を支持する屋根トラスは，基準地震動に対する発生応力が終局耐力を超えず，使用済燃料プール内に落下しない設計とする。また，屋根については鋼鈑（デッキプレート）の上に鉄筋コ
ンクリート造の床を設けた構造とし，地震による剥落のない構造とする。
また，運転床面より上部を構成する壁は，鉄筋コンクリート造の耐震壁であり，運転床面より下部の耐震壁と合わせて基準地震動に対して使用済燃料プール内へ落下しない設計とする。
ｂ．燃料取替機
燃料取替機は，基準地震動による地震荷重に対し，燃料取替機本体の健全性評価及び転倒落下防止評価を行い，使用済燃料プールへの落下物とならないよう，以下を満足する設計とする。また，燃料取替機は，ワイヤロープの二重化，フック部の外れ止め及び動力電源喪失時の保持機能により，落下防止対策を講じた設計とする。
(a) 燃料取替機本体の健全性評価においては，想定される使用条件において評価が保守的となるよう吊荷の条件を考慮し，地震時に燃料取替
機本体に発生する応力が許容応力以下であること。
(b) 転倒落下防止評価においては，走行レール頭部を抱き込む構造をした燃料取替機の脱線防止装置について，想定される使用条件において16 条 23

評価が保守的となるよう吊荷の条件を考慮し，地震時に脱線防止装置
及び取付ボルトに発生する応力が許容応力以下であること。
(c) 走行レールの健全性評価においては，想定される使用条件において，
地震時に走行レールに発生する応力が許容応力以下であること。
ｃ．原子炉建屋クレーン
原子炉建屋クレーンは，基準地震動による地震荷重に対し，クレーン本体の健全性評価及び転倒落下防止評価を行い，使用済燃料プールへの落下物とならないよう，以下を満足する設計とする。また，原子炉建屋
クレーンは，ワイヤロープストッパ機構，フック部の外れ止め及び動力電源喪失時の保持機能により落下防止対策を施すとともに，使用済燃料
輸送容器又は使用済燃料乾式貯蔵容器を吊った場合は，使用済燃料貯蔵
ラック上を走行できない等のインターロックを設ける設計とする。
(a) 原子炉建屋クレーン本体の健全性評価においては，想定される使用条件において評価が保守的となるよう吊荷の条件を考慮し，地震時にクレーン本体に発生する応力が許容応力以下であること。
(b) 転倒落下防止評価においては，走行方向及び横行方向に浮上り代を設けた構造をした原子炉建屋クレーンの脱線防止装置について，想定される使用条件において評価が保守的となるよう吊荷の条件を考慮し，地震時に脱線防止装置に発生する応力が許容応力以下であること。
(9)

雰囲気の浄化
燃料体等の貯蔵設備は，原子炉建屋原子炉棟内に設置し，適切な雰囲気を換気空調設備（「8．放射線管理施設」参照）で維持する設計とする。また，燃料体等の落下により放射性物質等が放出された場合には，原子炉建
屋原子炉棟で，その放散を防ぎ，原子炉建屋ガス処理系（「9．原子炉格納施設」参照）で処理する設計とする。
16 条 24

(10)

除

染

使用済燃料輸送容器等の除染ができる設計とする。
(11)

被ばく低減
燃料体等の取扱設備及び貯蔵設備は，放射線業務従事者の被ばくを合理的に達成できる限り低減する設計とする。

(12)

燃料取扱場所のモニタリング
燃料取扱場所は，崩壊熱の除去能力の喪失に至る状態を検出できるとともに，これを適切に放射線業務従事者へ伝えることができる設計とする。

(13)

試験検査
燃料体等の取扱設備及び貯蔵設備のうち安全機能を有する構築物，系統及び機器は，適切な定期的試験及び検査を行うことができる設計とする。

4.1.1.3

主要設備の仕様

燃料取扱及び貯蔵設備の主要設備の仕様を第4.1−1表に示す。
また，乾式貯蔵設備の主要仕様を第4.1−3表に示す。

4.1.1.4

主要設備

発電所に到着した新燃料は，受取検査後，原子炉建屋原子炉棟内の新燃料貯蔵庫又は使用済燃料プールに貯蔵する。
(1)

燃料取替機
燃料取替機は，原子炉ウェル，使用済燃料プール及び気水分離器等貯蔵
プール上を水平に移動するブリッジ並びにその上を移動するトロリで構成する。
また，燃料つかみ具は二重のワイヤや燃料体等を確実につかんでいない
場合には，吊上げができない等のインターロックを設け，圧縮空気が喪失
16 条 25

した場合にも，燃料体等が外れない設計とする。
燃料取替作業による放射線業務従事者の被ばくを低減するため，燃料取替機は遠隔自動で運転できる設計とする。
(2)

原子炉建屋クレーン
原子炉建屋クレーンは，新燃料，使用済燃料輸送容器等の運搬に使用するとともに，原子炉遮蔽体，格納容器上蓋，原子炉圧力容器上蓋，蒸気乾燥器，気水分離器等の取外し，運搬及び取付けに使用する。
また，原子炉建屋クレーンの主要要素は，種々の二重化を行うとともに重量物を吊った状態で使用済燃料貯蔵ラック上を通過できないようインターロックを設ける。

(3)

新燃料貯蔵庫新燃料貯蔵庫は，発電所に到着した新燃料を受取検査後炉心に装荷するまで貯蔵する鉄筋コンクリート造の設備で，原子炉建屋原子炉棟内に設け，全炉心燃料の約30％を収納できる。燃料は堅固な構造のラックに垂直に入れ，乾燥状態で保管する。新燃料貯蔵庫には水が充満するのを防止するための排水口を設ける。
なお，新燃料は発電所敷地内の倉庫に所定の保安上の措置を行った上，一時仮置することもある。
新燃料貯蔵ラックは，貯蔵燃料の臨界を防止するために必要な燃料間距離を保持し，たとえ新燃料を貯蔵容量最大で貯蔵した状態で，万一新燃料貯蔵庫が水で満たされるという厳しい状態を仮定しても，実効増倍率を0.95以下に保つ。さらに実際には起こることは考えられないが，反応度が最も高くなるというような水分雰囲気で満たされる場合を仮定しても臨界未満とする。
16 条 26

(4)使用済燃料プール
使用済燃料プールは，約290％炉心分の燃料の貯蔵が可能であり，さらに放射化された機器等の貯蔵及び取り扱いができるスペースをもたせる。壁
の厚さは遮蔽を考慮して十分とり，内面はステンレス鋼でライニングし漏えいを防止する。使用済燃料プールの水深は約11.5mである。
なお，使用済燃料プールは通常運転中，全炉心の燃料体等を貯蔵できる容量を確保する。
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，燃料体等を貯蔵容量最大で貯蔵し，かつ使用済燃料プール水温及び使用済燃料貯蔵
ラック内燃料貯蔵位置等について，想定されるいかなる場合でも実効増倍率を0.95以下に保ち，貯蔵燃料の臨界を防止する。
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。使用済燃料プール水の漏えい又は崩壊熱の除去能力の喪失に至る状態を監視するため，使用済燃料プール監視設備として，使用済
燃料プール水位，使用済燃料プールライナードレン漏えい検知，燃料プー
ル冷却浄化系ポンプ入口温度，使用済燃料プール温度，使用済燃料プール
水位・温度（ＳＡ広域），燃料取替フロア燃料プールエリア放射線モニタ，
原子炉建屋換気系燃料取替床排気ダクト放射線モニタ及び原子炉建屋換気系排気ダクト放射線モニタを設ける。
なお，外部電源が利用できない場合においても，使用済燃料プール監視設備は，非常用所内電源系より受電し，外部電源が喪失した場合においても計測が可能な設計とする。
また，使用済燃料プール水の補給に復水貯蔵タンク水が使用できない場
合には，残留熱除去系を用いてサプレッション・チェンバのプール水を補
16 条 27

給する。
キャスクピットは，使用済燃料プールとは障壁で分離し，万一の使用済
燃料輸送容器等の落下事故の場合にも，使用済燃料プールの機能を喪失しないようにする。
なお，新燃料を使用済燃料プールに一時的に仮置することもある。

(5)

使用済燃料乾式貯蔵設備
乾式貯蔵設備は，使用済燃料を収納する使用済燃料乾式貯蔵容器，使用済燃料乾式貯蔵容器を支持する支持構造物，貯蔵中の密封監視等を行う装置及びこれらを収納する使用済燃料乾式貯蔵建屋（以下4.では「貯蔵建屋」という。）で構成する。
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，設計貯蔵期間における放射線照射影響，腐食，ク
リープ，疲労，応力腐食割れ等の経年劣化に対して十分な信頼性を有する材料を選択し，その必要とされる強度，性能を維持し，必要な安全機能を失うことのないようにする。
使用済燃料乾式貯蔵容器は，61体の使用済燃料の貯蔵が可能であり，24基を設ける。
また，使用済燃料乾式貯蔵容器には次のとおり燃料の種別に応じた適切な期間使用済燃料プールで冷却され，かつ運転中のデータ，シッピング検査等により健全であることを確認した使用済燃料を使用済燃料プール内で装填し，排水後内部にヘリウムガスを封入する。
８×８燃料
使用済燃料乾式貯蔵容器に装填する燃料集合体の平均燃焼度が33,000MWd／t以下の場合
16 条 28

9年以上冷却新型８×８燃料
使用済燃料乾式貯蔵容器に装填する燃料集合体の平均燃焼度が35,000MWd／t以下の場合
7年以上冷却
新型８×８ジルコニウムライナ燃料
使用済燃料乾式貯蔵容器に装填する燃料集合体の平均燃焼度が36,000MWd／t以下の場合
7年以上冷却
高燃焼度８×８燃料
使用済燃料乾式貯蔵容器に装填する燃料集合体の平均燃焼度が39,500MWd／t以下の場合
7年以上冷却
使用済燃料乾式貯蔵容器に装填する燃料集合体の平均燃焼度が41,000MWd／t以下の場合
8年3か月以上冷却
ヘリウムガスは，冷却媒体であるとともに燃料被覆管の腐食を防止する。
使用済燃料を装填した使用済燃料乾式貯蔵容器は，車両衝突等の事故を防止するための措置を行い，原子炉建屋原子炉棟から貯蔵建屋へ運搬し，貯蔵建屋内の支持構造物により支持され，そこで貯蔵される。
なお，使用済燃料を事業所外へ搬出する場合には，使用済燃料プールへ
使用済燃料乾式貯蔵容器を運搬し，キャスクに詰め替えを行った後，事業所外へ搬出する。
使用済燃料乾式貯蔵容器は，容器表面の線量当量率が2mSv／h以下及び容器表面から1mの点における線量当量率100μSv／h以下となるよう，装填さ16 条 29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。
装填された使用済燃料から発生する崩壊熱は，伝導，輻射等により大気へ放散される。また，安全機能を有する構成部材が健全性を維持できる温度以下及び設計貯蔵期間貯蔵しても燃料被覆管の累積クリープ量が1％を超えない温度以下になるようにする。さらに，貯蔵建屋に排気温度等の監視装置を設け，異常が生じた場合には中央制御室に警報を出す。
個々の燃料集合体を使用済燃料乾式貯蔵容器内部の所定の位置に収納するためのバスケットは，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，適切な燃料間距離を保持することにより燃料集合体
が相互に接近しないようにする。
また、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るいかなる場合でも，実効増倍率を0.95以下に保ち，貯蔵燃料の臨界を防止する。
使用済燃料乾式貯蔵容器は，貯蔵容器本体，蓋部及び金属ガスケットにより漏えいを防止し，設計貯蔵期間中貯蔵容器内部圧力を負圧に維持する。
さらに，貯蔵容器の二重蓋間の空間部をあらかじめ加圧し，密封を監視するための密封監視装置を貯蔵建屋内に設け，異常が生じた場合には中央制
御室に警報を出す。
その場合でも，あらかじめ貯蔵容器内部を負圧に維持しているので，内部の気体が外部に流出することはない。
万一，二重蓋間の圧力低下等が生じた場合には，原則として使用済燃料
プールへ使用済燃料乾式貯蔵容器を搬入し，必要な措置を行うこととする。
なお，安全評価において想定すべき異常事象として抽出された使用済燃料乾式貯蔵容器の燃料取扱床等への異常着床，使用済燃料乾式貯蔵容器の支持構造物への衝突の各事象に対しても，設計方針で示した各安全機能が16 条 30

満足される。
(6)

キャスク除染ピット
キャスク除染ピットは使用済燃料プールに隣接して設け，使用済燃料輸
送容器等の除染を行う。

(7)

破損燃料検出装置
破損燃料検出装置は，原子炉停止時にシッピングを行って，破損燃料を検出する。なお，シッピングとは，チャンネル・ボックス上にシッパキャ
ップを載せ，各チャンネル・ボックス内の水を採取し，核種分析によって燃料の破損を検出する方法である。

(8)

使用済燃料プール水位
使用済燃料プール水位は，使用済燃料プール水位の異常な低下及び上昇を監視できる計測範囲を有し，異常を検知した場合は中央制御室に警報を発信する設計とする。

(9)

使用済燃料プールライナードレン漏えい検知
使用済燃料プールライナードレン漏えい検知は，使用済燃料プールライ
ニングからの漏えいを検知できる計測範囲を有し，使用済燃料プールからの漏えいが発生した場合に中央制御室に警報を発信する設計とする。

(10)

燃料プール冷却浄化系ポンプ入口温度
燃料プール冷却浄化系ポンプ入口温度は，使用済燃料プール温度の異常な上昇を監視できる計測範囲を有し，中央制御室で監視が可能な設計とす
る。

(11)

使用済燃料プール温度
使用済燃料プール温度は，使用済燃料プール温度の異常な上昇を監視できる計測範囲を有し，中央制御室で監視できるとともに，異常な温度上昇時に警報を発信する設計とする。
16 条 31

(12)

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）
使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）は，使用済燃料プール水位の異常な低下及び使用済燃料プール温度の異常な上昇を監視できる計測範囲を有し，中央制御室で監視できるとともに，水位の異常な低下時及び温度の異常な上昇時に警報を発信する設計とする。

(13)

燃料取替フロア燃料プールエリア放射線モニタ
燃料取替フロア燃料プールエリア放射線モニタは，燃料取扱場所の放射線量について異常な上昇を検出できる計測範囲を有し，中央制御室で監視できるとともに，異常な放射線量を検出し警報を発信する設計とする。

(14)

原子炉建屋換気系燃料取替床排気ダクト放射線モニタ
原子炉建屋換気系燃料取替床排気ダクト放射線モニタは，燃料取扱場所
での燃料取扱事故（燃料体等の落下）時において燃料取扱場所の放射線量について異常な上昇を検出できる計測範囲を有し，中央制御室で監視できるとともに，異常な放射線量を検知した場合に警報を発信し，原子炉建屋
原子炉棟の通常の換気空調系を停止するとともに原子炉建屋ガス処理系を起動する設計とする。

(15)

原子炉建屋換気系排気ダクト放射線モニタ
原子炉建屋換気系排気ダクト放射線モニタは，燃料取扱場所での燃料取
扱事故（燃料体等の落下）時において燃料取扱場所の放射線量について異常な上昇を検知できる計測範囲を有し，中央制御室で監視できるとともに，異常な放射線量を検知した場合に警報を発信し，原子炉建屋原子炉棟の通常の換気空調系を停止するとともに原子炉建屋ガス処理系を起動する設計とする。

4.1.1.5

試験検査
16 条 32

(1)

燃料体等の取扱設備及び貯蔵設備の機器は、その使用前に必ず機能試
験，検査を実施する。

(2)

乾式貯蔵設備は，定期的に点検を行い，その健全性を確認する。

4.1.1.6

手順等

燃料体等の取扱施設及び貯蔵施設は，以下の内容を含む手順を定め，適切な管理を行う。
(1)

使用済燃料プールへの重量物落下防止対策
ａ．使用済燃料プール周辺に設置する設備や取り扱う吊荷については，あらかじめ定めた評価フローに基づき評価を行い，使用済燃料プールに影響を及ぼす落下物となる可能性が考えられる場合は落下防止措置を実施する。
ｂ．日常作業等において使用済燃料プール周辺に持ち込む物品については，
必要最低限に制限するとともに落下防止措置を実施する。
ｃ．燃料取替機及び原子炉建屋クレーンは，通常待機時，使用済燃料プー
ル上への待機配置を行わないこととする。また，原子炉建屋クレーンにより，使用済燃料輸送容器又は使用済燃料保管容器を使用済燃料プール
上で取り扱う場合は，使用済燃料輸送容器又は使用済燃料乾式貯蔵容器の移動範囲の制限に関する運用上の措置を講ずることとし，それらを手順等に整備し，的確に実施する。
ｄ．使用済燃料プール上で作業を行う原子炉建屋クレーンについては，クレーン等安全規則に基づき，定期点検及び作業開始前点検を実施するとともに，クレーンの運転，玉掛けは有資格者が実施する。また，燃料取替機においても，定期点検及び作業開始前点検を実施する。

16 条 33

第 4.1−1 表
類

燃料取扱及び貯蔵設備の設備仕様

(1)

種

(2)

貯蔵能力

(3)

使用済燃料プール水位個

ステンレス鋼内張りプール形（ラック貯蔵方式）

全炉心燃料の約 290％相当分

数

計測範囲

2
（水位低警報設定値）
通常水位−142mm（EL.46,053mm）（水位高警報設定値）
通常水位＋36mm（EL.46,231mm）

種

類

ディスプレーサ／フロート式(4)

使用済燃料プールライナードレン漏えい検知
個

数

計測範囲

1
（警報設定値）
ドレン止め弁（EL.29,150mm）より＋265mm（EL.29,415mm）

種

(5)

類

フロート式

燃料プール冷却浄化系ポンプ入口温度
個

数

1

計測範囲

0℃〜300℃

種

熱電対類

16 条 34

(6)使用済燃料プール温度
個

(7)

数

1

計測範囲

0℃〜100℃

種

熱電対類

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）
個

数

水位：1
温度：1（検出点 2 箇所）

計測範囲

水位：−4,300mm〜＋7,200mm（EL.35,077〜46,577mm）
温度：0〜120℃

種

類

水位：ガイドパルス式
温度：測温抵抗体(8)

燃料取替フロア燃料プールエリア放射線モニタ
個

(9)

数

1

計測範囲

10 -３ mSv／h〜10 １ mSv／h

種

半導体式

類

原子炉建屋換気系燃料取替床排気ダクト放射線モニタ
個

数

4

計測範囲

10 -３ mSv／h〜10 １ mSv／h

種

半導体式

類

16 条 35

(10)原子炉建屋換気系排気ダクト放射線モニタ
個

数

4

計測範囲

10 -４ mSv／h〜1mSv／h

種

半導体式

類

16 条 362.

追加要求事項に対する適合方針

2.1

使用済燃料プールへの重量物落下について
使用済燃料プールへ重量物が落下した場合においても，使用済燃料プールの機能が損なわれないようにするため，使用済燃料プールへの落下が想定される重量物を抽出し，抽出された重量物が基準地震動 Ss に対して使用済燃料プールへの落下を防止できる設計とする。

(1)a.

使用済燃料プールへの落下が想定される重量物の抽出
使用済燃料プール周辺の設備等の抽出
使用済燃料プール周辺の設備等について，現場確認，図面等（建屋機器
配置図，機器設計仕様書，系統設計仕様書，設置変更許可申請書）により抽出し，抽出した設備等を類似機器毎に項目分類を行う。なお，抽出した機器については，現場の作業実績により抽出に漏れがないことを確認し
ている。

b.

使用済燃料プールへの落下を検討すべき重量物の抽出
上記(1)で抽出及び項目分類したものについて，項目毎に使用済燃料プールとの離隔距離や設置方法などを考慮し，使用済燃料プールに落下す
るおそれがあるものを抽出する。
抽出された設備等の中から，落下エネルギーが気中落下試験時の燃料体等の落下エネルギーを比較し，使用済燃料プールの落下影響を検討す
べき重量物を抽出する。

(2)a.

使用済燃料プールへの落下防止対策
耐震性確保による落下防止対策
16 条 37

燃料取替機，原子炉建屋クレーンについて，基準地震動 Ss に対して耐震評価により壊れて落下しないことを確認し，落下防止のために必要な構造強度を有していることを確認する。
また，使用済燃料プール周辺に常設している重量物は，落下防止のために必要な構造強度を有する設計とする。

b.

設備構造上の落下防止対策
クレーンの安全機能として，フック外れ止め，ワイヤロープ二重化，フェイルセーフ機構等，設備構造上の落下防止措置が適切に講じられる設
計とする。

c.

運用状況による落下防止対策
クレーン等安全規則に基づく点検，安全装置の使用，クレーンの有資格
者作業等の要求事項対応による落下防止措置が適切に実施されていることを確認する。
また，燃料取替機及び原子炉建屋クレーンの使用済燃料プール外への待機運用，原子炉建屋クレーンの可動範囲制限による落下防止措置及び使用済燃料プール周りの異物混入防止対策を実施する方針について保安規定に示す。

2.2

使用済燃料プールを監視する機能の確保について
使用済燃料プールの水位及び水温並びに燃料取扱場所の放射線量を中央制御室において監視し，異常時に警報を発信する設計とする。また，これらの計測設備については非常用所内電気設備から受電し，外部電源が利用できない場合においても，監視できる設計とする。
16 条 38

別添資料 1

東海第二発電所

使用済燃料プールへの重量物落下について

目
1.

次

新規制基準の追加要件について
1.1

概

要

2.

使用済燃料プールへの落下時影響評価が必要な重量物の評価フロー3.

使用済燃料プール周辺の設備等の抽出
3.1

評価フローⅠ（使用済燃料プール周辺の設備等の抽出）の考え方

3.1.1

現場確認による抽出

3.1.2

機器配置図等による抽出3.1.3

使用済燃料プール周辺の作業実績からの抽出

3.2

評価フローⅠの抽出結果

3.2.1

4.

現場，機器配置図等による確認及び作業実績により抽出した設備等

使用済燃料プールへの落下を検討すべき重量物の抽出
4.1

評価フローⅡ（使用済燃料プールへの落下を検討すべき重量物の抽出）
の考え方

4.1.1

設置状況による抽出

4.1.2

落下エネルギーによる抽出

4.1.3

落下防止対策の要否判断が必要となる重量物の抽出

4.2

5.

評価フローⅡの抽出結果

4.2.1

設置状況による抽出結果

4.2.2

落下エネルギーによる抽出結果

4.2.3

落下防止対対策の要否判断が必要とる重量物の抽出結果

落下防止対策の対応状況確認
目次 1

5.1

評価フローⅢ（落下防止対策の要否判断）の考え方

5.2

評価フローⅢの評価

5.2.1

耐震性確保による落下防止対策

5.2.2

設備構造による落下防止対策

5.2.3

運用による落下防止対策

5.3

評価フローⅢの抽出結果

5.3.1

6.

落下防止対策を実施することにより落下評価が不要となるもの

重量物の評価結果（別紙）
1.

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について

2.

使用済燃料プールと原子炉建屋原子炉棟 6 階床面上設備等との離隔概要について

3.

燃料取替機及び原子炉建屋クレーンの待機場所について

4.

原子炉建屋クレーンのインターロックについて

5.

使用済燃料プール周辺における異物混入防止区域について（補足説明資料）
1.

燃料取替機主ホイスト（ワイヤロープ，グラップルヘッド，ブレーキ）の健全性評価について

2.

原子炉建屋クレーン主巻（ワイヤロープ，フック，ブレーキ）の健全性評
価について

3.

燃料取替機及び原子炉建屋クレーンの落下防止対策

4.

過去トラブル事例に対する対応状況について
目次 2

5.

新燃料の取り扱いにおける落下防止対策

6.

キャスク取り扱い作業時における使用済燃料プールへの影響

7.

キャスク吊具によるキャスクの吊り方について

目次 3

1.

新規制基準の追加要件について

1.1

概

要

平成 25 年 7 月 8 日に施行された新規制基準のうち，下記の規則において重量物の落下時の貯蔵施設の機能に関する規制要件が新たに追加された。
このため使用済燃料プールへの落下時影響評価が必要となる重量物を抽出するとともに，新規制基準への適合状況について確認した。
なお，当該規制については，使用済燃料の貯蔵施設における機能維持が要件となっているため，東海第二発電所 使用済燃料プールのライニング健全性維持について評価した。
また，燃料集合体の落下に関する規制要件については変更されていない（安全設計審査指針 指針 49 と同じ）ため，ここでは燃料集合体以外の重量物を対象とした。

＜重量物落下に関する規制要件が新たに追加となった規則＞
ａ．実用発電用原子炉及びその付属施設の位置，構造及び設備の基準に関する規則第十六条（燃料体等の取扱施設及び貯蔵施設）第２項

第二号

ｂ．「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則」
第二十六条（燃料取扱設備及び燃料貯蔵設備）第２項

別添 1-1

第四号

ニ

ニ

2.

使用済燃料プールへの落下時影響評価が必要な重量物の評価フロー
使用済燃料プールへの落下時影響評価が必要な重量物について，以下のフローにより網羅的に評価した。

Ⅰ．使用済燃料プール周辺の設備等の抽出
使用済燃料プール周辺の設備等について，現場確認，機器配置図等（建屋機器配置図，機器設計仕様書，系統設計仕様書，設置許可変更許可申請書）により抽出し，抽出した設備等を類似機器毎に項目分類を行う。なお，
抽出した機器については，現場の作業実績により抽出に漏れがないことを確認する。

Ⅱ．使用済燃料プールへの落下を検討すべき重量物の抽出
評価フローⅠで抽出した設備等について，項目毎に使用済燃料プールとの離隔距離や設置方法などを考慮し，使用済燃料プールに落下するおそれがあるものを抽出する。
抽出された設備等の中から，落下エネルギーを気中落下試験時の燃料集合体の落下エネルギーと比較し，使用済燃料プールへの落下影響を検討す
べき重量物を抽出する。

Ⅲ．落下防止の対策の要否判断
評価フローⅡで抽出した設備等に対し，耐震性，設備構造及び運用状況を踏まえて落下防止対策の要否を検討する。

Ⅳ．使用済燃料プールへの落下時影響評価が必要なもの

別添 1-2

評価フローⅢで落下防止対策が必要とされた重量物は，対策の有効性を検証するため，使用済燃料プールへの落下時影響評価を実施する。
Ⅴ．使用済燃料プールへの落下時影響評価が不要なもの
評価フローⅡで検討不要，または評価フローⅢで対策不要としたものは，
落下時影響評価は不要とする。

Ⅰ．使用済燃料プール周辺の設備等の抽出Ⅱ．使用済燃料プールへの落下 を検討すべき
重量物の抽出

検討不要

検討要

対策不要

Ⅲ．落下防止対策の
要否判断

対策要

Ⅴ．使用済燃料プールへの落下時影響評価が必要なもの

第 2.1−1 図

Ⅳ．使用済燃料プールへの落下時影響評価が不要なもの

評価フロー

別添 1-3

3.

使用済燃料プール周辺の設備等の抽出

3.1

評価フローⅠ（使用済燃料プール周辺の設備等の抽出）の考え方

3.1.1

現場確認による抽出使用済燃料プール周辺の設備等に係る現場確認を実施し，「地震等により使用済燃料プールに落下するおそれがあるもの」について抽出する。
（抽出基準）
・使用済燃料プール設置フロア（原子炉建屋原子炉棟６階）に設置されている設備等。

3.1.2

機器配置図等 ※ による抽出

使用済燃料プール周辺の設備等について，機器配置図等にて抽出する。なお，今後設置を計画している重大事故等対処設備についても抽出対象とする。
※ 建屋機器配置図
機器設計仕様書
系統設計仕様書
設置変更許可申請書（抽出基準）
・使用済燃料プール設置フロア（原子炉建屋原子炉棟６階）に設置されている又は設置予定の設備等。

3.1.3

使用済燃料プール周辺の作業実績からの抽出

使用済燃料プール周辺の作業で，燃料取替機，原子炉建屋クレーンを使用
して取り扱う設備等について，作業実績に基づき抽出する。
（抽出基準）

別添 1-4

・使用済燃料プール設置フロア（原子炉建屋原子炉棟 6 階）の作業において，燃料取替機または原子炉建屋クレーンを使用して取り扱う設備等。
また，仮設機材類の持込品については，使用済燃料プールが，立入りと持込品を制限している区域内にあること及び，その落下エネルギーについては，
燃料集合体の落下エネルギーと比べると十分小さいため，抽出の対象外とする。

3.2

評価フローⅠの抽出結果

3.2.1

現場，機器配置図等による確認及び作業実績により抽出した設備等

現場，機器配置図等による確認及び作業実績により，以下の設備等を抽出した。抽出した設備等の各項目の詳細については，第 3.2−1 表及び第 3.2−
2 表に示す。
【抽出した設備等】① 原子炉建屋原子炉棟② 燃料取替機③ 原子炉建屋クレーン④ その他クレーン類⑤ PCV（取扱具含む）⑥ RPV（取扱具含む）⑦ 内挿物（取扱具含む）⑧ プール内ラック類⑨ プールゲート類⑩ キャスク（取扱具含む）⑪ 電源盤類
別添 1-5⑫ フェンス・ラダー類⑬ 装置類⑭ 作業機材類⑮ 計器・カメラ・通信機器類⑯ 試験・検査用機材類⑰ コンクリートプラグ・ハッチ類⑱ 空調機⑲ 重大事故等対処設備⑳ その他

使用済燃料プール周辺の主な作業としては，燃料集合体の移動作業がある。
この作業で使用する燃料取替機は，原子炉圧力容器と使用済燃料プール内ラック間の燃料集合体，キャスクへの使用済燃料集合体の移動作業を行う。原
子炉建屋クレーンにおいては，キャスクの移動，プラント定検時の原子炉建
屋原子炉棟 6 階床面における各機器の配置変更，搬入及び搬出を行う。

東海第二発電所の現場状況を以下に示す。

別添 1-6

原子炉建屋クレーン

原子炉建屋原子炉棟 6 階西側

原子炉建屋原子炉棟 6 階平面図

原子炉建屋原子炉棟 6 階東側

燃料取替機

第 3.2−1 図

原子炉建屋原子炉棟 6 階床面概要

別添 1-7

燃料取替機本体

燃料集合体

制御棒

第 3.2−2 図

燃料取扱機本体及び取扱重量物

原子炉建屋クレーン本体

キャスク

第 3.2−3 図

キャスク吊具

使用済燃料プールゲート

原子炉建屋クレーン本体及び取扱重量物
別添 1-8

第 3.2−1 表

評価フローⅠの抽出結果（詳細）（その 1）

番
号

番
抽出項目

詳細

号

抽出項目

キャスク

屋根トラス，耐震壁等
1

原子炉建屋原子炉棟

詳細

照明

キャスク吊り具

クレーンランウェイガータ

ドライキャスク

10

キャスク

2

燃料取替機

燃料取替機

3

原子炉建屋クレーン

原子炉建屋クレーン

固体廃棄物移送容器

使用済燃料プール用ジブクレーン

固体廃棄物移送容器用垂直吊り具

45

その他クレーン

PCV（取扱具含む）（取扱具含む）新燃料検査台（R/B 用）PCV ヘッド

照明用トランス

PCV ヘッド吊り具

照明用分電盤RPV ヘッド

チャンネンル着脱機制御盤（＋スタッドボルトテンショナ）
6

RPV（取扱具含む）

RPV ヘッドフランジガスケット
ミラーインシュレーション
スタッドボルト着脱装置

7

内挿物（取扱具含
む）

作業用分電盤
11

電源盤類

9

プール内ラック類

プールゲート類

中継端子箱
原子炉建屋クレーン電源切替盤，操作盤

ミラーインシュレーションベロー

水中照明電源箱

ドライヤ

シッピング用操作盤部

セパレータ

シッピング動力盤

シュラウドヘッドボルト

開閉器

シュラウドヘッドボルトレンチ

キャスクピット排水用電源盤

D/S 吊り具

手摺り（除染機用レール含む）

MS ラインプラグ

可動ステージ開放用ホイスト架台

MSLP 用電源箱

12

MSLP 用空気圧縮機

フェンス・ラダー
類

原子炉ウェル用梯子
DSP 昇降梯子

MSLP 用電動チェーンブロック

パーテーション

マルチストロングバック

集塵装置（収納コンテナ含む）

燃料集合体

DSP パッキン用減圧器

チャンネル着脱機

酸化膜厚測定装置

D/S 水中移動装置

水中テレビ制御装置

13

装置類

ブレードガイド貯蔵ラック

8

ドライキャスク吊り具

燃料付着物採取用装置（本体，ポール，ヘッド）チャンネル貯蔵ラック

水位調整装置

使用済燃料貯蔵ラック

リークテスト測定装置

制御棒・破損燃料貯蔵ラック

SFP ゲート用架台

LPRM 収納缶置台

工具類

制御棒ハンガ大型セイバーソー

燃料プールゲート（大）遮へい体

燃料プールゲート（小）防炎シート類

キャスクピットゲート

14

作業用機材類

足場材
水中簡易清掃装置保管箱
局所排風器
ウェル用資機材
ローリングタワーフィルタ収納容器
LPRM 収納箱

別添 1-9

第 3.2−2 表

評価フローⅠの抽出結果（詳細）（その 2）

番
号

番
抽出項目

詳細

号

抽出項目

テント

空調機
18

酸化膜厚痩測定装置架台

空調機

工具箱（引き出しタイプ）鋼製

15

作業用機材類

常設スプレイヘッダ
配管

水中カメラ支持ポール

チェッカープレートチャンネル固縛仮置き架台

非常用誘導灯

NFV 用吊り具ワイヤ

消火設備

除染ピット用クーラー

掲示板

スポットクーラー

ガラス

注水ユニットダクト

キャスク底部固定金具

ブローアウトパネル

足場収納箱

ケーブル

差圧計

救命用具

エリアモニタ

定検資機材

プロセスモニタ

RCW サージタンク

ページング

時計

固定電話

手摺り収納箱

監視カメラ

ステップ

IAEA カメラ

カメラケース

使用済燃料プール温度計

カメラ用架台

使用済燃料プール水位計

ペリスコープ用架台

水素濃度計
DS プールレベルスイッチ（保管箱含む）

16

重大事故等対処設備

グラップル収納箱

計器・カメラ・
通信機器類

FHM 操作室空調機
静的触媒式水素再結合器

19

ドロップライト収納箱

14

詳細

20

その他

キャビネット（コンテナ類含む）
使用済用垂直吊具アーム収納箱（NFT）

RCW サージタンク液位計

安全帯用ポール及び連結板

地震計

内蓋吊金具収納箱

テンショナ用テストブロック

垂直吊具エアー操作ユニット

スタッドボルト試験片リークテスト測定装置ホース収納箱

試験・検査用機材

FHM 用テストウェイト

蓋仮置き台

類

シッパーキャップ架台

フランジプロテクター（16 キャップ含む）
シッピング装置架台

コンクリートプラ
17

蓋吊具（DC 用，NFT 用）

可動ステージ

ボンベ台車

キャスク除染ピットカバー

収納缶（冷却用）

DS プールカバー

ハンドリフター（2t）原子炉ウェルシールドプラグ

加圧タンク

スキマサージタンク用コンクリートプラグ

ヘリオット

SFP スロットプラグ

位置決めラグ

SFP スロットプラグ吊り具

RPV ヘッド架台

DSP スロットプラグ

真空乾燥装置グ・ハッチ類DSP スロットプラグ吊り具

新燃料容器

新燃料貯蔵庫コンクリートプラグ

コンテナ用枕木FPCF/D コンクリートプラグ

CUW

F/D コンクリートプラグ

別添 1-10

4

使用済燃料プールへの落下を検討すべき重量物の抽出

4.1

評価フローⅡ（使用済燃料プールへの落下を検討すべき重量物の抽出）の
考え方

4.1.1

設置状況による抽出使用済燃料プールとの離隔距離や設置方法等を考慮して，使用済燃料プール内に落下するおそれがあるものを検討要，それ以外を検討不要の重量物として抽出する。

4.1.2

落下エネルギーによる抽出

4.1.1「設置状況による抽出」にて検討要となった重量物について，落下エ
ネルギーを算出し，気中落下試験時の燃料体等の落下エネルギー（約 15.5kJ※）を超える重量物となる設備等を検討要，それ以外を検討不要の重量物として抽出する。

※

燃料体等の落下を想定した場合でも使用済燃料プールライニングの健全性は確保されることから，燃料体等と同等の落下エネルギーを選定の目安とした。詳細は，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について（別紙 1）参照。

（落下エネルギーの算出方法）
E ＝ m × g × h
E：落下エネルギー［J］
m：質量［kg］
g：重力加速度［m/s2 ］
h：落下高さ［m］
別添 1-11ここで，落下高さは，各設備等の最大吊り上げ高さ（＝フック最高高さ−
プール最深床高さ−吊荷本体高さ）とし，基準面は使用済燃料プール最深床高さとする。
原子炉建屋クレーンレール

原子炉建屋クレーントロリ

フック最高高さ
吊荷本体高さ吊荷

Ｄ／Ｓプール

使用済燃料
プール

落下高さ
（最大吊上げ高さ）

基準面(使用済燃料プール最深床高さ)

第 4.1−1 図

4.1.3

落下高さ算出概要

落下防止対策の要否判断が必要となる重量物の算出

4.1.1「設置状況による抽出」及び 4.1.2「落下エネルギーによる抽出」により，検討要になるものを，評価フローⅢで使用済燃料プールへの落下防止対策の要否判断が必要となる重量物として抽出する。

別添 1-12

4.2

評価フローⅡの抽出結果

4.2.1

設置状況による抽出結果

設置位置については，手摺りにより区画された外側に配置されていれば，使用済燃料に容易に落下することはないと考えられる。したがって，手摺りにより区画された外側に配置されていることで，使用済燃料プールとの離隔を確保していることとする。
下記項目の設備等は，使用済燃料プールの手摺りの外側に設置されており，使用済燃料プールとの離隔が確保されているとともに，設置方法として，転倒防止対策（電源盤類，空調機については，床面や壁面にボルト等にて固定
または固縛）がとられており，仮に地震等により損壊・転倒したとしても使用済燃料プールまでの離隔がとられていることから，落下は防止される（詳細は，使用済燃料プールと原子炉建屋原子炉棟 6 階床面上設備との離隔概要について（別紙 2）参照）。
＜検討不要となる項目 ※ ＞
・⑤PCV（取扱具含む）
・⑪電源盤類・⑱空調機
・⑲重大事故等対処設備※各項目の詳細は第 3.2−1 表及び第 3.2−2 表を参照

使用済燃料プール周り（全体）

使用済燃料プール周り（手摺り）

別添 1-13

4.2.2

落下エネルギーによる抽出結果

下記項目の設備等は，4.1.2「落下エネルギーによる抽出」に示す落下エネ
ルギーの算出方法により算出された落下エネルギーが，気中落下試験時の燃料集合体の落下エネルギーより小さくなり，検討不要となる。

＜検討不要の項目 ※ ＞
・⑧プール内ラック類
・⑭作業用機材類
・⑮計器・カメラ・通信機器類※各項目の詳細は第 3.2−1 表及び第 3.2−2 表参照

上記項目の設備等は，使用中に仮に使用済燃料プールへ落下した場合においても，その落下エネルギーは気中落下試験時の燃料体等の落下エネルギーより小さいことから，検討不要とした。

別添 1-14

4.2.3

落下防止対策の要否判断が必要となる重量物の抽出結果

4.2.1「設置状況による抽出」及び 4.2.2「落下エネルギーによる抽出」により検討要になる重量物として抽出した項目を下記に示す。
これらの項目は，落下により使用済燃料プールの機能を損なうおそれがあることから，後段の評価フローⅢで使用済燃料プールへの落下防止対策の要否判断を実施する。
＜検討要となる項目 ※ ＞
・①原子炉建屋原子炉棟

・②燃料取替機

・③原子炉建屋クレーン

・④その他クレーン類

・⑥RPV（取扱具含む）・⑦内挿物（取扱具含む）・⑨プールゲート類

・⑩キャスク・⑫フェンス・ラダー類

・⑬装置類

・⑯試験・検査用資材

・⑰コンクリートプラグ・ハッチ類

・⑳その他※各項目の詳細は第 3.2−1 表及び第 3.2−2 表を参照

原子炉建屋原子炉棟（天井面）

別添 1-15

原子炉建屋原子炉棟（壁面）5.

落下防止対策の要否判断

5.1

評価フローⅢ（落下防止対策の要否判断）の考え方
評価フローⅡで検討要として抽出した重量物について，使用済燃料プール

への落下原因に応じて，落下防止措置を適切に実施する設計とする。
抽出した設備等に対する落下原因及び落下防止対策の整理について
第 5.1−1 表に示す。

第 5.1−1 表

抽出した設備等に対する落下原因及び落下防止対策の整理
該当する落下原因（ａ〜ｄ）及び落下対策（①〜③）抽出した設備等※ａ．地震による設備等の損
壊

ｂ．吊荷取扱装置の故障等

ｃ．吊荷取扱装置の誤操作

ｄ．吊荷取扱設
備の待機位置等

①

②

③

②

③

原子炉建屋原子炉棟

○

―

―

―

―

③
―

燃料取替機

○

―

○

―

○

○

原子炉建屋クレーン
その他クレーン類

○
○

―
○

○
○

―
○

○
○

○
―

RPV（取扱具含む）
内挿物（取扱具含む）

―
○

○
○

○
○

○
○

○
○

―
―

プールゲート類
キャスク（取扱具含む）

―
―

○
○

○
○

○
○

○
○

―
○

フェンス・ラダー類
装置類

―
―

○
○

○
○

○
○

○
○

―
―

試験・検査用機材類
コンクリートプラグ・ハッチ類

―
―

○
○

○
○

○
○

○
○

―
―

その他

―

○

○

○

○

―

※項目の詳細は第 3.2−1 表及び第 3.2−2 表参照

ここで，吊荷取扱設備とは，燃料取替機及び原子炉建屋クレーンであり，吊荷取扱装置とは，吊荷取扱設備に設けている安全装置等をいう。
上記落下防止対策①〜③については，具体的に以下により確認する。

①

耐震性確保による落下防止対策
原子炉建屋原子炉棟，燃料取替機及び原子炉建屋クレーンについて，基準地震動 Ss に対する耐震評価により壊れて落下しないことを確認し，落下防止のために必要な構造強度を有していることを確認する。
また，使用済燃料プール周辺に常設している重量物は，落下防止のために必要な構造強度を有していることを確認する。
別添 1-16②

設備構造上の落下防止対策
クレーンの安全機能として，燃料取替機にはフック外れ止め，ワイヤロ
ープ二重化，フェイルセーフ機構等の設備構造上の落下防止措置が，原子炉建屋クレーンにはフック外れ止め，フェイルセーフ機構（ワイヤロープ
ストッパ機構含む）等の設備構造上の落下防止措置が適切に講じられている設計とする。

③

運用状況による落下防止対策
クレーン等安全規則に基づく点検，安全装置の使用，クレーンの有資格
者作業等の要求事項対応による落下防止措置が適切に実施されていることを確認する。
また，燃料取替機及び原子炉建屋クレーンの使用済燃料プール外への待機運用，原子炉建屋クレーンの可動範囲制限及び使用済燃料プール周りの異物混入防止対策により，落下防止措置が適切に実施されていることを確認する。

別添 1-17

5.2

評価フローⅢの評価

5.2.1

耐震性確保による落下防止対策(1)

原子炉建屋原子炉棟及び使用済燃料プール上部にある常設設備
原子炉建屋原子炉棟については，6 階床面（EL.46.5m）より上部の鉄筋
コンクリート造の壁および鉄骨造の屋根トラス，屋根面水平ブレース等を線材，面材により立体的にモデル化した立体架構モデルを作成し，基準地
震動 Ss に対する評価を行い，屋根トラスにおいて水平地震動と鉛直地震動を同時に考慮した発生応力が終局応力を超えず，使用済燃料プール内に落下しないことを設計とする。なお，屋根については鋼板（デッキプレート）の上に鉄筋コンクリート造の床を設けた構造となっており，地震による剥落はない。原子炉建屋原子炉棟 6 階床面より上部を構成する壁は鉄筋
コンクリート造の耐震壁であり，6 階床面より下部の耐震壁とあわせて基準地震動 Ss に対して落下しない設計とする。
なお，使用済燃料プール上部にある常設設備としては天井照明があるが，その落下エネルギーは気中落下試験時の燃料集合体の落下エネルギーより小さいため，評価フローⅡにおいて検討不要としている。

概略断面図
第 5.2−1 図

屋根トラス詳細評価モデル
原子炉建屋原子炉棟屋根評価モデル
別添 1-18

(2)

燃料取替機
燃料取替機 ※ は，使用済燃料プール，原子炉ウェル及びＤ／Ｓプールをまたぐレール上を走行する取替機であり，浮上りによる脱線を防止するため，脱線防止装置を設置する。脱線防止装置は，走行レールの頭部を脱線防止装置にて抱き込む構造であり，燃料取替機の浮上りにより走行，横行レー
ルより脱線しない構造とする。
燃料取替機は，想定される最大重量の吊荷を吊った状態においても，基準地震動 Ss に対して使用済燃料プールに落下しない設計とする。

※

耐震性評価においては燃料取替機の使用済燃料プール上で取り扱う吊荷となる項目全てを包絡する重量とする。

○燃料集合体○ブレードガイド○制御棒

等

燃料取替機本体及びレールの詳細図面を以下に示す。

燃料取替機本体

走行レール断面

走行レール上面

第 5.2−2 図

燃料取替機本体及び走行レール詳細
別添 1-19

ａ．燃料取替機の落下防止対策
燃料取替機は，想定される最大重量の吊荷を吊った状態においても，基準地震動 Ss に対して使用済燃料プールに落下しない設計とする。
以下に，耐震性評価方法を示す。耐震性評価結果については，工事計画
認可申請書にて示す。
(a)

評価方法
解析モデルとして燃料取替機の 3 次元はりモデルを作成し，時刻歴応答解析にて評価する。

(b)

評価部材
ｉ．燃料取替機本体（構造物フレーム）ⅱ．トロリ脱線防止ラグ
ⅲ．ブリッジ脱線防止ラグ
ⅳ．走行レール

第 5.2−3 図

燃料取替機解析モデル（イメージ）

別添 1-20

ｉ．燃料取替機本体（構造物フレーム）
燃料取替機本体（構造物フレーム）は，想定される最大重量の吊荷を吊った状態においても，基準地震動 Ss に対して燃料取替機本体（構造物フレーム）に発生する応力が許容応力以下となる設計とする。
ⅱ．トロリ脱線防止ラグ
ブリッジ上部のトロリ横行用レールの頭部をトロリ脱線防止ラグ（両爪タイプ）及びトロリ脱線防止ラグ（片爪タイプ）つめ部にて両側から抱き込む構造とし，トロリが浮上り，横行レールより脱線しない構造とする。
本装置は，想定される最大重量の吊荷を吊った状態においても，
基準地震動 Ss に対して脱線防止ラグ及び取付ボルトに発生する応
力が許容応力以下となる設計とする。
ⅲ．ブリッジ脱線防止ラグ
原子炉建屋原子炉棟 6 階床面上の走行用レールの頭部をブリッジ
脱線防止ラグ（両爪タイプ）つめ部にて両側から抱き込む構造とし，
燃料取替機が浮上り，走行レールより脱線しない構造とする。
本装置は，想定される最大重量の吊荷を吊った状態においても，
基準地震動 Ss に対して脱線防止ラグ及び取付ボルトに発生する応
力が許容応力以下となる設計とする。
ⅳ．走行レール
走行レールは原子炉建屋原子炉棟 6 階床面に設置され，本レールが破損した場合，燃料取替機本体が使用済燃料プールに落下することを防止するため，想定される最大重量の吊荷を吊った状態におい別添 1-21

ても，基準地震動 Ss に対して走行レールに発生する応力が許容応
力以下となる設計とする。

別添 1-22

ｂ．吊荷の落下防止対策
燃料取替機により，吊荷を扱う際，地震により吊荷が落下する事象として，ワイヤロープやフックの破断，ブレーキの滑りが考えられるため，
ワイヤロープ，フック及びブレーキは，想定される最大重量の吊荷を吊った状態においても基準地震動 Ss に対して使用済燃料プールへの落下を防止する設計とする。
以下に，ワイヤロープ，フック及びブレーキに対する耐震性評価方法を示す。耐震性評価結果については，工事計画認可申請書にて示す。
(a)

評価方法
燃料取替機本体評価モデルをベースとし，ワイヤ部に非線形ばね要素を設定した時刻歴解析を実施し，全時刻での発生荷重の最大値から，クレーン吊具各部の強度評価を実施する。

(b)

評価条件
・ワイヤロープ，フック及びブレーキの吊荷重は，時刻歴解析より算出した荷重を用いる。
・ワイヤロープ，フックは，定格荷重に対する引張強さ（Su）による安全率を評価基準値として設定し，算出荷重と比較する。
・ブレーキは，制動トルクと定格荷重時の負荷トルクの比率を評価基準値として設定し，算出荷重と比較する。

評価については，重量物の吊荷作業にて使用する全てのホイスト（主ホイスト，モノレールホイスト及びフレームホイスト）について，ワ
イヤロープ，フック及びブレーキの評価を実施し，各部位における耐震性を確認する。
補足説明資料 1 に，主ホイストにおける評価例を示す。
別添 1-23

(3)原子炉建屋クレーン
原子炉建屋クレーン ※ は，原子炉建屋原子炉棟内壁に沿って設置された
走行レール上を走行するクレーンであり，浮上りによる脱線を防止するため，脱線防止装置を設置する。脱線防止装置は，ランウェイガータ当り面，横行レールに対し，浮上り代を設けた構造であり，クレーンの浮上りにより走行，横行レールより脱線しない構造としている。
原子炉建屋クレーンは，想定される最大重量の吊荷を吊った状態においても，基準地震動 Ss に対して使用済燃料プールへの落下を防止する設計とする。

※

耐震性評価においては原子炉建屋クレーンの使用済燃料プール上で取り扱う吊荷は，下記のように燃料取替機によりつられる項目を包絡する重量とする。

○キャスク○プールゲート○燃料集合体等

等

原子炉建屋クレーン本体の詳細図面を以下に示す。

第 5.2−4 図

原子炉建屋クレーン本体
別添 1-24

ａ．原子炉建屋クレーンの落下防止対策
原子炉建屋クレーンは，下部に設置された上位クラス施設である使用済燃料プールに対して，波及的影響を及ぼさないことを確認することか
ら，想定される最大重量の吊荷を吊った状態においても，基準地震動 Ss
に対して使用済燃料プールへの落下を防止する設計とする。耐震性評価
結果については，工事計画認可申請書にて示す。
(a)

評価方法
解析モデルとして原子炉建屋クレーンの 3 次元はりモデルを作成し，
時刻歴応答解析にて評価する。

(b)

評価部材
ｉ．クレーン本体ガーダ
ⅱ．脱線防止ラグ
ⅲ．トロリストッパ

第 5.2−5 図

原子炉建屋クレーン解析モデル（イメージ）

別添 1-25

ｉ．クレーン本体ガーダ
原子炉建屋クレーン本体ガーダは，原子炉建屋クレーンが想定される最大重量の吊荷を吊った状態においても，基準地震動 Ss に対して使用済燃料プールへの落下を防止する設計とする。

ⅱ．脱線防止ラグ
走行脱線防止ラグは，ランウェイガーダ当り面に対し浮上り代を設けた構造とし，原子炉建屋クレーンが浮上り，ランウェイガーダ
より脱線しない構造とする。
脱線防止装置は，原子炉建屋クレーンが想定される最大重量の吊荷を吊った状態においても，基準地震動 Ss に対して脱線防止装置に発生する応力が許容応力以下となる設計とする。

ⅲ．トロリストッパ
トロリストッパは，横行レールに対し浮上り代を設けた構造とし，トロリが浮上り，横行レールより脱線しない構造としている。
トロリストッパは，原子炉建屋クレーンが想定される最大重量の吊荷を吊った状態においても，基準地震動 Ss に対してトロリストッパに発生する応力が許容応力以下となる設計とする。

別添 1-26

ｂ．吊荷の落下防止対策
原子炉建屋クレーンにより，吊荷を扱う際，地震により吊荷が落下する事象として，ワイヤロープやフックの破断，ブレーキの滑りが考えられるため，脱線防止ラグは，原子炉建屋クレーンが想定される最大重量の吊荷を吊った状態においても，基準地震動 Ss に対して使用済燃料プールへの落下を防止する設計とする。
以下に，ワイヤロープ，フック及びブレーキに対する耐震評価方法を示す。耐震評価結果については，工事計画認可申請書にて示す。
(a)

評価方法
原子炉建屋クレーン本体評価モデルをベースとし，ワイヤ部に非線形ばね要素を設定した時刻歴解析を実施し，全時刻での発生荷重の最大値から，クレーン吊具各部の強度評価を実施する。

(b)

評価条件
・ワイヤロープ，フック及びブレーキの吊荷重は，時刻歴解析より算出した荷重を用いる。
・ワイヤロープ，フックは，定格荷重に対する引張強さ（Su）による安全率を評価基準値として設定し，算出荷重と比較する。
・ブレーキは，制動トルクと定格荷重時の負荷トルクの比率を評価基準値として設定し，算出荷重と比較する。

評価については，重量物の吊荷作業にて使用する全てのホイスト（主ホイスト及びモノレールホイスト）について，ワイヤロープ，フック
及びブレーキの評価を実施し，各部位における耐震性を確認する。
補足説明資料 2 に，主巻における評価例を示す。

別添 1-27

5.2.2設備構造による落下防止対策

(1)

燃料取替機
使用済燃料プール上において，燃料取替機で扱う吊荷の作業を行う際に，使用済燃料プール内に吊荷が落下するのを防止する対策を以下に示す。

ａ．駆動電源の喪失対策
燃料取替機は，動力源喪失時に自動的にブレーキがかかる設計とする。
動力電源喪失により非励磁となった場合のブレーキ機能について以下に示す。
(a)

動力電源喪失時のブレーキ機能について
非励磁時のブレーキ機能の概要を第 5.2−6 図に示す。燃料取替機のブレーキは，動力電源喪失時においても第 5.2−6 図の①，②に示すように，スプリングにより機械的にブレーキ力を維持するフェイルセーフ設計とする。

※非励磁時のブレーキ機能について①制御電源が落ち，コイル部（青塗り部）が非励磁になると，アーマ
チュア（赤塗り部）との間に吸引力が喪失する。
②ブレーキスプリング（緑塗り部）の力によりアーマチュアがインナーディスク及びアウターディスク（黄色部）を押さえつける。

第 5.2−6 図

直流電磁ブレーキの概要

別添 1-28

(b)駆動用空気喪失時のブレーキ機能について
燃料つかみ具機構の概要について第 5.2−7 図に示す。また，燃料つかみ具機構の駆動用空気喪失時のブレーキ機能を以下に示す。

①

燃料つかみ具の操作用圧縮空気が喪失した場合でも，フックがつかみ方向に動作するようバネを内蔵するフェイルセーフ設計とする。

②

燃料が吊られている状態では，メカニカルインターロックカム構造により，燃料集合体は外れない設計とする。

③

燃料つかみ具に燃料集合体の荷重があってもフック閉信号が出ていない場合には，燃料集合体を確実につかんでいないものとして吊り上げができないようインターロックを設ける。

第 5.2−7 図

燃料つかみ具機構概要

別添 1-29

ｂ．ワイヤロープ 2 重化対策
ワイヤロープを 2 重化することで，仮にワイヤロープが 1 本切れた場
合でも，残りのワイヤロープ ※ で重量物が落下せず，安全に保持できる設計とする。
※ ワイヤロープ 1 本の耐荷重は約 9.7t であり，燃料集合体の 1 体の重量（約 300kg）
は十分に保持可能である。

第 5.2−8 図

燃料取替機ワイヤロープ 2 重化構造

ｃ．速度制限燃料取替機は，操作員からの入力指示に従い，計算機システムより駆動制御装置に運転指令を与え，一連の燃料取替作業を自動的に行える機能を有しており，この駆動を制御するための駆動制御装置及び駆動制御
装置に指令を与える判断装置としての計算機システムにより，速度制限を行い，誤動作等による吊荷の振れを抑制し，吊荷の落下を防止している。
具体的には，運転員の入力指示に従い，計算機が安全な移送ルート，
及び速度パターンを決定し，運転指令信号を出力することで，ブリッジ等を駆動し，速度制限による運転が行われる。
別添 1-30

この他，手動による操作も可能であり，本操作時においても運転速度は制限され，誤操作等による吊荷の振れを抑制し，吊荷の落下を防止す
る設計とする。
各運転操作における運転速度は以下に示すとおりとなる。

第 5.2−1 表
運転モード
自動
半自動
手動

速度設定

ブリッジ

運転速度
トロリ

単位：m/min
主ホイスト

−
押ボタン
1 ノッチ
2 ノッチ
3 ノッチ

トロリホイスト及びフレームホイストについては，ペンダントにより高速（m/min），低速
m/min）の選択が可能。

ｄ．過巻防止主ホイスト，トロリホイスト及びフレームホイストには，過度の巻上げが発生すると巻上げ動作を自動停止させるために，過巻防止装置（リミットスイッチ）を設けており，過巻による吊荷の落下を防止する設計とする。

別添 1-31

(2)原子炉建屋クレーン
使用済燃料プール上において，原子炉建屋クレーンで扱う吊荷の作業を行う際に，使用済燃料プール内に吊荷が落下するのを防止する対策を以下に示す。

ａ．駆動電源の喪失対策
原子炉建屋クレーンは，動力源喪失時にて自動的にブレーキがかかる設計とする。動力電源喪失により非励磁となった場合のブレーキ機能について以下に示す。
(a)

動力電源喪失時のブレーキ機能について
非励磁時のブレーキ機能の概要を第 5.2−9 図に示す。原子炉建屋
クレーンのブレーキは，動力電源喪失時においても第 5.2−9 図の①，②に示すように，スプリングにより機械的にブレーキ力を維持するフェイルセーフ設計とする。

※非励磁時のブレーキ機能について①制御電源が落ち，電磁石コイルが非励磁になると，バネ（赤塗り部）の力によりブレーキドラム（黄色部）をブレーキ
ライニング（青部）が挟み込み，強力な制動力を発生する。

第 5.2−9 図

電磁ブレーキ構造

別添 1-32

ｂ．主巻ワイヤロープストッパ方式及びフックの外れ止め金具
主巻のイコライザハンガをストッパ方式にすることで，仮にワイヤロープが切れた場合でも重量物が落下せず，安全に保持できる構造となっている。
また，フックには，外れ止め金具が装備されており，フックとワイヤ
ロープが外れて重量物が落下しない設計となっている。

イコライザハンガ構造図

ストッパ方式概念図

主巻フック構造図

第 5.2−10 図

イコライザハンガ及び主巻フック構造

別添 1-33

ｃ．速度制限
原子炉建屋クレーンの主巻は操作室からの操作が可能であり，補巻は操作室からの操作とクレーンから懸垂された押しボタンスイッチによるペンダント操作が可能である。操作室で操作する場合は，低速−高速の切替運転，ペンダント操作による運転では，可変抵抗器により 10 段階速度で運転が可能である。
また，モノレールホイストについては，クレーンから懸垂された押しボタンスイッチによるペンダント操作が可能である。
各運転操作における運転速度は以下に示すとおりとなる。
第 5.2−2 表

運転速度

主巻及び補巻
運転操作

操作室操作
高速
低速

単位：m/min
ペンダント操作
速度／可変抵抗器目盛

主巻
補巻
横行
走行
モノレールホイスト
運転操作
巻上機
横行

単位：m/min
ペンダント操作

運転操作における各設備操作の運転速度制限により，誤操作等による吊荷の振れを抑制し，吊荷の落下を防止している。

ｄ．過巻防止主巻，補巻，モノレールホイスト巻上装置には，過度の巻上げが発生すると巻上げ動作を自動停止させるために，過巻防止装置（リミットスイッチ）を設けることにより，過巻による吊荷の落下を防止する設計とする。
別添 1-34

5.2.3運用による落下防止対策(1)

法令点検等による落下防止措置
クレーン等安全規則には，点検の実施や玉掛け作業は有資格者が実施することなどが規定されている。原子炉建屋クレーンによる燃料集合体や内挿物の移送作業においても，この規定に基づく作業前点検等を行い，クレーンや玉掛用具の故障や不具合によって取扱工具などが使用済燃料プールに落下することを防止する設計とする。
また，燃料取替機においても，作業前点検等を実施することにより，原子炉建屋クレーン同様，取扱工具などが使用済燃料プールに落下することを防止する設計とする。

クレーン等安全規則（抜粋）
第二章 クレーン
第三節 定期自主検査等（定期自主検査）第三十四条 事業者は，クレーンを設置した後，一年以内ごとに一回，定期に，当該ク
レーンについて自主検査を行なわなければならない。ただし，一年をこえる
期間使用しないクレーンの当該使用しない期間においては，この限りでない。
２
事業者は，前項ただし書のクレーンについては，その使用を再び開始する
際に，自主検査を行なわなければならない。
３
事業者は，前二項の自主検査においては，荷重試験を行わなければならない。ただし，次の各号のいずれかに該当するクレーンについては，この限りでない。
一 当該自主検査を行う日前二月以内に第四十条第一項の規定に基づく荷重試験を行ったクレーン又は当該自主検査を行う日後二月以内にクレーン検査証の有効期間が満了するクレーン
二 発電所，変電所等の場所で荷重試験を行うことが著しく困難なところに設置されており，かつ，所轄労働基準監督署長が荷重試験の必要がないと認めたクレーン
４
前項の荷重試験は，クレーンに定格荷重に相当する荷重の荷をつって，つり上げ，走行，旋回，トロリの横行等の作動を定格速度により行なうものとする。
第三十五条 事業者は，クレーンについて，一月以内ごとに一回，定期に，次の事項について自主検査を行なわなければならない。ただし，一月をこえる期間使用
しないクレーンの当該使用しない期間においては，この限りでない。
一 巻過防止装置その他の安全装置，過負荷警報装置その他の警報装置，ブレーキ及びクラツチの異常の有無
二 ワイヤロープ及びつりチエーンの損傷の有無
三 フック，グラブバケツト等のつり具の損傷の有無
四 配線，集電装置，配電盤，開閉器及びコントローラーの異常の有無
五 ケーブルクレーンにあっては，メインロープ，レールロープ及びガイロー
プを緊結している部分の異常の有無並びにウインチの据付けの状態

別添 1-35

（作業開始前の点検）第三十六条 事業者は、クレーンを用いて作業を行なうときは、その日の作業を開始す
る前に、次の事項について点検を行なわなければならない。
一 巻過防止装置、ブレーキ、クラツチ及びコントローラーの機能
二 ランウエイの上及びトロリが横行するレールの状態
三 ワイヤロープが通っている箇所の状態
第八章 玉掛け
第一節 玉掛用具（作業開始前の点検）
第二百二十条 事業者は、クレーン、移動式クレーン又はデリツクの玉掛用具であるワ
イヤロープ、つりチエーン、繊維ロープ、繊維ベルト又はフック、シャッ
クル、リング等の金具（以下この条において「ワイヤロープ等」という。）
を用いて玉掛けの作業を行なうときは、その日の作業を開始する前に当該
ワイヤロープ等の異常の有無について点検を行なわなければならない。
２
事業者は、前項の点検を行なつた場合において、異常を認めたときは、直ちに補修しなければならない。
第八章 玉掛け
第二節 就労制限（就労制限）
第二百二十一条 事業者は、令第二十条第十六号に掲げる業務 ※ （制限荷重が一トン以上の揚貨装置の玉掛けの業務を除く。）については、次の各号のいずれかに該当する者でなければ、当該業務に就かせてはならない。
一 玉掛け技能講習を修了した者
二 職業能力開発促進法（昭和四十四年法律第六十四号。以下「能開法という。）第二十七条第一項の準則訓練である普通職業訓練のうち、職業能力開発促進法施行規則（昭和四十四年労働省令第二十四号。以下「能開法規則」という。）別表第四の訓練科の欄に掲げる玉掛け科の訓練（通信の方法によって行うものを除く。）を修了した者
三 その他厚生労働大臣が定める者※令第二十条第十六号に掲げる業務とは，つり上げ荷重が一トン以上のク
レーンの玉掛けの業務が含まれる。

(2)

吊荷取扱設備の待機場所等による落下防止措置
燃料取替機及び原子炉建屋クレーンは，通常時，使用済燃料プール上への待機配置を行わないこととし，使用済燃料プール上に落下することを防止する設計とする。また，原子炉建屋クレーンを使用した吊荷作業時においては，可動範囲をインターロックにより制限することで，吊荷等が使用済燃料プールに落下することを防止する設計とする。
別紙 3 に燃料取替機及び原子炉建屋クレーンにおける待機場所等について，別紙 4 に原子炉建屋クレーンのインターロックについて示す。

別添 1-36

(3)異物混入防止対策による落下防止措置
使用済燃料プールは，異物混入防止エリアを設置することで，異物混入による使用済燃料プールの損傷を未然に防止することとしている。管理項
目として，出入口は原則１箇所とし，作業員による当該エリアでの物品の持込み，持出しについては監視員による確認等を行い，不要物品等の持込みを制限することで，落下防止対策が図られている。
別紙 5 に使用済燃料プール周辺における異物混入防止エリアの概要を示す。

5.3

評価フローⅢの抽出結果

5.3.1

落下防止対策を実施することにより落下評価が不要となるもの

評価フローⅡで検討要となった重量物について，5.2.1「耐震評価による落下防止対策」，5.2.2「設備構造による落下防止対策」，及び 5.2.3「運用による落下防止対策」を実施することで，使用済燃料プールへの落下時影響評価は不要とする。

別添 1-376.
(1)

重量物の評価結果
評価結果
使用済燃料プールへの落下時影響評価が必要な重量物の評価結果について第 6.1−1 表に示す（抽出した機器の重量は，系統設計仕様書，機器設計
仕様書，外形図，構造図及び製作図を参照した）。

(2)

まとめ
今回新たに追加された重量物落下に関する規制要件への適合状況を確認するため，「2．使用済燃料プールへの落下を検討すべき重量物の抽出」に基づき，落下時影響評価が必要な重量物を選定した。
評価フローⅠ及び評価フローⅡにおいて，使用済燃料プールへの落下により使用済燃料プールの機能を損なうおそれがある重量物として，原子炉
建屋原子炉棟，燃料取替機，原子炉建屋クレーン及び吊荷等の設備を選定した。
評価フローⅢにおいて，設備構造上の落下防止措置の確認及び運用状況の確認を実施し，落下防止対策が適切に実施されていることを確認した。
また，耐震評価による確認として，基準地震動 Ss に対して落下防止のために必要な強度を有する設計とする。
以上のことから，今回新たに追加された重量物落下に関する規制要件について，適合していることを示すことが可能である。
今回抽出した設備等以外の設備等で，今後，使用済燃料プール周辺に設置する，または取り扱う設備等については，本評価フローの考え方に基づき，使用済燃料プールへの落下時影響評価の要否判定を行い，評価が必要となったものに対しては落下時影響評価を行い，必要に応じて適切な落下防止対策を実施する。
別添 1-38

第 6.1−1 表
評価フローⅠ
評価①
番号

抽出した設備等※1

1

使用済燃料プールへの落下時影響評価が必要な重量物の評価に関する整理表
評価フローⅡ
評価②

評価フローⅢ
評価③
選定 a.地震による落下
結果 設備等の破損
エネルギー
対策①

b.吊荷取扱装置の故障等

評価フローⅣc.吊荷取扱装置の誤操作

配置

重量

高さ

対策②

対策③

対策②

対策③

原子炉建屋

×

特定不可

〜約 35ｍ

―

×

○
耐震評価

―

―

―

―

2

燃料取替機

×

約 23ｔ

約 12m

約 2.7MJ

×

○
耐震評価

―

○
点検

―

3

原子炉建屋クレーン

×

約 48ｔ

約 20m

約 9.4MJ

×

○
耐震評価

―

○
点検

―

4

その他クレーン類

×

約 1000kg

約 17m

約 167kJ×○
耐震評価

フェ イル セ ーフ 機構

○
点検

5

PCV（取扱具含む）

○

―

―

―

○

―

―

―

○

○
点検

6

RPV（取扱具含む）

×

約 4.6t

約 14m

約 631kJ×―○

フェ イル セ ーフ 機構

7

内挿物（取扱具含む）

×

約 430kg

約 12m

約 50.6kJ

×

○
耐震評価

フェ イル セ ーフ 機構

○
点検

8

プール内ラック類

×約 7.5ｔ

―

―

○

―

―

―

別添 1-39

9

プールゲート類×約 2.7t

約 12m

約 318kJ

×

―

10

キャスク

×

約 120t

約 14m

約 16.5MJ

×

―

11

電源盤類

○

―

―

―

○

―

12

フェンス・ラダー類

×約 300 ㎏

約 12m

約 24kJ×―○○
フェ イル セ ーフ 機構○
フェ イル セ ーフ 機構

○
点検
○
点検

―

―

○

○
点検

フェ イル セ ーフ 機構○
フェ イル セ ーフ 機構

○
点検

―

―

―

―

―

―

13

装置類

×

約 800 ㎏

約 12m

約 94kJ×―14

作業用機材類×＜100kg

約 12m＜11.8kJ○

15

計器・カメラ・通信機器類

×＜300kg

約 4m＜11.8kJ○

16

試験・検査用機材類

×約 500kg

約 14m

約 69ｋJ×―

17

コンクリートプラグ・ハッチ
類

×

約 7.5t

約 14m

約 1.0MJ×―○
フェ イル セ ーフ 機構

○

○
点検

フェ イル セ ーフ 機構

○
点検

○

―

落下時の
影響評価※2

○

不要

○

不要

○

不要

―

○

不要

―

―

不要

―

○

不要

―

○

不要

―

―

不要

―

○

不要

○

○
可動範囲制限

○

不要

―

―

―

不要

―

○

不要

―

○

不要

○
○
使用済燃料プール
有資格者作業外待機○○
使用済燃料プール
有資格者作業外待機○

速度 制限 ， 過巻 防止 ，有資格者作業フッ ク外 れ 止め―

d.吊荷取扱設備の
選定結果
待機位置等
※2
対策③

―

○

○
速度 制限 ， 過巻 防止 ，有資格者作業フッ ク外 れ 止め○○

速度 制限 ， 過巻 防止 ，有資格者作業フッ ク外 れ 止め

―
○

―
○

速度 制限 ， 過巻 防止 ，有資格者作業フッ ク外 れ 止め○

速度 制限 ， 過巻 防止 ，有資格者作業フッ ク外 れ 止め―○○
速度 制限 ， 過巻 防止 ，有資格者作業フッ ク外 れ 止め○○

速度 制限 ， 過巻 防止 ，有資格者作業フッ ク外 れ 止め

―

―

―

―

不要

―

―

―

―

不要

―

○

不要

―

○

不要

○

○

速度 制限 ， 過巻 防止 ，有資格者作業フッ ク外 れ 止め○○

速度 制限 ， 過巻 防止 ，有資格者作業フッ ク外 れ 止め

18

空調機

○

―

―

―

○

―

―

―

―

―

―

―

不要

19

重大事故等対処設備

○

―

―

―

○

―

―

―

―

―

―

不要

20

その他

×

約 1000kg

約 14m

約 137kJ

×

―

○

○
点検

―
○

―

○

不要

フェ イル セ ーフ 機構○

速度 制限 ， 過巻 防止 ，有資格者作業フッ ク外 れ 止め

【凡例 の説 明】 ○：次 のステッ プの 評価は 不 要 ×： 次ス テップの 評価が 必要 − ：対 象 外又は 評価 不要【評価 フロ ーⅡ による 評価基準 】 ・評価 ① ：設 置状 況等 により ，使 用済 燃料 プール へ の落下 が想 定さ れない 設備 等は 「○」，落 下 が想定 され る設 備等は 「×」・評 価②：模擬 燃料 集合体 の落 下エ ネ ルギー ＝15.504kJ（310kg×5.1m×9.80665m/s2）以 上の 場合 は「×」、未 満の 場合は 「○ 」
・選 定結 果： 評価① もし くは 評価 ②が「 ○ 」であ れば 選定 結果を 「○ 」、落 下時 影響 評 価は「 不要 」と する。。選 定結果 が「×」の 場合は 評価 フロ ーⅢに よる 評価 を実 施する 。
【評価 フロ ーⅢ による 評価基準 】 ・評価 ③ ：a,b,c,d の 落下 原因 に対 して適 切な 落下 防止措 置が 確認 された 場合 は「 ○」， それ 以 外は「×」・選 定結 果：a,b,c,d の項 目全て が「 ○」 であれ ば評 価フ ローⅢ の選 定結 果を 「○」， 落下時 の影 響評 価は「 不要 」。a,b,c,d の項目 に一つ でも 「×」 があ れば選 定結 果を 「×」，落下時 の影 響評 価「必 要」。
※1 具体的 な設 備は ，別 添資料 4「東 海第二 発電所 使 用済 燃料プ ール への 重量 物落下 に 係る対 象重 量物 の現場 確認 につ いて 」添付 資 料 1 の第 1 表を 参照の こと 。
※2 耐震評 価に よる 確認 をもって， 選定 結果「○ 」と し， 落下時 の影 響評 価を 「不要 」 とする 。

別紙 1
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について

燃料の貯蔵設備については，「発電用軽水型原子炉施設に関する安全設計審査指針」の指針 49 に以下の記載がある。

指針 49．燃料の貯蔵設備及び取扱設備
２．使用済燃料の貯蔵設備及び取扱設備は，前項の各号に掲げる事項のほか，次の各号に掲げる事項を満足する設計であること。
（４）貯蔵設備は，燃料集合体の取り扱い中に想定される落下時においても，その安全機能が損なわれるおそれがないこと。

使用済燃料プールへの燃料体等の落下については，模擬燃料集合体を用いた
気中落下試験を実施し，万一の燃料体等の落下を想定した場合においても，ライニングが健全性を確保することが確認されている ※１ 。
試験結果としては，ライニングの最大減肉量は初期値 3.85 ㎜に対して 0.7 ㎜であった。また，落下試験後のライニング表面の浸透探傷試験の結果は，割れ等の有害な欠陥は認められず，燃料落下後のライニングは健全であることが確
認された。

※１

「沸騰水型原子力発電所燃料集合体落下時の燃料プールライニングの健全性について」（HLR-050）

別添 1-40

図 1 は，気中による模擬燃料集合体の落下試験の方法を示したものである。
水中の燃料体等の重量は，本試験で使用した模擬燃料集合体の重量未満であり，燃料集合体の高さについても，本試験の落下高さ未満となっている。また，燃料集合体の落下時は，水の抵抗による減速効果が期待できることから，この試
験は保守的な評価結果となっている。

図1

模擬燃料集合体落下試験方法

図 1 に示す落下試験における模擬燃料集合体重量は，チャンネル・ボックスを含めた状態で 310kg と保守的 ※２ であり，燃料落下高さは燃料取替機による燃料移送高さを考慮し，5.1m と安全側である。

別添 1-41

※２

東海第二発電所にて取り扱っている燃料集合体重量（チャンネル・ボ
ックス含む）は，表 1 に示すとおり水中で 310kg 未満であることを確認
している。

表1

燃料集合体重量
燃料集合体重量（kg）
水中 ※３

気中
８×８燃料
新型８×８燃料
実機

新型８×８ジルコニ
ウムライナ燃料
高燃焼度８×８燃料
９×９燃料（Ａ型）
９×９燃料（Ｂ型）

模擬燃料集合体※３

310

表中の各燃料集合体の水中重量は，気中重量から燃料棒体積分の水の重量のみを減じた値であり，実際の水中重量は表中の値以下となる。

別添 1-42

別紙 2
使用済燃料プールと原子炉建屋原子炉棟 6 階床面上設備等との離隔概要について評価フローⅡにおける「設置状況による選定」にて「検討不要」とした各項
目の設備等については，使用済燃料プール手摺り外側にて設置，保管及び取り扱う設備等であり，使用済燃料プールと離隔距離を確保し，使用済燃料プールへ落下するおそれはない。
また，分電盤，制御盤等については，離隔距離を確保し配置されていることに加え，床や壁面にボルト等にて固定または固縛されている設備等であることから，使用済燃料プールへ落下することはない。
表 1 に，評価フローⅡにおける「設置状況による選定」にて検討不要とした設備等の落下防止分類を示し，図 1 にこれら設備等と使用済燃料プールとの配置関係を示す。

別添 1-43

表 1 評価フローⅡにおける「設置状況による選定」にて検討不要とした設備等の落下防止分類番号

抽出項目

5

PCV（取扱具含む）

11

電源盤類

18

空調機

19

重大事故等対処設備

落下防止

No

詳細

1

PCV ヘッド①

2

PCV ヘッド吊り具①

3

照明用トランス①，②

4

照明用分電盤①，②

5

チャンネル着脱機制御盤①，②

6

作業用分電盤

①，②

7

中継端子箱

①，②

8

原子炉建屋クレーン電源切替盤，操作盤①，②

9

水中照明電源箱①，②

10

シッピング用操作盤部

①，②

11

シッピング動力盤

①，②

12

開閉器

①，②

13

キャスクピット排水用電源盤

①，②

14

空調機

①，②

15

FHM 操作室空調機

①，②

16

静的触媒式水素再結合器

①，②

17

常設スプレイヘッダ①，【落下防止分類】①使用済燃料プール周りに設置される手摺りの外側に設置，保管及び扱い②床または壁面への固定

別添 1-44

分類図１

使用済燃料プールと周辺設備の配置図

別添 1-45

別紙 3
燃料取替機及び原子炉建屋クレーンの待機場所について

燃料取替機及び原子炉建屋クレーンは，待機時に使用済燃料プール上へ配置
しない運用とすることで，使用済燃料プールへの落下は防止される。
以下に，東海第二発電所の燃料取替機及び原子炉建屋クレーンの待機位置を示す。

図2

燃料取替機待機位置

別添 1-46図3

原子炉建屋クレーン待機位置

別添 1-47

別紙 4
原子炉建屋クレーンのインターロックについて

原子炉建屋クレーンは，使用済燃料プール上を重量物及びキャスクが走行及び横行できないように可動範囲を制限するインターロックを設けている。

原子炉建屋クレーン走行レール及び横行レールは原子炉建屋原子炉棟運転床
面全域を走行及び横行できるよう敷設されているが，重量物及びキャスクの移送を行う際には，重量物及びキャスクが使用済燃料プール上を通過しないよう，
レールに沿って設置されたリミットスイッチ及びインターロックによる移送範囲の制限により，使用済燃料プールへの重量物及びキャスクの落下を防止する設計とする。
インターロックには 3 つのモードがあり，取り扱う重量物に応じてモード選択を行い，移送範囲を制限することで，使用済燃料プールへの重量物及びキャスクの落下を防止している。
原子炉建屋クレーンの重量物移送及びキャスク移送のインターロックによる移送範囲とリミットスイッチ展開図の関係を図 1，2 に示す。

別添 1-48図1

原子炉建屋クレーンのインターロック（B モード）による重量物移送範囲とリミットスイッチ展開図

別添 1-49

図2

原子炉建屋クレーンのインターロック（A モード）によるキャスク移送範囲とリミットスイッチ展開図

別添 1-50

別紙 5
使用済燃料プール周辺における異物混入防止区域について

東海第二発電所の使用済燃料プール周りは，異物混入防止管理区域に指定されており，運転中及び定検中において，使用済燃料プール周辺で作業を実施す
る際は異物混入防止エリアを設定し，持ち込み物品を制限することで使用済燃料プールへの異物混入による損傷を未然に防止している。

図1

原子炉建屋 6 階異物混入防止管理区域

別添 1-51

補足説明資料 1
燃料取替機 主ホイスト（ワイヤロープ，グラップルヘッド，ブレーキ）の健全性評価について
1.

評価方法
吊荷位置（上限〜下端）でワイヤロープの固有周期が変動するため，ワイヤロープの固有周期帯より，最も大きな震度を床応答スペクトルから算出し，各部に作用する荷重を算出する。当該算出荷重により，各部の強度評価を行うこととする。

2.

評価条件
評価用地震動：基準地震動 Ss
方向：鉛直
吊荷重量：定格荷重
吊荷位置：上下方向床応答スペクトルとワイヤロープの固有周期を考慮し
た位置

3.

評価結果
燃料取替機主ホイスト（ワイヤロープ，グラップルヘッド，ブレーキ）の健全性評価結果は，評価が終了した後，下記表１裕度整理表にて示すこととする。（注１）
表1
設備
燃料取替機

取替機主ホイスト各部 裕度整理表部位
裕度※１
ワイヤロープ
（注１）
※１
（注１）
フック
グラップル
※１
ヘッド
シャフト
（注１）
※１
ブレーキ
（注１）

判定基準値
（注１） ※２（注１） ※２（注１） ※２（注１） ※２※１ 燃料取替機のワイヤロープ，フック，シャフトの構造については図 5.2.7 及び図
5.2.8 参照。ブレーキの構造については図 5.2.6 参照。
※２ 本評価結果は，静的荷重によるものであり，地震動による吊荷の衝撃荷重等は考慮しないこととする。

別添 1-52

補足説明資料 2
原子炉建屋クレーン 主巻（ワイヤロープ，フック，ブレーキ）の健全性評価について
1.

評価方法
原子炉建屋クレーン本体評価モデルをベースとし，ワイヤ部に非線形ばね要素を設定した時刻歴解析を実施し，全時刻での発生荷重の最大値から，クレーン吊具各部の強度評価を実施することとする。

2.

評価条件
評価用地震動：基準地震動 Ss
方向：水平，鉛直
吊荷重量：定格荷重
吊荷位置：上端
トロリ位置：ブリッジ中央

3.

評価結果
原子炉建屋クレーン主巻（ワイヤロープ，フック，ブレーキ）の健全性評
価結果は，評価が終了した後，下記表１裕度整理表にて示すこととする。
（注１）

表2
設備

原子炉建屋クレーン主巻各部 裕度確認整理表
部位
裕度
判定基準値
※１
（注１）
（注１） ※２
ワイヤロープ
原子炉建屋クレーン
フック ※１（注１）（注１） ※２ブレーキ ※１（注１）（注１） ※２※１原子炉建屋クレーンのワイヤロープ，フックについては第 5.2.10 図参照，ブレーキの構造については，図 5.2.9 参照。
※２ブレーキについて，制動力を上回る負荷トルクが発生し，スリップすることが考えられるが，地震による加速度は交番加速度であり，スリップは一時的なものと考えられ，
大きく落下することはない。なお，基準地震動 Ss 時における定格荷重でのすべり量
は，評価にて算出する。

別添 1-53

補足説明資料 3
燃料取替機及び原子炉建屋クレーンの落下防止対策○燃料取替機
燃料取替機は，走行，横行レールからの浮上りによる脱線を防止するため，脱線防止装置を設置する。脱線防止装置は，レールの頭部を脱線防止装置にて抱き込む構造であり，燃料取替機の浮上りにより走行，横行レールより脱線しない構造とする。
なお，各レールにはレール走行方向に対する脱線を防止するため，ストッパが設置されているが，地震時等に走行，横行レール上を燃料取替機，トロリが滑り，仮に本ストッパが損傷したとしても，走行レールについては建屋壁面との離隔距離より，燃料取替機の全車輪がレールから脱線するおそれは無く，横行レールについては，ブリッジ上部にレールが敷設されており，トロリが脱線したとしても走行レール外側（使用済燃料プールエリア外）へ脱線することか
ら，使用済燃料プールに落下することはない。

図1

燃料取替機走行レールと壁面距離

別添 1-54

○原子炉建屋クレーン
原子炉建屋クレーンは，走行，横行レールからの浮上りによる脱線を防止するため，脱線防止装置を設置する。脱線防止装置は，ランウェイガーダ当り面，横行レールに対し，浮上り代を設けた構造であり，クレーンの浮上りにより走行，横行レールより脱線しない構造とする。
なお，各レールにはレール走行方向に対する脱線を防止するため，ストッパが設置されているが，地震時等に走行，横行レール上を原子炉建屋クレーン，
トロリが滑り，仮に本ストッパが損傷したとしても，各レールと建屋壁面との離隔距離より，原子炉建屋クレーン，トロリがレールから脱線するおそれは無く，使用済燃料プールに落下することはない。

図2

原子炉建屋クレーン走行，横行レールと壁面距離

別添 1-55

補足説明資料 4
過去トラブル事例に対する対応状況について1.

女川原子力発電所 1 号炉及び福島第二原子力発電所 3 号炉 原子炉建屋天
クレ一ン走行部損有事象について

1.1

事象概要
女川原子力発電所 1 号炉の原子炉建屋天井クレーンについて，平成 23 年 9月 12 日に東北地方太平洋沖地震後の走行確認を実施していたところ，異音が確認された。その後の詳細点検において，走行部内部の軸受が損傷していることが確認された（図 1 参照）。原因調査の結果，事象の原因は以下のとおりであった。
・東北地方太平洋沖地震に伴う軸方向の地震荷重により軸受つば部が損傷した。
・損傷したつば部の破片が，軸受コロに挟まれ，その後の当該クレーンの異音調査のための走行に伴い，軸受の損傷が拡大した。
また，本事象の再発防止対策として女川原子力発電所 1 号炉では，当該走行部を含む全ての走行部について，軸方向の荷重影響を受けにくい軸受を採用した新品の走行部に交換している（図 2 参照）。
なお，東北地方太平洋沖地震に伴う類似の事象は福島第二原子力発電所 3号炉においても確認されている（図 3 参照）。

1.2

東海第二発電所への水平展開の必要性について
以下の観点から，本事象の東海第二発電所への水平展開は不要と判断している。

別添 1-56

・本事象は，原子炉建屋天井クレーン走行部の軸受の一部が損傷していたものであるが，仮に全ての走行部軸受が機能喪失したとしても，東海第二発電所の原子炉建屋クレーンがランウェイ上から落下することはないと考えられる。
・東海第二発電所の原子炉建屋クレーン走行部の軸受については，月次点
検や年次点検時に行う走行確認で異常を検知することが可能であり，異常が検知された場合に当該部を交換することで復旧可能である。
なお，異常発見時，速やかに復旧作業を行うため，軸受については予備品を保有することとしている。

図1

女川原子力発電所 1 号炉

原子炉建屋クレーン走行部等構造図（平成 25 年 11 月 21 日

東北電力プレス資料より抜粋）

別添 1-57

図2

女川原子力発電所 1 号炉

（平成 25 年 11 月 21 日

従来軸受と取替軸受の比較

東北電力プレス資料より抜粋）

図 3 福島第二原子力発電所 3 号炉
（平成 25 年 12 月 25 日

原子炉建屋クレーンの損傷状況について
東京電力プレス資料より抜粋）

別添 1-58

2．

柏崎刈羽原子力発電所 6 号炉

原子炉建屋クレーン走行伝動用継手部の破損事象について

2.1

事象概要
柏崎刈羽原子力発電所 6 号炉の原子炉建屋クレーンについて，平成 19 年 7

月 24 日に新潟県中越沖地震後の設備点検を実施していたところ，走行伝動用継手（以下，ユニバーサルジョイントという。）が南側走行装置と北側走行装置の両側で破損していることを確認した（図 4 参照）。原因調査の結果，事象の原因は以下のとおりであった。
・地震発生時，原子炉建屋クレーンは停止している状態であり，走行車輪
はブレーキ（電動機側に設置されている）が掛かっている状態であった。
・地震動により強制的にクレーン走行方向の力が発生し，走行車輪に回転しようとする力が作用したが，電動機側の回転を阻止する力（ブレーキ）の相反する作用により，走行車輪と電動機をつなぐユニバーサルジョイ
ントに過大なトルクが発生し，破損に至った。

2.2

東海第二発電所への水平展開の必要性について
東海第二発電所は設備構造上の違いからユニバーサルジョイントを使用していないため，水平展開は不要と判断している。

別添 1-59

図 4 柏崎刈羽原子力発電所 6 号炉

原子炉建屋クレーンの損傷状況につい
て

（平成

年

月

東京電力プレス資料より抜粋）

別添 1-603.

その他トラブル事例に対する対応状況について

原子炉建屋クレーンに限らず，社外で発生したトラブル事例については，
海外情報を含め，WANO，原子力安全推進協会，BWR 事業者協会等を通じて情報を収集している。
入手した情報については，社内要領に従い，社内検討会にてスクリーニン
グを行い，対応が必要と判断された案件については，当社における現状調査
や予防処置の検討を実施することとしている。トラブル情報の処理フローについて図 5 に示す。
処理方法の詳細については，以下のとおり。

①

発電管理室及び東海第二発電所は，入手したトラブル情報等について，
水平展開要否の検討を行う。また，発電管理室は，検討が必要と判断した場合，東海第二発電所に検討を依頼する。

②

東海第二発電所は，関連室にて「同様・類似設備の有無」，「発生プラン
トで行われた各対策に対する水平展開の要否及びその理由」等について検討し，トラブル検討会にてその妥当性を審議する。

③

発電管理室は，トラブル検討会の審議結果を情報検討会に付議し，東海
第二発電所の審議結果の妥当性を確認する。

④

東海第二発電所は，対策を実施する。

⑤

発電管理室は，トラブル検討が完了したことを管理リストへ反映する。

別添 1-61

トラブル情報①①
水平展開要否の検討

水平展開要否の検討【発電管理室】【東海第二発電所】

③

②

情報検討会
(1)対策実施方針の検討・確認・調整(2)発電所検討結果の確認・調整

トラブル検討会(1)対策の審議・決定(2)情報の周知【発電管理室】【東海第二発電所】⑤④
管理リストに登録

対策の実施【発電管理室】
図5

トラブル情報の処理フロー

別添 1-62【東海第二発電所】

補足説明資料 5
新燃料の取り扱いにおける落下防止対策

新燃料は，原子炉建屋クレーン及び燃料取替機にて取り扱われ，原子炉建屋
原子炉棟内に搬入後，検査を行い，所定の場所（新燃料貯蔵庫，又は使用済燃料プール）へ保管され，燃料装荷の際に炉心へと移送される。
新燃料の取り扱いに係る移送フロー及び経路（例）を図 1 に示す。
＜新燃料移送フロー＞① 原子炉建屋 6 階への搬入② 新燃料検査台への移送（バイパスすることもある）③ 新燃料貯蔵庫へ移送・保管④ チャンネル着脱機への移送⑤ 使用済燃料プールへの移送⑥ 炉心への移送
図1

新燃料の取り扱いに係る経路（例）

図 1 に示すとおり，新燃料の取り扱いに係る移送時においては，可能な限り
使用済燃料プール上を移送しない運用にて新燃料の使用済燃料プールへの落下を防止しているが，チャンネル着脱機 ※ に装荷する際には使用済燃料プール上を移送することとなる。
原子炉建屋クレーンは，動力源喪失時にて自動的にブレーキがかかる機能を有しているとともに，フックには外れ止め金具が装備されており，新燃料の落
別添 1-63

下を防止する構造としており，速度制限，過巻防止用のリミットスイッチにより，誤操作等による新燃料の落下は防止される。

炉心への燃料装荷の際には，燃料取替機による新燃料移送作業を行うこととなるが，燃料取替機についても，駆動源喪失時等における種々のインターロッ
クが設けられており，新燃料の落下は防止される。

※

チャンネル着脱機は，新燃料を原子炉建屋クレーンから燃料取替機へ受け渡す中継作業時に使用。

別添 1-64

補足説明資料 6
キャスク取り扱い作業時における使用済燃料プールへの影響

キャスクの取り扱い作業は原子炉建屋クレーンを使用し，機器ハッチより原
子炉建屋原子炉棟 6 階床面ヘキャスクの移送を行い，キャスクピットにて燃料の装荷作業が行われる。作業概要について図 1 に示す。
本作業時における原子炉建屋クレーンの運転は，キャスクが使用済燃料プー
ル上を通過することがないよう，インターロックによる可動範囲制限を行うことで，使用済燃料プールへのキャスクの落下は防止される設計としている。
また，原子炉建屋クレーンはインターロックによる運転の他，動力源喪失時にて自動的にブレーキがかかる機能を有しているとともに，フックには外れ止め金具が装備されており，速度制限，過巻防止用のリミットスイッチも設けられていることから，キャスクの落下は防止される設計としている。

なお，キャスクピットでのキャスク取り扱い時に，仮に地震等にて原子炉建屋クレーンの各ブレーキ（横行，走行，巻上下）の機能が喪失した場合，キャスクは横行，走行方向及び鉛直方向に滑る恐れがあるが，キャスクをキャスク
ピットにて取り扱う際には，キャスクピットを使用済燃料プールと隔離して，
キャスクピット単独で水抜き等を実施するためのキャスクピットゲートが設置されるため，キャスクが横行，走行方向及び鉛直方向に滑った ※１，２ としても，使用済燃料プール水位維持のためのライニング健全性は維持される。

※1

キャスク取り扱い時は，インターロック運転により可動範囲が制限されること及びキャスクピットはキャスクピットゲートにより燃料プールと隔離されることから，キャスクが横行，走行方向に滑ったとしてもキ

別添 1-65ャスクがキャスクピットエリア外の燃料プール内に落下することはない
ものと考える。

※2

鉛直方向ブレーキについて，制動力を上回る不可トルクが発生した場
合のすべり量は，基準地震動 Ss 時の評価にて示すこととする。

別添 1-66

① キャスク搬入 （キャスク除染ピット）② キャスクピットゲート取付け⑧ キャスクピットゲート取外し③ キャスクピット水抜き⑨ 使用済燃料装荷④ キャスクピット吊具取付け⑩ キャスクピットゲート取付け⑤ キャスク移動（キャスクピット）⑪ キャスクピット水抜き⑥ キャスクピット吊具取外し⑫ キャスク吊具取付け⑦ キャスクピット水張り⑬ キャスク移動

図1

キャスク取り扱い作業フロー
別添 1-67

キャスクの種類
番号

名称

1

キャスク（NFT-32B 型）

2ドライキャスク（A 社製）

3

ドライキャスク（B 社製）

4

ドライキャスク（C 社製）

図2

外形（mm）

キャスクとキャスクピットゲートの位置関係

別添 1-68

補足説明資料 7

キャスク吊具によるキャスクの吊り方について

キャスクは，原子炉建屋クレーン（主巻）にキャスク吊具を取付けて移送する。キャスクを移送する場合，キャスクはキャスク吊具によりトラニオン 4 か所ので支持されている。また，キャスク吊具と原子炉建屋クレーンはキャスク
吊具の支持ピン（2 本）とクレーンフックで支持されている。

図1

キャスク吊具の構造図

別添 1-69

別添資料２

東海第二発電所

使用済燃料プール監視設備について

＜目

1.

次＞

使用済燃料プール監視設備（設計基準対象施設）
1.1

概要

1.2

使用済燃料プール監視設備（設計基準対象施設）について

1.3

使用済燃料プール監視設備（設計基準対象施設）の計測結果の記録及び保存について

1.4

使用済燃料プール監視設備（設計基準対象施設）の電源構成について

1.5

使用済燃料プール監視設備（設計基準対象施設）の設置場所について（別紙 1）各計測装置の記録及び保存について（別紙 2）使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）について（別紙 3）警報設定値について

1.

使用済燃料プール監視設備（設計基準対象施設）

1.1

概要
平成 25 年 7 月 8 日に施行された新規制基準のうち，「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」（以下「設置許可基準規則」という。）第十六条第 3 項（燃料体等の取扱施設及び貯蔵施
設）において，「使用済燃料貯蔵槽の水位及び水温並びに燃料取扱場所の放射線量を測定できる設備」の設置が要求されている。
このため，使用済燃料プールの水位及び水温並びに燃料取扱場所の放射線量を監視する，設計基準対象施設である使用済燃料プール監視設備について，以下のとおり基準適合性を確認した。

1.2

使用済燃料プール監視設備（設計基準対象施設）について設置許可基準規則第十六条第 3 項にて要求されている「使用済燃料貯蔵槽の水位及び水温並びに燃料取扱場所の放射線量を測定できる設備」については，使用済燃料プール水位，使用済燃料プールライナードレン漏えい検知，燃料プール冷却浄化系ポンプ入口温度，使用済燃料プール温度，燃料取替フロア燃料プールエリア放射線モニタ，原子炉建屋換気系燃料取替床排
気ダクト放射線モニタ，原子炉建屋換気系排気ダクト放射線モニタを設置しており，使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）を設置する設計としている。また，使用済燃料プールの水位低下，上昇及び温度上昇並びに使用済
燃料プール付近の放射線量の異常を検知し，中央制御室に警報を発信する機能を有している。（第 1.2−1 表参照）
さらに，外部電源が利用できない場合においても，「発電用原子炉施設の状態を示す事項（以下「パラメータ」という。）」として，使用済燃料プールの水位及び水温並びに燃料取扱場所の放射線量を監視する，使用済燃料プ
別添 2−1

ール水位，使用済燃料プールライナードレン漏えい検知，燃料プール冷却浄化系ポンプ入口温度，使用済燃料プール温度，使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域），燃料取替フロア燃料プールエリア放射線モニタ，原子炉建屋
換気系燃料取替床排気ダクト放射線モニタ，原子炉建屋換気系排気ダクト
放射線モニタについて，非常用所内電源系からの電源供給により監視継続が可能であるとともに，測定結果を表示，記録し，これを保存することとしている。

別添 2−2

第 1.2−1 表

使用済燃料プール監視設備（設計基準対象施設）一覧（１／２）

別添 2−3

測定範囲

警報設定値

設置場所

個数

耐震重要
度分類

水位が通常水位 N.W.L（EL.46,195mm）近傍である
こと。

−

水位低：EL.46,053 ㎜（通常水位−142 ㎜）
水位高：EL.46,231 ㎜（通常水位＋36mm ）

原子炉建屋
原子炉棟
6階

2

C

使用済燃料プールライナー
部からの漏えいを検知すること。

−

EL.29,415 ㎜（ドレン止め
弁（EL.29,150 ㎜）＋265
㎜）

原子炉建屋
原子炉棟
4階

1

C

0〜300℃

−

原子炉建屋
原子炉棟
4階

1

C

0〜100℃

温度高：50℃

原子炉建屋
原子炉棟
6階

1

C

水位低：EL.46,000mm（通常水位−195mm）

原子炉建屋
原子炉棟
6階

1

C（Ss） ※

温度高：50℃

原子炉建屋
原子炉棟
6階

1

C（Ss） ※

名称

検出器種類

測定範囲の考え方

使用済燃料
プール水位

ディスプレーサ／フロート式

使用済燃料プール
ライナードレン漏
えい検知

フロート式

燃料プール冷却浄
化系ポンプ
入口温度

熱電対

使用済燃料
プール温度

熱電対

使用済燃料プール温度は，
燃料プール冷却浄化系により 52℃以下に維持されており，使用済燃料プールの水が通常温度より高くなったことを検出するため，プール水の最高許容温度 65℃を包含して測定できる範囲としている。また，燃料プー
ル冷却浄化系ポンプ入口温度は，使用済燃料プール温度が監視できる十分な測定範囲としている。

ガイドパルス式

使用済燃料プール上端近傍から燃料ラック下端まで計測できること。

−4,300mm〜＋7,200mm（EL.35,077mm〜
EL.46,577 ㎜）

測温抵抗体式

使用済燃料プール温度の異常な上昇の監視及び冷却状態が把握できること。

0〜120℃

使用済燃料プール
水位・温度（ＳＡ
広域）※ 基準地震動Ｓｓによる地震力に対して，機能を維持する設計とする。

第 1.2−1 表
名 称
燃料取替フロア
燃料プールエリ
ア放射線モニタ

原子炉建屋換気
系燃料取替床排
気ダクト放射線
モニタ

別添 2−4

原子炉建屋換気系排気ダクト放
射線モニタ

使用済燃料プール監視設備（設計基準対象施設）一覧（２／２）
警報設定値

設置場所

個数

耐震重要
度分類

高

バックグラウンドの 10 倍以下

原子炉建屋
原子炉棟
6階

1

C

10-3 mSv／h〜10１ mSv／h

高バックグラウンドの 10 倍以下

原子炉建屋
原子炉棟
6階

4

S

10-4 mSv／h〜1mSv／h高バックグラウンドの 10 倍以下

原子炉建屋
原子炉棟
3階

4

S

検出器種類

測定範囲の考え方

測定範囲

半導体式

燃料取扱場所の遮蔽基準 Bの上限値（0.01mSv／h）を包含して測定できる範囲とする。

10-3 mSv／h〜10１ mSv／h

半導体式

使用済燃料プール区域排気ダクトの放射線レベルを連続的に監視し，原子炉建屋
ガス処理系を起動する設定
値以上が計測できる範囲と
している。

半導体式

原子炉建屋原子炉棟内から放出される換気空調系排気を連続的に監視し，原子炉建屋ガス処理系を起動する
設定値以上が計測できる範囲としている。

(1)

使用済燃料プール水位○計測目的：使用済燃料プールの通常補給レベルの監視及び基準水位（EL.46,195 ㎜以下「N.W.L」）からの水位の異常な低下並びに上昇の監視を目的としている。

○構成概略：水位検出器（ディスプレーサ，フロート式）で検出された使用済燃料プールの水位は，所定の警報設定値に達した場合，
水位低及び水位高の検出信号を中央制御室に発信し，中央制御室に警報が発せられるとともに，プロセス計算機に出力し記録する。（第 1.2−1 図参照）

○警報設定：
水位高：EL.46,231mm（通常水位＋36mm）

使用済燃料プール水位の異常な上昇によって運転操作床面へ
プール水が溢れるのを事前に検知するために設定値を設けている。（第 1.2−2 図及び第 1.2−3 図参照）
水位低：EL.46,053mm（通常水位−142mm）

使用済燃料プールライナーからの漏えい等による異常な水位低下を早期に検知するため，設定値を設けている。
（第 1.2−2 図及び第 1.2−3 図参照）
中央制御室
検出器
警報

記録（注１）（注１）プロセス計算機

第 1.2−1 図

使用済燃料プール水位（ディスプレーサ，フロート式）の概略構成図
別添 2−5

水位検出器EL.46,231 ㎜（水位高）
EL.46,195 ㎜（N.W.L）
EL.46,053 ㎜（水位低）：ディスプレーサ
第 1.2−2 図

使用済燃料プール水位の警報設定値（ディスプレーサ式）

水位検出器

水位検出器

EL.46,231 ㎜（水位高）
EL.46,195 ㎜（N.W.L）
EL.46,053 ㎜
（水位低）
：フロート
断面図
第 1.2−3 図

正面図
使用済燃料プール水位の警報設定値（フロート式）（設備仕様）
個数： 各1

設 置 場 所

： 原子炉建屋原子炉棟 6 階

警報設定値： 水位高 EL.46,231mm（通常水位 ＋36mm）
水位低 EL.46,053mm（通常水位 −142mm）

警

報：「FUEL POOL LEVEL HI／LO」
別添 2−6

(2)使用済燃料プールライナードレン漏えい検知○計測目的：使用済燃料プールライナーからの漏えいの早期発見を目的としている。
使用済燃料プールライナーから漏えいがある場合，漏えいしたプール水は使用済燃料プールライナードレン漏えい検知系
配管内に溜まる。この漏えいしたプール水を検出することで使用済燃料プールライナーからの漏えいを検知する。

○構成概略：使用済燃料プールライナードレン漏えい検知系配管内に溜まった漏えい水を水位検出器（フロート式）で検出し，使用済
燃料プールライナーからの漏えい量が，所定の警報設定値に達した場合，漏えい水検出信号を発し，中央制御室に警報が発せられるとともに，プロセス計算機に出力し記録する。
（第1.2−4 図参照）

○警報設定：EL.29,415mm（ドレン止め弁（EL.29,150mm）＋265mm）
使用済燃料プールライナードレン漏えい検知系配管内に溜まった漏えい水を早期に検出する。（第 1.2−5 図参照）

（注１）プロセス計算機

第 1.2−4 図

使用済燃料プールライナードレン漏えい検知の概略構成図
別添 2−7

使用済燃料プール：フロート：フローグラス

使用済燃料

EL.29,415mm（水位高）
EL.29,150mm（ドレン止め弁）

第 1.2−5 図

使用済燃料プールライナードレン漏えい検知の警報設定値（設備仕様）個数： 1

設 置 場 所

： 原子炉建屋原子炉棟4階

警報設定値： EL.29,415mm（ドレン止め弁（EL.29,150mm）＋265mm）

警： 「FUEL POOL LINER LEAKAGE」

報

別添 2−8

(3)燃料プール冷却浄化系ポンプ入口温度○計測目的：使用済燃料プール温度の異常な上昇の監視及び冷却状況の監視を目的としている。

○構成概略：燃料プール冷却浄化系ポンプ入口温度は，熱電対にて温度を電気信号へ変換した後，中央制御室に指示及び記録される。
（第 1.2−6 図参照）

○計測範囲：冷却水の異常な温度上昇を監視できるよう，0〜300℃の温度計測を可能としている。（第 1.2−7 図参照）
中央制御室

検出器

指示（注１）

記録（注２）（注 1）プロセス計算機（注 2）記録計

第 1.2−6 図

燃料プール冷却浄化系ポンプ入口温度の概略構成図

別添 2−9

使用済燃料プール
スキマサージ
タンク

検出器

使用済燃料

燃料プール冷却浄化ポンプ

第 1.2−7 図

フィルタ
脱塩器

燃料プール冷却浄化系ポンプ入口温度の設置図（設備仕様）
測 定 範 囲：0〜300℃

個数：

1

設 置 場 所：

原子炉建屋原子炉棟 4 階

別添 2−10

(4)使用済燃料プール温度○計測目的：使用済燃料プール温度の異常な上昇の監視及び冷却水状態の把握を目的とする。

○構成概略：熱電対により検出された水温は，中央制御室の演算装置において温度信号に変換され，中央制御室に指示及び記録されるとともに，所定の警報設定値に達した場合，温度高の検出信号が発信され，中央制御室に警報が発せられる。（第 1.2−8
図参照）○計測範囲：冷却水の異常な温度上昇を監視できるよう，0〜100℃の温度計測を可能としている。（第 1.2−9 参照）○警報設定：使用済燃料プール温度は，燃料プール冷却浄化系により，通常 52℃以下で維持されており，これを超える場合には，残留熱除去系を併用し，65℃以下に維持することとしている。これらを考慮し，設定値は 52℃を超えるおそれがあることを検知するために 50℃としている。
中央制御室
検出器
指示／記録（注１）

演算装置

警報

（注１）記録計第 1.2−8 図

使用済燃料プール温度の概略構成図
別添 2−11

EL.46,195mm（N.W.L）

EL.45,995mm

第 1.2−9 図

使用済燃料プール温度の設置図（設備仕様）
測 定 範 囲： 0〜100℃

個

： 1

数

設 置 場 所

： 原子炉建屋原子炉棟 6 階

警報設定値

： 50℃

警

： 「FUEL POOL TEMP HIGH」

報

別添 2−12

(5)使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）○計測目的（水位）：使用済燃料プール水位の異常な低下の監視を目的とし新たに設置する。

○計測目的（温度）：使用済燃料プール温度の異常な上昇の監視及び冷却状態の把握を目的とし新たに設置する。

○構成概略（水位）：パルス信号を発信し，プール水面から反射したパルス信号を検出するまでの時間を演算装置にて測定
し，水位信号に変換する処理を行った後，中央制御室に指示及び記録されるとともに，所定の警報設定値に達した場合に警報が発せられる。（第 1.2−10
図参照）○構成概略（温度）：測温抵抗体により検出された温度は，演算装置において温度信号に変換され，中央制御室に指示及び記録されるとともに，所定の警報設定値に達した場合に警報が発せられる。（第 1.2−10 図参照）

○計測範囲（水位）：使用済燃料プール上端近傍から燃料ラック下端まで計測を可能とする。（第 1.2−11 図参照）
なお，基準地震動Ｓ Ｓ によるスロッシングを考慮した溢水時（通常水位から約−0.70m 低下）においても水位計測を可能とする。

別添 2−13

○計測範囲（温度）：冷却水の異常な温度上昇を監視できるよう，
0〜120℃の温度計測を可能とする。
（第 1.2−11 図参照）

○警報設定（水位）：水位低

EL.46,000mm（通常水位 −195mm）

使用済燃料プール水位（ＳＡ広域）の設定値は，燃料プール冷却浄化系ポンプが停止後，更に異常な水位低下が発生した場合に，これを早期に検知するた
め燃料プール冷却浄化系ポンプが停止した場合の水位より下に設定値を設ける。

○警報設定（温度）：温度高50℃

使用済燃料プール水温度（ＳＡ広域）は，燃料プール冷却浄化系により，通常 52℃以下で維持されており，これを超える場合には，残留熱除去系を併用し，65℃以下に維持することとしている。これらを考慮し，設定値は 52℃を超えるおそれがあることを検知するために 50℃とする。

別添 2−14

中央制御室
検出器
演算装置
／指示

警報
記録（注１）

演算装置

指示

記録（注2）（注 1）プロセス計算機（注 2）緊急時対策支援システム伝送装置

第 1.2−10 図

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）の概略構成図

別添 2−15

EL.46,577mm

EL.46,195mm（N.W.L）
EL.46,045mm
サイフォンブレーク
配管下端
EL.46,000mm（水位低）EL.46,500mm

EL.45,495mm（スロッシング時の低
下水位）

計測範囲

EL.39,377mm
使用済燃料
ラック
EL.35,077mm
EL.34,689mm

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）のうち，水位検出図：測温抵抗体EL.46,500mm

EL.46,195mm（N.W.L）

EL.45,495mm（スロッシング時の低下水位）
EL.43,360mm
EL.39,377mm

EL.36,350mm

使用済燃料
ラック

EL.34,689mm

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）のうち，温度検出図

図1.2−11

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）の設置図

別添 2−16

（設備仕様）計 測 範 囲 ： 【水位】−4,300mm〜＋7,200mm※１（EL.35,077mm〜EL.46,577mm）※1
基準点は使用済燃料ラック上端
EL.39,377mm（使用済燃料プール底部より 4,688mm）【温度】0〜120℃
個

数 ： 1

設 置 場 所 ： 原子炉建屋原子炉棟 6 階
警 報 設定値 ： 水位低温度高EL.46,000mm（通常水位 −195 ㎜）
50℃

個 別 警 報 ： 水位低「FUEL POOL LEVEL HI／LO」
温度高「FUEL POOL TEMP HIGH」

別添 2−17

(6)燃料取替フロア燃料プールエリア放射線モニタ○計測目的：作業従事者に対する放射線防護の観点から，使用済燃料プー
ルエリアにおける線量当量率を監視する。

○構成概略：使用済燃料プールエリアの線量当量率を，半導体検出器を用いてパルス信号として検出する。検出したパルス信号を演算装置にて線量当量率信号へ変換する処理を行った後，線量当量率は中央制御室に指示及び記録されるとともに，所定の警報設定値に達した場合，放射線レベル高の検出信号が発信され，中央制御室に警報が発せられる。（第 1.2−12 図参照）

○計測範囲：燃料取替フロア燃料プールエリア放射線モニタは，燃料取扱場所の遮蔽基準 B の上限値（0.01mSv／h）を包含して測定できる範囲とし，10 −３ mSv／h〜10１ mSv／h の線量当量率を計測可能としている。

○警報設定：通常時の異常な放射線レベルの上昇を検知するため，警報設
定値は，バックグラウンドの 10 倍以下としている。
中央制御室
検出器
演算装置
／指示

記録（注１）

警報（注１）記録計第 1.2−12 図

燃料取替フロア燃料プールエリア放射線モニタの概略構成図

別添 2−18

（設備仕様）計 測 範 囲： 10 −３ mSv／h〜10１ mSv／h

個

： 1

数

設 置 場 所

： 原子炉建屋原子炉棟 6 階

警報設定値

： 高

警

： 「REFUELING FLOOR AREA RADIATION HIGH」

報

バックグラウンドの 10 倍以下

別添 2−19

(7)原子炉建屋換気系燃料取替床排気ダクト放射線モニタ○計測目的：使用済燃料プールエリアでの燃料取扱事故を検出し，原子炉
建屋原子炉棟の通常換気空調系を停止するとともに，原子炉建屋ガス処理系に切り替えるため，原子炉建屋換気系燃料取替床排気ダクトの放射線量を監視する。

○構成概略：原子炉建屋換気系燃料取替床排気ダクトの線量当量率を，半導体検出器を用いてパルス信号として検出する。検出したパルス信号を演算装置にて線量当量率信号へ変換する処理を行った後，線量当量率は中央制御室に指示及び記録されるとともに，所定の警報設定値に達した場合，放射線レベル高の検出信号が発信され，中央制御室に警報が発せられる。また，
放射線レベル高信号で原子炉建屋ガス処理系を起動する。
（第 1.2−13 図参照）

○計測範囲：原子炉建屋換気系燃料取替床排気ダクトの放射線レベルを連続的に監視し，異常な放射線上昇を検知した場合に，原子炉
建屋原子炉棟の通常換気空調系を停止するとともに，原子炉建屋ガス処理系を起動する設定値以上が計測可能としている。

○警報設定：事故等による放射線レベルの上昇を検知するため，警報設定
値は，バックグラウンドの 10 倍以下としている。

別添 2−20

中央制御室
検出器
演算装置
／指示

記録（注１）

警報（注１）記録計第 1.2−13 図

原子炉建屋換気系燃料取替床排気ダクト放射線モニタの概略構
成図（設備仕様）
計 測 範 囲 ： 10 −３ mSv／h〜10 １ mSv／h
個

数 ： 4

設 置 場 所 ： 原子炉建屋原子炉棟6階
警 報 設定値 ： 高警

バックグラウンドの10倍以下

報 ： 「R/B REFUELING EXHAUST RADIATION HIGH」

別添 2−21

(8)原子炉建屋換気系排気ダクト放射線モニタ○計測目的：原子炉建屋原子炉棟内の異常な放射能上昇を検出し，原子炉建屋通常換気空調系を停止するとともに，原子炉建屋ガス処
理系に切り替えるため，原子炉建屋換気系排気ダクトの放射線量を監視する。

○構成概略：原子炉建屋換気空調系の線量当量率を，半導体検出器を用いてパルス信号として検出する。検出したパルス信号を演算装
置にて線量当量率信号へ変換する処理を行った後，線量当量
率は中央制御室に指示及び記録されるとともに，所定の警報設定値に達した場合，放射線レベル高の検出信号が発信され，中央制御室に警報が発せられる。また，放射線レベル高信号で原子炉建屋ガス処理系を起動する。（第 1.2−14 図参照）○計測範囲：原子炉建屋原子炉棟内から放出される換気空調系排気を連続的に監視し，異常な放射能上昇を検知した場合に，原子炉建
屋原子炉棟の通常換気空調系を停止するとともに，原子炉建
屋ガス処理系を起動する設定値以上が計測可能としている。

○警報設定：事故等による放射線レベルの上昇を検知するため，警報設定
値は，バックグラウンドの 10 倍以下としている。

別添 2−22

中央制御室
検出器
演算装置
／指示

記録（注１）

警報（注１）記録計第 1.2−14 図

原子炉建屋換気系排気ダクト放射線モニタの概略構成図（設備仕様）
計 測 範 囲： 10 −４ mSv／h〜1mSv／h

個

： 4

数

設 置 場 所

： 原子炉建屋原子炉棟 3 階

警報設定値

： 高

警

： 「R/B EXHAUST PLENUM RADIATION HIGH」

報

バックグラウンドの 10 倍以下

別添 2−23

1.3

使用済燃料プール監視設備（設計基準対象施設）の計測結果の記録及び保存について「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」（以下「技術基準規則」という。）第三十四条において使用済燃料プールの温度，水位及び燃料取扱場所の放射線量について，「表示，記録，保存」が追加要求されており，「東海第二発電所原子炉施設保安規定第 11 章記録及び報告

第 120 条」に定める保安に関する記録及び社内規程に基づき保存期間等を定めて保管することとしている。（第 1.3−1 表参照）
第 1.3−1 表
要求項目
十二

十四

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必要とする場所をいう。）の線量
当量率
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温及び水位

使用済燃料プール監視設備の記録保管期間
計測装置

記録方法

保存期間

燃料取替フロア燃料プール
エリア放射線モニタ

記録紙

5年

使用済燃料プール水位

アラーム
タイパー

5年

使用済燃料プール温度

記録紙

5年

別添 2−24

1.4

使用済燃料プール監視設備（設計基準対象施設）の電源構成について
外部電源が利用できない場合においても使用済燃料プールの水位，温度及び燃料取扱場所の放射線量を監視することが要求されていることから使用済燃料プール監視設備は，非常用所内電源系からの電源供給により，外部電源が喪失した場合においても計測が可能な設計としている。（設置許可基準規則第十六条

第 3 項）（第 1.4−1 図，第 1.4−2 図参照）

別添 2−25

G

G

G

G

常設代替
交流電源
設備

G
予備

G

【略語】
ＨＰＣＳ ：高圧炉心スプレイ系
Ｍ／Ｃ

緊急用断路器：メタルクラッド開閉装置

Ｐ／Ｃ：パワーセンタ

ＭＣＣ：モータコントロールセンタ

緊急用Ｍ／Ｃ

代替所内
電気設備
常用電源
設備より

D/G

常用電源
設備より

D/G

M

（２Ｃ）

154kV系
予備変圧器より

原子炉建屋
東側接続口

Ｍ／Ｃ ２Ｅ
Ｍ／Ｃ ＨＰＣＳ

Ｍ／Ｃ ２Ｄ

動力
変圧器
２Ｃ

緊急用
動力
変圧器

動力
変圧器
２Ｄ

★

Ｐ／Ｃ ２Ｃ

緊急用Ｐ／ＣＰ／Ｃ ２Ｄ

ＭＣＣ ２Ｃ系

緊急用ＭＣＣＭＣＣ ２Ｄ系

動力変圧器
ＨＰＣＳ

※1

常用電源
設備

非常用所内
電気設備
【区分Ⅱ】

原子炉建屋
西側接続口

非常用所内
電気設備
【区分Ⅰ】

D/G
（ＨＰＣＳ）★
Ｍ／Ｃ ２Ｃ

※1

常用電源
設備より

（２Ｄ）

非常用所内
電気設備
【区分Ⅲ】

★
M

可搬型代替低圧電源車
接続盤

ＭＣＣ ＨＰＣＳ（位置的分散を図った
東西２箇所に設置）

電源車

計装用
変圧器

緊急用
電源切替盤

緊急用
電源切替盤
緊急用直流
125V充電器

120V/240V
計装用主母線盤２A

M

M

使用済燃料
プール温度
燃料プール冷却浄化系ポン
プ入口温度

使用済燃料
プール
温度記録計

使用済燃料
プール水位
（フロート式）

可搬型代替
交流電源設備計装用
変圧器
120V/240V
計装用主母線盤２B

M

使用済燃料
プール水位
（ディスプレーサ式）

電源車

燃料取替フロア
燃料プールエリア
放射線モニタ【凡例】：遮断器：配線用遮断器

G：常設代替高圧電源装置

：断路器

：切替装置

実線

電源車

：可搬型代替低圧電源車：変圧器：モータ(電動弁等)

点線

D/G ：ディーゼル発電機：設計基準対象施設から追加した箇所

第 1.4−1 図

M：接続口：常設設備・電路：可搬型設備・電路：代替電源設備：代替所内電気設備：非常用所内電気設備【区分Ⅰ】：非常用所内電気設備【区分Ⅱ】：非常用所内電気設備【区分Ⅲ】

計測装置の電源構成概略図（交流）

別添 2−26

MＭＣＣ ２Ｃ系
【区分Ⅰ】

緊急用
ＭＣＣ

ＭＣＣ ２Ｄ系【区分Ⅱ】

ＭＣＣ ２Ｃ系【区分Ⅰ】

ＭＣＣ ２Ｃ系【区分Ⅰ】

ＭＣＣ ２Ｃ系【区分Ⅰ】

ＭＣＣ ２Ｄ系【区分Ⅱ】

ＭＣＣ ＨＰＣＳ【区分Ⅲ】

ＭＣＣ ２Ｄ系【区分Ⅱ】

ＭＣＣ ２Ｄ系【区分Ⅱ】【略語】
Ｐ／Ｃ ：パワーセンタ

常設代替直流電源設備

第 1.4−2 図

緊急用直流125V
充電器

緊急用125V系
蓄電池

代替所内
電気設備

所内常設直流電源設備【区分Ⅱ】

所内常設直流電源設備
【区分Ⅰ】

無停電
電源装置Ａ

125V系
蓄電池Ａ系

直流125V
充電器Ａ

直流125V
予備充電器

直流125V
充電器Ｂ

ＭＣＣ ：モータコントロールセンタ

125V系
蓄電池Ｂ系

【凡例】

※1
直流125V主母線盤２Ａ

緊急用直流125V主母線盤

：接続口

：遮断器

非常用所内
電気設備
【区分Ⅱ】

：配線用遮断器

直流125V主母線盤２Ｂ

電源車：可搬型代替低圧電源車

：切替装置

実線

：常設設備・電路：蓄電池

点線：可搬型設備・電路：変圧器：設計基準対象施設から追加した箇所

非常用所内電気設備【区分Ⅰ】

別添 2−27

計測装置の電源構成概略図（直流）

緊急用直流125VＭＣＣ※4：代替所内電気設備

無停電
電源装置Ｂ

：非常用所内電気設備【区分Ⅰ】

直流125VＭＣＣ ２Ａ系：非常用所内電気設備【区分Ⅱ】※2：非常用所内電気設備【区分Ⅲ】：代替電源設備

可搬型代替
直流電源設備用
電源切替盤

緊急用
電源切替盤

※3
★

原子炉建屋
東側接続口

Ｐ／Ｃ ２Ｃ・２Ｄ及び緊急用Ｐ／Ｃへ

★
原子炉建屋
西側接続口

緊急用直流125V計装分電盤

直流125V分電盤２Ａ系

★
可搬型
整流器用
変圧器

直流125V分電盤２Ｂ系
可搬型整流器

緊急用
電源切替盤

可搬型代替低圧電源車
接続盤（位置的分散を図った
東西２箇所に設置）

緊急用
電源切替盤

※1

電源車

可搬型代替
直流電源設備

※2

※4

※3
緊急用
電源切替盤
原子炉建屋換気系
取扱床排気ダクト

原子炉建屋換気系
排気ダクト

原子炉建屋換気系
取扱床排気ダクト

警報装置

原子炉建屋換気系
排気ダクト

使用済燃料プール
水位・温度（ＳＡ広域）1.5

使用済燃料プール監視設備（設計基準対象施設）の設置場所について
使用済燃料プール監視設備の設置場所を第 1.5−1 図〜第 1.5−3 図に示す。

第 1.5−1 図

使用済燃料プール監視設備の設置場所（原子炉建屋原子炉棟 6 階）

別添 2−28

第 1.5−2 図

使用済燃料プール監視設備の設置場所（原子炉建屋原子炉棟 4 階）

別添 2−29

第 1.5−3 図

使用済燃料プール監視設備の設置場所（原子炉建屋原子炉棟 3 階）

別添 2−30

別紙 1
各計測装置の記録及び保存について「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」第三十四条
において使用済燃料プールの温度，水位及び線量当量率について，「 表示，記録，保存」が追加要求されており，「東海第二発電所原子炉施設保安規定第 11 章記
録及び報告

第 120 条」に定める保安に関する記録及び社内規程に基づき保存期間等を定めて保管することとしている。

要求項目
一
三

四
イ

炉心における中性子束
密度
制御棒の位置及び液体
制御材を使用する場合にあっては、その濃度
一次冷却材に関する次の事項
放射性物質及び不純物の濃度

ロ

原子炉圧力容器の入口及び出口における圧力、温度及び流量五

原子炉圧力容器（加圧器がある場合は、加圧器）
内及び蒸気発生器内の水位

六原子炉格納容器内の圧力、温度、可燃性ガスの濃度、放射線物質の濃度及び線量当量率

計測装置

記録方法

保存期間

記録紙
記録紙

10 年
10 年

制御棒位置

制御棒位置
記録

5年

原子炉水導電率

運転日誌

5年

主蒸気圧力
主蒸気流量
主蒸気温度
給水圧力
給水流量
給水温度
原子炉水位（停止域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（狭帯域）

運転記録
運転記録
運転記録
運転記録
運転記録
運転記録
−
記録紙
記録紙
記録紙

10 年
10 年
10 年
10 年
10 年
10 年
−
5年
5年
5年

格納容器圧力運転記録

10 年

格納容器内温度

運転記録

10 年

記録紙

5年

記録紙

5年

記録紙

5年

記録紙

5年

起動領域モニタ
平均出力領域モニタ

格納容器内水素ガス濃度
格納容器内酸素ガス濃度
原子炉格納容器モニタ
格納容器内核分裂生成物モニタ

別添 2−31

要求項目
七

八

計測装置

記録方法

保存期間

記録紙

5年

記録紙

5年

放射性廃棄
物管理月報

10 年

排気筒の出口又はこれに非常用ガス処理系放射線
近接する箇所における排モニタ
気中の放射性物質の濃度

放射性廃棄
物管理月報

10 年

廃棄物処理建屋排気筒モ
ニタ

放射性廃棄
物管理月報

10 年

放射性廃棄
物管理月報

10 年

主蒸気管中及び空気抽出器その他の蒸気タービン 主蒸気管放射線モニタ
又は復水器に接続する設備であって放射性物質を内包する設備の排ガス中 排ガスモニタの放射性物質の濃度
蒸気発生器の出口における二次冷却材の圧力、温度及び流量並びに二次冷 PWR に対する要求
却材中の放射性物質の濃度
主排気筒放射線モニタ

九

十排水口又はこれに近接す
液体プロセス放射線モニる箇所における排水中のタ
放射性物質の濃度
十一 放射性物質により汚染するおそれがある管理
区域（管理区域のうち、その場所における外部
放射線に係る線量のみが実用炉規則第二条第二項第四号に規定する
対象なし
線量を超えるおそれがある場合を除いた場所をいう。以下同じ。）内に開口部がある排水路の出口又はこれに近接する箇所における排水中の放射性物質の濃度

別添 2−32

要求項目
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必要とする場所
を い う 。） の 線 量 当 量率十三 周辺監視区域に隣接する地域における空間線量率及び放射性物質の濃度十四 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温及び水位
十五 敷地内における風向
及び風速

計測装置

記録方法

保存期間

エリアモニタ

記録紙

5年

モニタリングポスト

記録紙

5年

使用済燃料プール水位

アラーム
タイパー

5年

使用済燃料プール温度

記録紙

5年

風向・風速

記録紙

10 年

十二

別添 2−33

別紙 2
使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）について

1.
(1)

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）の計測性能
水位計の検出原理
使用済燃料プール水位（ガイドパルス式）は，演算装置から高速電圧パルスを発生させ，検出器頂部のコネクタ部からの反射波とインピーダンスの違いによる空気と水面の境界からの反射波が，演算装置に戻る時間差を水位に換算して測定する水位計である。ガイドパルス式水位計による水位検出原理を第 1 図に示す。
検出器は伝達回路となる導体のステンレス芯棒が，同様に伝達回路となる導体のステンレス鋼管に収められており，検出器端部から検出器ボール
ジョイント部下付近までの連続水位測定が可能である。

発生パルス

ボールジョイント部

演算装置
反射パルス
演算装置から発生したパルスが水面で反射し戻るまでの時間を計測し，水位に換算

水面

使用済燃料
ラック

第1図

ガイドパルス式水位計による水位検出原理

別添 2−34(2)温度計及び水位計としての機能維持について
使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）は，電圧パルスによる水位測定に加え，測温抵抗体による温度計測により水温を測定する二つの機能を持つ。
温度計に関しては，液相にある 2 箇所の温度を測定することで多重性を持つ設計とする。また，温度計は測温抵抗体を使用し，連続して測定が可能な設計としている。
水位計に関しては，空気と水面のインピーダンス（抵抗）の差による電圧パルスの反射により水位を監視することができる。
異なった検出原理（検出器）により，同時に水位及び温度計測が可能な設計とする。

別添 2−35

別紙 3
警報設定値について

1.
(1)

使用済燃料プール水位の警報設定値について
警報設定範囲及び警報設定値
使用済燃料プール水位の水位高及び水位低の警報設定範囲は下記の考えに基づき設定している。
（水位高）使用済燃料プール水位の異常上昇により運転操作床面へプール
水が溢れることを事前に検知するため，通常水位（N.W.L
46,195mm）〜運転操作床面（EL.46,500mm）の間で設定する。
（水位低）使用済燃料プールライナーからの漏えい等による異常な水位低下を直接検知する。（燃料プール冷却浄化系の運転を停止した
場合には，使用済燃料プール水位がスキマサージタンクオーバ
フローゲート位置付近（EL.46,043mm）まで低下することがある。第 1 図に使用済燃料プールとスキマサージタンク間の概要
図を示す。）
上記警報設定範囲を考慮し，使用済燃料プール水位の警報設定値を第 1表に示す。また，第 2 図に使用済燃料プール水位の警報設定範囲概要図を示す。なお，計器誤差を考慮し，警報設定値を設定している。
第1表

使用済燃料プール水位の警報設定値

警報

警報設定値

水位低

通常水位−142mm（EL.46,053mm）

水位高

通常水位＋36mm（EL.46,231mm）

別添 2−36

使用済燃料プール側
スキマサージタンク側
スキマサージタンク開口部
プール水面（通常水位）

スキマせき

第1図

使用済燃料プールとスキマサージタンク間の概要図

EL.46,500mm（運転操作床）
ディスプレーサ式

水位高警報からオーバーフローまでの到達時間
約 62min

フロート式

25.4mm（計器誤差）3mm（計器誤差）

EL.46,231mm（水位高）

3mm（計器誤差）20mm（ﾘｾｯﾄｽﾊﾟﾝ）

25.4mm（計器誤差）20mm（ﾘｾｯﾄｽﾊﾟﾝ）

EL.46,195mm（N.W.L）

20mm（ﾘｾｯﾄｽﾊﾟﾝ）
20mm（ﾘｾｯﾄｽﾊﾟﾝ）

25.4mm（計器誤差）3mm（計器誤差）3mm（計器誤差）
水遮蔽に必要な水深通常水位から
約 0.86m

EL.46,053mm（水位低）25.4mm（計器誤差）

EL.46,043mm（スキマサージタンク
オーバーフローゲート）

水位低警報から水遮蔽に必要な水深までの到達時間約 5 時間

第2図

(2)

使用済燃料プール水位の警報設定範囲概要図

運転操作における警報設定値の評価
以下の諸条件（有効性評価で使用）を用いて評価した。
・プール保有水量：1,189m ３・プール断面積：116m２
・使用済燃料プールの冷却系の機能喪失後，プール水温上昇速度：
別添 2−37

7.0℃／h
・使用済燃料プール冷却系の機能喪失後，プール水位低下速度：0.131m／h

水位低警報設定値は通常水位−142mm（EL.46,053mm）であり，必要な水遮蔽（10mSv／h の場合）は通常水位から約−0.86m である。仮に使用済燃料プール水の蒸発（水位低下速度 0.131m／h）を想定した場合，水位低警
報発生から必要となる水遮蔽（水位）が失われるまでの時間は約 5 時間となり，使用済燃料プールへの補給操作に余裕 ※１ を持った設計としている。
水位高警報設定値は通常水位＋36mm（EL.46,231mm）であり，仮に復水移送系（約 30m３ ／h）により使用済燃料プールへ補給をし続けてしまった
場合，水位高警報発生から運転操作床面へプール水がオーバーフローするまで約 62 分であり，警報発生から補給停止操作をする上で余裕 ※１ を持った設計としている。
※1

運転員の手動操作の時間的余裕（10 分）＋補給開始又は補給停止操作（約 16 分）を考慮しても余裕を持った設計としている。

別添 2−38

2.

使用済燃料プールライナードレン漏えい検知の警報設定値について(1)

警報設定範囲及び警報設定値
使用済燃料プールライナーからの微小漏えいを監視するために，計器の設置スペースを考慮し警報を設定する。第 2 表に使用済燃料プールライナ
ードレン漏えい検知の警報設定値を，第 3 図に使用済燃料プールライナー
ドレン漏えい検知の警報設定概要図を示す。

第2表

使用済燃料プールライナードレン漏えい検知の警報設定値
警報

警報設定値

水位高

ドレン止め弁＋265mm（EL.29,415mm）

5mm（計器誤差）5mm（計器誤差）

EL.29,415mm（水位高）

30mm（ﾘｾｯﾄｽﾊﾟﾝ）
265mm
使用済燃料

：フローグラス

EL.29,150mm（ドレン止め弁）

第3図

使用済燃料プールライナードレン漏えい検知の警報設定概要図

別添 2−39

(2)運転操作における警報設定値の評価
使用済燃料プールライナー漏えい検知の水位高警報設定値は，ドレン止
め弁＋265mm（EL.29,415mm）であり，警報設定値までのドレン配管容積は，約 4.92×10 −３ m ３ である。この容量は使用済燃料プール容積（1,189m
３）に対して十分小さな値であり，燃料プールライナー漏えいの早期検知において余裕 ※２ を持った設計としている。
※2

仮に 4.92×10−３ m ３ の水がドレン配管に溜まった場合，使用済燃料
プールの水位低下は約 0.04mm 程度であり，必要な水遮蔽（10mSv／
h の場合）は通常水位から約 0.86m 下であることから，余裕を持った設計としている。

3.
(1)

使用済燃料プール温度の警報設定値について
警報設定範囲及び警報設定値
使用済燃料プールの水温異常上昇を注意喚起するため，通常時の燃料プ
ール水温度の上限値 52℃を超えない 50℃に設定する。第 3 表に使用済燃料プール温度の警報設定値を，第 4 図に使用済燃料プール温度の警報設定
概要図を示す。
第3表

使用済燃料プール温度の警報設定値

警報

警報設定値

温度高

50℃

別添 2−40

65℃（最高許容温度）
温度高警報発生から65℃到達までの時間
約 2.1 時間52℃（運転範囲の上限値）
0.5℃（計器誤差）50℃（温度高）

0.5℃（計器誤差）
1.0℃（ﾘｾｯﾄｽﾊﾟﾝ）

第4図

(2)

使用済燃料プール温度の警報設定概要図

運転操作における警報設定値の評価
有効性評価における使用済燃料プールの冷却系の機能喪失後の温度上昇
は約 7.0℃／h であり，温度高警報設定値 50℃から最高許容温度 65℃に達するまでの時間は約 2.1 時間であり，余裕 ※３ を持った設計としている。

※3

運転員の手動操作の時間的余裕（10 分）＋残留熱除去系による燃料
プール冷却運転切替（約 126 分）に対して，使用済燃料プールの冷
却系の機能喪失時の初期水温：約 40℃から警報設定値 50℃に達す
るまでに約 1.4 時間以上あり，さらに警報発生から最高許容温度
65℃に達するまでに約 2.1 時間あることを考慮すると，その間に残留熱除去系による燃料プール冷却運転へ切替することは可能であり，余裕を持った設計としている。

別添 2−41

別添資料３

東海第二発電所

運用，手順説明資料
燃料体等の取扱施設及び貯蔵施設

16 条

燃料体等の取扱施設及び貯蔵施設

設置許可基準 第 16 条 第 2 項第二号ニ
燃料体等の取扱中に想定される燃料体等の落下時及び重量物の落下時においてもその機能が損なわれないものとすること。

使用済燃料の貯蔵施設
燃料体等の取扱中に想定される燃料体等の落下時及び重量物の落下時においてもその機能が損なわれないものとすること。

添付六,八への反映事項（設計・手順に関する事項）

現場及び機器配置図等の確認，作業実績より
使用済燃料プール周辺の設備等を抽出①②

日常作業等において必要最低限に制限し，落下防止措置を実施しているもの

使用済燃料プールとの離隔や固縛等の措置を行っている設
備等（例：分電盤等）③①，②以外
抽出設備等の落下エネルギーによる評価（落下時における使用済燃料プールの損傷有無）

別添 3-1工・保落下エネルギーが15.5kJ 未満の設備等

落下エネルギーが15.5kJ 以上の設備等
工評価ＯＫ ※１※１

使用済燃料プール周辺は，異物混入エリア設置

評価ＯＫ ※ ２※３○落下エネルギー15.5kJ 以上の設備等に対する対策①【耐震評価により必要な強度を有していることの確認】
基準地震動 Ss に対する耐震評価を実施し，落下防止のために必要な構造強度を有していることを確認する。

評価ＯＫ

燃料 集合体の 気中落下 試験時の落下エネル ギーと比較 し，設備等の落下エ ネルギー が小さい もの につ○落下エネルギー15.5kJ 以上の設備等に対する対策②

工

し，落下防止措置を講じていることから評価ＯＫといては 使用済燃料プー ルライ ニング に損傷を 与えする。

ないこ とが確認されて いる。

【設備構造上の落下防止措置の確認】
燃料取 替機 ，原 子炉 建屋 クレ ーン の 安全機 能と して ，フ ッ ク
外れ止 め， フェ イル セー フ機 構等 ， 設備構 造上 の落 下防 止措 置を確認する。

評価ＯＫ区域であり，持込品については必要最低限に制限※２

評価ＯＫ ※ ３

使用済燃料プールまでの離隔やボルト固定等によ※４

原子 炉建屋原 子炉棟，燃料取替機 ，原子炉 建屋 クレる転倒防止が図られていることから評価ＯＫとーンの 耐震評価による 確認結 果は，後段の工事計 画する。

認可申 請にて示す。

【後段規制との対応】
工：工事計画認可申請(基本設計方針，添付書 類)○落下エネルギー15.5kJ 以上の設備等に対する対策③【添付六，八への反 映事項】
：添付六，八 に反映【運用状況による落下防止措置の確認】
クレーン 等安 全規則 に基づ く点 検， 安全装置 の使 用，有 資格者作業等 の要求 事項 による 落下防 止 措置とそ の適切 性に ついて確認する。

保：保安規定（運用，手順に係る事項，下位文書 含む）
核：核防規定（下位文書含む）○上記にて評価ＮＧのもの
落下時の影響評価を実施する。

評価ＯＫ

保
評価ＯＫ

表１
設置許可基準対象条文

対象項目

運用，手順に係る対策等（設計基準）

区分

運用対策等
・使用済燃料プールの健全性を維持するため，吊荷に対するワイヤーロープ二重化や動力電源喪失時保持機能等の落下防止対策について，予め手順等を整備し，的確に実施する。

運用・手順

・使用済燃料プール内にて取り扱う吊荷について，予め定めた評価フローに基づき評価を行い，使用済燃料プールに影響を及ぼす落下物となる可能性が発生した場合は落下防止措置を実施する。

燃料取替機における対策・日常作業等において使用済燃料プール周辺に持ち込まれる物品については，必要最低限に制限する。
体制
保守・点検

別添 3-2

教育・訓練―
・使用済燃料プールの健全性を維持するため，保守計画に基づき適切に保守管理，点検を実施するとともに必要に応じて補修を行う。
―
・使用済燃料プールの健全性を維持するため，動力源喪失時保持機能等の落下防止対策について，予め手

第 16 条

燃料体等の取順等を整備し，的確に実施する。

扱施設および貯蔵施設

・使用済燃料輸送容器の移動範囲や移動速度の制限に関する運用上の措置を講ずることとし，それらを手運用・手順順等に整備し，的確に実施する。
・使用済燃料プール周辺に設置する設備や取り扱う吊荷について，予め定めた評価フローに基づき評価を

原子炉建屋クレ

行い，使用済燃料プールに影響を及ぼす落下物となる可能性が発生した場合は落下防止措置を実施する。

ーンにおける対・日常作業等において使用済燃料プール周辺に持ち込まれる物品については，必要最低限に制限する。

策

体制

―
・使用済燃料プールの健全性を維持するため，保守計画に基づき適切に保守管理，点検を実施するととも

保守・点検に必要に応じて補修を行う。
・クレーン等安全規則基づき，定期点検及び作業前点検を実施するとともに,クレーンの運転，玉掛けは有資格者が実施する。

教育・訓練

―

16 条

燃料体等の取扱施設及び貯蔵施設

設置許可基準 第 16 条 第 3 項第一号
使用済燃料貯蔵槽の水位及び水温並びに燃料取扱場所の放射線量の異常を検知し，それを原子炉制御室に伝え，又は異常が生じた水位及び水温を自動的に制御し，並びに放射線量を自動的に抑制することができるものとすること。
設置許可基準 第 16 条 第 3 項第二号
外部電源が利用できない場合においても温度，水位その他の発電用原子炉施設の状態を示す事項（以下「パラメータ」という。）を監視することができるものとすること。

燃料体等の取扱施設及び貯蔵施設（使用済燃料プール水位，ライナードレン漏えい検知，温度，水位・温度（ＳＡ広域），燃料取替フロア燃料プールエリア
放射線モニタ，原子炉建屋換気系燃料取替床排気ダクト放射線モニタ，原子炉建屋換気系排気ダクト放射線モニタ）

別添 3-3

使用済燃料プールの水位及び水温並びに燃料取扱場

外部電源が利用できない場合におい使用済燃料プールの水位，温度及び放射線

所の放射線量の異常を検知し，中央制御室での監視て，使用済燃料プールの水位，温度及量の計測結果を表示し，記録し，及び保存及び警報発信が可能であること。

び放射線量の監視が可能であること。

することができること。

異常の検知

警報発信

使用済燃料プール水位，ライナードレン漏えい検
知，温度，水位・温度（ＳＡ広域），燃料取替フロア
燃料プールエリア放射線モニタ，原子炉建屋換気系
燃料取替床排気ダクト放射線モニタ，原子炉建屋換
気系排気ダクト放射線モニタの設置。

中央制御室の警報発信回路。

工

工

使用済燃料プール水位，ライナードレ
ン漏えい検知，温度，水位・温度（ＳＡ広域），燃料取替フロア燃料プールエリ
ア放射線モニタ，原子炉建屋換気系燃料取替床排気ダクト放射線モニタ，原子炉
建屋換気系排気ダクト放射線モニタの非常用所内電源からの給電。

使用済燃料プール水位，ライナードレ
ン漏えい検知，温度，水位・温度（ＳＡ広域），燃料取替フロア燃料プールエリア
放射線モニタ，原子炉建屋換気系燃料取替床排気ダクト放射線モニタ，原子炉建
屋換気系排気ダクト放射線モニタの記録
及び保存。

工

工・保

【後段 規制との対応】
工：工 事計画認可申請(基本設計 方針，添付書類)【 添付 六，八へ の反映事項】：添付 六，八 に反映

保：保 安規定（運用， 手順に係 る事 項，下位 文書含む）
核：核 防規定（下位文 書含む）

：当該 条文に該当しな い（他条文での反 映事項他 ）表２
設置許可基準対象条文

運用，手順に係る対策等（設計基準）

対象項目
・使用済燃料プール水位

区分

運用対策等

運用・手順

―

体制

―

保守・点検

―

教育・訓練

―

運用・手順

―

体制

―

保守・点検

―

教育・訓練

―

運用・手順

―

体制

―

保守・点検

―

教育・訓練

―

・使用済燃料プールライナ―ドレン漏えい検知
・燃料プール冷却浄化系ポンプ入口温度
・使用済燃料プール温度
・使用済燃料プール水位・温度（SA 広域）・燃料取替フロア燃料プールエリア放射線モニタ
・原子炉建屋換気系燃料取替床排気ダクト放射線モニタ
・原子炉建屋換気系排気ダクト放射線モニタ

別添 3-4・中央制御室の警報発信回路
第 16 条
燃料体等の取扱施設

使用済燃料プール水位，使用済燃料プールライナ―ドレン
漏えい検知，燃料プール冷却浄化系ポンプ入口温度，使用済燃料プール温度，使用済燃料プール水位・温度（SA 広域），及び貯蔵施設

燃料取替フロア燃料プールエリア放射線モニタ，原子炉建屋換気系燃料取替床排気ダクト放射線モニタ，原子炉建屋
換気系排気ダクト放射線モニタの非常用所内電源からの給電
使用済燃料プール水位，使用済燃料プールライナ―ドレン
漏えい検知，燃料プール冷却浄化系ポンプ入口温度，使用済燃料プール温度，使用済燃料プール水位・温度（SA 広域），
燃料取替フロア燃料プールエリア放射線モニタ，原子炉建屋換気系燃料取替床排気ダクト放射線モニタ，原子炉建屋
換気系排気ダクト放射線モニタの記録及び保存

別添資料 4

東海第二発電所

使用済燃料プールへの重量物落下に係る対象重量物の現場確認について

1.

基準要求

【第 16 条】

設置許可基準第 16 条（燃料体等の取扱施設及び貯蔵施設）及び技術基準第 26 条（燃料取扱設備及び燃料貯蔵施設）にて，燃料体等の落下時及び重量物の落下時においてもその機能が損なわれないことを要求されている。
当該基準を満足するにあたっては，燃料体等の取扱中に想定される燃料体等の落下時及び重量物の落下時においてもその機能が損なわれない設計とするとともに，燃料取替機及びクレーンはワ
イヤロープ二重化等落下防止対策を行う設計としている。
また，使用済燃料プールへの落下時影響評価が必要となる重量物を抽出する必要があることから，使用済燃料プール周辺の設備等について現場確認を行うこととする。

2.

確認項目及び内容
上記基準要求を満足するにあたっては，使用済燃料プール周辺の設備等が地震時に使用済燃料プールへの重量物とならないか調査する必要があり，現場確認及び機器配置図等を用いた机上検討，また，使用済燃料プール周辺の作業で，燃料取替機，原子炉建屋クレーンを使用して取扱う重量物について，作業実績に基づき抽出を行った。

(1)

現場確認による抽出使用済燃料プール周辺の設備等に係る現場確認を実施し，「地震等により使用済燃料プールに落下するおそれがあるもの」について抽出した。
具体的には，使用済燃料プール周辺の設備等について，設置位置(高さ)，物量，重量，固定状況等を確認し，地震等により使用済燃料プール
別添 4-1

への落下物となるおそれのあるものを抽出した。

(2)

機器配置図等 ※ による抽出
使用済燃料プール周辺の設備等について，機器配置図等にて抽出した。

※

建屋機器配置図
機器設計仕様書
系統設計仕様書
設置変更許可申請書

具体的には，内挿物等現場で確認出来ない重量物について，機器配置図
等にて物量，重量，設置状況等確認し，使用済燃料プールへの落下物となるおそれのあるものを抽出した。

(3)

使用済燃料プール周辺の作業実績からの抽出
使用済燃料プール周辺の作業で，燃料取替機，原子炉建屋クレーンを使用して取り扱う設備等について，作業実績に基づき抽出した。

なお，仮設機材類の持込品については，使用済燃料プールが，立入りと持込品を制限している区域内にあること及び，その落下エネルギーについては，燃料集合体の落下エネルギーと比べると十分小さいため，抽出の対象外とした。

3.

抽出物に対する評価
現場確認，機器配置図等の確認及び作業実績により抽出された設備につい別添 4-2

ては，設置状況や落下エネルギーによる評価及び落下防止対策の状況により使用済燃料プールへの影響評価を実施した。

4.

今後の対応
今回抽出した設備等以外の設備等で，今後，使用済燃料プール周辺に設置する，または取り扱う設備等については，添付資料 2「使用済燃料プールへの落下時影響評価が必要な重量物の評価フロー」に基づき，使用済燃料プールへの落下時影響評価の要否判定を行い，評価が必要となったものに対しては落下時影響評価を行い，必要に応じて適切な落下防止対策を実施する。

別添 4-3

添付資料 1

現場確認等における抽出物の詳細

使用済燃料プール周辺の設備等について，現場及び機器配置図等による確認，また使用済燃料プール周辺の作業で，燃料取替機，原子炉建屋クレーンを使用して取り扱う重量物について，網羅的に抽出を行った。
詳細について，第 1 表に整理する。
第１表の評価①では，使用済燃料プールとの離隔距離の確保又は床面，壁面への固定設備等に該当する場合は「○」，しない場合は「×」とする。
評価①で「×」としたものについて，評価②で落下エネルギーを評価し，基準値 15.5kJ を超えるものを「×」とする。
評価①及び評価②のいずれも「×」のものを評価フローⅡの抽出結果として選定する。
さらに，評価フローⅡで抽出されたもののうち，落下エネルギーが最大となるものを代表重量物とする。

別添 4-4

第1表

現場確認等における抽出物の詳細（その１）
評価フロ−Ⅱ

評価フローⅠ
評価①
番号

抽出項目

詳細

配置

屋根トラス，耐震壁等
1

※1

評価②
落下エネルギー○：15.5ｋJ 未満
×：15.5ｋJ 以上−：評価不要

選定結果

×

×

×

原子炉建屋原子炉棟
照明

×

○

○

クレーンランウェイガータ

○

−

○

代表重量物 ※ 2○
（特定不可,〜約 35m）

2

燃料取替機

燃料取替機

×

×

×

○
（約 23t,
約 12m）

3

原子炉建屋クレーン

原子炉建屋クレーン

×

×

×

○
（約 48t,
約 20m）

使用済燃料プール用ジブクレーン

×

×

×

○
（約 1000kg,
約 17m）

新燃料検査台○−○PCV ヘッド○−○

PCV ヘッド吊り具

○

−

○

RPV ヘッド（＋スタッドボルトテンショ
ナ）

○

−

○

RPV ヘッドフランジガスケット

○

−

○

ミラーインシュレーション

○

−

○

スタッドボルト保管架台

○

−

○

スタッドボルト着脱装置

×

×

×

精査中

4

5

6

7

※１
※２

その他クレーン

PCV（取扱具含む）

RPV（取扱具含む）

内挿物（取扱具含
む）

ミラーインシュレーションベロー

×

×

×

ドライヤ

○

−

○

セパレータ

○

−

○

シュラウドヘッドボルト

×

×

×

シュラウドヘッドボルトレンチ

×

×

×

D/S 吊り具○−○MS ラインプラグ○−○

MSLP 用電源箱○−○

MSLP 用空気圧縮機

○

−

○

MSLP 用電動チェーンブロック

○

−

○

マルチストロングバック

○

−

○

燃料集合体

×

×

×

チャンネル着脱機

××

×

D/S 水中移動装置

○

−

○

○
（約 56t,
約 14m）○（約 4.6t,
約 14m）○（約 430kg,
約 12m）

使用済燃料プールとの離隔距離の確保又は床面，壁面への固定設備等に該当する場合は「○」，しない場合は「×」評価フローⅡにおける評価①で「×」となった設備等のうち，評価②で落下エネルギーが最大となるものを
代表重量物として選定

別添 4-5

第1表

現場確認等における抽出物の詳細（その２）

評価フローⅠ

評価フロ−Ⅱ
評価①

番号

8

9

10

11

抽出項目

プール内ラック類

配置※1

落下エネルギー○：15.5ｋJ 未満
×：15.5ｋJ 以上−：評価不要選定結果

ブレードガイド貯蔵ラック

×

○

○

チャンネル貯蔵ラック

×

○

○

使用済燃料貯蔵ラック

×

○

○

制御棒・破損燃料貯蔵ラック

×

○

○

LPRM 収納缶置台

×

○

○

制御棒ハンガ×○○

燃料プールゲート(大）

×

×

×

燃料プールゲート(小）

×

×

×

キャスクピットゲート

×

×

×

核燃料輸送容器

×

×

×

核燃料輸送容器吊り具

×

×

×

使用済燃料乾式貯蔵容器

×

×

×

使用済燃料乾式貯蔵容器吊り具

×

×

×

固体廃棄物移送容器

××

×

固体廃棄物移送容器用垂直吊具（R/B 用）

×

×

×

照明用トランス○−○

照明用分電盤○−○チャンネル着脱機制御盤

○

−

○

作業用分電盤

○

−

○

中継端子箱

○

−

○

原子炉建屋クレーン電源切替盤，操作盤

○

−

○

水中照明電源箱○−○

シッピング用操作盤部

○

−

○

シッピング動力盤

○

−

○

精査中

プールゲート類

キャスク（取扱具含む）

電源盤類

12 フェンス・ラダー類

※１
※２

詳細

評価②

開閉器

○

−

○

キャスクピット排水用電源盤

○

−

○

手摺り（除染機用レール含む）

×

○

○

可動ステージ開放用ホイスト架台

○

−

○

原子炉ウェル用梯子

×××

DSP 昇降梯子

××

×

パーテーション

×○○

代表重量物 ※ 2○
（約 7.5t,−）○（約 2.7t,
約 12m）○（約 120ｔ,
約 14m）○○（約 300kg,
約 12ｍ）

使用済燃料プールとの離隔距離の確保又は床面，壁面への固定設備等に該当する場合は「○」，しない場合は「×」評価フローⅡにおける評価①で「×」となった設備等のうち，評価②で落下エネルギーが最大となるものを
代表重量物として選定

別添 4-6

第1表

現場確認等における抽出物の詳細（その３）
評価フロ−Ⅱ

評価フローⅠ
評価①
番
号

13

14

※１
※２

抽出項目

装置類

作業用機材類

詳細

配置

※1

評価②

選定結果
代表重量物 ※ 2

落下エネルギー○：15.5ｋJ 未満
×：15.5ｋJ 以上−：評価不要除染装置（収納コンテナ含む）

×

×

×

DSP パッキン用減圧器

○

−

○

酸化膜厚測定装置

×○○

水中テレビ制御装置○−○

燃料付着物採取用装置（本体，ポール，ヘ
ッド）

○

−

○

水位調整装置○−○リークテスト測定装置

○

−

○

SFP ゲート用架台

×

○

○

工具箱

○

−

○

大型セイバーソー

○

−

○

遮へい体

○

−

○

防炎シート類

○

−

○

足場材

○

−

○

水中簡易清掃装置保管箱

○

−

○

局所排風器

○

−

○

ウェル用資機材○−○

ローリングタワー○−○フィルタ収納容器○−○

LPRM 収納箱

○

−

○

テント

○

−

○

酸化膜厚測定装置架台

×

○

○

工具箱（引出タイプ）鋼製

○

−

○

ドロップライト収納箱

×

○

○

グラップル収納箱

×○○

水中テレビカメラ支持ポール（アルベルグ
製）

×

○

○

チャンネル固縛仮置き架台（16 ㎏/枚）

×

○

○

NFV 用吊り具ワイヤ

×

○

○

除染ピット用クーラー

○

−

○

スポットクーラー×○○

注水ユニット×○○

キャスク底部固定金具

×

○

○

足場収納箱（アトックス）

○

−

○

○
（約 800 ㎏,約12m）○（＜100kg,
約 12m）

使用済燃料プールとの離隔距離の確保又は床面，壁面への固定設備等に該当する場合は「○」，しない場合は「×」評価フローⅡにおける評価①で「×」となった設備等のうち，評価②で落下エネルギーが最大となるものを
代表重量物として選定

別添 4-7

第1表

現場確認等における抽出物の詳細（その 4）

評価フローⅠ

番号

15

評価①

評価②

配置 ※ 1

落下エネルギー○：15.5ｋJ 未満
×：15.5ｋJ 以上−：評価不要

差圧計

○

−

○

エリアモニタ○−○プロセスモニタ

○

−

○

ページング

○

−

○

固定電話

○

−

○

監視カメラ

○

−

○

IAEA カメラ○−○

使用済燃料プール温度計

×

○

○

使用済燃料プール水位計

×

○

○

水素濃度計

○

−

○

DS プールレベルスイッチ（保管箱含む）

○

−

○

RCW サージタンク液位計

○

−

○

地震計

○

−

○

テンショナ用テストブロック

○

−

○

スタッドボルト試験片

○

−

○

FHM 用テストウェイト

×

×

×

シッパーキャップ架台（16 キャップ含む）

×

×

×

シッピング装置架台

×

×

×

詳細

抽出項目

計器・カメラ・通信
機器類

16 試験・検査用機材類

1718

19 重大事故等対処設備

※１
※２

選定結果
代表重量物 ※2

可動ステージ○−○

キャスク除染ピットカバー

○

−

○

DS プールカバー

××

×

原子炉ウェルシールドプラグ

○

−

○

スキマサージタンク用コンクリートプラグ

×

×

×

SFP スロットプラグ

×

×

×

SFP スロットプラグ吊り具

×

×

×

DSP スロットプラグ

○

−

○

DS スロットプラグ吊り具

○

−

○

新燃料貯蔵庫コンクリートプラグ

×

×

×

コンクリートプラ
グ・ハッチ類空調機

評価フロ−Ⅱ○（＜300kg,
約 4m）○（約 500 ㎏,約14m）○（約 7.5t,
約 14m）FPC

F/D コンクリートプラグ

×

×

×

CUW

F/D コンクリートプラグ

×

×

×

空調機

○

−

○

FHM 操作室空調機

○

−

○

○

静的触媒式水素再結合器

○

−

○

○

常設スプレイヘッダ○−○

使用済燃料プールとの離隔距離の確保又は床面，壁面への固定設備等に該当する場合は「○」，しない場合は「×」評価フローⅡにおける評価①で「×」となった設備等のうち，評価②で落下エネルギーが最大となるものを
代表重量物として選定

別添 4-8

第1表

現場確認等における抽出物の詳細（その 5）

評価フローⅠ

評価フロ−Ⅱ
評価①

番
号

20

※１
※２

抽出項目

その他

詳細

配置

※1

評価②
落下エネルギー○：15.5ｋJ 未満
×：15.5ｋJ 以上−：評価不要

選定結果

配管

○

−

○

チェッカープレート

×

○

○

非常誘導灯

○

−

○

消火設備

○

−

○

掲示物

○

−

○

ガラス

○

−

○

ダクト

○

−

○

ブローアウトパネル

○

−

○

ケーブル

×

○

○

救命用具

×

○

○

定検資機材

×

○

○

RCW サージタンク

○

−

○

時計

○

−

○

手すり収納箱

○

−

○

ステップ

×

○

○

カメラケース×○○

カメラ用架台×○○×

ペリスコープ用架台

×

キャビネット（コンテナ類含む）○

使用済用垂直吊具アーム収納箱（NFT）4 本

○

−

○

安全帯用ポール及び連結板

×

○

○

内蓋吊金具収納箱

××

×

垂直吊具エアー操作ユニット(1)

○

−

○

リークテスト測定装置ホース収納箱

○

−

○

蓋仮置き台

○

−

○

代表重量物 ※2×○フランジプロテクター

×

○

○

蓋吊具（DC 用，NFT 用）

×

×

×

ボンベ台車

×

○

○

収納缶（冷却用）×○○

ハンドリフター（2ｔ）

○

−

○

加圧タンク

×

○

○

ヘリオット

×

○

○

位置決めラグ×××

RPV ヘッド架台

×××

真空乾燥装置

○

−

○

新燃料容器

×

×

×

コンテナ用枕木×○○○（約 1000 ㎏,
約 14m）

使用済燃料プールとの離隔距離の確保又は床面，壁面への固定設備等に該当する場合は「○」，しない場合は「×」評価フローⅡにおける評価①で「×」となった設備等のうち，評価②で落下エネルギーが最大となるものを
代表重量物として選定

別添 4-9

添付資料 2

使用済燃料プールへの落下時影響評価が必要な重量物の評価フロー

Ⅰ．使用済燃料プール周辺の設備等の抽出
使用済燃料プール周辺の設備等について，現場確認，機器配置図等による確認及び使用済燃料プール周辺の作業実績から抽出し，抽出した設備等について項目分類を行う。

Ⅱ．使用済燃料プールへの落下を検討すべき重量物の抽出
評価フローⅠで抽出した設備等について，項目毎に使用済燃料プールとの離隔距離や設置方法などを考慮し，使用済燃料プールに落下するおそれがな
いものは検討不要とする。
上記の対象外となった項目の設備等について，落下エネルギーと，気中落
下試験時の燃料集合体の落下エネルギー ※ を比較し，使用済燃料プールへの落下を検討すべき重量物を選定する。

※

燃料集合体の落下を想定した場合でも使用済燃料プールライニングの健全性は確保されることから，燃料集合体と同等の落下エネルギーを選定の目安とした。詳細は，燃料集合体落下時の使用済燃料プールライニ
ングの健全性について（添付資料 3）参照。

Ⅲ．落下防止の対応状況評価
評価フローⅡで使用済燃料プールへの落下を検討すべき項目とした設備等に対し，耐震評価，設備構造及び運用状況について適切性を評価する。

別添 4-10

Ⅳ．使用済燃料プールへの落下時影響評価が必要なもの
評価フローⅢで落下防止対策が不十分とした重量物は，落下時に使用済燃料プールの機能を損なうおそれがあることから，使用済燃料プールへの落下
時影響評価を実施する。

Ⅴ．使用済燃料プールへの落下時影響評価が不要なもの
評価フローⅡで検討不要，または評価フローⅢで落下防止は適切としたものは，使用済燃料プールの機能を損なう重量物ではないことから，落下時影
響評価は不要とする。

別添 4-11

Ⅰ．使用済燃料プール周辺の設備等の抽出Ⅱ．使用済燃料プールへの落下を検討すべき重量物の抽出

検討不要

検討要

Ⅲ．落下防止の対応状
況評価

適切

不十分

Ⅳ．使用済燃料プールへの落下時
影響評価が必要なもの

第1図

Ⅴ．使用済燃料プールへの落下時
影響評価が不要なもの

使用済燃料プールへの落下時影響評価が必要な重量物の評価フロー

別添 4-12

添付資料 3

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について

燃料の貯蔵設備については，「発電用軽水型原子炉施設に関する安全設計審査指針」の指針 49 に以下の記載がある。

指針 49．燃料の貯蔵設備及び取扱設備
２．使用済燃料の貯蔵設備及び取扱設備は，前項の各号に掲げる事項のほか，次の各号に掲げる事項を満足する設計であること。
（４）貯蔵設備は，燃料集合体の取扱い中に想定される落下時においても，その安全機能が損なわれるおそれがないこと。

使用済燃料プールへの燃料体等の落下については，模擬燃料集合体を用いた
気中落下試験を実施し，万一の燃料体等の落下を想定した場合においても，ライニングが健全性を確保することを確認している ※１ 。
試験結果としては，ライニングの最大減肉量は初期値 3.85mm に対して 0.7㎜であった。また，落下試験後のライニング表面の浸透探傷試験の結果は，割れ等の有害な欠陥は認められず，燃料落下後のライニングは健全であることが確認された。

※１ 「沸騰水型原子力発電所

燃料集合体落下時の燃料プールライニングの健全性について」（HLR-050）

別添 4-13図 1 は，気中による模擬燃料集合体の落下試験の方法を示したものである。
水中の燃料体等の重量は，本試験で使用した模擬燃料集合体の重量未満であり，燃料集合体の高さについても，本試験の落下高さ未満となっている。また，燃料集合体の落下時は，水の抵抗による減速効果が期待できることから，
この試験は保守的な評価結果となっている。

図1

模擬燃料集合体落下試験方法

図 1 に示す落下試験における模擬燃料集合体重量は，チャンネル・ボックスを含めた状態で 310kg と保守的 ※２ であり，燃料落下高さは燃料取替機による燃料移送高さ約 5m を考慮し，5.1m と安全側である。

別添 4-14

※２

東海第二発電所にて取り扱っている燃料集合体重量（チャンネル・ボ
ックス含む）は，表 1 に示すとおり水中で 310kg 未満であることを確認
している。

表1

燃料集合体重量
燃料集合体重量（kg）
水中 ※３

気中
８×８燃料
新型８×８燃料
実機

新型８×８ジルコニ
ウムライナ燃料
高燃焼度８×８燃料
９×９燃料（Ａ型）
９×９燃料（Ｂ型）

模擬燃料集合体※３

310

表中の各燃料集合体の水中重量は，気中重量から燃料棒体積分の水の重量のみを減じた値であり，実際の水中重量は表中の値以下となる。

別添 4-15

第 17 条原子炉冷却材圧力バウンダリ

目

1.

2.

次

1

基本方針
1.1

要求事項の整理1

1.2

追加要求事項に対する適合性3

原子炉冷却材圧力バウンダリ

12

2.1

原子炉冷却材圧力バウンダリ拡大範囲の抽出

12

2.2

誤操作防止措置対象弁の運用及び管理について

15

2.3

原子炉冷却材圧力バウンダリ拡大範囲の配管・弁の仕様について

17

2.4

原子炉冷却材圧力バウンダリ拡大範囲の強度・耐震評価について

19

2.5

原子炉冷却材圧力バウンダリ拡大範囲の配管・弁の保全方法について
20

2.6

原子炉冷却材圧力バウンダリ範囲拡大に伴う配管，弁等の品質保証及び検査内容の変更について

3.

22

別紙
別紙 1

原子炉冷却材圧力バウンダリ弁抽出フロー

別紙 2

原子炉冷却材圧力バウンダリ概要図

別紙 3

管台と母管との溶接継手についての今後の点検の妥当性について

別紙 4

原子炉冷却材圧力バウンダリ拡大範囲の抽出プロセスについて

別紙 5

原子炉冷却材圧力バウンダリから除外される配管口径の求め方

別紙 6

ほう酸水注入系配管を原子炉冷却材圧力バウンダリから除外できる

理由
別紙 7

原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する機器に使用されているフェライト系鋼に対する管理について

4.

別添
別添 1

東海第二発電所
ダリ

運用，手順等説明資料

原子炉冷却材圧力バウン

＜概

要＞

1. において，「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」（以下「設置許可基準規則」という。），「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」（以下「技術基準規則」という。）の追加要求事項を明確化するとともに，それら要求に対する東海第二発電所における適合性を示す。

2. において，設計基準事故対処設備について，追加要求事項に適合するために必要となる機能を達成するための設備又は運用等について説明する。

1.

基本方針

1.1

要求事項の整理
原子炉冷却材圧力バウンダリに関する設置許可基準規則第 17 条並びに技術基準規則第 27 条及び第 28 条の要求事項を第 1-1 表に示し，追加要求事項を明確化する。

第 1-1 表設置許可基準規則第 17 条並びに技術基準規則第 27 条及び第 28 条の要求事項

設置許可基準規則
第 17 条（原子炉冷却材圧力バ
ウンダリ）

技術基準規則第 27 条（原子炉冷却材圧力バ
ウンダリ）

追加要求
事項

−

変更なし
（ただし，
解釈にて，
原子炉冷却
材圧力バウ
ンダリの範
囲が拡大）

発電用原子炉施設には，次に掲げるところにより，原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する機器（安全施設に属するものに限る。以下この条において同じ。）を設けなければならない。
一

通常運転時，運転時の異常な過渡変化時及び設計基準事
故時に生ずる衝撃，炉心の反応度の変化による荷重の増加
その他の原子炉冷却材圧力バ
ウンダリを構成する機器に加わる負荷に耐えるものとすること。

原子炉冷却材圧力バウンダリ 変更なし
を構成する機器は，一次冷却系
統に係る発電用原子炉施設の損
壊その他の異常に伴う衝撃，炉心の反応度の変化による荷重の増加その他の原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する機器に加わる負荷に耐えるように施設しなければならない。

17 条-1

設置許可基準規則
第 17 条（原子炉冷却材圧力バ
ウンダリ）

技術基準規則第 28 条（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

二

原子炉冷却材の流出を制限
原子炉冷却材圧力バウンダリ 変更なし
するため隔離装置を有するも には，原子炉冷却材の流出を制のとすること。
限するよう，隔離装置を施設しなければならない。

三通常運転時，運転時の異常な過渡変化時及び設計基準事
故時に瞬間的破壊が生じない
よう，十分な破壊じん性を有するものとすること。

四

変更なし
−

原子炉冷却材圧力バウンダ ２ 発電用原子炉施設には，原 変更なし
リからの原子炉冷却材の漏え
子炉冷却材圧力バウンダリかいを検出する装置を有するもらの原子炉冷却材の漏えいをのとすること。
検出する装置を施設しなければならない。

17 条-2

1.2

追加要求事項に対する適合性(1)

位置，構造及び設備(3)

その他の主要な構造（ⅰ） 本発電用原子炉施設は，(1)耐震構造，(2)耐津波構造に加え，以下の基本的方針のもとに安全設計を行う。
ａ．設計基準対象施設（l） 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（安全施設に属するものに限る）は，以下を考慮した設計とする。
通常運転時，運転時の異常な過渡変化時及び設計基準事故時に生ずる
衝撃，炉心の反応度の変化による荷重の増加その他の原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する機器に加わる負荷に耐える設計とする。
原子炉冷却材の流出を制限するために隔離装置を有する設計とする。
通常運転時，運転時の異常な過渡変化時及び設計基準事故時に瞬間的破壊が生じないよう，十分なじん性を有する設計とする。
原子炉冷却材圧力バウンダリからの原子炉冷却材の漏えいを検出する装置を有する設計とする。
なお，原子炉冷却材圧力バウンダリに含まれる接続配管の範囲は，以下とする。
（一） 通常時開及び事故時閉となる弁を有するものは，原子炉側からみて，第二隔離弁を含むまでの範囲とする。
（二） 通常時又は事故時に開となるおそれがある通常時閉及び事故時閉となる弁を有するものは，原子炉側からみて，第二隔離弁を含むまでの範囲とする。
（三） 通常時閉及び事故時閉となる弁を有するもののうち，(二)以外のも
17 条-3

のは，原子炉側からみて，第一隔離弁を含むまでの範囲とする。
（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。
（五） 上記において「隔離弁」とは，自動隔離弁，逆止弁，通常時ロックされた閉止弁及び遠隔操作閉止弁をいう。
なお，通常時閉，事故時閉とな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）に該当するものとする。

(2)

安全設計方針
該当なし

(3)

適合性説明

第十七条

原子炉冷却材圧力バウンダリ

発電用原子炉施設には，次に掲げるところにより，原子炉冷却材圧力バ
ウンダリを構成する機器（安全施設に属するものに限る。以下この条において同じ。）を設けなければならない。
一 通常運転時，運転時の異常な過渡変化時及び設計基準事故時に生ずる衝撃，炉心の反応度の変化による荷重の増加その他の原子炉冷却材圧力バウ
ンダリを構成する機器に加わる負荷に耐えるものとすること。
二 原子炉冷却材の流出を制限するため隔離装置を有するものとすること。
三 通常運転時，運転時の異常な過渡変化時及び設計基準事故時に瞬間的破壊が生じないよう，十分な破壊じん性を有するものとすること。
四 原子炉冷却材圧力バウンダリからの原子炉冷却材の漏えいを検出する装置を有するものとすること。

17 条-4

適合のための設計方針
第１項について
原子炉冷却材圧力バウンダリは，次の範囲の機器及び配管とする。
（1）原子炉圧力容器及びその付属物（本体に直接付けられるもの及び制御棒駆動機構ハウジング等）（2）原子炉冷却材系を構成する機器及び配管(一次冷却材設備系配管及び弁）（3） 接続配管
a. 通常時開及び事故時閉となる弁を有するものは，原子炉側からみて，第二隔離弁を含むまでの範囲とする。
b. 通常時又は事故時に開となるおそれがある通常時閉及び事故時閉となる弁を有するものは，第二隔離弁を含むまでの範囲とする。
c. 通常時閉及び事故時閉となる弁を有するもののうち，b. 以外のものは，原子炉側からみて，第一隔離弁を含むまでの範囲とする。
d. 通常時閉及び原子炉冷却材喪失時開となる弁を有する非常用炉心冷却系
等も a.に準ずる。
e. 上記において「隔離弁」とは，自動隔離弁，逆止弁，通常時ロックされた
閉止弁及び遠隔操作閉止弁をいう。なお，通常時閉及び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，上記 c.
に該当するものとする。
原子炉冷却材圧力バウンダリの拡大範囲（以下「拡大範囲」という。）とな
る残留熱除去系停止時冷却系供給ライン及び残留熱除去系停止時冷却系戻り
ラインについては，従来クラス２機器としていたが，上記 b .に該当するため，原子炉冷却材圧力バウンダリ範囲としてクラス１機器における要求を満足す
ることを確認する。

17 条-5拡大範囲については，クラス１機器の供用期間中検査を継続的に行い，健全性を確認する。

第 1 項第 1 号及び第 2 号について
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。
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」，「主蒸気隔離弁閉」等による原子炉スクラムのような安全保護回路を設け，また主蒸気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材圧力バウンダリの最高使用圧力である 8.62MPa の 1.1 倍の圧力 9.48MPa を超えない設計とする。
設計基準事故時において，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ものとして，制御棒落下がある。これについては「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，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性を確保できる設計とする。
原子炉冷却材圧力バウンダリとならない部分からの異常な漏えいが生じた
場合において，原子炉冷却材の喪失を停止させるため，配管系の通常運転時の状態及び使用目的を考慮し，適切な隔離弁を設ける設計とする。

第 1 項第 3 号について
通常運転時，運転時の異常な過渡変化時，保修時，試験時及び設計基準事故時における原子炉冷却材圧力バウンダリの脆性的挙動及び急速な伝播型破断17 条-6

の発生を防止するために，フェライト系鋼で製作する機器に対しては，材料選択，設計，製作及び試験に特別の注意を払う。
（使用材料管理）
溶接部を含む使用材料に起因する不具合や欠陥の介在を防止するため次の管理を行う。
(1) 材料仕様(2) 機器の製造・加工・工程(3) 非破壊検査の実施(4) 破壊靱性の確認（関連温度の妥当性の確認，原子炉圧力容器材料のテス
ト・ピースによる衝撃試験の実施）（使用圧力・温度制限）
フェライト系鋼製機器の非延性破壊や，急速な伝播型破断を防止するため
比較的低温で加圧する水圧試験時には加える圧力に応じ，最低温度の制限を加える。
（使用期間中の監視）
供用期間中の定期的検査（溶接部等の非破壊検査，耐圧部の耐圧，漏えい試験）を実施し，構成機器の構造や気密の健全性を評価し，また，欠陥の発生の早期発見のため，漏えい検出系を設置して監視を行えるよう設計する。
また，原子炉圧力容器の母材，熱影響部及び溶着金属については，試験片を原子炉圧力容器内に挿入して，原子炉圧力容器と同様な条件で照射し，定期的に取出し衝撃試験を行い破壊靭性の確認を行う。

第 1 項第 4 号について
通常運転時，原子炉冷却材圧力バウンダリからの冷却材の漏えいは，格納容器床ドレン流量，格納容器機器ドレン流量及び格納容器内雰囲気中の核分
17 条-7

裂生成物の放射能の測定により，約 3.8 /min の漏えいを 1 時間以内に検出できるよう設計する。

1.3

気象等
該当なし

1.4

設備等（手順等含む）

5．原子炉冷却系統施設
5.1

原子炉圧力容器及び一次冷却材設備

5.1.1

通常運転時等5.1.1.4

主要設備

5.1.1.4

弁 類

原子炉冷却系の弁類として，主蒸気隔離弁，逃がし安全弁，給水隔離弁，ベント弁，ドレン弁，逆止弁等を設け，このうち主要な弁については，中央制御室に弁の開閉表示を行う。
原子炉圧力容器及び一次冷却材設備に接続され，その一部が原子炉冷却材圧力バウンダリを形成する配管系に関して原則として，次のとおり隔離弁を設ける。

a. 通常時開及び事故時閉の場合は 2 個の隔離弁
b. 通常時開及び事故時開となるおそれがある通常時閉及び事故時閉の場合は 2 個の隔離弁
c. 通常時閉及び事故時閉のうち b.以外の場合は１個の隔離弁
d. 通常時閉及び事故時開の非常用炉心冷却系等は a.に準ずる。

17 条-8

ここで「隔離弁」とは，自動隔離弁，逆止弁，通常時ロックされた閉止弁及び遠隔操作閉止弁をいう。

5.1.1.5

手順等

原子炉冷却材圧力バウンダリについては，以下の内容を含む手順を定め，適切な管理を行う。
(1)

原子炉再循環系ＣＵＷ入口ドレンラインの弁については，通常時又は事故時開となるおそれがないように施錠管理によるハンドルロックを実施する。

5.1.1.6(1)

評価

原子炉冷却系統施設は，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いて，残留熱除去系及び非常用炉心冷却系と相まって炉心を冷却できる設計としている。

(2)

原子炉冷却系の圧力は，逃がし安全弁の設置により通常運転時及び運
転時の異常な過渡変化時において最高使用圧力の1.1倍以下にできる設計としている。

(3)

原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する機器は，原子力規制委員会規則等に基づき，最低使用温度を考慮して，非延性破壊を防止できる設計としている。

(4)

原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する機器及び配管は，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想定される圧力，
温度等を考慮し，地震時に生じる荷重をも適切に重ね合わせ，変動時
間，繰り返し回数等の過渡条件を想定し，材料疲労や腐食を考慮しても健全性を損なわない構造強度を有する設計としている。
17 条-9

(5)原子炉冷却系を構成する系統及び機器は，通常運転時及び運転時の異常な過渡変化時に健全性を損なわない構造強度を有し，かつその支持構
造物は，温度変化による膨張収縮に伴う変位を吸収し得る設計としている。

(6)

原子炉冷却系の配管は，配置上の考慮を払うとともに必要に応じて適宜配管むち打ち防止対策等を行い，想定される配管破断時に安全上重要な施設の機能が損なわれることのない設計としている。

(7)

原子炉冷却材圧力バウンダリからの漏えいが生じた場合に，その程度を適切かつ早期に判断し得るよう漏えい監視装置を設ける設計としている。

(8)

下記の試験検査を行うことができる設計としている。

ａ．原子炉冷却材圧力バウンダリ供用期間中検査
ｂ．原子炉構造材監視試験
ｃ．主蒸気隔離弁作動試験
ｄ．主蒸気隔離弁機能試験
ｅ．主蒸気隔離弁漏えい率試験
ｆ．逃がし安全弁設定圧確認試験

6.

計測制御系統施設

6.3

原子炉プラント・プロセス計装

6.3.1

概要

発電用原子炉の適切かつ安全な運転のため，核計装のほかに，発電用原子炉施設の重要な部分にはすべてのプロセス計装を設ける。原子炉プラン
ト・プロセス計装は，温度，圧力，流量，水位等を測定及び指示するもの

17 条-10

であるが，一部を除き必要な指示及び記録計器は，すべて中央制御室に設置する。

原子炉プラント・プロセス計装は，原子炉圧力容器計装，再循環回路計
装，原子炉給水及び蒸気系計装，制御棒駆動機構計装及びそのほかの計装から構成されている。
発電用原子炉の停止，炉心冷却及び放射性物質の閉じ込めの機能の状況を監視するために必要なパラメータは，設計基準事故時においても監視でき確実に記録及び保存ができる。

6.3.2

設計方針

(4)

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があった場
合，その漏えいを検出するのに必要なプロセス計装を設ける。

6.3.4

主要設備

(5)

漏えい検出系計装
原子炉冷却材圧力バウンダリからの冷却材の漏えいは，格納容器床ド
レン流量，格納容器機器ドレン流量及び格納容器雰囲気中の核分裂生成
物の放射性物質濃度の測定により約 3.8L/min の漏えいを 1 時間以内に検出できるようにする。測定値は，指示するとともに，冷却材の漏えい量が多い場合には警報を出す。

17 条-11

2.

原子炉冷却材圧力バウンダリ

2.1

原子炉冷却材圧力バウンダリ拡大範囲の抽出
原子炉冷却材系統に接続され，その一部が原子炉冷却材圧力バウンダリを形成する配管系には，原子炉冷却材圧力バウンダリとならない部分からの異常な漏えいが生じた場合において，原子炉冷却材の流出を制限するため，その配管系を通じての漏えいが，通常運転時の制御棒駆動水圧系／原子炉隔離
時冷却系ポンプによる補給水量等を考慮し許容できる程度に小さいものを除
いて，次のとおり隔離弁を設ける。
a. 通常運転時開，事故時閉の場合は 2 個の隔離弁
b. 通常運転時閉，事故時閉の場合は 1 個の隔離弁
c. 通常運転時閉，事故時開の非常用炉心冷却設備等は a.に準ずる。
なお，b.に準ずる隔離弁において，通常運転時又は事故時に開となるおそれのある場合は 2 個の隔離弁を設ける。ここで「隔離弁」とは，自動隔離弁，逆止弁，通常時ロックされた閉止弁及び遠隔操作閉止弁をいう。また，
通常運転時閉，事故時閉となる手動弁のうち，施錠管理を行う弁は開となる
おそれがなく，上記 b.に該当することから，1 個の隔離弁を設けるものとする。

(1)

範囲が拡大される可能性のあるものの抽出
設置許可基準規則の解釈第 17 条第 1 項に基づき，原子炉圧力容器に接続される全ての配管系を対象として，従来は原子炉側から見て第 1 隔離弁までの範囲としていたものが第 2 隔離弁を含む範囲に拡大される箇所の有無について，原子炉冷却材圧力バウンダリ全体を対象に別紙 1 のフローに基づき確認した。

17 条-12

このフローに基づき原子炉冷却材圧力バウンダリに接続される各配管及び弁を選別した結果を別紙 2 に示す。
別紙 2 に示すとおり，原子炉冷却材圧力バウンダリの範囲が拡大される可能性があるものとして以下のものが抽出された。
・原子炉再循環系ＣＵＷ入口ドレンライン
・残留熱除去系原子炉停止時冷却系供給ライン
・残留熱除去系原子炉停止時冷却系戻りライン(2)

拡大要否の検討
原子炉再循環系ＣＵＷ入口ドレンラインの隔離弁は，施錠により弁ハンドルの固定が行われている手動弁である。したがって，当該ラインの弁については，弁ハンドルの固定を行うことで弁の誤操作防止措置を講じており，「通常時又は事故時において開となるおそれはない」ことから，原子炉冷却材圧力バウンダリの範囲は拡大されないことを確認した。
一方，残留熱除去系原子炉停止時冷却系供給ライン，残留熱除去系原子炉停止時冷却系戻りラインに設置している隔離弁については，以下の理由から「開となるおそれ」が否定できない。

ａ．残留熱除去系原子炉停止時冷却系供給ライン
第 1 隔離弁は原子炉圧力が高い場合には開とならないようインターロ
ックを設けているが，中央制御室から遠隔操作する電動弁であるため，
誤動作により開となるおそれがある。

ｂ．残留熱除去系原子炉停止時冷却系戻りライン

17 条-13

第 1 隔離弁は逆止弁であるため，原子炉圧力が高い場合には開とならないが，原子炉圧力が低く，残留熱除去系ポンプが起動している場合，開となるおそれがある。
よって，残留熱除去系原子炉停止時冷却系供給ライン，戻りラインについては，第 1 隔離弁から第 2 隔離弁を含むまでの範囲が新たに原子炉冷却材圧力バウンダリとして拡大されることを確認した。

従来のバウンダリの範囲

原子炉
再循環系
配管

新たにバウンダリとなった範囲

Ｍ

Ｍ
残留熱除去系ポンプ

供給ライン
第１隔離弁

供給ライン
第２隔離 弁（残留熱除去系停止時冷却系供給ライン）

新たにバウンダリとなった範囲

従来のバウンダリの範囲

Ｍ

Ｎ

戻りライン
第２隔離弁

戻りライン
第１隔離弁

残留熱除去系ポンプ

原子炉
再循環系
配管

（残留熱除去系停止時冷却系戻りライン）

第 2-1 図原子炉冷却材圧力バウンダリ拡大概念図

17 条-14

2.2

誤操作防止措置対象弁の運用及び管理について
原子炉再循環系ＣＵＷ入口ドレンラインの第 1 隔離弁（原子炉再循環ポン

プ（A）系ＣＵＷ入口ドレン弁及び原子炉再循環ポンプ（B）系ＣＵＷ入口ドレン弁）は，弁ハンドルをチェーンで固縛した上で南京錠を使用し施錠することで，通常時又は事故時において開となるおそれがないよう管理している。
施錠管理に用いる鍵の取扱いについては社内規程に定め，発電長が保管，管理を行う。
なお，当該弁は格納容器内に設置している手動弁であり，通常運転中は所員用エアロック等が施錠され，窒素雰囲気であることから弁操作場所へのアクセスができない。
また，当該弁の定検中の管理については，従来から作業毎に作業票により適切に管理を行っており，原子炉起動前には弁状態確認（全閉確認及びトル
クチェック）を行っている。加えて，今後は，弁ハンドルをチェーンで固縛し，施錠を実施する。

B35-F051A

第 2-2 図原子炉再循環ポンプ（A）系ＣＵＷ入口ドレン弁

17 条-15

施錠状態

第 2-1 表

手動弁の管理リスト

隔離弁となる手動弁の種類

弁名称

弁番号

通常時閉及び事故時閉とな

原子炉再循環ポンプ（A）系Ｃ

B35-F051A

る弁を有するもの ※1 (第1ＵＷ入口ドレン弁

隔離弁まで) ※2

原子炉再循環ポンプ（B）系Ｃ

B35-F051B

ＵＷ入口ドレン弁※1：通常時又は事故時において開となるおそれはないもの。
※2：原子炉冷却材圧力バウンダリ概要図（別紙2）の凡例③による。

17 条-16

2.3

原子炉冷却材圧力バウンダリ拡大範囲の配管・弁の仕様について
新たに原子炉冷却材圧力バウンダリとなる配管・弁の仕様を第 2-2 表〜第2-5 表に示す。これにより，新たに原子炉冷却材圧力バウンダリとなる配管・弁の設計仕様が，従来の原子炉冷却材圧力バウンダリ内の系統の設計仕様（最高使用圧力，最高使用温度）と同じであることを確認した。
また，新たに原子炉冷却材圧力バウンダリとなる配管・弁の材料がクラス
1 機器の材料として適切であることを確認した。
原子炉冷却材圧力バウンダリ拡大範囲

第 2-2 表残留熱除去系停止時冷却系供給ラインの配管の仕様
最高使用圧力最高使用温度外径／厚さ

材料

508mm／

第 1 隔離弁上流
8.62MPa[gage]

SUS304TP

302℃
32.5mm

（供給ライン）
第 1 隔離弁から508mm／
第 2 隔離弁間

8.62MPa[gage]

302℃

SUS304TP
32.5mm

（供給ライン）

第 2-3 表残留熱除去系停止時冷却系供給ラインの弁の仕様
材料

最高使用

主要寸法

温度

（呼び径）

弁箱

弁ふた

8.62MPa[gage]

302℃

500A

SCS14

SCS14

8.62MPa[gage]

302℃

500A

SCS14

SCS14

最高使用圧力第 1 隔離弁（供給ライン）
第 2 隔離弁（供給ライン）17 条-17

第 2-4 表

残留熱除去系停止時冷却系戻りラインの配管の仕様
最高使用圧力最高使用温度

外径／厚さ

材料

318.5mm／

第 1 隔離弁下流
10.69MPa[gage]

302℃

SUS304TP
25.4mm（戻りライン）
第 1 隔離弁からSUS316TP
318.5mm／

第 2 隔離弁間

10.69MPa[gage]

302℃

SUSF31625.4mm（戻りライン）

第 2-5 表SUS304TP

残留熱除去系停止時冷却系戻りラインの弁の仕様
最高使用

主要寸法

温度

（呼び径）

302℃

300A

材料

最高使用圧力第 1 隔離弁
10.69MPa[gage]（戻りライン）

弁箱

弁ふたSCS16ASUSF316L

SCS14

SUS316

SCS14

SCS14

第 2 隔離弁
10.69MPa[gage]

302℃（戻りライン）17 条-18

300A

2.4

原子炉冷却材圧力バウンダリ拡大範囲の強度・耐震評価について
新たに原子炉冷却材圧力バウンダリとなる配管・弁については，従来クラス 2 としての強度・耐震評価を実施していたが，原子炉冷却材圧力バウンダ
リ範囲の拡大に伴い，以下のとおり，クラス 1 としての基準地震動Ｓs を用いた強度・耐震評価を行い，技術基準規則の要求を満足していることを確認する。なお，強度・耐震評価の結果，クラス 1 の要求事項を満足できない場
合は，改造等により技術基準へ適合することを確認していく。
(1)

強度評価
クラス2配管・弁及びクラス1配管・弁及び

支持構造物

支持構造物

技術基準規則要求

設計条件における応力評 設計条件，運転状態Ⅰ，Ⅱ，
価

Ⅲ，Ⅳにおける応力評価
運転状態Ⅰ，Ⅱにおける熱応力ラチェット評価

第17条 構造・強度 運転状態Ⅰ，Ⅱにおける運転状態Ⅰ，Ⅱにおける疲
疲労評価，延性破断及び労評価
座屈評価
設計条件，運転状態Ⅰ，Ⅱ，
Ⅲ，Ⅳにおける座屈評価
また評価上は，クラス 2 とクラス 1 では規格計算式，許容値も異なる。

(2)

耐震評価
当該ラインは，従来より耐震Ｓクラスであるため技術基準規則の要求事
項に変更はない。
ただし，強度評価と同様に評価体系（許容値，計算式）が異なる。

17 条-19

2.5

原子炉冷却材圧力バウンダリ拡大範囲の配管・弁の保全方法について新たに原子炉冷却材圧力バウンダリとなる配管・弁については，日本機械学会「発電用原子力設備規格

維持規格 2008 年度版」（以下「維持規格」という。）に基づくクラス 1 機器供用期間中検査に組込み，検査を実施していく必要がある。
東海第二発電所では，新たに原子炉冷却材圧力バウンダリとなる配管・弁について，従来よりクラス 1 機器供用期間中検査に組込み検査を実施していることを確認した。
このため，拡大範囲の検査に変更はなく今後も継続して同様の検査を実施する。（第 2-6 表）

17 条-20

第 2-6 表

原子炉冷却材圧力バウンダリ拡大範囲の検査について

建設時の検査項目

規格要求（クラス 1 機器 ISI）

従来の検査項目

検査対象
ＰＳＩ

試験方法

試験程度

ＵＴ

溶接継手数の 25%/7 年

ＰＴ

溶接継手数の 7.5%/7 年

ＶＴ

全数の 25%/7 年

試験方法

試験程度

ＵＴ
配管の溶接継手（100％）
配管の支持部材取付
け溶接継手

ＰＴ（100％）

17 条-21ＶＴ
支持構造物（100％）

同左
類似弁毎に 1 台の

弁のボルト
―

ＶＴ

締付け部
弁本体の内表面
全ての耐圧機器

25%/7 年
―

ＶＴ

ＶＴ ※１

ＶＴ ※２

（100％）（漏えい試験）7.5%/7 年
100%/1 定検※１建設時に，原子炉冷却材圧力バウンダリ系統圧力の 1.25 倍以上の圧力にて耐圧試験を実施。

※２

拡大範囲の管と小口径管台（3／4B，1B）との溶接継手は，維持規格において表面試験が免除されており，漏えい試験に
より健全性を確認する。
17 条-21

2.6

原子炉冷却材圧力バウンダリ範囲拡大に伴う配管，弁等の品質保証及び検査内容の変更について(1)

クラスに対する品質保証上の取扱いについて
今回，新たに原子炉冷却材圧力バウンダリ範囲拡大となる残留熱除去系
停止時冷却系供給ライン，戻りラインの配管，弁等について，製造・据付時における重要度クラスによる品質保証上の違いについて整理した。

ａ．製造プロセス
当該ラインの配管，弁について，製造メーカにおける製造プロセスを確認した結果，クラス 1 機器とクラス 2 機器では，非破壊検査の項目以外は製造時のプロセスは同一である。

第 2-7 表

メーカにおけるクラス 1 機器とクラス 2 機器の製造プロセスの比較

名称

製造メーカ

製造プロセス

製品構造，型
番

配管

素材メーカ

クラス 1 機器として

クラス 1 機器とクラス 1 機器

の実績有

同一 ※１

と同一

管台

素材メーカ

同上

同上

同上

エルボ

継手メーカ

同上

同上

同上

弁

弁メーカ

同上

同上

同上

※１：素材非破壊検査の要求が一部異なるが，それ以外の製造プロセスは同一

ｂ．据付プロセス
当該ラインの据付を施工するメーカはプラントメーカのみであり，据付時はクラス 1 機器及びクラス 2 機器においても同じ要領による作業フ
17 条-22

ローで実施しており，非破壊検査の項目以外は据付時のプロセスは同一である。
また，据付時の使用前検査及び溶接事業者検査の検査項目についても重要度クラスでの差異はない。

以上のことから，製造・据付プロセスにおいて，クラス 1 機器及びクラス 2 機器での非破壊検査の項目は異なるが，当該ラインの配管，弁等については，クラス 1 機器と同じ系統仕様，構造，型番であり，同一の製造・据付プロセスであることから品質においてもクラス 1 機器と同等であると
考える。

(2)

残留熱除去系停止時冷却系供給ライン，戻りライン配管及び弁の検査項
目について
残留熱除去系停止時冷却系供給ライン，戻りライン配管及び弁の製作・据付時における検査を第 2-8 表に示す。

ａ．配管・弁について
当該ラインの配管・弁については，製造メーカにてクラス 1 機器に要求される非破壊検査を実施していることを確認した。

ｂ．溶接部について
当該ラインの溶接部については，非破壊検査においてクラス 1 機器との相違があるものの，以下の対応を実施することにより，クラス 1 機器と同等であると考える。
・当該ラインの配管の周溶接継手の一部でＰＴの記録を確認できなかっ17 条-23

た（クラス 2 配管に対する検査要求はＲＴのみで，ＰＴの要求はない）。よって，該当する溶接継手については念のためＰＴを実施し異常のないことを確認した。
・当該ラインの配管には小口径配管（3／4B，1B）を接続する管台が溶接されている。クラス 1 配管の管台溶接継手に対しては 1／2ＰＴが要求されているが，従前はクラス 2 配管であったことから 1／2ＰＴの要求はなく，供用後に同様の検査を実施することはできない。
しかし，管台溶接継手は据付時に最終層ＰＴ及び耐圧試験にて健全性を確認しており，今後も漏えい試験で継続的に健全性を確認する。
（別紙 3 参照）

以上から，新たに原子炉冷却材圧力バウンダリとなる範囲は，非破壊検査についてもクラス 1 機器と同等の検査を実施していると考える。

17 条-24

第 2-8 表

原子炉冷却材圧力バウンダリ拡大範囲の検査項目（製作・据付時の検査）部位

検査要求（規格要求）

検査実績

備考

クラス 1 クラス 2 （記録等確認）
配管

第 1 隔離弁から第 2 隔

UT+MT/PT−○ UT+PT

RT/UT

RT○ RT+PT

RT○ RT+PT

離弁間の配管弁

第 2 隔離弁箱・弁蓋

弁+MT/PT
弁体

RT/UT(供給ライン)+MT/PT

弁体

UT+MT/PT−○ UT+PTUT+MT/PT−○ UT+MT(PT)

MT/PT

−

○ MT(PT)

RT+MT/PT

RT○ RT+PT(戻りライン)
ボルト(供給ライン)ボルト(戻りライン)
溶接部 配管の溶接 供給ライン
継手

※１

（一部）
戻りライン

管と管台の溶接継手

RT+MT/PT

RT○ RT+PT

1/2PT※2

MT/PT

△ PT

MT/PT

○ PT

※3

+PT
管の支持部材取付け溶接 MT/PT
継手
UT：超音波探傷試験，PT：浸透探傷試験，MT：磁粉探傷試験，
RT：放射線透過試験，−：規格要求なし○：クラス 1 機器の検査要求と同等の検査実績がある。
△：クラス 1 機器の検査要求と同等の検査実績を確認できないものが一部ある。
※1：建設時の PT 実施記録がない溶接継手については，改めて PT を実施し判定基準を満足していることを確認した。
※2：溶接深さの 2 分の 1 の段階で行う PT。
※3：耐圧試験を実施している。また，ISI にて漏えい検査を実施している。
（別紙 3「管台と母管との溶接継手についての今後の点検の妥当性について」参照）

17 条-25①配管②弁③配管溶接部④支持構造物取付溶接継手①②（第 2 隔離弁）
E12-F008

PCV③（第 1 隔離弁）
E12-F009

R/B④

第 2-3 図残留熱除去系停止時冷却系供給ライン

17 条-26

①配管②弁

PLR A 系へ

③配管溶接部（第 1 隔離弁）
E12-F050A④支持構造物取付溶接継手

①
③

R/B

PCV

④

②
（第 2 隔離弁）
E12-F053A②（第 2 隔離弁）
E12-F053B

PCV
①

④

R/B

③

（第 1 隔離
E12-F050B弁）

第 2-4 図残留熱除去系停止時冷却系戻りライン

17 条-27

PLR B 系へ

第 2-6 図

第 2-5 図配管の製造プロセスフロー図（例）17 条-28

配管の据付プロセスフロー図

原子炉冷却材系統に接続する配管系

隔離弁を設けない配管
範囲が拡大される可能性があるものの抽出Ｙｅｓ※１※１ ＜規則の解釈第１７条第３項に基づき除外される範囲＞
・原子炉の安全上重要な計測又はサンプリング等を行う配管であって，その配管を通じての漏えいが十分許容される程度に少ないもの
・過圧防護の機能を持つ安全弁を設置するためのもの

Ｎｏ

イ 通常時開及び事故時閉となる弁を有する配管
ニ 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

17 条-別紙 1-1

Ｎｏ

拡大要否の検討

Ｙｅｓ

・原子炉冷却材浄化系ドレンライン
・残留熱除去系 原子炉停止時冷却系供給ライン
・残留熱除去系 原子炉停止時冷却系戻りライン※２

ロ 通常時又は事故時に開となるおそれがある
通常時閉及び事故時閉となる弁を有する配管Ｎｏ※２ 弁の誤操作防止措置を講じている場合は，「おそれがある」には該当しないとする。
（弁ハンドルの固定，弁操作場
所への立入防止措置）

Ｙｅｓ③ 第１隔離弁を含むまでの範囲② 第２隔離弁を含むまでの範囲
・残留熱除去系 原子炉停止時冷却系供給ライン
・残留熱除去系 原子炉停止時冷却系戻りライン

・非常用炉心冷却系等従来範囲と変更なし

本フロー図に記載のイ，ロ，ニは，それぞれ「規則の解釈」における第 17 条第 1 項第 3 号 接続配管のイ，ロ，ニに該当する。

別 1-1 図原子炉冷却材圧力バウンダリ弁抽出フロー
17 条-1④隔離弁を設けない
・計装配管
・ドレン・ベント配管等

別紙 1

拡大範囲

・原子炉冷却材浄化系
ドレンライン

① 第２隔離弁を含むまでの範囲

17 条-別紙 2-1
原子炉冷却材圧力バウンダリ概要図
17 条-2

別紙 2

別 2-1 図

別紙 3
管台と母管との溶接継手についての今後の点検の妥当性について

原子炉冷却材圧力バウンダリ拡大範囲の小口径配管の管台と母管の溶接継手については，従前はクラス2機器であったため，クラス1機器の溶接時の検査として要求される1／2ＰＴ検査を実施していない。これに鑑み，当該溶接継手の今後の点検の妥当性について検討した。

1.

1／2ＰＴ検査の方法及び検査目的
1／2ＰＴ検査とは，溶接深さの 2 分の 1 の外表面に対して浸透探傷試験を行う検査であり，溶接深さの 2 分の 1 における溶接欠陥を検出することにより，最終層まで溶接した際に内在する欠陥を未然に防止するために実施される。（別 3-1 図参照）
検出される欠陥としては，別 3-1 表に示すものがある。

管台

溶接深さの1／2の段階で溶接
金属部分の外表面のＰＴを実施

母管

別 3-1 図1／2ＰＴ概念図

17 条-別紙 3-1

別 3-1 表

検出される欠陥の種類

想定欠陥

内

容

溶接部の凝固温度範囲又はその直下のような高温で発生
高温割れ
する割れ。
溶接後，溶接部の温度が常温付近に低下してから発生す
低温割れ
る割れ。
スラグ巻込み溶接金属中又は母材との融合部にスラグが残ること。

融合不良

溶接境界面が互いに十分に溶け合っていないこと。

2.

想定される内在欠陥
別 3-1 表の欠陥に対して施工プロセス等を踏まえて以下の観点から発生の可能性を検討した。

(1)

欠陥ごとに対する対策の観点
ａ．高温割れ，低温割れ
高温割れについては，その発生防止のため，ステンレス鋼の溶接金属には不純物（リン，硫黄）含有量を低減させるとともに，適切なデルタ
フェライトを含む成分設計としており，施工時においても高温割れ防止のため，溶接金属や母材熱影響部の強度低下やじん性の低下の観点から
層間温度の上限を管理していることから，高温割れが発生する可能性は低い。
また，低温割れについては，主に炭素鋼や低合金鋼にて発生が想定される欠陥であるため，当該部材のオーステナイト系ステンレス鋼においては，低温割れの発生は無い。

17 条-別紙 3-2

ｂ．スラグ巻込み，融合不良
当該箇所は溶接検査対象であることから，第三者機関にて認可された発電用原子炉施設の溶接士が溶接を実施し，次の層を溶接する前の形状の修正をする。特にビード間又はビードと開先面の境界は深い谷のような隙間をなくすようにして管理することで，スラグ巻込み，融合不良が発生しないようにしている。また，溶接棒は吸湿により性能劣化となるため，適切に管理された溶接棒の選定をしており，施工法においてもクラス 1 と同等の要領であることから，スラグ巻込み，融合不良による欠陥発生の可能性は低い。

(2)

施工上の観点ａ．残留熱除去系停止時冷却系供給ライン（建設時）当該箇所については，穴加工された管台と母管の溶接時に管台内面を不活性ガスによりバックパージを実施することで，完全溶け込み溶接としている。また，最終層まで溶接した後に規定する寸法値になるように
座内面を追加加工することで開先の裏まで溶け込んだ初層溶接部 ※ が除去されることで，溶接による内部欠陥のリスクが低減されている。
※初層部に溶接欠陥が発生しやすい要因
当該溶接部の開先形状は，初層部の開先が狭く，溶接棒の操作性が悪いため，溶接が困難。
管台

管台

溶接金属

管台

溶接金属

溶接金属
母管
初層溶接後

母管
最終層溶接後別 3-2 図

管台施工概略図

17 条-別紙 3-3

母管
座内面の追加加工後

ｂ．残留熱除去系停止時冷却系戻りライン（改造時）当該箇所については，管台と母管を最終層まで溶接したあとに穴あけ加工を実施する施工方法であることから，溶接部において最も溶接欠陥が発生しやすいと考えられる初層部 ※ は穴あけ切削時に除去されること
で，溶接による内部欠陥のリスクが低減されている。
また，本施工を現地ではなく溶接がしやすいような作業環境，条件が確保される工場で実施しているため，欠陥発生リスクはさらに低減される。
※初層部に溶接欠陥が発生しやすい要因
当該溶接部の開先形状は，初層部の開先が狭く，溶接棒の操作性が悪いため，溶接が困難。

別 3-3 図(3)

管台施工概略図

検査の観点
当該箇所は，溶接検査対象であることから，当時の法令に従い，適切な手段を経て技術的妥当性が確認された施工法及び技量により施工されている。また，溶接検査にて適切な施工法及び技量が適用されていることを確認しており，溶接施工に関する全ての作業は，都度適切に管理され，溶接の各段階における欠陥発生に対する予防措置が十分に講じられている。
17 条-別紙 3-4

当該溶接部は，溶接検査において 1／2ＰＴ検査の前工程である材料検
査，開先検査，溶接検査の各工程において所定の検査に合格しているとともに，後工程の最終層ＰＴ検査，耐圧・外観検査についても合格している。
また，当該溶接部の最終層には上述の欠陥は発生していないことからも，1／2 層位置でも同等の品質は得られていると考える。

別 3-2 表高温割れ

欠陥の発生の可能性
対策

発生の可能性・高温割れの原因となる不純物（P，S）低減材

無の使用。
・高温割れ防止となるデルタフェライトを含む成分設計を採用。
・高温割れ防止の観点から，溶接時の収縮ひず
み緩和のため，層間温度の上限の管理を実施。
低温割れ

・低温割れが想定される炭素鋼や低合金鋼では無ないステンレス鋼を使用。
スラグ巻・多層盛りの層間でスラグ除去を実施。

込み

・国に認可された溶接士がクラス 1 機器と同等

無の要領で施工している。
融合不良

・開先や前のビードとの境界を溶かす作業を実施。

17 条-別紙 3-5

無・国に認可された溶接士がクラス 1 機器と同等の要領で施工している。
・作業性の観点から，適切に乾燥・保温された溶接棒を使用。

別 3-2 表の検討結果に示すように，当該箇所において，想定される内在欠陥の発生の可能性は考え難い。
なお，ニューシアにより過去にＢＷＲプラントで当該箇所を起因とした損傷事例を調査するとともに，継続的にニューシア情報を確認しているが，内在欠陥を起点とした損傷の情報は，確認されておらず，可能性は極めて小さいと考える。

3.

1／2ＰＴ検査の代替検査の可否
原子炉冷却材圧力バウンダリ拡大範囲の小口径管の管台と母管の溶接継手については，1／2ＰＴ検査を実施していないが，代替検査としてＵＴ検査（超音波探傷試験による体積検査），ＲＴ検査（放射線透過試験による体積検査）の実施可否を検討した。

(1)

ＵＴ検査
以下の理由により，ＵＴ検査では探傷できない。
・当該溶接部は管台溶接部であり，管台側に斜角探触子を置いて探傷した
場合，溶接部に超音波がほとんど入らない。
・母管内面側からの探傷は，既に当該配管が発電所に据え付けられているため，探触子をアクセスさせることができず，探傷できない。

17 条-別紙 3-6

探触 子

別 3-4 図(2)

ＵＴ検査概略図

ＲＴ検査
ＲＴ検査では，試験部の放射線の透過厚さが均一であり，フィルム及び透過度計を線源の照射方向に対して直角かつ，試験部に隙間なく設置することで，溶接規格に規定の濃度及び具備すべき透過度計の基準穴を満足した撮影をすることができる。これを満足するような当該の管台溶接の撮影
配置を考えると別 3-5 図のとおりとなる。
しかし，この撮影配置では試験部の放射線の透過厚さが均一でなく，また，フィルムは狭隘形状のために試験部に隙間なく設置することができず，溶接規格に規定の濃度及び具備すべき透過度計の基準穴を満足した撮影ができないため，適切なＲＴ検査を実施することはできない。

フィルム

線源

別 3-5 図ＲＴ検査概略図

17 条-別紙 3-7

4.

劣化モード
当該箇所の供用期間中の劣化モードについて，使用条件等から発生の可能性を検討した。検討結果を別 3-3 表に示す。

別 3-3 表劣化モードの検討

劣化モード

評価

発生の可能性

疲労・設計対策 ※ を実施しており，有意な振動及び低

圧力過渡は受けない。

（外面から）

・多層盛りの溶接部であり，初層部は除去されているため，応力は内面側が低く，外面側が高いと考えられる。
・よって，発生の可能性は極めて低いが，劣化
モードを想定するならば，外面からの疲労が想定される。
ＳＣＣ

・プラント運転中は流れがなく，温度も低い。

無また，使用時間も短いことからＳＣＣの感受性は低く，発生は考えがたい。
全面腐食・耐食性に優れたステンレス鋼のため，発生は

無

考え難い。
減肉

・プラント運転中は流れがなく，耐食性に優れ

無たステンレス鋼のため，発生は考え難い。
※：

・当該部は，母管からの分岐以降，組合せ３方向でサポートされている範囲であり，振動の影響を受けない。
・プラント運転中，当該ラインの第 1 隔離弁は閉止されているため，原
子炉冷却材の圧力・温度過渡及び流体振動を直接受けない。
17 条-別紙 3-8

別 3-3 表に示すように，当該ラインに劣化モードを想定するならば外面からの疲労である。ただし，当該ラインは，プラント運転中は隔離されており，出力運転時及びライン使用時ともに従来の原子炉冷却材圧力バウンダリ
範囲に比べ低圧，低温の環境条件に限られることから，損傷が発生する可能性は極めて低いと考えられる。

5.

点検方法及び点検頻度
これまでの検討結果より，当該箇所の健全性は確保されているとともに，損傷が発生する可能性は極めて低いと考えられる。このため当該箇所については，維持規格に基づくクラス1機器供用期間中検査に定められる検査方法（漏えい検査）及び検査頻度（100％／1定検）による検査を実施することで健全性を継続監視することが妥当であると考える。
また，当該箇所はこれまでもクラス 1 機器供用期間中検査に組込み，漏えい検査を実施しており，異常は認められていない。

17 条-別紙 3-9

別紙 4
原子炉冷却材圧力バウンダリ拡大範囲の抽出プロセスについて

STEP0

原子炉冷却材系統に接続する配管系

STEP1

Ｙｅｓ

隔離弁を設けない配管※１※１ ＜規則の解釈第１７条第３項に基づき除外される範囲＞

STEP2

・原子炉の安全上重要な計測又はサンプリング等を行う配管であ範囲が拡大される可能性があって，その配管を通じての漏えいが十分許容される程度に少なＮｏるものの抽出

いもの・過圧防護の機能を持つ安全弁を設置するためのもの

イ 通常時開及び事故時閉となる弁を有する配管

Ｙｅｓ

ニ 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

・原子炉冷却材浄化系ドレンライン
・残留熱除去系 原子炉停止時冷却系供給ライン

STEP3

Ｎｏ

・残留熱除去系 原子炉停止時冷却系戻りライン

拡大要否の検討

ロ 通常時又は事故時に開となるおそれがある※２

Ｎｏ

通常時閉及び事故時閉となる弁を有する配管※２ 弁の誤操作防止措置を講じている場
合は，「おそれがある」には該当しないとする。 （弁ハンドルの固定，弁操作場所への立入防止措置）Ｙｅ③ 第１隔離弁を含む

ｓ② 第２隔離弁を含むまでの範囲

までの範囲① 第２隔離弁を含む

・計装配管

・残留熱除去系 原子炉停止時冷却系供給ライン
・残留熱除去系 原子炉停止時冷却系戻りライン④隔離弁を設けないまでの範囲

・原子炉冷却材浄化系

・非常用炉心冷却系等

・ドレン・ベント配管等

ドレンライン
従来範囲と変更なし

拡大範囲

本フロー図に記載のイ，ロ，ニは，それぞれ「規則の解釈」における第 17 条第 1 項第 3 号 接続配管のイ，ロ，ニに該当する。

【抽出プロセス】
STEP0（母集団の確認）
・原子炉圧力容器全体構造図を用いて，原子炉圧力容器のノズルを抽出する。
17 条-別紙 4-1

・配管計装線図を用いて，ノズルに接続されている配管を抽出する。
・第 2 隔離弁までの範囲について，要求される機能，配管口径，内部流体を確認する。

STEP1（隔離弁を設けない配管（規則の解釈第 17 条第 3 項に基づき除外される範囲）の抽出）・原子炉の安全上重要な計測又はサンプリング等を行う配管であって，その配管を通じての漏えいが十分許容される程度に少ないもの，過圧防護の機能を持つ安全弁を設置するためのものを抽出する。
※

その配管を通じての漏えいが十分許容される程度に少ないものとは，
液相で 36.7mm 以下，気相で 73.4mm 以下の配管を指す。（別紙 5 参照）

STEP2（範囲が拡大される可能性のあるものの抽出）
・通常時開及び事故時閉となる弁を有する配管を抽出する。
・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統等を抽出する。

STEP3（拡大要否の検討）
・通常時又は事故時に開となる「おそれがある」通常時及び事故時閉となる弁を有する配管を抽出する。
※

弁の誤操作防止措置を講じている場合は，「おそれがある」には該当しないとし，第 1 隔離弁を含むまでの範囲とする（2.2
置対象弁の運用及び管理について参照）。

17 条-別紙 4-2

誤操作防止措別紙 5
原子炉冷却材圧力バウンダリから除外される配管口径の求め方

東海第二発電所において，原子炉冷却材圧力バウンダリから除外される配管
口径の求め方を以下に示す。

(1)

前提条件
ａ．原子炉は通常運転状態とする。
ｂ．原子炉圧力容器の水位は一定とする。
ｃ．制御棒駆動水圧系からの補給水流量は，3.5L／sec であり，常温における補給水量は，209.6kg／min となる。
ｄ．原子炉隔離時冷却系の補給水流量は，37.9L／sec であり，常温における補給水量は，2269.9kg／min となる。
ｅ．給水系の給水流量変動幅は考慮しない。

(2)

計算方法
F. J. MOODY
MixtureMaximum Flow Rate of Single Component, Two-Phaseに基づき算出する。

A
A：最大破断断面積

W

：補給水量

G

：臨界質量速度（液相）2,343,681kg／min-m２（気相）

585,920kg／min-m２

17 条-別紙 5-1

D

2
D

(3)

：最大破断直径

算出結果(1)，(2)より，小口径配管が破断した場合でも原子炉圧力容器水位に影響を与えない最大破断直径を別 5-1 表に示す。
この結果から，小口径配管のうち原子炉冷却材圧力バウンダリから除外される配管口径は，設計上の余裕をみて液相，気相それぞれ 25A，50A を最大としている。

別 5-1 表原子炉圧力容器水位に影響を与えない最大破断直径
液相

気相

破断断面積（mm２ ）

1,057

4,231

最大破断直径（mm）

36.7

73.4

25A

50A

原子炉冷却材圧力バウンダ
リから除外される配管口径

17 条-別紙 5-2

別紙 6
差圧検出管・ほう酸水注入系配管を原子炉冷却材圧力バウンダリから除外できる理由

差圧検出管・ほう酸水注入系配管の配管口径は 40A であり原子炉冷却材圧力バウンダリから除外される配管口径（液相 25A）よりは大きい。しかしながら，原子炉圧力容器外で破断した場合であっても，その漏えい量は，制御棒駆動系及び原子炉隔離時冷却系からの補給水量よりも少ないため，原子炉冷却材
圧力バウンダリから除外することができる。
その考え方を以下に示す。

1.

差圧検出管・ほう酸水注入管の概要
差圧検出管・ほう酸水注入管の概要を別 6-1 図に示す。
差圧検出管・ほう酸水注入管は，２重管構造となっており，差圧検出機能
及びほう酸水注入機能を有している。本配管は，原子炉圧力容器内で，ほう酸注入スパージャ及び差圧検出管に分岐される。
ほう酸注入スパージャには，直径m の注入孔が箇所に設けられており，ほう酸水注入ポンプで加圧されたほう酸水はそれぞれの注入孔から原子炉内に注入される。
差圧検出管は，２重管から分岐後，先端は原子炉圧力容器内部で開放されており，原子炉圧力容器内の圧力を検出することができる。差圧検出管の先
端内径はmm である。

17 条-別紙 6-1

２．差圧検出管・ほう酸注入管が破断した場合の原子炉冷却材の流出
原子炉圧力容器の外側で差圧検出管・ほう酸注入管が破断した場合，原子炉冷却材は，ほう酸注入スパージャのほう酸注入孔及び差圧検出管の先端を逆流し，原子炉圧力容器の外側の破断口から漏えいする。したがって，原子炉圧力容器内の開口面積（ほう酸水注入孔及び差圧検出管の先端部の面積の合計）が，原子炉圧力容器水位に影響を与えない最大破断面積より小さけれ
ば，差圧検出管・ほう酸注入管の破断口からの原子炉冷却材の漏えい量は，制御棒駆動系及び原子炉隔離時冷却系からの補給水量よりも少ないと考えられ，原子炉冷却材圧力バウンダリから除外することができる。

差圧検出管
先端内径φ

制御棒
炉心下部格子板

ガイドチューブ

再循環ループ吸込口

ほう酸注入スパージャ

ジェットポンプ

ＲＰＶ

ほう酸
注入孔φ

二重管構造

ほう酸
注入ポンプから

別 6-1 図差圧検出管・ほう酸水注入管
17 条-別紙 6-2

二重管拡大図概要図

３．評価結果
差圧検出管・ほう酸注入管配管の原子炉圧力容器内の開口面積を別 6-1 表に示す。
差圧検出管・ほう酸注入管の原子炉圧力容器内の開口面積は，原子炉圧力容器水位に影響を与えない最大破断面積よりも小さいことから，原子炉圧力容器外でほう酸水注入系配管が破断した場合であっても破断口からの漏えい
量は，制御棒駆動系及び原子炉隔離時冷却系からの補給水量よりも少ないため，ほう酸水注入系配管（40A）は原子炉冷却材圧力バウンダリから除外される。

別 6-1 表差圧検出管・ほう酸水注入系配管の原子炉圧力容器内開口面積

No

面積（mm ２ ）項目

1

ほう酸水注入孔：2

差圧検出管の先端：

3No.1 と No.2 の合計

4

原子炉圧力容器水位に影響を与えない最大破断面積大小関係

No.3＜No.4

17 条-別紙 6-3

別紙７
原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する機器に使用されているフェライト系鋼
に対する管理について

原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する機器については，第１７条第１項第３号において，通常運転時，運転時の異常な過渡変化時及び設計基準事故時に瞬間的破壊が生じないよう，十分な破壊じん性を有するものとすることが要求されている。東海第二発電所においては，フェライト系鋼の脆性的挙動及び急速な伝播型破断の発生を防止するため，建設当時から告示５０１号等の技術基準の要求に従って，以下の管理を実施してきている。

○使用材料管理適用規格基準：告示５０１号（昭和４５年）
管理事項：・材料の選定・破壊靭性試験の実施
・素材段階での非破壊検査（体積検査、表面検査）の実施○使用圧力・温度制限
適用規格基準：ＪＥＡＣ４２０６（１９７３）原子力発電所用機器の最低使用温度の確認試験方法
管理事項：・耐圧漏えい試験時の試験温度の制限○使用期間中の監視適用規格基準：ＪＥＡＣ４２０５（１９７３）軽水型原子力発電所用機器の供用期間中検査17 条-別紙 7-1

ＪＥＡＣ４２０１（１９７０）原子炉構造材の監視試験方法
管理事項：・供用期間中検査での欠陥発生有無の確認
・監視試験による脆性遷移温度の管理（原子炉圧力容器）

以上

17 条-別紙 7-2

別添１

東海第二発電所

運用，手順等説明資料
原子炉冷却材圧力バウンダリ

第 17 条原子炉冷却材圧力バウンダリ（設置許可基準規則 第 17 条）
一 通常運転時，運転時の異常な過渡変化時及び設計基準事故時に生ずる衝撃，炉心の反応度の変化による荷重の増加その他の原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する機器に加わる負荷に耐えるものとすること。
二 原子炉冷却材の流出を制限するため隔離装置を有するものとすること。
三 通常運転時，運転時の異常な過渡変化時及び設計基準事故時に瞬間的破壊が生じないよう，十分な破壊じん性を有するものとすること。
四 原子炉冷却材圧力バウンダリからの原子炉冷却材の漏えいを検出する装置を有するものとすること。
（技術基準規則 第 14 条）安全設備
２ 安全設備は，設計基準事故時及び当該事故に至るまでの間に想定される全ての環境条件において，その機能を発揮することができるよう，施設しなければならない。
（技術基準規則 第 15 条）設計基準対象施設の機能
３ 設計基準対象施設は，通常運転時において容器，配管，ポンプ，弁その他の機械又は器具か
ら放射性物質を含む流体が著しく漏えいする場合は，流体状の放射性廃棄物を処理する設備によりこれを安全に処理するように施設しなければならない。
（技術基準規則 第 17 条）材料及び構造
一 クラス１機器及びクラス１支持構造物に使用する材料は，次に定めるところによること。
八 クラス１機器及びクラス１支持構造物の構造及び強度は，次に定めるところによること。

十五 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管及び原子炉格納容器のうち主要な耐圧部の溶接部（溶接金属部及び熱影響部をいう。）は，次に定めるところによること。
（技術基準規則 第 18 条）使用中の亀裂等による破壊の防止
２ 使用中のクラス１機器の耐圧部分には，その耐圧部分を貫通する亀裂その他の欠陥があってはならない。
（技術基準規則 第 19 条）流体振動等による損傷の防止
燃料体及び反射材並びに炉心支持構造物，熱遮蔽材並びに一次冷却系統に係る容器，管，ポンプ及び弁は，一次冷却材又は二次冷却材の循環，沸騰その他の一次冷却材又は二次冷却材の挙動により生ずる流体振動又は温度差のある流体の混合その他の一次冷却材又は二次冷却材の挙動により生ずる温度変動により損傷を受けないように施設しなければならない。
（技術基準規則 第 27 条）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，一次冷却系統に係る発電用原子炉施設の損
壊その他の異常に伴う衝撃，炉心の反応度の変化による荷重の増加その他の原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する機器に加わる負荷に耐えるように施設しなければならない。
（技術基準規則 第 28 条）原子炉冷却材圧力バウンダリの隔離装置等
２ 発電用原子炉施設には，原子炉冷却材圧力バウンダリからの原子炉冷却材の漏えいを検出する装置を施設しなければならない。

17 条-別添 1-1（設置許可基準規則 第 17 条，技術基準規則 第 27 条 第 28 条）
一 変更なし 従来の原子炉冷却材圧力バウンダリと同等の耐圧強度，材料である。また，強度・耐震評価において基準を満足していることを確認している。
二 変更なし 隔離装置である第1隔離弁の範囲から第2隔離弁を含む範囲までに変更した。
三 変更なし 十分な破壊靱性を有するオーステナイト系ステンレス鋼，又は強度評価において，通常運転時，運転時の異常な過渡変化時及び設計基準事故時に生じる圧力において，瞬間的破壊が生じないことを確認している。
四 変更なし 各種測定装置等を設けており，異常を検出した場合は，中央制御室に警報を発するよう設計している。なお，原子炉
冷却材圧力バウンダリが拡大した範囲について，漏えいを検出する方法に変更はない。

（技術基準規則 第 14 条）2（技術基準規則 第 15 条）3（技術基準規則 第 17 条）一，八，十五（技術基準規則 第 18 条）2（技術基準規則 第 19 条）
上記，技術基準規則各条文については，変更内容が原子炉冷却材圧力バウンダリ範囲の拡大のみであり，設備改良を伴わないことから変更はない。

評価ＯＫ○範囲が拡大される可能性のあるものの抽出
規則の解釈に基づき，従来は原子炉側から見て第 1 隔離弁までの範囲としていたものが第 2 隔離弁を含む範囲に拡大される箇所があるか，原子炉冷却材圧力バウンダリ全体を対象に確認した。
その結果，範囲が拡大される可能性があるものとして以下のラインが抽出された。
①原子炉再循環系ＣＵＷ入口ドレンライン②残留熱除去系原子炉停止時冷却系供給ライン③残留熱除去系原子炉停止時冷却系戻りライン
このうち，①については既に施錠により弁ハンドルの固定が行われている手動弁であり，弁の誤操作防止措置を講じていることから，バウンダリの範囲は拡大されない。また，②，③については，
通常運転時に当該系統を使用する場合には，隔離弁を開とすることがあることから，バウンダリ拡
大範囲とする。

【後段規制との対応】
工：工認（基本設計方針，添付書類）
保：保安規定（運用，手順に係る事項，下位文書含む）
核：核防規定（下位文書含む）

保○弁の施錠管理（①）
原子炉再循環系ＣＵＷ入口ドレンラインについては，通常時又は事故時に開となるおそれがないよう施錠管理による弁ハンドルのロックを実施する。
工○バウンダリ範囲の拡大（②，③）
残留熱除去系原子炉停止時冷却系供給ライン，残留熱除去系原子炉停止時冷却系戻りラインについては，第 1 隔離弁から第 2 隔離弁を含むまでの範囲が原子炉冷却材
圧力バウンダリとして拡大される。

【添付六，八への反映事項】：添付六，八に反映：当該条文に該当しない（他条文での反映事項他）

運用，手順に係る対策等（設計基準）
設置許可基準対象条文

対象項目

区

分

運用対策等
−

運用・手順

−

体制

・原子炉再循環系ＣＵＷ入口ドレンラインの17 条-別添 1-2

第１隔離弁（原子炉再循環ポンプ（A）系ＣＵ

第１７条
施錠管理
原子炉冷却材圧力バウンダリ

Ｗ入口ドレン弁及び原子炉再循環ポンプ（B）
保守・点検
系ＣＵＷ入口ドレン弁）は，通常時又は事故時開となるおそれがないように施錠管理を適切に実施する。
教育・訓練−

第 24 条安全保護回路

＜目

次＞

1.

基本方針

1.1

要求事項の整理

1.2

追加要求事項に対する適合性(1)

位置，構造及び設備(2)

安全設計方針

(3)

適合性説明

1.3

気象等

1.4

設備等（手順等含む）

2.

安全保護回路2.1

安全保護回路の不正アクセス行為防止のための措置について

2.2

安全保護回路の概要

2.3

安全保護回路の物理的分離対策

2.4

外部からの不正アクセス行為防止について

2.5

想定脅威に対する対策について

2.6

物理的分離及び電気的分離について
別紙 1

安全保護回路について，承認されていない動作や変更を防ぐ設
計方針

別紙 2

今回の設置許可申請に関し，安全保護回路に変更を施している
場合の基準適合性

別紙 3

安全保護回路の不正アクセス行為等の防止対策

別紙 4

ソフトウェア更新時の立会における，インサイダー等に対する

セキュリティ対策
別紙 5

安全保護回路のうちデジタル部分のシステムへ接続可能なアクセスについて別紙 6

安全保護回路のうちデジタル部分について，システム設計と実際のデバイスが具備している機能との差（未使用機能等）による
影響の有無

別紙 7

安全保護回路のうち一部デジタル演算処理を行う機器のソフト
ウェアの検証及び妥当性確認について

別紙 8

安全保護系の過去のトラブル（落雷によるスクラム動作事象
等）の反映事項

3.

運用，手順説明資料（別添資料）安全保護回路

＜概

要＞

1.において，設計基準事故対処設備の設置許可基準規則，技術基準規則の追加要求事項を明確化するとともに，それら要求に対する東海第二発電所における適合性を示す。

2.において，設計基準事故対処設備について，追加要求事項に適合するために必要となる機能を達成するための設備又は運用等について説明する。

3.において，追加要求事項に適合するための運用，手順等を抽出し，必要となる対策等を整理する。

1.

基本方針

1.1

要求事項の整理
安全保護回路について，設置許可基準規則第 24 条及び技術基準規則第 35条において，追加要求事項を明確化する。（第 1.1 表）

24 条 - 1

第 1.1 表

設置許可基準規則第 24 条及び技術基準規則第 35 条

設置許可基準規則
第 24 条（安全保護回路）
発電 用原 子炉施設に は，次に 掲げ るところに より， 安全
保護回路（安全 施設に属 するも のに 限る 。以下 この条において同じ。）を設けなければならない。

24 条 - 2

一運転時の異常な過渡変化が発生する場合において，その異常な状態を検知し，及び原子炉停止系統その他
系統と併せて機能することにより，燃料要素の許容損
傷限界を超えないようにできるものとすること。

二

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し，原子炉停止系統及び工学的安全施設を自動的に作動させるものとすること。

要求事項

技術基準規則第 35 条（安全保護装置）
発電 用原 子炉 施設には，安全 保護 装置 を次に 定めると ころにより施設しなければならない。

一

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原子炉の運転に支障が生じる場合において，原子炉停止系統その他系統と併せて機能する
ことにより，燃料要素の許容損傷限界を超えないようにできるものであること。

備
変更なし

変更なし

変更なし
―

三

安全保護回路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，多重性を確保するものとすること。

二系統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，多重性を確保すること。

変更なし

四

安全保護回路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間において安全保護機能を失わないように独立性を確保するものとすること。

三系統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間において安全保護機能を失わないように独立性を確保すること。

変更なし

考

24 条 – 3

設置許可基準規則
第 24 条（安全保護回路）
五 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も，発電用原子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，発電用原子炉施設の安全上支障がない状態を維持できるものとすること。

技術基準規則第 35 条（安全保護装置）
四 駆動源の喪失，系統の遮断その他の不利な状況が生じた場合においても，発電用原子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，発電用原子炉施設の安全上支障がない状態を維持できること。

六

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することができるものと
すること。

五

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するために必要な措置が講じられているものであること。

追加要求事項七

計測制御系統施設の一部を安全保護回路と共用する
場合には，その安全保護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されたものとすること。

六計測制御系の一部を安全保護装置と共用する場合には，その安全保護機能を失わないよう，計測制御系か
ら機能的に分離されたものであること。

変更なし

七

発電用原子炉の運転中に，その能力を確認するための必要な試験ができるものであること。

変更なし

八

運転条件に応じて作動設定値を変更できるものであ
ること。

変更なし

―

―

備

考

変更なし

1.2. 追加要求事項に対する適合性(1) 位置，構造及び設備
ロ 発電用原子炉施設の一般構造(3) その他の主要な構造(ⅰ) 本発電用原子炉施設は，(1)耐震構造，(2)耐津波構造に加え，以下の基本的方針のもとに安全設計を行う。
ａ．設計基準対象施設(s) 安全保護回路
安全保護回路は，運転時の異常な過渡変化が発生する場合において，その異常な状態を検知し及び原子炉緊急停止系その他系統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，設計基準事故が発生する場合において，その異常な状態を検知し，原子炉緊急停止系及び工学的安全施設を自動的に作動させる設計とする。
安全保護回路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，多重性を確保する設計とする。
安全保護回路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間において安全保護機能を失わないよう独立性を確保する設計とする。
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も，発電用原子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。
安全保護回路のうち，一部デジタル演算処理を行う機器は，不正アク24 条−4

セス行為に対する安全保護回路の物理的分離及び機能的分離を行うとともに，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の確認を適切に行うことで，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することができる設計とする。
【説明資料（2.1：P24条-37,38）（2.2：P24条-39）（2.3：P24条40）（2.4：P24条-41）（2.5：P24条-42）（2.6：P24条42,43）】
計測制御系統施設の一部を安全保護回路と共用する場合には，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た設計とする。

ヘ 計測制御系統施設の構造及び設備
発電用原子炉の適切かつ安全な運転のため，中性子束を測定する炉内核計装設
備と水位，圧力，再循環流量等を測定する計装設備，安全保護回路及び制御設備を設ける。また，通常運転中の原子炉圧力を一定に保つために，圧力制御装置を設ける。
発電用原子炉の出力制御は，再循環流量の調整及び制御棒位置の調整の 2 方式
により行われる。
(1) 計

装(ⅰ) 核計装の種類
中性子束は以下のように 2 つの領域に分けて原子炉内で計測する。
起動領域：固定型計数方式及び8 チャンネルキャンベル方式計装
出力領域：固定型直流方式計装172 チャンネル

24 条−5

(ⅱ) その他の主要な計装の種類
原子炉水位，原子炉圧力，再循環流量，給水流量，蒸気流量，制御棒位置，制御棒駆動用冷却材圧力等の計装装置を設ける。
(2) 安全保護回路
安全保護回路（安全保護系）は，「原子炉停止回路（原子炉緊急停止系作動回路）」及び「その他の主要な安全保護回路（工学的安全施設作動回路）」で構成する。
安全保護回路は，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す
る設計とする。
【説明資料（2.1：P24条-37,38）（2.2：P24条-39）（2.3：P24条-40）（2.4：P24条-41）（2.5：P24条-42）（2.6：P24条-42,43）】(ⅰ) 原子炉停止回路の種類
原子炉停止回路（原子炉緊急停止系作動回路）は，次に示す条件により発電用原子炉をスクラムさせるため，2つの独立のチャンネルが設けられ，これらの同時動作によって発電用原子炉をスクラムさせる。
ａ．原子炉圧力高ｂ．原子炉水位低
ｃ．ドライウェル圧力高ｄ．原子炉出力ペリオド短（起動領域計装）
ｅ．中性子束高（起動及び平均出力領域計装）
ｆ．中性子束低（平均出力領域計装）
ｇ．中性子束計装動作不能（起動及び平均出力領域計装）
ｈ．スクラム水排出容器水位高ｉ．主蒸気隔離弁閉24 条−6

ｊ．主蒸気管放射能高ｋ．主蒸気止め弁閉
ｌ．蒸気加減弁急速閉
ｍ．地震加速度大ｎ．原子炉モード・スイッチ「停止」
ｏ．手動

なお，原子炉緊急停止系作動回路の電源喪失の場合にも発電用原子炉はス
クラムする。
(ⅱ) その他の主要な安全保護回路の種類
その他の主要な安全保護回路（工学的安全施設作動回路）には，次のものを設ける。
ａ．原子炉水位異常低下，主蒸気管放射能高，主蒸気管圧力低，主蒸気管流量大，主蒸気管トンネル温度高，復水器真空度低のいずれかの信号による主蒸気隔離弁の閉鎖
ｂ．ドライウェル圧力高，原子炉水位低，原子炉建屋放射能高のいずれかの信号による原子炉建屋常用換気系の閉鎖と原子炉建屋ガス処理系の起動
ｃ．原子炉水位異常低下又はドライウェル圧力高の信号による高圧炉心スプ
レイ系，低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）の起動
ｄ．原子炉水位異常低下及びドライウェル圧力高の同時信号による自動減圧系の作動
ｅ．原子炉水位異常低下又はドライウェル圧力高の信号による高圧炉心スプ
レイ系ディーゼル発電機及び非常用ディーゼル発電機の起動
ｆ．原子炉水位低，原子炉水位異常低下，ドライウェル圧力高のいずれかの信号による主蒸気隔離弁以外の隔離弁の閉鎖
また，その他保護動作としては次のようなものがある。
24 条−7

ａ．原子炉水位異常低下信号による原子炉隔離時冷却系の起動(2) 安全設計方針
1.1.3 安全保護系の設計方針
反応度制御系（制御棒）及び工学的安全施設の作動を開始させるための安全保護
系は，多重性と独立性を有する設計とし，実際に起こると考えられる，いかなる単一故障によってもその安全保護機能が妨げられないような設計とする。また，安全保護系は系の遮断，駆動源の喪失等においても安全上許容される状態（フェイル・
セイフ又はフェイル・アズ・イズ）になるよう設計する。
安全保護系については，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する設計とする。
【説明資料（2.1：P24 条-37,38）（2.2：P24 条-39）（2.3：P24 条-40）（2.4：
P24 条-41）（2.5：P24 条-42）（2.6：P24 条-42,43）】

24 条−8

(3) 適合性説明（安全保護回路）第二十四条 発電用原子炉施設には、次に掲げるところにより、安全保護回路（安全施設に属するものに限る。以下この条において同じ。）を設けなければならない。
一 運転時の異常な過渡変化が発生する場合において、その異常な状態を検知し、及び原子炉停止系統その他系統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えないようにできるものとすること。
二 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し、原子炉停止系統及び工学的安全施設を自動的に作動させるものとすること。
三 安全保護回路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、多重性を確保するものとすること。
四 安全保護回路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間において安全保護機能を失わないように独立性を確保するものとすること。
五 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も、発電用原子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、発電用原子炉施設の安全上支障がない状態を維持できるものとすること。
六 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することができるものとすること。
七 計測制御系統施設の一部を安全保護回路と共用する場合には、その安全保護

24 条−9

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されたものとすること。

適合のための設計方針
第１項第１号について(1) 安全保護系は，運転時の異常な過渡変化時に，中性子束及び原子炉圧力等の変化を検出し，原子炉緊急停止系を含む適切な系統の作動を自動的に開始させ，燃料要素の許容損傷限界を超えることがない設計とする。
(2) 安全保護系は，偶発的な制御棒引抜きのような原子炉停止系のいかなる単一誤動作に起因する異常な反応度印加が生じた場合でも，燃料要素の許容損傷限界を超えないよう，中性子束高スクラム及び原子炉出力ペリオド短スクラムにより発電用原子炉を停止できる設計とする。

第１項第２号について
安全保護系は，設計基準事故時に異常状態を検知し，原子炉緊急停止系を自動的に作動させる。また，自動的に主蒸気隔離弁の閉鎖，非常用炉心冷却系の起動，原子炉建屋ガス処理系の起動を行わせる等の保護機能を有する設計とする。
(1) 発電用原子炉は，下記の条件の場合にスクラムする。
ａ．原子炉圧力高ｂ．原子炉水位低
ｃ．ドライウェル圧力高ｄ．原子炉出力ペリオド短（起動領域計装）
ｅ．中性子束高（起動及び平均出力領域計装）
ｆ．中性子束低（平均出力領域計装）
ｇ．中性子束計装動作不能（起動及び平均出力領域計装）
24 条−10

ｈ．スクラム水排出容器水位高ｉ．主蒸気隔離弁閉
ｊ．主蒸気管放射能高ｋ．主蒸気止め弁閉
ｌ．蒸気加減弁急速閉
ｍ．地震加速度大ｎ．原子炉モード・スイッチ「停止」
ｏ．手動(2) その他の主要な安全保護系（工学的安全施設作動回路）には，次のようなものを設ける設計とする。
ａ．原子炉水位異常低下，主蒸気管放射能高，主蒸気管圧力低，主蒸気管流量
大，主蒸気管トンネル温度高，復水器真空度低のいずれかの信号による主蒸気隔離弁の閉鎖ｂ．ドライウェル圧力高，原子炉水位低，原子炉建屋放射能高のいずれかの信号
による原子炉建屋常用換気系の閉鎖と原子炉建屋ガス処理系の起動
ｃ．原子炉水位異常低下又はドライウェル圧力高の信号による高圧炉心スプレイ
系，低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）の起動
ｄ．原子炉水位異常低下及びドライウェル圧力高の同時信号による自動減圧系の作動
ｅ．原子炉水位異常低下又はドライウェル圧力高の信号による高圧炉心スプレイ
系ディーゼル発電機及び非常用ディーゼル発電機の起動
ｆ．原子炉水位低，原子炉水位異常低下，ドライウェル圧力高のいずれかの信号による主蒸気隔離弁以外の隔離弁の閉鎖
また，その他保護動作としては次のようなものがある。
ａ．原子炉水位異常低下信号による原子炉隔離時冷却系の起動
24 条−11

第１項第３号について
安全保護系は，十分に信頼性のある少なくとも2チャンネルの保護回路で構成し，機器又はチャンネルの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合においても，安全保護機能を失わないように，多重性を備えた設計とする。
具体例は下記のとおりである。
(1) 原子炉緊急停止系作動回路は，検出器，トリップ接点，論理回路，主トリップ
継電器等で構成し，基本的に二重の「1 out of 2」方式とする。
安全保護機能を維持するため，原子炉緊急停止系作動回路は，運転中すべて励磁状態であり，電源の喪失，継電器の断線及び検出器を取り外した場合，回路が無励磁状態で，チャンネル・トリップになるようにする。
したがって，これらの単一故障が起きた場合，又は使用状態からの単一の取外しを行った場合においても，その安全保護機能を維持できる。
核計装系は，安全保護回路として必要な最小チャンネル数よりも一つ以上多い
チャンネルを持ち，運転中でもバイパスして保守，調整及び校正できる。
したがって，これが故障の場合，故障チャンネルはバイパスし，残りのチャンネルにより安全保護回路の機能が維持できる。
(2) 工学的安全施設を作動させるチャンネル（検出器を含む）は，多重性をもった構成とする。
したがって，これらの単一故障，使用状態からの単一の取外しを行った場合においても，その安全保護機能を維持できる。

第１項第４号について
安全保護系は，その系統を構成するチャンネル相互が分離され，また計測制御系
24 条−12

からも原則として分離し，独立性を持つ設計とする。
具体例は下記のとおりである。
(1) 原子炉格納容器を貫通する計装配管は，物理的に独立した貫通部を有する2系列を設ける。
(2) 検出器からのケーブル及び電源ケーブルは，独立に中央制御室の各盤に導く。
各トリップチャンネルの論理回路は，盤内で独立して設ける。
(3) 原子炉緊急停止系作動回路の電源は，分離・独立した母線から供給する。

第１項第５号について
安全保護系の駆動源として電源あるいは計器用空気を使用する。この系統に使用する弁等は，フェイル・セイフの設計とするか，又は故障と同時に現状維持（フェイル・アズ・イズ）になるようにし，この現状維持の場合でも多重化された他の回路によって保護動作を行うことができる設計とする。
フェイル・セイフとなるものの主要なものをあげると以下のとおりである。
(1) 電源喪失
ａ．スクラムｂ．主蒸気隔離弁閉ｃ．格納容器ベント弁閉(2) 計器用空気喪失
ａ．スクラムｂ．格納容器ベント弁閉
また，主蒸気隔離弁以外の工学的安全施設を作動させる安全保護系の場合，駆動源である電源の喪失時には，系統を現状維持とする設計とする。
系統の遮断やその他，火災，浸水等不利な状況が発生した場合でも，この工学的安全施設作動回路及び工学的安全施設自体が多重性，独立性を持つことで発電用原
24 条−13

子炉施設を十分に安全な状態に導くよう設計する。

第１項第６号について
安全保護系のうち，一部デジタル演算処理を行う機器は，これが収納された盤の施錠等により，ハードウェアを直接接続させない措置を実施することで物理的に分離するとともに，外部ネットワークへのデータ伝送の必要がある場合は，防護装置（片方向のみの通信を許可する装置）を介して安全保護回路の信号を一方向（送信機能のみ）通信に制限することで機能的に分離するとともに，固有のプログラム言語の使用による一般的なコンピュータウイルスが動作しない環境等によりウイルス
等の侵入を防止することでソフトウェアの内部管理の強化を図り，外部からの不正アクセスを防止する設計とする。
また，「安全保護系へのディジタル計算機の適用に関する規程」（JEAC46202008）及び「ディジタル安全保護系の検証及び妥当性確認に関する指針」（JEAG4609-2008），又は米国Regulatory Guide 1.152「原子力発電所安全関連シス
テムのプログラマブルデジタル計算機システムソフトウェアの基準」に準じて設計，製作，試験及び変更管理の各段階で検証及び妥当性確認（コンピュータウイル
スの混入防止含む。）がなされたソフトウェアを使用するとともに，発電所での出入管理による物理的アクセスの制限並びに設定値変更作業での鍵管理及びパスワー
ド管理により，不正な変更等による承認されていない動作や変更を防止する設計とする。
【説明資料（2.1：P24条-37,38）（2.2：P24条-39）（2.3：P24条-40）（2.4：
P24条-41）（2.5：P24条-42）（2.6：P24条-42,43）】

第１項第７号について
安全保護系と計測制御系とは，電源，検出器，ケーブル・ルート及び原子炉格納24 条−14

容器を貫通する計装配管を，原則として分離する設計とする。
安全保護系は，原子炉水位及び原子炉圧力を検出する計装配管ヘッダの一部を計測制御系と共用すること及び核計装等の検出部が表示，記録計用検出部と共用される以外は計測制御系とは完全に分離する等，計測制御系での故障が安全保護系に影響を与えない設計とする。
安全保護系と計測制御系で計装配管を共用する場合は，安全保護系の計装配管として設計する。
また，核計装等の検出部が表示，記録計用検出部と共用しているが，計測制御系の短絡，地絡又は断線によって安全保護系に影響を与えない設計とする。

1.3 気象等
該当なし

1.4 設備等（手順等含む）
6. 計測制御系統施設
6.3 原子炉プラント・プロセス計装
6.3.1 概要

発電用原子炉の適切かつ安全な運転のため，核計装のほかに，発電用原子炉施設の重要な部分には，すべてプロセス計装を設ける。原子炉プラント・プロセス計装
は，温度，圧力，流量，水位等を測定及び指示するものであるが，一部を除き必要な指示及び記録計器は，すべて中央制御室に設置する｡
原子炉プラント・プロセス計装は，原子炉圧力容器計装，再循環回路計装，原子炉給水系及び蒸気系計装，制御棒駆動機構計装及びその他の計装から構成されている。
発電用原子炉の停止，炉心冷却及び放射性物質の閉じ込めの機能の状況を監視す
24 条−15

るために必要なパラメータは，設計基準事故時においても監視でき確実に記録及び保存ができる。

6.3.2 設計方針
(1) 通常運転時及び運転時の異常な過渡変化時において，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並びにそれらに関連する系統の健全性を確保するために必要なパラメータは，予想変動範囲内での監視が可能であるようにプロセス計装を設ける設計とする。
(2) 設計基準事故時において，事故の状態を知り対策を講じるのに必要なパラメー
タを監視できるようにプロセス計装を設ける設計とする。
(3) 安全保護系に関連する原子炉プラント・プロセス計装は，「6.6 安全保護系」に記載する設計方針(4)〜(9)を満足するように設計する。
(4) 原子炉冷却材圧力バウンダリからの冷却材の漏えいがあった場合，その漏えいを検出するのに必要なプロセス計装を設ける設計とする。
(5) 安全確保上最も重要な原子炉停止，炉心冷却及び放射能閉じ込めの 3 つの機能の状況を監視するのに必要な炉心の中性子束，原子炉水位及び原子炉冷却材系の圧力及び温度等は，設計基準事故時においても記録されるとともに事象経過後に参照できるように当該記録が保存できる設計とする。

6.3.3 主要設備の仕様
原子炉プラント・プロセス計装の一覧を第 6.3−1 表に示す。

6.3.4 主要設備
(1) 原子炉圧力容器計装
原子炉圧力容器について計測する必要のある項目は，水位，圧力，容器胴部の24 条−16温度及びフランジ・シール漏えいである。
原子炉水位は，連続的に測定され，指示及び記録される。原子炉水位低又は水
位高で警報を出す。原子炉水位低下が更に大きい場合には，原子炉緊急停止系及び工学的安全施設を作動させるとともに再循環系ポンプをトリップする信号を出す。また，原子炉水位上昇が更に大きい場合にはタービン・トリップを行わせる
ための信号を出す（第 6.3−1 図参照）。
原子炉圧力は圧力検出器で測定され，指示及び記録される。原子炉圧力高でス
クラム信号が出される。
原子炉圧力容器壁の温度は熱電対によって測定され，記録される。この記録を基にして，原子炉冷却材の加熱及び冷却を行う。
原子炉圧力容器上蓋のフランジ部シールの漏えいは，2 個のＯリング間のフランジ面に接続されたドレン・ラインで連続的にモニタされる。通常ドレン・ラインは閉鎖されているが，ドレン・ラインの圧力が測定及び指示され，圧力高で警報が出される。
(2) 再循環回路計装
外部の再循環回路では，再循環流量，冷却材温度，ポンプ出入口差圧及び流量
制御弁開度が連続的に測定され指示される。また炉心流量はジェット・ポンプのディフューザの差圧によって測定される。再循環系ポンプについては，シール漏
えい量，冷却水流量及び温度が計測され，シール漏えい流量高及び低，並びに原
子炉補機冷却系流量低で警報が出される。
(3) 原子炉給水系及び蒸気系計装
原子炉給水流量及び蒸気流量は，フロー・ノズルによって連続的に測定され，指示及び記録される。これらは温度及び圧力補償が行われた後，三要素式原子炉
水位制御用の信号として用いられる。
そのほか，給水温度，タービン第一段圧力などが測定され，指示及び記録され24 条−17

る。
(4) 制御棒駆動機構計装
制御棒駆動機構計装は，駆動冷却材の供給系，通常の駆動水圧系，水圧制御ユ
ニットアキュムレータ及びスクラム水排出容器，並びに制御棒位置指示に対して，それぞれ適当なプロセス計装が設けられている。
駆動冷却材の供給系では，駆動ポンプ出口圧力，フィルタでの圧力降下などが計測される。
通常の駆動水圧系では，発電用原子炉と駆動水圧系との差圧，駆動ヘッダの流量と制御棒駆動機構の温度（位置指示用計器ウェル内）等が計測される。
水圧制御ユニットアキュムレータ及びスクラム水排出容器系では，アキュムレ
ータ窒素圧力，アキュムレータの漏えい水量，スクラム水排出容器水位等が計測され，アキュムレータの圧力低と水位高，スクラム水排出容器の水位高で警報が出される。スクラム水排出容器の水位が更に高くなれば，発電用原子炉はスクラムされる。
制御棒位置は，駆動機構の中心部に設けられた計器ウェル内のリード・スイッ
チによって測定指示される。
(5) 原子炉格納容器内雰囲気計装
原子炉格納容器（以下 6.では「格納容器」という。
）について計測する主要な項目は，格納容器内の圧力，温度，湿度，水素濃度，酸素濃度及び放射線レベルである。
格納容器内の圧力，温度及び酸素濃度は，連続的に測定し，指示又は記録する。また，冷却材喪失事故後の格納容器内の圧力，温度，水素濃度，酸素濃度，放射線レベル等も測定し，記録する。その他，ドライウェルの湿度並びにサプレッション・チェンバのプール水位及び水温も連続的に測定し，指示又は記録する。
24 条−18

ドライウェル圧力高，水素濃度高及び酸素濃度高で警報を出す。ドライウェ
ル圧力の上昇が更に大きい場合には，原子炉緊急停止系及び工学的安全施設を作動させるための信号を出す（第 6.6−3 図及び第 6.6−5 図参照）。
サプレッション・チェンバでは，プール水位低，プール水位高，プール水温
高，水素濃度高及び酸素濃度高で警報を出す。
(6) 漏えい検出系計装
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
ン流量，格納容器機器ドレン流量及び格納容器雰囲気中の核分裂生成物の放射性物質濃度の測定により約 3.8L／min の漏えいを 1 時間以内に検出できるようにする。測定値は，指示するとともに，原子炉冷却材の漏えい量が多い場合には警報を出す。
(7) その他の原子炉プラント・プロセス計装
ほう酸水注入系では，ほう酸水貯蔵タンク水位，ほう酸水温度及びポンプ出口
圧力が計測され，タンク水位低，ポンプ出口圧力低等で警報が出される。
高圧炉心スプレイ系，低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系では，ポンプ出口
圧力及びサプレッション・プール水位が計測される。

6.3.5 試験検査
原子炉プラント・プロセス計装は，定期的に試験又は検査を行い，その機能の健全性を確認する。

6.3.6 評価(1) 原子炉プラント・プロセス計装は，通常運転時及び運転時の異常な過渡変化時において，炉心，原子炉冷却材圧力バウンダリ及び格納容器バウンダリ並びにそれらに関連する系統の健全性を確保するために必要なパラメータを予想変動範囲
24 条−19

内で監視することができる設計としている。
(2) 原子炉プラント・プロセス計装は，設計基準事故時において，事故の状態を知り対策を講じるのに必要なパラメータを監視することができる設計としている。
(3) 安全保護系に関連する原子炉プラント・プロセス計装は，「6.6 安全保護系」に記載する設計方針(4)〜(9)を満足する設計としている。
(4) 原子炉プラント・プロセス計装は，原子炉冷却材圧力バウンダリからの冷却材の漏えいがあった場合，その漏えいを検出することができる設計としている。

6.6 安全保護系
6.6.1 概要安全保護系は，発電用原子炉の安全性を損なうおそれのある過渡状態や誤動作が生じた場合，あるいはこのような事態の発生が予想される場合には，発電用原子炉及び発電所の保護のための制御棒の緊急挿入（スクラム）機能，その他の保護動作（非常用炉心冷却系起動等を含む）を有する。また，安全保護系を構成するチャン
ネルは，各チャンネル相互を可能な限り，物理的，電気的に分離し，独立性を持たせるように設計するとともに，原子炉運転中においても試験が可能な設計とする。

6.6.2 設計方針
(1) 安全保護系は，運転時の異常な過渡変化時に，その異常状態を検知し，原子炉緊急停止系を含む適切な系統を自動的に作動させ，燃料要素の許容損傷限界を超えないようにする。
(2) 安全保護系は，偶発的な制御棒引抜きのような原子炉停止系のいかなる単一の誤動作に対しても，燃料要素の許容損傷限界を超えないようにする。
(3) 安全保護系は，設計基準事故時にあっては，直ちにこれを検知し，原子炉緊急停止系及び工学的安全施設の作動を自動的に開始させる。
24 条−20

(4) 安全保護系は，多重性及び電気的・物理的な独立性を有する設計とし，機器の単一故障若しくは使用状態からの単一の取外しによっても，その安全保護機能が妨げられないようにする。
(5) 安全保護系は，系統の遮断，駆動源の喪失においても，安全上許容される状態（フェイル・セイフ又はフェイル・アズ・イズ）になるようにする。
(6) 安全保護系は，計測制御系とは極力分離し，部分的に共用した場合でも計測制
御系の故障が安全保護系に影響を与えないようにする。
(7) 安全保護系は，通常運転中においても，定期的に機能試験を行うことができる
ようにする。
(8) 安全保護系は，監視装置，警報等によりその作動状況が確認できる設計とする。
(9) 安全保護系は，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することができる設計とする。
【説明資料（2.1：P24 条-37,38）（2.2：P24 条-39）（2.3：P24 条-40）（2.4：P24 条-41）（2.5：P24 条-42）（2.6：P24 条-42,43）】

6.6.3 主要設備の仕様
原子炉緊急停止系作動回路の主要設備の仕様を第 6.6−1 表，第 6.6−1 図及び第6.6−3 図に，その他の主要な安全保護系の仕様を第 6.6−2 表，第 6.6−4 図及び第6.6−5 図に示す。

6.6.4 主要設備
(1) 原子炉緊急停止系の機能
原子炉緊急停止系は，第 6.6−1 図に示すように 2 チャンネルで構成され各チャ
24 条−21

ンネルには，1 つの測定変数に対して少なくとも 2 つ以上の独立したトリップ接点があり，いずれかの接点の動作でそのチャンネルがトリップし，両チャンネルの同時のトリップに対して，発電用原子炉がスクラムされるようになっている。
発電用原子炉は，下記の条件の場合にスクラムされる。
ａ．原子炉圧力高ｂ．原子炉水位低
ｃ．ドライウェル圧力高ｄ．原子炉出力ペリオド短（起動領域計装）
ｅ．中性子束高（起動及び平均出力領域計装）
ｆ．中性子束低（平均出力領域計装）
ｇ．中性子束計装動作不能（起動及び平均出力領域計装）
ｈ．スクラム水排出容器水位高ｉ．主蒸気隔離弁閉
ｊ．主蒸気管放射能高ｋ．主蒸気止め弁閉
ｌ．蒸気加減弁急速閉
ｍ．地震加速度大ｎ．原子炉モード・スイッチ「停止」
ｏ．手動

検出器の形式，配置場所及びスクラム設定値は，第 6.6−1 表に示すとおりである。
この他，原子炉緊急停止系作動回路の電源喪失の場合にも発電用原子炉はスクラムする。
なお，原子炉モード・スイッチによって安全保護系の回路は以下のようにバイパスされる。
24 条−22(a) 「停止」このモードでは，スクラム信号が出され，全制御棒が炉内に挿入される。このモードにしてから約 10 秒程度で自動的にスクラム信号のリセットが可能となる。また，主蒸気隔離弁閉のスクラム信号は原子炉圧力が約4.1MPa［gage］以下のときには自動的にバイパスされ，スクラム水排出容器
水位高によるスクラム信号も手動でバイパス可能である。
(b) 「燃料取替」このモードではスクラム回路は動作状態にあるが，主蒸気隔
離弁閉のスクラム信号は原子炉圧力が約 4.1MPa［gage］以下のときは自動的にバイパスされる。さらに，スクラム水排出容器水位高によるスクラム信号も手動でバイパス可能であるが，この場合には制御棒を引き抜くことはできない。
(c) 「起動」このモードは発電用原子炉を起動し，最高で定格の約 5％まで出力をあげる場合に適用される。また，主蒸気隔離弁が閉で，かつタービン補機が動作している状態で，発電用原子炉を臨界に保つ時にも適用される。このモードでは，主蒸気隔離弁閉のスクラム信号は原子炉圧力が約 4.1MPa［gage］以下のときには自動的にバイパスされる。
(d) 「運転」このモードでは，バイパスはすべて解除され，運転手順の上で特に許される場合にのみ保守上の目的で，個々の計器をバイパスさせることができる。
(2) その他の主要な安全保護系の種類
その他の主要な安全保護系（工学的安全施設作動回路）には，次のようなものを設ける。
ａ．原子炉水位異常低下，主蒸気管放射能高，主蒸気管圧力低，主蒸気管流量
大，主蒸気管トンネル温度高，復水器真空度低のいずれかの信号による主蒸気隔離弁の閉鎖ｂ．ドライウェル圧力高，原子炉水位低，原子炉建屋放射能高のいずれかの信号
24 条−23

による原子炉建屋常用換気系の閉鎖と原子炉建屋ガス処理系の起動
ｃ．原子炉水位異常低下又はドライウェル圧力高の信号による高圧炉心スプレイ
系，低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）の起動
ｄ．原子炉水位異常低下及びドライウェル圧力高の同時信号による自動減圧系の作動
ｅ．原子炉水位異常低下又はドライウェル圧力高の信号による高圧炉心スプレイ
系ディーゼル発電機及び非常用ディーゼル発電機の起動
ｆ．原子炉水位低，原子炉水位異常低下，ドライウェル圧力高のいずれかの信号による主蒸気隔離弁以外の隔離弁の閉鎖
また，その他保護動作としては次のようなものがある。
ａ．原子炉水位異常低下信号による原子炉隔離時冷却系の起動(3) 原子炉緊急停止系の動作
原子炉緊急停止系は二重チャンネル，継電器方式の構成で，論理回路及びスク
ラム・パイロット弁のソレノイドを制御する主トリップ継電器には，特に高信頼度の継電器を用いている。
チャンネル・トリップあるいは原子炉スクラムに関連する継電器は，すべて運転中励磁状態にあり，コイルの断線又は短絡，あるいは導線の断線等の継電器の故障の大部分は，継電器自体を非励磁状態に戻し，回路が不動作状態になるように働くので，このような回路構成は，大部分の故障条件に対して フェイル・セ
イフ になっている。
一方，接点の焼損又は溶着等 フェイル・セイフ に反する方向の故障に対しては，各接点を流れる電流が定格の 50％以下であるように制限することによって，その発生を防止するようにしている。
第 6.6−1 図に示すように，論理回路の継電器接点はすべて直列につながれているので，どの継電器でも 1 個が非励磁の状態になれば，その継電器接点が属して24 条−24

いる論理回路の主トリップ継電器の電源は阻止されることになる。主トリップ継電器の接点は，各ソレノイド・グループ回路ごとに 2 つずつ直列につないで，継電器接点が 1 つ単独で故障して開かない場合でも，スクラム動作を妨げないようにしている。
主蒸気隔離弁の閉鎖及びそのほかの補助保護機能の作動開始には，別の継電器が使用されている。
主スクラム弁への計器用空気の制御には，ソレノイド作動スクラム・パイロッ
ト弁を使用する。このパイロット弁は，3 方向形で，各制御棒駆動機構のスクラム弁に対して，2 つのソレノイドの 1 つあるいは両方が励磁状態にある場合は，
スクラム弁のダイヤフラムに空気圧がかかって，弁を閉鎖状態に保つようになっている。両パイロット弁のソレノイドが非励磁になれば，スクラム弁ダイヤフラ
ムの空気圧がなくなって弁は開き，制御棒を挿入することになる。各駆動機構に2 つずつあるソレノイドは，2 チャンネルに接続されるので，両チャンネルがトリップすれば，発電用原子炉はスクラムされるが，単一チャンネルのトリップではスクラムされない。
緊急停止系統の試験は，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ことによって，原子炉運転中でも定期的に行うことができる。この試験によって，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。
(4) リセット及び警報
いずれか一方のチャンネルがトリップすれば，ロック・アウトされ警報が出る。この場合スクラム・パイロット弁を再励磁するためには，手動でリセットしなければならない。個々のトリップ信号の警報によって，運転員はチャンネル・
トリップあるいはスクラムの原因を確認することが可能であり，また，運転監視装置が，各検出器トリップの時間的順序を記録する。
24 条−25

(5) 後備緊急停止系統
スクラム・パイロット弁の一つが故障によって動作しないという事態が生じた
場合，制御棒が確実に挿入されるように，計器用空気系統に 2 個の 3 方向ソレノ
イド後備緊急停止弁を設けている。このソレノイドは直流回路に接続されていて，通常時は無励磁状態にある。原子炉緊急停止系の 2 チャンネルの主トリップ
継電器の消勢によって，2 個の後備緊急停止弁のソレノイドが励磁される。パイ
ロット弁が故障で動作しない場合には，後備緊急停止弁の動作によってスクラム
弁への空気圧がなくなる。この場合の制御棒の挿入時間は，通常の挿入時間より長いが発電用原子炉を停止させる場合，1 本の制御棒の挿入が遅れても，他の制御棒が挿入できれば十分なので，たとえ後備緊急停止弁がなくても安全に停止することができる。
(6) 原子炉緊急停止系の電源回路
原子炉緊急停止系の電源回路は，第 6.6−2 図に示されている。原子炉緊急停止
系の各チャンネルは，原子炉保護系用Ｍ−Ｇ装置（はずみ車付）に接続されていて，各電動機は所内電気系の別々の 480V 交流電源に接続されている。はずみ車の保有エネルギが大きいので，瞬間的な電圧降下では原子炉スクラムは生じない。
原子炉保護系用Ｍ−Ｇ装置（はずみ車付）を保守のため取り外すことができる
ように，バイパス変圧器からも電力を供給できるようになっている。

6.6.5 試験検査
(1) 原子炉緊急停止系は，原則として原子炉運転中でも次の試験ができ，定期的にその機能が喪失していないことを確認できる。
ａ．手動スクラム・パイロット弁作動試験：手動スクラム・スイッチによるパイ
ロット弁ソレノイドの無励磁の確認
ｂ．自動スクラム・パイロット弁作動試験：各トリップ・チャンネルごとの鍵付
24 条−26

テスト・スイッチによるトリップ・チャンネル及びパイロット弁ソレノイドの
無励磁の確認ｃ．検出器作動試験：各検出器の校正用タップ及びトリップ・チャンネルの試験端子から校正用模擬信号を入れることによるトリップ・チャンネルの作動の確
認
ｄ．制御棒スクラム試験：手動スイッチによる同一水圧制御ユニットに属する 1組又は 1 本の制御棒のスクラム時間の確認
以上のうちｂ．及びｃ．の試験により，各チャンネルの独立性の確認も行うことができる。
(2) 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（検出器含む）の試験を行うことができ，定期的にその機能が喪失していないことを確認できる。
なお，論理回路を含む全系統の試験については，原子炉停止時に行うことができる。

6.6.6 手順等
安全保護系に関して，以下の内容を含む手順等を定め，適切な管理を行う。
(1) 安全保護回路を有する制御盤については，施錠管理方法を定め，運用する。
(2) 発電所の出入管理方法については，「1.1.1.5 人の不法な侵入等の防止(3)手順等」に示す。
(3) 発電所の出入管理に係る教育については，「1.1.1.5 人の不法な侵入等の防止(3)手順等」に示す。

24 条−27

第 6.3−1 表 原子炉プラント・プロセス計装一覧表
項 目

名 称

原子炉圧力容器計装

原子炉水位，圧力圧力容器胴部温度
圧力容器フランジ部シール漏えい

再循環回路計装

再循環流量
冷却材温度
再循環系ポンプ出入口差圧
炉心流量
シール漏えい流量
再循環系ポンプ冷却水流量，温度

原子炉給水系及び蒸気系計装

原子炉給水流量
蒸気流量
給水温度
タービン第一段圧力

制御棒駆動機構計装制御棒駆動ポンプ出口圧力
フィルタ圧力原子炉と駆動水圧系との差圧駆動ヘッダ流量
制御棒駆動機構温度
アキュムレータ窒素圧力
アキュムレータ漏えい水量
スクラム水排出容器水位

原子炉格納容器内
雰囲気計装

格納容器内圧力格納容器内温度
格納容器内湿度
格納容器内水素濃度及び酸素濃度
格納容器内放射線
サプレッション・プール水位
サプレッション・プール水温漏えい検出系計装

格納容器床ドレン流量
格納容器機器ドレン流量
格納容器雰囲気中の核分裂生成物の放射性物質濃度

その他の原子炉プラント
・プロセス計装

ほう酸水貯蔵タンク水位
ほう酸水温度及びポンプ出口圧力
高圧炉心スプレイポンプ出口圧力低圧炉心スプレイポンプ出口圧力
残留熱除去系ポンプ出口圧力

24 条−28

Ｌ８（1,481cm）
Ｌ３（1,372cm）
Ｌ２（1,243cm）

Ｌ１（961cm）
燃料有効長頂部（920cm）

水位信号の機能Ｌ８：タービン・トリップ
給水ポンプ・トリップ
Ｌ３：原子炉スクラム
原子炉建屋常用換気系閉鎖と原子炉建屋ガス処理系起動
Ｌ２：主蒸気隔離弁閉鎖
高圧炉心スプレイ系起動
高圧炉心スプレイ系ディーゼ
ル発電機起動原子炉隔離時冷却系起動
再循環系ポンプトリップ
Ｌ１：残留熱除去系（低圧注水系）起動
低圧炉心スプレイ系起動
自動減圧系作動
非常用ディーゼル発電機（区分
Ⅰ及び区分Ⅱ）起動

圧力容器零レベル（0cm）※水位は圧力容器零レベルからの数値を示す。

第 6.3−1 図 原子炉水位計装説明図

24 条−29

第 6.6−1 表 原子炉スクラム信号一覧表
検出器

スクラム
信号の種類

型式

配置場所

原子炉圧力高圧力スイッチ

原子炉圧力容器

7.25MPa［gage］

原子炉水位低差圧スイッチ

原子炉圧力容器

1,372cm（ベッセルゼロより上）

ドライウェル圧力高

圧力スイッチドライウェル13.7kPa［gage］

原子炉出力ペリオド短起動領域計装炉心内

10 秒

起動領域計装炉心内

最終レンジ目盛の 120／125

出力領域計装炉心内・原子炉モード・スイッチ「運転」位置
で定格出力の 120％
・原子炉モード・スイッチ「運転」位置
以外で定格出力の 15％・自動可変設定

出力領域計装炉心内

定格出力の 2％

中性子束高

中性子束低
中性子束計装動作不能

スクラム設定値

起動領域計装中央制御室

中性子束計装動作不能の場合

出力領域計装中央制御室

中性子束計装動作不能の場合

スクラム水排出容器水位高

レベル・
スイッチ

主蒸気隔離弁閉

弁位置スイッチ

主蒸気管放射能高

ガンマ線モニタ

主蒸気止め弁

弁位置スイッチ

主塞止弁

開度 90％

蒸気加減弁急速閉

圧力スイッチ

蒸気加減弁

4.12MPa［gage］

地震加速度大加速度検出器

原子炉建屋内水平方向 300gal（EL.14.0m）
水平方向 250gal（EL.-4.0m）
鉛直方向 120gal（EL.-4.0m）

原子炉モード・スイッチ「停止」

原子炉モード・
スイッチ

中央制御室

押しボタン

中央制御室

手

動

スクラム水排出容器 0.189m３に相当するレベル
主蒸気隔離弁

開度 90％

ドライウェル外側の
通常運転時の放射能の 10 倍以下
主蒸気管

24 条−30

第 6.6−2 表 その他の主要な安全保護系作動信号一覧表

信 号 の 種 類
原 子 炉 水 位 低保護機能の種類
原子炉建屋ガス処理系起動

設 定 値
1,372cm（ベッセルゼロより上）（レベル３）

主蒸気隔離弁閉鎖

1,243cm（ベッセルゼロより上）
高圧炉心スプレイ系起動
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機起動 （レベル２）
原子炉水位異常低下

低圧炉心スプレイ系起動
残留熱除去系（低圧注水系）起動
自動減圧系作動

961cm（ベッセルゼロより上）（レベル１）

非常用ディーゼル発電機起動
低圧炉心スプレイ系起動
残留熱除去系（低圧注水系）起動
高圧炉心スプレイ系起動
ドライウェル圧力高自動減圧系作動13.7kPa［gage］

原子炉建屋ガス処理系起動
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機起動
非常用ディーゼル発電機起動
主 蒸 気 管 圧 力 低

主蒸気隔離弁閉鎖

5.89MPa［gage］

主 蒸 気 管 流 量 大

主蒸気隔離弁閉鎖

定格流量の 140％相当

復 水 器 真 空 度 低

主蒸気隔離弁閉鎖真空度 24.0kPa

主蒸気管放射能高

主蒸気隔離弁閉鎖

通常運転時の放射能の10 倍以下

主蒸気管トンネル温度高主蒸気隔離弁閉鎖

93℃

原子炉建屋放射能高原子炉建屋ガス処理系起動

通常運転時の放射能の10 倍以下24 条−31

第 6.6−1 図 原子炉緊急停止系

24 条−32

第 6.6−2 図 安全保護系用電源

24 条−33

原子炉保護系電源喪失
原

主

子

炉

圧

力

低

原
子
炉
モード・スイッチ

停
止
燃料取替
起
動
運
転

気

閉

蒸

隔

離

弁

●
●

ス クラ ム水排 出容 器水位高ス ク ラ ム 水 排 出 容 器
水位高信号バイパス・スイッチ

通
常
バイパス

原 子 炉 ス ク ラ ム

主 蒸 気 管 放 射 能 高
地

震

主

蒸

加
気

速
止

め

度

大

弁

閉

蒸 気 加 減 弁 急 速 閉
原子炉熱出力（約 30％以下）

平均出力
領域計装

中 性 子 束 高
中性子束計装動作不能
中 性 子 束 低

起動領域
計装

中 性 子 束 高
中性子束計装動作不能
原子炉出力ペリオド短

●

原
子
炉 運
転
モード・スイッチ 運 転 以 外
原

子

炉

圧

力

高
ＯＲ

原 子炉 水位低 （レ ベル３）
ド ラ イ ウ ェ ル 圧 力 高
手

ＡＮＤ

動
ＮＯＴ

原子炉モード・スイッチ「停止」

第 6.6−3 図 原子炉緊急停止系機能説明図
24 条−34

主 蒸 気 管 圧 力 低原子炉モード・スイッチ「運転」

原子炉水位異常低下（レベル２）

主 蒸 気 隔 離 弁 閉

主 蒸 気 管 流 量 大

復 水 器 真 空 度 低

主 蒸 気 止 め 弁 閉
原 子 炉 圧 力 低原子炉モード・スイッチ「 運 転 」 以 外
復 水 器 真 空 度 低
バイパス・スイッチ「 バ イパ ス」 位置

主 蒸 気 管 放 射 能 高

主蒸気管トンネル温度高

ＯＲ

ＡＮＤ

第 6.6−4 図 その他の主要な安全保護系機能説明図（その１）24 条−35

ＮＯＴ

原子炉水位異常低下（レベル１）

低圧炉心スプレイ系起動●

ドライウェル圧力高

残留熱除去系（低圧注水系）起動●●

原子炉水位異常低下（レベル２）

非常用ディーゼル発電機
●

起 動

●

高圧炉心スプレイ系起動
高圧炉心スプレイ系●

ディーゼル発電機起動●

主蒸気隔離弁以外の隔離弁の閉鎖●T.D
原子炉水位低（レベル３）●●

自動減圧系作動低圧炉心スプレイ系ポンプ
吐 出 圧 力 確 立
残留熱除去系ポンプ
吐 出 圧 力 確 立

原子炉建屋ガス処理系起動
原 子 炉 建 屋 放 射 能 高

ＯＲ

第 6.6−5 図

ＡＮＤ

T.D

その他の主要な安全保護系機能説明図（その２）24 条 - 36

時間遅れ

2.

安全保護回路2.1

安全保護回路の不正アクセス行為防止のための措置について「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」第二十四条（安全保護回路）第 1 項第六号において，『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することができるものとすること。』が要求されている。
東海第二発電所の安全保護回路は，検出信号処理において一部デジタル演算処理を行う機器がある他は，アナログ回路で構成している。安全保護
回路（原子炉緊急停止系，工学的安全施設作動回路）の不正アクセス行為
による被害防止については，デジタル演算処理を行う機器も含め，下記の対策を実施している。

(1)

物理的及び電気的アクセスの制限対策
発電所への入域に対しては，出入管理により物理的アクセスを制限し，
電気的アクセスについては，安全保護回路を有する制御盤を施錠管理とし，デジタル演算処理を行う機器からデータを採取するデータ収集端末にはデジタル演算処理を行う機器からのデータ受信機能のみを設けるとともに，データ収集端末を施錠管理された場所に保管することで管理されない変更を防止している。

(2)

ハードウェアの物理的な分離又は機能的な分離対策
安全保護回路の信号は，安全保護回路→プロセス計算機・データ伝送装
置→防護装置→緊急時対策支援システム伝送装置→防護装置を介して外部に伝送している。この信号の流れにおいて，安全保護回路からは発信されるのみであり，外部からの信号を受信しないこと，及びハードウェアを直接接続しないことで物理的及び機能的分離を行っている。
24 条 - 37

(3)外部ネットワークからの遠隔操作及びウイルス等の侵入防止対策
安全保護回路とそれ以外の設備との間で用いる信号はアナログ信号（接点信号を含む）であり，外部ネットワークを介した不正アクセス等による被害を受けることはない。
安全保護回路の信号で外部ネットワークへのデータ伝送の必要がある場
合は，防護装置を介して安全保護回路の信号を一方向（送信機能のみ）通信に制限 ※ し，外部からのデータ書き込み機能を設けないことでウイルスの侵入及び外部からの不正アクセスを防止している。
※データダイオード装置（ハードウェアレベルでダイオードのように片方向のみ通信を許可する装置）により一方向通信に制限する。

(4)

システムの導入段階，更新段階又は試験段階で承認されていない動作や変更を防ぐ対策
安全保護回路のうち，一部デジタル演算処理を行う機器は，固有のプロ
グラム言語を使用（一般的なコンピュータウイルスが動作しない環境）するとともに，保守以外の不要なアクセス制限対策として入域制限や設定値変更作業での鍵管理及びパスワード管理を行い，関係者以外の不正な変更等を防止している。

(5)

耐ノイズ・サージ対策
安全保護回路は，雷・誘導サージ・電磁波障害等による擾乱に対して，制御盤へ入線する電源受電部及びケーブルからの信号入出力部にラインフ
ィルタや絶縁回路を設置している。
ケーブルは金属シールド付ケーブルを適用し，金属シールドは接地して電磁波の侵入を防止する設計としている。安全保護回路は，鋼製の筐体に格納し，筐体を接地することで電磁波の侵入を防止する設計としている。

24 条 - 38

2.2

安全保護回路の概要
安全保護回路は，検出信号処理において一部デジタル演算処理を行う機器がある他は，アナログ回路で構成している。また安全保護回路とそれ以外の設備との間で用いる信号はアナログ信号（接点信号を含む）であり，
外部ネットワークを介した不正アクセス等による被害を受けることはない。
例として，原子炉緊急停止系の構成例を第 2.2 図に示す。
安全保護回路は，検出器からの信号を受信し，原子炉緊急停止系を自動的に作動させる回路と，工学的安全施設を作動させる信号を発する工学的
安全施設作動回路で構成しており，多重性及び電気的・物理的な独立性を持たせている。

Ry

A 検出器

C 検出器

B 検出器

D 検出器

トリップ設定器

トリップ設定器

トリップ設定器

トリップ設定器

ﾁｬﾝﾈﾙ
A1

Ry

ﾁｬﾝﾈﾙ
A2

Ry

y

安全保護系チャンネル A

ﾁｬﾝﾈﾙ
B1

Ry

y

ﾁｬﾝﾈﾙ
B2

安全保護系チャンネル B

排気
計装用空気圧縮系より制御棒駆動水ポンプより制御棒駆動機構へ

第2.2図

原子炉緊急停止系の構成例

24 条 - 39

2.3

安全保護回路の物理的分離対策
安全保護回路は，不正アクセスを防止するため，安全保護系盤等の扉には施錠を行い，許可された者以外はハードウェアを直接接続できない対策を実施している。

保管ラック
データ収集端末

安全保護系盤等は，社内規程に定める発電長による扉の鍵管理を行っている。
データ収集端末は，作業担当箇所により鍵管理されたラック内に保管しており，許可されない者のアクセスを防止している。また，情報セキュリティに関する教育を行っている。

第 2.3 図安全保護系盤及びデータ収集端末

24 条 - 40

2.4

外部からの不正アクセス防止について
安全保護回路は，外部ネットワークと直接接続は行っていない。外部シ
ステムと接続する必要のある計算機については，防護装置を介して接続され，外部からのデータ書き込み機能を設けないことでコンピュータウイル
スの侵入等を防止している。
また，外部からの妨害行為又は破壊行為については，出入管理により関係者以外の接近を防止している。
外部ネットワークとの接続構成概略図を第 2.4 図に示す。
社外

東海第二発電所

（

通信機器

出
入
管
理

通信機器

）

妨
害
行
為
又
は
破
壊
行
為

ー

緊急時対策所建屋

原子炉建屋

ネ
ッ
ト統
ワ合
原
ク子
力
衛防
星災
系

防護装置
防護装置
データ
伝送装置

プロセス
計算機

第 2.4 図妨害行為又は破壊行為

外部ネットワークとの接続構成概略図

24 条 - 41）【凡例】：データ伝送（有線）：データ伝送（無線）

妨
破害
壊行
行為
為又
は

（

安全保護回路

出
入
管
理

出入管理

ネ
ッ
ト統
ワ合
原
ク子
力
有防
線災
系
ー

出入管理

通信機器
緊急時対策支援システム伝送装置

2.5

想定脅威に対する対策について
デジタル処理を行う機器については，工場製作段階から第 2.5 表に示す
想定脅威に対する対策を行っている。

第 2.5 表
外部脅威
内部脅威

人的要因

想定脅威に対する対策（工場製作及び出荷）想定脅威
外部からの侵入対策
ソフトウェアの設計データの製作環
境は外部に接続しない環境で製作設備の脆弱性
安全保護系のソフトウェアは供給者
独自ソフトウェアにて構築
不 正 ソ フ ト ウ ェ ア 利 不正ソフトウェアが無いことを確認
用した環境で，ソフトウェア設計を実施
持 込 機 器 ・ 媒 体 に よ 作業専用端末による作業
る改ざん・漏えい作 業 環 境 か ら の 不 正 作業環境での第三者のソフトウェア
アクセスへの不正アクセスを防止
作 業 ミ ス ， 知 識 不 足 情報セキュリティ教育の実施による情報漏えい等

2.6

物理的分離及び電気的分離について(1)

物理的分離について
安全保護回路と計測制御系とは電源，ケーブル・ルート及び格納容器を貫通する計装配管を，原則として分離する設計とする。
計測制御系のケーブルを安全保護回路のケーブルと同じケーブル・ルー
トに敷設した場合には，安全保護回路のケーブルと同等の扱いとする設計とする。
安全保護回路と計測制御系で計装配管を共用する場合は，安全保護回路の計装配管として設計する。

(2)

電気的分離について
安全保護回路からインターフェース部（計測制御系）の分離は，アイソ
レ ータや補助継電器等の隔離装置（第2.6図参照）を用いて電気的分離
24 条 - 42

（計測制御系で短絡等の故障が生じても安全保護回路に影響を与えない）を行う。
核計装系等の検出部が表示，記録計用検出部と共用しているが，計測制
御系の短絡，地絡又は断線によって安全保護回路に影響を与えない設計とする。

アイソレータ
発光素子

受光素子
光

入力信号

電気
信号

電気
信号

出力信号

入力信号
補助継電器
コイル

接点
出力信号

第 2.6 図隔離装置（アイソレータ及び補助継電器）

24 条 - 43別紙 1

安全保護回路について，承認されていない動作や変更を防ぐ設計方針

安全保護回路は，検出信号処理において一部デジタル演算処理を行う機器がある他は，アナログ回路で構成している。
安全保護回路に対し，承認されていない動作及び変更を防ぐ措置として以下を実施している。
・安全保護回路の変更が生じる場合は，上流文書から下流文書（第 1 図参照）へ変更内容が反映されていることを設備図書で承認する。
・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の確認を適切に行う。
・改造後はインターロック試験や定期事業者検査等にて，安全保護回路が正しく動作することを複数の人間でチェックしている。
・中央制御室への入域に対しては，出入管理により関係者以外のアクセスを防止している。
・安全保護回路及び設定値を変更するには，中央制御室にて発電長の許可を得て，発電長の管理する鍵を借用する必要があり，外部からの人的妨害行為又は破壊行為を防止している。

24 条 - 別紙 1 - 1

安全保護回路
システム要求事項（設置許可申請書）

システム設計要求仕様（系統設計仕様書，設定値根拠書）

ハードウェア設計要求仕様（インターロックブロック線図）

ハードウェア設計・製作（展開接続図）試

第1図

験

安全保護回路の設計・製作・試験の流れ（例）24 条 - 別紙 1 - 2

別紙 2

今回の設置許可申請に関し，安全保護回路に変更を施している場合の基準適合性

2011 年 3 月の運転停止以降の安全性向上対策工事等（新規制対応工事含む）のうち，安全保護回路の変更に係る工事を抽出し，確認を行った。第 1
図の抽出フローに基づき抽出した結果，SA 対策で実施する自動減圧系及び過渡時自動減圧機能の起動阻止スイッチ設置が抽出された。
安全保護回路の変更に係る設備の抽出結果を第 1 表に，抽出された設備についての個別の確認結果を(1)に示す。また，過渡時自動減圧機能及びＡＴ
ＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）については，安全保護回路に変更を施しておらず，安全保護回路と電気的・物理的に分離されており安全保護回路に悪影響を与えない設計とする（参考 1）。
(1)

自動減圧系の起動阻止スイッチについて
ａ．目的
原子炉停止機能喪失事象においては，発電用原子炉が臨界状態である
ため，高圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）の急激な流量増加は，正の反応度印加を引き起こし，原子炉出力の急上昇につながる。このため原子炉停止機能喪失事象発生時に自動減圧系及び過渡時自動減圧機能が作動しないように，起動阻止スイッチを設置する。
ｂ．起動阻止スイッチ
自動減圧系及び過渡時自動減圧機能の作動回路を第2図に示す。この
起動阻止スイッチは，単一故障により，自動減圧系の機能を阻害しない
ように，また，多重化された自動減圧系の独立性に悪影響がないように
自動減圧系の論理回路ごとに設ける設計としている。
ｃ．自動減圧系への影響について
24 条 - 別紙 2 - 1

追加設置する自動減圧系の起動阻止スイッチが，自動減圧系に対して悪影響を与えないことを以下に示す。
設置許可基準規則
第 24 条（安全保護回路）
発電用原子炉施設には，次に掲げるところにより，安全保護回路（安全施設に属するものに限る。以下この条において同じ。）を設けなければならない。
一 運転時の異常な過渡変化が発生する
場合において，その異常な状態を検知し，及び原子炉停止系統その他系統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えないようにできるものとすること。
二 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し，原子炉停止系統及び工学的安全施設を自動的に作動させるものとすること。
三 安全保護回路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，多重性を確保するものとすること。
四 安全保護回路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間において安全保護機能を失わないように独立性を確保するものとすること。
五 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も，発電用原子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，発電用原子炉施設の安全上支障がない状態を維持できるものとすること。
六 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することができるものとすること。
七 計測制御系統施設の一部を安全保護回路と共用する場合には，その安全保護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されたものとすること。

自動減圧系への影響
起動阻止スイッチは，原子炉停止機能喪失
事象時に手動で自動減圧系を阻止するものであり，運転時の異常な過渡変化時には使用しないため問題ない。

自動減圧系の多重性，独立性に悪影響を与えないよう，区分ごとに起動阻止スイッチを設置しているため問題ない。
自動減圧系の多重性，独立性に悪影響を与えないよう，区分ごとに起動阻止スイッチを設置しているため問題ない。

自動減圧系の多重性，独立性に悪影響を与えないよう，区分ごとに起動阻止スイッチを設置しているため問題ない。

自動減圧系は，駆動源である電源の喪失で系 の現 状維 持（ フェ イル・ア ズ・ イズ ），その他の不利な状況が発生した場合でも多重性，独立性をもつことで発電用原子炉を十分に安全な状態に導くようにしている。
追加する起動阻止スイッチはこの安全保護
動作を阻害するものではない。
阻止回路はアナログで構成しており，不正アクセス行為による影響を受けない。

計測制御系とは共用していないため，影響はない。

24 条 - 別紙 2 - 2

設置許可基準規則
第 12 条（安全施設）
４ 安全施設は，その健全性及び能力を確認するため，その安全機能の重要度に応じ，発電用原子炉の運転中又は停止中に試験又は検査ができるものでなければならない。

自動減圧系への影響
起動阻止スイッチを設置することで自動減圧系の試験に影響を与えることはない。

2011 年 3 月運転停止以降の安全性向上対策工事等

既設の制御盤の改造又は新たな制御盤の設置に関
する改造か

NO

対象外

YES

原子炉緊急停止系及び工学的安全施設作動回路に係る改造か

NO

対象外

YES

原子炉緊急停止系及び工学的安全施設作動回路の論理に係る改造か

NO

対象外

YES

確認対象

第1図

安全保護回路の変更に係る改造抽出フロー

24 条 - 別紙 2 - 3

第1表

安全保護回路の変更に係る設備の抽出結果

改造概要

条文

ＡＴＷＳ時に自動減圧系及び過渡時
自動減圧機能の作動を阻止する手動阻止回路を追加する。
44 条

安全保護回路への影響評価
自動 減 圧系 及び過 渡 時自 動減 圧機 能の起動 阻 止ス イッチ は 自動 減圧 機能 論理
回路 の 関連 回路と し て安 全保 護回 路と同等 に 扱う ものと す る。 これ らは 安全
保護 回 路と 同様， 計 測制 御系 統施 設や他の 重 大事 故等対 処 設備 から 物理 的，
電気 的 に分 離する 。 さら に， 安全 保護
回路 と して 多重化 し それ ぞれ の区 分は互いに物理的，電気的に分離する。

24 条 - 別紙 2 - 4

第2図

自動減圧系及び過渡時自動減圧機能の作動回路図

24 条 - 別紙 2 - 5

参考 1

1.
(1)

新規制対応設備の安全保護回路への影響について

過渡時自動減圧機能について目的
過渡時自動減圧機能は，原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態であって，設計基準事故対処設備が有する発電用原子炉の自動減圧機能が喪失した場合においても，原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧し，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止することを目的とする。

(2)

自動減圧系への影響について
過渡時自動減圧機能の論理回路は別紙2（第2図）のとおりであり，論理回路を自動減圧系に対して独立した構成としており，自動減圧系に悪影響を与えない設計としている。
第1図のとおり，原子炉水位異常低下（レベル１），低圧炉心スプレイ系
ポンプ吐出圧力確立，及び残留熱除去系ポンプ吐出圧力確立信号については共有しているが，自動減圧系と隔離装置を用いて電気的に分離しており，
自動減圧系への悪影響を与えない設計としている。
また，論理回路からの作動用電磁弁制御信号についても共用しているが，自動減圧系と隔離装置を用いて電気的に分離しており，自動減圧系への悪影響を与えない設計としている。

24 条 - 別紙 2 - 6

24 条 - 別紙 2 - 7

信号の分離について
第1図

2．ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）について(1)

目的
代替制御棒挿入機能は，運転時の異常な過渡変化時において，発電用原子炉の運転を緊急に停止することができない事象が発生するおそれがある
場合又は当該事象が発生した場合において，原子炉緊急停止系から独立した回路により，計器用空気配管上に設置したスクラム・パイロット弁とは別のソレノイドが励磁され排気弁を開放し，全制御棒を挿入することにより原子炉出力を低下させることを目的とする。

(2)

原子炉緊急停止系への影響について
代替制御棒挿入機能の論理回路は第 2 図のとおり，検出器から論理回路
まで，原子炉緊急停止系とは独立した構成となっており，原子炉緊急停止
系に悪影響を与えない設計としている。
なお，代替制御棒挿入機能の作動電磁弁についても，第 3 図のとおり代
替制御棒挿入機能と原子炉緊急停止系では独立した構成となっている。

24 条 - 別紙 2 - 8

第2図原子炉緊急停止系及び代替制御棒挿入機能の論理回路図

24 条 - 別紙 2 - 9

第3図

作動電磁弁について

24 条 - 別紙 2 - 10

別紙 3

安全保護回路の不正アクセス行為等の防止対策

安全保護回路は，検出信号処理において一部デジタル演算処理を行う機器がある他は，アナログ回路で構成している。安全保護回路（原子炉緊急停止
系，工学的安全施設作動回路）について，検出器から論理回路の入口までの構成機器に対しアナログ・デジタルの有無を抽出した。安全保護系構成概略
図を第 1 図，抽出結果を第 1 表，第 2 表に示す。安全保護回路にはプロセス
放射線モニタ盤の演算処理装置及び中性子束計装モニタ盤の演算処理装置に
デジタル回路が含まれる。ただし，当該演算処理装置は外部ネットワークと直接接続しないことにしている。さらに，出入管理により外部からの妨害行
為又は破壊行為を防止していることから不正アクセス行為による被害を受けることはない。
(1)

物理的及び電気的アクセスの制限対策
発電所への入域に対しては，出入管理により物理的アクセスを制限し，
電気的アクセスについては，安全保護回路を有する制御盤を施錠管理とし，デジタル演算処理を行う機器からデータを採取するデータ収集端末にはデジタル演算処理を行う機器からのデータ受信機能のみを設けるとともに，データ収集端末を施錠管理された場所に保管することで管理されない変更を防止している。

(2)

ハードウェアの物理的な分離又は機能的な分離対策
安全保護回路の信号は，安全保護回路→プロセス計算機・データ伝送装
置→防護装置→緊急時対策支援システム伝送装置→防護装置を介して外部に伝送している。この信号の流れにおいて，安全保護回路からは発信されるのみであり，外部からの信号を受信しないこと，及びハードウェアを直接接続しないことで物理的及び機能的分離を行っている。
24 条 - 別紙 3 - 1

(3)外部ネットワークからの遠隔操作及びウイルス等の侵入防止対策
安全保護回路の信号で外部ネットワークへのデータ伝送の必要がある場
合は，防護装置を介して安全保護回路の信号を一方向（送信機能のみ）通信に制限 ※ し外部からのデータ書き込み機能を設けないことでウイルスの侵入及び外部からの不正アクセスを防止している。
※データダイオード装置（ハードウェアレベルでダイオードのように片方向のみ通信を許可する装置）により一方向通信に制限する。

(4)

システムの導入段階，更新段階又は試験段階で承認されていない動作や変更を防ぐ対策
安全保護回路のデジタル演算処理を行う機器は，固有のプログラム言語
を使用（一般的なコンピュータウイルスが動作しない環境）するとともに，保守以外の不要なアクセス制限対策として入域制限や設定値変更作業での鍵管理及びパスワード管理を行い，関係者以外の不正な変更等を防止して
いる。

(5)

耐ノイズ・サージ対策
安全保護回路は，雷・誘導サージ・電磁波障害等による擾乱に対して，制御盤へ入線する電源受電部及びケーブルからの信号入出力部にラインフ
ィルタや絶縁回路を設置している。
ケーブルは金属シールド付ケーブルを適用し，金属シールドは接地して電磁波の侵入を防止する設計としている。安全保護回路は，鋼製の筐体に格納し，筐体を接地することで電磁波の侵入を防止する設計としている。

24 条 - 別紙 3 - 2

第1図

安全保護系構成概略図

24 条 - 別紙 3 - 3

第1表

原子炉緊急停止系の構成機器
構成機器

原子炉スクラム信号の種類
検出器

設定器

原子炉圧力高アナログ

アナログ

原子炉水位低アナログ

アナログ

ドライウェル圧力高

アナログ

アナログ

原子炉出力ペリオド短（起動領域計装）

アナログ

デジタル

中性子束高（起動及び平均出力領域計装）

アナログ

デジタル

中性子束低（平均出力領域計装）

アナログ

デジタル

中性子束計装動作不能（起動及び平均出力領域計装）

アナログ

デジタル

スクラム水排出容器水位高

アナログ（接点）

主蒸気隔離弁閉アナログ（接点）

主蒸気管放射能高

アナログ

デジタル

主蒸気止め弁閉アナログ（接点）

蒸気加減弁急速閉

アナログ（接点）

地震加速度大アナログ（接点）

原子炉モード・スイッチ「停止」

アナログ（接点）

手動

アナログ（接点）24 条 - 別紙 3 - 4

第2表

工学的安全施設作動回路の構成機器
構成機器

機能

信号の種類
検出器

設定器

主蒸気管放射能高

アナログ

デジタル

主蒸気管圧力低

アナログ

アナログ

主蒸気管流量大

アナログ

アナログ

原子炉水位異常低下

アナログ

アナログ

主蒸気管トンネル温度高

アナログ

アナログ

復水器真空度低

アナログ

アナログ

アナログ

アナログ

アナログ

アナログ

ドライウェル圧力高

アナログ

アナログ

原子炉水位異常低下

アナログ

アナログ

アナログ

アナログ

アナログ

アナログ

アナログ

アナログ

アナログ

アナログ

アナログ

デジタル

アナログ

アナログ

アナログ

アナログ

アナログ

アナログ

主蒸気隔離弁閉

高圧炉心スプレイ
ドライウェル圧力高系，低圧炉心スプレ
イ系及び残留熱除去
系 （ 低 圧 注 水 系 ） の 原子炉水位異常低下
起動
自動減圧系の作動
高圧炉心スプレイ系
ドライウェル圧力高ディーゼル発電機及び非常用ディーゼル
原子炉水位異常低下
発電機の起動ドライウェル圧力高原子炉建屋常用換気系 の 閉 鎖 と 原 子 炉 建 原子炉水位低屋ガス処理系の起動
原子炉建屋放射能高ドライウェル圧力高
主蒸気隔離弁以外の原子炉水位低主要な隔離弁閉鎖
原子炉水位異常低下

24 条 - 別紙 3 - 5

別紙 4

ソフトウェア更新時の立会における，インサイダー等に対するセキュ
リティ対策

安全保護回路について，検出器から論理回路入口までの構成機器のうちデジタル演算処理を行う機器は，プロセス放射線モニタ盤，中性子束計装モニタ盤である。これらについては以下の対策を実施する。
データ収集端末については，デジタル演算処理を行う機器からのデータ受信機能のみを設けることとし，施錠管理されたラック内に保管する。また，
データ収集端末は，当社保修員が許可した者に限定して貸し出しを行うこととする。
データ収集端末接続のためには制御盤の解錠が必要であり，制御盤の鍵は発電長の許可を得た上で貸し出しを行う。
これらにより，許可された者のみアクセス可能とする。

24 条 - 別紙 4 - 1

別紙 5

安全保護回路のうちデジタル部分のシステムへ接続可能なアクセスについて安全保護回路は，検出信号処理において一部デジタル演算処理を行う機器がある他は，アナログ回路で構成している。
デジタル演算処理を行う機器への接続可能なアクセスとして，データ収集
端末の接続がある。こちらについては以下のとおり対策する。
(1)

データ収集端末による不正アクセスの防止対策
データ収集端末は，中性子束計装モニタ盤に接続することによりデジタ
ル演算処理を行う機器からデータを受信する機能がある。この場合において，中性子束計装モニタ盤からはデータを発信するだけであり，データ収
集端末には自身から中性子束計装モニタ盤に向けて通信する機能は持たせ
ていない。

(2)

物理的アクセスの制限
データ収集端末は通常時接続はせず，接続のためには制御盤の解錠を必要とする。また，施錠管理された場所に保管することで管理されない使用及び変更を防止している。
発電所への入域に対しては，出入管理により物理的アクセスを制限し，管理されない変更を防止している。

24 条 - 別紙 5 - 1

別紙 6

安全保護回路のうちデジタル部分について，システム設計と実際のデバイスが具備している機能との差（未使用機能等）による影響の有無

システム設計に基づき，安全保護上要求される機能が正しく確実に実現されていることを保証するため，安全保護回路のうち，デジタル演算処理を行う機器は，工場出荷前試験及び導入時における試験を実施することにより，要求される機能を満足することの確認及び未使用機能等による悪影響がない
ことの確認が供給者によって確実に実施されていることを確認している。

24 条 - 別紙 6 - 1

別紙 7

安全保護回路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の検証及び妥当性確認について

安全保護回路のうち，一部デジタル演算処理を行う機器のソフトウェアは，
安全保護上要求される機能が正しく確実に実現されていることを保証するため，設計，製作，試験，変更管理の各段階で「安全保護系へのディジタル計算機の適用に関する規程」（JEAC4620-2008）及び「ディジタル安全保護系の検証及び
妥 当 性 確 認 に 関 す る 指 針 」（ JEAG4609-2008 ， 以 下 「 JEAG4609 」）， 又 はRegulatory Guide 1.152「原子力発電所安全関連システムのプログラマブルデ
ジタル計算機システムソフトウェアの基準」に準じた検証及び妥当性確認を実施する。
東海第二発電所においては起動領域計装，平均出力領域計装，主蒸気管放射
能高，原子炉建屋放射能高の演算処理においてソフトウェアを用いている。以下にこれらソフトウェアの検証及び妥当性確認の概要を示す。
(1)

平均出力領域計装
平均出力領域計装に用いるソフトウェアは JEAG4609 に基づき検証及び妥当性確認を実施している。（第 1 図）
検証は，設計，製作過程のステップごとに上位仕様と下位仕様の整合性チェックを主体として，以下の観点から検証作業を行う。
ａ．安全保護系システム要求事項がシステム設計要求仕様に正しく反映されていること。
ｂ．システム設計要求仕様がハードウェア，ソフトウェアの設計要求仕様に正しく反映されていること。
ｃ．上記設計要求仕様に基づいてソフトウェアが製作されていること。
ｄ．検証及び妥当性確認が可能なソフトウェアとなっていること。
24 条 - 別紙 7 - 1

必要な検証を経て製作されたソフトウェアをハードウェアと統合した後の全体システムについて，最終的に安全保護系システム要求事項が正しく実現されていることを確認するために妥当性確認を行う。

ﾃﾞｨｼﾞﾀﾙ安全保護系
ｼｽﾃﾑ要求事項
（注１）

（注２）

ｼｽﾃﾑ設計要求仕様

検証・妥当性確認
基本計画
検証１

ﾊｰﾄﾞｳｪｱ･ｿﾌﾄｳｪｱ
設計要求仕様検証２

ﾊｰﾄﾞｳｪｱ
設計

ｿﾌﾄｳｪｱ設計

ﾊｰﾄﾞｳｪｱ
製作

ｿﾌﾄｳｪｱ

検証３

検証４

製作

ﾊｰﾄﾞｳｪｱ･ｿﾌﾄｳｪｱ
統合

検証５

試験

妥当性確認

最終システム検証１・・・システム設計要求仕様検証
検証２・・・ハードウェア・ソフトウェア
設計要求仕様検証
検証３・・・ソフトウェア設計検証
検証４・・・ソフトウェア製作検証
検証５・・・ハードウェア・ソフトウェア統合検証

第1図

（注１）

は、設計・製作作業の範囲を示す。

（注２）

は、検証・妥当性確認作業の範囲を示す。

検証及び妥当性確認（JEAG4609）
24 条 - 別紙 7 - 2

(2)起動領域計装，主蒸気管放射能高，原子炉建屋放射能高これらに用いるソフトウェアの検証及び妥当性確認は米国のライセンシ
ング・トピカル・レポート NEDO-31439-A 付録 E「ハードウェアの品質保証
及びソフトウェアの妥当性確認及び検証」に従って実施している。NEDO31439-A 付録 E のソフトウェア検証及び妥当性確認の手法は Regulatory
Guide 1.152「原子力発電所安全関連システムのプログラマブルデジタル
計算機システムソフトウェアの基準」に準拠しており米国 NRC によりエンドースされている。
検証は，ソフトウェアの設計，製作過程を６つの「ベースライン」と呼ばれるフェーズに分け（第 1 表），各フェーズを完了し，次のフェーズに進むために「ベースライン・レビュー」で以下を実施する。
・全ての設計のステップが完了し，検証されていることを確認する。
・設計と検証が承認された上位のレベルのベースラインの文書に基づいて行われていることを確認する。
・検証のスコープとアプローチが理に適っていること，コメントが文書化されていること，検証で抽出された問題点が解決されていることを確認する。
・レビュー結果を文書化する。次のフェーズで用いる文書の承認状況もこれに含める。
本検証手法は，JEAG4609 と同様に，ソフトウェア設計の各段階で設計
アウトプットが上位設計からの要求事項を満足しているかの観点を主体に，また同様な設計フェーズにおいて検証を行っており（第 1 表），JEAG4609と同等の検証手法である。

24 条 - 別紙 7 - 3

第1表

NEDO-31439-A 付録 E「ハードウェアの品質保証及びソフトウェアの妥

当性確認及び検証」及び JEAG4609 の概要比較
NEDO-31439-A 付録 E

JEAG4609【ベースライン 1：要求事項と計画の策定】【システム設計要求仕様作成】

最上流の要求事項，ソフトウェア管理と V&V

シ ステ ムと しての全 体設計 を行 い ，要 求仕の計画を確認する。

様を明確に定める。

【ベースライン１・レビュー】【検証１】

ベー ス ライ ン１が発注 者要 求事 項 （基準規JEAC4620 のディジタル安全保護系システム

格， 許 認可 要求事項等 ）に 基づ い ているこ

要 求事 項が 正しくシ ステム 設計 要 求仕 様にとを確認する。

反映されていることを検証する。

【ベ ー スラ イン２：製 品パ フォ ー マンスの【 ハー ドウ ェア・ソ フトウ ェア 設 計要 求仕

決定】

様作成】

ハー ド ウェ ア設計，ハ ード ウェ ア ／ソフト

＜ ハー ドウ ェア・ソ フトウ ェア 統 合要 求仕ウェ ア の機 能の割り当 て， 通信 プ ロトコル

様＞

等の基本設計を定める。

ハ ード ウェ アとソフ トウェ アで 実 現す る機
能 範囲 及び そのイン ターフ ェイ ス を図 ，表などを用いて規定する。
＜ハードウェア設計要求仕様＞
全 体ハ ード ウェア及 び構成 され る ハー ドウ
ェ ア要 素（ マイクロ プロセ ッサ ， 電源 等）
それぞれについての機能・性能を規定する。
＜ソフトウェア設計要求仕様＞
入 力処 理， 演算処理 ，出力 処理 等 のソ フト
ウ ェア 及び これらを 組合せ て実 現 する 全体
ソ フト ウェ ア構成に ついて 機能 ・ 性能 を規定する。

【ベースライン２・レビュー】【検証２】

ベー ス ライ ン２の設計 と検 証が 上 位レベル

シ ステ ム設 計要求仕 様が正 しく ソ フト ウェのベ ー スラ イン文書に 基づ いて い ることを

ア 設計 要求 仕様に反 映され てい る こと を検

確認する。

証する。

【ベ ー スラ イン３：ハ イレ ベル ソ フトウェ

【ソフトウェア設計】

ア設計】

ソ フト ウェ ア設計要 求仕様 を実 現 する ため

アー キ テク チャ，ソフ トウ ェア の 構造，各のソフトウェアを設計する。

モジ ュ ール の決定，各 モジ ュー ル への機能の割 り 当て ，演算の優 先順 位等 の ハイレベ
ル設計を行う。
【ベースライン３・レビュー】【検証３】

ベー ス ライ ン３の設計 と検 証が 上 位レベル

ソ フト ウェ ア設計要 求仕様 が正 し くソ フトのベ ー スラ イン文書に 基づ いて い ることをウ ェア 設計 に反映さ れてい るこ と を検 証す

確認する。

る。

【ベ ー スラ イン４：詳 細設 計／ コ ード／モ

【ソフトウェア製作】

ジュール試験】

24 条 - 別紙 7 - 4

ソフ ト ウェ ア詳細設計 ，コ ーデ ィ ング，モソ フト ウェ ア設計で 明らか にさ れ たソ フト

ジュールの試験を行う。

ウ ェア 機能 を，ディ ジタル 計算 機 で実 現するためのプログラムを作成する。

【ベースライン４・レビュー】【検証４】

ベー ス ライ ン４の設計 と検 証が 上 位レベル

ソ フト ウェ ア設計通 りに正 しく ソ フト ウェのベ ー スラ イン文書に 基づ いて い ることをアが製作されていることを検証する。

確認する。
【ベースライン５：統合試験／最終設計】【ハードウェア・ソフトウェア統合】

ハー ド ウェ アとソフト ウェ アを 統 合し，試ハ ード ウェ アにソフ トウェ アを 装 荷し ，シ

験を行う。

ステムとして組みあげる【ベースライン５・レビュー】【検証５】

ベー ス ライ ン５の設計 と検 証が 上 位レベル

ハ ード ウェ アとソフ トウェ アを 統 合し てハのベ ー スラ イン文書に 基づ いて い ることをー ドウ ェア ・ソフト ウェア 設計 要 求仕 様通確認する。

りのシステムとなっていることを検証する。

【ベ ー スラ イン６：妥 当性 確認 と ファーム

【妥当性確認】

ウェア出荷】

ソ フト ウェ アとハー ドウェ アを 統 合し て検機器 の 全て の機能につ いて ブラ ッ クボック

証されたシステムが，JEAC4620 のディジタ

ス試 験 を行 い，上位レ ベル のベ ー スライン

ル 安全 保護 系システ ム要求 事項 を 満た して文書に基づいていることを確認する。（完了いることを確認する。

後にファームウェアは製造工程にリリース）

24 条 - 別紙 7 - 5

別紙 8

安全保護系の過去のトラブル（落雷によるスクラム動作事象等）の反
映事項

安全保護系に関わる過去のトラブル情報を抽出し，東海第二発電所の安全保護系の設計面へ反映すべき事項を下記のとおり確認した。

(1)

過去の不具合事象の抽出
安全保護系の設計面に反映が必要となる事象の抽出にあたり，以下を考慮した。
ａ．公開情報（原子力施設情報公開ライブラリー「ニューシア」）を対象
ｂ．キーワード検索（安全保護系，原子炉保護系，工学的安全施設作動回路，雷，ノイズ，スクラム等）により抽出
ｃ．間接的な影響（他設備のトラブル）によって安全保護系へ影響を与えた事象（安全保護系の正動作は除く）(2)

反映が必要となる事象の選定
安全保護系の設計面に反映が必要となる事象について，第1図及び第1表に基づき抽出した。抽出された過去の不具合事象を第2表に示す。

(3)

過去の不具合事象への対応について
安全保護系の設計面への反映要否について検討を実施した結果，抽出された1件については対応を実施しており，また，その他の不具合事象については反映不要であることを確認した。
なお，今後新知見等が得られれば，設計面への反映を検討していく。

24 条 - 別紙 8 - 1

ニューシア情報

安全保護系に影響を及ぼさない事象

YES

対象外

NO

人的要因による
事象

YES

操作・手順ミスによる不具合事
象（60件）

YES

一過性及び基板故障等の設備不具合，事象発生プラント固有の原因による不具合（125件）

NO

設備の不具合，プラント固有の原因（設計面への反映
無し）による事象

NO

不具合事象に対して設計面の対策を実施した事象（1件）

第1図

設計面へ反映が必要となる事象の抽出フロー

第1表
項目

設計面への反映を不要とする理由
事象例

安全処置の実施又人的要因による事象 は 復 旧 時 の ミ ス ，
作業手順のミス等
計器・部品の単体
故障，一過性故障，偶発故障等
設備の不具合，プラプラント固有の原
ント固有の原因（設因によるケーブル
計面への反映無し）
へのノイズ混入やによる事象
機器振動の計装配管への伝搬による
誤動作

理由
作業手順，作業管理等の人的要因によるものであり，設計面へ反映すべき事項ではない。
故障した部品の交換等の対策を図ることが基本であり，設計面
へ反映すべき事項ではない。
事象発生プラント固有の原因によるものであり，東海第二発電所の設計面へ反映すべき事項ではない。

24 条 - 別紙 8 - 2

第2表
件名
会社名・
プラント
発生日
事象発生
時の状況

抽出された過去の不具合事象

原子炉保護系チャンネルＡのトリップについて
日本原子力発電株式会社 東海第二発電所
1982年3月18日
出力１，１００ＭＷで定常運転中の３月１８日１６時５６分，原子炉保護系チャンネルＡが，原子炉圧力高（Ａ２）の動作によりトリップした。
関連パラメータには，異常が認められなかったので，チャンネルＡトリップをリセットして，運転を継続した。

原因調査
当該圧力スイッチ（Ｂ２２−Ｎ０２３Ｃ）の較正確認試験をの概要実施した結果，セット値７３．３ｋｇ／ｃｍ ２ ｇ（原子炉施設
保安規定に定める設定値は７４．０ｋｇ／ｃｍ ２ ｇ）に対し，動作値は７２．１ｋｇ／ｃｍ ２ ｇであり，動作値がセット値に対し１．２ｋｇ／ｃｍ ２ ｇ低い（ドリフト）ことが判明した。
なお，当該圧力スイッチ（Ｂ２２−Ｎ０２３Ｃ）は，昨年７
月２８，２９日にも同じ事象が発生しており，その後，再現性テスト，配管・サポートの点検，圧力スイッチの固有振動数並
びに運転中の圧力変動（脈動）及び振動値（加速度）の測定等の結果，当該圧力スイッチの検出管は，他の検出管に比べ圧力変動（脈動）が大きい（変動巾最大値１．３５ｋｇ／ｃｍ２ｇ）現象が認められた。しかし，動作に至るほどの変動ではな
かっ た。 こ のた め ， 定検 後の 原 子炉 起 動 時（ 昨年 １ ２月 ）には，検出配管内のフラッシング及び空気抜きを十分に行っていた。
事象の原
当該圧力スイッチの動作値がドリフトしていたこと及び検出
因
配管内の圧力脈動等を瞬時に検出して，動作したものと考えられる。
再 発 防 止 （１）当該圧力スイッチは動作値がドリフトしていたので，予対策
備の圧力スイッチと交換した。
（２）次回定検時，検出方式を現在の現場圧力スイッチ方式から，圧力変動（脈動）等の影響（誤動作）及びドリフトの少ない，アナログ方式に変更する。
（３）中間停止（今年６月）から次回定検（今年１１月開始）までの運転中，関連パラメータをイベントレコーダに接続して，誤動作が生じるような事象の連続監視を行う。

24 条 - 別紙 8 - 3

参考１
サイバー攻撃（ランサムウェア）による安全保護回路への影響について

チェルノブイリ原子力発電所周辺において，ランサムウェアによる攻撃により，ウィンドウズ・システムを使う放射線センサが作動しなくなったため手動に切り替えたとの報道がある。
安全保護回路は，検出信号処理において一部デジタル演算処理を行う機器がある他は，アナログ回路で構成している。また安全保護回路とそれ以外の設備との間で用いる信号はアナログ信号（接点信号を含む）であり，また外部ネットワークへ直接接続されておらず，外部からのランサムウェア等のサイバー攻撃に対して安全保護回路が影響を受けることはないと考える。
プロセス計器

検出器（アナログ）

安全保護系
設定器盤（アナログ）

放射線モニタ計算機
検出器 増幅器（アナログ）

防護装置

プロセス放射
線モニタ盤（デジタル）

中性子束計装アナログ信号
検出器 増幅器（アナログ）

中性子束計装モニタ盤（デジタル）

24 条 - 別紙 8 - 4

通信

外部

参考２
安全保護系の過去のトラブル（落雷によるスクラム動作事象等）の反映事項
において，柏崎の落雷事象を反映不要とした理由

柏崎刈羽原子力発電所 6 号機で発生した落雷によるスクラム事象は，原子炉建屋外壁埋設となっていた信号ケーブルに雷サージ電流が侵入したことが原因と考えられる。
東海第二発電所における安全保護回路のケーブルは，建屋内に集約されており，原子炉建屋外壁埋設となっていないため，上記事象はプラント固有の原因と判断し，設計面へ反映が必要となる事象の抽出フロー（24 条別紙 8-2 第 1図）により反映不要としている。
なお，安全保護回路を含む重要安全施設に対する落雷影響については，6 条「外部からの衝撃による損傷の防止」（7.落雷影響評価について）において評価し，機能が損なわれないことを確認している。

24 条 - 別紙 8 - 5

別 添

東海第二発電所

運用，手順説明資料
安全保護回路第 24 条安全保護回路設置許可基準 第 24 条 第 1 項 第 6 号
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することができるものとすること。
（解釈）
第 6 号に規定する「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すること」とは，ハードウェアの物理的分離，機能的分離に加え，システムの導入段階，更新段階又は試験段階でコンピュータウイルスが混入することを防止する等，承認されていない動作や変更を防ぐ設計のことをいう。

安全保護盤

物理的分離

機能的分離

コンピュータウイルスの混入防止

アクセス制限出入管理

不正なアクセスを遮断する措置施 錠 管 理【 第7条（発

固有のプロ

防護装置を

【 第 7条 （ 発施錠管理，パ

（データ収

電用原子炉

グラム言語

介して一方

電用原子炉

スワード管理

集端末の施

施設への人

を使用

向通信

施設への人

（制御盤及び

錠管理，制

の不法な侵

の不法な侵

データ収集端

御盤の施錠

入）にて整

入）にて整

末保管場所の

管理）

理】

理】

施錠管理，設
定値変更時の鍵管理及びパス ワ ー ド 管
理）

工

保

核

工

工

核

【添付六，八への反映事項】【後段規制との対応】
工：工認（基本設計方針，添付書類）：添付六，八に反映

保：保安規定（運用，手順に係る事項，下位文書含む）：当該条文に該当しない

核：核物質防護規定（下位文書含む）（他条文での反映事項他）

24 条 - 別添 - 1

工第1表
設置許可基準対象条文

運用，手順に係る対策等（設計基準）

対象項目

施錠管理

区分

運用対策等

運用・手順

・施錠管理に関する管理方法を定める。
（運転員，保修員による識別及び施錠管
理）−−・管理（設定値変更時のパスワード管理の手順整備含む）・操作（パスワード入力手順の整備含む）（保修員によるパスワード管理）
−
−

体制
保守・点検
教育・訓練

第 24 条安全保護回路

運用・手順
パスワード
管理

体制
保守・点検
教育・訓練

24 条 - 別添 - 2

第 26 条

1.

2.

3.

原子炉制御室等

基本方針
1.1

要求事項の整理

1.2

追加要求事項に対する適合性

1.3

気象等

1.4

設備等（手順等含む）

追加要求事項に対する適合方針
2.1

中央制御室から外の状況を把握する設備

2.2

酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計

別添
別添 1

原子炉制御室について（被ばく評価除く）

別添 2

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価について

別添 3

運用，手順説明資料

原子炉制御室等

1.

基本方針

1.1

要求事項の整理設置許可基準規則第 26 条及び技術基準規則第 38 条を第 1.1-1 表に示す。

また，第 1.1-1 表において，新規制基準に伴う追加要求事項を明確化する。

26 条-1

第 1.1-1 表

設置許可基準規則第 26 条及び技術基準規則第 38 条要求事項

設置許可基準規則第 26 条

技術基準規則第 38 条

（原子炉制御室等）（原子炉制御室等）

発電用原子炉施設に発電用原子炉施設には、原子は、次に掲げるところに

炉制御室を施設しなければな

より、原子炉制御室（安全らない。

施設に属するものに限 ２

備考

原子炉制御室には、反応度制る。以下この条において

御系統及び原子炉停止系統に同じ。）を設けなければな

係る設備を操作する装置、非常らない。

用炉心冷却設備その他の非常

一時に発電用原子炉の安全を確 変更なし

設計基準対象施設の健全性を確保するため

保するための設備を操作するに必要なパラメータを装置、発電用原子炉及び一次冷監視できるものとする

却系統に係る主要な機械又はこと。

器具の動作状態を表示する装置、主要計測装置の計測結果を表示する装置その他の発電用原子炉を安全に運転するための主要な装置（第四十七条第一項に規定する装置を含む。）を集中し、かつ、誤操作することなく適切に運転操作することができるよう施設しなければ
ならない。

二

発電用原子炉施設の ３

原子炉制御室には、発電用原 追 加 要 求 事

外の状況を把握する設備

子炉施設の外部の状況を把握 項を有するものとするこするための装置を施設しなけと。

ればならない。

26 条-2

設置許可基準規則第 26 条

技術基準規則第 38 条

（原子炉制御室等）（原子炉制御室等）

三

発電用原子炉施設の 第 2 項と同じ

備考
変更なし

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できる
ものとすること。

２

発電用原子炉施設に ４発電用原子炉施設には、火災 変更なし

は、火災その他の異常

その他の異常な事態により原な事態により原子炉制

子炉制御室が使用できない場

御室が使用できない場

合に、原子炉制御室以外の場所

合において、原子炉制から発電用原子炉の運転を停

御室以外の場所から発止し、かつ、安全な状態に維持

電用原子炉を高温停止することができる装置を施設の状態に直ちに移行さしなければならない。

せ、及び必要なパラメータを想定される範囲内に制御し、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維持させるために必要な機能を有する装置を設けなければならない。

26 条-3

設置許可基準規則第 26 条

技術基準規則第 38 条

（原子炉制御室等）（原子炉制御室等）

３

原子炉制御室及びこれ ５

備考

原子炉制御室及びこれに連 変更なしに連絡する通路並びに運絡する通路並びに運転員その転員その他の従事者が原

他の従事者が原子炉制御室に

子炉制御室に出入りする

出入りするための区域には、一ための区域は、一次冷却次冷却系統に係る発電用原子系統に係る発電用原子炉

炉施設の損壊又は故障その他施設の損壊又は故障そのの異常が発生した場合に発電他の異常が発生した場合用原子炉の運転の停止その他に発電用原子炉の運転のの発電用原子炉施設の安全性

停止その他の発電用原子を確保するための措置をとる

炉施設の安全性を確保すため、従事者が支障なく原子炉るための措置をとるた

制御室に入り、又は一定期間とめ、従事者が支障なく原

どまり、かつ、当該措置をとる

子炉制御室に入り、又はための操作を行うことができ一定期間とどまり、かつ、

るよう、遮蔽その他の適切な放当該措置をとるための操射線防護措置、気体状の放射性作を行うことができるよ

物質及び原子炉制御室外の火う、遮蔽その他の適切な災により発生する燃焼ガスに放射線防護措置、気体状

対する換気設備の隔離その他の放射性物質及び原子炉の適切な防護措置を講じなけ

制御室外の火災により発ればならない。

生する燃焼ガスに対する換気設備の隔離その他の適切に防護するための設
備を設けなければならない。
−

６

原子炉制御室には，酸素濃度 追 加 要 求 事計を施設しなければならない。 項

26 条-4

1.2

追加要求事項に対する適合性(1)

位置，構造及び設備

ロ

発電用原子炉施設の一般構造(3)

その他の主要な構造(ⅰ)

本発電用原子炉施設は，(1)耐震構造，(2)耐津波構造に加え，以下の基本的方針のもとに安全設計を行う。

ａ．設計基準対象施設
(u)

中央制御室
中央制御室は，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を監視できるとともに，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できる設計とする。また，発電用原子炉施設の外部の状況を把握するため，監視カメラ，気象観測設備及び公的機関から気象情報を入手できる設備等を設置し，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。

【説明資料（2.1.1：p26 条-別添 1-17）（2.1.2：p26 条-別添 1-20）（2.1.3：
p26 条-別添 1-22）（2.1.4：p26 条-別添 1-23）（2.1.5：p26 条-別添 124）】

発電用原子炉施設には，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維持させるために必要な機能
26 条-5

を有する装置を設ける設計とする。
中央制御室及びこれに連絡する通路並びに運転員その他の従事者が中央制御室に出入りするための区域は，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その他の異常が発生した場合に，発電用原子炉の運転の停止その他の発電用原子炉施設の安全性を確保するための措置をとるため，従事者が支障なく中央制御室に入ることができる
ようにする。また，中央制御室内にとどまり，必要な操作を行う運転員が過度の被ばくを受けないよう施設し，運転員の勤務形態を考慮し，事故後30日間において，運転員が中央制御室に入り，とどまっても，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入退域時の線量が，中央制御室換気系等の機能とあいまって，「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」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則の解釈」に示される100mSvを下回るように遮蔽を設ける。
その他，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び中央制御室外の火災により発生する燃焼ガスに対する換気設備の隔離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。
中央制御室には，炉心の著しい損傷が発生した場合においても運転員がとどまるために必要な重大事故等対処設備を設置及び保管する。

ヘ

計測制御系統施設の構造及び設備

(5)
(ⅵ)

その他の主要な事項
中央制御室
中央制御室は，設計基準対象施設の健全性を確認するために必要な
26 条-6

パラメータを監視できるとともに，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できる設計とする。また，発電用原子炉施設の外部の状況を把握するため，監視カメラ，気象観測設備，公的機関から気象情報を入手できる設備等を設置し，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。
【説明資料（2.1.1：p26 条-別添 1-17）（2.1.2：p26 条-別添 1-20）（2.1.3：
p26 条-別添 1-22）（2.1.4：p26 条-別添 1-23）（2.1.5：p26 条-別添 124）】

発電用原子炉施設には，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維持させるために必要な機能を有する装置を設ける設計とする。
気体状の放射性物質,火災等により発生する燃焼ガスやばい煙，有毒ガス及び降下火砕物に対する換気設備の隔離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。
中央制御室及びこれに連絡する通路並びに運転員その他の従事者が中央制御室に出入りするための区域は，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その他の異常が発生した場合に，発電用原子炉の運転停止その他の発電用原子炉施設の安全性を確保するための措置をとるため，従事者が支障なく中央制御室に入ることができるよ
うにする。また，中央制御室内にとどまり，必要な操作を行う運転員
26 条-7

が過度の被ばくを受けないよう施設し，運転員の勤務形態を考慮し，事故後30日間において，運転員が中央制御室に入り，とどまっても，
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入退域時の線量が，中央制御室換気系等の機能とあいまって，「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」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則の解釈」に示される100mSvを下回るように遮蔽を設ける。その他，運転員その他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び中央制御室外の火災により発生する燃焼ガスに対する換気設備の隔離その他の適切に防護するための設備を設ける。さらに，中央制御室内の酸素濃度及び二酸化炭素濃度が活動に支障がない範囲にあることを把握できるよう，酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計を保管する。
【説明資料（2.2.1：p26 条-別添 1-25）（2.2.2：p26 条-別添 1-26）】

中央制御室には，炉心の著しい損傷が発生した場合においても運転員がとどまるために必要な重大事故等対処設備を設置及び保管する。
重大事故が発生した場合においても運転員がとどまるための設備として，可搬型照明（ＳＡ），中央制御室換気系，中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ），中央制御室遮蔽，中央制御室待避
室遮蔽，衛星電話設備（可搬型）（待避室），データ表示装置（待避室），差圧計，酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計を設置及び保管する設計とする。
【説明資料（2.4.1：p26 条-別添 1-29）（2.4.2：p26 条-別添 1-31）（2.4.3：
p26 条-別添 1-32）（2.4.4：p26 条-別添 1-40）】
26 条-8

炉心の著しい損傷が発生した場合においても運転員がとどまるために必要な重大事故等対処設備として，中央制御室換気系は，高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
ルタユニット並びに中央制御室換気系フィルタ系ファンからなる非常用ラインを設け，外気との連絡口を遮断し，中央制御室換気系フィル
タユニットを通る閉回路循環方式とし，運転員を過度の被ばくから防護する設計とする。
また，炉心の著しい損傷後の格納容器圧力逃がし装置を作動させる
場合に放出される放射性雲通過時において，中央制御室待避室を中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ）で正圧化することにより，放射性物質が中央制御室待避室に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。
中央制御室遮蔽及び中央制御室待避室遮蔽は，炉心の著しい損傷が発生した場合に，中央制御室にとどまり必要な操作を行う運転員を過度の被ばくから防護する設計とする。
運転員の被ばくの観点から結果が最も厳しくなる重大事故等時に全面マスクの着用及び運転員の交代要員体制を考慮し，その実施のための体制を整備することで，中央制御室換気系及び中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ）の機能とあいまって，運転員の実効線量が７日間で100mSvを超えないようにすることにより，中央制御室
及び中央制御室待避室の居住性を確保できる設計とする。
外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。
26 条-9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，非常用交流電源設備である非常用ディーゼル発電機に加えて，常設代替交流電源設備である常設代替高圧電源装置からの給電が可能な設計とする。
炉心の著しい損傷が発生した場合においても運転員がとどまるために必要な重大事故等対処設備として，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，衛星電話設備（可搬型)（待避室）を使用する。
衛星電話設備（可搬型）（待避室）は，全交流動力電源喪失時においても常設代替交流電源設備である常設代替高圧電源装置又は可搬型
代替交流電源設備である可搬型低圧電源車からの給電が可能な設計とする。
炉心の著しい損傷が発生した場合においても運転員がとどまるために必要な重大事故等対処設備として，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にデータ表示装置（待避室）を設置する。
データ表示装置（待避室）は，全交流動力電源喪失時においても常設代替交流電源設備である常設代替高圧電源装置又は可搬型代替交流電源設備である可搬型低圧電源車からの給電が可能な設計とする。
想定される重大事故等時において，設計基準対象施設である中央制
御室照明が使用できない場合の重大事故等対処設備として，可搬型照
明（ＳＡ）は，全交流動力電源喪失時においても常設代替交流電源設備である常設代替高圧電源装置又は可搬型代替交流電源設備である可搬型低圧電源車からの給電が可能な設計とする。
26 条-10

炉心の著しい損傷が発生した場合においても運転員がとどまるために必要な重大事故等対処設備として，中央制御室と中央制御室待避室との間が正圧化に必要な差圧を確保できていることを把握するため，差圧計を設置する。
また，中央制御室内及び中央制御室待避室内の酸素及び二酸化炭素濃度が活動に支障がない範囲にあることを把握するため，酸素濃度計
及び二酸化炭素濃度計を保管する。
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。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。また，照明については，可搬型照明（ＳＡ）により確保できる設計とする。可搬型照明（ＳＡ）は，常設代替交流電源設備
である常設代替高圧電源装置又は可搬型代替交流電源設備である可搬型低圧電源車からの給電が可能な設計とする。
炉心の著しい損傷が発生した場合において，運転員の被ばくを低減するための重大事故等対処設備として，原子炉建屋ガス処理系を使用する。原子炉建屋ガス処理系は，非常用ガス再循環系排風機及び非常用ガス処理系排風機により，原子炉格納容器から原子炉建屋原子炉棟内に漏えいした気体に含まれる放射性物質を低減しつつ，非常用ガス処理系排気筒から排気することで原子炉建屋原子炉棟内を負圧に維持し，中央制御室の運転員の被ばくを低減することができる設計とする。
重大事故等時において，炉心の著しい損傷が発生し，原子炉建屋ガ
26 条-11

ス処理系を起動する際に，原子炉建屋外側ブローアウトパネルを閉止する必要がある場合には，ブローアウトパネル閉止装置を電動で閉操
作し，原子炉建屋外側ブローアウトパネル開口部を閉止することで，原子炉建屋原子炉棟の放射性物質の閉じ込め機能を維持し，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。また，
ブローアウトパネル閉止装置は，人力での閉操作も可能な設計とする。
原子炉建屋ガス処理系は，非常用交流電源設備である非常用ディー
ゼル発電機に加えて，常設代替交流電源設備である常設代替高圧電源
装置からの給電が可能な設計とする。
中央制御室遮蔽及び中央制御室待避室遮蔽は，「チ (1) (ⅳ) 遮蔽設備」に記載する。
中央制御室換気系，中央制御室待避室空気ボンベユニット及び差圧計は，「チ (1) (ⅴ) 換気空調設備」に記載する。
常設代替高圧電源装置及び可搬型代替低圧電源車については，「ヌ(2) (ⅳ) 代替電源設備」に記載する。

[常設重大事故等対処設備]
中央制御室遮蔽（「遮蔽設備」と兼用）
中央制御室遮蔽は，設計基準事故時及び重大事故等時ともに使用する。
中央制御室待避室遮蔽（「遮蔽設備」と兼用）
中央制御室換気系空気調和機ファン（「換気空調設備」と兼用）
中央制御室換気系フィルタ系ファン
26 条-12（「換気空調設備」と兼用）
中央制御室換気系フィルタユニット（「換気空調設備」と兼用）
非常用ガス処理系排風機（「原子炉建屋ガス処理系」及び「水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備」と兼用）
台

数

1（予備1）

容量

約3,570 m ３ ／h（1台当たり）

非常用ガス再循環系排風機（「原子炉建屋ガス処理系」及び「水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備」と兼用）
台

数

1（予備1）

容量

約17,000 m ３ ／h（1台当たり）

中央制御室換気系空気調和機ファン，中央制御室換気系フィルタ系ファン，中央制御室換気系フィルタユニット，非常用ガス処理系排風機，非常用ガス再循環系排風機は，設計基準事故時及び重大事故等時ともに使用する。
差圧計（「換気空調設備」と兼用）[可搬型重大事故等対処設備]
中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ）（「換気空調設備」と兼用）
可搬型照明（ＳＡ）
個数

7（予備2）
26 条-13

衛星電話設備（可搬型）（待避室）
式

数

一式

データ表示装置（待避室）
式

数

一式

数

1（予備1）

酸素濃度計
個

二酸化炭素濃度計個数

1（予備1）

酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計は，設計基準事故時及び重大事故等時ともに使用する。
【説明資料（2.2.1：p26 条-別添 1-25）（2.2.2：p26 条-別添 1-26）】

チ

放射線管理施設の構造及び設備(1)

屋内管理用の主要な設備の種類

(ⅳ)

遮蔽設備
放射線業務従事者等の被ばく線量を低減するため，遮蔽設備を設ける。

ａ．中央制御室遮蔽
中央制御室遮蔽は，原子炉冷却材喪失等の設計基準事故時に，中央制御室にとどまり必要な操作，措置を行う運転員が過度の被ばくを受けないよう施設する。また，運転員の勤務形態を考慮し，事故後30日間において，運転員が中央制御室に入り，とどまっても，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入退域時の線量が，中央制御室換気系等の機能とあいまって，100mSvを下回るよう設計する。
26 条-14

炉心の著しい損傷が発生した場合においても中央制御室に運転員がとどまるために必要な遮蔽設備として，中央制御室遮蔽を設ける。
炉心の著しい損傷後の格納容器圧力逃がし装置を作動させる場合に放出される放射性雲による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，中央制御室待避室遮蔽を設ける。
主要設備については，「ヘ(5)(ⅵ)中央制御室」に記載する。
[常設重大事故等対処設備]
中央制御室遮蔽（「中央制御室」と兼用）

一式

中央制御室遮蔽は，設計基準事故時及び重大事故等時ともに使用する。

中央制御室待避室遮蔽（「中央制御室」と兼用）

(ⅴ)

一式

換気空調設備
通常運転時，運転時の異常な過渡変化時，設計基準事故時及び重大事

故等時に運転員その他従事者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及び火災により発生する燃焼ガス等に対する隔離が可能な換気設備を設ける。
中央制御室には，炉心の著しい損傷が発生した場合においても運転員がとどまるために必要な重大事故等対処設備を設置及び保管する。
ａ．中央制御室換気系
中央制御室等の換気及び冷暖房を行うための中央制御室換気系を設ける。
26 条-15

中央制御室換気系には，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，中央制御室換気系
フィルタユニットを通る閉回路循環方式とし，運転員を過度の被ばくから防護する設計とする。外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。
中央制御室外の火災等により発生する燃焼ガスやばい煙，有毒ガス
及び降下火砕物に対し，中央制御室換気系の外気取入れを手動で遮断
し，閉回路循環方式に切り替えることが可能な設計とする。
炉心の著しい損傷が発生した場合において，中央制御室換気系は，
高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並びに中央制御換気系フィルタ系ファンからなる非常用ラインを設け，外気との連絡口を遮断し，中央制御室換気系
フィルタユニットを通る閉回路循環方式とし，運転員を過度の被ばくから防護する設計とする。
運転員の被ばくの観点から結果が最も厳しくなる重大事故時に全面マスクの着用及び運転員の交代要員体制を考慮し，その実施のための体制を整備することで，中央制御室遮蔽，中央制御室待避室遮蔽及び中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ）の機能とあいまって，運転員の実効線量が７日間で100mSvを超えないようにすること
により，中央制御室及び中央制御室待避室の居住性を確保できる設計とする。
外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，
26 条-16

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。
中央制御室換気系フィルタ系ファン及び中央制御室換気系空気調和
機ファンは，非常用交流電源設備である非常用ディーゼル発電機に加えて，常設代替交流電源設備である常設代替高圧電源装置から給電できる設計とする。
常設代替高圧電源装置については，「ヌ (2) (ⅳ) 代替電源設備」に記載する。

[常設重大事故等対処設備]
中央制御室換気系空気調和機ファン（「中央制御室」と兼用）
台

数

1（予備1）

容量

約42,500 m ３ ／h（1台当たり）

中央制御室換気系フィルタ系ファン（「中央制御室」と兼用）
台

数

1（予備1）

容量

約5,100 m ３ ／h（1台当たり）

中央制御室換気系フィルタユニット（「中央制御室」と兼用）
型

式

高性能粒子フィルタ及びチャコールフィルタ内蔵型

基

数

1（予備1）

粒子除去効率99.97％以上（直径0.5μm以上の粒子）

よう素除去効率97％以上（総合除去効率）

26 条-17

中央制御室換気系空気調和機ファン，中央制御室換気系フィルタ系ファン及び中央制御室換気系フィルタユニットは，設計基準事故時及び重大事
故等時ともに使用する。

ｂ．中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ）
炉心の著しい損傷後の格納容器圧力逃がし装置を作動させる場合に放出される放射性雲による運転員の被ばくを低減するため，中央制御室待避室を正圧化し，放射性物質が中央制御室待避室に流入することを一定時間完全に防ぐために必要な換気空調設備として，中央制御室
待避室陽圧化装置（空気ボンベ）を設ける。また，中央制御室と中央制御室待避室との間が正圧化に必要な差圧を確保できていることを把握するため，差圧計を設置する。
［常設重大事故等対処設備］
差圧計（「中央制御室」と兼用）
個

数

1［可搬型重大事故等対処設備］
中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ）（「中央制御室」と兼用）

(2)

本

数

13（予備7）

容量

約47L（1本当たり）

安全設計方針該当なし
26 条-18

(3)

適合性説明

（原子炉制御室等）
第二十六条

発電用原子炉施設には、次に掲げるところにより、原子炉制御室（安全施設に属するものに限る。以下この条において同じ。）を設けなければならない。
一

設計基準対象施設の健全性を確保するために必要なパラメータを監視できるものとすること。

二

発電用原子炉施設の外の状況を把握する設備を有するものとすること。

三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できるものとすること。

２

発電用原子炉施設には、火災その他の異常な事態により原子炉制御室が使用できない場合において、原子炉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移行させ、及び必要なパラメータを想定される範囲内に制御し、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維持させるために必要な機能を有する装置を設けなければならない。

３

原子炉制御室及びこれに連絡する通路並びに運転員その他の従事者が原
子炉制御室に出入りするための区域は、一次冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊又は故障その他の異常が発生した場合に発電用原子炉の運転の停止その他の発電用原子炉施設の安全性を確保するための措置をとるため、従事者が支障なく原子炉制御室に入り、又は一定期間とどまり、かつ、当該措置をとるための操作を行うことができるよう、遮蔽その他の適切な放射線防護措置、気体状の放射性物質及び原子炉制御室外の火災によ

26 条-19

り発生する燃焼ガスに対する換気設備の隔離その他の適切に防護するための設備を設けなければならない。

適合のための設計方針
第１項第１号及び第３号について
中央制御室は，発電用原子炉及び主要な関連設備の運転状況並びに主要パラメータが監視できるとともに，安全性を確保するために急速な手動操作を要する場合には，これを行うことができる設計とする。
(1)

発電用原子炉及び主要な関連設備の運転状況の監視及び操作を行うことができる設計とする。
(2)

炉心，原子炉冷却材圧力バウンダリ，原子炉格納容器バウンダリ及びそれらの関連する系統の健全性を確保するため，炉心の中性子束，制御棒位
置，一次冷却材の圧力・温度・流量，原子炉水位，原子炉格納容器内の圧力・温度等の主要パラメータの監視が可能な設計とする。
(3)

事故時において，事故の状態を知り対策を講じるために必要なパラメー

タである原子炉格納容器内の圧力・温度等の監視が可能な設計とする。
第１項第２号について
発電用原子炉施設に影響を及ぼす可能性のあると想定される自然現象等に加え，昼夜にわたり発電所構内の状況（海側，陸側）を，屋外に暗視機能等を持った監視カメラを遠隔操作することにより中央制御室にて把握することができる設計とする。
また，津波，竜巻等による発電所構内の状況の把握に有効なパラメータは，
気象観測設備等にて測定し中央制御室にて確認できる設計とする。
さらに，中央制御室に公的機関から気象情報を入手できる設備を設置し，地震，津波，竜巻情報等を入手できる設計とする。
26 条-20

【説明資料（2.1.1：p26 条-別添 1-17）（2.1.2：p26 条-別添 1-20）（2.1.3：
p26 条-別添 1-22）（2.1.4：p26 条-別添 1-23）（2.1.5：p26 条-別添 1-24）】

第２項について火災その他の異常な事態により，中央制御室内で原子炉停止操作が行えない場合でも，中央制御室以外の適切な場所から発電用原子炉を直ちに停止す
るとともに高温停止状態を維持できる設計とする。
(1)

中央制御室外において，原子炉緊急停止系作動回路の電源を遮断すること等により発電用原子炉をスクラムさせる。発電用原子炉を直ちに停止した後，中央制御室外原子炉停止装置により，逃がし安全弁，原子炉隔離時
冷却系，残留熱除去系等を使用して，発電用原子炉を高温停止状態に安全に維持することができる設計とする。
(2)

また，中央制御室外原子炉停止装置により，上記高温停止状態から残留

熱除去系等を使用して，適切な手順により発電用原子炉を低温停止状態に導くことができる設計とする。

第３項について発電用原子炉の事故対策に必要な各種指示計並びに発電用原子炉を安全に停止するために必要な安全保護系及び工学的安全施設関係の操作盤は，中央制御室に集中して設ける。
中央制御室において火災が発生する可能性を抑えるように，中央制御室内の主要ケーブル，制御盤は不燃性，難燃性の材料を使用する。
なお，通信機器等については実用上可能な限り不燃性，難燃性の材料を使用する。
万一事故が発生した際には，次のような対策により運転員その他従事者が26 条-21

中央制御室に接近可能であり，中央制御室内の運転員その他従事者に対し，過度の被ばくがないように考慮し，中央制御室内にとどまり，事故対策に必要な各種の操作を行うことができるように設計する。
(1)

想定される最も苛酷な事故時においても，「核原料物質又は核燃料物
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」に定められた緊急作業に係る許容被ばく線量を十分下回るように遮蔽を設ける。ここで想定される最も過酷な事故時としては，原子炉冷却材喪失及び主蒸気管破断を対象とし，「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）」（平成21・07・27原院第1号平成21年8月12日）」に定める想定事故相当のソースタームを基とした数値，評価手法及び評価条件を使用して評価を行う。

(2)

中央制御室換気系は，事故時には外気との連絡口を遮断し，高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
ルタユニットを通る閉回路循環方式とし，運転員その他の従事者を過度の被ばくから防護することができるように設計する。

(3)

中央制御室は，中央制御室外の火災等により発生する燃焼ガスやばい煙，有毒ガス及び降下火砕物を想定しても中央制御室換気系の外気取入れを手動で遮断し，閉回路循環方式に切り換えることにより，運転員その他従事者を外部からの自然現象等から防護できる設計とする。
なお，事故時において，中央制御室への外気取入れを一時停止した
場合に，室内の酸素濃度及び二酸化炭素濃度が活動に支障がない範囲にあることを把握できるよう，酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計を保管する。
【説明資料（2.2.1：p26 条-別添 1-25）（2.2.2：p26 条-別添 1-26）】

26 条-22

1.3

気象等
該当なし。

26 条-23

1.4

設備等（手順等含む）

6.10

制御室

6.10.1

通常運転時等6.10.1.2

設計方針

(1)

発電用原子炉施設の主要な計測及び制御装置は，中央制御室に配置し，集中的に監視及び制御が行えるようにする。また，制御盤は誤操作，誤判断を防止でき，かつ，操作が容易に行えるように人間工学的な観点からの考慮を行う設計とする。また，中央制御室にて同時にもたらされる環境条件（地震，内部火災，内部溢水，外部電源喪失，ばい煙や有毒ガス，降下火砕物による操作雰囲気の悪化及び凍結）を想定しても安全施設を容易に操作することができる設計とする。

(2)

設計基準事故時においても，運転員が中央制御室内にとどまって，必要な操作，措置がとれるようにする。

【説明資料（2.1.1：p26 条-別添 1-17）（2.1.2：p26 条-別添 1-20）（2.1.3：
p26 条-別添 1-22）（2.1.4：p26 条-別添 1-23）（2.1.5：p26 条-別添 124）】(3)

中央制御室内での操作が困難な場合には，中央制御室以外からも，原子炉をスクラム後の高温状態から低温状態に容易に導けるようにする。

(4)

計測制御装置，制御盤には実用上可能な限り不燃性又は難燃性の材料
を用いる。

(5)

中央制御室から原子炉施設内の必要な箇所に指示・連絡が行えるよう
にする。

(6)

昼夜にわたり，発電用原子炉施設に影響を及ぼす可能性のあると想定される自然現象等や発電所構内の状況を把握することができる設計とす
26 条-24

る。
(7)

中央制御室には，室内の酸素濃度及び二酸化炭素濃度が活動に支障がない範囲にあることを把握できるように酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計を保管する。

(8)

炉心の著しい損傷が発生した場合であって，中央制御室の運転員の被ばくの観点から結果が最も厳しくなる事故収束に成功した事故シーケンスにおいても，運転員の実効線量が7日間で100mSvを超えないように換気及び遮蔽を考慮した設計とする。

【説明資料（2.2.1：p26 条-別添 1-26）（2.2.2：p26 条-別添 1-26）】

6.10.1.3

主要設備の仕様

中央制御室の主要機器仕様を第 6.10−1 表に示す。
6.10.1.4
6.10.1.4.1

主要設備
中央制御室

中央制御室は，原子炉建屋付属棟内に設置し，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が発生した場合に，従事者が支障なく中央
制御室に入ることができるよう，これに連絡する通路及び出入りするための区域を多重化する。また，中央制御室内にとどまり必要な操作，措置を行う運転員が過度の被ばくを受けないよう施設し，運転員の勤務形態を考慮し，事故後 30 日間において，運転員が中央制御室に入り，とどまっても，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入退域時の線量が，中央制御室換気系等の機能とあいまって，「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」
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則の解釈」に示される 100mSv を下回るように遮蔽を設ける。換気系統は他と独
26 条-25

立して設け，事故時には外気との連絡口を遮断し，高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を通る閉回路循環運転とし運転員その他従事者を過度の被ばくから防護する設計とする。外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。また，室内の酸素濃度及び二酸化炭素濃度が活動に支障のない範囲であることを把握できるよう，酸素濃度計及び二酸
化炭素濃度計を保管する。
【説明資料（2.2.1：p26 条-別添 1-25）（2.2.2：p26 条-別添 1-26）】

発電用原子炉施設に影響を及ぼす可能性のあると想定される自然現象等
や発電所構内の状況を把握するため遠隔操作及び暗視機能等を持った監視カメラを設置し，中央制御室で監視できる設計とする。
【説明資料（2.1.1：p26 条-別添 1-17）（2.1.2：p26 条-別添 1-20）（2.1.3：
p26 条-別添 1-22）（2.1.4：p26 条-別添 1-23）（2.1.5：p26 条-別添 124）】

中央制御室は，当該操作が必要となる理由となった事象が有意な可能性をもって同時にもたらされる環境条件及び発電用原子炉施設で有意な可能性をもって同時にもたらされる環境条件（地震，内部火災，内部溢水，外部電源喪失，ばい煙及び有毒ガス，降下火砕物による操作雰囲気の悪化並
びに凍結）を想定しても，適切な措置を講じることにより運転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容易に操作ができるものとする。
中央制御室で想定される環境条件とその措置は次のとおり。
26 条-26

（地震）中央制御室及び制御盤は，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必要となる機能が喪失しない設計とする。また，制御盤は床等に固定することにより，地震発生時においても運転操作に影響を与えない設計とする。さらに，主制御盤に手摺を設置するとともに天井照明設備には落下防止措置を講じることにより，地震発生時における運転員の安全確保及び制御盤上の操作器への誤接触を防止できる設計とする。
（内部火災）
中央制御室に粉末消火器又は二酸化炭素消火器を設置するとともに，常駐する運転員によって火災感知器による早期の火災感知を可能とし，火災が発生した場合の運転員の対応を社内規程に定め，運転員による速やかな消火を行うことで運転操作に影響を与えず容易に操作ができる設計とする。また，中央制御室床下コンクリートピットに火災感知器及び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）を設置することにより，火災が発生した場合に運転員による速やかな消火を行うことで運転操作に影響を与えず容易に操作ができる設計とする。
（内部溢水）
中央制御室内には溢水源となる機器を設けない設計とする。また，火災が発生したとしても，運転員が火災状況を確認し，粉末消火器又は二酸化炭素消火器にて初期消火を行うため，溢水源とならないことから，
消火水による溢水により運転操作に影響を与えず容易に操作ができる設計とする。
（外部電源喪失）
中央制御室における運転操作に必要な照明は，地震，風（台風），竜26 条-27

巻，積雪，落雷，外部火災及び降下火砕物に伴い外部電源が喪失した場
合には，非常用ディーゼル発電機が起動することにより，操作に必要な照明用電源を確保し，運転操作に影響を与えず容易に操作ができる設計とする。
また，直流非常灯により中央制御室における運転操作に必要な照明を確保し，容易に操作ができる設計とする。
（ばい煙等による中央制御室内雰囲気の悪化）
外部火災により発生する燃焼ガスやばい煙，有毒ガス及び降下火砕物による中央制御室内の操作雰囲気の悪化に対しては，手動で中央制御室
換気系の給気隔離弁及び排気隔離弁を閉止し，閉回路循環運転を行うことで外気を遮断することから，運転操作に影響を与えず容易に操作ができる設計とする。
（凍結による操作環境への影響）
中央制御室の換気系により環境温度が維持されることで，運転操作に影響を与えず容易に操作ができる設計とする。

中央制御室において発電用原子炉施設の外の状況を把握するための設備については，「1.1.1.4 外部からの衝撃」で選定した発電所敷地で想定される自然現象，発電所敷地又はその周辺において想定される発電用原子炉
施設の安全性を損なわせる原因となるおそれがあって人為によるもの（故意によるものを除く。）のうち，発電用原子炉施設に影響を及ぼす可能性がある事象や発電所構内の状況を把握できるように，以下の設備を設置する。
ａ．監視カメラ想定される自然現象等（地震，津波，風（台風），竜巻，降水，積26 条-28

雪，落雷，火山の影響，森林火災，近隣工場等の火災，船舶の衝突及び高潮）の影響について，昼夜にわたり発電所構内の状況（海側，陸側）を把握することができる暗視機能等を持った監視カメラを設置する。
【説明資料（2.1.1：p26 条-別添 1-17）（2.1.2：p26 条-別添 1-20）（2.1.3：
p26 条-別添 1-22）】

ｂ．気象観測設備等の設置
風（台風），竜巻，凍結，降水等による発電所構内の状況を把握するため，風向，風速，気温，降水量等を測定する気象観測設備を設置する。また，津波及び高潮については，津波監視設備として取水ピッ
ト水位計及び潮位計を設置する。
【説明資料（2.1.2：p26 条-別添 1-20）（2.1.4：p26 条-別添 1-23）】

ｃ．公的機関から気象情報を入手できる設備の設置
地震，津波，竜巻，落雷等の発電用原子炉施設に影響を及ぼす可能性がある事象に関する情報を入手するため，中央制御室に電話，ファックス及び社内ネットワークに接続されたパソコン等の公的機関から気象情報を入手できる設備を設置する。
【説明資料（2.1.1：p26 条-別添 1-17）】(1)

計測制御装置
中央制御室には，発電所を安全に運転するために必要とされる，以下の計測制御装置が設置されている。
ａ．原子炉補助設備関係
26 条-29

高圧炉心スプレイ系，低圧炉心スプレイ系，残留熱除去系，原子炉
隔離時冷却系，隔離弁，再循環系，原子炉冷却材浄化系等の計測制御装置
ｂ．原子炉制御関係
中性子計装，制御棒操作系，ほう酸水注入系等の計測制御装置
ｃ．タービン補機関係
給水系，復水系，循環水系，補機冷却系等の計測制御装置
ｄ．タービン発電機関係
タービン及び発電機の計測制御装置
ｅ．所内電気回路関係
所内電気回路及びディーゼル発電機の計測制御装置
ｆ．放射線計装関係
エリア及びプロセス放射線モニタ用計測制御装置
ｇ．中性子計装関係
中性子計装用増巾器，電源装置等
ｈ．タービン発電機の保護及び記録関係
タービン，発電機，所内電気回路の保護継電器，記録計等
ｉ．原子炉プラントプロセス計装関係
再循環系，ジェット・ポンプ系，給水系等の計測制御装置
ｊ．原子炉緊急停止系関係
原子炉緊急停止系用継電器等
ｋ．制御棒操作系関係
制御棒操作系用継電器等
ｌ．格納容器内ガス濃度制御及び原子炉建屋ガス処理関係
格納容器内ガス濃度制御系，原子炉建屋ガス処理系の継電器及び格26 条-30

納容器内水素，酸素濃度モニタ計測装置等
ｍ．送電線関係
275KV，154KV 開閉所及び送電線の計測制御装置
ｎ．運転監視用計算機関係
計算機コンソール，プリンタ等
ｏ．屋外監視関係
監視カメラ(2)

中央制御室換気系
中央制御室の換気系統は，設計基準事故時に放射線業務従事者等を内部被ばくから防護し必要な運転操作を継続することができるようにするため，他の換気系とは独立に外気を高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に通して取り入れるか，又は外気との連絡口を遮断し中央制御室フィルタユニットを通して閉回路循
環できるように設計する。（「8.2(3)換気空調設備」参照）

中央制御室遮蔽中央制御室には，設計基準事故時に中央制御室内にとどまり必要な操作及び措置を行う運転員が，過度な被ばくを受けないように遮蔽を設ける。
（「8.3
(4)

遮蔽設備」参照）

通信連絡設備及び照明設備
中央制御室には，通信連絡設備及び照明設備を設ける。通信連絡設備は，建屋内外に指示が行えるように，送受話器，電力保安通信用電話設備等を設ける。（「10.11

6.10.1.4.2

安全避難通路等」及び「10.12

通信連絡設備」参照）

中央制御室外原子炉停止装置

中央制御室外原子炉停止装置は，中央制御室から十分離れた場所に設置
26 条-31

し，中央制御室で操作が困難な場合に，原子炉をスクラム後の高温状態か
ら低温状態に安全かつ容易に導くためのものである。
原子炉のスクラムは，中央制御室外において，原子炉緊急停止系作動回路の電源を遮断すること等により行うことができる。
中央制御室外原子炉停止装置は，その盤面に設ける切替スイッチを本装置側に切換えることにより，中央制御室とは，独立して使用できる。
中央制御室外原子炉停止装置には，逃がし安全弁，原子炉隔離時冷却系，残留熱除去系等の計測制御装置及び建屋内の必要箇所と連絡可能な通信設
備を設ける。

6.10.1.5(1)

手順等

手順に基づき，酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計により中央制御室の居住環境確認を行う。

(2)

手順に基づき，監視カメラ及び気象観測設備等により発電用原子炉施設の外の状況を把握するとともに，公的機関から気象情報を入手できる設備により必要な情報を入手する。

6.10.1.6

試験検査

中央制御室及び中央制御室外原子炉停止装置室にある監視及び制御装置
は，定期的に試験又は検査を行い，その機能の健全性を確認する。

6.10.1.7(1)評価

中央制御室には原子炉施設の主要な計測及び制御装置を設けており，
集中的に監視及び制御を行うことができる。また，制御盤は誤操作，誤判断を防止でき，かつ，操作を容易に行えるよう人間工学的な観点から
26 条-32

の考慮を行う設計としている。
(2)

中央制御室は，想定される最も過酷な事故時においても，運転員が中央制御室にとどまって，必要な操作，措置がとれるような遮蔽設計及び換気設計としている。

(3)

中央制御室内での操作が困難な場合には，中央制御室から十分離れた場所に設置した中央制御室外原子炉停止装置から，原子炉をスクラム後の高温状態から低温状態に容易に導くことができる。

(4)

計測制御装置，制御盤には実用上可能な限り，不燃性又は難燃性の材
料を用い火災に対して防護する設計としている。

(5)

中央制御室には，所内通信設備，加入電話等を設けており，原子炉施設内の必要な箇所に指示が行えるとともに発電所外の必要箇所との通信連絡を行うことができる。

(6)

昼夜にわたり，発電用原子炉施設に影響を及ぼす可能性のあると想定される自然現象等や発電所構内の状況を把握することができる設計とし
ている。

(7)

中央制御室には，室内の酸素濃度及び二酸化炭素濃度が活動に支障がない範囲にあることを把握できるように酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計を保管している。

(8)

炉心の著しい損傷が発生した場合であって，中央制御室の運転員の被ばくの観点から結果が最も厳しくなる事故収束に成功した事故シーケンスにおいても，運転員の実効線量が7日間で100mSvを超えないように換気及び遮蔽を考慮した設計としている。

26 条-33

第6.10−1表

中央制御室の主要機器仕様(1)中央制御室制御盤

一式(2)

中央制御室外原子炉停止装置

一式

26 条-34

8.

放射線管理施設8.2

換気空調設備

8.2.1

概

要

換気空調設備は，建屋内に清浄な空気を供給し建屋内の空気を加熱ある
いは冷却して温度を制御するとともに，これら供給空気の流れを適切に保ち，建屋内の清浄区域の汚染を防止するために設けるものである。
換気空調設備は，タービン建屋換気系，中央制御室換気系，廃棄物処理
棟換気系，サービス建屋換気系及び原子炉建屋換気系等から構成し，それぞれ独立な系統とする。
これらの各系統には必要に応じてフィルタ，加熱コイル，冷却コイル等を設ける。
中央制御室には，炉心の著しい損傷が発生した場合においても運転員がとどまるために必要な重大事故等対処設備を設置及び保管する。
重大事故等が発生した場合においても，当該重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員がとどまることができるように，緊急時対策所の居住性を確保するための換気空調設備として，緊急時対策所非常用換気設
備を設置及び保管する。

8.2.4

主要設備

(2)

中央制御室換気系
中央制御室換気系の系統概要を第8.2−2 図に示す。
中央制御室換気系は，他の建屋の換気系とは，完全に独立した換気系をもち，通常，一部外気を取り入れる再循環方式によって空気調節を行う。
26 条-35

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，中央制御室換気系フィルタユ
ニットを通る閉回路循環方式とし，運転員を過度の被ばくから防護する設計とする。外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。
中央制御室外の火災等により発生する燃焼ガスやばい煙，有毒ガス及び降下火砕物に対し，中央制御室換気系の外気取入れを手動で遮断し，閉回路循環方式に切り替えることが可能な設計とする。
重大事故等が発生した場合においても，中央制御室に運転員がとどまるために必要な換気空調設備として中央制御室換気系を設ける。
中央制御室換気系については，「6.10(3)制御室」に示す。

中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ）
炉心の著しい損傷後の格納容器圧力逃がし装置を作動させる場合に放出される放射性雲による運転員の被ばくを低減するため，中央制御室待避室を正圧化し，放射性物質が中央制御室待避室に流入することを一定
時間完全に防ぐために必要な換気空調設備として中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ）を設ける。
中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ）については，「 6.10制御室」に示す。

26 条-36

第8.2−1表(2)中央制御室換気系設備の主要機器仕様

中央制御室換気系
ａ．中央制御室換気系空気調和機ファン
兼用する設備は以下のとおり。
・中央制御室（通常運転時等）
・中央制御室（重大事故等時）
・中央制御室換気系（通常運転時等）
・中央制御室換気系（重大事故等時）設備仕様については，「第6.10-2表中央制御室（重大事故等時）（常設）の設備仕様」に示す。

ｂ．中央制御室換気系フィルタ系ファン
兼用する設備は以下のとおり。
・中央制御室（通常運転時等）
・中央制御室（重大事故等時）
・中央制御室換気系（通常運転時等）
・中央制御室換気系（重大事故等時）設備仕様については，「第6.10-2表中央制御室（重大事故等時）（常設）の設備仕様」に示す。

ｃ．中央制御室換気系フィルタユニット
兼用する設備は以下のとおり。
・中央制御室（通常運転時等）
・中央制御室（重大事故等時）
・中央制御室換気系（通常運転時等）
26 条-37

・中央制御室換気系（重大事故等時）設備仕様については，「第6.10-2表中央制御室（重大事故等時）（常設）の設備仕様」に示す。

8.3

遮蔽設備

8.3.4

主要設備

8.3.4.5(1)

中央制御室遮蔽

通常運転時等中央制御室遮蔽は，原子炉建屋付属棟内に設置し，原子炉冷却材喪失
等の設計基準事故時に，中央制御室内にとどまり必要な操作，措置を行う運転員が過度の被ばくを受けないように設置する。また，運転員の勤務形態を考慮し，事故後 30 日間において，運転員が中央制御室に入り，とどまっても，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入退域時の線量が，中央制御室換気系等の機能とあいまって，「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」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則の解釈」に示される 100mSv を下回る遮蔽とする。
中央制御室遮蔽については，「6.10

26 条-38制御室」に記載する。

2.

追加要求事項に対する適合方針

2.1

中央制御室から外の状況を把握する設備(1)

想定される自然現象等の抽出
原子炉施設の外の状況として，設置許可基準規則第6条において抽出された自然現象及び外部人為事象（風（台風），竜巻，降水，積雪，落雷，火山の影響，森林火災，近隣工場等の火災，船舶の衝突及び高潮）の他に，地震，及び，津波を想定する。
なお，外部状況を把握する設備により把握できる自然現象等を別添１に
示す。

(2)

外の状況を把握するための設備の設置
ａ．監視カメラの設置想定される自然現象等（地震，津波，風（台風），竜巻，降水，積
雪，落雷，火山の影響，森林火災，近隣工場等の火災，船舶の衝突及び高潮）の影響について，昼夜にわたり発電所構内の状況（海側，山側）を把握することができる暗視機能等を持った津波・構内監視カメラを設置する。
津波・構内監視カメラは，発電所構内，発電用原子炉施設への影響の概況を適切に監視できる位置・方向で基準津波（T.P.+17.1m）の影響を受けることがない高所（原子炉建屋屋上，防潮堤上）に設置する。
ｂ．気象観測設備等の設置
風（台風），竜巻，凍結，降水等による発電所構内の状況を把握する
ため，風向，風速，気温，降水量等を測定する気象観測設備を設置する。また，津波及び高潮については，津波監視設備として取水ピット水位計及び潮位計を設置する。

(3)

公的機関から気象情報を入手できる設備の設置
26 条-39

地震，津波，竜巻，落雷等の発電用原子炉施設に影響を及ぼす可能性がある事象に関する情報を入手するため，中央制御室に電話，ファックス及び社内ネットワークに接続されたパソコン等の公的機関から気象情報を入手できる設備を設置する。

2.2

酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計
外気から中央制御室への空気の取り込みを停止した場合に，酸素濃度及び二酸化炭素濃度が活動に支障がない範囲にあることを把握できるように，中央制御室に酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計を保管する。

3.

別添
別添 1

原子炉制御室について（被ばく評価除く）

別添 2

原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価について

別添 3

運用，手順説明資料

原子炉制御室等

26 条-40

別添 1

原子炉制御室について（被ばく評価除く）

26 条‐別添 1-1

目

1.

2.

次

概要
1.1

新規制基準への適合方針

1.2

設計における想定シナリオ

設計方針
2.1

中央制御室から外の状況を把握する設備について

2.1.1

中央制御室から外の状況を把握する設備の概要

2.1.2

津波・構内監視カメラについて

2.1.3

津波・構内監視カメラ映像サンプル

2.1.4

津波・構内監視カメラで把握可能な自然現象等

2.1.5

中央制御室にて把握可能なパラメータ2.2

酸素濃度計等について

2.2.1

酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計の設備概要

2.2.2

酸素濃度，二酸化炭素濃度の管理

2.3

汚染の持ち込み防止について

2.4

重大事故が発生した場合に運転員がとどまるための設備について

2.4.1

概要

2.4.2

中央制御室待避室正圧化バウンダリの設計差圧

2.4.3

中央制御室の居住性確保

2.4.4

中央制御室待避室の居住性確保

2.5

重大事故等時の電源設備について

26 条‐別添 1-2

3.

添付資料
3.1

中央制御室待避室の運用について3.2

配備する資機材の数量について

3.3

チェンジングエリアについて

3.4

中央制御室への地震及び火災等の影響

3.5

中央制御室待避室のデータ表示装置で確認できるパラメータ3.6

中央制御室待避室の内部寸法について

26 条‐別添 1-3

1.

概要

1.1

新規制基準への適合方針(1)

設計基準事象への対処
原子炉制御室について，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第 26 条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則第 38 条において，追加要求事項を明確化する。原子炉制御室に関する設計基準事象への対処のための追加要求事項と，その適合方針は以下第 1.1-1 表，第 1.1-2 表のとおりである。

第 1.1-1 表「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」

第 26 条（原子炉制御室等）

実用発電用原子炉及びその附属施設
実用発電用原子炉及びその附属施設の位の位置，構造及び設備の基準に関する
置，構造及び設備の基準に関する規則
規則の解釈（原子炉制御室等）

適合方針

第２６条（原子炉制御室等）

第二十六条 発電用原子炉施設には，次に掲げるところにより，原子炉制御室（安全施設に属するものに限る。以下この条において同じ。）を設けなければならない。
一 設計基準対象施設の健全性を確保するために必要なパラメータを監視できるものとすること。

（追加要求事項への適合方針は以下の通１ 第１項第１号に規定する「必要な り）
パラメータを監視できる」とは，発電用原子炉及び主要な関連施設の運転状況並びに主要パラメータについて，
計測制御系統施設で監視が要求されるパラメータのうち，連続的に監視する必要のあるものを原子炉制御室において監視できることをいう。

二 発 電 用 原 子 炉 施 設 の 外 の 状 況 を 把 ２ 第１項第２号に規定する「発電用握する設備を有するものとすること。
原子炉施設の外の状況を把握する」とは，原子炉制御室から，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 ことをいう。

26 条‐別添 1-4・中央制御室は，発電用原子炉施設の外の状況を把握するために，原子炉建屋屋
上及び防潮堤上部に設置する津波・構内
監視カメラの映像により，自然現象等の外部事象を昼夜にわたり監視できる設計とする。
・また，気象観測設
備等の情報を中央制御室で把握可能とする。
・さらに，公的機関の警報（地震情報，
大津波警報等）を中
央制御室内の FAX 等
にて受信可能とする。

実用発電用原子炉及びその附属施設
実用発電用原子炉及びその附属施設の位の位置，構造及び設備の基準に関する
置，構造及び設備の基準に関する規則
規則の解釈
三 発 電 用 原 子 炉 施 設 の 安 全 性 を 確 保 す ３ 第１項第３号において「必要な操るために必要な操作を手動により行作を手動により行う」とは，急速なうことができるものとすること。
手動による発電用原子炉の停 止及び停止後の発電用原子炉の冷 却の確保のための操作をいう。
２

発電用原子炉施設には，火災その他の ４ 第２項に規定する「発電用原子炉
異常な事態により原子炉制御室が使用を高温停止の状態に直ちに移行」とできない場合において，原子炉制御室以は，直ちに発電用原子炉を停止し，外の場所から発電用原子炉を高温停止
残留熱を除去し及び高温停止 状態の状態に直ちに移行させ，及び必要なパを安全に維持することをいう。
ラメータを想定される範囲内に制御し，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維持させるために必要な機能を有する装置を設けなければならない。

３

原 子 炉 制 御 室 及 び こ れ に 連 絡 す る 通 ５ 第３項に規定する「従事者が支障なく原子炉制御室に入り，又は一定
路並びに運転員その他の従事者が原子炉制御室に出入りするための区域は，一期間とどまり」とは，事故発生後，次冷却系統に係る発電用原子炉施設の事故対策操作をすべき従事者 が原
損壊又は故障その他の異常が発生した
子炉制御室に接近できるよう 通路が確保されていること，及び従事者場合に発電用原子炉の運転の停止そのが原子炉制御室に適切な期間 滞在
他の発電用原子炉施設の安全性を確保するための措置をとるため，従事者が支できること，並びに従事者の交替等のため接近する場合においては，放障なく原子炉制御室に入り，又は一定期
射線レベルの減衰及び時間経 過と間とどまり，かつ，当該措置をとるためともに可能となる被ばく防護 策がの操作を行うことができるよう，遮蔽その他の適切な放射線防護措置，気体状の採り得ることをいう。
放射性物質及び原子炉制御室外の火災により発生する燃焼ガスに対する換気設備の隔離その他の適切に防護するための設備を設けなければならない。

適合方針

・設置許可基準規則第 26 条改正（平成 29 年 5 月 1 日）については，「有毒ガス防護に係る影響評価ガイド」に基づく対応を経過措置期間 ※ 内に実施することとし，今回申請とは別に必要な許認可手続き（設置変更許可申請）を行う。なお，今回の申請では従前の例による。
※ 経過措置：平成３２年５月１日以後の最初の施設定期検査終了の日まで

26 条‐別添 1-5

第 1.1-2 表「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則」

第 38 条（原子炉制御室等）
実用発電用原子炉及びその附属施設の技 実用発電用原子炉及びその附属施設
術基準に関する規則の技術基準に関する規則の解釈

適合方針（原子炉制御室等）
第３８条（原子炉制御室等）
第三十八条 発電用原子炉施設には，原子炉制御室を施設しなければならない。
２ 原子炉制御室には，反応度制御系統及び原子炉停止系統に係る設備を操作する装置，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操作する装置，発電用原子炉及び一次冷却系統に係る主要な機械又は器具の動作状態を表示する装置，主要計測装置の計測結果を表示する装置その他の発電用原子炉を安全に運転するための主要な装置（ 第四十七条第一項に規定する装置を含む。）を集中し，かつ，誤操作することなく適切に運転操作することができるよ
う施設しなければならない。
３

原子炉制御室には，発電用原子炉施設 ８ 第３項に規定する「発電用原子炉 ・ 設 置 許 可 基 準 規 則の外部の状況を把握するための装置を
施 設 の 外 部 の 状 況 を 把 握 す る た め 第二十六条第 1 項第 2
施設しなければならない。
の装置」とは，発電用原子炉施設に 号に同じ。
迫る津波等の自然現象をカメ ラの映像等により昼夜にわたり監 視できる装置をいう。

４

発電用原子炉施設には，火災その他の ９ 第４項に規定する「原子炉制御室
異常な事態により原子炉制御室が使用以外の場所」とは，原子炉制御室をできない場合に，原子炉制御室以外の場構成する区画壁の外であって，原子所から発電用原子炉の運転を停止し，か炉制御室退避の原因となった 居住
つ，安全な状態に維持することができる性の悪化の影響が及ぶおそれ がな
装置を施設しなければならない。
い程度に隔離された場所をいい，「安全な状態に維持すること ができる装置」とは，原子炉制御室以外の場所から発電用原子炉を高 温停止でき，引き続き低温停止できる機能を有した装置であること。

５

原 子 炉 制 御 室 及 び こ れ に 連 絡 す る 通 １ ０ 第 ５ 項 に 規 定 す る ｢こ れ に 連路並びに運転員その他の従事者が原子絡する通路並びに運転員その 他の炉制御室に出入りするための区域には，従事者が原子炉制御室に出入 りす
一次冷却系統に係る発電用原子炉施設
るための区域｣とは，一次冷却系統の損壊又は故障その他の異常が発生しに係る施設の故障，損壊等が生じた
た場合に発電用原子炉の運転の停止そ
場合に原子炉制御室に直交替 等のの他の発電用原子炉施設の安全性を確ため入退域する通路及び区域 をい保するための措置をとるため，従事者がう。
支障なく原子炉制御室に入り，又は一定期間とどまり，かつ，当該措置をとるた １１ 第５項においては，原子炉制御
めの操作を行うことができるよう，遮蔽室等には事故・異常時においても従その他の適切な放射線防護措置，気体状
事者が原子炉制御室に立ち入り，一の放射性物質及び原子炉制御室外の火定期間滞在できるように放射 線に災により発生する燃焼ガスに対する換
係る遮蔽壁，放射線量率の計測装置
気設備の隔離その他の適切な防護措置の設置等の「適切な放射線防 護措置」が施されていること。この「放を講じなければならない。
射線防護措置」としては必ずしも設備面の対策のみではなく防護 具の26 条‐別添 1-6

実用発電用原子炉及びその附属施設の技 実用発電用原子炉及びその附属施設
術基準に関する規則の技術基準に関する規則の解釈
配備，着用等運用面の対策も含まれる。「一定期間」とは，運転員が必
要な交替も含め，一次冷却材喪失等の設計基準事故時に過度の被 ばくなしにとどまり，必要な操作を行う期間をいう。
１２ 第５項に規定する「遮蔽その他の適切な放射線防護措置」とは，一次冷却材喪失等の設計基準事 故時に，原子炉制御室内にとどまり必要
な操作，措置を行う運転員が過度の被ばくを受けないよう施設し，運転員が原子炉制御室に入り，とどまる間の被ばくを「実用発電用原子炉の設置，運転等に関する規則の規定に基づく線量限度等を定める告示」の第８条における緊急時作業に 係る線量限度１００ｍＳｖ以下に できるものであることをいう。
この場合における運転員の被ばく評価は，判断基準の線量限度内であることを確認すること。被ばく評
価手法は，「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）」（平成２１・０７・
２７原院第１号（平成２１年８月１２日原子力安全・保安院制定））（以下「被ばく評価手法（内規）」という。）に基づくこと。

適合方針

・遮蔽その他の適切な放射線防護措置に関し，運転員の被ばく評価を「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)」に基づき実施
し ， 実 効 線 量 が100mSv 以下であることを確認している。
また，フィルタを通らない空気の原子炉制御室への流入量については，被ばく評
価により想定した空気量を下回っていることを確認している。

チャコールフィルターを通らな
い空気の原子炉制御室への流 入量については，被ばく評価手法（内規）に基づき，原子炉制御室換気設備の新設の際，原子炉制御室換気設備再循環モード時における再循環 対象
範囲境界部での空気の流入に 影響を与える改造の際，及び，定期的に測定を行い，運転員の被ばく評価に用いている想定した空気量を 下回っていることを確認すること。
１３ 第５項に規定する「換気設備の隔離その他の適切な防護措置 」とは，原子炉制御室外の火災等により発生した有毒ガスを原子炉制 御室
換気設備によって取り入れな いよ
うに外気との連絡口は遮断可 能であること，また，隔離時の酸欠防止を考慮して外気取入れ等の再 開が可能であること。その他適切な防護措置とは，必ずしも設備面の対策のみではなく防護具の配備，着用等運用面の対策も含まれる。
６

原子炉制御室には，酸素濃度計を施設 １ ６ 第 ６ 項 に 規 定 す る 「 酸 素 濃 度
しなければならない。
計」は，設計基準事故時において，外気から原子炉制御室への空 気の取り込みを，一時的に停止した場合

26 条‐別添 1-7・中央制御室には，
酸素濃度計及び二酸
化炭素濃度計を配備する。

実用発電用原子炉及びその附属施設の技 実用発電用原子炉及びその附属施設
術基準に関する規則の技術基準に関する規則の解釈に，事故対策のための活動に支障のない酸素濃度の範囲にあるこ とが正確に把握できるものであること。
また，所定の精度を保証するものであれば，常設設備，可搬型を問わない。

26 条‐別添 1-8

適合方針

（2）重大事故等への対処
原子炉制御室について，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第五十九条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則第七十四条において，追加要求事項を明確化する。原子炉制御室に関する重大事故等への対処のための追加要求事
項と，その適合方針は以下第 1.1-3 表のとおりである。

第 1.1-3 表「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」

第五十九条（原子炉制御室）

実 用 発 電 用 原 子 炉 及 び そ の 附 実用発電用原子炉及びその附属施設
属施設の位置，構造及び設備の の位置，構造及び設備の基準に関す
基準に関する規則
る規則の解釈

適合方針（原子炉制御室）

第５９条（原子炉制御室）

第五十九条 第二十六条第一項の規定により設置される原子炉制御室には，重大事故が発生した場合においても運転員がとどまるために必要な設備を設けなければならない。

１ 第５９条に規定する「運転員が （なお，重大事故等に対処するためとどまるために必要な設備」とは， に必要 なパラメータにつ いても監
以下に掲げる措置又はこれらと同等 視できる設計とする。）
以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。
ａ）原子炉制御室用の電源（空調 ・中央制御室には，重大事故が発生
及び照明等）は，代替交流電源設 した場 合においても運転 員がとど備からの給電を可能とすること。 まるために必要な設備（中央制御室
換気系，原子炉建屋ガス処理系，及び可搬型照明（ＳＡ）等）を設置す
る設計とする。
重大事 故発生時において 運転員がとどまるために必要な設備（中央制
御室換 気系，原子炉建屋 ガス処理
系，及び可搬型照明（ＳＡ）等）は，常設代 替交流電源設備か ら給電可能な設計とする。
ｂ）炉心の著しい損傷が発生した
場合の原子炉制御室の居住性について，次の要件を満たすものであること。

・炉心の著しい損傷が発生した場合においても，中央制御室にとどまる
運転員の実効線量が 7 日間で100mSv を超えない設計とする。

① 本規程第３７条の想定する格納容器破損モードのうち，原子炉
制御室の運転員の被ばくの観点か
ら結果が最も厳しくなる事故収束に成功した事故シーケンス（例えば，炉心の著しい損傷の後，格納容器圧力逃がし装置等の格納容器
破損防止対策が有効に機能した場合）を想定すること。

・原子炉制御室の運転員の被ばくの観点か ら結果が最も厳し くなる事
故収束 に成功した事故シ ーケンス
として，格納容器破損モードにおいて想定している，大破断ＬＯＣＡ時に高圧 炉心冷却及び低圧 炉心冷却に失敗するシーケンス（代替循環冷却系を 使用しない場合） を選定する。

26 条‐別添 1-9

実 用 発 電 用 原 子 炉 及 び そ の 附 実用発電用原子炉及びその附属施設
属施設の位置，構造及び設備の の位置，構造及び設備の基準に関す
基準に関する規則
る規則の解釈適合方針② 運転員はマスクの着用を考慮 ・マスクの着用を考慮し，その実施してもよい。ただしその場合は， のための体制を整備する。
実施のための体制を整備すること。
③ 交代要員体制を考慮してもよ ・運転員は 5 直 2 交代勤務を前提にい。ただしその場合は，実施のた 評価を行なうが，積算の被ばく線量めの体制を整備すること。
が最も 厳しくなる格納容 器ベント
実施時 に中央制御室に滞 在する運転員の勤務形態を考慮する。
④ 判断基準は，運転員の実効線量が 7 日間で 100mSv を超えないこと。
ｃ）原子炉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，原子炉制御室への汚染の持ち込みを防止するため，モニタリング及び作業服の着替え等を行うための区画を設けること。

・中央制御室への汚染の持ち込みを防止するため，身体の汚染検査（モニタリング）を行うためのサーベイ
エリア，脱衣（作業服の着替え）を行うための脱衣エリア，身体に付着した放 射性物質を除染す るための除染エ リア及びサーベイ エリア等
から中 央制御室への放射 性物質の持ち込 みを防止するため のクリーンエリアを設ける設計とする。
・テントハウス及び扉付シート壁並
びにチ ェンジングエリア と中央制
御室の 間の気密扉により 中央制御室への 汚染の持ち込みを 防止する設計とする。

※なお「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」
十四条（原子炉制御室）も同様の記載のため，省略する。

26 条‐別添 1-10

第七

1.2

設計における想定シナリオ

原子炉制御室の設計において想定するシナリオについて，以下に記す。
(1)

設計基準事故時の想定シナリオ「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」（以下「技術基準」という。）の解釈第 38 条 12 に記載のとおり，「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）」」（平成21・07・27 原院第１号（平成２１年８月１２日原子力安全・保安院制定））に基づき，仮想事故相当の原子炉冷却材喪失及び主蒸気管破断を想定する。

(2)

重大事故時の想定シナリオ
東海第二発電所においては，「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」（以下「設置許可基準規則」という。）の解釈第 59 条 1b)及び技術基準の解釈第 74 条 1b)，並びに「実用発電用原子炉に係る重大事故時の制御室及び緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド」（以下「審査ガイド」という。）に基づき想定する「設置許可基準規則解釈第 37 条の想定する格納容器破損モードのうち，原子炉制御室の運転員の被ばくの観点から結果が最も厳しくなる事故収束に成功した事故シーケンス（例えば，炉心の著しい損傷の後，格納容器圧力逃がし装置等の格納容器破損防止対策が有効に機能した場合）」である「大破断ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗」においても，格納容器ベントを実施することなく事象を収束する
ことができる代替循環冷却系を整備する。しかしながら，被ばく評価においては，中央制御室の居住性評価を厳しくする観点から，代替循環冷
却系の機能喪失を仮定する。格納容器圧力逃がし装置を用いた格納容器
26 条‐別添 1-11

ベントに至る事故シナリオとしては，前述の「大破断ＬＯＣＡ＋高圧炉
心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗」に全交流動力電源喪失の重畳を考慮した場合を選定する。
第 1.3-1 表に基本的な事故収束シナリオと中央制御室の居住性評価用の想定事故シナリオの比較を示す。

第 1.3-1 表

基本的な事故収束シナリオと中央制御室の居住性評価用の想定事故シナリオ
中央制御室の基本的な居住性評価用事故収束シナリオ
想定事故シナリオ

代替循環冷却系の機能期待する

26 条‐別添 1-12

期待しない

2.

設計方針

2.1

中央制御室から外の状況を把握する設備について

2.1.1

中央制御室から外の状況を把握する設備の概要

以下の設備等を用いることで，中央制御室内にて原子炉施設の外の状況の把握が可能な設計とする。概略を第 2.1-1 図に，配置を第 2.1-2 図に示す。

(1)

津波・構内監視カメラ
原子炉施設に影響を及ぼす可能性のある自然現象等（風（台風），竜巻，
降水，積雪，落雷，火山の影響，森林火災，近隣工場等の火災，船舶の衝突，及び地震，津波，高潮），及び自然現象等による発電所構内，原子炉施設への影響の概況を原子炉建屋屋上及び防潮堤上部に設置する津波・構内
監視カメラの映像により，昼夜にわたり監視できる設計とする。

(2)

取水ピット水位計／潮位計
津波来襲時の海水面水位変動を監視できる設計とする。

(3)

気象観測設備発電所構内に設置している気象観測設備により，風向・風速等の気象状況を常時監視できる設計とする。
また，周辺モニタリング設備により，発電所周辺監視区域境界付近の外部放射線量率を把握できる設計とする。
：ＤＢ範囲

26 条‐別添 1-13

(4)公的機関等の情報を入手するための設備
公的機関等からの地震，津波，竜巻情報等を入手するために，中央制御室に電話，FAX 等を設置している。また，社内ネットワークに接続されたパソコンを使用することで，雷・降雨予報，天気図等の公的機関からの情報を入手することが可能な設計とする。

津波・構内監視カメラ①（原子炉建屋屋上：3 台）（EL.約+64m）

津波・構内監視カメラ②（防潮堤上部：4 台）（EL.約+18m〜EL.約+20m）

第 2.1-1 図

中央制御室における外部状況把握の概略：ＤＢ範囲

26 条‐別添 1-14

第 2.1-2 図

中央制御室から外の状況を把握する設備の配置図：ＤＢ範囲

26 条‐別添 1-15

2.1.2

津波・構内監視カメラについて

津波・構内監視カメラは原子炉施設に影響を及ぼす可能性のある自然現象
等（風（台風），竜巻，降水，積雪，落雷，火山の影響，森林火災，近隣工場等の火災，船舶の衝突，及び地震，津波，高潮），及び自然現象等による発電
所構内，原子炉施設への影響の概況を適切に監視できる位置・方向で基準津波（T.P.+17.1m）の影響を受けることがない高所に設置する。
第 2.1-3 表に津波・構内監視カメラの概要を示す。
津波・構内監視カメラは，取付け部材，周辺の建物，設備等で死角となるエリアをカバーすることができるように配慮して配置する。ただし，一部死角となるエリアがあるが，構内のタービン建屋付近等のごく限られた場所であり，その他の監視可能な領域の監視により，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十分把握可能である。また，一部死角となる
タービン建屋付近に設置されている主変圧器，起動変圧器については，津波・構内監視カメラにて全体像のうち上半分程度が監視可能で，自然現象等による影響を十分把握可能である。なお，中央制御室にて警報による監視も可能である。
同エリアにあるアクセスルートについては目視監視を行う時間が確保できることから問題はない。津波・構内監視カメラが監視可能な原子炉施設及び周辺の構内範囲を第 2.1-4 図に示す。
なお，可視光カメラによる監視が期待できない夜間の濃霧発生時や強雨時においては，赤外線カメラによる監視機能についても期待できない状況となることが考えられる。その場合は，津波・構内監視カメラ以外で中央制御室にて監視可能なパラメータを監視することで，外部状況の把握に努めつつ，気象等に関する公的機関からの情報も参考とし，原子炉施設に影響を及ぼす可能性がある自然現象等を把握する。
26 条‐別添 1-16：ＤＢ範囲

津波・構内監視カメラ

外観

カメラ構成
ズーム
遠隔可動
夜間監視
耐震設計
供給電源
風荷重
積雪荷重，堆積量
降下火砕物荷重，堆積量
台数

可視光と赤外線
デジタルズーム 4 倍
水平可動: 360°(連続)，垂直可動:±90°
可能（赤外線カメラ）
S クラス
所内常設直流電源設備
設計竜巻を考慮した荷重にて設計
積雪を考慮した荷重，設置高さにて設計
降下火砕物を考慮した荷重，設置高さにて設計
原子炉建屋屋上 3 台，防潮堤上部 4 台

第 2.1-3 表

津波・構内監視カメラの概要*1：一部死角となるエリアがあるが，死角となるのは，構内のタービン建屋付近（主変圧器,起動変圧器）等のごく限られた場所であり、その他の監視可能な領域の監視により，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十分把握可能である。

第 2.1-4 図

津波・構内監視カメラの監視可能な範囲

26 条‐別添 1-17

2.1.3

津波・構内監視カメラ映像サンプル

中央制御室において，津波・構内監視カメラにより監視できる映像のサン
プルを第 2.1-5 図に示す。
また，津波・構内監視カメラの撮影方向を第 2.1-6 図に示す。

：ＤＢ範囲
26 条‐別添 1-18

2.1.4

津波・構内監視カメラで把握可能な自然現象等

地震，津波，及び設置許可基準規則の解釈第 6 条に記載されている「想定される自然現象」，「発電用原子炉施設の安全性を損なわせる原因となるおそれがある事象であって人為によるもの（故意によるものを除く。）」のうち，津波・構内監視カメラにより把握可能な自然現象等を第 2.1-7 表に示す。
第 2.1-7 表

津波・構内監視カメラにより中央制御室で把握可能な自然現

象等
自然現象等

６条選定事象 ※ 1

４条

５条

自然

地震

津波

人為

把握できる発電用原子炉施設の外の状況

風(台風)

○

竜巻

○

風(台風)･竜巻(飛来物含む)による発電所及び原子炉施設への被害状況や設備周辺における
影響の有無

降水

○

発電所構内の排水状況や降雨の状況

積雪○

降雪の有無や発電所構内及び原子炉施設への
積雪状況

落雷

○

火山

○

発電所構内及び原子炉施設周辺の落雷の有無

降下火砕物の有無や堆積状況

津波

○

地震
外部火災 ※ 2
船舶の衝突

○
○

津波襲来の状況や発電所構内及び原子炉施設への影響の有無
地震発生後の発電所構内及び原子炉施設への
影響の有無

○

火災状況，ばい煙の方向確認や発電所構内及び原子炉施設への影響の有無○

発電所港湾施設等に衝突した船舶の状況確認
及び原子炉施設への影響の有無※1：6 条まとめ資料「東海第 2 発電所 外部からの衝撃による損傷の防止について」参照※2：外部火災は「森林火災」，「近隣工場等の火災」を含む。

：ＤＢ範囲

26 条‐別添 1-19

2.1.5中央制御室にて把握可能なパラメータ

津波・構内監視カメラ以外に中央制御室にて把握可能なパラメータを第2.1-8 表に示す。

第 2.1-8 表 津波・構内監視カメラ以外に中央制御室にて把握可能なパラメ
ータ
パラメータ

測定レンジ

測定レンジの考え方
測定下限は，凍結リスクが生じる 0℃をカバーできる設定とする。
積算雨量を記録紙に印字し，50㎜を超えると記録紙は再度 0mm
から印字する。1 時間当たりの積算雨量から，1 時間雨量(mm/h)
を読みとることができる設計と
する。

大気温度

-10〜40℃

雨量

0〜49.5 ㎜(記録紙印字幅)

風向(EL.+18m/EL.+89m/EL.+148m)

0〜540°(N〜S)

台風等の影響の接近と離散を把握できる設計とする。

風速(EL.+18m/EL.+89m/EL.+148m)

0〜30m/s(10 分間平均値)

陸地内部で通常起こりうる風速を測定できる設定とする。

日射量

0〜1.2kW/m2

放射収支量0.05〜-0.25kW/m2

取水口潮位(新設)

EL. -5.0〜20.0m

取水ピット水位(新設)

EL. -7.8〜2.3m

空間線量率（モニタリング・ポス
ト A〜D）

低レンジ

10１ 〜10５ nGy/h

高レンジ

10−８ 〜10−１ Gy/h

大気安定度を識別できる設計とする。
津波による水位の低下に対して非常用海水系の取水を確保するため，常用系ポンプの停止水位
及び非常用海水系ポンプの取水可能水位（-6.08m）を把握可能な設計とする。
なお，設計基準を超える津波による原子炉施設への影響を把握するための設備としては監視カ
メラを用いる設計とする。（第2.1-3 表）「発電用軽水型原子炉施設における事故時の放射線計測に関する審査指針」に定める測定上限
値（108nGy/h=10-1 Gy/h）を満足する設計とする。

：ＤＢ範囲

26 条‐別添 1-20

2.2

酸素濃度計等について

2.2.1

酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計の設備概要

外気から中央制御室への空気の取り込みを停止した場合に，酸素濃度，二酸化炭素濃度が事故対策のための活動に支障がない範囲にあることを正確に把握するため，中央制御室に酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計を配備する。
酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計の概要を第 2.2-1 表に示す。
第 2.2-1 表

酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計の概要

機器名称及び外観(酸素濃度計)(二酸化炭素
濃度計)

仕様等

検知原理

ガルバニ式

検知範囲

0.0〜40.0vol％

表示精度±0.1vol％

電源

電
源：乾電池（単四×2 本）
測定可能時間：約 3,000 時間（乾電池切れの場合，乾電池交換を実施する。）

個数1 個（故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ
用として予備 1 個を保有する。）

検知原理

NDIR（非分散型赤外線）

検知範囲

0.0〜5.0vol％

表示精度±3.0％F.S

電源

電
源：乾電池（単三×4 本）
測定可能時間：約 12 時間（乾電池切れの場合，乾電池交換を実施する。）

個数1 個（故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ
用として予備 1 個を保有する。）

：ＤＢ範囲
：ＳＡ範囲

26 条‐別添 1-21

2.2.2酸素濃度，二酸化炭素の管理

労働安全衛生法，ＪＥＡＣ4622-2009「原子力発電所中央制御室運転員等の事故時被ばくに関する規定」及び鉱山保安法施行規則を踏まえ，酸素濃度が 19％を下回るおそれのある場合，又は二酸化炭素濃度が 1.0％を上回るおそれのある場合に，外気をフィルタで浄化しながら取り入れる運用とする。
なお，法令要求等における酸素濃度及び二酸化炭素濃度の基準値は以下のとおりである。
酸素濃度の人体への影響についてを第 2.2-2 表，二酸化炭素濃度の人体への影響についてを第 2.2-2 表に示す。
(1)

酸素濃度

酸素欠乏症等防止規則（一部抜粋）（定義）
第二条 この省令において，次の各号に掲げる用語の意義は，それぞれ当該各号に定めるところによる。
一 酸素欠乏 空気中の酸素の濃度が十八パーセント未満である状態をいう。
（換気）
第五条 事業者は，酸素欠乏危険作業に労働者を従事させる場合は，当該作業を行う場所の空気中の酸素の濃度を十八パーセント以上（第二種酸素欠乏危険作業に係る場所にあっては，空気中の酸素の濃度を十八パーセント以上，かつ，硫化水素の濃度を百万分の十以下）に保つように換気しなければならない。ただし，爆発，酸化等を防止するため換気することができない場合又は作業の性質上換気することが著しく困難な場
合は，この限りでない。

鉱山保安法施行規則（一部抜粋）
第十六条の一一 鉱山労働者が作業し，又は通行する坑内の空気の酸素含有率は十九パーセント以上とし，炭酸ガス含
有率は一パーセント以下とすること。

第 2.2-2 表 酸素濃度の人体への影響について([出典]厚生労働省 HP 抜粋)
酸素濃度
21％
18％
16％
12%
8％
6％

症状等
通常の空気状態
安全限界だが連続換気が必要
頭痛，吐き気
目まい，筋力低下
失神昏倒，7〜8 分以内に死亡
瞬時に昏倒，呼吸停止，死亡：ＤＢ範囲
26 条‐別添 1-22

：ＳＡ範囲

(2)

二酸化炭素濃度

鉱山保安法施行規則（一部抜粋）
第十六条の一一 鉱山労働者が作業し，又は通行する坑内の空気の酸素含有率は十九パーセント以上とし，炭酸ガス含
有率は一パーセント以下とすること。

ＪＥＡＣ4622-2009「原子力発電所中央制御室運転員等の事故時被ばくに関する規定」 （一部抜粋）【付属書解説 2.5.2】事故時の外気の取り込み
中央制御室換気空調設備の隔離が長期に亘る場合には，中央制御室内の CO２ 濃度の上昇による運転員等の操作環境の劣化防止のために外気を取り込む場合がある。
（1）許容 CO２ 濃度
事務所衛生基準規則（昭和 47 年労働省令第 43 号，最終改正平成 16 年 3 月 30 日厚生労働省令第 70 号）
により，事務室内の CO ２ 濃度は 100 万分の 5000（0.5％）以下と定められており，中央制御室の CO２ 濃度
もこれに準拠する。
したがって，中央制御室居住性の評価にあたっては，上記濃度（0.5％）を許容濃度とする。

第 2.2-3 表 二酸化炭素濃度の人体への影響について（[出典]消防庁 二酸化炭素設備の安全対策について（通知）H8.9.20）
二酸化炭素濃度人体への影響

<2％
2％〜3％
3％〜4％
4%〜6％

はっきりした影響は認められない
呼吸深度の増加，呼吸数の増加
頭痛，めまい，悪心，知覚低下
上記症状，過呼吸による不快感
意識レベルの低下，その後意識喪失へ進む，ふるえ，けいれんなどの付随運動を伴うこともある
同上
意識喪失，その後短時間で生命の危険あり

6％〜8％
8％〜10％
10%<：ＤＢ範囲

26 条‐別添 1-23

：ＳＡ範囲

2.3

汚染の持ち込み防止について
中央制御室には，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，中央制御室への汚染の持ち込みを防止するため，身体の汚染検査及び防護具の脱衣等を行うためのチェンジングエリアを設ける。
チェンジングエリアは，中央制御室外で作業を行った要員が，中央制御室に入室する際等に利用する。
チェンジングエリアは，要員の被ばく低減の観点から原子炉建屋内，かつ中央制御室バウンダリに隣接した場所に設営する。また，チェンジングエリ
ア付近の全照明が消灯した場合を想定し，可搬型照明（ＳＡ）を配備する。
中央制御室のチェンジングエリア設営場所及び概略図を第 2.3-1 図に示す。

第 2.3-1 図

中央制御室チェンジングエリア設営場所及び概略図：ＳＡ範囲

26 条‐別添 1-24

2.4

重大事故が発生した場合に運転員がとどまるための設備について

2.4.1

概要

重大事故等が発生した場合においても中央制御室に運転員がとどまるために必要な設備として，遮蔽設備，換気系設備，通信連絡設備，データ表示装
置（待避室），照明設備，酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計を中央制御室に設
置，又は保管する。
中央制御室は，周囲に遮蔽が設置されており，重大事故等が発生した場合に中央制御室換気系の給・排気隔離弁により外気との連絡口を遮断し，空気調和機ファン及びフィルタ系ファンによる高粒子フィルタ及びチャコールフ
ィルタを通した閉回路循環方式とし，運転員を過度の被ばくから防護する設計とする。
さらに，原子炉建屋ガス処理系により原子炉建屋原子炉棟内を負圧に維持するとともに，原子炉格納容器から原子炉建屋原子炉棟内に漏えいした放射性物質を含む気体を非常用ガス処理系排気筒から排気することで，運転員を過度の放射線の被ばくから防護する設計とする。
中央制御室待避室は，中央制御室内に設置し，中央制御室待避室空気ボン
ベユニットにより中央制御室待避室内の遮蔽に囲まれた空間を正圧化し，外気の流入を一定時間完全に遮断することで，重大事故発生後の格納容器圧力逃がし装置を作動させる際のプルームの影響による運転員の被ばくを低減することが可能な設計とする。また，重大事故時に格納容器圧力逃がし装置を作動させた場合においても，中央制御室にとどまる必要のある最低限の要員である 3 名を収容可能な設計とする。
中央制御室及び中央制御室待避室は，酸素濃度計，二酸化炭素濃度計及び電離箱サーベイメータにより，居住性確保ができていることを確認可能な設計とする。また，中央制御室に保管している可搬型照明（ＳＡ）及びデータ
26 条‐別添 1-25

：ＳＡ範囲

表示装置（待避室）を中央制御室待避室に設置することで，継続的にプラントの監視を行うとともに，通信連絡設備により外部との連絡を可能とし，必要に応じ中央制御室制御盤でのプラント操作を行うことができる設計とする。
：ＳＡ範囲

26 条‐別添 1-26

2.4.2中央制御室待避室正圧化バウンダリの設計差圧

中央制御室待避室正圧化バウンダリは，配置上，動圧の影響を直接受けない
屋内に設置されているため，室内へのインリークは隣接区画との温度差によるものと考えられる。
重大事故等発生時の室内の温度を中央制御室の設計最高温度 48.9℃，隣接区画を外気の設計最低温度-12.7℃と仮定すると，中央制御室待避室の天井高さは
最大約 2m であるため，以下のとおり約 5.1Pa の圧力差があれば，温度の影響を無視できると考えられる。

⊿P＝{(−12.7℃の乾き空気密度［kg／m ３ ］)−(＋48.9℃の乾き空気の密度［kg／m３ ］)}×天井高さ［m］＝（1.3555［kg／m３ ］−1.0963［kg／m ３ ］）×2［m］＝0.5184［kg／m２ ］≒5.1［Pa］

このため，正圧化バウンダリの必要差圧は設計裕度を考慮して隣接区画＋10Pa とする。

：ＳＡ範囲

26 条‐別添 1-27

2.4.3中央制御室の居住性確保

(1)

設計方針
中央制御室は，放射性物質による室外からの放射線を遮蔽するためコンクリート構造を有している。通常時における中央制御室の換気系は，一部外気を取り入れる再循環方式により空気調整を行っているが，重大事故等発生時には外気取り入れのための給・排気隔離弁を全閉とし，中央制御室
換気系を閉回路循環方式とすることにより，中央制御室内へのフィルタを介さない外気の流入を防止可能な設計とする。また，原子炉建屋ガス処理
系により原子炉建屋原子炉棟内を負圧に維持するとともに，原子炉格納容器から原子炉建屋原子炉棟内に漏えいした放射性物質を含む気体を非常用
ガス処理系排気筒から排気することで，運転員を過度の放射線被ばくから防護可能な設計とする。

：ＳＡ範囲

26 条‐別添 1-28

（2）

遮蔽設備
中央制御室の遮蔽設備はコンクリート厚さの建屋躯体と一体となった壁であり，放射性物質のガンマ線による外部被ばくを低減す
る設計とする。第 2.4-1 図に中央制御室遮蔽の配置図を示す。

第 2.4-1 図

中央制御室の遮蔽

配置図
：ＳＡ範囲

26 条‐別添 1-28

(3)中央制御室換気系
中央制御室換気系の概略図を，第 2.4-2 図に示す。
通常時は，空気調和機ファン及び排気用ファンにより，一部外気を取り入れる再循環方式によって中央制御室の空気調節を行う。
事故時は，外気取入口を遮断して，フィルタ系ファンによりフィルタ（高性能粒子フィルタ及びチャコールフィルタ）を通した閉回路循環方式とし，運転員を放射線被ばくから防護する。なお，外気との遮断は，中央制御室
換気系の給気隔離弁 4 台，排気隔離弁 2 台の合計 6 台により行い，全交流
動力電源喪失時にも常設代替交流電源設備からの給電により，中央制御室からの操作スイッチによる操作で弁の閉操作が可能な設計とする。また，
中央制御室排煙装置との隔離は隔離弁 3 台により行い，全交流動力電源喪
失時にも常設代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。
外気の遮断が長期にわたり，室内環境が悪化した場合には，チャコール
フィルタにより外気を浄化して取り入れることも可能な設計とする。
なお，中央制御室換気系については常設代替交流電源設備から受電するまでの間起動しないが，居住性に係る被ばく評価においては，全交流動力
電源喪失発生後，2時間後に起動することを条件として評価しており，必要な居住環境が確保されることを確認している。

【設備仕様】
・空気調和機ファン
台数：1(予備1)
容量：約42,500 m ３ ／h／台・フィルタ系ファン
台数：1（予備１）
26 条‐別添 1-30

：ＳＡ範囲

容量：約5,100 m ３ ／h／台・チャコールフィルタ
基数：1(予備1)
処理容量：5,100 m３ ／h／基
よう素除去効率：97％以上
・高性能粒子フィルタ
基数：1(予備1)
処理容量：5,100 m３ ／h／基
粒子除去効率：99.97％以上（直径 0.5μm 以上の粒子に対して）：ＳＡ範囲

26 条‐別添 1-31

：ＳＡ範囲

26 条‐別添 1-32

(4)原子炉建屋ガス処理系
原子炉建屋ガス処理系は，炉心の著しい損傷が発生した場合においても，格納容器から漏えいする放射性物質による運転員の被ばくを低減するために設置している。
原子炉建屋ガス処理系は，非常用ガス再循環系排風機，非常用ガス処理
系排風機，非常用ガス再循環系フィルタトレイン，非常用ガス処理系フィ
ルタトレイン，配管・弁類，計測制御装置等で構成している。
原子炉建屋ガス処理系の概略図を第 2.4-3 図に示す。
原子炉建屋ガス処理系は，非常用ガス処理系排風機により原子炉建屋原
子炉棟内を負圧に維持するとともに，原子炉格納容器から原子炉建屋原子炉棟内に漏えいした放射性物質を含む気体を非常用ガス処理系排気筒から排気することで，中央制御室の運転員の被ばくを低減することができる設計とする。
原子炉建屋ガス処理系は，非常用交流電源設備である非常用ディーゼル
発電機に加えて，常設代替交流電源設備である常設代替高圧電源装置からの給電が可能な設計とする。

：ＳＡ範囲

26 条‐別添 1-33

【設備仕様】
・非常用ガス再循環系排風機
種類：遠心型
容量：17,000 m３ ／ｈｒ
個数：1（予備1）・非常用ガス処理系排風機
種類：遠心型
容量：3,570 m ３ ／ｈｒ
個数：1（予備1）：ＳＡ範囲

26 条‐別添 1-34

原子炉建屋原子炉棟
原子炉建屋ガス処理系 (非常用ガス再循環系)
AO

AO

AO

AO

(A) GD

AO

(B)

GD

排風機

非常用ガス処理系排気筒へ

AO

原子炉建屋ガス処理系 (非常用ガス処理系)
(A)

GD

AO

AO

(B)

GD

AO

AO

AO

AO

排風機

第 2.4-3 図

原子炉建屋ガス処理系の概略図：ＳＡ範囲

26 条‐別添 1-35

2.4.4中央制御室待避室の居住性確保

(1)

設計方針
中央制御室待避室は，鉛又はコンクリート壁等により遮蔽性能を高めた設計とする。また中央制御室待避室は気密性を高めた設計とするとともに，
中央制御室待避室空気ボンベユニットにより中央制御室待避室を正圧化し，中央制御室待避室内への外気流入を防止することで居住性を高めた設計とする。
重大事故発生後の格納容器圧力逃がし装置を作動させる場合においては，
中央制御室待避室を空気ボンベにより正圧化することで，放射性物質の中央制御室待避室内への流入を防ぎ，中央制御室にとどまる発電長等の被ばくを低減させることが可能な設計とする。また，2.4.2 項に示す正圧化の設計差圧であることを確認するため，差圧計を設置する。

：ＳＡ範囲

26 条‐別添 1-36

：ＳＡ範囲

26 条‐別添 1-37

：ＳＡ範囲
26 条‐別添 1-38

(3)

遮蔽設備
中央制御室待避室の壁は，鉛壁 20mm と同等以上の遮蔽能力を期待できるコンクリート壁とし，放射性物質のガンマ線による外部被ばくを低減する設計とする。また，発電長等が出入りする扉については遮蔽扉を設置する。

(4)

中央制御室待避室空気ボンベユニット

ａ．系統構成中央制御室待避室空気ボンベユニットの概要図を，第 2.4-5 図に示す。
空気ボンベから減圧ユニットを介し，流量計ユニットにより一定流量の空気を中央制御室待避室内へ供給する。中央制御室待避室内は，微差圧調整ダンパにより正圧を維持する。また，中央制御室待避室内が微正圧であることを確認するため差圧計を設置する。

第 2.4-5 図

中央制御室待避室空気ボンベユニット

概要図

：ＳＡ範囲

26 条‐別添 1-39

ｂ．必要空気供給量①二酸化炭素濃度基準に基づく必要換気量
・

収容人数：ｎ＝3（名）・許容二酸化炭素濃度：C＝0.5％（ＪＥＡＣ4622-2009）・

空気ボンベ中の二酸化炭素濃度：C ０ ＝0.0336％

・

呼吸により排出する二酸化炭素量：M＝0.022m ３ ／h／人（空気調和・衛生工学便覧の極軽作業の作業程度の吐出し量）

・必要換気量：Q １ ＝100×M×n／（C−C ０ ）m３ /h（空気調和・衛生工学便覧の二酸化炭素基準の必要換気量）
Q１ ＝100×0.022×3÷(0.5−0.0336)＝14.15≒14.2m３ /h②酸素濃度基準に基づく必要換気量
・収容人数：n＝3 名
・吸気酸素濃度：a＝20.95%（標準大気の酸素濃度）
・許容酸素濃度：b＝19%（鉱山保安法施工規則）
・成人の呼吸量：c＝0.48m３ /h/人（空気調和・衛生工学便覧）
・乾燥空気換算酸素濃度：d＝16.4%（空気調和・衛生工学便覧）
・必要換気量：Q １ ＝c×（a−d）×n／（a−b）m３ /h（空気調和・衛生工学便覧の酸素基準の必要換気量）
Q１ ＝0.48×(20.95−16.4)×3÷(20.95−19.0)＝3.36≒3.4m３ /h：ＳＡ範囲
26 条‐別添 1-40

以上より，空気ボンベによる正圧化に必要な空気供給量は二酸化炭素
濃度基準の 14.2m３ /h とする。

ｃ．必要ボンベ本数
中央制御室待避室は，中央制御室内に流入した放射性物質からの影響を十分に防護できる時間として，ベント開始から 5 時間正圧化する。
中央制御室待避室を 5 時間正圧化する必要最低限のボンベ本数は二酸
化炭素濃度基準換気量の 14.2 m３ /h 及びボンベ供給可能空気量 5.5m３ /本から下記の通り 13 本となる。格納容器圧力逃がし装置作動時，中央制
御室待避室内に滞在する発電長等（3 名）が 5 時間滞在するために必要な本数は 13 本である。なお，中央制御室待避室においては正圧化試験を実施し必要ボンベ本数が 5 時間の正圧化を維持するのに十分であることの確認を実施し，予備のボンベ容量について決定する。

・ボンベ初期充填圧力：14.7MPa（at35℃）
・ボンベ内容積：46.7L
・ボンベ供給可能空気量：5.5m ３ /本 ＊＊空気ボンベは標準圧力14.7MPaで7m３ /本であるが，安全側（残圧及び使用温度補正）を考慮し5.5m３ /本とする。

以上より，必要なボンベ本数は，下記の計算により13本となる。
14.2m３ /h÷5.5m ３ /本×5 時間
＝12.9
≒13 本
：ＳＡ範囲
26 条‐別添 1-41

：ＳＡ範囲

26 条‐別添 1-42

ｅ．正圧達成までに要する時間
中央制御室待避室を加圧した際に隣接区画に比べて+10Pa の正圧達成までに要する時間を評価した結果，約 1.5 秒となった。
(a)

評価モデル
中央制御室待避室への加圧の評価モデル及び評価式を以下に示す。

：流入量（：圧力（ ）：容積（ ）：温度（ )
：気体定数

)

：流出量（

)

中央制御室待避室における基礎式を以下に示す。

上記基礎式を展開し，単位時間当たりの室内圧力上昇量を求める算
後の室圧出式を導く。この式を用いて微小時間を繰り返し計算することで，室圧 の経時変化を求める。
(b)

評価条件
中央制御室待避

項目

記号

単位

備考
室

大気圧力

101,325

容積

16

温度

293.15
14.2

流入量
0.164

リーク面積
正圧（10

9.06E-04）

流入量と室圧基準より算出
（評価用暫定
値）

1.5

達成時間

26 条‐別添 1-43

：ＳＡ範囲

(c)

圧力の時間変化中央制御室待避室内圧力の時間変化：ＳＡ範囲

26 条‐別添 1-44

26 条‐別添 1-45

：ＤＢ範囲

：ＳＡ範囲
26 条‐別添 1-46

(6)通信連絡設備
中央制御室待避室には，発電長等が格納容器圧力逃がし装置作動に際して，水素爆発による格納容器の破損防止（格納容器圧力逃がし装置に関するパラメータ）の確認に加え，格納容器内の状態，使用済燃料プールの状態，水素爆発による格納容器の破損防止，水素爆発による原子炉建屋の損傷防止を確認できるパラメータを確認できるようデータ表示装置（待避室）を設置する設計とする。中央制御室待避室に設置するデータ表示装置（待避室）は中央制御室に 1 台保管する。
なお，データ表示装置（待避室）は今後の監視パラメータ追加や表示機
能の拡張等を考慮した設計とする。
データ表示装置（待避室）で確認できる主なパラメータを，第 2.4-1 表に，データ表示装置（待避室）に関するデータ伝送の概要を，第 2.4-8 図に示す。

また，中央制御室待避室において，発電長等が緊急時対策所及び屋外と通信連絡できるよう，中央制御室待避室に設置する衛星電話設備（可搬型）（待避室）は中央制御室に 1 台保管する。
中央制御室待避室における通信連絡設備の概要を第 2.4-9 図に示す。

：ＳＡ範囲

26 条‐別添 1-47

第 2.4-1 表
目

データ表示装置（待避室）で確認できる主なパラメータ

的

炉心反応度の状態確認

対象パラメータ
出力領域計装起動領域計装原子炉水位
原子炉圧力
原子炉冷却材温度
高圧炉心スプレイ系系統流量
低圧代替注水系原子炉注水流量

炉心冷却の状態確認

原子炉隔離時冷却系系統流量
高圧代替注水系系統流量
残留熱除去系系統流量
原子炉圧力容器温度
非常用ディーゼル発電機の給電状態
非常用高圧母線電圧
格納容器内圧力格納容器内温度
格納容器内水素濃度，酸素濃度

格納容器内の状態確認

格納容器内雰囲気放射線レベル
サプレッション・プール水位
格納容器下部水位
格納容器スプレイ弁開閉状態
残留熱除去系系統流量

放射能隔離の状態確認

原子炉格納容器隔離の状態
主排気筒放射線レベル

使用済燃料プールの状態
使用済燃料プール水位・温度確認
フィルタ装置入口圧力
水素爆発による格納容器 フィルタ装置水位の破損防止確認
フィルタ装置入口水素濃度
フィルタ装置出口放射線モニタ
水素爆発による原子炉建
原子炉建屋内水素ガス濃度
屋の損傷防止確認：ＳＡ範囲

26 条‐別添 1-48

第 2.4-8 図

データ表示装置（待避室）に関するデータ伝送の概要

衛星

緊急時対策所

中央制御室
中央制御室
待避室

衛星電話設備（固定型）

衛星電話設備（携帯型）

衛星電話設備（固定型）
衛星制御装置（電話機）

衛星電話設備（可搬型）
（待避室）

移動・接続

移動

（電話機）

衛星電話設備（携帯型）【凡例】：通信事業者回線（衛星通信回線）（衛星系）

第 2.4-9 図

現場（屋外）

中央制御室待避室における通信連絡設備の概要：ＳＡ範囲
26 条‐別添 1-49

(7)中央制御室待避室のその他設備・資機材
格納容器圧力逃がし装置作動時において，発電長等が中央制御室待避室にとどまれるようにするため，中央制御室待避室用として可搬型照明（ＳＡ），酸素濃度濃度計，二酸化炭素濃度計及び電離箱サーベイメータを配備する。
中央制御室待避室にとどまり必要な監視等を行うに必要な照度を有する
ものとして，可搬型照明（ＳＡ）を 1 台配備する。第 2.4-2 表に中央制御室待避室用の可搬型照明を示す。

第 2.4-2 表
名称

中央制御室待避室用可搬型照明

保管場所

数量

仕様

1台

（AC）100V―240V

可搬型照明（ＳＡ）

中央制御室（予備 1 台（中央制点灯時間

御室の予備 1 台と共

片面：24 時間用））

両面：12 時間

：ＳＡ範囲

26 条‐別添 1-50

酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計は，中央制御室待避室の居住環境の基
準値の範囲を測定できるものを，それぞれ１個配備する。第 2.4-3 表に中央制御室待避室に配備する酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計を示す。

第 2.4-3 表

酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計の概要

機器名称及び外観(酸素濃度計)(二酸化炭素
濃度計)

仕様等

検知原理

ガルバニ式

検知範囲

0.0〜40.0vol％

表示精度±0.1vol％

電源

電
源：乾電池（単四×2 本）
測定可能時間：約 3,000 時間（乾電池切れの場合，乾電池交換を実施する。）

個数1 個（故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ
用として予備 1 個を保有する。）

検知原理

NDIR（非分散型赤外線）

検知範囲

0.0〜5.0vol％

表示精度±3.0％F.S

電源

電
源：乾電池（単三×4 本）
測定可能時間：約 12 時間（乾電池切れの場合，乾電池交換を実施する。）

個数1 個（故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ
用として予備 1 個を保有する。）

電離箱サーベイメータは中央制御室待避室の居住環境の基準値の範囲を測定できるものを，１台配備する。第 2.4-4 表に中央制御室待避室に配備する電離箱サーベイメータを示す。

：ＳＡ範囲

26 条‐別添 1-51

第 2.4-4 表中央制御室待避室に配備する電離箱サーベイメータ

名称

保管場所

数量

仕様

電離箱サーベイメータ
電離箱式検出器
中央制御室

1台0.001〜1000mSv/h
電源：乾電池（単三×4 本）
測定時間：約 100 時間以上

：ＳＡ範囲

26 条‐別添 1-52

2.5

重大事故等時の電源設備について

中央制御室には，重大事故等が発生した場合においても運転員がとどまるために必要な設備（第 2.5-1 図に示す換気設備及び第 2.5-2 図に示す照明）を設置している。これらの設備については，重大事故等が発生した場合にも，第2.5-3 図に示すとおり常設代替交流電源設備（常設代替高圧電源装置）からの給電を可能としている。
常設代替高圧電源装置の容量は，中央制御室の居住性（重大事故等）に係る被ばく評価で想定する格納容器破損モードのうち，中央制御室の運転員の被ばくの観点から結果が最も厳しくなる事故収束に成功した事故シーケンスである「大破断ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗」に全交流動力電源
喪失の重畳を考慮した場合に対して，第 2.5-1 表に示すとおり十分な電源供給
容量を確保している。
照明については，全交流動力電源喪失発生から常設代替高圧電源装置による給電が開始されるまでの間，第 2.5-4 図に示す直流非常灯に加え，12 時間以上
無充電で点灯する可搬型照明（ＳＡ）を配備しており，常設代替高圧電源装置
から給電を再開するまでの間（事故発生後 95 分以内）の照明を確保できる。
常設代替高圧電源装置による給電が開始された後については，中央制御室内の非常用照明にて照明は確保できる。一方，中央制御室の全照明が消灯した場
合には，代替交流電源設備である常設代替高圧電源装置から給電する可搬型照
明（ＳＡ）により，必要な照度を確保する。
また，中央制御室内の非常用照明が使用できない場合にも必要な照度を確保できるよう，可搬型照明（ＳＡ）を配備する。仮にこれら照明が活用できない
場合のため，ランタン，ヘッドライト等の乾電池内蔵型照明を中央制御室に備えている。
換気設備については，常設代替高圧電源装置が起動するまでの間は起動しな
26 条‐別添 1-53

：ＳＡ範囲

いが，居住性に係る被ばく評価においては，中央制御室換気系及び原子炉建屋
ガス処理系の起動操作時間を考慮し，全交流動力電源喪失発生後，2 時間後に起動することを条件として評価しており，必要な居住性が確保されていることを確認している。
：ＳＡ範囲

26 条‐別添 1-54

26 条‐別添 1-55

第 2.5-2 図

中央制御室照明設備の概要：ＳＡ範囲

26 条‐別添 1-56

第 2.5-3 図

中央制御室

給電系統概要図（重大事故等時）

26 条‐別添 1-57

：ＳＡ範囲

第 2.5−1 表

①
②
③

④

⑤

⑥

⑦
⑧
⑨
⑩
⑪

常設代替高圧電源装置（連続定格容量 5,520kW）の所要負荷
負 荷
緊急用母線自動起動負荷
・緊急用直流125V充電器
・その他負荷常設低圧代替注水系ポンプ
常設低圧代替注水系ポンプ
非常用母線２Ｃ自動起動負荷
・直流125V充電器Ａ・非常用照明・120/240V計装用主母線盤２Ａ
・その他負荷
非常用母線２Ｄ自動起動負荷
・直流125V充電器Ｂ
・非常用照明・120/240V計装用主母線盤２Ｂ
・その他負荷非常用ガス再循環系排風機
非常用ガス処理系排風機
その他負荷
中央制御室換気系空気調和機ファン
中央制御室換気系フィルタ系ファン
その他負荷
蓄電池室排気ファン
その他負荷
ほう酸水注入ポンプ
緊急用海水ポンプ

その他負荷
代替燃料プール冷却系ポンプ計（通常点灯状態）

第 2.5-4 図

負荷容量
約 217kW
約 190kW
約 190kW

約 569kW

約 415kW約 106kW

約 236kW約 162kW
約 37kW
約 514kW
約 30kW
約 2,666kW（直流非常灯点灯状態）

非常灯照明下での中央制御室の状況：ＳＡ範囲

26 条‐別添 1-58

（1）可搬型照明（ＳＡ）を用いた場合の監視操作について
中央制御室の照明が全て消灯した場合に使用する可搬型照明（ＳＡ）は，３台使用する。個数はシミュレーション施設を用いて監視操作に必要な照度を確保できることを確認している。可搬型照明（ＳＡ）を操作箇所に応じて向きを変更することによりさらに照度を確保できることを確認している。
仮に可搬型照明（ＳＡ）が活用できない場合のため，乾電池内蔵型照明を中央制御室に備えている。
第 2.5-2 表に中央制御室に配備している可搬型照明（ＳＡ）及び乾電池内蔵
型照明の概要を示す。
第2.5-2表

中央制御室に配備している可搬型照明（ＳＡ）及び乾電池内蔵型照明の概要

名称

保管場所

数量

仕様

3台

（AC）100V―240V

可搬型照明（ＳＡ）

中央制御室(予備 1 台（中央制御点灯時間

室待避室の予備 1 台

片面：24 時間と共用）)

両面：12 時間

ランタン

中央制御室

16 個

電池：単一電池 4 本（予備 4 個）点灯時間：約 45 時間

7個

電池：単三電池 3 本（予備 7 個）点灯時間：約 12 時間

ヘッドライト

中央制御室

：ＳＡ範囲

26 条‐別添 1-59

可搬型照明（ＳＡ）の照度は，第 2.5-5 図に示すとおり主制御盤から約 6mの位置に設置した場合で，直流照明の実測値である照度（20 ルクス以上）に対し，室内照明全消灯状態にて主制御盤垂直部平均で約 20 ルクス以上の照度を確認し，監視操作が可能なことを確認している。

画像については，印刷仕上がり時に照明確認時点と同様の雰囲気となるよう補正を施してあります。

：可搬型照明（ＳＡ）

撮影
方向

第 2.5-5 図

シミュレーション施設における可搬型照明（ＳＡ）確認状況
26 条‐別添 1-60

：ＳＡ範囲

中央制御室の照明が全て消灯した場合，裏盤についての監視操作は，乾電池内蔵型照明を運転員が装着して行う。（第 2.5-6 図 参照）
乾電池内蔵型照明の照度は，室内照明全消灯時に運転員が装着した状態で，直流照明の実測値である照度（20 ルクス以上）に対し，監視計器及び操作部で600 ルクス以上の照度を確保し，監視操作が可能なことを確認している。

（シミュレーション施設におけるヘッドライト使用状況）

第2.5-6図

乾電池内蔵型照明使用イメージ：ＳＡ範囲

26 条‐別添 1-61

3.

添付資料

3.1

中央制御室待避室の運用について
格納容器圧力逃がし装置作動前から作動後にわたっての，中央制御室待避室の運用を以下にまとめる。第3.1-1図に格納容器圧力逃がし装置作動と中央制御室及び中央制御室待避室における換気設備の運用の概要を示す。

(1)

格納容器圧力逃がし装置作動前（待避前）
発電長等は重大事故等時において，格納容器圧力逃がし装置を作動させる必要があると判断された場合，中央制御室待避室を使用するため，第3.1-1表に示す設備，資機材の運用準備を行う。
第3.1-1表 中央制御室待避室の運用準備
居住性対策設備・中央制御室待避室空気ボンベユニットによる中央制御室待避室の加圧
・酸素濃度計，二酸化炭素濃度計，可搬型照明（ＳＡ）及び電離箱サーベイメータの配置，電源入監視設備
通信連絡設備(2)・データ表示装置（待避室）の配置，電源入・通信連絡設備の切替及び通話確認

格納容器圧力逃がし装置作動中（待避中）
発電長等は，格納容器圧力逃がし装置作動開始後，速やかに中央制御室
待避室に移動し，出入口扉を閉める。
中央制御室待避室に施設する差圧計を確認し，中央制御室待避室へ適切に空気が供給され，正圧化されていることを確認する。また，酸素濃度計，
二酸化炭素濃度計により酸素濃度及び二酸化炭素濃度（酸素濃度が 19％以上であること，二酸化炭素濃度が 0.5％以下であること）を確認するとともに，中央制御室待避室の放射線量率を電離箱サーベイメータにて監視す
る。

：ＳＡ範囲
26 条-別添 1-62

中央制御室待避室に待避している間にも，データ表示装置（待避室）を用いることで，格納容器圧力逃がし装置の作動状況等のプラント状態の監視を行う。また，中央制御室待避室には通信連絡設備を設置し，災害対策本部との連絡が常時可能とする。
なお，中央制御室待避室に待避している間の運転操作は不要であるが，万一，中央制御室での運転操作が必要となった場合は，中央制御室の放射線量率を電離箱サーベイメータで確認した上で，災害対策本部の指示の下，必要な放射線防護装備，個人線量計管理措置を施した上で，中央制御室に出て，運転操作を行い，速やかに中央制御室待避室に移動する。そのために必要な資機材は中央制御室待避室に配備する。

(3)

格納容器圧力逃がし装置作動後（待避解除）
発電長等は，格納容器圧力逃がし装置作動に伴うプルーム放出後，中央制御室の放射線量率を電離箱サーベイメータで確認した上で，災害対策本部との協議の上，必要な防護装備を着用し，中央制御室待避室における待避を解除し，中央制御室での対応を再開する。

：ＳＡ範囲

26 条-別添 1-63

タイムチャート
ベント放出

0h

約 2h

約 19h

約 28h

168h

▽

中央制御室換気系
全交流動力電源喪失時に代替交流電源からの供給を期待できる 2 時間を起動遅れ時間として設定

中央制御室待避室
26 条-別添 1-63への滞在

ベント放出から 5 時間後まで待避する

第 3.1-1 図 格納容器圧力逃がし装置作動と中央制御室及び中央制御室待避室における換気設備の運用の概要
26 条-別添 1-64

：ＳＡ範囲

3.2

配備する資機材の数量について(1)

放射線防護資機材等
中央制御室に配備する放射線防護資機材等の内訳を第3.2-1表及び第3.2-2表に示す。なお，放射線防護資機材等は，汚染が付着しないようビニール袋等であらかじめ養生し，配備する。

第3.2-1表

放射線防護具類品

配備数 ※1

名
緊急時対策所中央制御室 ※2

タイベック

1,155着 ※3

17 着 ※15

靴下2,310足 ※4

34 足 ※16

帽子

1,155個 ※5

17 個 ※17

綿手袋

1,155双 ※6

17 双 ※18

ゴム手袋2,310双 ※7

34 双 ※19

全面マスク

330個 ※8

17 個 ※17

チャコールフィルタ

2,310個 ※934 個 ※20

アノラック

462着 ※10

17 着 ※15

長靴

132足 ※11

9 足 ※21胴長靴

12足 ※129 足 ※21遮蔽ベスト

15着 ※13――9 式 ※2266個 ※1417個 ※17自給式呼吸用保護具
バックパック※1 今後，訓練等で見直しを行う。
※2 運転員等は交替のために中央制御室に向かう際に，緊急時対策所より防護具類を持参する。
※3 110名（要員数）×7日×1.5倍＝1,155着※4 110名（要員数）×7日×2倍（2足を1セットで使用）×1.5倍＝2,310足※5 110名（要員数）×7日×1.5倍＝1,155個※6 110名（要員数）×7日×1.5倍＝1,155双※7 110名（要員数）×7日×2倍（2双を1セットで使用）×1.5倍＝2,310双※8 110名（要員数）×2日（3日目以降は除染にて対応）×1.5倍＝330個※9 110名（要員数）×7日×2倍(2個を1セットで使用)×1.5倍＝2,310個※10 44名（現場の災害対策要員から自衛消防隊員を除いた数）×7日×1.5倍＝462着

26 条-別添 1-65

：ＳＡ範囲

※11

44名（現場の災害対策要員から自衛消防隊員を除いた数）×2倍（現場での交代を考慮）
×1.5倍（基本再使用，必要により除染）=132足※12 4名（重大事故等対応要員4名：放水砲対応）×2倍（現場での交替を考慮）×1.5倍（基本再使用，必要により除染）=12足※13 10名（重大事故等対応要員10名：放水砲，アクセスルート確保，電源確保，水源確保対応））×1.5倍（基本再使用，必要により除染）=15着※14 44名（現場の災害対策要員から自衛消防隊員を除いた数）×1.5倍＝66個※15 11名(中央制御室要員数)×1.5倍=16.5→17着※16 11名(中央制御室要員数)×2倍（2足を1セットで使用）×1.5倍=33足→34足※17 11名(中央制御室要員数)×1.5倍=16.5→17個※18 11名(中央制御室要員数)×1.5倍=16.5→17双※19 11名(中央制御室要員数)×2倍（2双を1セットで使用）×1.5倍=33双→34双※20 11名(中央制御室要員数)×2倍（2個を1セットで使用）×1.5倍=33個→34個※21 6名（運転員（現場）3名＋重大事故対応要員3名：屋内現場対応）×1.5倍=9足※22 6名（運転員（現場）3名＋重大事故対応要員3名：屋内現場対応）×1.5倍=9式
・放射線防護具類の配備数の妥当性の確認について【中央制御室】

中央制御室には初動対応に必要な数量を配備することとし，初動対応以降は交代要員が中央制御室に向かう際に，緊急時対策所より防護具類を持参することで対応する。
中央制御室の要員数は11名であり，運転員等（中央制御室）4名と運転員（現場）3名，情報班員1名，重大事故等対対応要員3名で構成されている。このうち，運転員等（現場）は，1回現場に行くことを想定する。また，全要員の交替時の防護具類を考慮する。
タイベック等（帽子，綿手袋）の配備数は，以下のとおり，上記を踏まえ算出した必要数を上回っており妥当である。
11名×1回（交替時）＋3名×1回（現場）＝14 ＜ 17
靴下及びゴム手袋は二重にして使用し，チャコールフィルタは2個装着して使用する。
靴下等の配備数は，以下のとおり，必要数を上回っており妥当である。
（11名×1回（交替時）＋3名×1回（現場））×2倍＝28 ＜ 34
全面マスク及びバックパックは，再使用するため，必要数は11個であり，配備数（17個）
は必要数を上回っており妥当である。
長靴，胴長靴及び自給式呼吸用保護具は，それぞれ想定する使用者数を上回るよう設定しており妥当である（※23，24参照）。

：ＳＡ範囲

26 条-別添 1-66

第3.2.-2表 放射線計測器（被ばく管理・汚染管理）の配備数
品名

配備数 ※1
緊急時対策所

中央制御室

個人線量計

330台 ※333 台 ※8

ＧＭ汚染サーベイメータ

5台 ※4

3 台 ※9

電離箱サーベイメータ

5台 ※5

3 台 ※10

緊急時対策所エリアモニタ

2台 ※6

―

可搬型モニタリングポスト ※2

2台 ※6

―

ダストサンプラ ※22台 ※7

2 台 ※7

※1
※2
※3
※4
※5

今後，訓練等で見直しを行う
緊急時対策所の可搬型モニタリング・ポスト（加圧判断用）については「監視測定設備」の可搬型モニタリング・ポストと兼用する。
110名（要員数）×2台（交代時用）×1.5倍=330台
身体の汚染検査用に3台＋2台（予備）
現場作業等用に4台＋1台（予備）=5台※6

加圧判断用に1台+１台（予備）＝2台※7

室内のモニタリング用に1台+1台（予備）=2台※8 11 名（中央制御室要員数 ） ×2 台（交代時用）×1.5 倍=33 台※9 身体の汚染検査用に2台＋1台（予備）=3台※10 現場作業等用に2台＋1台（予備 ） =3台：ＳＡ範囲

26 条-別添 1-67

（2）飲食料等
中央制御室に配備する飲食料等の内訳を第3.2-3表に示す。なお，飲食料等は，汚染が付着しないようビニール袋等であらかじめ養生し，配備する。

第 3.2-3 表 飲食料等品

配備数 ※１

名

飲食料等
・食料

231 食 ※２

・飲料水（1.5 リットル）

154 本 ※３

簡易トイレ

１式

ヨウ素剤

154 錠 ※４

※1
※2
※3
※4

今後、訓練等で見直しを行う。
11 名（中央制御室運転員 7 名＋情報連絡要員 1 名＋運転対応要員 3 名）×7 日×3 食＝
231 食
11 名（中央制御室運転員 7 名＋情報連絡要員 1 名＋運転対応要員 3 名）×7 日×2 本＝154 本
11 名（中央制御室運転員 7 名＋情報連絡要員 1 名＋運転対応要員 3 名）×（初日 2 錠＋
2 日目以降 1 錠／1 日×2 交替）＝154 錠：ＳＡ範囲

26 条-別添 1-68

3.3

チェンジングエリアについて(1)

チェンジングエリアの基本的な考え方
チェンジングエリアの設営にあたっては，「 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の解釈」第 59 条第 1 項（原子炉制御室）並びに「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」第 74 条第 1 項（原子炉制御室）に基づき，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，中央制御室への汚染の持ち込みを防止するため，身体の汚染検査及び防護具の脱衣等を行
うための区画を設けることを基本的な考え方とする。

(2)

チェンジングエリアの概要
チェンジングエリアは，脱衣エリア，サーベイエリア，除染エリア，ク

リーンエリアからなり原子炉建屋付属棟内，かつ中央制御室バウンダリに隣接した場所に設営する。概要は第 3.3-1 表のとおり。

：ＳＡ範囲

26 条-別添 1-69

第 3.3-1 表

チェンジングエリアの概要
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，中央制御室

設営場所

への汚染の持ち込みを防止するため，身体
原子炉建屋付属棟 4 階の汚染検査及び防護具の脱衣等を行うための区画を設ける。

空調機械室

なお，空調機械室内への搬入口は地震竜巻等でも開放せず、事故発生時でも外部の風
設営形式

雨の影響を防止できる構造とする。
テントハウス（一部，通路区画化）

通路にテントハウスを設営し，テントハウ
ス内は扉付シート壁等により区画化する。

中央制御室の外側が放射性物質により汚
手順着手の
判断基準

原子力災害対策特別措置法第 10 条特定事象が発生し，災害対策本部長の指示があった場合。

染するようなおそれが発生した場合，チェ
ンジングエリアの設営を行う。なお，事故進展の状況，参集済みの要員数等を考慮して放射線管理班が実施する作業の優先順位を判断し，速やかに設営を行う。

実施者

チェンジングエリアを速やかに設営でき
放射線管理班

るよう定期的に訓練を行っている放射線管理班員が参集した後に設営を行う。

(3)

チェンジングエリアの設営場所及びアクセスルート
チェンジングエリアは，中央制御室バウンダリに隣接した場所に設置する。チェンジングエリアの設営場所及びアクセスルートは，第 3.3-1 図，
第 3.3-2 図のとおり。なお，通常時のルートであるサービス建屋側へアクセスするルートは使用せず，耐震性が確保された原子炉建屋内のルートを設定する。作業員は放射線防護具を着用し，チェンジングエリアから中央制御室へのアクセスする。子炉建屋付属棟における中央制御室へのアクセ
26 条-別添 1-70

：ＳＡ範囲

スルートの設定図を第 3.3-3 図に示す。作業員が携行する資機材（携行型
有線通話装置，電離箱サーベイメータ，電動ドライバ等）についてはバッ
クパックに入れ携行することで，携行時の負担を軽減する。

第 3.3-1 図

中央制御室チェンジングエリアの設営場所：ＳＡ範囲

26 条-別添 1-71

（通行状態のイメージ）

①

②

④

既設の梯子は撤去③

中央制御室への気密扉

第 3.3-2 図

中央制御室へのアクセスルートの概要図

26 条-別添 1-72

：ＳＡ範囲

第 3.3-3 図(4)中央制御室へのアクセスルート設定図

チェンジングエリアの設営（考え方，資機材）
ａ．考え方
中央制御室への放射性物質の持ち込みを防止するため，第 3.3-4 図の設営フローに従い，第 3.3-5 図のとおりチェンジングエリアを設営する。チェンジングエリアの設営は，放射線管理班員 2 名で，初期運用開始に必要なサーベイエリア及び除染エリアについて約 60 分，さらに脱衣エリアの設営について約 80 分の合計 140 分を想定している。なお，チェンジングエリ
アが速やかに設営できるよう定期的に訓練を行い，設営時間の短縮及び更なる改善を図ることとしている。夜間休日に事故が発生した場合に参集までの時間を考慮しても約 3 時間後にはチェンジングエリアの初期運用を開始することが可能である。
チェンジングエリアの設営は，原子力防災組織の要員の放射線管理班
26 条-別添 1-73

：ＳＡ範囲

員 4 名のうち，チェンジングエリアの設営に割り当てることができる要員で行う。設営の着手は，原子力災害対策特別措置法第 10 条特定事象が発生し，災害対策本部長の指示があった場合に実施する。
：ＳＡ範囲

26 条-別添 1-74

①

チェンジングエリア用資機材の移動・設置（チェンジングエリアの設置場所の照明が確保されていない場合は可搬型照明（ＳＡ）を設置）②

サーベイエリア・除染エリアのテン
トハウスの展開
床・壁等の養生を実施③

除染用資機材・可搬型空気浄化装
置・ＧＭ汚染サーベイメータの配備④

脱衣エリアのテントハウスの展開
床・壁等の養生を実施⑤

脱衣収納袋・ヘルメットラック・粘着マット等の設置

第 3.3-4 図

チェンジングエリアの設営フロー：ＳＡ範囲

26 条-別添 1-75

第 3.3-5 図

中央制御室チェンジングエリア
26 条-別添 1-76

：ＳＡ範囲

ｂ．チェンジングエリア用資機材
チェンジングエリア用資機材については，運用開始後のチェンジング
エリアの補修や汚染によるシート張替え等も考慮して，第 3.3-2 表のとおりとする。チェンジングエリア用資機材は，チェンジングエリア付近に保管する。
第3.3-2表

チェンジングエリア用資機材
名

エリア設
営用

消耗品

※1
※2
※3
※4
※5
※6
※7

称

数

量 ※1

テントハウス

7 張 ※2バリア

6 個 ※3

簡易シャワー

1 式 ※2簡易水槽

1 個 ※2バケツ

1 個 ※2水タンク

1 式 ※2

可搬型空気浄化装置

2 台 ※4

はさみ，カッター

各 3 本 ※5

筆記用具

2 式 ※6

養生シート

2 巻 ※7粘着マット

2 枚 ※8脱衣収納袋

8 個 ※9難燃袋

84 枚 ※10

難燃テープ

12 巻 ※11

クリーンウェス

5 缶 ※12吸水シート

93 枚 ※13

今後，訓練等で見直しを行う。
エリアの設営に必要な数量
各エリア間の4個×1.5倍＝6個
1台×1.5倍＝1.5→2台
設置作業用、脱衣用、除染用の3本
サーベイエリア用、除染エリア用の2式
44.0 m2（床、壁の養生面積）×2（補修張替え等）÷90m2／巻×1.5倍＝1.5→2巻

26 条-別添 1-77

：ＳＡ範囲

※8 1枚（設置箇所数）×1.5倍＝1.5→2枚※9 8個（設置箇所数 修繕しながら使用）※10 8枚／日×7日×1.5倍＝84枚※11 58.4 m（養生エリアの外周距離）×2（シートの継ぎ接ぎ対応）×2（補修張替え等）÷
30m／巻×1.5倍＝11.7→12巻※12 11名（中央制御室要員数 ） ×7日×2交替×8枚（マスク、長靴、両手、身体の拭き取りに各2枚）÷300枚／缶＝4.1→5缶※13 簡易シャワーの排水をシートに吸水させることで固体廃棄物として処理する。
11名（要員数）×7日×4 (1回除染する際の排水量)÷5 (シート1枚の給水量)×1.5倍＝92.4→93枚：ＳＡ範囲

26 条-別添 1-78

(5)チェンジングエリアの運用（出入管理，脱衣，汚染検査，除染，着衣，要員に汚染が確認された場合の対応，廃棄物管理，チェンジングエリアの維持管理）

ａ．出入管理チェンジングエリアは，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，中央制御室外で作業を行った要員が，中央制御室に入室する際に利用する。中央制御室外は，放射性物質により汚染しているおそれがあることから，中央制御室外で活動する要員は防護具を着用し活動する。
チェンジングエリアのレイアウトは第 3.3-5 図のとおりであり，チェ
ンジングエリアには下記の①から④のエリアを設けることで中央制御室
内への放射性物質の持ち込みを防止する。
①

脱衣エリア
防護具を適切な順番で脱衣するエリア。

②

サーベイエリア
防護具を脱衣した要員の身体や物品の汚染検査を行うエリア。汚染が確認されなければ中央制御室内へ移動する。

③

除染エリア
サーベイエリアにて汚染が確認された際に除染を行うエリア。

④

クリーンエリア
扉付シート壁により区画することでサーベイエリア等からの汚染の流入を防止するエリア：ＳＡ範囲

26 条-別添 1-79

ｂ．脱衣
チェンジングエリアにおける防護具の脱衣手順は以下のとおり。
・脱衣エリアの靴脱ぎ場で，安全靴，ヘルメット，アノラックを脱衣する。
・脱衣エリア前室で，ゴム手袋（外側），タイベック，靴下（外側）等を脱衣する。
・脱衣エリア後室で，ゴム手袋（内側），綿手袋，靴下（内側）を脱衣する。
・マスク及び帽子を着用したまま，サーベイエリアへ移動する。
なお，チェンジングエリアでは，放射線管理班員が要員の脱衣状況を適宜確認し，指導，助言，防護具の脱衣の補助を行う。

ｃ．汚染検査チェンジングエリアにおける汚染検査等の手順は以下のとおり。
①

サーベイエリアにて，マスク及び帽子を着用した状態の頭部の汚染検査を受ける。

②

汚染基準を満足する場合は，マスク及び帽子を脱衣し，全身の汚染検査を受ける。

③

汚染基準を満足する場合は，脱衣後のマスクを持参し，クリーンエリアを通過して中央制御室へ入室する。

④②又は③の汚染検査において汚染基準を満足しない場合は，除染エリアに移動する。

なお，放射線管理班員でなくても汚染検査ができるように汚染検査の手順について図示等を行う。また，放射線管理班員は汚染検査の状況に
26 条-別添 1-80

：ＳＡ範囲

ついて，適宜確認し，指導，助言をする。

ｄ．除染
チェンジングエリアにおける除染手順は以下のとおり。
・汚染検査にて汚染基準を満足しない場合は，除染エリアに移動する。
・汚染箇所をクリーンウエスで拭き取りする。
・再度汚染箇所について汚染検査する。
・汚染基準を満足しない場合は，簡易シャワーで除染する。
（マスク及び帽子は除く）
・簡易シャワーでも汚染基準を満足しない場合は，汚染箇所を養生し，再度除染ができる施設へ移動する。

ｅ．着衣
防護具の着衣手順は以下のとおり。
・中央制御室内で，綿手袋，靴下内側，靴下外側，帽子，タイベック，
マスク，ゴム手袋内側，ゴム手袋外側等を着衣する。
・チェンジングエリアの靴脱ぎ場で，ヘルメット，靴を着用する。
・放射線管理班は，要員の作業に応じて，アノラック等の着用を指示する。

ｆ．重大事故等に対処する要員に汚染が確認された場合の対応
サーベイエリア内で重大事故等に対処する要員の汚染が確認された場
合は，サーベイエリアに隣接した除染エリアで重大事故等に対処する要員の除染を行う。
重大事故等に対処する要員の除染については，クリーンウエスでの拭26 条-別添 1-81

：ＳＡ範囲

き取りによる除染を基本とするが，拭き取りにて除染ができない場合も想定し，汚染箇所への水洗によって除染が行えるよう簡易シャワーを設ける。
簡易シャワーで発生した汚染水は，第 3.3-6 図のとおり必要に応じて吸水シートへ染み込ませる等により固体廃棄物として処理する。

除染エリア
緊急時

【除染①】
サーベイエリアにて、汚染確認

【除染②】

汚染拡大

簡易シャワーによる洗浄防止処置

クリーンウエスによる
拭き取り

対策所

クリーン
ウエス
吸水シート
除染不可

移動

ポリ袋

移動

除染不可
テープ等で養生

ＧＭ汚染
サーベイ
メータ

ゴミ箱

第 3.3-6 図

簡易水槽

移動後、再度除染ができる施設へ

汚染箇所

除染及び汚染水処理イメージ図

ｇ．廃棄物管理中央制御室外で活動した要員が脱衣した防護具については，チェンジ
ングエリア内に留め置くとチェンジングエリア内の線量当量率の上昇及び汚染拡大へつながる要因となることから，適宜チェンジングエリア外に持ち出しチェンジングエリア内の線量当量率の上昇及び汚染拡大防止を図る。

ｈ．チェンジングエリアの維持管理
放射線管理班員は，チェンジングエリア内の表面汚染密度，線量当量
26 条-別添 1-82

：ＳＡ範囲

率及び空気中放射性物質濃度を定期的（1 回／日以上）に測定し，放射性物質の異常な流入や拡大がないことを確認する。

(6)

チェンジングエリアの汚染拡大防止について
ａ．汚染拡大防止の考え方
各テントハウスの接続部等をテープ養生することでテントハウス外からの汚染の持ち込みを防止する。また，テントハウスの出入口等を扉付シート壁で区画することで中央制御室への汚染の持ち込みを防止する。
チェンジングエリアには，更なる汚染拡大防止対策として，可搬型空
気浄化装置を 1 台設置する。

ｂ．チェンジングエリアの区画
チェンジングエリアは，テントハウスの出入口，サーベイエリア，ク
リーンエリア，除染エリアは扉付のシート壁により区画し，テントの接続部は放射性物質が外部から流入することを防止できる設計とする。テントハウスの外観は第 3.3-7 図のとおりであり，仕様は第 3.3-3 表のとおりである。また，第 3.3-8 図はテントハウスの設置状況であり，各テントハウス間はファスナーを用いて接続する。なお，各テントハウス間の接続は第 3.3-9 図のとおり行う。
中央制御室へアクセスする階段の周囲（階段室及び前後室）は扉付のシート壁により２重に区画した上で２重のシート扉は同時に開けない運用とし，テント床面開口部周囲を難燃テープでシールすることで，中央制御室側への空気の流入を防止する。チェンジングエリア内面には，必要に応じて汚染除去の容易さの観点から養生シートを貼ることとし，一時閉鎖となる時間を短縮する。
26 条-別添 1-83

：ＳＡ範囲

更にチェンジングエリア内には，靴等に伏着した放射性物質を持ち込
まないように粘着マットを設置する。

：ＳＡ範囲

26 条-別添 1-84

第 3.3-7 図

テントハウスの外観及び設置状況（イメージ）

第 3.3-3 表
サイズ

テントハウスの仕様
幅 0.7〜2.6m×奥行 1.1m〜5.2m×高さ 2.3m 程度

本体重量40 ㎏ ※1 程度

サイズ（折り畳み時）

80 ㎝×140 ㎝×40 ㎝程度 ※1

送風時間（専用ブロワ）※

約 2 分 ※12構造

7 張りのテントハウスを連結して組み立て※1

幅 2m×奥行 2m×高さ 2.3m のテントハウスでの数値※2

手動及び高圧ボンベを用いた送風による展開も可能な設計とする。
：ＳＡ範囲

26 条-別添 1-85

テントと一体型のシートによる
間仕切り区画する

退室

入室ルート

第 3.3-8 図

テントハウスの設置状況（イメージ）：ＳＡ範囲

26 条-別添 1-86

② ファスナーによる接続① 接続前④ 難燃テープによるシール③ マジックテープによる接続

第 3.3-9 図

各テントハウス間の接続（イメージ）：ＳＡ範囲

26 条-別添 1-87

ｃ．可搬型空気浄化装置
更なる汚染拡大防止対策として，チェンジングエリアに設置する可搬型空気浄化装置の仕様等を第 3.3-10 図に示す。
可搬型空気浄化装置による送気が正常に行われていることの確認は，可搬型空気浄化装置に取り付ける吹き流しの動きを目視で確認することで行う。
なお，中央制御室は原子炉格納容器圧力逃がし装置の操作直後には，原則出入りしない運用とすることから，チェンジングエリアについても，
原則利用しないこととする。したがって，チェンジングエリア用の可搬型空気浄化装置についてもこの間は運用しないことから，可搬型空気浄化装置のフィルタが高線量化することによる居住性への影響はない。
ただし，可搬型空気浄化装置は長期的に運用する可能性があることから，フィルタの線量が高くなることも想定し，本体（フィルタ含む）の予備を 1 台設ける。なお，交換したフィルタ等は，線源とならないよう
チェンジングエリアから遠ざけて保管する。

○外形寸法：縦 380×横 350×高 1100 ㎜○風量：9m３／min（540m３／h）○重量：約 45 ㎏○フィルタ：微粒子フィルタ（除去効率 99％以上）
よう素フィルタ（除去効率 97％以上）
微粒子フィルタ
微粒子フィルタのろ材はガラス繊維であり，微粒子を含んだ空気がろ材を通過する際に，微粒子が捕集される。
よう素フィルタ
よう素フィルタのろ材は，活性炭素繊維であり，よう素を含んだ空気がフィルタを通過する際に，よう素が活性炭繊維を通ることにより吸着・除去される。

第 3.3-10 図

可搬型空気浄化装置の仕様等：ＳＡ範囲
26 条-別添 1-88

ｄ．チェンジングエリアへの空気の流れ
中央制御室チェンジングエリアは，第 3.3-11 図のように，汚染の区分ごとに空間を区画し，汚染を管理する。
また，更なる汚染拡大防止のため設置する，可搬型空気浄化装置により中央制御室へアクセスする階段室及びその前後室に浄化された空気を送り込むことで，エリア内で放射性物質が飛散した場合でも，中央制御室へ放射性物質が流入することを防止する。
第 3.3-11 図、第 3.3-12 図のとおりチェンジングエリア内に空気の流れを作ることで，中央制御室への汚染の持ち込みを防止する。なお，テントハウス出入口はカーテンシートとすることで外部への空気の流れを
確保する。

：ＳＡ範囲

26 条-別添 1-89

第 3.3-11 図

中央制御室チェンジングエリアの空気の流れ：ＳＡ範囲

26 条-別添 1-90

第 3.3-12 図

中央制御室へアクセスする階段の周囲の区画：ＳＡ範囲

26 条-別添 1-91

ｅ．チェンジングエリアでのクロスコンタミ防止について
中央制御室に入室しようとする要員に付着した汚染が他の要員に伝播することがないよう，サーベイエリアにおいて要員の汚染が確認された場合は，汚染箇所を養生するとともにサーベイエリア内に汚染が拡大していないことを確認する。サーベイエリア内に汚染が確認された場合は，速やかに養生シートを張り替える等により，要員の出入りに極力影響を与えないようにする。
また，中央制御室への入室の動線と退室の動線をシート区画にて隔離することで，入域ルート側の汚染が退域エリアに伝搬することを防止する。さらに脱衣エリアでは一人ずつ脱衣を行う運用とすることで，脱衣する要員同士の接触を防止する。

(7)

汚染の管理基準
第 3.3-4 表のとおり，状況に応じた汚染の管理基準を運用する。ただし，サーベイエリアのバックグラウンドに応じて，第 3.3-4 表の管理基準での運用が困難となった場合は，バックグラウンドと識別できる値を設定する。

：ＳＡ範囲

26 条-別添 1-92

第 3.3-4 表

汚染の管理基準

汚染の

状況

管理基準

屋外（発電所構内全状般）へ少量の放射性況

物質が漏えい又は①

放出されるような法令に定める表面汚染密度限度
1,300cpm（アルファ線を放出しない放射2（4Bq／㎝ 相当）

40,000cpm（ 120Bq ／ ㎝ 2 相
大規模プルームが況放出されるような②

原子力災害時性同位元素の表面汚染密度限度：
40Bq／㎝ 2 の 1／10）

原子力災害時状

根拠等

当）13,000cpm

原子力災害対策指針におけるＯＩＬ4 に準拠

原子力災害対策指針における2（40Bq／㎝ 相当）

ＯＩＬ4【1 ヶ月後の値】に準拠：ＳＡ範囲

26 条-別添 1-93

(8)可搬型照明（ＳＡ）
チェンジングエリア設置場所付近の全照明が消灯した場合に使用する可搬型照明（ＳＡ）は，チェンジングエリアの設置，脱衣，汚染検査，除染時に必要な照度を確保するために 3 台（予備 1 台）を使用する。可搬型照明（ＳＡ）の仕様を第 3.3-5 表に示す。
第 3.3-5 表

チェンジングエリアの可搬型照明（ＳＡ）
保管場所

数量

仕様

4台
（予備 1 台含む）

（AC）100V―240V
点灯時間
片面：24 時間
両面：12 時間

可搬型照明（ＳＡ）

原子炉建屋
付属棟 4 階
空調機械室

チェンジングエリア内は，第 3.3-13 図に示すように設置する可搬型照明（ＳＡ）により 5 ルクス以上の照度が確保可能であり，問題なく設営運用等が行えることを確認している。
：ＳＡ範囲

26 条-別添 1-94

第 3.3-13 図

チェンジングエリア設置場所における可搬型照明（ＳＡ）確認状況(9)

チェンジングエリアのスペースについて
中央制御室における現場作業を行う運転員等は，2 名 1 組で 2 組を想定し，同時に 4 名の運転員等がチェンジングエリア内に収容できる設計とする。チェンジングエリアに同時に 4 名の要員が来た場合，全ての要員が中央制御室に入りきるまで約 14 分（1 人目の脱衣に 6 分＋その後順次汚染検査 2 分×4 名）と設定し，全ての要員が汚染している場合でも除染が完了
し中央制御室に入りきるまで約 22 分（汚染がない場合の 14 分＋除染後の再検査 2 分×4 名）と設定しており、訓練によりこれを下回る時間で退域できることを確認している。
また，仮に想定人数以上の要員が同時にチェンジングエリアに来た場合
でも，チェンジングエリアは建屋内に設置しており，屋外での待機はなく不要な被ばくを防止することができる。
：ＳＡ範囲
26 条-別添 1-95

(10)放射線管理班の緊急時対応のケーススタディ

放射線管理班は，チェンジングエリアの設置以外に，緊急時対策所可搬型エリアモニタの設置（10分），可搬型モニタリング・ポストの設置（最大475分），可搬型気象観測設備の設置（80分）を行うことを技術的能力にて説明している。これら対応項目の優先順位については，放射線管理班長
が状況に応じ判断する。
例えば，平日昼間に事故が発生した場合（ケース①）には，放射線管理班員4名にて緊急時対策所可搬型エリアモニタ，可搬型モニタリング・ポス
ト及び可搬型気象観測設備の設置を優先し，その後にチェンジングエリアの設置作業を行う。
夜間・休祭日に事故が発生した場合（ケース②）には，放射線管理班員2名にて緊急時対策所可搬型エリアモニタ，可搬型モニタリング・ポスト（緊急時対策所加圧判断用）及び可搬型気象観測設備の設置を行い，その後参集した要員がチェンジングエリアの設置を行う。要員参集後（発災から2時間後）に参集した放射線管理班員にてチェンジングエリアの設置作業を行うことで平日昼間のケースと同等の時間で設置を行える。なお，チェンジング
エリアの運用については、エリア使用の都度放射線管理班員がチェンジング
エリアまで移動して対応するがチェンジングエリアが使用されるのは直交代時及び作業終了後に運転員が中央制御室に戻る際であり，多くとも1日数回程
度のため十分対応が行える。

：ＳＡ範囲

26 条-別添 1-96

・ケース①（平日昼間の場合）
1

要員

対応項目

状況把握（モニタリングポストなど）
緊急時対策所エリアモニタ設置
可搬型モニタリング・ポストの配置
状況把握（モニタリングポストなど）
可搬型気象観測設備の配置
中央制御室チェンジングエリアの設置
緊急時対策所チェンジングエリア設置

2

3

経過時間（時間）
4
5

事象発生
▽
10 条
▽

6

7

8

▽中央制御室チェンジング
エリアの運用開始

放射線
管理班
員A,B
放射線
管理班
員C,D

・ケース②（夜間・休祭日に大規模損壊事象が発生した場合）
1

要員

対応項目

状況把握（モニタリングポストなど）
緊急時対策所エリアモニタ設置
緊急時対策所チェンジングエリア設置
可搬型モニタリング・ポストの配置 ※可搬型気象観測設備の配置

放射線
管理班
員A,B

中央制御室チェンジングエリアの設置

放射線
管理班
員C,D

事象発生
▽
10 条
▽

2

3

経過時間（時間）
4
5

▽参集完了

6

7

8

▽中央制御室チェンジング
エリアの運用開始※可搬型モニタリング・ポストは，放射線管理班長の判断により緊急時対策
所加圧判断用モニタを優先して設置する。

：ＳＡ範囲

26 条-別添 1-97

（11）チェンジングエリア設置前の汚染の持ち込み防止について

夜間，休日は，参集要員によりチェンジングエリアの設置を行う可能性があるため，チェンジングエリアの初期運用の開始 ※１ まで事象発生から３時間程度 ※２ 要する場合が考えられる。その場合において，チェンジングエ
リアの初期運用開始までは，下記の対応により中央制御室への過度な汚染の持ち込みを防止する。
※１： サーベイエリア，除染エリア及びクリーンエリアの設営※２： ２時間（参集時間）＋１時間（サーベイエリア及び除染エリアの設営）

運転員等は，自ら汚染検査を実施し，必要に応じ除染（クリーンウエスによる拭取り）を行った上で，中央制御室に入室する。
放射線管理班員は，チェンジングエリアの初期運用開始に必要なサーベイ
エリア及び除染エリアを設営後，運転員等の再検査を実施し，必要に応じ除染（クリーンウエスでの拭き取り又は簡易シャワーによる水洗）を行う。
また，中央制御室内の環境測定を行う。
上記に加えて，中央制御室とチェンジングエリアの間に設置する気密扉により中央制御室バウンダリを区画する。
なお，仮に中央制御室に汚染が持ち込まれた場合でも，中央制御室換気系
により中央制御室内を浄化することで，中央制御室の居住性を確保する。

詳細な手順は(5)チェンジングエリアの運用に従う。

：ＳＡ範囲

26 条-別添 1-98

3.4

中央制御室への地震及び火災等の影響
地震，自然災害（竜巻等），及び火災，溢水について，中央制御室に影響を与える事象を抽出し，対応について整理した。
中央制御室に影響を与える可能性のある事象として，第3.4-1表に示す起因事象（内部火災，内部溢水，地震等）と同時にもたらされる環境条件が考えられるが，いずれの場合でも中央制御室での運転操作に影響を与えることはない。

中央制御室における主な対応を以下に示す。
○地震
中央制御室及び制御盤は，耐震Ｓクラスの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必要となる機能が喪失しない設計とする。また，制御盤は床等に固定することにより，地震発生時においても運転操作に影響を与えない設計とする。さらに，制御盤に手すりを設置するとともに天
井照明設備には落下防止措置を講ずることにより，地震発生時における運転員の安全確保及び制御盤上の操作器への誤接触を防止できる設計とする。

○火災
中央制御室にて火災が発生した場合は運転員が火災状況を確認できる設計とし，初期消火を行うことができるよう消火器を設置する。
また，中央制御室外で発生した火災に対しても，中央制御室の機能に影響を与えることがない設計とする。

○溢水
中央制御室内には溢水源がない設計とする。
万が一，火災が発生したとしても，運転員が火災状況を確認し，消火器にて初期消火を行うこととしているため，消火活動に伴う内部溢水による影響はない。
また，中央制御室外で発生した溢水に対しても，中央制御室の機能に影響を与えることがない設計とする。

：ＤＢ範囲
26 条-別添 1-99

第3.4-1表
起因事象

中央制御室に同時にもたらされる環境条件への対応（1／3）

同時にもたらされる
中央制御室の環境条件
火災による中央制御室内設備の機能喪失

内部火災（地震起因含む）

溢水による中央制御室内設備の機能喪失内部溢水（地震起因含む）

余震

地震

中央制御室での運転操作に与える影響
中央制御室にて火災が発生しても速やかに消火できるよう，「運転員が火災状況を確認し，粉末消火器又は二酸化炭素消火器にて初期消火を行う」ことを社内規定類に定めることとし，中央制
御室の機能を維持する。（詳細については，設置許可基準規則第 8 条「火災による損傷の防止」に関する審査資料を参照）
中央制御室内には溢水源がない設計とする。火災が発生したとしても，「運転員が火災状況を確認し，粉末消火器又は二酸化炭素消火器にて初期消火を行う」ことを社内規定類に定めることとし，
消火水による溢水の影響がない設計とする。
蒸気配管破断が発生した場合も，漏えいした蒸気の影響がない設計とする。（詳細については，
設置許可基準規則第 9 条「溢水による損傷の防止等」に関する審査資料を参照）
中央制御室は，原子炉建屋付属棟（耐震Ｓクラス）に設置し，基準地震動による地震力に対して機能を喪失しない設計とする。
中央制御室の照明ルーバーに対し落下防止措置を講じている。
余震時には，運転員は運転員机又は制御盤のデス
ク部下端に掴まることで体勢を維持し，指示計，
記録計等による原子炉施設の監視を行うことができる。今後，余震時における運転員の更なる安全確保を考慮し制御盤に手すりを設置する。

：ＤＢ範囲

26 条-別添 1-100

第3.4-1表
起因事象

地震

竜巻・風（台風）

中央制御室に同時にもたらされる環境条件への対応（2／3）

同時にもたらされる
中央制御室の環境条件
外部電源喪失による照明
等の所内電源の喪失

中央制御室での運転操作に与える影響
外部電源喪失においても，中央制御室の照明は，ディーゼル発電機から給電され ＊１ ，蓄電池からの給電により点灯する直流非常灯も備え，機能が喪失することはない。また，蓄電池内蔵型照明を備
え，機能が喪失しない設計とする。（詳細については，設置許可基準規則 11 条「安全避難通路等」
に関する審査資料を参照）＊１ ディーゼル発電機は各自然現象に対して，健全性が確保される設計とする。
地

積雪

落雷

外部火災（森林火災）

火山

震：基準地震動に対して，耐震Ｓクラス設計であるため，健全性が確保する。
竜
巻：設計基準の竜巻による複合荷重（風圧，
気圧差，飛来物衝撃力）に対して，外殻その他による防護で健全性を確保する。
風：設計基準の風（台風）による風圧に対して，外殻その他による防護で健全性を確保する。
積
雪：設計基準の積雪による堆積荷重に対して，外殻その他による防護で健全性を確保する。
落
雷：設計基準の雷撃電流値に対して，外殻その他による防護で健全性を確保する。
外 部 火 災：防火帯の内側に設置することにより延焼を防止し，熱影響に対しては隔離距離の確保によって健全性を確保する。
また，ばい煙の侵入に対してフィルタによる防護で健全性を確保する。
火山：想定する降下火砕物の堆積荷重に対して，外殻その他による防護で健全性を確保する。また，下火砕物の侵入に対しては，フィルタによる防護で健全性を確保する。

：ＤＢ範囲

26 条-別添 1-101

第3.4-1表
起因事象

中央制御室に同時にもたらされる環境条件への対応（3／3）

同時にもたらされる
中央制御室の環境条件
ばい煙や有毒ガス発生による中央制御室内環境へ
の影響

外部火災
（森林火災）

降下火砕物による中央制
御室内環境への影響

火山

低温による中央制御室内
環境への影響凍結

中央制御室での運転操作に与える影響
中央制御室の換気系について，給気隔離弁及び排気隔離弁を閉止し，閉回路循環方式とすること
により外気を遮断することから，中央制御室内環境への影響はない。この場合の酸素濃度・二酸化
炭素濃度への影響を【補足 1】，【補足 2】に示す。
但し，影響が長期化する場合は，必要に応じて一
次的に外気を取り入れて換気する。第 3.4-1 図に運転モード毎の中央制御室換気系の系統概略図を示す。
なお，外部火災時の有毒ガスについては，中央
制御室外気取入口における濃度がＩＤＬＨ（急性の毒性限界濃度（30 分曝露によって生命及び健康に対する即時の危険な影響を与える曝露レベルの濃度限界値））以下となるため，外気遮断運転の有無によらず問題とはならない。
外部火災以外の有毒ガスについても，敷地外有
毒ガス及び敷地内屋内貯蔵有毒物質が影響を及ぼすことなく，敷地内屋外設備からの有毒ガス，窒素ガスの濃度は外気取入口において判定基準以下となるため，同様に外気遮断運転の有無によらず問題とはならない。（詳細については，設置許可基準規則第 6 条「外部からの衝撃による損傷の防止（外部火災））」，設置許可基準規則第 6 条「外部からの衝撃による損傷の防止（有毒ガス）」，
外部からの衝撃による損傷の防止（火山）」に関する審査資料を参照）
中央制御室の換気系により環境温度が維持される
環境温度が維持されるため，中央制御室内環境への影響はない。（詳細については，設置許可基準
規則第 6 条「外部からの衝撃による損傷の防止（凍結）」に関する審査資料を参照）：ＤＢ範囲

26 条-別添 1-102

：ＤＢ範囲
26 条-別添 1-103

【補足 1】外気隔離時の中央制御室の酸素及び二酸化炭素濃度の評価について（設計基準事故時）
1.

概要「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」第38条，第13項に規定する「換気設備の隔離その他の適切な防護措置」として，
中央制御室換気設備は，隔離弁を閉操作することにより外気から遮断し閉回路循環方式とすることができる。
設計基準事故が発生時において，隔離弁を閉操作し，外気から隔離した場
合の中央制御室の居住性について，以下のとおり評価した。

2.

評価
外気隔離時の中央制御室内に滞在する運転員の操作環境の悪化防止のため，
酸素濃度及び二酸化炭素濃度について評価を行った。

(1)

酸素濃度
ａ．評価条件「空気調和・衛生工学便覧

第 14 版

3 空気調和設備編」，「原子力発

電所中央制御室運転員の事故時被ばくに関する規程（ＪＥＡＣ
4622-2009）」に基づき評価した。
・滞在人員 7 名・中央制御室バウンダリ容積：2,700m３
・初期酸素濃度：20.95％
・空気流入率：0.4 回／h（平成 27 年 2 月 25 日〜26 日に実施した中央制御室空気流入率測定試験結果

Ａ系：0.468 回／h(±0.015)，Ｂ系：

0.435 回／h(±0.015)を基に設定）
・1 人当りの呼吸量は，事故時の運転操作を想定し，歩行時の呼吸量を適用して，24L／min／人とする。
・1 人当りの酸素消費量は，呼気酸素濃度を 16.40％として，1.092L／min

26 条-別添 1-104：ＤＢ範囲

／人（＝0.06552m ３ ／h／人）・1 時間当たりの酸素消費量は，0.45864[m３ ／h]＝0.06552[m３ ／h／人]×7[名]・許容酸素濃度：19％以上（鉱山保安法施行規則から）
ｂ．酸素濃度の計算式
中央制御室の平衡状態における酸素濃度の計算式を以下に示す。
Ｃ ∞ ＝Ｃ ０ −｛Ｍ／（Ｎ・Ｖ）｝
Ｍ：室内酸素消費量（m３ ／h）
Ｖ：中央制御室バウンダリ体積（m ３ ）Ｃ ∞ ：平衡状態における室内の酸素濃度（−）
Ｃ ０ ：外気の酸素濃度（−）
Ｎ：空気流入率（回／h）
ｃ．酸素濃度評価結果
Ｃ ∞ ＝0.2095−｛0.45864／（0.4×2700）｝＝0.209075 ≒ 20.90％以上のとおり，閉回路循環方式の中央制御室の酸素濃度は 19％以上を満足しているため，中央制御室での作業環境に影響を与えない。

（2）

二酸化炭素濃度ａ．評価条件「空気調和・衛生工学便覧

第 14 版

3 空気調和設備編」，「原子力発

電所中央制御室運転員の事故時被ばくに関する規程（ＪＥＡＣ
4622-2009）」に基づき評価した。
・滞在人員：7 名
26 条-別添 1-105：ＤＢ範囲

・中央制御室バウンダリ容積：2,700m３
・初期二酸化炭素濃度：0.03％
・空気流入率：0.4 回／h（平成 27 年 2 月 25 日〜26 日に実施した中央制御室空気流入率測定試験結果

Ａ系：0.468 回／h(±0.015)，Ｂ系：

0.435 回／h(±0.015)を基に設定）
・1 人当りの二酸化炭素吐出量は，事故時の運転操作を想定し，中等作業での吐出量を適用して，0.046[m ３ ／h／人]とする。
・1 時間当たりの二酸化炭素吐出量は，0.322[m ３ ／h]＝0.046[m ３ ／h／人]×7[名]・許容二酸化炭素濃度は，0.5％以下
ｂ．二酸化炭素の計算式
中央制御室の平衡状態における二酸化炭素の計算式を以下に示す。
Ｃ ∞ ＝Ｃ ０ ＋｛Ｍ／（Ｎ・Ｖ）｝
Ｍ：室内二酸化炭素発生量（m３ ／h）
Ｖ：中央制御室バウンダリ体積（m ３ ）Ｃ ∞ ：平衡状態における室内の二酸化炭素濃度（−）
Ｃ ０ ：外気の二酸化炭素濃度（−）
Ｎ：空気流入率（回／h）
ｃ．評価結果Ｃ ∞ ＝0.0003＋｛0.322／（0.4×2700）｝＝0.000599 ≒ 0.06％

以上のとおり，閉回路循環方式の中央制御室の二酸化炭素濃度は 0.5％
以下を満足しているため，中央制御室での作業環境に影響を与えない。
：ＤＢ範囲
26 条-別添 1-106

【補足2】外気隔離時の中央制御室の酸素及び二酸化炭素濃度の評価について（重大事故時）1.

概要「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」第38条，第13項に規定する「換気設備の隔離その他の適切な防護措置」として，
重大事故発生時において中央制御室換気設備は，隔離弁を閉操作することにより外気から遮断し閉回路循環方式とすることができる。
設計基準事故が発生時において，隔離弁を閉操作し，外気から隔離した場
合の中央制御室の居住性について，以下のとおり評価した。
重大事故が発生時において，隔離弁を閉操作し，外気から隔離した場合の中央制御室の居住性について，以下のとおり評価した。

2.

評価
外気隔離時の中央制御室内に滞在する運転員の操作環境の悪化防止のため，
酸素濃度及び二酸化炭素濃度について評価を行った。

(1)

酸素濃度
ａ．評価条件「空気調和・衛生工学便覧

第 14 版

3 空気調和設備編」，「原子力発

電所中央制御室運転員の事故時被ばくに関する規程（JEAC4622-2009）」に基づき評価した。
・滞在人員 11 名・中央制御室バウンダリ容積：2,700m３
・初期酸素濃度：20.95％
・空気流入率：0.4 回／h（平成 27 年 2 月 25 日〜26 日に実施した中央制御室空気流入率測定試験結果

Ａ系：0.468 回／h(±0.015)，Ｂ系：

0.435 回／h(±0.015)を基に設定）
・1 人当りの呼吸量は，事故時の運転操作を想定し，歩行時の呼吸量を26 条-別添-107

：ＳＡ範囲

適
用して，24L／min／人とする。
・1 人当りの酸素消費量は，呼気酸素濃度を 16.40％として，1.092L／min／人（＝0.06552m ３ ／h／人）・1 時間当たりの酸素消費量は，0.72072[m３ ／h]＝0.06552[m３ ／h／人]×11[名]・許容酸素濃度：19％以上（鉱山保安法施行規則から）
ｂ．酸素濃度の計算式
中央制御室の平衡状態における酸素濃度の計算式を以下に示す。
Ｃ ∞ ＝Ｃ ０ −｛Ｍ／（Ｎ・Ｖ）｝
Ｍ：室内酸素消費量（m３ ／h）
Ｖ：中央制御室バウンダリ体積（m ３ ）Ｃ ∞ ：平衡状態における室内の酸素濃度（−）
Ｃ ０ ：外気の酸素濃度（−）
Ｎ：空気流入率（回／h）
ｃ．酸素濃度評価結果
Ｃ ∞ ＝0.2095−｛0.72072／（0.4×2700）｝＝0.208166 ≒ 20.81％

以上のとおり，閉回路循環方式の中央制御室の酸素濃度は 19％以上を満足しているため，中央制御室での作業環境に影響を与えない。

（2）

二酸化炭素濃度ａ．評価条件「空気調和・衛生工学便覧

第 14 版

3 空気調和設備編」，「原子力発26 条-別添-108：ＳＡ範囲

電所中央制御室運転員の事故時被ばくに関する規程（JEAC4622-2009）」に基づき評価した。
・滞在人員：11 名・中央制御室バウンダリ容積：2,700m３
・初期二酸化炭素濃度：0.03％
・空気流入率：0.4 回／h（平成 27 年 2 月 25 日〜26 日に実施した中央制御室空気流入率測定試験結果

Ａ系：0.468 回／h(±0.015)，Ｂ系：

0.435 回／h(±0.015)を基に設定）
・1 人当りの二酸化炭素吐出量は，事故時の運転操作を想定し，中等作業での吐出量を適用して，0.046[m ３ ／h／人]とする。
・1 時間当たりの二酸化炭素吐出量は，0.506[m ３ ／h]＝0.046[m ３ ／h／人]×11[名]・許容二酸化炭素濃度は，0.5％以下
ｂ．二酸化炭素の計算式
中央制御室の平衡状態における二酸化炭素の計算式を以下に示す。
Ｃ ∞ ＝Ｃ ０ ＋｛Ｍ／（Ｎ・Ｖ）｝
Ｍ：室内二酸化炭素発生量（m３ ／h）
Ｖ：中央制御室バウンダリ体積（m ３ ）Ｃ ∞ ：平衡状態における室内の二酸化炭素濃度（−）
Ｃ ０ ：外気の二酸化炭素濃度（−）
Ｎ：空気流入率（回／h）
ｃ．評価結果Ｃ ∞ ＝0.0003＋｛0.506／（0.4×2700）｝＝0.000769 ≒ 0.08％：ＳＡ範囲
26 条-別添-109

以上のとおり，閉回路循環方式の中央制御室の二酸化炭素濃度は 0.5％
以下を満足しているため，中央制御室での作業環境に影響を与えない。

：ＳＡ範囲

26 条-別添-110

3.5

中央制御室待避室のデータ表示装置で確認できるパラメータ

第 3.5-1 表

データ表示装置（待避室）で確認できるパラメータ
(1/6)

目的

炉心反応度の状態確認

対象パラメータ
平均出力領域計装

平均

平均出力領域計装A

平均出力領域計装B

平均出力領域計装C

平均出力領域計装D

平均出力領域計装E

平均出力領域計装F

起動領域計装A

起動領域計装B

起動領域計装C

起動領域計装D

起動領域計装E

起動領域計装F

起動領域計装G

起動領域計装H

原子炉水位(狭帯域)
原子炉水位(広帯域)
原子炉水位(燃料域)
原子炉水位(SA 広帯域)
原子炉水位(SA 燃料域)
原子炉圧力
炉心冷却の状態確認

原子炉圧力(SA)
高圧炉心スプレイ系系統流量
低圧炉心スプレイ系系統流量
原子炉隔離時冷却系系統流量
残留熱除去系系統流量 A
残留熱除去系系統流量 B
残留熱除去系系統流量 C
逃がし安全弁出口温度：ＳＡ範囲
26 条-別添-111

(2/6)
目的

対象パラメータ
原子炉再循環ポンプ入口温度
原子炉給水流量
原子炉圧力容器温度
残留熱除去系熱交換器入口温度
高圧代替注水系系統流量
低圧代替注水系原子炉注水流量
代替循環冷却系原子炉注水流量
代替淡水貯槽水位
6.9kV 母線 2A-1 電圧
6.9kV 母線 2A-2 電圧
6.9kV 母線 2B-1 電圧

炉心冷却の状態確認

6.9kV 母線 2B-2 電圧
6.9kV 母線 2C 電圧
6.9kV 母線 2D 電圧
6.9kV 母線 HPCS 電圧
D/G 2C 遮断器(660)閉D/G 2D 遮断器(670)閉HPCS D/G 遮断器(680)閉
圧力容器フランジ温度
125VDC 2A 母線電圧
125VDC 2A 母線電圧
6.9kV 緊急用母線電圧480V 緊急用母線電圧：ＳＡ範囲

26 条-別添-112

(3/6)
目的

対象パラメータ
格納容器雰囲気放射線モニタ(D/W)(A)
格納容器雰囲気放射線モニタ(D/W)(B)
格納容器雰囲気放射線モニタ(S/C)(A)
格納容器雰囲気放射線モニタ(S/C)(B)
ドライウェル圧力（広帯域）
ドライウェル圧力（狭帯域）
ドライウェル圧力
サプレッション・チェンバ圧力
サプレッション・プール圧力
ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・プール水温度（平均値）
サプレッション・プール水温度
サプレッション・プール雰囲気温度
サプレッション・チェンバ雰囲気温度
サプレッション・プール水位
格納容器雰囲気水素濃度(D/W)(A)
格納容器雰囲気水素濃度(D/W)(B)

格納容器内の状態確認

格納容器雰囲気水素濃度(S/C)(A)
格納容器雰囲気水素濃度(S/C)(B)
格納容器雰囲気酸素濃度(D/W)(A)
格納容器雰囲気酸素濃度(D/W)(B)
格納容器雰囲気酸素濃度(S/C)(A)
格納容器雰囲気酸素濃度(S/C)(B)
格納容器内水素濃度(SA)
格納容器内酸素濃度(SA)低圧代替注水系格納容器スプレイ流量
低圧代替注水系格納容器下部注水流量
代替循環冷却系格納容器スプレイ流量
格納容器下部水位
格納容器下部水温常設高圧代替注水系ポンプ吐出圧力
常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力
代替循環冷却系ポンプ吐出圧力
原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力：ＳＡ範囲
26 条-別添-113

(4/6)
目的

対象パラメータ
高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力
残留熱除去系ポンプ吐出圧力
低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力
代替循環冷却系ポンプ入口温度
残留熱除去系熱交換器出口温度

格納容器内の状態確認

残留熱除去系海水系系統流量
残留熱除去系 A 注入弁全開
残留熱除去系 B 注入弁全開
残留熱除去系 C 注入弁全開
格納容器内スプレイ弁 A（全開）
格納容器内スプレイ弁 B（全開）主排気筒放射線モニタ A
主排気筒放射線モニタ B
主排気筒モニタ（高レンジ）
主蒸気管放射線モニタ A
主蒸気管放射線モニタ B
主蒸気管放射線モニタ C
主蒸気管放射線モニタ D
排ガス放射能（プレホールドアップ）A
排ガス放射能（プレホールドアップ）B

放射能隔離の状態確認

NS4 内側隔離NS4 外側隔離
主蒸気内側隔離弁 A 全閉
主蒸気内側隔離弁 B 全閉
主蒸気内側隔離弁 C 全閉
主蒸気内側隔離弁 D 全閉
主蒸気外側隔離弁 A 全閉
主蒸気外側隔離弁 B 全閉
主蒸気外側隔離弁 C 全閉
主蒸気外側隔離弁 D 全閉

環境の情報確認

SGTS A 作動
SGTS B 作動：ＳＡ範囲

26 条-別添-114

(5/6)
目的
環境の情報確認

対象パラメータ
SGTS モニタ（高レンジ）A
SGTS モニタ（高レンジ）B
SGTS モニタ（低レンジ）A
SGTS モニタ（低レンジ）B
耐圧強化ベント系放射線モニタ
放水口モニタ(T-2)
モニタリングポスト(A)モニタリングポスト(B)モニタリングポスト(C)モニタリングポスト(D)モニタリングポスト(A)広域レンジ
モニタリングポスト(B)広域レンジ
モニタリングポスト(C)広域レンジ
モニタリングポスト(D)広域レンジ
大気安定度

10 分値

18m ベクトル平均風向 10 分値
71m ベクトル平均風向 10 分値
140m ベクトル平均風向 10 分値
18m ベクトル平均風速 10 分値
71m ベクトル平均風速 10 分値
140m ベクトル平均風速 10 分値
使用済燃料プール水位・温度（SA 広域）
使用済燃料プールの状態確認

使用済燃料プール水位・温度（SA）
使用済燃料プール温度
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
フィルタ装置入口水素濃度

水素爆発による格納容器の破損防止確認

フィルタ装置圧力
フィルタ装置水位
フィルタ装置スクラビング水温度

水素爆発による原子炉建屋の損傷防止確認

原子炉建屋水素濃度
静的触媒式水素再結合器動作監視装置：ＳＡ範囲
26 条-別添-115

(6/6)
目的

対象パラメータ
自動減圧系 A 作動
自動減圧系 B 作動
原子炉隔離時冷却系ポンプ起動
高圧炉心スプレイ系ポンプ起動
高圧炉心スプレイ系注入弁全開
低圧炉心スプレイ系ポンプ起動

非 常 用 炉 心 冷 却 系 (ECCS) の 状 低圧炉心スプレイ系注入弁全開
態等
残留熱除去系ポンプ A 起動
残留熱除去系ポンプ B 起動
残留熱除去系ポンプ C 起動
残留熱除去系注入弁全開
残留熱除去系注入弁全開
残留熱除去系注入弁全開
全制御棒全挿入
取水ピット水位
津波監視

潮位

：ＳＡ範囲

26 条-別添-116

3.6中央制御室待避室の内部寸法について(1)

中央制御室待避室に待避する要員数の考え方
中央制御室待避室には 3 名の運転員が待避することとしている。この要員数を設定した考え方を以下に示す。
①

待避前に中央制御室で行う以下の運転操作に必要な要員数を確保する。
格納容器スプレイ停止，原子炉注水流量の調整，格納容器ベント操作を，SA 操作盤において，指揮者（発電長）1 名，操作者（運転員 A）1 名で実施する。
待避室の正圧化操作を操作者（運転員 B）1 名で実施する。
したがって，待避前に中央制御室で行う運転操作に必要な要員数は3 名である。

②

中央制御室待避室に待避中は，運転員による運転操作を実施する必要はなく，データ表示装置によるプラントパラメータの監視及び衛星
電話又は携行型有線通話装置による通信連絡を行うこととしており，①に必要な要員数に包含される。

③

原子炉施設保安規定の定めにより中央制御室には 3 名の運転員が常駐する必要がある。

以上の条件から，中央制御室待避室の収容要員数を指揮者（発電長）１名，操作者（運転員 A，B）2 名の計 3 名に設定した。

(2)

中央制御室待避室内の必要スペースの考え方
中央制御室待避室に待避する運転員は 3 名であることから，中央制御室
待避室は 3 名の運転員が 5 時間に亘って待避するために必要なスペースを確保することを条件とする。
26 条-別添-117：ＳＡ範囲

中央制御室待避室内で行う作業はデータ表示装置によるプラントパラメ
ータの監視，衛星電話等による通信連絡のみであり，広い作業スペースは不要であることから，以下の条件を考慮して中央制御室待避室の必要寸法を検討する。
運転員 3 名が着席して待機するために必要なスペース
データ表示装置，衛星電話及び可搬型照明を配置するためのスペース
待避室内圧力調整用の配管・バルブの設置及び操作スペース
携行型有線通話装置接続箱の設置スペース
運転員が椅子に座った姿勢で待機するために必要なスペースを 1 名あた
り 500mm×1200mm とすると，中央制御室待避室の必要寸法は 2000mm×1200mm となる。

(3)

中央制御室待避室の居住性向上
中央制御室待避室の必要寸法として 2000mm×1200mm を設定したが，中央制御室待避室の居住性を向上させるため，以下を実施する。
外部との通信手段の確保（衛星電話設備／携行型有線通話装置）
十分な照度の確保（可搬型照明）
天井高を高く設定することで，室内空間を広くする
鉛ガラスの窓の設置
これに加えて，さらなる居住性向上のため，中央制御室待避室の床面積を必要寸法における床面積の 2 倍に拡大する。

：ＳＡ範囲

26 条-別添-118

(4)中央制御室待避室のレイアウト
これまでの検討結果を反映し，第 3.6-1 図に中央制御室待避室のレイアウト図を示す。図に示すとおり，中央制御室待避室は必要十分なスペースを確保した設計とする。

第 3.6-1 図

中央制御室待避室レイアウト図：ＳＡ範囲

26 条-別添-119

別添２

東海第二発電所

中央制御室 の居住性（設計基準事故）に係る被 ばく 評価について

26 条−別添 2−i

目次

中 央 制 御 室 の 居 住 性 （ 設 計 基 準 事 故 時 ） に 係 る 被 ば く 評 価 に つ い て .........
................ ...................................... 26 条 − 別 添 2− 1
1． 大 気 中 へ の 放 出 量 の 評 価 .. ........................... 26 条 − 別 添 2− 1
2． 大 気 拡 散 の 評 価 ..................................... 26 条 − 別 添 2− 1
3． 原 子 炉 建 屋 内 の 放 射 性 物 質 か ら の ガ ン マ 線 の 評 価 ....... 26 条 − 別 添 2− 1
4． 中 央 制 御 室 の 居 住 性 に 係 る 被 ば く 評 価 ................. 26 条 − 別 添 2− 2
4.1 中 央 制 御 室 内 で の 被 ば く ........................... 26 条 − 別 添 2− 2
4.1. 1 原 子 炉 建 屋 内 の 放 射 性 物 質 か ら の ガ ン マ 線 に よ る 被 ば く （ 経 路 ① ）..... .... ....... ............................... 26 条 − 別 添 2− 2
4.1. 2 大 気 中 へ 放 出 さ れ た 放 射 性 物 質 か ら の ガ ン マ 線 に よ る 被 ば く（ 経 路 ② ）..... .... ....... ............................... 26 条 − 別 添 2− 2
4.1. 3 室 内 に 外 気 か ら 取 り 込 ま れ た 放 射 性 物 質 に よ る 被 ば く （ 経 路 ③ ）........ ........... ........................... 26 条 − 別 添 2− 4
4.2 入 退 域 時 の 被 ば く ................................. 26 条 − 別 添 2− 6
4.2. 1 原 子 炉 建 屋 内 の 放 射 性 物 質 か ら の ガ ン マ 線 に よ る 被 ば く （ 経 路 ④ ）. ........... ................................... 26 条 − 別 添 2− 6
4.2. 2 大 気 中 へ 放 出 さ れ た 放 射 性 物 質 に よ る 被 ば く （ 経 路 ⑤ ）.... .... ....... .... ........................... 26 条 − 別 添 2− 6
5． 評 価 結 果 の ま と め ................................... 26 条 − 別 添 2− 6添付資料 中央制御室の居住性（設計基準事故）に係る被ばく評価について
1 中 央 制 御 室 の 居 住 性 ( 設 計 基 準 事 故 )に 係 る 被 ば く 評 価 条 件 表...... ... ........ ...................... 26 条 − 別 添 2− 添 1− 1
2 居 住 性 評 価 に 用 い た 気 象 資 料 の 代 表 性 に つ い て ..... 26 条 − 別 添 2− 添 2− 1
3 線 量 評 価 に 用 い る 大 気 拡 散 の 評 価 に つ い て ......... 26 条 − 別 添 2− 添 3− 1
4 空 気 流 入 率 試 験 結 果 に つ い て ..................... 26 条 − 別 添 2− 添 4− 1
5 中央制御室の居住性評価（設計基準事故時）の直交替の考慮について...... ................................. 26 条 − 別 添 2− 添 5− 1
6 コ ン ク リ − ト 密 度 の 根 拠 に つ い て ................. 26 条 − 別 添 2− 添 6− 1
7 内 規 ※ １ と の 整 合 性 に つ い て ...................... 26 条 − 別 添 2− 添 7− 1

※１ 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）26 条−別添 2−ii

中央制御室の居住性(設計基準事故)に係る被ばく評価について
設計基準事故時における中央制御室の居住性に係る被ばく評価に当たっては,「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)(平成 21・07・27 原院第 1 号平成 21 年 8 月 12 日)」(以下「被ばく評価手法(内規)」という。)に基づき行った。

1．大気中への放出量の評価
評価事象は,原子炉冷却材喪失及び主蒸気管破断を対象とした。
想定事故時における放射性物質の建屋内の存在量,大気中への放出量は,仮想事故相当のソースタームを基にする数値,評価手法及び評価条件を使用して評価した。

2．大気拡散の評価
被ばく評価に用いる相対濃度と相対線量は,大気拡散の評価に従い実効放出継続時間を基に計算した結果を年間について小さい方から順に並べた累積
出現頻度 97％に当たる値を用いた。評価においては,2005 年 4 月〜2006 年 3
月の 1 年間における気象データを使用した。なお,当該データの使用に当たっては,当該 1 年間の気象データが長期間の気象状態を代表しているかどうかの検討をＦ分布検定により実施し,特に異常でないことを確認している。

3．原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線の評価
原子炉建屋原子炉棟内の放射性物質からの直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線による運転員の実効線量は,施設の位置,建屋の配置,形状等を考慮して評価した。直接ガンマ線についてはＱＡＤ−ＣＧＧＰ２Ｒコード,スカイシャインガンマ線についてはＡＮＩＳＮコード及びＧ３３−ＧＰ２Ｒコー
26 条−別添 2−1

ドを用いて評価した。

4．中央制御室の居住性に係る被ばく評価
被ばく評価に当たって考慮している被ばく経路(①〜⑤)を第 4-1 図に示す。
それぞれの経路における評価方法及び評価条件は以下に示すとおりである。
中央制御室等の運転員に係る被ばく評価期間は事象発生後 30 日間とした。
運転員の勤務体系は 5 直 2 交替とし,30 日間の評価期間において最も中央制
御室の滞在期間が長く,入退域回数が多い者を対象として,30 日間の積算線量を中央制御室の滞在期間及び入退域に要する時間の割合で配分し,実効線量を評価した。

4.1 中央制御室内での被ばく
4.1.1 原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線による被ばく(経路①)
事故期間中に原子炉建屋原子炉棟内に存在する放射性物質からの直接
ガンマ線及びスカイシャインガンマ線による中央制御室内での運転員の外部被ばくは,前述 3．の方法で実効線量を評価した。

4.1.2 大気中へ放出された放射性物質からのガンマ線による被ばく(経路②)
大気中へ放出された放射性物質からのガンマ線による中央制御室内での外部被ばくは,事故期間中の大気中への放射性希ガス等(以下「希ガス等」という。)の放出量を基に大気拡散効果と中央制御室の壁・天井によるガンマ線の遮蔽効果を踏まえて運転員の実効線量を評価した。

26 条−別添 2−2

第 4-1 図

事故時における中央制御室等の運転員の被ばく経路

26 条−別添 2−3

4.1.3 室内に外気から取り込まれた放射性物質による被ばく(経路③)
事故期間中に大気中へ放出された放射性物質の一部は外気から中央制
御室内に取り込まれる。中央制御室内に取り込まれた希ガス等からのガンマ線による外部被ばく及び放射性よう素(以下「よう素」という。)の吸入
摂取による内部被ばくの和として実効線量を評価した。
中央制御室内の放射性物質濃度の計算に当たっては,(1),(2)に示す中央制御室換気系の効果を考慮した。
(1)中央制御室換気運転モード
中央制御室換気系の運転モードを以下に示す。具体的な系統構成は第4-2 図に示すとおりである。
1)通常時運転時
通常時は,中央制御室空気調和機ファン及び中央制御室排気用ファンにより,一部外気を取り入れる閉回路循環方式によって中央制御室の空気調節を行う。
2)事故時
事故時は,外気取入口を遮断して,中央制御室フィルタ系ファンによりフィルタユニット(高性能粒子フィルタ及びチャコールフィル
タ)を通した閉回路循環運転とし,運転員を放射線被ばくから防護する。
なお,外気の遮断が長期にわたり,室内環境が悪化した場合には,チャコールフィルタにより外気を浄化して取り入れることもできる。
(2)フィルタを通らない空気流入量
中央制御室へのフィルタユニットを通らない空気の流入量は,空気流入率測定試験結果を踏まえて保守的に換気率換算で 1.0 回／h と仮定して評価した。
26 条−別添 2−4

通常運転時 再( 循 環方 式
通常運転時)

外気隔離時 閉( 回 路循 環 方 式)

事故時

外気取入れ時中央制御室換気系概略図

第4-2図

26 条−別添 2−5

4.2 入退域時の被ばく
4.2.1 原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線による被ばく(経路④)
事故期間中に原子炉建屋原子炉棟内に存在する放射性物質からの直接
ガンマ線及びスカイシャインガンマ線による入退域時の運転員の外部被ばくは,中央制御室の壁・天井によるガンマ線の遮蔽効果を期待しないこと以外は,「4.1.1 原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線による被ば
く(経路①)」と同様な手法で実効線量を評価した。
入退域時の運転員の実効線量の評価に当たっては,建屋出入口を代表点とし,入退域ごとに評価点に 15 分滞在するとして評価した。

4.2.2 大気中へ放出された放射性物質による被ばく(経路⑤)
大気中へ放出された放射性物質からのガンマ線による入退域時の被ば
くは,中央制御室の壁・天井によるガンマ線の遮蔽効果を期待しないこと
以外は「4.1.2 大気中へ放出された放射性物質のガンマ線による被ばく(経路②)」と同様な手法で,吸入摂取による内部被ばくは中央制御室の換気系に期待しないこと以外は「4.1.3 室内に外気から取り込まれた放射性物質による被ばく(経路③)」と同様な方法で放射性物質からのガンマ線による外部被ばく及び吸入摂取による内部被ばくの和として運転員の実効線量を評価した。
入退域時の運転員の実効線量の評価は,上記 4.2.1 の仮定と同じとした。

5．評価結果のまとめ
設計基準事故時における中央制御室等の運転員の被ばく評価結果を第 5-1
表に,内訳を第 5-2 表に示す。評価結果は,原子炉冷却材喪失において実効線
26 条−別添 2−6

量で約 2.9mSv,主蒸気管破断において実効線量で約 1.7mSv であり,法令における緊急時作業に係る線量限度 100mSv を下回っている。
なお,この評価に係る被ばく経路イメージを第 5-3 表に,被ばく評価の主要条件を第 5-4 表及び第 5-5 表に示す。

第 5-1 表中央制御室の居住性(設計基準事故)に係る被ばく評価結果（単位：mSv）
原子炉冷却材喪失

主蒸気管破断(実効線量)(実効線量)

約 1.6×10 ０

約 4.3×10−３

約 3.4×10−２

約 1.3×10−２

約 2.0×10−１

約 1.5×10０

約 1.8×10０

約 1.5×10０

約 1.0×10 ０

約 1.6×10−１

約 3.5×10−２

約 9.4×10−２

小計(④＋⑤)

約 1.1×10０

約 2.6×10−１

合計(①＋②＋③＋④＋⑤)

約 2.9×10０

約 1.7×10０

被ばく経路①建物内 の放射性物 質から のガンマ線 による 中

中央制御室内

央制御室内での被ばく②大気中 へ放出され た放射 性物質のガ ンマ線 による中央制御室内での被ばく③室内に 外気から取 り込ま れた放射性 物質に よる中央制御室内での被ばく小計(①＋②＋③)

入退域時④建物内 の放射性物 質から のガンマ線 による 入退域時の被ばく⑤大気中 へ放出され た放射 性物質によ る入退 域
時の被ばく

26 条−別添 2−7

第 5-2 表中央制御室の居住性(設計基準事故)に係る被ばく評価結果の内訳
実効線量(mSv)
原子炉冷却材喪失

主蒸気管破断室内作業時

26 条−別添 2−8

入退域時

外部被ばく

内部被ばく

実効線量の
合計値

外部被ばく

内部被ばく

実効線量の
合計値

①原子炉建 物内の放射 性物質 からのガンマ線による被ばく約 1.6×10０―

約 1.6×10０

約 4.3×10 −３―

約 4.3×10 −３②大気中へ 放出された 放射性 物質のガンマ線による被ばく約 3.4×10−２―

約 3.4×10 −２

約 1.3×10 −２―

約 1.3×10 −２③室内に外 気から取り 込まれ た放射性物質による被ばく約 1.1×10−２

約 1.9×10−１

約 2.0×10 −１

約 3.9×10 −２

約 1.4×10０

約 1.5×10 ０

小計(①＋②＋③)

約 1.6×10０

約 1.9×10−１

約 1.8×10０

約 5.7×10 −２

約 1.4×10０

約 1.5×10 ０④原子炉建 物内の放射 性物質 からのガンマ線による被ばく

約 1.0×10０―

約 1.0×10０

約 1.6×10 −１―

約 1.6×10 −１⑤大気中へ 放出された 放射性 物質による被ばく

約 1.5×10−２

約 2.0×10−２

約 3.5×10 −２

約 3.8×10 −３

約 9.0×10 −２

約 9.4×10 −２

小計(④＋⑤)

約 1.0×10０

約 2.0×10−２

約 1.1×10０

約 1.7×10 −１

約 9.0×10 −２

約 2.6×10 −１

約 2.7×10０

約 2.1×10−１

約 2.9×10０

約 2.2×10−１

約 1.5×10 ０

約 1.7×10 ０

合計(①＋②＋③＋④＋⑤)

第 5-3 表中央制御室の居住性(設計基準事故)に係る被ばく経路イメージ①原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線による被ばく（直接及びスカイシャインガンマ線による外部被ばく）

中央制御室内での被ばく②大気中へ放出された放射性物質からのガンマ線による被ばく（クラウドシャインによる外部被ばく）③外気から中央制御室内へ取り込まれた放射性物質による被ばく（吸入摂取による内部被ばく、室内に浮遊している放射性物質による外部被ばく）

入退域での被ばく④原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線による被ばく（直接及びスカイシャインガンマ線による外部被ばく）

26 条−別添 2−9⑤大気中へ放出された放射性物質による被ばく（クラウドシャインによる外部被ばく、吸入摂取による内部被ばく）

第 5-4 表
大項目
原子炉格納容器に放中央制御室の居住性(設計基準事故：原子炉冷却材喪失)に係る被ばく評価の主要条件

中項目
炉心熱出力

主要条件
定格熱出力の約 105%
(熱出力 3,440MW)

出される核分裂生成

原子炉運転時間2000 日物量

格 納容器に放 出さ れる核分裂生

希ガス：100%

成物割合

よう素：50%原 子炉格納容 器へ の無機よう素

50%

26 条−別添 2−10

原子炉格納容器内で

の沈着割合

の低減効果

格 納容器スプ レイ 等による無機分 配 係 数 (気 相 濃 度 と 液 相 濃 度

よう素に対する除去効果の比)：100

環境への放出原子炉格納容器からの漏えい率

0.5%/day

非 常用ガス再 循環 系及び非常用

再循環：80%ガス処理系のよう素除去効果

外部放出：90%

気象資料
大気拡散

実効放出継続時間

2005 年 4 月〜2006 年 3 月
希ガス：24 時間
よう素：24 時間

累積出現頻度小さい方から 97%

着目方位

1 方位
起動時間遅れ：15min

中央制御室換気設備

閉 回路循 環運 転(27h),外気 取入運転(3h)の交互運転

中 央制御室非 常時 際循環処理装
置よう素除去効率
運転員の被ばく評価

中央制御室への空気流入率
交代要員体制への考慮
直 接 線 ,ス カ イ シ ャ イ ン 線 評 価
コード
評価期間

90%
1.0 回／h
5 直 2 交代をベースに滞在時間,
入退域回数を設定
QAD-CGGP2R,ANISN, G33-GP2R
30 日間

第 5-5 表
大項目

中央制御室の居住性(設計基準事故：主蒸気管破断)に係る被ばく評価の主要条件

中項目
炉心熱出力
原子炉運転時間

原子炉格納容器に放出される核分裂生成
物量

事 象発生前の 原子 炉冷却材中の放射性物質濃度
燃 料棒から追 加放 出される核分裂生成物の量26 条−別添 2−11

主 蒸気隔離弁 閉止 前の破断口からの放出
主蒸気隔離弁からの追 加される核 分裂 生成物のうち放出

主 蒸気隔離弁 閉止 後の破断口からの放出
主 蒸気隔離弁 から 建物内への漏えい
気象資料
実効放出継続時間

大気拡散

累積出現頻度着目方位
交代要員体制への考慮

運転員の被ばく評価

直 接 線 ,ス カ イ シ ャ イ ン 線 評 価
コード
評価期間

主要条件
定格熱出力の約 105%
(熱出力 3,440MW)
2000 日I-131 を 4.6×10 ３ Bq／g としその組成を拡散組成とする。蒸気相中のハロゲン濃度は,液相の濃度の1／50 とする
I-131 は 4.44×10 １ ４ Bq とし,その他の放射性物質
はその組成を平衡組成として求める
希ガスについてはよう素の 2 倍とする
原 子 炉 圧 力 の 低 下 割 合 に 比 例 す る と し ,追 加 放 出
さ れた 放 射性 物質 の約 1％ が破 断口 か ら放 出 される
主 蒸気 隔 離弁 閉止 後の 燃 料棒 からの 核 分裂 生 成物の 追加 放 出は ,主蒸 気 隔離弁 閉止 直後 に,こ れ らす
べ ての 核 分裂 生成 物が 瞬 時に 原子炉 冷 却材 中 へ放出される
120％／d2005 年 4 月〜2006 年 3 月
希ガス：1 時間
よう素：20 時間
小さい方から 97%
中央制御室内：9 方位
入退域時：9 方位5 直 2 交代をベースに滞在時間,入退域回数を設定
QAD-CGGP2R,ANISN, G33-GP2R
30 日間

添付資料

1

中央制御室の居住性（設計基準事故）に係る被ばく評価について

中央制御室の居住性（設計基準事故）に係る被ばく評価条件表

中央制御室の居住性（設計基準事故）に係る被ばく評価の評価条件について，
以下の第 1−1 表〜第 1−12 表に示す。

第 1−1 表大気中への放出量評価条件【原子炉冷却材喪失】

第 1−2 表大気中への放出量評価条件【主蒸気管破断】

第 1−3 表大気中への放出放射能量評価結果（30 日積算）

第 1−4 表大気拡散条件

第 1−5 表相対濃度及び相対線量【原子炉冷却材喪失】

第 1−6 表相対濃度及び相対線量【主蒸気管破断】

第 1−7 表直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線の評価条件【原子炉冷却材喪失】

第 1−8 表直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線の評価条件【主蒸気管破断】

第 1−9 表直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線の評価に用いる原子炉建屋内の積算線源強度（30 日積算）

第 1−10 表中央制御室換気設備条件

第 1−11 表

運転員交替考慮条件

第 1−12 表

線量換算係数及び呼吸率の条件

26 条−別添 2−添 1−1

第 1−1 表
項目

大気中への放出量評価条件【原子炉冷却材喪失】(1/3)

評価条件

選定理由

被ばく評価手法（内規）での記載

26 条−別添 2−添 1−2

評価事象

原子炉冷却材喪失（仮想事故相当）

被ばく評価手法（内規） 4.1 原子炉冷却材喪失及び主蒸気管破断を対象に示されたとおり設定とする。原子炉冷却材喪失及び主蒸気管破断は，一方の事故で包絡できる場合は，いずれかで代表してもよい。

炉心熱出力

定格出力の約 105％
（熱出力 3,440MW）

定格値に余裕（+5％）を 4.1.1(1) 原子炉は，定格出力に余裕を見た出力考慮した値を設定
で十分長時間運転していたとする。

原子炉運転時間2,000 日5 サイクル運転を考慮し 同上
た最大運転期間を設定

サイクル数（バ 5
ッチ数）運転サイクルを想定

原子炉格納容器 希ガス：100％に放出される核 よう素： 50％
分裂生成物量

被ばく評価手法（内規） 4.1.1(2)b) 事象発生後，原子炉格納容器内に放に示されたとおり設定出される放射性物質の量は，炉心内蓄積量に対して希ガス 100％，よう素 50％の割合とする。

よう素の形態無機（元素状）よう素：90％ 同上
有機よう素：10％

原子炉格納容器 50％が沈着等への無機（元素状）よう素の
沈着効果

同上

同上

4.1.1(2)c) 原子炉格納容器内に放出されたよう素のうち，有機よう素は 10％とし，残りの 90％
は無機よう素とする。
4.1.1(2)d) 原子炉格納容器内に放出されたよう素のうち，無機よう素は，50％が原子炉格納容器
内及び同容器内の機器等に沈着し，原子炉格納容器からの漏えいに寄与しないとする。有機よう素及び希ガスは，この効果を無視する。

第 1−1 表
項目

大気中への放出量評価条件【原子炉冷却材喪失】(2/3)

評価条件

選定理由

被ばく評価手法（内規）での記載

26 条−別添 2−添 1−3

サプレッション 分配係数：100
プール水に無機
よう素が溶解する割合

被ばく評価手法（内規） 4.1.1(2)e) サプレッションプール水に無機ように示されたとおり設定
素が溶解する割合は，分配係数で 100 とする。有機よう素及び希ガスは，この効果を無視する。

原子炉格納容器 0.5％／day
からの漏えい率

格納容器内の圧力に 対 4.1.1(2)f) 原子炉格納容器からの漏えいは，原応した漏えい率に余 裕 子炉格納容器の設計漏えい率及び原子炉格納容を見込んで設定
器内の圧力に対応した漏えい率に余裕を見込んだ値とする。

非常用ガス処理 事故後瞬時に起動
系等の起動時間

ＬＯＣＡ信号により 瞬 4.1.1(2)g) 原子炉建屋の非常用換気系等（フィ時起動を想定しており， ルタを含む）は，起動するまでの十分な時間的余
通常運転中も原子炉 建 裕を見込む。
屋原子炉棟は負圧を 維持しているため事故 後瞬時に起動すると設定

非常用ガス処理 非常用ガス再循環系：
系等の容量
4.8 回／day
非常用ガス処理系：
1 回／day

被ばく評価手法（内規） 4.1.1(2)g) 非常用換気系等の容量は，設計で定に示されたとおり設定
められた値とする。

第 1−1 表
項目

大気中への放出量評価条件【原子炉冷却材喪失】(3/3)

評価条件

選定理由

被ばく評価手法（内規）での記載

26 条−別添 2−添 1−4

非常用ガス再循 非常用ガス再循環系
環系等のフィル （再循環）：80％
タ除去効率
非常用ガス処理系（外部放出）：90％

被ばく評価手法（内規） 4.1.1(2)g) フィルタのよう素除去効率は設計値に示されたとおり設定に余裕を見込んだ値とする。

ECCS 再循環系か ECCS により格納容器外へらの漏えい率導かれたサプレッション・
チェンバのプール水の漏えいによる核分裂生成物の放出量の評価は省略する。

ECCS からの漏えいによる放出量は，格納容器内
気相部からの漏えい による放出量に比べて 十分に小さく，有意な寄与
はないため

放出経路

排気筒放出

被ばく評価手法（内規） 4.1.1(2)i) 原子炉格納容器から原子炉建屋内にに示されたとおり設定漏えいした放射性物質は，原子炉建屋内非常用ガス処理系で処理された後，排気筒を経由して環境に放出されるとする。

事故の評価期間

30 日間

同上

4.1.1(2)h) ECCS が再循環モードで運転され，原子炉格納容器内の水が原子炉格納容器外に導かれる場合には，原子炉格納容器外において設計漏
えい率に余裕を見込んだ漏えい率での再循環水の漏えいがあると仮定する。

解説 3.2 評価期間は，事故発生後 30 日間とする。

第 1−2 表
項

目

評価条件

大気中への放出量評価条件【主蒸気管破断】(1/4)
選定理由

被ばく評価手法（内規）での記載

評価事象

主蒸気管破断（仮想事故相当）

被ばく評価手法（内 4.1 原子炉冷却材喪失及び主蒸気管破断を対象とす
規）に示されたとお る。原子炉冷却材喪失及び主蒸気管破断は，一方のり設定
事故で包絡できる場合は，いずれかで代表してもよ
い。

炉心熱出力

定格出力の約 105％
（熱出力 3,440MW）

定格値に余裕（+5％） 4.1.2(1) 原子炉は，定格出力に余裕を見た出力で十を考慮した値を設定 分長時間運転していたとする。

26 条−別添 2−添 1−5

原 子 炉 運 転 時 2,000 日間

5 サイクル運転を考 同上慮した最大運転期間を設定

サイクル数（バ 5
ッチ数）運転サイクルを想定

同上

冷 却 材 中 に 含 冷却材中の濃度（I-131）： 被ばく評価手法（内 4.1.2(7)b) 事象発生前の原子炉冷却材中の放射性
ま れ る ハ ロ ゲ 4.6×10３Bq／g
規）に示されたとお 物質の濃度は，運転上許容されるＩ-131 の最大濃度
ン等の濃度
そ の 組 成 は 拡 散 組 成 と す り設定に相当する濃度とし，その組成は拡散組成とする。
る。蒸気相中のハロゲン濃蒸気相中のハロゲン濃度は，液相の濃度の 1／50 と度は，液相の濃度の 1／50
する。
とする。

第 1−2 表
項目

大気中への放出量評価条件【主蒸気管破断】(2/4)

評価条件

選定理由

被ばく評価手法（内規）での記載

燃 料 棒 か ら の 燃 料 棒 か ら の 追 加 放 出 量 被ばく評価手法（内 4.1.2(7)c）原子炉圧力の減少に伴う燃料棒からの追追加放出量（I-131）：4.44×10１４Bq
規）に示されたとお 加放出量を，I-131 は先行炉等での実測データに基づ
その他の放射性物質はその り設定
く値に安全余裕を見込んだ値とし，その他の放射性組成を平衡組成として求め物質はその組成を平衡組成として求める。希ガスはる。希ガスはよう素の 2 倍
よう素の 2 倍の放出量とする。
の放出量とする。
26 条−別添 2−添 1−6

主蒸気隔離弁
閉止前の燃料棒からの追加
放出割合

原子炉圧力の低下割合に比 同上例するとし，追加放出された放射性物質の約 1％が破断口から放出される。

4.1.2(7)d）主蒸気隔離弁閉止前の燃料棒からの放射性物質の追加放出割合は，主蒸気隔離弁閉止前の原
子炉圧力の低下割合に比例するとし，追加放出された放射性物質の約 1％が破断口から放出する。

主蒸気隔離弁
閉止後の燃料棒からの追加放出

主蒸気隔離弁閉止後の燃料 同上
棒からの核分裂生成物の追加放出は，主蒸気隔離弁閉止直後に，これらすべての核分裂生成物が瞬時に原子炉冷却材中へ放出される。

4.1.2(7)e）主蒸気隔離弁閉止後の燃料棒からの放射性物質の追加放出は，主蒸気隔離弁閉止直後に，これらすべての放射性物質が瞬時に原子炉冷却材中へ放出する。

第 1−2 表
項目

大気中への放出量評価条件【主蒸気管破断】(3/4)

評価条件

選定理由

被ばく評価手法（内規）での記載

26 条−別添 2−添 1−7

よ う 素 及 び 希 燃料棒から放出されたよう 同上
ガ ス の 気 相 部 素 有機よう素：10％
への移行割合無機よう素：90％
有機よう素は原子炉圧力容器内で分解により 1／10 程
度に減少するので，気相部
へは 1％の有機よう素が瞬時に移行する。残りのよう
素及びその他のハロゲン等が気相部にキャリーオーバ
ーする割合は，2％とする。
希ガスは，すべて瞬時に気相部に移行する。

4.1.2(7)f）燃料棒から放出されたよう素のうち，有機よう素は 10％とし，残りの 90％は無機よう素とする。有機よう素のうち 10％は瞬時に気相部に移行する。残りのよう素及びその他のハロゲンが気相部にキャリーオーバーされる割合は，2％とする。希ガス
は，すべて瞬時に気相部に移行する。

主蒸気隔離弁
閉止前及び閉止後の大気中への放出想定4.1.2(7)g）主蒸気隔離弁閉止前に放出された原子炉
冷却材は，完全蒸発し，同時に放出された放射性物
質を均一に含む蒸気雲になるとする。隔離弁閉止後に放出された放射性物質は，大気中に地上放散する。

主蒸気隔離弁閉止前：放出 同上された原子炉冷却材は，完全蒸発し，同時に放出された放射性物質を均一に含む
蒸気雲になるとする。
主蒸気隔離弁閉止後：放出された放射性物質は，大気中に地上放散する。

第 1−2 表
項目

大気中への放出量評価条件【主蒸気管破断】(4/4)

評価条件

選定理由

被ばく評価手法（内規）での記載

主 蒸 気 管 か ら 120％／day
被ばく評価手法（内 4.1.2(7)h）主蒸気隔離弁は，1 個が閉止しないとすの漏えい率（主蒸気隔離弁は，1 個が 規）に示されたとお る。閉止した隔離弁からは，蒸気が漏えいする。閉閉止しないものとして，設 り設定
止した主蒸気隔離弁の漏えい率は設計値に余裕を見計値に余裕を見込んだ値と込んだ値とし，この漏えい率は一定とする。
し，漏えい率は一定とする。）
26 条−別添 2−添 1−8

事故の評価期間

30 日間

同上

解説 3.2 評価期間は，事故発生後 30 日間とする。

第 1−3 表

大気中への放出放射能量評価結果（30 日積算）
評価項目

評価結果(Bq)

希ガス（ガンマ線エネルギ 0.5MeV 換算）
原子炉
冷却材喪失

よう素
（I-131 等価量（成人実効線量係数換
算））

希ガス及びハロゲン等（ガンマ線エネルギ
0.5MeV 換算）
主蒸気管
破断
よう素
（I-131 等価量（成人実
効線量係数換算））

約 2.8×10１６

約 2.4×10１４

隔離弁
閉止前

約 6.1×10１３

隔離弁
閉止後

約 1.2×10１４

隔離弁
閉止前

約 1.5×10１２

隔離弁
閉止後

約 2.5×10１２

26 条−別添 2−添 1−9

第 1−4 表
項

目

評価条件

大気拡散条件(1/6)

選定理由

被ばく評価手法（内規）での記載

26 条−別添 2−添 1−10

大 気 拡 散 評 ガウスプルームモデル
価モデル

被ばく評価手法（内規）に示さ 5.1.1(1)a)1) 放射性物質の空気中濃度は，れたとおり設定
放出源高さ，風向，風速，大気安定度に応じて，空間濃度分布が水平方向，鉛直方向
ともに正規分布になると仮定した次のガウ
スプル−ムモデルを適用して計算する。

気象資料【原子炉冷却材喪失】
建屋影響を受けない大気拡散評価を行うため排気筒風（標高約 148m（地上高約 140m））の気
象データを使用【主蒸気管破断】
建屋影響を受ける大気拡散評
価を行うため保守的に地上風（標高約 18m(地上高約 10m)）の気象データを使用。

東海第二発電所における 1
年間の気象資料（2005 年 4 月〜2006 年 3
月）

被ばく評価手法（内規）に示されたとおり発電所において観測された１年間の気象資料を使用（補足説明資料 1-2 参照）【原子炉冷却材喪失】
5.1.1(1)c)風向，風速，大気安定度等の観測項目を，現地において少なくとも 1 年間観測して得られた気象資料を拡散式に用いる。放出源の高さにおける気象データが得られている場合にはそれを活用してよい。
【主蒸気管破断】
5.1.1(1) c)風向，風速，大気安定度等の観測項目を，現地において少なくとも 1 年間観測して得られた気象資料を拡散式に用いる。
5.1.1(2) 建屋影響は，放出源高さから地上高さに渡る気象条件の影響を受けるため，
地上高さに相当する比較的低風速の気象データ（地上 10m 高さで測定）を採用するのは保守的かつ適切である。

第 1−4 表
項

目

評価条件

大気拡散条件(2/6)

26 条−別添 2−添 1−11

選定理由

被ばく評価手法（内規）での記載

実 効 放 出 継 【原子炉冷却材喪失】
続時間
希ガス ：24 時間
よう素 ：24 時間【主蒸気管破断】
希ガス等：1 時間
よう素 ：20 時間

被ばく評価手法（内規）に示されたとおり設定。
ただし，24 時間を超えた場合は保守的に 24 時間とする。

解説 5.13 (3) 実効放出継続時間(T)は，想定事故の種類によって放出率に変化がある
ので，放出モードを考慮して適切に定めなければならないが，事故期間中の放射性物
質の全放出量を 1 時間当たりの最大放出量で除した値を用いることも一つの方法である。

放 出 源 及 び 【原子炉冷却材喪失】
放出源高さ
排気筒：95m（有効高さ）【主蒸気管破断】
地上：0m【原子炉冷却材喪失】
排気筒放出を想定した風洞実験結果から保守的に最小の有効高さを設定。
【主蒸気管破断】
地上放出と想定して設定。

【原子炉冷却材喪失】
4.1.1(2)i) 原子炉格納容器から原子炉建
屋内に漏えいした放射性物質は，原子炉建
屋内非常用ガス処理系で処理された後，排気筒を経由して環境に放出されるとする。
【主蒸気管破断】
4.1.2(7)g) 主蒸気隔離弁閉止前に放出された原子炉冷却材は，完全蒸発し，同時に放出された放射性物質を均一に含む蒸気雲になるとする。隔離弁閉止後に放出された
放射性物質は大気中に地上放散する。

第 1−4 表
項

目

評価条件

大気拡散条件(3/6)

選定理由

被ばく評価手法（内規）での記載

26 条−別添 2−添 1−12

累 積 出 現 頻 小さい方から 97％度

被ばく評価手法（内規）に示さ 5.2.1(2) 評価点の相対濃度は，毎時刻の相れたとおり設定。
対濃度を年間について小さい方から累積した場合，その累積出現頻度が 97％に当たる
相対濃度とする。

建屋の影響【原子炉冷却材喪失】
排気筒放出を想定し，建屋の影響を受けない大気拡散評価を行うため考慮しない。
【主蒸気管破断】
地上放出を想定し，建屋の影響を受ける大気拡散評価を行う
ため，放出点から近距離の建屋（原子炉建屋）による巻き込みを考慮する。

【原子炉冷却材喪失】
考慮しない。
【主蒸気管破断】考慮する。

5.1.2(1) 中央制御室のように，事故時の放射性物質の放出点から比較的近距離の場所
では，建屋の風下側における風の巻き込みによる影響が顕著となると考えられる。そのため，放出点と巻き込みを生じる建屋及び評価点との位置関係によっては，建屋の影響を考慮して大気拡散の計算をする必要がある。

第 1−4 表
項

目

評価条件

巻 き 込 み を 【原子炉冷却材喪失】
生 じ る 代 表 考慮しない。
建屋【主蒸気管破断】
原子炉建屋

大気拡散条件(4/6)

26 条−別添 2−添 1−13

選定理由

被ばく評価手法（内規）での記載【原子炉冷却材喪失】
排気筒放出を想定し，建屋の影響を受けない大気拡散評価を行うため考慮しない。
【主蒸気管破断】
放出源から最も近く，巻き込みの影響が最も大きい建屋として，被ばく評価手法（内規）に示された選定例に基づき選定

5.1.2(3)a)3) 巻き込みを生じる代表的な建屋として，表 5.1 に示す建屋を選定する
ことは適切である。
表 5.1 放射性物質の巻き込みの対象とする
代表建屋の選定例

第 1−4 表
項

目

評価条件

放 射 性 物 質 【中央制御室内】
濃 度 の 評 価 中央制御室中心点【入退域時】
建屋入口

大気拡散条件(5/6)

26 条−別添 2−添 1−14

選定理由

被ばく評価手法（内規）での記載【中央制御室内】
被ばく評価手法（内規）に示されたとおり設定【入退域時】
被ばく評価手法（内規）に示された方法に基づき設定【中央制御室内】
5.1.2(3)b)1）中央制御室内には，中央制御室が属する建屋（以下，「当該建屋」）の表面から，事故時に外気取入を行う場合は主に給気口を介して，また事故時に外気の取入れを遮断する場合には流入によって，放射性物質が侵入するとする。
5.1.2(3)b)3）建屋の巻き込みの影響を受ける場合には，中央制御室の属する建屋表面
での濃度は風下距離の依存性は小さくほぼ一様と考えられるので，評価点は厳密に定める必要はない。屋上面を代表とする場合，
例えば中央制御室の中心点を評価点とするのは妥当である。
【入退域時】
7.5.1(5)a) 管理建屋の入口を代表評価とし，入退域ごとに評価点に，15 分間滞在するとする。

第 1−4 表
項

目

評価条件

大気拡散条件(6/6)

選定理由

被ばく評価手法（内規）での記載

26 条−別添 2−添 1−15着目方位【原子炉冷却材喪失】
中央制御室内：1 方位
入退域時：1 方位【主蒸気管破断】
中央制御室内：9 方位
入退域時：9 方位

被ばく評価手法（内規）に示さ 5.1.2(3) 中央制御室の被ばく評価の計算
れた評価方法に基づき設定
では，代表建屋の風下後流側での広範囲に及ぶ乱流混合域が顕著であることから，放射性物質濃度を計算する当該着目方位としては，放出源と評価点とを結ぶラインが含まれる１方位のみを対象とするのではな
く，図 5.4 に示すように，代表建屋の後流側の拡がりの影響が評価点に及ぶ可能性のある複数の方位を対象とする。

建屋投影
面積

3.0×10３m２

原子炉建屋の投影断面積

形状係数

1／2

被ばく評価手法（内規）に示さ 5.1.1(2) 形状係数の値は，特に根拠が示されたとおり設定れるもののほかは原則として 1／2 を用いる。

5.1.2(3) 風向に垂直な代表建屋の投影面積を求め，放射性物質の濃度を求めるために大気拡散式の入力とする。

第 1−5 表

相対濃度及び相対線量【原子炉冷却材喪失】

評価対象

評価点

相対濃度
χ／Ｑ（s／m３）

相対線量Ｄ／Ｑ（Gy／Bq）

室内作業時

中央制御室
中心

約 1.2×10−６

約 4.9×10−２０

入退域時

建屋入口

約 1.2×10−６

約 5.0×10−２０

第 1−6 表
評価対象

評価点

相対濃度及び相対線量【主蒸気管破断】
相対濃度
３χ／Ｑ（s／m ）相対線量Ｄ／Ｑ（Gy／Bq）

室内作業時

中央制御室 約 8.3×10−４（希ガス）中心
約 4.9×10−４（よう素）約 2.9×10−１８

入退域時

建屋入口

約 8.2×10−４（希ガス）
約 4.9×10−４（よう素）約 2.9×10−１８

26 条−別添 2−添 1−16

第 1−7 表項

直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線の評価条件【原子炉冷却材喪失】(1/2)

目

評価条件

原子炉格納容器 希ガス：100％に放出される核 よう素：50％
分裂生成物

26 条−別添 2−添 1−17

原子炉建屋内線 格納容器から原子炉
線 源強度分布
建屋原子炉棟内に漏源
えいした核分裂生成
条物が均一に分布件

事故の評価期間 30 日

選定理由

被ばく評価手法（内規）での記載

被ばく評価手法（内規）に示 6.1(1)g) 希ガス及びよう素の原子炉格納容されたとおり設定
器内に放出される放射性物質の量の炉心内蓄積量に対する割合は，希ガス 100％，よう素 50％とする。
同上

6.1(3)b) 事故時に炉心から原子炉格納容器内に放出された放射性物質は，原子炉格納容器からの漏えいによって原子炉建屋（二次格納施設）に放出される。この二次格納施設内の放射性物質をスカイシャインガンマ線及び直接ガンマ線の線源とする。
6.1(3)c) 二次格納施設内の放射性物質は自由空間容積に均一に分布するものとする。

同上

解説 3.2 評価期間は，事故発生後 30 日間とする。

第 1−7 表
項目

直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線の評価条件【原子炉冷却材喪失】(2/2)
評価条件

選定理由

原子炉建屋のモ 原子炉建屋の幾何形 建屋外壁を遮蔽体として考慮
デル状をモデル化

被ばく評価手法（内規）での記載
6.2(1) 原子炉施設の建屋内に放出された放射性物質に起因するスカイシャインガンマ
線による全身に対する線量は，施設の位置，建屋の配置，形状及び地形条件から計算する。

26 条−別添 2−添 1−18

計
算
モ
デ
ル
条 中央制御室のモ 中央制御室の幾何形 床，天井，壁を遮蔽体として 7.1.2(1)c) 線源から中央制御室に至るまで
件 デル化
状をモデル化考慮の遮へい効果を，構造物の配置，形状及び組成から計算する。建屋等の構造壁又は天井に対して，配置，形状及び組成を明らかにして，遮へい効果を見込んでもよい。

第 1−7 表
項目

許容差

26 条−別添 2−添 1−19

計算コンクリート密モ
度
デル
条
件
直接線・スカイ
シャイン線評価
コード

直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線の評価条件【原子炉冷却材喪失】(2/2)
評価条件

選定理由

評価で考慮するコン
クリート遮蔽は，公称値からマイナス側許容差（−5mm）を引いた値を適用

建 築 工 事 標 準 仕 様 書 JASS
5N・同解説（原子力発電所施設における鉄筋コンクリート
工事，日本建築学会)に基づき設定
建 築 工 事 標 準 仕 様 書 JASS
5N・同解説（原子力発電所施設における鉄筋コンクリート
工事，日本建築学会)を基に算出した値を設定

2.00g／cm３

被ばく評価手法（内規）での記載−−

直接線評価：
許認可等で使用実績があるコ 計算コードについて，記載なし。
ＱＡＤ-ＣＧＧＰ２Ｒ ードを使用している
スカイシャイン線評
価：
ＡＮＩＳＮ
Ｇ３３-ＧＰ２Ｒ

第 1−8 表
項目

直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線の評価条件【主蒸気管破断】(1/2)
評価条件

選定理由

被ばく評価手法（内規）での記載

26 条−別添 2−添 1−20

タービン建屋に 希ガス及びハロゲン 被ばく評価手法（内規）に示 6.1(2)d) 計算対象とする核種は希ガス及び放出される核分 等されたとおり設定
ハロゲン等とし，核分裂収率が小さく半減期
裂生成物の極めて短いもの及びエネルギの小さいものは，計算対象としない。
6.1(2)e) 計算対象とする核種及びタービン
建屋内への放出量の計算条件は，タービン建屋からの漏えいを無視する以外は，大気中への放出量の計算条件と同じとする。
タービン建屋内線
線源強度分布源条件

主蒸気隔離弁からタービン建屋内に放出した核分裂生成物の全量が均一に分布

事故の評価期間 30 日

同上

6.1(2)b) 事故時に主蒸気管破断口からター
ビン建屋内に放出された放射性物質は，全量がタービン建屋から漏えいすることなく，タービン建屋の自由空間容積に均一に分布す
るものとする。このタービン建屋内の放射性物質を直接ガンマ線及びスカイシャインガ
ンマ線の線源とする。

同上

解説 3.2 評価期間は，事故発生後 30 日間とする。

第 1−8 表
項目

直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線の評価条件【主蒸気管破断】(2/2)
評価条件

26 条−別添 2−添 1−21

計 中央制御室のモ 中央制御室の幾何形
算 デル化状をモデル化
モ
デル
条 許容差
評価で考慮するコン件
クリート遮蔽は，公称値からマイナス側許容差（−5mm）を引いた値を適用
３
コンクリート密 2.00g／cm

度

選定理由

被ばく評価手法（内規）での記載

床，天井，壁を遮蔽体として 7.1.2(1)c) 線源から中央制御室に至るまで
考慮の遮へい効果を，構造物の配置，形状及び組成から計算する。建屋等の構造壁又は天井に対して，配置，形状及び組成を明らかにして，遮へい効果を見込んでもよい。
建 築 工 事 標 準 仕 様 書 JASS
5N・同解説（原子力発電所施設における鉄筋コンクリート
工事，日本建築学会)に基づき設定
建 築 工 事 標 準 仕 様 書 JASS
5N・同解説（原子力発電所施設における鉄筋コンクリート
工事，日本建築学会)を基に算出した値を設定−−

直接線・スカイ 直接線評価：
許認可等で使用実績があるコ 計算コードについて，記載なし。
シャイン線評価 ＱＡＤ-ＣＧＧＰ２Ｒ ードを使用している
コードスカイシャイン線評
価：
ＡＮＩＳＮ
Ｇ３３-ＧＰ２Ｒ

第 1−9 表

代表エネルギ（MeV／dis）
0.01
0.02
0.03
0.045
0.06
0.07
0.075
0.10
0.15
0.20
0.30
0.40
0.45
0.51
0.512
0.60
0.70
0.80
1.0
1.33
1.34
1.5
1.66
2.0
2.5
3.0
3.5
4.0
4.5
5.0
5.5
6.0
6.5
7.0
7.5
8.0
10.0
12.0
14.0
20.0
30.0
50.0

直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線の評価に用いる
原子炉建屋内の積算線源強度（30 日積算）

エネルギ範囲（MeV／dis）
0.0 ＜ E ≦ 0.01
0.01 ＜ E ≦ 0.02
0.02 ＜ E ≦ 0.03
0.03 ＜ E ≦ 0.045
0.045 ＜ E ≦ 0.06
0.06 ＜ E ≦ 0.07
0.07 ＜ E ≦ 0.075
0.075 ＜ E ≦ 0.10
0.10 ＜ E ≦ 0.15
0.15 ＜ E ≦ 0.20
0.20 ＜ E ≦ 0.30
0.30 ＜ E ≦ 0.40
0.40 ＜ E ≦ 0.45
0.45 ＜ E ≦ 0.51
0.51 ＜ E ≦ 0.512
0.512 ＜ E ≦ 0.60
0.60 ＜ E ≦ 0.70
0.70 ＜ E ≦ 0.80
0.8 ＜ E ≦ 1.0
1.0 ＜ E ≦ 1.33
1.33 ＜ E ≦ 1.34
1.34 ＜ E ≦ 1.5
1.5 ＜ E ≦ 1.66
1.66 ＜ E ≦ 2.0
2.0 ＜ E ≦ 2.5
2.5 ＜ E ≦ 3.0
3.0 ＜ E ≦ 3.5
3.5 ＜ E ≦ 4.0
4.0 ＜ E ≦ 4.5
4.5 ＜ E ≦ 5.0
5.0 ＜ E ≦ 5.5
5.5 ＜ E ≦ 6.0
6.0 ＜ E ≦ 6.5
6.5 ＜ E ≦ 7.0
7.0 ＜ E ≦ 7.5
7.5 ＜ E ≦ 8.0
8.0 ＜ E ≦ 10.0
10.0 ＜ E ≦ 12.0
12.0 ＜ E ≦ 14.0
14.0 ＜ E ≦ 20.0
20.0 ＜ E ≦ 30.0
30.0 ＜ E ≦ 50.0

ガンマ線積算線源強度（Photons）
原子炉冷却材喪失
１７

約 1.2×10
約 2.3×10１５
約 7.2×10１７
約 1.0×10１５
000
約 6.2×10２１
約 4.6×10１７
約 4.8×10１９
約 4.9×10２０
約 1.5×10２０
約 7.7×10１８
約 7.8×10１８
約 7.0×10１７
約 6.2×10１９
約 1.8×10２０
約 1.1×10２０
約 4.5×10１９
約 2.2×10１９
約 4.8×10１６
約 1.5×10１９
約 5.5×10１８
約 4.5×10１８
約 2.6×10１９
約 1.1×10１８
約 2.9×10１５
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0

26 条−別添 2−添 1−22

主蒸気管破断約 9.0×10１４
約 8.0×10１３
約 3.6×10１５
約 7.7×10１６
000
約 5.6×10１８
約 6.3×10１６
約 1.3×10１８
約 1.1×10１８
約 2.0×10１８
約 4.6×10１６
約 1.2×10１６
約 5.4×10１５
約 3.1×10１７
約 2.4×10１７
約 2.5×10１７
約 9.5×10１６
約 9.3×10１６
約 4.8×10１４
約 1.8×10１６
約 3.0×10１６
約 2.8×10１６
約 1.2×10１７
約 8.9×10１５
約 3.7×10１４
約 8.2×10１３
約 3.1×10１２
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0
0

第 1−10 表
項

目

評価条件

中央制御室換気設備条件(1/2)
選定理由

被ばく評価手法（内規）での記載

26 条−別添 2−添 1−23

事故時における 外気間欠取込循環運 閉回路循環運転時に保守的
外気取り込み転（循環運転と外気 にインリークがないと想定
取入を交互に行う。） した場合の室内の二酸化炭
閉回路循環運転
素濃度を考慮し設定：27 時間外気取入循環運転：3 時間

7.3.2（1）建屋の表面空気中から，次の a）及び b）の経路で放射性物質が外気から取り込まれることを想定する。
a)中央制御室の非常用換気空調によって室内に取入れることb)中央制御室内に直接，流入すること

中央制御室換気 2.8×10３m３
設備処理空間容積

設計値

7.3.2（7）a）中央制御室内への取り込み空気放射能濃度に基づき，空調システムの設計に従って中央制御室内の放射能濃度を求める。

外部γ線による 2.8×10３m３
全身に対する線
量評価時の自由体積

同上

7.3.4（3）ガンマ線による被ばく計算では，中央制御室と異なる階層部分のエンベロープについて，階層間の天井等による遮へいがあるので，中央制御室の容積から除外してもよい。

中央制御室換気 通常時：0m３／h
同上
３
設備フィルタ流 事故時：5,100m ／h
量7.3.2（7）a）中央制御室内への取り込み空気放射能濃度に基づき，空調システムの設計に従って中央制御室内の放射能濃度を求める。

第 1−10 表
項

目

評価条件

中央制御室換気設備条件(2/2)
選定理由

被ばく評価手法（内規）での記載

26 条−別添 2−添 1−24

中央制御室非常 90％
用循環設備よう素フィルタによる除去効率

設計値（除去効率 97％）に 4.2.1(2) フィルタのよう素除去効率は設計値に余裕を考慮した値（設計上は 余裕を見込んだ値とする。
97％以上）

事故時運転モー 15 分
ドへの切替時間

手動での隔離に要する時間 7.3.2(6) 中央制御室の自動隔離を期待する場合と運転員が事故を検知し操 には，その起動信号を明確にするとともに隔離に作を開始するまでの値
要する時間を見込む。また，隔離のために手動操作が必要な場合には，隔離に要する時間に加えて運転員が事故を検知してから操作を開始するまで
10 分以上の時間的余裕を見込んで計算する。

空気流入率

空 気 流 入 率 測 定 試 験 結 果 7.3(1) なお，中央制御室の空気流入率について（0.47 回／h）を基に余裕を は，「原子力発電所の中央制御室の空気流入率測定
見込んだ値として設定（補足 試験手法」に従うこと。
説明資料 1-3 参照）

1 回／h第 1−11 表
項

目

評価条件

中央制御室滞在期間 196 時間

入退域回数

運転員交替考慮条件

選定理由

被ばく評価手法（内規）での記載

運転員の勤務体系として 5 直 2 7.1.1(1) 中央制御室内の滞在期間を，運転員の勤交替を考慮し，30 日間で滞在時 務状態に即して計算し，30 日間の積算線量を滞在間が最大となる運転直を想定し 期間の割合で配分する。
設定26 条−別添 2−添 1−25

32 回
運転員の勤務体系として 5 直 2（15 分／回） 交替を考慮し，30 日間で滞在時間が最大となる運転班を想定し設定

7.4.1(1) 入退域での所要時間を，運転員の勤務状態に即して計算し，30 日間の積算線量を所要時間の割合で配分する。
7.5.1(5)a) 管理建屋の入口を代表評価とし，入退域ごとに評価点に，15 分間滞在するとする。

第 1−12 表
項

目

評価条件

線量換算係数及び呼吸率の条件
選定理由

被ばく評価手法（内規）での記載

26 条−別添 2−添 1−26

線量換算係数

よう素の吸入摂取に対し ICRP Publication 71 に 線量換算係数について，記載なし。
て，成人実効線量換算係数 基づくを使用
I-131：2.0×10-8 Sv／Bq
I-132：3.1×10-10 Sv／Bq
I-133：4.0×10-9 Sv／Bq
I-134：1.5×10-10 Sv／Bq
I-135：9.2×10-10 Sv／Bq

呼吸率

1.2m３／h

成人活動時の呼吸率を設 7.3.3(4) 吸入摂取による運転員の内部被ば定（ICRP Publication 71 く線量は，次のとおり計算する。
T
に基づく）
H1
RH C 1 ( t )dt0

R：呼吸率（成人活動時）
H∞：よう素(I-131)吸入摂取時の成人の実効線量への換算係数(Sv／Bq)
Cl(t)：時刻 t における中央制御室内の放射能濃度(I-131 等価量) (Bq／m３)
T：計算期間(30 日間)

2

居住性評価に用いた気象資料の代表性について

1．はじめに
新規制基準適合性に係る設置変更許可申請に当たっては，東海第二発電所敷地内で 2005 年度に観測された風向，風速等を用いて線量評価を行っている。本
補足資料では，2005 年度の気象データを用いて線量評価することの妥当性について説明する。

2．設置変更許可申請において 2005 年度の気象データを用いた理由
新規制基準適合性に係る設置変更許可申請に当り，添付書類十に新たに追加された炉心損傷防止対策の有効性評価で，格納容器圧力逃がし装置を使用する
場合の敷地境界における実効線量の評価が必要となった。その際，添付書類六に記載している 1981 年度の気象データの代表性について，申請準備時点の最新
気象データを用いて確認したところ，代表性が確認できなかった。このため，
平常時線量評価用の風洞実験結果（原子炉熱出力向上の検討の一環で準備） ※が整備されている 2005 年度の気象データについて，申請時点での最新気象デー
タにて代表性を確認した上で，安全解析に用いる気象条件として適用することにした。これに伴い，添付書類九（通常運転時の線量評価），添付書類十（設計基準事故時の線量評価）の安全解析にも適用し，評価を見直すこととした(別紙1 参照)。
※：

線量評価には「発電用原子炉施設の安全解析に関する気象指針」（以下，気象指針という。）に基づき統計処理された気象データを用いる。また，
気象データのほかに放射性物質の放出量，排気筒高さ等のプラントデータ，
評価点までの距離，排気筒有効高さ（風洞実験結果）等のデータが必要となる。
26 条−別添 2−添 2−1

風洞実験は平常時，事故時の放出源高さで平地実験，模型実験を行い排気筒の有効高さを求めている。平常時の放出源高さの設定に当たっては，吹上げ高さを考慮しており，吹上げ高さの計算に 2005 年度の気象データ（風向別風速逆数の平均）を用いている。
これは，2011 年 3 月以前，東海第二発電所において，次のように 2005年度の気象データを用いて原子炉熱出力の向上について検討していたことによる。
原子炉熱出力向上に伴い添付書類九の通常運転時の線量評価条件が変更になること（主蒸気流量の 5％増による冷却材中のよう素濃度減少により，換気系からの気体状よう素放出量の減少等，別紙 2 参照），また，南南東方向（常陸那珂火力発電所方向），北東方向（海岸方向）の線量評価地点の追加も必要であったことから，中立の大気安定度の気流条件での風洞実
験を新たに規定した「（社）日本原子力学会標準

発電用原子炉施設の安全解析における放出源の有効高さを求めるための風洞実験実施基準：
2003」に基づき，使用済燃料乾式貯蔵建屋，固体廃棄物作業建屋等の当初の風洞実験（1982 年）以降に増設された建屋も反映し，2005 年度の気象データを用いて風洞実験(別紙 3 参照)を実施した。
東海第二発電所の添付書類九では，廃止措置中の東海発電所についても
通常運転状態を仮定した線量評価を行っている。この評価においては，
1981 年度と 2005 年度の気象データから吹上げ高さを加えて評価した放出源高さの差異が，人の居住を考慮した線量評価点のうち線量が最大となる評価点に向かう風向を含む主要風向において僅かであったため，従来の風洞実験(1982 年)の結果による有効高さを用いることにした(別紙 4 参照)。

26 条−別添 2−添 2−2

3．2005 年度の気象データを用いて線量評価することの妥当性
線量評価に用いる気象データについては，気象指針に従い統計処理された 1
年間の気象データを使用している。気象指針（参考参照）では，その年の気象がとくに異常であるか否かを最寄の気象官署の気象資料を用いて調査することが望ましいとしている。
以上のことから，2005 年度の気象データを用いることの妥当性を最新の気象
データと比較し，以下の(1)(2)について確認する。
(1)

想定事故時の線量計算に用いる相対濃度

(2)

異常年検定

4．想定事故時の線量計算に用いる相対濃度と異常年検定の評価結果（1）想定事故時の線量計算に用いる相対濃度の最新の気象との比較
想定事故時の線量計算に用いる相対濃度について，線量評価に用いる気象（2005 年度）と最新の気象（2015 年度）との比較を行った。その結果，2005
年度気象での相対濃度※は 2.01×10 −６ s／m ３ ，2015 年度気象では 2.04×10−６ s／m３ である。2005 年度に対し 2015 年度の相対濃度は約 1％の増加（気象指針に記載の相対濃度の年変動の範囲 30％以内）であり，2005 年度の気象データに特異性はない。
※：排気筒放出における各方位の 1 時間毎の気象データを用いた年間の相対濃度を小さい方から累積し，その累積頻度が 97％に当たる相対濃度を算出し，各方位の最大値を比較（2）異常年検定
a．検定に用いた観測記録検定に用いた観測記録は第 2-1 表のとおりである。
26 条−別添 2−添 2−3

なお，参考として，最寄の気象官署（水戸地方気象台，小名浜特別地域気象観測所）の観測記録についても使用した。
第 2-1 表検定に用いた観測記録

統計年 ※1検定年① 2001 年 4 月〜2013 年 3 月（申請時最新 10 年の気象データ）
2005 年度：
2005 年 4
月〜2006② 2004 年 4 月〜2016 年 3 月
年3月（最新 10 年の気象データ）

観測地点 ※2
・敷地内観測地点（地上高10m,81m,140m）
・敷地内観測地点（地上高10m,81m,140m）＜参考＞・水戸地方気象台
・小名浜特別地域気象観測所※1：2006 年度は気象データの欠測率が高いため統計年から除外※2：敷地内観測地点地上 81m は東海発電所の排気筒付近のデータであるが，気象の特異性を確認するため評価
b．検定方法
不良標本の棄却検定に関するＦ分布検定の手順により異常年検定を行った（別紙 5 参照）。
c．検定結果（①〜⑯棄却検定表参照）

検定結果は第 2-2 表のとおりであり，最新の気象データ（2004 年 4 月〜
2016 年 3 月）を用いた場合でも，有意水準（危険率）5％での棄却数は少なく，有意な増加はない。また，最寄の気象官署の気象データにおいても，有意水準（危険率）5％での棄却数は少なく，2005 年度の気象データは異常年とは判断されない。

26 条−別添 2−添 2−4

第 2-2 表

検定結果
棄却数

敷地内観測地点

参

統計年 ※1

検定年

考

地上高
10m

地上高
81m※2

地上高
140m

水戸地方
気象台

小名浜特
別地域気
象観測所

①

1個

0個

3個

−

−

②

3個

1個

4個

1個

3個

2005 年度※1：①：2001 年 4 月〜2013 年 3 月（申請時最新 10 年の気象データ）②：2004 年 4 月〜2016 年 3 月（最新 10 年の気象データ）
2006 年度は気象データの欠測率が高いため統計年から除外※2：敷地内観測地点地上 81m は東海発電所の排気筒付近のデータであるが，気象の特異性を確認するため評価

5．異常年検定による棄却項目の線量評価に与える影響
異常年検定については，風向別出現頻度 17 項目，風速階級別出現頻度 10
項目についてそれぞれ検定を行っている。
線量評価に用いる気象（2005 年度）を最新の気象データ（2004 年 4 月〜2016
年 3 月）にて検定した結果，最大の棄却数は地上高 140m の観測地点で 27 項
目中 4 個であった。棄却された項目について着目すると，棄却された項目は全て風向別出現頻度であり，その方位はＥＮＥ，Ｅ，ＥＳＥ，ＳＳＷである。
26 条−別添 2−添 2−5

ここで，最新の気象データを用いた場合の線量評価への影響を確認するた
め，棄却された各風向の相対濃度について，2005 年度と 2015 年度を第 2-3
表のとおり比較した。
ＥＮＥ，Ｅ，ＥＳＥについては 2005 年度に対し 2015 年度は 0.5〜0.9 倍程度の相対濃度となり，2005 年度での評価は保守的な評価となっており，線量評価結果への影響を与えない。なお，ＳＳＷについては 2005 年度に対し 2015
年度は約 1.1 倍の相対濃度とほぼ同等であり，また，ＳＳＷは頻度が比較的低く相対濃度の最大方位とはならないため線量評価への影響はない。

第 2-3 表棄却された各風向の相対濃度の比較結果

相対濃度 ※ （s／m３ ）相対濃度 ※ （s／m ３ ）比（Ｂ／Ａ）

風向（2005 年度）：Ａ（2015 年度）：Ｂ

ＥＮＥ

1.456×10−６

1.258×10 −６

0.864

Ｅ

1.982×10 −６

1.010×10 −６

0.510

ＥＳＥ

1.810×10−６

1.062×10 −６

0.587

ＳＳＷ

1.265×10−６

1.421×10 −６

1.123※：燃料集合体落下事故を想定した排気筒放出における，各方位の 1 時間
毎の気象データを用いた年間の相対濃度を小さい方から累積し，その累積頻度が 97％に当たる相対濃度を算出

6．結

論

2005 年度の気象データを用いることの妥当性を最新の気象データとの比較により評価した結果は以下のとおり。
（1）想定事故時の線量計算に用いる相対濃度について，線量評価に用いる気象（2005 年度）と最新の気象（2015 年度）での計算結果について比較を行っ
26 条−別添 2−添 2−6

た結果，気象指針に記載されている相対濃度の年変動（30％以内）の範囲に収まり，2005 年度の気象データに特異性はない。
（2）2005 年度の気象データについて申請時の最新気象データ（2001 年 4 月〜
2013 年 3 月）及び最新気象データ（2004 年 4 月〜2016 年 3 月）で異常年検定を行った結果，棄却数は少なく，有意な増加はない。また，気象指針にて調査することが推奨されている最寄の気象官署の気象データにおいても，
2005 年度の気象データは棄却数は少なく，異常年とは判断されない。
（3）異常年検定にて棄却された風向の相対濃度については，最新気象データと比べて保守的，あるいは，ほぼ同等となっており，線量評価結果への影響を与えない。
以上より，2005 年度の気象データを線量評価に用いることは妥当である。

26 条−別添 2−添 2−7

26 条−別添 2−添 2−8

26 条−別添 2−添 2−9

26 条−別添 2−添 2−10

26 条−別添 2−添 2−11

26 条−別添 2−添 2−12

26 条−別添 2−添 2−13

26 条−別添 2−添 2−14

26 条−別添 2−添 2−15

（参考）「発電用原子炉施設の安全解析に関する気象指針」の解説 X.での記載

1．気象現象の年変動
気象現象は，ほぼ1年周期でくり返されているが，年による変動も存在する。このため，想定事故時の線量計算に用いる相対濃度についてその年変動を比較的長期にわたって調査してみると，相対濃度の平均値に対する各年の相対濃度の偏差の比は，30％以内であった。
このことから，1年間の気象資料にもとづく解析結果は，気象現象の年変動に伴って変動するものの，その程度はさほど大きくないので，まず，1年間の気象資料を用いて解析することとした。
その場合には，その年がとくに異常な年であるか否かを最寄の気象官
署の気象資料を用いて調査することが望ましい。また，2 年以上の気象資料が存在する場合には，これを有効に利用することが望ましい。

26 条−別添 2−添 2−16

別紙 1
安全解析用気象データ及び風洞実験結果変更経緯について
新規制基準適合性審査変更申請

添付書類十ＬＯＣＡ時注水機能喪失での格納容器圧力逃がし装
置／耐圧強化ベント系からの放出の実効線量評価が必要になった。

添付書類六
従来の安全解析用の気象データ(1981 年度)の代表性が示せないことが分かった。

原子力学会風洞実験
実施基準:2003 制定

新風洞実験結果
過去に原子炉熱出力向上の検討のために，2005 年度の気象データ(代表性確認済)を用いた平常時の風洞実験を実施していた。事故時の風洞実験も実施しており，最新データ
を申請に反映するため，これを利用することとした。

平常時，事故時の風洞実験結果があり，代表性が確認されている 2005 年度のデータを安全解析用の気象データとすることにした。

添付書類六・2005 年度の気象データ
に変更

本文九号
添付書類九
・2005 年度の気象デー
タ，新風洞実験結果を用いた評価に変更

26 条−別添 2−添 2−17

本文十号
添付書類十
(重大事故の評価も含む)
・2005 年度の気象データ，
新風洞実験結果による相対濃度，相対線量を用いた評価に変更

別紙 2
平常時の気体状よう素放出量について

平常時の気体状よう素放出量の主要な放出経路である換気系からの放射性よう素放出量は，「発電用軽水型原子炉施設周辺の線量目標値に対する評価指針」に基づき，換気系の漏えい係数に冷却材中の放射性よう素濃度を乗じて求めている。
一方，冷却材中の放射性よう素濃度は，次式により求めている。例えば，ここで主蒸気流量ＦＳが増加した場合γが増加するため，放射性よう素濃度は減少する。

Ｉi:核種 i の炉心燃料からの漏えい率（Bq／s)
ｆ :全希ガス漏えい率（1.11×10 １０ ）Ｙi:核種 i の核分裂収率（％）
λi:核種 i の崩壊定数（s−１ ）Ａi:核種 i の冷却材中濃度（Bq／g)
Ｍ :冷却材保有量（g）
β :原子炉冷却材浄化系のよう素除去率（s−１ ）ＤＦ:原子炉冷却材浄化系の除染係数
ＦＣ:原子炉冷却材浄化系流量（g／s)γ :よう素の主蒸気への移行率（s−１ ）26 条−別添 2−添 2−18

ＣＦ:よう素の主蒸気中への移行割合
ＦＳ:主蒸気流量（g／s)
前述の換気系の漏えい係数は変わらないため，放射性よう素濃度の減少に伴
い気体状よう素放出量は減少する。

26 条−別添 2−添 2−19

別紙 3
東海第二発電所風洞実験結果の概要について

風洞実験結果は，参考文献「東海第二発電所大気拡散風洞実験報告書」（平成 25 年 12 月，三菱重工業株式会社）で公開している。風洞実験結果の概要を以下に示す。
なお，風洞実験は「（社）日本原子力学会標準

発電用原子炉施設の安全解

析における放出源の有効高さを求めるための風洞実験実施基準」（ 2003 年 6 月，
社団法人 日本原子力学会）に基づき実施している。
その後，風洞実験実施基準:2003 は改訂され風洞実験実施基準:2009 が発刊されているが，実験の要求事項は変更されておらず，複雑地形の発電所で風洞実験で求めた有効高さを用いて大気拡散評価を行う際の留意点，野外拡散実験結果と野外拡散条件を模擬した風洞実験結果を用いて平地用の基本拡散式（ガウスプルーム拡散式）で評価した結果の比較等の参考事項が追加されたもので，2005 年に実施した風洞実験結果は風洞実験実施基準:2009 も満足している。
1. 実験手順（１）大気安定度で中立（Ｃ〜Ｄ） （注） に相当する条件になるように風洞実験装置(図 1 参照)内の気流（風速分布，乱流強度分布）を調整する（図 2
参照）。
（２）排気筒有効高さを決定するスケールを作成するため，風洞実験装置内に縮尺模型を入れないで高度を変えて模型排気筒からトレーサガス（ＣＨ ４ ）を放出し，地表濃度を測定する平地実験を実施する（図 3 参照）。
（３）風洞実験装置内に縮尺模型（1／2,000，風下 10Km）を入れ，所定の高度
26 条−別添 2−添 2−20

の模型排気筒からトレーサガスを放出し，地表濃度を測定する模型実験を行い平地実験結果と照合し，排気筒源有効高さを求める（図 4 参照）。
これにより，建屋，地形の大気拡散に及ぼす影響を把握する。

（注）風洞実験の気流条件を大気安定度で中立相当にする効果について
風洞実験装置内の気流は，風洞測定部入口付近に設置した表面粗度模型で調整している。初期の風洞実験では，アングル鋼等を用いて気流の乱れを与えており，中立よ
りも安定側の気流状態になっていたが，風洞実験の知見が蓄積されるに従い専用の表
面粗度模型（スパイア）が製作，採用されるようになり，風洞実験実施基準を制定した時期には中立相当の気流状態に調整できるようになった。
このため，放出源高さが同じ事故時の排気筒有効高さを比較すると，1987 年の風洞実験の 80〜110m に対し，今回は 95〜115m と高く評価されている。今回の風洞実験では中立の大気安定度（〜Ｄ）を再現したしたため，建屋模型がない平地の気流の乱れが大きくなり，建屋模型の追加により生じる気流の乱れの影響が相対的に小さく，
見掛け上の放出源高さの減少が小さくなったためと推定される。前回は，Ｄ〜Ｅの大気安定度に相当する気流の乱れであり，建屋模型の追加で生じる気流の乱れが大きく作用して，見掛け上の放出源高さの減少が大きくなったと考えられる。
一方，平常時の排気筒有効高さを比較すると，1987 年の風洞実験の 120〜180m に対し，今回は 150〜220m と高く評価されている。これは，上記の気流の調整方法の違い
よる影響に加え，気象データの変更及び吹出し速度の増加（14m／s から 16m／s に増加）
により模型実験時の放出源高さが大きくなった影響によると推定される。
図 5 及び図 6 に 1987 年の平地実験の結果，模型実験結果の一例を示す。

26 条−別添 2−添 2−21