000175362

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審査書案の表記ご意見の概要 ‣ P408、「申請者は、大規模損壊発生時の体制について、以下のとおりとしている。」と記載されているもののうち、「プルーム放出時には、最低限必要な対応要員は緊急時対策所に留まり、…」となっているが、申請書で記載している「最低限必要な要員」ではないか。考え方 ‣ ご意見を踏まえて修正します。 ‣ P409、「申請者は、大規模損壊発生時に必要な設備及び資機材の整備について、以下のとおりとしている。」と記載されているもののうち、「消火活動専用の通信連絡設備を配備する。」となっているが、申請書で記載している「無線連絡設備」ではないか。 ‣ 文意は変わりませんので、原案のとおりとします。 ‣ 410ページ:ページが空白となっている。 ‣ ご指摘のとおり、修正します。 ‣ 414ページ:SPDS の説明が「緊急時運転パラメータ伝送システム(SPDS)」となっているが、「緊急時運転パラメータ伝送システム」とすべき。 ‣ 申請書の記載を引用しているため、原案のとおりとします。 124
別紙 2 その他の御意見について平成 29 年 1 月
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資料 1 九州電力株式
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平成 25 年 7 月 12 日平成
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Ⅱ 発電用原子炉の設
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Ⅲ-1.1 基準地震動 ( 第 4
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Page 11 and 12:
Page 13 and 14:
Ⅲ-1.3 耐震設計方針 (
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Ⅲ-3.1 基準津波 ( 第 5 条
Page 17 and 18:
Ⅲ-4.1 外部事象の抽出
Page 19 and 20:
Ⅲ-4.1 外部事象の抽出
Page 21 and 22:
Ⅲ-4.2.2 火山の影響に
Page 23 and 24:
Page 25 and 26:
Page 27 and 28:
Ⅲ-7 溢水による損傷の
Page 29 and 30:
Ⅲ-12 燃料体等の取扱
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Ⅲ-15 保安電源設備 (
Page 33 and 34:
Ⅳ 重大事故等対処施
Page 35 and 36:
Page 37 and 38:
Ⅳ-1.1 事故の想定御意
Page 39 and 40:
Ⅳ-1.2.1.5 原子炉停止機
Page 41 and 42:
Ⅳ-1.2.2 格納容器破損
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Ⅳ-1.2.2.3 高圧溶融物放
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Ⅳ-1.2.2.4 原子炉圧力容
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Page 49 and 50:
Page 51 and 52:
Page 53 and 54:
Ⅳ-1.2.2.5 水素燃焼ある
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Ⅳ-1.2.2.5 水素燃焼御意
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Ⅳ-1.2.2.5 水素燃焼御意
Page 59 and 60:
Ⅳ-1.2.2.6 溶融炉心・コ
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Ⅳ-1.2.4 運転停止中の
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Ⅳ-4.3 原子炉冷却材圧
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Ⅳ-4.12 発電所外への放
Page 67 and 68:
Ⅳ-4.18 緊急時対策所
Page 69 and 70:
Ⅳ-4.18 緊急時対策所
Page 71 and 72:
審査書案の表記ご意
Page 73 and 74:
Page 75 and 76:
Page 77 and 78: 審査書案の表記ご意
Page 89 and 90: 審査書案の表記の考
Page 105 and 106: 審査書案の表記るの
Page 125 and 126: 審査書案の表記に対
Page 127: 審査書案の表記てい
Page 131 and 132: 御意見の概要定しま
Page 133 and 134: 御意見の概要考え方
Page 139 and 140: 御意見の概要員会に
Page 143: 別紙 3 ( 修正案 ) 九州
Page 146 and 147: Ⅳ 重大事故等対処施
Page 148 and 149: Ⅳ-4.11 使用済燃料貯
Page 150 and 151: (3) 同条同項第 4 号の
Page 152 and 153: 本審査書においては、
Page 154 and 155: 今後とも継続的に確
Page 156 and 157: 規制委員会は、設計
Page 158 and 159: Ⅲ 設計基準対象施設
Page 160 and 161: 段丘堆積物及び沖積
Page 162 and 163: 規制委員会は、審査
Page 164 and 165: . 基本ケースにおける主
Page 166 and 167: ち基本ケースの傾斜
Page 168 and 169: 向及び鉛直方向の地
Page 170 and 171: を含む設計基準対象
Page 172 and 173: 4 地震応答解析方法
Page 174 and 175: ている荷重 ( 固定荷重
Page 176 and 177: せにおいて、塑性ひず
Page 178 and 179:
2 耐震重要施設と下
Page 180 and 181:
層等ではないと評価し
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Ⅲ-3 津波による損傷の
Page 184 and 185:
「日本海における大
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(2) 地震に伴う津波、
Page 188 and 189:
9 海上交通については
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変動による敷地の隆
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には、津波防護施設
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浸水想定範囲への浸
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イ. 地震に起因する循
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転による海水ポンプの
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規制委員会は、申請
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解釈別記 3は、津波防
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規制委員会は、これら
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飛来物 ( 航空機落下
Page 208 and 209:
「F スケール」という。)
Page 210 and 211:
えたものであることを確
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1. 原子力発電所に影
Page 214 and 215:
模の噴火を考慮して
Page 216 and 217:
5. 火山活動に対する
Page 218 and 219:
Page 220 and 221:
火山ガイドは、降下火
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a. 発生を想定する森
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必要な防火帯幅が 29.
Page 226 and 227:
. 発電所敷地内の危
Page 228 and 229:
については、以下のと
Page 230 and 231:
炉・年であり、防護
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ると考えられる自然現
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Page 236 and 237:
破損、誤作動又は誤
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障を含む。)をいう。)を
Page 240 and 241:
火災防護基準は、原
Page 242 and 243:
器等の操作により原
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Page 246 and 247:
な設備を防護対象設
Page 248 and 249:
(4)その他の要因による
Page 250 and 251:
Page 252 and 253:
ットが、スロッシング後
Page 254 and 255:
2. 現場の弁等について
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取設備のうち事故時
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抽出された中央制御
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(2) 抽出された各重量
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る場合は、ゲートウェ
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離れた西九州変電所
Page 266 and 267:
油貯油そうへの燃料
Page 268 and 269:
2. 設備及び手順等 (
Page 270 and 271:
各項目についての審査
Page 272 and 273:
ベントツリーによって分
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1) 蒸気発生器伝熱管
Page 276 and 277:
2 プラント損傷状態の
Page 278 and 279:
以上のとおり、規制委
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Ⅳ-1.2 有効性評価の結
Page 282 and 283:
c. 評価上想定する事
Page 284 and 285:
約 612.5kL である。これに
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して新たに整備すると
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RCP シール LOCA が発生す
Page 290 and 291:
について検討した。概
Page 292 and 293:
している。 1 本事故シ
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の除熱機能が喪失し
Page 296 and 297:
えることはない。燃料
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さらに申請者が使用
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減速材温度係数は、
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程度、温度を数 ℃ 程
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審査の過程において、
Page 306 and 307:
2 解析結果申請者が
Page 308 and 309:
620kL であり対応が可能
Page 310 and 311:
なお、MAAP については、
Page 312 and 313:
崩壊熱として最確値
Page 314 and 315:
えいを抑制する必要
Page 316 and 317:
また、2 次系強制冷却
Page 318 and 319:
M-RELAP5 を用いて 1 次冷
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Ⅳ-1.2.2 格納容器破損
Page 322 and 323:
2 対策の考え方 : 原子
Page 324 and 325:
ンベントリの 75%が放出
Page 326 and 327:
2 本評価事故シーケン
Page 328 and 329:
及び原子炉格納容器
Page 330 and 331:
0.409MPa[gage]、約 144℃に抑
Page 332 and 333:
る原子炉下部キャビ
Page 334 and 335:
性を確認するために、
Page 336 and 337:
る事象進展の特徴を
Page 338 and 339:
本格納容器破損モー
Page 340 and 341:
3 不確かさの影響評価
Page 342 and 343:
発の発生の可能性は
Page 344 and 345:
ない。ただし、MCCI による
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故等対策時に必要な
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Ⅳ-1.2.2.6 溶融炉心・コ
Page 350 and 351:
よって、解析結果は
Page 352 and 353:
3. 審査過程における主
Page 354 and 355:
とおりとしている。 a. 評
Page 356 and 357:
申請者は、「想定事
Page 358 and 359:
d. 操作条件 : 使用済
Page 360 and 361:
規制委員会は、使用
Page 362 and 363:
a. 重要事故シーケンス:
Page 364 and 365:
(3) 必要な要員及び燃
Page 366 and 367:
要がある。さらに、最
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d. ほう素濃度が高い
Page 370 and 371:
さらに規制委員会は
Page 372 and 373:
イ.1 次冷却材の流出
Page 374 and 375:
申請者は、本評価事
Page 376 and 377:
動作等により原子炉
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(3) 必要な要員及び燃
Page 380 and 381:
1-2 起因事象発生時に
Page 382 and 383:
d. 規制委員会は、RELAP5
Page 384 and 385:
(3)MAAP 1 申請内容申請
Page 386 and 387:
(4)GOTHIC 1 申請内容申請
Page 388 and 389:
性確認は容易である
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具体的には、以下の
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普段から保守点検活
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下「緊急時対策所」
Page 396 and 397:
Page 398 and 399:
3. 地盤の変形第 38 条
Page 400 and 401:
重大事故等の状態で
Page 402 and 403:
申請者は、重大事故
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場所から遠隔で操作
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置されている建屋並び
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ニ) 化学体積制御設
Page 410 and 411:
備に対して位置的分
Page 412 and 413:
これに対して、申請者
Page 414 and 415:
順等を整備することを
Page 416 and 417:
付ける。規制委員会
Page 418 and 419:
Page 420 and 421:
申請者は、2 次冷却系
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ハ) 蒸気発生器伝熱
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c. 炉心損傷時に原子
Page 426 and 427:
熱除去系の隔離等を
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気逃がし弁の開操作
Page 430 and 431:
電動主給水ポンプ等
Page 432 and 433:
(3) 規制委員会は、1 次
Page 434 and 435:
心注入の手順に着手
Page 436 and 437:
Page 438 and 439:
申請者は、上記 2. 以
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器への注水に着手す
Page 442 and 443:
るため、最終ヒートシ
Page 444 and 445:
性を有する設計とし
Page 446 and 447:
大容量ポンプ車は海
Page 448 and 449:
ポンプ代替補機冷却
Page 450 and 451:
イ注水設備 (ポンプ又
Page 452 and 453:
Page 454 and 455:
a. 常設電動注入ポン
Page 456 and 457:
申請者は、炉心の著
Page 458 and 459:
動力電源喪失時にお
Page 460 and 461:
申請者は、有効性評
Page 462 and 463:
. 代替設備を用いた
Page 464 and 465:
申請者は、全交流動
Page 466 and 467:
(2) 申請者は、有効性
Page 468 and 469:
また、規制委員会は
Page 470 and 471:
1a. 及び b.に掲げる重
Page 472 and 473:
いる。 a. 常設電動注
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(RHRS-CSS タイライン使用
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a. 原子炉格納容器内
Page 478 and 479:
ッドライト等により夜
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(1) 第 53 条等は、炉心
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c. アニュラス空気浄化
Page 484 and 485:
可搬型格納容器水素
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5 状態監視設備に給
Page 488 and 489:
Page 490 and 491:
と同じであるため、必
Page 492 and 493:
燃料取替用水補助タ
Page 494 and 495:
2. 規制要求に対する
Page 496 and 497:
その他の手順は上記
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表 Ⅳ-4.12-1 申請者が多
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2. 規制要求に対する
Page 502 and 503:
Page 504 and 505:
タンク(ピット) 補給用
Page 506 and 507:
(3) 炉心注入及び格納
Page 508 and 509:
イ) 可搬型代替電源
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d. 常設代替電源 ( 直
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圧発電機車又は中容
Page 514 and 515:
Page 516 and 517:
1 パラメータの値が計
Page 518 and 519:
炉心損傷の判断値原
Page 520 and 521:
設計基準事故 ( 制御
Page 522 and 523:
には、可搬型計測器
Page 524 and 525:
主要パラメータの常用
Page 526 and 527:
これらにより、規制委
Page 528 and 529:
きること、d) 中央制御
Page 530 and 531:
Page 532 and 533:
合に、可搬型モニタリ
Page 534 and 535:
d. 可搬型放射線計測
Page 536 and 537:
搬型モニタリングポスト
Page 538 and 539:
Page 540 and 541:
の対処をより確実に
Page 542 and 543:
8 少なくとも外部から
Page 544 and 545:
第 61 条等のうち3 発電
Page 546 and 547:
場合には、希ガスの放
Page 548 and 549:
時の居住性についても
Page 550 and 551:
2 計測等を行った特
Page 552 and 553:
信連絡設備及び SPDS
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Page 556 and 557:
を速やかに把握し、
Page 558 and 559:
の特徴を踏まえた体
Page 560 and 561:
略語等本審査書で用
Page 562:
AEW 大中破断 LOCA が発
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参考資料 ( 修正案 ) 九
Page 570 and 571:
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Ⅳ-4.12 発電所外への放
Page 574 and 575:
(3) 同条同項第 4 号の
Page 576 and 577:
本審査書においては、
Page 578 and 579:
規制委員会は、原子
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規制委員会は、設計
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Ⅲ 設計基準対象施設
Page 584 and 585:
四紀の段丘堆積物及
Page 586 and 587:
規制委員会は、審査
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. 基本ケースにおける主
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ち基本ケースの傾斜
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向及び鉛直方向の地
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を含む設計基準対象
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対象施設の形状、構
Page 598 and 599:
荷重 )、運転時に作
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に留まって破断延性
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重要施設への影響 4
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大事故等対処施設の
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Ⅲ-3 津波による損傷の
Page 608 and 609:
県が想定した西山断
Page 610 and 611:
波について検討した結
Page 612 and 613:
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変動による敷地の隆
Page 616 and 617:
には、津波防護施設
Page 618 and 619:
. 浸水対策浸水想定
Page 620 and 621:
ア.タービン建屋内に
Page 622 and 623:
Page 624 and 625:
位約 EL. 約 -7.0m~ 約 +8.0m
Page 626 and 627:
ることとしており、これ
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Ⅲ-4.2.4 その他自然現
Page 630 and 631:
施設に与える影響を
Page 632 and 633:
(1) 竜巻検討地域の設
Page 634 and 635:
なお、設計基準事故
Page 636 and 637:
Page 638 and 639:
(4) 火砕物密度流に関
Page 640 and 641:
Page 642 and 643:
降下火砕物の直接的
Page 644 and 645:
Page 646 and 647:
申請者は、以下のと
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価が外部火災ガイド
Page 650 and 651:
た航空機ごとの燃料
Page 652 and 653:
Page 654 and 655:
能に影響を及ぼし得
Page 656 and 657:
申請者は、重要安全
Page 658 and 659:
として、また、火災区
Page 660 and 661:
系統及び機器につい
Page 662 and 663:
2 消火用水供給系の
Page 664 and 665:
く揮発性も高いこと
Page 666 and 667:
により確認すること。 2
Page 668 and 669:
排煙設備を配備する
Page 670 and 671:
規制委員会は、これら
Page 672 and 673:
なお、漏水が生じると
Page 674 and 675:
設計とする。 2 防護対
Page 676 and 677:
とし、湧水サンプポン
Page 678 and 679:
Page 680 and 681:
ては、想定される最も
Page 682 and 683:
について、共用又は相
Page 684 and 685:
申請者は、使用済燃
Page 686 and 687:
付ける方針としている
Page 688 and 689:
いものであって、非常
Page 690 and 691:
Page 692 and 693:
2. 設備及び手順等 (
Page 694 and 695:
Page 696 and 697:
イベントツリーによって
Page 698 and 699:
1) 蒸気発生器伝熱管
Page 700 and 701:
2 プラント損傷状態の
Page 702 and 703:
Page 704 and 705:
Ⅳ-1.2 有効性評価の結
Page 706 and 707:
c. 評価上想定する事
Page 708 and 709:
日間ディーゼル発電機
Page 710 and 711:
量ポンプ車、B 高圧注
Page 712 and 713:
RCP シール LOCA が発生す
Page 714 and 715:
について検討した。概
Page 716 and 717:
申請者は、本事故シ
Page 718 and 719:
Ⅳ-1.2.1.4 原子炉格納容
Page 720 and 721:
が維持される。これら
Page 722 and 723:
重要事故シーケンス「
Page 724 and 725:
を同時に解析可能な
Page 726 and 727:
響を与える可能性が
Page 728 and 729:
Page 730 and 731:
d. 機器条件 : 蓄圧タン
Page 732 and 733:
4 号炉合わせて 30 名で
Page 734 and 735:
注水機能喪失」にお
Page 736 and 737:
なお、M-RELAP5 を用いて LO
Page 738 and 739:
している。 1 本事故シ
Page 740 and 741:
また、余熱除去冷却
Page 742 and 743:
上記 d. 及び e.より、解
Page 744 and 745:
隔離に失敗する事故
Page 746 and 747:
申請者は、本格納容
Page 748 and 749:
e. 操作条件 : 常設電
Page 750 and 751:
操作を実施する運転
Page 752 and 753:
いる。 1 本格納容器破
Page 754 and 755:
申請者による事象進
Page 756 and 757:
は海水を復水タンク
Page 758 and 759:
2 対策の考え方 : 高圧
Page 760 and 761:
c. 対策の実施への影
Page 762 and 763:
圧タンクからの注水量
Page 764 and 765:
2 解析結果申請者が
Page 766 and 767:
こと、あるいはるか、溶
Page 768 and 769:
. 解析コード: 炉心損
Page 770 and 771:
申請者は、本評価事
Page 772 and 773:
(2)イグナイタの信頼性
Page 774 and 775:
子炉系、原子炉格納
Page 776 and 777:
重畳させた場合でもコ
Page 778 and 779:
申請者は、「想定事
Page 780 and 781:
より厳しい 65℃( 使用
Page 782 and 783:
認をもって、使用済燃
Page 784 and 785:
使用済燃料ピット補
Page 786 and 787:
4 安定状態に向けた
Page 788 and 789:
a. 解析コードにおける
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失し、これに従属して
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a. 事象発生の約 2 分
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重要事故シーケンス「
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量を厳しく評価する
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解析条件では、炉心
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未臨界状態が維持さ
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3 不確かさの影響評価
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すべき現象を踏まえて
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2 確認内容規制委員
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c. 本コードは、炉心損
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d . 規制委員会は、こ
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の実験による妥当性
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具体的には、以下の
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6 各班の役割分担及
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設備を支持・内包す
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は 1.70N/mm 2 、代替緊急
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静的地震力に十分に
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は、基準津波による
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通常時の系統から弁
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4 現場の作業環境可
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ンダリ及び原子炉格
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記 d.の対策が第 44 条
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処設備も同じである。
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た重大事故等対処設
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(1) 第 45 条等の規制要
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申請者は、1に掲げる
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ース、可搬型ディーゼ
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等。イ)-2 減圧用の弁
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設備として位置付け
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し弁及び主蒸気逃が
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3 手順等の方針申請
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1 2 次冷却系の注水及
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る原子炉への注水を
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c. B 格納容器スプレイ
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(1) 重大事故等対処設
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約 30 分で実施する。 3
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(1) 第 48 条等は、設計
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して駆動源又は電源
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. 代替補機冷却に用
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4 主蒸気逃がし弁によ
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な設備及び手順等を
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a. 常設電動注入ポン
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. 格納容器内自然対
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(2) 第 37 条等の規制要
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a. 格納容器スプレイ。
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(2)-2 全交流動力電源
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また、規制委員会は
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1a. 及び b.に掲げる重
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いる。 a. 常設電動注
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ン使用 ) 等 Ⅳ-4.9 水素
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. 原子炉格納容器内
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環境下でも使用可能
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る場合には、水素爆
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(0.16%/ 日 ) 等を条件と
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Ⅳ-4.11 使用済燃料貯
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(3) 規制委員会は、使
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計とすること、e) 使用
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使用済燃料ピットエ
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規制委員会は、上記
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近等の設置場所へ運
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Ⅳ-4.13 重大事故等の
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. 1 次系のフィードアン
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の水源枯渇に対する
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(3) 炉心注入及び格納
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ハ) 上記イ) 及びロ)の
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大事故等対処用 )を
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作、受電の確認等を
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め、フォールトツリー解
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3 重大事故等時のパラ
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重大事故等時におい
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設計基準事故 ( 制御
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には、可搬型計測器
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主要パラメータの常用
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これらにより、規制委
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きること、d) 中央制御
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合に、可搬型モニタリ
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d. 可搬型放射線計測
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搬型モニタリングポスト
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への対処をより確実
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8 少なくとも外部から
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第 61 条等のうち3 発電
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場合には、希ガスの放
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内に収めることにより
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2 計測等を行った特
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下のとおりとしている。
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やかな安全機能等の
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略語等本審査書で用
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AEW 大中破断 LOCA が発
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