柏崎刈羽原子力発電所 保安規定審査資料
（補足説明資料）
令和２年８月２０日 東京電力ホールディングス株式会社
資料１－３
目 次
ＴＳ－２５ ＬＣＯ，ＡＯＴ及びサーベランスの設定（抜粋） …… １ ＴＳ－８０ 適用される原子炉の状態の考え方について …… 476 ＴＳ－９１ 復水貯蔵槽を水源とした原子炉隔離時冷却系の
運転確認について …… 486
保安規定第６６条
表６６－４「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」
６６－４－１「低圧代替注水系（常設）」
運転上の制限等について １．保安規定記載内容の説明
２．添付資料
添付－１ 運転上の制限を設定するＳＡ設備の選定 （１）設置変更許可申請書 添付十追補１（系統図）
添付－２ 運転上の制限に関する所要数，必要容量
（１） 設置変更許可申請書 添付八（所要数，必要容量）
（２） 設置変更許可申請書 添付八（設備仕様）
（３） 設置変更許可申請書 添付十（有効性評価）
（４） 工事計画認可申請書 説明書（容量設定根拠）
添付－３ 同等な機能を有する設備
（１）工事計画認可申請書 説明書（容量設定根拠）
（２）設置変更許可申請書審査資料（有効性評価）
（３）設置変更許可申請書 添付十（有効性評価）
（４）工事計画認可申請書 説明書（容量設定根拠）
（５）設置変更許可申請書 添付十追補１（準備時間）
（６）設置変更許可申請書 添付十（有効性評価）
保安規定第６６条条文記載の説明備考 表６６－４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 ６６－４－１低圧代替注水系（常設）① （１）運転上の制限 項目 ②運転上の制限③ 低圧代替注水系（常設）低圧代替注水系（常設）が動作可能であること※１※２ 適用される 原子炉の状態 ④設備⑤所要数⑥ 運転 起動 高温停止
復水移送ポンプ※４ ２台 復水貯蔵槽※６ 可搬型代替交流電源設備※７ 常設代替交流電源設備※８ 代替所内電気設備※９ 冷温停止 燃料交換※３
復水移送ポンプ※５ １台 復水貯蔵槽※６ 可搬型代替交流電源設備※７ 常設代替交流電源設備※８ 代替所内電気設備※９ ※１：必要な弁及び配管を含む。 ※２：低圧代替注水系（常設）の注水ラインは，「６６－４－１低圧代替注水系（常設）」， 「６６－４－２低圧代替注水系（可搬型）」，「６６－５－５代替循環冷却系」，「第 ３９条非常用炉心冷却系その１」，「第４０条非常用炉心冷却系その２」の設備を 兼ねる。動作不能時は，各条文の運転上の制限も確認する。 ※３：原子炉が次に示す状態となった場合は適用しない。 （１）原子炉水位がオーバーフロー水位付近で，かつプールゲートが開の場合 （２）原子炉内から全燃料が取出され，かつプールゲートが閉の場合 ※４：復水移送ポンプは，「６６－４－１低圧代替注水系（常設）」，「６６－５－５代替 循環冷却系」，「６６－６－１代替格納容器スプレイ冷却系（常設）」及び「６６－ ７－１格納容器下部注水系（常設）」の設備を兼ねる。動作不能時は，各条文の運 転上の制限も確認する。 ※５：運転上の制限を満足しない場合は，「第４０条非常用炉心冷却系その２」の運転上
①設置許可基準規則（技術的能力審査基準）第四十七条（１．４） 設置許可基準規則（技術的能力審査基準）第五十一条（１．８） また，技術的能力審査基準１．１３の手順で使用する。 ②運転上の制限の対象となる系統・機器（添付－１） ③以下の条文要求が運転段階でも維持できるよう，低圧代替注水系（常設）が動作可能で あることを運転上の制限とする。（保安規定変更に係る基本方針４．３（１）） ・設置許可基準規則（技術的能力審査基準）第四十七条（１．４） 「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（手順等） として，原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の状態であって，設計基準事故対処設備 が有する原子炉の冷却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，原子炉を冷却するために必要な設備を設ける（手順 等を定める）こと。 ・設置許可基準規則（技術的能力審査基準）第五十一条（１．８） 「原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備（手順等）」として，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下部に落下した溶融炉心を冷却す るために必要な設備を設ける（手順等を定める）こと。 ・技術的能力審査基準１．１３ 「重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」として設計基準事故の収束に必要 な水源とは別に，重大事故等の収束に必要となる十分な量の水を確保することに加え て，設計基準事故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，必要な手順等を定めること。 ④低圧代替注水系（常設）は，原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の状態であって，設計 基準事故対処設備が有する原子炉の冷却機能が喪失した場合においても炉心の著しい損 傷を防止するために必要な設備であり，原子炉内に燃料が装荷されている期間を機能維 持期間とするが，原子炉の状態が燃料交換において原子炉水位がオーバーフロー水位付 近で，かつプールゲートが開の場合は，保有水量が多く燃料プール代替注水系にて注水 可能であること，また原子炉内から全燃料が取出され，かつプールゲートが閉の場合は， 原子炉への注水が不要となるため除くこととし，適用される原子炉の状態は「運転，起 動，高温停止，冷温停止及び燃料交換（原子炉が次に示す状態となった場合は適用しな い。（１）原子炉水位がオーバーフロー水位付近で，かつプールゲートが開の場合又は（２） 原子炉内から全燃料が取出され，かつプールゲートが閉の場合）」とする。（保安規定変 更に係る基本方針４．３（１）） ⑤②に含まれる設備 ⑥低圧代替注水系（常設）について，原子炉運転中の有効性評価（高圧・低圧注水機能喪 失等）では，解析条件として復水移送ポンプ２台（最大３００ｍ３ ／ｈ）で注水すること としているため，原子炉の状態が運転，起動及び高温停止では復水移送ポンプの所要数 を２台とする。また，原子炉停止中の有効性評価（全交流動力電源喪失）では，解析条 件として復水移送ポンプ１台（最大１５０ｍ３ ／ｈ）で注水することとしているため，原 子炉の状態が冷温停止及び燃料交換（原子炉が次に示す状態となった場合は適用しない。
保安規定第６６条条文記載の説明備考 の制限も確認する。 ※６：「６６－１１－１重大事故等収束のための水源」において運転上の制限等を定める。 ※７：「６６－１２－２可搬型代替交流電源設備」において運転上の制限等を定める。 ※８：「６６－１２－１常設代替交流電源設備」において運転上の制限等を定める。 ※９：「６６－１２－６代替所内電気設備」において運転上の制限等を定める。 （２）確認事項 項目⑦頻度担当 １．復水移送ポンプ１台運転にて揚程が ｍ以上，流量が ｍ３ ／ｈ以上であることを確認することで，復水移 送ポンプ２台で流量が ｍ３ ／ｈ以上，復水移送ポン プ１台で流量が ｍ３ ／ｈ以上確保可能であること を確認する。
定検停止時原子炉ＧＭ ２．復水補給水系におけるタービン建屋負荷遮断弁が動作可 能であることを確認する。また，動作確認後，動作確認 に際して作動した弁の開閉状態を確認する。定検停止時当直長 ３．原子炉の状態が運転，起動，高温停止において，復水移 送ポンプ２台が動作可能であること，冷温停止及び燃料 交換※１０ においては，復水移送ポンプ１台が動作可能で あることを確認する※１１。
１ヶ月に１回当直長 ４．原子炉の状態が運転，起動，高温停止，冷温停止及び燃 料交換※１０ において，低圧注水系Ａ系及びＢ系における 注入隔離弁及び洗浄水弁が動作可能であることを確認す る。また，動作確認後，動作確認に際して作動した弁の 開閉状態を確認する。
１ヶ月に１回当直長 ※10：原子炉が次に示す状態となった場合は適用しない。 （１）原子炉水位がオーバーフロー水位付近で，かつプールゲートが開の場合 （２）原子炉内から全燃料が取出され，かつプールゲートが閉の場合 ※11：運転中のポンプについては，運転状態により確認する。
（１）原子炉水位がオーバーフロー水位付近で，かつプールゲートが開の場合又は（２） 原子炉内から全燃料が取出され，かつプールゲートが閉の場合）では復水移送ポンプの 所要数を１台とする。（添付－２） ⑦適用される原子炉の状態における確認事項を記載する。（保安規定変更に係る基本方針 ４．２） ａ．性能確認（機能・性能が満足していることを確認する。） 項目１が該当。 確認する流量及び揚程は，工事計画認可申請書の記載に基づき，設定する。（添付－ ２） 定検停止時の点検に合わせ，性能確認を実施する。 ｂ．動作確認（運転上の制限を満足していることを定期的に確認する。） 項目２，３，４が該当。 弁動作確認は，当該系統に要求される準備時間を満足するために中央制御室からの 遠隔操作が必要な弁として，低圧注水系における注入隔離弁及び洗浄水弁，並びに 復水補給水系におけるタービン建屋負荷遮断弁を対象とする。なお，項目２のター ビン建屋負荷遮断弁は，プラント運転中に開閉試験を行うと，プラントに外乱（タ ービングランドシール蒸気喪失による復水器真空度悪化）を与えるため，プラント 停止中に試験を行う。 項目３，４は，設計基準事故対処設備のサーベランス頻度と同等とし，１ヶ月に１ 回,動作確認を実施する。
枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。
