東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：添付書類八 ８.放射線管理施設（８.３ 遮蔽設備）】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

第 8.3－3 表

(4)

正

案

400 mm 以上

厚さ

395 mm 以上

材

料

鉄筋コンクリート

材

料

普通コンクリート

第 8.3－4 表

遮蔽設備（重大事故等時）の設備仕様

遮蔽設備（重大事故等時）の設備仕様兼用する設備は以下のとおり。

兼用する設備は以下のとおり。

・中央制御室（通常運転時等）

・中央制御室（通常運転時等）

・中央制御室（重大事故等時）

・中央制御室（重大事故等時）

厚さ400 mm 以上

厚さ

395 mm 以上

材

料

鉄筋コンクリート

材

料

普通コンクリート(2)

中央制御室待避室遮蔽兼用する設備は以下のとおり。

・中央制御室（重大事故等時）

・中央制御室（重大事故等時）

厚さ400 mm 以上

厚さ

395 mm 以上

材

料

鉄筋コンクリート

材

料

普通コンクリート

格納容器圧力逃がし装置第二弁操作室遮蔽(3)兼用する設備は以下のとおり。

・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

・水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備

・水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備

料

厚

さ

1,195mm 以上（フィルタ装置上流配管 抽出リストＡ－１９が敷設される側の遮蔽）が敷設される側の遮蔽）400mm 以上（上記以外の遮蔽）395mm 以上（上記以外の遮蔽）

鉄筋コンクリート

抽出リストＡ－１９

格納容器圧力逃がし装置第二弁操作室遮蔽兼用する設備は以下のとおり。

1,200mm 以上（フィルタ装置上流配管

抽出リストＡ－１９

中央制御室待避室遮蔽兼用する設備は以下のとおり。

材

抽出リストＡ－１９(1) 中央制御室遮蔽(1) 中央制御室遮蔽さ

考

中央制御室遮蔽さ厚

備

遮蔽設備の主要設備仕様

厚第 8.3－4 表(3)

第 8.3－3 表

遮蔽設備の主要設備仕様(4) 中央制御室遮蔽

(2)

修

材

料

普通コンクリート⑥-1

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：添付書類八 ８.放射線管理施設（８.３ 遮蔽設備）】
東海第二発電所(4)

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修(4)

緊急時対策所遮蔽

正

案

備

考

緊急時対策所遮蔽兼用する設備は以下のとおり。

兼用する設備は以下のとおり。

・緊急時対策所（重大事故等時）・緊急時対策所（重大事故等時）

抽出リストＡ－１９

厚さ

100 cm 以上

厚さ

99 cm 以上

材料

鉄筋コンクリート

材

料

普通コンクリート⑥-2

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：添付書類八 9.1.1.4.1 一次格納施設 原子炉格納容器（通常運転時）】
東海第二発電所
9.1.1.4.1

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

正

案

考

9.1.1.4.1.1 原子炉格納容器

原子炉格納容器

原子炉格納容器は，原子炉圧力容器及び再循環回路を取り囲む鋼製円錐フ

原子炉格納容器は，原子炉圧力容器及び再循環回路を取り囲む鋼製円錐フラスタム形のドライウェル，鋼製円筒形のサプレッション・チェンバ及び鋼

ラスタム形のドライウェル，鋼製円筒形のサプレッション・チェンバ及び鋼

板ライナ付き鉄筋コンクリート基礎盤からなる。

板ライナ付き鉄筋コンクリート基礎盤からなる。

内部には，ドライウェルとサプレッション・チェンバを仕切る鉄筋コンク
リート造ダイヤフラム・フロアとこれを貫通する鋼製ベント管が設けられて内部には，ドライウェルとサプレッション・チェンバを仕切る鉄筋コンク
リート造ダイヤフラム・フロアとこれを貫通する鋼製ベント管が設けられている。さらに，原子炉格納容器には真空破壊装置，格納容器貫通部及び隔離いる。さらに，原子炉格納容器には真空破壊装置，格納容器貫通部及び隔離弁が設けられる。

弁が設けられる。

この原子炉格納容器は，冷却材喪失事故の中でも，最も苛酷な再循環回路

この原子炉格納容器は，冷却材喪失事故の中でも，最も苛酷な再循環回路

1 本の完全破断が発生し，破断両端口から冷却材が，最大流量で放出される

1 本の完全破断が発生し，破断両端口から冷却材が，最大流量で放出されることを仮定して設計する。この場合，ドライウェル内に放出された蒸気と水ことを仮定して設計する。この場合，ドライウェル内に放出された蒸気と水の混合物は，ベント管を通ってサプレッション・チェンバ内のプール水中にの混合物は，ベント管を通ってサプレッション・チェンバ内のプール水中に導かれる。ここで蒸気がプール水で冷却され，凝縮することによって，ドラ導かれる。ここで蒸気がプール水で冷却され，凝縮することによって，ドラ

イウェル内圧の上昇が抑制され，一方放出された放射性物質は原子炉格納容

イウェル内圧の上昇が抑制され，一方放出された放射性物質は原子炉格納容器内に保留される。

器内に保留される。

圧力抑制効果の試験は，ゼネラル・エレクトリック社とパシフィック・ガ

圧力抑制効果の試験は，ゼネラル・エレクトリック社とパシフィック・ガ

ス・アンド・エレクトリック社とによって行なわれており，この原子炉格納

ス・アンド・エレクトリック社とによって行なわれており，この原子炉格納容器もその試験結果に基づき，十分な余裕をもって設計する。

容器もその試験結果に基づき，十分な余裕をもって設計する。

再循環回路破断事故後の原子炉格納容器の最高圧力は，ドライウェルで約２

備9.1.1.4.1 一次格納施設

一次格納施設9.1.1.4.1.1

修

２

再循環回路破断事故後の原子炉格納容器の最高圧力は，ドライウェルで約2.6kg／cm g，サプレッション・チェンバで約 2.Okg／cm g である。一方ドラ

2.6kg／cm２g，サプレッション・チェンバで約 2.Okg／cm２g である。一方ドラ

イウェルおよびサプレッション・チェンバの設計圧力は 2.85kg／cm２g であイウェルおよびサプレッション・チェンバの設計圧力は 2.85kg／cm２g である。

る。

ベント管の設計圧力及び温度は，ドライウェルと同じである。

ベント管の設計圧力及び温度は，ドライウェルと同じである。

ドライウェル内の主要機器及び配管の配置は，ドライウェルに対する飛散

ドライウェル内の主要機器及び配管の配置は，ドライウェルに対する飛散物を考慮して設計しており，飛散物に対しては，ドライウェル壁は十分な耐物を考慮して設計しており，飛散物に対しては，ドライウェル壁は十分な耐力をもっている。

力をもっている。

ドライウェル容器のベント管入口部には，配管破断口から水－蒸気ジェッ

ドライウェル容器のベント管入口部には，配管破断口から水－蒸気ジェッ

トが直接ベント管に当らぬように，障壁を設けてある。これは飛散物に対すトが直接ベント管に当らぬように，障壁を設けてある。これは飛散物に対する保護にもなっている。ドライウェル壁は，破断口からのジェットに耐えるように設計してある。

る保護にもなっている。ドライウェル壁は，破断口からのジェットに耐えるように設計してある。

原子炉格納容器が設計条件を満足することを確認するために，次のような原子炉格納容器が設計条件を満足することを確認するために，次のような試験を行なう。原子炉格納容器の据付完了後，設計圧力の 1.25 倍の圧力で耐試験を行なう。原子炉格納容器の据付完了後，設計圧力の 1.25 倍の圧力で耐圧試験を行ない，続いて漏えい率試験を行なう。次に内部の構築物，装置及圧試験を行ない，続いて漏えい率試験を行なう。次に内部の構築物，装置及び遮蔽構築物が完成した後に，再循環回路破断事故時に生じる短時間の過渡び遮蔽構築物が完成した後に，再循環回路破断事故時に生じる短時間の過渡⑥-3

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：添付書類八 9.1.1.4.1 一次格納施設 原子炉格納容器（通常運転時）】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

的ピーク圧力は別として，その後相当時間続くと思われる圧力で漏えい率試

的ピーク圧力は別として，その後相当時間続くと思われる圧力で漏えい率試

験を行なう。漏えい率試験は発電所運転開始後も，定期的に行なう計画であ験を行なう。漏えい率試験は発電所運転開始後も，定期的に行なう計画である。また，発電所運転中，原子炉格納容器漏えい率の急増あるいは長時間にる。また，発電所運転中，原子炉格納容器漏えい率の急増あるいは長時間にわたる変化を検出するため，漏えい監視が出来る。

わたる変化を検出するため，漏えい監視が出来る。
のである。
(1) 原子炉格納容器本体
本設備は，ドライウェル及び水を貯蔵したサプレッション・チェンバで本設備は，ドライウェル及び水を貯蔵したサプレッション・チェンバで

構成する。

構成する。
ドライウェル及びサプレッション・チェンバは，漏えい防止のための鋼

ドライウェル及びサプレッション・チェンバは，漏えい防止のための鋼板ライナ付き鉄筋コンクリート基礎盤からなる Mark-Ⅱ型鋼製原子炉格納板ライナ付き鉄筋コンクリート基礎盤からなる Mark-Ⅱ型鋼製原子炉格納容器である。

容器である。
ドライウェル上部の上鏡，格納容器貫通部等については鋼製である。

ドライウェル上部の上鏡，格納容器貫通部等については鋼製である。
(2)

ダイヤフラム・フロア及びベント管
ダイヤフラム・フロアは，原子炉格納容器をドライウェルとサプレッション・チェンバに仕切るために設ける。

(2)

ダイヤフラム・フロア及びベント管
ダイヤフラム・フロアは，原子炉格納容器をドライウェルとサプレッション・チェンバに仕切るために設ける。

ベント管は，事故時ドライウェルに放出される蒸気をドライウェルからベント管は，事故時ドライウェルに放出される蒸気をドライウェルから

サプレッション・チェンバのプール水中に導き，ここで蒸気を完全に凝縮

サプレッション・チェンバのプール水中に導き，ここで蒸気を完全に凝縮させるために設ける。

させるために設ける。

(3)

真空破壊装置冷却材喪失事故後，ドライウェル内蒸気の凝縮が進み，ドライウェル圧

考

なお，原子炉格納容器の設計，製作及び据付は，国内の法規を満足するも

なお，原子炉格納容器の設計，製作及び据付は，国内の法規を満足するものである。
(1) 原子炉格納容器本体

備(3) 真空破壊装置
冷却材喪失事故後，ドライウェル圧力がサプレッション・チェンバ圧力 抽出リストＣ－７０

力がサプレッション・チェンバ圧力より下ると，真空破壊装置が自動的により低下した場合に圧力差により自動的に働き,サプレッション・チェンバ

働き，サプレッション・プール水のドライウェルへの逆流，あるいはドラのプール水逆流並びにドライウェルとサプレッション・チェンバの差圧にイウェルの破損を防止する。

よるダイヤフラム・フロア及び原子炉圧力容器基礎の破損を防止できる設
計とする。

⑥-4

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：添付書類八 9.1.2.1 原子炉格納容器（重大事故等時）】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

9.1.2 重大事故等時

9.1.2

9.1.2.1

9.1.2.1

原子炉格納容器

9.1.2.1.1

概要

正

案

原子炉格納容器

9.1.2.1.1 概要
原子炉格納容器は，想定される重大事故等時において，設計基準対象施設

としての最高使用圧力及び最高使用温度を超える可能性があるが，設計基準としての最高使用圧力及び最高使用温度を超える可能性があるが，設計基準

対象施設としての最高使用圧力の 2 倍の圧力及び 200℃の温度以下で閉じ込め機能を損なわない設計とする。また，原子炉格納容器内に設置される真空対象施設としての最高使用圧力の 2 倍の圧力及び 200℃の温度以下で閉じ込め機能を損なわない設計とする。また，原子炉格納容器内に設置される真空破壊装置は，想定される重大事故等時において，ドライウェル圧力がサプレ

破壊装置は，想定される重大事故等時において，ドライウェル圧力がサプレ

ッション・チェンバ圧力より低下した場合に圧力差により自動的に働き，サッション・チェンバ圧力より低下した場合に圧力差により自動的に働き，サプレッション・チェンバのプール水逆流並びにドライウェルとサプレッショ

プレッション・チェンバのプール水逆流並びにドライウェルとサプレッショ

ン・チェンバの差圧によるダイヤフラム・フロア及び原子炉圧力容器基礎のン・チェンバの差圧によるダイヤフラム・フロア及び原子炉圧力容器基礎の破損を防止できる設計とする。

破損を防止できる設計とする。

原子炉建屋

9.1.2.3.1

概要

考

重大事故等時原子炉格納容器は，想定される重大事故等時において，設計基準対象施設

9.1.2.3

備

9.1.2.3

原子炉建屋

9.1.2.3.1 概要

原子炉建屋原子炉棟は，重大事故等時においても，非常用ガス処理系によ原子炉建屋原子炉棟は，重大事故等時においても，非常用ガス処理系により，内部の負圧を確保することができる設計とする。原子炉建屋原子炉棟のり，内部の負圧を確保することができる設計とする。原子炉建屋原子炉棟の気密バウンダリの一部として原子炉建屋原子炉棟に設置する原子炉建屋外側

気密バウンダリの一部として原子炉建屋原子炉棟に設置する原子炉建屋外側

ブローアウトパネルは，閉状態の維持又は開放時に再閉止が可能な設計とす

ブローアウトパネルは，閉状態の維持又は開放時に再閉止が可能な設計とする。また，原子炉建屋外側ブローアウトパネルは，高圧の原子炉冷却材が原る。

抽出リストＡ－５

子炉建屋原子炉棟に漏えいして蒸気となり，原子炉建屋原子炉棟の圧力が上昇した場合において，外気との差圧により自動的に開放し，原子炉建屋原子炉棟内の圧力及び温度を低下させることができる設計とする。

⑥-5

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：添付書類八 9.6 原子炉格納容器内の冷却のための設備】
東海第二発電所
9.6.2

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

設計方針

修

正

案

原子炉格納容器内の冷却等のための設備のうち，設計基準事故対処設備が有する原子炉格納容器内の冷却機能が喪失した場合において炉心の著しい損有する原子炉格納容器内の冷却機能が喪失した場合において炉心の著しい損傷を防止するために原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるため，ま傷を防止するために原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるため，また，炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の破損を防止

た，炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の破損を防止するために原子炉格納容器内の圧力及び温度並びに放射性物質の濃度を低下させるための設備として，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）及び代替格するために原子炉格納容器内の圧力及び温度並びに放射性物質の濃度を低下させるための設備として，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）及び代替格

納容器スプレイ冷却系（可搬型）を設ける。

納容器スプレイ冷却系（可搬型）を設ける。

(1)

(1)

炉心の著しい損傷を防止するための原子炉格納容器内冷却に用いる設備

ａ．フロントライン系故障時に用いる設備

ａ．フロントライン系故障時に用いる設備

(a)

(a)

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器の冷却

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器の冷却残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）が機能喪失した場合の重残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）が機能喪失した場合の重大事故等対処設備として，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）を使

大事故等対処設備として，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）を使

用する。

用する。

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，常設低圧代替注水系ポン

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，常設低圧代替注水系ポン

プ，配管・弁類，計測制御装置等で構成し，常設低圧代替注水系ポン

プ，配管・弁類，計測制御装置等で構成し，常設低圧代替注水系ポン

プにより，代替淡水貯槽の水を残留熱除去系等を経由して原子炉格納プにより，代替淡水貯槽の水を残留熱除去系等を経由して原子炉格納容器内のスプレイヘッダからドライウェル内にスプレイすることで，容器内のスプレイヘッダからドライウェル内にスプレイすることで，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させることができる設計とす

原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させることができる設計とする。

る。

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，代替所内電気設備を経由

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電がした常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。

可能な設計とする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

・常設低圧代替注水系ポンプ

・常設低圧代替注水系ポンプ

・代替淡水貯槽（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設

・代替淡水貯槽（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設

備）

備）

・常設代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）

・常設代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）

・可搬型代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）
・代替所内電気設備（10.2 代替電源設備）

・可搬型代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）
・代替所内電気設備（10.2 代替電源設備）

・燃料給油設備（10.2 代替電源設備）

・燃料給油設備（10.2 代替電源設備）

本系統の流路として，残留熱除去系の配管及び弁，スプレイヘッダ

本系統の流路として，残留熱除去系の配管及び弁，スプレイヘッダ

を重大事故等対処設備として使用する。
その他，設計基準対象施設である原子炉格納容器（サプレッション・

考

9.6.2 設計方針

原子炉格納容器内の冷却等のための設備のうち，設計基準事故対処設備が炉心の著しい損傷を防止するための原子炉格納容器内冷却に用いる設備

備を重大事故等対処設備として使用する。
その他，設計基準対象施設である原子炉格納容器（サプレッション・⑥-6

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：添付書類八 9.6 原子炉格納容器内の冷却のための設備】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

チェンバ含む）を重大事故等対処設備として使用する。
(b)

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器の冷

修

正

案

考

チェンバ含む）を重大事故等対処設備として使用する。
(b)

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器の冷却

却

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）の機能が喪失した場合の残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）の機能が喪失した場合の重大事故等対処設備として，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）重大事故等対処設備として，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）を使用する。
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，可搬型代替注水中型ポを使用する。
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，可搬型代替注水中型ポ

ンプ，可搬型代替注水大型ポンプ，配管・ホース・弁類，計測制御装

ンプ，可搬型代替注水大型ポンプ，配管・ホース・弁類，計測制御装置等で構成し，可搬型代替注水中型ポンプにより，西側淡水貯水設備

置等で構成し，可搬型代替注水中型ポンプにより，西側淡水貯水設備の水を，可搬型代替注水大型ポンプにより，代替淡水貯槽の水を残留の水を，可搬型代替注水大型ポンプにより，代替淡水貯槽の水を残留熱除去系等を経由してスプレイヘッダからドライウェル内にスプレイ

熱除去系等を経由してスプレイヘッダからドライウェル内にスプレイすることで，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させることがですることで，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させることができる設計とする。

きる設計とする。

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，代替淡水源が枯渇した

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，代替淡水源が枯渇した

場合において，重大事故等の収束に必要となる水の供給設備である可場合において，重大事故等の収束に必要となる水の供給設備である可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプにより海を利搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプにより海を利用できる設計とする。

用できる設計とする。

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，代替所内電気設備を経備代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備及び可搬型代替交流電源設備からの給電由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電 抽出リストＣ－６５が可能な設計とする。また，可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代が可能な設計とする。また，可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代

替注水大型ポンプは，空冷式のディーゼルエンジンにより駆動できる替注水大型ポンプは，空冷式のディーゼルエンジンにより駆動できる設計とする。燃料は，燃料給油設備である可搬型設備用軽油タンク及設計とする。燃料は，燃料給油設備である可搬型設備用軽油タンク及びタンクローリにより補給できる設計とする。

びタンクローリにより補給できる設計とする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

・可搬型代替注水中型ポンプ

・可搬型代替注水中型ポンプ

・可搬型代替注水大型ポンプ

・可搬型代替注水大型ポンプ

・西側淡水貯水設備（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給

・西側淡水貯水設備（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給

設備）

設備）

・代替淡水貯槽（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設

・代替淡水貯槽（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設

備）
・常設代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）

備）
・常設代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）

・可搬型代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）

・可搬型代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）

・代替所内電気設備（10.2 代替電源設備）

・代替所内電気設備（10.2 代替電源設備）

・燃料給油設備（10.2 代替電源設備）

・燃料給油設備（10.2 代替電源設備）

本系統の流路として，残留熱除去系の配管及び弁，スプレイヘッダ

本系統の流路として，残留熱除去系の配管及び弁，スプレイヘッダ⑥-7

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：添付書類八 9.6 原子炉格納容器内の冷却のための設備】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修正チェンバ含む）を重大事故等対処設備として使用する。

チェンバ含む）を重大事故等対処設備として使用する。
ｂ．サポート系故障時に用いる設備

ｂ．サポート系故障時に用いる設備

(a)

(a)

(c)

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器の冷却

全交流動力電源喪失又は残留熱除去系海水系機能喪失によるサポー
ト系の故障により，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び残全交流動力電源喪失又は残留熱除去系海水系機能喪失によるサポー
ト系の故障により，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）が起動できない場合の留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）が起動できない場合の重大事故等対処設備として使用する代替格納容器スプレイ冷却系（常重大事故等対処設備として使用する代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，「(1)a.(a) 代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子

設）は，「(1)a.(a) 代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器の冷却」と同じである。

炉格納容器の冷却」と同じである。

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器の冷(b)

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器の冷却

却

全交流動力電源喪失により，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却

全交流動力電源喪失により，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）が起動でき系）及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）が起動できない場合の重大事故等対処設備として使用する代替格納容器スプレイ

ない場合の重大事故等対処設備として使用する代替格納容器スプレイ

冷却系（可搬型）は，「(1)a.(b) 代替格納容器スプレイ冷却系（可搬

冷却系（可搬型）は，「(1)a.(b) 代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器の冷却」と同じである。

型）による原子炉格納容器の冷却」と同じである。

常設代替交流電源設備による残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却

考その他，設計基準対象施設である原子炉格納容器（サプレッション・

その他，設計基準対象施設である原子炉格納容器（サプレッション・(b)

備並びにホースを重大事故等対処設備として使用する。

並びにホースを重大事故等対処設備として使用する。

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器の冷却

案(c)

常設代替交流電源設備による残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却

系）の復旧

系）の復旧

全交流動力電源喪失により，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却

全交流動力電源喪失により，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）が起動できない場合の重大事故等対処設備として，常設代替交流系）が起動できない場合の重大事故等対処設備として，常設代替交流

電源設備を使用し，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）を復旧

電源設備を使用し，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）を復旧

する。

する。

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）は，常設代替交流電源設

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）は，常設代替交流電源設

備からの給電により機能を復旧し，残留熱除去系ポンプによりサプレ

備からの給電により機能を復旧し，残留熱除去系ポンプによりサプレッション・チェンバのプール水をドライウェル内及びサプレッション・

ッション・チェンバのプール水をドライウェル内及びサプレッション・

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

する。

する。

本系統に使用する冷却水は残留熱除去系海水系又は緊急用海水系から供給できる設計とする。

本系統に使用する冷却水は残留熱除去系海水系又は緊急用海水系から供給できる設計とする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

・緊急用海水ポンプ

・緊急用海水ポンプ

・緊急用海水系ストレーナ

・緊急用海水系ストレーナ・常設代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）

・常設代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）⑥-8

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：添付書類八 9.6 原子炉格納容器内の冷却のための設備】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修案

・代替所内電気設備（10.2 代替電源設備）

・代替所内電気設備（10.2 代替電源設備）

・燃料給油設備（10.2 代替電源設備）

・燃料給油設備（10.2 代替電源設備）

その他，設計基準対象施設である原子炉格納容器（サプレッション・

その他，設計基準対象施設である原子炉格納容器（サプレッション・

チェンバ含む）を重大事故等対処設備として使用し，設計基準事故対処

チェンバ含む）を重大事故等対処設備として使用し，設計基準事故対処設備である残留熱除去系及び残留熱除去系海水系を重大事故等対処設備設備である残留熱除去系及び残留熱除去系海水系を重大事故等対処設備として使用する。
(d) 常設代替交流電源設備による残留熱除去系（サプレッション・プー

として使用する。
(d) 常設代替交流電源設備による残留熱除去系（サプレッション・プー

ル冷却系）の復旧

ル冷却系）の復旧

全交流動力電源喪失により，残留熱除去系（サプレッション・プー

全交流動力電源喪失により，残留熱除去系（サプレッション・プー

ル冷却系）が起動できない場合の重大事故等対処設備として，常設代

ル冷却系）が起動できない場合の重大事故等対処設備として，常設代

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

却系）を復旧する。

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）は，常設代替交流

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）は，常設代替交流

電源設備からの給電により機能を復旧し，残留熱除去系ポンプ及び熱電源設備からの給電により機能を復旧し，残留熱除去系ポンプ及び熱交換器により，サプレッション・チェンバのプール水を冷却すること

交換器により，サプレッション・チェンバのプール水を冷却することで原子炉格納容器を冷却できる設計とする。

で原子炉格納容器を冷却できる設計とする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

・緊急用海水ポンプ

・緊急用海水ポンプ

・緊急用海水系ストレーナ

・緊急用海水系ストレーナ・常設代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）

・常設代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）

・代替所内電気設備（10.2 代替電源設備）

・代替所内電気設備（10.2 代替電源設備）

・燃料給油設備（10.2 代替電源設備）

・燃料給油設備（10.2 代替電源設備）

その他，設計基準対象施設である原子炉格納容器（サプレッション・

その他，設計基準対象施設である原子炉格納容器（サプレッション・

チェンバ含む）を重大事故等対処設備として使用し，設計基準事故対チェンバ含む）を重大事故等対処設備として使用し，設計基準事故対

処設備である残留熱除去系及び残留熱除去系海水系を重大事故等対処

処設備である残留熱除去系及び残留熱除去系海水系を重大事故等対処

設備として使用する。

設備として使用する。
(2)

原子炉格納容器の破損を防止するための原子炉格納容器内冷却に用いる

設備
ａ．フロントライン系故障時に用いる設備

設備
ａ．フロントライン系故障時に用いる設備

(a)

(a)

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器の冷却考から供給できる設計とする。

から供給できる設計とする。

原子炉格納容器の破損を防止するための原子炉格納容器内冷却に用いる備

本系統に使用する冷却水は，残留熱除去系海水系又は緊急用海水系

本系統に使用する冷却水は，残留熱除去系海水系又は緊急用海水系(2)正代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器の冷却

炉心の著しい損傷が発生した場合において，残留熱除去系（格納容

炉心の著しい損傷が発生した場合において，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）が機能喪失した場合の重大事故等対処設備として，

器スプレイ冷却系）が機能喪失した場合の重大事故等対処設備として，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）を使用する。

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）を使用する。

⑥-9

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：添付書類八 9.6 原子炉格納容器内の冷却のための設備】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修案

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，常設低圧代替注水系ポン

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，常設低圧代替注水系ポン

プ，配管・弁類，計測制御装置等で構成し，常設低圧代替注水系ポン

プ，配管・弁類，計測制御装置等で構成し，常設低圧代替注水系ポン

プにより，代替淡水貯槽の水を残留熱除去系等を経由してスプレイヘ

プにより，代替淡水貯槽の水を残留熱除去系等を経由してスプレイヘ

ッダからドライウェル内にスプレイすることで，原子炉格納容器内のッダからドライウェル内にスプレイすることで，原子炉格納容器内の圧力及び温度並びに放射性物質の濃度を低下させることができる設計

圧力及び温度並びに放射性物質の濃度を低下させることができる設計とする。代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からのとする。代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。

給電が可能な設計とする。

（常設）による原子炉格納容器の冷却」に記載する。
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器の冷(b)

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器の冷却

炉心の著しい損傷が発生した場合において，残留熱除去系（格納容

炉心の著しい損傷が発生した場合において，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）が機能喪失した場合の重大事故等対処設備として，

器スプレイ冷却系）が機能喪失した場合の重大事故等対処設備として，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）を使用する。

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）を使用する。

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，可搬型代替注水中型ポ

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，可搬型代替注水中型ポ

ンプ，可搬型代替注水大型ポンプ，配管・ホース・弁類，計測制御装

ンプ，可搬型代替注水大型ポンプ，配管・ホース・弁類，計測制御装置等で構成し，可搬型代替注水中型ポンプにより西側淡水貯水設備の置等で構成し，可搬型代替注水中型ポンプにより西側淡水貯水設備の水を，可搬型代替注水大型ポンプにより代替淡水貯槽の水を残留熱除水を，可搬型代替注水大型ポンプにより代替淡水貯槽の水を残留熱除去系等を経由してスプレイヘッダからドライウェル内にスプレイする

去系等を経由してスプレイヘッダからドライウェル内にスプレイすることで，原子炉格納容器内の圧力及び温度並びに放射性物質の濃度をことで，原子炉格納容器内の圧力及び温度並びに放射性物質の濃度を低下させることができる設計とする。

低下させることができる設計とする。

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，代替淡水源が枯渇した

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，代替淡水源が枯渇した

場合において，重大事故等の収束に必要となる水の供給設備である可場合において，重大事故等の収束に必要となる水の供給設備である可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプにより海を利搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプにより海を利用できる設計とする。

用できる設計とする。

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，代替所内電気設備を経代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。また，可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代が可能な設計とする。また，可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代

替注水大型ポンプは，空冷式のディーゼルエンジンにより駆動できる設計とする。燃料は，燃料給油設備である可搬型設備用軽油タンク及替注水大型ポンプは，空冷式のディーゼルエンジンにより駆動できる設計とする。燃料は，燃料給油設備である可搬型設備用軽油タンク及びタンクローリにより補給できる設計とする。

びタンクローリにより補給できる設計とする。

（可搬型）による原子炉格納容器の冷却」に記載する。
ｂ．サポート系故障時に用いる設備

考（常設）による原子炉格納容器の冷却」に記載する。

却

本系統の詳細については，「(1)a.(b) 代替格納容器スプレイ冷却系

備

本系統の詳細については，「(1)a.(a) 代替格納容器スプレイ冷却系

本系統の詳細については，「(1)a.(a) 代替格納容器スプレイ冷却系(b)

正

本系統の詳細については，「(1)a.(b) 代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器の冷却」に記載する。
ｂ．サポート系故障時に用いる設備⑥-10

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：添付書類八 9.6 原子炉格納容器内の冷却のための設備】
東海第二発電所
(a)

(b)

(c)

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器の冷却

修
(a)

正

案

炉心の著しい損傷が発生した場合において，全交流動力電源喪失又は残留熱除去系海水系機能喪失によるサポート系の故障により，残留は残留熱除去系海水系機能喪失によるサポート系の故障により，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッシ

熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）が起動できない場合の重大事故等対処設備としョン・プール冷却系）が起動できない場合の重大事故等対処設備として使用する代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，「(1)a.(a) 代替
格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器の冷却」と同て使用する代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，「(1)a.(a) 代替
格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器の冷却」と同

じである。

じである。
(b)

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器の冷却

却

炉心の著しい損傷が発生した場合において，全交流動力電源喪失又炉心の著しい損傷が発生した場合において，全交流動力電源喪失又は残留熱除去系海水系機能喪失によるサポート系の故障により，残留は残留熱除去系海水系機能喪失によるサポート系の故障により，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッシ

熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）が起動できない場合の重大事故等対処設備としョン・プール冷却系）が起動できない場合の重大事故等対処設備として使用する代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，「(1)a.(b) 代て使用する代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，「(1)a.(b) 代

替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器の冷却」

替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器の冷却」と同じである。

と同じである。

常設代替交流電源設備による残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却

考代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器の冷却

炉心の著しい損傷が発生した場合において，全交流動力電源喪失又代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器の冷備(c)

常設代替交流電源設備による残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却

系）の復旧

系）の復旧

炉心の著しい損傷が発生した場合において，全交流動力電源喪失又炉心の著しい損傷が発生した場合において，全交流動力電源喪失又は残留熱除去系海水系機能喪失によるサポート系の故障により，残留は残留熱除去系海水系機能喪失によるサポート系の故障により，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッシ

熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）が起動できない場合の重大事故 抽出リストＣ－４０ョン・プール冷却系）が起動できない場合の重大事故等対処設備は，等対処設備は，「(1)b.(c) 常設代替交流電源設備による残留熱除去系「(1)b.(c) 常設代替交流電源設備による残留熱除去系（格納容器スプ（格納容器スプレイ冷却系）の復旧」と同じである。

レイ冷却系）の復旧」と同じである。
(d)

常設代替交流電源設備による残留熱除去系（サプレッション・プー

(d)

常設代替交流電源設備による残留熱除去系（サプレッション・プー

ル冷却系）の復旧

ル冷却系）の復旧

炉心の著しい損傷が発生した場合において，全交流動力電源喪失又炉心の著しい損傷が発生した場合において，全交流動力電源喪失又は残留熱除去系海水系機能喪失によるサポート系の故障により，残留は残留熱除去系海水系機能喪失によるサポート系の故障により，残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）が起動できない場合の重大事故等対処設備は，「(1)b.(d) 常設代替交流電源設備による残留熱

熱除去系（サプレッション・プール冷却系）が起動できない場合の重大事故等対処設備は，「(1)b.(d) 常設代替交流電源設備による残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）の復旧」と同じである。

除去系（サプレッション・プール冷却系）の復旧」と同じである。

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）及び代替格納容器スプレイ冷却系（可代替格納容器スプレイ冷却系（常設）及び代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するための設搬型）は，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するための設備として兼用する設計とする。

備として兼用する設計とする。

⑥-11

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：添付書類八 9.6 原子炉格納容器内の冷却のための設備】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

残留熱除去系，残留熱除去系海水系及び非常用交流電源設備は，設計基準

修

正

案

ともに重大事故等時においても使用するため，「1.1.7 重大事故等対処設備に重大事故等対処設備に関する基本方針」に示す設計方針を適用する。ただし，関する基本方針」に示す設計方針を適用する。ただし，多様性及び位置的分多様性及び位置的分散を考慮すべき対象の設計基準事故対処設備はないこと

散を考慮すべき対象の設計基準事故対処設備はないことから，「1.1.7 重大事

から，「1.1.7 重大事故等対処設備に関する基本方針」のうち多様性及び位置故等対処設備に関する基本方針」のうち多様性及び位置的分散の設計方針は的分散の設計方針は適用しない。
残留熱除去系については，「5.4 残留熱除去系」に記載する。

適用しない。
残留熱除去系については，「5.4 残留熱除去系」に記載する。

は，「9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備」に記載する。
残留熱除去系海水系については，「5.6.1.2 残留熱除去系海水系」に記載す

サプレッション・チェンバ，西側淡水貯水設備及び代替淡水貯槽について
は，「9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備」に記載する。
残留熱除去系海水系については，「5.6.1.2 残留熱除去系海水系」に記載する。

る。
緊急用海水系については，「5.10 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備」に記載する。
原子炉格納容器（サプレッション・チェンバ含む）については，「9.1 原子炉格納施設」に記載する。

緊急用海水系については，「5.10 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備」に記載する。
原子炉格納容器（サプレッション・チェンバ含む）については，「9.1 原子炉格納施設」に記載する。
抽出リストＢ－５

非常用交流電源設備については，「10.1 非常用電源設備」に記載する。
常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備，代替所内電気設備及び燃料給油設備については，「10.2 代替電源設備」に記載する。
9.6.2.1

考

残留熱除去系及び残留熱除去系海水系は，設計基準事故対処設備であると 抽出リストＢ－５

事故対処設備であるとともに重大事故等時においても使用するため，「1.1.7

サプレッション・チェンバ，西側淡水貯水設備及び代替淡水貯槽について

備

多様性及び独立性，位置的分散

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

常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備，代替所内電気設備及び燃料給油設備については，「10.2 代替電源設備」に記載する。
9.6.2.1

多様性及び独立性，位置的分散

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

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，残留熱除去系（格納容器スプレ

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，残留熱除去系（格納容器スプレ

イ冷却系）と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，常設低圧代替

イ冷却系）と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，常設低圧代替

注水系ポンプを代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬

注水系ポンプを代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電により駆動できることで，非常用所内電気設型代替交流電源設備からの給電により駆動できることで，非常用所内電気設

備を経由した非常用交流電源設備からの給電により駆動する残留熱除去系ポ

備を経由した非常用交流電源設備からの給電により駆動する残留熱除去系ポンプを用いた残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）に対して多様性を有ンプを用いた残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）に対して多様性を有する設計とする。

する設計とする。

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の電動弁は，ハンドルを設けて手動操作を可能とすることで，非常用交流電源設備からの給電による遠隔操作に代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の電動弁は，ハンドルを設けて手動操作を可能とすることで，非常用交流電源設備からの給電による遠隔操作に対して多様性を有する設計とする。また，代替格納容器スプレイ冷却系（常対して多様性を有する設計とする。また，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の電動弁は，代替所内電気設備を経由して給電する系統において，独立設）の電動弁は，代替所内電気設備を経由して給電する系統において，独立した電路で系統構成することにより，非常用所内電気設備を経由して給電すした電路で系統構成することにより，非常用所内電気設備を経由して給電する系統に対して独立性を有する設計とする。

る系統に対して独立性を有する設計とする。

⑥-12

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：添付書類八 9.6 原子炉格納容器内の冷却のための設備】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

また，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，代替淡水貯槽を水源とす

また，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，代替淡水貯槽を水源とすることで，サプレッション・チェンバを水源とする残留熱除去系（格納容器ることで，サプレッション・チェンバを水源とする残留熱除去系（格納容器

スプレイ冷却系）に対して異なる水源を有する設計とする。

スプレイ冷却系）に対して異なる水源を有する設計とする。

常設低圧代替注水系ポンプ及び代替淡水貯槽は，常設低圧代替注水系格納常設低圧代替注水系ポンプ及び代替淡水貯槽は，常設低圧代替注水系格納槽内に設置することで，原子炉建屋原子炉棟内の残留熱除去系ポンプ及びサ槽内に設置することで，原子炉建屋原子炉棟内の残留熱除去系ポンプ及びサ

プレッション・チェンバと共通要因によって同時に機能を損なわないよう位
置的分散を図る設計とする。

プレッション・チェンバと共通要因によって同時に機能を損なわないよう位
置的分散を図る設計とする。

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，残留熱除去系（格納容器スプ

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，残留熱除去系（格納容器スプ

レイ冷却系）及び代替格納容器スプレイ冷却系（常設）と共通要因によってレイ冷却系）及び代替格納容器スプレイ冷却系（常設）と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注

同時に機能を損なわないよう，可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注

水大型ポンプを空冷式のディーゼルエンジンにより駆動することで，電動機

水大型ポンプを空冷式のディーゼルエンジンにより駆動することで，電動機駆動ポンプにより構成される残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び駆動ポンプにより構成される残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び代替格納容器スプレイ冷却系（常設）に対して多様性を有する設計とする。

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）に対して多様性を有する設計とする。

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の電動弁は，ハンドルを設けて手代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の電動弁は，ハンドルを設けて手動操作を可能とすることで，非常用交流電源設備からの給電による遠隔操作

動操作を可能とすることで，非常用交流電源設備からの給電による遠隔操作に対して多様性を有する設計とする。また，代替格納容器スプレイ冷却系（可に対して多様性を有する設計とする。また，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の電動弁は，代替所内電気設備を経由して給電する系統において，独搬型）の電動弁は，代替所内電気設備を経由して給電する系統において，独立した電路で系統構成することにより，非常用所内電気設備を経由して給電立した電路で系統構成することにより，非常用所内電気設備を経由して給電する系統に対して独立性を有する設計とする。

する系統に対して独立性を有する設計とする。

また，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，西側淡水貯水設備を水備

考代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の可搬型代替注水中型ポンプは， 抽出リストＡ－１１

源とすることで，サプレッション・チェンバを水源とする残留熱除去系（格西側淡水貯水設備を水源とすることで，サプレッション・チェンバを水源と納容器スプレイ冷却系）及び代替淡水貯槽を水源とする代替格納容器スプレ

する残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び代替淡水貯槽を水源とす

イ冷却系（常設）に対して異なる水源を有する設計とする。

る代替格納容器スプレイ冷却系（常設）に対して異なる水源を有する設計とする。また,代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の可搬型代替注水大型ポ
ンプは,代替淡水貯槽を水源とすることで,サプレッション・チェンバを水源とする残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）に対して異なる水源を有する設計とする。

可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，原子炉建屋

可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，原子炉建屋

及び常設低圧代替注水系格納槽から離れた屋外に分散して保管することで，及び常設低圧代替注水系格納槽から離れた屋外に分散して保管することで，原子炉建屋内の残留熱除去系ポンプ及び常設低圧代替注水系格納槽内の常設
低圧代替注水系ポンプと共通要因によって同時に機能を損なわないよう位置

原子炉建屋内の残留熱除去系ポンプ及び常設低圧代替注水系格納槽内の常設
低圧代替注水系ポンプと共通要因によって同時に機能を損なわないよう位置

的分散を図る設計とする。

的分散を図る設計とする。

可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプの接続口は，共可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプの接続口は，共通要因によって接続できなくなることを防止するため，位置的分散を図った

通要因によって接続できなくなることを防止するため，位置的分散を図った

複数箇所に設置する設計とする。

複数箇所に設置する設計とする。

⑥-13

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：添付書類八 9.6 原子炉格納容器内の冷却のための設備】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）及び代替格納容器スプレイ冷却系（可代替格納容器スプレイ冷却系（常設）及び代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，残留熱除去系と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，搬型）は，残留熱除去系と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，

水源から残留熱除去系配管との合流点までの系統について，残留熱除去系に水源から残留熱除去系配管との合流点までの系統について，残留熱除去系に対して独立性を有する設計とする。

対して独立性を有する設計とする。

備考

これらの多様性及び系統の独立性並びに位置的分散によって，代替格納容

これらの多様性及び系統の独立性並びに位置的分散によって，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）及び代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，設計基準事故対処設備である残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）に対器スプレイ冷却系（常設）及び代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，設計基準事故対処設備である残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）に対して重大事故等対処設備としての独立性を有する設計とする。

して重大事故等対処設備としての独立性を有する設計とする。また,これらの 抽出リストＡ－３
多様性及び位置的分散によって,代替格納容器スプレイ冷却系（常設）及び代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は,互いに重大事故等対処設備としての独立性を有する設計とする。

電源設備の多様性，独立性及び位置的分散については「10.2 代替電源設
備」に記載する。

電源設備の多様性，独立性及び位置的分散については「10.2 代替電源設
備」に記載する。

⑥-14

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：添付書類八 9.原子炉格納施設（9.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備）】
東海第二発電所
第 9.7－1 表

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備の主要機器

修

正

案

仕様

(1) 代替循環冷却系(1) 代替循環冷却系
ａ．代替循環冷却系ポンプ

ａ．代替循環冷却系ポンプ兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するため兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備の設備
・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備

・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備

台

台

全

数
揚

考

第 9.7－1 表 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備の主要機器

仕様

容

備

1（予備 1）
３

量

約 250m ／h

容程

約 120m全数
揚2

抽出リストＡ－１２
３

量

約 250m ／h

程

約 120m1／1⑥-15

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：添付書類八 9.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備】
東海第二発電所
9.8.2

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

設計方針

修

正

案

ペデスタル（ドライウェル部）の溶融炉心を冷却するための設備のうち，炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の破損を防止でき

炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の破損を防止できるよう，ペデスタル（ドライウェル部）に落下した溶融炉心の冷却を行うたるよう，ペデスタル（ドライウェル部）に落下した溶融炉心の冷却を行うための設備として，格納容器下部注水系（常設）及び格納容器下部注水系（可めの設備として，格納容器下部注水系（常設）及び格納容器下部注水系（可搬型）を設ける。また，溶融炉心がペデスタル（ドライウェル部）に落下す
るまでに，ペデスタル（ドライウェル部）にあらかじめ十分な水量を確保

搬型）を設ける。また，溶融炉心がペデスタル（ドライウェル部）に落下す
るまでに，ペデスタル（ドライウェル部）にあらかじめ十分な水位を確保

し，落下した溶融炉心の冷却が可能な設計とする。なお，格納容器下部注水し，落下した溶融炉心の冷却が可能な設計とする。なお，格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（ドライウェル部）への注水及び格納容器下部

系（常設）によるペデスタル（ドライウェル部）への注水及び格納容器下部

注水系（可搬型）によるペデスタル（ドライウェル部）への注水と合わせ注水系（可搬型）によるペデスタル（ドライウェル部）への注水と合わせて，溶融炉心が原子炉圧力容器からペデスタル（ドライウェル部）へ落下すて，溶融炉心が原子炉圧力容器からペデスタル（ドライウェル部）へ落下す

る場合に，溶融炉心とペデスタル（ドライウェル部）のコンクリートの相互る場合に，溶融炉心とペデスタル（ドライウェル部）のコンクリートの相互作用による侵食及び溶融炉心からペデスタル（ドライウェル部）のコンクリ作用による侵食及び溶融炉心からペデスタル（ドライウェル部）のコンクリートへの熱影響を抑制するため，ペデスタル（ドライウェル部）にコリウムートへの熱影響を抑制するため，ペデスタル（ドライウェル部）にコリウムシールドを設ける。

シールドを設ける。

(1)

(1)

ａ．格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（ドライウェル部）へ

考9.8.2 設計方針

ペデスタル（ドライウェル部）の溶融炉心を冷却するための設備のうち，

ペデスタル（ドライウェル部）に落下した溶融炉心の冷却に用いる設備

備

抽出リストＣ－４５

ペデスタル（ドライウェル部）に落下した溶融炉心の冷却に用いる設備
ａ．格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（ドライウェル部）へ

の注水

の注水

ペデスタル（ドライウェル部）に落下した溶融炉心の冷却を行うため

ペデスタル（ドライウェル部）に落下した溶融炉心の冷却を行うための重大事故等対処設備として，格納容器下部注水系（常設）を使用する。

の重大事故等対処設備として，格納容器下部注水系（常設）を使用する。

格納容器下部注水系（常設）は，常設低圧代替注水系ポンプ，配管・格納容器下部注水系（常設）は，常設低圧代替注水系ポンプ，配管・弁類，計測制御装置等で構成し，常設低圧代替注水系ポンプにより，代弁類，計測制御装置等で構成し，常設低圧代替注水系ポンプにより，代替淡水貯槽の水を格納容器下部注水系を経由してペデスタル（ドライウ

替淡水貯槽の水を格納容器下部注水系を経由してペデスタル（ドライウ

ェル部）へ注水し，溶融炉心が落下するまでにペデスタル（ドライウェ

ェル部）へ注水し，溶融炉心が落下するまでにペデスタル（ドライウェ

ル部）にあらかじめ十分な水位を確保するとともに，落下した溶融炉心ル部）にあらかじめ十分な水位を確保するとともに，落下した溶融炉心を冷却できる設計とする。

を冷却できる設計とする。

格納容器下部注水系（常設）は，代替所内電気設備を経由した常設代

格納容器下部注水系（常設）は，代替所内電気設備を経由した常設代

替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計と替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計と

する。

する。

また，コリウムシールドは，溶融炉心がペデスタル（ドライウェル部）
へと落下した場合において，溶融炉心とペデスタル（ドライウェル部）

また，コリウムシールドは，溶融炉心がペデスタル（ドライウェル部）
へと落下した場合において，溶融炉心とペデスタル（ドライウェル部）のコンクリートの相互作用による侵食及び溶融炉心からペデスタル（ドのコンクリートの相互作用による侵食及び溶融炉心からペデスタル（ドライウェル部）のコンクリートへの熱影響を抑制する設計とする。

ライウェル部）のコンクリートへの熱影響を抑制する設計とする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

・常設低圧代替注水系ポンプ

・常設低圧代替注水系ポンプ⑥-16

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：添付書類八 9.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

・コリウムシールド・コリウムシールド・代替淡水貯槽（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設

・代替淡水貯槽（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設

・常設代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）

・常設代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）

・可搬型代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）

・可搬型代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）

・代替所内電気設備（10.2 代替電源設備）
・燃料給油設備（10.2 代替電源設備）

・代替所内電気設備（10.2 代替電源設備）
・燃料給油設備（10.2 代替電源設備）

その他，設計基準対象施設である原子炉格納容器を重大事故等対処設

その他，設計基準対象施設である原子炉格納容器を重大事故等対処設

ｂ．格納容器下部注水系（可搬型）によるペデスタル（ドライウェル部）

考

備）

備）

備として使用する。

備

備として使用する。
ｂ．格納容器下部注水系（可搬型）によるペデスタル（ドライウェル部）

への注水

への注水

ペデスタル（ドライウェル部）に落下した溶融炉心の冷却を行うため

ペデスタル（ドライウェル部）に落下した溶融炉心の冷却を行うための重大事故等対処設備として，格納容器下部注水系（可搬型）を使用すの重大事故等対処設備として，格納容器下部注水系（可搬型）を使用する。

る。

格納容器下部注水系（可搬型）は，可搬型代替注水中型ポンプ，配管・格納容器下部注水系（可搬型）は，可搬型代替注水中型ポンプ，配管・ホース・弁類，計測制御装置等で構成し，可搬型代替注水中型ポンプにホース・弁類，計測制御装置等で構成し，可搬型代替注水中型ポンプにより，西側淡水貯水設備又は代替淡水源（代替淡水貯槽を除く）の水をより，西側淡水貯水設備の水を格納容器下部注水系を経由してペデスタ 抽出リストＡ－４

格納容器下部注水系を経由してペデスタル（ドライウェル部）へ注水し，ル（ドライウェル部）へ注水し，溶融炉心が落下するまでにペデスタル

溶融炉心が落下するまでにペデスタル（ドライウェル部）にあらかじめ（ドライウェル部）にあらかじめ十分な水位を確保するとともに，落下十分な水位を確保するとともに，落下した溶融炉心を冷却できる設計とした溶融炉心を冷却できる設計とする。

する。
また，可搬型代替注水大型ポンプ，配管・ホース・弁類，計測制御装

また，可搬型代替注水大型ポンプ，配管・ホース・弁類，計測制御装置等で構成し，可搬型代替注水大型ポンプにより，代替淡水源（代替淡置等で構成し，可搬型代替注水大型ポンプにより，代替淡水貯槽の水を 抽出リストＡ－９

水貯槽を除く）の水を格納容器下部注水系を経由してペデスタル（ドラ

格納容器下部注水系を経由してペデスタル（ドライウェル部）へ注水し，イウェル部）へ注水し，溶融炉心が落下するまでにペデスタル（ドライ

溶融炉心が落下するまでにペデスタル（ドライウェル部）にあらかじめ

ウェル部）にあらかじめ十分な水位を確保するとともに，落下した溶融

十分な水位を確保するとともに，落下した溶融炉心を冷却できる設計と炉心を冷却できる設計とする。なお，代替淡水貯槽からも取水できる設

する。

計とする。
格納容器下部注水系（可搬型）は，代替淡水源（代替淡水貯槽を除

格納容器下部注水系（可搬型）は，代替淡水源が枯渇した場合においく）が枯渇した場合において，重大事故等の収束に必要となる水の供給設備である可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプにて，重大事故等の収束に必要となる水の供給設備である可搬型代替注水
中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプにより海を利用できる設計とより海を利用できる設計とする。

する。

格納容器下部注水系（可搬型）は，代替所内電気設備を経由した常設

格納容器下部注水系（可搬型）は，代替所内電気設備を経由した常設

代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計

代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。また，可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンとする。また，可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポン

抽出リストＡ－１０⑥-17

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修正前後比較表

【対象項目：添付書類八 9.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修案

プは，空冷式のディーゼルエンジンにより駆動できる設計とする。燃料

プは，空冷式のディーゼルエンジンにより駆動できる設計とする。燃料は，燃料給油設備である可搬型設備用軽油タンク及びタンクローリによは，燃料給油設備である可搬型設備用軽油タンク及びタンクローリにより補給できる設計とする。

り補給できる設計とする。

また，コリウムシールドは，溶融炉心がペデスタル（ドライウェル部）

また，コリウムシールドは，溶融炉心がペデスタル（ドライウェル部）

へ落下した場合において，溶融炉心とペデスタル（ドライウェル部）のへ落下した場合において，溶融炉心とペデスタル（ドライウェル部）のコンクリートの相互作用による侵食及び溶融炉心からペデスタル（ドライウェル部）のコンクリートへの熱影響を抑制できる設計とする。

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

主要な設備は，以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

・可搬型代替注水中型ポンプ

・可搬型代替注水中型ポンプ

・可搬型代替注水大型ポンプ

・可搬型代替注水大型ポンプ

・コリウムシールド・コリウムシールド・西側淡水貯水設備（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給

・西側淡水貯水設備（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給

備）

備）
・常設代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）

・常設代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）

・可搬型代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）

・可搬型代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）

・代替所内電気設備（10.2 代替電源設備）

・代替所内電気設備（10.2 代替電源設備）

・燃料給油設備（10.2 代替電源設備）

・燃料給油設備（10.2 代替電源設備）

本系統の流路として，ホースを重大事故等対処設備として使用する。

本系統の流路として，ホースを重大事故等対処設備として使用する。

その他，設計基準対象施設である原子炉格納容器（サプレッション・チ

その他，設計基準対象施設である原子炉格納容器（サプレッション・チ

ェンバ含む）を重大事故等対処設備として使用する。

ェンバ含む）を重大事故等対処設備として使用する。

用いる設備
ａ．低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水(2)

溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下遅延・防止に用いる設備
ａ．低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水

炉心の著しい損傷が発生した場合に溶融炉心のペデスタル（ドライウ

炉心の著しい損傷が発生した場合に溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下を遅延・防止するための重大事故等対処設備とェル部）の床面への落下を遅延・防止するための重大事故等対処設備として，低圧代替注水系（常設）を使用する。なお，この場合は，ほう酸して，低圧代替注水系（常設）を使用する。なお，この場合は，ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入と並行して行う。

水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入と並行して行う。

本系統の詳細については，「5.9 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備」に記載する。

本系統の詳細については，「5.9 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備」に記載する。

ｂ．低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水

考・代替淡水貯槽（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設

・代替淡水貯槽（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設

溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下遅延・防止に

備

設備）

設備）

(2)

正

ｂ．低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水

炉心の著しい損傷が発生した場合に溶融炉心のペデスタル（ドライウ

炉心の著しい損傷が発生した場合に溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下を遅延・防止するための重大事故等対処設備とェル部）の床面への落下を遅延・防止するための重大事故等対処設備として，低圧代替注水系（可搬型）を使用する。なお，この場合は，ほうして，低圧代替注水系（可搬型）を使用する。なお，この場合は，ほう⑥-18

東海第二発電所

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修正前後比較表

【対象項目：添付書類八 9.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入と並行して行う。

酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入と並行して行う。

本系統の詳細については，「5.9 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時

本系統の詳細については，「5.9 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備」に記載する。
ｃ．高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水

ｃ．高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水
炉心の著しい損傷が発生した場合に溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下を遅延・防止するための重大事故等対処設備として，高圧代替注水系を使用する。なお，この場合は，ほう酸水注入系

ェル部）の床面への落下を遅延・防止するための重大事故等対処設備として，高圧代替注水系を使用する。なお，この場合は，ほう酸水注入系

による原子炉圧力容器へのほう酸水注入と並行して行う。

による原子炉圧力容器へのほう酸水注入と並行して行う。
本系統の詳細については，「5.7 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時

本系統の詳細については，「5.7 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時
ｄ．代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水に発電用原子炉を冷却するための設備」に記載する。
ｄ．代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水

炉心の著しい損傷が発生した場合に溶融炉心のペデスタル（ドライウ

炉心の著しい損傷が発生した場合に溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下を遅延・防止するための重大事故等対処設備とェル部）の床面への落下を遅延・防止するための重大事故等対処設備として，代替循環冷却系を使用する。なお，この場合は，ほう酸水注入系

して，代替循環冷却系を使用する。なお，この場合は，ほう酸水注入系

による原子炉圧力容器へのほう酸水注入と並行して行う。

による原子炉圧力容器へのほう酸水注入と並行して行う。
本系統の詳細については，「9.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止す

本系統の詳細については，「9.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備」に記載する。
ｅ．ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入

るための設備」に記載する。
ｅ．ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入

炉心の著しい損傷が発生した場合に溶融炉心のペデスタル（ドライウ

炉心の著しい損傷が発生した場合に溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下を遅延・防止するための重大事故等対処設備とェル部）の床面への落下を遅延・防止するための重大事故等対処設備として，ほう酸水注入系を使用する。なお，この場合は，低圧代替注水系

して，ほう酸水注入系を使用する。なお，この場合は，低圧代替注水系（常設），低圧代替注水系（可搬型），代替循環冷却系及び高圧代替注水（常設），低圧代替注水系（可搬型），代替循環冷却系及び高圧代替注水

系のいずれかによる原子炉圧力容器への注水と並行して行う。

系のいずれかによる原子炉圧力容器への注水と並行して行う。
本系統の詳細については，「6.7 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未

本系統の詳細については，「6.7 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備」に記載する。

臨界にするための設備」に記載する。

可搬型代替注水中型ポンプ，可搬型代替注水大型ポンプ，西側淡水貯可搬型代替注水中型ポンプ，可搬型代替注水大型ポンプ，西側淡水貯水設備及び代替淡水貯槽については，「9.12 重大事故等の収束に必要と水設備及び代替淡水貯槽については，「9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備」に記載する。

なる水の供給設備」に記載する。

原子炉格納容器（サプレッション・チェンバ含む）については，「9.1

原子炉格納容器（サプレッション・チェンバ含む）については，「9.1

原子炉格納施設」に記載する。
常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備，代替所内電気設備及原子炉格納施設」に記載する。
常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備，代替所内電気設備及び燃料給油設備については，「10.2 代替電源設備」に記載する。

び燃料給油設備については，「10.2 代替電源設備」に記載する。

9.8.2.1

多重性又は多様性及び独立性，位置的分散

基本方針については，「1.1.7.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に

考に発電用原子炉を冷却するための設備」に記載する。

炉心の著しい損傷が発生した場合に溶融炉心のペデスタル（ドライウに発電用原子炉を冷却するための設備」に記載する。

備

9.8.2.1

多重性又は多様性及び独立性，位置的分散

基本方針については，「1.1.7.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に⑥-19

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：添付書類八 9.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

備

示す。

示す。
格納容器下部注水系（常設）及び格納容器下部注水系（可搬型）は，共通

格納容器下部注水系（常設）及び格納容器下部注水系（可搬型）は，共通要因によって同時に機能を損なわないよう，格納容器下部注水系（常設）の要因によって同時に機能を損なわないよう，格納容器下部注水系（常設）の

常設低圧代替注水系ポンプを代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源

常設低圧代替注水系ポンプを代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源

設備及び可搬型代替交流電源設備からの給電による電動機駆動とし，格納容設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電による電動機駆動とし，格納容器下部注水系（可搬型）の可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプを空冷式のディーゼルエンジンによる駆動とすることで，多様性を器下部注水系（可搬型）の可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプを空冷式のディーゼルエンジンによる駆動とすることで，多様性を有する設計とする。

有する設計とする。

格納容器下部注水系（常設）の電動弁は，ハンドルを設けて手動操作を可

格納容器下部注水系（常設）の電動弁は，ハンドルを設けて手動操作を可能とすることで，常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの能とすることで，常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電による遠隔操作に対して多様性を有する設計とする。また，格納容器下給電による遠隔操作に対して多様性を有する設計とする。また，格納容器下部注水系（常設）の電動弁は，代替所内電気設備を経由して給電する系統に

部注水系（常設）の電動弁は，代替所内電気設備を経由して給電する系統において，独立した電路で系統構成することにより，独立性を有する設計とす

おいて，独立した電路で系統構成することにより，独立性を有する設計とする。

る。

また，格納容器下部注水系（可搬型）の可搬型代替注水中型ポンプは，西また，格納容器下部注水系（可搬型）の可搬型代替注水中型ポンプは，西側淡水貯槽設備を水源とすることで，代替淡水貯槽を水源とする格納容器下側淡水貯水設備を水源とすることで，代替淡水貯槽を水源とする格納容器下部注水系（常設）に対して，異なる水源を有する設計とする。

部注水系（常設）に対して，異なる水源を有する設計とする。

常設低圧代替注水系ポンプは，常設低圧代替注水系格納槽内に設置し，可常設低圧代替注水系ポンプは，常設低圧代替注水系格納槽内に設置し，可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは常設低圧代替注水

搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは常設低圧代替注水

系格納槽から離れた屋外に分散して保管することで，共通要因によって同時系格納槽から離れた屋外に分散して保管することで，共通要因によって同時に機能を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。

に機能を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。

格納容器下部注水系（可搬型）の電動弁は，ハンドルを設けて手動操作を

格納容器下部注水系（可搬型）の電動弁は，ハンドルを設けて手動操作を可能とすることで，常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備から可能とすることで，常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電による遠隔操作に対して多様性を有する設計とする。また，格納容器の給電による遠隔操作に対して多様性を有する設計とする。また，格納容器

下部注水系（可搬型）の電動弁は，代替所内電気設備を経由して給電する系

下部注水系（可搬型）の電動弁は，代替所内電気設備を経由して給電する系

統において，独立した電路で系統構成することにより，独立性を有する設計統において，独立した電路で系統構成することにより，独立性を有する設計

とする。

とする。

可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプの接続口は，共可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプの接続口は，共通要因によって接続できなくなることを防止するため，位置的分散を図った

通要因によって接続できなくなることを防止するため，位置的分散を図った

複数箇所に設置する設計とする。
これらの多様性及び系統の独立性並びに位置的分散によって，格納容器下

複数箇所に設置する設計とする。
これらの多様性及び系統の独立性並びに位置的分散によって，格納容器下部注水系（常設）及び格納容器下部注水系（可搬型）は，互いに重大事故等

部注水系（常設）及び格納容器下部注水系（可搬型）は，互いに重大事故等対処設備としての独立性を有する設計とする。

対処設備としての独立性を有する設計とする。

電源設備の多重性又は多様性及び独立性，位置的分散については「10.2替電源設備」に記載する。

考代

電源設備の多重性又は多様性及び独立性，位置的分散については「10.2抽出リストＣ－４６

抽出リストＣ－５９

代

替電源設備」に記載する。

⑥-20

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：添付書類八 9.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備】
東海第二発電所
9.8.2.2

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

悪影響防止

基本方針については，「1.1.7.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に

修
9.8.2.2

正

案

考

悪影響防止

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

示す。
格納容器下部注水系（常設）は，通常時は弁により他の系統と隔離し，重格納容器下部注水系（常設）は，通常時は弁により他の系統と隔離し，重大事故等時に弁操作等により重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

大事故等時に弁操作等により重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

格納容器下部注水系（可搬型）は，通常時は可搬型代替注水中型ポンプ及格納容器下部注水系（可搬型）は，通常時は可搬型代替注水中型ポンプ及

び可搬型代替注水大型ポンプを接続先の系統と分離して保管し，重大事故等

び可搬型代替注水大型ポンプを接続先の系統と分離して保管し，重大事故等時に接続，弁操作等により重大事故等対処設備としての系統構成とすること

時に接続，弁操作等により重大事故等対処設備としての系統構成とすること

で，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

で，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，治具や輪留

可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，治具や輪留めによる固定等をすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

めによる固定等をすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，飛散物とな

可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，飛散物となって他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

って他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

コリウムシールドは，他の設備と独立して設置することで，他の設備に悪コリウムシールドは，他の設備と独立して設置することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。また，コリウムシールド内に設置する機器ド影響を及ぼさない設計とする。また，コリウムシールド内に設置する機器ド

レンサンプ及び床ドレンサンプの排水経路は，十分な排水流量を確保するこ

レンサンプ及び床ドレンサンプの排水経路は，十分な排水流量を確保することで，原子炉冷却材圧力バウンダリからの原子炉冷却材の漏えい検出機能にとで，原子炉冷却材圧力バウンダリからの原子炉冷却材の漏えい検出機能に対して悪影響を及ぼさない設計とする。

対して悪影響を及ぼさない設計とする。

9.8.2.3

備

容量等

9.8.2.3 容量等

基本方針については，「1.1.7.2 容量等」に示す。

基本方針については，「1.1.7.2 容量等」に示す。

格納容器下部注水系（常設）の常設低圧代替注水系ポンプは，想定される格納容器下部注水系（常設）の常設低圧代替注水系ポンプは，想定される重大事故等時において，炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉重大事故等時において，炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉

格納容器の破損を防止するために必要な注水流量に対して，ポンプ 2 台の運格納容器の破損を防止するために必要な注水流量に対して，ポンプ 2 台の運転により十分な容量を有する設計とする。

転により十分な容量を有する設計とする。

常設低圧代替注水系ポンプは，想定される重大事故等時において，低圧代

常設低圧代替注水系ポンプは，想定される重大事故等時において，低圧代

替注水系（常設），代替格納容器スプレイ冷却系（常設），格納容器下部注水替注水系（常設），代替格納容器スプレイ冷却系（常設），格納容器下部注水系（常設）及び代替燃料プール注入系（常設）としての同時使用を想定し各系統の必要な流量を同時に確保できる容量を有する設計とする。

系（常設）及び代替燃料プール注入系としての同時使用を想定し各系統の必要な流量を同時に確保できる容量を有する設計とする。

格納容器下部注水系（可搬型）の可搬型代替注水中型ポンプは，想定され格納容器下部注水系（可搬型）の可搬型代替注水中型ポンプは，想定される重大事故等時において，ペデスタル（ドライウェル部）に落下した溶融炉

る重大事故等時において，ペデスタル（ドライウェル部）に落下した溶融炉心を冷却するために必要な注水流量を有するものを 1 セット 2 台使用する。

心を冷却するために必要な注水流量を有するものを 1 セット 2 台使用する。

保有数は，2 セットで 4 台に加えて，故障時及び保守点検による待機除外時

保有数は，2 セットで 4 台に加えて，故障時及び保守点検による待機除外時

抽出リストＣ－３２⑥-21

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：添付書類八 9.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点のバックアップ用として 1 台の合計 5 台を保管する。

修

正

案

格納容器下部注水系（可搬型）の可搬型代替注水大型ポンプは，想定される重大事故等時において，ペデスタル（ドライウェル部）に落下した溶融炉

る重大事故等時において，ペデスタル（ドライウェル部）に落下した溶融炉心を冷却するために必要な注水流量を有するものを 1 セット 1 台使用する。

心を冷却するために必要な注水流量を有するものを 1 セット 1 台使用する。

保有数は，2 セットで 2 台に加えて，故障時及び保守点検による待機除外時

保有数は，2 セットで 2 台に加えて，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として 1 台の合計 3 台を保管する。バックアップについては，同型設備である可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）のバックアップ用のバックアップ用として 1 台の合計 3 台を保管する。バックアップについては，同型設備である可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）のバックアップ用

1 台と共用する。

1 台と共用する。

コリウムシールドは，溶融炉心が原子炉圧力容器からペデスタル（ドライ

コリウムシールドは，溶融炉心が原子炉圧力容器からペデスタル（ドライウェル部）へ落下する場合に，溶融炉心とペデスタル（ドライウェル部）のウェル部）へ落下する場合に，溶融炉心とペデスタル（ドライウェル部）のコンクリートの相互作用による侵食及び溶融炉心からペデスタル（ドライウ

コンクリートの相互作用による侵食及び溶融炉心からペデスタル（ドライウェル部）のコンクリートへの熱影響を抑制するために必要な厚さ及び高さをェル部）のコンクリートへの熱影響を抑制するために必要な厚さ及び高さを有する設計とする。

有する設計とする。

環境条件等

9.8.2.4

環境条件等

基本方針については，「1.1.7.3 環境条件等」に示す。

基本方針については，「1.1.7.3 環境条件等」に示す。

格納容器下部注水系（常設）の常設低圧代替注水系ポンプは，常設低圧代

格納容器下部注水系（常設）の常設低圧代替注水系ポンプは，常設低圧代

替注水系格納槽内に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考

替注水系格納槽内に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。常設低圧代替注水系ポンプの操作は，想定される重大事慮した設計とする。常設低圧代替注水系ポンプの操作は，想定される重大事

故等時において，中央制御室で可能な設計とする。

故等時において，中央制御室で可能な設計とする。

格納容器下部注水系（常設）の系統構成に必要な弁の操作は，想定される格納容器下部注水系（常設）の系統構成に必要な弁の操作は，想定される重大事故等時において，中央制御室から遠隔で可能な設計又は設置場所で可

重大事故等時において，中央制御室から遠隔で可能な設計又は設置場所で可能な設計とする。

能な設計とする。

また，格納容器下部注水系（常設）は，淡水だけでなく海水も使用できる

また，格納容器下部注水系（常設）は，淡水だけでなく海水も使用できる設計とする。なお，可能な限り淡水を優先し，海水通水を短期間とすること設計とする。なお，可能な限り淡水を優先し，海水通水を短期間とすること

で，設備への影響を考慮する。

で，設備への影響を考慮する。

格納容器下部注水系（可搬型）の可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代

格納容器下部注水系（可搬型）の可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代

替注水大型ポンプは，屋外に保管及び設置し，想定される重大事故等時にお替注水大型ポンプは，屋外に保管及び設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型ける環境条件を考慮した設計とする。可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型

代替注水大型ポンプの常設設備との接続及び操作は，想定される重大事故等時において，設置場所で可能な設計とする。

代替注水大型ポンプの常設設備との接続及び操作は，想定される重大事故等時において，設置場所で可能な設計とする。

格納容器下部注水系（可搬型）の系統構成に必要な弁の操作は，想定され格納容器下部注水系（可搬型）の系統構成に必要な弁の操作は，想定される重大事故等時において，中央制御室から遠隔で可能な設計又は設置場所でる重大事故等時において，中央制御室から遠隔で可能な設計又は設置場所で可能な設計とする。

可能な設計とする。

また，格納容器下部注水系（可搬型）は，淡水だけでなく海水も使用でき

考のバックアップ用として 1 台の合計 5 台を保管する。

格納容器下部注水系（可搬型）の可搬型代替注水大型ポンプは，想定され9.8.2.4

備

また，格納容器下部注水系（可搬型）は，淡水だけでなく海水も使用でき⑥-22

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：添付書類八 9.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

る設計とする。なお，可能な限り淡水を優先し，海水通水を短期間とするこる設計とする。なお，可能な限り淡水を優先し，海水通水を短期間とすることで，設備への影響を考慮する。

とで，設備への影響を考慮する。

コリウムシールドは，ペデスタル（ドライウェル部）に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
9.8.2.5 操作性の確保
基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

備考

コリウムシールドは，ペデスタル（ドライウェル部）に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
9.8.2.5 操作性の確保
基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

格納容器下部注水系（常設）は，想定される重大事故等時において，通常

格納容器下部注水系（常設）は，想定される重大事故等時において，通常時の系統構成から弁操作等により速やかに切り替えられる設計とする。格納時の系統構成から弁操作等により速やかに切り替えられる設計とする。格納容器下部注水系（常設）の常設低圧代替注水系ポンプは，中央制御室の操作

容器下部注水系（常設）の常設低圧代替注水系ポンプは，中央制御室の操作スイッチにより操作が可能な設計とし，系統構成に必要な弁は，中央制御室

スイッチにより操作が可能な設計とし，系統構成に必要な弁は，中央制御室

での操作スイッチによる操作又は設置場所での手動操作が可能な設計とすでの操作スイッチによる操作又は設置場所での手動操作が可能な設計とする。

る。

格納容器下部注水系（可搬型）は，想定される重大事故等時において，通格納容器下部注水系（可搬型）は，想定される重大事故等時において，通常時の系統構成から接続，弁操作等により速やかに切り替えられる設計とす

常時の系統構成から接続，弁操作等により速やかに切り替えられる設計とする。

る。

格納容器下部注水系（可搬型）の可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代

格納容器下部注水系（可搬型）の可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代

替注水大型ポンプは，付属の操作スイッチにより，設置場所での操作が可能

替注水大型ポンプは，付属の操作スイッチにより，設置場所での操作が可能な設計とし，系統構成に必要な弁は，中央制御室での操作スイッチによる操な設計とし，系統構成に必要な弁は，中央制御室での操作スイッチによる操作又は設置場所での手動操作が可能な設計とする。

作又は設置場所での手動操作が可能な設計とする。

可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，車両として可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，車両として屋外のアクセスルートを通行してアクセス可能な設計とするとともに，設置

屋外のアクセスルートを通行してアクセス可能な設計とするとともに，設置場所にて輪留めによる固定等が可能な設計とする。

場所にて輪留めによる固定等が可能な設計とする。

可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプを接続する接続

可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプを接続する接続口については，簡便な接続とし，接続治具を用いてホースを確実に接続する口については，一般的に使用される工具を用いて接続可能なフランジ接続にことができる設計とする。

よりホースを確実に接続することができる設計とする。また,接続口の口径

抽出リストＣ－４８を統一する設計とする。

⑥-23

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：添付書類八 9. 原子炉格納施設（9.10 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備）】
東海第二発電所
9.10.2

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

設計方針

修

正

案

水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備のうち，原子炉

建屋等の損傷を防止するための水素排出設備として，原子炉建屋ガス処理系

建屋等の損傷を防止するための水素排出設備として，原子炉建屋ガス処理系を設けるとともに，水素濃度制御設備として，静的触媒式水素再結合器及びを設けるとともに，水素濃度制御設備として，静的触媒式水素再結合器及び静的触媒式水素再結合器動作監視装置を設ける。また，原子炉建屋内の水素

静的触媒式水素再結合器動作監視装置を設ける。また，原子炉建屋内の水素濃度が変動する可能性のある範囲にわたり測定するための設備として，原子炉建屋水素濃度監視設備を設ける。

濃度が変動する可能性のある範囲にわたり測定するための設備として，原子炉建屋水素濃度監視設備を設ける。

(1)

(1)

ａ．原子炉建屋ガス処理系による水素排出考

9.10.2 設計方針

水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備のうち，原子炉

水素濃度制御による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備

備

水素濃度制御による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備
ａ．原子炉建屋ガス処理系による水素排出

水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備のうち，炉水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備のうち，炉心の著しい損傷により原子炉格納容器から原子炉建屋原子炉棟内に漏え心の著しい損傷により原子炉格納容器から原子炉建屋原子炉棟内に漏えいした水素等を含む気体を排出することで，水素爆発による原子炉建屋

いした水素等を含む気体を排出することで，水素爆発による原子炉建屋

原子炉棟の損傷を防止するとともに，放射性物質を低減するための重大原子炉棟の損傷を防止するとともに，放射性物質を低減するための重大事故等対処設備として，水素排出設備である原子炉建屋ガス処理系の非事故等対処設備として，水素排出設備である原子炉建屋ガス処理系の非常用ガス処理系排風機，非常用ガス再循環系排風機，非常用ガス処理系

常用ガス処理系排風機，非常用ガス再循環系排風機，非常用ガス処理系

フィルタトレイン及び非常用ガス再循環系フィルタトレインを使用す

フィルタトレイン及び非常用ガス再循環系フィルタトレインを使用する。

る。

非常用ガス処理系排風機及び非常用ガス再循環系排風機は，原子炉格

非常用ガス処理系排風機及び非常用ガス再循環系排風機は，原子炉格

納容器から原子炉建屋原子炉棟内に漏えいする水素等を含む気体を吸引

納容器から原子炉建屋原子炉棟内に漏えいする水素等を含む気体を吸引し，非常用ガス処理系フィルタトレイン及び非常用ガス再循環系フィル

し，非常用ガス処理系フィルタトレイン及び非常用ガス再循環系フィル

タトレインにて放射性物質を低減して主排気筒に隣接する非常用ガス処

タトレインにて放射性物質を低減して主排気筒に隣接する非常用ガス処

理系排気筒から排出することで，原子炉建屋原子炉棟内に水素が滞留せ理系排気筒から排出することで，原子炉建屋原子炉棟内に水素が滞留せず，水素爆発による原子炉建屋原子炉棟の損傷の防止が可能な設計とすず，水素爆発による原子炉建屋原子炉棟の損傷の防止が可能な設計とする。

る。

原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度が規定値に達した場合には，非常用原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度が規定値に達した場合には，非常用ガス処理系排風機及び非常用ガス再循環系排風機を停止し，水素爆発をガス処理系排風機及び非常用ガス再循環系排風機を停止し，水素爆発を防止する設計とする。

防止する設計とする。

非常用ガス処理系排風機及び非常用ガス再循環系排風機は，非常用交

非常用ガス処理系排風機及び非常用ガス再循環系排風機は，非常用交流電源設備に加えて，常設代替交流電源設備からの給電が可能な設計と流電源設備に加えて，常設代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。

する。
具体的な設備は，以下のとおりとする。

・非常用ガス処理系排風機

・非常用ガス処理系排風機

・非常用ガス再循環系排風機

・非常用ガス再循環系排風機

・非常用ガス処理系フィルタトレイン

・非常用ガス処理系フィルタトレイン

・非常用ガス再循環系フィルタトレイン

・非常用ガス再循環系フィルタトレイン⑥-24

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：添付書類八 9. 原子炉格納施設（9.10 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備）】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

・常設代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）

・常設代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）

・代替所内電気設備（10.2

・代替所内電気設備（10.2

・燃料給油設備（10.2

代替電源設備）・燃料給油設備（10.2

代替電源設備）

代替電源設備）

代替電源設備）等対処設備として使用する。

ｂ．静的触媒式水素再結合器による水素濃度の上昇抑制
水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備のうち，炉ｂ．静的触媒式水素再結合器による水素濃度の上昇抑制
水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備のうち，炉心の著しい損傷により原子炉格納容器から原子炉建屋原子炉棟内に水素心の著しい損傷により原子炉格納容器から原子炉建屋原子炉棟内に水素が漏えいした場合において，原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度上昇を抑が漏えいした場合において，原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度上昇を抑制し，水素濃度を可燃限界未満に制御するための重大事故等対処設備と制し，水素濃度を可燃限界未満に制御するための重大事故等対処設備として，水素濃度制御設備である静的触媒式水素再結合器及び静的触媒式

して，水素濃度制御設備である静的触媒式水素再結合器及び静的触媒式

水素再結合器動作監視装置を使用する。

水素再結合器動作監視装置を使用する。

静的触媒式水素再結合器は，運転員の起動操作を必要とせずに，原子静的触媒式水素再結合器は，運転員の起動操作を必要とせずに，原子炉格納容器から原子炉建屋原子炉棟内に漏えいした水素と酸素を触媒反炉格納容器から原子炉建屋原子炉棟内に漏えいした水素と酸素を触媒反応によって再結合させることで，原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度の上応によって再結合させることで，原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度の上昇を抑制し，原子炉建屋原子炉棟の水素爆発を防止できる設計とする。

昇を抑制し，原子炉建屋原子炉棟の水素爆発を防止できる設計とする。

静的触媒式水素再結合器動作監視装置は，静的触媒式水素再結合器の静的触媒式水素再結合器動作監視装置は，静的触媒式水素再結合器の入口側及び出口側の温度により静的触媒式水素再結合器の作動状態を中入口側及び出口側の温度により静的触媒式水素再結合器の作動状態を中央制御室から監視できる設計とする。静的触媒式水素再結合器動作監視

央制御室から監視できる設計とする。静的触媒式水素再結合器動作監視

装置は，常設代替直流電源設備又は可搬型代替直流電源設備から給電が装置は，常設代替直流電源設備又は可搬型代替直流電源設備から給電が可能な設計とする。

可能な設計とする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

・静的触媒式水素再結合器

・静的触媒式水素再結合器

・静的触媒式水素再結合器動作監視装置

・静的触媒式水素再結合器動作監視装置

・常設代替直流電源設備（10.2 代替電源設備）

・常設代替直流電源設備（10.2 代替電源設備）

・可搬型代替直流電源設備（10.2 代替電源設備）

・可搬型代替直流電源設備（10.2 代替電源設備）

・代替所内電気設備（10.2 代替電源設備）

・代替所内電気設備（10.2 代替電源設備）

・燃料給油設備（10.2 代替電源設備）

・燃料給油設備（10.2 代替電源設備）

本系統の流路として，原子炉建屋原子炉棟を重大事故等対処設備とし本系統の流路として，原子炉建屋原子炉棟を重大事故等対処設備として使用する。
ｃ．水素濃度監視て使用する。
ｃ．水素濃度監視(a)(a)

原子炉建屋水素濃度監視設備による水素濃度測定

考その他，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備を重大事故

その他，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備を重大事故等対処設備として使用する。

備

原子炉建屋水素濃度監視設備による水素濃度測定

水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備のうち，

水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備のうち，炉心の著しい損傷により原子炉格納容器から原子炉建屋原子炉棟内に炉心の著しい損傷により原子炉格納容器から原子炉建屋原子炉棟内に漏えいした水素の濃度を測定するため，炉心の著しい損傷が発生した

漏えいした水素の濃度を測定するため，炉心の著しい損傷が発生した⑥-25

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：添付書類八 9. 原子炉格納施設（9.10 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備）】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

場合に水素濃度が変動する可能性のある範囲で測定できる重大事故等

場合に水素濃度が変動する可能性のある範囲で測定できる重大事故等対処設備として，原子炉建屋水素濃度監視設備である原子炉建屋水素対処設備として，原子炉建屋水素濃度監視設備である原子炉建屋水素濃度を使用する。

濃度を使用する。

原子炉建屋水素濃度は，中央制御室において連続監視できる設計と原子炉建屋水素濃度は，中央制御室において連続監視できる設計とし，原子炉建屋水素濃度のうち，原子炉建屋原子炉棟 6 階に設置する

し，原子炉建屋水素濃度のうち，原子炉建屋原子炉棟 6 階に設置するものについては，常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備
から，原子炉建屋原子炉棟 6 階を除く原子炉建屋原子炉棟に設置するものについては，常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備
から，原子炉建屋原子炉棟 6 階を除く原子炉建屋原子炉棟に設置するものについては，常設代替直流電源設備又は可搬型代替直流電源設備

ものについては，常設代替直流電源設備又は可搬型代替直流電源設備

からの給電が可能な設計とする。

からの給電が可能な設計とする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

・原子炉建屋水素濃度

・原子炉建屋水素濃度

・常設代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）

・常設代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）

・可搬型代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）

・可搬型代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）

・常設代替直流電源設備（10.2 代替電源設備）

・常設代替直流電源設備（10.2 代替電源設備）

・可搬型代替直流電源設備（10.2 代替電源設備）

・可搬型代替直流電源設備（10.2 代替電源設備）

・代替所内電気設備（10.2 代替電源設備）

・代替所内電気設備（10.2 代替電源設備）

・燃料給油設備（10.2 代替電源設備）

・燃料給油設備（10.2 代替電源設備）

備

考

抽出リストＡ－８

水素排出に使用する原子炉建屋ガス処理系及び非常用交流電源設備並びに静的触媒式水素再結合器による水素濃度の上昇抑制に使用する原子炉建
屋原子炉棟は，設計基準事故対処設備であるとともに，重大事故等時においても使用するため，「1.1.7 重大事故等対処設備に関する基本方針」に示す設計方針を適用する。ただし，多様性及び位置的分散を考慮すべき対象の設計基準事故対処設備はないことから，「1.1.7 重大事故等対処設備に関する基本方針」のうち多様性及び位置的分散の設計方針は適用しない。
非常用交流電源設備については，「10.1 非常用電源設備」に記載する。

非常用交流電源設備については，「10.1 非常用電源設備」に記載する。

常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備，常設代替直流電源設

常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備，常設代替直流電源設

備，可搬型代替直流電源設備，代替所内電気設備及び燃料給油設備につい

備，可搬型代替直流電源設備，代替所内電気設備及び燃料給油設備については，「10.2 代替電源設備」に記載する。

ては，「10.2 代替電源設備」に記載する。

⑥-26

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：添付書類八 9. 原子炉格納施設（9.11 発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備）】
東海第二発電所
9.11.2

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

設計方針

発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備のうち，炉心の著し

修

正

案

備

考

9.11.2 設計方針
発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備として，炉心の著し 抽出リストＣ－６７

い損傷及び原子炉格納容器の破損又は使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損又は使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷に至った場合において，発電所外への放射性物質の拡散を抑制するたい損傷に至った場合において，発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備として，原子炉建屋放水設備及び海洋拡散抑制設備を設ける。

めに，原子炉建屋放水設備及び海洋拡散抑制設備を設ける。

また，原子炉建屋周辺における航空機衝突による航空機燃料火災に対応できる設備として，原子炉建屋放水設備を設ける。

また，原子炉建屋周辺における航空機衝突による航空機燃料火災に対応できる設備として，原子炉建屋放水設備を設ける。

⑥-27

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：添付書類八 9. 原子炉格納施設（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）】
東海第二発電所
9.12.2

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

備

考

9.12.2 設計方針

設計方針

重大事故等の収束に必要となる水の供給設備のうち，重大事故等の収束に重大事故等の収束に必要となる水の供給設備のうち，重大事故等の収束に必要となる水源として，代替淡水貯槽，西側淡水貯水設備，サプレッション・

必要となる水源として，代替淡水貯槽，西側淡水貯水設備，サプレッション・

チェンバ及びほう酸水貯蔵タンクを設ける。これら重大事故等の収束に必要

チェンバ及びほう酸水貯蔵タンクを設ける。これら重大事故等の収束に必要となる水源とは別に，代替淡水源として多目的タンク，原水タンク，ろ過水となる水源とは別に，代替淡水源として多目的タンク，原水タンク，ろ過水貯蔵タンク及び純水貯蔵タンクを設ける。
代替淡水貯槽を水源として重大事故等の対応を実施する際には，西側淡水貯蔵タンク及び純水貯蔵タンクを設ける。
代替淡水貯槽を水源として重大事故等の対応を実施する際には，西側淡水貯水設備を代替淡水源とし，西側淡水貯水設備を水源として重大事故等の対貯水設備を代替淡水源とし，西側淡水貯水設備を水源として重大事故等の対応を実施する際には，代替淡水貯槽を代替淡水源とする。また，淡水が枯渇応を実施する際には，代替淡水貯槽を代替淡水源とする。また，淡水が枯渇した場合に，海を水源として利用できる設計とする。

した場合に，海を水源として利用できる設計とする。

重大事故等の収束に必要となる水の供給設備のうち，設計基準事故対処設

重大事故等の収束に必要となる水の供給設備のうち，設計基準事故対処設

備及び重大事故等対処設備に対して，重大事故等の収束に必要となる十分な

備及び重大事故等対処設備に対して，重大事故等の収束に必要となる十分な量の水を供給するために必要な設備として，可搬型代替注水中型ポンプ及び量の水を供給するために必要な設備として，可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプを設ける。また，海を利用するために必要な設備

可搬型代替注水大型ポンプを設ける。また，海を利用するために必要な設備として，可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプを設ける。

として，可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプを設ける。

代替水源からの移送ルートを確保し，ホース及びポンプについては，複数

代替水源からの移送ルートを確保し，ホース及びポンプについては，複数箇所に分散して保管する。

箇所に分散して保管する。

(1)

(1)

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

重大事故等の収束に必要となる水源
ａ．代替淡水貯槽を水源とした場合に用いる設備想定される重大事故等時において，原子炉圧力容器及び原子炉格納容想定される重大事故等時において，原子炉圧力容器及び原子炉格納容器への注水に使用する設計基準事故対処設備が機能喪失した場合の代替器への注水に使用する設計基準事故対処設備が機能喪失した場合の代替手段である低圧代替注水系（常設），低圧代替注水系（可搬型），代替格手段である低圧代替注水系（常設），低圧代替注水系（可搬型），代替格

納容器スプレイ冷却系（常設），代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型），

納容器スプレイ冷却系（常設），代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型），

格納容器下部注水系（常設）及び格納容器下部注水系（可搬型）の水源

格納容器下部注水系（常設）及び格納容器下部注水系（可搬型）の水源として，また，使用済燃料プールの冷却又は注水に使用する設計基準事として，また，格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置へのスクラビン 抽出リストＣ－５６

故対処設備が機能喪失した場合の代替手段である代替燃料プール注水系

グ水補給の水源として,さらに,使用済燃料プールの冷却又は注水に使用（注水ライン），代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）及び代替する設計基準事故対処設備が機能喪失した場合の代替手段である代替燃

燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）の水源として，代替淡水貯料プール注水系（注水ライン），代替燃料プール注水系（常設スプレイヘ

槽を使用する。

ッダ）及び代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）の水源とし主要な設備は，以下のとおりとする。

て，代替淡水貯槽を使用する。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・代替淡水貯槽・代替淡水貯槽各系統の詳細については，「4.3

使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための各系統の詳細については，
「4.3

設備」
，
「5.9 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却

設備」
，
「5.9

するための設備」，「9.6

するための設備」，「9.6

原子炉格納容器内の冷却等のための設備」及び使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却
原子炉格納容器内の冷却等のための設備」及び⑥-28

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：添付書類八 9. 原子炉格納施設（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）】
東海第二発電所「9.8

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備」に記載す

修

正

案

備

考

「9.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備」に記載する。

る。
ｂ．西側淡水貯水設備を水源とした場合に用いる設備

ｂ．西側淡水貯水設備を水源とした場合に用いる設備想定される重大事故等時において，原子炉圧力容器及び原子炉格納容想定される重大事故等時において，原子炉圧力容器及び原子炉格納容器への注水に使用する設計基準事故対処設備が機能喪失した場合の代替器への注水に使用する設計基準事故対処設備が機能喪失した場合の代替手段である低圧代替注水系（可搬型），代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）及び格納容器下部注水系（可搬型）の水源として，また，使用済手段である低圧代替注水系（可搬型），代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）及び格納容器下部注水系（可搬型）の水源として，また，格納容 抽出リストＣ－５６

燃料プールの注水に使用する設計基準事故対処設備が機能喪失した場合

器圧力逃がし装置のフィルタ装置へのスクラビング水補給の水源としの代替手段である代替燃料プール注水系（注水ライン）の水源として，て,さらに,使用済燃料プールの注水に使用する設計基準事故対処設備が西側淡水貯水設備を使用する。

機能喪失した場合の代替手段である代替燃料プール注水系（注水ライン）の水源として，西側淡水貯水設備を使用する。

主要な設備は，以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

・西側淡水貯水設備

・西側淡水貯水設備

各系統の詳細については，「4.3

使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための各系統の詳細については，
「4.3

設備」，
「5.9 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却

設備」
，
「5.9

するための設備」，「9.6

するための設備」
，
「9.6

「9.8

原子炉格納容器内の冷却等のための設備」及び原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備」に記載す

使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却
原子炉格納容器内の冷却等のための設備」及び「9.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備」に記載する。

る。
ｃ．サプレッション・チェンバを水源とした場合に用いる設備

ｃ．サプレッション・チェンバを水源とした場合に用いる設備想定される重大事故等時において，原子炉圧力容器及び原子炉格納容想定される重大事故等時において，原子炉圧力容器及び原子炉格納容器への注水に使用する設計基準事故対処設備が機能喪失した場合の代替器への注水に使用する設計基準事故対処設備が機能喪失した場合の代替手段である高圧代替注水系，代替循環冷却系，原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 ，手段である高圧代替注水系，代替循環冷却系，原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 ，高圧炉心スプレイ系，残留熱除去系（低圧注水系），低圧炉心スプレイ系，

高圧炉心スプレイ系，残留熱除去系（低圧注水系），低圧炉心スプレイ系，

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッ

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）の水源として，サプレッション・チェンバを使

ション・プール冷却系）の水源として，サプレッション・チェンバを使

用する。

用する。

主要な設備は，以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

・サプレッション・チェンバ・サプレッション・チェンバ各系統の詳細については，「5.7原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時

各系統の詳細については，「5.7

原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備」，「5.9 原子炉冷却材圧力バウン
ダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備」及び「9.7 原子炉格に発電用原子炉を冷却するための設備」，「5.9 原子炉冷却材圧力バウン
ダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備」及び「9.7 原子炉格

納容器の過圧破損を防止するための設備」に記載する。

納容器の過圧破損を防止するための設備」に記載する。

ｄ．ほう酸水貯蔵タンクを水源とした場合に用いる設備

ｄ．ほう酸水貯蔵タンクを水源とした場合に用いる設備想定される重大事故等時において，原子炉圧力容器への注水に使用す想定される重大事故等時において，原子炉圧力容器への注水に使用する設計基準事故対処設備が機能喪失した場合の代替手段であるほう酸水

る設計基準事故対処設備が機能喪失した場合の代替手段であるほう酸水⑥-29

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：添付書類八 9. 原子炉格納施設（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

注入系の水源として，ほう酸水貯蔵タンクを使用する。

修

正

案

考

注入系の水源として，ほう酸水貯蔵タンクを使用する。

主要な設備は，以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

・ほう酸水貯蔵タンク（6.7・ほう酸水貯蔵タンク（6.7

緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界

備

緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備）にするための設備）
本系統の詳細については，「6.7

緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備」に記載する。
ｅ．代替淡水源を水源とした場合に用いる設備想定される重大事故等時において，代替淡水貯槽又は西側淡水貯水設

本系統の詳細については，「6.7

緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備」に記載する。
ｅ．代替淡水源を水源とした場合に用いる設備想定される重大事故等時において，代替淡水貯槽又は西側淡水貯水設

備へ水を供給するための水源であるとともに，原子炉圧力容器及び原子備へ水を供給するための水源であるとともに，格納容器圧力逃がし装置 抽出リストＡ－６

炉格納容器への注水に使用する設計基準事故対処設備が機能喪失した場のフィルタ装置へのスクラビング水補給の水源として，代替淡水源であ合の代替手段である低圧代替注水系（可搬型），代替格納容器スプレイ冷る多目的タンク，原水タンク，ろ過水貯蔵タンク及び純水貯蔵タンクを却系（可搬型）及び格納容器下部注水系（可搬型）の水源として，また，使用する。

使用済燃料プールの冷却又は注水に使用する設計基準事故対処設備が機能喪失した場合の代替手段である代替燃料プール注水系（注水ライン），
代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）及び代替燃料プール注水
系（可搬型スプレイノズル）の水源として，代替淡水源である多目的タ
ンク，原水タンク，ろ過水貯蔵タンク及び純水貯蔵タンクを使用する。
各系統の詳細については，「4.3

使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための抽出リストＡ－６

設備」，「5.9 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備」
，
「9.6
「9.8

原子炉格納容器内の冷却等のための設備」及び原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備」に記載す

る。

⑥-30

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：添付書類八 10.その他発電用原子炉の附属施設（10.1 非常用電源設備）】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修10.1 非常用電源設備

10.1

非常用電源設備

10.1.110.1.1

通常運転時等

通常運転時等10.1.1.1

概要10.1.1.1

概正案

発電用原子炉施設は，重要安全施設がその機能を維持するために必要となる電力を当該重要安全施設に供給するため，電力系統に連系する設計とする。

る電力を当該重要安全施設に供給するため，電力系統に連系する設計とする。

非常用の所内高圧母線は 3 母線で構成し，常用母線及び非常用交流電源設
備である非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機を

非常用の所内高圧母線は 3 母線で構成し，常用母線及び非常用交流電源設
備である非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機を含む。）のいずれからも受電できる設計とする。

含む。）のいずれからも受電できる設計とする。

を通して受電する。
所内機器は，工学的安全施設に関係する機器とその他の一般機器に分類する。
工学的安全施設に関係する機器は非常用母線に，その他の一般機器は原則として常用母線に接続する。

考要

発電用原子炉施設は，重要安全施設がその機能を維持するために必要とな

非常用の所内低圧母線は 2 母線で構成し，非常用高圧母線から動力変圧器

備

非常用の所内低圧母線は 2 母線で構成し，非常用高圧母線から動力変圧器を通して受電する。
所内機器は，工学的安全施設に関係する機器とその他の一般機器に分類する。
工学的安全施設に関係する機器は非常用母線に，その他の一般機器は原則として常用母線に接続する。

所内機器で 2 台以上設置するものは，単一の所内母線の故障があっても，所内機器で 2 台以上設置するものは，単一の所内母線の故障があっても，全部の機器電源が喪失しないよう 2 母線以上に分割接続し，所内電力供給の全部の機器電源が喪失しないよう 2 母線以上に分割接続し，所内電力供給の安定を図る。

安定を図る。

安全保護系及び工学的安全施設に関係する機器は，単一の非常用母線の故

安全保護系及び工学的安全施設に関係する機器は，単一の非常用母線の故障があっても，他の系統に波及して多重性を損なうことがないよう系統ごと障があっても，他の系統に波及して多重性を損なうことがないよう系統ごとに分離して非常用母線に接続する。

に分離して非常用母線に接続する。

２Ｃ非常用ディーゼル発電機は，275kV 送電線（東京電力パワーグリッド

２Ｃ非常用ディーゼル発電機は，275kV 送電線（東京電力パワーグリッド

株式会社東海原子力線）が停電した場合に非常用母線に電力を供給する。ま株式会社東海原子力線）が停電した場合に非常用母線に電力を供給する。また，２Ｄ非常用ディーゼル発電機及び高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機

た，２Ｄ非常用ディーゼル発電機及び高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機

は，275kV 送電線（東京電力パワーグリッド株式会社東海原子力線）が停電

は，275kV 送電線（東京電力パワーグリッド株式会社東海原子力線）が停電し，かつ 154kV 送電線（東京電力パワーグリッド株式会社村松線・原子力１

し，かつ 154kV 送電線（東京電力パワーグリッド株式会社村松線・原子力１号線）も停電した場合にそれぞれの非常用母線に電力を供給する。

号線）も停電した場合にそれぞれの非常用母線に電力を供給する。

1 台の非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機を

1 台の非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機を含む。）が作動しないと仮定した場合でも燃料体及び原子炉冷却材圧力バウ含む。）が作動しないと仮定した場合でも燃料体及び原子炉冷却材圧力バウ

ンダリの設計条件を超えることなく炉心を冷却でき，あるいは，原子炉冷却

ンダリの設計条件を超えることなく炉心を冷却でき，あるいは，原子炉冷却材喪失時にも炉心の冷却とともに，原子炉格納容器等安全上重要な系統機器の機能を確保できる容量と機能を有する設計とする。

材喪失時にも炉心の冷却とともに，原子炉格納容器等安全上重要な系統機器の機能を確保できる容量と機能を有する設計とする。

また，発電所の安全に必要な直流電源を確保するため蓄電池（非常用）をまた，発電所の安全に必要な直流電源を確保するため蓄電池（非常用）を設置し，安定した交流電源を必要とするものに対しては，非常用の無停電電設置し，安定した交流電源を必要とするものに対しては，非常用の無停電電源装置を設置する。非常用直流電源設備は，非常用所内電源系として 3 系統

源装置を設置する。非常用直流電源設備は，非常用所内電源系として 3 系統から構成し，3 系統のうち 1 系統が故障しても発電用原子炉の安全性は確保から構成し，3 系統のうち 1 系統が故障しても発電用原子炉の安全性は確保⑥-31

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：添付書類八 10.その他発電用原子炉の附属施設（10.1 非常用電源設備）】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

できる設計とする。

修

正

案

備

考

できる設計とする。

外部電源，非常用所内電源設備，その他の関連する電気系統機器の短絡若

外部電源，非常用所内電源設備，その他の関連する電気系統機器の短絡若

しくは地絡又は母線の低電圧若しくは過電流等を検知できる設計とし，検知

しくは地絡又は母線の低電圧若しくは過電流等を検知できる設計とし，検知した場合には，遮断器により故障箇所を隔離することによって，故障によるした場合には，遮断器により故障箇所を隔離することによって，故障による影響を局所化できるととともに，他の安全機能への影響を限定できる設計と影響を局所化できるとともに，他の安全機能への影響を限定できる設計とす 抽出リストＣ－８９する。
また，非常用所内電源設備からの受電時に，容易に母線切替操作が可能なる。
また，非常用所内電源設備からの受電時に，容易に母線切替操作が可能な設計とする。

設計とする。

⑥-32

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：添付書類八 10.その他発電用原子炉の附属施設（10.2 代替電源設備）】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

第 10.2－1 表

代替電源設備の主要機器仕様（7）燃料給油設備

修
第 10.2－1 表

案

ａ．軽油貯蔵タンク

第 10.1－3 表

第 10.1－3 表

非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機を含む。）の設備仕様に記載する。
基数
2
量

約 400kL／基ｂ．常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプ

考

代替電源設備の主要機器仕様

非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機を含む。）の設備仕様に記載する。
基
数
2
容

量

約 400kL／基ｂ．常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプ型

式

スクリュー型

型

式

スクリュー型台

数

1（予備 1）台

数

1（予備 1）

約 3.0m ／h

容量

約 3.0m３／h

吐 出 圧 力約 0.3MPa [gage]

吐 出 圧 力約 0.3MPa [gage]

最高使用圧力1.0MPa [gage]

最高使用圧力1.0MPa [gage]

最高使用温度

66℃

最高使用温度55℃

容備（7）燃料給油設備

ａ．軽油貯蔵タンク

容

正

量

３

抽出リストＡ－１４⑥-33

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：添付書類八 10.その他発電用原子炉の附属施設（10.3.3 主要設備）】
東海第二発電所
10.3.310.3.3.1

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

主要設備
送 電 線

修

正

案

10.3.3.1

送 電 線

発電所は，重要安全施設がその機能を維持するために必要となる電力を当該重要安全施設に供給するため，第 10.3－1 図に示すとおり，送受電可能な

該重要安全施設に供給するため，第 10.3－1 図に示すとおり，送受電可能な回線として 275kV 送電線（東京電力パワーグリッド株式会社東海原子力線）

回線として 275kV 送電線（東京電力パワーグリッド株式会社東海原子力線）

1 ルート 2 回線及び受電専用の回線として 154kV 送電線（東京電力パワーグ
リッド株式会社村松線・原子力 1 号線）1 ルート 1 回線の合計 2 ルート 3 回

1 ルート 2 回線及び受電専用の回線として 154kV 送電線（東京電力パワーグ
リッド株式会社村松線・原子力 1 号線）1 ルート 1 回線の合計 2 ルート 3 回線で電力系統に連系する。

線で電力系統に連系する。

所に連系する。
また，154kV 送電線は，約 9km 離れた東京電力パワーグリッド株式会社茨城変電所に連系する。

275kV 送電線は，約 17km 離れた東京電力パワーグリッド株式会社那珂変電所に連系する。
また，154kV 送電線は，約 9km 離れた東京電力パワーグリッド株式会社茨城変電所に連系する。

万一，送電線の上流側接続先である東京電力パワーグリッド株式会社那珂万一，送電線の上流側接続先である東京電力パワーグリッド株式会社那珂変電所が停止した場合でも，外部電源系からの電力供給が可能となるよう，変電所が停止した場合でも，外部電源系からの電力供給が可能となるよう，

東京電力パワーグリッド株式会社新筑波変電所から西水戸変電所及び茨城変

東京電力パワーグリッド株式会社新筑波変電所から西水戸変電所及び茨城変電所を経由するルートで本発電所に電力を供給することが可能な設計とする電所を経由するルートで本発電所に電力を供給することが可能な設計とする

ことを確認している。

ことを確認している。

また，東京電力パワーグリッド株式会社那珂変電所が停止した場合の，東また，東京電力パワーグリッド株式会社那珂変電所が停止した場合の，東京電力パワーグリッド株式会社新筑波変電所から本発電所への電力供給につ

京電力パワーグリッド株式会社新筑波変電所から本発電所への電力供給については，あらかじめ定められた手順，体制等に基づき，昼夜を問わず，確実

いては，あらかじめ定められた手順，体制等に基づき，昼夜を問わず，確実に実施されることを確認している。

に実施されることを確認している。

なお，東京電力パワーグリッド株式会社茨城変電所が停止した場合には，

なお，東京電力パワーグリッド株式会社茨城変電所が停止した場合には，外部電源系からの電力供給が可能となるよう，東京電力パワーグリッド株式

外部電源系からの電力供給が可能となるよう，東京電力パワーグリッド株式

会社那珂変電所を経由するルートで本発電所に電力を供給することが可能な会社那珂変電所を経由するルートで本発電所に電力を供給することが可能な設計とすることを確認している。

設計とすることを確認している。

送電線は，1 回線で重要安全施設がその機能を維持するために必要となる送電線は，1 回線で重要安全施設がその機能を維持するために必要となる電力を供給できる容量が選定されるとともに，常時，重要安全施設に連系す電力を供給できる容量が選定されるとともに，常時，重要安全施設に連系する 275kV 送電線は，系統事故による停電の減少を図るため 2 回線接続とする。

る 275kV 送電線は，系統事故による停電の減少を図るため 2 回線接続とする。

275kV 送電線については，短絡，地絡検出用保護装置を 2 系列設置するこ

275kV 送電線については，短絡，地絡検出用保護装置を 2 系列設置することにより，多重化を図る設計とする。また，送電線両端の発電所及び変電所の送電線引出口に遮断器を配置し，送電線で短絡，地絡等の故障が発生したとにより，多重化を図る設計とする。また，送電線両端の発電所及び変電所の送電線引出口に遮断器を配置し，送電線で短絡，地絡等の故障が発生した

場合には，遮断器により故障箇所を隔離することによって，故障による影響

場合には，遮断器により故障箇所を隔離することによって，故障による影響を局所化できるとともに，他の安全機能への影響を限定できる設計となってを局所化できるとともに，他の安全機能への影響を限定できる設計となっていることを確認している。

いることを確認している。

また，送電線 1 相の開放が生じた際には，275kV 送電線は送受電時，154kV

考10.3.3 主要設備

発電所は，重要安全施設がその機能を維持するために必要となる電力を当275kV 送電線は，約 17km 離れた東京電力パワーグリッド株式会社那珂変電

備

また，送電線 1 相の開放が生じた際には，275kV 送電線は送受電時，154kV⑥-34

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：添付書類八 10.その他発電用原子炉の附属施設（10.3.3 主要設備）】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

送電線は受電している場合，保護装置による自動検知又は人的な検知（巡視

送電線は受電している場合，保護装置による自動検知又は人的な検知（巡視点検等）を加えることで，一部の保護継電器等による検知が期待できない箇

点検等）を加えることで，一部の保護継電器等による検知が期待できない箇所の 1 相開放故障の発見や，その兆候を早期に発見できる可能性を高めるこ所の 1 相開放故障の発見や，その兆候を早期に発見できる可能性を高めることとしている。

ととしている。

設計基準対象施設に連系する 275kV 送電線（東京電力パワーグリッド株式

備考

設計基準対象施設に連系する 275kV 送電線（東京電力パワーグリッド株式会社東海原子力線）1 ルート 2 回線及び 154kV 送電線（東京電力パワーグリ
ッド株式会社村松・原子力 1 号線）1 ルート 1 回線は，同一の送電鉄塔に架会社東海原子力線）1 ルート 2 回線及び 154kV 送電線（東京電力パワーグリ
ッド株式会社村松線・原子力 1 号線）1 ルート 1 回線は，同一の送電鉄塔に 抽出リストＣ－９０

線しないよう，それぞれのルートに送電鉄塔を備えていることを確認してい架線しないよう，それぞれのルートに送電鉄塔を備えていることを確認して

る。

いる。

また，送電線は，大規模な盛土の崩壊，大規模な地すべり，急傾斜の崩壊

また，送電線は，大規模な盛土の崩壊，大規模な地すべり，急傾斜の崩壊による被害の最小化を図るため，鉄塔基礎の安定性を確保することで，鉄塔による被害の最小化を図るため，鉄塔基礎の安定性を確保することで，鉄塔の倒壊を防止するとともに，台風等による強風発生時や冬期の着氷雪によるの倒壊を防止するとともに，台風等による強風発生時や冬期の着氷雪による事故防止対策が図られており，外部電源系からの電力供給が同時に停止する

事故防止対策が図られており，外部電源系からの電力供給が同時に停止することがない設計となっていることを確認している。

ことがない設計となっていることを確認している。

さらに，275kV 送電線（東京電力パワーグリッド株式会社東海原子力線）とさらに，275kV 送電線（東京電力パワーグリッド株式会社東海原子力線）と154kV 送電線（東京電力パワーグリッド株式会社原子力 1 号線）の近接箇所

154kV 送電線（東京電力パワーグリッド株式会社原子力 1 号線）の近接箇所については，鉄塔を移設することにより，仮に 1 つの鉄塔が倒壊しても，すについては，鉄塔を移設することにより，仮に 1 つの鉄塔が倒壊しても，すべての送電線が同時に機能喪失しない絶縁距離及び水平距離を確保する設計

べての送電線が同時に機能喪失しない絶縁距離及び水平距離を確保する設計

とする。

とする。

これらにより，設計基準対象施設に連系する送電線は，互いに物理的に分離した設計とする。
送電線の設備仕様を第 10.3－1 表に示す。また，送電系統図を第 10.3－1
図に示す。

これらにより，設計基準対象施設に連系する送電線は，互いに物理的に分離した設計とする。
送電線の設備仕様を第 10.3－1 表に示す。また，送電系統図を第 10.3－1
図に示す。

⑥-35

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：添付書類八 10.その他発電用原子炉の附属施設（10.5 火災防護設備）】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

第 10.5－3 表
(3)

(4)

修
第 10.5－3 表

消火設備の主要機器仕様

二酸化炭素自動消火設備(3)

消火方式：全域放出方式

消火方式：全域放出方式

設置個所：ディーゼル発電機室

設置箇所：ディーゼル発電機室

消 火 剤 ：ハロン 1301（全域／局所）：FK-5-1-12（局所）：FK-5-1-12（局所）

消火方式：全域放出方式（ハロン 1301）

消火方式：全域放出方式（ハロン 1301）

設置個所：火災発生時の煙の充満等による消火活動が困難な火災区域又
は火災区画

考

抽出リストＣ－７１

ハロゲン化物自動消火設備

消 火 剤 ：ハロン 1301（全域／局所）：局所放出方式（FK-5-1-12／ハロン 1301）

備

二酸化炭素自動消火設備
消 火 剤 ：二酸化炭素(4)案

消火設備の主要機器仕様

消 火 剤 ：二酸化炭素

ハロゲン化物自動消火設備

正：局所放出方式（FK-5-1-12／ハロン 1301）
設置箇所：火災発生時の煙の充満等による消火活動が困難な火災区域又抽出リストＣ－７１

は火災区画

⑥-36

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：添付書類八 10.6 津波及び内部溢水に対する浸水防護設備】
東海第二発電所
10.6.1.2

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

重大事故等対処施設

10.6.1.2.1

概要修
10.6.1.2

正

案

備

考

重大事故等対処施設

10.6.1.2.1 概要

発電用原子炉施設の耐津波設計については，「重大事故等対処施設は，基準発電用原子炉施設の耐津波設計については，「重大事故等対処施設は，基準津波に対して重大事故等に対処するために必要な機能が損なわれるおそれが津波に対して重大事故等に対処するために必要な機能が損なわれるおそれがないものでなければならない」ことを目的として，津波の敷地への流入防止，ないものでなければならない」ことを目的として，津波の敷地への流入防止，漏水による重大事故等に対処するために必要な機能への影響防止，津波防護の多重化及び水位低下による重大事故等に対処するために必要な機能への影

漏水による重大事故等に対処するために必要な機能への影響防止，津波防護の多重化及び水位低下による重大事故等に対処するために必要な機能への影響

響防止を考慮した津波防護対策を講じる。

防止を考慮した津波防護対策を講じる。

津波から防護する設備は，重大事故等対処施設，可搬型重大事故等対処設

津波から防護する設備は，重大事故等対処施設，可搬型重大事故等対処設備，備，津波防護施設，浸水防止設備及び津波監視設備（以下「重大事故等対処

津波防護施設，浸水防止設備及び津波監視設備（以下「重大事故等対処施設の施設の津波防護対象設備」という。
）とする。

津波防護対象設備」という。
）とする。
津波の敷地への流入防止は，重大事故等対処施設の津波防護対象設備（貯留 抽出リストＣ－１１

津波の敷地への流入防止は，重大事故等対処施設の津波防護対象設備（非常用取水設備を除く。
）を内包する建屋及び区画の設置された敷地において，堰及び取水構造物を除く。
）を内包する建屋及び区画の設置された敷地におい基準津波による遡上波の地上部からの到達及び流入の防止対策並びに取水て，基準津波による遡上波の地上部からの到達及び流入の防止対策並びに取水路，放水路等の経路からの流入防止対策を講じる。

路，放水路等の経路からの流入防止対策を講じる。

漏水による重大事故等に対処するために必要な機能への影響防止は，取水・漏水による重大事故等に対処するために必要な機能への影響防止は，取水・放水施設，地下部等において，漏水の可能性を考慮の上，漏水による浸水範

放水施設，地下部等において，漏水の可能性を考慮の上，漏水による浸水範囲

囲を限定して，重大事故等に対処するために必要な機能への影響を防止するを限定して，重大事故等に対処するために必要な機能への影響を防止する対策

対策を講じる。

を講じる。
津波防護の多重化として，上記 2 つの対策のほか，重大事故等対処施設の津

津波防護の多重化として，上記 2 つの対策のほか，重大事故等対処施設の津波防護対象設備（非常用取水設備を除く。
）を内包する建屋及び区画におい波防護対象設備（貯留堰及び取水構造物を除く。
）を内包する建屋及び区画に 抽出リストＣ－１１て，浸水防護をすることにより津波による影響等から隔離する対策を講じる。

おいて，浸水防護をすることにより津波による影響等から隔離する対策を講じ

水位低下による重大事故等に対処するために必要な機能への影響防止は，る。
水位低下による重大事故等に対処するために必要な機能への影響防止は，水水位変動に伴う取水性低下による重大事故等に対処するために必要な機能への影響を防止する対策を講じる。

位変動に伴う取水性低下による重大事故等に対処するために必要な機能への影響を防止する対策を講じる。

10.6.1.2.2

設計方針

10.6.1.2.2 設計方針

重大事故等対処施設は，基準津波に対して重大事故等に対処するために必重大事故等対処施設は，基準津波に対して重大事故等に対処するために必要要な機能が損なわれるおそれがない設計とする。
津波から防護する設備は，重大事故等対処施設の津波防護対象設備とする。

な機能が損なわれるおそれがない設計とする。
津波から防護する設備は，重大事故等対処施設の津波防護対象設備とする。
耐津波設計に当たっては，以下の方針とする。

耐津波設計に当たっては，以下の方針とする。
(1)包する建屋及び区画に設置された敷地において，基準津波による遡上波を重大事故等対処施設の津波防護対象設備（貯留堰及び取水構造物を除く。
） 抽出リストＣ－１１を内包する建屋及び区画の設置された敷地において，基準津波による遡上波 抽出リストＣ－１０

地上部から到達又は流入させない設計とする。また，取水路，放水路等のを地上部から到達又は流入させない設計とする。また，取水路，放水路等の重大事故等対処施設の津波防護対象設備（非常用取水設備を除く。
）を内

(1)

⑥-37

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：添付書類八 10.6 津波及び内部溢水に対する浸水防護設備】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

備

考

経路から流入させない設計とする。具体的な設計内容を以下に示す。

経路から流入させない設計とする。具体的な設計内容を以下に示す。

ａ．重大事故等対処施設の津波防護対象設備（非常用取水設備を除く。
）をａ．重大事故等対処施設の津波防護対象設備（貯留堰及び取水構造物を除 抽出リストＣ－１１

内包する建屋（緊急時対策所建屋）及び区画（可搬型重大事故等対処設く。
）を内包する建屋（緊急時対策所建屋）及び区画（可搬型重大事故等

備保管場所（西側）及び可搬型重大事故等対処設備保管場所（南側）を対処設備保管場所（西側）及び可搬型重大事故等対処設備保管場所（南側）除く。
）は，基準津波による遡上波が到達する可能性があるため，津波防を除く。
）は，基準津波による遡上波が到達する可能性があるため，津波護施設及び浸水防止設備を設置し，基準津波による遡上波を地上部から到達又は流入させない設計とする。また，重大事故等対処施設の津波防防護施設及び浸水防止設備を設置し，基準津波による遡上波を地上部から到達又は流入させない設計とする。また，重大事故等対処施設の津波防護

護対象設備を内包する建屋及び区画のうち，緊急時対策所建屋，可搬型

対象設備を内包する建屋及び区画のうち，緊急時対策所建屋，可搬型重大重大事故等対処設備保管場所（西側）及び可搬型重大事故等対処設備保事故等対処設備保管場所（西側）及び可搬型重大事故等対処設備保管場所

管場所（南側）については基準津波による遡上波が到達しない十分高い（南側）については基準津波による遡上波が到達しない十分高い場所に設

場所に設置する。

置する。

ｂ．上記ａ．の遡上波の到達防止に当たっての検討は，「10.6.1.1

ｂ．上記ａ．の遡上波の到達防止に当たっての検討は，「10.6.1.1

設計基

設計基

準対象施設」を適用する。

準対象施設」を適用する。
ｃ．取水路，放水路等の経路から，津波が流入する可能性のある経路（扉，ｃ．取水路，放水路等の経路から，津波が流入する可能性のある経路（扉，開口部，貫通口等）を特定し，必要に応じて実施する浸水対策について

開口部，貫通口等）を特定し，必要に応じて実施する浸水対策については，

は，「10.6.1.1「10.6.1.1(2)

設計基準対象施設」を適用する。

取水・放水施設，地下部等において，漏水する可能性を考慮の上，漏水(2)

設計基準対象施設」を適用する。

取水・放水施設，地下部等において，漏水する可能性を考慮の上，漏水にによる浸水範囲を限定し，重大事故等に対処するために必要な機能への影

よる浸水範囲を限定し，重大事故等に対処するために必要な機能への影響を響を防止する設計とする。具体的には「10.6.1.1

防止する設計とする。具体的には「10.6.1.1

設計基準対象施設」を

る。

適用する。
(3)

設計基準対象施設」を適用す

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

上記(1)及び(2)に規定するもののほか，重大事故等対処施設の津波防護対対象設備（非常用取水設備を除く。
）を内包する建屋及び区画については，

象設備（貯留堰及び取水構造物を除く。
）を内包する建屋及び区画について 抽出リストＣ－１１

浸水防護をすることにより津波による影響等から隔離する。そのため，浸は，浸水防護をすることにより津波による影響等から隔離する。そのため，

水防護重点化範囲を明確化するとともに，必要に応じて実施する浸水対策

浸水防護重点化範囲を明確化するとともに，必要に応じて実施する浸水対策については，「10.6.1.1

については，「10.6.1.1(4)

設計基準対象施設」を適用する。

水位変動に伴う取水性能低下による重大事故等に対処するために必要な(4)

設計基準対象施設」を適用する。

水位変動に伴う取水性低下による重大事故等に対処するために必要な機 抽出リストＣ－１４

機能への影響を防止する設計とする。そのため，非常用海水ポンプについ能への影響を防止する設計とする。そのため，非常用海水ポンプについては，ては，「10.6.1.1 設計基準対象施設」を適用する。

「10.6.1.1

設計基準対象施設」を適用する。

また，緊急用海水ポンプについては，基準津波による水位の変動に対しまた，緊急用海水ポンプについては，基準津波による水位の変動に対してて取水性を確保でき，ＳＡ用海水ピット取水塔からの砂の混入に対して，ポンプが機能保持できる設計とする。

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

津波防護施設，浸水防止設備及び津波監視設備の機能の保持については， (5) 津波防護施設，浸水防止設備及び津波監視設備の機能の保持については，「10.6.1.1 設計基準対象施設」を適用する。
「10.6.1.1 設計基準対象施設」を適用する。

(5)
(6)

津波防護施設，浸水防止設備及び津波監視設備の設計に当たって考慮す

る自然現象については，「10.6.1.1 設計基準対象施設」を適用する。

(6) 津波防護施設，浸水防止設備及び津波監視設備の設計に当たって考慮する
自然現象については，「10.6.1.1 設計基準対象施設」を適用する。

⑥-38

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：添付書類八 10.6 津波及び内部溢水に対する浸水防護設備】
東海第二発電所用する。

る。

津波防護施設，浸水防止設備及び津波監視設備の設計並びに非常用海水(8) 津波防護施設，浸水防止設備及び津波監視設備の設計並びに非常用海水ポ

ポンプ等の取水性の評価における入力津波の評価に当たっては，「10.6.1.1

ンプ等の取水性の評価における入力津波の評価に当たっては，「10.6.1.1

設計基準対象施設」を適用する。

設計基準対象施設」を適用する。

(2)
(3)

設計基準対象施設 10.6.1.1.3(4)

設計基準対象施設 10.6.1.1.3(3)

設計基準対象施設 10.6.1.2.3
設計基準対象施設 10.6.1.1.3
設計基準対象施設 10.6.1.1.3
設計基準対象施設 10.6.1.1.3

(5)
(6)
(7)
(8)

設計基準対象施設 10.6.1.1.3(9)

設計基準対象施設 10.6.1.1.3
設計基準対象施設 10.6.1.1.3

(12)

(14)

設計基準対象施設 10.6.1.1.3

緊急用海水ポンプ点検用開口部浸水防止蓋

設計基準対象施設 10.6.1.1.3

主要設備」に同じ。

設計基準対象施設 10.6.1.1.3

主要設備」に同じ。

設計基準対象施設 10.6.1.1.3

主要設備」に同じ。

設計基準対象施設 10.6.1.1.3

主要設備」に同じ。

設計基準対象施設 10.6.1.1.3

主要設備」に同じ。

緊急用海水ポンプピット点検用開口部浸水防止蓋「10.6.1.1

設計基準対象施設 10.6.1.1.3

主要設備」に同じ。

(11)

緊急用海水ポンプグランドドレン排出口逆止弁(12)「10.6.1.1 設計基準対象施設 10.6.1.1.3
緊急用海水ポンプ室床ドレン排出口逆止弁

主要設備」に同じ。

「10.6.1.1

主要設備」に同じ。
(13)

海水ポンプ室ケーブル点検口浸水防止蓋
設計基準対象施設 10.6.1.1.3(10)

主要設備」に同じ。

「10.6.1.1 設計基準対象施設 10.6.1.1.3
緊急用海水ポンプ室床ドレン排出口逆止弁「10.6.1.1

主要設備」に同じ。

ＳＡ用海水ピット開口部浸水防止蓋「10.6.1.1

主要設備」に同じ。

緊急用海水ポンプグランドドレン排出口逆止弁(13)

設計基準対象施設 10.6.1.2.3

放水路ゲート点検用開口部浸水防止蓋「10.6.1.1

主要設備」に同じ。

(11)「10.6.1.1

主要設備」に同じ。

取水ピット空気抜き配管逆止弁「10.6.1.1

主要設備」に同じ。

緊急用海水ポンプピット点検用開口部浸水防止蓋「10.6.1.1

設計基準対象施設 10.6.1.1.3

海水ポンプグランドドレン排出口逆止弁「10.6.1.1

主要設備」に同じ。

ＳＡ用海水ピット開口部浸水防止蓋「10.6.1.1

主要設備」に同じ。

取水路点検用開口部浸水防止蓋「10.6.1.1

主要設備」に同じ。

放水路ゲート点検用開口部浸水防止蓋「10.6.1.1「10.6.1.1

主要設備」に同じ。

取水ピット空気抜き配管逆止弁「10.6.1.1

設計基準対象施設 10.6.1.1.3(4) 貯留堰

海水ポンプグランドドレン排出口逆止弁「10.6.1.1

主要設備」に同じ。

構内排水路逆流防止設備「10.6.1.1

主要設備」に同じ。

取水路点検用開口部浸水防止蓋「10.6.1.1「10.6.1.1

主要設備」に同じ。

貯留堰「10.6.1.1

設計基準対象施設 10.6.1.1.3(2) 放水路ゲート

構内排水路逆流防止設備「10.6.1.1

防潮堤及び防潮扉「10.6.1.1

主要設備」に同じ。

放水路ゲート「10.6.1.1

(10)

(1)

防潮堤及び防潮扉
設計基準対象施設 10.6.1.1.3

考10.6.1.2.3 主要設備

主要設備

「10.6.1.1(9)備せを考慮する自然現象については，「10.6.1.1 設計基準対象施設」を適用す

(1)

(8)

案

合せを考慮する自然現象については，「10.6.1.1 設計基準対象施設」を適10.6.1.2.3(7)正(7) 津波防護施設，浸水防止設備及び津波監視設備の設計における荷重の組合

(8)

(6)

修

津波防護施設，浸水防止設備及び津波監視設備の設計における荷重の組

(7)

(5)

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点(14)主要設備」に同じ。

海水ポンプ室ケーブル点検口浸水防止蓋「10.6.1.1

主要設備」に同じ。

設計基準対象施設 10.6.1.1.3

主要設備」に同じ。

設計基準対象施設 10.6.1.1.3

主要設備」に同じ。

緊急用海水ポンプ点検用開口部浸水防止蓋⑥-39

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：添付書類八 10.6 津波及び内部溢水に対する浸水防護設備】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

緊急用海水ポンプ点検用開口部から浸水防護重点化範囲への溢水及び津

正

案

備

考

緊急用海水ポンプ点検用開口部から浸水防護重点化範囲への溢水及び津波の流入を防止し，津波防護対象設備（非常用取水設備を除く。
）が機能喪

波の流入を防止し，津波防護対象設備（貯留堰及び取水構造物を除く。
）が 抽出リストＣ－１１

失しない設計とするため，緊急用海水ポンプ点検用開口部浸水防止蓋を設

機能喪失しない設計とするため，緊急用海水ポンプ点検用開口部浸水防止蓋置する。緊急用海水ポンプ点検用開口部浸水防止蓋の設計においては，基を設置する。緊急用海水ポンプ点検用開口部浸水防止蓋の設計においては，

準地震動ＳＳによる地震力に対して浸水防止機能が十分に保持できるよう

基準地震動ＳＳによる地震力に対して浸水防止機能が十分に保持できるよに設計する。また，溢水による静水圧として作用する荷重，その他自然条
件（積雪等）及び余震荷重を考慮した場合において，浸水防止機能が十分うに設計する。また，溢水による静水圧として作用する荷重，その他自然条
件（積雪等）及び余震荷重を考慮した場合において，浸水防止機能が十分にに保持できる設計とする。

保持できる設計とする。

(15)

緊急用海水ポンプ室人員用開口部浸水防止蓋(15)

緊急用海水ポンプ室人員用開口部浸水防止蓋

緊急用海水ポンプ室人員用開口部から浸水防護重点化範囲への溢水及び緊急用海水ポンプ室人員用開口部から浸水防護重点化範囲への溢水及び津波の流入を防止し，津波防護対象設備（津波防護施設，浸水防止設備，

津波の流入を防止し，津波防護対象設備（津波防護施設，浸水防止設備，津津波監視設備及び非常用取水設備を除く。
）が機能喪失しない設計とするた

波監視設備及び非常用取水設備を除く。
）が機能喪失しない設計とするため，

め，緊急用海水ポンプ室人員用開口部浸水防止蓋を設置する。緊急用海水

緊急用海水ポンプ室人員用開口部浸水防止蓋を設置する。緊急用海水ポンプ

ポンプ室人員用開口部浸水防止蓋の設計においては，基準地震動ＳＳによる室人員用開口部浸水防止蓋の設計においては，基準地震動ＳＳによる地震力

地震力に対して浸水防止機能が十分に保持できるように設計する。また，に対して浸水防止機能が十分に保持できるように設計する。また，溢水によ溢水による静水圧として作用する荷重，その他自然条件（積雪等）及び余る静水圧として作用する荷重，その他自然条件（積雪等）及び余震荷重を考

震荷重を考慮した場合において，浸水防止機能が十分に保持できる設計と慮した場合において，浸水防止機能が十分に保持できる設計とする。

する。
(16)

(16)

格納容器圧力逃がし装置格納槽点検用水密ハッチ

格納容器圧力逃がし装置格納槽点検用水密ハッチ
緊急用海水ポンプ点検用開口部から浸水防護重点化範囲への溢水及び津緊急用海水ポンプ点検用開口部から浸水防護重点化範囲への溢水及び津波の流入を防止し，津波防護対象設備（津波防護施設，浸水防止設備，津波波の流入を防止し，津波防護対象設備（津波防護施設，浸水防止設備，津監視設備及び非常用取水設備を除く。）が機能喪失しない設計とするため，

波監視設備及び非常用取水設備を除く。）が機能喪失しない設計とするた

緊急用海水ポンプ点検用開口部浸水防止蓋を設置する。緊急用海水ポンプ点

め，緊急用海水ポンプ点検用開口部浸水防止蓋を設置する。緊急用海水ポ

検用開口部浸水防止蓋の設計においては，基準地震動ＳＳによる地震力に対ンプ点検用開口部浸水防止蓋の設計においては，基準地震動ＳＳによる地震

して浸水防止機能が十分に保持できるように設計する。また，溢水による静力に対して浸水防止機能が十分に保持できるように設計する。また，溢水

水圧として作用する荷重，その他自然条件（積雪等）及び余震荷重を考慮しによる静水圧として作用する荷重，その他自然条件（積雪等）及び余震荷た場合において，浸水防止機能が十分に保持できる設計とする。

重を考慮した場合において，浸水防止機能が十分に保持できる設計とする。 (17)(17)

常設低圧代替注水系格納槽点検用水密ハッチ

常設低圧代替注水系格納槽点検用水密ハッチ
常設低圧代替注水系格納槽点検用開口部から浸水防護重点化範囲への溢常設低圧代替注水系格納槽点検用開口部から浸水防護重点化範囲への溢水及び津波の流入を防止し，津波防護対象設備（津波防護施設，浸水防止設

水及び津波の流入を防止し，津波防護対象設備（津波防護施設，浸水防止設備，津波監視設備及び非常用取水設備を除く。
）が機能喪失しない設計と備，津波監視設備及び非常用取水設備を除く。
）が機能喪失しない設計とするため，常設低圧代替注水系格納槽点検用水密ハッチを設置する。常設低圧するため，常設低圧代替注水系格納槽点検用水密ハッチを設置する。常設

代替注水系格納槽点検用水密ハッチの設計においては，基準地震動ＳＳによ

低圧代替注水系格納槽点検用水密ハッチの設計においては，基準地震動Ｓる地震力に対して浸水防止機能が十分に保持できるように設計する。また，による地震力に対して浸水防止機能が十分に保持できるように設計する。

溢水による静水圧として作用する荷重，その他自然条件（積雪等）及び余震

また，溢水による静水圧として作用する荷重，その他自然条件（積雪等）

荷重を考慮した場合において，浸水防止機能が十分に保持できる設計とす

Ｓ

⑥-40

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：添付書類八 10.6 津波及び内部溢水に対する浸水防護設備】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修及び余震荷重を考慮した場合において，浸水防止機能が十分に保持できる

正

案

備

考

る。

設計とする。
(18)(19)

常設低圧代替注水系格納槽可搬型ポンプ用水密ハッチ(18)

常設低圧代替注水系格納槽可搬型ポンプ用水密ハッチ

常設低圧代替注水系格納槽可搬型ポンプ用開口部から浸水防護重点化範

常設低圧代替注水系格納槽可搬型ポンプ用開口部から浸水防護重点化範囲への溢水及び津波の流入を防止し，津波防護対象設備（津波防護施設，
浸水防止設備，津波監視設備及び非常用取水設備を除く。
）が機能喪失しな

囲への溢水及び津波の流入を防止し，津波防護対象設備（津波防護施設，浸水防止設備，津波監視設備及び非常用取水設備を除く。
）が機能喪失しないい設計とするため，常設低圧代替注水系格納槽可搬型ポンプ用水密ハッチ設計とするため，常設低圧代替注水系格納槽可搬型ポンプ用水密ハッチを設を設置する。常設低圧代替注水系格納槽可搬型ポンプ用水密ハッチの設計置する。常設低圧代替注水系格納槽可搬型ポンプ用水密ハッチの設計においにおいては，基準地震動ＳＳによる地震力に対して浸水防止機能が十分に保ては，基準地震動ＳＳによる地震力に対して浸水防止機能が十分に保持でき持できるように設計する。また，溢水による静水圧として作用する荷重，

るように設計する。また，溢水による静水圧として作用する荷重，その他自その他自然条件（積雪等）及び余震荷重を考慮した場合において，浸水防然条件（積雪等）及び余震荷重を考慮した場合において，浸水防止機能が十

止機能が十分に保持できる設計とする。

分に保持できる設計とする。

常設代替高圧電源装置用カルバート原子炉建屋側水密扉(19)

常設代替高圧電源装置用カルバート原子炉建屋側水密扉

常設代替高圧電源装置用カルバートの原子炉建屋側の出入口から浸水防(20)護重点化範囲への溢水の流入を防止し，津波防護対象設備（非常用取水設

護重点化範囲への溢水の流入を防止し，津波防護対象設備（貯留堰及び取水 抽出リストＣ－１１

備を除く。
）が機能喪失しない設計とするため，常設代替高圧電源装置用カ

構造物を除く。）が機能喪失しない設計とするため，常設代替高圧電源装置

ルバート原子炉建屋側水密扉を設置する。常設代替高圧電源装置用カルバ

用カルバート原子炉建屋側水密扉を設置する。常設代替高圧電源装置用カルート原子炉建屋側水密扉の設計においては，基準地震動ＳＳによる地震力にバート原子炉建屋側水密扉の設計においては，基準地震動ＳＳによる地震力

対して浸水防止機能が十分に保持できるように設計する。また，溢水によに対して浸水防止機能が十分に保持できるように設計する。また，溢水による静水圧として作用する荷重及び余震荷重を考慮した場合において，浸水る静水圧として作用する荷重及び余震荷重を考慮した場合において，浸水防防止機能が十分に保持できる設計とする。

止機能が十分に保持できる設計とする。

防潮堤及び防潮扉下部貫通部止水処置「10.6.1.1(21)

設計基準対象施設 10.6.1.1.3
設計基準対象施設 10.6.1.1.3

防潮堤及び防潮扉下部貫通部止水処置

主要設備」に同じ。

「10.6.1.1(21)

設計基準対象施設 10.6.1.1.3

主要設備」に同じ。

海水ポンプ室貫通部止水処置

主要設備」に同じ。

原子炉建屋境界貫通部止水処置「10.6.1.1(23)

設計基準対象施設 10.6.1.1.3(20)海水ポンプ室貫通部止水処置「10.6.1.1(22)

常設代替高圧電源装置用カルバートの原子炉建屋側の出入口から浸水防「10.6.1.1(22)

設計基準対象施設 10.6.1.1.3

主要設備」に同じ。

原子炉建屋境界貫通部止水処置

主要設備」に同じ。

「10.6.1.1

設計基準対象施設 10.6.1.1.3

主要設備」に同じ。

常設代替高圧電源装置用カルバート（立坑部）地下 1 階床面貫通部止水 (23)常設代替高圧電源装置用カルバート（立坑部）地下 1 階床面貫通部止水処

処置
常設代替高圧電源装置用カルバートの地下 1 階床面から浸水防護重点化

置
常設代替高圧電源装置用カルバートの地下 1 階床面から浸水防護重点化

範囲への溢水の流入を防止し，津波防護対象設備（非常用取水設備を除く。
）

範囲への溢水の流入を防止し，津波防護対象設備（貯留堰及び取水構造物を 抽出リストＣ－１１

が機能喪失しない設計とするため，（立坑部）地下 1 階床面貫通部に止水処除く。
）が機能喪失しない設計とするため，（立坑部）地下 1 階床面貫通部に置を講じる。常設代替高圧電源装置用カルバート（立坑部）地下 1 階床面

止水処置を講じる。常設代替高圧電源装置用カルバート（立坑部）地下 1 階

貫通部止水処置の設計においては，基準地震動ＳＳによる地震力に対して浸床面貫通部止水処置の設計においては，基準地震動ＳＳによる地震力に対し⑥-41

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：添付書類八 10.6 津波及び内部溢水に対する浸水防護設備】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

水防止機能が十分に保持できるように設計する。また，溢水による静水圧て浸水防止機能が十分に保持できるように設計する。また，溢水による静水として作用する荷重及び余震荷重を考慮した場合において，浸水防止機能

圧として作用する荷重及び余震荷重を考慮した場合において，浸水防止機能が十分に保持できる設計とする。

が十分に保持できる設計とする。

上記(1)～(19)の各施設・設備における許容限界は，地震後，津波後の再上記(1)～(19)の各施設・設備における許容限界は，地震後，津波後の再使用性や，津波の繰返し作用を想定し，止水性の面も踏まえることにより，使用性や，津波の繰返し作用を想定し，止水性の面も踏まえることにより，当該構造物全体の変形能力に対して十分な余裕を有するよう，各施設・設備を構成する材料が弾性域内に収まることを基本とする。

当該構造物全体の変形能力に対して十分な余裕を有するよう，各施設・設備を構成する材料が弾性域内に収まることを基本とする。

上記(20)～(23)の貫通部止水処置については，地震後，津波後の再使用

上記(20)～(23)の貫通部止水処置については，地震後，津波後の再使用性

性や，津波の繰返し作用を想定し，止水性の維持を考慮して，貫通部止水や，津波の繰返し作用を想定し，止水性の維持を考慮して，貫通部止水処置

処置が健全性を維持することとする。

が健全性を維持することとする。

各施設・設備の設計及び評価に使用する津波荷重の設定については，入各施設・設備の設計及び評価に使用する津波荷重の設定については，入力

力津波が有する数値計算上の不確かさ及び各施設・設備の機能損傷モード

津波が有する数値計算上の不確かさ及び各施設・設備の機能損傷モードに対に対応した荷重の算定過程に介在する不確かさを考慮する。

応した荷重の算定過程に介在する不確かさを考慮する。

入力津波が有する数値計算上の不確かさの考慮に当たっては，各施設・

入力津波が有する数値計算上の不確かさの考慮に当たっては，各施設・設設備の設置位置で算定された津波の高さを安全側に評価して入力津波を設備の設置位置で算定された津波の高さを安全側に評価して入力津波を設定定することで，不確かさを考慮する。

することで，不確かさを考慮する。

各施設・設備の機能損傷モードに対応した荷重の算定過程に介在する不各施設・設備の機能損傷モードに対応した荷重の算定過程に介在する不確

確かさの考慮に当たっては，入力津波の荷重因子である浸水高，速度，津かさの考慮に当たっては，入力津波の荷重因子である浸水高，速度，津波波

波波力等を安全側に評価することで，不確かさを考慮し，荷重設定に考慮

力等を安全側に評価することで，不確かさを考慮し，荷重設定に考慮していしている余裕の程度を検討する。

る余裕の程度を検討する。

津波波力の算定においては，津波波力算定式等，幅広く知見を踏まえて，十分な余裕を考慮する。
漂流物の衝突による荷重の評価に際しては，津波の流速による衝突速度の設定における不確実性を考慮し，流速について十分な余裕を考慮する。

備考

津波波力の算定においては，津波波力算定式等，幅広く知見を踏まえて，十分な余裕を考慮する。
漂流物の衝突による荷重の評価に際しては，津波の流速による衝突速度の設定における不確実性を考慮し，流速について十分な余裕を考慮する。

津波防護施設，浸水防止設備及び津波監視設備の設計において，基準津

津波防護施設，浸水防止設備及び津波監視設備の設計において，基準津波

波の波源の活動に伴い発生する可能性がある余震（地震）についてそのハの波源の活動に伴い発生する可能性がある余震（地震）についてそのハザー

ザードを評価し，その活動に伴い発生する余震による荷重を設定する。余

ドを評価し，その活動に伴い発生する余震による荷重を設定する。余震荷重

震荷重については，基準津波の継続時間のうち最大水位変化を生起する時については，基準津波の継続時間のうち最大水位変化を生起する時間帯を踏

間帯を踏まえ過去の地震データを抽出・整理することにより余震の規模をまえ過去の地震データを抽出・整理することにより余震の規模を想定し，余想定し，余震としてのハザードを考慮した安全側の評価として，この余震規模から求めた地震動に対して全ての周期で上回る地震動を弾性設計用地

震としてのハザードを考慮した安全側の評価として，この余震規模から求めた地震動に対して全ての周期で上回る地震動を弾性設計用地震動の中から震動の中から設定する。

設定する。

防潮堤及び防潮扉配置図を第 10.6－1 図に示す。

防潮堤及び防潮扉配置図を第 10.6－1 図に示す。

主要設備の概念図を第 10.6－2 図～第 10.6－18 図に示す。

主要設備の概念図を第 10.6－2 図～第 10.6－18 図に示す。

⑥-42

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：添付書類八 10.6 津波及び内部溢水に対する浸水防護設備】
東海第二発電所
10.6.1.2.4

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

主要設備の仕様

浸水防護設備の主要機器仕様を第 10.6－1 表に示す。
10.6.1.2.5

試験検査「10.6.1.1
10.6.1.2.6

手順等「10.6.1.1
10.6.1.3

設計基準対象施設」に同じ。

設計基準対象施設」に同じ。

敷地に遡上する津波に対する重大事故等対処施設

10.6.1.3.1

概要

修

正

案

考

10.6.1.2.4 主要設備の仕様
浸水防護設備の主要機器仕様を第 10.6－1 表に示す。
10.6.1.2.5 試験検査
「10.6.1.1

設計基準対象施設」に同じ。

10.6.1.2.6 手順等「10.6.1.1
10.6.1.3

設計基準対象施設」に同じ。

敷地に遡上する津波に対する重大事故等対処施設

10.6.1.3.1 概要

敷地に遡上する津波に対する発電用原子炉施設の耐津波設計については，敷地に遡上する津波に対する発電用原子炉施設の耐津波設計については，「重大事故等対処施設は，敷地に遡上する津波に対して重大事故等に対処す「重大事故等対処施設は，敷地に遡上する津波に対して重大事故等に対処するるために必要な機能が損なわれるおそれがないものでなければならない。
」こために必要な機能が損なわれるおそれがないものでなければならない。
」こととを目的として，敷地に遡上する津波に対する防護対象設備を内包する建屋を目的として，敷地に遡上する津波に対する防護対象設備を内包する建屋及び及び区画への敷地に遡上する津波の流入防止，敷地に遡上する津波に対して区画への敷地に遡上する津波の流入防止，敷地に遡上する津波に対して重大事

重大事故等に対処するために必要な機能への漏水による影響防止及び水位低故等に対処するために必要な機能への漏水による影響防止及び水位低下によ下による影響防止を考慮した津波防護対策を講じる。

る影響防止を考慮した津波防護対策を講じる。

津波から防護する設備は，敷地に遡上する津波に対して重大事故等に対処

津波から防護する設備は，敷地に遡上する津波に対して重大事故等に対処すするために必要な機能を有する重大事故等対処施設（津波防護施設，浸水防るために必要な機能を有する重大事故等対処施設（津波防護施設，浸水防止設

止設備及び津波監視設備を除く。
）（以下 10.6.1.3 において「敷地に遡上する

備及び津波監視設備を除く。
）（以下 10.6.1.3 において「敷地に遡上する津波

津波に対する防護対象設備」という。
）とする。

に対する防護対象設備」という。
）とする。

津波の敷地への流入防止は，敷地に遡上する津波に対する防護対象設備（非備

津波の敷地への流入防止は，敷地に遡上する津波に対する防護対象設備（貯 抽出リストＣ－１２

常用取水設備を除く。
）を内包する建屋及び区画の境界において，敷地に遡上

留堰及び取水構造物を除く。
）を内包する建屋及び区画の境界において，敷地する津波による遡上波の流入防止対策並びに取水路，放水路等の経路からのに遡上する津波による遡上波の流入防止対策並びに取水路，放水路等の経路か流入の防止対策を講じる。

らの流入の防止対策を講じる。

漏水による敷地に遡上する津波に対して重大事故等に対処するために必要

漏水による敷地に遡上する津波に対して重大事故等に対処するために必要な機能への影響防止は，地上部及び取水・放水施設，地下部等において，漏な機能への影響防止は，地上部及び取水・放水施設，地下部等において，漏水

水の可能性を考慮の上，漏水による浸水範囲を限定して，敷地に遡上する津の可能性を考慮の上，漏水による浸水範囲を限定して，敷地に遡上する津波に波に対して重大事故等に対処するために必要な機能への影響を防止する対策

対して重大事故等に対処するために必要な機能への影響を防止する対策を講を講じる。
内郭防護として，上記 2 つの対策のほか，敷地に遡上する津波に対する防じる。
内郭防護として，上記 2 つの対策のほか，敷地に遡上する津波に対する防護

護対象設備（非常用取水設備を除く。
）を内包する建屋及び区画のうち，原子対象設備（貯留堰及び取水構造物を除く。
）を内包する建屋及び区画のうち， 抽出リストＣ－１２

炉建屋，格納容器圧力逃がし装置格納槽，常設低圧代替注水系格納槽，緊急

原子炉建屋，格納容器圧力逃がし装置格納槽，常設低圧代替注水系格納槽，緊用海水ポンプピット及び常設代替高圧電源装置カルバート（立坑部）におい

急用海水ポンプピット及び常設代替高圧電源装置カルバート（立坑部）において，浸水防護をすることにより津波による影響等から隔離する対策を講じる。

て，浸水防護をすることにより津波による影響等から隔離する対策を講じる。

⑥-43

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：添付書類八 10.6 津波及び内部溢水に対する浸水防護設備】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

水位低下による敷地に遡上する津波に対して重大事故等に対処するために水位低下による敷地に遡上する津波に対して重大事故等に対処するために必要な機能への影響防止は，水位変動に伴う取水性低下による敷地に遡上す

必要な機能への影響防止は，水位変動に伴う取水性低下による敷地に遡上する

る津波に対して重大事故等に対処するために必要な機能への影響を防止する

津波に対して重大事故等に対処するために必要な機能への影響を防止する対対策を講じる。

策を講じる。

備考10.6.1.3.2 設計方針
10.6.1.3.2 設計方針
重大事故等対処施設は，敷地に遡上する津波に対して重大事故等に対処する
重大事故等対処施設は，敷地に遡上する津波に対して重大事故等に対処すために必要な機能が損なわれるおそれがない設計とする。
るために必要な機能が損なわれるおそれがない設計とする。
耐津波設計に当たっては，以下の方針とする。

耐津波設計に当たっては，以下の方針とする。
(1)

敷地に遡上する津波に対する防護対象設備（非常用取水設備を除く。）

敷地に遡上する津波に対する防護対象設備（貯留堰及び取水構造物を除 抽出リストＣ－１２(1)を内包する建屋及び区画の境界において，敷地に遡上する津波による遡上く。）を内包する建屋及び区画の境界において，敷地に遡上する津波による波を地上部から建屋及び区画内に流入させない設計とする。

遡上波を地上部から建屋及び区画内に流入させない設計とする。

また，取水路，放水路等の経路から敷地に遡上する津波に対する防護対また，取水路，放水路等の経路から敷地に遡上する津波に対する防護対象

象設備（非常用取水設備を除く。）を内包する建屋及び区画内に流入させ設備（貯留堰及び取水構造物を除く。）を内包する建屋及び区画内に流入さ 抽出リストＣ－１２ない設計とする。具体的な設計内容を以下に示す。

せない設計とする。具体的な設計内容を以下に示す。

ａ．敷地に遡上する津波に対する防護対象設備（非常用取水設備を除く。）

ａ．敷地に遡上する津波に対する防護対象設備（貯留堰及び取水構造物を除 抽出リストＣ－１２を内包する建屋及び区画は，敷地に遡上する津波による遡上波が到達すく。）を内包する建屋及び区画は，敷地に遡上する津波による遡上波が到るため，津波防護施設及び浸水防止設備を設置し，敷地に遡上する津波達するため，津波防護施設及び浸水防止設備を設置し，敷地に遡上する津による遡上波を地上部から流入させない設計とする。

波による遡上波を地上部から流入させない設計とする。

重大事故等対処施設の津波防護対象設備を内包する建屋及び区画のう

重大事故等対処施設の津波防護対象設備を内包する建屋及び区画のうち，常設代替高圧電源装置置場（西側淡水貯水設備，高所東側接続口，ち，常設代替高圧電源装置置場（西側淡水貯水設備，高所東側接続口，高高所西側接続口，西側ＳＡ立坑及び東側ＤＢ立坑含む。），軽油貯蔵タ

所西側接続口，西側ＳＡ立坑及び東側ＤＢ立坑含む。），軽油貯蔵タンク，

ンク，緊急時対策所建屋，可搬型重大事故等対処設備保管場所（西側）

緊急時対策所建屋，可搬型重大事故等対処設備保管場所（西側）及び可搬及び可搬型重大事故等対処設備保管場所（南側）については基準津波に型重大事故等対処設備保管場所（南側）については基準津波による遡上波

よる遡上波が到達しない十分高い場所に設置する。

が到達しない十分高い場所に設置する。

ｂ．上記ａ．の遡上波については，敷地及び敷地周辺の地形及びその標高，

ｂ．上記ａ．の遡上波については，敷地及び敷地周辺の地形及びその標高，

河川等の存在並びに地震による広域的な隆起・沈降を考慮した上で，防河川等の存在並びに地震による広域的な隆起・沈降を考慮した上で，防潮潮堤を超えて防潮堤内側に流入する津波の遡上による影響を検討する。

堤を超えて防潮堤内側に流入する津波の遡上による影響を検討する。ままた，地震による変状又は繰返し襲来する津波による洗掘・堆積によりた，地震による変状又は繰返し襲来する津波による洗掘・堆積により地形

地形又は河川流路の変化等が考えられる場合は，敷地への遡上経路に及ぼす影響を検討する。

又は河川流路の変化等が考えられる場合は，敷地への遡上経路に及ぼす影響を検討する。

ｃ．取水路，放水路等の経路から，敷地に遡上する津波が流入する可能性

ｃ．取水路，放水路等の経路から，敷地に遡上する津波が流入する可能性にについて検討した上で，流入の可能性のある経路（扉，開口部，貫通口ついて検討した上で，流入の可能性のある経路（扉，開口部，貫通口等）等）を特定し，必要に応じ浸水対策を施すことにより，津波の流入を防を特定し，必要に応じ浸水対策を施すことにより，津波の流入を防止する止する設計とする。

設計とする。

⑥-44

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：添付書類八 10.6 津波及び内部溢水に対する浸水防護設備】
東海第二発電所(2)

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

地上部，取水・放水施設，地下部等において，漏水する可能性を考慮の

修
(2)

正

案

備

考

地上部，取水・放水施設，地下部等において，漏水する可能性を考慮の上，上，漏水による浸水範囲を限定して，敷地に遡上する津波に対して重大事

漏水による浸水範囲を限定して，敷地に遡上する津波に対して重大事故等に故等に対処するために必要な機能への影響を防止する設計とする。具体的対処するために必要な機能への影響を防止する設計とする。具体的な設計内な設計内容を以下に示す。

容を以下に示す。

ａ．地上部からの津波の到達，取水・放水設備の構造上の特徴等を考慮しａ．地上部からの津波の到達，取水・放水設備の構造上の特徴等を考慮して，て，地上部，取水・放水施設，地下部等における漏水の可能性を検討した上で，漏水が継続することによる浸水範囲を想定（以下 10.6.1.3 にお地上部，取水・放水施設，地下部等における漏水の可能性を検討した上で，漏水が継続することによる浸水範囲を想定（以下 10.6.1.3 において「浸いて「浸水想定範囲」という。）するとともに，同範囲の境界において水想定範囲」という。）するとともに，同範囲の境界において浸水の可能

浸水の可能性のある経路及び浸水口（扉，開口部，貫通口等）を特定し，性のある経路及び浸水口（扉，開口部，貫通口等）を特定し，浸水防止設

浸水防止設備を設置することにより浸水範囲を限定する設計とする。

備を設置することにより浸水範囲を限定する設計とする。
ｂ．浸水想定範囲及びその周辺に敷地に遡上する津波に対する防護対象設備

ｂ．浸水想定範囲及びその周辺に敷地に遡上する津波に対する防護対象設
備（非常用取水設備を除く。）がある場合は，防水区画化するとともに，（貯留堰及び取水構造物を除く。）がある場合は，防水区画化するととも 抽出リストＣ－１２

必要に応じて浸水量評価を実施し，敷地に遡上する津波に対して重大事に，必要に応じて浸水量評価を実施し，敷地に遡上する津波に対して重大故等に対処するために必要な機能への影響がないことを確認する。

事故等に対処するために必要な機能への影響がないことを確認する。

ｃ．浸水想定範囲における長期間の冠水が想定される場合は，必要に応じ

ｃ．浸水想定範囲における長期間の冠水が想定される場合は，必要に応じ排水設備を設置する。

排水設備を設置する。
(3)

上記(1)及び(2)に規定するもののほか，敷地に遡上する津波に対する防(3)

上記(1)及び(2)に規定するもののほか，敷地に遡上する津波に対する防護

護対象設備（非常用取水設備を除く。）を内包する建屋及び区画について

対象設備（貯留堰及び取水構造物を除く。）を内包する建屋及び区画につい 抽出リストＣ－１２

は，浸水対策を行うことにより敷地に遡上する津波による影響等から隔離ては，浸水対策を行うことにより敷地に遡上する津波による影響等から隔離する。そのため，浸水防護重点化範囲を明確化するとともに，敷地に遡上する。そのため，浸水防護重点化範囲を明確化するとともに，敷地に遡上すする津波の到達及び敷地に遡上する津波による溢水を考慮した浸水範囲及る津波の到達及び敷地に遡上する津波による溢水を考慮した浸水範囲及びび浸水量を保守的に想定した上で，浸水防護重点化範囲への浸水の可能性

浸水量を保守的に想定した上で，浸水防護重点化範囲への浸水の可能性のあのある経路及び浸水口（扉，開口部，貫通口等）を特定し，それらに対しる経路及び浸水口（扉，開口部，貫通口等）を特定し，それらに対して必要て必要に応じ浸水対策を施す設計とする。

に応じ浸水対策を施す設計とする。

(4)

水位変動に伴う取水性低下による敷地に遡上する津波に対して重大事故(4)

水位変動に伴う取水性低下による敷地に遡上する津波に対して重大事故等に対処するために必要な機能への影響を防止する。そのため，緊急用海等に対処するために必要な機能への影響を防止する。そのため，緊急用海水水ポンプについては，敷地に遡上する津波による水位の低下に対して，緊ポンプについては，敷地に遡上する津波による水位の低下に対して，緊急用

急用海水ポンプが機能保持でき，かつ，残留熱除去系等の冷却に必要な海海水ポンプが機能保持でき，かつ，残留熱除去系等の冷却に必要な海水が確

水が確保できる設計とする。また，敷地に遡上する津波による水位変動に保できる設計とする。また，敷地に遡上する津波による水位変動に伴う砂の伴う砂の移動・堆積及び漂流物に対してＳＡ用海水ピット取水塔，海水引込み管，ＳＡ用海水ピット，緊急用海水取水管及び緊急用海水ピットの通移動・堆積及び漂流物に対してＳＡ用海水ピット取水塔，海水引込み管，ＳＡ用海水ピット，緊急用海水取水管及び緊急用海水ピットの通水性が確保で水性が確保でき，かつ，ＳＡ用海水ピット取水塔からの砂の混入に対して

き，かつ，ＳＡ用海水ピット取水塔からの砂の混入に対して緊急用海水ポン

緊急用海水ポンプが機能保持できる設計とする。

プが機能保持できる設計とする。

(5)

津波防護施設及び浸水防止設備については，入力津波（施設の津波に対する設計を行うために，津波の伝播特性，浸水経路及び防潮堤内の浸水深(5)津波防護施設及び浸水防止設備については，入力津波（施設の津波に対する設計を行うために，津波の伝播特性，浸水経路及び防潮堤内の浸水深並び⑥-45

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：添付書類八 10.6 津波及び内部溢水に対する浸水防護設備】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

並びに地震の影響による溢水等を考慮して，それぞれの施設に対して設定に地震の影響による溢水等を考慮して，それぞれの施設に対して設定するもするものをいう。以下 10.6.1.3 において同じ。）に対して津波防護機能及のをいう。以下 10.6.1.3 において同じ。）に対して津波防護機能及び浸水

び浸水防止機能が保持できる設計とする。また，津波監視設備については，防止機能が保持できる設計とする。また，津波監視設備については，入力津入力津波に対して津波監視機能が保持できる設計とする。具体的な設計内波に対して津波監視機能が保持できる設計とする。具体的な設計内容を以下

容を以下に示す。

に示す。

ａ．「津波防護施設」は，放水路ゲート，構内排水路逆流防止設備並びに貯留堰とする。

ａ．「津波防護施設」は，放水路ゲート，構内排水路逆流防止設備並びに貯留堰とする。

「浸水防止設備」は，取水路点検用開口部浸水防止蓋，海水ポンプグ「浸水防止設備」は，取水路点検用開口部浸水防止蓋，海水ポンプグラ

ランドドレン排出口逆止弁，取水ピット空気抜き配管逆止弁，放水路ゲ

ンドドレン排出口逆止弁，取水ピット空気抜き配管逆止弁，放水路ゲート

ート点検用開口部浸水防止蓋，ＳＡ用海水ピット開口部浸水防止蓋，緊点検用開口部浸水防止蓋，ＳＡ用海水ピット開口部浸水防止蓋，緊急用海急用海水ポンプピット点検用開口部浸水防止蓋，緊急用海水ポンプグラ

水ポンプピット点検用開口部浸水防止蓋，緊急用海水ポンプグランドドレ

ンドドレン排出口逆止弁，緊急用海水ポンプ室床ドレン排出口逆止弁，ン排出口逆止弁，緊急用海水ポンプ室床ドレン排出口逆止弁，緊急用海水

緊急用海水ポンプ点検用開口部浸水防止蓋，緊急用海水ポンプ室人員用

ポンプ点検用開口部浸水防止蓋，緊急用海水ポンプ室人員用開口部浸水防開口部浸水防止蓋，格納容器圧力逃がし装置格納槽点検用水密ハッチ，

止蓋，格納容器圧力逃がし装置格納槽点検用水密ハッチ，常設低圧代替注

常設低圧代替注水系格納槽点検用水密ハッチ，常設低圧代替注水系格納水系格納槽点検用水密ハッチ，常設低圧代替注水系格納槽可搬型ポンプ用

槽可搬型ポンプ用水密ハッチ，常設代替高圧電源装置用カルバート原子

水密ハッチ，常設代替高圧電源装置用カルバート原子炉建屋側水密扉，原

炉建屋側水密扉，原子炉建屋原子炉棟水密扉，原子炉建屋付属棟北側水子炉建屋原子炉棟水密扉，原子炉建屋付属棟北側水密扉 1，原子炉建屋付

密扉 1，原子炉建屋付属棟北側水密扉 2，原子炉建屋付属棟東側水密扉，

属棟北側水密扉 2，原子炉建屋付属棟東側水密扉，原子炉建屋付属棟南側

原子炉建屋付属棟南側水密扉，原子炉建屋付属棟西側水密扉，防潮堤及水密扉，原子炉建屋付属棟西側水密扉，防潮堤及び防潮扉の地下部の貫通び防潮扉の地下部の貫通部（以下 10.6.1.3 において「防潮堤及び防潮扉部（以下 10.6.1.3 において「防潮堤及び防潮扉下部貫通部」という。）

下部貫通部」という。）止水処置，原子炉建屋境界貫通部止水処置及び止水処置，原子炉建屋境界貫通部止水処置及び常設代替高圧電源装置用カ

常設代替高圧電源装置用カルバート（立坑部）床面貫通部止水処置とす

ルバート（立坑部）床面貫通部止水処置とする。

備

考

る。
「津波監視設備」は，津波・構内監視カメラ及び潮位計とする。

「津波監視設備」は，津波・構内監視カメラ及び潮位計とする。

ｂ．入力津波については，防潮堤前面に鉛直無限壁を想定した場合の駆けｂ．入力津波については，防潮堤前面に鉛直無限壁を想定した場合の駆け上

上がり高さ T.P.＋24m の津波を設定した上で，各施設・設備の設置位置

がり高さ T.P.＋24m の津波を設定した上で，各施設・設備の設置位置におにおいて算定される時刻歴波形又は浸水深の時刻歴波形とする。浸水深

いて算定される時刻歴波形又は浸水深の時刻歴波形とする。浸水深についについては，保守的に設定する最大浸水深に地震に伴い発生する溢水のては，保守的に設定する最大浸水深に地震に伴い発生する溢水の重畳を考

重畳を考慮する。数値計算に当たっては，敷地形状，敷地沿岸域の海底慮する。数値計算に当たっては，敷地形状，敷地沿岸域の海底地形，津波

地形，津波の敷地への侵入角度，河川の有無，陸上の遡上・伝播の効果，
伝播経路上の人工構造物等を考慮する。なお，津波による港湾内の局所の敷地への侵入角度，河川の有無，陸上の遡上・伝播の効果，伝播経路上の人工構造物等を考慮する。なお，津波による港湾内の局所的な海面の固的な海面の固有振動の励起は考慮しない。

有振動の励起は考慮しない。

ｃ．津波防護施設については，その構造に応じ，敷地に遡上する津波の波

ｃ．津波防護施設については，その構造に応じ，敷地に遡上する津波の波力

力による侵食及び洗掘に対する抵抗性並びにすべり及び転倒に対する安による侵食及び洗掘に対する抵抗性並びにすべり及び転倒に対する安定定性を評価し，越流時の耐性を確保した上で，入力津波に対する必要な性を評価し，越流時の耐性を確保した上で，入力津波に対する必要な津波⑥-46

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：添付書類八 10.6 津波及び内部溢水に対する浸水防護設備】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

備

考

防護機能が十分に保持できる設計とする。

津波防護機能が十分に保持できる設計とする。
ｄ．浸水防止設備については，敷地に遡上する津波の浸水想定範囲等におｄ．浸水防止設備については，敷地に遡上する津波の浸水想定範囲等におけける浸水時及び冠水後の波圧等に対する耐性等を評価し，越流時の耐性

る浸水時及び冠水後の波圧等に対する耐性等を評価し，越流時の耐性にもにも考慮した上で，入力津波に対して，浸水防止機能が十分に保持でき考慮した上で，入力津波に対して，浸水防止機能が十分に保持できる設計

る設計とする。

とする。

ｅ．津波監視設備については，敷地に遡上する津波の影響（波力及び漂流物の衝突）に対して，影響を受けにくい位置への設置及び影響の防止及ｅ．津波監視設備については，敷地に遡上する津波の影響（波力及び漂流物の衝突）に対して，影響を受けにくい位置への設置及び影響の防止及び緩び緩和策を検討し，入力津波に対して津波監視機能が十分に保持できる和策を検討し，入力津波に対して津波監視機能が十分に保持できる設計と設計とする。なお，防潮堤上部に設置する津波・構内監視カメラについする。なお，防潮堤上部に設置する津波・構内監視カメラについては，敷ては，敷地に遡上する津波の第１波到達までの間津波監視機能が維持で地に遡上する津波の第１波到達までの間津波監視機能が維持できる設計

きる設計とする。

とする。

ｆ．津波防護施設の外側の発電所敷地内及び近傍において建物・構築物，

ｆ．津波防護施設の外側の発電所敷地内及び近傍において建物・構築物，設設置物等が破損，倒壊及び漂流する可能性がある場合には，津波防護施

置物等が破損，倒壊及び漂流する可能性がある場合には，津波防護施設及設及び浸水防止設備に波及的影響を及ぼさないよう，漂流防止措置又はび浸水防止設備に波及的影響を及ぼさないよう，漂流防止措置又は津波防津波防護施設及び浸水防止設備への影響を防止するための措置を施す設

護施設及び浸水防止設備への影響を防止するための措置を施す設計とす

計とする。

る。

また，津波防護施設の内側において建物・構築物，設置物等が破損，また，津波防護施設の内側において建物・構築物，設置物等が破損，倒倒壊及び漂流し波及的影響を及ぼす可能性がある場合には，漂流防止措

壊及び漂流し波及的影響を及ぼす可能性がある場合には，漂流防止措置又置又は敷地に遡上する津波に対する防護対象設備（非常用取水設備を除は敷地に遡上する津波に対する防護対象設備（貯留堰及び取水構造物を除 抽出リストＣ－１２く。）への影響防止措置を施す設計とする。

く。）への影響防止措置を施す設計とする。

ｇ．上記ｃ．，ｄ．及びｆ．の設計等においては，耐津波設計上の十分な

ｇ．上記ｃ．，ｄ．及びｆ．の設計等においては，耐津波設計上の十分な裕

裕度を含めるため，各施設・設備の機能損傷モードに対応した荷重（浸度を含めるため，各施設・設備の機能損傷モードに対応した荷重（浸水高，水高，波力・波圧，洗掘力，浮力等）について，入力津波による荷重か

波力・波圧，洗掘力，浮力等）について，入力津波による荷重から十分なら十分な余裕を考慮して設定する。また，余震の発生の可能性を検討し余裕を考慮して設定する。また，余震の発生の可能性を検討した上で，必た上で，必要に応じて余震による荷重と入力津波による荷重との組合せ

要に応じて余震による荷重と入力津波による荷重との組合せを考慮する。

を考慮する。さらに，入力津波の時刻歴波形に基づき，津波の繰返しのさらに，入力津波の時刻歴波形に基づき，津波の繰返しの襲来による作用

襲来による作用が津波防護機能及び浸水防止機能へ及ぼす影響について

が津波防護機能及び浸水防止機能へ及ぼす影響について検討する。

検討する。
(6)

津波防護施設，浸水防止設備及び津波監視設備の設計に当たっては，地(6)

津波防護施設，浸水防止設備及び津波監視設備の設計に当たっては，地震

震による敷地の隆起・沈降，地震（本震及び余震）による影響，津波の繰返しの襲来による影響，敷地に遡上する津波による二次的な影響（洗掘，による敷地の隆起・沈降，地震（本震及び余震）による影響，津波の繰返しの襲来による影響，敷地に遡上する津波による二次的な影響（洗掘，砂移動，

砂移動，漂流物等）及びその他自然現象（風，積雪等）を考慮する。

漂流物等）及びその他自然現象（風，積雪等）を考慮する。

津波防護施設，浸水防止設備及び津波監視設備の設計における荷重の組(7) 津波防護施設，浸水防止設備及び津波監視設備の設計における荷重の組合合せを考慮する自然現象として，津波（漂流物を含む。），地震（余震）せを考慮する自然現象として，津波（漂流物を含む。），地震（余震）及び及びその他自然現象（風，積雪等）を考慮し，これらの自然現象による荷その他自然現象（風，積雪等）を考慮し，これらの自然現象による荷重を適

(7)

⑥-47

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：添付書類八 10.6 津波及び内部溢水に対する浸水防護設備】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

備

重を適切に組み合わせる。漂流物の衝突荷重については，各施設・設備の切に組み合わせる。漂流物の衝突荷重については，各施設・設備の設置場所，

設置場所，構造等を考慮して，漂流物が衝突する可能性がある施設・設備

構造等を考慮して，漂流物が衝突する可能性がある施設・設備に対する荷重に対する荷重として組み合わせる。その他自然現象による荷重（風荷重，として組み合わせる。その他自然現象による荷重（風荷重，積雪荷重等）に

積雪荷重等）については，各施設・設備の設置場所，構造等を考慮して，ついては，各施設・設備の設置場所，構造等を考慮して，各荷重が作用する

各荷重が作用する可能性のある施設・設備に対する荷重として組み合わせ可能性のある施設・設備に対する荷重として組み合わせる。

る。
(8) 津波防護施設，浸水防止設備及び津波監視設備の設計並びに緊急用海水ポ(8) 津波防護施設，浸水防止設備及び津波監視設備の設計並びに緊急用海水ポンプの取水性の評価に当たっては，入力津波による水位変動に対して朔望ンプの取水性の評価に当たっては，入力津波による水位変動に対して朔望平

平均潮位を考慮して安全側の評価を実施する。なお，その他の要因による均潮位を考慮して安全側の評価を実施する。なお，その他の要因による潮位

潮位変動については考慮しない。また，地震により陸域の隆起又は沈降が変動については考慮しない。また，地震により陸域の隆起又は沈降が想定さ想定される場合，想定される地震の震源モデルから算定される敷地の地殻れる場合，想定される地震の震源モデルから算定される敷地の地殻変動量を

変動量を考慮して安全側の評価を実施する。

考慮して安全側の評価を実施する。

10.6.1.3.3(1)

10.6.1.3.3 主要設備

主要設備

(1)

防潮堤及び防潮扉
設備仕様及び耐震設計並びに漂流物による荷重，自然条件（積雪，風荷重等）及び地震（余震）との組合せについては，「10.6.1.2
対処施設 10.6.1.2.3

考

重大事故等

主要設備」に同じ。なお，防潮堤内側に流入した津波の排水を想定した防潮堤フラップゲートを防潮堤前面に設置する。

防潮堤及び防潮扉
設備仕様及び耐震設計並びに漂流物による荷重，自然条件（積雪，風荷重等）及び地震（余震）との組合せについては，「10.6.1.2
施設 10.6.1.2.3

重大事故等対処

主要設備」に同じ。なお，防潮堤内側に流入した津波の排水を想定した防潮堤フラップゲートを防潮堤前面に設置する。

敷地に遡上する津波に対する入力津波については，防潮堤前面における敷地に遡上する津波に対する入力津波については，防潮堤前面におけるT.P.＋24m の津波を基に，海岸線に正対する敷地前面東側並びに敷地側面

T.P.＋24m の津波を基に，海岸線に正対する敷地前面東側並びに敷地側面北北側及び敷地側面南側の 3 区分に T.P.＋24m の水位を設定する。

側及び敷地側面南側の 3 区分に T.P.＋24m の水位を設定する。

敷地に遡上する津波の高さは T.P.＋24m であり，防潮堤及び防潮扉を越敷地に遡上する津波の高さは T.P.＋24m であり，防潮堤及び防潮扉を越流流するとともに側面から回り込むため防潮堤内側の敷地への津波の流入をするとともに側面から回り込むため防潮堤内側の敷地への津波の流入を防防止できない。ただし，越流時の耐性を確保することで防潮堤の高さを維止できない。ただし，越流時の耐性を確保することで防潮堤の高さを維持し，持し，防潮堤内側の敷地への流入量を抑制する設計とする。また，止水性

防潮堤内側の敷地への流入量を抑制する設計とする。また，止水性を維持しを維持し第 2 波以降の防潮堤高さを超えない繰り返しの津波の襲来に対し

第 2 波以降の防潮堤高さを超えない繰り返しの津波の襲来に対しては，防ては，防潮堤内側の敷地への津波の流入又は回り込みを防止する設計とす

潮堤内側の敷地への津波の流入又は回り込みを防止する設計とする。

る。
(2)

放水路ゲート
設備仕様及び耐震設計並びに自然条件（積雪，風荷重等）及び地震（余震）との組合せについては，「10.6.1.2

重大事故等対処施設 10.6.1.2.3

主要設備」に同じ。
敷地に遡上する津波に対する入力津波については，防潮堤前面における T.P.＋24m の津波を基に設定する。

(2) 放水路ゲート
設備仕様及び耐震設計並びに自然条件（積雪，風荷重等）及び地震（余震）との組合せについては，「10.6.1.2

重大事故等対処施設 10.6.1.2.3

主要設備」に同じ。
敷地に遡上する津波に対する入力津波については，防潮堤前面におけるT.P.＋24m の津波を基に設定する。

⑥-48

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：添付書類八 10.6 津波及び内部溢水に対する浸水防護設備】
東海第二発電所(3)

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修(3)

構内排水路逆流防止設備

T.P.＋24m の津波を基に，管路解析結果から最も大きい水位を選定する。
(4) 貯留堰

重大事故等対処施設 10.6.1.2.3

主敷地に遡上する津波に対する入力津波については，防潮堤前面におけるT.P.＋24m の津波を基に，管路解析結果から最も大きい水位を選定する。
(4) 貯留堰
設備仕様及び耐震設計並びに漂流物による荷重，自然条件（積雪，風荷重

設備仕様及び耐震設計並びに漂流物による荷重，自然条件（積雪，風荷重等）及び地震（余震）との組合せについては，「10.6.1.2

等）及び地震（余震）との組合せについては，「10.6.1.2

重大事故等

施設 10.6.1.2.3

主要設備」に同じ。

主要設備」に同じ。

T.P.＋24m の津波を基に設定する。

T.P.＋24m の津波を基に設定する。
(5)

取水路点検用開口部浸水防止蓋

取水路点検用開口部浸水防止蓋
設備仕様及び耐震設計並びに自然条件（積雪，風荷重等）及び地震（余震）

設備仕様及び耐震設計並びに自然条件（積雪，風荷重等）及び地震（余震）との組合せについては，「10.6.1.2

重大事故等対処

敷地に遡上する津波に対する入力津波については，防潮堤前面における敷地に遡上する津波に対する入力津波については，防潮堤前面におけるとの組合せについては，「10.6.1.2

重大事故等対処施設 10.6.1.2.3

重大事故等対処施設 10.6.1.2.3

主要設備」に同じ。

主要設備」に同じ。

(6)

考要設備」に同じ。

敷地に遡上する津波に対する入力津波については，防潮堤前面における(5)

備

構内排水路逆流防止設備との組合せについては，「10.6.1.2

重大事故等対処施設 10.6.1.2.3

主要設備」に同じ。

対処施設 10.6.1.2.3

案

設備仕様及び耐震設計並びに自然条件（積雪，風荷重等）及び地震（余震）

設備仕様及び耐震設計並びに自然条件（積雪，風荷重等）及び地震（余震）との組合せについては，「10.6.1.2

正取水路からの流入経路に対する検討に使用する敷地に遡上する津波に対取水路からの流入経路に対する検討に使用する敷地に遡上する津波に対する入力津波については，防潮堤前面における T.P.＋24m の津波を基に，する入力津波については，防潮堤前面における T.P.＋24m の津波を基に，管管路解析を実施した結果から最も大きい水位を設定する。また，地上部か路解析を実施した結果から最も大きい水位を設定する。また，地上部からのらの流入に対する入力津波については，取水路点検用開口部近傍に設定し流入に対する入力津波については，取水路点検用開口部近傍に設定した評価

た評価点において，遡上解析結果を基に保守的に設定した浸水深に，地震点において，遡上解析結果を基に保守的に設定した浸水深に，地震に伴い発に伴い発生する屋外タンクからの溢水による浸水深の重畳を考慮する。

生する屋外タンクからの溢水による浸水深の重畳を考慮する。
(6)

放水路ゲート点検用開口部浸水防止蓋

設備仕様及び耐震設計並びに自然条件（積雪，風荷重等）及び地震（余震）

設備仕様及び耐震設計並びに自然条件（積雪，風荷重等）及び地震（余震）との組合せについては，「10.6.1.2

放水路ゲート点検用開口部浸水防止蓋との組合せについては，「10.6.1.2

重大事故等対処施設 10.6.1.2.3

重大事故等対処施設 10.6.1.2.3

主要設備」に同じ。

主要設備」に同じ。
放水路からの流入経路に対する検討に使用する敷地に遡上する津波に対放水路からの流入経路に対する検討に使用する敷地に遡上する津波に対する入力津波については，防潮堤前面における T.P.＋24m の津波を基に，する入力津波については，防潮堤前面における T.P.＋24m の津波を基に，管管路解析を実施した結果から最も大きい水位を設定する。また，地上部か路解析を実施した結果から最も大きい水位を設定する。また，地上部からのらの流入に対する入力津波については，放水路ゲート点検用開口部近傍に設定した評価点において，遡上解析結果を基に保守的に設定した浸水深に，流入に対する入力津波については，放水路ゲート点検用開口部近傍に設定した評価点において，遡上解析結果を基に保守的に設定した浸水深に，地震に地震に伴い発生する屋外タンクからの溢水による浸水深の重畳を考慮す

伴い発生する屋外タンクからの溢水による浸水深の重畳を考慮する。

る。
(7)

ＳＡ用海水ピット開口部浸水防止蓋
設備仕様及び耐震設計並びに自然条件（積雪，風荷重等）及び地震（余(7)ＳＡ用海水ピット開口部浸水防止蓋
設備仕様及び耐震設計並びに自然条件（積雪，風荷重等）及び地震（余震）⑥-49東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：添付書類八 10.6 津波及び内部溢水に対する浸水防護設備】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

震）との組合せについては，「10.6.1.2

修との組合せについては，「10.6.1.2

重大事故等対処施設 10.6.1.2.3に使用する敷地に遡上する津波に対する入力津波については，防潮堤前面に使用する敷地に遡上する津波に対する入力津波については，防潮堤前面ににおける T.P.＋24m の津波を基に，管路解析を実施した結果から最も大きおける T.P.＋24m の津波を基に，管路解析を実施した結果から最も大きい水

い水位を設定する。また，地上部からの流入に対する入力津波については，ＳＡ用海水ピット開口部近傍に設定した評価点において，遡上解析結果を位を設定する。また，地上部からの流入に対する入力津波については，ＳＡ用海水ピット開口部近傍に設定した評価点において，遡上解析結果を基に保基に保守的に設定した浸水深に，地震に伴い発生する屋外タンクからの溢守的に設定した浸水深に，地震に伴い発生する屋外タンクからの溢水による水による浸水深の重畳を考慮する。

浸水深の重畳を考慮する。

緊急用海水ポンプピット点検用開口部浸水防止蓋(8)

緊急用海水ポンプピット点検用開口部浸水防止蓋設備仕様，耐震設計及び地震（余震）との組合せについては，「10.6.1.2
重大事故等対処施設 10.6.1.2.3

主要設備」に同じ。

主要設備」に同じ。

ＳＡ用海水ピット取水塔及び海水引込み管からの流入経路に対する検討

ＳＡ用海水ピット取水塔及び海水引込み管からの流入経路に対する検討に使用する敷地に遡上する津波に対する入力津波については，防潮堤前面に使用する敷地に遡上する津波に対する入力津波については，防潮堤前面ににおける T.P.＋24m の津波を基に，管路解析を実施した結果から最も大きおける T.P.＋24m の津波を基に，管路解析を実施した結果から最も大きい水

い水位を設定する。

位を設定する。

海水ポンプグランドドレン排出口逆止弁(9)震）との組合せについては，「10.6.1.2

海水ポンプグランドドレン排出口逆止弁設備仕様及び耐震設計並びに自然条件（積雪，風荷重等）及び地震（余震）

設備仕様及び耐震設計並びに自然条件（積雪，風荷重等）及び地震（余との組合せについては，「10.6.1.2

重大事故等対処施設 10.6.1.2.3

重大事故等対処施設 10.6.1.2.3

主要設備」に同じ。

主要設備」に同じ。
取水路からの流入経路に対する検討に使用する敷地に遡上する津波に対取水路からの流入経路に対する検討に使用する敷地に遡上する津波に対する入力津波については，防潮堤前面における T.P.＋24m の津波を基に，する入力津波については，防潮堤前面における T.P.＋24m の津波を基に，管管路解析を実施した結果から最も大きい水位を設定する。

路解析を実施した結果から最も大きい水位を設定する。
(10)

取水ピット空気抜き配管逆止弁
設備仕様及び耐震設計並びに自然条件（積雪，風荷重等）及び地震（余震）との組合せについては，「10.6.1.2

重大事故等対処施設 10.6.1.2.3

取水ピット空気抜き配管逆止弁
設備仕様及び耐震設計並びに自然条件（積雪，風荷重等）及び地震（余震）との組合せについては，「10.6.1.2

重大事故等対処施設 10.6.1.2.3

主要設備」に同じ。

主要設備」に同じ。
取水路からの流入経路に対する検討に使用する敷地に遡上する津波に対取水路からの流入経路に対する検討に使用する敷地に遡上する津波に対する入力津波については，防潮堤前面における T.P.＋24m の津波を基に，する入力津波については，防潮堤前面における T.P.＋24m の津波を基に，管管路解析を実施した結果から最も大きい水位を設定する。
(11) 緊急用海水ポンプグランドドレン排出口逆止弁設備仕様，耐震設計及び地震（余震）との組合せについては，「10.6.1.2
重大事故等対処施設 10.6.1.2.3

考主ＳＡ用海水ピット取水塔及び海水引込み管からの流入経路に対する検討

重大事故等対処施設 10.6.1.2.3(10)

重大事故等対処施設 10.6.1.2.3

備

ＳＡ用海水ピット取水塔及び海水引込み管からの流入経路に対する検討

設備仕様，耐震設計及び地震（余震）との組合せについては，「10.6.1.2(9)案

要設備」に同じ。

主要設備」に同じ。

(8)

正主要設備」に同じ。

路解析を実施した結果から最も大きい水位を設定する。
(11) 緊急用海水ポンプグランドドレン排出口逆止弁設備仕様，耐震設計及び地震（余震）との組合せについては，「10.6.1.2
重大事故等対処施設 10.6.1.2.3

主要設備」に同じ。

ＳＡ用海水ピット取水塔及び海水引込み管からの流入経路に対する検討

ＳＡ用海水ピット取水塔及び海水引込み管からの流入経路に対する検討に使用する敷地に遡上する津波に対する入力津波については，防潮堤前面に使用する敷地に遡上する津波に対する入力津波については，防潮堤前面に⑥-50

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：添付書類八 10.6 津波及び内部溢水に対する浸水防護設備】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

備

における T.P.＋24m の津波を基に，管路解析を実施した結果から最も大きおける T.P.＋24m の津波を基に，管路解析を実施した結果から最も大きい水

い水位を設定する。

位を設定する。

(12)

(12)

緊急用海水ポンプ室床ドレン排出口逆止弁

緊急用海水ポンプ室床ドレン排出口逆止弁設備仕様，耐震設計及び地震（余震）との組合せについては，「10.6.1.2

設備仕様，耐震設計及び地震（余震）との組合せについては，「10.6.1.2
重大事故等対処施設 10.6.1.2.3

重大事故等対処施設 10.6.1.2.3

主要設備」に同じ。

主要設備」に同じ。

ＳＡ用海水ピット取水塔及び海水引込み管からの流入経路に対する検討に使用する敷地に遡上する津波に対する入力津波については，防潮堤前面

ＳＡ用海水ピット取水塔及び海水引込み管からの流入経路に対する検討に使用する敷地に遡上する津波に対する入力津波については，防潮堤前面ににおける T.P.＋24m の津波を基に，管路解析を実施した結果から最も大きおける T.P.＋24m の津波を基に，管路解析を実施した結果から最も大きい水

い水位を設定する。

位を設定する。

(13)

(13)

海水ポンプ室ケーブル点検口浸水防止蓋設備仕様については，「10.6.1.2

重大事故等対処施設 10.6.1.2.3

海水ポンプ室ケーブル点検口浸水防止蓋設備仕様については，「10.6.1.2

主重大事故等対処施設 10.6.1.2.3

主要設備」に同じ。

要設備」に同じ。
なお，敷地に遡上する津波においては，海水ポンプ室に津波が流入する

なお，敷地に遡上する津波においては，海水ポンプ室に津波が流入する前前提であり非常用海水ポンプが機能喪失することから，海水ポンプ室ケー提であり非常用海水ポンプが機能喪失することから，海水ポンプ室ケーブル

ブル点検口浸水防止蓋の機能には期待しない。

点検口浸水防止蓋の機能には期待しない。

(14)

考

原子炉建屋原子炉棟水密扉，原子炉建屋付属棟北側水密扉 1，原子炉建 (14)

原子炉建屋原子炉棟水密扉，原子炉建屋付属棟北側水密扉 1，原子炉建屋

屋付属棟北側水密扉 2，原子炉建屋付属棟東側水密扉，原子炉建屋付属棟

付属棟北側水密扉 2，原子炉建屋付属棟東側水密扉，原子炉建屋付属棟南側

南側水密扉及び原子炉建屋付属棟西側水密扉

水密扉及び原子炉建屋付属棟西側水密扉

原子炉建屋 1 階外壁の扉等の開口部から原子炉建屋内に敷地に遡上する

原子炉建屋 1 階外壁の扉等の開口部から原子炉建屋内に敷地に遡上する

津波及び溢水が地上部から流入することを防止し，原子炉建屋に内包する

津波及び溢水が地上部から流入することを防止し，原子炉建屋に内包する敷敷地に遡上する津波に対する防護対象設備（非常用取水設備を除く。）が地に遡上する津波に対する防護対象設備（貯留堰及び取水構造物を除く。） 抽出リストＣ－１２

機能喪失することのない設計とするため，原子炉建屋外壁の扉等の開口部が機能喪失することのない設計とするため，原子炉建屋外壁の扉等の開口部に水密扉を設置する。

に水密扉を設置する。

原子炉建屋外壁の水密扉の設計においては，基準地震動ＳＳによる地震力に対して浸水防止機能が十分に保持できるように設計する。

原子炉建屋外壁の水密扉の設計においては，基準地震動ＳＳによる地震力に対して浸水防止機能が十分に保持できるように設計する。

敷地に遡上する津波の地上部からの流入に対する入力津波については，敷地に遡上する津波の地上部からの流入に対する入力津波については，原

原子炉建屋外壁近傍に設定した評価点において，遡上解析結果を基に保守

子炉建屋外壁近傍に設定した評価点において，遡上解析結果を基に保守的に的に設定した浸水深に，地震に伴い発生する屋外タンクからの溢水による設定した浸水深に，地震に伴い発生する屋外タンクからの溢水による浸水深

浸水深の重畳を考慮する。また，その他自然条件（積雪，風荷重等）及びの重畳を考慮する。また，その他自然条件（積雪，風荷重等）及び余震荷重

余震荷重を考慮した場合において，浸水防止機能が十分に保持できる設計とする。

を考慮した場合において，浸水防止機能が十分に保持できる設計とする。
敷地に遡上する津波の防潮堤内側への流入に伴い原子炉建屋外壁まで漂敷地に遡上する津波の防潮堤内側への流入に伴い原子炉建屋外壁まで漂流物が到達する可能性があることから，原子炉建屋外壁に到達する可能性の流物が到達する可能性があることから，原子炉建屋外壁に到達する可能性ある漂流物のうち最も重量のある漂流物を選定した上で漂流物衝突荷重とのある漂流物のうち最も重量のある漂流物を選定した上で漂流物衝突荷重して考慮する。

として考慮する。

⑥-51

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：添付書類八 10.6 津波及び内部溢水に対する浸水防護設備】
東海第二発電所(15)

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

格納容器圧力逃がし装置格納槽点検用開口部水密ハッチ

修
(15)

正

案

備

考

格納容器圧力逃がし装置格納槽点検用開口部水密ハッチ

格納容器圧力逃がし装置格納槽点検用開口部から格納容器圧力逃がし装格納容器圧力逃がし装置格納槽点検用開口部から格納容器圧力逃がし装

置格納槽内に敷地に遡上する津波及び溢水が流入することを防止し，敷地

置格納槽内に敷地に遡上する津波及び溢水が流入することを防止し，敷地にに遡上する津波に対する防護対象設備（非常用取水設備を除く。）が機能遡上する津波に対する防護対象設備（貯留堰及び取水構造物を除く。）が機 抽出リストＣ－１２

喪失することのない設計とするため，格納容器圧力逃がし装置格納槽点検能喪失することのない設計とするため，格納容器圧力逃がし装置格納槽点検用開口部に水密ハッチを設置する。
格納容器圧力逃がし装置格納槽点検用開口部水密ハッチの設計において用開口部に水密ハッチを設置する。
格納容器圧力逃がし装置格納槽点検用開口部水密ハッチの設計においては，基準地震動ＳＳによる地震力に対して浸水防止機能が十分に保持できるは，基準地震動ＳＳによる地震力に対して浸水防止機能が十分に保持できるように設計する。

ように設計する。

敷地に遡上する津波の地上部からの流入に対する入力津波については，敷地に遡上する津波の地上部からの流入に対する入力津波については，格

格納容器圧力逃がし装置格納槽近傍に設定した評価点において，遡上解析

納容器圧力逃がし装置格納槽近傍に設定した評価点において，遡上解析結果

結果を基に保守的に設定した浸水深に，地震に伴い発生する屋外タンクかを基に保守的に設定した浸水深に，地震に伴い発生する屋外タンクからの溢らの溢水による浸水深の重畳を考慮する。また，その他自然条件（積雪，

水による浸水深の重畳を考慮する。また，その他自然条件（積雪，風荷重等）

風荷重等）及び余震荷重を考慮した場合において，浸水防止機能が十分に及び余震荷重を考慮した場合において，浸水防止機能が十分に保持できる設保持できる設計とする。

計とする。

(16)

緊急用海水ポンプ点検用開口部浸水防止蓋及び緊急用海水ポンプ室人員 (16)用開口部浸水防止蓋

緊急用海水ポンプ点検用開口部浸水防止蓋及び緊急用海水ポンプ室人員用開口部浸水防止蓋

緊急用海水ポンプ点検用開口部及び緊急用海水ポンプ室人員用開口部か

緊急用海水ポンプ点検用開口部及び緊急用海水ポンプ室人員用開口部から緊急用海水ポンプピット内に敷地に遡上する津波及び溢水が流入するこら緊急用海水ポンプピット内に敷地に遡上する津波及び溢水が流入することを防止し，敷地に遡上する津波に対する防護対象設備（非常用取水設備とを防止し，敷地に遡上する津波に対する防護対象設備（貯留堰及び取水構 抽出リストＣ－１２を除く。）が機能喪失することのない設計とするため，緊急用海水ポンプ

造物を除く。）が機能喪失することのない設計とするため，緊急用海水ポン

点検用開口部及び緊急用海水ポンプ室人員用開口部に浸水防止蓋を設置す

プ点検用開口部及び緊急用海水ポンプ室人員用開口部に浸水防止蓋を設置

る。

する。

緊急用海水ポンプ点検用開口部浸水防止蓋及び緊急用海水ポンプ室人員

緊急用海水ポンプ点検用開口部浸水防止蓋及び緊急用海水ポンプ室人員用開口部浸水防止蓋の設計においては，基準地震動ＳＳによる地震力に対し用開口部浸水防止蓋の設計においては，基準地震動ＳＳによる地震力に対して浸水防止機能が十分に保持できるように設計する。

て浸水防止機能が十分に保持できるように設計する。

敷地に遡上する津波の地上部からの流入に対する入力津波については，敷地に遡上する津波の地上部からの流入に対する入力津波については，格

格納容器圧力逃がし装置格納槽近傍に設定した評価点において，遡上解析

納容器圧力逃がし装置格納槽近傍に設定した評価点において，遡上解析結果

結果を基に保守的に設定した浸水深に，地震に伴い発生する屋外タンクかを基に保守的に設定した浸水深に，地震に伴い発生する屋外タンクからの溢らの溢水による浸水深の重畳を考慮する。また，その他自然条件（積雪，風荷重等）及び余震荷重を考慮した場合において，浸水防止機能が十分に水による浸水深の重畳を考慮する。また，その他自然条件（積雪，風荷重等）
及び余震荷重を考慮した場合において，浸水防止機能が十分に保持できる設保持できる設計とする。

計とする。

(17)

常設低圧代替注水系格納槽点検用開口部水密ハッチ及び常設低圧代替注 (17)水系格納槽可搬型ポンプ用開口部水密ハッチ
常設低圧代替注水系格納槽点検用開口部及び常設低圧代替注水系格納槽

常設低圧代替注水系格納槽点検用開口部水密ハッチ及び常設低圧代替注

水系格納槽可搬型ポンプ用開口部水密ハッチ
常設低圧代替注水系格納槽点検用開口部及び常設低圧代替注水系格納槽⑥-52

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：添付書類八 10.6 津波及び内部溢水に対する浸水防護設備】
東海第二発電所(18)

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

備

考

可搬型ポンプ用開口部から常設低圧代替注水系格納槽内に敷地に遡上する

可搬型ポンプ用開口部から常設低圧代替注水系格納槽内に敷地に遡上する

津波及び溢水が流入することを防止し，敷地に遡上する津波に対する防護

津波及び溢水が流入することを防止し，敷地に遡上する津波に対する防護対対象設備（非常用取水設備を除く。）が機能喪失することのない設計とす

象設備（貯留堰及び取水構造物を除く。）が機能喪失することのない設計と 抽出リストＣ－１２

るため，常設低圧代替注水系格納槽点検用開口部及び常設低圧代替注水系するため，常設低圧代替注水系格納槽点検用開口部及び常設低圧代替注水系

格納槽可搬型ポンプ用開口部に水密ハッチを設置する。

格納槽可搬型ポンプ用開口部に水密ハッチを設置する。

常設低圧代替注水系格納槽点検用開口部水密ハッチ及び常設低圧代替注
水系格納槽可搬型ポンプ用開口部水密ハッチの設計においては，基準地震

常設低圧代替注水系格納槽点検用開口部水密ハッチ及び常設低圧代替注
水系格納槽可搬型ポンプ用開口部水密ハッチの設計においては，基準地震動

動ＳＳによる地震力に対して浸水防止機能が十分に保持できるように設計

Ｓ Ｓによる地震力に対して浸水防止機能が十分に保持できるように設計す

する。

る。

敷地に遡上する津波の地上部からの流入に対する入力津波については，敷地に遡上する津波の地上部からの流入に対する入力津波については，常常設低圧代替注水系格納槽近傍に設定した評価点において，遡上解析結果

設低圧代替注水系格納槽近傍に設定した評価点において，遡上解析結果を基を基に保守的に設定した浸水深に，地震に伴い発生する屋外タンクからのに保守的に設定した浸水深に，地震に伴い発生する屋外タンクからの溢水に溢水による浸水深の重畳を考慮する。また，その他自然条件（積雪，風荷よる浸水深の重畳を考慮する。また，その他自然条件（積雪，風荷重等）及重等）及び余震荷重を考慮した場合において，浸水防止機能が十分に保持

び余震荷重を考慮した場合において，浸水防止機能が十分に保持できる設計

できる設計とする。

とする。

常設代替高圧電源装置カルバート原子炉建屋側水密扉(18)

常設代替高圧電源装置カルバート原子炉建屋側水密扉

常設代替高圧電源装置カルバート原子炉建屋側の開口部（扉）から電源

常設代替高圧電源装置カルバート原子炉建屋側の開口部（扉）から電源盤

盤エリア及び常設代替高圧電源装置カルバート（トンネル部，立坑部及びエリア及び常設代替高圧電源装置カルバート（トンネル部，立坑部及びカルカルバート部）に敷地に遡上する津波及び溢水が流入することを防止し，

バート部）に敷地に遡上する津波及び溢水が流入することを防止し，敷地に敷地に遡上する津波に対する防護対象設備（非常用取水設備を除く。）が遡上する津波に対する防護対象設備（貯留堰及び取水構造物を除く。）が機 抽出リストＣ－１２

機能喪失することのない設計とするため，常設代替高圧電源装置カルバー

能喪失することのない設計とするため，常設代替高圧電源装置カルバート原ト原子炉建屋側の開口部（扉）に水密扉を設置する。

子炉建屋側の開口部（扉）に水密扉を設置する。

常設代替高圧電源装置カルバート原子炉建屋側水密扉の設計において常設代替高圧電源装置カルバート原子炉建屋側水密扉の設計においては，は，基準地震動ＳＳによる地震力に対して浸水防止機能が十分に保持できる

基準地震動ＳＳによる地震力に対して浸水防止機能が十分に保持できるよように設計する。

うに設計する。

敷地に遡上する津波の地上部からの流入に対する入力津波については，敷地に遡上する津波の地上部からの流入に対する入力津波については，常常設代替高圧電源装置カルバートのうち，敷地に遡上する津波の地上部か設代替高圧電源装置カルバートのうち，敷地に遡上する津波の地上部からのらの流入経路となる立坑部の近傍に設定した評価点において，遡上解析結

流入経路となる立坑部の近傍に設定した評価点において，遡上解析結果を基

果を基に保守的に設定した浸水深及び水密扉の設置高さに，地震に伴い発に保守的に設定した浸水深及び水密扉の設置高さに，地震に伴い発生する屋

生する屋外タンクからの溢水による浸水深の重畳を考慮する。また，余震荷重を考慮した場合において，浸水防止機能が十分に保持できる設計とす

外タンクからの溢水による浸水深の重畳を考慮する。また，余震荷重を考慮した場合において，浸水防止機能が十分に保持できる設計とする。

る。
(19)

防潮堤及び防潮扉下部貫通部止水処置設備仕様，耐震設計及び地震（余震）との組合せについては，「10.6.1.2
重大事故等対処施設 10.6.1.2.3

主要設備」に同じ。

(19)

防潮堤及び防潮扉下部貫通部止水処置設備仕様，耐震設計及び地震（余震）との組合せについては，「10.6.1.2
重大事故等対処施設 10.6.1.2.3

主要設備」に同じ。

⑥-53

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：添付書類八 10.6 津波及び内部溢水に対する浸水防護設備】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修敷地に遡上する津波に対する入力津波については，防潮堤前面における

(21)

(20)
重大事故等対処施設 10.6.1.2.3

主重大事故等対処施設 10.6.1.2.3

主要設備」に同じ。

要設備」に同じ。

なお，敷地に遡上する津波においては，海水ポンプ室に津波が流入する前提であり非常用海水ポンプが機能喪失することから，海水ポンプ室貫通

なお，敷地に遡上する津波においては，海水ポンプ室に津波が流入する前提であり非常用海水ポンプが機能喪失することから，海水ポンプ室貫通部止部止水処置の機能には期待しない。

水処置の機能には期待しない。

原子炉建屋境界貫通部止水処置
組合せについては，「10.6.1.2

考海水ポンプ室貫通部止水処置設備仕様については，「10.6.1.2(21)

原子炉建屋地下階の貫通部の設備仕様，耐震設計及び地震（余震）との重大事故等対処施設 10.6.1.2.3

原子炉建屋境界貫通部止水処置
原子炉建屋地下階の貫通部の設備仕様，耐震設計及び地震（余震）との組

主要設

合せについては，「10.6.1.2

備」に同じ。

重大事故等対処施設 10.6.1.2.3

主要設備」

に同じ。

原子炉建屋１階外壁の配管等の貫通部については，外壁の扉等の開口部

原子炉建屋１階外壁の配管等の貫通部については，外壁の扉等の開口部かから原子炉建屋内に敷地に遡上する津波及び溢水が地上部から流入するこら原子炉建屋内に敷地に遡上する津波及び溢水が地上部から流入することとを防止するため，原子炉建屋１階外壁の敷地に遡上する津波が到達するを防止するため，原子炉建屋１階外壁の敷地に遡上する津波が到達する高さ

高さに設置される配管等の貫通部に止水処置を実施する。

に設置される配管等の貫通部に止水処置を実施する。

また，敷地に遡上する津波が，屋外二重管を通じて浸水防護重点化範囲

また，敷地に遡上する津波が，屋外二重管を通じて浸水防護重点化範囲にに流入することを防止し，敷地に遡上する津波に対する防護対象設備（非流入することを防止し，敷地に遡上する津波に対する防護対象設備（貯留堰 抽出リストＣ－１２

常用取水設備を除く。）が機能喪失することのない設計とするため，屋外及び取水構造物を除く。）が機能喪失することのない設計とするため，屋外

二重管に内包する非常用海水配管の原子炉建屋貫通部に止水処置を実施す

二重管に内包する非常用海水配管の原子炉建屋貫通部に止水処置を実施する。

る。

原子炉建屋境界貫通部止水処置の設計においては，基準地震動ＳＳによる原子炉建屋境界貫通部止水処置の設計においては，基準地震動ＳＳによる地震力に対して浸水防止機能が十分に保持できるように設計する。

(22)

備

T.P.＋24m の津波を基に設定する。

海水ポンプ室貫通部止水処置設備仕様については，「10.6.1.2

案

敷地に遡上する津波に対する入力津波については，防潮堤前面におけるT.P.＋24m の津波を基に設定する。
(20)

正

地震力に対して浸水防止機能が十分に保持できるように設計する。

敷地に遡上する津波の地上部からの流入に対する入力津波については，敷地に遡上する津波の地上部からの流入に対する入力津波については，原

原子炉建屋近傍に設定した評価点において，遡上解析結果を基に保守的に

子炉建屋近傍に設定した評価点において，遡上解析結果を基に保守的に設定設定した浸水深に，地震に伴い発生する屋外タンクからの溢水による浸水

した浸水深に，地震に伴い発生する屋外タンクからの溢水による浸水深の重深の重畳を考慮する。また，余震荷重を考慮した場合において，浸水防止

畳を考慮する。また，余震荷重を考慮した場合において，浸水防止機能が十機能が十分に保持できる設計とする。

分に保持できる設計とする。

常設代替高圧電源装置用カルバート（立坑部）床面貫通部止水処置(22)

常設代替高圧電源装置用カルバート（立坑部）床面貫通部止水処置

常設代替高圧電源装置用カルバート（立坑部）地下 1 階については，原子炉建屋西側接続口エリアからの浸水に対し電源接続盤エリアの開口部に常設代替高圧電源装置用カルバート（立坑部）地下 1 階については，原子炉建屋西側接続口エリアからの浸水に対し電源接続盤エリアの開口部に水水密扉を設置することで浸水防止対策とするが，下階エリアにも電路等の密扉を設置することで浸水防止対策とするが，下階エリアにも電路等の重大重大事故等対処設備を内包するエリアが存在することから，原子炉建屋西

事故等対処設備を内包するエリアが存在することから，原子炉建屋西側接続側接続口エリア床面貫通部に止水処置を実施する。常設代替高圧電源装置

口エリア床面貫通部に止水処置を実施する。常設代替高圧電源装置用カルバ

用カルバート（立坑部）止水処置の設計においては，基準地震動ＳＳによるート（立坑部）止水処置の設計においては，基準地震動ＳＳによる地震力に⑥-54

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：添付書類八 10.6 津波及び内部溢水に対する浸水防護設備】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

地震力に対して浸水防止機能が十分に保持できるように設計する。

修

正

案

敷地に遡上する津波の地上部からの流入に対する入力津波については，常常設代替高圧電源装置カルバートのうち，敷地に遡上する津波の地上部か設代替高圧電源装置カルバートのうち，敷地に遡上する津波の地上部からのらの流入経路となる立坑部の近傍に設定した評価点において，遡上解析結

流入経路となる立坑部の近傍に設定した評価点において，遡上解析結果を基

果を基に保守的に設定した浸水深，地下 1 階床面の設置位置及び地震に伴に保守的に設定した浸水深，地下 1 階床面の設置位置及び地震に伴い発生い発生する屋外タンクからの溢水による浸水深の重畳を考慮する。
上記(1)については，地震後の再使用性及び敷地に遡上する津波の第 1 波する屋外タンクからの溢水による浸水深の重畳を考慮する。
上記(1)については，地震後の再使用性及び敷地に遡上する津波の第 1 波の越流後における再使用性を考慮し，当該構造物全体の変形能力に対しての越流後における再使用性を考慮し，当該構造物全体の変形能力に対して十十分な余裕を有するよう，おおむね弾性状態を維持する設計とする。また分な余裕を有するよう，おおむね弾性状態を維持する設計とする。また止水

止水性を維持し，第 2 波以降の繰り返しの津波に対してもおおむね弾性状性を維持し，第 2 波以降の繰り返しの津波に対してもおおむね弾性状態を態を維持する設計とする。

維持する設計とする。

上記(2)～(18)の各施設・設備における許容限界は，地震後，津波後の再上記(2)～(18)の各施設・設備における許容限界は，地震後，津波後の再使用性や，津波の繰返し作用を想定し，止水性の面も踏まえることにより，使用性や，津波の繰返し作用を想定し，止水性の面も踏まえることにより，当該構造物全体の変形能力に対して十分な余裕を有するよう，各施設・設

当該構造物全体の変形能力に対して十分な余裕を有するよう，各施設・設備備を構成する材料が弾性域内に収まることを基本とする。

を構成する材料が弾性域内に収まることを基本とする。

上記(19)～(22)の貫通部止水処置については，地震後及び津波後の再使

上記(19)～(22)の貫通部止水処置については，地震後及び津波後の再使用

用性や，津波の繰返し作用を想定し，止水性の維持を考慮して，貫通部止性や，津波の繰返し作用を想定し，止水性の維持を考慮して，貫通部止水処

水処置が健全性を保持することとする。

置が健全性を保持することとする。

上記(3)の構内排水路逆流防止設備については，排水中のゴミ等の詰まり

上記(3)の構内排水路逆流防止設備については，排水中のゴミ等の詰まりにより閉止状態が阻害されていないことを日常の外観点検で確認する。まにより閉止状態が阻害されていないことを日常の外観点検で確認する。また，防潮堤フラップゲートについてもゴミ等の詰まりにより閉止状態が阻た，防潮堤フラップゲートについてもゴミ等の詰まりにより閉止状態が阻害

害されていないことを日常の外観点検で確認する。

されていないことを日常の外観点検で確認する。

各施設・設備の設計及び評価に使用する津波荷重の設定については，入各施設・設備の設計及び評価に使用する津波荷重の設定については，入力

力津波が有する数値計算上の不確かさ及び各施設・設備の機能損傷モード

津波が有する数値計算上の不確かさ及び各施設・設備の機能損傷モードに対に対応した荷重の算定過程に介在する不確かさを考慮する。

応した荷重の算定過程に介在する不確かさを考慮する。

入力津波が有する数値計算上の不確かさの考慮に当たっては，各施設・

入力津波が有する数値計算上の不確かさの考慮に当たっては，各施設・設設備の設置位置で算定された津波の高さを安全側に評価して入力津波を設備の設置位置で算定された津波の高さを安全側に評価して入力津波を設定定することで，不確かさを考慮する。

することで，不確かさを考慮する。

各施設・設備の機能損傷モードに対応した荷重の算定過程に介在する不各施設・設備の機能損傷モードに対応した荷重の算定過程に介在する不確

確かさの考慮に当たっては，入力津波の荷重因子である浸水高及び流速を把握し津波波力等を安全側に評価することで，不確かさを考慮し，荷重設

かさの考慮に当たっては，入力津波の荷重因子である浸水高及び流速を把握
し津波波力等を安全側に評価することで，不確かさを考慮し，荷重設定に考定に考慮している余裕の程度を検討する。

慮している余裕の程度を検討する。

十分な余裕を考慮する。
漂流物の衝突による荷重の評価に際しては，津波の流速による衝突速度

考

対して浸水防止機能が十分に保持できるように設計する。

敷地に遡上する津波の地上部からの流入に対する入力津波については，

津波波力の算定においては，津波波力算定式等，幅広く知見を踏まえて，

備

津波波力の算定においては，津波波力算定式等，幅広く知見を踏まえて，十分な余裕を考慮する。
漂流物の衝突による荷重の評価に際しては，津波の流速による衝突速度の⑥-55

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：添付書類八 10.6 津波及び内部溢水に対する浸水防護設備】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点の設定における不確実性を考慮し，流速について十分な余裕を考慮する。

修

正

案

考

設定における不確実性を考慮し，流速について十分な余裕を考慮する。

津波防護施設，浸水防止設備及び津波監視設備の設計において，敷地に津波防護施設，浸水防止設備及び津波監視設備の設計において，敷地に遡遡上する津波の策定位置である基準津波の波源の活動に伴い発生する可能

上する津波の策定位置である基準津波の波源の活動に伴い発生する可能性性がある余震（地震）についてそのハザードを評価し，その活動に伴い発がある余震（地震）についてそのハザードを評価し，その活動に伴い発生す生する余震による荷重を設定する。余震荷重については，敷地に遡上する

る余震による荷重を設定する。余震荷重については，敷地に遡上する津波の

津波の継続時間のうち最大水位変化を生起する時間帯を踏まえ過去の地震データを抽出・整理することにより余震の規模を想定し，余震としてのハ

継続時間のうち最大水位変化を生起する時間帯を踏まえ過去の地震データを抽出・整理することにより余震の規模を想定し，余震としてのハザードを

ザードを考慮した安全側の評価として，この余震規模から求めた地震動に考慮した安全側の評価として，この余震規模から求めた地震動に対して全て

対して全ての周期で上回る地震動を弾性設計用地震動の中から設定する。

の周期で上回る地震動を弾性設計用地震動の中から設定する。

主要設備の概念図を第 10.6－1 図～第 10.6－23 図に示す。

備

主要設備の概念図を第 10.6－1 図～第 10.6－23 図に示す。

⑥-56

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：添付書類八 10.その他発電用原子炉の附属施設（10.6 津波及び内部溢水に対する浸水防護設備）】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

第 10.6－1 表
(20)

(21)

(22)

(25)

修
第 10.6－1 表

浸水防護設備主要機器仕様

格納容器圧力逃がし装置格納槽点検用水密ハッチ

(20)

正

案

格納容器圧力逃がし装置格納槽点検用水密ハッチ

類

水密ハッチ

種

類

水密ハッチ

材

料

炭素鋼

材

料

ステンレス鋼

個

数

2

個

数

2

(21)

類

水密ハッチ

種

類

水密ハッチ

材

料

炭素鋼

材

料

ステンレス鋼

個

数

1

個

数

1

(22)

類

水密ハッチ

種

類

水密ハッチ

材

料

炭素鋼

材

料

ステンレス鋼

個

数

2

個

数

2

(25)

抽出リストＡ－１５

常設低圧代替注水系格納槽可搬型ポンプ用水密ハッチ

種

原子炉建屋付属棟東側水密扉

抽出リストＡ－１５

常設低圧代替注水系格納槽点検用水密ハッチ

種

常設低圧代替注水系格納槽可搬型ポンプ用水密ハッチ

考

浸水防護設備主要機器仕様

種

常設低圧代替注水系格納槽点検用水密ハッチ

備

抽出リストＡ－１５

原子炉建屋付属棟東側水密扉

種

類

水密扉

種

類

水密扉

材

料

炭素鋼

材

料

ステンレス鋼

個

数

1

個

数

1

抽出リストＡ－１５⑥-57

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：添付書類八 10.その他発電用原子炉の附属施設（10.9 緊急時対策所）】
東海第二発電所
10.9.1.2

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

設計方針

緊急時対策所は，以下のとおりの設計とする。
(1)

原子炉冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊その他の異常が発生した場合に適切な措置をとるために必要な要員を収容できる設計とする。

(2)

原子炉冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊その他の異常に対処するために必要な指示ができるよう，異常等に対処するために必要な情報を把握できる設備を設置する設計とする。

(3)

発電所内外の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行うために必
要な設備を設置又は保管する設計とする。

修
10.9.1.2

正

案

考

設計方針

緊急時対策所は，以下のとおりの設計とする。
(1)

原子炉冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊その他の異常が発生した場合に適切な措置をとるために必要な要員を収容できる設計とする。
(2)

原子炉冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊その他の異常に対処するために必要な指示ができるよう，異常等に対処するために必要な情報を把握できる設備を設置する設計とする。
(3)

発電所内外の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行うために必

要な設備を設置又は保管する設計とする。

緊急時対策所内のは，室内の酸素濃度及び二酸化炭素濃度が活動に支障(4) 緊急時対策所内には，室内の酸素濃度及び二酸化炭素濃度が活動に支障がない範囲にあることを把握できるよう，酸素濃度計及び二酸化炭素濃度がない範囲にあることを把握できるよう，酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計を保管する設計とする。

計を保管する設計とする。

(4)

備

抽出リストＣ－７９⑥-58

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：添付書類八 10.その他発電用原子炉の附属施設（10.9 緊急時対策所）】
東海第二発電所
10.9.2.2(1)

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修
10.9.2.2

設計方針

(1)

居住性を確保するための設備
ａ．緊急時対策所遮蔽，緊急時対策所非常用換気設備

正

案

備

考

設計方針

居住性を確保するための設備
ａ．緊急時対策所遮蔽，緊急時対策所非常用換気設備

緊急時対策所遮蔽は，重大事故が発生した場合において，緊急時対策

緊急時対策所遮蔽は，重大事故が発生した場合において，緊急時対策

所の気密性及び緊急時対策所非常用換気設備の機能とあいまって，緊急所の気密性及び緊急時対策所非常用換気設備の機能とあいまって，緊急時対策所にとどまる要員の実効線量が7日間で100mSvを超えない設計とする。

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

緊急時対策所には，緊急時対策所非常用換気設備として，緊急時対策

緊急時対策所には，緊急時対策所非常用換気設備として，緊急時対策

所非常用送風機，緊急時対策所非常用フィルタ装置を設ける。また，緊所非常用送風機，緊急時対策所非常用フィルタ装置を設ける。また，緊急時対策所の加圧のために，緊急時対策所加圧設備及び緊急時対策所用

急時対策所等の加圧のために，緊急時対策所加圧設備及び緊急時対策所 抽出リストＢ－６

差圧計を設ける。

用差圧計を設ける。

緊急時対策所の緊急時対策所非常用送風機は，緊急時対策所を正圧化

緊急時対策所の緊急時対策所非常用送風機は，緊急時対策所建屋を正し，放射性物質の侵入を低減できる設計とする。また，緊急時対策所加圧化し，放射性物質の侵入を低減できる設計とする。また，緊急時対策

圧設備は，プルーム通過時において，緊急時対策所を正圧化し，希ガス

所加圧設備は，プルーム通過時において，緊急時対策所等を正圧化し，を含む放射性物質の侵入を防止できる設計とする。緊急時対策所用差圧

希ガスを含む放射性物質の侵入を防止できる設計とする。緊急時対策所

計は，緊急時対策所が正圧化された状態であることを監視できる設計と用差圧計は，緊急時対策所等が正圧化された状態であることを監視できする。

る設計とする。

緊急時対策所非常用送風機及び緊急時対策所非常用フィルタ装置は，プルーム通過後の緊急時対策所建屋内を換気できる設計とする。
10.9.2.2.1

多重性，多様性，独立性及び位置的分散

基本方針については，「1.1.7.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

緊急時対策所非常用送風機及び緊急時対策所非常用フィルタ装置は，プルーム通過後の緊急時対策所建屋内を換気できる設計とする。
10.9.2.2.1 多重性，多様性，独立性及び位置的分散
基本方針については，「1.1.7.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

緊急時対策所は，中央制御室から独立した緊急時対策所建屋と一体の遮緊急時対策所は，中央制御室から独立した緊急時対策所建屋と一体の遮蔽及び非常用換気設備として，緊急時対策所非常用送風機，緊急時対策所

蔽及び非常用換気設備として，緊急時対策所非常用送風機，緊急時対策所

非常用フィルタ装置，緊急時対策所加圧設備，緊急時対策所用差圧計，酸

非常用フィルタ装置，緊急時対策所加圧設備，緊急時対策所用差圧計，酸素濃度計，二酸化炭素濃度計及び緊急時対策所エリアモニタを有し，非常

素濃度計，二酸化炭素濃度計及び緊急時対策所エリアモニタを有し，非常用換気設備の電源を緊急時対策所用発電機から給電できる設計とする。

用換気設備の電源を緊急時対策所用発電機から給電できる設計とする。

これらは中央制御室に対して独立性を有した設備により居住性を確保で

これらは中央制御室に対して独立性を有した設備により居住性を確保できる設計とする。

きる設計とする。

緊急時対策所，緊急時対策所遮蔽，緊急時対策所非常用送風機，緊急時対策所非常用フィルタ装置，緊急時対策所用差圧計，緊急時対策所用発電

緊急時対策所，緊急時対策所遮蔽，緊急時対策所非常用送風機，緊急時対策所非常用フィルタ装置，緊急時対策所用差圧計，緊急時対策所用発電機，緊急時対策所加圧設備，酸素濃度計，二酸化炭素濃度計及び緊急時対機，緊急時対策所加圧設備，酸素濃度計，二酸化炭素濃度計及び緊急時対策所エリアモニタは，中央制御室とは離れた緊急時対策所建屋に保管又は策所エリアモニタは，中央制御室とは離れた緊急時対策所建屋に保管又は設置することで，共通要因によって同時に機能を損なわないよう位置的分

設置することで，共通要因によって同時に機能を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。

散を図る設計とする。

⑥-59

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：添付書類八 10.その他発電用原子炉の附属施設（10.9 緊急時対策所）】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

緊急時対策所非常用送風機及び緊急時対策所非常用フィルタ装置は，1

修

正

案

備

考

緊急時対策所非常用送風機及び緊急時対策所非常用フィルタ装置は，1台で緊急時対策所内を換気するために必要なファン容量及びフィルタ容量台で緊急時対策所建屋内を換気するために必要なファン容量及びフィルタ 抽出リストＢ－７を有するものを合計 2 台設置することで，多重性を有する設計とする。

容量を有するものを合計 2 台設置することで，多重性を有する設計とする。

緊急時対策所用発電機，緊急時対策所用発電機燃料油貯蔵タンク及び緊緊急時対策所用発電機，緊急時対策所用発電機燃料油貯蔵タンク及び緊急時対策所用発電機給油ポンプは，原子炉建屋付属棟内に設置する非常用

急時対策所用発電機給油ポンプは，原子炉建屋付属棟内に設置する非常用

交流電源設備とは離れた緊急時対策所建屋内に設置することで共通要因によって同時に機能を損なわないよう，位置的分散を図る設計とする。

交流電源設備とは離れた緊急時対策所建屋内に設置することで共通要因によって同時に機能を損なわないよう，位置的分散を図る設計とする。

緊急時対策所用発電機は，中央制御室の電源である非常用交流電源設備

緊急時対策所用発電機は，中央制御室の電源である非常用交流電源設備と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，電源の冷却方式を空冷と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，電源の冷却方式を空冷式とすることで多様性を有する設計とする。

式とすることで多様性を有する設計とする。

緊急時対策所用発電機は，1 台で緊急時対策所に給電するために必要な

緊急時対策所用発電機は，1 台で緊急時対策所に給電するために必要な容量を有するものを，2 台設置することで，多重性を有する設計とする。

容量を有するものを，2 台設置することで，多重性を有する設計とする。

緊急時対策所用発電機燃料油貯蔵タンクは，外部からの支援がなくとも，

緊急時対策所用発電機燃料油貯蔵タンクは，外部からの支援がなくとも，

1 基で緊急時対策所用発電機の 7 日分の連続運転に必要なタンク容量を有1 基で緊急時対策所用発電機の 7 日分の連続運転に必要なタンク容量を有するものを 2 基設置することで，多重性を有する設計とする。

するものを 2 基設置することで，多重性を有する設計とする。

緊急時対策所用発電機給油ポンプは，1 台で緊急時対策所用発電機の連緊急時対策所用発電機給油ポンプは，1 台で緊急時対策所用発電機の連続運転に必要な燃料を供給できるポンプ容量を有するものを 2 台設置する

続運転に必要な燃料を供給できるポンプ容量を有するものを 2 台設置することで，多重性を有する設計とする。

ことで，多重性を有する設計とする。

10.9.2.2.2

10.9.2.2.2 悪影響防止

悪影響防止

基本方針については，「1.1.7.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
緊急時対策所の遮蔽は，緊急時対策所建屋と一体のコンクリート構造物とし，倒壊等により他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

基本方針については，「1.1.7.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
緊急時対策所の遮蔽は，緊急時対策所建屋と一体のコンクリート構造物とし，倒壊等により他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

緊急時対策所の緊急時対策所非常用送風機，緊急時対策所非常用フィルタ

緊急時対策所の緊急時対策所非常用送風機，緊急時対策所非常用フィルタ装置及び緊急時対策所加圧設備は，通常時に接続先の系統と分離された状態

装置及び緊急時対策所加圧設備は，通常時に接続先の系統と分離された状態であること及び重大事故等時は重大事故等対処設備として系統構成ができるであること及び重大事故等時は重大事故等対処設備として系統構成ができる

ことで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

ことで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

緊急時対策所の緊急時対策所用差圧計，酸素濃度計，二酸化炭素濃度計及緊急時対策所の緊急時対策所用差圧計，酸素濃度計，二酸化炭素濃度計及び緊急時対策所エリアモニタは，他の設備から独立して使用することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

び緊急時対策所エリアモニタは，他の設備から独立して使用することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

また，緊急時対策所の緊急時対策所加圧設備用空気ボンベは，固縛等を実

また，緊急時対策所の緊急時対策所加圧設備用空気ボンベは，固縛等を実施することで他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
緊急時対策所用発電機は，通常時は遮断器により他の設備から切り離すことで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

施することで他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
緊急時対策所用発電機は，通常時は遮断器により他の設備から切り離すことで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

⑥-60

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：添付書類八 10.その他発電用原子炉の附属施設（10.9 緊急時対策所）】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

緊急時対策所用発電機燃料油貯蔵タンク及び緊急時対策所用発電機給油ポ

緊急時対策所用発電機燃料油貯蔵タンク及び緊急時対策所用発電機給油ポ

ンプは，通常時に接続先の系統と分離された状態であること及び重大事故等

ンプは，通常時に接続先の系統と分離された状態であること及び重大事故等

時は重大事故等対処設備として系統構成ができることで，他の設備に悪影響

時は重大事故等対処設備として系統構成ができることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

を及ぼさない設計とする。

10.9.2.2.3 共用の禁止
基本方針については，「1.1.7.1
示す。

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

緊急時対策所は，事故対応において東海第二発電所及び廃止措置中の東海発電所双方のプラント状況を考慮した指揮命令を行う必要があるため，緊急発電所双方のプラント状況を考慮した指揮命令を行う必要があるため，緊急時対策所を共用化し，事故収束に必要な緊急時対策所遮蔽，緊急時対策所非時対策所を共用化し，事故収束に必要な緊急時対策所遮蔽，緊急時対策所非常用換気設備を設置する。共用により，必要な情報（相互のプラント状況，

常用換気設備を設置する。共用により，必要な情報（相互のプラント状況，

運転員の対応状況等）を共有・考慮しながら，総合的な管理（事故処置を含

運転員の対応状況等）を共有・考慮しながら，総合的な管理（事故処置を含む。）を行うことで，安全性の向上が図れることから，東海第二発電所及び廃む。
）を行うことで，安全性の向上が図れることから，東海第二発電所及び廃止措置中の東海発電所で共用する設計とする。各設備は，共用により悪影響止措置中の東海発電所で共用する設計とする。各設備は，共用により悪影響を及ぼさないよう，発電所の区分けなく使用できる設計とする。

を及ぼさないよう，発電所の区分けなく使用できる設計とする。
10.9.2.2.4 容量等

容量等

基本方針については，「1.1.7.2

考多様性，位置的分散，悪影響防止等」に

緊急時対策所は，事故対応において東海第二発電所及び廃止措置中の東海

10.9.2.2.4

備容量等」に示す。

基本方針については，「1.1.7.2

容量等」に示す。

緊急時対策所は，想定される重大事故等時において，重大事故等に対処す

緊急時対策所は，想定される重大事故等時において，重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員に加え，原子炉格納容器の破損等による発電

るために必要な指示を行う要員に加え，原子炉格納容器の破損等による発電

所外への放射性物質の拡散を抑制するために必要な対策を行う要員と廃止措

所外への放射性物質の拡散を抑制するために必要な対策を行う要員と廃止措

置中の東海発電所の事故が同時に発生した場合に対処する対策要員として，置中の東海発電所の事故が同時に発生した場合に対処する対策要員として，緊急時対策所に最大 100 名を収容できる設計とする。また，対策要員等が緊

緊急時対策所に最大 100 名を収容できる設計とする。また，対策要員等が緊

急時対策所に 7 日間とどまり重大事故等に対処するために必要な数量の放射

急時対策所に 7 日間とどまり重大事故等に対処するために必要な数量の放射線管理用資機材や食料等を配備できる設計とする。

線管理用資機材や食料等を配備できる設計とする。

緊急時対策所の緊急時対策所非常用送風機及び緊急時対策所非常用フィル

緊急時対策所の緊急時対策所非常用送風機及び緊急時対策所非常用フィル

タ装置は，対策要員の放射線被ばくを低減及び防止するとともに，緊急時対タ装置は，対策要員の放射線被ばくを低減及び防止するとともに，緊急時対策所内の酸素濃度及び二酸化炭素濃度を活動に支障がない範囲に維持するた

策所内の酸素濃度及び二酸化炭素濃度を活動に支障がない範囲に維持するために必要な換気容量を有する設計とする。保有数は，東海発電所及び東海第二発電所共用で緊急時対策所非常用送風機 1 台，緊急時対策所非常用フィル

めに必要な換気容量を有する設計とする。保有数は，東海発電所及び東海第二発電所共用で緊急時対策所非常用送風機 1 台，緊急時対策所非常用フィル

タ装置 1 基で 1 セットに加えて，故障時及び保守点検による待機除外時のバ

タ装置 1 基で 1 セットに加えて，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として 1 セット（東海発電所及び東海第二発電所共用）の合計

ックアップ用として 1 セット（東海発電所及び東海第二発電所共用）の合計

2 セットを設置する。

2 セットを設置する。

緊急時対策所非常用フィルタ装置は，身体サーベイ及び作業服の着替え等

緊急時対策所非常用フィルタ装置は，身体サーベイ及び作業服の着替え等⑥-61

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：添付書類八 10.その他発電用原子炉の附属施設（10.9 緊急時対策所）】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

を行うための区画を含め緊急時対策所建屋内に対して放射線による悪影響をを行うための区画を含め緊急時対策所建屋内に対して放射線による悪影響を及ぼさないよう，十分な放射性物質の除去効率及び吸着能力を有する設計と及ぼさないよう，十分な放射性物質の除去効率及び吸着能力を有する設計と

する。

する。

緊急時対策所加圧設備は，重大事故時において緊急時対策所の居住性を確

緊急時対策所加圧設備は，重大事故時において緊急時対策所の居住性を確保するため，緊急時対策所等を正圧化し，緊急時対策所等内へ希ガスを含む保するため，緊急時対策所等を正圧化し，緊急時対策所等内へ希ガスを含む

放射性物質の侵入を防止するとともに，酸素濃度及び二酸化炭素濃度を活動に支障がない範囲に維持するために必要な容量に加え，故障時及び保守点検

放射性物質の侵入を防止するとともに，酸素濃度及び二酸化炭素濃度を活動に支障がない範囲に維持するために必要な容量に加え，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップを考慮し，十分な容量を保管する。

による待機除外時のバックアップを考慮し，十分な容量を保管する。

酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計は，緊急時対策所の酸素濃度及び二酸化酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計は，緊急時対策所の酸素濃度及び二酸化

炭素濃度が活動に支障がない範囲内であることの測定が可能なものを，それ炭素濃度が活動に支障がない範囲内であることの測定が可能なものを，それぞれ1個使用する。保有数は，東海発電所及び東海第二発電所共用で，それぞぞれ1個使用する。保有数は，東海発電所及び東海第二発電所共用で，それぞれ1個に加え，故障時及び保守点検時による待機除外時のバックアップ用としれ1個に加え，故障時及び保守点検時による待機除外時のバックアップ用として１個（東海発電所及び東海第二発電所共用）のそれぞれ合計2個を保管する。

て１個（東海発電所及び東海第二発電所共用）のそれぞれ合計2個を保管する。

緊急時対策所用差圧計は，緊急時対策所の正圧化された室内と周辺エリア

備考

緊急時対策所用差圧計は，緊急時対策所等の正圧化された室内と周辺エリ 抽出リストＢ－６との差圧範囲を監視できるものを，1 台使用する。保有数は東海発電所及びアとの差圧範囲を監視できるものを，1 台使用する。保有数は東海発電所及東海第二発電所共用で 1 台を設置する。

び東海第二発電所共用で 1 台を設置する。

緊急時対策所エリアモニタは，重大事故時において，緊急時対策所の放射緊急時対策所エリアモニタは，重大事故時において，緊急時対策所の放射線量の監視に必要な測定範囲を有するものを，1 台使用する。保有数は 1 台

線量の監視に必要な測定範囲を有するものを，1 台使用する。保有数は 1 台に加え，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として１台に加え，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として１台の合計 2 台を保管する。

の合計 2 台を保管する。

緊急時対策所用発電機は，1 台で緊急時対策所に給電するために必要な容緊急時対策所用発電機は，1 台で緊急時対策所に給電するために必要な容量を有するものを，1 台使用する。保有数は，多重性確保のための 1 台を加量を有するものを，1 台使用する。保有数は，多重性確保のための 1 台を加えた合計 2 台を設置する。また，東海発電所及び東海第二発電所で共用する。

えた合計 2 台を設置する。また，東海発電所及び東海第二発電所で共用する。

緊急時対策所用発電機燃料油貯蔵タンクは，東海発電所及び東海第二発電

緊急時対策所用発電機燃料油貯蔵タンクは，東海発電所及び東海第二発電所共用で，外部からの支援がなくとも，緊急時対策所用発電機の 7 日分の連所共用で，外部からの支援がなくとも，緊急時対策所用発電機の 7 日分の連続運転に必要なタンク容量を有する設計とする。

続運転に必要なタンク容量を有する設計とする。

緊急時対策所用発電機給油ポンプは，東海発電所及び東海第二発電所共用

緊急時対策所用発電機給油ポンプは，東海発電所及び東海第二発電所共用

で，緊急時対策所用発電機の連続運転に必要な燃料を給油できるポンプ容量で，緊急時対策所用発電機の連続運転に必要な燃料を給油できるポンプ容量を有する設計とする。

を有する設計とする。

⑥-62

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：添付書類八 10. その他発電用原子炉の附属施設（10.13 タービン補機冷却系）】
東海第二発電所
10.13
10.13.1

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

タービン補機冷却系
タービン補機冷却系

10.13.1.1.1

概

10.13
10.13.1

通常運転時

10.13.1.1

修要タービン補機は，タービン補機冷却系によって冷却される。

正

案

通常運転時

10.13.1.1 タービン補機冷却系
10.13.1.1.1 概

要タービン補機は，タービン補機冷却系によって冷却される。
本系統には，サージタンク 1 基があり，閉回路系統の水の膨張，収縮を吸収するとともに，補給水の注入をここで行なう。

本系統には，3 基の熱交換器と 3 台のポンプがあり，2 基の熱交換器と 2本系統には，3 基の熱交換器と 3 台のポンプがあり，2 基の熱交換器と 2本系統の熱交換器の管側には，補機冷却用海水ポンプによって海水が循環され，補機冷却水を冷却する。

考

タービン補機冷却系

本系統には，サージタンク 1 基があり，閉回路系統の水の膨張，収縮を吸収するとともに，補給水の注入をここで行なう。
台のポンプによって，原子炉全出力運転中の補機冷却が行なえる。

備台のポンプによって，原子炉全出力運転中の補機冷却が行なえる。
本系統の熱交換器の管側には，補機冷却系海水系ポンプによって海水が循抽出リストＣ－３

環され，補機冷却水を冷却する。

⑥-63

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

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

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

備

考

抽出リストＣ－８０⑦-1

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

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

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

備

考

抽出リストＣ－８１⑦-2

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：添付書類十 5.2 大規模な自然災害又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムへの対応における事項】
東海第二発電所
5.2.1.1(c)

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

大規模損壊発生時の手順書の整備「1.3

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

修5.2.1.1(c)

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

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

圧力バウンダリの損傷箇所を隔離することで原子炉冷却材の漏

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

る。

これらの機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷及これらの機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するため，原子炉冷却材圧力バ

び原子炉格納容器の破損を防止するため，原子炉冷却材圧力バ

ウンダリを減圧するための対処設備及び手順を整備する。

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

大規模損壊発生時においても炉心の著しい損傷及び原子炉格

大規模損壊発生時においても炉心の著しい損傷及び原子炉格

納容器の破損を緩和するため，重大事故等対策で整備した手順

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

重大事故等対処設備を用いた手順，中央制御室での監視及び制

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

御機能が喪失した場合も対応できるよう，現場にてプラントパ

ラメータを監視するための手順，可搬型計測器にてプラントパ

ラメータを監視するための手順，可搬型計測器にてプラントパ

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

順等を整備する。

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

考

大規模損壊発生時の手順書の整備

原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態において，設計基

ロ．大規模損壊発生時に事故緩和措置を行うための手順

備

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

・常設直流電源系統喪失により逃がし安全弁の原子炉減圧機

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

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

逃がし安全弁（自動減圧機能）を開放して発電用原子炉を減圧する。

・常設直流電源系統喪失により逃がし安全弁の原子炉減圧機

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

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

し，逃がし安全弁（自動減圧機能）を開放して発電用原子⑦-3

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：添付書類十 5.2 大規模な自然災害又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムへの対応における事項】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

炉を減圧する。

修

正

案

備

考

炉を減圧する。

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

非常用逃がし安全弁駆動系により逃がし安全弁（逃がし弁

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

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

炉を減圧する。

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

し安全弁（自動減圧機能）の機能を確保する。

全弁（自動減圧機能）の機能を確保する。

⑦-4

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：添付書類十 5.2 大規模な自然災害又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムへの対応における事項】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

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

原子炉減圧操作

可搬型代替直流
電源設備による
逃がし安全弁（自動減圧機能）開放

逃がし安全弁用
可搬型蓄電池による逃がし安全弁（自動減圧機能）開放

非常用逃がし安全弁駆動系による逃がし安全弁（逃がし弁機能）開放

非常用窒素供給
系による逃がし
安全弁（自動減圧機能）駆動源確保

内容

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

技術的能力に係る審査基準（解釈）の該当項目
・第 3 項，4 項（1.3）

第 5.2－4 表案

備考

大規模損壊発生時の対応操作一覧（2／8）

対応操作
炉心の著し
い損傷を緩
和するため
の対策

正

原子炉減圧操作

可搬型代替直流
電源設備による
逃がし安全弁（自動減圧機能）開放

逃がし安全弁用
可搬型蓄電池による逃がし安全弁（自動減圧機能）開放

非常用逃がし安全弁駆動系による逃がし安全弁（逃がし弁機能）開放

非常用窒素供給
系による逃がし
安全弁（自動減圧機能）駆動源確保

内容

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

技術的能力に係る審査基準（解釈）の該当項目
・第 3 項，4 項（1.3）

抽出リストＣ－９２⑦-5

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

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

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

6.2.4

運転停止中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故

6.2.4

運転停止中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故

6.2.4.1

事故シーケンスのグループ化と重要事故シーケンスの選定

6.2.4.1

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

し，原子炉の水位，温度，圧力等のプラントパラメータの類似性，保守点検

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

スを，本発電用原子炉施設を対象としたＰＲＡの結果を踏まえて，運転停止

中事故シーケンスグループにグループ化し，運転停止中事故シーケンスグル

中事故シーケンスグループにグループ化し，運転停止中事故シーケンスグル

ープごとに，重要事故シーケンスを選定して評価を行う。

ープごとに，重要事故シーケンスを選定して評価を行う。

(1)

(2)

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

始から原子炉起動の過程における主発電機の併列まで」における低出

力運転時及びプラント停止時の期間においては，給水・復水系を含む

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

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

る起因事象もほぼ同様であることから運転時における内部事象レベル

１ＰＲＡの評価範囲と位置づけている。

１ＰＲＡの評価範囲と位置づけている。

運転停止中事故シーケンスの抽出(1)

運転停止中事故シーケンスの抽出

内部事象停止時レベル１ＰＲＡにおいては，各起因事象の発生から燃料

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

損傷に至ることを防止するための緩和手段の組合せ等を第6.2－7図に示す

イベントツリーで分析し，燃料損傷に至る事故シーケンスを抽出する。

イベントツリーで分析し，燃料損傷に至る事故シーケンスを抽出する。

運転停止中事故シーケンスのグループ化

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

※

備

(2)

運転停止中事故シーケンスのグループ化

ＰＲＡの結果を踏まえて抽出した事故シーケンスについて，重大事故等

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

子炉及びその附属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則の解釈」⑦-6

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

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

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

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

えて追加する。

ａ．崩壊熱除去機能喪失

ａ．崩壊熱除去機能喪失

ｂ．全交流動力電源喪失

ｂ．全交流動力電源喪失

ｃ．原子炉冷却材の流出

ｃ．原子炉冷却材の流出

ｄ．反応度の誤投入
重要事故シーケンスの選定

ｄ．反応度の誤投入
重要事故シーケンスの選定(3)

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

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

ンスグループ内の代表性の観点で，より厳しいシーケンスを選定する。重

ンスグループ内の代表性の観点で，より厳しいシーケンスを選定する。重

要事故シーケンスの選定結果は以下のとおりである。

要事故シーケンスの選定結果は以下のとおりである。

ａ．崩壊熱除去機能喪失

ａ．崩壊熱除去機能喪失

本事故シーケンスグループは，運転中の残留熱除去系の故障等が発生

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

した後，崩壊熱除去・炉心冷却に失敗し，燃料損傷に至るものである。

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

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

る。

なお，残留熱除去系海水系の喪失によって崩壊熱除去機能が喪失する

なお，残留熱除去系海水系の喪失によって崩壊熱除去機能が喪失する

場合については，事象進展が同様となる全交流動力電源喪失において，

場合については，事象進展が同様となる全交流動力電源喪失において，

燃料損傷防止対策の有効性を確認する。

燃料損傷防止対策の有効性を確認する。

ｂ．全交流動力電源喪失

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

炉心冷却の失敗によって，燃料損傷に至るものである。

炉心冷却の失敗によって，燃料損傷に至るものである。

余裕時間及び原子炉への注水に必要な設備容量については事故シーケ

余裕時間及び原子炉への注水に必要な設備容量については事故シーケ

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

選定する。

選定する。

を考慮したものとなっている。
ｃ．原子炉冷却材の流出

考ｂ．全交流動力電源喪失

本事故シーケンスグループは，外部電源喪失の発生時に非常用交流電

なお，本重要事故シーケンスは，「残留熱除去系海水系の喪失」の重畳

備

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

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

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

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

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

炉心冷却の失敗によって，燃料損傷に至るものである。

炉心冷却の失敗によって，燃料損傷に至るものである。

備考

燃料損傷までの時間余裕が最も短く，代表性を有する事故シーケンス

燃料損傷までの時間余裕が最も短く，代表性を有する事故シーケンス

として，「原子炉冷却材の流出（ＲＨＲ系統切替時のＬＯＣＡ）＋崩壊熱

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

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

Ｍ点検時のＬＯＣＡについては，燃料損傷防止対策となる待機中のＥＣ

Ｍ点検時のＬＯＣＡについては，燃料損傷防止対策となる待機中のＥＣ

ＣＳ・常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）の設

ＣＳ・常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）の設

備容量が流出流量より十分大きいこと及び作業・操作場所と漏えい発生

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

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

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

タンク等の水位高により認知することができるため，認知が容易である

ことから重要事故シーケンスとしては選定しない。

ことから重要事故シーケンスとしては選定しない。

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

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

想定する。

想定する。

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

抽出リストＣ－９３

要事故シーケンスについて整理した結果を第 6.2－4 表に示す。

⑦-8

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

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

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

備

考

抽出リストＣ－５

1／2⑦-9

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

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

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

備

考

抽出リストＣ－５

2／2

⑦-10

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

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

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

備

考

抽出リストＣ－９１⑦-11

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

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

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

備

考

抽出リストＣ－９４⑦-12

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：1.14 電源の確保に関する手順等】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

備

考

Ｃ－９７
抽出リストＢ－１１

追加

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

削除

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

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：1.14 電源の確保に関する手順等】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

備

考

Ｃ－９７
抽出リストＢ－１１

・①による適正化。
（P1.14－46 参照。
）

追加

・①による適正化。
（P1.14－50 参照。
）⑧ -2

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：1.14 電源の確保に関する手順等】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

備

考

Ｃ－９７
抽出リストＢ－１１

・①による適正化。(P1.14－54～P1.14－
55 参照。)

追加

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

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：1.14 電源の確保に関する手順等】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

備

考

Ｃ－９７
抽出リストＢ－１１

・①による適正化。
（P1.14－64 参照。
）

削除

・①による適正化。
（P1.14－65 参照。
）

追加
・①による適正化。
（P1.14－68 参照。
）⑧ -4

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：1.14 電源の確保に関する手順等】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

備

考

Ｃ－９７
抽出リストＢ－１１

追加
削除・①による適正化。
（P1.14－69 参照。
）

・①による適正化。
（P1.14－69～P1.14－
70 参照。
）

・①による適正化。
（P1.14－71 参照。
）

・①による適正化。
（P1.14－71 参照。
）

・①による適正化。
（P1.14－72 参照。
）⑧ -5

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：1.14 電源の確保に関する手順等】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

備

考

Ｃ－９７
抽出リストＢ－１１

追加・①による適正化。
（P1.14－74 参照。
）⑧ -6

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：1.14 電源の確保に関する手順等】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

備

考

Ｃ－９７
抽出リストＢ－１１

追加・①による適正化(P1.14－88 参照。)

⑧ -7

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

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

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

計測に必要な電源の喪失

全交流動力電源喪失及び直流電源喪失

修1.15.2.2
(1)

正

案

備

考

計測に必要な電源の喪失

全交流動力電源喪失及び直流電源喪失

全交流動力電源喪失，直流電源喪失等により計器電源が喪失した場合に，全交流動力電源喪失，直流電源喪失等により計器電源が喪失した場合に，代替電源（交流，直流）から計器へ給電する手順及び可搬型計測器により，代替電源（交流，直流）から計器へ給電する手順及び可搬型計測器により，重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを計測又は監視する。

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを計測又は監視する。

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

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

代替直流電源設備である緊急用 125V 系蓄電池からの給電に関する手順

125V 系蓄電池Ａ系，Ｂ系又は常設代替直流電源設備である緊急用 125V 系 抽出リストＢ－９Ｂ－８蓄電池からの給電に関する手順は，「1.14 電源の確保に関する手順等」

は，「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。

にて整備する。

125V 系蓄電池Ａ系，Ｂ系及び中性子モニタ用蓄電池Ａ系，Ｂ系又は常設

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

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

⑧ -8

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：追補１ 1.15 事故時の計装に関する手順等】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

備

考

抽出リストＢ－９⑧ -9

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：追補１ 1.15 事故時の計装に関する手順等】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

備

考

抽出リストＢ－９⑧ -10

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：追補１ 1.15 事故時の計装に関する手順等】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

備

考

表頁増加

⑧ -11

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：追補１ 1.15 事故時の計装に関する手順等】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

備

考

表頁増加

⑧ -12

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：追補１ 1.15 事故時の計装に関する手順等】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

備

考

表頁増加

⑧ -13

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：追補１ 1.15 事故時の計装に関する手順等】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

備

考

表頁増加

⑧ -14

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：追補１ 1.15 事故時の計装に関する手順等】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

備

考

表頁増加

⑧ -15

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：追補１ 1.15 事故時の計装に関する手順等】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

備

考

表頁増加

⑧ -16

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：追補１ 1.15 事故時の計装に関する手順等】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点
次頁へ移行

修

正

案

備

考

表頁増加
抽出リストＢ－９⑧ -17

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：追補１ 1.15 事故時の計装に関する手順等】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

備

考

表頁増加
前頁より移行⑧ -18

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：追補１ 1.15 事故時の計装に関する手順等】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

備

考

表頁増加

⑧ -19

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：追補１ 1.15 事故時の計装に関する手順等】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

備

考

表頁増加

⑧ -20

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：追補１ 1.15 事故時の計装に関する手順等】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

備

考

表頁増加

⑧ -21

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：追補１ 1.15 事故時の計装に関する手順等】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

備

考

表頁増加

⑧ -22

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：追補１ 1.15 事故時の計装に関する手順等】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点
次頁へ移行

修

正

案

備

考

表頁増加
抽出リストＢ－９⑧ -23

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：追補１ 1.15 事故時の計装に関する手順等】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

備

考

表頁増加
前頁より移行⑧ -24

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：追補１ 1.15 事故時の計装に関する手順等】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

備

考

表頁増加

⑧ -25

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：追補１ 1.15 事故時の計装に関する手順等】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

備

考

表頁増加

⑧ -26

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：追補１ 1.15 事故時の計装に関する手順等】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

備

考

表頁増加

⑧ -27

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：追補１ 1.15 事故時の計装に関する手順等】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

備

考

表頁増加

⑧ -28

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：追補１ 1.15 事故時の計装に関する手順等】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

備

考

表頁増加

⑧ -29

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：追補１ 1.15 事故時の計装に関する手順等】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

備

考

表頁増加

⑧ -30

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：追補１ 1.15 事故時の計装に関する手順等】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

備

考

表頁増加

⑧ -31

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：追補 2.Ⅰ 1. レベル１ＰＲＡ】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

レベル１ＰＲＡ

1. レベル１ＰＲＡ

1.1 内部事象ＰＲＡ

1.1 内部事象ＰＲＡ

1.1.1

1.1.1

1.

出力運転時ＰＲＡ

正案

備

出力運転時ＰＲＡ

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

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

への適合性を確認した。評価フロー図を第 1.1.1－1 図に示す。

1.1.1.1(1)

1.1.1.1

対象プラント(1)

対象とするプラントの説明

対象プラント対象とするプラントの説明
ａ．プラント情報の収集・分析

ａ．プラント情報の収集・分析

東海第二発電所の内部事象出力運転時レベル１ＰＲＡ実施に当たり必

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

要とされる以下の情報を収集した。

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

保守管理情報等）

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

等）

レベル１ＰＲＡ実施のための情報収集に使用したリストを第 1.1.1.1

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

－1 表に示す。

ｂ．東海第二発電所の概要

ｂ．東海第二発電所の概要
・出力

考

熱出力

3,293MW

電気出力1,100MW・出力

熱出力3,293MW

電気出力1,100MW・プラント型式

沸騰水型軽水炉（ＢＷＲ－５）

・プラント型式

沸騰水型軽水炉（ＢＷＲ－５）

・格納容器型式

圧力抑制形（Ｍａｒｋ－Ⅱ）

・格納容器型式

圧力抑制形（Ｍａｒｋ－Ⅱ）

ｃ．ＰＲＡにおいて考慮する緩和設備（系統）の概要

ｃ．ＰＲＡにおいて考慮する緩和設備（系統）の概要

ＰＲＡにおいて考慮する緩和設備（系統）を第 1.1.1.1－2 表に示す。

ＰＲＡにおいて考慮する緩和設備（系統）を第 1.1.1.1－2 表に示す。

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

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

備概要を第 1.1.1.1－3 表に示す。

(a)

(a)

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

制御棒駆動系からなる反応度制御系により，原子炉の出力調整を行う。

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

いては，以下の系統により原子炉を停止する。

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

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

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：追補 2.Ⅰ 1. レベル１ＰＲＡ】
東海第二発電所(b)

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

原子炉水位低（レベル３）等の信号により異常を検知して，急速

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

かつ自動的に制御棒を炉心に挿入し，原子炉を停止させる。本系統

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

排出容器及び制御棒駆動水圧系から構成される。

排出容器及び制御棒駆動水圧系から構成される。

炉心冷却機能に関する系統(b)

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

系を経て給水系により原子炉へ冷却材として供給される。原子炉停止

系を経て給水系により原子炉へ冷却材として供給される。原子炉停止

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

いては，以下の系統により原子炉を冷却する。

ⅰ)ⅰ) 高圧炉心スプレイ系（ＨＰＣＳ）（第 1.1.1.1－4 図）

ＨＰＣＳは，原子炉水位異常低下（レベル２）又はドライウェル

ＨＰＣＳは，原子炉水位異常低下（レベル２）又はドライウェル

圧力高の信号で自動起動し，復水貯蔵タンク水（第 1 水源）又はサ

圧力高の信号で自動起動し，復水貯蔵タンク水（第 1 水源）又はサ

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

炉心を冷却する。

ⅱ)

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

ＲＣＩＣは，原子炉水位異常低下（レベル２）の信号で自動起動

ＲＣＩＣは，原子炉水位異常低下（レベル２）の信号で自動起動

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

子炉圧力容器頂部ノズルより注水して炉心を冷却する。本系統は，

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

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

枯渇するまでの一定の時間は炉心を冷却することができる。

ⅲ)

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

ＡＤＳは，逃がし安全弁（Ｓ／Ｒ弁）18弁のうち7弁からなり，

ＡＤＳは，逃がし安全弁（Ｓ／Ｒ弁）18弁のうち7弁からなり，

低圧炉心スプレイ系又は低圧注水系と連携して炉心を冷却する機能

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

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

炉心冷却機能に関する系統

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

備

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

ＬＰＣＳは，原子炉水位異常低下（レベル１）又はドライウェル

ＬＰＣＳは，原子炉水位異常低下（レベル１）又はドライウェル

圧力高の信号で自動起動し，Ｓ／Ｐ水を炉心上部に設けられたスパ

圧力高の信号で自動起動し，Ｓ／Ｐ水を炉心上部に設けられたスパ

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

する。

する。

⑧ -33

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：追補 2.Ⅰ 1. レベル１ＰＲＡ】
東海第二発電所ⅴ)(c)

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

低圧注水系（ＬＰＣＩ）（第 1.1.1.1－7 図）

修

正

案

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

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

心を冷却する。本プラントでは，ＬＰＣＩを3系統設けている。
(c)

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

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

する。

する。

ⅰ)

ⅰ) 格納容器（ＰＣＶ）（第1.1.1.1－8図）

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

ＰＣＶは，円錐フラスタム形をしたドライウェルと円筒形のサプ

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

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

導かれて凝縮される。

ⅱ)

残留熱除去系（ＲＨＲ）（第1.1.1.1－7図）①

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

水をＲＨＲの熱交換器で冷却し，ドライウェル内及びサプレッシ

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

素を除去することにより，放射性物質が漏えいするのを抑制する。

る。

Ｓ／Ｐ冷却系

抽出リストＣ－６ⅱ) 残留熱除去系（ＲＨＲ）（第1.1.1.1－7図）

格納容器スプレイ冷却系はＲＨＲの機能の1つであり，Ｓ／Ｐ②

考ⅴ) 低圧注水系（ＬＰＣＩ）（第 1.1.1.1－7 図）

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

備② Ｓ／Ｐ冷却系

Ｓ／Ｐ冷却系はＲＨＲの機能の1つであり，Ｓ／Ｐ水をＲＨＲの

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

よりＳ／Ｐの温度を低減させる。

よりＳ／Ｐの温度を低減させる。

⑧ -34

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

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

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

備

考

抽出リストＣ－８２⑧ -35

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：追補２．Ⅰ 1.2.1 地震ＰＲＡ】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

備

考

抽出リストＣ－５⑧ -36

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：追補２．Ⅰ 1.2.1 地震ＰＲＡ】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

備

考

抽出リストＣ－５⑧ -37

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

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

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

対象プラントと事故シナリオ

ｂ．事故シナリオの明確化及び起因事象の分析

修
1.2.2.1

正案

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

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

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

また，抽出した起因事象のスクリーニングの過程を以下に示す。

また，抽出した起因事象のスクリーニングの過程を以下に示す。

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

考対象プラントと事故シナリオ

上記ａ．における事故シナリオの抽出結果に基づき，津波特有の原因

津波の敷地内浸水の影響等により海水ポンプ室への浸水が生じ，

備

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

循環水ポンプの機能喪失による「①復水器真空度喪失」

循環水ポンプの機能喪失による「①復水器真空度喪失」

非常用海水ポンプの機能喪失による「②最終ヒートシンク喪失」

非常用海水ポンプの機能喪失による「②最終ヒートシンク喪失」

補機冷却系海水ポンプの機能喪失による「⑤タービン・サポー

補機冷却系海水系ポンプの機能喪失による「⑤タービン・サポ 抽出リストＣ－３

ト系故障」

ート系故障」

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

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

緩和設備の機能喪失の要因となる「最終ヒートシンク喪失」を想定して評価する。

して評価する。

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

抽出リストＣ－３⑧ -38

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：追補２．Ⅰ 1.2.2 津波ＰＲＡ】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

備

考

抽出リストＣ－３⑧ -39

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：追補２．Ⅰ 1.2.2 津波ＰＲＡ】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

備

考

抽出リストＣ－３⑧ -40

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：追補２．Ⅰ 1.2.2 津波ＰＲＡ】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

備

考

抽出リストＣ－３

抽出リストＣ－３⑧ -41

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：追補２．Ⅰ 1.2.2 津波ＰＲＡ】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

備

考

抽出リストＣ－３⑧ -42

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：追補２．Ⅰ 1.2.2 津波ＰＲＡ】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

備

考

抽出リストＣ－３⑧ -43

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：追補２．Ⅰ 1.2.2 津波ＰＲＡ】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

備

考

抽出リストＣ－３

抽出リストＣ－３⑧ -44

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：追補 2.Ⅰ シーケンス選定 別紙 2】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修2.2

格納容器損傷2.2 格納容器損傷(1)

想定事故シナリオ

(1)

案

備

考

想定事故シナリオ

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

損傷を回避できないことを想定した事故シーケンスである。

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

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

ＬＯＣＡ）が発生しない可能性があり，外部電源喪失

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

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

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

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

合，格納容器が損傷しており，閉じ込め機能にも期待することはでき

合，格納容器が損傷しており，閉じ込め機能にも期待することはでき

ない。

ない。

このように損傷の発生程度に応じて影響程度が変化する事故シーケンス

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

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

した。

した。
－９

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

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

フラジリティ評価の保守性
ａ．評価対象機器／評価部位

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

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

格納容器スタビライザは，原子炉遮へい壁からの水平方向の地震荷重

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

を原子炉建屋に伝達するために，原子炉遮へい壁と格納容器上部シアラ

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

ている。

ている。

⑧ -45

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：追補 2.Ⅰ シーケンス選定 別紙 2】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

案

備

考

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

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

た。
ｃ．フラジリティ曲線の保守性等

ｃ．フラジリティ曲線の保守性等(3)

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

地震応答解析により算出した時刻歴荷重データのうち当該部位に負荷さ

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

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

評価となっている。

さらに，格納容器は複数の格納容器スタビライザ及び格納容器下部シ

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

アラグにより支持されているが，最大地震荷重を受けるものが損傷した

時点で，格納容器損傷に至るとしている点にも保守性がある。

時点で，格納容器損傷に至るとしている点にも保守性がある。

有効性評価における事故シーケンスグループとしての取り扱い(3)

有効性評価における事故シーケンスグループとしての取り扱い

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

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

0.1％未満と小さい。

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

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

一部損傷若しくは破損に留まるものと考えられる。この場合は既存のＬＯ

ＣＡシナリオと同様の進展になることが想定される。

ＣＡシナリオと同様の進展になることが想定される。

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

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

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

る。この場合は既存のＬＯＣＡシナリオと同様の進展になることが想定さ
れる。

⑧ -46

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：追補 2.Ⅰ シーケンス選定 別紙 2】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

備

考

抽出リストＣ－６⑧ -47

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：追補 2.Ⅰ シーケンス選定 別紙 2】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

備

考

抽出リストＣ－６

は,営業秘密又は防護上の観点から公開できません。

⑧ -48

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：追補 2.Ⅰ シーケンス選定 別紙 2】
東海第二発電所

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修

正

案

備

考

抽出リストＣ－６

は,営業秘密又は防護上の観点から公開できません。

⑧ -49

東海第二発電所

設置変更許可申請書

修正前後比較表

【対象項目：追補 2.Ⅰ 2. レベル１．５ＰＲＡ】
東海第二発電所
2.

第四回補正申請（平成３０年６月２７日）時点

修2.

レベル１．５ＰＲＡ案

備

2.1 内部事象ＰＲＡ

2.1.1

2.1.1

出力運転時ＰＲＡ

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

記載事項への適合性を確認した。評価フロー図を第 2.1.1－1 図に示す。

プラントの構成・特性

2.1.1.1

対象プラントに関する説明(1)

2.1.1.1(1)

考レベル１．５ＰＲＡ

2.1 内部事象ＰＲＡ
出力運転時ＰＲＡ

正

プラントの構成・特性

対象プラントに関する説明
ａ．機器・系統の配置及び形状・設備容量

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

格納容器の主要仕様を第 2.1.1.1－1 表に示す。

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

スタム形をしたドライウェルとその下部に配置した円筒系のサプレッシ

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

ョン・チェンバにより構成され，ドライウェルとサプレッション・チェ

ンバはダイヤフラムフロアにて仕切られている。また，ペデスタルは，

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

ベースマットコンクリート上からダイヤフラムフロアを貫通して原子炉

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

炉圧力容器を支持する構造となっている。

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

レベル

その他の主要な機器・系統の配置及び形状・設備容量は「1.

レベル

１ＰＲＡ」に示すとおりである。

⑧ -50