日本原子力発電株式会社東海第二発電所工事計画審査資料核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設のうち使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備(代替燃料プール冷却系) (添付書類)
V -1 説明書
V −1−1　各発電用原子炉施設に共通の説明書V −1−1−4　設備別記載事項の設定根拠に関する説明書V -1-1-4-2 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設） V -1-1-4-2-9　設定根拠に関する説明書（代替燃料プール冷却系　代替燃料プール冷却系熱交換器) V -1-1-4-3-10　設定根拠に関する説明書（代替燃料プール冷却系　代替燃料プール冷却系ポンプ) V -1-1-4-3-11　設定根拠に関する説明書（代替燃料プール冷却系　主配管（常設）） V −6 図面3　核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設3.2使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備・核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備に係る機器の配置を明示した図面(2／4) 【第3-2-2図】 3. 2. 3 代替燃料プール冷却系・核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設のうち使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備(代替燃料プール冷却系)に係る主配管の配置を明示した図面（1／2) 【第3-2-3-1図】 ・核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設のうち使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備(代替燃料プール冷却系)に係る主配管の配置を明示した図面（2／2) 【第3-2-3-2図】 ・核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設のうち使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備(代替燃料プール冷却系)の系統図(1／4) (設計基準対象施設) 【第3-2-3-3図】 ・核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設のうち用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備(代替燃料プール冷却系)の系統図(2／4) (重大事故等対処設備) 【第3-2-3-4図】 •核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設のうち使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備(代替燃料プール冷却系)の系統図(3／4) (設計基準対象施設) 【第3-2-3-5図】 ・核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設のうち用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備(代替燃料プール冷却系)の系統図(4／4) (重大事故等対処設備) 【第3-2-3-6図】 ・核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備(代替燃料プール冷却系)の構造図　代替燃料プール冷却系熱交換器【第3-2-3-7図】 ・核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備(代替燃料プール冷却系)の構造図　代替燃料プール冷却系ポンプ【第3-2-3-8図】 V −1−1−4−2−9 設定根拠に関する説明書(代替燃料プール冷却系　代替燃料プール冷却系熱交換器)
【設定根拠】 (概要)重大事故等時に，核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設のうち使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備（代替燃料プール冷却系）として使用する代替燃料プール冷却系熱交換器は以下の機能を有すは、代替燃料プール冷却系熱交換器は，使用済燃料貯蔵槽の冷却機能又は注水機能が喪失，又は使用済燃料貯蔵槽からの水の漏えいその他の要因により当該使用済燃料貯蔵槽の水位が低下した場合において貯蔵槽内燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止するために設置する。代替燃料プール冷却系熱交換器は，使用済燃料貯蔵槽からの大量の水の漏えいその他の要因により当該使用済燃料貯蔵槽の水位が異常に低下した場合において貯蔵槽内燃料体等の著しい損傷の進行を緩和，及び臨界を防止するために設置する。系統構成は，使用済燃料プールの水を代替燃料プール冷却系ポンプにより代替燃料プール冷却系熱交換器を経由して循環させることで，使用済燃料プールを冷却できる設計とする。
1.容量の設定根拠
代替燃料プール冷却系熱交換器を重大事故等時において使用する場合の容量は，設計基準対象施設である使用済燃料プール冷却浄化系熱交換器２個の合計容量2.31 MWと同じとし，2.31 MW/個以上とする。公称値は，要求される容量と同じ2. 31 MW/個とする。
2. 最高使用圧力の設定根拠
2.1一次側代替燃料プール冷却系熱交換器を重大事故等時において使用する場合の一次側の使用圧力は，重大事故等時における代替燃料プール冷却系ポンプの使用圧力と同じ0. 98 MPaとする。 2.2二次側代替燃料プール冷却系熱交換器を重大事故等時において使用する場合の二次側の使用圧力は，重大事故等時における緊急用海水系主配管「代替燃料プール冷却系配管分岐点～代替燃料プール冷却系熱交換器」の使用圧力と同じ0.98MPaとする。
3.最高使用温度の設定根拠
3.1一次側代替燃料プール冷却系熱交換器を重大事故等時において使用する場合の一次側の使用温度は，重大事故等時における主配管「代替燃料プール冷却系ポンプ～代替燃料プール冷却系熱交換器」の使用温度と同じ80℃とする。 3.2二次側代替燃料プール冷却系熱交換器を重大事故等時において使用する場合の二次側の使用温度は，重大事故等時における緊急用海水系主配管「代替燃料プール冷却系熱交換器〜残留数除去系海水系3-12V-115A,  B弁」の使用温度と同じ66℃とする。
4.伝熱面積の設定根拠
代替燃料プール冷却系熱交換器を重大事故等時において使用する場合の伝熱面積は，要求される容量（設計熱交換量）2. 31 MW/個を満足するために必要な伝熱面積m²を上回るm²/個以上とする。 m²/個を上回る公称値については，要求される伝熱面積である

5.個数の設定根拠
代替燃料プール冷却系熱交換器は，重大事故等対処設備として使用済燃料プールの水を冷却するために必要な個数として1個設置する。 V-1-1-4-2-10 設定根拠に関する説明書(代替燃料プール冷却系　代替燃料プール冷却系ポンプ)

【設定根拠】
(概要)重大事故時に,核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設のうち使用済燃料財蔵槽冷却浄化設備として使用する代替燃料プール冷却系ポンプは以下の機能を有する。代替燃料プール冷却系ポンプは，使用済燃料貯蔵槽の冷却機能又は注水機能が喪失，又は使用済燃料貯蔵槽からの水の漏えいその他の要因により当該使用済燃料貯蔵槽の水位が低下した場合において貯蔵槽内燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止するために設置する。代替燃料プール冷却系ポンプは,使用済燃料貯蔵槽からの大量の水の漏えいその他の要因により当該使用済燃料貯蔵槽の水位が異常に低下した場合において貯蔵槽内燃料体等の著しい損傷の進行を緩和，及び臨界を防止するために設置する。系統構成は,使用済燃料プールの水を代替燃料プール冷却系ポンプにより代替燃料プール冷却系熱交換器を経由して循環させることで，使用済燃料プールを冷却できる設計とする。
1. 容量の設定根拠
重大事故等対処設備として使用する代替燃料プール冷却系ポンプの容量は，使用済燃料プール内に貯蔵する使用済燃料から発生する崩壊熱を冷却可能な容量として， 124 m³/h/個以上とする。公称値については，要求される容量と同じ124 m³/h/個とする。 2.
揚程の設定根拠
代替燃料プール冷却系ポンプの揚程は，下記を考慮して決定する。 ①　水源と移送先の圧力差：0 m ②　静水頭: 8 m原子炉建屋運転床EL. 46500  mmとスキマサージタンク鏡板上端EL. 38800  mmの標高差(7.7 m÷8 m) ③　配管・機器圧力損失m ④合計m上記より，重大事故等対処設備として使用する代替燃料プール冷却系ポンプの揚程は， ④の合計mを上回る40 m以上とする。公称値については，要求される揚程と同じ40 mとする。
3. 最高使用圧力の設定根拠
代替燃料プール冷却系ポンプを重大事故等時において使用する場合の使用圧力は，下記を考慮して決定する。 ①　静水頭: 0.18 MPa 18 × 0. 00980665 = 0. 177 ÷ 0. 18 MPa :原子炉建屋運転床EL. 46500 mmと原子炉建屋4階EL. 29000 mmの標18 m MPaを上回る0.98 MPa上記より，代替燃料プール冷却系ポンプの使用圧力は，③の合計とする。
4. 最高使用温度の設定根拠
代替燃料プール冷却設備は，使用済燃料プール水温を制限値65 ℃以下に維持する設計としており，重大事故等時における代替燃料プール冷却系ポンプの使用温度は， 65  ℃を上回る80 ℃とする。 5. 原動機出力の設定根拠代替燃料プール冷却系ポンプを重大事故等対処設備として使用する場合の原動機出力は，下記の式により，容量及び揚程を考慮して決定する。 P w = 10 3 × ρ×g×Q×H n = — ×100 P (引用文献：日本工業規格　 ＪＩＳ  Ｂ  0 1  3  1 (2002) 「ターボポンプ用語」」) P = 10~3 × p × g × Q × H n ／ 100 P    :軸動力(kW) P w  ：水動力(kW) ρ :密度 (kg/m³) = 1000 Bo Q ：重力加速度（m/s²) =9. 80665 :容量(m³/s) = 124／3600 H : 揚程（m） = 40 Th :ポンプ効率(%）（設計計画値）＝ 10   × 1000 × 9. 80665 × P = ´100
kW上記より，代替燃料プール冷却系ポンプの軸動力はkWを上回る出力とし，軸動力30 kW/個とする。
6. 個数の設定根拠
代替燃料プール冷却系ポンプ（原動機含む）は，重大事故等対処設備として使用済燃料プールの水を冷却するために必要な個数として1個設置する。 V-1-1-4-2-11　設定根拠に関する説明書(代替燃料プール冷却系　主配管（常設））)
【設定根拠】 (概要)本配管は，代替燃料プール冷却系配管分岐点から代替燃料プール冷却系ポンプまでを接続する配管であり，重大事故等対処設備として，代替燃料プール冷却系ポンプへプール水を供給するために設置する。
1. 最高使用圧力の設定根拠
1.1   最高使用圧力1.38 MPa重大事故等対処設備として使用する本配管の使用圧力は，重大事故等時における燃料プール冷却浄化系主配管「スキマサージタンク〜代替燃料プール冷却系配管分岐点」の使用圧力に合わせ， 1. 38 MPaとする。
1.2   最高使用圧力0.98 MPa
重大事故等対処設備として使用する本配管の使用圧力は，スキマサージタンクからの静水頭であり,これを上回る圧力として代替燃料プール冷却系ポンプの使用圧力に合わせ, 0.98  MPaとする。
2.
最高使用温度の設定根拠
重大事故等対処設備として使用する本配管の使用温度は，重大事故等時における燃料プール冷却浄化系主配管「スキマサージタンク〜代替燃料プール冷却系配管分岐点」の使用温度に合わせ，80 ℃とする。
3. 外径の設定根拠
代替燃料プール冷却系配管の外径（呼び径）選定においては，エロージョン，圧力損失及び経済性を考慮し，先行プラントのポンプ吸込配管の実績に基づいた標準流速を目安に選定し139.8 mm, 216.3 mmとする。重大事故等対処設備として使用する配管の外径は，代替燃料プール冷却系ポンプの容量を基に設定する。
【設定根拠】 (概要)本配管は，代替燃料プール冷却系ポンプから代替燃料プール冷却系熱交換器までを接続する配管であり，重大事故等対処設備として，代替燃料プール冷却系熱交換器ヘプール水を供給するために設置する。
1. 最高使用圧力の設定根拠
重大事故等対処設備として使用する本配管の使用圧力は，重大事故等時における代替燃料プール冷却系ポンプの使用圧力に合わせ, 0.98 MPaとする。
2. 最高使用温度の設定根拠
重大事故等対処設備として使用する本配管の使用温度は，重大事故等時における代替燃料プール冷却系ポンプの使用温度に合わせ，80 ℃とする。
3. 外径の設定根拠
(1)　配管
代替燃料プール冷却系配管の外径（呼び径）選定においては，エロージョン，圧力損失及び経済性を考慮し，先行プラントの低圧水配管の実績に基づいた標準流速を目安に遥定し114.3 mm, 139.8 mm, 165.2 mmとする。重大事故等対処設備として使用する配管の外径は，代替燃料プール冷却系ポンプの容量を基に設定する。

【設定根拠】
本配管は，代替燃料プール冷却系熱交換器から代替燃料プール冷却系配管合流点までを接続する配管であり，重大事故等対処設備として，代替燃料プール冷却系熱交換器で冷却したプール水をへ使用済燃料貯蔵プールへ戻すために設置する。
1. 最高使用圧力の設定根拠
1.1重大事故等対処設備として使用する本配管の使用圧力は，重大事故等時における代替燃料プール冷却系ポンプの使用圧力に合わせ， 0.98 MPaとする。
1.2   最高使用圧力1.38 MPa
重大事故等対処設備として使用する本配管の使用圧力は，重大事故等時における燃料プール冷却浄化系主配管「代替燃料プール冷却系配管合流点～残留熱除去系及び燃料プール冷却系配管合流点」の使用圧力に合わせ， 1.38 MPaとする。
2. 最高使用温度の設定根拠
重大事故等対処設備として使用する本配管の使用温度は，重大事故等時における代替燃料プール冷却系ポンプの使用温度に合わせ，80 ℃とする。
3. 外径の設定根拠
(1)　配管
代替燃料プール冷却系配管の外径（呼び径）選定においては，エロージョン，圧力損失及び経済性を考慮し，先行プラントの低圧水配管の実績に基づいた標準流速を目安に遥定し114.3 mm, 165.2 mmとする。重大事故等対処設備として使用する主配管の外径は，代替燃料プール冷却系ポンプの容量を基に設定する。
注記 ＊：短期（非常時）使用時の目安工事計画認可申請第3-2-2図東海第二発電所名称核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設 日本原子力発電株式会社8531第3-2-3-1  20工事計面認可申請8601第3-2-3-2 国第3−2−3−1図，第3−2−3−2図「核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設のうち使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備（代替燃料プール冷却系）に係る主配管の配置を明示した図面」別紙工事計画記載の公称値の許容範囲
補②公差表工事計画記載の公称値の許容範囲（続き）
補②公差表工事計画記載の公称値の許容範囲（続き）
管NO.7*
補②公差表工事計画記載の公称値の許容範囲（続き）
注：主要寸法は，工事計画記載の公称値注記 * :管の強度計算書の管ＮＯ.を示す。工事計画認可申請第3-2-3-3図東海第二発電所名核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設のうち
名         使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備
称（代替燃料プール冷却系）の系統図（1／4）
日本原子力発電株式会社8611工事計画認可申請第3-2-3-4図東海第二発電所名核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設のうち

称（代替燃料プール冷却系）の系統図（2／4）
日本原子力発電株式会社8611第3-2-3-5図工事計画認可申請東海第二発電所毛称核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設のうち8312工事計画認可申請第3-2-3-6図東海第二発電所名称核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設のうち衣無料飲飲飲飲飲飲飲飲飲飲飲飲
（代替燃料プール冷却承）の系統図（4／4）
　　　　　　　（重大事故等対処設備） 8601第3−2−3−7図 核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備（代替燃料プール冷