資料1-3
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柏崎刈羽原子力発電所 6号及び7号炉重大事故等対処設備について（補足説明資料）

平成29年2月
東京電力ホールディングス株式会社

目次

39 条
39-1 重大事故等対処設備の分類
39-2 設計用地震力39-3 重大事故等対処施設の基本構造等に基づく既往の耐震評価手法の適用性と評
価方針について39-4 重大事故等対処施設の耐震設計における重大事故と地震の組合せについて

41 条
41-1 重大事故等対処施設における火災防護に係る基準規則等への適合性について
41-2 火災による損傷の防止を行う重大事故等対処施設の分類について
41-3 火災による損傷の防止と行う重大事故等対処施設に係る火災区域・火災区画の設定について41-4 重大事故等対処施設が設置される火災区域・火災区画の火災感知設備について
41-5 重大事故等対処施設が設置される火災区域・火災区画の消火設備について
41-6 重大事故等対処施設が設置される火災区域・火災区画の火災防護対策について

共通
共-1
共-2
共-3
共-4
共-5
共-6
共-7
共-8

重大事故等対処設備の設備分類及び選定について
類型化区分及び適合内容
重大事故対処設備の環境条件について
可搬型重大事故等対処設備の必要数，予備数及び保有数について
可搬型重大事故等対処設備の接続口の兼用状況について
重大事故等対処設備の外部事象に対する防護方針について
重大事故等対処設備の内部火災に対する防護方針について
重大事故等対処設備の内部溢水に対する防護方針について

44 条
44-1
44-2
44-3
44-4
44-5
44-6
44-7
44-8
44-9

SA 設備基準適合性 一覧表
単線結線図
配置図
系統図
試験及び検査容量設定根拠その他設備
ATWS 緩和設備についてATWS 緩和設備に関する健全性について

目次-1

44-10 各号炉の弁名称及び弁番号

45 条
45-1
45-2
45-3
45-4
45-5
45-6
45-7
45-8
45-9

SA 設備基準適合性 一覧表
単線結線図
配置図
系統図
試験及び検査容量設定根拠その他の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について原子炉隔離時冷却系蒸気加減弁（HO 弁）に関する説明書
各号炉の弁名称及び弁番号

46 条
46-1 SA 設備基準適合性 一覧表
46-2 単線結線図
46-3 配置図
46-4 系統図
46-5 試験及び検査
46-6 容量設定根拠46-7 接続図
46-8 保管場所図46-9 アクセスルート図
46-10 その他の設備
46-11 代替自動減圧機能について
46-12 代替自動減圧機能に関する健全性について

47 条
47-1 SA 設備基準適合性
47-2 単線結線図
47-3 配置図
47-4 系統図
47-5 試験及び検査
47-6 容量設定根拠
47-7 接続図
47-8 保管場所図47-9 アクセスルート図
47-10 その他設備

一覧表

目次-2

47-11 各号炉の弁名称及び弁番号

48 条
48-1 SA 設備基準適合性 一覧表
48-2 単線結線図
48-3 計測制御系統図
48-4 配置図
48-5 系統図
48-6 試験及び検査
48-7 容量設定根拠
48-8 接続図
48-9 保管場所図48-10 アクセスルート図
48-11 その他の設備
48-12 各号炉の弁名称及び弁番号

49 条
49-1
49-2
49-3
49-4
49-5
49-6
49-7
49-8

SA 設備基準適合性 一覧表
単線結線図
配置図
系統図
試験及び検査容量設定根拠その他設備
各号炉の弁名称及び弁番号

50 条
50-1 SA 設備基準適合性 一覧表
50-2 単線結線図
50-3 計測制御系統図
50-4 配置図50-5 系統図
50-6 試験及び検査
50-7 容量設定根拠50-8 接続図
50-9 保管場所図50-10 アクセスルート図
50-11 その他設備
50-12 各号炉の弁名称及び弁番号

目次-3

51 条
51-1 SA 設備基準適合性 一覧表
51-2 単線結線図
51-3 配置図
51-4 系統図
51-5 試験及び検査
51-6 容量設定根拠
51-7 接続図
51-8 保管場所図
51-9 アクセスルート図
51-10 その他設備
51-11 各号炉の弁名称及び弁番号

52 条
52-1
52-2
52-3
52-4
52-5
52-6
52-7
52-8

SA 設備基準適合性 一覧表
単線結線図
配置図
系統図
試験及び検査容量設定根拠計装設備の測定原理
水素及び酸素発生時の対応について

53 条
53-1
53-2
53-3
53-4
53-5
53-6
53-7

SA 設備基準適合性
単線結線図
配置図
系統図
試験及び検査容量設定根拠
その他設備

一覧表

54 条
54-1
54-2
54-3
54-4

SA 設備基準適合性
単線結線図
配置図
系統図

一覧表

目次-4

54-5 試験及び検査
54-6 容量設定根拠54-7 接続図
54-8 保管場所
54-9 アクセスルート図
54-10 その他の燃料プール代替注水設備について
54-11 使用済燃料プール監視設備
54-12 使用済燃料プールサイフォンブレーク孔の健全性について
54-13 使用済燃料プール水沸騰・喪失時の未臨界性評価
54-14 燃料プール冷却浄化系の位置づけについて
54-15 各号炉の弁名称及び弁番号

55 条
55-1
55-2
55-3
55-4
55-5
55-6
55-7
55-8

SA 設備基準適合性
配置図
系統図
試験及び検査容量設定根拠接続図
アクセスルート図
その他設備

一覧表

56 条
56-1 SA 設備基準適合性 一覧表56-2 配置図56-3 系統図
56-4 試験及び検査
56-5 容量設定根拠56-6 接続図56-7 保管場所図56-8 アクセスルート図
56-9 その他設備
56-10 各号炉の弁名称及び弁番号

57 条
57-1
57-2
57-3
57-4

SA 設備基準適合性
配置図
系統図
試験及び検査一覧表

目次-5

57-5 容量設定根拠57-6 アクセスルート図
57-7 設計基準事故対処設備と重大事故等対処設備のバウンダリ系統図
57-8 電源車接続に関する説明書
57-9 代替電源設備について
57-10 全交流動力電源喪失対策設備について（直流電源設備について）
57-11 燃料補給に関する補足説明資料
57-12 洞道内電路について

58 条
58-1 SA 設備基準適合性 一覧表
58-2 単線結線図
58-3 配置図
58-4 系統図
58-5 試験及び検査
58-6 容量設定根拠58-7 アクセスルート図
58-8 主要パラメータの代替パラメータによる推定方法について
58-9 可搬型計測器について
58-10 主要パラメータの耐環境性について
58-11 パラメータの抽出について

59 条
59-1 SA 設備基準適合性 一覧表
59-2 単線結線図
59-3 配置図
59-4 系統図
59-5 試験及び検査性59-6 容量設定根拠59-7 保管場所図59-8 アクセスルート図
59-9 その他設備
59-10 原子炉制御室について（被ばく評価除く）
59-11 原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価について

60 条
60-1 SA 設備基準適合性60-2 単線結線図
60-3 配置図

一覧表

目次-6

60-4
60-5
60-6
60-7
60-8

試験及び検査容量設定根拠保管場所図アクセスルート図
監視測定設備について

61 条
61-1 SA 設備基準適合性 一覧表
61-2 単線結線図
61-3 配置図
61-4 系統図
61-5 試験及び検査性61-6 容量設定根拠
61-7 保管場所図61-8 アクセスルート図
61-9 緊急時対策所について（被ばく評価除く）
61-10 緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価について

62 条
62-1
62-2
62-3
62-4
62-5
62-6
62-7
62-8
62-9

SA 設備基準適合性 一覧表
単線結線図
配置図
系統図
試験及び検査容量設定根拠アクセスルート図
設備操作及び切替に関する説明書
その他設備
下線部：今回ご提出資料

目次-7

41-2 火災による損傷の防止を行う重大事故等対処施設の分類について

＜目

次＞

1. 概要
2. 火災による損傷の防止を行う重大事故等対処施設
2.1．重大事故等対処施設
添付資料１ 柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉における重大事故等対処施設
一覧表

41-2
火災による損傷の防止を行う重大事故等対処施設の分類について
1．概 要
重大事故等対処施設は，一部，設計基準対象施設でもある施設があることか
ら，本資料では，火災による損傷の防止を行う重大事故等対処施設を，「実用発
電用原子炉及びその附属施設の位置，構造及び設備の基準に関する規則」（ 以下，「設置許可基準規則」という。）第八条及び「実用発電用原子炉及びその附属施設の火災防護に係る審査基準」（以下，「火災防護に係る審査基準」という。）に基づき実施する施設と，設置許可基準規則第四十一条に基づき実施する施設に分類する。
設置許可基準規則第八条及び第四十一条の要求事項を以下に示す（火災による損傷の防止）
第八条

設計基準対象施設は、火災により発電用原子炉施設の安全性が損なわれないよう、火災の発生を防止することができ、かつ、早期に火災発生を感知する設備（以下「火災感知設備」という。）及び消火を行う設備（以下「消火設備」といい、安全施設に属するものに限る。）並びに火災の影響を軽減する機能を有するものでなければならない。
２

消火設備（安全施設に属するものに限る。）は、破損、誤作動又は誤操作が起きた場合においても発電用原子炉を安全に停止させるための機能を損なわないものでなければならない。

（火災による損傷の防止）第四十一条

重大事故等対処施設は、火災により重大事故等に対処するために必要な機能を損なうおそれがないよう、火災の発生を防止することができ、かつ、火災感知設備及び消火設備を有するものでなければならない。

- 41-2-1 -2．火災による損傷の防止を行う重大事故等対処施設
火災による損傷の防止を行う重大事故等対処施設として，常設重大事故防止設備，常設重大事故緩和設備及び当該設備に使用しているケーブルを火災防護対象とする。重大事故等対処施設のうち一部の施設については，設計基準対象施設として火災防護に係る審査基準上の火災防護対象となる施設でもある。
重大事故等対処施設のうち，設計基準対象施設として火災防護に係る審査基準上の火災防護対象となる施設は，審査基準に基づき火災による損傷の防止を行っていることから，ここでは，設置許可基準規則第四十一条に基づき火災による損傷の防止を行う重大事故等対処施設（施設に使用しているケーブルを含む）と，火災防護に係る審査基準に基づき火災による損傷の防止を行う施設を分類する。

2.1．重大事故等対処施設
火災による損傷の防止を行う重大事故等対処施設を添付資料１に示す。重大事故等対処施設のうち，金属製の接続口，配管等やコンクリート製の構造物等
は熱影響の小さい不燃性材料で構成されている。これらの不燃材で構成された機器については添付資料１に示すとおり，構成材の特性や火災による機能への影響等を踏まえた上で，火災防護対象機器への抽出を判断する。ただし，金属製の配管等においても一部で内部の液体の漏えいを防止するため不燃性でない
パッキン類が装着されている。パッキン類についてはフランジ取付状態を模擬した耐火試験において接液したシート面に大幅な温度上昇が生じず，機能に影響しないことを確認している。
（８条-別添 1-資料 1-参考 5）なお，添付資料１に示す火災防護対象機器等は，補足説明資料の「共-1 重大事故等対処設備の設備分離及び選定について」より抽出しており，重大事故等対処設備の主要設備
及び一部の付帯設備を記載しているが，これら以外の付帯設備も火災防護対象とする。
今後重大事故等対処施設の対象が追加となった場合は，他の重大事故等対処施設と同様の火災防護対策を実施することとする。

設置許可基準規則第四十一条のみで火災防護に係る審査

火災の損傷の防止を行う重大事故等基準に基づき火災の対処施設

損傷を防止する施設

重大事故等対処施設でもあり，火災防護に係る審査基準上の重大事故等対処施設

火災防護対象でもある施設- 41-2-2 -添付資料１

柏崎刈羽原子力発電所

６号及び７号炉における重大事故等対処施設一覧表- 41-2-3 -添付資料１
柏崎刈羽原子力発電所 6/7 号炉
重大事故等対処設備一覧表（建屋内及び建屋外）
表：常設重大事故防止設備（１／１１）
常設重大事故防止設備
主要設備

系統機能

対策

ATWS 緩和設備（代替制御棒挿入機能）

要

制御棒

否

制御棒駆動機構（水圧駆動）

否

代替制御棒挿入機能による制御
棒緊急挿入

原子炉冷却材再循環ポンプ停止
による原子炉出力抑制

関連条文

44

制御棒駆動系 水圧制御ユニット

否

制御棒駆動系 配管［流路］

否

ATWS 緩和設備（代替冷却材再循環ポン
プ・トリップ機能）

ほう酸水注入系貯蔵タンク

44

44,45,
51,56

高圧代替注水系による原子炉の冷却

復水補給水系 配管・弁[流路]44,45,51

否

不燃材で構成されており，液体内包であることから過度な温度・圧力の上昇は生じないため火災によって影響を受けない。またパッキン部からの漏えいも生じない

要
要
要
要
要
要
要
要

45

要

高圧炉心注水系 配管・弁[流路]要

残留熱除去系 配管・弁
（7 号炉のみ）[流路]要

給水系 配管・弁・スパージャ［流路］

要

原子炉圧力容器[注水先]否- 41-2-4 -

不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない
不燃材で構成されていること，火災により電磁弁が機能喪失するとスクラム動作すること，万一誤不動作した場合であっても電源を切ることによりスクラム動作させることが可能であることから系統機能に影響を及ぼすものではない。
不燃材で構成されていること，火災により電磁弁が機能喪失するとスクラム動作すること，万一誤不動作した場合であっても電源を切ることによりスクラム動作させることが可能であることから系統機能に影響を及ぼすものではない。
不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない

要

ほう酸水注入系
ほう酸水注入系ポンプ
ほう酸水注入系 配管・弁［流路］
高圧炉心注水系 配管・弁・スパージ
ャ［流路］
高圧代替注水系ポンプ
高圧代替注水系（蒸気系）配管・弁[流路]主蒸気系 配管・弁[流路]原子炉隔離時冷却系（蒸気系）
配管・弁[流路]
高圧代替注水系（注水系）
配管・弁[流路]

備考※設計基準拡張

不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない

表：常設重大事故防止設備（２／１１）
常設重大事故防止設備

関連条文

主要設備

系統機能

備考

対策

※設計基準拡張

原子炉隔離時冷却系ポンプ
原子炉隔離時冷却系（蒸気系）
配管・弁[流路]

要

※

要

※

主蒸気系

要

※

配管・弁[流路]

原子炉隔離時冷却系による原子炉隔離時冷却系（注水系） 配
管・弁・ストレーナ[流路]※要※

原子炉の冷却

復水補給水系

要

※

要

※

要

※

原子炉圧力容器[注水先]否

不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない

高圧炉心注水系ポンプ

要

※

要

※

要

※

原子炉圧力容器[注水先]否

不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない

逃がし安全弁[操作対象弁]

要

配管・弁[流路]

高圧炉心注水系
給水系
路］

配管・弁[流路]

配管・弁・スパージャ［流高圧炉心注水系
高圧炉心注水系による原子
炉の冷却

45

配管・弁・スト

レーナ・スパージャ［流路］
復水補給水系

配管［流路］

逃がし弁機能用アキュムレータ
逃がし安全弁自動減圧機能用アキュムレータ

要46

主蒸気系配管・クエンチャ[流路]要否

原子炉減圧の自動化

代替自動減圧ロジック※自動減圧機能付き逃がし（代替自動減圧機能）

安全弁のみ

自動減圧系の起動阻止スイッチ

要

可搬型直流電源設備による減圧

AM 用切替装置（SRV）

要

高圧窒素ガス供給系（非常用）による作動窒素ガス確保

逃 が し 弁 機 能用 ア キ ュム レー タ
[流路]
自 動 減 圧 機 能用 ア キ ュム レー タ
[流路]
高圧窒素ガス供給系 配管・弁［流路］

インターフェイスシステム
LOCA 隔離弁

高圧炉心注水系注入隔離弁- 41-2-5 -

不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない

要

要
46
要
要

否

※不燃材で構成されており，火災によって影響を受けない。また、周囲で火災が発生した場合であっても消火後に操作が可能である

表：常設重大事故防止設備（３／１１）
常設重大事故防止設備
主要設備

系統機能

関連条文

低圧代替注水系（常設）による原子炉の冷却低圧代替注水系（可搬型）による原子炉の冷却

低圧注水系

要
47,51
要
要

原子炉圧力容器［注水先］

否

復水補給水系

配管・弁［流路］

要

残留熱除去系

配管・弁［流路］

要

給水系
路］

配管・弁・スパージャ［流47,51

不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない

残留熱除去系ポンプ
残留熱除去系 配管・弁・ストレーナ・スパージャ［流路］
給水系 配管・弁・スパージャ［流
路］

要

※

要

※

要

※

原子炉圧力容器[注水先]

否
47

否

不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない
不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない

残留熱除去系ポンプ

要

残留熱除去系熱交換器

否

残留熱除去系
ジャ［流路］

要※要※

配管・弁・スパー

海水貯留堰

47,48,

スクリーン室

代替原子炉補機冷却系 による除熱※水源は海水を使用

要否

給水系 配管・弁・熱交換器・ス
パージャ［流路］

非常用取水設備

不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない

原子炉圧力容器［注水先］

原子炉圧力容器[注水先]

原子炉停止時冷却系

要配管・弁・スパー

給水系 配管・弁・スパージャ［流路］
高圧炉心注水系 配管・弁［流路］※設計基準拡張要

復水移送ポンプ
復水補給水系 配管・弁［流路］
残留熱除去系
ジャ［流路］

備考

対策

49,50,
54,56

取水路

否
否
否

補機冷却用海水取水路

47,48,

否

補機冷却用海水取水槽

49,54

否

原子炉補機冷却系 配管・弁・
サージタンク［流路］

48，50

残留熱除去系熱交換器［流路］- 41-2-6 -※不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない

不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない
不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない
不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない※不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない※不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない

要否

不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない

表：常設重大事故防止設備（４／１１）
常設重大事故防止設備
関連条文

主要設備

系統機能

遠隔手動弁操作設備

否

遠隔空気駆動弁操作設備配管・弁
不活性ガス系

減圧及び除熱配管・弁［流路］

格納容器圧力逃がし装置に

要配管・弁［流路］

要

主排気筒（内筒）[流路]否

原子炉格納容器［流路］

否

真空破壊弁

否

フィルタ装置否

よう素フィルタ否

ドレン移送ポンプ

要ドレンタンク否

遠隔手動弁操作設備

否よる原子炉格納容器内の減
圧及び除熱

要
48，50

路]
非常用ガス処理系

48，50
遠隔空気駆動弁操作設備配管・弁
[流路]

否

配管遮蔽

否
配管・弁［流路］

耐圧強化ベント系

配管・弁［流路］

格納容器圧力逃がし装置

配管・弁

［流路］

不燃材で構成されており，屋外設
備かつ近傍の可燃物は電線管であるため熱影響は非常に小さい
こと，また使用中は液体が内包され過度な温度・圧力の上昇は生じないことから火災によって影響を受けない
不燃材で構成されており，火災によって影響を受けない。また、周囲で火災が発生した場合であっても消火後に操作が可能である

不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない
不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない

要
要
要

真空破壊弁

否

原子炉格納容器［流路］

否- 41-2-7 -

不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない
不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない
不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない
不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない
不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない

要フィルタベント遮蔽壁

不活性ガス系

不燃材で構成されており，火災によって影響を受けない。また、周囲で火災が発生した場合であっても消火後に操作が可能である

要

耐圧強化ベント系（W/W）配管・弁耐圧強化ベント系（D/W）配管・弁[流備考※設計基準拡張

要[流路]
耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の対策

不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない
不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない

表：常設重大事故防止設備（５／１１）
常設重大事故防止設備
主要設備

系統機能

備考

対策

※設計基準拡張

原子炉補機冷却系
中間ループ循環ポンプ

要※

原子炉補機冷却系

要

※
※

海水ポンプ

原子炉補機冷却系

熱交換器

原子炉補機冷却系※水源は海水を使用

関連条文

否
48,54

原子炉補機冷却系 配管・弁・海水
ストレーナ［流路］

要

不燃材で構成されており，液体内包であることから過度な温度・圧力の上昇は生じないため火災によって影響を受けない。またパッキン部からの漏えいも生じない※※

原子炉補機冷却系［流路］

サージタンク否

復水移送ポンプ

要復水補給水系

配管・弁［流路］

要

代替格納容器スプレイ冷却

残留熱除去系

配管・弁・スプレイ

系（常設）による原子炉格納ヘッダ［流路］

容器内の冷却

代替格納容器スプレイ冷却
系（可搬型）による原子炉格
納容器内の冷却高圧炉心注水系

格納容器スプレイ冷却系による原子炉格納容器内の冷却

サプレッション・チェンバ・
プール水の冷却要配管［流路］

否

原子炉格納容器［注水先］

否

復水補給水系

配管・弁［流路］

要

残留熱除去系

配管・弁・スプレイ

49

残留除去系熱交換器
残留熱除去系

要否

配管・弁・ストレー

不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない
不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない

要

ヘッダ［流路］
残留熱除去系ポンプ

不燃材で構成されており，液体内包であることから過度な温度・圧力の上昇は生じないため火災によって影響を受けない。またパッキン部からの漏えいも生じない※※不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない

要※

原子炉格納容器［注水先］

否

不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない

残留熱除去系ポンプ

要※

残留熱除去系熱交換器

否

ナ・スプレイヘッダ［流路］

残留熱除去系

配管・弁・ストレー

ナ［流路］
原子炉格納容器［注水先］- 41-2-8 -※不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない

要

※

否

不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない

表：常設重大事故防止設備（６／１１）
常設重大事故防止設備
関連条文

主要設備

系統機能

不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない否

不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない否

不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない否

不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない

使用済燃料プール（サイフォン防止機能含む）[注水先]否

不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない

燃料プール冷却浄化系ポンプ

要

燃料プール冷却浄化系熱交換器

否

不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない

使用済燃料プール[水源][注水先]否

不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない

常設スプレイヘッダ型）による常設スプレイヘッ

燃料プール代替注水系（常設）
配管・弁[流路]
使用済燃料プール（サイフォン防止機能含む）[注水先]
燃料プール代替注水系 配管・弁
［流路］

ール注水及びスプレイ
燃料プール代替注水系（可搬型）による可搬型スプレイヘ
ッダを使用した使用済燃料
プール注水及びスプレイ

原子炉補機冷却系配管・弁・サー
ジタンク[流路]54

要否

電動弁については，火災によって遠隔操作機能が喪失した場合においても，使用済み燃料プールの水位低下には時間的余裕がある
ことから，手動操作等により機能を復旧することが可能である

否

不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない否

不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない

重大事故時における使用済
燃料プールの除熱

使用済燃料プールの監視

備考※設計基準拡張否

燃料プール代替注水系（可搬ダを使用した使用済燃料プ

対策

燃料プール冷却浄化系
［流路］

配管・弁

燃料プール冷却浄化系
スキマサージタンク［流路］
燃料プール冷却浄化系
ディフューザ［流路］
使用済燃料貯蔵プール水位・温度(SA 広域)
使用済燃料貯蔵プール水位・温度(SA)
使用済燃料貯蔵プール放射線
モニタ（高レンジ・低レンジ）

要要
要

重大事故等収束のための水源※水源としては海水も使用

45,47,
復水貯蔵槽

49,56

可能

- 41-2-9 -否

不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない

表：常設重大事故防止設備（７／１１）
常設重大事故防止設備
系統機能
水の供給

常設代替交流電源設備による給電

可搬型代替交流電源設備による給電

号炉間電力融通ケーブルによる給電

所内蓄電式直流電源設備に
よる給電

主要設備
CSP 外部補給配管・弁[流路]第一ガスタービン発電機
軽油タンク
第一ガスタービン発電機用燃料タ
ンク
第一ガスタービン発電機用燃料移
送ポンプ
軽油タンク出口ノズル・弁[燃料流路]
第一ガスタービン発電機用
燃料移送系配管・弁[燃料流路]
第一ガスタービン発電機～非常用
高圧母線 C 系及び D 系電路[交流電路]
第一ガスタービン発電機～AM 用
MCC 電路[交流電路]
軽油タンク
軽油タンク出口ノズル・弁[燃料流路]
緊急用電源切替箱接続装置電路～
非常用高圧母線 C 系及び D 系電路[交流電路]
動力変圧器 C 系電路～非常用高圧
母線 C 系及び D 系電路[交流電路]
緊急用電源切替箱接続装置電路～
AM 用 MCC 電路[交流電路]
AM 用動力変圧器～AM 用 MCC 電路[交流電路]
号炉間電力融通ケーブル（常設）号炉間電力融通ケーブル(常設）～
非常用高圧母線 C 系及び D 系電路
緊急用電源切替箱接続装置～非常用高圧母線 C 系及び D 系電路
直流 125V 蓄電池 A
直流 125V 蓄電池 A-2
AM 用直流 125V 蓄電池
直流 125V 充電器 A
直流 125V 充電器 A-2
AM 用直流 125V 充電器
直流 125V 蓄電池及び充電器 A～直流母線電路[直流電路]
直流 125V 蓄電池及び充電器 A-2～
直流母線電路[直流電路]
AM 用直流 125V 蓄電池及び充電器～
直流母線電路[直流電路]- 41-2-10 -

関連条文

対策

56

否

備考
※設計基準拡張
不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない

要
要
要
要
否

不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない

要
要
要
要
否
要

57

要
要
要
要
要
要
要
要
要
要
要
要
要
要
要

不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない

表：常設重大事故防止設備（８／１１）
常設重大事故防止設備
系統機能
常設代替直流電源設備による給電

可搬型直流電源設備による給電

代替所内電気設備による給電

非常用直流電源設備

主要設備
AM 用直流 125V 蓄電池
AM 用直流 125V 充電器
AM 用直流 125V 蓄電池及び充電器～
直流母線電路AM 用直流 125V 充電器
軽油タンク
軽油タンク出口ノズル・弁[燃料流路]
緊急用電源切替箱接続装置電路～
AM 用直流 125V 充電器電路[交流電路]
AM 用直流 125V 充電器～直流母線電
路[交流電路]AM 用動力変圧器電路～AM 用直流
125V 充電器電路[交流電路]
AM 用直流 125V 充電器～直流母線電
路[交流電路]
緊急用断路器
緊急用電源切替箱断路器
緊急用電源切替箱接続装置
AM 用動力変圧器
AM 用 MCCAM 用切替盤
AM 用操作盤
非常用高圧母線 C 系
非常用高圧母線 D 系
直流 125V 蓄電池 A
直流 125V 蓄電池 A-2
直流 125V 蓄電池 B※
直流 125V 蓄電池 C※
直流 125V 蓄電池 D※
直流 125V 充電器 A
直流 125V 充電器 A-2
直流 125V 充電器 B※
直流 125V 充電器 C※
直流 125V 充電器 D※
直流 125V 蓄電池 A～直流 125V 主母
線盤 A 電路[直流電路]
直流 125V 蓄電池 A-2～直流 125V 主
母線盤 A-2 電路[直流電路]
直流 125V 蓄電池 B～直流 125V 主母
線盤 B 電路[直流電路]
直流 125V 蓄電池 C～直流 125V 主母
線盤 C 電路[直流電路]
直流 125V 蓄電池 D～直流 125V 主母
線盤 D 電路[直流電路]- 41-2-11 -

関連条文

対策

備考
※設計基準拡張

要
要
要
要
要
否
要
要
要
要

57

要
要
要
要
要
要
要
要
要
要
要
要
要
要
要
要
要
要
要
要
要
要
要
要

※不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない

表：常設重大事故防止設備（９／１１）
系統機能

常設重大事故防止設備
主要設備

非常用交流電源設備

燃料補給設備原子炉圧力容器内の圧力
原子炉圧力容器内の水位

原子炉圧力容器への注水量

原子炉格納容器への注水量

原子炉格納容器内の温度

原子炉格納容器内の圧力
原子炉格納容器内の水位
原子炉格納容器内の放射線量率
未臨界の維持又は監視

関連条文

非常用ディーゼル発電機
燃料移送ポンプ
軽油タンク
燃料ディタンク
非常用ディーゼル発電機燃料供給
系配管・弁[燃料流路]
非常用ディーゼル発電機～非常用
高圧母線電路[交流電路]
軽油タンク

要
要
要
要

軽油タンク出口ノズル・弁[流路]

否

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA）
原子炉隔離時冷却系系統流量
高圧炉心注水系系統流量
残留熱除去系系統流量
復水補給水系流量（RHR A 系代替注水流量）
復水補給水系流量（RHR B 系代替注
水流量）
高圧代替注水系系統流量
復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量）
復水補給水系流量（格納容器下部注水流量）
ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・チェンバ
気体温度
サプレッション・チェンバ・プール
水温度
格納容器内圧力（D/W）
格納容器内圧力（S/C）
サプレッション･チェンバ･プール
水位
格納容器内雰囲気放射線レベル（D/W）
格納容器内雰囲気放射線
レベル（S/C）
起動領域モニタ
平均出力領域モニタ要
要- 41-2-12 -

備考※設計基準拡張

対策
※
※
※

要

※不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない

要※

要
不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない

要
要
要
要
要

57

要
要
要
要
要
要
要
要
要
要
要
要
要

※
※
※

表：常設重大事故防止設備（１０／１１）
常設重大事故防止設備
系統機能

最終ヒートシンクの確保

格納容器バイパスの監視

水源の確保

使用済燃料プールの
監視

主要設備

関連条文

サプレッション・チェンバ･プール
水温度
復水補給水系温度（代替循環冷却）復水補給水系流量（RHR A 系代替注水流量）
復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量）
復水補給水系流量（格納容器下部注水流量）
フィルタ装置水位
フィルタ装置入口圧力
フィルタ装置出口放射線モニタ
フィルタ装置水素濃度
フィルタ装置金属フィルタ差圧
フィルタ装置スクラバ水 pH
残留熱除去系熱交換器入口温度
残留熱除去系熱交換器出口温度
残留熱除去系系統流量
原子炉補機冷却水系系統流量
残留熱除去系熱交換器
入口冷却水流量
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA）
原子炉圧力
原子炉圧力（SA）
ドライウェル雰囲気温度
格納容器内圧力（D/W）
復水貯蔵槽水位（SA）
サプレッション・チェンバ・プール
水位
使用済燃料貯蔵プール水位・温度(SA 広域)
使用済燃料貯蔵プール水位・温度(SA)
使用済燃料貯蔵プール放射線
モニタ（高レンジ・低レンジ）

居住性の確保

中央制御室換気空調系ダクト（MCR
外気取入ダクト，MCR 排気ダクト）[流路]- 41-2-13 -※設計基準拡張

要

要

58

要

※

要

要
要
要
要
要
要

中央制御室遮蔽中央制御室換気空調系給排気隔離弁（MCR 外気取入ダンパ，MCR 非常
用外気取入ダンパ，
MCR 排気ダンパ）
[流路]

備考

対策

59

否

不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない否当該ダンパの電動機部分が火災影響を受け機能喪失した場合は，手動操作により開閉が可能であるため，機能に影響を及ぼすものではない。

否

不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない

表：常設重大事故防止設備（１１／１１）
常設重大事故防止設備
系統機能

主要設備

居住性の確保（対策本部）

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）遮蔽
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）二酸化炭素吸収装置

居住性の確保（待機場所）
通信連絡（5 号炉原子炉建屋

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）遮蔽

関連条文

対策
否

否
61
要

電源の確保（5 号炉原子炉建

負荷変圧器

要

屋内緊急時対策所）

交流分電盤

要

無線連絡設備（常設）要

発電所内の通信連絡

無線連絡設備（屋外アンテナ）[伝送路]
無線通信装置[伝送路]- 41-2-14 -

不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない

要無線連絡設備（常設）内緊急時対策所）

備考※設計基準拡張62

要
要

不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けな

表：可搬型重大事故防止設備（１／３）
可搬型重大事故防止設備
系統機能
主要設備
逃がし安全弁用可搬型
逃がし安全弁用可搬型蓄電池
蓄電池による減圧
高圧窒素ガス供給系（非常用）
高圧窒素ガスボンベによる作動窒素ガス確保
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）
低圧代替注水系（可搬型）による原子炉の冷却ホース・接続口[流路]代替原子炉補機冷却系による除熱※水源は海水を使用

関連条文

対策

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内の冷却
燃料プール代替注水系（可搬型）による常設スプレイヘッ
ダを使用した使用済燃料プー
ル注水及びスプレイ

要
要
47

要
要

熱交換器ユニット

否

大容量送水車（熱交換器ユニット用）

要

代替原子炉補機冷却海水ストレーナ

否

ホース[流路]要

燃料プール代替注水系（可搬型）による可搬型スプレイヘ
ッダを使用した使用済燃料プール注水及びスプレイ

重大事故等時における使用済燃料プールの除熱

否

遠隔空気駆動弁操作用ボンベ

可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）

49

要
要

ホース・接続口[流路]

要
54

否

ホース・接続口[流路]要

熱交換器ユニット

否
54

水の供給

否

ホース[流路]要要
要
要
要

ホース・接続口[流路]大容量送水車（海水取水用）
ホース[流路]- 41-2-15 -56

不燃材で構成されており火災の発生の恐れはないこと，近傍に可燃物がなく，万一離隔の取れた可燃物（盤等）の火災により周囲温度が上昇した場合であってもボンベの熱容量が大きいこともあ
り温度上昇は緩やかであると考えられること，また 70℃を超えると安全弁により圧力調整されることからボンベの機能に影響を与えるものではないこと，加えてボンベを分散配置し裕度を確保していることから火災によって影響を受けない。

不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない

不燃材で構成されているため,火災によって影響を受けない

要

代替原子炉補機冷却海水ストレーナ

可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）

不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない

要
要

可搬型スプレイヘッダ

大容量送水車（熱交換器ユニット用）

不燃材で構成されているため,火災によって影響を受けない

要

可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）

可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）※設計基準拡張4648
耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱

備考

不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない

表：可搬型重大事故防止設備（２／３）
可搬型重大事故防止設備
主要設備

系統機能

関連条文

熱交換器ユニット

重大事故等時における使用済燃料プールの除熱

大容量送水車（熱交換器ユニット用）

54

常設代替交流電源設備
による給電

ホース[流路]タンクローリ（16kL）

要

ホース[燃料流路]要
要
要
要

ホース・接続口[流路]大容量送水車（海水取水用）

56

電源車～緊急用電源切替箱接続装置電路[交流電路]要

電源車～動力変圧器 C 系電路[交流電路]

要

電源車～AM 用動力変圧器電路[交流電路]

要電源車

要電源車～代替原子炉補機冷却系電路[交
流電路]

57

要

号炉間電力融通ケーブル（可搬型）～緊
急用電源切替箱接続装置電路

要
要
要
要

タンクローリ（4kL）
ホース[燃料流路]
電源車～緊急用電源切替箱接続装置電路[交流電路]要

電源車～AM 用動力変圧器電路[交流電路]

要

ホース

要
要
要

中央制御室可搬型陽圧化空調機

要タンクローリ（4kL）

燃料補給設備

居住性の確保要号炉間電力融通ケーブル（可搬型）

電源車

可搬型直流電源設備による給
電

要

要
要
要
要
要

ホース[燃料流路]

号炉間電力融通ケーブルによる給電

不燃材で構成されているため,火災によって影響を受けない

ホース[流路]タンクローリ（4kL）

可搬型代替交流電源設備による代替原子炉補機冷却系への
給電

否

否

電源車

可搬型代替交流電源設備
による給電

備考
※設計基準拡張

代替原子炉補機冷却海水ストレーナ

可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）

水の供給

対策

タンクローリ（16kL）

中央制御室可搬型陽圧化空調機用仮設
ダクト[流路]- 41-2-16 -59
要不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない

表：可搬型重大事故防止設備（３／３）
可搬型重大事故防止設備
系統機能

居住性の確保（対策本部）

居住性の確保（待機場所）
通信連絡（5 号炉原子炉建屋
内緊急時対策所）
電源の確保（5 号炉原子炉建
屋内緊急時対策所）

主要設備
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）可搬型陽圧化空調機
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）可搬型外気取入送風機
5 号炉原子炉建屋内
緊急時対策所（待機場所）可搬型陽
圧化空調機

関連条文

対策
要
要
要

61

無線連絡設備（可搬型）

要

携帯型音声呼出電話設備

要

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用
可搬型電源設備

要

可搬ケーブル要

携帯型音声呼出電話設備
発電所内の通信連絡

要62

無線連絡設備（可搬型）- 41-2-17 -要

備考※設計基準拡張表：重大事故防止設備でない常設重大事故等対処設備（１／３）
常設重大事故等対処設備
主要設備

系統機能
格納容器圧力 逃がし装置による原子炉格納容器内 の減圧及び除熱

代替循環冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱格納容器下部注水系（常設）による原子炉格納容器下部
への注水
格納容器下部注水系（可搬型）による原子炉格納容器下部への注水
水素濃度及び酸素濃度の監視
静的触媒式水素再結合器 による水素濃度抑制

ラプチャーディスク

関連条文

対策

48,50,52

要

復水移送ポンプ

要

残留熱除去系熱交換器

否

原子炉補機冷却系 配管・弁・
サージタンク［流路］
代替循環冷却系 配管・弁［流路］
残留熱除去系 配管・弁・ストレーナ・スプレイヘッダ［流路］
高圧炉心注水系 配管・弁［流路］
復水補給水系 配管・弁［流路］
給水系
配管・弁・スパージャ［流路］
格納容器下部注水系
配管・弁[流路]
復水移送ポンプ

50

要
要
要
要
要
要

51

否

格納容器内水素濃度（SA）
格納容器内水素濃度
格納容器内酸素濃度
静的触媒式水素再結合器
静的触媒式水素再結合器
動作監視装置要
要
要
要

使用済燃料プールの監視

使用済燃料貯蔵プール監視カメラ（使用済燃料貯蔵プール監視カメ
ラ用空冷装置含む）

5253

不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない

要
要
要

コリウムシールド

原子炉建屋水素濃度

不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない

要

否

原子炉建屋内の水素濃度監
視※設計基準拡張要

コリウムシールド
復水補給水系 配管・弁[流路］
高圧炉心注水系 配管・弁［流路］
復水補給水系 配管・弁［流路］

備考

不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない

要
要

54,58

サプレッション・チェンバ

要否

不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない否

不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない否

不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない

防火水槽
重大事故等収束のための 水[常設重大事故等対処設備ではな

源

く代替淡水源（措置）であるが、※水源としては海水も本条文において必要なため記載]

使用可能

淡水貯水池
[常設重大事故等対処設備ではなく代替淡水源（措置）であるが、本条文において必要なため記載]- 41-2-18 -

56

表：重大事故防止設備でない常設重大事故等対処設備（２／３）
常設重大事故等対処設備
主要設備

系統機能

関連条文

対策

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度

要

原子炉格納容器内の水位

格納容器下部水位

要

原子炉格納容器内の格納容器内水素濃度（SA）

要

水素濃度

格納容器内水素濃度

要

格納容器内酸素濃度

要

原子炉建屋水素濃度

要

原子炉格納容器内の酸素濃度
原子炉建屋内の水素濃度
最終ヒートシンクの確保

耐圧強化ベント系放射線モニタ

58

フィルタ装置水素濃度

備考※設計基準拡張要

使用済燃料貯蔵プール監視カメラ
使用済燃料プールの監視（使用済燃料貯蔵プール監視カメ

要

ラ用空冷装置を含む）
必要な情報を把握できる設備（安発電所内の通信連絡

全パラメータ表示システム

要（SPDS））
中央制御室

要

中央制御室待避室

要中央制御室待避室遮蔽否

不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない

中央制御室待避室陽圧化装置（配管・弁）[流路]

否

不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない

データ表示装置（待避室）

要

居住性の確保モニタリング・ポストの代替
交流電源からの給電

59モニタリング・ポスト用発電機- 41-2-19 -

60

要表：重大事故防止設備でない常設重大事故等対処設備（３／３）
常設重大事故等対処設備
主要設備

系統機能

関連条文

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所
5 号炉原子炉建屋内高気密室

否(対策本部)陽圧化装置（配管・弁）
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所
61

否(待機場所)陽圧化装置（配管・弁）必要な情報の把握（5 号炉
原子炉建屋内緊急時対策所）

必要な情報を把握できる設備（ 安 全 パ ラ メ ー タ 表 示 シ ステ ム

要

（SPDS））
衛星電話設備（常設）

通信連絡（5 号炉原子炉建屋

総合原子力防災ネットワークを

内緊急時対策所）

用いた通信連絡設備

要
要

データ伝送設備

要

有線（建屋内）[伝送路]要

衛星電話設備（常設）要

衛星電話設備（屋外アンテナ）[伝発電所内の通信連絡

要送路]
必要な情報を把握できる設備（ 安 全 パ ラ メ ー タ 表 示 シ ステ ム

要

（SPDS））
衛星電話設備（常設）
衛星電話設備（屋外アンテナ）[伝送路]
発電所外の通信連絡

衛星無線通信装置[伝送路]総合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備

62

要
要
要
要

データ伝送設備

要

有線（建屋内）[伝送路]要- 41-2-20 -

不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない

要（待機場所）
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所※設計基準拡張

要（対策本部）
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所

居住性の確保（待機場所）

備考

要（対策本部）
居住性の確保（対策本部）

対策

不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない

表：重大事故防止設備でない可搬型重大事故等対処設備（１／３）
可搬型重大事故等対処設備
系統機能
アクセスルート確保
格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱

代替循環冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱格納容器下部注水系（可搬型）による原子炉格納容器下
部への注水

主要設備
ホイールローダ

関連条文

対策

43

要

スクラバ水 pH 制御設備
可搬型窒素供給装置
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）

要48,50,52

要
要

ホース・接続口[流路]要

熱交換器ユニット

否

大容量送水車（熱交換器ユニット用）
代替原子炉補機冷却
海水ストレーナ

50
否
要

ホース[流路]要

可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）

要51

大容量送水車(原子炉建屋放水設備用）

要

拡散抑制

ホース[流路]要※水源は海水を使用

放水砲

要海洋への放射性物質の

汚濁防止膜

要

拡散抑制

小型船舶（汚濁防止膜設置用）

航空機燃料火災消火※水源は海水を使用

温度,圧力,水位,注水量の計測・監視

居住性の確保

照明の確保

要
55

要

大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）

要

ホース[流路]

要

放水砲

要

泡原液搬送車要

泡原液混合装置

要

可搬型計測器58

中央制御室待避室陽圧化装置（空
気ボンベ）

要

否
59

差圧計

要

酸素濃度・二酸化炭素濃度計

要

可搬型蓄電池内蔵型照明

要- 41-2-21 -

不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない

要

大気への放射性物質の

放射性物質吸着材

不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない

要

可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）

ホース・接続口[流路]備考※設計基準拡張

不燃材で構成されており火災の発生の恐れはないこと，近傍に可燃物がなく，万一離隔の取れた可燃物（盤等）の火災により周囲温度が上昇した場合であってもボンベの熱容量が大きいこともあ
り温度上昇は緩やかであると考えられること，また 70℃を超えると安全弁により圧力調整されることからボンベの機能に影響を与えるものではないこと，加えてボンベを分散配置し裕度を確保していることから火災によって影響を受けない。

表：重大事故防止設備でない可搬型重大事故等対処設備（２／３）
可搬型重大事故等対処設備
系統機能
放射線量の代替測定
放射能観測車の代替測定装置

放射性物質（空気中・水中・
土壌）及び海上モニタリング

放射線量の測定
気象観測設備の代替測定

関連条文

対策

主要設備
可搬型モニタリングポスト

要

可搬型ダスト・よう素サンプラ

要

GM 汚染サーベイメータ

要

NaI シンチレーションサーベイメータ

要

可搬型ダスト・よう素サンプラ

要

GM 汚染サーベイメータ
NaI シンチレーションサーベイメータ

60

要
要

ZnS シンチレーションサーベイメータ

要

小型船舶（海上モニタリング用）

要

電離箱サーベイメータ

要

小型船舶（海上モニタリング用）

要

可搬型気象観測装置

要- 41-2-22 -

備考※設計基準拡張表：重大事故防止設備でない可搬型重大事故等対処設備（３／３）
可搬型重大事故等対処設備
系統機能

居住性の確保（対策本部）

関連条文

主要設備
酸素濃度計（対策本部）

要二酸化炭素濃度計（対策本部）

要

差圧計（対策本部）

要

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）陽圧化装置（空気ボンベ）

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）可搬型エリアモニタ
酸素濃度計（待機場所）
二酸化炭素濃度計（待機場所）否

通信連絡（5 号炉原子炉建屋
内緊急時対策所）

備考※設計基準拡張

不燃材で構成されており火災の発生の恐れはないこと，近傍に可燃物がなく，万一離隔の取れた可燃物（盤等）の火災により周囲温度が上昇した場合であってもボンベの熱容量が大きいこともあ
り温度上昇は緩やかであると考えられること，また 70℃を超えると安全弁により圧力調整されることからボンベの機能に影響を与えるものではないこと，加えてボンベを分散配置し裕度を確保していることから火災によって影響を受けない。

要61

差圧計（待機場所）

居住性の確保（待機場所）

対策

要
要
要

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）陽圧化装置（空気ボンベ）否

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）可搬型エリアモニタ

要

衛星電話設備（可搬型）

要発電所内の通信連絡

衛星電話設備（可搬型）

発電所外の通信連絡

衛星電話設備（可搬型）- 41-2-23 -

62

要
要

不燃材で構成されており火災の発生の恐れはないこと，近傍に可燃物がなく，万一離隔の取れた可燃物（盤等）の火災により周囲温度が上昇した場合であってもボンベの熱容量が大きいこともあ
り温度上昇は緩やかであると考えられること，また 70℃を超えると安全弁により圧力調整されることからボンベの機能に影響を与えるものではないこと，加えてボンベを分散配置し裕度を確保していることから火災によって影響を受けない。

41-3 火災による損傷の防止を行う重大事故等対処施設に係る火災区域・火災区画の設定について

＜目

次＞

1. 概要
2．重大事故等対処施設における火災区域又は火災区画の設定
2.1．火災区域
2.2．火災区画
2.3．火災区域又は火災区画の設定要領
2.4．火災区域又は火災区画の設定及び重大事故等対処施設の配置
添付資料１ 柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉重大事故等対処施設の配置図

41-3
火災による損傷の防止を行う重大事故等対処施設に係る火災区域・火災区画の設定について
1．概 要
分類された重大事故等対処施設に対し，火災区域又は火災区画を設定する。
設置許可基準規則第八条及び第四十一条の要求事項を以下に示す。

（火災による損傷の防止）
第八条

設計基準対象施設は、火災により発電用原子炉施設の安全性が損なわれないよう、火災の発生を防止することができ、かつ、早期に火災発生を感知する設備（以下「火災感知設備」という。）及び消火を行う設備（以下「消火設備」といい、安全施設に属するものに限る。）並びに火災の影響を軽減する機能を有するものでなければならない。
２

消火設備（安全施設に属するものに限る。）は、破損、誤作動又は誤操作が起きた場合においても発電用原子炉を安全に停止させるための機能を損なわないものでなければならない。

（火災による損傷の防止）第四十一条

重大事故等対処施設は、火災により重大事故等に対処するために必要な機能を損なうおそれがないよう、火災の発生を防止することができ、かつ、火災感知設備及び消火設備を有するものでなければならない。

- 41-3-1 -2．重大事故等対処施設における火災区域又は火災区画の設定
重大事故等対処施設の火災防護対策を講じるために，原子炉建屋，コントロ
ール建屋，廃棄物処理建屋及び 5 号炉原子炉建屋と，屋外の重大事故等対処施設を設置するエリアについて，火災区域又は火災区画を以下のとおり設定する。
火災区域又は火災区画の設定に当たっては，重大事故等対処施設と設計基準
対象施設の配置も考慮して，火災区域又は火災区画を設定する。
2.1．火災区域
建屋等の火災区域は，耐火壁によって囲まれ，他の区域と分離されている建屋内の区域（部屋）であり，下記により設定する。
① 建屋毎に，耐火壁（床，壁，天井，扉等耐火構造物の一部であって，必要な耐火能力を有するもの）により囲われた区域を火災区域として設定する。
② 重大事故等対処施設と設計基準対象施設の配置も考慮して，火災区域を設③定する。
屋外の火災区域（常設代替交流電源設備ケーブル布設エリアを含む）については，「原子力発電所の内部火災影響評価ガイド」において「ただし、屋外に設置される設備に対しては、附属設備を含めて火災区域とみなす。」と記載されていることを踏まえ，他の区域と分離して火災防護対策を実施するために，重大事故等対処施設を設置する区域を重大事故等対処施設と設計基準対象施設の配置も考慮して火災区域として設定する。

2.2．火災区画「火災区域」を細分化したものであって，耐火壁，離隔距離，固定式消火設
備等により分離された火災防護上の区画であり，全周囲を耐火壁で囲まれている必要は必ずしもなく，隔壁や扉の配置状況を目安に火災防護の観点から設定する。
2.3．火災区域又は火災区画の設定要領
重大事故等対処施設が設置される火災区域又は火災区画の設定にあたっては，
重大事故等対処施設の設置箇所，建屋の間取り，機器やケーブル等の配置，耐火壁の能力等を総合的に勘案し設定しており，具体的な設定要領を以下に示す。
(1)

火災区域の設定補足説明資料 41-2 で分類された機器及び当該機器に接続されるケーブ
ル等が設置されている建屋及び屋外の区域について，以下のとおり火災区域を設定する。
なお，原子炉建屋，タービン建屋，コントロール建屋，廃棄物処理建屋- 41-3-2 -の火災区域は，設置許可基準規則第八条に基づき設定した火災区域を適用する。
① 重大事故等対処施設が設置されている建屋について，火災区域として設定する。
② 建屋内で重大事故等対処施設と設計基準対象施設の配置も考慮して，火災区域を設定する。
③ 屋外の重大事故等対処施設を設置するエリアについて，附属設備を含めて火災区域を設定する。ただし，壁やフェンス等で明確に区域が設定できない重大事故等対処施設を設置するエリアについては，重大事故等対処施設自体に可燃物を含むことから，火災区域の設定にあたっては「危険物の規制に関する政令」第九条第一項第二号で要求される「製造所」の指定数量の倍数が十以下の空地の幅を参考にして，附属設備を含め 3m
以上の幅の空地を確保した範囲を含め重大事故等対処施設が設置されるエリアを火災区域として設定する。（図 41-3-1）④ 常設代替交流電源設備設置エリアについては，附属設備を含めて火災区域を設定する。常設代替交流電源設備を構成する主要機器であるガスタービン発電機，地下タンクに対して消防法等から空地の確保は要求されないが，火災区域の設定にあたって，当該設備を「危険物の規制に関する政令」で示される「地下タンクを有する一般取扱所」とみなし，同令第十九条の規定から同令第九条第一項第二号で要求される「製造所」の空地の幅を参考にして，常設代替交流電源設備が保有する軽油（1,000L）
が指定数量（1,000L）の 10 倍以下であることから，ガスタービン発電機は 3m 以上，燃料タンクから 3m 以上の幅の空地を確保した範囲を含め
常設代替交流電源設備が設置されるエリアを火災区域として設定する。
（図 41-3-2）
常設代替交流電源設備設置エリア
各設備から 3m 以上の空地を確保

重大事故等対処施設

3m 以上

3m 以上

ガスタービン
発電機

3m 以上

地下
タンク

3m 以上

図 41-3-2

図 41-3-1 重大事故等対処施設の火災区域設定（屋外設置）- 41-3-3 -常設代替交流電源設備の火災区域設定上記③，④に示す危険物の規制に関する施行令の該当条文を以下に示す。
危険物の規制に関する政令（製造所の基準）
第九条第一項第二号 危険物を取り扱う建築物その他の工作物（危険物を移送するための配管その他これに準ずる工作物を除く。）の周囲に、次の表に掲げる区分に応じそれぞれ同表に定める幅の空地を保有すること。ただし、総務省令で定めるところにより、防火上有効な隔壁を設けたときは、この限りでない。
区分
空地の幅
指定数量の倍数が十以下の製造所
三メートル以上
指定数量の倍数が十を超える製造所
五メートル以上（一般取扱所の基準）
第十九条 第九条第一項の規定は、一般取扱所の位置、構造及び設備の技術上の基準について準用する。

屋外の火災区域の設定に当たっては，火災区域外への延焼防止を考慮して火災区域内の境界付近に可燃物を置かない管理を実施するとともに，敷地内植生からの隔離等を講じる範囲を火災区域として設定する。また，火災区域外の境界付近において可燃物を置かない管理を実施するとともに，周辺施設又は植生との離隔，周辺の植生区域の除草等の管理を実施する。
2.4．火災区域又は火災区画の設定及び重大事故等対処施設の配置「2.3. 火災区域又は火災区画の設定要領」にしたがって設定した火災区域又は火災区画，重大事故等対処施設の配置を添付資料１に示す。なお，屋外の火災区域については，火災防護計画に基づき火災区域を設定する。

以上から，重大事故等対処施設について，火災防護対策を設置許可基準規則
第八条に基づき実施する施設と，第四十一条に基づき実施する施設とに分類した上で，火災により安全機能を損なうおそれがない機器を除外し火災区域を設定している。よって設置許可基準規則第四十一条への適合のために必要な重大事故等対処施設の抽出ならびに火災区域の設定がなされているものと考える。

- 41-3-4 -添付資料１

柏崎刈羽原子力発電所

６号及び７号炉

重大事故等対処施設の配置図- 41-3-5 -- 41-3-6 -- 41-3-7 -- 41-3-8 -- 41-3-9 -- 41-3-10 -- 41-3-11 -- 41-3-12 -- 41-3-13 -- 41-3-14 -- 41-3-15 -- 41-3-16 -- 41-3-17 -- 41-3-18 -- 41-3-19 -- 41-3-20 -- 41-3-21 -- 41-3-22 -- 41-3-23 -- 41-3-24 -- 41-3-25 -- 41-3-26 -- 41-3-27 -- 41-3-28 -- 41-3-29 -- 41-3-30 -- 41-3-31 -- 41-3-32 -- 41-3-33 -- 41-3-34 -- 41-3-35 -- 41-3-36 -- 41-3-37 -- 41-3-38 -- 41-3-39 -- 41-3-40 -- 41-3-41 -- 41-3-42 -- 41-3-43 -- 41-3-44 -- 41-3-45 -- 41-3-46 -- 41-3-47 -- 41-3-48 -- 41-3-49 -- 41-3-50 -- 41-3-51 -- 41-3-52 -- 41-3-53 -- 41-3-54 -- 41-3-55 -- 41-3-56 -- 41-3-57 -1
重大事故等対処設備
1.1 重大事故等対処設備について重大事故に至るおそれがある事故が発生した場合において，炉心，使用済燃料プー
ル内の燃料体等，及び，運転停止中における原子炉の燃料体の著しい損傷を防止するために，また，重大事故が発生した場合においても，原子炉格納容器の破損及び発電所外への放射性物質の異常な放出を防止するために，「実用発電用原子炉及びその附
属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則」（以下，設置許可基準規則という）第三章（重大事故等対処施設）にて定められる重大事故等対処設備として以下の設備を設けている。
・第 43 条 アクセスルートを確保するための設備
・第 44 条 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備
・第 45 条 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・第 46 条 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備
・第 47 条 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
・第 48 条 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
・第 49 条 原子炉格納容器内の冷却等のための設備
・第 50 条 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備
・第 51 条 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備
・第 52 条 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
・第 53 条 水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備
・第 54 条 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備
・第 55 条 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための設備
・第 56 条 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
・第 57 条 電源設備
・第 58 条 計装設備
・第 59 条 原子炉制御室
・第 60 条 監視測定設備
・第 61 条 緊急時対策所
・第 62 条 通信連絡を行うために必要な設備
これらの設備については，[A]新たに重大事故等に対処する機能を付加させた設備に加え，当該設備が機能を発揮するために必要な系統（水源から注入先まで，流路を含む）までを含むものとする。
また，設計基準対象施設の機能を重大事故等発生時に期待する場合において，上記設備[A]に該当しないものは，[B]重大事故等発生時に設計基準対象施設としての機能を期待する重大事故等対処設備（以下，重大事故等対処設備（設計基準拡張）という）と位置付け，第 44 条～第 62 条のいずれかに適合するための設備の一部として取り扱うこととする。

共 1－1

1.2 重大事故等対処設備の設備分類について
重大事故等対処設備は，常設のものと可搬型のものがあり，それぞれ設置許可基準
規則に示される名称を踏まえて以下のとおり分類する。
(1) 常設重大事故等対処設備
重大事故等対処設備のうち常設のもの
a． 常設重大事故防止設備
重大事故に至るおそれがある事故が発生した場合であって，設計基準事故対処
設備の安全機能又は使用済燃料プールの冷却機能若しくは注水機能が喪失した
場合において，その喪失した機能（重大事故に至るおそれがある事故に対処するために必要な機能に限る。）を代替することにより重大事故の発生を防止する機能を有する設備（重大事故防止設備）のうち，常設のもの
b． 常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故防止設備であって，耐震重要施設（耐震 S クラス施設）に属する
設計基準事故対処設備が有する機能を代替するもの
c． 常設重大事故緩和設備
重大事故等対処設備のうち，重大事故が発生した場合において，当該重大事故の拡大を防止し，又はその影響を緩和するための機能を有する設備（重大事故緩和設備）のうち，常設のもの
d． 常設重大事故防止設備（設計基準拡張）
設計基準対象施設のうち，重大事故等発生時に機能を期待する設備であって，重大事故の発生を防止する機能を有する上記 a.以外の常設のもの
e． 常設重大事故緩和設備（設計基準拡張）
設計基準対象施設のうち，重大事故等発生時に機能を期待する設備であって，重大事故の拡大を防止し，又はその影響を緩和するための機能を有する上記 c.
以外の常設のもの（ただし，柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉においては，
本分類に該当する設備はなし）
f． 常設重大事故等対処設備のうち防止でも緩和でもない設備
常設重大事故等対処設備のうち，上記 a.，c.，d.，e.以外の常設設備で，防止又は緩和の機能がないもの(2) 可搬型重大事故等対処設備
重大事故等対処設備のうち可搬型のもの
g． 可搬型重大事故防止設備
重大事故防止設備のうち可搬型のもの
h． 可搬型重大事故緩和設備
重大事故緩和設備のうち可搬型のもの
i． 可搬型重大事故防止設備（設計基準拡張）
設計基準対象施設のうち，重大事故等発生時に機能を期待する設備であって，重大事故の発生を防止する機能を有する上記 g.以外の可搬型のもの（ただし，
柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉においては，本分類に該当する設備はな
し）
共 1－2

j． 可搬型重大事故緩和設備（設計基準拡張）
設計基準対象施設のうち，重大事故等発生時に機能を期待する設備であって，重大事故の拡大を防止し，又はその影響を緩和するための機能を有する上記 h.
以外の可搬型のもの（ただし，柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉においては，本分類に該当する設備はなし）
k． 可搬型重大事故等対処設備のうち防止でも緩和でもない設備
可搬型重大事故等対処設備のうち，上記 g.，h.，i.，j.以外の可搬型設備で，防止又は緩和の機能がないもの
重大事故等対処設備の分類の概念を図 1 に示す。

重大事故等対処施設
重大事故等対処設備
可搬型重大事故等対処設備

常設重大事故等対処設備

重大事故防止設備
ｇ．可搬型重大事故防止設備

ａ．常設重大事故防止設備
ｂ．常設耐震重要
重大事故防止設備

重大事故緩和設備
ｃ．常設重大事故緩和設備

ｆ．

ｈ．可搬型重大事故
緩和設備防止でも緩和でもない設備

ｋ．

ｄ．常設重大事故防止設備（設計基準拡張）ｉ．可搬型重大事故防止設備（設計基準拡張）

ｅ．常設重大事故
緩和設備（設計基準拡張）

ｊ．可搬型重大事故
緩和設備（設計基準拡張）

設計基準対象施設
図1

重大事故等対処設備の分類

共 1－3

特定
重大
事故等
対処
施設
重大
事故等
対処
設備

1.3

重大事故等対処設備の選定の考え方について
1.1 に示した重大事故等対処設備については，図２に示す選定及び分類フローに基づき，それぞれ以下のとおり選定し，かつ 1.2 に示した設備分類に分類する。
(1) 対象設備の選定
1.1 に示したとおり，『重大事故等対処設備』とは，設置許可基準規則第三章（重大事故等対処施設）に定められる設備である。設置許可基準規則第三章には第 37 条
～第 62 条の 26 条文があり，このうち，選定した重大事故等対処施設の有効性の評価を求める条文である第 37 条，重大事故等対処施設全般に対する要求を示した条
文である第 38 条～第 41 条を除く 21 条文に適合するために必要な設備が対象となる。なお，各条文に適合するために必要な設備ではなく，かつ設計基準対象施設にも該当しない設備は，自主設備である。
(2) 設計基準対象施設と重大事故等対処設備の分類
1.1 に示したとおり，(1)に示す 21 条文に適合するために必要な設備には，新たに重大事故等に対処する機能を付加させた設備，及び当該設備が機能を発揮するために必要な系統（水源から注入先まで、流路を含む）が含まれるものとする。一方，
設計基準対象施設の機能を重大事故等発生時に期待する場合において，上記設備に該当しないものは，重大事故等対処設備（設計基準拡張）と位置付ける。
これは，設計基準対象施設として設計されており，かつ新たに機能を付加させていない設備については，設計基準対象施設としての機能を重大事故等発生時に流用しているものであるが，使用環境等が異なる可能性があるため，当該使用環境において使用できること等を評価によって示すためである。
この考え方は，「実用発電用原子炉に係る炉心損傷防止対策及び格納容器破損防止対策の有効性評価に関する審査ガイド」2.2.2 有効性評価の共通解析条件に記載されている以下の内容にも合致するものである。
(3) 設計基準事故対処設備の適用条件
b. 故障を想定した設備を除き、設備の機能を期待することの妥当性（原子炉の圧力、温度及び水位等）が示された場合には、その機能を期待できる。
すなわち，重大事故等対処設備の有効性評価においては，有効性を確認したい重大事故等対処設備以外は，機能を期待することが妥当な設計基準対象施設を含んでも良いということであり，このような設備を重大事故等対処設備（設計基準拡張）と位置付けるものである。
なお，第 44 条に適合するために必要な設備のうち，ほう酸水注入系については，
第 25 条に定められる反応度制御系及び原子炉停止系に該当する設計基準対象施設
であり，原子炉に注入することで反応度を制御するための設備である点は変更がない。しかし，当該系統の効果に期待する「原子炉停止機能喪失」事象が新たに重大事故等として明確に位置付けられたことから，重大事故等対処設備にも該当する設
共 1－4

備と整理し，重大事故等対処設備（設計基準拡張）には位置付けないこととする。
また，「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」で設置を要求される設備についても，同様に，重大事故等対処設備と整理されるか，重大事
故等対処設備（設計基準拡張）と位置付けられるかの分類を実施する。
例えば，同審査基準 １．２【解釈】１（３）ａ）
「重大事故等の進展を抑制するため、ほう酸水注入系（SLCS）又は制御棒駆動機
構（CRD）等から注水する手順等を整備すること。（BWR の場合）」で要求される手順にて使用する SLC 又は CRD を用いた注水（事象緩和のみの少量注水）は，設計基準対象施設 兼 重大事故等対処設備である SLC 又は設計基準対象施設である CRD を重大事故等発生時の高圧注水の用途に流用して使用するものであり，本来の機能を発揮させる方法で使用した結果として原子炉圧力容器内に水を送ることも兼ねる手順を整備するものである。本要求に対しては，設計基準対象施設
兼 重大事故等対処設備である SLC をもって適合することとし，CRD について新たな分類は付加しないこととする。
一方，同審査基準 １．１４【解釈】１（１）ｃ）
「複数号機設置されている工場等では、号機間の電力融通を行えるようにしておくこと。また、敷設したケーブル等が利用できない状況に備え、予備のケーブル等を用意すること。」
で要求される手順にて使用する号機間電力融通用の予備ケーブルは，新規に配備する設備として新たな機能を与えるものであることから，重大事故等対処設備と整理する。
(3) 特定重大事故等対処施設の除外
第 42 条に適合するためだけに必要な設備は『特定重大事故等対処施設』であり，
本申請内容には該当しないため除外する。
(4) 防止設備，緩和設備の分類
重大事故等対処設備（設計基準拡張）を除き，重大事故を防止するために必要な設備は『重大事故防止設備』，重大事故の影響の緩和を行うために必要な設備は『重大事故緩和設備』と整理する。両方に該当する場合は『重大事故防止設備 兼 重
大事故緩和設備』と整理し，いずれにも該当しない場合は『防止でも緩和でもない設備』とする。

共 1－5

実用発電用原子炉及びその附属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則（以下，設置許可基準規則）第三章 重大事故等対処施設 のうち，第四十二条～第六十二条に適合するために必要な設備として[A]新たに重大事故等に対処する機能を付加させた設備 及び 当該設備が機能を発揮するために必要な系統（水源から注入先まで，流路を含む）
又は [B]重大事故等発生時に設計基準対象施設としての機能を期待する設備（第三章（第三十七～六十二条）のうち，↑に該当しない設備のうち，設計基準対象施設
第三十七条は重大事故等対処施設の有効性評価を求める条文，
第三十八～四十一条は重大事故等対処施設全般に対する要求を示した条文） を除く設備は，事業者自主として整備した設備
No[B]に該当する設備
Yes

設置許可基準規則第二章 設計基準対象施設に適合するために必要な設備

重大事故等対処設備（設計基準拡張）No

Yes
設計基準対象施設 兼 重大事故等対処施設（以下，重大事故等対処施設としての分類を整理）

共 1-6

設置許可基準規則第四十二条（特定重大事故等対処施設）に適合するために必要な機能を
有する設備

No
重大事故の防止または影響の緩和を行うために必要な機能を有する設備

Yes
特定重大事故等対処施設に含まれる設備

Yes（重大事故等
対処施設と
しての分類
に戻る）
No

特定重大事故等対処施設として必要な機能のみを有する設備

重大事故の防止のために必要な機能のみを有
する設備
Yes

Yes

No
重大事故等対処設備ではあるが，防止でも緩和でもない設備

No

重大事故後の影響緩和のために必要な機能のみを有する設備

No

Yes

特定重大事故等対処施設
重大事故防止設備

図2

重大事故緩和設備

重大事故等対処設備の選定及び分類フロー

重大事故防止設備
兼 重大事故緩和設備

43 条
系統機能

アクセスルート確保

設備

ホイールローダ

重大事故等対処設備
代替する機能を有する
設計基準対象施設

設備
種別

設備分類

設備

耐震重要
度分類

常設
可搬型

分類

機器
クラス

－

－

可搬

可搬型重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）

－

共 1-7

44 条
系統機能

代替制御棒挿入機能による制御棒緊急挿入

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

設備

代替する機能を有する
設計基準対象施設

設備
種別

設備分類

共 1-8

設備

耐震重要
度分類

常設
可搬型

分類

機器
クラス

原子炉緊急停止系

S

常設

常設耐震重要重大事故防止設備

－

制御棒

常設

常設耐震重要重大事故防止設備－

制御棒駆動機構（水圧駆動）

常設

常設耐震重要重大事故防止設備－

制御棒駆動系水圧制御ユニット

常設

常設耐震重要重大事故防止設備－

制御棒駆動系配管［流路］

常設

常設耐震重要重大事故防止設備－

常設

常設耐震重要重大事故防止設備－

ATWS 緩和設備（代替制御棒挿入機能） ※1

原子炉冷却材再循環ポ
ンプ停止による原子炉
出力抑制

ATWS 緩和設備（代替冷却材再循
環ポンプ・トリップ機能） ※1

ほう酸水注入

ほう酸水注入系ポンプ

常設

常設耐震重要重大事故防止設備

SA－2

ほう酸水注入系貯蔵タンク

常設

常設耐震重要重大事故防止設備

SA－2

ほう酸水注入系配管・弁［流路］

常設

常設耐震重要重大事故防止設備

SA－2

高圧炉心注水系配管・弁・スパー
ジャ［流路］

常設

常設耐震重要重大事故防止設備

SA－2 ※2

原子炉圧力容器［注入先］

出力急上昇の防止※1

手動・自動両方を含む※2

圧力容器内部構造物を除く

自動減圧系の起動阻止スイッチ

原子炉緊急停止系，
制御棒，
制御棒駆動系 水圧制御ユニット

S

その他の設備に記載

46 条に記載

45 条
系統機能

高 圧 代 替注 水 系 によ る 原 子
炉の冷却

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
設備

高圧代替注水系ポンプ

代替する機能を有する
設計基準対象施設
耐震重要
度分類

常設
可搬型

分類

機器
クラス

高圧炉心注水系，
原子炉隔離時冷却系

S

常設

常設耐震重要重大事故防止設備

SA－2

56 条に記載（うち，重大事故防止設備）

高圧代替注水系（蒸気系）配管・弁
［流路］

常設

常設耐震重要重大事故防止設備

SA－2

主蒸気系配管・弁［流路］

常設

常設耐震重要重大事故防止設備

SA－2

常設

常設耐震重要重大事故防止設備

SA－2

常設

常設耐震重要重大事故防止設備

SA－2

復水補給水系配管・弁［流路］

常設

常設耐震重要重大事故防止設備

SA－2

高圧炉心注水系配管・弁［流路］

常設

常設耐震重要重大事故防止設備

SA－2

残留熱除去系配管・弁（7 号炉のみ）
［流路］

常設

常設耐震重要重大事故防止設備

SA－2

給水系配管・弁・スパージャ［流路］

常設

常設耐震重要重大事故防止設備

SA－2 ※1

原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁［流路］
高圧代替注水系（注水系）配管・弁
［流路］

共 1-9

原子炉圧力容器［注水先］
圧力容器内部構造物を除く

設備分類

設備

復水貯蔵槽［水源］

※1

設備
種別

（同上）

その他設備に記載

45 条
系統機能

原子炉隔離時冷却系による原子炉の冷却

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
設備

原子炉隔離時冷却系ポンプ代替する機能を有する
設計基準対象施設

設備
種別

設備分類

設備

耐震重要
度分類

常設
可搬型

分類

機器
クラス

（原子炉隔離時冷却系，）
高圧炉心注水系

S

常設

常設重大事故防止設備（設計基準拡張）SA－2

復水貯蔵槽［水源］

56 条に記載

サプレッション・チェンバ［水源］
原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁［流路］（同上）

常設

共 1-10主蒸気系配管・弁［流路］

常設

原子炉隔離時冷却系（注水系）配管・弁・ストレーナ［流路］

常設

復水補給水系配管・弁［流路］

常設

高圧炉心注水系配管・弁［流路］

常設

給水系配管・弁・スパージャ［流路］

常設

原子炉圧力容器［注水先］
高圧炉心注水系による原子炉の冷却

高圧炉心注水系ポンプ

常設重大事故防止設備（設計基準拡張）
常設重大事故防止設備（設計基準拡張）
常設重大事故防止設備（設計基準拡張）
常設重大事故防止設備（設計基準拡張）
常設重大事故防止設備（設計基準拡張）
常設重大事故防止設備（設計基準拡張）

SA－2
SA－2
SA－2
SA－2
SA－2
SA－2 ※2

その他設備に記載（高圧炉心注水系，）原子炉隔離時冷却系

復水貯蔵槽［水源］

S

常設

常設重大事故防止設備（設計基準拡張）SA－2

56 条に記載

サプレッション・チェンバ［水源］
高圧炉心注水系配管・弁・ストレーナ・スパージャ［流路］

※1
※2

（同上）

常設

復水補給水系配管［流路］

常設

原子炉圧力容器［注水先］

その他設備に記載

一部は，常設耐震重要重大事故防止設備
圧力容器内部構造物を除く

兼

常設重大事故緩和設備

常設重大事故防止設備（設計基準拡張）
常設重大事故防止設備（設計基準拡張） ※1

SA－2
SA－2 ※2

46 条
系統機能

逃がし安全弁原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備

設備

代替する機能を有する
設計基準対象施設

設備
種別

設備

耐震重要
度分類

常設
可搬型

分類

機器
クラス

逃がし安全弁［操作対象弁］（逃がし安全弁）（S）

常設

常設耐震重要重大事故防止設備

SA－2

逃がし弁機能用アキュムレータ

（アキュムレータ）（S）

常設

常設耐震重要重大事故防止設備

SA－2

常設

常設耐震重要重大事故防止設備

SA－2

自動減圧機能用アキュムレータ

原子炉減圧の自動化

共 1-11※自動減圧機能付き逃がし安全弁のみ
可搬型直流電源設備による減圧

主蒸気系配管・クエンチャ［流路］（逃がし安全弁排気管）

（B）

常設

常設耐震重要重大事故防止設備

SA－2

代替自動減圧ロジック（代替自動
減圧機能）

自動減圧系

S

常設

常設耐震重要重大事故防止設備－

常設

常設耐震重要重大事故防止設備－

自動減圧系の起動阻止スイッチ
可搬型直流電源設備
AM 用切替装置（SRV）

逃がし安全弁用可搬型
蓄電池による減圧
高圧窒素ガス供給系（非常用）による作動窒素ガ
ス確保

インターフェイスシス
テム LOCA 隔離弁
※1

設備分類

逃がし安全弁用可搬型蓄電池
高圧窒素ガスボンベ

57 条に記載（うち，重大事故防止設備）
直流 125V 蓄電池 A，直流 125V 蓄
電池 A-2，直流 125V 蓄電池 B
直流 125V 蓄電池 A，直流 125V 蓄
電池 A-2，直流 125V 蓄電池 B（アキュムレータ）S

常設

常設耐震重要重大事故防止設備

－

S

可搬

可搬型重大事故防止設備

－

（S）

可搬

可搬型重大事故防止設備

SA－3

常設

常設耐震重要重大事故防止設備

SA－2

常設

常設耐震重要重大事故防止設備

SA－2

常設

常設耐震重要重大事故防止設備

SA－2

常設

常設重大事故防止設備（設計基準拡張） ※1

SA－2

高圧窒素ガス供給系配管・弁［流路］
自動減圧機能用アキュムレータ
［流路］
逃がし弁機能用アキュムレータ
［流路］
高圧炉心注水系注入隔離弁（高圧炉心注水系注入隔離弁）（S）

減圧を行う設備ではないが，インターフェイスシステム LOCA 発生時に現場での手動操作により隔離し，漏えい抑制のための減圧を不要とするための設備

47 条
系統機能

低圧代替注水系（常設）による原子炉の冷却

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
設備

復水移送ポンプ

代替する機能を有する
設計基準対象施設
耐震重要
度分類

常設
可搬型

分類

機器
クラス

残留熱除去系（低圧注水モード）
－

S
－

常設

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

SA－2

56 条に記載（うち，重大事故防止設備）
（同上）

常設

残留熱除去系配管・弁・スパージ
ャ［流路］
給水系配管・弁・スパージャ［流
路］

常設
常設

高圧炉心注水系配管・弁［流路］

常設

共 1-12

原子炉圧力容器［注水先］
低圧代替注水系（可搬型）による原子炉の冷却可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）

残留熱除去系（低圧注水モード）－

圧力容器内部構造物を除く

SA－2
SA－2 ※1
SA－2 ※1
SA－2

S－

可搬型重大事故防止設備
可搬型重大事故緩和設備

可搬

SA－3

56 条に記載※水源としては海水も使用可能

淡水貯水池［水源］※1

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

その他の設備に記載

防火水槽［水源］

復水補給水系配管・弁［流路］

設備分類

設備

復水貯蔵槽［水源］
復水補給水系配管・弁［流路］

設備
種別

（同上）

常設

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
可搬型重大事故防止設備
可搬型重大事故緩和設備

残留熱除去系配管・弁［流路］

常設

給水系配管・弁・スパージャ［流路］

常設

ホース・接続口［流路］

可搬

原子炉圧力容器［注水先］

その他の設備に記載

SA－2
SA－2
SA－2 ※1
SA－3

47 条
系統機能

低圧注水系

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
設備

残留熱除去系ポンプ

代替する機能を有する
設計基準対象施設

設備
種別

設備

耐震重要
度分類

常設
可搬型

分類

機器
クラス

（残留熱除去系（低圧注水モー
ド））

（S）

常設

常設重大事故防止設備（設計基準拡張）

SA－2

サプレッション・チェンバ［水源］
残留熱除去系配管・弁・ストレー
ナ・スパージャ［流路］ ※1
給水系配管・弁・スパージャ［流路］

56 条に記載（同上）

残留熱除去系ポンプ（残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード））

共 1-13

残留熱除去系配管・弁・スパージ
ャ，［流路］
給水系配管・弁・スパージャ［流路］
原子炉圧力容器［注水先］※水源は海水を使用

原子炉補機冷却系中間ループ循
環ポンプ
原子炉補機冷却系配管・弁・海水
ストレーナ［流路］
原子炉補機冷却系サージタンク［流路］
原子炉補機冷却系熱交換器
原子炉補機冷却系海水ポンプ

※1
※2
※3
※4

常設重大事故防止設備（設計基準拡張） ※2
常設重大事故防止設備（設計基準拡張） ※2

SA－2 ※4
SA－2 ※4

その他設備に記載

残留熱除去系熱交換器

原子炉補機冷却系

常設
常設

原子炉圧力容器［注水先］
原子炉停止時冷却系

設備分類

流路としては熱交換器も通るが，熱交換機能に期待していないため，バウンダリ機能の確保として配管に含む
一部は，常設耐震重要重大事故防止設備 兼 常設重大事故緩和設備注入先としては，常設耐震重要重大事故防止設備 兼 常設重大事故緩和設備
圧力容器内部構造物を除く

（S）

常設
常設
常設
常設

その他設備に記載
48 条に記載

常設重大事故防止設備（設計基準拡張）
常設重大事故防止設備（設計基準拡張）
常設重大事故防止設備（設計基準拡張） ※2
常設重大事故防止設備（設計基準拡張） ※2

SA－2
SA－2
SA－2 ※4
SA－2 ※4

47 条

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

系統機能

設備

代替する機能を有する
設計基準対象施設
耐震重要
度分類

設備
非常用取水設備

設備
種別
常設
可搬型

設備分類
分類

海水貯留堰

48 条に記載

スクリーン室（ただし，本条文においては，海水貯留堰，スクリーン室，取水路は取水路
補機冷却用海水取水路
補機冷却用海水取水槽

機器
クラス

常設重大事故防止設備（設計基準拡張）である補機冷却用海水取水路，補機冷却用海水取水槽に海水を供給するための流路）

共 1-14

48 条
系統機能

代替原子炉補機冷却系
による除熱※水源は海水を使用

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

設備

代替する機能を有する
設計基準対象施設

設備
種別
常設
可搬型

分類

機器
クラス

可搬

可搬型重大事故防止設備

SA－3

可搬

可搬型重大事故防止設備

SA－3

可搬

可搬型重大事故防止設備

SA－3

常設

常設耐震重要重大事故防止設備

SA－2

1

常設

常設耐震重要重大事故防止設備

SA－2

ホース［流路］ ※1

可搬

可搬型重大事故防止設備

SA－3

熱交換器ユニット ※1
大容量送水車（熱交換器ユニット用） ※1
代替原子炉補機冷却海水ストレーナ ※1
原子炉補機冷却系配管・弁・サー
ジタンク［流路］ ※1
残留熱除去系熱交換器［流路］ ※

設備

耐震重要
度分類

原子炉補機冷却系

S

設備分類

共 1-15

海水貯留堰
スクリーン室取水路※150 条（代替循環冷却）と兼用

48 条に記載（うち，重大事故防止設備）

48 条
系統機能

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

設備

代替する機能を有する
設計基準対象施設

分類

機器
クラス

常設

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備－

遠隔空気駆動弁操作用ボンベ

可搬

可搬型重大事故防止設備

SA－3

遠隔空気駆動弁操作設備配管・弁
［流路］

常設

不活性ガス系配管・弁［流路］

常設

遠隔手動弁操作設備

耐震重要
度分類

設備分類

常設
可搬型

設備
耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱設備
種別

残留熱除去系（格納容器スプレイ
冷却モード），原子炉補機冷却系

S

－

－

共 1-16

耐圧強化ベント系（W/W)配管・弁［流路］
耐圧強化ベント系（D/W)配管・弁
［流路］

常設
常設

非常用ガス処理系配管・弁［流路］

常設

主排気筒（内筒）［流路］

常設

原子炉格納容器［流路］

50 条に記載

真空破壊弁（真空破壊弁）(S)

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設備
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

SA－2
SA－2
SA－2
SA－2
SA－2
－

－

48 条
系統機能

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

設備

代替する機能を有する
設計基準対象施設
設備

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容
器内の減圧及び除熱フィルタ装置よう素フィルタ
ラプチャーディスク

設備
種別
耐震重要
度分類

常設
可搬型

ドレンタンク遠隔手動弁操作設備
遠隔空気駆動弁操作用ボンベ
遠隔空気駆動弁操作設備配管・弁［流路］

共 1-17

可搬型窒素供給装置
スクラバ水 pH 制御設備
フィルタベント遮蔽壁
配管遮蔽
56 条に記載

防火水槽［水源］
淡水貯水池［水源］
不活性ガス系配管・弁［流路］
耐圧強化ベント系配管・弁［流路］
格納容器圧力逃がし装置配管・
弁［流路］
原子炉格納容器［流路］
真空破壊弁［流路］
ホース・接続口［流路］

分類

機器
クラス

50 条に記載（うち，重大事故防止設備）
代替する機能を有する設計基準対象施設は，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）及び原子炉補機冷却系であり，耐震重要度分類はいずれも S

ドレン移送ポンプ

可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）

設備分類

（同上）

48 条
系統機能

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

設備

代替する機能を有する
設計基準対象施設

設備
種別

分類

機器
クラス

常設

常設重大事故防止設備（設計基準拡張）SA－2

原子炉補機冷却系海水ポンプ

常設

常設重大事故防止設備（設計基準拡張）SA－2

原子炉補機冷却系熱交換器

常設

常設重大事故防止設備（設計基準拡張） ※1

SA－2

原子炉補機冷却系配管・弁・海水
ストレーナ［流路］

常設

常設重大事故防止設備（設計基準拡張） ※1

SA－2

原子炉補機冷却系サージタンク
［流路］

常設

常設重大事故防止設備（設計基準拡張） ※1

SA－2

設備

耐震重要
度分類

常設
可搬型

原子炉停止時冷却

残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）

47 条に記載

格納容器スプレイ冷却

残留熱除去系（格納容器スプレイ
冷却モード）

49 条に記載

サプレッション・チェン
バ・プール水冷却

残留熱除去系（サプレッション・
チェンバ・プール水冷却モード）

原子炉補機冷却系

原子炉補機冷却系中間ループ循
環ポンプ※水源は海水を使用

共 1-18非常用取水設備（原子炉補機冷却系）

（S）

海水貯留堰
スクリーン室取水路

その他の設備に記載

補機冷却用海水取水路
補機冷却用海水取水槽
※1

設備分類

一部は，常設耐震重要重大事故防止設備

兼常設重大事故緩和設備

49 条
系統機能

原子炉格納容器内の冷却等のための設備代替する機能を有する
設計基準対象施設

設備

耐震重要
度分類

設備

代替格納容器スプレイ
冷却系（常設）による原
子炉格納容器内の冷却残留熱除去系（格納容器スプレイ
冷却モード）－

復水移送ポンプ
復水貯蔵槽［水源］

設備分類

常設
可搬型

分類

機器
クラス

常設

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

SA－2

S
－

56 条に記載（うち，重大事故防止設備）

復水補給水系配管・弁［流路］

共 1-19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内の冷
却

設備
種別

（同上）

常設

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

残留熱除去系配管・弁・スプレイ
ヘッダ［流路］

常設

高圧炉心注水系配管［流路］

常設

原子炉格納容器［注水先］

その他の設備に記載

可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）

残留熱除去系（格納容器スプレイ
冷却モード）－

S

可搬型重大事故防止設備
可搬型重大事故緩和設備

可搬
－

SA－2
SA－2
SA－2

SA－3

防火水槽［水源］
56 条に記載（うち，重大事故防止設備）
淡水貯水池［水源］
復水補給水系配管・弁［流路］
残留熱除去系配管・弁・スプレイ
ヘッダ［流路］
原子炉格納容器［注水先］※1

一部は，常設耐震重要重大事故防止設備

兼常設重大事故緩和設備

（同上）

常設
常設

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

その他の設備に記載

SA－2
SA－2

49 条
系統機能

格納容器スプレイ冷却系による原子炉格納容
器内の冷却

原子炉格納容器内の冷却等のための設備代替する機能を有する
設計基準対象施設設備

残留熱除去系ポンプ

設備
種別

設備

耐震重要
度分類

常設
可搬型

分類

機器
クラス

（残留熱除去系（格納容器スプレ
イ冷却モード））（S）

常設

常設重大事故防止設備（設計基準拡張）

SA－2

常設

常設重大事故防止設備（設計基準拡張）

SA－2

常設重大事故防止設備（設計基準拡張） ※1

SA－2

常設

常設重大事故防止設備（設計基準拡張）

SA－2

常設

常設重大事故防止設備（設計基準拡張）

SA－2

常設重大事故防止設備（設計基準拡張） ※1

SA－2

残留熱除去系熱交換器
サプレッション・チェンバ［水源］

56 条に記載

残留熱除去系配管・弁・ストレー
ナ・スプレイヘッダ［流路］（同上）

原子炉格納容器［注水先］

共 1-20サプレッション・チェン
バ・プール水の冷却

残留熱除去系ポンプ（残留熱除去系（サプレッショ
ン・チェンバ・プール水冷却モード））

サプレッション・チェンバ［水源］
残留熱除去系配管・弁・ストレー
ナ［流路］
原子炉格納容器［注水先］※水源は海水を使用

原子炉補機冷却系中間ループ循
環ポンプ
原子炉補機冷却系配管・弁・海水
ストレーナ［流路］
原子炉補機冷却系サージタンク［流路］
原子炉補機冷却系熱交換器
原子炉補機冷却系海水ポンプ※1

一部は，常設耐震重要重大事故防止設備

兼常設
その他の設備に記載

残留熱除去系熱交換器

原子炉補機冷却系

設備分類

常設重大事故緩和設備（S）

56 条に記載（同上）

常設
その他の設備に記載
48 条に記載

49 条
系統機能

設備

原子炉格納容器内の冷却等のための設備代替する機能を有する
設計基準対象施設
設備

非常用取水設備

設備
種別
耐震重要
度分類

常設
可搬型

設備分類
分類

海水貯留堰

48 条に記載

スクリーン室（ただし，本条文においては，海水貯留堰，スクリーン室，取水路は取水路
補機冷却用海水取水路
補機冷却用海水取水槽

機器
クラス

常設重大事故防止設備（設計基準拡張）である補機冷却用海水取水路，補機冷却用海水取水槽に海水を供給するための流路）

共 1-21

50 条
系統機能

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容
器内の減圧及び除熱

原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

設備

代替する機能を有する
設計基準対象施設

設備
種別

設備分類

共 1-22

設備

耐震重要
度分類

常設
可搬型

分類

機器
クラス

－

－

常設

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

SA－2

よう素フィルタ

常設

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

SA－2

ラプチャーディスク

常設

常設重大事故緩和設備－

ドレン移送ポンプ常設

ドレンタンク常設

遠隔手動弁操作設備

常設

遠隔空気駆動弁操作用ボンベ

可搬

可搬型重大事故緩和設備

SA－3

遠隔空気駆動弁操作設備配管・弁
［流路］

常設

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

SA－2

可搬型窒素供給装置

可搬

可搬型重大事故緩和設備－

スクラバ水 pH 制御設備

可搬

可搬型重大事故緩和設備

SA－3

フィルタベント遮蔽壁

常設

配管遮蔽

常設

可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）

可搬

フィルタ装置

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備 ※1
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備 ※1
可搬型重大事故緩和設備

SA－2
SA－2
－

－
－
SA－3

防火水槽［水源］
56 条に記載
淡水貯水池［水源］
不活性ガス系配管・弁［流路］
耐圧強化ベント系配管・弁［流路］
※1

（同上）

常設
常設

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

常設耐震重要重大事故防止設備・常設重大事故緩和設備等を操作する人が健全であることを担保する常設設備であるため，本分類としている。

SA－2
SA－2

50 条
系統機能

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容
器内の減圧及び除熱（つづき）

原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

設備

格納容器圧力逃がし装置配管・弁［流路］

代替する機能を有する
設計基準対象施設

設備
種別

設備

耐震重要
度分類

常設
可搬型

分類

機器
クラス

－

－

常設

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

SA－2

原子炉格納容器［流路］

その他の設備に記載

真空破壊弁［流路］
ホース・接続口［流路］

設備分類

48 条に記載－－

可搬

可搬型重大事故緩和設備

SA－3

共 1-23

50 条
系統機能

代替循環冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱

原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

設備

代替する機能を有する
設計基準対象施設

設備
種別

設備分類

設備

耐震重要
度分類

常設
可搬型

分類

機器
クラス

－

－

常設

常設重大事故緩和設備

SA－2

残留熱除去系熱交換器

常設

常設重大事故緩和設備

SA－2

熱交換器ユニット ※1

可搬

可搬型重大事故緩和設備

SA－3

可搬

可搬型重大事故緩和設備

SA－3

可搬

可搬型重大事故緩和設備

SA－3

可搬

可搬型重大事故緩和設備

SA－3

常設

常設重大事故緩和設備

SA－2

代替循環冷却系配管・弁［流路］

常設

常設重大事故緩和設備

SA－2

残留熱除去系配管・弁・ストレー
ナ・スプレイヘッダ［流路］

常設

常設重大事故緩和設備

SA－2 ※2

高圧炉心注水系配管・弁［流路］

常設

常設重大事故緩和設備

SA－2

復水補給水系配管・弁［流路］

常設

常設重大事故緩和設備

SA－2

常設

常設重大事故緩和設備

SA－2

常設

常設重大事故緩和設備

SA－2

復水移送ポンプ

大容量送水車（熱交換器ユニット用） ※1
代替原子炉補機冷却海水ストレーナ ※1※水源は海水を使用

共 1-24可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）
サプレッション・チェンバ［水源］
防火水槽［水源］

56 条に記載

淡水貯水池［水源］
原子炉補機冷却系配管・弁・サー
ジタンク［流路］

給水系配管・弁・スパージャ［流路］
格納容器下部注水系配管・弁［流路］※148 条（代替原子炉補機冷却系）と兼用※2

圧力容器内部構造物を除く

（同上）

50 条
系統機能

代替循環冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱（つづき）

設備

ホース［流路］
海水貯留堰

原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備代替する機能を有する
設計基準対象施設

設備
種別

設備分類

設備

耐震重要
度分類

常設
可搬型

分類

機器
クラス

－

－

可搬

可搬型重大事故緩和設備

SA-3

48 条に記載（うち，重大事故緩和設備）

スクリーン室取水路
原子炉圧力容器［注水先］

その他設備に記載

原子炉格納容器［注水先］

その他設備に記載

共 1-25

51 条
系統機能

格納容器下部注水系常設）による原子炉格納容器下部への注水

原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備

設備

代替する機能を有する
設計基準対象施設

設備
種別

設備

耐震重要
度分類

常設
可搬型

分類

機器
クラス

－

－

常設

常設重大事故緩和設備

SA－2

コリウムシールド

常設

常設重大事故緩和設備－

復水貯蔵槽［水源］

56 条に記載（うち，重大事故緩和設備）

復水移送ポンプ

復水補給水系配管・弁［流路］（同上）

高圧炉心注水系配管・弁［流路］
原子炉格納容器［注水先］

共 1-26

格納容器下部注水系可搬型）による原子炉格納容器下部への注水

可搬型代替注水ポンプ（A－2 級）－

防火水槽［水源］

及び防止

常設重大事故緩和設備

SA－2

常設

常設重大事故緩和設備

SA－2

－

可搬

可搬型重大事故緩和設備

SA－3

常設

常設重大事故緩和設備－

56 条に記載※水源としては海水も使用可能

淡水貯水池［水源］
復水補給水系配管・弁［流路］

常設

その他設備に記載（うち，重大事故緩和設備）

コリウムシールド

溶融炉心の落下遅延

設備分類

常設

常設重大事故緩和設備

SA－2

ホース・接続口［流路］

可搬

可搬型重大事故緩和設備

SA－3

原子炉格納容器［注水先］

その他設備に記載（うち，重大事故緩和設備）

高圧代替注水系（同上）

45 条に記載

ほう酸水注入系
低圧代替注水系（常設）
低圧代替注水系（可搬型）

47 条に記載

52 条
系統機能

原子炉格納容器内不活性化による原子炉格納容器水素爆発防止
格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容
器内の水素ガス及び酸素ガスの排出

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

設備（不活性ガス系）

代替する機能を有する
設計基準対象施設

設備
種別

設備分類

設備

耐震重要
度分類

常設
可搬型

分類

機器
クラス

－

－

常設

（設計基準対象施設）－

フィルタ装置50 条に記載（うち，重大事故緩和設備）
よう素フィルタ
ラプチャーディスクフィルタ装置出口放射線モニタ

58 条に記載（うち，重大事故緩和設備）

フィルタ装置水素濃度

共 1-27

ドレン移送ポンプ
ドレンタンク遠隔手動弁操作設備
遠隔空気駆動弁操作用ボンベ
遠隔空気駆動弁操作設備配管・弁［流路］
可搬型窒素供給装置
スクラバ水 pH 制御設備
フィルタベント遮蔽壁
配管遮蔽
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）

50 条に記載（うち，重大事故緩和設備）

52 条
系統機能

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

設備

代替する機能を有する
設計基準対象施設
設備

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容
器内の水素ガス及び酸素ガスの排出（つづき）

設備
種別
耐震重要
度分類

常設
可搬型

防火水槽［水源］
56 条に記載
淡水貯水池［水源］
不活性ガス系配管・弁［流路］

50 条に記載（うち，重大事故緩和設備）

耐圧強化ベント系配管・弁［流路］
格納容器圧力逃がし装置配管・弁［流路］
原子炉格納容器［流路］

共 1-28

真空破壊弁［流路］
ホース，接続口［流路］

その他の設備に記載

設備分類
分類

機器
クラス

52 条
系統機能

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

設備

代替する機能を有する
設計基準対象施設設備

耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の水素ガス及び酸素ガスの排出（代替循環冷却系実施
時の格納容器内の可燃性ガスの排出）

設備
種別
耐震重要
度分類

常設
可搬型

可搬型窒素供給装置

50 条に記載（うち，重大事故緩和設備）

耐圧強化ベント系放射線モニタ

58 条に記載（うち，重大事故緩和設備）

フィルタ装置水素濃度
遠隔手動弁操作設備

共 1-29不活性ガス系配管・弁［流路］
遠隔空気駆動弁操作用ボンベ
遠隔空気駆動弁操作設備配管・弁［流路］
耐圧強化ベント系（W/W）配管・弁［流路］
非常用ガス処理系配管・弁［流路］
主排気筒（内筒）［流路］
原子炉格納容器［流路］
真空破壊弁［流路］
ホース・接続口［流路］※1

計装設備については計装ループ全体を示すため要素名を記載

48 条に記載（うち，重大事故緩和設備）

設備分類
分類

機器
クラス

52 条
系統機能

水素濃度及び酸素濃度の監視※1

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

設備

代替する機能を有する
設計基準対象施設

設備
種別

設備分類

設備

耐震重要
度分類

常設
可搬型

分類

機器
クラス

格納容器内水素濃度S

常設

常設重大事故緩和設備－

格納容器内水素濃度 ※1（格納容器内水素濃度）

（S）

常設

常設重大事故緩和設備－

格納容器内酸素濃度 ※1（格納容器内酸素濃度）

（S）

常設

常設重大事故緩和設備－

格納容器内水素濃度（SA） ※1

計装設備については計装ループ全体を示すため要素名を記載

共 1-3053 条
系統機能

静的触媒式水素再結合器による水素濃度抑制

原子炉建屋内の水素濃度監視※1

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

設備

代替する機能を有する
設計基準対象施設

設備
種別

設備分類

設備

耐震重要
度分類

常設
可搬型

分類

機器
クラス

－

－

常設

常設重大事故緩和設備－

静的触媒式水素再結合器動作監
視装置

常設

常設重大事故緩和設備－

原子炉建屋水素濃度 ※1

常設

常設重大事故緩和設備－

静的触媒式水素再結合器

計装設備については計装ループ全体を示すため要素名を記載

共 1-31

54 条
系統機能

燃料プール代替注水系（可搬型）による常設ス
プレイヘッダを使用した使用済燃料プール注
水及びスプレイ

設備

使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備代替する機能を有する
設計基準対象施設

設備
種別

設備分類

設備

耐震重要
度分類

常設
可搬型

分類

機器
クラス

可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）

残留熱除去系（燃料プール水の冷却及び補給）S

可搬

可搬型重大事故防止設備
可搬型重大事故緩和設備

SA－3

可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）

燃料プール冷却浄化系

B

可搬

可搬型重大事故防止設備
可搬型重大事故緩和設備

SA－3

常設

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

SA－2

常設スプレイヘッダ（同上）

56 条に記載※水源としては海水も使用可能

防火水槽［水源］
淡水貯水池［水源］

共 1-32可搬

可搬型重大事故防止設備
可搬型重大事故緩和設備

SA－3

燃料プール代替注水系配管・弁
［流路］

常設

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

SA－2

使用済燃料プール（サイフォン防止機能含む）［注水先］

その他の設備に記載

ホース・接続口［流路］

（同上）

54 条
系統機能

燃料プール代替注水系（可搬型）による可搬型
スプレイヘッダを使用
した使用済燃料プール
注水及びスプレイ設備

使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備代替する機能を有する
設計基準対象施設

設備
種別

設備分類

設備

耐震重要
度分類

常設
可搬型

分類

機器
クラス

可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）

残留熱除去系（燃料プール水の冷却及び補給）S

可搬

可搬型重大事故防止設備
可搬型重大事故緩和設備

SA－3

可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）

燃料プール冷却浄化系

B

可搬

可搬型重大事故防止設備
可搬型重大事故緩和設備

SA－3

可搬

可搬型重大事故防止設備
可搬型重大事故緩和設備

SA－3

可搬型スプレイヘッダ（同上）

56 条に記載※水源としては海水も使用可能

防火水槽［水源］
淡水貯水池［水源］

共 1-33可搬

可搬型重大事故防止設備
可搬型重大事故緩和設備

SA－3

燃料プール代替注水系配管・弁
［流路］

常設

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

SA－2

使用済燃料プール（サイフォン防止機能含む）［注水先］

その他の設備に記載

ホース・接続口［流路］

（同上）

54 条
系統機能

設備

使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備代替する機能を有する
設計基準対象施設
設備

大気への拡散抑制※水源は海水を使用

設備
種別
耐震重要
度分類

大容量送水車（原子炉建屋放水設
備用）

常設
可搬型

設備分類
分類

機器
クラス

55 条に記載

ホース［流路］
放水砲

使用済燃料プールの監視

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域） ※1

使用済燃料貯蔵プール水位

C

常設

常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備－

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA） ※1

燃料プール冷却浄化系ポンプ入口
温度

C

常設

常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備－

常設

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備－

常設

常設重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）－

使用済燃料貯蔵プール温度

共 1-34※1

使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ） ※1

燃料貯蔵プールエリア
放射線モニタ
燃料取替エリア
排気放射線モニタ，
原子炉区域換気空調系
排気放射線モニタ

使用済燃料貯蔵プール監視カメ
ラ（使用済燃料貯蔵プール監視カ
メラ用空冷装置を含む）－

計装設備については計装ループ全体を示すため要素名を記載

C

S

－

54 条
系統機能

重大事故等時における使用済燃料プールの除熱設備

使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備代替する機能を有する
設計基準対象施設

設備
種別

設備分類

共 1-35

設備

耐震重要
度分類

常設
可搬型

分類

機器
クラス

燃料プール冷却浄化系ポンプ

残留熱除去系（燃料プール水の冷却及び補給）S

常設

常設耐震重要重大事故防止設備

SA－2

燃料プール冷却浄化系熱交換器（燃料プール冷却浄化系）

（B）

常設

常設耐震重要重大事故防止設備

SA－2

熱交換器ユニット

可搬

可搬型重大事故防止設備

SA－3

大容量送水車（熱交換器ユニット用）

可搬

可搬型重大事故防止設備

SA－3

代替原子炉補機冷却海水ストレ
ーナ ※1

可搬

可搬型重大事故防止設備

SA－3

使用済燃料プール［水源］［注水
先］

その他の設備に記載
常設

常設耐震重要重大事故防止設備

SA－2

燃料プール冷却浄化系配管・弁
［流路］

常設

常設耐震重要重大事故防止設備

SA－2

燃料プール冷却浄化系スキマサージタンク［流路］

常設

常設耐震重要重大事故防止設備

SA－2

燃料プール冷却浄化系ディフューザ［流路］

常設

常設耐震重要重大事故防止設備

SA－2

ホース［流路］

可搬

可搬型重大事故防止設備

SA－3

原子炉補機冷却系配管・弁・サー
ジタンク［流路］

海水貯留堰［流路］
スクリーン室［流路］
取水路［流路］※1 50 条（代替循環冷却系）と兼用（同上）

48 条に記載（うち，重大事故防止設備）

55 条
系統機能

工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための設備

設備

代替する機能を有する
設計基準対象施設

設備
種別

設備分類

設備

耐震重要
度分類

常設
可搬型

分類

機器
クラス

－

－

可搬

可搬型重大事故緩和設備

SA－3

大気への放射性物質の拡散抑制

大容量送水車（原子炉建屋放水設
備用）※水源は海水を使用

放水砲

可搬

可搬型重大事故緩和設備

SA－3

ホース［流路］

可搬

可搬型重大事故緩和設備

SA－3

可搬

可搬型重大事故緩和設備

－

汚濁防止膜

可搬

可搬型重大事故緩和設備－

小型船舶（汚濁防止膜設置用）

可搬

可搬型重大事故緩和設備－

可搬

可搬型重大事故緩和設備

SA－3

海洋への放射性物質の拡散抑制

放射性物質吸着材－－

共 1-36

航空機燃料火災消火

大容量送水車（原子炉建屋放水設
備用）※水源は海水を使用

放水砲

可搬

可搬型重大事故緩和設備

SA－3

泡原液搬送車

可搬

可搬型重大事故緩和設備－

泡原液混合装置

可搬

可搬型重大事故緩和設備－

ホース［流路］

可搬

可搬型重大事故緩和設備

SA－3

－

－

56 条
系統機能

重大事故等の収束に必要となる水の供給設備

設備

代替する機能を有する
設計基準対象施設

分類

機器
クラス

常設

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

SA－2

サプレッション・チェンバ常設

常設重大事故緩和設備

SA－2

ほう酸水注入系貯蔵タンク

44 条に記載※水源としては海水も
使用可能

常設

－（代替淡水源） ※1－

常設－（代替淡水源） ※1

－

復水貯蔵槽

防火水槽

（サプレッション・チェンバ）（復水貯蔵槽）
－

耐震重要
度分類
（S）
（B）
－

（同上）

淡水貯水池
水の供給

可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）

－

－

可搬

共 1-37

ホース・接続口［流路］

可搬

CSP 外部補給配管・弁［流路］

常設

大容量送水車（海水取水用）

可搬

ホース［流路］

可搬

海水貯留堰
スクリーン室取水路［海水取水箇所］
※1

設備分類

常設
可搬型

設備
重大事故等収束のため
の水源

設備
種別

重大事故等対処設備ではなく代替淡水源（措置）であるが，本条文において必要なため記載

48 条に記載

可搬型重大事故防止設備
可搬型重大事故緩和設備
可搬型重大事故防止設備
可搬型重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
可搬型重大事故防止設備
可搬型重大事故緩和設備
可搬型重大事故防止設備
可搬型重大事故緩和設備

SA－3
SA－3
SA－2
SA－3
SA－3

57 条
系統機能

常設代替交流電源設備に
よる給電

設備

電源設備

代替する機能を有する
設計基準対象施設

設備
種別

設備分類

共 1-38

設備

耐震重要
度分類

常設
可搬型

分類

機器
クラス

非常用ディーゼル発電機
－

S
－

常設

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

－

軽油タンク

常設

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備－

タンクローリ（16kL）

可搬

可搬型重大事故防止設備
可搬型重大事故緩和設備

SA－3

第一ガスタービン発電機用燃
料タンク

常設

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備－

第一ガスタービン発電機用燃料移送ポンプ

常設

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備－

軽油タンク出口ノズル・弁［燃
料流路］

常設

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備－

ホース［燃料流路］

可搬

可搬型重大事故防止設備
可搬型重大事故緩和設備－

常設

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備－

常設

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備－

常設

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備－

第一ガスタービン発電機

第一ガスタービン発電機用燃料移送系配管・弁［燃料流路］
第一ガスタービン発電機～非常用高圧母線 C 系及び D 系電路［交流電路］
第 一 ガ ス タ ー ビ ン 発 電 機 ～ AM
用 MCC 電路［交流電路］

57 条
系統機能

可搬型代替交流電源設備
による給電

設備

電源設備

代替する機能を有する
設計基準対象施設

設備
種別

設備

耐震重要
度分類

常設
可搬型

分類

機器
クラス

非常用ディーゼル発電機
－

S
－

可搬

可搬型重大事故防止設備
可搬型重大事故緩和設備

－

軽油タンク

常設

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備－

タンクローリ（4kL）

可搬

可搬型重大事故防止設備
可搬型重大事故緩和設備

SA－3

軽油タンク出口ノズル・弁［燃
料流路］

常設

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備－

ホース［燃料流路］

可搬

可搬型重大事故防止設備
可搬型重大事故緩和設備－

可搬

可搬型重大事故防止設備
可搬型重大事故緩和設備－

常設

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備－

可搬

可搬型重大事故防止設備
可搬型重大事故緩和設備－

常設

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備－

常設

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備－

電 源 車～ AM 用動 力変 圧器電 路［交流電路］

可搬

可搬型重大事故防止設備
可搬型重大事故緩和設備－

AM 用動力変圧器～AM 用 MCC 電
路［交流電路］

常設

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備－

可搬

可搬型重大事故防止設備
可搬型重大事故緩和設備－

可搬

可搬型重大事故防止設備
可搬型重大事故緩和設備－

電源車

共 1-39電源車～緊急用電源切替箱接
続装置電路［交流電路］
緊急用電源切替箱接続装置電路～非常用高圧母線 C 系及び D
系電路［交流電路］
電 源 車 ～動 力 変圧器 C 系電 路
［交流電路］
動力変圧器 C 系電路～非常用高圧母線 C 系及び D 系電路［交流電路］
緊急用電源切替箱接続装置電路～AM 用 MCC 電路［交流電路］

可搬型代替交流電源設備による代替原子炉補機冷
却系への給電設備分類

電源車
電源車～代替原子炉補機冷却系電路［交流電路］

非常用ディーゼル発電機
－

S
－

57 条
系統機能

号炉間電力融通ケーブル
による給電

設備

電源設備

代替する機能を有する
設計基準対象施設

設備
種別

設備

耐震重要
度分類

常設
可搬型

分類

機器
クラス

非常用所内電気設備
－

S
－

常設

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備－

可搬

可搬型重大事故防止設備
可搬型重大事故緩和設備－

常設

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備－

可搬

可搬型重大事故防止設備
可搬型重大事故緩和設備－

常設

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備－

常設

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備－

直流 125V 蓄電池 A-2

常設

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備－

AM 用直流 125V 蓄電池

常設

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備－

直流 125V 充電器 A

常設

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備－

直流 125V 充電器 A-2

常設

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備－

AM 用直流 125V 充電器

常設

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備－

直流 125V 蓄電池及び充電器 A～
直流母線電路［直流電路］

常設

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備－

直流 125V 蓄電池及び充電器 A2～直流母線電路［直流電路］

常設

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備－

AM 用直流 125V 蓄電池及び充電器～直流母線電路［直流電路］

常設

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備－

号炉間電力融通ケーブル（常設）
号炉間電力融通ケーブル（可搬型）
号炉間電力融通ケーブル（常設）～非常用高圧母線 C 系及びD 系電路
号炉間電力融通ケーブル（可搬型）～緊急用電源切替箱接続装
置電路
緊急用電源切替箱接続装置～
非常用高圧母線 C 系及び D 系電路

共 1-40

所内蓄電式直流電源設備
による給電

設備分類

直流 125V 蓄電池 A

直流 125V 蓄電池 B，直流 125V 蓄
電池 C，直流 125V 蓄電池 D
－

S
－

57 条

設備

耐震重要
度分類

設備
種別
常設
可搬型

AM 用直流 125V 蓄電池

直流 125V 蓄電池 B，直流 125V 蓄
電池 C，直流 125V 蓄電池 D

S

常設

AM 用直流 125V 充電器

－

－

常設

系統機能
常設代替直流電源設備に
よる給電

電源設備

設備

代替する機能を有する
設計基準対象施設AM 用直流 125V 蓄電池及び充電器～直流母線電路
可搬型直流電源設備による給電

電源車
AM 用直流 125Ｖ充電器

常設
直流 125V 蓄電池 A，直流 125V 蓄
電池 A-2
－

S

可搬

－

常設

設備分類
分類

共 1-41

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
可搬型重大事故防止設備
可搬型重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
可搬型重大事故防止設備
可搬型重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

機器
クラス
－
－
－
－
－

軽油タンク

常設

タンクローリ（4kL）

可搬

軽油タンク出口ノズル・弁［燃
料流路］

常設

ホース［燃料流路］

可搬

可搬型重大事故防止設備
可搬型重大事故緩和設備－

可搬

可搬型重大事故防止設備
可搬型重大事故緩和設備－

常設

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備－

常設

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備－

電 源 車～ AM 用動 力変 圧器電 路［交流電路］

可搬

可搬型重大事故防止設備
可搬型重大事故緩和設備－

AM 用動力変圧器電路～AM 用直流 125V 充電器電路［交流電路］

常設

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備－

AM 用直流 125V 充電器～直流母線電路［交流電路］

常設

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備－

電源車～緊急用電源切替箱接
続装置電路［交流電路］
緊急用電源切替箱接続装置電路～AM 用直流 125V 充電器電路［交流電路］
AM 用直流 125V 充電器～直流母線電路［交流電路］

－
SA－3
－

57 条
系統機能

代替所内電気設備による給電

設備代替する機能を有する
設計基準対象施設

設備
種別

設備分類

共 1-42

設備

耐震重要
度分類

常設
可搬型

分類

機器
クラス

非常用 MCC（C,D,E)
－

S
－

常設

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備－

緊急用電源切替箱断路器

常設

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備－

緊急用電源切替箱接続装置

常設

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備－

AM 用動力変圧器

常設

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備－

AM 用 MCC

常設

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備－

AM 用切替盤

常設

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備－

AM 用操作盤

常設

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備－

常設

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備－

常設

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備－

緊急用断路器

非常用高圧母線 D 系，
非常用高圧母線 E 系－
非常用高圧母線 C 系，
非常用高圧母線 E 系－－
S（非常用ディーゼル発電機）

（S）

常設

常設重大事故防止設備（設計基準拡張）－（燃料移送ポンプ）（S）

常設

常設重大事故防止設備（設計基準拡張）－（軽油タンク）
－

（S）
－

常設

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備－（燃料ディタンク）（S）

常設

常設重大事故防止設備（設計基準拡張）－

非常用ディーゼル発電機燃料供給系配管・弁［燃料流路］（非常用ディーゼル発電機燃料供給系配管・弁）（S）

常設

常設重大事故防止設備（設計基準拡張）－

非常用ディーゼル発電機～非常用高圧母線電路［交流電路］（非常用ディーゼル発電機～非常用高圧母線電路）（S）

常設

常設重大事故防止設備（設計基準拡張）－

非常用高圧母線 C 系

非常用高圧母線 D 系
非常用交流電源設備

電源設備

非常用ディーゼル発電機
燃料移送ポンプ
軽油タンク
燃料ディタンク

S

－

57 条
系統機能

設備

電源設備

代替する機能を有する
設計基準対象施設
設備

非常用直流電源設備

設備
種別

設備分類

耐震重要
度分類

常設
可搬型

分類

機器
クラス

共 1-43S

常設

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備－

直流 125V 蓄電池 A-2

直流 125V 蓄電池 B，直流 125V 蓄
電池 C，直流 125V 蓄電池 D
－

－

常設

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備－

直流 125V 蓄電池 B（直流 125V 蓄電池 B）

（S）

常設

常設重大事故防止設備（設計基準拡張）－

直流 125V 蓄電池 C（直流 125V 蓄電池 C）

（S）

常設

常設重大事故防止設備（設計基準拡張）－

直流 125V 蓄電池 D（直流 125V 蓄電池 D）

（S）

常設

常設重大事故防止設備（設計基準拡張）－

直流 125V 充電器 A

S

常設

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備－

直流 125V 充電器 A-2

直流 125V 充電器 B，直流 125V 充
電器 C，直流 125V 充電器 D
－

－

常設

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備－

直流 125V 充電器 B（直流 125V 充電器 B）

（S）

常設

常設重大事故防止設備（設計基準拡張）－

直流 125V 充電器 C（直流 125V 充電器 C）

（S）

常設

常設重大事故防止設備（設計基準拡張）－

直流 125V 充電器 D（直流 125V 充電器 D）

（S）

常設

常設重大事故防止設備（設計基準拡張）－

常設

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備－

常設

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備－

直流 125V 蓄電池 A

直流 125V 蓄電池 A～直流 125V
主母線盤 A 電路［直流電路］
直 流 125V 蓄 電 池 A-2 ～ 直 流
125V 主母線盤 A-2 電路［直流電路］
直流 125V 蓄電池 B～直流 125V
主母線盤 B 電路［直流電路］

直流 125V 蓄電池 B～直流 125V 主
母線盤 B 電路，直流 125V 蓄電池 C～直流 125V 主母線盤 C 電路，直流 125V 蓄電池 D～直流 125V 主母
線盤 D 電路（直流 125V 蓄電池 B～直流 125V
主母線盤 B 電路）

常設

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備－

直流 125V 蓄電池 C～直流 125V
主母線盤 C 電路［直流電路］（直流 125V 蓄電池 C～直流 125V
主母線盤 C 電路）

常設

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備－

直流 125V 蓄電池 D～直流 125V
主母線盤 D 電路［直流電路］（直流 125V 蓄電池 D～直流 125V
主母線盤 D 電路）

常設

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

－

57 条
系統機能

燃料補給設備設備

電源設備

代替する機能を有する
設計基準対象施設

設備
種別

設備分類

設備

耐震重要
度分類

常設
可搬型

分類

機器
クラス

（軽油タンク）
－

（S）
－

常設

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備－

タンクローリ（4kL）

可搬

可搬型重大事故防止設備
可搬型重大事故緩和設備

SA－3

タンクローリ（16kL）

可搬

可搬型重大事故防止設備
可搬型重大事故緩和設備

SA－3

軽油タンク出口ノズル・弁［流路］

常設

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

－

ホース

可搬

可搬型重大事故防止設備
可搬型重大事故緩和設備

SA－3

軽油タンク

共 1-44

58 条

代替する機能を有する
設計基準対象施設 ※2

設備 ※1

系統機能

計装設備

設備 ※1

設備
種別

設備分類

耐震重要
度分類

常設
可搬型

分類

機器
クラス

－

常設

常設重大事故緩和設備－

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA）

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力

原子炉圧力（SA）－

常設

原子炉圧力（SA）

原子炉圧力

－

常設

原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）

原子炉水位（SA）－

常設

原子炉水位（SA）

原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）－

常設

高圧代替注水系系統流量

復水貯蔵槽水位（SA）－

常設

常設耐震重要重大事故防止設備－

復水補給水系流量（RHR A 系代
替注水流量）
復水補給水系流量（RHR B 系代
替注水流量）

復水貯蔵槽水位（SA）－

常設

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備－

原子炉隔離時冷却系系統流量

復水貯蔵槽水位（SA）－

常設

高圧炉心注水系系統流量

復水貯蔵槽水位（SA）－

常設

残留熱除去系系統流量

サプレッション・チェンバ・プール
水位

－

常設

復水補給水系流量（RHR B 系代
替注水流量）
復水補給水系流量（格納容器下部注水流量）

復水貯蔵槽水位（SA）－

常設

原子炉圧力容器内の水位

共 1-45

原子炉圧力容器への注水量

原子炉格納容器への注水量※1※2

計装設備については計装ループ全体を示すため要素名を記載
主要設備の計測が困難となった場合の代替監視パラメータ

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

常設重大事故防止設備（設計基準拡張）
常設重大事故防止設備（設計基準拡張）
常設重大事故防止設備（設計基準拡張）
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

－
－
－
－

－
－
－

－

58 条

計装設備

代替する機能を有する
系統機能

設備 ※1

設備 ※1
原子炉格納容器内の温度

原子炉格納容器内の圧力

原子炉格納容器内の水位

共 1-46

原子炉格納容器内の放射線量率

未臨界の維持又は監視

※1
※2

耐震重要
度分類

常設
可搬型

－

常設

－

常設

－

常設

設備分類
分類
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

機器
クラス

ドライウェル雰囲気温度

格納容器内圧力（D/W）

サプレッション・チェンバ気体
温度
サプレッション・チェンバ・プ
ール水温度

サプレッション・チェンバ・プール
水温度
サプレッション・チェンバ気体温度

格納容器内圧力（D/W）

格納容器内圧力（S/C）－

常設

格納容器内圧力（S/C）

格納容器内圧力（D/W）－

常設

サプレッション・チェンバ・プ
ール水位

復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量）
復水補給水系流量（格納容器下部
注水流量）

－

常設

－

常設

常設重大事故緩和設備－

格納容器下部水位
原子炉格納容器内の水素
濃度

設備
種別

設計基準対象施設 ※2

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

－
－
－
－
－
－

格納容器内水素濃度（SA）

格納容器内水素濃度－

常設

常設重大事故緩和設備－

格納容器内水素濃度

格納容器内水素濃度（SA）－

常設

常設重大事故緩和設備－

格納容器内雰囲気放射線レベル（D/W）

格納容器内雰囲気放射線
レベル（S/C）－

常設

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備－

格納容器内雰囲気放射線レベル（S/C）

格納容器内雰囲気放射線
レベル（D/W）－

常設

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備－

起動領域モニタ

平均出力領域モニタ－

常設

常設耐震重要重大事故防止設備－

平均出力領域モニタ

起動領域モニタ－

常設

常設耐震重要重大事故防止設備－

計装設備については計装ループ全体を示すため要素名を記載
主要設備の計測が困難となった場合の代替監視パラメータ

58 条

計装設備

代替する機能を有する
系統機能

最終ヒートシンクの確保

設備 ※1

共 1-47

サプレッション・チェンバ・プー
ル水温度
復水補給水系温度（代替循環冷却）復水補給水系流量（RHR A 系代替
注水流量）
復水補給水系流量（RHR B 系代替
注水流量）
復水補給水系流量（格納容器下部
注水流量）
フィルタ装置水位
フィルタ装置入口圧力
フィルタ装置出口放射線モニタ
フィルタ装置水素濃度
フィルタ装置金属フィルタ差圧
フィルタ装置スクラバ水 pH

耐圧強化ベント系放射線モニタ
フィルタ装置水素濃度

残留熱除去系熱交換器入口温度
残留熱除去系熱交換器出口温度
残留熱除去系系統流量
原子炉補機冷却水系系統流量
残留熱除去系熱交換器入口
冷却水流量
※1
※2

計装設備については計装ループ全体を示すため要素名を記載
主要設備の計測が困難となった場合の代替監視パラメータ

設備種別

設計基準対象施設 ※2

設備分類

設備 ※1

耐震重要
度分類

常設
可搬型

分類

機器
クラス

ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・チェンバ気体温
度

－

常設

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

－

－

常設

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

－

－

常設

常設重大事故緩和設備

－

－

常設

常設重大事故防止設備（設計基準拡張）－

ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・チェンバ気体温度
格納容器内圧力（D/W）
格納容器内圧力（S/C）
格納容器内水素濃度（SA）
ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・チェンバ気体温度
格納容器内圧力（D/W）
格納容器内圧力（S/C）
格納容器内水素濃度（SA）
原子炉圧力容器温度
ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・チェンバ気体温度
サプレッション・チェンバ・プー
ル水温度

58 条

計装設備

代替する機能を有する
系統機能

設備 ※1

設備 ※1

格納容器バイパスの監視

原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA）
原子炉圧力
原子炉圧力（SA）
ドライウェル雰囲気温度
格納容器内圧力（D/W）

共 1-48

水源の確保

復水貯蔵槽水位（SA）

サプレッション・チェンバ・プー
ル水位

原子炉建屋内の水素濃度

原子炉建屋水素濃度

原子炉格納容器内の酸素濃度

格納容器内酸素濃度※1※2

計装設備については計装ループ全体を示すため要素名を記載
主要設備の計測が困難となった場合の代替監視パラメータ

設備種別

設計基準対象施設 ※2

ドライウェル雰囲気温度
格納容器内圧力（D/W）
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA）
原子炉圧力
原子炉圧力（SA）
高圧代替注水系系統流量
復水補給水系流量（RHR A 系代替
注水流量）
復水補給水系流量（RHR B 系代替
注水流量）
原子炉隔離時冷却系系統流量
高圧炉心注水系系統流量
復水補給水系流量（格納容器下部
注水流量）
復水補給水系流量（RHR A 系代替
注水流量）
復水補給水系流量（RHR B 系代替
注水流量）
残留熱除去系系統流量
静的 触媒式水 素再結合器 動作監
視装置
格納容器内雰囲気放射線
レベル（D/W）
格納容器内雰囲気放射線
レベル（S/C）
格納容器内圧力（D/W）
格納容器内圧力（S/C）

設備分類

耐震重要
度分類

常設
可搬型

分類

機器
クラス

－

常設

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

－

－

常設

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

－

－

常設

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

－

－

常設

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

－

－

常設

常設重大事故緩和設備

－

－

常設

常設重大事故緩和設備

－

58 条

計装設備

代替する機能を有する
系統機能

設備 ※1

設備 ※1

使用済燃料プールの監視

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域）

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA）

使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）

共 1-49

使用済燃料貯蔵プール監視カメ
ラ（使用済燃料貯蔵プール監視カ
メラ用空冷装置を含む）

設備
種別

設計基準対象施設 ※2

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA）
使用 済燃料貯 蔵プール放 射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域）
使用 済燃料貯 蔵プール放 射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域）
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA）
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域），
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA），
使用 済燃料貯 蔵プール放 射線モニタ（高レンジ・低レンジ）

設備分類

耐震重要
度分類

常設
可搬型

分類

機器
クラス

－

常設

常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

－

－

常設

常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

－

－

常設

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

－

－

常設

常設重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）－

発電所内の通信連絡

必要な情報を把握できる設備（安全パラメータ表示システム（SPDS））－－

常設

常設重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）－

温度，圧力，水位，注水量の計測・監視可搬型計測器－－

可搬

可搬型重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）－※1

計装設備については計装ループ全体を示すため要素名を記載※2

主要設備の計測が困難となった場合の代替監視パラメータ

59 条
系統機能

設備

原子炉制御室代替する機能を有する
設計基準対象施設

設備分類

常設
可搬型

分類

機器
クラス

（中央制御室）
－

耐震重要
度分類
（S）
－

常設

（重大事故等対処施設）－

中央制御室待避室－－

常設（重大事故等対処施設）－

中央制御室遮蔽（中央制御室遮蔽）
－

（S）
－

常設

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備 ※1

－

－

－

常設

常設重大事故緩和設備－

中央制御室換気空調系
－

S
－

可搬

可搬型重大事故防止設備
可搬型重大事故緩和設備－

可搬

可搬型重大事故緩和設備－

設備
居住性の確保

設備
種別

中央制御室

中央制御室待避室遮蔽
中央制御室可搬型陽圧化空調機
中央制御室待避室陽圧化装置（空気ボンベ）
無線連絡設備（常設）共 1-5062 条に記載
衛星電話設備（常設）

※1
※2
※3

常設重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）
可搬型重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）

データ表示装置（待避室）

－

－

常設

差圧計 ※2－－

可搬

酸素濃度・二酸化炭素濃度計 ※2

－

－

可搬

可搬型重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）－

中央制御室可搬型陽圧化空調機用仮設ダクト［流路］
中央制御室待避室陽圧化装置（配管・弁）［流路］
中央制御室換気空調系給排気隔離弁（MCR 外気取入ダンパ，
MCR 非常用外気取入ダンパ，MCR
排気ダンパ）［流路］
中央制御室換気空調系ダクト（MCR 外気取入ダクト，MCR 排気ダクト）［流路］

中央制御室換気空調系
－

S
－

可搬

可搬型重大事故防止設備
可搬型重大事故緩和設備－

常設

常設重大事故緩和設備－

常設

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備 ※1※3－

常設

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備 ※1※3－

常設耐震重要重大事故防止設備・常設重大事故緩和設備等を操作する人が健全であることを担保する常設設備であるため，本分類とする。
計測器本体を示すため計器名を記載
可搬型陽圧化空調機による陽圧化においてバウンダリを構成し，空気の流れを確保する常設設備であるため，本文類とする。

－
－

59 条
系統機能

設備

原子炉制御室代替する機能を有する
設計基準対象施設設備

居住性の確保（つづき）

照明の確保

設備
種別
耐震重要
度分類

無線連絡設備（常設）（屋外アンテナ）［伝送路］
衛星電話設備（常設）（屋外アンテナ）［伝送路］
可搬型蓄電池内蔵型照明

常設
可搬型

設備分類
分類

機器
クラス

可搬型重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）－

62 条に記載

中央制御室照明－

可搬

共 1-51

60 条
系統機能

設備

放射線量の代替測定

可搬型モニタリングポスト

放射能観測車の代替測定装置

可搬型ダスト・よう素サンプラ※1

監視測定設備代替する機能を有する
設計基準対象施設

設備
種別

設備

耐震重要
度分類

常設
可搬型

モニタリング・ポスト

C

可搬

放射能観測車－

可搬

GM 汚染サーベイメータ ※1

可搬

NaI シンチレーションサーベイ
メータ ※1

可搬

気象観測設備の代替測定

可搬型気象観測装置

放射線量の測定

電離箱サーベイメータ ※1

気象観測設備

C

可搬

－

－

可搬

共 1-52小型船舶（海上モニタリング用）
放射性物質濃度（空気中・可搬型ダスト・よう素サンプラ
水中・土壌）及び海上モニ ※1
タリング

可搬
－

－

GM 汚染サーベイメータ ※1

可搬

NaI シンチレーションサーベイ
メータ ※1ZnS シンチレーションサーベイ
メータ ※1
小型船舶（海上モニタリング用）
モニタリング・ポストの代替交流電源からの給電※1モニタリング･ポスト用発電機

計測器本体を示すため計器名を記載

可搬

可搬
可搬
可搬
－

－

常設

設備分類
分類
可搬型重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）
可搬型重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）
可搬型重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）
可搬型重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）
可搬型重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）
可搬型重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）
可搬型重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）
可搬型重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）
可搬型重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）
可搬型重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）
可搬型重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）
可搬型重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）
常設重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）

機器
クラス
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－
－

61 条
系統機能

居住性の確保（対策本部）

設備

緊急時対策所代替する機能を有する
設計基準対象施設
設備

耐震重要
度分類

設備
種別
常設
可搬型

－

－

共 1-53

分類

機器
クラス

常設

（重大事故等対処施設）－

5 号炉原子炉建屋内高気密室（対策本部）

常設（重大事故等対処施設）－

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）遮蔽

常設

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）可搬型陽圧化空調機

可搬

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策（対策本部）可搬型外気取入送風機

可搬

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）陽圧化装置（空気ボンベ）

可搬

可搬型重大事故緩和設備 ※3－5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）陽圧化装置（配管・弁）常設

常設重大事故緩和設備 ※4－5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）二酸化炭素吸収装置

常設

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備 ※1－

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）可搬型エリアモニタ

可搬

可搬型重大事故緩和設備 ※3－

可搬

可搬型重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）

－

※5

可搬

可搬型重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）－

差圧計 （対策本部） ※5

可搬

可搬型重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）－

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）

酸素濃度計（対策本部） ※5
二酸化炭素濃度計（対策本部）

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備 ※1
可搬型重大事故防止設備
可搬型重大事故緩和設備 ※2
可搬型重大事故防止設備
可搬型重大事故緩和設備 ※2－－－

60 条に記載

可搬型モニタリングポスト

※1
※2
※3
※4
※5

設備分類

（同上）

常設耐震重要重大事故防止設備・常設重大事故緩和設備等を操作する人が健全であることを担保する常設設備であるため，本文類とする。
常設重大事故防止設備・常設重大事故緩和設備等を操作する人が健全であることを担保する常設設備であるため，本文類とする。
常設重大事故緩和設備等を操作する人が健全であることを担保する可搬型設備であるため，本文類とする。
常設重大事故緩和設備等を操作する人が健全であることを担保する常設設備であるため，本文類とする。
計測器本体を示すため計器名を記載。

61 条
系統機能

居住性の確保（待機場所）

設備

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）

代替する機能を有する
設計基準対象施設
設備

耐震重要
度分類

設備
種別
常設
可搬型

－

－

常設

設備分類
分類

機器
クラス

（重大事故等対処施設）－

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備 ※1
可搬型重大事故防止設備
可搬型重大事故緩和設備 ※2

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）遮蔽

常設

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）可搬型陽圧化空調機

可搬

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）陽圧化装置（空気ボンベ）

可搬

可搬型重大事故緩和設備 ※3－5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）陽圧化装置（配管・弁）常設

常設重大事故緩和設備 ※4－5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）可搬型エリアモニタ

可搬

可搬型重大事故緩和設備 ※3－

共 1-54可搬型モニタリングポスト

60 条に記載

酸素濃度計 （待機場所） ※1

可搬

二酸化炭素濃度計 （待機場所） ※

※1
※2
※3
※4
※5

緊急時対策所

1

可搬

差圧計 （待機場所） ※1

可搬

可搬型重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）
可搬型重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）
可搬型重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）

常設耐震重要重大事故防止設備・常設重大事故緩和設備等を操作する人が健全であることを担保する常設設備であるため，本文類とする。
常設重大事故防止設備・常設重大事故緩和設備等を操作する人が健全であることを担保する常設設備であるため，本文類とする。
常設重大事故緩和設備等を操作する人が健全であることを担保する可搬型設備であるため，本文類とする。
常設重大事故緩和設備等を操作する人が健全であることを担保する常設設備であるため，本文類とする。
計測器本体を示すため計器名を記載。

－
－

－
－
－

61 条
系統機能

設備

必要な情報の把握必要な情報を把握できる設備（安全パラメータ表示システム（SPDS））

通信連絡（5 号炉原子炉建
屋内緊急時対策所）

無線連絡設備（常設）代替する機能を有する
設計基準対象施設

設備
種別
耐震重要
度分類

常設
可搬型

分類

機器
クラス

－

－

常設

常設重大事故等対処設備（防止でも可搬でもない設備）－

送受話器
電力保安通信用電話設備－

C
常設

常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

－

－
可搬

携帯型音声呼出電話設備

可搬
－

－

常設

共 1-55

衛星電話設備（可搬型）

可搬統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備

常設

データ伝送設備

常設

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策
所用可搬型電源設備

非常用所内電源－

可搬

可搬ケーブル

可搬

負荷変圧器

常設

交流分電盤

常設

軽油タンク

57 条に記載

タンクローリ（4kL）

設備分類

設備

無線連絡設備（可搬型）

衛星電話設備（常設）

電源の確保（5 号炉原子炉
建屋内緊急時対策所）

緊急時対策所

可搬型重大事故防止設備
可搬型重大事故緩和設備
可搬型重大事故防止設備
可搬型重大事故緩和設備
常設重大事故等対処設備（防止でも可搬でもない設備）
可搬型重大事故等対処設備（防止でも可搬でもない設備）
常設重大事故等対処設備（防止でも可搬でもない設備）
常設重大事故等対処設備（防止でも可搬でもない設備）
可搬型重大事故防止設備
可搬型重大事故緩和設備
可搬型重大事故防止設備
可搬型重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

－
－
－
－
－
－
－
－
－
－

62 条
系統機能

設備

通信連絡を行うために必要な設備代替する機能を有する
設計基準対象施設
設備

発電所内の通信連絡

携帯型音声呼出電話設備

送受話器，
電力保安通信用電話設備
－

設備
種別
耐震重要
度分類
C

常設
可搬型

分類

機器
クラス

可搬

可搬型重大事故防止設備
可搬型重大事故緩和設備－－

無線連絡設備（常設）常設

無線連絡設備（可搬型）

可搬

衛星電話設備（常設）常設

衛星電話設備（可搬型）

可搬

共 1-56

必要な情報を把握できる設備（安全パラメータ表示システム（SPDS））－

無線連絡設備（屋外アンテナ）
［伝送路］

送受話器，
電力保安通信用電話設備－

設備分類

常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
可搬型重大事故防止設備
可搬型重大事故緩和設備
常設重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）
可搬型重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）

－
－
－
－

常設

常設重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）－

常設

常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備－

衛星電話設備（屋外アンテナ）
［伝送路］

常設

常設重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）－

無線通信装置［伝送路］

常設

常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備－

有線（建屋内）［伝送路］

常設

常設重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）

－

－

62 条
系統機能

発電所外の通信連絡設備

衛星電話設備（常設）

通信連絡を行うために必要な設備代替する機能を有する
設計基準対象施設

設備
種別

設備

耐震重要
度分類

常設
可搬型

－

－

常設

衛星電話設備（可搬型）

可搬統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備

常設

データ伝送設備

常設

衛星電話設備（屋外アンテナ）
［伝送路］

常設

衛星無線通信装置［伝送路］

常設

有線（建屋内）［伝送路］

常設

設備分類
分類

共 1-57

常設重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）
可搬型重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）
常設重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）
常設重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）
常設重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）
常設重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）
常設重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）

機器
クラス
－
－
－
－
－
－
－

その他の設備
系統機能

重大事故等時に対処するための流路又は注水先

非常用取水設備

設備

代替する機能を有する
設計基準対象施設

設備
種別

設備

耐震重要
度分類

常設
可搬型

原子炉圧力容器（原子炉圧力容器）（S）

常設

原子炉格納容器（原子炉格納容器）（S）

常設

使用済燃料プール（使用済燃料プール）

（S）

常設

海水貯留堰

（海水貯留堰）（S）

常設

スクリーン室（スクリーン室）

（C）

常設

（取水路）

（C）

常設

補機冷却用海水取水路（補機冷却用海水取水路）

（C）

常設

補機冷却用海水取水槽（補機冷却用海水取水槽）

（C）

常設

取水路

設備分類
分類

共 1-58常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設重大事故防止設備（設計基準拡張）
常設重大事故防止設備（設計基準拡張）

機器
クラス
SA－2
SA－2
SA－2
－
－
－
－
－

共-6 重大事故等対処設備の外部事象に対する防護方針について

重大事故等対処設備の外部事象に対する防護方針について
1. 概要
重大事故等対処設備については，待機時・機能要求時に適切な設計条件を与える必要がある。重大事故等対処設備の待機時の外部事象に対する耐性を確保するにあたっては，共通要因故障（設置許可基準規則 第 43 条 2-三，第 43 条 3七），接続箇所（同第 43 条 3-二），保管場所（同 第 43 条 3-五），アクセスルー
ト（同 第 43 条 3-六）の各観点で，6 条外部事象説明資料にて網羅的に収集した事象に加え，重大事故等対処設備に特有の事象を考慮する。さらに各事象の発生
可能性や影響度等を踏まえ重大事故等対処設備に影響を与えるおそれがある事
象を選定する。
なお，機能要求時の外部事象は，環境条件において考慮する。
2. 重大事故等対処設備に対し設計上考慮する事象
重大事故等対処設備の多様性，位置的分散等の設計に際し考慮する外部事象
は，6 条での設計基準事故対処設備への検討を踏まえ抽出する。
発電所敷地で想定される自然現象（地震及び津波を除く。）については，網羅的に抽出するために，発電所敷地及びその周辺での発生実績の有無に関わらず，国内外の基準や文献等に基づき事象を収集し，洪水，風（台風），竜巻，凍結，降水，積雪，落雷，地滑り，火山の影響，生物学的事象，森林火災等の事象を考慮する。
また，発電所敷地又はその周辺において想定される原子炉施設の安全性を損なわせる原因となるおそれがある事象であって人為によるもの（故意によるものを除く。）（以下，「外部人為事象」という）は，網羅的に抽出するために，発電所敷地及びその周辺での発生実績の有無に関わらず，国内外の基準や文献等に基づき事象を収集し，飛来物（航空機落下等），ダムの崩壊，爆発，近隣工場等の火災，有毒ガス，船舶の衝突，電磁的障害等の事象を考慮する。
以上に加えて，重大事故等対処設備による対応が期待される，故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムを考慮する。
3．重大事故等対処設備に影響を与えるおそれがある事象の選定「2.」に挙げた設計上考慮する事象のうち，重大事故等対処設備に影響を与えるおそれがある事象の選定を行う。
6 条での検討と同様，発電所及びその周辺での発生の可能性，安全施設への影
響度，事象進展速度や事象進展に対する時間余裕の観点から，重大事故等対処設
備に影響を与えるおそれがある事象として，自然現象（地震及び津波を除く。）
共 6-1

として風（台風），竜巻，低温（凍結），降水，積雪，落雷，地滑り，火山の影響，
生物学的事象，外部人為事象として火災・爆発（森林火災，近隣工場等の火災・爆発，航空機落下火災），有毒ガス，船舶の衝突，電磁的障害を選定する。加えて以下の事象を選定する。
6 条において航空機落下確率が十分低いと評価した標的面積の範囲外に設置・保管する重大事故等対処設備があることを踏まえ飛来物（航空機落下）について選定する。
また，重大事故等対処設備による対応が期待される，故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムについて，重大事故等対処設備に影響を与えるおそれがある事象として選定する。
4.重大事故等対処設備に影響を与えるおそれがある事象に対する評価
6 条で選定した外部事象に加えて，新たに重大事故等対処設備に影響を与える
おそれがある事象として選定された 2 事象に対する評価を以下に示す。
① 飛来物（航空機落下）設計基準事故対処設備は，航空機落下確率が十分低いことから，設計基準事
故対処設備と重大事故等対処設備が同時に機能喪失することはない。また，可搬型設備については，可能な限り分散配置して保管する。
② 故意による大型航空機の衝突その他のテロリズム
可搬型重大事故等対処設備は故意による大型航空機の衝突その他テロリズムを考慮して，設計基準事故対処設備等及び重大事故等対処設備の配置その他の条件を考慮した上で，常設重大事故等対処設備に対して，同時に機能が失われないよう，100m 以上の離隔を取った高所かつ防火帯の内側の場所に保管する。
また，可搬型設備については，可能な限り分散配置して保管する。
4. 重大事故等対処設備の共通要因故障に対する防護方針
設計基準事象に対して耐性を確保する必要があるのは設計基準事故対処設備であり，重大事故等対処設備ではないが，第四十三条の要求を踏まえ，設計基準事象によって，設計基準事故対処設備の安全機能と重大事故等対処
設備が同時にその機能が損なわれることがないことを確認するとともに，重大事故等対処設備の機能が喪失した場合においても，位置的分散又は頑健性のある外殻となる建屋による防護に期待できるといった観点から，代替手段
により必要な機能を維持できることを確認する。
重大事故等対処設備の機能維持は，以下の方針に従い評価を実施する。
（１）重大事故等防止設備は，外部事象によって設計基準設備の安全機能と同
共 6-2

時にその機能が損なわれるおそれのないこと（２）重大事故等対処設備であって，重大事故防止設備でない設備は，代替設
備もしくは安全上支障のない期間内での復旧により機能維持可能である
こと（３）外部事象が発生した場合においても，重大事故等対処設備によりプラント安全性に関する主要な機能（未臨界移行機能，燃料冷却機能，格納容器
除熱機能，使用済燃料プール注水機能）が維持できること（各外部事象により重大事故等対処設備と設計基準設備が同時に損なわれることはない
が，安全上支障のない期間内での復旧により機能維持可能であることを確認する）
外部事象による重大事故等対処施設への評価フローおよび，評価結果について，図 1，表 1 に示す。

共 6-3

重大事故等対処設備

防止でも緩和

緩和設備

防止設備

でもない設備N

各外部事象に対し

各外部事象に対し対策

N

機能維持可能各外部事象に対し機能維持可能N対応する DB 設備がY

機能維持可能Y
代替もしくは安全上支障のない期間内での復旧により機能維持可能であることを確認Y

代替もしくは安全上支障のない期間内での復旧により機能維持可能であることを確認同一の外部事象に対してN機能維持可能Y対策
重大事故等対処設備でのN

未臨界移行，燃料冷却，格納容器除熱，SFP 注水
が可能※1

Y
評価完了
（影響ないことを確認）※1：各外部事象により重大事故等対処設備と設計基準事故対処設備が同時に損なわれることはない
が，安全上支障ない期間内での復旧により機能維持可能であることを確認。

図 1 共通要因故障に対する評価フロー
共 6-4

表1 外部事象に対する重大事故等に対処するための機能を有する設備の影響評価（１／５）
自然現象による影響
設置許可基準重大事故等対処設備

分類

設備設置箇所風（台風）

竜巻

低温(凍結）

降水

人為事象による影響

積雪

落雷

地滑り

火山

生物学的事象

火災・爆発

有毒ガス

船舶の衝突

電磁的障害

評価

防護方法

評価

防護方法

評価

防護方法

評価

防護方法

評価

防護方法

評価

防護方法

評価

防護方法

評価

防護方法

評価

防護方法

評価

防護方法

評価

防護方法

評価

防護方法

評価

防護方法

第37条（重大事故等の拡大の防止等）

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

第38条（重大事故等対処施設の地盤)

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

第39条（地震による損傷の防止）

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

第40条（津波による損傷の防止)

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

第41条（火災による損傷の防止)

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

第42条（特定重大事故等対処施設)

特定重大事故等対処施設

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

第43条（重大事故等対処設備)

第44条（緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備)

第45条（原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備）

第46条（原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備）→申請範囲外ホイールローダ防止でも緩和でもない設備

可搬型SA設備保管場所

○

補修を実施

○

分散配置

○

影響なし(暖機運転
にて対応)

○

影響なし

○

影響なし（適切に除
雪する。）

○

分散配置

○

斜面からの
離隔の確保

○

影響なし（適切に除
灰する。）

○

開口部閉止

○

防火帯内（輻射熱に対して影響ないこと
を確認）

○

影響なし

○

影響なし

○

影響なし

代替制御棒挿入機能

防止設備

R/B

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

影響なし

○

建屋内

○

影響なし

代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能

防止設備

R/B

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

影響なし

○

建屋内

○

影響なし

ほう酸水注入系

防止設備

R/B

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

影響なし

○

建屋内

○

影響なし

原子炉隔離時冷却系（設計基準対象施
設）

R/B

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

影響なし

○

建屋内

○

影響なし

高圧代替注水系

防止設備

R/B

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

影響なし

代替自動減圧機能

防止設備

R/B

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

影響なし

○

建屋内

○

影響なし

減圧制御［自動減圧系の起動阻止スイッチ］

防止設備

R/B

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

影響なし

○

建屋内

○

影響なし

高圧窒素ガスボンベ(供給系配管含む)

防止設備

R/B

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

影響なし

○

建屋内

○

影響なし

低圧代替注水系（常設）〔MUWCポンプ〕

防止設備・緩和設
備

Rw/B

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

影響なし

○

建屋内

○

影響なし

低圧代替注水系（可搬型）〔消防車〕

防止設備・緩和設
備

可搬型SA設備保管場所○

代替設備（低圧代替
注水系（常設））○

分散配置及び代替設
備（低圧代替注水系（常設））○

影響なし(暖機運転
にて対応)

○

影響なし

○

影響なし（適切に除雪する。）○

分散配置及び代替設
備（低圧代替注水系
（常設））

○

斜面からの
離隔の確保

○

影響なし（適切に除
灰する。）

○

開口部閉止

○

防火帯内（輻射熱に対して影響ないこと
を確認）

○

影響なし

○

影響なし

○

影響なし

低圧代替注水系（可搬型）（常設箇所）〔消防車接続口、配管等〕防止設備・緩和設
備

屋外R/B廻り

○代替設備（低圧代替
注水系（常設））○

分散配置及び代替設
備（低圧代替注水系
（常設））

○

影響なし

○

影響なし

○

影響なし（適切に除
雪する。）

○

影響なし

○

斜面からの
離隔の確保

○

影響なし

○

開口部閉止

○

防火帯内（離隔距離により影響ないこと
を確認）

○

影響なし

○

影響なし

○

影響なし

低圧代替注水系（常設箇所）［原子炉圧力容器（注入先）、配管
等］

防止設備・緩和設
備

R/B

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

影響なし

○

建屋内

○

影響なし

第47条（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）○：各外部事象に対し安全機能を維持できる又は各外部事象による損傷を考慮した場合でも，対応するDB設備が各外部事象に対し安全機能を維持できる（防止設備）
又は各外部事象による損傷を考慮して，代替設備による機能維持や安全上支障のない期間での修復等の対応が可能（緩和設備，防止でも緩和でもない設備）―：他の項目にて整理

3

共6-5

表1 外部事象に対する重大事故等に対処するための機能を有する設備の影響評価（２／５）
自然現象による影響
設置許可基準重大事故等対処設備

分類

設備設置箇所風（台風）評価

第48条（最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備）

評価

防護方法

降水
評価

人為事象による影響

積雪

評価

防護方法

防護方法

評価

○

影響なし(暖機運転
にて対応)

○

影響なし

○

落雷

防護方法

地滑り
評価

防護方法

火山
評価

生物学的事象

評価

防護方法

防護方法

評価

影響なし（適切に除雪する。）○

分散配置及び代替設
備（原子炉補機冷却
系）

○

斜面からの
離隔の確保

○

影響なし（適切に除
灰する。）

○

防護方法

火災・爆発

有毒ガス

船舶の衝突

電磁的障害

評価

防護方法

評価

防護方法

評価

防護方法

評価

防護方法

影響なし

○

防火帯内（輻射熱に対して影響ないこと
を確認）

○

影響なし

○

影響なし

○

影響なし

代替原子炉補機冷却系（可搬部）〔代替Hx設備一式〕

防止設備・緩和設
備

可搬型SA設備保管場所○

代替設備（原子炉補機冷却系）○

代替原子炉補機冷却系（常設箇所）〔代替Hx接続口、配管等〕防止設備・緩和設
備

屋外T/B廻り

○代替設備（原子炉補機冷却系）○

分散配置及び代替設
備（原子炉補機冷却
系）

○

影響なし

○

影響なし

○

影響なし（適切に除雪する。）○

分散配置及び代替設
備（原子炉補機冷却
系）

○

斜面からの
離隔の確保

○

影響なし

○

開口部閉止

○

防火帯内（離隔距離により影響ないこと
を確認）

○

影響なし

○

影響なし

○

影響なし

代替原子炉補機冷却系（常設箇所）［原子炉補機冷却系配管、Hx等］

防止設備・緩和設
備

R/B
T/B

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

影響なし

○

建屋内

○

影響なし

R/B

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

影響なし

○

建屋内

○

影響なし

R/B

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

影響なし

○

建屋内

○

影響なし

→50条に記載（うち、防止設備）

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

→50条に記載（うち、防止設備）

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

影響なし

○

建屋内

○

影響なし

○

影響なし

○

影響なし

○

設計荷重に対して影響ないことを確認○

建屋遮へいの範囲内

○

斜面からの
離隔の確保

○

設計荷重に対して影響ないことを確認

○

影響なし

○

防火帯内（輻射熱に対して影響ないこと
を確認）

○

影響なし

○

影響なし

○

影響なし

真空破壊弁（S/C→D/W）

格納容器圧力逃がし装置[フィルタベント]
代替格納容器圧力逃がし装置［地下式フィルタベント］

防止設備・緩和設
備防止設備・緩和設
備

代替格納容器スプレイ冷却系〔MUWC代替スプレイ〕

防止設備・緩和設
備

フィルタ装置、よう素フィルタ、配管等防止設備・緩和設
備防止でも緩和でも
ない設備

屋内・屋外

○

設計荷重に対して影響ないことを確認○

代替設備（耐圧強化
ベント，代替循環冷
却）

フィルタベントライン計装［水素濃度計，放射線モニタ等］

防止設備・緩和設
備防止でも緩和でもない設備

R/B，
屋外R/B廻り○建屋内（格納容器圧
力逃がし装置側水素濃度計）及び代替設
備（耐圧強化ベント
用放射線検出器））○

建屋内（格納容器圧
力逃がし装置側水素濃度計）及び代替設
備（耐圧強化ベント
用放射線検出器））

○

影響なし

○

影響なし

○

建屋内（格納容器圧
力逃がし装置側水素濃度計）及び代替設
備（耐圧強化ベント
用放射線検出器））○

建屋内（格納容器圧
力逃がし装置側水素濃度計）及び代替設
備（耐圧強化ベント
用放射線検出器））

○

斜面からの
離隔の確保

○

建屋内（格納容器圧
力逃がし装置側水素濃度計）及び代替設
備（耐圧強化ベント
用放射線検出器））

○

開口部閉止

○

防火帯内（離隔距離により影響ないこと
を確認）

○

影響なし

○

影響なし

○

影響なし

格納容器圧力逃がし装置スクラバ水ph制御設備（可搬
型）

緩和設備

可搬型SA設備保管場所○

代替設備（耐圧強化
ベント，代替循環冷却）○

代替設備（耐圧強化
ベント，代替循環冷
却）

○

影響なし

○

影響なし

○

影響なし（適切に除雪する。）○

代替設備（耐圧強化
ベント，代替循環冷
却）

○

斜面からの
離隔の確保

○

影響なし（適切に除
灰する。）

○

開口部閉止

○

防火帯内（輻射熱に対して影響ないこと
を確認）

○

影響なし

○

影響なし

○

影響なし

窒素供給装置（可搬型）

緩和設備

可搬型SA設備保管場所○

代替設備（耐圧強化
ベント，代替循環冷却）○

代替設備（耐圧強化
ベント，代替循環冷却）○

影響なし(暖機運転
にて対応)

○

影響なし

○

影響なし（適切に除雪する。）○

代替設備（耐圧強化
ベント，代替循環冷
却）

○

斜面からの
離隔の確保

○

影響なし（適切に除
灰する。）

○

開口部閉止

○

防火帯内（輻射熱に対して影響ないこと
を確認）

○

影響なし

○

影響なし

○

影響なし

○

影響なし(屋内・地
下)○

影響なし(屋内・地
下)○

影響なし(屋内・地
下)○

影響なし(屋内・地
下)○

影響なし(屋内・地
下)○

影響なし(屋内・地
下)○

影響なし(屋内・地
下)○

影響なし(屋内・地
下)

○

影響なし

○

影響なし(屋内・地
下)

○

影響なし

○

影響なし

○

影響なし

○

影響なし(屋内・地
下)○

影響なし(屋内・地
下)○

影響なし(屋内・地
下)○

影響なし(屋内・地
下)○

影響なし(屋内・地
下)○

影響なし(屋内・地
下)○

影響なし(屋内・地
下)○

影響なし(屋内・地
下)

○

開口部閉止

○

影響なし(屋内・地
下)

○

影響なし

○

影響なし

○

影響なし

○

影響なし(地下)○影響なし(地下)○影響なし(地下)○影響なし(地下)○影響なし(地下)○影響なし(地下)○影響なし(地下)○影響なし(地下)

○

影響なし

○

影響なし(地下)

○

影響なし

○

影響なし

○

影響なし

格納容器
圧力逃が
し装置

第50条（原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備）

フィルタ装置、よう素フィルタ、配管等

代替格納
容器圧力
逃がし装
置

代替フィルタベントライン計装［水素濃度計，放射線モニタ等］
代替格納容器圧力逃がし装置薬液タンク
窒素供給装置（可搬型）
復水移送ポンプ

代替循環
冷却

代替Hx設備一式（可搬部）、配管等
代替循環冷却用設備（常設）

Rw/B
R/B

防止設備・緩和設
備
屋内・屋外（地下設置）
防止でも緩和でもない設備
防止設備・緩和設
備
屋内・屋外（地下設置）
防止でも緩和でもない設備
緩和設備

屋外（地下）○

代替設備（耐圧強化
ベント，代替循環冷却）○

代替設備（耐圧強化
ベント，代替循環冷却）○

影響なし(暖機運転
にて対応)

○

影響なし

○

影響なし（適切に除雪する。）○

代替設備（耐圧強化
ベント，代替循環冷
却）

○

斜面からの
離隔の確保

○

影響なし（適切に除
灰する。）

○

開口部閉止

○

防火帯内（離隔距離により影響ないこと
を確認）

○

影響なし

○

影響なし

○

影響なし

→47,49条に記載（うち、緩和設備）

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

→48条に記載（うち、緩和設備）

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

緩和設備

R/B,T/B,Rw/B

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

影響なし

○

建屋内

○

影響なし

緩和設備

可搬型SA設備保管場所→48条に記載（うち、緩和設備）

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

格納容器下部注水系（常設）

緩和設備

Rw/B

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

影響なし

○

建屋内

○

影響なし

格納容器下部注水系（可搬型）〔消防車〕

緩和設備

屋外

○

代替設備（格納容器
下部注水系（常設））○

分散配置及び代替設
備（格納容器下部注
水系（常設））○

影響なし(暖機運転
にて対応)

○

影響なし

○

影響なし（適切に除雪する。）○

分散配置及び代替設
備（格納容器下部注
水系（常設）

○

斜面からの
離隔の確保

○

影響なし（適切に除
灰する。）

○

開口部閉止

○

防火帯内（輻射熱に対して影響ないこと
を確認）

○

影響なし

○

影響なし

○

影響なし

格納容器下部注水系（可搬型）（常設箇所）〔消防車接続口、配
管等〕

緩和設備

屋外R/B廻り

○代替設備（格納容器
下部注水系（常設））○

分散配置及び代替設
備（格納容器下部注
水系（常設））

○

影響なし

○

影響なし

○

影響なし（適切に除
雪する。）

○

影響なし

○

斜面からの
離隔の確保

○

影響なし

○

影響なし

○

防火帯内（離隔距離により影響ないこと
を確認）

○

影響なし

○

影響なし

○

影響なし

格納容器下部注水系（常設箇所）［復水補給水系配管等］

緩和設備

R/B
Rw/B

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

影響なし

○

建屋内

○

影響なし

格納容器下部注水系（常設箇所）［原子炉格納容器（注入先）］→49条に記載（うち、緩和設備）

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

真空破壊弁（S/C→D/W）

第51条（原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備）

低温(凍結）

分散配置及び代替設
備（原子炉補機冷却系）

耐圧強化ベント系（W/W及びD/W）

第49条（原子炉格納容器内の冷却等のた
めの設備）

防護方法

竜巻

○：各外部事象に対し安全機能を維持できる又は各外部事象による損傷を考慮した場合でも，対応するDB設備が各外部事象に対し安全機能を維持できる（防止設備）
又は各外部事象による損傷を考慮して，代替設備による機能維持や安全上支障のない期間での修復等の対応が可能（緩和設備，防止でも緩和でもない設備）―：他の項目にて整理

共6-6

表1 外部事象に対する重大事故等に対処するための機能を有する設備の影響評価（３／５）
自然現象による影響
設置許可基準重大事故等対処設備

格納容器内の水素濃度監視設備［格納容器水素濃度系（ＳＡ）格納容器酸素濃度計］

第52条（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）

第53条（水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備）

第54条（使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備）

第55条（工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための設備）

第56条（重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）分類

設備設置箇所

緩和設備

R/B

風（台風）

竜巻

低温(凍結）

降水

人為事象による影響

積雪

落雷

地滑り

火山

生物学的事象

火災・爆発

有毒ガス

船舶の衝突

電磁的障害

評価

防護方法

評価

防護方法

評価

防護方法

評価

防護方法

評価

防護方法

評価

防護方法

評価

防護方法

評価

防護方法

評価

防護方法

評価

防護方法

評価

防護方法

評価

防護方法

評価

防護方法

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

影響なし

○

建屋内

○

影響なし

格納容器圧力逃がし装置→50条に記載

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

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－

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－

代替格納容器圧力逃がし装置→50条に記載

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－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

耐圧強化ベント系（W/W）→48条に記載（窒素供給装置（可搬型）は50
条に記載）

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

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－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

耐圧強化ベント系［耐圧強化ベント系放射線モニタ，フィルタ装
置水素濃度計］防止設備・緩和設
備

R/B

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

影響なし

○

建屋内

○

影響なし

静的触媒式水素再結合器〔PAR〕

緩和設備

R/B

○

建屋内

○

外殻となる建屋が開口する場合には同機
能は不要

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

影響なし

○

建屋内

○

影響なし

原子炉建屋水素濃度監視設備

緩和設備

R/B

○

建屋内

○

外殻となる建屋が開口する場合には同機
能は不要

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

影響なし

○

建屋内

○

影響なし

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

影響なし

○

建屋内

○

影響なし

原子炉建屋水素濃度計

緩和設備

R/B

○

建屋内

○

外殻となる建屋が開口する場合には同機
能は不要

燃料プール代替注水系（可搬型）〔消防車〕

防止設備・緩和設
備

可搬型SA設備保管場所○

代替設備（燃料プール代替注水系（常設））○

分散配置及び代替設
備（燃料プール代替
注水系（常設））○影響なし(暖機運転
にて対応)

○

影響なし

○

影響なし（適切に除雪する。）○

分散配置及び代替設
備（燃料プール代替
注水系（常設））

○

斜面からの
離隔の確保

○

影響なし（適切に除
灰する。）

○

開口部閉止

○

防火帯内（輻射熱に対して影響ないこと
を確認）

○

影響なし

○

影響なし

○

影響なし

燃料プール代替注水系（可搬型）（常設箇所）〔消防車接続口、配管等〕防止設備・緩和設
備

屋外R/B廻り

○代替設備（燃料プール代替注水系（常設））○

分散配置及び代替設
備（燃料プール代替
注水系（常設））

○

影響なし

○

影響なし

○

影響なし（適切に除雪する。）○

分散配置及び代替設
備（燃料プール代替
注水系（常設））

○

斜面からの
離隔の確保

○

影響なし

○

影響なし

○

防火帯内（離隔距離により影響ないこと
を確認）

○

影響なし

○

影響なし

○

影響なし

燃料プール代替注水系（常設箇所）〔配管、弁等〕防止設備・緩和設
備

R/B

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

影響なし

○

建屋内

○

影響なし

使用済燃料貯蔵プールの水位計、プール水温度計

防止設備・緩和設
備

R/B

○

建屋内

○

分散配置及び代替設
備（FPC温度計）

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

影響なし

○

建屋内

○

影響なし

使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ防止設備・緩和設
備

R/B

○

建屋内

○

代替設備（FPC温度
計）

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

影響なし

○

建屋内

○

影響なし

使用済燃料貯蔵プール監視カメラ防止でも緩和でもない設備○

代替設備（FPC温度
計）

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

影響なし

○

建屋内

○

影響なし

○

影響なし

○

影響なし

○

影響なし

R/B

○

建屋内

放水設備一式［大容量送水車、放水砲］

緩和設備

可搬型SA設備保管場所

○

補修を実施

○

補修を実施

○

影響なし（暖機運転
にて対応）

○

影響なし

○

影響なし（適切に除
雪する。）

○

補修を実施

○

斜面からの
離隔の確保

○

影響なし（適切に除
灰する。）

○

開口部閉止

○

防火帯内（輻射熱に対して影響ないことを確認）

放射性物質吸着剤

緩和設備

可搬型SA設備保管場所

○

補修を実施

○

補修を実施

○

影響なし

○

影響なし

○

影響なし（適切に除
雪する。）

○

補修を実施

○

斜面からの
離隔の確保

○

影響なし（適切に除
灰する。）

○

開口部閉止

○

防火帯内（輻射熱に対して影響ないこと
を確認）

○

影響無し

○

影響なし

○

影響なし

海洋への拡散抑制設備〔汚濁防止膜〕

緩和設備

屋外固体廃棄物処理建屋
廻り

○

補修を実施

○

補修を実施

○

影響なし

○

影響なし

○

影響なし（適切に除
雪する。）

○

影響なし

○

斜面からの
離隔の確保

○

影響なし（適切に除
灰する。）

○

影響なし

○

防火帯内（離隔距離により影響ないこと
を確認）

○

影響なし

○

影響なし

○

影響なし

○

影響なし

○

影響なし

○

影響なし

海洋への拡散抑制設備〔汚濁防止膜設置のための小型船舶〕

緩和設備

可搬型SA設備保管場所

○

補修を実施

○

補修を実施

○

影響なし（暖機運転
にて対応）

○

影響なし

○

影響なし（適切に除
雪する。）

○

補修を実施

○

斜面からの
離隔の確保

○

影響なし（適切に除
灰する。）

○

開口部閉止

○

防火帯内（離隔距離により影響ないこと
を確認）

泡消火設備
〔泡原液搬送車、泡原液混合装置〕

緩和設備

可搬型SA設備保管場所

○

補修を実施

○

補修を実施

○

影響なし（暖機運転
にて対応）

○

影響なし

○

影響なし（適切に除
雪する。）

○

補修を実施

○

斜面からの
離隔の確保

○

影響なし（適切に除
灰する。）

○

開口部閉止

○

防火帯内（離隔距離により影響ないこと
を確認）

○

影響なし

○

影響なし

○

影響なし

復水貯蔵槽

防止設備・緩和設
備

Rw/B

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

影響なし

○

建屋内

○

影響なし

サプレッションプール

緩和設備

R/B

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

影響なし

○

建屋内

○

影響なし

防火水槽

－（代替淡水源）

屋外(地下埋設)○影響なし(地下)○影響なし(地下)○影響なし(地下)○影響なし(地下)○影響なし(地下)○影響なし(地下)○影響なし(地下)○影響なし(地下)

○

影響なし

○

影響なし(地下)

○

影響なし

○

影響なし

○

影響なし

淡水貯水池

－（代替淡水源）

屋外

○

影響なし

○

代替設備（復水貯蔵槽）○

影響なし（池表面のみ凍結すると評価）

○

影響なし

○

影響なし

○

影響なし

○

斜面からの
離隔の確保

○

影響なし

○

影響なし

○

影響なし

○

影響なし

○

影響なし

○

影響なし

淡水貯水池～
防火水槽移送ホース防止設備・緩和設
備

地下敷設

○

影響なし(地下)○影響なし(地下)○影響なし(地下)○影響なし(地下)○影響なし(地下)○影響なし(地下)○影響なし(地下)○影響なし(地下)

○

影響なし

○

影響なし(地下)

○

影響なし

○

影響なし

○

影響なし

海水

－

屋外

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

海水取水ポンプ、海水ホース防止設備・緩和設
備

可搬型SA設備保管場所○

代替設備（淡水貯水池）○

代替設備（淡水貯水
池）

○

影響無し

○

影響なし

○

影響なし（適切に除雪する。）○

代替設備（淡水貯水
池）

○

斜面からの
離隔の確保

○

影響なし（適切に除
灰する。）

○

影響なし

○

防火帯内（離隔距離により影響ないこと
を確認）

○

影響なし

○

影響なし

○

影響なし

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

（可搬型代替注水ポンプ）→47条に記載○：各外部事象に対し安全機能を維持できる又は各外部事象による損傷を考慮した場合でも，対応するDB設備が各外部事象に対し安全機能を維持できる（防止設備）
又は各外部事象による損傷を考慮して，代替設備による機能維持や安全上支障のない期間での修復等の対応が可能（緩和設備，防止でも緩和でもない設備）―：他の項目にて整理

共6-7

表1 外部事象に対する重大事故等に対処するための機能を有する設備の影響評価（４／５）
自然現象による影響
設置許可基準重大事故等対処設備

竜巻

低温(凍結）

降水

人為事象による影響

積雪

落雷

地滑り

火山

生物学的事象

火災・爆発

有毒ガス

船舶の衝突

電磁的障害

評価

防護方法

評価

防護方法

評価

防護方法

評価

防護方法

評価

防護方法

評価

防護方法

評価

防護方法

評価

防護方法

評価

防護方法

評価

防護方法

評価

防護方法

評価

防護方法

防止設備・緩和設 ガスタービン発電機保管
備
場所

○

代替設備
（非常用D/G）○

分散配置及び代替設
備（非常用D/G）○

影響なし(暖機運転
にて対応)

○

影響なし

○

影響なし（適切に除雪する。）○

分散配置及び代替設
備（非常用D/G）

○

斜面からの
離隔の確保

○

影響なし（適切に除
灰する。）

○

開口部閉止

○

防火帯内（輻射熱に対して影響ないこと
を確認）

○

影響なし

○

影響なし

○

影響なし

常設代替交流電源設備〔第二GTG一式〕

防止設備・緩和設
備

屋外T/B廻り○代替設備（非常用D/G）○

分散配置及び代替設
備（非常用D/G）○

影響なし(暖機運転
にて対応)

○

影響なし

○

影響なし（適切に除雪する。）○

分散配置及び代替設
備（非常用D/G）

○

斜面からの
離隔の確保

○

影響なし（適切に除
灰する。）

○

開口部閉止

○

防火帯内（輻射熱に対して影響ないこと
を確認）

○

影響なし

○

影響なし

○

影響なし

常設代替交流電源設備〔非常用高圧母線C・D系〕

防止設備・緩和設
備

C/B

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

影響なし

○

建屋内

○

影響なし

可搬型代替交流電源設備〔電源車〕（移動式変圧器含む）防止設備・緩和設
備

可搬型SA設備保管場所○

代替設備（非常用
D/G）○

分散配置及び代替設
備（非常用D/G）○

影響なし(暖機運転
にて対応)

○

影響なし

○

影響なし（適切に除雪する。）○

分散配置及び代替設
備（非常用D/G）

○

斜面からの
離隔の確保

○

影響なし（適切に除
灰する。）

○

開口部閉止

○

防火帯内（輻射熱に対して影響ないこと
を確認）

○

影響なし

○

影響なし

○

影響なし

可搬型代替交流電源設備（常設箇所）〔電源車接続箇所〕

防止設備・緩和設
備

屋外R/B廻り

○代替設備（非常用
D/G）○

分散配置及び代替設
備（非常用D/G）

○

影響なし

○

影響なし

○

影響なし（適切に除
雪する。）

○

影響なし

○

斜面からの
離隔の確保

○

影響なし

○

開口部閉止

○

防火帯内（離隔距離により影響ないこと
を確認）

○

影響なし

○

影響なし

○

影響なし

常設代替直流電源設備〔AM用直流125V蓄電池〕

防止設備・緩和設
備

R/B

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

影響なし

○

建屋内

○

影響なし

常設代替直流電源設備〔蓄電池A系、A-2系〕

防止設備・緩和設
備

C/B

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

影響なし

○

建屋内

○

影響なし

可搬型代替直流電源設備〔電源車〕

防止設備・緩和設
備

可搬型SA設備保管場所○

代替設備（直流電源
設備）○

分散配置及び代替設
備（直流電源設備）○

影響なし(暖機運転
にて対応)

○

影響なし

○

影響なし（適切に除雪する。）○

分散配置及び代替設
備（直流電源設備）

○

斜面からの
離隔の確保

○

影響なし（適切に除
灰する。）

○

開口部閉止

○

防火帯内（輻射熱に対して影響ないこと
を確認）

○

影響なし

○

影響なし

○

影響なし

代替所内電源盤防止設備・緩和設
備

R/B

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

影響なし

○

建屋内

○

影響なし

6-7号炉電力融通ケーブル防止設備・緩和設
備

C/B

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

影響なし

○

建屋内

○

影響なし

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

○

分散配置及び代替設
備（D/G軽油タン
ク）○

影響なし(暖機運転
にて対応)

○

影響なし

○

影響なし（適切に除雪する。）○

分散配置及び代替設
備（D/G軽油タン
ク）

○

斜面からの
離隔の確保

○

影響なし（適切に除
灰する。）

○

開口部閉止

○

防火帯内（輻射熱に対して影響ないこと
を確認）

○

影響なし

○

影響なし

○

影響なし

→設計基準対象施設における評価対象施設（燃料設備（タンクローリー））

防止設備・緩和設
備

可搬型SA設備保管場所○

代替設備（D/G軽油
タンク）

重大事故等発生時の計装（SA時計装一式）［RPV温度・圧力・水位］［RPV・格納容器への注水量］［格納容器内の温度・圧力・水位・水素濃度・酸素濃度・放射線量率］［未臨界監視］［最終ヒートシンクによる冷却状態の確認］［格納容器バイパス監視］［水源の確保］［原子炉建屋内水素濃度］

防止設備・緩和設
備

C/B
R/B
Rw/B

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

影響なし

○

建屋内

○

影響なし

C/B

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

影響なし
（居住性評価）

○

建屋内

○

影響なし

C/B

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

影響なし

○

建屋内

○

影響なし

中央制御室及び生体遮へい第59条（原子炉制御室）

風（台風）
防護方法

（燃料設備（D/G軽油タンク）

第58条（計装設備）

設備設置箇所評価

常設代替交流電源設備〔GTG一式〕

第57条（電源設備）

分類

中央制御室居住性（空調機）

防止設備・緩和設
備防止設備・緩和設
備

中央制御室待避室及び生体遮へい

緩和設備

C/B

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

影響なし

○

建屋内

○

影響なし

中央制御室待避室加圧用ボンベ

緩和設備

C/B

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

影響なし

○

建屋内

○

影響なし

○：各外部事象に対し安全機能を維持できる又は各外部事象による損傷を考慮した場合でも，対応するDB設備が各外部事象に対し安全機能を維持できる（防止設備）
又は各外部事象による損傷を考慮して，代替設備による機能維持や安全上支障のない期間での修復等の対応が可能（緩和設備，防止でも緩和でもない設備）―：他の項目にて整理

共6-8

表1 外部事象に対する重大事故等に対処するための機能を有する設備の影響評価（５／５）
自然現象による影響
設置許可基準重大事故等対処設備

可搬型モニタリングポスト

分類

設備設置箇所防止でも緩和でもない設
備

放射線サーベイ機器〔可搬型ダスト・よう素サンプラ，
GM汚染サーベイメータ，NaIシンチレーションサーベイ 防止でも緩和でもない設
メータ，電離箱サーベイメータ，ZnSシンチレーション
備
サーベイメータ〕

風（台風）

竜巻

低温(凍結）

降水

人為事象による影響

積雪

落雷

地滑り

火山

生物学的事象

火災・爆発

有毒ガス

船舶の衝突

電磁的障害

評価

防護方法

評価

防護方法

評価

防護方法

評価

防護方法

評価

防護方法

評価

防護方法

評価

防護方法

評価

防護方法

評価

防護方法

評価

防護方法

評価

防護方法

評価

防護方法

評価

防護方法

可搬型SA設備保管場所○

代替設備（モニタリ
ングポスト）○

代替設備（モニタリ
ングポスト）

○

影響なし

○

影響なし

○

影響なし（適切に除雪する。）○

代替設備（モニタリ
ングポスト）

○

斜面からの
離隔の確保

○

影響なし（適切に除
灰する。）

○

開口部閉止

○

防火帯内（輻射熱に対して影響ないこと
を確認）

○

影響なし

○

影響なし

○

影響なし

R/B（5号炉）

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

影響なし

○

建屋内

○

影響なし

可搬型SA設備保管場所

○

補修を実施

○

補修を実施

○

影響なし

○

影響なし

○

影響なし（適切に除
雪する。）

○

補修を実施

○

斜面からの
離隔の確保

○

影響なし（適切に除
灰する。）

○

開口部閉止

○

防火帯内（輻射熱に対して影響ないこと
を確認）

○

影響なし

○

影響なし

○

影響なし

○

防火帯内（輻射熱に対して影響ないこと
を確認）

○

影響なし

○

影響なし

○

影響なし

○

防火帯内（輻射熱に対して影響ないこと
を確認）

○

影響なし

○

影響なし

○

影響なし

第60条（監視測定設備）
小型船舶

可搬型気象観測装置

モニタリングポスト用発電機
緊急時対策所〔ＫＫ５ＴＳＣ〕
及び生体遮蔽
緊急時対策所〔ＫＫ５ＴＳＣ〕
居住性（空調機）防止でも緩和でもない設
備防止でも緩和でもない設
備

可搬型SA設備保管場所防止でも緩和でもない設
備

屋外

○

○

補修を実施

○

○

代替設備（気象観測
装置）

補修を実施

○

○

影響なし

補修を実施

○

○

影響なし

影響なし

○

○

影響なし（適切に除雪する。）
影響なし（適切に除
雪する。）

○

○

代替設備（気象観測
装置）

補修を実施

○

○

斜面からの
離隔の確保
斜面からの
離隔の確保

○

○

影響なし（適切に除灰する。）
影響なし（適切に除
灰する。）

○

○

開口部閉止

開口部閉止

防止設備・緩和設備

R/B（5号炉）

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

影響なし

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

影響なし
（居住性評価）

○

建屋内

○

影響なし

防止設備・緩和設備

R/B（5号炉）

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

影響なし

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

影響なし

○

建屋内

○

影響なし

○

大湊側高台保管場所の予備機と接続○

影響なし(暖機運転
にて対応)

○

影響なし

○

影響なし（適切に除
雪する。）

○

影響なし

○

斜面からの
離隔の確保

○

影響なし（適切に除
灰する。）

○

開口部閉止

○

防火帯内（輻射熱に対して影響ないこと
を確認）

○

影響なし

○

影響なし

○

影響なし

５号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備

防止設備・緩和設備

屋外○

風荷重に対して影響のないことを確認。
飛来物による損傷を考慮した場合でも，大湊側高台保管場所の予備機と接続プラントのデータ表示システム〔ＫＫ５ＴＳＣデータ伝送装置、SPDS表示装置等〕防止でもない緩和でもな
い設備

R/B（5号炉）（屋外設備含む）○

建屋内（屋外設備については代替設備（有線系）にて機能維持可能）○

建屋内（屋外設備については代替設備（有線系）にて機能維持可能）○

建屋内（屋外設備については代替設備（有線系）にて機能
維持可能）

○

影響なし

○

建屋内（屋外設備については代替設備（有線系）にて機能維持可能）○

影響なし（屋外設備
については代替設備（有線系）にて機能
維持可能）

○

斜面からの
離隔の確保

○

建屋内（屋外設備については代替設備（有線系）にて機能
維持可能）

○

開口部閉止

○

建屋内（屋外設備については代替設備（有線系）にて機能
維持可能）

○

影響なし

○

影響なし

○

影響なし

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

分散配置された代替設備（他の有線系（復旧含む））によ
り機能維持可能

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

建屋内

○

影響なし

○

建屋内

○

影響なし

○

建屋内設備は影響なし。屋外設備は風荷重に対して影響のないことを確認。飛来物による損傷を考慮した場合でも，分散配置された代替設備（有線系，無線系，衛星系）により機能維持可能○

建屋（C/B，R/B(5号炉)）内設備は影響なし。屋外設備は分散配置された代替設
備（有線系，無線系，衛星系）により機能維持可能○衛星電話設備は影響なし。無線連絡設備については代替設備（有線系，衛星系）
により機能維持可
能。

○

影響なし
（屋外設備について
も、雪が積もりにく
い形状であるとともに，適切に除雪するなどの対応により機能維持可能）○

分散配置された代替設備（有線系，無線系，衛星系）により機能維持可能

○

斜面からの
離隔の確保

○

影響なし
（屋外設備についても、灰が積もりにく
い形状であるとともに，適切に除灰するなどの対応により機能維持可能）

○

開口部閉止

○

建屋内設備は影響なし。屋外設備は分散配置された代替設備（有線系，無線系，衛星系）により機能
維持可能

○

影響なし

○

影響なし

○

影響なし

○

建屋内設備は影響なし。屋外設備は風荷重に対して影響のないことを確認。飛来物による損傷を考慮した場合でも，分散配置された代替設備（有線系，無線系，衛星系）により機能維持可能○

建屋（C/B，R/B(5号炉)）内設備は影響なし。屋外設備については分散配置された代替設備（有線系，無線系，衛星系）により機能維持
可能

○

影響なし
（屋外設備について
も、雪が積もりにく
い形状であるとともに，適切に除雪するなどの対応によりに
より機能維持可能）○

分散配置された代替設備（有線系，無線系，衛星系の通信連絡設備（復旧含む））により機能維
持可能

○

斜面からの
離隔の確保

○

影響なし
（屋外設備についても、灰が積もりにく
い形状であるとともに，適切に除灰するなどの対応によりに
より機能維持可能）

○

開口部閉止

○

建屋内設備は影響なし。屋外設備は分散配置された代替設備（有線系，衛星系）
により機能維持可能

○

影響なし

○

影響なし

○

影響なし

第61条（緊急時対策所）（通信連絡設備）

所内
通信第62条（通信連絡を行うために必要な設備）

代替設備（気象観測
装置）

所内外
通信

所外
通信

携帯型音声呼出電話設備

衛星電話設備，
無線連絡設備(所内通信)→62条に記載防止設備・緩和設備

防止でも緩和でもない設
備

統合原子力防災ネットワークを用いた通信連 防止でも緩和でもない設
絡設備，データ伝送設備
備

R/B，
T/B，
C/B，
Rw/B

C/B，
R/B(5号炉)（屋外設備含む）

C/B，
R/B(5号炉)（屋外設備含む）

○

影響なし

○

○

影響なし

影響なし

○：各外部事象に対し安全機能を維持できる又は各外部事象による損傷を考慮した場合でも，対応するDB設備が各外部事象に対し安全機能を維持できる（防止設備）
又は各外部事象による損傷を考慮して，代替設備による機能維持や安全上支障のない期間での修復等の対応が可能（緩和設備，防止でも緩和でもない設備）―：他の項目にて整理

共6-9

共-7 重大事故等対処設備の内部火災に対する防護方針について

重大事故等対処設備の内部火災に対する防護方針について

1．概 要「実用発電用原子炉及びその付属施設の位置，構造及び設備の基準に関する規則」（以下，「設置許可基準規則」という。）第四十三条第２項第三号にて，常設重大事故防止設備は，共通要因によって当該設備に対応する設計基準事故対
処設備の安全機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないことを要求している。また，同規則第四十三条第３項第七号にて，可搬式重大事故防止設備は，共通要因によって，設計基準事故対処設備の安全機能，使用済燃料貯蔵槽の冷却機能若しくは注水機能又は常設重大事故防止設備の重大事故に至るおそれがある事故に対処するために必要な機能と同時にその機能が損なわれることがな
いことを要求している。
柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉の重大事故防止設備が，単一の火災によっても上記の要求に適合していることを以下に示す。また，これを踏まえて，
内部火災が発生した場合の重大事故等対処設備に対する基本的な防護方針を以
下に示す。

共 7－1

2．基本事項［要求事項］
実用発電用原子炉及びその付属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則（重大事故等対処設備）
第四十三条
２

重大事故等対処設備のうち常設のもの（重大事故等対処設備のうち可搬型のもの（以下「可搬型重大事故等対処設備」という。）と接続するものにあっては、当該可搬型重大事故等対処設備と接続するために必要な発電用原子炉施設内の常設の配管、弁、ケーブルその他の機器を含む。以下「常設重大事故等対処設備」という。）は、前項に定めるもののほか、次に掲げるものでなければならない。
三

常設重大事故防止設備は、共通要因によって設計基準事故対処設備の安全機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう、適切な措置を講じたものであること。

３

可搬型重大事故等対処設備に関しては、第一項に定めるもののほかに、次に掲げるものでなければならない。
七

重大事故防止設備のうち可搬型のものは、共通要因によって、設計基準事故対処設
備の安全機能、使用済燃料貯蔵槽の冷却機能若しくは注水機能又は常設重大事故防止
設備の重大事故に至るおそれがある事故に対処するために必要な機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう、適切な措置を講じたものであること。

共 7－2

2.1． 基本的な防護方針の整理
重大事故等対処施設に対する火災防護としては，設置許可基準規則第四十一
条にしたがい，火災により重大事故等に対処するために必要な機能を損なうおそれがないよう，火災の発生防止対策及び火災感知・消火対策を実施する。
一方，設置許可基準規則第四十三条第２項第三号を火災の観点からみると，
常設重大事故防止設備は，単一の火災によって当該設備の機能と設計基準事故
対処設備の安全機能とが同時喪失しないことを要求している。また，設置許可基準規則第四十三条第３項第七号を火災の観点からみると，可搬型重大事故防止設備は，単一の火災によって当該設備の機能と設計基準事故対処設備の安全機能とが同時喪失しないこと，及び当該設備の機能と使用済燃料貯蔵槽の冷却機能若しくは注水機能とが同時喪失しないこと，さらには当該設備の機能と常設重大事故防止機能の重大事故対処に必要な機能とが同時喪失しないことを要求している。
これらを踏まえ，内部火災が発生した場合の重大事故等対処設備に対する基本的な防護方針を以下に整理する。この際，運転員等による各種対応操作 ※１ に関しても，火災による影響を考慮の上，期待することとする。
方針Ⅰ【独立性】：重大事故防止設備は，内部火災によって，対応する設計基準対象施設の安全機能と同時にその機能が損なわれるおそれのないこと
方針Ⅱ【修復性】：重大事故等対処設備であって，重大事故防止設備でない設備は，修復性等も考慮の上，できる限り内部火災に対する頑健性を確保すること
方針Ⅲ【重大事故等対処設備のみによる安全性確保】：内部火災が発生した場合においても，設計基準対象施設の機能に期待せずに，重大事故等対処設備によりプラントの安全性に関する主要な機能 ※２ が損なわれるおそれのないこと※１：火災の影響により電動弁の遠隔操作機能が喪失した場合に，現場の環境状況を考慮の上，運転員等が現場へアクセスし，消火活動後，手動にて弁操作を実施する，等※２：「未臨界移行」，「燃料冷却」，「格納容器除熱」及び「使用済燃料プール注水」
機能とする

共 7－3

2.2． 方針への適合性確認の流れ
2.1．に示した防護方針への適合性の確認においては，まず，設置許可基準規則第三十七条以降の各条文に該当する重大事故等対処施設を抽出し，それらを「防止設備」「緩和設備」及び「防止でも緩和でもない設備」に分類する。これ
らの分類を行った上で，方針Ⅰ及びⅡへの適合性を確認する一次評価と，方針Ⅲへの適合性を確認する二次評価の，二つの段階にて確認する。
(1) 方針Ⅰへの適合性の確認（一次評価）
方針Ⅰへの適合について確認すべき対象は「防止設備」に分類された設備であり，以下のような流れでその適合性を確認する。
①：各条文の「防止設備」が，単一の火災による影響でその安全機能を維持できるか②：①にて維持できない場合は，単一の火災で当該防止設備に対応する設計
基準対象施設の安全機能が同時に喪失していないか③：②にて同時に喪失していた場合は，各種対応を実施する(2) 方針Ⅱへの適合性の確認（一次評価）
方針Ⅱへの適合について確認すべき対象は「緩和設備」及び「防止でも緩和でもない設備」に分類された設備であり，以下のような流れでその適合性を確認する。
①：各条文の「緩和設備」及び「防止でも緩和でもない設備」が，単一の火災による影響でその安全機能を維持できるか②：①にて維持できない場合は，修復性等を考慮したできる限りの頑健性を確保する(3) 方針Ⅲへの適合性の確認（二次評価）
方針Ⅲへの適合性については，以下のような流れで確認する。
①：火災による影響を考慮した上で，設計基準対象施設の機能に期待せず，
重大事故等対処設備によって「未臨界移行」，「燃料冷却」，「格納容器除熱」及び「使用済燃料プール注水」機能が維持できるか②：①にて維持できない場合は，各種対応を実施する

共 7－4

3．火災による重大事故対処設備の独立性・修復性
3.1．重大事故防止設備の火災による設計基準事故対処設備等への影響（独立性）
設置許可基準規則第四十三条第２項第三号を火災の観点からみると，常設重大事故防止設備は，単一の火災によって当該設備の機能と設計基準事故対処設
備の安全機能とが同時喪失しないことを要求している。また，設置許可基準規則第四十三条第３項第七号を火災の観点からみると，可搬型重大事故防止設備
は，単一の火災によって当該設備の機能と設計基準事故対処設備の安全機能とが同時喪失しないこと，及び当該設備の機能と使用済燃料貯蔵槽の冷却機能若
しくは注水機能とが同時喪失しないこと，さらには当該設備の機能と常設重大事故防止機能の重大事故対処に必要な機能とが同時喪失しないことを要求している。
このため，まずは単一の火災によって可搬型重大事故防止設備の機能と設計
基準事故対処設備の安全機能が同時に喪失しないこと，当該設備の機能と使用済燃料貯蔵槽の冷却機能若しくは注水機能が同時に喪失しないこと，及び当該設備の機能と常設重大事故防止設備の重大事故対処に必要な機能が同時に機能喪失しないことを確認する。
次に，単一の火災によって常設重大事故防止設備の機能と設計基準事故対処
設備の安全機能が同時に喪失しないことを示す。
また，消火設備についてもそれぞれ分散して設置していることを示す。
なお，上記の確認は，重大事故防止設備の各機能について，火災によって当該設備の機能と，当該設備が代替する機能を有する設計基準事故対処設備の安全機能が同時に喪失しないことを確認することによって，任意の単一火災によって，重大事故防止設備の機能と設計基準事故対処設備の安全機能が同時に喪失しないことを示す。

共 7－5

表１：可搬型重大事故防止設備（３／３）
可搬型重大事故防止設備
系統機能

主要設備

関連

代替する機能を有する

条文

設計基準対象施設

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）可搬型陽圧化空調機
居住性の確保（対策本部）
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対－策本部）可搬型外気取入送風機
居住性の確保（待機場所）

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）可搬型陽圧化空調機
無線連絡設備（可搬型）61

通信連絡（5 号炉原子炉建屋

送受話器，
電力保安通信用電話設備

内緊急時対策所）-

携帯型音声呼出電話設備
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用
電源の確保（5 号炉原子炉建

可搬型電源設備
非常用所内電源屋内緊急時対策所）
可搬ケーブル

送受話器，

携帯型音声呼出電話設備
発電所内の通信連絡

62
無線連絡設備（可搬型）

共 7－8

電力保安通信用電話設備-

表１の設備のうち，可搬型代替注水ポンプ（A-1 級,A-2 級），代替原子炉補機
冷却系（熱交換器ユニット・大容量送水車（熱交換器ユニット用）
・代替原子炉補機冷却海水ストレーナ），可搬型スプレイヘッダ，ホース・接続口［流路］，
大容量送水車（海水取水用），電源車，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備，可搬ケーブル，タンクローリ，号炉間電力融通ケーブル（可搬型）
は，6 号及び 7 号炉の原子炉建屋，タービン建屋，コントロール建屋，廃棄物処理建屋，常設代替交流電源設備等とは距離的に離れた場所に配備することとしており，これらの設備に火災が発生しても，各重大事故防止設備が代替する機能を有する設計基準事故対象設備，6 号及び 7 号炉の使用済燃料貯蔵槽の冷却機能若しくは注水機能，又は常設重大事故防止設備に影響を及ぼすおそれはない。すなわち，2.2．(1)②において安全機能が同時に喪失しないと判断する。
（41-3 添付資料３）
高圧窒素ガスボンベは原子炉建屋
及び（6 号炉），又は及び（7 号炉）に，逃がし安全弁用可搬型蓄電池は原子炉建屋（6 号炉
及び 7 号炉）それぞれ分散して設置されている。一方，当該ボンベが代替する機能を有する設計基準事故対処設備である自動減圧系の圧縮空気供給機能（駆動用窒素源）は原子炉格納容器内に設置されている。したがって，火災によって高圧窒素ガスボンベと圧縮空気供給機能（駆動用窒素源）が同時に機能喪失することはない。また，逃がし安全弁用可搬型蓄電池が代替する機能を有する
設計基準対処設備である直流 125V 蓄電池 A,A-2,B はコントロール建屋に設置されている。したがって,火災によって逃がし安全弁用可搬型蓄電池と直流 125V 蓄電池 A,A-2,B が同時に機能喪失することはない。また，消火設備についてもそれぞれ分散して設置している。すなわち，2.2．(1)②において安全機
能が同時に喪失しないと判断する。（図１）
中央制御室可搬型陽圧化空調機及び中央制御室可搬型陽圧化空調機用仮設ダ
クトについては，当該空調機が代替する機能を有する設計基準事故対処設備である中央制御室換気空調系を設置する火災区域とは別の火災区域に設置することから，火災によって中央制御室可搬型陽圧化空調機及び中央制御室可搬型陽
圧化空調機用仮設ダクトと中央制御室換気空調系が同時に機能喪失することはない。また，消火設備についてもそれぞれ分散して設置している。すなわち，
2.2．(1)②において安全機能が同時に喪失しないと判断する。（図２）5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の可搬型陽圧化空調機(対策本部，待機場所)及び可搬型外気取入送風機（対策本部）については，5 号炉原子炉建屋内緊
急時対策所（対策本部，待機場所）が 6 号及び 7 号炉の原子炉建屋・コントロ

共 7－9

ール建屋等と位置的に分散して設置されていることから，当該空調機の単一の火災によっても 6 号及び 7 号炉の原子炉及び使用済燃料プールに影響を及ぼす
おそれはない。なお，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の可搬型陽圧化空調機（対策本部，待機場所）及び可搬型外気取入送風機（対策本部）の単一の火災に対して予備機を分散配備することから，火災によって 5 号炉原子炉建屋内緊
急時対策所（対策本部，待機場所）の居住性を確保する機能が喪失することはない。また，消火設備についてもそれぞれ分散して設置している。すなわち，
2.2．(1)②において安全機能が同時に喪失しないと判断する。（図３）
携帯型音声呼出電話設備は中央制御室内に設置しているが，当該設備が代替する機能を有する設計基準対象施設である送受話器（ページング），電力保安通
信用電話設備は廃棄物処理建屋・コントロール建屋に設置しており，位置的分散が図られていることから，火災によって発電所内の通信連絡機能が喪失することはない。また，無線連絡設備（可搬型）については，中央制御室と緊急時対策所にそれぞれ設置されているが，当該設備が代替する機能を有する設計基
準対象施設である送受話器（ページング），電力保安通信用電話設備は廃棄物処
理建屋・コントロール建屋に設置しており，位置的分散が図られていることから，火災によって発電所内の通信連絡機能が喪失することはない。また，消火設備についてもそれぞれ分散して設置している。すなわち，2.2．(1)②において安全機能が同時に喪失しないと判断する。（図４）以上より，単一の火災によって，可搬型重大事故防止設備は，当該設備が代替する機能を有する設計基準対象施設の安全機能と同時にその機能が損なわれるおそれはない。
また，当該設備の機能と使用済燃料貯蔵槽の冷却機能若しくは注水機能も同時に喪失しない。さらに，当該設備の機能と常設重大事故防止設備の重大事故対処に必要な機能についても同時に機能喪失しない。

共 7－10図 3：5 号炉原子炉建屋緊急時対策所可搬型換気空調系の配置

共 7－15

6／7 号炉

5 号炉

6／7 号炉

5 号炉
図 4-1：通信連絡設備の配置

共 7－16

7 号炉

7 号炉

6 号炉

5 号炉
図 4-2：通信連絡設備の配置

共 7－17

表２：常設重大事故防止設備（１２／１２）
常設重大事故防止設備※設計基準拡張
主要設備

系統機能

関連条文

中央制御室遮蔽代替する機能を有する
設計基準対象施設（中央制御室遮蔽）

中央制御室換気空調系給排気隔離弁
居住性の確保（MCR 外気取入ダンパ，MCR 非常用外気取入ダンパ，MCR 排気ダンパ）[流路]59

中央制御室換気空調系

中央制御室換気空調系ダクト（MCR 外
気取入ダクト，MCR 排気ダクト）[流路]
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所
居住性の確保（対策本部）（対策本部）遮蔽
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所-（対策本部）二酸化炭素吸収装置
居住性の確保（待機場所）
通信連絡（5 号炉原子炉建屋内緊
急時対策所）

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）遮蔽

61
送受話器，

無線連絡設備（常設）

電源の確保（5 号炉原子炉建屋内

負荷変圧器

緊急時対策所）

交流分電盤

電力保安通信用電話設備
非常用所内電源

無線連絡設備（常設）
無線連絡設備（屋外アンテナ）
発電所内の通信連絡

62

[伝送路]
無線通信装置[伝送路]共 7－29

送受話器，
電力保安通信用電話設備

（15）5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所 （対策本部）[61 条]
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）（遮蔽,二酸化炭素吸収装置）については，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）が 6 号及び 7 号炉の原子炉建屋・コントロール建屋等と位置的に分散して設置されていることから，当該対策所における単一の火災によっても 6 号及び 7 号炉の原子炉及び使用済燃料プールに影響を及ぼすおそれはない。
なお，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）は，火災の発生防止対策として難燃ケーブルの使用等の対策等を講じている。また，感知・消火対策として異なる２種類の感知器，二酸化炭素消火器を配備している。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）については,可燃物はいずれも金属筐体に納められ煙の充満は考えにくく，また運転員が近接した区域に常駐するため万一火災が発生した場合でも速やかな消火が可能であることから，単一の火災によって 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）
は機能喪失しない。すなわち，2.2．(1)①において安全機能が喪失しないと判断する。（図 40）

図 40：5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の配置

共 7－125

（16）通信連絡設備（5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所） [61 条]
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の通信連絡設備である無線連絡設備（常設）については，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所が 6 号及び 7 号炉の原
子炉建屋・コントロール建屋等と位置的に分散して設置されていることから，当該設備の単一の火災によっても 6 号及び 7 号炉の原子炉及び使用済
燃料プールに影響を及ぼすおそれはない。
なお，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の無線連絡設備（常設）は重大事故時に 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所において通信連絡を行うための常設設備であり，当該設備が代替する機能を有する設計基準対象施設は「送受話器（ページング）」，「電力保安通信用電話設備」である。
無線連絡設備（常設）は，火災の発生防止対策として難燃ケーブルの使用等の対策を講じている。また，感知・消火対策として異なる２種類の感知器及び煙の充満により消火困難となる場所に固定式ガス消火設備を設置している。さらに，無線連絡設備（常設）と送受話器（ページング），電力
保安通信用電話設備はそれぞれ別の火災区域に設置しており，位置的分散を図っている。（図 41）以上より，単一の火災によって通信連絡設備（5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所），送受話器（ページング用），電力保安通信用電話設備の安全機能は同時に喪失することなく確保できる。また，消火設備についてもそれぞれ分散して設置している。すなわち，2.2．(1)②において安全機能が同時に喪失しないと判断する。

共 7－126

図 41：無線連絡設備（常設）（5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所）と送受話器（ページング），電力保安通信用電話設備の配置

共 7－127

（17）電源の確保（5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所）[61 条]
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用電源設備（負荷変圧器,交流分電盤）
については，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所が 6 号及び 7 号炉の原子炉
建屋・コントロール建屋等と位置的に分散して設置されていることから，
当該電源車の単一の火災によっても 6 号及び 7 号炉の原子炉及び使用済燃料プールに影響を及ぼすおそれはない。
なお，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用電源設備（負荷変圧器,交流分
電盤）は重大事故時に 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所に交流電源を供給するための常設設備であり，当該設備が代替する機能を有する設計基準対
象施設は 6 号及び 7 号炉非常用所内電源である。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用電源設備（負荷変圧器，交流分電盤）
は，火災の発生防止対策として難燃ケーブルの使用等の対策を講じている。
また，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用電源設備（負荷変圧器,交流分電盤）については感知・消火対策として異なる２種類の感知器を設置している。さらに，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用電源設備（負荷変圧器，交流分電盤）は 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に設置，6 号及び 7 号
炉非常用高圧母線は,6 号及び 7 号炉原子炉建屋内に設置している非常用ディーゼル発電機から給電しており，位置的分散を図っている。（図 42）以上より，単一の火災によって 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用電源と，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の常設電源は同時に機能を喪失することなく確保できる。また，消火設備についてもそれぞれ分散して設置している。すなわち，2.2．(1)②において安全機能が同時に喪失しないと判断する。

共 7－128

図 42-1：5 号炉緊急時対策所の電源の配置

共 7－129

図 42-2：5 号炉緊急時対策所の電源の配置

共 7－130

3.2．重大事故防止設備でない重大事故等対処設備の火災による影響（修復性）
重大事故防止設備でない重大事故等対処設備には，常設重大事故緩和設備，常設重大事故等対処設備のうち防止でも緩和でもない設備，可搬型重大事故緩和設備，可搬型重大事故等対処設備のうち防止でも緩和でもない設備に分類される。これらの火災による影響について，以下に示す。

3.2.1．重大事故防止設備でない常設重大事故等対処設備の火災による影響
重大事故防止設備でない常設重大事故等対処設備を表９に示す。

共 7－134

表９：重大事故防止設備でない常設重大事故等対処設備（２／３）
常設重大事故等対処設備
系統機能

主要設備
サプレッション・チェンバ

関連条文

分類

56

緩和
-（代替淡水源）[常設重大事故等対処設
備ではなく代替淡水源

防火水槽（措置）であるが,本条文

重大事故等収束のためのにおいて必要なため記水源※水源としては海水も

50,56

使用可能

載]
-（代替淡水源）[常設重大事故等対処設
備ではなく代替淡水源

淡水貯水池（措置）であるが,本条文において必要なため記載]

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器温度

格納容器内の水位

格納容器下部水位

格納容器内の水素濃度

格納容器内水素濃度（SA）
格納容器内水素濃度

緩和

格納容器内の酸素濃度

格納容器内酸素濃度

原子炉建屋内の水素濃度

原子炉建屋水素濃度

最終ヒートシンクの確保

耐圧強化ベント系放射線モニタ
フィルタ装置水素濃度

使用済燃料プールの監視

使用済燃料貯蔵プール監視カメラ（使用済燃料貯蔵プール監視カメラ用空冷装置含む）防止でも緩和でもない発電所内の通信連絡

必要な情報を把握できる設備（安全パ
ラメータ表示システム（SPDS））

防止でも緩和でもない

58

中央制御室

（重大事故等対処施設）

中央制御室待避室

居住性の確保

中央制御室待避室遮蔽
中央制御室待避室陽圧化装置（配管・弁）[流路]59
緩和

データ表示装置（待避室）

モニタリング・ポストの代替
交流電源からの給電

居住性の確保（対策本部）

モニタリング・ポスト用発電機

防止でも緩和でもない

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）（重大事故等対処施設）

5 号炉原子炉建屋内高気密室（対策本部）（重大事故等対処施設）

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所(対策本部)陽圧化装置（配管・弁）

居住性の確保（待機場所）

60

61

緩和

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）（重大事故等対処施設）

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所(待機場所)陽圧化装置（配管・弁）緩和

共 7－136

表９：重大事故防止設備でない常設重大事故等対処設備（３／３）
常設重大事故等対処設備
系統機能
必要な情報の把握

主要設備
必要な情報を把握できる設備（安全パラメータ表示システム（SPDS））
衛星電話設備（常設）

通信連絡（5 号炉原子炉建屋内緊
急時対策所）

関連条文

分類防止でも緩和でもない
61

総合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備

防止でも緩和でもない

データ伝送設備
衛星電話設備（常設）

発電所内の通信連絡

必要な情報を把握できる設備（安全パラメータ表示システム（SPDS））
衛 星電話 設備（ 屋外 アンテ ナ） [伝 送路]
有線（建屋内）[伝送路]衛星電話設備（常設）
総合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備
データ伝送装置

発電所外の通信連絡

衛 星電話 設備（ 屋外 アンテ ナ） [伝 送路]
衛星無線通信装置[伝送路]有線（建屋内）[伝送路]共 7－13762

防止でも緩和でもない表９の設備のうち，圧力開放板，配管，手動弁，サージタンク，熱交換器，
スプレイヘッダ，原子炉圧力容器，原子炉格納容器，中央制御室待避室室陽圧化装置（配管・弁），原子炉ウェル，サプレッション・チェンバについては，金属等の不燃性材料で構築されていること，内部の液体の漏えいを防止するためのパッキンが装着されている場合でもパッキン類のシート面は機器内の液体と接触しており大幅な温度上昇は考えにくいことから，火災発生のおそれはない。
すなわち，2.2．(2)①において安全機能が喪失しないと判断する。
上記以外の常設重大事故緩和設備及び常設重大事故等対処設備のうち防止でも緩和でもないものについては，火災防護に係る審査基準にしたがい，火災の発生防止対策及び火災の感知・消火対策を実施する。（資料 10）すなわち，これらの設備については，火災防護対策の実施によって， 2.2．
(2)②における「できる限りの頑健性」を確保する。

共 7－138表１０：重大事故防止設備でない可搬型重大事故等対処設備（２／２）
可搬型重大事故等対処設備
系統機能
放射線量の代替測定
放射能観測車の代替測定装置

主要設備

関連条文

分類

60

防止でも緩和でもない

可搬型モニタリングポスト
可搬型ダスト・よう素サンプラ
GM 汚染サーベイメータ
NaI シンチレーション
サーベイメータ
可搬型ダスト・よう素サンプラ
GM 汚染サーベイメータ

放射性物質（空気中・水中・
土壌）及び海上モニタリング

NaI シンチレーションサーベイ
メータ
ZnS シンチレーションサーベイ
メータ
小型船舶（海上モニタリング用）

放射線量の測定
気象観測設備の代替測定

電離箱サーベイメータ
小型船舶（海上モニタリング用）
可搬型気象観測装置
酸素濃度計（対策本部）
二酸化炭素濃度計（対策本部）

防止でも緩和でもない差圧計（対策本部）
居住性の確保（対策本部）

居住性の確保（待機場所）

通信連絡（5 号炉原子炉建屋
内緊急時対策所）
発電所内の通信連絡
発電所外の通信連絡

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）
陽圧化装置（空気ボンベ）
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）可搬型エリアモニタ
酸素濃度計（待機場所）
二酸化炭素濃度計（待機場所）
差圧計（待機場所）
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）
陽圧化装置（空気ボンベ）
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）可搬型エリアモニタ

緩和

61
防止でも緩和でもない

緩和

衛星電話設備（可搬型）
衛星電話設備（可搬型）
衛星電話設備（可搬型）

共 7－140防止でも緩和でもない
62表１０の設備のうち，中央制御室待避室空気ボンベ陽圧化装置は金属等の不燃性材料で構築されていることから，火災発生のおそれはない。また，ホイー
ルローダ，可搬型窒素供給装置，可搬型代替注水ポンプ，大容量放水車，放水砲，汚濁防止膜，放射性物質吸着材，泡原液搬送車，泡原液混合装置，可搬型
モニタリングポスト，可搬型ダスト・よう素サンプラ，GM 汚染サーベイメータ，
NaI シンチレーションサーベイメータ，ZnS シンチレーションサーベイメータ，
電離箱サーベイメータ，小型船舶（海上モニタリング用），可搬型気象観測装置
については，荒浜側，大湊側の双方に保管することから，単一の火災によっても同時にすべての機能を喪失するおそれはない。すなわち，2.2．(2)①において安全機能が喪失しないと判断する。
上記以外の可搬型重大事故等対処設備については，火災防護計画にしたがって火災の発生防止対策及び火災の感知・消火対策を実施する。すなわち，2.2．
(2)②における「できる限りの頑健性」を確保する。

共 7－141

共-8 重大事故等対処設備の内部溢水に対する防護方針について

重大事故等対処設備の内部溢水に対する防護方針について
柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉における，重大事故等対処設備を対象とした内部溢水についての基本的な防護方針を以下に示す。
1

溢水防護の基本方針

1.1 基本的な防護方針の整理
内部溢水が発生した場合の重大事故等対処設備に対する基本的な防護方針を以下に整理する。なお想定する内部溢水は，設置許可基準規則第九条，及び内部
溢水影響評価ガイドにて定められる内部溢水と同等とする。さらに，運転員等による各種対応操作 ※1 に関しても，溢水による影響を考慮の上，期待することとする。またスロッシングに伴う溢水の影響に関しては，以下の方針とは独立に重大事故等対処設備の安全機能を損なわない方針とする。
方針Ⅰ【独立性】：重大事故防止設備は，内部溢水によって対応する設計基準対象施設の安全機能と同時にその機能が損なわれる恐れのないこと
方針Ⅱ【修復性】：重大事故等対処設備であって，重大事故防止設備でない設備は，修復性等も考慮の上，できる限り内部溢水に対する頑健性を確保すること
方針Ⅲ【重大事故等対処設備のみによる安全性確保】：内部溢水が発生した場合においても，設計基準対象施設の機能に期待せずに，重大事故等対処設備によりプラントの安全性に関する主要な機能 ※2 が損なわれる恐れのないこと※1 対応操作例：溢水の影響により一時的に電動弁の遠隔操作機能が喪失した場合に，現場の環境状況を考慮の上，運転員等が現場へアクセスし，手動にて弁操作を実施する，等※2 主要な機能：“未臨界移行”，“燃料冷却”，“格納容器除熱”，及び“使用済燃料プール注水”機能とする

共 8-1

1.2 方針への適合性確認の流れ
1.1 にて示した防護方針への適合性の確認においては，まず，設置許可基準規則第四十三条～六十二条の各条文に該当する重大事故等対処設備を抽出し，それらを“防止設備”，“緩和設備”，及び“防止でも緩和でもない設備”に分類する。これらの分類を行った上で，方針Ⅰ及びⅡへの適合性を確認する一次評価と，方針Ⅲへの適合性を確認する二次評価の，二つの段階にて確認する。
(a)方針Ⅰへの適合性の確認（一次評価）
方針Ⅰへの適合について確認すべき対象は，“防止設備”に分類された設備であり，以下のような流れでその適合性を確認する。
①：各条文の防止設備が，溢水による影響でその安全機能を維持できるか②：①にて維持できない場合は，同一の溢水により対応する設計基準対象施設の安全機能が同時に喪失していないか③：②にて同時に喪失していた場合は，各種対応を実施する(b)方針Ⅱへの適合性の確認（一次評価）
方針Ⅱへの適合について確認すべき対象は，“緩和設備”及び“防止でも緩和でもない設備”に分類された設備であり，以下のような流れでその適合性を確認する。
①：各条文の緩和設備又は防止でも緩和でもない設備が，溢水による影響でその安全機能を維持できるか②：①にて維持できない場合は，修復性等を考慮したできる限りの頑健性を確保する(c)方針Ⅲへの適合性の確認（二次評価）
方針Ⅲへの適合性については，以下のような流れでその適合性を確認する。
①：溢水による影響を考慮した上で，設計基準対象施設の機能に期待せず，
重大事故等対処設備によって“未臨界移行”，“燃料冷却”，“格納容器除熱”，及び“使用済燃料プール注水”機能が維持できるか②：①にて維持できない場合は，各種対応を実施する

共 8-2

1.3 重大事故等対処設備
設置許可基準規則第四十四条～六十二条の各条文に該当する設備，それらの分類，及び対応する設計基準対象施設を第 1.3-1 表に整理する。なお本表には，重大事故等対処設備として有効性評価にてその機能に期待する設備は全て含まれる。
1.4 方針への適合性確認フロー
上記を踏まえ，方針への適合性確認フローを第 1.4-1 図に示す。

共 8-3

第 1.3-1 表
条文43

重大事故等対処設備と対応する設計基準対象施設の整理

対象施設（設備）
アクセスルート確保

分類 ※1

対応する設計基準対象施
設の機能

※2

なし

代替制御棒挿入機能
44

代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能

原子炉の緊急停止機能
未臨界維持機能防止

炉心冷却機能（高圧注水）防止

炉心冷却機能（自動減圧） 自動減圧系防止

炉心冷却機能（低圧注水）

残留熱除去系（低圧注水モード）

原子炉停止後の除熱機能

原子炉補機冷却系
残留熱除去系（格納容器スプ
レイ冷却モード）

高圧代替注水系
高圧代替注水系の機能回復なし
原子炉緊急停止系
制御棒
制御棒駆動系 水圧制御ユ
ニット

防止

ほう酸水注入系
45

設計基準対象施設

ほう酸水注入系

高圧炉心注水系
原子炉隔離時冷却系逃がし安全弁共 8-4

46

代替自動減圧機能
逃がし安全弁機能回復（可搬型直流電源供給）
逃がし安全弁機能回復（代替窒素供給）
低圧代替注水系（常設）47

低圧代替注水系（可搬型）
非常用取水設備
代替原子炉補機冷却系
S/P への蓄熱補助耐圧強化ベント系（W/W）

48

耐圧強化ベント系（D/W）
格納容器圧力逃がし装置
代替格納容器圧力逃がし装置
非常用取水設備防止

第 1.3-1 表
条文

重大事故等対処設備と対応する設計基準対象施設の整理

対象施設（設備）

分類 ※1

対応する設計基準対象施
設の機能

防止

放射性物質の閉じ込め機
残留熱除去系（格納容器スプ
能,放射線の遮へい及び放レイ冷却モード）
出低減機能

緩和

なし

なし

緩和

なし

なし

緩和

格納容器内水素濃度
事故時のプラント状態の残留熱除去系（格納容器スプ
把握機能
レイ冷却モード）

緩和なし

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）49

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）
非常用取水設備

設計基準対象施設

格納容器圧力逃がし装置
代替格納容器圧力逃がし装置
50

代替循環冷却系
S/P への蓄熱補助

共 8-5

非常用取水設備
格納容器下部注水系（常設）51

格納容器下部注水系（可搬型）
溶融炉心の落下遅延及び防止
格納容器内の水素濃度監視設備
格納容器圧力逃がし装置

52

代替格納容器圧力逃がし装置
耐圧強化ベント系（W/W)
耐圧強化ベント系

53

静的触媒式水素再結合器なし

第 1.3-1 表
条文

重大事故等対処設備と対応する設計基準対象施設の整理

対象施設（設備）

対応する設計基準対象施設の機能

設計基準対象施設防止

燃料プール水の補給機能

残留熱除去系（燃料ﾌﾟｰﾙ水の冷却及び補給），燃料プール
冷却浄化系，使用済燃料貯蔵
ﾌﾟｰﾙ水位，FPC ﾎﾟﾝﾌﾟ入口温度
使用済燃料貯蔵ﾌﾟｰﾙ温度
燃料貯蔵ﾌﾟｰﾙｴﾘｱ放射線ﾓﾆﾀ
燃料取替ｴﾘｱ排気放射線ﾓﾆﾀ
原子炉区域換気空調系排気
放射線モニタ

緩和

なし

なし

防止

必要な水の供給機能（ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝ･ﾁｪﾝﾊﾞ）（復水貯蔵槽）

分類 ※1

燃料プール代替注水系（可搬型）
燃料プール冷却浄化系
代替原子炉補機冷却系
54
非常用取水設備
大気への放射性物質の拡散抑制
共 8-6

使用済燃料プールの監視設備
大気への放射性物質の拡散抑制
55

海洋への放射性物質の拡散抑制
航空機燃料火災への泡消火

56

水源の確保
水の移送手段常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備

非常用ディーゼル発電機

所内蓄電式直流電源設備
57

可搬型直流電源設備
代替所内電気設備
号炉間電力融通電気設備
燃料補給設備防止

安 全 上 特 に 重 要 な 関 連 機 非常用高圧母線 C 系,D 系,E 系
能（非常用所内電源系）（ 直 蓄電池 A,A-2,B,C,D
非常用 MCC（C,D,E)
流電源系）
非常用所内電源設備

第 1.3-1 表
条文

対象施設（設備）

重大事故等対処設備と対応する設計基準対象施設の整理
分類 ※1

対応する設計基準対象施設の機能

設計基準対象施設
原子炉圧力
原子炉圧力（SA）
原子炉水位
原子炉水位（SA）
原子炉圧力容器温度
残留熱除去系系等流量

原子炉圧力容器内の温度
原子炉圧力容器内の圧力
原子炉圧力容器内の水位

原子炉隔離時冷却系系統流量

原子炉圧力容器への注水量
共 8-7

58

原子炉格納容器への注水量
原子炉格納容器内の温度
原子炉格納容器内の圧力
原子炉格納容器内の水位
原子炉格納容器内の水素濃度防止

高圧代替注水系系統流量
復水補給水系流量
事 故 時 の プ ラ ン ト 状 態 の 復水貯蔵槽水位（SA）
把握機能）
復水移送ポンプ吐出圧力
残留熱除去系ﾎﾟﾝﾌﾟ吐出圧力
ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝ･ﾁｪﾝﾊﾞ･ﾌﾟｰﾙ水温度
ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝ･ﾁｪﾝﾊﾞ･ﾌﾟｰﾙ水位
ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝ･ﾁｪﾝﾊﾞ気体温度
格納容器内圧力（S/C）
格納容器内圧力（D/W）
格納容器内水素濃度
格納容器内水素濃度（SA）

第 1.3-1 表
条文

重大事故等対処設備と対応する設計基準対象施設の整理

対象施設（設備）
原子炉格納容器内の酸素濃度
原子炉格納容器内の放射線量率
未臨界の監視最終ヒートシンクによる冷却状態の確認

共 8-8

格納容器バイパスの監視
水源の確認
原子炉建屋内の水素濃度
使用済燃料プールの監視
発電所内の通信連絡
温度，圧力，水位，注水量の計測・監視

分類 ※1

対応する設計基準対象施設の機能

設計基準対象施設
格納容器内雰囲気放射線レベル（D/W）
格納容器内雰囲気放射線レベル（S/C）
平均出力領域モニタ
起動領域モニタ
ドライウェル雰囲気温度
静的触媒式水素再結合器 動
作監視装置
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA）
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域）
使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高ﾚﾝｼﾞ，低ﾚﾝｼﾞ）

第 1.3-1 表
条文

重大事故等対処設備と対応する設計基準対象施設の整理

対象施設（設備）

分類 ※1

対応する設計基準対象施
設の機能

防止

安 全 上 特 に 重 要 な 関 連 機 中央制御室換気空調系
能中央制御室照明※2なし

モニタリング・ポスト
放射能観測車
気象観測設備防止

送受話器
緊急時対策上重要なもの
電力保安通信用電話設備
及び異常状態の把握機能
外部電源

居住性の確保59
汚染の持ち込み防止

設計基準対象施設

放射線量の測定
放射能観測車の代替測定装置

共 8-9

60

発電所及びその周辺の測定に使用する測定器
風向・風速その他気象条件の測定
電源の確保
居住性の確保（５号炉原子炉建屋内緊急時対策所）

61

必要な情報の把握（５号炉原子炉建屋内緊急時対策所）
通信連絡（５号炉原子炉建屋内緊急時対策所）
電源の確保（５号炉原子炉建屋内緊急時対策所）

第 1.3-1 表
条文

対象施設（設備）

重大事故等対処設備と対応する設計基準対象施設の整理
分類 ※1

発電所内の通信連絡
62※2
発電所外の通信連絡※1

防止：重大事故防止設備

緩和：重大事故緩和設備対応する設計基準対象施設の機能

設計基準対象施設

当 該 通 信 連 絡 設 備 が 必 要 送受話器となる設備と同様の機能 電力保安通信用電話設備※2

防止でも緩和でもない設備

共 8-10

重大事故等対処設備
各条文（43条～62条）

各条文を防止設備，緩和設備，防止でも緩和でもない設備に分類

条文No ⇒

防止設備

緩和設備

防止でも緩和でもない設備

44～49,54,56～59,61,62

50～53,55,62

43,60,62

44

45

46

50

51

60

Y

機能
維持

N

N

詳細評価／
対策

N

対応するDB
設備が同一の溢水で
機能維持

一次評価

条文に定める個別機能に対する内部溢水影響評価

N

機能
維持

機能
維持

Y

Y

修復性等を考慮したできる限りの
頑健性の確保修復性等を考慮したできる限りの
頑健性の確保Y
防護方針 Ⅰ
一次評価終了防護方針 Ⅱ
一次評価終了防護方針 Ⅱ
一次評価終了重大事故等対処設備での“未臨界移行” “燃料冷却” “格納容器除熱” “SFP注水”機能維持

Y
防護方針 Ⅲ
二次評価終了1.4-1 図方針への適合性確認フロー

共 8-11

二次評価

プラント全体の安全性に関する主要機能に対する内部溢水影響評価

N

詳細評価／
対策

2.1 重大事故等対処設備を対象とした溢水評価結果について
重大事故等対処設備について，先行して実施した評価結果の一例を示す。
2.2 想定破損による没水影響評価
単一機器の破損により生じる溢水箇所を起点とし，溢水経路を経由して最終的な滞留箇所に到達するまでを一つの評価ケースと定め，溢水経路に位置する全ての溢水防護区画における溢水水位を算定した。算定した溢水水位と当該区画内の防護対象設備の機能喪失高さとを比較することにより，当該設備の機能への影響を評価し，1 の溢水防護の方針が確保されるかを判定した。
第 2.2-1 図に溢水伝播における水位の算定フローを示す。

起点となる区画における水位算出※1
水位が隣接区画への伝播開始高さを超えた場合に伝播する

隣接区画への伝播判定 ※1

無有※2
区画への伝播ルートが複数存在する場合は、最大水位を用いて評価

伝播先区画での水位算出 ※2

次の隣接区画への伝播判定 ※1

無

有

繰り返し

水位評価完了第 2.2-1 図

溢水伝播における水位の算定フロー

共 8-12

2.2.1 評価ケースの設定
以下に柏崎刈羽 6 号炉における評価結果の一例を示す。
○溢水発生区画：原子炉建屋地上 2 階 FPC 弁室（R-2F-1）○溢水源：R-2F-1 内に敷設されている全溢水源とそれらの溢水量を以下にまとめる。これより最も溢水量の大きい残留熱除去系を溢水源として設定する。
存在する溢水源

溢水量 (m3 )燃料プール冷却浄化系

115

サプレッションプール浄化系

93

残留熱除去系

258

原子炉補機冷却水系

57

純水補給水系

34

復水補給水系

89

代表溢水源

○

2.2.2 溢水伝播評価
溢水伝播モデルを用いて 2.2.1 の評価ケースにおける最終滞留区画に到達するまでの溢水経路に位置する溢水防護区画の溢水水位を評価する。評価は溢水区画を起点（一次）とし，隣接する区画への伝播を段階的に二次，三次と進め，それを最終滞留区画まで実施する。

共 8-13

2.2.3 重大事故等対処設備の防護対象設備の機能喪失判定
2.2.2.で実施した溢水伝播評価の結果を基に，各防護対象設備の機能喪失判定を実施し，補足第 23.2.2.3-1 表に示す。
第2.2.3-1表
溢水防護区画R-2F-1
共 8-14R-2F-2共2R-2F-3R-2F-4溢水防護対象設備
残留熱除去系弁 (E11-MO-F015)
サプレッションプール浄化系弁 (G51F015)
原子炉補機冷却系弁 (P21-F029A)
原子炉補機冷却系弁 (P21-F030A)
原子炉補機冷却系弁 (P21-F030B)
現場制御盤 (H21-P320B)
現場制御盤 (H21-P320D)
計装ラック (H22-P732)
原子炉補機冷却系弁 (P21-F032A)
原子炉補機冷却系弁 (P21-F032B)
高圧窒素ガス供給系弁 (P54-F036B)
高圧窒素ガス供給系弁 (P54-F037B)
高圧窒素ガス供給系弁 (P54-F038B)
原子炉補機冷却系弁 (P21-F030B)
不活性ガス系弁 (T31-AO-F019)
不活性ガス系弁 (T31-SO-F795)
不活性ガス系弁 (T31-SO-F797)
原子炉補機冷却系弁 (P21-F116A)
原子炉補機冷却系弁 (P21-F116B)

没水影響評価結果
溢水水位(m)

0.35

0.22

0.15
0.14

機能喪失高さ(m)

判定

1.70

没水
○

被水 ※1
-

1.67

○

-

0.66
※2
※2
0.14
0.14
0.92
※2
※2
0.42
0.87
0.87
※2
※2
1.60
0.32
※2
※2

○
×
×
×
×
○
×
×
○
○
○
×
×
○
○
×
×

-

第2.2.3-1表
溢水防護区画

没水影響評価結果

溢水防護対象設備

溢水水位(m)

機能喪失高さ(m)

判定

0.17

0.00
1.26
※2
1.14
0.74
1.26
0.12
0.77
0.92
1.71
1.74
2.46
1.19
1.42
1.16
3.67
4.17
3.67
4.17
4.18

没水
×
○
×
○
○
○
×
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○

被水 ※1
○
○
×
○
○
×
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
-

R-B2-3

多重伝送盤 (H23-P103-1)
現場操作箱 (H25-P011)
復水補給水系弁 (P13-F199)
復水補給水系弁 (P13-F190)
復水補給水系弁 (P13-F193)
復水補給水系弁 (P13-F196)
復水補給水系弁 (P13-F199)
復水補給水系弁 (P13-MO-F028)
復水補給水系弁 (P13-MO-F031)
原子炉補機冷却系弁 (P21-MO-F013A)
原子炉補機冷却系弁 (P21-MO-F013B)
原子炉補機冷却系弁 (P21-MO-F074A)
原子炉補機冷却系弁 (P21-MO-F074B)
原子炉補機冷却系弁 (P21-MO-F082A)
原子炉補機冷却系弁 (P21-MO-F082B)
可燃性ガス濃度制御系弁 (T49-MO-F007A)
可燃性ガス濃度制御系弁 (T49-MO-F007B)
可燃性ガス濃度制御系弁 (T49-MO-F008A)
可燃性ガス濃度制御系弁 (T49-MO-F008B)
原子炉隔離時冷却系弁 (E51-MO-F004)

R-B2-5

残留熱除去系弁 (E11-MO-F012B)

0.17

1.08

○

○

R-B3-4計装ラック (H22-P701)

0.43

0.92

○

○

R-1F-2共

R-B1-2
共 8-15R-B2-2

0.35

0.35

0.23

※1：上階からの溢水伝播がある場合は被水による影響も評価する。（無い場合は評価不要とし，「-」で示す。）※2：設置高さが未調査の機器のため，設置区画に浸水した時点で機能喪失として評価している。
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。

2.2.4 判定
2.2.1 にて示した評価ケースが 23.1 にて定めた方針を踏まえ，重大事故等対処
施設の没水影響評価結果の判定を実施する。設置許可基準規則第 43 条～第 62 条の条文ごとに溢水による影響でその安全機能が維持できるか，また維持できない
場合の対応について以下のとおり判定する。(第 2.2.4-1 表参照)

共 8-16

第 2.2.4-1 表

重大事故等対処設備の没水影響評価

重大事故等対処設備

4344

設計基準対象施設
個別
機能
維持
判定

条文
判定

分
類
※1

アクセスルート確保

◯

◯

※3

代替制御棒挿入機能○

代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能○条
文

対象施設（設備）まとめ

共 8-17

ほう酸水注入系○

高圧代替注水系

○

45

対応する
設計基準対象施設

○

防止

個別
機能
維持
判定

原子炉緊急停止系
制御棒
制御棒駆動系 水圧制御ユ
ニット○

高圧炉心注水系○

原子炉隔離時冷却系○○防止（蓄電池 A，蓄電池 A-2）

ほう酸水注入系○

なし

逃がし安全弁

○（逃がし安全弁）（アキュムレータ）（逃がし安全弁排気管）○

代替自動減圧機能

○

自動減圧系

○

逃がし安全弁機能回復（可搬型直流電源供給）
逃がし安全弁機能回復（代替窒素供給）防止○（蓄電池 A，蓄電池 A-2，蓄電
池 B）

○

○

（アキュムレータ）○※1 条文毎の重大事故対処設備の分類（防止：重大事故防止設備，緩和：重大事故緩和設備）※2 設備建設中等により評価未完了※3 重大事故防止でも緩和でもない設備■ 重大事故対処設備のみで機能維持が可能な場合等，考慮不要になる場合はグレーアウトしている。

判
定

○

○

○

頑健性の有無等

方針
Ⅰ/Ⅱ,
Ⅲ
判定
◯

高圧代替注水系の機能回復

46

判
定

なし
原子炉緊急停止系

○

修復性

○

○

○

○

○

○

第 2.2.4-1 表

重大事故等対処設備の没水影響評価

重大事故等対処設備条
文

対象施設（設備）まとめ

設計基準対象施設
個別
機能
維持
判定

低圧代替注水系（常設）○

低圧代替注水系（可搬型）

○

条文
判定

分
類
※1

対応する
設計基準対象施設
残留熱除去系（低圧注水モード）
残留熱除去系（低圧注水モー
ド）

◯

修復性
個別
機能
維持
判定

（スクリーン室）

○

◯

（取水路）

○

◯

（補機冷却用海水取水路）○◯（補機冷却用海水取水層）○

代替原子炉補機冷却系

×

原子炉補機冷却系○

S/P への蓄熱補助○（真空破壊弁（S/C→D/W））○

耐圧強化ベント系（W/W）○

残留熱除去系（格納容器スプ
レ イ 冷却 モ ード ），原 子炉補機冷却系○

非常用取水設備

共 8-18
48

○

○

防止

防止

耐圧強化ベント系（D/W）○

残留熱除去系（格納容器スプ
レ イ 冷却 モ ード ），原 子炉補機冷却系○

格納容器圧力逃がし装置○

残留熱除去系（格納容器スプ
レ イ 冷却 モ ード ），原 子炉補機冷却系○※1 条文毎の重大事故対処設備の分類（防止：重大事故防止設備，緩和：重大事故緩和設備）※2 設備建設中等により評価未完了※3 重大事故防止でも緩和でもない設備■ 重大事故対処設備のみで機能維持が可能な場合等，考慮不要になる場合はグレーアウトしている。

判
定

○
○

◯

頑健性の有無等○（海水貯留堰）

47

判
定

方針
Ⅰ/Ⅱ,
Ⅲ
判定

○

○

○

○

第 2.2.4-1 表

重大事故等対処設備の没水影響評価

重大事故等対処設備条
文

対象施設（設備）

代替格納容器圧力逃がし装置

設計基準対象施設
個別
機能
維持
判定

非常用取水設備

修復性

共 8-19

対応する
設計基準対象施設

個別
機能
維持
判定

※2

残留熱除去系（格納容器スプ
レ イ 冷却 モ ード ），原 子炉補
機冷却系

○

○

（海水貯留堰）○（スクリーン室）

○

○

（取水路）

○

○

（補機冷却用海水取水路）○○（補機冷却用海水取水層）

○

○

48

まとめ

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）

×
○

条文
判定

○

分
類
※1

防止

残留熱除去系（格納容器スプ
レイ冷却モード）
残留熱除去系（格納容器スプ
レイ冷却モード）（スクリーン室）

○

○

（取水路）

○

○

（補機冷却用海水取水路）○○（補機冷却用海水取水層）○

格納容器圧力逃がし装置○なし

代替格納容器圧力逃がし装置※2○
非常用取水設備

50

防止

判
定

○

○

○

○

○
○

×

頑健性の有無等○（海水貯留堰）

49

判
定

方針
Ⅰ/Ⅱ,
Ⅲ
判定

なし
○

緩和

○

代替循環冷却系

×なし

S/P への蓄熱補助○（真空破壊弁（S/C→D/W））※1 条文毎の重大事故対処設備の分類（防止：重大事故防止設備，緩和：重大事故緩和設備）※2 設備建設中等により評価未完了※3 重大事故防止でも緩和でもない設備■ 重大事故対処設備のみで機能維持が可能な場合等，考慮不要になる場合はグレーアウトしている。

○

・溢水による影響なし○○

第 2.2.4-1 表

重大事故等対処設備の没水影響評価

重大事故等対処設備条
文50

対象施設（設備）

設計基準対象施設
個別
機能
維持
判定

条文
判定

分
類
※1

個別
機能
維持
判定

（海水貯留堰）○○（スクリーン室）

○

（取水路）

○

○

（補機冷却用海水取水路）○○（補機冷却用海水取水層）○

格納容器下部注水系（常設）○なし

格納容器下部注水系（可搬型）○なし

非常用取水設備○

共 8-20○溶融炉心の落下遅延及び防止

○

○

緩和

緩和

（高圧炉心注水系，原子炉隔離時冷却系）
なし○（残留熱除去系（低圧注水モード））○

格納容器内水素濃度○（格納容器内酸素濃度）○

格納容器内の水素濃度監視設備○

格納容器圧力逃がし装置○

代替格納容器圧力逃がし装置※2

耐圧強化ベント系（W/W)○

残留熱除去系（格納容器スプ
レ イ 冷却 モ ード ），原 子炉補機冷却系

耐圧強化ベント系○

なし

静的触媒式水素再結合器○

判定

頑健性の有無等

判
定

方針
Ⅰ/Ⅱ,
Ⅲ
判定

◯

◯

・溢水による影響なし○○

・溢水による影響なし○○

・溢水による影響なし

○

○

◯

○

○
○

53

対応する
設計基準対象施設

修復性

○

51

52

まとめ

なし
○

○

緩和

緩和

なし

なし

※1 条文毎の重大事故対処設備の分類（防止：重大事故防止設備，緩和：重大事故緩和設備）※2 設備建設中等により評価未完了※3 重大事故防止でも緩和でもない設備■ 重大事故対処設備のみで機能維持が可能な場合等，考慮不要になる場合はグレーアウトしている。

○○

第 2.2.4-1 表

重大事故等対処設備の没水影響評価

重大事故等対処設備条
文

対象施設（設備）

燃料プール代替注水系（可搬型）

燃料プール冷却浄化系

非常用取水設備

共 8-21

大気への放射性物質の拡散抑制

使用済燃料プールの監視設備

55

設計基準対象施設
個別
機能
維持
判定

修復性

対応する
設計基準対象施設

個別
機能
維持
判定

残留熱除去系（燃料プール水の冷却及び補給）○

燃料プール冷却浄化系

×

×

残留熱除去系（燃料プール水の冷却及び補給）◯○（海水貯留堰）○○（スクリーン室）

○

○

（取水路）

○

○

（補機冷却用海水取水路）○（補機冷却用海水取水層）

○

条文
判定

分
類
※1

○

○

54

まとめ

○

防止

○

○

海洋への放射性物質の拡散抑制○

航空機燃料火災への泡消火○

頑健性の有無等

判
定

○

○

なし
使用済燃料貯蔵プール水位○

FPC ポンプ入口温度×

使用済燃料貯蔵プール温度○

燃料貯蔵プールエリア放射線モニタ
燃料取替エリア排気放射線モニタ
原子炉区域換気空調系排気
放射線モニタ

○

大気への放射性物質の拡散抑制

判
定

方針
Ⅰ/Ⅱ,
Ⅲ
判定

○

緩和

なし

※1 条文毎の重大事故対処設備の分類（防止：重大事故防止設備，緩和：重大事故緩和設備）※2 設備建設中等により評価未完了※3 重大事故防止でも緩和でもない設備■ 重大事故対処設備のみで機能維持が可能な場合等，考慮不要になる場合はグレーアウトしている。

○○○

溢水による影響なし○○

第 2.2.4-1 表

重大事故等対処設備の没水影響評価

重大事故等対処設備条
文56

対象施設（設備）まとめ

設計基準対象施設
個別
機能
維持
判定

条文
判定

修復性

対応する
設計基準対象施設

個別
機能
維持
判定

（サプレッション・プール）○（復水貯蔵槽）

○

分
類
※1

水源の確保

○

水の移送手段○なし

常設代替交流電源設備○

非常用ディーゼル発電機○

可搬型代替交流電源設備○

非常用ディーゼル発電機

○

蓄電池 B

○

蓄電池 C

○

蓄電池 D

○

蓄電池 A

○

蓄電池 A-2○

非常用 MCC（C,D,E)○

非常用高圧母線 C 系,D 系,E系○

共 8-22

所内蓄電式直流電源設備

○

○

57

○
可搬型直流電源設備

代替所内電気設備

防止

防止

○

○

号炉間電力融通電気設備※2

非常用所内電源設備○

燃料補給設備○（軽油タンク）（燃料移送ポンプ）○※1 条文毎の重大事故対処設備の分類（防止：重大事故防止設備，緩和：重大事故緩和設備）※2 設備建設中等により評価未完了※3 重大事故防止でも緩和でもない設備■ 重大事故対処設備のみで機能維持が可能な場合等，考慮不要になる場合はグレーアウトしている。

判定

頑健性の有無等

判
定

方針
Ⅰ/Ⅱ,
Ⅲ
判定

○

○

○

○

第 2.2.4-1 表

重大事故等対処設備の没水影響評価

重大事故等対処設備条
文

対象施設（設備）

原子炉圧力容器内の温度

原子炉圧力容器内の圧力

設計基準対象施設
個別
機能
維持
判定

条文
判定

○

共 8-23○

原子炉圧力容器への注水量

原子炉格納容器への注水量

分
類
※1

対応する
設計基準対象施設

修復性
個別
機能
維持
判定

原子炉圧力

○

原子炉圧力（SA）

○

原子炉水位

○

原子炉水位（SA）

○

原子炉水位

○

原子炉水位（SA）○

原子炉圧力容器温度○

原子炉隔離時冷却系系統流
量○

高圧代替注水系系統流量○

復水補給水系流量（原子炉圧力容器）○

復水貯蔵槽水位（SA）○

ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝ･ﾁｪﾝﾊﾞ･ﾌﾟｰﾙ水位

○

原子炉水位

○

原子炉水位（SA）○

復水貯蔵槽水位（SA）○

判定

頑健性の有無等

判
定

方針
Ⅰ/Ⅱ,
Ⅲ
判定

○

58
原子炉圧力容器内の水位

まとめ

○

防止

○

○

○

※1 条文毎の重大事故対処設備の分類（防止：重大事故防止設備，緩和：重大事故緩和設備）※2 設備建設中等により評価未完了※3 重大事故防止でも緩和でもない設備■ 重大事故対処設備のみで機能維持が可能な場合等，考慮不要になる場合はグレーアウトしている。

○

第 2.2.4-1 表

重大事故等対処設備の没水影響評価

重大事故等対処設備条
文

対象施設（設備）

原子炉格納容器内の温度

原子炉格納容器内の圧力

設計基準対象施設
個別
機能
維持
判定

条文
判定

共 8-24

原子炉格納容器内の水素濃度

○

58

対応する
設計基準対象施設

個別
機能
維持
判定

格納容器内圧力（D/W）○

サプレッション・チェンバ・
プール水温度サプレッション・チェンバ気
体温度○

未臨界の監視修復性
判
定

頑健性の有無等

判
定

方針
Ⅰ/Ⅱ,
Ⅲ
判定

○
○

格納容器内圧力（S/C）○

格納容器内圧力（D/W）○

復水補給水系流量（原子炉格納容器）○

格納容器内水素濃度○

格納容器内水素濃度（SA）

○

○

○

原子炉格納容器内の放射線量率

分
類
※1

○

原子炉格納容器内の水位

原子炉格納容器内の酸素濃度

まとめ

○

○

防止

格納容器内雰囲気放射線レベル（D/W）
格納容器内雰囲気放射線レベル（S/C）
格納容器内雰囲気放射線レベル（D/W）
格納容器内雰囲気放射線レベル（S/C）○○○○

平均出力領域モニタ○

起動領域モニタ○○※1 条文毎の重大事故対処設備の分類（防止：重大事故防止設備，緩和：重大事故緩和設備）※2 設備建設中等により評価未完了※3 重大事故防止でも緩和でもない設備■ 重大事故対処設備のみで機能維持が可能な場合等，考慮不要になる場合はグレーアウトしている。

○○

第 2.2.4-1 表

重大事故等対処設備の没水影響評価

重大事故等対処設備条
文

対象施設（設備）

最終ヒートシンクによる冷却状態の確認

設計基準対象施設
個別
機能
維持
判定

条文
判定

共 8-25

○

水源の確認

分
類
※1

修復性

対応する
設計基準対象施設

個別
機能
維持
判定

ドライウェル雰囲気温度○

ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝ･ﾁｪﾝﾊﾞ気体温度○

格納容器内圧力（S/C）○

格納容器内圧力（D/W）○

原子炉圧力容器温度○

ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝ･ﾁｪﾝﾊﾞ･ﾌﾟｰﾙ水温度○

ドライウェル雰囲気温度○

格納容器内圧力（D/W）

○

原子炉水位

○

原子炉水位（SA）

○

原子炉圧力

○

原子炉圧力（SA）○

原子炉隔離時冷却系系統流
量○

高圧代替注水系系統流量○

復水補給水系流量（原子炉圧力容器）○

判定

頑健性の有無等

判
定

方針
Ⅰ/Ⅱ,
Ⅲ
判定

○

58

格納容器バイパスの監視

まとめ

防止

○

○

※1 条文毎の重大事故対処設備の分類（防止：重大事故防止設備，緩和：重大事故緩和設備）※2 設備建設中等により評価未完了※3 重大事故防止でも緩和でもない設備■ 重大事故対処設備のみで機能維持が可能な場合等，考慮不要になる場合はグレーアウトしている。

○○

第 2.2.4-1 表

重大事故等対処設備の没水影響評価

重大事故等対処設備条
文

対象施設（設備）

水源の確認

原子炉建屋内の水素濃度

設計基準対象施設
個別
機能
維持
判定

条文
判定

分
類
※1

対応する
設計基準対象施設○○○

残留熱除去系系等流量○

残留熱除去系ﾎﾟﾝﾌﾟ吐出圧力○

復水移送ﾎﾟﾝﾌﾟ吐出圧力○防止

共 8-26○

静 的 触媒 式 水素 再 結合 器 動
作監視装置
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA）
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域）
使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高ﾚﾝｼﾞ,低ﾚﾝｼﾞ）○なし

温度，圧力，水位，注水量の計測・監視

○

なし

判
定

頑健性の有無等

判
定

方針
Ⅰ/Ⅱ,
Ⅲ
判定

○
○

○

○

○

○
○
○

（中央制御室）○（中央制御室生体遮蔽）○

中央制御室換気空調系○

中央制御室照明

○

非常用照明

○

○

59

○

汚染物の持ち込み防止

個別
機能
維持
判定

復水補給水系流量（原子炉格納容器）

発電所内の通信連絡

居住性の確保

修復性○

58

使用済燃料プールの監視

まとめ

○

防止

※1 条文毎の重大事故対処設備の分類（防止：重大事故防止設備，緩和：重大事故緩和設備）※2 設備建設中等により評価未完了※3 重大事故防止でも緩和でもない設備■ 重大事故対処設備のみで機能維持が可能な場合等，考慮不要になる場合はグレーアウトしている。

第 2.2.4-1 表

重大事故等対処設備の没水影響評価

重大事故等対処設備条
文60

共 8-2761

対象施設（設備）まとめ

設計基準対象施設
個別
機能
維持
判定

条文
判定

分
類
※1

対応する
設計基準対象施設

修復性
個別
機能
維持
判定

放射線量の測定○

モニタリング・ポスト○

放射能観測車の代替測定装置○

放射能観測車

○発 電 所 及び そ の周 辺 の測 定に 使 用 する 測
定器

○

風向・風速
その他気象条件の測定○

気象観測設備

電源の確保

○

なし

居住性の確保（５号炉原子炉建屋内緊急時対策所）○

なし

必要な情報の把握（５号炉原子炉建屋内緊急時対策所）

○

なし

通信連絡
（５号炉原子炉建屋内緊急時対策所）

○

電源の確保
（５号炉原子炉建屋内緊急時対策所）○

発電所内の通信連絡

○

○

○

62

○
発電所外の通信連絡

○

※3

防止

※3

なし

○

電力保安通信用電話設備

○

外部電源

※2

送受話器

○

電力保安通信用電話設備○※1 条文毎の重大事故対処設備の分類（防止：重大事故防止設備，緩和：重大事故緩和設備）※2 設備建設中等により評価未完了※3 重大事故防止でも緩和でもない設備■ 重大事故対処設備のみで機能維持が可能な場合等，考慮不要になる場合はグレーアウトしている。

頑健性の有無等

判定○

溢水による影響なし

○

○

○

送受話器

なし

判
定

方針
Ⅰ/Ⅱ,
Ⅲ
判定

○

○

○

○

第 2.2.4-1 表

重大事故等対処設備の没水影響評価

重大事故等対処設備

まとめ

設計基準対象施設

方針
Ⅰ/Ⅱ,
Ⅲ
判定

対応する
設計基準対象施設

個別
機能
維持
判定

判
定

-

-

-

-

-

○

○

-

-

-

-

-

○

格納容器除熱

○

-

-

-

-

-

○

使用済燃料プール注水

○

-

-

-

-

-

○

条
文

個別
機能
維持
判定

修復性

条文
判定

分
類
※1

未臨界移行

○

燃料冷却

対象施設（設備）

共 8-28※1 条文毎の重大事故対処設備の分類（防止：重大事故防止設備，緩和：重大事故緩和設備）※2 設備建設中等により評価未完了※3 重大事故防止でも緩和でもない設備■ 重大事故対処設備のみで機能維持が可能な場合等，考慮不要になる場合はグレーアウトしている。

頑健性の有無等判
定2.2.4.1 重大事故防止設備の独立性について
2.2.1 のケースでは，重大事故防止設備のうち第 49 条（原子炉格納容器内の冷却等のための設備）の代替格納容器スプレイ冷却系の設備が機能喪失する。しかし，同様の機能を有する設計基準対象施設である残留熱除去系（格納容器スプレ
イ冷却モード）が機能維持できている。
従って，設計基準対象施設と重大事故防止設備が同時に機能喪失しないことが確認でき，重大事故防止設備は 1 の方針Ⅰ「独立性」に適合していることが確認できる。
2.2.4.2 重大事故緩和設備及び防止でも緩和でもない設備の修復性について
2.2.1 の評価例では“緩和設備”及び“防止でも緩和でもない設備”は，第 50条(原子炉格納容器の加圧破損を防止するための設備)の代替循環冷却系の設備など，一部が機能喪失するものの，修復等による対応により復旧可能であり，修復性等を考慮した頑健性は確保されている。なお本ケースでは，同等の機能を持つ
格納容器圧力逃がし装置も機能維持しており，修復性に頼らずとも頑健性は確保されている。
以上より，重大事故緩和設備及び防止でも緩和でもない設備は 1 の方針Ⅱ「修復性」に適合していることを確認できる。
2.2.4.3 重大事故等対処設備による安全機能の確保について
1 の方針Ⅲの観点から，設計基準対象施設の機能に期待せず，重大事故等対処
設備によって“未臨界移行”，“燃料冷却”，“格納容器除熱”，及び“使用済燃料プール注水”機能が維持できるか判断し，内部溢水事象が発生した場合でも，主要な安全機能が重大事故等対処設備によって確保されることを確認する。
未臨界移行機能：第 44 条の設備(代替制御棒挿入，代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能，ほう酸水注入系)により当該機能が維持される
燃料冷却機能：第 46 条の設備（代替自動減圧機能，逃がし安全弁機能回復(代替窒素供給)）による原子炉減圧，及び第 47 条の設備（低圧代替注水系（可搬型））による注水機能が確保されるため当該機能は維持される
格納容器除熱機能：上記の燃料冷却機能と第 48 条の設備(耐圧強化ベント系（W/W,D/W），格納容器圧力逃がし装置)により格納容器に対する除熱機能が確保されるため，当該機能は維持される
使用済燃料プール注水機能：第 54 条の設備(燃料プール代替注水系(可搬型))
共 8-29により使用済燃料プールへの注水機能が確保されるため，当該機能は維持される。
以上より主要安全機能が重大事故等対処設備によって維持されていることから，
1 方針Ⅲに適合していることが確認できる。
2.3 例示評価以外の影響評価プロセスについて
2.2 にて示した想定破損による没水評価以外のケースについても同様の評価プロセスで 1 の方針に適合していることを今後確認していく。

共 8-303

スロッシングに伴う溢水による重大事故等対処設備への影響について
スロッシングが発生した場合の重大事故等対処設備への影響について評価し，安全機能に影響のないことを確認する。（第 3-1 表参照）

共 8-31

第 3-1 表

スロッシングによる重大事故等対処設備への影響評価結果
重大事故等対処設備

スロッシングによる影響

対象施設（設備）

個別機能
維持判定 ※ 1

条文
判定 ※1

アクセスルート確保○○

代替制御棒挿入機能○

代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能○

ほう酸水注入系○

高圧代替注水系○

高圧代替注水系の機能回復○

ほう酸水注入系○

逃がし安全弁

○

代替自動減圧機能○

逃がし安全弁機能回復（可搬型直流電源供給）○

逃がし安全弁機能回復（代替窒素供給）○

低圧代替注水系（常設）○

低圧代替注水系（可搬型）○

非常用取水設備○

代替原子炉補機冷却系○

S/P への蓄熱補助○耐圧強化ベント系（W/W）○

耐圧強化ベント系（D/W）○

格納容器圧力逃がし装置○

代替格納容器圧力逃がし装置(○)

非常用取水設備○

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）○

非常用取水設備○

格納容器圧力逃がし装置○

代替格納容器圧力逃がし装置(○)

代替循環冷却系○

S/P への蓄熱補助○

非常用取水設備

◯

条文

43

44

45

46

47

48

49

50

※1

○

○

○

○ ：当該設備の有する安全機能が維持されることを確認(○)：今後，当該設備の有する安全機能が維持されるよう，評価及び対策を実施

共 8-32○○○○

第 3-1 表

スロッシングによる重大事故等対処設備への影響評価結果
重大事故等対処設備

スロッシングによる影響

対象施設（設備）

個別機能
維持判定 ※ 1

条文

51

52

53

54

55

格納容器下部注水系（常設）○

格納容器下部注水系（可搬型）○

溶融炉心の落下遅延及び防止○

格納容器内の水素濃度監視設備○

格納容器圧力逃がし装置○

代替格納容器圧力逃がし装置(○)

耐圧強化ベント系（W/W)○

耐圧強化ベント系○

静的触媒式水素再結合器○

燃料プール代替注水系（可搬型）○

燃料プール冷却浄化系○

非常用取水設備◯

大気への放射性物質の拡散抑制○

使用済燃料プールの監視設備○

大気への放射性物質の拡散抑制○

海洋への放射性物質の拡散抑制○

航空機燃料火災への泡消火

○

水源の確保

○

水の移送手段○常設代替交流電源設備○

可搬型代替交流電源設備○

所内蓄電式直流電源設備○

可搬型直流電源設備○

代替所内電気設備○

号炉間電力融通電気設備(○)

燃料補給設備

○

56

57

※1

条文
判定 ※1

○

○

○

○

○

○

○ ：当該設備の有する安全機能が維持されることを確認(○)：今後，当該設備の有する安全機能が維持されるよう，評価及び対策を実施

共 8-33○

第 3-1 表

スロッシングによる重大事故等対処設備への影響評価結果
重大事故等対処設備

スロッシングによる影響

対象施設（設備）

個別機能
維持判定 ※ 1

条文58

原子炉圧力容器内の温度○

原子炉圧力容器内の圧力○

原子炉圧力容器内の水位○

原子炉圧力容器への注水量○

原子炉格納容器への注水量○

原子炉格納容器内の温度○

原子炉格納容器内の圧力○

原子炉格納容器内の水位○

原子炉格納容器内の水素濃度○

原子炉格納容器内の酸素濃度○

原子炉格納容器内の放射線量率○

未臨界の監視○最終ヒートシンクによる冷却状態の確認○

格納容器バイパスの監視

○

水源の確認

○

原子炉建屋内の水素濃度○

使用済燃料プールの監視○

発電所内の通信連絡○

温度，圧力，水位，注水量の計測・監視○

居住性の確保○汚染の持ち込み防止○

放射線量の測定○

放射能観測車の代替測定装置○

発電所及びその周辺の測定に使用する測定器○

風向・風速その他気象条件の測定

○

電源の確保

○

59

60

※1

条文
判定 ※1

○

○

○ ：当該設備の有する安全機能が維持されることを確認(○)：今後，当該設備の有する安全機能が維持されるよう，評価及び対策を実施

共 8-34○

第 3-1 表

スロッシングによる重大事故等対処設備への影響評価結果
重大事故等対処設備

スロッシングによる影響

対象施設（設備）

個別機能
維持判定 ※ 1

条文

61

居住性の確保（５号炉原子炉建屋内緊急時対策所）
必要な情報の把握（５号炉原子炉建屋内緊急時対策所）
通信連絡（５号炉原子炉建屋内緊急時対策所）
電源の確保（５号炉原子炉建屋内緊急時対策所）

条文
判定 ※1

○
○
○
○
○

発電所内の通信連絡○

発電所外の通信連絡

○

62

○

未臨界移行

○

燃料冷却

○

格納容器除熱○

使用済燃料プール注水○※1○ ：当該設備の有する安全機能が維持されることを確認(○)：今後，当該設備の有する安全機能が維持されるよう，評価及び対策を実施

共 8-35

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57-5
容量設定根拠57-5-1

名称
個数
容量
最高使用圧力最高使用温度軽油タンク(6 号及び 7 号炉共用)－
kL/基
kPa[gage]℃

1（予備 3）
約 550
静水頭
66

【設定根拠】
軽油タンクは，重大事故等対策の有効性評価上，重大事故等対処設備の燃料消費が最大となる事故シナリオ（取水機能喪失等）において，その機能を発揮することを要求される重大事故等対処設備が 7 日間連続運転する場合に必要となる燃料を保有する。
1．容量
設置許可基準規則第三章（重大事故等対処施設）において配備を要求される設備のう
ち，燃料補給を必要とする設備は以下のとおり。
条文
重大事故等対処設備※
46 条 可搬型代替直流電源設備
47 条 可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）
48 条 可搬型代替交流電源設備 ※ ，大容量送水車（熱交換器ユニット用）
50 条 可搬型代替交流電源設備 ※ ，大容量送水車（熱交換器ユニット用）
51 条 可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）
52 条 可搬型窒素供給装置，大容量送水車（熱交換器ユニット用）
54 条 可搬型代替注水ポンプ（A-1 級），可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）
55 条 大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）
56 条 可搬型代替注水ポンプ（A-2 級），大容量送水車（海水取水用）
常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備 ※ ，可搬型代替直流電源
57 条
設備 ※
60 条 モニタリング・ポスト用発電機
61 条

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備※：500kVA 電源車（以下，電源車と称す）
軽油タンクの容量は，6 号炉及び 7 号炉の同時被災を想定し，重大事故等対策の有効性評価上，重大事故等対処設備の燃料消費が最大となる事故シナリオ（取水機能喪失等）において，その機能を発揮することを要求される重大事故等対処設備が，7 日間（168 時間）の連続運転にて消費する燃料消費量を基に設定する。
上記条件において，6 号炉及び 7 号炉で使用する機器に対して，保守的に定格負荷にて 7 日間連続運転した場合の燃料消費量を算定すると，以下のとおり，455.7kL となる。

57-5-2

使用機器
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）
電源車
第一ガスタービン発電機 ※1① 台 数（台） ※2641②燃料消費率（kL/h）①☓②燃料消費量（kL/168 時間）

モニタリング・ポスト用発電機
35 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用
1
可搬型電源設備
可搬型窒素供給装置
2
大容量送水車2（熱交換器ユニット用）
計
455.7※1：第一ガスタービン発電機用燃料タンクの容量は保守的に考慮せず評価※2：6 号及び 7 号炉の 2 プラントで必要となる台数
なお，可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）（54 条）及び大容量送水車（55 条）は上記条件において機能要求があるものではないが，各設備が定格出力にて 7 日間連続運転
した場合の燃料消費量は以下のとおり，455.7kL 以下となることから，軽油タンクの
必要容量は 455.7kL となる。
使用機器

① 台 数
（台） ※12②燃料消費率（kL/h） ※2①☓②燃料消費量（kL/168 時間）

可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）
大容量送水車2※1：6 号及び 7 号炉の 2 プラントで必要となる台数※2：大容量送水車の燃料消費率は取水用ポンプと送水用ポンプの燃料消費率の合計
必要容量は 455.7kL であるが，軽油タンク容量約 550kL の内数であることから，軽油タンクの容量は約 550kL とする。なお，上記のとおり軽油タンクは 6 号炉及び 7 号
炉で計 4 基設置されていることから，軽油は合計で 2,240kL 保有しており，必要量に対して十分な余裕を有している。

2．最高使用圧力の設定根拠
軽油タンクの最高使用圧力は，軽油タンクが開放型タンクであることから静水頭とする。
3．最高使用温度の設定根拠
軽油タンクの最高使用温度は，設計基準対象施設としての軽油タンクと同じく 66℃とする。

57-5-3

名称

タンクローリ(4kL)（6 号及び 7 号炉共用）

個数
台
3（予備 1 台）
容量
kL/台
約 4.0
最高使用圧力kPa[gage]24
最高使用温度℃
40【設定根拠】
タンクローリ(4kL)は，重大事故等対処時に，電源車，可搬型代替注水ポンプ（A2 級），大容量送水車（熱交換器ユニット用），モニタリング・ポスト用発電機，5 号
炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備，可搬型窒素供給装置に燃料を補給する。なお，軽油タンクの容量根拠書と同様に，重大事故等対策の有効性評価上，重大事故等対処設備の燃料消費が最大となる事故シナリオ（取水機能喪失等）において，その機能を発揮することを要求される重大事故等対処設備に対して燃料補給を行うことを想定する。
上記条件において，6 号炉及び 7 号炉で使用する機器に対して，保守的に定格負荷にて運転する場合の燃料消費量を考慮する。
1．容量
タンクローリ(4kL)の容量は，以下のとおり，2 時間に 1 回電源車，可搬型代替注
水ポンプ（A-2 級），大容量送水車（熱交換器ユニット用），モニタリング・ポスト
用発電機，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備，可搬型窒素供給装置へ燃料補給が必要となる。
〔タンクローリＡ〕〇 電源車への給油頻度：nd1〇

大容量送水車（熱交換器ユニット用）への給油頻度：nds〔タンクローリＢ〕〇 可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）への給油頻度：nf〔タンクローリＣ〕〇 モニタリング・ポスト用発電機への給油頻度：nM〇

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備への給油頻度：nh57-5-4

〇

可搬型窒素供給装置への給油頻度：nN

タンクローリ(4kL)を用いて，電源車，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級），大容量送水車（熱交換器ユニット用），モニタリング・ポスト用発電機，5 号炉原子炉建屋内
緊急時対策所用可搬型電源設備，可搬型窒素供給装置へ給油するためには，上記のとおりの給油が必要となる。
電源車，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級），大容量送水車（熱交換器ユニット用），モニタリング・ポスト用発電機，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電
源設備，可搬型窒素供給装置への燃料補給のシーケンスは以下のとおり，48～110分となることから，2 時間に 1 回の給油は可能である。
また,それぞれのシーケンスにおいて使用する軽油量からもタンクローリ(4kL)の
容量は,必要量を満足している。
以上より，タンクローリ(4kL)の容量を 4kL とする。
〔タンクローリＡ（電源車，大容量送水車（熱交換器ユニット用）対応）シーケンス〕

①
②
③
④
⑤
⑥
⑦
⑧
⑨
⑩
⑪

57-5-5

〔タンクローリＢ（可搬型代替注水ポンプ（A-2 級））シーケンス〕

①
②
③
④
⑤
⑥
⑦
⑧
⑨
⑩
⑪

57-5-6

〔タンクローリＣ（5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備，モニタリング・
ポスト用発電機，可搬型窒素供給装置対応）シーケンス〕

①
②
③
④
⑤
⑥
⑦
⑧
⑨
⑩
⑪
⑫
⑬
⑭
⑮
タンクローリＡ（電源車給油，大容量送水車（熱交換器ユニット用））
合計必要時間④＋⑤＋⑥＋⑦＋⑧＋⑨＋⑩＋⑪＝69 分 ＜ 120 分（軽油残量：）
タンクローリＢ（可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）給油）
合計必要時間④＋⑤＋⑥＋⑦＋⑧＋⑨＋⑩＋⑪＝48 分＜ 180 分（軽油残量：）
タンクローリＣ（5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備，モニタリ
ング・ポスト用発電機，可搬型窒素供給装置給油）合計必要時間④＋⑤＋⑥＋⑦＋⑧＋⑨＋⑩＋⑪＋⑫＋⑬＋⑭＋⑮＝110 分 ＜ 120 分（軽油残量：）※各重大事故等対処設備へ 1 回目の給油を行うのは，プラント被災から 12 時間後以降であることから，手順①②③はプラント被災 12 時間後までに実施する。
以降，タンクローリ（4kL）Ａ～Ｃは，各々④以降の作業を繰り返し，タンクロー
リ(4kL)の貯蔵タンクが枯渇する場合は③を加え，それぞれを繰り返す。

57-5-7

2．最高使用圧力の設定根拠
タンク内圧が上昇すると，20＜タンク内圧≦24kPa［gage］の範囲内で安全装置が作動し，内圧の上昇が抑えられることから 24kPa［gage］とする。
3．最高使用温度の設定根拠
タンクローリ（4kL）の最高使用温度は，特段の加熱要因が無く，常温での運転になるため，40℃とする。

57-5-8

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57-11
燃料補給に関する補足説明資料

57-11-1

本資料はタンクローリの容量根拠書に記載した内容について補足するものである。
以下，図中並びにタイムチャート中の手順番号は容量根拠書に記載の手順番号と同じとする。なお，代表として６号炉軽油タンクを燃料供給源とすることを想定する。
11.1 タンクローリ（4kL）について

図 57-11-1 タンクローリ保管場所から軽油タンクまでの移動ルート

図 57-11-2 タンクローリＡ（電源車及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）給油用）給油ルート

57-11-2

図 57-11-3 タンクローリＢ（可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）給油用）給油ルート

図 57-11-4 タンクローリＣ（5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備及びモニタリング・ポスト用発電機及び可搬型窒素供給装置給油用）給油ルート

57-11-3

図 57-11-5 タンクローリ（4kL）による給油タイムチャート

57-11-4

11.2

タンクローリ（16kL）について

図 57-11-6 第一ガスタービン発電機用燃料タンク給油ルート

57-11-5

57-11-6
図 57-11-7

タンクローリ（16kL）による給油タイムチャート

11.3 格納容器ベントに伴う給油作業への悪影響有無について
格納容器ベント後数時間においては，プラント周辺の雰囲気線量が上昇するため，各可搬型重大事故等対処設備への給油が困難になる可能性がある。ここでは，格納容器ベント後の給油作業成立性について述べる。
11.3.1 検討条件について運転中の 6 号炉及び 7 号炉が同時に被災し，いずれか 1 プラントが格納容器ベントに至ることを想定する。以下，6 号炉：格納容器ベント実施，7 号炉：代替循
環冷却成功と仮定する ※ 。交流電源は第一ガスタービン発電機によりプラントに供給されていると仮定する。同条件下において，機能を発揮することを要求される重大事故等対処設備は以下のとおり。
6 号炉：可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）3 台，
電源車 2 台，
大容量送水車（熱交換器ユニット用）1 台，可搬型窒素供給装置 1 台
7 号炉：電源車 2 台，
大容量送水車（熱交換器ユニット用）1 台，可搬型窒素供給装置 1 台
6，7 号炉共用：第一ガスタービン発電機 1 台，
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備 1 台
モニタリング・ポスト用発電機 3 台
格納容器ベント後のプラント周辺の雰囲気線量評価結果を表 57-11-1 に示す。
6 号炉がプラント被災から約 38 時間以降に格納容器ベントに至ることを考慮し，上記重大事故等対処設備についてはプラント被災から約 38 時間後までに一度給油を行うこととする。
※中央制御室設計における被ばく評価にて想定する基本シナリオと同じ

57-11-7

11.3.2 タンクローリ（4kL）を用いた給油作業時の被ばく線量について
タンクローリ（4kL）を用いて給油を行う対象は，電源車，5 号炉原子炉建屋内
緊急時対策所用可搬型電源設備，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級），モニタリング・
ポスト用発電機，大容量送水車（熱交換器ユニット用），可搬型窒素供給装置である。以下，各設備の実負荷での燃料消費量から，連続運転可能時間の評価を行う。
なお，各々の設備への給油は配備しているタンクローリ（4kL）全数で並行して行うことを想定する。
【電源車】
電源車は 2 台が並列運転しており，1 台あたりの連続最大負荷は 6 号炉：約186kW，7 号炉：約 151kW と，電源車の定格出力（400kW）の半分以下である。ここ
では負荷容量が大きい 6 号炉を例として連続運転可能時間を評価する。発電機出力と燃費の関係から，連続最大負荷約 186kW での連続運転可能時間は，
250L÷55L/h＝4.5hとなる。
【5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備】
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備の定格負荷 200kVA に対し，実負荷 60kVA を考慮すると，連続運転可能時間は990L÷15L/h＝66hとなる。
【可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）】
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）の連続運転可能時間は，
68L÷18L/h＝約 3.7hとなる。
【モニタリング・ポスト用発電機】
モニタリング・ポスト用発電機の連続運転可能時間は，190L÷9L/h＝約 21.1hとなる。
【大容量送水車（熱交換器ユニット用）】
大容量送水車（熱交換器ユニット用）の連続運転可能時間は，200L÷43L/h ＝約 4.7h（取水ポンプ）
350L÷135L/h＝約 2.6h（送水ポンプ）

57-11-8

となる。
【可搬型窒素供給装置】
可搬型窒素供給装置の連続運転可能時間は，740L÷14L/h＝約 52.8hとなる。
上述のとおり，大容量送水車（熱交換器ユニット用）が連続運転可能時間が一番短くなるが，大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，プラント被災から約 38
時間後までに一度給油した後，格納容器ベントから約 2 時間後（プラント被災から約 40 時間後）に再度給油を行う必要がある。大容量送水車（熱交換器ユニット用）給油作業に伴う被ばく線量は，給油に伴う現場作業を約 15 分と見積もると，以下のとおりとなる。
330mSv/h×（15÷60）h＝82.5mSv
なお，プラント周辺の雰囲気線量率は時間経過に伴い低下していくことから，
これ以降の給油作業時の被ばく線量は上記値以下となる。
11.3.3 タンクローリ（16kL）を用いた給油作業時の被ばく線量について
タンクローリ（16kL）を用いて給油を行う対象は，第一ガスタービン発電機である。以下，各設備の実負荷での燃料消費量から，連続運転可能時間の評価を行う。なお，各々の設備への給油は配備しているタンクローリ（16kL）全数で並行して行うことを想定する。
【第一ガスタービン発電機】
第一ガスタービン発電機の連続運転可能時間は，50kL÷1.705kL/h＝29.3hとなる。
上述のとおり，第一ガスタービン発電機は，プラント被災から約 38 時間後までに一度給油した後，格納容器ベントから約 29 時間後（プラント被災から約 67 時
間後）に再度給油を行う必要がある。タンク容量が大きく，タンクローリ（4kL）と比べて給油に時間を要することから，格納容器ベントから約 28 時間後に給油を行うとすると，その場合の第一ガスタービン発電機給油作業に伴う被ばく線量は，給油に伴う現場作業時間を約 90 分と見積もると，以下のとおりとなる。
46mSv/h×（90÷60）h＝69mSv
なお，プラント周辺の雰囲気線量率は時間経過に伴い低下していくことから，

57-11-9これ以降の給油作業時の被ばく線量は上記値以下となる。
6 号炉放出時における燃料補給に伴う単位時間当たり被ばく量 ※（6 号炉と 7 号炉からの寄与の和）（mSv/h）

表 57-11-1

格納容器ベント開始後経過時間[h]
給油作業
に伴う単
位時間当
たりの被
ばく量

1

2

3

4

5

1.2×103

3.3×102

1.1×102

5.5×101

3.7×102

格納容器ベント開始後経過時間[h]
給油作業
に伴う単
位時間当
たりの被
ばく量

12

28

72

2.1×101

1.4×101

9.2×100※評価点は K7 タービン建屋西側（大容量送水車（熱交換器ユニット用）設置場所付近）とし，評価値は作業時間当たりの平均値を記載。評価結果については配置見直し等により，今後見直す可能性がある

11.3.4 検討結果
上述のとおり，格納容器ベント後のプラント周辺の雰囲気線量を考慮し，給油作業の成立性を確認した結果，格納容器ベント後の給油作業時の被ばく線量は最大で 82.5mSv であることから給油作業は実施可能であると判断する。
以

57-11-10

上

60‐3
配置図

可搬型重大事故等対処設備

配置場所

放射線量の測定（可搬型モニタリングポスト）

60-3-1

61 条 緊急時対策所（補足説明資料）

目次

61 条
61-1 SA 設備基準適合性 一覧表
61-2 単線結線図
61-3 配置図
61-4 系統図
61-5 試験及び検査
61-6 容量設定根拠
61-7 保管場所図61-8 アクセスルート図
61-9 緊急時対策所について（被ばく評価除く）
61-10 緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価について

今回ご提出資料

-目次-

61-9

緊急時対策所について（被ばく評価除く）

61-9-i

目

次

1. 概要
1.1 設置の目的
1.2 拠点配置
1.3 新規制基準への適合方針
2. 設計方針
2.1 建物及び収容人数について
2.2 電源設備について
2.3 遮蔽設計について
2.4 換気空調系設備について
2.5 必要な情報を把握できる設備について
2.6 通信連絡設備について
3. 運用
3.1 必要要員の構成，配置について
3.2 事象発生後の要員の動きについて
3.3 汚染持ち込み防止について
3.4 配備する資機材の数量及び保管場所について
4. 耐震設計方針について
5. 添付資料
5.1 チェンジングエリアについて
5.2 配備資機材等の数量等について
5.3 通信連絡設備の必要な容量及びデータ回線容量について
5.4 SPDS のデータ伝送概要とパラメータについて
5.5 緊急時対策所の要員数とその運用について
5.6 原子力警戒態勢，緊急時態勢について
5.7 緊急時対策本部内における各機能班との情報共有について
5.8 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所と 5 号炉のプラント管理について
5.9 設置許可基準規則第 6 条（外部からの衝撃による損傷の防止）への適合方
針について5.10 福島第一原子力発電所事故を踏まえた原子力防災組織の見直しについて
5.11 柏 崎 刈 羽 原 子 力 発 電 所 の 緊 急 時 対 策 本 部 体 制 と 指 揮 命 令 及 び 情 報 の 流れについて
5.12 停止中の 1～5 号炉のパラメータ監視性について
5.13 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の構造及び耐震設計について
5.14 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の現場要員待機場所について
5.15 大湊側緊急時対策所の設置計画について
5.16 免震重要棟内緊急時対策所について

61-9-ii

1. 概要1.1 設置の目的
本申請において，当社柏崎刈羽原子力発電所の緊急時対策所として，5 号炉原子炉建
屋内に「5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所」を設置することにより適合を図る。柏崎刈羽原子力発電所では 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所を，一次冷却系統に係る発電用
原 子 炉 施設 の 損壊 そ の他 の 異 常が 発 生し た 場合 ， 並 びに 重 大事 故 等が 発 生 した 場合に
お い て ，中 央 制御 室 以外 の 場 所か ら 適切 な 指示 又 は 連絡 を 行う た めに 使 用 する 拠点と位置付ける。
また 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所は，重大事故等に対処するための要員がとどまる こ と がで き るよ う 遮蔽 ， 換 気に つ いて 考 慮し た 設 計と す ると 共 に， 代 替 交流 電源設
備からの給電が可能な設計とする。

（１）緊急時対策所の特徴
緊急時対策所の特徴を表 1.1-1 に示す。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所は，耐震性を有する 5 号炉原子炉建屋内に設置する設計とする。5 号炉原子炉建屋に設置する 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所は，柏崎刈羽原子力発電所 6 号炉，7 号炉において想定される全ての事象に対し緊急時対策所の拠点 と し て使 用 でき る よう ， 基 準地 震 動に よ る地 震 力 に対 し ても 機 能喪 失 し ない 設計とする。5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所は，迅速な拠点立ち上げを可能とするため，対策要員の執務室・宿直室に近い場所に設置する設計とする。
表

1.1-1 各緊急時対策所の特徴

緊急時対策所

特徴

5 号炉原子炉建屋内
緊急時対策所・基準地震動を含むすべての想定事象発生時において，対策要員
が緊 急時対策所 内にとどま り，指揮・ 復旧活動を 行うことが 可能である。
・対策要員の執務室・宿直室に近く，本部要員参集等の初動体制を迅速かつ容易に確立できる。
・代替電源設備をはじめとする緊急時対策所諸設備が常設である
ため，緊急時対策所拠点の立ち上げが迅速かつ容易である。
・被災号機に近い位置に設置することから，居住性やアクセスル
ートに配慮した設計とする。

61-9-1-1なお， 5号炉原子炉建屋内緊急時対策所は，重大事故時のプルーム通過時においても重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員，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の対策に対処するために必要な要員を収容するため，緊急時対策所内に居住性を高めた5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部），5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）を設置する設計とする。
5号炉原子炉建屋内緊急時対策所の機能概要比較を表1.1-2及び図1.1-1に示す。

表

1.1-2

緊急時対策所の機能概要比較
事故想定と拠点活用

緊急時対策所

場所

面積
耐震性

プルーム時
居住性

そ の 他 (*1)

緊急時対策所
活用ケース

5 号炉原子炉
建屋内緊急時対策所

5 号炉原子炉建屋（耐震構造）

約 200㎡○－○ (*2)

ケース１

5 号炉原子炉
建屋内緊急時
対策所

同上

約 200 ㎡○○

○ (*2)

ケース２

＜ 凡例＞

○ ：活用可能，△ ：活用 場合がある，－ ：設計 配慮外(*1)「 そ の 他 」 と は ， 設 計 基 準 事 故 へ の 対 処 ケ ー ス の ほ か ， 地 震 の 影 響 を 受 け ず ， 重 大 事 故等 に伴う プルー ム通過の影 響も受 けない ケースを指 す。
(*2) 5 号炉原 子炉建 屋内 緊急時 対策所 用可搬型電 源設備 が損傷 の場合，大 湊側高 台保管 場所に 配備す る同可 搬型電源設 備を移 動させ 接続替えを 行い， 電源設 備の機能を 修復す る。

61-9-1-2

図 1.1-1

緊急時対策所の機能概要比較図
61-9-1-3

（２）事象進展に応じた必要要員数の考え方
緊 急 時 対策 所 にお い ては ， 事 象進 展 に応 じ て必 要 要 員数 が 変化 す る。 具 体 的に は 以
下の 4 フェーズに整理できる。
(フェーズⅠ) 重大事故等発生から放射性物質（プルーム）放出開始まで(フェーズⅡ) 少なくとも 1 つのプラントにおいて比較的高濃度の放射性物質（プルーム）の放出が行われている期間（フェーズⅠ＋10 時間まで）(フェーズⅢ) 放射性物質（プルーム）の放出は比較的低濃度になるが，現場環境等を 把握 し， 事前 に準 備し た戦 略の 実施 可否 を確 認す るた めに 時間 を要
す るこ とか ら， 必要 最低 限の 作業 を除 き状 況把 握や 戦略 検討 に従 事する期間（フェーズⅡ＋10～24 時間まで）(フェーズⅣ) 事象収束に向けた各種作業を本格化する期間（フェーズⅢ完了後）

フ ェ ー ズ移 行 の判 断 及び 考 え 方に つ いて は ，事 象 進 展に 伴 う対 応 作業 と 対 策要 員 規模を鑑み，以下の通り整理できる。
(フェーズⅠ⇒Ⅱ)

放射性物質（プルーム）の影響により可搬型モニタリングポスト

等 の線量率 が上昇し た場 合。（ 不要な被 ばく回避 のため， 一部現場 要員 を所外退避させる）(フェーズⅡ⇒Ⅲ)

放射性物質（プルーム）の放出が低濃度となることによる，可搬型モニタリングポスト及び自主対策設備であるモニタリング・ポストの指示値により周辺環境中の放射性物質が十分減少したと評価できる場合（プ
ルームの影響により可搬型モニタリングポスト等の線量率が上昇した後に線量率が減少に転じ，更に線量率が安定的な状態になって，5 号炉原子炉建屋屋上階の階段室近傍（可搬型外気取入送風機の外気吸込場所）に設置する可搬型モニタリングポストの値が 0.2mGy/h(※1)を下回った場合）(※1)保守的に 0.2mGy/h を 0.2mSv/h として換算し，仮に 7 日間被ばくし続けたとしても，0.2mSv/h×168h = 33.6mSv≓34mSv 程度と 100mSv に対して十分余裕があり，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の居住性評価である約 56mSv に加えた場合でも 100mSv を超えることのない値として設定（プルーム通過判断を以て，陽圧化装置（空気ボンベ）から可搬型陽圧化空調機へと切替える，またチェンジングエリア等の除染他，来たるべき次フェーズに大人数が戻ってくることへの備えを進める）
61-9-1-4

(フェーズⅢ⇒Ⅳ) プルーム通過後の建屋内の雰囲気線量が屋外より高い状況を解消
す るた め， 可搬 型陽 圧化 空調 機の 給気 エリ アと なる 通路 雰囲 気の パージを完了した場合。
（アクセスルートの安全確保や除染など放射線管理措置を完了させる）

それぞれのフェーズにおける必要要員数は以下の通りとなる。
(フェーズⅠ) 第 2 次緊急時態勢の要員数（本部 84 名，現場 90 名）：常設代替交流電源設備の起動，可搬型代替注水ポンプ（消防車）の配
備，代替原子炉補機冷却系の設置など，事象収束に向けた各種作業に必要な要員数。
6 号及び 7 号炉において事象が同時に発生しない場合においても，フェーズⅡ以降に伴い現場作業が出来なくなることが分かっているた
め，フェーズⅠ完了時点でフェーズⅣ到達までの間に必要となりうる
操作（格納容器ベント，代替循環冷却など）は全て完了させ，フェー
ズⅡ移行に備える。
(フェーズⅡ) 監視，通信連絡を主とした必要最低限の本部要員数（27 名）の 2 倍
及 びフ ェー ズⅡ中 の監視 ，給 油 （ *1）， フェ ーズ Ⅲ移 行後 の初動 に必要な最低限の現場要員数（17 名）と設備故障等の不測事態への対応 （ *2）及びフェーズⅢ移行後の給油作業等 （ *1） への対応に必要な追加現場要員数（40 名）の合計（本部 54 名，現場 57 名）：本部要員数は，比較的高濃度の放射性物質が通過するまでの間，本部内に留まり，監視及び通信連絡を主として対応するために必要な要員数 。 な お ， 所 外か ら 参集 し て 交 替 す るこ と がで き な い 場 合 も想 定 し ，必要要員数の 2 倍を確保し，半分は休息しておく。
現場要員数は，フェーズⅡでも発生してしまう給油作業の他，展開済
みの各種設備の監視，フェーズⅢ移行後の初動対応を行うために必要な要員数（17 名）と，設備故障等の不測事態やフェーズⅢ移行後の給油作業等に備えて待機しておくために必要な要員数（40 名）の合計。
この人数を確保することで，フェーズⅡにおいて必要な要員数（17 名）の 2 倍を確保できるため，適宜休憩をとることも可能となる。
(フ ェ ー ズ Ⅲ ) フ ェー ズⅡ の 必 要 最 低 限 の 本 部要 員 数 （ 27 名 ） 及 び 現場 要 員 数 （ 57
61-9-1-5名）に，状況把握や戦略確認に必要な追加本部要員数（27 名）を加えた数（本部 54 名，現場 57 名）：本部要員数は，所外からの参集及び交替が確実になることから，必要要員数の 2 倍の確保は不要となる。これにかわって，状況把握や戦略
確 認 に 従 事 する こ と から ，「意 思 決 定・ 指 揮 機能 」，「情 報 収 集・ 計画
立案機能」，「現場対応機能」に係る要員の一部（27 名）を緊急時対策所に再参集させる。再参集ができない場合，もしくは現場環境が早く改善されることでフェーズⅡからフェーズⅢへの移行が早まる場合
は，フェーズⅡの本部要員全体で当該対応を実施する。
現場要員数は，本部要員が状況把握や戦略確認に従事している間，給油作業等を行うとともに設備故障等の不測事態に備えて待機しておくために必要な要員数。
(フェーズⅣ) 第 2 次緊急時態勢と同等の要員数（本部 84 名，現場 90 名）：事象収束に向けた各種作業を本格化することから，事象進展に応じて柔軟に対応できるようフェーズⅠと同等の要員数をＷ確保することを基本とする。要員確保としては一時的に所外退避させた現場要員を徐々に戻すこととするが，格納容器破損ケースのような厳しい場合には直ちには戻せないことも考えられ，本部及び現場ともにフェーズⅡの本部要員及び現場要員全体での当該対応を継続実施する。

（ *1） 給油作 業等へ の対応 を行 う要員 数とし ては， フェ ーズⅡ 及びフ ェーズ Ⅲにお ける
給 油作 業及び 格納容 器ベン ト実 施後の 作業（ 格納容 器圧 力逃が し装置 のフィ ルタ
装 置（ 以下 ，「フ ィル タ装 置」）の 排水作 業， 薬液 注入 ，窒素 パージ ）に必 要となる 作業 人数の 他，異 なる時 刻に 格納容 器ベン トを実 施す る場合 も対応 可能と なる
よ う， 格納容 器ベン ト実施 前の 作業（ フィル タ装置 排水 ポンプ 水張り ）に必 要とな る作業 人数を 考慮し，各 作業人 数の合 計を参照し た。
（ *2） 設備故 障等の 不測事 態へ の対応 を行う 要員数 とし ては， 原子炉 への注 水に係 る主な 設備 （可搬 型代替 注水ポ ンプ ，代替 原子炉 補機冷 却系 ，ガス タービ ン発電 機）
が 各々 1 台故 障した 場合で も対 応可能 となる よう， 各々 の予備 機との 交換作 業に
必 要とな る作業 人数の合計 を参照 した。

これらの必要要員数の変化を図 1.1-2 に示す。これらの必要要員数に加えて，緊急時 対 策 所を 設 置す る プラ ン ト の運 転 員や 保 安検 査 官 を収 容 する 必 要が あ る 場合 は，当61-9-1-6

該要員数を考慮したうえで，各緊急時対策所は必要な要員を収容できる設計とする。
ただし，フェーズⅠからフェーズⅡの移行にあたっては，本部要員 30 名，現場要員
33 名を退避させることとなる。無用な被ばくを避ける観点から，原則退避させることと す る が， 何 らか の 理由 に よ り退 避 でき な い場 合 も 想定 し ，各 緊 急時 対 策 所は フェー
ズ Ⅰ に おけ る 収容 可 能要 員 数 をフ ェ ーズ Ⅱ ，フ ェ ー ズⅢ に おい て も維 持 で きる 設計とする。

61-9-1-7

▽ プルーム放出開始▽ プルーム放出完了
▽事故発生
0
事故前

フェーズ

本部要員

▽ 状況把握，戦略確認完了

炉心露出,損傷

プルーム放出

状況把握，戦略確認

収束活動

フェーズⅠ

フェーズⅡ

フェーズⅢ

フェーズⅣ

事象収束に向けた各種作業，フェーズⅡ移行準備監視，通信連絡，
給油，フェーズⅢ
移行後の初動準備

状況把握，戦略確認，不測事態対応（ 待 機 ）， 給 油 等

事象収束に向けた各種作業

本 部 要 員 （ 54 ※ ）本 部 要 員 （ 54）

本 部 要 員 （ 84）

本 部 要 員 （ 84）※ 27×2

現場要員

現 場 要 員 （ 90）

現 場 要 員 （ 90）
現 場 要 員 （ 57）

図 1.1-2

現 場 要 員 （ 57）

事象進展毎の必要要員数の動き

61-9-1-8

1.2 拠点配置
5号炉原子炉建屋内緊急時対策所の配置図を以下に示す。
5号炉原子炉建屋内緊急時対策所は，十分な耐震性を有する5号炉原子炉建屋に設置する。
また，敷地高さT.M.S.L.+12mの5号炉原子炉建屋の3階フロア（T.M.S.L.+27.8m）に設置す
ることにより，発電所への津波による影響を受けない設計とする。配置は，6号炉，7号炉
中央制御室から直線距離で約200m離れた位置（アクセス道路での移動距離は約400m）とし，また，換気設備及び電源設備を6号炉，7号炉中央制御室から独立させることにより，6号炉，7号炉中央制御室との共通要因により同時に機能喪失しない設計とする。
* T.M.S.L.：東京湾平均海面（旧称 T.P.）

図1.2-1

5号炉原子炉建屋内緊急時対策所

61-9-1-9

配置図

1.3 新規制基準への適合方針（１）設計基準事象への対処
緊急時対策所に関する設計基準事象への対処のための追加要求事項と，その適合方針は
以下表 1.3-1, 1.3-2 の通りである。
表 1.3-1 「実用発電用原子炉及びその附属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則」 第三十四条（緊急時対策所）
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

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（緊急時対策所）

第３４条（緊急時対策所）

第 三 十 四 条 工 場 等 に は 、一 次 冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊その他の異常が発生した
場 合 に 適 切 な 措 置 を と る た め 、緊
急時対策所を原子炉制御室以外の場所に設けなければならない。

適合方針

一次冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊その他の異常が発生した場合に適切な措
置 を と る た め ， 6号 炉 ， 7号 炉
中央制御室以外の場所に緊急時対策所を設置することとし ，5号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時対策所を設ける。

表 1.3-2 「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則」 第四十六条（緊急時対策所）
実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則

実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則の解釈（緊急時対策所）

第４６条（緊急時対策所）

第四十六条 工場等には、一次冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊その他の異常が発生した
場 合 に 適 切 な 措 置 を と る た め 、緊
急時対策所を原子炉制御室以外の場所に施設しなければならない。

１ 第４６条に規定する「緊急時対策 所 」の 機 能 と し て は 、一 次 冷 却 材喪失事故等が発生した場合において 、関 係 要 員 が 必 要 な 期 間 に わ た り
滞 在 で き 、原 子 炉 制 御 室 内 の 運 転 員
を介さずに事故状態等を正確にかつ速やかに把握できること。また、発電所内の関係要員に指示できる通 信 連 絡 設 備 、並 び に 発 電 所 外 関 連
箇所と専用であって多様性を備えた通信回線にて連絡できる通信連
絡設備及びデータを伝送できる設備を施設しなければならない。

61-9-1-10

適合方針

一次冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊その他の異常が発生した場合に適切な措
置 を と る た め ， 6号 炉 ， 7号 炉
中央制御室以外の場所に緊急時対策所を設置することとし ， 5号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時対策所を設ける。
また各々の緊急時対策所は
災 害 時 に 必 要 な 約 180 名 の 対策要員を収容できる設計とする。
ま た ，中 央 制 御 室 内 の 運 転 員を介さずプラントの状態を把握するために必要なパラメー
タを収集・表示するために設置する必要な情報を把握できる 設 備 (安 全 パ ラ メ ー タ 表 示
シ ス テ ム （ SPDS ） )を 5号 炉 原
子炉建屋内緊急時対策所に設置する設計とする。

実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則

実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則の解釈（緊急時対策所）

第４６条（緊急時対策所）

第四十六条 工場等には、一次冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊その他の異常が発生した
場 合 に 適 切 な 措 置 を と る た め 、緊
急時対策所を原子炉制御室以外の場所に施設しなければならない。

１ 第４６条に規定する「緊急時対策 所 」の 機 能 と し て は 、一 次 冷 却 材喪失事故等が発生した場合において 、関 係 要 員 が 必 要 な 期 間 に わ た り
滞 在 で き 、原 子 炉 制 御 室 内 の 運 転 員
を介さずに事故状態等を正確にかつ速やかに把握できること。また、発電所内の関係要員に指示できる通 信 連 絡 設 備 、並 び に 発 電 所 外 関 連
箇所と専用であって多様性を備えた通信回線にて連絡できる通信連
絡設備及びデータを伝送できる設備を施設しなければならない。

ま た ，当 該 発 電 用 原 子 炉 施 設
及びその境界付近における放射性物質の濃度及び放射線量を監視及び測定し、並びに設計基準事故時における迅速な対応のために必要な情報を5号炉原子炉建屋内緊急時対策
所に表示できる設備を設ける。
さ ら に ，所 外 の 緊 急 時 対 策 支援 シ ス テ ム （ ERSS） へ 必 要 な
データを伝送できる設備を，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所に設置する設計とする。
事故に対処する発電所内の関係要員に対して必要な指示が 出 来 る 通 信 連 絡 設 備 を 5号
炉原子炉建屋内緊急時対策所に設置する。
さ ら に ，発 電 所 外 の 関 連 箇 所と必要な通信連絡を行うための，専用であって多様性を有した通信回線で構成する通信
連 絡 設 備 を 5号 炉 原 子 炉 建 屋
内緊急時対策所に設置する設計とする。

さ ら に 、酸 素 濃 度 計 を 施 設 し な け れ
ば な ら な い 。酸 素 濃 度 計 は 、設 計 基
準 事 故 時 に お い て 、外 気 か ら 緊 急 時
対 策 所 へ の 空 気 の 取 り 込 み を 、一 時
的 に 停 止 し た 場 合 に 、事 故 対 策 の ための活動に支障がない酸素濃度の範囲にあることが正確に把握できる も の で あ る こ と 。ま た 、所 定 の 精
度 を 保 証 す る も の で あ れ ば 、常 設 設備、可搬型を問わない。

5号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対策所は必要な換気ができる設計としている他，必要に応じて換気系を一時的に停止する運用とする。
5号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対策 所 で は ,空 調 隔 離 時 で も 酸
素濃度計及び二酸化炭素濃度
計 に よ り ,室 内 環 境 を 確 認 することができる。

61-9-1-11

適合方針以下は，外部からの衝撃による損傷の防止に関する設置許可基準規則条文において定められる緊急時対策所に関する要求事項と，その適合方針である。

表 1.3-3 「実用発電用原子炉及びその附属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則」 第６条（外部からの衝撃による損傷の防止）
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

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（外部からの衝撃による損傷の防止）

第 ６ 条（ 外 部 か ら の 衝 撃 に よ る 損 傷防止）

第六条 安全施設は、想定される自然現象（地震及び津波を除く。
次 項 に お い て 同 じ 。）が 発 生 し た
場合においても安全機能を損な
わないものでなければならない。

１ 第６条は、設計基準において想定 さ れ る 自 然 現 象（ 地 震 及 び 津 波 を除 く 。）に 対 し て 、安 全 施設 が 安 全
機能を損なわないために必要な安全 施 設 以 外 の 施 設 又 は 設 備 等（ 重 大事 故 等 対 処 設 備 を 含 む 。）へ の 措 置を含む。
２ 第１項に規定する「想定される
自 然 現 象 」と は 、敷 地 の 自 然 環 境 を
基 に 、洪 水 、風（ 台 風 ）、竜 巻 、凍結 、降 水 、積 雪 、落 雷、地滑 り 、火山 の 影 響 、生 物 学 的 事 象 又 は 森 林 火
災等から適用されるものをいう。
３ 第１項に規定する「想定される自然現象（地震及び津波を除く。）
が発生した場合においても安全機
能 を 損 な わ な い も の 」と は 、設 計 上の考慮を要する自然現象又はその組み合わせに遭遇した場合において 、自 然 事 象 そ の も の が も た ら す 環
境条件及びその結果として施設で
生 じ 得 る 環 境 条 件 に お い て 、そ の 設備が有する安全機能が達成されることをいう。

２ 重要安全施設は、当該重要安全施設に大きな影響を及ぼすおそれがあると想定される自然現象により当該重要安全施設に作用する衝撃及び設計基準事故時に生ずる応力を適切に考慮したものでなければならない。

４ 第２項に規定する「重要安全施設 」に つ い て は 、「 発 電 用軽 水 型 原
子炉施設の安全機能の重要度分類に 関 す る 審 査 指 針 」（ 平 成 ２ 年 ８ 月
３０日原子力安全委員会決定）の「 Ⅴ ．２ ．（ ２ ）自 然 現 象 に 対 す る
設 計 上 の 考 慮 」に 示 さ れ る も の と する。
５ 第２項に規定する「大きな影響を及ぼすおそれがあると想定される 自 然 現 象 」と は 、対 象 と な る 自 然
現 象 に 対 応 し て 、最 新 の 科 学 的 技 術
的知見を踏まえて適切に予想されるものをいう。なお、過去の記録、
現地調査の結果及び最新知見等を参考にして、必要のある場合には、異種の自然現象を重畳させるものとする。

61-9-1-12

適合方針

一次冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊その他の異常が発生した場合に適切な措置をとるため，設計基準において想定される自然現象に対して ， 5号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時
対策所が安全機能を損なわない様，必要な措置をとった設計とする。*

実用発電用原子炉及びその附属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則

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２ 重要安全施設は、当該重要安全施設に大きな影響を及ぼすおそれがあると想定される自然現象により当該重要安全施設に作用する衝撃及び設計基準事故時に生ずる応力を適切に考慮したものでなければならない。

６ 第２項に規定する「適切に考慮し た も の 」と は 、大 き な 影 響 を 及 ぼ
すおそれがあると想定される自然現象により当該重要安全施設に作用する衝撃及び設計基準事故が発生した場合に生じる応力を単純に加算することを必ずしも要求するも の で は な く 、そ れ ぞ れ の 因 果 関 係
及び時間的変化を考慮して適切に組み合わせた場合をいう。

３ 安全施設は、工場等内又はその周辺において想定される発電用原子炉施設の安全性を損なわせる原因となるおそれがある事
象 で あ っ て 人 為 に よ る も の（ 故 意に よ る も の を 除 く 。）に 対 し て 安
全機能を損なわないものでなければならない。

７ 第３項は、設計基準において想定される発電用原子炉施設の安全性を損なわせる原因となるおそれがある事象であって人為によるもの（ 故 意 に よ る も の を 除 く。）に 対
し て 、安 全 施 設 が 安 全 機 能 を 損 な わ
ないために必要な安全施設以外の
施 設 又 は 設 備 等（ 重 大 事 故 等 対 処 設
備を含む。）への措置を含む。
８ 第３項に規定する「発電用原子炉施設の安全性を損なわせる原因となるおそれがある事象であって人 為 に よ る も の（ 故 意 に よ る も の を
除 く 。）」と は 、敷 地 及 び 敷 地 周 辺の状況をもとに選択されるものであ り 、飛 来 物（ 航 空 機 落 下 等 ）、ダ
ム の 崩 壊 、爆 発 、近 隣 工 場等 の 火 災 、
有 毒 ガ ス 、船 舶 の 衝 突 又 は 電 磁 的 障
害 等 を い う 。な お 、上 記 の 航 空 機 落
下 に つ い て は 、「 実 用 発 電 用 原 子 炉
施設への航空機落下確率の評価基
準 に つ い て 」 （ 平 成 14・ 07・ 29 原
院 第 4 号（ 平 成 １ ４ 年 ７ 月 ３ ０ 日 原子 力 安 全・保 安 院 制 定 ））等 に 基 づ
き 、防 護 設 計 の 要 否 に つ い て 確 認 す
る。

*

適合方針

「 5.9 設 置 許 可 基 準 規 則 第 ６ 条（ 外 部 か ら の 衝 撃 に よ る 損 傷 の 防 止 ）へ の 適 合 方 針 に つ い て 」として後述する。

61-9-1-13

以下は，火災による損傷の防止に関する設置許可基準規則条文において定められる緊急時対策所に関する要求事項と，その適合方針である。

表 1.3-4 「実用発電用原子炉及びその附属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則」 第八条（火災による損傷の防止）
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

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（火災による損傷の防止）

第８条（火災による損傷の防止）

第八条 設計基準対象施設は、火 １ 第８条については、設計基準に
災 に よ り 発 電 用 原 子 炉 施 設 の 安 お い て 発 生 す る 火 災 に よ り 、発 電 用
全 性 が 損 な わ れ な い よ う 、火 災 の 原 子 炉 施 設 の 安 全 性 が 損 な わ れ な
発 生 を 防 止 す る こ と が で き 、 か い よ う に す る た め 、設 計 基 準 対 象 施
つ 、早 期 に 火 災 発 生 を 感 知 す る 設 設 に 対 し て 必 要 な 機 能（ 火 災 の 発 生
備（ 以 下「 火 災 感 知 設 備 」とい う 。） 防 止 、感 知 及 び 消 火 並 び に 火 災 に よ
及 び 消 火 を 行 う 設 備（ 以 下「 消 火 る 影 響 の 軽 減 ）を 有 す る こ と を 求 め
設 備 」と い い 、安 全 施 設 に 属 す る て い る 。
も の に 限 る 。）並 び に 火 災 の 影 響 ま た 、上 記 の「 発 電 用 原 子炉 施 設 のを 軽 減 す る 機 能 を 有 す る も の で 安 全 性 が 損 な わ れ な い 」とは 、安 全
なければならない。
施設が安全機能を損なわないことを求めている。
し た が っ て 、安 全 施 設 の 安 全 機 能 が損なわれるおそれがある火災に対し て 、発 電 用 原 子 炉 施 設 に 対 し て 必
要な措置が求められる。
２ 第 ８ 条 に つ い て 、別 途 定め る「 実用発電用原子炉及びその附属施設の 火 災 防 護 に 係 る 審 査 基 準 」（ 原 規
技 発 第 1306195 号（ 平 成 ２ ５ 年 ６ 月
１ ９ 日 原 子 力 規 制 委 員 会 決 定 ））に適合するものであること。
２ 消火設備（安全施設に属するも の に 限 る 。）は 、破 損 、誤 作 動
又は誤操作が起きた場合においても発電用原子炉を安全に停止させるための機能を損なわない
ものでなければならない。

３ 第２項の規定について、消火設
備 の 破 損 、誤 作 動 又 は 誤 操 作 が 起 き
た場合のほか、火災感知設備の破損 、誤 作 動 又 は 誤 操 作 が 起 き た こ とにより消火設備が作動した場合にお い て も 、発 電 用 原 子 炉 を 安 全 に 停止させるための機能を損なわないものであること。

61-9-1-14

適合方針

5号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時
対策所の建物及び各々の緊急時対策所機能として設置する換気設備，電源設備，必要な情報を把握できる設備，通信連絡設備及びそれらへのアクセスルートに対して，不燃性材料又は難燃性材料の使用による火災の発生防止対策を実施する設計とする。
万 一 ，5号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊
急時対策所（緊急時対策所周辺に設置する関連設備，及びそれらへのアクセスルートを含む）に火災が発生した場合においても，消防法に準拠した火災感知器，消火設備を設置しており，当該機器等に発生した火災を速やかに感知し消火することによって，当該緊急時対策所に設置する機器等の損傷を最小限に抑えることができる。

（２）重大事故等への対処
緊急時対策所に関する重大事故等への対処のための追加要求事項と，その適合方針は以下の通りである。
表 1.3-5 「実用発電用原子炉及びその附属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則」 第六十一条（緊急時対策所）
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

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（緊急時対策所）

第６１条（緊急時対策所）

第 六 十 一 条 第 三 十 四 条 の規 定 により設置される緊急時対策所は、
重大事故等が発生した場合においても当該重大事故等に対処するための適切な措置が講じられる よ う 、次 に 掲 げ る も の で な け ればならない。
一 重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員がとどまることができるよう、適切な措置を講じたものであること。
二 重大事故等に対処するために必要な指示ができるよう、重大事故等に対処するために必要な情報を把握できる設備を設けたものであること。
三 発電用原子炉施設の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けたものであること。

１ 第１項及び第２項の要件を満たす 緊 急 時 対 策 所 と は 、以 下 に 掲 げ る
措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備を備えたものをいう。
ａ）基準地震動による地震力に対し 、免 震 機 能 等 に よ り 、緊 急 時 対 策所の機能を喪失しないようにすると と も に 、基 準 津 波 の 影 響 を 受 け な
いこと。
ｂ ）緊 急 時 対 策 所 と 原 子 炉 制 御 室 は共通要因により同時に機能喪失しないこと。
ｃ ）緊 急 時 対 策 所 は 、代 替 交 流 電 源からの給電を可能とすること。また 、当 該 代 替 電 源 設 備 を 含 め て 緊 急
時 対 策 所 の 電 源 設 備 は 、多 重 性 又 は多様性を有すること。
ｄ ）緊 急 時 対 策 所 の 居 住 性 が 確 保 さ
れ る よ う に 、適 切 な 遮 蔽 設 計 及 び 換気設計を行うこと。
ｅ ）緊 急 時 対 策 所 の 居 住 性 に つ い ては 、次 の 要 件 を 満 た す も の で あ る こと。
① 想定する放射性物質の放出量等
は東京電力株式会社福島第一原子力発電所事故と同等とすること。
② プルーム通過時等に特別な防護措 置 を 講 じ る 場 合 を 除 き 、対 策 要 員は緊急時対策所内でのマスクの着用なしとして評価すること。
③ 交代要員体制、安定ヨウ素剤の服用、仮設設備等を考慮してもよい 。た だ し 、そ の 場 合 は 、実 施 の ための体制を整備すること。
④ 判断基準は、対策要員の実効線
量 が 7 日 間 で 100mSv を 超 え な い こと。
ｆ ）緊 急 時 対 策 所 の 外 側 が 放 射 性 物
質により汚染したような状況下に
お い て 、緊 急 時 対 策 所 へ の 汚 染 の 持
ち 込 み を 防 止 す る た め 、モ ニ タ リ ン
グ及び作業服の着替え等を行うための区画を設けること。

２ 緊急時対策所は、重大事故等に対処するために必要な数の要員を収容することができるもの
でなければならない。

61-9-1-15

適合方針*本 表 欄 外 下 部 に 示 す

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

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２ 第２項に規定する「重大事故等に対処するために必要な数の要員」と は 、第 １ 項 第 １ 号 に 規 定 す る「 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 、少 な く とも原子炉格納容器の破損等による工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための対策に対処するために必要な数の要員を含むものと
する。

設計方針

*本 表 欄 外 下 部 に 示 す（*） 以下，表 1.3-5 の適合方針について説明する。
ａ．要員（規則第六十一条２項，規則解釈第６１条２）

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所には，6 号及び 7 号炉に係る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 所外への 放射性 物質の 拡散を抑 制する ための 対策に対 処する ために 必要な数 の要員 として最大 160 名，1～5 号炉に係る要員 14 名及び保安検査官の 2 名をあわせて 176 名を収容できる設計とする。

ｂ．同時機能喪失回避（規則解釈第６１条１のｂ）

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所は，6 号炉，7 号炉中央制御室から十分離れていること（約 200m），換気設備及び電源設備を 6 号炉，7 号炉中央制御室から独立させ，6 号炉，7 号炉中央制御室との共通要因により同時に機能喪失しない設計とする。

ｃ．電源設備（規則解釈第６１条１のｃ）

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所は，通常時，外部電源から受電する設計とする。
外部電源喪失時, 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所は，可搬型代替交流電源設備及び
予 備 の 可 搬 型 代 替 交 流 電 源 設 備 か ら 受 電 可 能 な 設 計 と し ,予 備 の 可 搬 型 代 替 交 流 電
源設備は可搬型代替交流電源設備と多重性を有した設計とする。
ｄ．居住性対策（規則解釈第６１条１のｄ，ｅ）

5 号炉原 子炉 建屋内 緊急 時対策 所の 重大事 故等 の対策 要員 の居住 性が 確保さ れる
ように，適切な遮蔽設計及び換気設計を行う。
61-9-1-16

5 号炉原 子炉 建屋内 緊急 時対策 所で は重大 事故 等時に おい て必要 な対 策活動 を行うため，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）を設置する。5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）は気 密性を 確保し た高気密 室内に 設置し ，上部及 び側面 に遮蔽 を設置す ること で直接線 ，スカ イシャ イン線， 及びグ ランド シャイン による 外部被 ばくを抑 制する とともに ，高気 密室を 可搬型陽 圧化空 調機， 可搬型外 気取入 送風機 または陽 圧化装 置を用
い て陽圧 化し， 重大事故 等に伴 うプル ーム通過 中及び プルー ム通過後 の意図 しない
放 射性物 質の流 入による 内部・ 外部被 ばくを抑 制する 。また ，高気密 室内に は二酸
化 炭素吸 収装置 を設置し ，外気 を遮断 した状態 におい ても二 酸化炭素 濃度増 加による窒息を防止可能とする。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）は気密性を確保した中央制御室空調
機械室に設置し，上部及び側面に遮蔽を設置することで直接線，スカイシャイン線，
及 びグラ ンドシ ャインに よる外 部被ば くを抑制 すると ともに ，中央制 御室空 調機械
室 を可搬 型陽圧 化空調機 または 陽圧化 装置を用 いて陽 圧化し ，重大事 故等に 伴うプル ーム通 過中及 びプルー ム通過 後の意 図しない 放射性 物質の 流入によ る内部 ・外部
被ばくを抑制する。
遮蔽設計及び換気設計により 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の居住性について
は，「実用発電用原子炉に係る重大事故等時の制御室及び緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド」に基づき評価した結果，対策要員の実効線量は 7
日間で約 56mSv（5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所）であり，対策要員の実効線量が100mSv を超えないことを確認している。

ｅ．必要な情報を把握できる設備（規則第六十一条１項の二）5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所には，重大事故等時のプラントの状態並びに環境
放 射線量 ・気象 状況を把 握する ため， 必要な情 報を把 握でき る設備（ 安全パ ラメー
タ表示システム（SPDS））を設置する。

ｆ．通信連絡設備（規則第六十一条１項の三）5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所には，重大事故等に対処する発電所内の関係要員に対して必要な指示が出来る通信連絡設備を設置する。また，5 号炉原子炉建屋内緊61-9-1-17

急 時対策 所には ，発電所 外の関 連箇所 と必要な 通信連 絡を行 うための 通信連 絡設備を設置する。

ｇ．汚染の持ち込み防止（規則解釈第６１条１のｆ）

重大事故等時に 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の外側が放射性物質により汚染し たよう な状況 下におい て，緊 急時対 策所への 汚染の 持ち込 みを防止 するた め，モニタリング及び作業服の着替え等を行うための区画を，5 号炉原子炉建屋内の 5 号炉
原子炉建屋内緊急時対策所出入口付近に設ける。

ｈ．資機材配備

（規則第六十一条１項の一）5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所には，必要な要員が緊急時対策所内に 7 日間とどま り，重 大事故 等に対処 するた めに必 要な食料 と飲料 水を配 備する。 また対 策要員
が 7 日間緊急時対策所内にとどまり，現場での復旧作業に必要な数量の放射線防護
資機材（着替え，マスク等）を配備する。

ｉ．地震（規則解釈第６１条１のａ）

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所は 5 号炉原子炉建屋内に設置していることから，
基準地震動による地震力に対し，機能を喪失しない設計とする。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の機能維持にかかる電源設備，換気設備，必要な情報を把握できる設備，通信連絡設備等については，転倒防止措置等を施すことで，基準地震動に対し機能を喪失しない設計とする。また地震，地震随伴火災及び地震による内部溢水を想定した場合においても，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の要員が必要な対策活動を行うため,
5 号炉原子炉建屋内のアクセスが出来るように設計する。

ｊ．津波（規則解釈第６１条１のａ）

柏崎刈羽原子力発電所の敷地における基準津波による最高水位は T.M.S.L.*＋7m 程度と評価される。
これに対し 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所は，T.M.S.L.+12m の敷地に設置された 5 号炉
原子炉建屋の 3 階フロア（T.M.S.L.+27.8m）に設定することにより，周辺に設置する関連設
備，アクセスルートを含め，基準津波の影響を受けない設計とする。
* T.M.S.L.：東京湾平均海面（旧称 T.P.）
61-9-1-18

以 下 は 火 災 に よ る 損傷 の 防 止 に 関 す る 設 置許 可 基 準 規 則 条 文 に おい て 定 め ら れ る 緊 急時対策所に関する要求事項と，その適合方針である。
表 1.3-6 「実用発電用原子炉及びその附属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則」 第四十一条（火災による損傷の防止）
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

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（火災による損傷の防止）第４１条（火災による損傷の防止）

第 四 十 一 条 重 大 事 故 等 対処 施 設
は 、火 災 に よ り 重 大 事 故 等 に 対 処するために必要な機能を損なう
お そ れ が な い よ う 、火 災 の 発 生 を
防 止 す る こ と が で き 、か つ 、火 災
感知設備及び消火設備を有する
ものでなければならない。

１ 第 ４ １ 条 の 適 用 に 当 たっ て は 、第８条第１項の解釈に準ずるもの
とする。

設計方針

*本 表 欄 外 下 部 に 示 す第８条（火災による損傷の防止）
１ 第 ８ 条 に つ い て は 、 設計 基 準 に
お い て 発 生 す る 火 災 に よ り 、発 電 用
原子炉施設の安全性が損なわれな
い よ う に す る た め 、設 計 基 準 対 象 施
設 に 対 し て 必 要 な 機 能（ 火 災 の 発 生
防 止 、感 知 及 び 消 火 並 び に 火 災 に よる 影 響 の 軽 減 ）を 有 す る こ と を 求 めている。
ま た 、上 記 の「 発 電 用 原 子 炉 施 設 の
安 全 性 が 損 な わ れ な い 」と は 、安 全
施設が安全機能を損なわないことを求めている。
し た が っ て 、安 全 施 設 の 安 全 機 能 が損なわれるおそれがある火災に対し て 、発 電 用 原 子 炉 施 設 に 対 し て 必
要な措置が求められる。

（*） 以下，表 1.3-6 の適合方針について説明する。
ｋ．火災防護

（規則解釈第４１条）

5 号炉原 子炉 建屋内 緊急 時対策 所は 火災に より 緊急時 対策 所に必 要な 機能を 損なう おそれ がない よう，火 災の発 生を防 止するこ とがで き，か つ，火災 感知設 備及び
消火設備を有する設計とする。
火災の発生を防止するため，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（緊急時対策所周辺に 設置す る関連 設備，及 びそれ らへの アクセス ルート を含む ）は，系 統内に 水素が滞 留する ことを 防止する 設計と してい る。また ，主要 構造物 ，設備は 不燃性 材料を使用し，ケーブルは自己消火性（UL 垂直燃焼試験）・耐延焼性（IEEE383）の実証試
験 に合格す る線種 を使用 する設計 とする 。地震 への対策 として は「 1.3(2)i 地 震」に記載する耐震設計とすることによって火災発生の防止を図っている。
火災感知及び消火については，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（緊急時対策所周61-9-1-19

辺 に設置 する関 連設備， 及びそ れらへ のアクセ スルー トを含 む）とも ，消防 法に基づ き火災 感知器 を設置し ている 。特に ，緊急時 対策所 を設置 する屋内 のケー ブル敷
設 箇所等 には， 火災時に 炎が生 じる前 の発煙段 階から 感知で きる煙感 知器に 加え，異なる 2 種類目の感知器として熱感知器を設置する設計とする。感知器は，外部電源が喪失した場合においても電源を確保する設計とし，6 号炉，7 号炉中央制御室等にて適切に監視できる設計とする。
消火設備としては消火栓及び消火器を適切に設置している。5 号炉原子炉建屋内緊
急 時対策 所（緊 急時対策 所周辺 に設置 する関連 設備， 及びそ れらへの アクセ スルー
ト を含む ）のう ち，火災 によっ て煙が 充満し消 火が困 難とな る可能性 のある 室内には，固定式消火設備を配備する設計とする。

なお，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所に設置する設備のうち，重大事故対処設備に関する概要を表 1.3-7 に示す。また表 1.3-8 に設計基準対象施設及び重大事故等対処設備一覧を示す。

61-9-1-20

表 1.3-7

系統機能重大事故対処設備に関する概要（61 条

設備

緊急時対策所）代替する機能を有する
設計基準対象施設
設備

耐震重要
度分類

設備
種別
常設
可搬型

－

－

(1/3)
設備分類
分類

機器
クラス

常設

（重大事故等対処施設）－

居住性の確保（５号炉原子炉建屋内緊急時対策所）

緊急時対策所（対策本部）（５ 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策所）（対策本部）

5 号炉原子炉建屋内高気密室（対策本部）

常設

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備※1－

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）遮蔽

常設

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備※1－

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）可搬型陽圧化空調機

可搬

可搬型重大事故防止設備
可搬型重大事故緩和設備※2－5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）可搬型外気取入送風機

可搬

可搬型重大事故防止設備
可搬型重大事故緩和設備※2－5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）陽圧化装置（空気ボンベ）

可搬

可搬型重大事故緩和設備※3－5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）陽圧化装置（配管・弁）常設

常設重大事故緩和設備※4－5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）二酸化炭素吸収装置

常設

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備※1－

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）可搬型エリアモニタ

可搬

可搬型重大事故緩和設備※3－

可搬型モニタリングポスト

60 条に記載

酸素濃度計（対策本部）※5

※1
※2
※3
※4
※5

（同上）

可搬

二酸化炭素濃度計（対策本部）※5

可搬差圧計（対策本部）※5

可搬

可搬型重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）
可搬型重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）
可搬型重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）

常設耐震重要重大事故防止設備・常設重大事故緩和設備等を操作する人が健全であることを担保する常設設備であるため，本分類としている。
常設重大事故防止設備・常設重大事故緩和設備等を操作する人が健全であることを担保する可搬型設備であるため，本分類としている。
常設重大事故緩和設備等を操作する人が健全であることを担保する可搬型設備であるため，本分類としている。
常設重大事故緩和設備等を操作する人が健全であることを担保する常設設備であるため，本分類としている。
計測器本体を示すため計器名を記載

61-9-1-21－－－

表 1.3-7
系統機能重大事故対処設備に関する概要（61 条

設備

緊急時対策所）代替する機能を有する
設計基準対象施設
設備

耐震重要
度分類

設備
種別
常設
可搬型

－

－

(2/3)
設備分類
分類

機器
クラス

常設

（重大事故等対処施設）－

居住性の確保（５号炉原子炉建屋内緊急時対策所）

緊急時対策所（待機場所）（５ 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策所）（待機場所）

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）遮蔽

常設

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備※1－

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）可搬型陽圧化空調機

可搬

可搬型重大事故防止設備
可搬型重大事故緩和設備※2－5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）陽圧化装置（空気ボンベ）

可搬

可搬型重大事故緩和設備※3－5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）陽圧化装置（配管・弁）常設

常設重大事故緩和設備※4－5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）可搬型エリアモニタ

可搬

可搬型重大事故緩和設備※3－

可搬型モニタリングポスト

60 条に記載

酸素濃度計（待機場所）※5

可搬二酸化炭素濃度計（待機場所）※5

可搬

差圧計（待機場所）※5

可搬

※1
※2
※3
※4
※5

可搬型重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）
可搬型重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）
可搬型重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）

常設耐震重要重大事故防止設備・常設重大事故緩和設備等を操作する人が健全であることを担保する常設設備であるため，本分類としている。
常設重大事故防止設備・常設重大事故緩和設備等を操作する人が健全であることを担保する可搬型設備であるため，本分類としている。
常設重大事故緩和設備等を操作する人が健全であることを担保する可搬型設備であるため，本分類としている。
常設重大事故緩和設備等を操作する人が健全であることを担保する常設設備であるため，本分類としている。
計測器本体を示すため計器名を記載

61-9-1-22－－－

表 1.3-7 重大事故対処設備に関する概要（61 条 緊急時対策所） (3/3)
系統機能

設備

代替する機能を有する
設計基準対象施設

設備
種別

設備

耐震重要
度分類

常設
可搬型

分類

機器
クラス

常設

常設重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）－

常設

常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備－

無線連絡設備（可搬型）

可搬

可搬型重大事故防止設備
可搬型重大事故緩和設備－

携帯型音声呼出電話設備

可搬

可搬型重大事故防止設備
可搬型重大事故緩和設備－

常設

常設重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）－

衛星電話設備（可搬型）

可搬

可搬型重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）－

統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備

常設

常設重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）－

データ伝送設備

常設

常設重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）－

可搬

可搬型重大事故防止設備
可搬型重大事故緩和設備

－

負荷変圧器

常設

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

－

交流分電盤

常設

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

－

軽油タンク

57 条に記載必要な情報の把握（５号炉原子炉建屋内緊急時対策所）

必要な情報を把握できる設備（安全パラメータ表示システム（SPDS）
）

－

－

通信連絡
（５号炉原子炉建屋内緊急時対策所）

送受話器，
電力保安通信用電話設備－

C

無線連絡設備（常設）

衛星電話設備（常設）

電源の確保（５号炉原子炉建屋内緊急時対策所）

設備分類

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備－

非常用所内電源

タンクローリ（4kL）

61-9-1-23－－－

表 1.3-8 設計基準対象施設及び重大事故等対処設備一覧

5 号炉原子
炉建屋内
緊急時対
策所

設計基準対象施設

重大事故等対処設備施設

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所

代替電源設備

非常用所内電源

居住性を確保するための設備

必要な情報を把握できる設備，通信連絡設備5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備，負荷変圧器，交流分電盤

酸素濃度計，二酸化炭素濃度計

高気密室，可搬型陽圧化空調機，可搬型外気取入送風機，陽圧化装置，
二酸化炭素吸収装置，遮蔽，差圧計，可搬型エリアモニタ，可搬型モ
ニタリングポスト，酸素濃度計，二酸化炭素濃度計

必要な情報を把握できる設備（安全パラメータ表示システム（SPDS））

必要な情報を把握できる設備（安全パラメータ表示システム（SPDS））

通信連絡設備（送受話器，無線連絡設備，衛星電話設備，送受話器（ページング），電力保安通信用電話設備，テレビ会議システム，
局線加入電話設備），専用電話設備（ホットライン），統合原子力
防災ネットワークを用いた通信連絡設備

通信連絡設備（無線連絡設備，衛星電話設備），携帯型音声呼出電話設
備，統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備

61-9-1-24

2. 設 計 方 針
本項では， 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の主として設計基準対象施設としての緊急時対策所拠点と，各々に設置する重大事故等対処拠点の設備設計方
針 に つ い て ， ケ ー ス 1～ ケ ー ス 2 と し て 説 明 す る 。 以 下 に ， 各 ケ ー ス の 設 計 上の拠点の考え方について概略を示す。
表
緊急時対策所
名称

ケース 1

ケース 2

2-1

緊急時対策所の拠点の考え方
設置場所

5 号炉原子炉建
屋内緊急時対策所（対策本部）
及び（待機場所）

5 号炉原子炉建屋
3 階高気密室
及び5 号炉原子炉建屋
3 階中央制御室空調機械室

5 号炉原子炉建
屋内緊急時対策所（対策本部）
及び（待機場所（待避スペース））

5 号炉原子炉建屋
3 階高気密室
及び5 号炉原子炉建屋
3 階中央制御室空調機械室（待避ス
ペース）

拠点の考え方・設計基準対処時の拠点として活用できるよう設計する。
（竜巻襲来に伴う 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備の修復に際しては大湊側高台保管場所に配備する同可

搬型電源設備を移動させ接続替えを行い，電源設備の機能を修復する。）
・プルームを伴わない重大事故等対処拠点として活用できるよう設計する。（基準地
震動に対処できる設計とする。）
・設計基準対処時の拠点として活用できるよう設計する。
・重大事故等対処拠点として活用できるよう設計する。（基準地震動，プルームに対処できる設計とする。）

61-9-2-1

2.1 建 物 及 び 収 容 人 数 に つ い て(1) 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所
5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 は ，5 号 炉 原 子 炉 建 屋 3 階 高 気 密 室 に 約 140㎡ ，緊 急 時 対 策 所 (待 機 場 所 )と し て 中 央 制 御 室 空 調 機 械 室 に 約 131 ㎡ (5 号 炉 中央制御室換気空調系設備，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所空気ボンベ陽圧化
装 置 設 置 面 積 除 き )， 合 計 約 271 ㎡ を 有 す る 設 計 と す る 。
5 号炉原子炉建屋の基準地震動入力時の耐震壁の最大せん断ひずみは，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所を設置する 5 号炉原子炉建屋地上 3 階において評価基準値を満足する設計としており，遮蔽性能等について機能喪失しない設計とする。

a.5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 （ 対 策 本 部 ） 及 び （ 待 機 場 所 ） (ケ ー ス １ )5 号 炉 原 子 炉 建 屋 に は 5 号 炉 中 央 制 御 室 と は 別 に ， 緊 急 時 対 策 所 (対 策 本 部 )と し て 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 3 階 高 気 密 室 に 約 140 ㎡ ， 緊 急 時 対 策 所 (待 機 場 所 )とし て 中 央 制 御 室 空 調 機 械 室 に 約 60 ㎡ (5 号 炉 中 央 制 御 室 換 気 空 調 系 設 備 ，5 号 炉
原子炉建屋内緊急時対策所陽圧化装置（空気ボンベ）設置面積，対策要員のア
ク セ ス ル ー ト 等 除 き )，合 計 約 200 ㎡ を 有 す る 設 計 と す る 。5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内
緊 急 時 対 策 所 部 屋 見 取 り 図 を 図 2.1-1 に 示 す 。
なお，待機場所については 5 号炉設備が設置されている場所や 5 号炉原子炉
建屋内緊急時対策所の設備の設置場所，対策要員のアクセスルートとして必要な空間を除いた場所を活用することとしている。配置についての詳細を図2.1-2, 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 レ イ ア ウ ト イ メ ー ジ を 図 2.1-3 に 示 す 。
5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 は ,基 準 地 震 動 に よ る 地 震 被 災 対 応 の た め ，
及 び 重 大 事 故 の プ ル ー ム 通 過 時 以 外 の 対 応 の た め ,最 大 180 名 の 緊 急 時 対 策 要員が活動することを想定し，十分な広さと機能を有した設計とする。

61-9-2-2図 2.1-1

図 2.1-2

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所

部屋見取り図5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）
61-9-2-3

配置詳細図

(a) 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 （ 対 策 本 部 ）(b) 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 （ 待 機 場 所 ）(注 )レ イ ア ウ ト に つ い て は ，1 ～ 5 号 炉 対 応 要 員 も 含 め て お り ，訓 練 等 で 有 効 性 を 確 認 し適宜見直していく。自衛消防隊は状況に応じて緊急時対策本部に入る。

図 2.1-3

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所レイアウトイメージ

61-9-2-4

b.5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 (対 策 本 部 )及 び （ 待 機 場 所 ） (ケ ー ス 2)5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 (対 策 本 部 )に は 重 大 事 故 等 対 応 時 の 緊 急 時
対 策 所 と し て 約 140ｍ 2 ，緊 急 時 対 策 所 (待 機 場 所 )と し て 中 央 制 御 室 空 調 機 械 室に 約 60 ㎡ (待 機 場 所 内 の 待 避 ス ペ ー ス )， 合 計 約 200 ㎡ を 有 す る 設 計 と す る 。
5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 (対 策 本 部 )は , 基 準 地 震 動 に よ る 地 震 被 災対応のため，及び重大事故等時のプルーム通過に備えた十分な広さと機能を有する設計とする。プルーム通過中においても, 6 号及び 7 号炉に係る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所外への放射性物質の拡散を抑制するための対策に対処するために必要 な 数 の 要 員 と し て の 69 名 ， 1～ 5 号 炉 に 係 る 要 員 2 名 及 び 保 安 検 査 官 の 2 名の 合 計 73 名 が 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 (対 策 本 部 )で ， 現 場 要 員 40 名と 5 号 炉 運 転 員 8 名 の 合 計 48 名 が 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 (待 機 場 所 )で活動することを想定し，十分な広さと機能を有する設計とする。
な お ，プ ル ー ム 通 過 後 に お い て は ,プ ラ ン ト 状 況 等 に よ り ，必 要 に 応 じ て 一 時退避させた要員を再参集させ，プルーム通過に備える必要最低限の重大事故等
対 策 要 員 に 限 定 し た 以 前 の 体 制 へ と 移 行 さ せ る 設 計 と し ， 最 大 180 名 の 緊 急 時対策要員が活動出来るよう設計する。
原子力防災組織については，福島第一原子力発電所事故の教訓を反映し，
Incident Command System(ICS)の 考 え 方 を 導 入 し て ， 重 大 事 故 等 対 処 に 伴 う 体
制の縮小・拡大に際しても，必要な指揮命令，及び現場復旧活動が円滑に行うことが出来るよう設計する。
5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 部 屋 見 取 り 図 を 図 2.1-4，5 号 炉 原 子 炉 建 屋
内 緊 急 時 対 策 所 （ 対 策 本 部 ） (プ ル ー ム 通 過 中 )レ イ ア ウ ト イ メ ー ジ を 図 2.1-5に示す。

61-9-2-5

5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 (対 策 本 部 )は ， 緊 急 時 対 策 所 の 外 側 が 汚 染 したような状況下において，緊急時対策所への汚染の持ち込みを防止するため，モニタリング及び作業服の着替え等を行うためのチェンジングエリアを設ける。
チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア は ， 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 (対 策 本 部 )に 併 設する設計とし，緊急時対策要員の被ばく低減の観点から 5 号炉原子炉建屋内に設営する。

図 2.1-4

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所

61-9-2-6

部屋見取り図【凡例】：高気密室バウンダリ：区画壁：机：機能班要員：現場要員（復旧班要員，保安班要員）

立地・広報班

資材班
保安班

計画班
本部

通報班

保安検査官

総務班
7号炉号機班・
復旧班
6号炉号機班・
復旧班

1～5号炉
号機班・復旧班(注 )レ イ ア ウ ト に つ い て は ，1 ～ 5 号 炉 対 応 要 員 も 含 め て お り ，訓 練 等 で 有 効 性 を 確 認 し 適宜見直していく。

図 2.1-55 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 （ 対 策 本 部 ） (プ ル ー ム 通 過 中 )レイアウトイメージ

61-9-2-7

2.2 電 源 設 備 に つ い て（１）5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所
a.5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 (ケ ー ス 1)5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 の 必 要 な 負 荷 は ，通 常 時 ，5 号 炉 の 共
通用高圧母線，及び 6 号炉もしくは 7 号炉の非常用高圧母線より受電可能とする。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の必要な負荷は，外部電源喪失時，6号炉もしくは 7 号炉の非常用ディーゼル発電機を介し受電可能な設計とする。
5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 の 必 要 な 負 荷 は ，5 号 炉 の 共 通 用 高 圧
母線，及び 6 号炉もしくは 7 号炉の非常用高圧母線より受電できない場
合 ，5 号 炉 東 側 保 管 場 所 に 設 置 し て い る 可 搬 型 代 替 交 流 電 源 設 備 で あ る 5号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備から受電可能とする。
5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 用 可 搬 型 電 源 設 備 は ，1 台 で 必 要 な 負
荷 で 給 電 可 能 で あ る が ，燃 料 補 給 時 ，停 止 す る 必 要 が あ る こ と か ら ，1 台
追 加 配 備 し ，2 台 を 1 セ ッ ト と す る こ と に よ り ，速 や か に 切 り 替 え る こ とが可能な設計とする。
5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 用 可 搬 型 電 源 設 備 は ，プ ラ ン ト 設 備 (6号 炉 及 び 7 号 炉 中 央 制 御 室 用 )の 電 源 か ら 独 立 し た 専 用 の 電 源 設 備 と し ，
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所と中央制御室は共通要因により同時に機能喪失しない設計とする。
また，大湊側高台保管場所に 2 台を配備し，多重性を確保するとともに，故障時のバックアップ及び保守点検による待機除外時のバックアップとしてさらに 1 台配備し，合計 3 台の予備を配備する設計とする。
電 源 構 成 を 図 2.2-1 ， 予 備 機 の 接 続 箇 所 を 図 2.2-2 ， 必 要 な 負 荷 を 表
2.2-1 に 示 す 。
また，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備の仕様を表
2.2-2 に 示 す 。

61-9-2-8図 2.2-1

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所
61-9-2-9

電源構成

図 2.2-2

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備
61-9-2-10

設置場所

表 2.2-1

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所

負荷名称
換気空調設備
照明設備(コ ン セ ン ト 負 荷 含 む )必要な情報を把握できる設備，通信連絡設備※
放射線管理設備
合計
※

必要な負荷

負 荷 容 量 (kVA)
約 13kVA
約 19kVA
約 17kVA
約 11kVA
約 60kVA

電力保安通信用電話設備及び送受話器は除く

表 2.2-2容量
電圧力率

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所可搬型電源設備の仕様
5 号炉原子炉建屋内
緊急時対策所用可搬型
電源設備
約 200kVA
440V
0.8(参 考 )
6 号及び 7 号炉の非常用ディーゼル発電機
約 8,250kVA
6.9kV
0.8

5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 の 負 荷 リ ス ト は ， 表 2.2-1 に 示 す と お
り ， 最 大 約 60kVA で あ り ， 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 用 可 搬 型 電 源
設 備 200kVA1 台 に よ り 給 電 可 能 な 設 計 と す る 。 一 方 ， 燃 料 補 給 時 ， 5 号 炉
原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備を停止する必要があることから，1 台追加配備し，速やかに切り替えることが可能な設計とする。
ま た ， 軽 油 タ ン ク か ら タ ン ク ロ ー リ (4kL)を 用 い て ， 軽 油 を 補 給 す る ことにより，7 日以上 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備を運転可能な設計とする。
5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 用 可 搬 型 電 源 設 備 は 燃 料 タ ン ク (990L)
を 内 蔵 し て お り ， 表 2.2-1 に 示 す 負 荷 に 対 し て 66 時 間 以 上 連 続 給 電 が 可能であり，格納容器ベント実施前に予め給油を行うことにより，格納容器
ベント実施後早期に給油が必要となることはない設計とする。
な お ，給 油 に つ い て は ，可 搬 型 モ ニ タ リ ン グ 設 備 及 び 格 納 容 器 の 圧 力 等を監視し，適切なタイミングで行うこととする。給油作業にかかる被ばく
線 量 は 表 2.2-3 の と お り 。
万が一，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備が停止した
場 合 ，無 負 荷 運 転 中 の 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 用 可 搬 型 電 源 設 備
61-9-2-11

へ 切 り 替 え る こ と に よ り 10 時 間 以 上 給 電 可 能 な 設 計 と す る 。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備の給油タイミングを
図 2.2-3 に 示 す 。図 2.2-4 に 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 用 可 搬 型 電
源設備燃料補給作業タイムチャートを示す。
時間

事故前

0

24

48

72

96

120

144

168

事故
発生

事象

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所移動
格 納 容 器 ベ ン ト 実 施 (38 時 間 後 )5 号炉原子炉 建 屋 内緊 急 時 対策 所 用 可搬 型 電 源設 備 (A)
5 号炉原子炉 建 屋 内緊 急 時 対策 所 用 可搬 型 電 源設 備 (B)

起動
無負荷運転
給 油 (350L )

給 油 (990L)

停止

起動

給 油 (990L )図 2.2-3

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備の給油時間
経過時間（分）
０
0

手順の項目

要員

10

20

30

40

50

60

80

70

110

100

90

▽電源設備燃料補給指示120

電源設備給油完了▽
タンクローリ（4kL）置場へ移動※①

５号炉原子炉建
屋内緊急時対策
所用可搬型電源
設備燃料給油手
順

タンクローリ（4kL）で軽油タンクエリアへ移動・配置
仮設フランジ取付・給油準備

②
復旧班

２
名

③

タンクローリ（4kL）に補給

タンクローリ（4kL）
で電源設備配置場所へ移動①，②，③はタンクローリ（4kL）に残油がある場合は不要

タンクローリ（4kL）から電源設備へ給油・片付※５号炉原子炉建屋内緊急時対策所から荒浜側高台保管場所の場合。大湊側高台保管場所の場合は１５分。

図 2.2-4

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備燃料補給作業
タイムチャート(技術的能力審査資料「1.18 緊急時対策所の居住性等に関する手順等」より抜粋)

ｂ ． 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 (ケ ー ス 2)
電 源 設 備 は 「 ａ ． 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 (ケ ー ス 1)」 と 同 様である。
61-9-2-12

＜被ばく線量の評価条件＞
・発災プラント：6 号炉及び 7 号炉・ ソ ー ス タ ー ム ： 大 破 断 LOCA 時 に 非 常 用 炉 心 冷 却 系 の 機 能 及 び 全 交 流 動 力 電源が喪失するシーケンス
6 号炉格納容器ベント実施，7 号炉代替循環冷却成功
・ 評 価 点 ： 6 号 炉 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ (防 火 水 槽 取 水 )の 設 置 箇 所(補 給 の た め に 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 用 可 搬 型 電 源 設 備
設置場所よりも発災プラントに近い 6 号炉及び 7 号炉軽油タン
クエリアに移動することから，保守的に選定。配置見直し等により，今後見直す可能性がある。)
・大気拡散条件：発災プラント周辺現場作業エリアのうち厳しい評価結果を与える作業場所の相対濃度及び相対線量を参照
・ 評 価 時 間 ： 合 計 29 分 (作 業 場 所 へ の 移 動 ： 5 分 ， 作 業 ： 19 分 ，作業場所からの移動：5 分)(現 場 作 業 時 間 19 分 (訓 練 実 績 ， ポ ン プ 性 能 を 用 い た 机 上 検 討
等 か ら 算 定 )に ， 保 守 的 に 移 動 時 間 中 も 同 じ 線 量 率 で 被 ば く
す る も の と し て 往 復 10 分 ( 発 電 所 内 移 動 時 間 の 実 績 か ら 算定 )を 加 え た も の )・遮蔽：考慮しない・ マ ス ク に よ る 防 護 係 数 ： 50
・被ばく経路：以下を考慮
原子炉建屋内に浮遊する放射性物質からのガンマ線による外部被ばく，
放射性雲中の放射性物質からのガンマ線による外部被ばく，
放射性雲中の放射性物質を吸入摂取することによる内部被ばく，
地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による外部被ばく，格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置及びよう素フィルタ並びに配管内の放射性物質からのガンマ線による外部被ばく

表 2.2-3

6 号炉放出時における燃料補給に伴う被ばく量(6 号 炉 と 7 号 炉 か ら の 寄 与 の 和 )作業開始時間(事 故 発 生 後 の 経 過 時 間 )(h)
作業に係る被ばく線量
61-9-2-13

(mSv)

102

147

約 15

約 12

【補足】格納容器が破損した場合の給電方法について
緊 急 時 対 策 所 の 居 住 性 評 価 で 想 定 す る 格 納 容 器 が 破 損 し た 場 合 ，給 油 が 不
要 と な る よ う に ，大 湊 側 高 台 保 管 場 所 に 設 置 す る 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時
対 策 所 用 可 搬 型 電 源 設 備 (予 備 )を 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 南 側 に 移 動 さ せ ，順 次 切
り 替 え 操 作 を 行 う こ と と す る 。切 り 替 え の タ イ ミ ン グ に つ い て 図 2.2-5 に 示
す。
時間

事故前

0

24

48

72

96

120

144

168

事故
発生

事象

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所移動
プ ル ー ム 通 過 中 (10 時 間 )(※ )5 号炉原子炉
建屋内緊急時対策所用可搬型 電 源 設 備
(A)
5 号炉原子炉
建屋内緊急時対策所用可搬型 電 源 設 備
(B)
5 号炉原子炉
建屋内緊急時対策所用可搬型 電 源 設 備
(予 備 A )5 号炉原子炉
建屋内緊急時対策所用可搬型 電 源 設 備
(予 備 B )起動
無負荷運転
給 油 (350L )停止
起 動 (切 替 )

停止

無負荷運転
起動

切替

停止

無負荷運転
起動

切替

※ ：「 実 用 発 電 用 原 子 炉 に 係 る 重 大 事 故 時 の 制 御 室 及 び 緊 急 時 対 策 所 の 居 住 性 に係る被ばく評価に関する審査ガイド」に基づく事象進展時間
図 2.2-5

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備の切替手順(格 納 容 器 が 破 損 し た 場 合 )プルーム放出前に予め 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設
備 へ の 給 油 を 行 い ，ま た ，大 湊 側 高 台 保 管 場 所 に 設 置 す る 5 号 炉 原 子 炉 建 屋
内 緊 急 時 対 策 所 用 可 搬 型 電 源 設 備 (予 備 )を 2 台 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 南 側 に 配 備
し，速やかに切り替え操作ができよう負荷変圧器に接続する設計とする。
61-9-2-14

格 納 容 器 が 破 損 し た 場 合 ， 事 故 発 生 か ら 23 時 間 後 ， 88 時 間 後 ， 133 時 間
後 ，165 時 間 後 に 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 地 上 3 階 に 設 置 す る 負 荷 変 圧 器 の 遮 断 器の 切 り 替 え 操 作 を 行 う こ と に よ り ，プ ル ー ム 放 出 後 の 給 油 を 行 う こ と な く 7
日間連続して負荷へ給電可能な設計とする。
(２ )5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 用 代 替 交 流 電 源 を 可 搬 型 設 備 と す る 理 由
について
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所については，原子炉建屋内の残留熱除去
ポンプ等のような大型の電動機は使用せず，小容量の負荷のみで構成する。
これにより，常設代替交流電流設備であるガスタービン発電機のような常設設備でなくとも給電可能となるため，無給油での給電継続能力及び万一の故障時の交換による復旧の迅速性に着目し，汎用性の高い小型の可搬型発電機を適用する。更に予備機を異なる場所に保管することで，復旧性を向上させる設計とする。
可搬型設備を使用する場合，可搬型設備の保管場所までのアクセス，保管場所から使用場所までの運搬，現場状況の確認，及び接続に時間を要すると考えられる。また，可搬型設備の給油時にタンクローリのような他の可搬型設備を使用するため，同様に時間を要すると考えられる。したがって，当社
は ，重 大 事 故 等 発 生 後 12 時 間 は 可 搬 型 設 備 を 使 用 せ ず に 対 応 可 能 な 設 計 と する原則を設けている。一方，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用代替交流電
源 は ， 表 2.2-4 の と お り 設 計 上 の 考 慮 を 行 う こ と に よ り ， 重 大 事 故 等 発 生 後
12 時 間 未 満 で も 使 用 可 能 な 設 計 と す る 。

61-9-2-15

表 2.2-4

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用代替交流電源に対する設計上の考慮について
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用代替交流電源に対する設計上の考慮

保管場所までの5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用代替交流電源へのアクアクセスについセスルートを整備することにより，5 号炉原子炉建屋内緊て急時対策所立ち上げ時に要員がアクセスして立ち上げる
ことが可能な設計とする。
（ 図 3.2-3

発電所構内への参集ルート

参照）

可搬型設備の保

保 管 場 所 と 使 用 場 所 を 同 じ に す る こ と に よ り ，運 搬 に 時 間

管場所から使用を要しない設計とする。

場所までの運搬について
使用場所の現場

頑強な格納容器過圧力逃し装置基礎に固定するとともに，状況の確認につ

予め電源ケーブルを接続し，5 号炉原子炉建屋内緊急時対いて策所用代替交流電源と電源ケーブルの相対変位を発生させ な い 対 策 を 実 施 す る こ と に よ り ，使 用 場 所 の 現 場 状 況 の確認に時間を要しない設計とする。

可搬型設備の接予 め 電 源 ケ ー ブ ル を 接 続 す る こ と に よ り ，接 続 に 要 す る 時

続について間を要しない設計とする。

他の可搬型設備

12 時 間 以 上 の 無 給 油 で の 給 電 を 可 能 と す る こ と に よ り ，12の使用について時間以内の可搬型設備による給油が不要な設計とする。

前述の復旧性に関しては，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用代替交流電源である 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備は，移動式クレーン等の資機材を用いて，大湊側高台保管場所の車両に積載する 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備と入れ替えが可能な設計とする。5号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備は，燃料補給を考慮し 2 台
配 備 す る こ と ，ま た ，入 れ 替 え 対 象 で は な い 1 台 に て 66 時 間 連 続 運 転 が 可 能であることから，十分時間的な余裕をもって入れ替えが可能な設計とする。

61-9-2-16

(３ )代 替 交 流 電 源 設 備 稼 働 時 の 放 射 線 量 上 昇 に つ い て
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備の燃焼・冷却用空気取入
口には，放射性物質をろ過するフィルタを設置していない。そのため，フィル
タに放射性物質が蓄積することによる放射線量の増加懸念はないと想定している。
なお重大事故等への対応が長期化することも見越して， 5 号炉原子炉建屋内
緊急時対策所可搬型電源設備の内部やダクトに放射性物質が沈着し放射線量が高くなった場合にも対処できるよう，可搬型の生体遮蔽装置を発電所内に配備する設計とする。

(４ )5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 用 可 搬 型 電 源 設 備 損 傷 時 の 緊 急 時 対 応 について
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備は，プルーム通過時燃料補給時当該電源設備が停止した場合，予備機に速やかに切り替え給電再開できるよう 2 台を一組として配置するが，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備 2 台が損傷するケースもあり得るものと考えられる。最も考え得る
ものは 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所への竜巻襲来である。その際には大湊側高台保管場所に配備している予備機を 5 号炉原子炉建屋近傍まで移動させ，ケーブルの接続替え作業を行うこと，もしくは仮設ケーブルを敷設し，負荷変圧器への接続替えで，電源設備の機能を修復することが可能な設計とする。

０
0

手順の項目

要員

10

20

30

40

50

60

70

80

経過時間（分）
90
100

110

120
1

130

14
140
1

150

160

170

180

電源設備復旧完了▽▽電源設備復旧指示
電源設備設置場所へ移動
電源設備起動不可確認
大湊側高台保管場所へ移動
電源設備の簡易点検
５号機原子炉建屋南側脇へ移動

５号炉原子炉建
屋内緊急時対策
所用可搬型電源
設備復旧手順復旧班

可搬ケーブルの布設，接続替え

２
名

絶縁抵抗確認
発電機起動・起動後確認
負荷変圧器・遮断器投入
分電盤（３面）受電・受電確認

図 2.2-6

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備の復旧のタイムチャート(技術的能力審査資料「1.18 緊急時対策所の居住性等に関する手順等」より抜粋)
61-9-2-17

2.3 遮 蔽 設 計 に つ い て(1) 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 (ケ ー ス 1)5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所は，一次冷却系統に係る発電用原子炉施設の 損 壊 そ の 他 の 異 常 が 発 生 し た 場 合 に 対 策 要 員 の 居 住 性 を 確 保 す る た め ,5 号
炉原子炉建屋内緊急時対策所壁面について適切な厚さのコンクリート遮蔽を設ける設計とする。

(2) 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 (ケ ー ス 2)5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所は，重大事故等対応時に緊急時対策所にとど ま る 要 員 (重 大 事 故 等 に 対 処 す る 為 に 必 要 な 指 示 を 行 う 要 員 及 び 原 子 炉 格 納
容器の破損等による工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための対策に必要 な 要 員 )が ，過 度 の 被 ば く を 受 け な い よ う に 適 切 な 厚 さ の コ ン ク リ ー ト 遮 蔽 又は鉛遮蔽を設け，緊急時対策所換気空調設備の機能とあいまって，緊急時対策
所 に と ど ま る 対 策 要 員 の 実 効 線 量 が 7 日 間 で 100mSv を 超 え な い 設 計 と す る 。

5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 遮 蔽 を 図 2.3-1～ 10 に 示 す 。 対 策 本 部 ， 待機場所ともに，原子炉建屋 3 階フロアに設置するとともに，天井及び側壁面の遮 蔽 厚 さ が コ ン ク リ ー ト 躯 体 と 追 加 遮 蔽 と の 合 わ せ で 1,000mm を 確 保 で き る よう設計する。

61-9-2-18

対策本部エリア
追設コンクリート相当

コンクリート
追設コンクリート相当

コンクリート

図 2.3-1

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）
遮 蔽 説 明 図 (NS 方 向 )61-9-2-19

TMSL 51360

TMSL 39500
TMSL 33000
TMSL 27800

TMSL 20300
コンクリート(2.15 g/cm3 )TMSL 12000（単位：mm）

対策本部エリア
追設コンクリート相当

コンクリート
追設コンクリート

図 2.3-2

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）
遮 蔽 説 明 図 (EW 方 向 )61-9-2-20相当

：高気密室バウンダリ：区画壁

図 2.3-3

5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所（ 対 策 本 部 ）遮 蔽 説 明 図（ 平 面 図 ）61-9-2-21図 2.3-4

5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所（ 待 機 場 所 ）遮 蔽 説 明 図（ 平 面 図 ）61-9-2-22図 2.3-55 号炉原子炉建屋内緊急時対策所

61-9-2-23

遮 蔽 説 明 図 (屋 上 平 面 図 )B-B断面TMSL 51360

TMSL 39500
TMSL 33000
TMSL 27800

TMSL 20300
コンクリート(2.15 g/cm3 )TMSL 12000（単位：mm）

待避エリア
追設コンクリート

図 2.3-6相当

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）
遮 蔽 説 明 図 (A-A 方 向 )61-9-2-24

TMSL 33000
TMSL 27800

TMSL 20300
コンクリート(2.15 g/cm3 )TMSL 12000（単位：mm）

待避エリア

図 2.3-7

追設コンクリート相当

追設コンクリート相当

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）
遮 蔽 説 明 図 (B-B 方 向 )61-9-2-25

B-B断面TMSL 51360

TMSL 39500
TMSL 33000
TMSL 27800

TMSL 20300
コンクリート(2.15 g/cm3 )TMSL 12000（単位：mm）

待避エリア
追設コンクリート

図 2.3-8

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）
遮 蔽 説 明 図 (C-C 方 向 )61-9-2-26

相当

TMSL 51360

TMSL 39500
TMSL 33000
TMSL 27800

TMSL 20300
コンクリート(2.15 g/cm3 )TMSL 12000（単位：mm）

待避エリア

図 2.3-9

追設コンクリート相当

追設コンクリート相当

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）
遮 蔽 説 明 図 (D-D 方 向 )61-9-2-27

TMSL 33000
TMSL 27800

TMSL 20300
コンクリート(2.15 g/cm3 )TMSL 12000（単位：mm）

待避エリア

図 2.3-10

追設コンクリート相当

追設コンクリート相当

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）
遮 蔽 説 明 図 (E-E 方 向 )61-9-2-28

2.4

換気空調系設備について

2.4.1

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）（ 1） 換 気 設 備 の 概 要
5 号炉原子炉建屋緊急時対策所（対策本部）は，5 号炉原子炉建屋地上 3 階に設置する高気密室を拠点として使用する設計とし，5 号炉原子炉建屋内緊急時 対 策 所（ 対 策 本 部 ）換 気 設 備 を用 い る こ と に よ り ，重 大 事 故 等 発 生 時 に お いて も ， 緊 急 時 対 策 所 に と ど ま る 対 策 要 員 の 7 日 間 の 実 効 線 量 を 100mSv 以 下 となる設計とする。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）換気設備は，可搬型陽圧化空
調 機 ， 可 搬 型 外 気 取 入 送 風 機 ， 陽 圧 化 装 置 （ 空 気 ボ ン ベ ）， 二 酸 化 炭 素 吸 収 装置，及び，監視計器により構成される。
重 大 事 故 等 発 生 時 の プ ル ー ム 通 過 前 後 に お い て は ，可 搬 型 陽 圧 化 空 調 機 に より 高 気 密 室 を 陽 圧 化 す る こ と に よ り ，フ ィ ル タ を 介 さ な い 外 気 の 流 入 を 低 減 可
能 な 設 計 と す る 。プ ル ー ム 通 過 後 に 建 屋 内 の 放 射 性 物 質 濃 度 が 屋 外 よ り 高 い 場
合 に お い て は ，可 搬 型 外 気 取 入 送 風 機 を 用 い て 直 接 外 気 か ら 可 搬 型 陽 圧 化 に 給
気することが可能な設計とする。
重 大 事 故 等 発 生 時 の プ ル ー ム 通 過 中 に お い て は ，可 搬 型 陽 圧 化 空 調 機 を 停 止し，給気口を閉止板等により隔離し，陽圧化装置（空気ボンベ）により高気密
室 を 陽 圧 化 す る こ と に よ り ，外 気 の 流 入 を 完 全 に 遮 断 可 能 な 設 計 と す る 。こ こで，高気密室内を陽圧化装置（空気ボンベ）により陽圧化する場合，二酸化炭
素 吸 収 装 置 を 循 環 運 転 し 二 酸 化 炭 素 を 除 去 す る こ と に よ り ，外 気 の 流 入 を 遮 断した状態においても二酸化炭素増加による対策要員の窒息を防止可能な設計とする。
なお，高気密室は，5 号炉中央制御室換気空調系バウンダリ内に設置し，重大事故等発生時においては中央制御室換気空調系を停止し高気密室内から閉止板等により中央制御室換気空調系の給排気ダクトを隔離可能な設計とする。
ま た ，高 気 密 室 の 差 圧 制 御 は 差 圧 調 整 弁 の 開 度 に よ り 調 整 し ，非 常 時 に お いては大気開放弁により高気密室を容易に大気圧にすることが可能な設計とする。
5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 （ 対 策 本 部 ） 換 気 設 備 は ， 表 2.4-1 の 設 備等により構成され，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）換気設備の系 統 概 略 図 （ プ ル ー ム 通 過 前 後 の 場 合 ） を 図 2.4-1 に ， 系 統 概 略 図 （ プ ル ー ム
通 過 後 に 建 屋 内 の 放 射 性 物 質 濃 度 が 屋 外 よ り 高 い 場 合 ）を 図 2.4-2 に ，系 統 概61-9-2-29

略 図 （ プ ル ー ム 通 過 中 の 場 合 ） を 図 2.4-3 に ， 配 置 図 を 図 2.4-4 に 示 す 。

表 2.4-1

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の重大事故等対処設備機器仕様
設備名称
高気密室

数量
1式

仕様
材料

：炭素鋼

設計漏洩量

： 52m 3 /h 以 下（ 20Pa 陽 圧 化 時 ）可 搬 型 陽 圧 化 空 調 機 *1

1台
(予 備 1 台 )

定格風量： 600m 3 /h/台

高 性 能 フ ィ ル タ 捕 集 効 率 ： 99.9％ 以 上
活 性 炭 フ ィ ル タ 捕 集 効 率 ： 99.9％ 以 上

可搬型外気取入送風機

2台

定格風量

： 600m 3 /h/台

容量

： 約 47L／ 本

充填圧力： 約 15MPa

定格風量： 600m 3 /h/台

(予 備 1 台 )陽 圧 化 装 置（ 空 気 ボ ン ベ ）二酸化炭素吸収装置

123 本 以 上

１台
(予 備 １ 台 )吸収剤吸収性能 ：吸収剤容量

そ の 他 設 備 *2１式：

m 3 /kgkg/台

差圧計，二酸化炭素濃度計，酸素濃度計，可搬型モニタリングポスト，可搬型エリアモニタ*1 可 搬 型 陽 圧 化 空 調 機 は ，対 策 本 部 用 と 待 機 場 所 用 を 合 せ て 3 台（ 予 備 3 台 ）を 配 備 す る 。ベ ー ス ケ ー ス と し て は ，対 策 本 部 を 陽 圧 化 す る た め に 対 策 本
部 用 1 台 （ 予 備 1 台 ）， 待 機 場 所 を 陽 圧 化 す る た め に 待 機 場 所 用 2 台 （ 予
備 2 台 ）を 用 い る が ，建 屋 内 の 雰 囲 気 線 量 が 屋 外 よ り 高 い 場 合 に お い て は ，待機場所の陽圧化用の 2 台の内，1 台を対策本部の外気取入用，1 台を建
屋内のパージ用として用いる設計とする。
*2 そ の 他 設 備 の う ち ，可 搬 型 モ ニ タ リ ン グ ポ ス ト に つ い て は「 3.17 監 視 測 定
設 備 （ 設 置 許 可 基 準 規 則 第 60 条 に 対 す る 設 計 方 針 を 示 す 章 ）」 で 示 す 。

61-9-2-30

図 2.4-1

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）換気設備

系統概略図（プルーム通過前後：可搬型陽圧化空調機による陽圧化）

図 2.4-2

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）換気設備

系統概略図（プルーム通過後に建屋内の放射性物質濃度が屋外より高い場合：可搬型外気取入送風機及び可搬型陽圧化空調機による陽圧化）61-9-2-31

図 2.4-3

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）換気設備

系統概略図（プルーム通過中：陽圧化装置（空気ボンベ）による陽圧化）61-9-2-32

図 2.4-4

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）換気設備

61-9-2-33

配置計画図

（ 2） 設 計 方 針
a. 収 容 人 数 （「 3.1 必 要 要 員 の 構 成 ， 配 置 に つ い て 」 参 照 ）5 号 炉 原 子 炉 建 屋 緊 急 時 対 策 所（ 対 策 本 部 ）の 換 気 設 備 は ，重 大 事 故 等 時 に
お い て ，収 容 人 数 と し て 下 記 の「 ① プ ル ー ム 通 過 前 後 」及 び「 ② プ ル ー ム 通 過中 」 の 最 大 人 数 と な る 86 名 を 収 容 可 能 な 設 計 と す る 。
①プルーム通過前後・収容対策要員人数： 86 名（ 6 号 及 び 7 号 炉 要 員 ： 72 名 ， 1～ 5 号 炉 要 員 及 び 保 安 検 査 官 ： 14 名 ）②プルーム通過中・収容対策要員人数： 73 名（ 6 号 及 び 7 号 炉 要 員 ： 69 名 ， 1～ 5 号 炉 要 員 及 び 保 安 検 査 官 ： 4 名 ）b. 許 容 二 酸 化 炭 素 濃 度 ， 許 容 酸 素 濃 度
許 容 二 酸 化 炭 素 濃 度 は ， JEAC4622-2009「 原 子 力 発 電 所 中 央 制 御 室 運 転 員 の事 故 時 被 ば く に 関 す る 規 定 」 に 定 め る 0.5%以 下 と す る 。 許 容 酸 素 濃 度 は ， 労働 安 全 衛 生 法 酸 素 欠 乏 防 止 規 則 に 定 め る 18％ 以 上 と す る 。

c. 必 要 換 気 量 の 計 算 式① 二 酸 化 炭 素 濃 度 基 準 に 基 づ く 必 要 換 気 量 （ Q1）
・収容人数

：n 名

・許容二酸化炭素濃度： C＝ 0.5%（ 労 働 安 全 衛 生 規 則 ）・大気二酸化炭素濃度： C 0 ＝ 0.039%（ 標 準 大 気 の 二 酸 化 炭 素 濃 度 ）・二酸化炭素発生量： M＝ 0.030m 3 /h/名 （ 空 気 調 和 ・ 衛 生 工 学 便 覧 の軽作業の作業程度の吐出し量）

・必要換気量： Q 1 ＝ 100×M×n ÷ (C － C 0 ) m 3 /h （ 空 気 調 和 ・ 衛
生 工 学 便 覧 の CO 2 濃 度 基 準 必 要 換 気 量 ）Q 1 ＝ 100×0.030×ｎ ÷(0.5－ 0.039)＝ 6.51×ｎ [m 3 /h]② 酸 素 濃 度 基 準 に 基 づ く 必 要 換 気 量 （ Q2）
・収容人数

：n 名

・吸気酸素濃度： a＝ 20.95%（ 標 準 大 気 の 酸 素 濃 度 ）・許容酸素濃度： b＝ 18%（ 労 働 安 全 衛 生 規 則 ）・成人の呼吸量：c＝ 0.48m 3 /h/名（ 空 気 調 和・衛 生 工 学 便 覧 ）・ 乾 燥 空 気 換 算 呼 気 酸 素 濃 度 ： d＝ 16.4%（ 空 気 調 和 ・ 衛 生 工 学 便 覧 ）61-9-2-34

： Q 2 ＝ c×（ a－ d） ×n÷（ a－ b） m 3 /h（ 空 気・必要換気量調 和 ・ 衛 生 工 学 便 覧 の O2 濃 度 基 準 必 要 換気量）
Q 2 ＝ 0.48×(20.95－ 16.4) ×ｎ ÷(20.95－ 18.0)＝ 0.741×ｎ [m 3 /h]d. 必 要 換 気 量①プルーム通過前後（可搬型陽圧化空調機の必要換気量）
プルーム通過前後における可搬型陽圧化空調機運転時の必要換気量は，
重 大 事 故 等 時 に お け る 最 大 の 収 容 人 数 で あ る 86 人 に 対 し て ， 二 酸 化 炭 素吸収装置を運転しないことから二酸化炭素濃度上昇が支配的となった場
合において窒息を防止可能な設計とする。
よ っ て 必 要 換 気 量 は ，二 酸 化 炭 素 濃 度 基 準 の 必 要 換 気 量 の 計 算 式 を 用 い
る と Q 1 ＝ 6.51×86＝ 560[m 3 /h]以 上 （ 6 号 及 び 7 号 炉 要 員 ： 468[m 3 /h]， 1～
5 号 炉 要 員 及 び 保 安 検 査 官 ： 92[m 3 /h]） と な る 。

②プルーム通過中（緊急時対策所陽圧化装置の必要換気量）
プルーム通過中における緊急時対策所陽圧化装置運転時の必要換気量
は ， 重 大 事 故 等 時 に お け る 最 大 の 収 容 人 数 で あ る 86 人 に 対 し て ， 二 酸 化
炭素吸収装置により二酸化炭素濃度の上昇を抑えており酸素濃度低下が支配的となった場合において窒息を防止可能な設計とする。
よ っ て 必 要 換 気 量 は ， 酸 素 濃 度 基 準 の 計 算 式 を 用 い る と Q 2 ＝ 0.741×86＝ 64[m 3 /h]以 上 （ 6 号 及 び 7 号 炉 要 員 ： 54[m 3 /h]， 1～ 5 号 炉 要 員 及 び 保 安
検 査 官 ： 12[m 3 /h]） と な る 。

61-9-2-35

（ 3） 高 気 密 室
a. 必 要 差 圧
高気密室は，配置上，風の影響を直接受けない屋内に設置されているため，
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所高気密室内へのインリークは隣接区画との温度 差 に よ っ て 生 じ る 空 気 密 度 の 差 に 起 因 す る 差 圧 よ る も の が 考 え ら れ る 。隣 接
区 画 と の 境 界 壁 間 に 隙 間 が あ る 場 合 は ，両 区 画 に 温 度 差 が あ る と 図 2.4-5 の よ
う に 空 気 の 密 度 差 に 起 因 し ，高 温 区 画 で は 上 部 の 空 気 が 低 温 側 に ，低 温 区 画 では 下 部 の 空 気 が 高 温 側 に 流 れ 込 む 。こ れ ら 各 々 の 方 向 に 生 じ る 圧 力 差 の 合 計 は ，
図 2.4-6 の よ う に 高 温 区 画 の 境 界 で ⊿ P 1 ， 低 温 区 画 の 境 界 で ⊿ P 2 と な る 。
高 気 密 室 で は ，図 2.4-14 に 示 す よ う に ，想 定 さ れ る 最 高 温 度 40℃（ 設 計 最
高 温 度 ） と 最 低 温 度 -17℃ （ 外 気 最 低 温 度 ） に よ り 生 じ る 下 記 に 示 す 最 大 圧 力
差 ⊿ P3＝ ⊿ P2－ ⊿ P1 以 上 に 陽 圧 化 す る こ と に よ り ， 隣 接 区 画 か ら 室 内 へ の イ ン
リークを防止する設計とする。
こ こ で ， 高 気 密 室 の 必 要 差 圧 は ， 下 記 の 計 算 式 よ り ， ⊿ P 3 ＝ 8.13Pa に 余 裕
を も っ た 20Pa 以 上 と す る 。

・ 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 階 高 H： H≦ 3.3m
・ 外 気 （ 大 気 圧 ）） の 乾 燥 空 気 密 度 ： ρ 0
・ 隣 接 区 画 （ 高 温 ／ 低 温 ） の 乾 燥 空 気 密 度 ρ 1， ρ 2
隣接区画（高温）ρ 1 ＝ 1.127 [kg/m 3 ]（ 設 計 最 高 温 度 40℃ 想 定 ）隣接区画（低温）ρ 2 ＝ 1.378 [kg/m 3 ]（ 外 気 最 低 温 度 -17℃ 想 定 ）・ 隣 接 区 画 （ 高 温 ／ 低 温 ） に 対 し て 生 じ る 差 圧 ： ⊿ P1， ⊿ P2
隣接区画（高温）⊿ P 1 ＝ （ ρ 0 － ρ 1 ） ×H

隣接区画（低温）⊿ P 2 ＝ （ ρ 2 － ρ 0 ） ×H

・ 室 内 へ の イ ン リ ー ク を 防 止 す る た め の 必 要 差 圧 ： ⊿ P3

⊿ P3 ＝ ⊿ P2－ ⊿ P1
＝ (ρ 1 － ρ 2 )×H＝ (1.378－ 1.127)×3.3＝ 0.823[kg/m 3 ]（ ＝ 8.13[Pa]）61-9-2-36

隣接区画（高温）

緊急時対策所

隣接区画（低温）空気密度ρ1空気密度ρ0空気密度ρ2

差圧⊿P1＝（ρ0－ρ1）H

図 2.4-5

差圧⊿P2＝（ρ2－ρ0）H

温度差のある区画の圧力分布イメージ図

隣接区画（高温）

緊急時対策所

隣接区画（低温）空気密度ρ1空気密度ρ0空気密度ρ2

加圧⊿P3＝（ρ2－ρ1）H

図 2.4-6

H

H

加圧⊿P3＝（ρ2－ρ1）H

緊急時対策所を陽圧化した場合の圧力分布イメージ図

b. 気 密 性
高 気 密 室 の 気 密 性 は 設 計 漏 洩 率 64m 3 /h 以 下 （ 20Pa 陽 圧 化 時 ） を 確 保 可 能 な設計とする。
ま た ，高 気 密 室 を 陽 圧 化 す る 場 合 の 差 圧 制 御 は ，差 圧 調 整 弁（ 可 搬 型 陽 圧 化
空 調 機 ）及 び 差 圧 調 整 弁（ 緊 急 時 対 策 所 陽 圧 化 装 置 ）を 切 り 替 え る こ と に よ り ，
高 気 密 室 か ら 室 外 へ の 排 気 量 を 調 整 し ，プ ル ー ム 通 過 前 後 に お い て は 可 搬 型 陽
圧 化 空 調 機 の 560m 3 /h 以 上 の 換 気 量 に よ り 20Pa 以 上 の 陽 圧 化 状 態 を 維 持 可 能と し ， プ ル ー ム 通 過 中 に お い て は 緊 急 時 対 策 所 陽 圧 化 装 置 の 64m 3 /h 以 上 の 換
気 量 に よ り 20Pa 以 上 の 陽 圧 化 状 態 を 維 持 可 能 な 設 計 と す る 。

c. 室 温 調 整
緊急時対策所（対策本部）の設置される高気密室内は，パッケージエアコン
を用いて室温調整する設計とする。また，パッケージエアコンについては，故61-9-2-37

障等に備えて予備を保有することとする。
高 気 密 室 及 び パ ッ ケ ー ジ エ ア コ ン の 配 置 計 画 図 を 図 2.4-7に 示 す 。

図 2.4-7

高気密室及びパッケージエアコンの配置計画図

61-9-2-38

（ 4） 可 搬 型 陽 圧 化 空 調 機
a.可 搬 型 陽 圧 化 空 調 機 構 造
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所で用いる可搬型陽圧化空調機の概要図を図2.4-8 に 示 す 。 可 搬 型 陽 圧 化 空 調 機 は ， 中 性 能 フ ィ ル タ 及 び 高 性 能 フ ィ ル タ ，
活 性 炭 フ ィ ル タ か ら 構 成 さ れ る 。各 フ ィ ル タ は パ ッ キ ン を 介 し て ブ ロ ワ に 接 続しており，フィルタを介さない外気取込を防止する密閉構造となっている。

中性能フィルタ
高性能フィルタ
活性炭フィルタ
給気
ブロワ

排気

図 2.4-8

緊急時対策所可搬型陽圧化空調機の概要図

b. 定 格 風 量
可 搬 型 陽 圧 化 空 調 機 の 定 格 風 量 は 1 台 当 り 600m 3 /h を 確 保 す る こ と に よ り ，
プ ル ー ム 通 過 前 後 の 可 搬 型 陽 圧 化 空 調 機 運 転 時 の 必 要 換 気 量 で あ る 560 m 3 /h
以上を満足可能な設計とする。

61-9-2-39

c． フ ィ ル タ 性 能（ a） フ ィ ル タ 捕 集 効 率
可搬型陽圧化空調機の高性能フィルタ及び活性炭フィルタの捕集効率を表
2.4-2 に 示 す 。 フ ィ ル タ 捕 集 効 率 は ， 定 期 的 に 性 能 検 査 を 実 施 し 総 合 除 去 効率が確保されていることを確認する。

表 2.4-2

可搬型陽圧化空調機のフィルタ捕集効率

種類

単 体 除 去 効 率 (%)

総 合 除 去 効 率 (%)

高性能フィルタ

99.97(0.15μ mPAO 粒 子 )99.9(0.3μ mPAO 粒 子 )活性炭フィルタ

99.99(相 対 湿 度 85％ 以 下 )99.9(相 対 湿 度 85％ 以 下 )（ b） フ ィ ル タ 保 持 容 量
可搬型陽圧化空調機は，緊急時対策所の居住性確保の要件である福島第一原子力発電所事故相当の放射性物質の放出量された場合においても，空調機が吸込む想定核分裂生成物量に対し十分な保持容量を有している。そのため供用中のフィルタ交換は不要な設計とし，居住空間の汚染のおそれはない。
放 射 性 物 質 の 想 定 放 出 量 と 可 搬 型 陽 圧 化 空 調 機 の 吸 着 容 量 を 表 2.4-3 に 示す。
表 2.4-3放射性物質の想定放出量と可搬型陽圧化空調機の保持容量

種類

想定核分裂生成物量

保持容量

放射性微粒子約 1g

約 400g/台

有機ヨウ素

約 6㎎

約 50g/台61-9-2-40

（ c） 活 性 炭 フ ィ ル タ 使 用 可 能 期 間
活性炭フィルタは，大気中の湿分等の吸着障害物質を吸着することによる 吸 着 面 積 の 減 少 に よ り 吸 着 能 力 が 劣 化 す る （ 以 下 ， 大 気 ウ ェ ザ リ ン グ ）。
可搬型陽圧化空調機のフィルタと同等の活性炭炭素繊維に対し，東京大学 ア イ ソ ト ー プ 総 合 セ ン タ ー で 通 常 大 気 に 127， 187， 310， 365 日 間 連 続 通
気 し た 状 態 で の 大 気 ウ ェ ザ リ ン グ の 影 響 と し て CH 3 I に よ る 劣 化 状 況 を 確 認
し た （ 常 温 ・ 湿 度 60％ 環 境 に 換 算 し た ） 結 果 を 図 2.4-17 に 示 す 。 図 2.4-9
よ り ， 実 規 模 の 厚 さ 0.112g/cm 2 に お け る 捕 集 効 率 は ， 187 日 （ 運 転 時 間 ：
８ 時 間 /日 ×187 日 ＝ 1,496 時 間 ） 以 上 99.9%以 上 確 保 可 能 で あ る こ と か ら ，
７ 日 間 （ 168 時 間 ） の 連 続 運 転 に お い て 捕 集 効 率 を 99.9%以 上 確 保 す る こ とは十分可能である。

100

80

60

活性炭素繊維：ｋ
40

東大0d
127d
187d
310d
大津365d

20

0
0

0.05

0.1
厚さ(g/cm2)

0.15

0.2

図 2.4-9 活 性 炭 素 繊 維 フ ィ ル タ の 厚 さ と 捕 集 効 率 の 関 係（ 出 典：日 本 放 射線 安 全 管 理 学 会 誌 ，Vol.7，No.2，TEDA 添 着 活 性 炭 素 繊 維 フ ィ ル タ の ウ ェ ザ
リ ン グ 試 験 ， 東 大 RI セ ， 野 川 憲 夫 ）61-9-2-41

（ 5） 陽 圧 化 装 置
a． 系 統 構 成
陽圧化装置は陽圧化装置（空気ボンベ），陽圧化装置（配管・弁（圧力調整弁，流量調整弁，空気給気弁，及び差圧調整弁等））から構成され，陽圧化装置（ 空 気 ボ ン ベ ）に 蓄 圧 さ れ た 約 15MPaの 空 気 を 圧 力 調 整 弁 に よ り 約 1MPa以 下 に減圧し，流量調整弁及び給気弁により更に減圧後に高気密室に放出することにより高気密室を陽圧化可能な設計とする。
ここで，高気密室を陽圧化するための必要差圧は，陽圧化装置により一定流量の空気を室内に放出し，高気密室からの漏洩量を高気密室に設置された差圧調整弁の弁開度により調整し制御可能な設計とする。
陽 圧 化 装 置 の 系 統 概 要 図 を 図 2.4-10に 示 す 。

図 2.4-10

陽圧化装置

61-9-2-42

系統概要図

b． 必 要 ボ ン ベ 容 量
必 要 ボ ン ベ 容 量 と し て は ， 下 記 に 示 す 「（ a） プ ル ー ム 通 過 中 に 必 要 と な る
ボ ン ベ 容 量 」に 必 要 と な る 117 本 に 加 え て ，「（ b）陽 圧 化 切 替 時 に 必 要 な 空 気
ボ ン ベ 容 量 」 に 必 要 と な る 6 本 を 考 慮 し ， 合 計 で 123 本 以 上 確 保 す る 設 計 とする。

（ a） プ ル ー ム 通 過 中 に 必 要 と な る ボ ン ベ 容 量
高 気 密 室 を 10 時 間 陽 圧 化 す る 必 要 最 低 限 の ボ ン ベ 本 数 は ， 陽 圧 化 装 置（ 空 気 ボ ン ベ ） 運 用 時 の 必 要 換 気 量 で あ る 64m 3 /h（ 6 号 及 び 7 号 炉 要 員 ：54[m 3 /h]， 1～ 5 号 炉 要 員 及 び 保 安 検 査 官 ： 12[m 3 /h]） に 対 す る ボ ン ベ 供 給可 能 空 気 量 5.50m 3 /本 か ら 下 記 の 通 り 117 本（ 6 号 及 び 7 号 炉 要 員：99 本 ，
1～ 5 号 炉 要 員 及 び 保 安 検 査 官 ： 18 本 ） と な る 。 な お ， 現 場 に 設 置 す る ボ
ン ベ 本 数 に つ い て は ，高 気 密 室 に 対 す る 陽 圧 化 試 験 を 実 施 し 必 要 ボ ン ベ 容
量 が 10 時 間 陽 圧 化 維 持 す る の に 十 分 で あ る こ と の 確 認 を 実 施 し ， 余 裕 分のボンベ容量については現場運用を考慮し別途決定する。

・ボンベ初期充填圧力： 14.7MPa（ at 35℃ ）・ボンベ内容積： 46.7L

・圧力調整弁最低制御圧力： 0.89MPa・ボンベ供給可能空気量： 5.50m 3 /本 （ at -4℃ ）以 上 よ り ， 必 要 ボ ン ベ 本 数 は 下 記 の 通 り 117 本 以 上 と な る 。
64m 3 /h÷5.50m 3 /本 ×10 時 間 ≒ 117 本（ 6 号 及 び 7 号 炉 要 員 ： 99 本 ， 1～ 5 号 炉 要 員 及 び 保 安 検 査 官 ： 18 本 ）（ b） 陽 圧 化 切 替 時 に 必 要 な 空 気 ボ ン ベ 容 量
高 気 密室 の 陽 圧 化 を ，陽 圧 化 装 置（ 空 気 ボ ン ベ ）に よ る 給 気 か ら 可 搬 型
陽 圧 化 装 置 に よ る 給 気 に 切 り 替 え る 場 合 に お い て は ，切 替 え 操 作 を 行 っ ている間を ，陽圧化 装置（空気ボ ンベ）の給気 と可搬型陽圧 化空調機 の給気を 同 時 に 行 う こ と に よ り ，高 気 密 室 の 陽 圧 化 状 態 を 維 持 す る こ と が 可 能 な設計とする。
高 気 密室 の 陽 圧 化 を ，陽 圧 化 装 置（ 空 気 ボ ン ベ ）の 給 気 か ら 可 搬 型 陽 圧
化 空 調 機 の 給 気 へ の 切 り 替 え る 操 作 の タ イ ム チ ャ ー ト を 図 2.4-11 に 示 す 。
61-9-2-43

こ こ で ，可 搬 型 陽 圧 化 空 調 機 か ら 高 気 密 室 給 気 口 へ の 仮 設 ダ ク ト の 敷 設 ，
高 気 密 室 給 気 口 の 閉 止 板 取 外 し ，及 び そ の 他 の 高 気 密 室 内 の 弁 の 操 作 に 必
要 と な る 所 要 時 間 は 合 計 10 分 と な る 。 ま た ， 上 記 の 10 分 に 加 え て ， プ ル
ー ム 通 過 後 に 建 屋 内 の 雰 囲 気 線 量 が 屋 外 よ り 高 い 場 合 に お け る ，屋 外 か ら
直可搬型陽圧化空調機に外気取入を可能とするための仮設ダクト敷設※1
及 び 可 搬 型 陽 圧 化 空 調 機 の 起 動 操 作 （ 10 分 ）， 可 搬 型 陽 圧 化 空 調 機 起 動 失
敗 を 想 定 し た 場 合 の 予 備 機 へ の 切 替 え 操 作 ※ 2（ 10 分 ）を 考 慮 す る と ，本 操
作 の 所 要 時 間 は 合 計 で 最 大 30 分 を 考 慮 す る 。
※ 1 当 該 エ リ ア 脇 の 階 段 室 は 1 階 層 上 に て 屋 上 出 口 に 繋 が っ て お り ，仮 設 ダ
ク ト 敷 設 長 さ は 約 20m と な る 。
※2 可搬型陽圧化空調機はフィルタユニット及びブロワユニットに分割可能 で あ り 個 々 の 重 量 は 30kg 以 下 と し ，固 定 架 台 に は ボ ル ト の み の 固 定とすることで容易に予備機への切替操作が可能な設計とする。

以 上 よ り ， 必 要 ボ ン ベ 容 量 は 本 操 作 に 必 要 な 容 量 と し て ，（ a） プ ル ー ム
通 過 中 に 必 要 と な る ボ ン ベ 容 量 の 計 算 式 を 用 い ，下 記 の と お り 6 本 以 上 を確保する設計とする。

64m 3 /h÷5.50m 3 /本 ×30 分 ≒ 6 本

経過時間（分）
０

5

10

15

20

25

30

45

▽陽圧化状態(空気ボンベ)の解除
手順の項目

要員

▽陽圧化状態(可搬型陽圧化空調機)確認完了通路（可搬型陽圧化空調機設置場所）へ移動
可搬型陽圧化空調機(陽圧化用)の仮設ダクトと高気密室給気口を接続

可搬型陽圧化空調機 による対策本部（高気密室）の陽圧
化「開 始 」手順

保安班

屋上から可搬型陽圧化空調機(外気取入用)へ仮設ダクトを敷設

２名

可搬型外気取入送風機及び可搬型陽圧化空調機を起動
可搬型陽圧化空調機を予備機へ切替(必要に応じて実施)

高気密室給気口の閉止板取外し

陽圧化装置(空気ボン ベ ) による対策本部（高気密室）の陽圧化「停 止 」手順

可搬型陽圧化空調機の運転状態確認
保安班

１
名

高気密室陽圧化装置給気弁閉操作
差圧調整用排気弁の切替
室内差圧確認図 2.4-11

緊急時対策所陽圧化装置から可搬型陽圧化装置への切替タイムチャート

61-9-2-44

（ 6） 二 酸 化 炭 素 吸 収 装 置
a． 系 統 構 成
二酸化炭素吸収装置はブロワ，出入口隔離弁，水封配管吸収缶等から構成され，ブロワにより吸収缶内の二酸化炭素吸収剤に室内の空気を循環することにより二酸化炭素を除去可能な系統構成とし，発生する二酸化炭素全てを吸収可能な二酸化炭素吸収剤容量を確保することで高気密室内の二酸化炭素濃度上昇を防止可能な設計とする。
ま た ，二 酸 化 炭 素 吸 収 装 置 は 100%容 量 ×2系 列 と す る こ と に よ り ， 装 置 の 単 一故障を想定しても機能喪失することがない設計とする。

二 酸 化 炭 素 吸 収 装 置 の 系 統 図 を 図 2.4-12に ， 外 形 図 を 図 2.4-13に 示 す 。

図 2.4-12

二酸化炭素吸収装置

61-9-2-45

系統図

図 2.4-13

二酸化炭素吸収装置

61-9-2-46

外形図

b． 二 酸 化 炭 素 の 除 去 原 理 及 び 吸 収 性 能
二 酸 化 炭 素 吸 収 装 置 の 吸 収 剤 は ，主 成 分 が 酸 化 カ ル シ ウ ム（ 消 石 灰 ）で あ り ，
大気中の二酸化炭素と触媒等がなくても直接反応可能とし，単位質量当りの二m 3 /kg 吸 収 可 能 な 設 計 と す る 。

酸化炭素をCa(OH) 2 ＋ CO 2 → CaCO 3 ＋ H 2 O
c． 二 酸 化 炭 素 吸 収 剤 容 量
二 酸 化 炭 素 吸 収 装 置 は ， 外 気 を 遮 断 し た 高 気 密 室 内 に 収 容 人 数 81名 に 余 裕 をも っ た 84名 が 10時 間 待 避 し た 場 合 に お い て ，室 内 の 二 酸 化 炭 素 量 濃 度 を 0.5％ 以
下 に 維 持 す る た め に 十 分 な 量 の 二 酸 化 炭 素 吸 収 剤 容 量 と し て ，表 2.4-4の 計 算 結
果よりkg/台 を 確 保 す る 設 計 と す る 。

なお，必要吸収剤量及び設計吸収剤量については下記の通り定義する。

必 要 吸 収 剤 量 ＝ 設 計 CO 2 発 生 量 ÷吸 収 剤 吸 収 性 能
設 計 吸 収 剤 量 ＝ 必 要 吸 収 剤 量 ×設 計 裕 度
表 2.4-4吸収剤必要量の設計条件

項目

設計値

備考

A

空間容積

538m 3高気密室の容積

B

空隙率

0.95

―

C

収容人数

86 名

プルーム通過中を想定

D

陽圧化時間

10 h

―

E1

二酸化炭素発生量

30.030m /h/名

軽作業（空気調和衛生工学便覧）

E2

換気量

64m 3 /h

陽 圧 化 装 置（ 空 気 ボ ン ベ ）給 気 量F0

初期二酸化炭素濃度

0.039％

国際標準大気濃度F1

許容二酸化炭素濃度0.5％

労働安全衛生規則

H

積算二酸化炭素発生量20.18m 3

C×D×E 1 － (F 1 － F 0 )×(A×B＋ E 2 ×D)÷100I

吸 収 剤 CO 2 吸 収 性 能

J

設計裕度

K

吸収剤必要量―H÷I×J

ま た ， 二 酸 化 炭 素 吸 収 剤 は 予 備 と し て 100%容 量 を 確 保 し ， 二 酸 化 炭 素 吸 収 装
置の予備機側の吸収剤と交換することで，装置の運転時間の延長が可能な設計とする。
61-9-2-47

d． 保 管 時 の 二 酸 化 炭 素 吸 収 剤 性 能 劣 化 防 止
二 酸 化 炭 素 吸 収 剤 の 水 酸 化 カ ル シ ウ ム （ Ca(OH) 2 ） は ， 常 温 の 大 気 中 で 二 酸 化
炭 素 と 反 応 し 炭 酸 カ ル シ ウ ム （ CaCO 3 ） と な る こ と か ら ， 待 機 時 に 大 気 に 触 れ ないように密閉保管する必要がある。
こ こ で ， Ca(OH) 2 ， 及 び CaCO 3 は 水 溶 液 と し て 二 酸 化 炭 素 と 反 応 す る （ 湿 分 により二酸化吸収性能は低下することがない）ため，二酸化炭素吸収剤は出入口に二重に設置する隔離弁の間の配管を水封することにより，二酸化炭素吸収性能を低下させることなく保管状態において大気から隔離可能な設計とする。

61-9-2-48

（６）二酸化炭素吸収装置の性能試験

a． 試 験 方 法
二酸化炭素吸収装置の性能試験は，ブロワ定格風量時においてブロワ下流側に二酸化炭素ボンベから二酸化炭素を吸収缶に供給し二酸化炭素濃度計により
出 口 側 の 二 酸 化 炭 素 濃 度 を 測 定 し ， 10時 間 に お け る 二 酸 化 炭 素 吸 収 剤 に よ る 二
酸化炭素吸収量を測定する。
ここで，二酸化炭素供給量は，ガスメータによりプルーム通過時の高気密室
内 で の 二 酸 化 炭 素 発 生 量 を 一 定 で 制 御 し ，10時 間 の 試 験 に よ り 表 2.4-11の H項 に示 す 20.18m 3 の 積 算 二 酸 化 炭 素 発 生 量 を 供 給 可 能 と す る 。
本 試 験 は 収 容 人 数 を プ ル ー ム 通 過 時 に 必 要 な 対 策 要 員 81名 に 余 裕 を 考 慮 し た
84名 が 発 生 す る 二 酸 化 炭 素 量 に 対 し て ，再 現 性 確 認 と し て 3回 実 施 し ，二 酸 化 炭
素 吸 収 装 置 の 定 格 風 量 600m 3 /h， 二 酸 化 炭 素 吸 収 剤 容 量kgと し た 場 合 に お

い て ， 上 記 の 積 算 二 酸 化 炭 素 発 生 量 20.18m 3 を 除 去 す る と と も に ， 二 酸 化 炭 素 濃度（ 吸 収 缶 出 口 側 ）を 判 定 基 準 と な る 0.5％ 以 下 に 維 持 可 能 な こ と に つ い て 確 認を行う。
二 酸 化 炭 素 吸 収 性 能 試 験 装 置 の 系 統 図 を 図 2.4-14に 示 す 。

図 2.4-14

二酸化炭素吸収性能試験装置

61-9-2-49

系統図

b． 試 験 結 果
二 酸 化 炭 素 吸 収 装 置 の 性 試 験 の 結 果 ，二 酸 化 炭 素 吸 収 量 の 積 算 値 は 3 回 の 試
験 全 て に お い て 判 定 基 準 と な る 20.18m 3 以 上 の 二 酸 化 炭 素 量 を 吸 収 し て お り ，
10 時 間 の 試 験 に お い て 二 酸 化 炭 素 濃 度 （ 吸 収 缶 出 口 側 ） の 二 酸 化 炭 素 濃 度 を
判 定 基 準 と な る 0.5％ 以 下 に 低 減 可 能 な こ と か ら ，二 酸 化 炭 素 吸 収 剤 の 設 計 値
は十分な容量を確保していると判断する。
二 酸 化 炭 素 吸 収 性 能 試 験 結 果 と し て ，二 酸 化 炭 素 吸 収 量 の 積 算 値 の 測 定 結 果
を 表 2.4-5 に ， 二 酸 化 炭 素 吸 収 缶 出 入 口 の 二 酸 化 炭 素 濃 度 の 時 間 変 化 を 図
2.4-15 に 示 す 。

表 2.4-5

二酸化炭素吸収性能試験結果（二酸化炭素吸収量の積算値）

試験回数

二酸化炭素吸収量（積算）

判定

1 回目

23.34 m 3

合格

2 回目

22.28 m 3

合格

3 回目

22.36 m 3

合格

図 2.4-15

二酸化炭素吸収性能試験結果（二酸化炭素濃度の時間変化）

61-9-2-50

2.4.25 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）（ 1） 換 気 設 備 の 概 要
5 号炉原子炉建屋緊急時対策所（待機場所）換気設備は，重大事故等時の，プ ル ー ム 通 過 前 後 ，及 び プ ル ー ム 通 過 中 に お い て ，緊 急 時 対 策 所 に と ど ま る 現
場 要 員 の 7 日 間 の 実 効 線 量 を 100mSv 以 下 と す る こ と が 可 能 な 設 計 と す る 。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）換気設備は，可搬型陽圧化空
調 機 ， 陽 圧 化 装 置 （ 空 気 ボ ン ベ ）， 及 び ， 監 視 計 器 に よ り 構 成 さ れ ， 二 酸 化 炭
素 吸 収 装 置 を 除 き 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 緊 急 時 対 策 所（ 対 策 本 部 ）換 気 設 備 と 同 様の設計方針とする。
重 大 事 故 等 発 生 時 の プ ル ー ム 通 過 前 後 に お い て は ，可 搬 型 陽 圧 化 空 調 機 に より 陽 圧 化 す る こ と に よ り ，フ ィ ル タ を 介 さ な い 外 気 の 流 入 を 低 減 可 能 な 設 計 とする。
重 大 事 故 等 発 生 時 の プ ル ー ム 通 過 中 に お い て は ，可 搬 型 陽 圧 化 空 調 機 を 停 止し，給気口を閉止板等により隔離し，陽圧化装置（空気ボンベ）により陽圧化することにより，外気の流入を完全に遮断可能な設計とする。

5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 （ 待 機 場 所 ） 換 気 設 備 は ， 表 2.4-6 の 設 備等により構成され，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（現場要員待機場所）換
気 設 備 の 系 統 概 略 図 （ プ ル ー ム 通 過 前 後 の 場 合 ） を 図 2.4-16 に ， 系 統 概 略 図（ プ ル ー ム 通 過 中 の 場 合 ） を 図 2.4-17 に 示 す 。

表 2.4-6

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）の重大事等対処設
備の機器仕様

設備名称
可搬型陽圧化空調機※1

数量
2台(予 備 2 台 )仕様
ブ ロ ワ 風 量 ： 600m 3 /h/台
高 性 能 フ ィ ル タ 捕 集 効 率 ： 99.9％ 以 上
活 性 炭 フ ィ ル タ 捕 集 効 率 ： 99.9％ 以 上

陽 圧 化 装 置（ 空 気 ボ ン ベ ） 1792 本 以 上

その他設備

１式

容量

： 約 47L／ 本

充填圧力： 約 15MPa

差圧計，二酸化炭素濃度計，酸素濃度計※ 1 可 搬 型 陽 圧 化 空 調 機 は ， 詳 細 な 設 計 仕 様 に つ い て は 「 2.4.1

5 号炉原

子炉建屋内緊急時対策所対策本部，（ 4）可 搬 型 陽 圧 化 空 調 機 」に 示 す 対策本部と同様とする。
61-9-2-51

図 2.4-16

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）換気設備

系統概略図（プルーム通過前後：可搬型陽圧化空調機による陽圧化）

図 2.4-17

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）換気設備

系統概略図（プルーム通過中：陽圧化装置（空気ボンベ）による陽圧化）61-9-2-52

（ 2） 可 搬 型 陽 圧 化 空 調 機
a. 可 搬 型 陽 圧 化 空 調 機 の 配 備 数 量
可 搬 型 陽 圧 化 空 調 機 は ， 定 格 風 量 600m 3 /h/台 の 機 器 を 2 台 確 保 す る こ とに よ り ，下 記 に 示 す「（ a）設 計 漏 洩 量 」の 938m 3 /h，及 び ，「（ b）必 要 換 気 量 」の 638m 3 /h に 対 し て 十 分 な 余 裕 を 持 た せ た 600m 3 /h/台 ×2 台 ＝ 1200m 3 /h を 確保可能な設計とする。

（ a） 設 計 漏 洩 量①待機場所を陽圧化するための必要差圧
待 機 場 所 は ，配 置 上 ，風 の 影 響 を 直 接 受 け な い 屋 内 に 設 置 さ れ て い る た
め ，室 内 へ の イ ン リ ー ク は 隣 接 区 画 と の 温 度 差 に よ っ て 生 じ る 空 気 密 度 の差に起因する差圧によるものと考えられる。
よ っ て ，待 機 場 所 を 陽 圧 化 す る た め の 必 要 差 圧 は ，高 気 密 室 の 必 要 差 圧の 考 え 方 （「 2.4.1

5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 対 策 本 部 ，（ 3） 高 気

密 室 ， a.必 要 差 圧 」 を 参 照 ） と 同 様 に 下 記 の 計 算 式 よ り ， ⊿ P 3 ＝ 12.1Pa に
余 裕 を も っ た 20Pa 以 上 と す る 。
・ 待 機 場 所 の 階 高 H： H≦ 4.9m
・外気（大気圧）の乾燥空気密度：ρ0・ 隣 接 区 画 （ 高 温 ／ 低 温 ） の 乾 燥 空 気 密 度 ： ρ 1， ρ 2
隣接区画（高温）ρ 1 ＝ 1.127 [kg/m 3 ]（ 設 計 最 高 温 度 40℃ 想 定 ）隣接区画（低温）ρ 2 ＝ 1.378 [kg/m 3 ]（ 外 気 最 低 温 度 -17℃ 想 定 ）・ 隣 接 区 画 （ 高 温 ／ 低 温 ） に 対 し て 生 じ る 差 圧 ： ⊿ P1， ⊿ P2
隣接区画（高温）⊿ P 1 ＝ （ ρ 0 － ρ 1 ） ×H

隣接区画（低温）⊿ P 2 ＝ （ ρ 2 － ρ 0 ） ×H

・ 室 内 へ の イ ン リ ー ク を 防 止 す る た め の 必 要 差 圧 ： ⊿ P3
⊿ P3

＝ ⊿ P2－ ⊿ P1

＝ (ρ 1 － ρ 2 )×H＝ (1.378－ 1.127)×4.9＝ 1.230[kg/m 3 ]（ ＝ 12.1[Pa]）② 待機場所の設計漏洩量
待機場所は 5 号炉原子炉建屋地上 3 階の既設の部屋を流用することから ， 20Pa 陽 圧 化 し た 状 態 に お け る 気 密 性 に つ い て ， JIS A 2201 に 基 づ く
気密性能試験により確認を実施した。
61-9-2-53

気密性能試験結果として，3 回の測定結果から求まる回帰曲線（気密特 性 式 ）を 図 2.4-26 に 示 す 。図 2.4-18 よ り ，待 機 場 所 を 20Pa 陽 圧 化 した 場 合 の 設 計 漏 洩 量 は 938m 3 /h と な る 。

図 2.4-18

現場要員待機場所の気密性能試験結果（回帰曲線）（ b） 必 要 換 気 量
待 機 場 所 に お け る 必 要 換 気 量 は ， 待 機 場 所 に 収 容 さ れ る 対 策 要 員 98 名（「（ 2） 現 場 要 員 待 機 場 所 の 配 置 及 び 収 容 人 数 に つ い て 」 参 照 ） の 窒 息 防止に必要な換気風量を確保する設計とする。
窒 息 防 止 に 必 要 な 換 気 風 量 と し て は ，プ ル ー ム 通 過 前 後 の 待 機 場 所 の 必
要 換 気 量 の 考 え 方 （「 2.4.1

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所対策本部，（ 2） 設 計 方 針 ， b.必 要 換 気 量 」 参 照 ） と 同 様 に ， 二 酸 化 炭 素 濃 度 上 昇 が必 要 換 気 量 の 支 配 的 要 因 と な る こ と か ら ，二 酸 化 炭 素 濃 度 基 準 の 必 要 換 気
量 の 計 算 式 を 用 い て 6.51m 3 /h/名 ×98 名 ＝ 638[m 3 /h]以 上 と す る 。

61-9-2-54

（ 3） 陽 圧 化 装 置
a. 必 要 換 気 量
プルーム通過時における陽圧化装置の必要換気量は，可搬型陽圧化装置と同 様 に 938m 3 /h を 確 保 可 能 な 設 計 と す る 。

b. 陽 圧 化 装 置 （ 空 気 ボ ン ベ ） の 必 要 数 量
必 要 ボ ン ベ 容 量 と し て は ， 下 記 に 示 す 「（ a） プ ル ー ム 通 過 中 に 必 要 と な る
ボ ン ベ 容 量 」 に 必 要 と な る 1706 本 に 加 え て ，「（ b） 陽 圧 化 切 替 時 に 必 要 な 空
気 ボ ン ベ 容 量 」 に 必 要 と な る 86 本 を 考 慮 し ， 合 計 で 1792 本 以 上 確 保 す る 設
計とする。

（ a） プ ル ー ム 通 過 中 に 必 要 と な る ボ ン ベ 容 量
待 機 場 所 を 10 時 間 陽 圧 化 す る 必 要 最 低 限 の ボ ン ベ 本 数 は ， 陽 圧 化 装 置（ 空 気 ボ ン ベ ） 運 用 時 の 必 要 換 気 量 で あ る 938m 3 /h に 対 す る ボ ン ベ 供 給 可
能 空 気 量 5.50m 3 /本 か ら 下 記 の 通 り 1706 本 と な る 。な お ，現 場 に 設 置 す る
ボ ン ベ 本 数 に つ い て は ，待 機 場 所 に 対 す る 陽 圧 化 試 験 を 実 施 し 必 要 ボ ン ベ
容 量 が 10 時 間 陽 圧 化 維 持 す る の に 十 分 で あ る こ と の 確 認 を 実 施 し ， 余 裕
分のボンベ容量については現場運用を考慮し別途決定する。

・ボンベ初期充填圧力： 14.7MPa（ at 35℃ ）・ボンベ内容積： 46.7L

・圧力調整弁最低制御圧力： 0.89MPa・ボンベ供給可能空気量： 5.50m 3 /本 （ at -4℃ ）以 上 よ り ， 必 要 ボ ン ベ 本 数 は 下 記 の 通 り 117 本 以 上 と な る 。
938m 3 /h÷5.50m 3 /本 ×10 時 間 ≒ 1706 本（ b） 陽 圧 化 切 替 時 に 必 要 な 空 気 ボ ン ベ 容 量
陽 圧 化 装 置（ 空 気 ボ ン ベ ）に よ る 給 気 か ら 可 搬 型 陽 圧 化 装 置 に よ る 給 気に 切 り 替 え る 場 合 に お い て は ，切 替 え 操 作 を 行 っ て い る 間 を ，陽 圧 化 装 置（ 空 気 ボ ン ベ ）の 給 気 と 可 搬 型 陽 圧 化 空 調 機 の 給 気 を 同 時 に 行 う こ と に より，陽圧化を維持した状態で切替え操作が可能な設計とする。
陽 圧 化 装 置（ 空 気 ボ ン ベ ）の 給 気 か ら 可 搬 型 陽 圧 化 空 調 機 の 給 気 へ の 切
61-9-2-55

り 替 え る 操 作 の タ イ ム チ ャ ー ト を 図 2.4-19 に 示 す 。
こ こ で ，可 搬 型 陽 圧 化 空 調 機 か ら 給 気 口 へ の 仮 設 ダ ク ト の 敷 設 ，給 気 口の 閉 止 板 取 外 し 操 作 等 に 必 要 と な る 所 要 時 間 は 合 計 10 分 と な る 。 ま た ，
上 記 の 10 分 に 加 え て ， プ ル ー ム 通 過 後 に 建 屋 内 の 雰 囲 気 線 量 が 屋 外 よ り
高 い 場 合 に お け る ，屋 外 か ら 直 可 搬 型 陽 圧 化 空 調 機 に 外 気 取 入 を 可 能 と す
る た め の 仮 設 ダ ク ト 敷 設 ※ 1 及 び 可 搬 型 陽 圧 化 空 調 機 の 起 動 操 作 （ 10 分 ），可搬型陽圧化空調機起動失敗を想定した場合の予備機への切替え操作※2（ 10 分 ）を 考 慮 す る と ，本 操 作 の 所 要 時 間 は 合 計 で 最 大 30 分 を 考 慮 す る 。
※ 1 当 該 エ リ ア 脇 の 階 段 室 は 1 階 層 上 に て 屋 上 出 口 に 繋 が っ て お り ，仮 設 ダ
ク ト 敷 設 長 さ は 約 20m と な る 。
※2 可搬型陽圧化空調機はフィルタユニット及びブロワユニットに分割可能 で あ り 個 々 の 重 量 は 30kg 以 下 と し ，固 定 架 台 に は ボ ル ト の み の 固 定とすることで容易に予備機への切替操作が可能な設計とする。

以 上 よ り ， 必 要 ボ ン ベ 容 量 は 本 操 作 に 必 要 な 容 量 と し て ，（ a） プ ル ー ム
通 過 中 に 必 要 と な る ボ ン ベ 容 量 の 計 算 式 を 用 い ， 下 記 の と お り 86 本 以 上を確保する設計とする。

938m 3 /h÷5.50m 3 /本 ×30 分 ≒ 86 本
経過時間（分）
０

5

10

15

20

25

30

45

▽陽圧化状態(空気ボンベ)の解除
手順の項目

要員

▽陽圧化状態(可搬型陽圧化空調機)確認完了通路（可搬型陽圧化空調機設置場所）へ移動
可搬型陽圧化空調機(陽圧化用)の仮設ダクトと給気口を接続

可搬型陽圧化空調機 による待機場所の陽圧化「開 始 」手順

復旧班

屋上から可搬型陽圧化空調機(外気取入用)へ仮設ダクトを敷設

２名

可搬型陽圧化空調機を起動
可搬型陽圧化空調機を予備機へ切替(必要に応じて実施)

給気口の閉止板取外し
陽圧化装置(空気ボン ベ ) による待機場
所の陽圧化「停 止 」
手順

復旧班

可搬型陽圧化空調機の運転状態確認

１
名

陽圧化装置給気弁閉操作
室内差圧確認図 2.4-19

陽圧化装置（空気ボンベ）から可搬型陽圧化空調機への切替タイムチャート

61-9-2-56

（ 3） 換 気 設 備 の 配 置 図
待 機 場 所 の 換 気 設 備 の 配 置 図 を 図 2.4-20，21 に 示 す 。可 搬 型 陽 圧 化 空 調 機 は ，使用機と予備機の保管場所を分けて配置する設計とする。陽圧化装置（空気ボンベ）は，5 号炉原子炉建屋 3 階及び 2 階の複数の部屋に設置することにより
必 要 数 量 1792 本 以 上 を 設 置 す る た め に 必 要 な エ リ ア を 確 保 可 能 な 設 計 と す る 。

図 2.4-20

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）換気設備（5 号炉原子炉建屋

61-9-2-57

地上 3 階）配置図

図 2.4-21

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）換気設備（5 号炉原子炉建屋

61-9-2-58

地上 2 階）配置図

2.5

必要な情報を把握できる設備について(1) 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所
ａ ． 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 （ ケ ー ス 1）5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所において，重大事故等時に対処するために必要な情報（プラントパラメータ）を把握できる設備として，主に デ ー タ 伝 送 装 置 ， 緊 急 時 対 策 支 援 シ ス テ ム 伝 送 装 置 及 び SPDS 表 示 装
置 か ら 構 成 す る 安 全 パ ラ メ ー タ 表 示 シ ス テ ム （ SPDS） を 構 築 す る 設 計 とする。
6 号炉及び 7 号炉のデータ伝送装置はコントロール建屋に設置し，緊急 時 対 策 支 援 シ ス テ ム 伝 送 装 置 及 び SPDS 表 示 装 置 は 5 号 炉 原 子 炉 建 屋
内緊急時対策所に設置する設計とする。
6号 炉 及 び 7号 炉 の コ ン ト ロ ー ル 建 屋 に あ る デ ー タ 伝 送 装 置 か ら 5号 炉
原子炉建屋内緊急時対策所にある緊急時対策支援システム伝送装置への デ ー タ 伝送 手 段 は ，有 線（ 光 フ ァ イ バ 通 信 回 線 ）と 無 線（ 無 線 通 信 回線 ） に よ り 構 成 し ， 多 様 性 を 確 保 す る 設 計 と す る 。 概 要 を 図 2.5-1に 示す。

SPDS表 示 装 置 で 把 握 で き る 主 な パ ラ メ ー タ を 表 2.5-1に 示 す 。
表 2.5-1に 示 す 通 り ， 格 納 容 器 内 の 状 態 ， 使 用 済 燃 料 プ ー ル の 状 態 ，
水 素 爆 発 に よ る 格 納 容 器 の 破 損 防 止 ，水 素 爆 発 に よ る 原 子 炉 建 屋 の 損 傷
防 止 を 確 認 で き る パ ラ メ ー タ に つ い て も SPDS表 示 装 置 に て 確 認 で き る
設 計 と す る 。ま た ，原 子 炉 水 位 ，圧 力 等 の 主 要 な パ ラ メ ー タ の 計 測 が 困
難 と な っ た 場 合 に お い て も ，緊 急 時 対 策 所 に お い て 推 定 で き る よ う 可 能
な限り関連パラメータを確認できる設計とする。
ま た ，SPDS表 示 装 置 は 今 後 の 監 視 パ ラ メ ー タ 追 加 や 表 示 機 能 の 拡 張 等を考慮した設計とする。
なお，放射性物質の放射線量の測定に用いる可搬型モニタリングポス
ト，風向及び風速その他の気象条件の測定に用いる可搬型気象観測装置のデータは，無線により 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所に伝送することで確認できる設計とする。

61-9-2-59

ｂ ． 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 （ ケ ー ス 2）
設備構成及び概要は「ａ．5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（ケース1）」 と 同 様 で あ る 。
屋外監視カメラ（津波監視含む）

無線

６号炉
コントロール建屋※１

免震重要棟
事務本館

(c)

緊急時対策支援システム伝送装置※6

(a)

光ファイバ
通信伝送装置

光ファイバ
通信伝送装置(2回線)

可搬型モニタ 可搬型気象
リングポスト 観測装置

光ファイバ
通信伝送装置※３光ファイバ※7
通信伝送装置
通信伝送装置※５

(d)

マイクロ波
※7
無線装置
無線装置※５

(e)

(b)
データ
伝送装置

プロセス
計算機

５号炉原子炉建屋内緊急時対策所

(e)

ERSS
第二データセンター※２（原子力規制庁）

電力保安通信用回線（有線系・無線系） ※
５

有線

ERSS
第一データセンター※２（原子力規制庁）

通信事業者回線（統合原子力防災
ネットワーク）
（有線系）

光ファイバ
通信伝送装置※３
光ファイバ
通信伝送装置国

通信事業者回線（統合原子力防災
ネットワーク）（衛星系）

柏崎刈羽原子力発電所

※４

本社
衛星無線
通信装置

光ファイバ
※7
通信伝送装置
通信伝送装置※５

※５

SPDS
表示装置

中央制御室等 制御盤

マイクロ波
※7
無線装置
無線装置※５

衛星無線通信装置※３

衛星無線
通信装置

光ファイバ
通信伝送装置

緊急時対策支援システム伝送装置※6

光ファイバ
通信伝送装置※３(c)(b)

通信事業者回線（衛星無線通信回線）（衛星系）

1～4号炉建屋

(a)

［凡例］

(d)

※１：７号炉も同様※１:７号炉も同様※５：屋外監視カメラ監視装置（有線又は無線系による伝送）※２：国の緊急時対策支援システム。
※６：免震重要棟の緊急時対策支援システム伝送装置から本社経由で第二データセンターへ，※２：国の緊急時対策支援システム。
※３：通信事業者所掌の統合原子力防災ネットワークを超えた範囲から国所掌のERSSとなる。
５号炉原子炉建屋の緊急時対策支援システム伝送装置から第一データセンターへ伝送する。
※３：通信事業者所掌の統合原子力防災ネットワークを超えた範囲から国所掌のERSSとなる。
※４：免震重要棟の緊急時対策支援システム伝送装置から本社経由で第二データセンターへ，５号炉原子炉建屋の緊急時対策支援システム伝送装置から第一データセンターへ伝送する。
※７：電力保安通信用回線及び回線に接続される装置は，一般送配電事業会社所掌となる。
※４：可搬型モニタリングポスト等データ表示装置※５：電力保安通信用回線及び回線に接続される装置は，一般送配電事業会社所掌となる。

図 2.5-1

必要な情報を把握できる設備等の概要

61-9-2-60

SPDS
表示装置

： 有線系
： 無線又は衛星系

表 2.5-1

SPDS表 示 装 置 で 把 握 で き る 主 な パ ラ メ ー タ

目 的
炉心反応度の状態確認

対象パラメータ
中性子束
原 子 炉 水 位 （ 広 帯 域 ）（ 燃 料 域 ）原子炉圧力
原子炉圧力容器温度
高圧炉心注水系系統流量
原子炉隔離時冷却系系統流量
残留熱除去系系統流量
復 水 補 給 水 系 流 量 （ RH R A 系 代 替 注 水 流 量 ）
復 水 補 給 水 系 流 量 （ RH R B 系 代 替 注 水 流 量 ）
非常用ディーゼル発電機の給電状態
非常用高圧母線電圧
格納容器内圧力格納容器内温度
格納容器内水素濃度，酸素濃度
格納容器内雰囲気放射線レベル
サプレッション・チェンバ・プール水位
格納容器下部水位
格納容器スプレイ弁開閉状態
残留熱除去系系統流量
復 水 補 給 水 系 流 量 （ RH R B 系 代 替 注 水 流 量 ）
復水補給水系流量（格納容器下部注水流量）

炉心冷却の状態確認

格納容器内の状態確認

格納容器隔離の状態

放射能隔離の状態確認
環境の情報確認
使用済燃料プールの状態確認
水素爆発による格納容器の破損防止確認
水素爆発による原子炉建屋の損傷防止確認

排気筒放射線レベル
モニタリングポストの指示
気象情報
使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 水 位 ・ 温 度 （ SA ）使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 水 位 ・ 温 度 （ SA 広 域 ）フィルタ装置水素濃度
フィルタ装置出口放射線モニタ
原子炉建屋水素濃度

61-9-2-61

2.6 通 信 連 絡 設 備 に つ い て(1) 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所
ａ ． 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 （ ケ ー ス 1）
発電所内の関係要員に対して必要な指示を行うための通信連絡設備（発電所内用）を 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所に設置する設計とする。
また，発電所外の関連箇所へ連絡を行うための通信連絡設備（発電所外用）を 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所に設置する設計とする。概要を図2.6-1 に 示 す 。

図 2.6-1

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所
61-9-2-62

通信連絡設備の概要

ｂ ． 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 （ ケ ー ス 2）
設 備 構 成 及 び 概 要 は 「 ａ ． 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 （ ケ ー ス 1）」と同様である。

ｃ．5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所 待機場所
5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 の 待 機 場 所 に お い て ，対 策 本 部 と の 通 信
連 絡 を 行 う た め の 通 信 連 絡 設 備 と し て ，携 帯 型 音 声 呼 出 電 話 設 備 を 設 置 す る
設 計 と す る 。 概 要 を 図 2.6-2 に 示 す 。
５号機原子炉建屋内緊急時対策所 対策本部

５号機原子炉建屋内緊急時対策所 待機場所

【凡例】
：専用接続箱
：接続端子

携帯型音声
呼出電話機
専用接続箱
（設置例）

中継用ケーブルドラム（１００ｍ）：携帯型音声呼出電話機（付属ケーブル含む）：中継用ケーブルドラム（必要時に布設）※今後の詳細検討及び訓練を通して設備構成等の見直しを行う。

図 2.6-2 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 の 対 策 本 部 と 待 機 場 所 間における通信連絡設備の概要

なお，第 2 次緊急時態勢発令後，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）にとどまる要員が 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）と 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）のとどまるエリア間に携
帯型音声呼出電話設備を設置する。

61-9-2-63

3. 運用3.1

必要要員の構成，配置について(1) 原子力防災組織
当社 は ，福 島 事故 か ら 得ら れ た課 題 から 原 子 力防 災 組織 に 適用 す べ き必 要 要件 を 定め，米国における非常事態対応のために標準化された Incident Command System（ICS）
を参 考 に， 重 大事 故 等 の中 期 的な 対 応が 必 要 とな る 場合 及 び発 電 所 の複 数 の原 子 炉施設で同時に重大事故等が発生した場合に対応できるよう，原子力防災組織を構築する。
（詳細は 5.10 参照）
柏崎 刈 羽原 子 力発 電 所 にお け る原 子 力防 災 組 織は ， その 基 本的 な 機 能と し て， ① 意
思決定・指揮，②情報収集・計画立案，③現場対応，④対 外対 応，⑤ロジ ステ ィッ ク・
リソ ー ス管 理 を有 し て おり ， ①の 責 任者 と し て本 部 長（ 所 長） が あ たり ， ②～ ⑤ の機
能毎に責任者として「統括」を置く。
本部 長 （所 長 ）の 権 限 につ い ては ， 予め 定 め る要 領 等に 記 載さ れ た 範囲 に おい て ，②～ ⑤ の各 統 括に 委 譲 され て おり ， 各統 括 は その 範 囲内 に おい て 自 律的 に 活動 す ることができる。（詳細は 5.11 参照）②～ ⑤ の機 能 を担 う 必 要要 員 規模 は 対応 す べ き事 故 の様 相 ，ま た 事 故の 進 展や 収 束の状 況 によ り 異な る が ，プ ル ーム 通 過の 前 ・ 中・ 後 でも 要 員の 規 模 を拡 大 ・縮 小 しな
がら円滑な対応が可能な組織運用とする。

柏崎 刈 羽原 子 力発 電 所 原子 力 事業 者 防災 業 務 計画 で は， 原 子力 災 害 が発 生 する お それがある場合又は発生した場合に，その情勢に応じて，以下のように態勢を区分する。
（詳細は 5.6 参照）① 原子力警戒態勢（原子力災害対策指針にて定められている警戒態勢に対処するための態勢）② 第 1 次緊急時態勢（原子力災害対策指針にて定められている施設敷地緊急事態（原子力災害対策特別措置法第 10 条に基づく通報事象相当）に対処するための態勢）③ 第 2 次緊急時態勢（原子力災害対策指針にて定められている全面緊急事態（原子力災害対策特別措置法第 15 条に基づく報告事象相当）に対処するための態勢）

重大事故等発生時には，第 2 次緊急時態勢を発令し，原子力防災組織の要員がその対応にあたる。初動対応後に想定される原子力防災組織の要員を図 3.1-1 に示す。
61-9-3-1

また，夜間・休日における原子力防災組織の要員は図 3.1-2 に示すとおり，①重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員 28 名と，②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 な要 員 と して ， 中央 制 御室
待避所にとどまる運転員 18 名と重大事故等対策の有効性評価における復旧班現場要員の 14 名，保安班現場要員 2 名，自衛消防隊（消防隊長 1 名，初期消火班（消防車隊）
6 名，警備員 3 名）10 名を加えた合計 72 名を想定する。
原子 炉 格納 容 器が 破 損 し， 大 量の プ ルー ム が 放出 さ れる よ うな 事 態 にお い ては ， 不
要な被ばくから要員を守るため，緊急時対策所にとどまる必要のない要員については，所外に一時退避させる。
プル ー ム通 過 後に プ ラ ント 状 況等 に より ， 必 要に 応 じて 一 時退 避 さ せた 要 員を 再 参集させる。
なお ， プル ー ム通 過 の 判断 に つい て は， 発 電 所敷 地 内に 重 大事 故 等 対処 設 備と し て設置 す る可 搬 型モ ニ タ リン グ ポス ト 及び 自 主 対策 設 備で あ るモ ニ タ リン グ ・ポ ス トの
指示 値 によ り 判断 を 行 う。 保 安班 長 は， プ ル ーム の 影響 に より 可 搬 型モ ニ タリ ン グポ
スト 等 の線 量 率が 上 昇 した 後 に線 量 率が 減 少 に転 じ ，更 に 線量 率 が 安定 的 な状 態 になった場合に，プルームが通過したと判断する。

(2)5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所
第 2 次緊急時態勢において，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）で対応
する 6 号及び 7 号炉に係る要員は，図 3.1-1 に示すとおり，①重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員 72 名である。加えて，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）で対応する 1～5 号炉に係る要員として 12 名と保安検査官 2 名をあわせて，86 名が 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）に収容できるものとする（表 3.1-1 参照）。また，6 号及び 7 号炉に係る要員として，図 3.1-1 における②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 るために必要な要員 106 名のうち中央制御室にて対応を行う運転員 18 名を除く 88 名と，1～5 号炉に係る現場要員 2 名をあわせて 90 名（表 3.1-1 参照）についての待機場所
としては，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）を確保する。
プルーム通過中において，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）にとどまる 6 号及び 7 号炉に対応する要員は交代要員を考慮して，図 3.1-3 及び表 3.1-1 に示すとおり，①重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員 52 名と，②原子61-9-3-2

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 必要な要員 75 名のうち中央制御室待避所にとどまる運転員 18 名及び 5 号炉原子炉建屋内
緊急時対策所（待機場所）にとどまる要員 40 名を除く 17 名の合計 69 名とする。これに加えて，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）で対応する 1～5 号炉に係る要員は 2 名と，保安検査官 2 名をあわせて，73 名（表 3.1-1 参照）が 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）に収容できるものとする。また、5 号炉原子炉
建屋内緊急時対策所（待機場所）には，プルーム通過中において，現場要員 40 名と5 号炉運転員 8 名の合計 48 名が収容できるものとする。
本部長（所長）は，この要員数を目安として，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所にとどまる要員を判断する。
重大事故等に対処するための要員の動きを図 3.1-4 に示す。

61-9-3-3

①重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員
本部幹部

12 名

機能班（統括除き）60 名
計画・情報統括1名

本部長 1 名
本部付

72 名

4名

計画班長 1 名②情報収集・
計画立案機能6 号炉原子炉主
任技術者
1名

6 号統括 1 名
③現場対応機能

7 号炉原子炉主
任技術者
1名

7 号統括 1 名

計画班員 6 名

保安班長 1 名

保安班員 12 名

号機班長(6 号炉)1 名

号機班員(6 号炉)2 名

復旧班長(6 号炉)1 名

復旧班員(6 号炉)2 名

号機班長(7 号炉)1 名

号機班員(7 号炉)2 名

復旧班長(7 号炉)1 名

復旧班員(7 号炉)2 名

通報班長 1 名

通報班員 5 名

立地・広報班長 1 名

立地・広報班員 4 名

資材班長 1 名

資材班員
5名
資材班員５名③現場対応機能①意思決定・指揮機能
対外対応統括①
1名④対外対応機能
総務統括 1 名⑤ロジスティック・
リソース管理機能

総務班長 1 名

総務班員 10 名②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防止を抑制するために必要な要員
・6，7 号炉中央制御室にて対応を
行う運転員
運転員

18 名

・現場にて対応を行う復旧班要員
復旧班現場要員

63 名

事故対応に必要な情報の収集，プラント状態の進展予測・評価，事 故対応方針への反映
計画・情報統括のサポート
発電所内外の放射線・放射能の状況把握，影響範
囲の評価，被ばく管理，汚染拡大防止措置に関す
る緊急時対策要員への指示，計画・情報統括のサ
ポート
＜号機班＞
運転員からの重要パラメータ及び常設設備の状況の入手，対策本部へインプット，事故対応手段の選定に関する運転員のサポート，運転員からの支援要請に関する号機統括への提言＜復旧班＞
事故の影響緩和・拡大防止に関わる可搬型設備の準備と操作，可搬型設備の準備状況の把握，号機
統括へインプット，不具合設備の復旧の実施
社外関係機関への通報連絡

対外対応情報の収集，本部長へインプット
自治体派遣者の活動状況把握とサポート
マスコミ対応者への支援
資材の調達及び輸送に関する一元管理，原子力緊急事態支援組織からの資機材受入調整要員の呼集，参集状況の把握，対策本部へインプ
ット，食料・被服の調達，宿泊関係の手配，医療活動，所内の警備指示，一般入所者の避難指示，
物的防護施設の運用指示，他の班に属さない事項

106 名

・現場にて対応を行う保安班要員
保安班現場要員

・自衛消防隊（初期消火対応）

15 名

自衛消防隊

10 名

※上記①，②の要員については，長期的な対応に備え，所外に待機させた交代要員を召集し，順次交代させる。
今後の訓練等の結果により人数を見直す可能性がある。
図 3.1-1

原子力防災組織の要員（第 2 次緊急時態勢

緊急時対策所，中央制御室，自衛消防隊

61-9-3-4

6，7 号炉対応要員）

①重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員
本部幹部

10 名

本部長 1 名
本部付

4名

6 号炉原子炉主
任技術者
1名
7 号炉原子炉主
任技術者
1名

機能班（統括除き）18 名
計画・情報統括
1名

計画班長 1 名②情報収集・
計画立案機能保安班長 1 名

保安班員 1 名

号機班長(6 号炉)1 名

号機班員(6 号炉)2 名

復旧班長(6 号炉)1 名

復旧班員(6 号炉)1 名

号機班長(7 号炉)1 名

号機班員(7 号炉)2 名

復旧班長(7 号炉)1 名

復旧班員(7 号炉)1 名

通報班長 1 名

通報班員 1 名

6 号統括 1 名
③現場対応機能
7 号統括 1 名
③現場対応機能①意思決定・指揮機能
原子炉主任技術者は発電所近傍の寮等から参集するが，発電所到着までは，通信連絡手段により，必要に応じ発電所と連絡をとり，保安上の指
示を出す。

凡例：

28 名

対外対応統括①
1名

計画班員 1 名

立地・広報班長 1 名④対外対応機能
総務統括 1 名⑤ロジスティック・
リソース管理機能

運転員

18 名

復旧班現場要員

14 名

発電所内外の放射線・放射能の状況把握，影響範
囲の評価，被ばく管理，汚染拡大防止措置に関す
る緊急時対策要員への指示，計画・情報統括のサ
ポート
＜号機班＞
運転員からの重要パラメータ及び常設設備の状況の入手，対策本部へインプット，事故対応手段の選定に関する運転員のサポート，運転員からの支援要請に関する号機統括への提言＜復旧班＞
事故の影響緩和・拡大防止に関わる可搬型設備の準備と操作，可搬型設備の準備状況の把握，号機
統括へインプット，不具合設備の復旧の実施
社外関係機関への通報連絡

対外対応情報の収集，本部長へインプット
自治体派遣者の活動状況把握とサポート
マスコミ対応者への支援

要員の呼集，参集状況の把握，対策本部へインプ
ット，食料・被服の調達，宿泊関係の手配，医療活動，所内の警備指示，一般入所者の避難指示，
物的防護施設の運用指示，他の班に属さない事項

総務班長 1 名

・現場にて対応を行う復旧班要員

事故対応に必要な情報の収集，プラント状態の進展予測・評価，事 故対応方針への反映
計画・情報統括のサポート

資材の調達及び輸送に関する一元管理，原子力緊急事態支援組織からの資機材受入調整

資材班長②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防止を抑制するために必要な要員
・6，7 号炉中央制御室にて対応を行う運転員：初動態勢では統括が兼務する班長

44 名

・現場にて対応を行う保安班要員
保安班現場要員

2名

・自衛消防隊（初期消火対応）
自衛消防隊※上記①，②の要員については，今後の訓練等の結果により人数を見直す可能性がある。
図 3.1-2

原子力防災組織の要員（夜間・休日，緊急時対策所，中央制御室，自衛消防隊
61-9-3-5

6，7 号炉対応要員）

10 名

①重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員
本部幹部

52 名

10 名

本部長 1 名
本部長
交代要員 1 名
本部付 2 名機能班（統括除き）16 名

交代要員 26 名

計画・情報統括 1 名

計画班長 1 名

計画班員 3 名

計画班交代要員 4 名

計画・情報統括
交代要員 1 名

保安班長 1 名

保安班員 1 名

保安班交代要員 2 名

6 号統括 1 名

号機班長(6 号炉)1 名

本部付
交代要員 2 名

6 号統括
交代要員 1 名

復旧班長(6 号炉)1 名

6 号炉原子炉
主任技術者
1名

7 号統括 1 名

号機班長(7 号炉)1 名

7 号統括
交代要員 1 名

復旧班長(7 号炉)1 名

対外対応統括1名

通報班長 1 名

通報班交代要員 1 名

対外対応統括交代要員 1 名

立地・広報班長 1 名

立地・広報班交代要員 1 名

総務統括 1 名

資材班長 1 名

資材班交代要員 1 名

総務統括
交代要員 1 名

総務班長 1 名

6 号炉原子炉
主任技術者
交代要員 1 名
7 号炉原子炉主
任技術者
1名
7 号炉原子炉
主任技術者
交代要員 1 名

号機班交代要員 2 名

復旧班交代要員 2 名

総務班員 2 名

総務班交代要員 3 名②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防止を抑制するために必要な要員
75 名
・6，7 号炉中央制御室にて対応を
・現場にて対応を行う復旧班要員 ・現場にて対応を行う保安班要員
行う運転員
復旧班現場要員 54 名
運転員 18 名
保安班現場要員 3 名※上記①，②の要員については，今後の訓練等の結果により人数を見直す可能性がある。
図 3.1-3

プルーム通過時緊急時対策所，中央制御室にとどまる 6 号及び 7 号炉対応要員
61-9-3-6

表 3.1-1

重大事故発生時の事象進展に伴う 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の収容人数
（1／4）
(名)

事象進展

要 員 数 （ ※1）

現場要員

意思決定・指揮緊急時
対策所(待 機 場
所)
(② )

中央
制御
室

中央
制御
室待
避室

その
他の
建屋

現場

情報収集・計画立案

5

現場対応

12

対外対応

4

ロジ・リソース管理2

運転員（当直）18

復 旧 班 現 場 要 員(※ 2)14

保 安 班 現 場 要 員(※ 2)2

自 衛 消 防 隊(※ 3)

－

－

－

－

28

－

－

－

6～ 18

－

－

0～ 12
－

－

－

－

－

10

－

－

－

－

10

－

情報収集・計画立案

1

－

－

－

－

1

－

現場対応

3

－

－

－

－

3

－

復 旧 班 現 場 要 員(※ 2)

2

－

－

－

－

2

－

5 号炉運転員（当直）

8

－

－

8

－

－

－

本部要員
現場要員

６号及び７号炉

意思決定・指揮5

情報収集・計画立案

5

現場対応

12

対外対応

4

ロジ・リソース管理2

運転員（当直）復旧班現場要員

収容
人数
合計
－

5

14
2

本部要員 ※(２）

１～５号炉

初動態
勢

本部要員 ※(２）６号及び７号炉

通常時
※4

①

緊急時
対策所
(対 策 本
部)(①)

①：
32
28

－

－

－

－

－

18

－

－

6～ 18

－

－

0～ 12

14

－

0～ 14

－

－

－

0～ 14

2

－

0～ 2

10

－

0～ 1

－

－

0～ 9

0～ 10

情報収集・計画立案

1

1

－

－

－

－

－

現場対応

3

3

－

－

－

－

－

復旧班現場要員
5 号炉運転員（当直）

2

－

0～ 2

－

－

－

0～ 2

8

－

－

8

－

－

－

本部要員

１～５号炉

保安班現場要員
自 衛 消 防 隊(※ 3)0～ 2※1： 要 員 数 に つ い て は ， 今 後 の 訓 練 等 の 結 果 に よ り 人 数 を 見 直 す 可 能 性 が あ る 。
※2： 平 日 昼 間 は ， 事 務 本 館 等 で 勤 務 し て い る 。 平 日 夜 間 ・ 休 日 に つ い て は ， 宿 泊 棟 等 で 待 機 。
※3： 自 衛 消 防 隊 は ， 消 防 隊 長 1 名 ， 初 期 消 火 班 （ 消 防 車 隊 ）6 名 ， 警 備 員 3 名 で 構 成 さ れ ， 火 災 の 規模に応じ，消火班が召集される。
※ 4： 直 ち に 発 電 所 全 所 員 に 非 常 召 集 を 行 い ， こ の 要 員 の 中 か ら 状 況 に 応 じ て 必 要 要 員 を 確 保 す る と ともに，残りの要員については交代要員として待機させる。

61-9-3-7②：19

表 3.1-1

重大事故発生時の事象進展に伴う 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の収容人数
（2／4）
(名)

事象進展

要 員 数 （ ※1）

意思決定・指揮7

情報収集・計画立案

21

現場対応

14

対外対応

12

ロジ・リソース管理

18

72

緊急時
対策所
(待 機 場
所)
(② )
－

現場要員

運転員（当直）

18

－

－

63

－

0～ 63

保 安 班 現 場 要 員(※ 4)

15

－

0～ 15

自 衛 消 防 隊(※ 3)

10－

意思決定・指揮5

情報収集・計画立案

2

現場対応

5

復旧班現場要員

2

5 号炉運転員（当直）
保安検査官

その
他の
建屋

現場

－

－

－

－

本部要員

－

－

－

－

－

0～ 10

－

－

－

0～ 10

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

0～ 2

－

－

－

0～ 2

8

－

－

8

－

－

－

2

2
72

－

－
－

－
－

－
－

－
－

12

－

情報収集・計画立案

21

現場対応

14

対外対応

12

ロジ・リソース管理18

運転員（当直）18－－

復 旧 班 現 場 要 員(※ 4)

63

－

0～ 63

保 安 班 現 場 要 員(※ 4)

15

－

0～ 15

自 衛 消 防 隊(※ 3)

10－

意思決定・指揮5

情報収集・計画立案

2

現場対応

5

復旧班現場要員
5 号炉運転員（当直）

2

－

8

－
2

本部要員
現場要員

６号及び７号炉

7

本部要員

１～５号炉

保安検査官

中央
制御
室待
避室

6～ 18

意思決定・指揮

第1次
緊急時
態勢

中央
制御
室

2

収容
人数
合計
①：
86
②：
90

復 旧 班 現 場 要 員(※ 4)

原子力
警戒態
勢
１～５号炉

③

本部要員

６号及び７号炉②

緊急時
対策所(対 策 本
部)(①)

0～ 12
0～ 63
0～ 15

①：
86
②：
90

12

6～ 18

－

－

0～ 12

－

－

－

0～ 10

－

－

－

0～ 10

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

0～ 2
－

－

－

－

0～ 2

8

－

－

－

－

－

－

－

－

0～ 63
0～ 15

※1： 要 員 数 に つ い て は ， 今 後 の 訓 練 等 の 結 果 に よ り 人 数 を 見 直 す 可 能 性 が あ る 。
※2： 平 日 昼 間 は ， 事 務 本 館 等 で 勤 務 し て い る 。 平 日 夜 間 ・ 休 日 に つ い て は ， 宿 泊 棟 等 で 待 機 。
※3： 自 衛 消 防 隊 は ， 消 防 隊 長 1 名 ， 初 期 消 火 班 （ 消 防 車 隊 ）6 名 ， 警 備 員 3 名 で 構 成 さ れ ， 火 災 の 規模に応じ，消火班が召集される。
※ 4： 直 ち に 発 電 所 全 所 員 に 非 常 召 集 を 行 い ， こ の 要 員 の 中 か ら 状 況 に 応 じ て 必 要 要 員 を 確 保 す る と ともに，残りの要員については交代要員として待機させる。

61-9-3-8

表 3.1-1

重大事故発生時の事象進展に伴う 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の収容人数
(3／4）
(名)

事象進展

要 員 数 （ ※1）

現場要員

7

情報収集・計画立案

21

現場対応

14

対外対応

12

ロジ・リソース管理

18

72

中央
制御
室

中央
制御
室待
避室

その
他の
建屋

現場

－

－

－

－

18

－

－

6～ 18

－

－

0～ 12

63

－

0～ 63

－

－

－

0～ 63

保 安 班 現 場 要 員(※ 3)

15

－

0～ 15

自 衛 消 防 隊(※ 2)

10

－

0～ 10

－

－

－

0～ 10

意思決定・指揮

5

－

－

－

－

－

情報収集・計画立案

2

－

－

－

－

－

現場対応

5

－

－

－

－

－

復旧班現場要員

2

－

0～ 2

－

－

－

0～ 2

5 号炉運転員（当直）

8

－

－

8

－

－

－

保安検査官

2

2
52

－
－

－
－

－
－

－
－

－
－

本部要員

意思決定・指揮5

情報収集・計画立案

7

現場対応

6

対外対応

3

収容
人数
合計
①：
86
②：
90

運転員（当直）

本部要員

12

0～ 15

①：
73
②：
48

5

本部交代要員26

運転員（当直）18－－

復旧班現場要員

54

14

40

保安班現場要員

3
0

3
－

－

自衛消防隊
現場対応

1

交代要員

5 号炉運転員（当直）

本部要員 ※(２）１～５号炉

ロジ・リソース管理
現場要員

６号及び７号炉

プルー
ム通過
中(発
災から
24 時 間後)※ 4

意思決定・指揮緊急時
対策所(待 機 場所)(② )－

復 旧 班 現 場 要 員(※ 3)

第2次
緊急時
態勢
１～５号炉

⑤

本部要員 ※(２）６号及び７号炉④

緊急時
対策所(対 策 本
部)(①)

－

18

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

1

－

－

－

－

－

1

1

－

－

－

－

－

8

－

8

－

－

－

－

※5

－
－

保安検査官
－
2
2
－
－
－
－
※1： 要員数については，今後の訓練等の結果により人数を見直す可能性がある。
※2：自衛消防隊は，消防隊長１名，初期消火班（消防車隊）６名，警備員３名で構成され，火災の規模に応じ，消火班が召集される。
※3：直ちに発電所全所員に非常召集を行い，この要員の中から状況に応じて必要要員を確保するとともに，残りの要員については交代要員として待機させる。
※4：「実用発電用原子炉に係る重大事故時の制御室及び緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド」に基づく
事象進展時間※5： プルーム放出前に，緊急時対策所にとどまる要員以外の要員は発電所外に退避する。
※6： 必要に応じ，発電所外から交代・待機要員を呼び寄せ要員として加える。

：ＳＡ61-9-3-9

表 3.1-1

重大事故発生時の事象進展に伴う 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の収容人数
(4／4）
(名)

事象進展

要 員 数 （ ※1）

本部要員

意思決定・指揮12

情報収集・計画立案

18

現場対応

14

対外対応

3

ロジ・リソース管理

5

52

緊急時
対策所
(現 場 要
員待機
場 所)
(② )
－

－
18

－

－

復旧班現場要員

54

0～ 14

0～ 40

保安班現場要員

3

－

自衛消防隊

0

0～ 3
－

現場対応

2

交代要員
5 号炉運転員（当直）

本部要員

１～５号炉

本部交代要員

保安検査官

中央
制御
室

中央
制御
室待
避室

その
他の
建屋

現場

－

－

－

－

6～ 18

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

2

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

8

－

8

－

－

－

－

2

－

－

－

－

－

2

収容
人数
合計
①：
73
②：
48

運転員（当直）現場要員

６号及び７号炉

⑥

プルー
ム通過
後(プ
ルーム
放出開
始から
10 時 間
後)※ 4

緊急時
対策所
(対 策 本
部)(①)

0～ 12

※6

0～ 14
0～ 3

：ＳＡ
※1： 要員数については，今後の訓練等の結果により人数を見直す可能性がある。
※2：自衛消防隊は，消防隊長１名，初期消火班（消防車隊）６名，警備員３名で構成され，火災の規模に応じ，消火班が召集される。
※3：直ちに発電所全所員に非常召集を行い，この要員の中から状況に応じて必要要員を確保するとともに，残りの要員については交代要員として待機させる。
※4：「実用発電用原子炉に係る重大事故時の制御室及び緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド」に基づく
事象進展時間※5： プルーム放出前に，緊急時対策所にとどまる要員以外の要員は発電所外に退避する。
※6： 必要に応じ，発電所外から交代・待機要員を呼び寄せ要員として加える。

61-9-3-10

：ＳＡ
事故前
(地震等)

場所

炉心露出，損傷，溶融事故発生，拡大「居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド」に基づく事象進展時間⑤24 時間③

防災対策②

重大事故等対策

プルーム通過中
10 時間

プルーム通過後⑥34 時間

第 1 次緊急時態勢（10 条）

原子力警戒態勢④

第 2 次緊急時態勢（15 条）①初動態勢
事故拡大防止，炉心損傷防止活動，格納容器破損防止活動

6，7 号炉中央制御室

運転員（当直）（18）5 号炉中央制御室

運転員（当直）（8）

現場又は５号炉原子炉建屋内緊急時対策所 （待機場所）

炉心損傷防止活動，格納容器破損防止活動（電源復旧，注水等）

初動対応要員

復旧班現場要員（14/2 ※1）
炉心損傷防止活動，格納容器破損防止活動（電源復旧，注水等），放射性物質拡散抑制活動

召集要員

運転操作，監視待避室（18）

待避（2 ※1）

プルーム通過後に必要な作業以外の復旧班要員等は基本的に構外に退避
復旧班現場要員（40）

復旧班現場要員（49）

運転員（当直）（18）(54)

復旧班現場要員（63/2 ※1）退避（9）モニタリングポスト発電機起動，可搬型モニタリング設備設置

モニタリング要員
保安班現場要員（2）

保安班現場要員（15）(3)

保安班現場要員（15）

退避（12）

自衛消防隊（初期消火対応）

自衛消防隊（10）自衛消防隊（10）
退避（10）
運転員（当直）（8）5 号炉運転員(69/4 ※2)

5 号炉原子炉建屋内
緊急時対策所（対策本部）

本部要員（28/4 ※1）

本部要員（72/12 ※1）
保安検査官（2）退避（20/10 ※1）

構外

本部要員（26/1 ※1）
本部交代要員（26/1 ※1）
復旧班現場要員（14）
保安班現場要員（3）
保安検査官（2）
交代・待機要員

本部要員（72/12※1）
保安検査官（2）

参集（必要に応じ）※要員数については，今後の訓練等の結果により人数を見直す可能性がある。
※1：１～5 号炉に係る対応要員，※2：1～5 号炉に係る対応要員/保安検査官の人数

図 3.1-4

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所，中央制御室
61-9-3-11

事故発生からプルーム通過までの要員の動き

3.2 事象発生後の要員の動きについて(1) 要員の非常召集要領について
a. 平日勤務時間中
平日勤務時間中における緊急時対策所で初動態勢時に対 応す る要 員 （本部 要員 ，
現場要員）
（「3.1

必要要員の構成，配置について」表3.1-1参照）は，平日勤務時間における対応者（執務できない場合の交替者を含む）を明確にしたうえで，5号
炉定検事務室，6号及び7号炉定検事務室又はその近傍で執務し，非常招集時は5号
炉原子炉建屋内緊急時対策所に参集する。なお，本部長は，表3.2-1に示す本部長
代行者の中から1名を明確にしたうえで，その代行者は，5号炉定検事務室，6号及び7号炉定検事務室又はその近傍で執務し，非常招集時は5号炉原子炉建屋内緊急時対策所に参集する。
但し，現場要員については，各統括又は班長の指示により，5号炉原子炉建屋内
緊急時対策所に参集せずに，現場に出向することを考慮する。
また，当該運用については，社内の要領等に記載する。
初動態勢時における原子力防災組織の本部要員を図3.2-1に，5号炉原子炉建屋内
緊急時対策所，5号炉定検事務室，6号及び7号炉定検事務室の位置関係を図3.2-2に示す。
参集した総務班は，原子力災害対策指針の「警戒事態」，「施設敷地緊急事態」，「全面緊急事態」に該当する事象が発生した場合，電話，サイレン吹鳴，所内放送，ページング等にて，発電所内の緊急時対策要員に対して召集連絡を行う。
b．夜間・休日中
夜 間・ 休 日 中に お け る 緊 急時 対 策 所で 初 動 態 勢 時に 対 応 する 要 員 （ 本 部要 員 ，現場要員）は，夜間・休日中における対応者を明確にしたうえで，5 号炉定検事務室，6 号及び 7 号炉定検事務室又はその近傍での執務，若しくは 5 号炉原子炉建屋
内緊 急 時 対策 所 近 傍の 建物 に 宿 泊す る こ とと し， 召 集 連絡 を 受 けた 場合 は ， 速やかに 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所に参集する。
但し，現場要員については，各統括又は班長の指示により，5 号炉原子炉建屋内
緊急時対策所に参集せずに，現場に出向することを考慮する。
また，当該運用については，社内の要領等に記載する。
参集 し た 総務 班 は， 原 子力 災 害 対策 指 針の 「 警戒 事 態 」，「 施 設 敷地 緊急 事 態 」，
「全 面 緊 急事 態 」 に該 当す る 事 象が 発 生 した 場合 ， 所 内は サ イ レン 吹鳴 ， ペ ージ
ング で 召 集連 絡 を する とと も に ，発 電 所 外に いる 緊 急 時対 策 要 員を 速や か に 非常

61-9-3-12

召集 す る ため ， 電 話， 自動 呼 出 ・安 否 確 認シ ステ ム 等 を活 用 し 要員 の非 常 召 集及び情報提供を行う。
なお，新潟県内で震度 6 弱以上の地震が発生した場合には，非常召集連絡がな
くても自発的に緊急時対策要員は参集する。
地 震等 に よ り家 族 ， 自 宅 など が 被 災し た 場 合 や 自治 体 か らの 避 難 指 示 等が 出 された場合は，家族の身の安全を確保した上で参集する。
参集場所は，柏崎エネルギーホール又は刈羽寮（図 3.2-4 参照）とし,その両方を使用するが，発電所の状況が入手できる場合は，直接発電所へ参集可能とする。
参集場所は発電所員の居住エリアと万が一プルームが放出された後にも使用することを考え，発電所からの方位を考慮して選定した。柏崎エネルギーホールは
敷地面積約 3,000ｍ 2 ，延床面積約 1,900ｍ 2 の建築基準法の旧耐震設計法に基づき設計された鉄筋コンクリート製であり，2007 年中越沖地震発生時においても大きな被害を受けておらず，十分な耐震性を有していると考えている。また，刈羽寮
は敷地面積約 4,900ｍ 2 ，延床面積約 1,100ｍ 2 の建築基準法の新耐震設計法に基づき設計された鉄筋コンクリート製の建築物であり十分な耐震性を有している。
緊急時対策要員の非常召集要領の詳細について，表 3.2-2 に示す。また，自動呼出・安否確認システムの概要を図 3.2-3 に示す。
柏崎市，刈羽村からの要員参集ルートについては，図 3.2-4 に示すとおりであり， 要 員 参集 ル ー トの 障害 要 因 とし て は ，比 較的 に 平 坦な 土 地 であ るこ と か ら土砂災 害 の 影響 は 少 なく ，地 震 に よる 橋 の 崩壊 ，津 波 に よる 参 集 ルー トの 浸 水 が考えられる。
地 震に よ る 橋梁 の 崩 落 に つい て は ，要 員 参 集 ル ート 上 の 橋梁 が 崩 落 等 によ り 通行が で き なく な っ た場 合で も ， 迂回 ル ー トが 複数 存 在 する こ と から ，参 集 は 可能
であ る 。 また ， 木 造建 物の 密 集 地域 は な くア クセ ス に 支障 は な い。 なお ， 地 震による参集ルート上の主要な橋梁への影響については，2007 年新潟県中越沖地震におい て も ，橋 梁 本 体の 損傷 に よ る構 造 安 全性 に著 し い 影響 の あ るよ うな 損 傷 は見られず （ ※ １ ），実際に徒歩による通行に支障はなかった。
新潟県が実施した広域避難シミュレーション （ ※ ２ ） によれば，大規模な地震が発生し ， 発 電所 で 重 大事 故等 が 発 生し た 場 合， 住民 避 難 のた め 発 電所 の南 西 の 海側
ルー ト に 交通 渋 滞 が発 生し や す いと い う 結果 が得 ら れ てお り ， 交通 集中 に よ るア
クセ ス 性 への 影 響 回避 のた め ， 参集 ル ー トと して は 可 能な 限 り 避け るこ と と し，複数ある参集ルートから適切なルートを選定する。

61-9-3-13

津 波浸 水 時 につ い て は ， アク セ ス 性へ の 影 響 を 未然 に 回 避す る た め ， 大津 波 警
報発生時には基準津波が襲来した際に浸水が予想されるルート（図 3.2-4 に図示した 海 沿 いル ー ト ）は 使用 し な いこ と と し， これ 以 外 の参 集 ル ート を使 用 し て参集することとする。
ま た， 発 電 所敷 地 外 か ら 発電 所 構 内へ の 参 集 ル ート は ， 通常 の 正 門 を 通過 す る
ルートに加え，迂回ルートも確保している。発電所構内への参集ルートを図 3.2-5に示す。
復 旧班 長 は ，格 納 容 器 ベ ント 実 施 の見 通 し が 判 明し た 後 は， 現 場 に 出 向し て い
る現 場 要 員に 対 し ては ，随 時 ， 通信 連 絡 設備 （無 線 連 絡設 備 等 ）を 使用 し ， 計画班が 随 時 評価 す る 格納 容器 ベ ン ト実 施 予 測時 刻を 連 絡 する と と もに ，現 場 要 員の
うち プ ル ーム 放 出 時に 発電 所 か ら退 避 予 定の 要員 に 対 して は ， 格納 容器 ベ ン ト実
施予測時刻の 2 時間前までに余裕をもって 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所に戻ってくるよう指示する。
総務班長は，格納容器ベント実施の見通しが判明した後は，復旧班他と協働し，緊急 時 対 応に 必 要 な要 員の み を 参集 さ せ るこ とと し ， 不測 の 事 態に 備え る た め防護具 を 携 帯さ せ る 。参 集途 中 の 要員 に 対 して は， 随 時 ，通 信 連 絡設 備（ 衛 星 電話
設備 等 ） を使 用 し て， 格納 容 器 ベン ト 実 施予 測時 刻 を 連絡 す る 。ま た， プ ル ーム
放出時の参集要員の無用な被ばくを回避するため，PAZ（予防的防護措置を準備する区域，発電所から半径 5ｋｍ）外への退避時間を考慮し，遅くとも格納容器ベントの実施見通しの 2 時間前までに参集途中の要員に対して，参集の中止，PAZ 外への退避を指示する。
意 図せ ず プ ルー ム 放 出 が 始ま る な ど不 測 の 事 態 が発 生 し た場 合 ， 本 部 長は ， 総
務班長を通じて，参集途中の要員に対して，緊急に PAZ 外に退避するよう指示す
ることを基本とするが，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所までの移動時間等を考慮し，参集を継続させるかについて総合的に判断する。
(※ １ )参 考 文 献：2007 年 新 潟 県 中 越 沖 地 震 の 被 害 と そ の 特 徴 ／ 小 長 井 一 男（ 東京 大 学 教 授 生
産技術研究所）他
国 土 技 術 政 策 研 究 所 資 料 No.439， 土 木 研 究 所 資 料 No.4086， 建 築 研 究 資 料
No.112「 平 成 19 年 （ 2007 年 ） 新 潟 県 中 越 沖 地 震 被 害 調 査 報 告 」(※ ２ )参 考 文 献：新 潟 県 殿 向 け「 平 成 26 年 度 新 潟 県 広 域 避 難 時 間 推 計 業 務 」～ 最 終 報 告 書 ～BGS-BX-140147

平 成 26 年 8 月

三菱重工業株式会社

http://www.pref.niigata.lg.jp/genshiryoku/1356794481823.html

61-9-3-14

表 3.2-1

本部長代行者

代行者

役職

1

原子力安全センター所長

2

ユニット所長(5～7 号炉)

3

ユニット所長(1～4 号炉)

4副所長(技術系所員)

5

防災安全部長6

第二運転管理部長

7

第二保全部長8

第一運転管理部長

9

第一保全部長10第二運転管理部運転管理担当

11

第二保全部保全担当

12

第一運転管理部運転管理担当

13

第一保全部保全担当

61-9-3-15

重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員(a)意思決定・指揮機能

本部付(b)情報収集・計画立案機能
計 画・情 報 統 括 1 名

本部長 1 名※1

4名

※ 1： 本 部 長 代 行 含 む

6 号統括 1 名

原子炉主任技術者は発電所近傍の寮等から参集 す る が ，発 電 所 到 着まで は ，通 信 連 絡 手 段 により ，必 要 に 応 じ 発 電 所と連 絡 を と り ，保 安 上 の指示を出す。

計画班長(1～5号炉)1名
計画班長(6,7 号炉)1 名

計画班員 1 名

保安班長 1 名

保安班員 1 名(c)現場対応機能

6 号炉原子炉主任技術者 1 名
7 号炉原子炉主任技術者 1 名

32 名

7 号統括 1 名

1～ 5 号 統括 1 名

号 機 班 長(6 号 炉)1 名

号 機 班 員(6 号 炉)2 名

復 旧 班 長(6 号 炉)1 名

復 旧 班 員(6 号 炉)1 名

号 機 班 長(7 号 炉)1 名

号 機 班 員(7 号 炉)2 名

復 旧 班 長(7 号 炉)1 名

復 旧 班 員(7 号 炉)1 名

号 機 班 長(1～5 号 炉 )1 名
復 旧 班 長(1～5 号 炉 )1 名(d)対外対応機能
対外対応統括 1 名

通報班長 1 名

通報班員 1 名

立 地・広 報 班 長 1 名：1～5 号 炉 対 応 要 員：6 号又は 7 号炉対応要員:1～ 7 号 炉 共 通 対 応
要員(e)ロジスティック・リソース管理機能
総務統括 1 名

資材班長※2※ 2： 初 動 態 勢 で は 統 括 が 兼 務

総務班長 1 名※ 上 記 の 要 員 に つ い て は ，今 後 の 訓 練 等 の 結 果 に よ り 人 数 を 見 直 す 可 能 性 が あ る 。

図 3.2-1

初動態勢時における原子力防災組織の本部要員（6，7 号炉対応要員，1～5 号炉対応要員）

61-9-3-16

図 3.2-2

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所，5 号炉定検事務室，
6 号及び 7 号炉定検事務室の位置関係

61-9-3-17

表 3.2-2

緊急時対策要員の非常召集要領のまとめ

非常召集連絡非常召集の実施

原子力災害対策指針の「警戒事態」，「施設敷地緊急事態」，「全○電話又は自動呼出・安否確認システムにより召集連絡を受けた緊急時対策要員
は，発電所に向けて参集する。また，新潟県内で震度６弱以上の地震が発生した場合は，電話又は自動呼出・安否確認システムによる召集連絡がなくとも自発的に発電所に参集する。
○地震等により家族，自宅などが被災した場合や自治体からの避難指示等が出された場合は，家族を一旦避難所に避難させるなどの必要な措置を行い，家族の身の安全を確保した上で移動する。
○参集場所は，基本的には柏崎エネルギーホール又は刈羽寮とするが，発電所の状況が入手できる場合は，直接発電所へ参集可能とする。
○柏崎エネルギーホール又は刈羽寮に参集した要員は，緊急時対策本部と非常召集に係る以下の確認，調整を行い，通信連絡設備を持参し，発電所と連絡を取りながら集団で移動する。柏崎エネルギーホール，刈羽寮には通信連絡設備として衛星電話設備（可搬型）を各 10 台配備する。
① 発電所の状況（格納容器ベント予定時刻含む），召集人数，必要な装備（放射線防護服，マスク，線量計を含む）② 召集した要員の確認（人数，体調等）③ 持参品（通信連絡設備，懐中電灯等）④ 天候，災害情報（道路状況含む）⑤参集手段（徒歩，自動車等），参集予定時刻⑥ 参集場所○原子炉主任技術者は通信連絡手段により，必要の都度，発電所の連絡責任者と連絡をとり，原子炉施設の運転に関し，保安上の指示を行う。

面緊急事態」に該当する事象が発生した場合，以下のフローにて緊急時対策要員に対する召集連絡を行う。
＜平日勤務時間中＞＜夜間・休祭日＞

原子力防災管理者

原子力防災管理者①報告②指示

連絡責任者（運転管理部長）

①報告

②指示

連絡責任者
（夜間・休日責任者）

総務班長
・サイレン吹鳴・所内放送・ ペー ジン グ(当直 長
に依頼）
・電話

・電話
・自動呼出・安否確認システム起動・サイレン吹鳴・ページング(当直長に依頼）
夜間・休日当番者

副原子力防災責任者，（初動要員）

本部員
副原子力防災責任者，
各統括

本部員

各班長

各統括

各班員

各班長
各班員

61-9-3-18

○自動呼出・安否確認システムによる緊急時対策要員の召集
平日勤務時間中については総務班長が，夜間・休日については夜間・休日当番者が自動呼出・安否確認システムを操作し，緊急時対策要員の自宅又は携帯電話への呼出電話
若しくは携帯電話へのメール発信を行う。

総務班長又は夜間・休日責任者（電話で起動）（PC に入力起動）

電話
電話回答
メール

回答確認

メール回答
自動呼出・安否確認システム

図 3.2-3

自動呼出・安否確認システムの概要

61-9-3-19

緊急時対策要員
自宅電話，携帯電話

緊急時対策要員
携帯電話

図 3.2-4

柏崎市，刈羽村からの要員参集ルート

61-9-3-20

図 3.2-5

発電所構内への参集ルート

61-9-3-21

(2) 5 号原子炉建屋内緊急時対策所の立ち上げについて
緊急時対策所で初動態勢時に対応する要員は，召集連絡を受けた場合は，速やかに5号炉原子炉建屋内緊急時対策所に参集する。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の通信連絡設備，必要な情報を把握できる設備等
へは，通常，5 号炉共通用高圧母線，及び 6 号炉もしくは 7 号炉の非常用高圧母線から給電が行われ，外部電源喪失時には，6 号炉もしくは 7 号炉の非常用ディーゼル発
電機を介 し受電 可能な 設計とな ってい る。な お，5 号炉の共 通用高 圧母線， 及び 6号炉もしくは 7 号炉の非常用高圧母線より受電できない場合，5 号炉東側保管場所に設置している可搬型代替交流電源設備である 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可
搬型電源設備から受電可能となっており，その場合の受電に要する時間は約 25 分である。タイムチャートを図 3-2-6 に示す。
また，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）の可搬型陽圧化空調機の起動対応は，保安班 2 名及び復旧班 2名で行い，この起動に要する時間は図 3-2-10 のタイムチャートに示す通り約 58 分である。

経過時間（分）
0

手順の項目

要員

5

10

15

20

25

30
電源設備からの受電完了▽電源設備起動指示▽

電源設備配置場所へ移動
５号炉原子炉建屋内
緊急時対策所用可搬型電源設備起動操作
手順

ケーブル接続
復旧班

発電機起動・起動後確認・
出力遮断器「入」２名負荷変圧器配置場所へ移動
遮断器切替

図 3-2-6

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備
立ち上げのタイムチャート(5)5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所移動後の発電所からの一時退避について
重大 事 故 対応 に も かか わら ず ， プラ ン ト の状 況が 悪 化 した 場 合 ，プ ルー ム 放 出に
先立 っ て， 以 下 の要 領 にて ， 緊急 時 対 策所 に とど ま る要 員 を 対策 本 部に 移 動さ せ ，
それ 以 外の 要 員 は発 電 所か ら 構外 （ 原 子力 事 業所 災 害対 策 支 援拠 点 等） へ 一時 退 避させる。

61-9-3-22

① 本部長は，プルームの放出のおそれがある場合，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策 所 に とど ま る 要員 の対 策 本 部へ の 移 動と ，と ど ま る必 要 が ない 要員 の発電所から一時退避に関する判断を行う。
② 本部 長 は ，プ ル ー ム放 出中 に 緊 急時 対 策 所に とど ま る 要員 と ， 発電 所か ら一時退避する要員とを明確にする。
③ 本部長の指示の下，とどまる要員は対策本部に移動する。
④ 本部 長 は ，発 電 所 から 一時 退 避 する た め の要 員の 退 避 に係 る 体 制， 連絡 手段， 移 動 手段 を 確 保さ せ， 放 射 性物 質 に よる 影響 の 少 ない と 想 定さ れる 場
所（ 原 子 力事 業 所 災害 対策 支 援 拠点 等 ） への 退避 を 指 示す る 。 柏崎 エネ ル
ギーホールへの退避ルートは参集ルートと同じルートとなり，距離約 11km，
徒歩で 3 時間程度かかる。
⑤ 本部 長 は ，プ ル ー ム通 過後 に プ ラン ト 状 況等 によ り ， 必要 に 応 じて 一時 退避させた要員を再参集する。

(6)5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所における換気設備等について
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の「対策本部」及び「待機場所」における換気設備の運用として，下記に示す「(a) 可搬型陽圧化空調機による陽圧化（プルーム通過前）」，「(b) 陽圧化装置（空気ボンベ）による陽圧化（プルーム通過中）」，「(c)
陽圧化装置（空気ボンベ）から可搬型陽圧化空調機への切替（プルーム通過後）」を実施する。
また，プルーム通過後に建屋内の雰囲気線量が屋外より高い場合においては，「（d）
可搬型外気取入送風機による通路部のパージ」を別途実施する。
本換気設備運用のイメージを図 3.2-9 に，本操作の一連のタイムチャートについて図 3.2-9 に示す。また，上記（a）～（d）の操作のタイムチャートを図 3.2-11～
14 に示す。

(a) 可搬型陽圧化空調機による陽圧化（プルーム通過前）
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所を立ち上げる際に，以下の要領にて，可搬型陽圧化空調機により対策本部及び待機場所の陽圧化を開始する。
① 5 号炉中央制御室換気空調系の送風機及び排風機を停止する。
② 5 号炉 MCR 外気取入ダンパ，MCR 排気ダンパ及び MCR 非常用外気取入ダ

61-9-3-23

ンパを閉操作する。
③ 5 号炉中央制御室換気空調系給排気口に閉止板を取り付ける。
④ 可搬型陽圧化空調機を起動し，対策本部及び待機場所の陽圧化を開始
する。

(b) 陽圧化装置（空気ボンベ）による陽圧化（プルーム通過中）
放射性プルーム通過時においては，可搬型陽圧化空調機から陽圧化装置（空気ボンベ）に切替えることにより対策本部及び待機場所への外気の流入を遮断する。
陽圧化装置（空気ボンベ）による加圧判断のフローチャートは図 3.2-8 に示す通りであり，以下の①②のいずれかの場合において，陽圧化装置（空気ボンベ）による加圧を開始する。
① 以下の【条件 1-1】及び【条件 1-2】が満たされた場合【条件 1-1】6 号炉及び 7 号炉の炉心損傷及び格納容器破損の評価に必要なパラメータの監視不可【条件 1-2】可搬型モニタリングポスト（5 号炉近傍に設置するもの，
以下同じ），可搬型エリアモニタいずれかのモニタ値が急上昇し警報発生② 以下の【条件 2-1-1】又は【条件 2-1-2】，及び【条件 2-2-1】又は【条（どちらか）

発生（どちらか）

件 2-2-2】が満たされた場合

かのモニタ値が急上昇し警報発生【条件 2-1-1】6 号炉又は 7 号炉にて炉心損傷後に格納容器ベント判断【条件 2-1-2】6 号炉又は 7 号炉にて炉心損傷後に格納容器破損徴候が【条件 2-2-1】格納容器ベント実施の直前【条件 2-2-2】可搬型モニタリングポスト，可搬型エリアモニタいずれ【条件 2-2-1】であれば実施タイミングが明確であること，【条件 1-2】及び【条件 2-2-2】であれば放射性物質が室内に到達してしまってからでも可
搬型エリアモニタによって瞬時に検知できる設計とすることから，加圧判断

61-9-3-24

が遅れることはない。加圧判断後の操作も陽圧化を維持したまま 1～2 分で実施可能な設計とするため，最長でも 2 分以内 ※ で外気の流入を遮断することが可能となる。
（※）陽圧化装置（空気ボンベ）は，通常運転時において空気ボンベの元弁は”開”とし，ボンベラック毎に隔離弁を設置し通常運転時に”閉”としておく。陽圧化装置（空気ボンベ）使用時には，各々のボンベラックの隔離弁を事故発生後 24 時間以内に開操作した後，加圧判断を受けて，対策本部及び待機場所内に設置する給気弁を開操作することで陽圧化装置（空気ボンベ）による陽圧化開始可能な設計とする。

可搬型陽圧化空調機による対策本部及び待機場所の陽圧化から，陽圧化装置（空気ボンベ）による対策本部及び待機場所の陽圧化への切り替えは，陽圧化装置（空気ボンベ）の起動，可搬型陽圧化空調機仮設ダクトの切離し，高気密室給気口の閉止板取付け，及び，差圧制御用排気弁の切り換えにより実施する。
対策本部において，仮設ダクトはフック及び結束バンド等により容易に取付け/取外しが可能な構造とし，高気密室給気口の閉止板はトグルクランプ等により容易に取付け/取外しが可能な構造とし，陽圧化装置（空気ボンベ）給気弁及び差圧調整弁はレバー操作により容易に全開/全閉操作可能な構造としており，加圧判断後の操作も陽圧化を維持したまま 1～2 分で実施することについてはモックアップ試験等により対応可能なことを確認している。
なお，判断に用いる計器は，5 号炉近傍に設置する可搬型モニタリングポ
スト，可搬型エリアモニタの 2 種類であるが，設計基準対象施設であるモニ
タリングポスト，気象観測設備，重大事故等対処設備であるその他の可搬型
モニタリングポスト，可搬型気象観測装置についても値が参照可能な場合は傾向監視を実施し，状況把握の一助とする。

上記加圧判断のフローチャートにおいて，対策本部及び待機場所の陽圧化が必要と判断した場合においては，以下の要領にて，陽圧化装置（空気ボンベ）による陽圧化を開始する。
①

可搬型陽圧化空調機の仮設ダクトを切離し，対策本部及び待機場所への給 気 口に 閉止 板 を取 付け る とと もに ， 陽圧 化装 置 （空 気ボ ン ベ） 空
気給 気 弁を 開操 作 ，加 えて 対 策本 部に お いて は差 圧 調整 弁（ 陽 圧化 装

61-9-3-25置（空気ボンベ））を開操作及び差圧調整弁（可搬型陽圧化装置）を閉操作し，対策本部及び待機場所の陽圧化を開始する。
本 操 作 につ い て は ， 全て 対 策 本部 及 び 待 機 場所 内 か ら操 作 可 能 とすることにより，速やかな切り替え操作を可能とする。
② 陽圧 化 状 態の 差 圧 確 認 後に ， 対 策本 部 及 び 待 機場 所 外 に設 置 す る 可搬型陽圧化空調機を停止する。
③ 対策 本部 に おい て は， 差圧 確認 後 に二 酸 化炭 素濃 度上 昇 を防 止 する た
めに ，二 酸 化炭 素 吸収 装置 を装 置 本体 に 設置 され たス イ ッチ を 操作 することにより起動する。

(c) 陽圧化装置（空気ボンベ）から可搬型陽圧化空調機への切替（プルーム通過後）
陽圧化装置（空気ボンベ）は，プルーム通過中において原則停止しないが，発電所敷地内に重大事故等対処設備として設置する可搬型モニタリングポ
スト及び自主対策設備であるモニタリング・ポストの指示値により周辺環
境中の放射性物質が十分減少したと評価できる場合（プルームの影響により可搬型モニタリングポスト等の線量率が上昇した後に線量率が減少に転
じ，更に線量率が安定的な状態になって，5 号炉原子炉建屋屋上階の階段室
近傍（可搬型外気取入送風機の外気吸込場所）に設置する可搬型モニタリ
ングポストの値が 0.2mGy/h (※ 1) を下回った場合）は，停止を検討する。可搬型モニタリングポストの設置予定位置を図 3.2-7 に示す。
(※1)保守的に 0.2mGy/h を 0.2mSv/h として換算し，仮に 7 日間被ばくし続けたとしても，0.2mSv/h×168h = 33.6mSv≓34mSv 程度と 100mSv に対して十分余裕があり，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の居住性評価である約 56mSv に加えた場合でも 100mSv を超えることのない値として設定

61-9-3-26

図 3.2-7

プルーム通過判断用可搬型モニタリングポスト設置位置

また，自主対策として準備している対策本部用の空気ボンベカードル車については，事前に接続口付近に移動させておき，必要に応じて使用する準備を整えておく。
対策本部及び待機場所の陽圧化を，陽圧化装置（空気ボンベ）による給気から可搬型陽圧化装置による給気に切り替える場合においては，下記の通り，切替え操作を行っている間を，陽圧化装置（空気ボンベ）の給気と可搬型陽圧化空調機の給気を同時に行うことにより，対策本部及び待機場所の陽圧化状態を維持することが可能な設計とする。
①

対策本部及び待機場所の外側において，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所 可 搬型 陽圧 化 空調 機の 仮 設ダ クト を 対策 本部 及 び待 機場 所 の給 気
口に取付け，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所可搬型陽圧化空調機本体を起動する。

②

対策本部及び待機場所の内側において，給気口の閉止板を取外し対策
本部内に 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所可搬型陽圧化空調機による給気を開始する。

③ 対 策 本 部及 び 待 機場 所の 内 側 にお い て ，差 圧調 整 弁 （可 搬 型 陽圧 化装

61-9-3-27置）を開操作し，差圧調整弁（陽圧化装置（空気ボンベ））を閉操作，
陽圧化装置（空気ボンベ）空気給気弁を閉操作する。
対策本 部に おい ては ， 陽圧化 装置 （空 気ボ ン ベ）か ら可 搬型 陽圧 化
空調機に切り替える場合のタイムチャート（図 3.2-15）より，可搬型
陽圧化空調機から高気密室給気口への仮設ダクトの敷設，高気密室給気口の閉止板取外し，及びその他の高気密室内の弁の操作に必要となる所
要時間は合計 10 分となる。また，上記の 10 分に加えて，プルーム通過
後に建屋内の雰囲気線量が屋外より高い場合における，屋外から直接に可搬型陽圧化空調機を用いて外気取入を可能とするための仮設ダクト
敷設 ※ 1 及び可搬型陽圧化空調機の起動操作（10 分），可搬型陽圧化空調機起動失敗を想定した場合の予備機への切替え操作 ※ 2 （10 分）を考慮
すると，本操作の所要時間は合計で最大 30 分を考慮する。
※1 当該エリア 脇の階 段 室は 1 階層上に て屋上出 口（ 図 3.2-7 ）に 繋がっており， 仮設ダ クト敷設 長さは約 20m となる。
※2 可搬型陽圧化空調機はフィルタユニット及びブロワユニットに分割可能であ り個々 の重量 は 30kg 以下とし， 固定 架台には ボルト のみの固定とす ること で容易に 予備機へ の切替 操作が可 能な設計 とする 。

(d) 可搬型外気取入送風機による通路部のパージ
プルーム通過後に建屋内の雰囲気線量が屋外より高い場合（5 号炉近傍に設 置 する 可 搬型 モ ニ タリ ン グポ ス トの 値 と 建屋 内 雰囲 気 線量 の 測 定結 果を比 較 して 判 断） に お いて は ，可 搬 型外 気 取 入送 風 機を 用 いて 屋 外 から 直
接外 気 取入 し た機 器 構 成に お ける 可 搬型 陽 圧 化空 調 機に よ る対 策 本 部の 陽
圧化 を 行う と 同時 に ， 可搬 型 陽圧 化 空調 機 の 給気 エ リア と なる 通 路 の雰 囲
気のパージを行う。
本 操 作 は 上 記 (c)項 の プ ル ー ム 通 過 後 に 建 屋 内 の 雰 囲 気 線 量 が 屋 外 よ り
高い 場 合に お ける 操 作 と同 様 に， 可 搬型 外 気 取入 送 風機 の 起動 操 作 等の 所
要時間 10 分に，屋外から外気取入を行うための仮設ダクト敷設 10 分，予備機への切替え操作 10 分を想定し，合計で最大 30 分を考慮する
ここで，通路部のパージと同時に，床及び壁面に汚染が確認された場合においては，除染を行うこととする。

61-9-3-28

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所で対応開始（ ※1）
5 号炉近傍に設置するもの

原 子 力 災 害 対 策 特 別 措 置 法 第 10 条 特 定 事 象 が 発 生

可搬型モニタリングポス
ト （ ※1），5 号 炉 原 子 炉 建
屋内緊急時対策所可搬型
エリアモニタ設置開始

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所可搬型陽圧化空調機での陽圧化を開始

6 号炉及び 7 号炉の炉心損傷及び格納容器破損の評価に必要なパラ
メ ー タ （ ※2） を 監 視 可 能

ＮＯ

（ ※3）
警報により
確実に検知
可能

空気ボンベ元弁開操作実施
ＹＥＳ
可搬型モニタリングポスト（※
1）及 び 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急時対策所可搬型エリアモニタによ る 傾 向 監 視 （ ※3） を 開 始

6 号炉及び 7 号炉のプラントパラメータの傾向監視を実施

6 号炉又は 7 号炉で炉心損傷を確認

いずれかの モニタ値急上昇(b)①

空気ボンベ加圧開始

空気ボンベ元弁開操作実施
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策
所可搬型陽圧化空調機での陽圧化を継続

6 号炉又は 7 号炉にて格納
容器ベントの実施を判断
又は格納容器破損徴候を確認
（ ※4）

ＹＥＳ

可搬型モニタリングポスト（※
1）及 び 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急時対策所可搬型エリアモニタによ る 傾 向 監 視 （ ※3） を 開 始
ベント実施直前
又はいずれかの モニタ値急上昇(b)②

図 3.2-8

空気ボンベ加圧開始ＮＯ（ ※2） 具 体 的 に は 以 下
炉心損傷の評価： 格 納 容 器 内 雰 囲 気 放 射 線 ﾚﾍﾞﾙ， 原 子 炉
水位，原子炉圧力，原子炉圧力容器温度，各種注水設備流量など
格納容器破損の評価： 格 納 容 器 内 圧 力 ，ﾄﾞﾗｲｳｪﾙ雰 囲 気 温 度 ，
ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝ･ﾁｪﾝﾊﾞ気 体 温 度 ， 格 納 容 器 内
水素濃度，格納容器内酸素濃度，原子炉建屋水素濃度など（ ※4）
格納容器の限界圧力又は限界温度を超過する徴候，原子炉建屋水素濃度が格納容
器異常漏えい判断基準に到達する徴候

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所陽圧化装置（空気ボンベ）による加圧判断のフローチャート

61-9-3-29

図 3.2-95 号炉原子炉建屋内緊急時対策所における換気設備の運用イメージ

経過時間（時間）
０

▽事象発生

場所

フェーズ

34

24

35

44

45

47

46

48

▽通路のパージ開始(可搬型外気取入送風機)▽プルーム放出開始▽通路のパージ完了(可搬型外気取入送風機)▽陽圧化開始(可搬型空調機)▽陽圧化開始(空気ボンベ)▽空気ボンベから可搬型空調機へ切替
フェーズⅠ

フェーズⅢ

フェーズⅡ

フェーズⅣ

可搬型陽圧化空調機運転(1台：陽圧化)
5号炉原子炉建屋内
緊急時対策所(対策本部)

空気ボンベ加圧（陽圧化）(a)

可搬型外気取入送風機運転(1台：外気取入)

(b)
(c)

高気密室

可搬型陽圧化空調機運転(1台：陽圧化)(c)
5号炉原子炉建屋内
地上3階北西側通路

可搬型外気取入送風機運転(1台：パージ用)(ｄ)
可搬型陽圧化空調機運転(2台：陽圧化)

5号炉原子炉建屋内
緊急時対策所(待機場所)

空気ボンベ加圧（陽圧化）(a)

可搬型陽圧化空調機運転(2台：陽圧化)

(b)
(c)

図 3.2-10 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所における換気設備のタイムチャート（(a)～(d)の操作手順のタイムチャートについては図 3.2-11～16 に示す。）

61-9-3-30

経過時間（分）
０

手順の項目

要員

５

10

15

20

25

30

35

40

45

50

55

可搬型陽圧化空調機による換気開始▽▽起動指示
中央制御室換気空調系の停止確認
活性炭フィルタ保管場所へ移動
活性炭フィルタ保管容器から活性炭フィルタ取出し

可搬型陽圧化空調機 による対策本部（高気密室）の陽圧
化「開 始 」手順

保安班

活性炭フィルタ保管場所から可搬型陽圧化空調機設置場所へ移動

２
名

活性炭フィルタ装着，ダクト接続，電源接続，空調機起動
可搬型陽圧化空調機を予備機へ切替(必要に応じて実施)
可搬型陽圧化空調機設置場所から５号炉
原子炉建屋内緊急時対策所へ移動
室内差圧確認

経過時間（分）
０

手順の項目

要員

５

10

15

20

25

30

35

40

45

50

55

可搬型陽圧化空調機による換気開始▽▽起動指示
中央制御室換気空調系の停止確認
活性炭フィルタ保管場所へ移動
活性炭フィルタ保管容器から活性炭フィルタ取出し

可搬型陽圧化空調機 による待機場所の陽圧化「開 始 」手順

復旧班

２
名

活性炭フィルタ保管場所から可搬型陽圧化空調機設置場所へ移動
活性炭フィルタ装着，ダクト接続，電源接続，空調機起動
可搬型陽圧化空調機を予備機へ切替(必要に応じて実施)
可搬型陽圧化空調機設置場所から５号炉
原子炉建屋内緊急時対策所へ移動
室内差圧確認図 3.2-11

可搬型陽圧化空調機により陽圧化する場合（プルーム通過前）のタイムチャート（操作手順(a)）

61-9-3-31

経過時間（分）
０

１

２

３

４

５

６

▽可搬型エリアモニタの警報発生
手順の項目

要員

▽可搬型陽圧化空調機切離し／空気ボンベ陽圧化装置起動▽陽圧化状態の確認完了▽可搬型陽圧化空調機停止

給気口から仮設ダクト取外し
可搬型陽圧化空調機 による対策本部（高気密室）の陽圧化「停 止 」手順

給気口に閉止板取付け
保安班

２
名

室内差圧確認通路（可搬型空調機設置場所）へ移動
空調機停止

空気ボンベ陽圧化装置給気第一／第二弁開操作
陽 圧化 装置 (空気 ボン ベ ) による対策本部（高気密室）の陽圧化「開 始 」手順

保安班

差圧調整用排気弁の切替

１
名

室内差圧確認（高気密室内作業）
二酸化炭素吸収装置起動

経過時間（分）
０

１

２

３

４

５

６

▽可搬型エリアモニタの警報発生
手順の項目

要員

▽可搬型陽圧化空調機切離し／空気ボンベ陽圧化装置起動▽陽圧化状態の確認完了▽可搬型陽圧化空調機停止

給気口から仮設ダクト取外し
高気密室給気口に閉止板取付け
可搬型陽圧化空調機 による待機場所の陽圧化「停 止 」手順

復旧班

２
名

室内差圧確認通路（可搬型空調機設置場所）へ移動
空調機停止

空気ボンベ陽圧化装置給気第一／第二弁開操作
陽 圧化 装置 (空気 ボン ベ ) による待機場
所の陽圧化「開 始 」
手順

図 3.2-12

復旧班

１名
室内差圧確認

陽圧化装置（空気ボンベ）により陽圧化を開始する場合（プルーム通過中）のタイムチャート（操作手順(b)）

61-9-3-32

経過時間（分）
０

5

10

15

20

25

30

45

▽陽圧化状態(空気ボンベ)の解除
手順の項目

要員

▽陽圧化状態(可搬型陽圧化空調機)確認完了通路（可搬型陽圧化空調機設置場所）へ移動
可搬型陽圧化空調機(陽圧化用)の仮設ダクトと高気密室給気口を接続

可搬型陽圧化空調機 による対策本部（高気密室）の陽圧
化「開 始 」手順

保安班

屋上から可搬型陽圧化空調機(外気取入用)へ仮設ダクトを敷設

２名

可搬型外気取入送風機及び可搬型陽圧化空調機を起動
可搬型陽圧化空調機を予備機へ切替(必要に応じて実施)

高気密室給気口の閉止板取外し

陽圧 化装 置(空気 ボン ベ ) による対策本部（高気密室）の陽圧化「停 止 」手順

可搬型陽圧化空調機の運転状態確認
保安班

１
名

高気密室陽圧化装置給気弁閉操作
差圧調整用排気弁の切替
室内差圧確認

経過時間（分）
０

5

10

15

20

25

30

45

▽陽圧化状態(空気ボンベ)の解除
手順の項目

要員

▽陽圧化状態(可搬型陽圧化空調機)確認完了通路（可搬型陽圧化空調機設置場所）へ移動
可搬型陽圧化空調機(陽圧化用)の仮設ダクトと給気口を接続

可搬型陽圧化空調機 による待機場所の陽圧化「開 始 」手順

復旧班

２
名

屋上から可搬型陽圧化空調機(外気取入用)へ仮設ダクトを敷設
可搬型陽圧化空調機を起動
可搬型陽圧化空調機を予備機へ切替(必要に応じて実施)

給気口の閉止板取外し
陽圧 化装 置(空気 ボン ベ ) による待機場
所の陽圧化「停 止 」
手順

復旧班

可搬型陽圧化空調機の運転状態確認

１
名

陽圧化装置給気弁閉操作
室内差圧確認図 3.2-13

陽圧化装置（空気ボンベ）から可搬型陽圧化空調機へ切り替える場合（プルーム通過後）のタイムチャート（操作手順(c)）

61-9-3-33

経過時間（分）
０

手順の項目

5

10

15

20

25

30

要員
▽通路のパージ開始
通路（可搬型外気取入送風機設置場所）へ移動
屋上から可搬型外気取入送風機へ仮設ダクト敷設

可搬型外気取入送
風 機 によるR/B地上3階北西側通路のパージ「開 始 」手順

保安班

２
名

可搬型外気取入送風機を起動
可搬型外気取入送風機を予備機へ切替(必要に応じて実施)
可搬型外気取入送風機の運転状態確認図 3.2-14

可搬型外気取入送風機による通路部のパージを開始する場合のタイムチャート（操作手順(d)）

61-9-3-34

3.3

汚染持ち込み防止について
緊急時対策所には，緊急時対策所の外側が放射性物質により汚染したよ
うな状況下において，緊急時対策所への汚染の持ち込みを防止するため，モニタリング及び作業服の着替え等を行うためのチェンジングエリアを設ける。
チェンジングエリアは，緊急時対策所に待機していた要員が，屋外で作業を行った後，再度，緊急時対策所に入室する際等に利用する。
チェンジングエリアは，要員の被ばく低減の観点から，建物内に設営する。また，チェンジングエリア付近の全照明が消灯した場合を想定し，乾
電 池 内 蔵 型 照 明 を 配 備 す る 。5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 の チ ェ ン ジ ン
グ エ リ ア 設 営 場 所 及 び 概 略 図 を 図 3.3-1， 2 に 示 す 。
な お ，5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 対 策 本 部 及 び 待 機 場 所 に 入 室 す る
アクセスルートは 2 ルート設けることから，使用するアクセスルートに応じてチェンジングエリアを設営する。

61-9-3-35

(1) 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 南 側 ア ク セ ス ル ー ト を 使 用 す る 場 合

5 号炉原子炉建屋 3 階

靴脱ぎ場

サーベイエリア

除染エリア

対策本部
機器等

機器等

機器等

機器等

バリア

均圧室

脱衣エリア

待機場所

【凡例】
入室ルート
退室ルート
乾電池内蔵型照明
可搬型
空気浄化装置
陽圧化バウンダリ

図 3.3-1 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア
設 営 場 所 及 び 概 略 図 (5 号 炉 原 子 炉 建 屋 南 側 ア ク セ ス ル ー ト )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。

61-9-3-36

(2) 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 北 東 側 ア ク セ ス ル ー ト を 使 用 す る 場 合
対策本部

5 号炉原子炉建屋 3 階

機器等

機器等

機器等
機器等

均圧室

待機場所

均圧室

待機場所
サーベイエリア
除染エリア
機器等

【凡例】
入室ルート
退室ルート
乾電池内蔵型照明
可搬型
空気浄化装置
陽圧化バウンダリ

脱衣エリア
バリア

機器等

靴脱ぎ場

図 3.3-2 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア
設 営 場 所 及 び 概 略 図 (5 号 炉 原 子 炉 建 屋 北 東 側 ア ク セ ス ル ー ト )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。

61-9-3-373.4配備する資機材の数量及び保管場所について
緊急時対策所には，少なくとも外部から支援なしに 7 日間の活動を可能とするため，必要な資機材を配備する。なお，それぞれの資機材は，汚染が 付 着 し な い よ う ビ ニ ー ル 袋 等 で あ ら か じ め 養 生 し ，配 備 す る 。5 号 炉 原
子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 に 配 備 す る 資 機 材 の 数 量 を 表 3.4-1 に ，資 機
材 保 管 場 所 の 位 置 及 び 調 達 経 路 を 図 3.4-1 に 示 す 。
表 3.4-1
品目

区分

資料

食料
等

その
他

数量

備考

汚染防護服

1,89 0 着

180 名 ※ 1 × 7 日 ×1. 5＝ 1,890

全面マスク

810 個

180 名 ×3 日 ×1.5＝ 810 ※ 2

チャコールフィルタ

3,78 0 個

180 名 ×7 日 ×2× 1.5 ＝ 3,780

個人線量計

個人線量計

180 台

180 名

サーベイ

GM 汚 染 サ ー ベ イ メ ー タ

5台

予備を含む

メータ等

電離箱サーベイメータ

8台

予備を含む

可搬型エリアモニタ

3台

対策本部及び待機場所に重大事
故等対処設備として設置する。
予備を含む

チェンジグエリア用資機材

1式

原 子 力 災 害
対 策 活 動 に必要な資料

・発電所周辺地図
・発電所周辺人口関連データ
・主要系統模式図
・系統図及びプラント配置図
等

1式

食料等

・食料

3,78 0 食

180 名 ×7 日 × 3 食 ＝ 3,780

・ 飲 料 水 （ 1. 5 リ ッ ト ル ）2,52 0 本

180 名 ×7 日 × 2 本 ＝ 2,520

防護具

放射
線
管理
用
資機
材

配備する資機材の数量

酸素濃度計

酸素濃度計

二 酸 化 炭 素
濃度計

二酸化炭素濃度計

ヨウ素剤

ヨウ素剤

2台

2台

1,44 0 錠

予備を含む

予備を含む

180 名 × （ 初 日 2 錠 +2 日 目 以 降
1 錠 ／ 1 日 ＝ 8 錠 ） ＝ 1,44 0

・乾電池内蔵型照明
照明

1式

表 3.4-3 参 照・懐中電灯※ 1： 1～ 7 号 炉 対 応 の 緊 急 時 対 応 要 員 164 名 ＋ 自 衛 消 防 隊 10 名 ＋ 余 裕※ 2： 4 日 目 以 降 は 除 染 で 対 応 す る 。

61-9-3-38

5 号炉原子炉建屋

地上 3 階対策本部及び待機場所内にプルーム通過時を考慮し，約 1日分を保管

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）

図 3.4-1

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所
調達経路

資機材保管場所の位置及び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。

61-9-3-39

ｂ．照明（ａ）設計基準対象施設
設 計 基 準 事 故 に 対 処 す る た め に ，5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所（ 対策 本 部 ），5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所（ 待 機 場 所 ）及 び 5 号 炉 原 子
炉建屋屋内アクセスルート上に非常用照明，常用照明，直流非常灯及び蓄電池内蔵型照明を設置する設計とする。
非常用照明（5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）を除く）は
5 号炉非常用所内電源設備から，常用照明は 5 号炉常用所内電源設備から ，直 流 非 常 灯 は 5 号 炉 非 常 用 直 流 電 源 設 備 か ら 給 電 可 能 な 設 計 と す る 。
ま た ，5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所（ 対 策 本 部 ）内 に 設 置 す る 非 常 用
照明及び蓄電池内蔵型照明は，外部電源が喪失時に必要な照明が確保できるよう，6 号及び 7 号炉非常用ディーゼル発電機から給電可能な設計とし，全交流動力電源喪失時に 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設
備から給電可能な設計とする。
図 3.4-2 に 照 明 装 置 ， 図 3.4-3 に 照 明 配 置 図 を 示 す 。

61-9-3-40直流非常灯仕様
・定 格 電 圧 ： 直 流 12 5V

・

床面１ルクス以上（設計値）（非常灯：床面１ルクス以上）

蓄電池内蔵型照明仕様
・

定 格 電 圧 ： 交 流 10 0V・

点 灯 可 能 時 間 ： 12 時 間 以 上(全 交 流 動 力 電 源 喪 失 時 か ら 代
替交流電源から給電開始される

非常用照明（蛍光灯）

ま で の 間 と し て 想 定 す る 120 分

仕様

以上点灯が必要)・ 定 格 電 圧 ： 交 流 100V
（常用照明の仕様は非常用照明と同じ）
図 3.4-2

照明装置

61-9-3-41

図 3.4-3

照 明 配 置 図 (1/4)

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。
61-9-3-42図 3.4-3

照 明 配 置 図 (2/4)

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。
61-9-3-43

図 3.4-3

照 明 配 置 図 (3/4)

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。
61-9-3-44

図 3.4-3

照 明 配 置 図 (4/4)

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。
61-9-3-45

（ｂ）重大事故等対処設備
重大事故等に対処するために，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）に非常用照明及び蓄電池内蔵型照明を設置する設計とする。
また，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）及び 5 号炉原子炉 建 屋 内 ア ク セ ス ル ー ト に 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所（ 対 策 本 部 ）に保管する乾電池内蔵型照明を設置し，必要な照度※を確保できる設計とする。
仮 に 乾 電 池 内 蔵 型 照 明 （ ラ ン タ ン タ イ プ LED ラ イ ト ） が 活 用 で き な い
場 合 を 考 慮 し ， 乾 電 池 内 蔵 型 照 明 （ ヘ ッ ド ラ イ ド （ ヘ ル メ ッ ト 装 着 用 ））及び懐中電灯を 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）に保管す
る設計とする。
表 3.4-2 に 乾 電 池 内 蔵 型 照 明 の 保 管 場 所 ， 数 量 及 び 仕 様 ， 図 3.4-4 に
乾 電 池 内 蔵 型 照 明 を 用 い た 現 場 状 況 , 図 3.4-5 に 照 明 配 置 図 を 示 す 。
※照度：1 ルクス以上（建築基準施行令）

61-9-3-46

表 3.4-2乾電池内蔵型照明の保管場所，数量及び仕様
保管場所
５号炉原子
炉建屋内緊
急時対策所
（対策本部）

数量
59個（ ５ 号 炉 原 子 炉 建
屋内緊急時対策所現場 要 員 退 避 場 所 6個 ＋５号炉原子炉建屋内
ア ク セ ス ル ー ト 44 個
＋ 予 備 9個 ）仕様
電 源 ： 乾 電 池 （ 単 一 ×3）
点灯可能時間：約 72 時 間（ 消 灯 し た 場 合 ，予 備 を
点 灯 さ せ ，乾 電 池 交 換を実施する。）
な お ， 7日 間 使 用 可 能 なように乾電池（単一×300 ） を 配 備 す る 。

乾電池内蔵型照明（ヘッ ド ラ イ ト (ヘ ル メ ッ
ト 装 着 用 )）

事務本館も
しくは初動
要員宿泊所

50個 ※ 1（ 夜 間・休 祭 日における原子力防災
組 織 の 要 員 50名 ※ 2 ）電 源 ： 乾 電 池 （ 単 三 ×1）
点 灯 可 能 時 間 ： 約 8時 間
（管理区域での作業可
能 な 10 時 間 点 灯 で きるように予備乾電池を持参する。）

懐中電灯

事務本館も
しくは初動
要員宿泊所
５号炉原子
炉建屋内緊
急時対策所
（対策本部）

50個 ※ 1（ 夜 間・休 祭 日における原子力防災
組 織 の 要 員 50名 ※ 2 ）100 個

電 源 ： 乾 電 池 （ 単 三 ×2）
点 灯 可 能 時 間：約 10 時 間（管理区域での作業可
能 な 10 時 間 点 灯 で き る
ように予備乾電池を持参する。）

乾電池内蔵型照明（ランタ ン タ イ プ LE Dラ イ ト ）※ 1．個 数（ 予 備 数 を 含 む ）に つ い て は ，運 用 を 考 慮 し 今 後 変 更 と な る 場 合 が あ る 。
※ 2． 運 転 員 （ 当 直 ）， 自 衛 消 防 隊 除 く

61-9-3-47

１．現場要員待機場所（5 ルクス）

２．階段（5 ルクス）

３ ． 通 路 （ 原 子 炉 建 屋 1 階 ）（ 3 ル ク ス ）（※貼付画像については，印刷仕上がり時に照明確認時点と同様の 雰 囲 気 と な る よ う 補 正 を 施 し て あ り ま す 。）

図 3.4-4

乾電池内蔵型照明

61-9-3-48

図 3.4-5

照 明 配 置 図 (1/4)

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。
61-9-3-49

図 3.4-5

照 明 配 置 図 (2/4)

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。
61-9-3-50

図 3.4-5

照 明 配 置 図 (3/4)

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。
61-9-3-51

図 3.4-5

照 明 配 置 図 (4/4)

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。
61-9-3-52

4. 耐 震 設 計 方 針 に つ い て
緊急時対策所の機能は，事故対処するために必要な要員とどまることが出来るとともに，要員が事故時において事故対処に必要な情報を把握し，対策指令・通信連絡を行うことができるようにすることである。そのために，・ 居住性を確保するための設備
・ 必要な情報を把握できる設備
・ 通信連絡設備・ 電源設備等 の 設 備 を 有 す る 設 計 と し ，5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 に 設 置 す る 設
計とする。

61-9-4-1

(1)5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の機能と設備について
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部），及び 5 号炉原子炉建屋
内 緊 急 時 対 策 所 （ 待 機 場 所 ） の 設 備 を 表 4-1 に 記 す 。

表 4-1

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の機能と主要設備（耐震設計）
耐震設計

機能

居住性を確保するための設備【対策本部】
対 策 本 部 遮 蔽 ，高 気 密 室 ，可 搬 型 外 気 取 入 送 風 機 ，可 搬 型 陽 圧 化 空 調 機 ，陽 圧 化 装 置（ 空 気 ボ ン ベ ），陽圧化装置（配管・弁），二酸化炭素吸収装置，
酸素濃度計，二酸化炭素濃度計，可搬型エリアモ
ニタ，差圧計【待機場所】
待機場所遮蔽（待機場所気密壁），待避スペース
遮蔽，可搬型陽圧化空調機，陽圧化装置（空気ボンベ），陽圧化装置（配管・弁），酸素濃度計，
二酸化炭素濃度計，可搬型エリアモニタ，差圧計【対策本部】
発電所内用
無線連絡設備，衛星電話設備,

通信連絡設備発電所外用
衛 星 電 話 設 備 ，統 合 原 子 力 防 災 ネ ッ ト ワ ー ク を用いた通信連絡設備

必要な情報を把握できる設備【待機場所】
発電所内用
携帯型音声呼出電話設備※１【対策本部】
必要な情報を把握できる設備（ 安 全 パ ラ メ ー タ 表 示 シ ス テ ム （ SPDS） ）代替交流電源設備（5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備），負荷変圧器，交流分電盤

電源設備※ １：5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 本 部 と 待 機 場 所 間 の 通 信 連 絡 を 行うために設置する設計とする。

61-9-4-2

(2) 居 住 性 を 確 保 す る た め の 設 備
a.5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 （ 対 策 本 部 ）(a) 対 策 本 部 遮 蔽
対 策 本 部 と 遮 蔽 性 能 を 期 待 す る 壁 面 等 に つ い て ， 図 4-1， 4-2 に 示 す 。 5号炉原子炉建屋内緊急時対策所は，対策本部を設置する高気密室の天井にあたる原子炉建屋屋上及び側面の壁を形成するコンクリート躯体を遮蔽体として見なして設計することとする。また一部の壁については遮蔽性能を補うよう，追加の遮蔽を設置する設計とする。これら遮蔽体は基準地震動
による地震力に対して遮蔽性能を維持することを確認する。

図 4-1

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）
遮 蔽 説 明 図 (NS 方 向 )61-9-4-3

図 4-25 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）
遮 蔽 説 明 図 (EW 方 向 )(b) 高 気 密 室
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所高気密室に関しては，5 号炉原子炉建屋 地 上 3 階 に 設 置 さ れ る 常 設 の 重 大 事 故 等 対 処 設 備 と し て ，基 準 地 震 動 によ る 地 震 力 に 対 し て 機 能 が 喪 失 し な い 設 計 と す る 。（ 詳 細 な 設 計 方 針 に つ
い て は 5 . 1 3 項 に 示 す 。）

61-9-4-4

(c) 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所

可搬型外気取入送風機，可搬型陽圧化空調機の耐震設計
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所可搬型外気取入送風機，可搬型陽圧化
空 調 機 に 関 し て は ，転 倒 防 止 措 置 等 を 施 す と と も に ，加 振 試 験 等 に よ り 基
準地震動による地震力に対して機能が喪失しないことを確認する。
本 装 置 を 保 管 用 架 台 に 設 置 し た 状 態 の 外 観 図 を 図 4-3 に 示 す 。

図 4-3

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型陽圧化空調機(d)5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所

外観図

空気ボンベ陽圧化装置の耐震設計

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所空気ボンベ陽圧化装置に関しては，空気 ボ ン ベ の 転 倒 防 止 措 置 等 を 施 す と と も に ，配 管 ・ 弁 が 基 準 地 震 動 に よ る
地震力に対して機能を喪失しない設計とする。

(e) 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所

二酸化炭素吸収装置の耐震設計

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所二酸化炭素吸収装置に関しては，加振試験等により基準地震動による地震力に対して機能が喪失しないことを確認する。

61-9-4-5

(f) 酸 素 濃 度 計 ， 二 酸 化 炭 素 濃 度 計 ， 差 圧 計 ， 可 搬 型 エ リ ア モ ニ タ の 耐 震 設
計
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所に設置する酸素濃度計，二酸化炭素濃度計，差圧計，可搬型エリアモニアは，転倒防止措置等を施すとともに，加振試験等により基準地震動による地震力に対して機能が喪失しないことを確認する。

表 4-2

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所 酸素濃度計，二酸化炭素濃度計，
差圧計，可搬型エリアモニタに係る耐震設計
設備

機器

酸素濃度計

二酸化炭素濃度計
居住性を確保するための設
備 *1
差圧計

可搬型エリアモニタ

耐震設計
・酸素濃度計は，耐震性を有する 5 号
炉原子炉建屋に設置し，転倒防止措置等を施すとともに，加振試験等により基準地震動による地震力に対して機能が喪失しないことを確認する。
・二酸化炭素濃度計は，耐震性を有す
る 5 号炉原子炉建屋に設置し，転倒防止措置等を施すとともに，加振試験等により基準地震動による地震力に対して機能が喪失しないことを確認する。
・差圧計は，耐震性を有する 5 号炉原子炉建屋に設置し，転倒防止措置等を施すとともに，加振試験等により基準地震動による地震力に対して機能が喪失しないことを確認する。
・可搬型エリアモニタは，耐震性を有する 5 号炉原子炉建屋に設置し，転倒防止措置等を施すとともに，加振試験等により基準地震動による地震力に対して機能が喪失しないことを確認する。

* 1 居 住 性 を 確 保 す る た め の 設 備 の う ち ，可 搬 型 モ ニ タ リ ン グ ポ ス ト につ い て は 「 3.17 監 視 測 定 設 備 （ 設 置 許 可 基 準 規 則 第 60 条 に 対 す る 設 計
方 針 を 示 す 章 ）」 で 示 す 。

61-9-4-6

b.5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 （ 待 機 場 所 ）(a) 待 機 場 所 遮 蔽
待 機 場 所 と 遮 蔽 性 能 を 期 待 す る 壁 面 等 に つ い て ， 図 4-4～ 10 に 示 す 。 5号炉原子炉建屋内緊急時対策所は，待機場所を設置する 5 号炉原子炉建屋
内緊急時対策所（待機場所）の天井にあたる原子炉建屋屋上及び側面の壁を形成するコンクリート躯体を遮蔽体として見なして設計することとする。
また一部の壁については遮蔽性能を補うよう，追加の遮蔽を設置する設計とする。これら遮蔽体は基準地震動による地震力に対して遮蔽性能を維持することを確認する。

図 4-4

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）遮蔽説明図（平面図）

61-9-4-7

図 4-55 号炉原子炉建屋内緊急時対策所

61-9-4-8

遮 蔽 説 明 図 (屋 上 平 面 図 )B-B断面TMSL 51360

TMSL 39500
TMSL 33000
TMSL 27800

TMSL 20300
コンクリート(2.15 g/cm3 )TMSL 12000（単位：mm）

待避エリア
追設コンクリート

図 4-6

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）
遮 蔽 説 明 図 (A-A 方 向 )61-9-4-9

相当

TMSL 33000
TMSL 27800

TMSL 20300
コンクリート(2.15 g/cm3 )TMSL 12000（単位：mm）

待避エリア

図 4-7

追設コンクリート相当

追設コンクリート相当

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）
遮 蔽 説 明 図 (B-B 方 向 )61-9-4-10B-B断面TMSL 51360

TMSL 39500
TMSL 33000
TMSL 27800

TMSL 20300
コンクリート(2.15 g/cm3 )TMSL 12000（単位：mm）

待避エリア
追設コンクリート

図 4-8

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）
遮 蔽 説 明 図 (C-C 方 向 )61-9-4-11

相当

TMSL 51360

TMSL 39500
TMSL 33000
TMSL 27800

TMSL 20300
コンクリート(2.15 g/cm3 )TMSL 12000（単位：mm）

待避エリア

図 4-9

追設コンクリート相当

追設コンクリート相当

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）
遮 蔽 説 明 図 (D-D 方 向 )61-9-4-12

TMSL 33000
TMSL 27800

TMSL 20300
コンクリート(2.15 g/cm3 )TMSL 12000（単位：mm）

待避エリア

図 4-10

追設コンクリート相当

追設コンクリート相当

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）
遮 蔽 説 明 図 (E-E 方 向 )61-9-4-13

(b) 待 機 場 所 気 密 壁
待 機 場 所 と 気 密 性 能 を 期 待 す る 壁 面 等 に つ い て ，図 4 - 1 1 に 示 す 。5 号 炉
原子炉建屋内緊急時対策所は，待機場所を設置する 5 号炉原子炉建屋内緊
急時対策所（待機場所）の天井にあたる原子炉建屋屋上及び側面の壁を形成するコンクリート躯体に気密性を期待し，外部から接続する可搬型陽圧化空調機及び陽圧化装置（空気ボンベ）を用いて送気することで中央制御
室空調機械室全体を陽圧化バウンダリとして見なして設計することとする。
これらバウンダリ壁は基準地震動による地震力に対して気密性能を維持することを確認する。

図 4-115 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）換気設備（5 号炉原子炉建屋

61-9-4-14

地上 3 階）配置図

(c)5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所

可搬型陽圧化空調機の耐震設計

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所可搬型陽圧化空調機に関しては，転倒
防 止 措 置 等 を 施 す と と も に ，加 振 試 験 等 に よ り 基 準 地 震 動 に よ る 地 震 力 に対して機能が喪失しないことを確認する。
本 装 置 を 保 管 用 架 台 に 設 置 し た 状 態 の 外 観 図 を 図 4-12 に 示 す 。

図 4-125 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型陽圧化空調機(d)5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所

外観図

空気ボンベ陽圧化装置の耐震設計

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所空気ボンベ陽圧化装置に関しては，空気 ボ ン ベ の 転 倒 防 止 措 置 等 を 施 す と と も に ，配 管 ・ 弁 が 基 準 地 震 動 に よ る
地震力に対して機能を喪失しない設計とする。

61-9-4-15

(e) 酸 素 濃 度 計 ， 二 酸 化 炭 素 濃 度 計 ， 差 圧 計 ， 可 搬 型 エ リ ア モ ニ タ の 耐 震 設
計
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所に設置する酸素濃度計，二酸化炭素濃度計，差圧計，可搬型エリアモニアは，転倒防止措置等を施すとともに，加振試験等により基準地震動による地震力に対して機能が喪失しないことを確認する。

表 4-3

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所 酸素濃度計，二酸化炭素濃度計，
差圧計，可搬型エリアモニタに係る耐震設計
設備

機器

酸素濃度計

二酸化炭素濃度計
居住性を確保するための設
備 *1
差圧計

可搬型エリアモニタ

耐震設計
・酸素濃度計は，耐震性を有する 5 号
炉原子炉建屋に設置し，転倒防止措置等を施すとともに，加振試験等により基準地震動による地震力に対して機能が喪失しないことを確認する。
・二酸化炭素濃度計は，耐震性を有す
る 5 号炉原子炉建屋に設置し，転倒防止措置等を施すとともに，加振試験等により基準地震動による地震力に対して機能が喪失しないことを確認する。
・差圧計は，耐震性を有する 5 号炉原子炉建屋に設置し，転倒防止措置等を施すとともに，加振試験等により基準地震動による地震力に対して機能が喪失しないことを確認する。
・可搬型エリアモニタは，耐震性を有する 5 号炉原子炉建屋に設置し，転倒防止措置等を施すとともに，加振試験等により基準地震動による地震力に対して機能が喪失しないことを確認する。

* 1 居 住 性 を 確 保 す る た め の 設 備 の う ち ，可 搬 型 モ ニ タ リ ン グ ポ ス ト につ い て は 「 3.17 監 視 測 定 設 備 （ 設 置 許 可 基 準 規 則 第 60 条 に 対 す る 設 計
方 針 を 示 す 章 ）」 で 示 す 。

61-9-4-16

(3) 必 要 な 情 報 を 把 握 で き る 設 備 ， 及 び 通 信 連 絡 設 備

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所に設置する通信連絡設備及び必要な情報 を 把 握 で き る 設 備 は ，転 倒 防 止 措 置 等 を 施 す こ と で ，基 準 地 震 動 に よ る
地震力に対して機能を喪失しない設計とする。
ま た ,建 屋 間 の 伝 送 ル ー ト は ， 無 線 系 回 線 に よ り 基 準 地 震 動 に よ る 地 震
力 に 対 す る 耐 震 性 を 確 保 す る 設 計 と し ，有 線 系 回 線 に つ い て は 可 と う 性 を
有 す る と と も に ，余 長 の 確 保 及 び 2 回 線 化 す る こ と に よ り ，地 震 力 に よ る
影響を低減する設計とする。

61-9-4-17

表 4-4 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所 通信連絡設備に係わる耐震設計
通信種別

主要設備

耐震設計
・衛星電話設備（常設）の衛星電話用アンテナ，端末装置は，耐震性を有する 5 号炉原子炉建屋に設置し，転倒防止措置等を施すとともに，加振試験等により基準地震動による地震力に対して機能が喪
常設

発電所内外

失しないことを確認する。
・衛星電話設備（常設）の端末装置から衛星電話用アンテナまでのケーブルは，耐震性を有する電線管

衛星電話設備等に敷設する。
可搬型

・衛星電話設備（可搬型）は，耐震性を有する 5 号炉原子炉建屋に設置し，転倒防止措置等を施すとともに，加振試験等により基準地震動による地震力に対して機能が喪失しないことを確認する。
・無線連絡設備（常設）の無線連絡用アンテナ，据置型の端末装置は，耐震性を有する 5 号炉原子炉建

常設
無線連絡設備

可搬型※１

呼出電話設備統合原子力防災
発電所外

ネットワーク

機能が喪失しないことを確認する。
・据置型の端末装置から無線連絡用アンテナまでのケーブルは，耐震性を有する電線管等に敷設する。

発電所内

携帯型音声

屋に設置し，転倒防止措置等を施すとともに，加振試験等により基準地震動による地震力に対して

可搬型
テレビ会議
システム

を用いた

IP-電話機

通信連絡設備IP-FAX・無線連絡設備（可搬型）は，耐震性を有する 5 号炉原子炉建屋に設置し，転倒防止措置等を施すとともに，加振試験等により，基準地震動による地震力に対して機能が喪失しないことを確認する。
・携帯型音声呼出電話設備は，耐震性を有する 5 号炉原子炉建屋に設置し，転倒防止措置等を施すとともに，加振試験等により，基準地震動による地震力に対して機能が喪失しないことを確認する。
・統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備（テレビ会議システム，IP-電話機，IP-FAX 及び通信装置）は，耐震性を有する 5 号炉原子炉建屋に設置し，転倒防止措置等を施すとともに，加振試験等により基準地震動による地震力に対して機能が喪失しないことを確認する。
※１：5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所本部と待機場所間の通信連絡を行うために設置する設計とする。

61-9-4-18

表 4-5 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所 必要な情報を把握できる設備に係わる耐震設計
場所

主要設備
データ伝送装置

耐震設計
・データ伝送装置は，耐震性を有する 6 号及び 7 号炉コントロール建屋内に設置し，転倒防止措置等を施すとともに，加振試験等により基準地震動による地震力に対して機能が喪失しないことを確認する。

6 号炉

光ファイバ

・光ファイバ通信伝送装置は，耐震性を有する 6 号及び 7 号炉コントロール建屋内に設置し，転倒防止措置等

及び 7 号炉

通信伝送装置を施すとともに，加振試験等により基準地震動による地震力に対して機能が喪失しないことを確認する。

コントロール建屋

・無線通信装置は，耐震性を有する 6 号及び 7 号炉コントロール建屋内に設置し，転倒防止措置等を施すとと無線通信装置もに，加振試験等により基準地震動による地震力に対して機能が喪失しないことを確認する。
・無線通信装置から無線通信用アンテナまでのケーブルは，耐震性を有する電線管等に敷設する。
・無線通信用アンテナは，耐震性を有する 6 号及び 7 号炉コントロール建屋及び 5 号炉原子炉建屋に設置し，

建屋間
建屋間

無線系

伝送
ルート

転倒防止措置等を施すとともに，加振試験等により基準地震動による地震力に対して機能が喪失しないことを確認する。

有線系

光ファイバ
通信伝送装置・有線系のケーブルについては，可とう性を有するとともに余長を確保する。
・光ファイバ通信伝送装置は，耐震性を有する 5 号炉原子炉建屋内に設置し，転倒防止措置等を施すとともに，加振試験等により基準地震動による地震力に対して機能が喪失しないことを確認する。
・無線通信装置は，耐震性を有する 5 号炉原子炉建屋内に設置し，転倒防止措置等を施すとともに，加振試験

5 号炉

無線通信装置・無線通信装置から無線通信用アンテナまでのケーブルは，耐震性を有する電線管等に敷設する。

原子炉建屋内緊急時対策所等により基準地震動による地震力に対して機能が喪失しないことを確認する。

緊急時対策支援システム伝送装置
SPDS 表示装置

・緊急時対策支援システム伝送装置は，耐震性を有する 5 号炉原子炉建屋内に設置し，転倒防止措置等を施すとともに，加振試験等により基準地震動による地震力に対して機能が喪失しないことを確認する。
・SPDS 表示装置は耐震性を有する 5 号炉原子炉建屋内に設置し，転倒防止措置等を施すとともに，加振試験等により基準地震動による地震力に対して機能が喪失しないことを確認する。

61-9-4-19

(4) 電 源 設 備
5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 の 電 源 設 備 で あ る 代 替 交 流 電 源 設 備（ 5号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備）は 5 号炉原子炉建屋東側に設置し，頑強なフィルタベント建屋基礎に固定することで転倒防止措置等を施すとともに，加振試験等により基準地震動による地震力に対して機能が喪失しないことを確認する。5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の電源設備である代替交流電源設備（5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備）は，予備を大湊側高台保管場所に保管することとする。予備は車両に搭載すること等で転倒防止措置等を施すとともに，加振試験等により基準地震動による地震力に対して機能が喪失しないことを確認する。
また，負荷変圧器，交流分電盤は，耐震性を有する 5 号炉原子炉建屋に設置し，転倒防止措置等を施すとともに，盤及び装置が基準地震動による地震力に対して機能が喪失しないことを確認する。5 号炉原子炉建屋内緊
急時対策所用可搬型電源設備から負荷変圧器，交流分電盤及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所重大事故対処設備までのケーブルは，耐震性を有す
る電線管等に敷設する。

図 4-135 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備

61-9-4-20

保管，設置位置図

図 4-135 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備

61-9-4-21

外観図

(5)

建屋内アクセスルートの耐震設計
地 震 ，地 震 随 伴 火 災 及 び 地 震 に よ る 内 部 溢 水 を 想 定 し た 場 合 に お い て も ，
5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 の 要 員 が 必 要 な 対 策 活 動 を 行 う た め ,5 号
炉原子炉建屋内のアクセスが出来るように設計する。

a. ア ク セ ス ル ー ト と 選 定 に 際 し て の 確 認 事 項
建屋内アクセスルートの耐震設計として緊急時対策所の機能に影響を与える恐れがある以下の事項について確認及び対策を行うこととする。5 号
炉原子炉建屋内緊急時対策所のアクセスルート（南側アクセスルート，北東 側 ア ク セ ス ル ー ト ） を 図 4-10 に 示 す 。

①

地震時の影響
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の要員が必要な対策活動を行うために 作 業 現 場 と の 行 き 来 を す る 場 合 等 に お い て ，地 震 に よ る 転 倒 等 に よ り
通 行 が 阻 害 さ れ な い こ と を 確 認 す る た め ，プ ラ ン ト ウ ォ ー ク ダ ウ ン に て確認することとする。

②

地震随伴火災の影響
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の要員が必要な対策活動を行うため作業現場との行き来をする場合等において，地震により機器が損壊し，火災源となることにより通行が阻害されないように設計する。

③

地震による内部溢水の影響
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の要員が必要な対策活動を行うため

作 業 現 場 と の 行 き 来 を す る 場 合 等 に お い て ，地 震 に よ り 溢 水 源 と な る 配管等が損壊し，通行が阻害されないように設計する。

61-9-4-22

図 4-105 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 の ア ク セ ス ル ー ト （ 1/4）
（原子炉建屋 1 階）

61-9-4-23

図 4-105 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 の ア ク セ ス ル ー ト （ 2/4）
（原子炉建屋中 2 階）

61-9-4-24

図 4-105 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 の ア ク セ ス ル ー ト （ 3/4）
（原子炉建屋 2 階）

61-9-4-25

図 4-105 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 の ア ク セ ス ル ー ト （ 4/4）
（原子炉建屋 3 階）

61-9-4-26

b.地 震 時 の 影 響 評 価 結 果
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の 5 号炉原子炉建屋内アクセスルート上の 機 器 等 の 転 倒 防 止 処 置 等 確 認 結 果 を 表 4-6 に 示 し ， ア ク セ ス ル ー ト ウ ォ ー
ク ダ ウ ン 確 認 状 況 を 表 4-7 に 示 す 。

（アクセスルートウォークダウンの観点・結果）・ 周 辺 施 設 ま で の 離 隔 距 離 を と る 等 に よ り ，ア ク セ ス 性 に 与 え る 影 響 が な いことを確認した。
・ 周 辺 に 作 業 用 ホ イ ス ト・レ ー ル ，グ レ ー チ ン グ ，手 す り 等 があ る 場 合 ，落下防止措置等により，アクセス性に与える影響はないことを確認した。
・ 周 辺 に 転 倒 す る 可 能 性 の あ る 常 設 及 び 仮 設 資 機 材 設 備 等 が あ る 場 合 ，転 倒防止処置等が実施されていることを確認した。
・ 万 が 一 ，周 辺 に あ る 常 設 及 び 仮 設 資 機 材 設 備 等 が 転 倒 し た 場 合 で あ っ て も ，通 行 可 能 な 通 路 幅 が あ る か ，通 路 幅 が な い 場 合 で あ っ て も 迂 回 又 は 乗 り 越えが可能であるため，アクセス性に与える影響はないことを確認した。
・ 上 部 に 照 明 器 具 が あ る 場 合 ，蛍 光 灯 等 の 落 下 を 想 定 し て も ，ア ク セ ス 性 に与える影響はないことを確認した。
・ 周 辺 に 油 タ ン ク 等 が あ る 場 合 ，位 置 ，構造 ，可 燃 物 移 設 等 によ り ，火 災 によるアクセス性に与える影響はないことを確認した。

なお，柏崎刈羽原子力発電所の屋内設置物（仮置き，保管物品）の固縛に つ い て は ，2 0 0 7 年 新 潟 県 中 越 沖 地 震 時 に ，仮 置 き し て い た 資 機 材 が 地 震
動 に よ り 移 動 し ，ほ う 酸 水 注 入 系 配 管 の 保 温 材 を 変 形 さ せ た 事 象 を 踏 ま え ，
以下の方針に基づき設置物の固縛を実施する運用としている。
①

設置物についてはその物品の形状や保管状態，人の退避空間の確保，現場へのアクセスルート確保を検討のうえ，改善すべき点があれば固定・固縛・転倒防止・レイアウトの変更等を行う。

②

設 置 物 に つ い て は 本 設 の 重 要 設 備 近 傍 に は 近 づ け な い 。（ 重 要 設 備 近 傍に 設 置 す る 場 合 は ， 固 定 ， 固 縛 を 実 施 す る 。）

61-9-4-27

表 4-6
項目
棚・ラック
ボ
ン
ベ

B 系ディーゼル 発 電 機 制
御盤室通路
・ ディーゼル 発 電 機用工具棚
B 系ディーゼル 発 電 機 制
御盤室通路
・ 高圧窒素ガ ス 供 給系 ボ ン ベラック
B 系非常用ディ ー ゼ ル 電
気品室
・ リフター

リフター

HPCS 系 非 常用 デ ィ ー ゼル電気品室
・ リフター

機器等の転倒防止処置等確認項目及び評価結果
設置箇所
5 号炉原子
炉建屋地上
1 階(非 管 理 区
域)
T.M.S.L.+1
2,300
5 号炉原子
炉建屋地上
1 階(非 管 理 区
域)
T.M.S.L.+1
2,300
5 号炉原子
炉建屋地上
1 階(非 管 理 区
域)
T.M.S.L.+1
2,300
5 号炉原子
炉建屋地上
1 階(非 管 理 区
域)
T.M.S.L.+1
2,300

評価結果
・ 一般的な転倒防止策を実施
・ 転倒した場合でも通行可能な通路 幅 ，乗 り 越 え 又 は 迂 回 が 可 能 なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真 1 参照）○

・ 一般的な転倒防止策を実施
・ 転倒した場合でも通行可能な通路 幅 ，乗 り 越 え 又 は 迂 回 が 可 能 なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真 2 参照）○

・ 一般的な転倒防止策を実施
・ 転倒した場合でも通行可能な通路 幅 ，乗 り 越 え 又 は 迂 回 が 可 能 なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真 3 参照）○

・ 一般的な転倒防止策を実施
・ 転倒した場合でも通行可能な通路 幅 ，乗 り 越 え 又 は 迂 回 が 可 能 なためアクセス性の問題なし（転倒防止処置例は写真 3 参照）○

61-9-4-28

表 4-7

各項目の転倒防止処置の例

棚・ラック等（写真１）

設置物の外観転倒防止対策ボンベ（写真２）
リフター（写真３）※類似の転倒防止処置例は代表例の写真を示す

61-9-4-29

c.重 大 事 故 対 処 時 に お け る 建 屋 北 側 か ら の ア ク セ ス
地震，地震随伴火災及び地震による内部溢水等が発生した場合において，5号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 へ の ア ク セ ス す る た め の 屋 内 ル ー ト は ，前 記 ( 1 )記載の通り，2 方向からのアクセスができるよう設定している。
さらに 6 号及び 7 号炉の格納容器破損時やフィルタベント装置使用時等，事故号炉からの放射線影響が高い場合も考慮し，5 号炉原子炉建屋北側の移動ルートが健全な場合に，事故号炉に近づくこと無く 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策 所 へ と ア ク セ ス で き る よ う ，5 号 炉 北 側 か ら ，5 号 炉 原 子 炉 建 屋 北 側 に あ る 建屋入り口扉を経由して，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所へ移動可能なアクセ
スルートを設けることとする。

図 4-11 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 北 側 か ら の ア ク セ ス ル ー ト （ 1/3）
（原子炉建屋 1 階）

61-9-4-30

図 4-11 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 北 側 か ら の ア ク セ ス ル ー ト （ 2/3）
（原子炉建屋中 2 階）

61-9-4-31

図 4-11 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 北 側 か ら の ア ク セ ス ル ー ト （ 3/3）
（原子炉建屋 2 階）
※2 階にて南側ルートと合流し 3 階に至る

61-9-4-32

5. 添 付 資 料
5.1

チェンジングエリアについて(1) チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア の 基 本 的 な 考 え 方チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア の 設 営 に あ た っ て は ，「 実 用 発 電 用 原 子 炉 及 び そ の 附
属 施 設 の 位 置 、構 造 及 び 設 備 の 基 準 に 関 す る 規 則 の 解 釈 」第 61 条 第 １ 項（ 緊
急時対策所）並びに「実用発電用原子炉及びその附属設備の技術基準に関す る 規 則 の 解 釈 」第 76 条 第 １ 項（ 緊 急 時 対 策 所 ）に 基 づ き ，緊 急 時 対 策 所の外側が放射性物質により汚染したような状況下において，緊急時対策所への汚染の持ち込みを防止するため，モニタリング及び作業服の着替え等を行うための区画を設けることを基本的な考え方とする。

（ 実 用 発 電 用 原 子 炉 及 び そ の 附 属 設 備 の 技 術 基 準 に 関 す る 規 則 の 解 釈 第 76条第１項（緊急時対策所）抜粋）

緊急時対策所の外側が放射性物質により汚染したような状況下におい て 、緊 急 時 対 策 所 へ の 汚 染 の 持 ち 込 み を 防 止 す る た め 、モ ニ タ リ ン グ
及び作業服の着替え等を行うための区画を設けること。

(2) チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア の 概 要
チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア は ，脱 衣 エ リ ア ，サ ー ベ イ エ リ ア ，除 染 エ リ ア か ら な
り， 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所に併設するとともに，要員の被ばく
低 減 の 観 点 か ら 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 に 設 営 す る 。 概 要 は 表 5.1-1 の と お り 。

61-9-5-1

表 5.1-1

チェンジングエリアの概要

項目

理由
緊急時対策所の外側が放射性物質により汚染したような状況下におい

5 号炉原子炉建屋
設営

3階

場所

5 号炉原子炉建屋内
緊急時対策所て，緊急時対策所への汚染の持ち込みを防止するため，モニタリング及び作業服の着替え等を行うための区画を設ける。

設営の容易さ及び迅速化の観点か

設営

エアーテントら，エアーテントを採用する。

形式

原 子 力 災 害 対 策 特 別 措 置 法 第 10条 特 定 事 象 が 発 生 し た 後 ，保 安 班
手順

長 が ，事 象 進 展 の 状 況（ 格 納 容 器

着手

雰 囲 気 放 射 線 レ ベ ル 計（ CAMS）等のに よ る 炉 心 損 傷 の 兆 候 等 ）， 参 集

判断済みの要員数及び保安班が実施基準する作業の優先順位を考慮して，

緊急時対策所の外側が放射性物質により汚染するようなおそれが発生した場合，チェンジングエリアの設営を行う。
チェンジングエリア設営を行うと判断した場合。
チェンジングエリアを速やかに設営
実施

保安班

できるよう定期的に訓練を行ってい者

る保安班員が設営を行う。

61-9-5-2

(3) チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア の 設 営 場 所 及 び 屋 内 の ア ク セ ス ル ー ト
チェンジングエリアは， 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所に併設する。
チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア の 設 営 場 所 及 び 屋 内 の ア ク セ ス ル ー ト は ， 図 5.1-1， 2のとおり。
な お ，5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 対 策 本 部 及 び 待 機 場 所 に 入 室 す る
ア ク セ ス ル ー ト は 2 ル ー ト 設 け る こ と か ら ，使 用 す る ア ク セ ス ル ー ト に 応 じてチェンジングエリアを設営する。

61-9-5-3

a. 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 南 側 ア ク セ ス ル ー ト を 使 用 す る 場 合

5 号炉原子炉建屋 3 階

靴脱ぎ場

サーベイエリア

除染エリア

対策本部
機器等

機器等

機器等

機器等

バリア

均圧室

脱衣エリア

待機場所

【凡例】
入室ルート
退室ルート
乾電池内蔵型照明
可搬型
空気浄化装置
陽圧化バウンダリ

図 5.1-1 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア の 設 営 場 所
及 び 屋 内 の ア ク セ ス ル ー ト (5 号 炉 原 子 炉 建 屋 南 側 ア ク セ ス ル ー ト )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。

61-9-5-4

b. 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 北 東 側 ア ク セ ス ル ー ト を 使 用 す る 場 合
対策本部

5 号炉原子炉建屋 3 階

機器等

機器等

機器等
機器等

均圧室

待機場所

均圧室

待機場所
サーベイエリア
除染エリア
機器等

【凡例】
入室ルート
退室ルート
乾電池内蔵型照明
可搬型
空気浄化装置
陽圧化バウンダリ

脱衣エリア
バリア

機器等

靴脱ぎ場

図 5.1-2 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア の 設 営 場 所
及 び 屋 内 の ア ク セ ス ル ー ト (5 号 炉 原 子 炉 建 屋 北 東 側 ア ク セ ス ル ー ト )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。

61-9-5-5

(4)チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア の 設 営 （ 考 え 方 ， 資 機 材 ）a. 考 え 方
緊 急 時 対 策 所 へ の 放 射 性 物 質 の 持 ち 込 み を 防 止 す る た め ，図 5.1-3 の 設 営
フ ロ ー に 従 い ， 図 5.1-4， 5 の と お り チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア を 設 営 す る 。
チェンジングエリアの設営は，保安班員 2 名で，南側アクセスルートを使 用 す る 場 合 で 約 60 分 ， 北 東 側 ア ク セ ス ル ー ト を 使 用 す る 場 合 で 約 90 分を想定している。
なお，チェンジングエリアが速やかに設営できるよう定期的に訓練を行い，設営時間の短縮及び更なる改善を図ることとしている。
チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア の 設 営 は ，原 子 力 防 災 組 織 の 要 員（ 夜 間・休 祭 日 ）の
保 安 班 2 名 ， ま た は 参 集 要 員 （ 10 時 間 後 ま で に 参 集 ） の う ち ， チ ェ ン ジ ン
グエリアの設営に割り当てることができる要員で行う。
設 営 の 着 手 は ， 保 安 班 長 が ， 原 子 力 災 害 対 策 特 別 措 置 法 第 10 条 特 定 事 象が 発 生 し た 後 ，事 象 進 展 の 状 況（ 格 納 容 器 雰 囲 気 放 射 線 レ ベ ル 計（ CAMS）等に よ る 炉 心 損 傷 の 兆 候 等 ）， 参 集 済 み の 要 員 数 及 び 保 安 班 が 実 施 す る 作 業 の優先順位を考慮して判断し，速やかに実施する。

①

チェンジングエリア用資機材の移動・設置（乾電池内蔵型照明の設置）②

エアーテントの展開，床・壁等の養生を実施③

回収箱・ヘルメット掛け・粘着マット等の設置④

除染用資機材・可搬型空気浄化
装 置・GM 汚 染 サ ー ベ イ メ ー タ の配備

図 5.1-3

チェンジングエリア設営フロー61-9-5-6

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所(a) 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 南 側 ア ク セ ス ル ー ト を 使 用 す る 場 合

5 号炉原子炉建屋 3 階

チェンジングエリア
エアーテント
放射性物質の飛散を防止するために設置

可搬型空気浄化装置（換気）脱衣エリアの空気を選択的に浄 化 す る こ と で ，汚 染 拡 大 を 防
止する

約 5ｍ
フェンス区画約 2 . 5ｍ

約 2. 2 ｍ

約 5ｍ
約 1.5ｍアノラック等（最外周）

ヘルメット掛け粘着マット
靴に付着した放射性物質を持ち込まないように設置

ゴム手袋(外 側 )

靴脱ぎ場
バリア

マスク

約 4ｍ

脱衣
エリア

簡易シャワー
身体に付着した放射性物質の除染は，原則拭
き取りにより実施するが，拭き取れない場合を考慮し，あらかじめ
準備する

綿手袋

約 4ｍ

ゴム手袋
(内 側 )

靴下

不織布
カバーオール
可 搬 型 空 気 浄 化 装 置（ 循 環 ）チェンジングエリア付近の空気を循環させ，空気中の図 5.1-4

サーベイエリア

対策本部

除染
エリア

帽子

待機場所

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所チェンジングエリア(5 号 炉 原 子 炉 建 屋 南 側 ア ク セ ス ル ー ト )61-9-5-7

(b) 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 北 東 側 ア ク セ ス ル ー ト を 使 用 す る 場 合
5 号炉原子炉建屋 3 階

チェンジングエリア

フェンス区画

約 5m
約 2 .5m

対策本部

約 2.2m

約 5m
約 1.5m

可 搬 型 空 気 浄 化 装 置（ 循 環 ）チェンジングエリア付近の空気を循環させ，空気中の放射性物質を低減する

待機場所
簡易シャワー
身体に付着した放射性物質の除染は，原則拭
き取りにより実施するが，拭き取れない場合を考慮し，あらかじめ
準備する

除染
エリア

約 2m

靴下
サーベイ
エリア

帽子

綿手袋

脱衣
エリア

不織布
カバーオール

約 1.3m

機器等

マスク
約 7.2m
ゴム手袋(外 側 )

約 1m

バリア
靴脱ぎ
場

アノラック等（最外周）

図 5.1-5

機器等

約 3.8m

ゴム手袋(内 側 )

可搬型空気浄化装置（換気）脱衣エリアの空気を選択的に浄化することで，汚染拡大を防止する

約 2 .3m

約 3.3m

約 1.1m

エアーテント
放射性物質の飛散を防止するために設置粘着マット
靴に付着した放射性物質を持ち込まないように設置

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所チェンジングエリア（5 号炉原子炉建屋北東側アクセスルート）

61-9-5-8

ヘルメット掛けb. チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア 用 資 機 材
チェンジングエリア用資機材については，運用開始後のチェンジングエリ
ア の 補 修 や 汚 染 に よ る シ ー ト 張 替 え 等 も 考 慮 し て ，表 5.1-2 の と お り と す る 。
なお，アクセスルートに応じてチェンジングエリアを設営するため，チェン
ジングエリア用資機材は南側アクセスルート又は北東側アクセスルートのチェンジングエリア設営に必要な最大数を保管する。

表 5.1-2

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所チェンジングエリア

名称

数 量 （ 6／ 7 号 炉 共 用 ）エ ア ー テ ン ト (南 側 ル ー ト )1式エ ア ー テ ン ト (北 東 側 ル ー ト )

1式

養生シート

3巻

バリア

4個

フェンス

28 枚

粘着マット

2枚

ヘルメット掛け

1式

ポリ袋

25 枚

テープ

5巻

ウエス

2箱

ウェットティッシュ

10 巻

はさみ

6個

マジック

2本

簡易シャワー

1台

簡易タンク

1台

トレイ

1個

バケツ

2個

可搬型空気浄化装置

3 台（予備 1 台）

乾電池内蔵型照明

7 台（予備 1 台）

61-9-5-9

根拠

チェンジングエリア設営に必要な数量(5) チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア の 運 用（出入管理，脱衣，汚染検査，除染，着衣，要員に汚染が確認された場合の対応，廃棄物管理，チェンジングエリアの維持管理）

a. 出 入 管 理
チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア は ，緊 急 時 対 策 所 の 外 側 が 放 射 性 物 質 に よ り 汚 染 し た
よ う な 状 況 下 に お い て ，緊 急 時 対 策 所 に 待 機 し て い た 要 員 が ，屋 外 で 作 業 を行 っ た 後 ，再 度 ，緊 急 時 対 策 所 に 入 室 す る 際 等 に 利 用 す る 。緊 急 時 対 策 所 外は ，放 射 性 物 質 に よ り 汚 染 し て い る お そ れ が あ る こ と か ら ，緊 急 時 対 策 所 外で活動する要員は防護具を着用し活動する。
チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア の レ イ ア ウ ト は 図 5.1-4,5 の と お り で あ り ，チ ェ ン ジ
ングエリアには下記の①から③のエリアを設けることで緊急時対策所内への放射性物質の持ち込みを防止する。

①

脱衣エリア
防護具を適切な順番で脱衣するエリア②

サーベイエリア
防護具を脱衣した要員の身体や物品のサーベイを行うエリア。汚染が確認されなければ緊急時対策所内へ移動する。

③

除染エリア
サーベイエリアにて汚染が確認された際に除染を行うエリア

61-9-5-10

b. 脱 衣チェンジングエリアにおける防護具の脱衣手順は以下のとおり。
・脱 衣 エ リ ア の 靴 脱 ぎ 場 で ，汚 染 区 域 用 靴 ，ヘ ル メ ッ ト ，ゴ ム 手 袋 外 側 ，
アノラック等を脱衣する。
・脱衣エリアで，不織布カバーオール，ゴム手袋内側，マスク，帽子，
靴下，綿手袋を脱衣する。
な お ，チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア で は ，保 安 班 員 が 要 員 の 脱 衣 状 況 を 適 宜 確 認 し ，指導，助言，防護具の脱衣の補助を行う。

c. 汚 染 検 査
チェンジングエリアにおける汚染検査手順は以下のとおり。
・脱衣後，サーベイエリアに移動する。
・サーベイエリアにて汚染検査を受ける。
・汚染基準を満足する場合は，緊急時対策所へ入室する。汚染基準を満足しない場合は，除染エリアに移動する。
な お ，保 安 班 員 で な く て も 汚 染 検 査 が で き る よ う に 汚 染 検 査 の 手 順 に つ いて図示等を行う。また，保安班員は汚染検査の状況について，適宜確認し，指導，助言をする。

d. 除 染チェンジングエリアにおける除染手順は以下のとおり。
・汚染検査にて汚染基準を満足しない場合は，除染エリアに移動する。
・汚染箇所をウェットティッシュで拭き取りする。
・再度汚染箇所について汚染検査する。
・汚 染 基 準 を 満 足 し な い 場 合 は ，簡 易 シ ャ ワ ー で 除 染 す る 。
（簡易シャワー で も 汚 染 基 準 を 満 足 し な い 場 合 は ，汚 染 箇 所 を 養 生 し ，再 度 除 染 が で
き る 施 設 へ 移 動 す る 。）

61-9-5-11

e. 着 衣防護具の着衣手順は以下のとおり。
・緊急時対策所内で，綿手袋，靴下，帽子，不織布カバーオール，マスク，ゴム手袋内側，ゴム手袋外側等を着衣する。
・チェンジングエリアの靴脱ぎ場で，ヘルメット，汚染区域用靴等を着用する。
保安班員は，要員の作業に応じて，アノラック等の着用を指示する。

f. 要 員 に 汚 染 が 確 認 さ れ た 場 合 の 対 応
サ ー ベ イ エ リ ア 内 で 要 員 の 汚 染 が 確 認 さ れ た 場 合 は ，サ ー ベ イ エ リ ア に 隣
接した除染エリアで要員の除染を行う。
要 員 の 除 染 に つ い て は ，ウ ェ ッ ト テ ィ ッ シ ュ で の 拭 き 取 り に よ る 除 染 を 基
本 と す る が ，拭 き 取 り に て 除 染 で き な い 場 合 も 想 定 し ，汚 染 箇 所 へ の 水 洗 によって除染が行えるよう簡易シャワーを設ける。
簡 易 シ ャ ワ ー で 発 生 し た 汚 染 水 は ，図 5.1-6 の と お り 必 要 に 応 じ て ウ エ ス
へ染み込ませる等により固体廃棄物として処理する。

図 5.1-6

除染及び汚染水処理イメージ図

61-9-5-12

g. 廃 棄 物 管 理
緊 急 時 対 策 所 外 で 活 動 し た 要 員 が 脱 衣 し た 防 護 具 に つ い て は ，チ ェ ン ジ ン
グエリア内に留め置くとチェンジングエリア内の線量当量率の上昇及び汚染 拡 大 へ つ な が る 要 因 と な る こ と か ら ，適 宜 屋 外 に 持 ち 出 し チ ェ ン ジ ン グ エ
リア内の線量当量率の上昇及び汚染拡大防止を図る。

h. チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア の 維 持 管 理
保 安 班 員 は ，チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア 内 の 表 面 汚 染 密 度 ，線 量 当 量 率 及 び 空 気
中 放 射 性 物 質 濃 度 を 定 期 的 （ 1 回 /日 以 上 ） に 測 定 し ， 放 射 性 物 質 の 異 常 な流入や拡大がないことを確認する。
プ ル ー ム 通 過 後 に チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア の 出 入 管 理 を 再 開 す る 際 に は ，表 面
汚 染 密 度 ，線 量 当 量 率 及 び 空 気 中 放 射 性 物 質 濃 度 の 測 定 を 実 施 し ，必 要 に 応
じ チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア の 除 染 を 実 施 す る 。な お ，測 定 及 び 除 染 を 行 っ た 要 員
は，脱衣エリアにて脱衣を行う。
た だ し ，5 号 炉 原 子 炉 建 屋 北 東 側 ア ク セ ス ル ー ト の チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア の
北 西 側 通 路 で 測 定 及 び 除 染 を 行 っ た 要 員 が ，北 東 側 の 脱 衣 エ リ ア ま で 移 動 でき な い 場 合 は ，北 西 側 通 路 近 傍 に 汚 染 拡 大 防 止 の た め の 簡 易 的 な エ リ ア を 区
画し，脱衣を行う。

61-9-5-13

(6) チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア に 係 る 補 足 事 項
a. 可 搬 型 空 気 浄 化 装 置
チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア に は ，更 な る 被 ば く 低 減 の た め ，可 搬 型 空 気 浄 化 装 置
を 設 置 す る 。可 搬 型 空 気 浄 化 装 置 は ，最 も 汚 染 が 拡 大 す る お そ れ の あ る 脱 衣
エ リ ア の 空 気 を 吸 い 込 み 浄 化 す る よ う 配 置 し ，脱 衣 エ リ ア を 換 気 す る こ と で ，
緊急時対策所外で活動した要員の脱衣による汚染拡大を防止する。
緊急時対策所内への汚染持込防止のため可搬型空気浄化装置で換気がで
き て い る こ と の 確 認 は ，チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア の エ ア ー テ ン ト 生 地 が し ぼ む 状態になっているかどうかを目視する等により確認する。
可搬型空気浄化装置は，脱衣エリアを換気できる風量とし，仕様等を図
5.1-7 に 示 す 。
な お ，緊 急 時 対 策 所 は プ ル ー ム 通 過 時 に は ，原 則 出 入 り し な い 運 用 と す る
こ と か ら ，チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア に つ い て も プ ル ー ム 通 過 時 は ，原 則 利 用 し な
い こ と と す る 。し た が っ て ，チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア 用 の 可 搬 型 空 気 浄 化 装 置 に
つ い て も プ ル ー ム 通 過 時 に は 運 用 し な い こ と か ら ，可 搬 型 空 気 浄 化 装 置 の フ
ィルタが高線量化することでの居住性への影響はない。
ただし，可搬型空気浄化装置は長期的に運用する可能性があることから，
フ ィ ル タ の 線 量 が 高 く な る こ と も 想 定 し ，本 体（ フ ィ ル タ 含 む ）の 予 備 を 1
台 設 け る 。な お ，交 換 し た フ ィ ル タ 等 は ，線 源 と な ら な い よ う チ ェ ン ジ ン グ
エリアから遠ざけて保管する。

○外形寸法： 縦 ３８０× 横 ３５０×高 １１００ｍｍ○風量： ９ｍ ３ ／ｍｉｎ （５４０ｍ ３ ／ｈ）○重量： ４３Ｋｇ○フィルタ： 微粒子フィルタ
よう素フィルタ
微粒子フィルタ
微粒子フィルタのろ材はガラス繊維であり，微粒子を含んだ空気がろ材を通過する際に，微粒子が捕集される。
よう 素フィルタ
よう素フィルタのろ材は，活性炭素繊維であり，よう 素を含んだ空気がフィル
タを通過する際に，よう 素が活性炭素繊維を通ることにより吸着・ 除去される。

図 5.1-7

可搬型空気浄化装置の仕様等

61-9-5-14

b. チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア の 設 営 状 況チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア は ，靴 脱 ぎ 場 及 び 脱 衣 エ リ ア の 空 間 を エ ア ー テ ン ト によ り 区 画 す る 。エ ア ー テ ン ト の 外 観 は 図 5.1-8 の と お り で あ り ，高 圧 ボ ン ベに よ り 約 3 分 間 送 風 す る こ と で ，展 張 す る こ と が 可 能 で あ る 。な お ，展 張 は
手動及びブロワによる送風も可能な設計とする。
チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア 内 面 は ，必 要 に 応 じ て 汚 染 の 除 去 の 容 易 さ の 観 点 か ら
養 生 シ ー ト を 貼 る こ と と し ，一 時 閉 鎖 と な る 時 間 を 短 縮 し て い る 。ま た ，エア ー テ ン ト に 損 傷 が 生 じ た 際 は ，速 や か に 補 修 が 行 え る よ う 補 修 用 の 資 機 材を準備する。

図 5.1-8

エアーテントの外観

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。

61-9-5-15

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。
c. チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア へ の 空 気 の 流 れ
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所チェンジングエリアは，一定の気密性が確保された 5 号炉原子炉建屋内に設置し，5 号炉原子炉建屋南側アクセスル
ー ト を 使 用 す る 場 合 は 図 5.1-9， 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 北 東 側 ア ク セ ス ル ー ト を使 用 す る 場 合 は 図 5.1-10 の よ う に ， 汚 染 の 区 分 ご と に エ リ ア を 区 画 し ， 汚染を管理する。
また，更なる被ばく低減のため，可搬型空気浄化装置を 2 台設置する。1
台はチェンジングエリア付近を循環運転することによりチェンジングエリ
ア 付 近 全 体 の 放 射 性 物 質 を 低 減 し ，も う 1 台 は ，脱 衣 を 行 う ホ ッ ト エ リ ア の
空 気 を 吸 い 込 み 浄 化 し ，チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア 内 に 図 5.1-9，10 の よ う に 空 気の流れをつくることで脱衣による汚染拡大を防止する。

図 5.1-95 号炉原子炉建屋内緊急時対策所チェンジングエリアの空気の流れ（5 号炉原子炉建屋南側アクセスルート）
61-9-5-16

図 5.1-10

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所チェンジングエリアの空気の流れ（5 号炉原子炉建屋北東側アクセスルート）

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。

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d. チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア で の ク ロ ス コ ン タ ミ 防 止 に つ い て
緊急時対策所に入室しようとする要員に付着した汚染が，他の要員に伝播することがないようサーベイエリアにおいて要員の汚染が確認された場合は，汚染箇所を養生するとともに，サーベイエリア内に汚染が移行していないことを確認する。
サーベイエリア内に汚染が確認された場合は，一時的にチェンジングエリ
アを閉鎖するが，速やかに養生シートを張り替える等により，要員の出入りに大きな影響は与えないようにする。ただし，緊急時対策所から緊急に現場に行く必要がある場合は，張り替え途中であっても，退室する要員は防護具を着用していることから，退室することは可能である。
また，緊急時対策所への入室の動線と退室の動線を分離することで，脱衣時の接触を防止する。なお，緊急時対策所から退室する要員は，防護具を着用 し て い る た め ，緊 急 時 対 策 所 に 入 室 し よ う と す る 要 員 と 接 触 し た と し て も ，
汚染が身体に付着することはない。
(7) 汚 染 の 管 理 基 準
表 5.1-3 の と お り ， 状 況 に 応 じ た 汚 染 の 管 理 基 準 に よ り 運 用 す る 。
た だ し ，サ ー ベ イ エ リ ア の バ ッ ク グ ラ ウ ン ド に 応 じ て ，表 5.1-3 の 管 理 基
準 で の 運 用 が 困 難 と な っ た 場 合 は ，バ ッ ク グ ラ ウ ン ド と 識 別 で き る 値 を 設 定する。

表 5.1-3
状況

汚染の管理基準

汚染の
管理基準

根拠等

状

屋 外 (発 電 所 構 内 全1,300cpm

法 令 に 定 め る 表 面 汚 染 密 度 限 度 (ア況般 )へ 少 量 の 放 射 性(4Bq/cm 2 )ルファ線を放出しない放射性同位①

物質が漏えい又は放元 素 の 表 面 汚 染 密 度 限 度 ) ：出されるような原子

40Bq/cm 2 の 1/10

力災害時
状

大規模プルームが放40,000cpm

原 子 力 災 害 対 策 指 針 に お け る OIL4

況

出されるような原子(120Bq/cm 2 )

に準拠

②

力災害時

13,000cpm

原 子 力 災 害 対 策 指 針 に お け る OIL4

(40Bq/cm 2 )【1 ヶ月後の値】に準拠

61-9-5-18

(8) 乾 電 池 内 蔵 型 照 明
チェンジングエリア設置場所付近の全照明が消灯した場合に乾電池内蔵型 照 明 を 使 用 す る 。乾 電 池 内 蔵 型 照 明 は ，脱 衣 ，汚 染 検 査 ，除 染 時 に 必 要 な
照 度 を 確 保 す る た め に 表 5.1-4 に 示 す 数 量 及 び 仕 様 と す る 。

表 5.1-4

チェンジングエリアの乾電池内蔵型照明
保管場所

数量

仕様

乾電池内蔵型照明
電 源 ： 乾 電 池 （ 単 一 × 3）
点 灯 可 能 時 間 ： 約 72時 間
5号 炉 原 子 炉 建 屋 内
緊急時対策所

7台（ 予 備 1 台 ）（消灯した場合，予備を点灯させ，乾電池交換を実施する。）(9) チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア の ス ペ ー ス に つ い て
緊 急 時 対 策 所 に お け る 現 場 作 業 を 行 う 要 員 は ，プ ル ー ム 通 過 直 後 に 作 業 を行 う こ と を 想 定 し て い る 要 員 数 14 名 を 考 慮 し ，同 時 に 14 名 の 要 員 が チ ェ ン
ジ ン グ エ リ ア 内 に 収 容 で き る 設 計 と す る 。 チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア に 同 時 に 14
名 の 要 員 が 来 た 場 合 ， 全 て の 要 員 が 緊 急 時 対 策 所 に 入 り き る ま で 約 30 分 で
あ り ， 全 て の 要 員 が 汚 染 し て い る 場 合 で も 約 56 分 で あ る こ と を 確 認 し て いる。
ま た ，仮 に 想 定 人 数 以 上 の 要 員 が 同 時 に チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア に 来 た 場 合 でも チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア は 建 屋 内 に 設 置 し て お り ，屋 外 で の 待 機 は な く 不 要 な
被ばくを防止可能である。

(10)保 安 班 の 緊 急 時 対 応 の ケ ー ス ス タ デ ィ ー
保安班は，チェンジングエリアの設営以外に，緊急時対策所の可搬型陽
圧 化 空 調 機 運 転 (50 分 )，可 搬 型 エ リ ア モ ニ タ の 設 置 (20 分 )，可 搬 型 モ ニ タ
リ ン グ ポ ス ト の 設 置 (最 大 420 分 )，可 搬 型 気 象 観 測 装 置 の 設 置 (90 分 )を 行
うことを想定している。これら対応項目の優先順位については，保安班長
が状況に応じ判断する。以下にタイムチャートの例を示す。なお，緊急時

61-9-5-19

対 策 所 の チ ェ ン ジ ン グ エ リ ア は ，北 東 側 ル ー ト を 設 営 し た 場 合 (90 分 )を 想定する。
例えば，平日昼間に事故が発生した場合（ケース①）には，すべての対応を並行して実施することになる。また，夜間・休祭日に事故が発生した
場 合 で ，10 条 発 生 直 後 か ら 周 辺 環 境 が 汚 染 し て し ま う よ う な 事 象 が 発 生 した場合（ケース②）は，原子力防災組織の要員の保安班 2 名で，チェンジ
ングエリアの設営を優先し，次に可搬型モニタリングポスト等の設置を行うことになる。

・ケース①（平日昼間の場合）

対応項目

0
参 参 事象発生集 集
前 後 参集済

要員

2 15

1

2

3

4

5

6

7

8

9

10

11

12

13

14

15

10条

状況把握（モニタリング・ポストなど）

保安班（現場） 2

可搬型陽圧化空調機の運転

保安班（現場） 2

可搬型エリアモニタの設置

保安班（現場） 2

5号炉緊急時対策所への移動

保安班（現場）15

可搬型モニタリングポストの設置

保安班（現場）2

可搬型気象観測装置の設置

保安班（現場）2

緊急時対策所チェンジングエリアの設営

保安班（現場）

2

10条発生後，参集要員でただちに設営開始

中央制御室チェンジングエリアの設営

保安班（現場）

2

10条発生後，参集要員でただちに設営開始

・ケース②（夜間・休祭日に大規模損壊事象が発生した場合）

対応項目

要員

0
参 参
事象発生
集 集
前 後
2 15

状況把握（モニタリング・ポストなど）

保安班（現場） 2

可搬型陽圧化空調機の運転

保安班（現場） 2

可搬型エリアモニタの設置

保安班（現場） 2

可搬型モニタリングポストの設置

保安班（現場） 2

可搬型気象観測装置の設置

保安班（現場） 2

緊急時対策所チェンジングエリアの設営

保安班（現場） 2

中央制御室チェンジングエリアの設営

保安班（現場） 2

1

2

3

4

5

6

7

8

9

10

11

12

13

要員参集

10条

※
※

※可搬型モニタリングポストの設置の前に，保安班長の判断によりチェンジングエリアの設営を優先。

61-9-5-20

14

15

5.2. 配備資機材等の数量等について
5.2-1 配備資機材等の数量等について（１）通信連絡設備の通信種別と配備台数，電源設備
a．5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（ケース 1）及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）（ケース 2）
通信種別
発電所内外

主要施設

配備
台数※2

固定電話機

15 台

非 常 用 高 圧 母 線，充 電 器 ，代 替 交 流 電
源設備※3

電力保安通信用電話設備※1

電源設備

PHS 端 末30 台

充電式電池（本体内蔵）

FAX

1台

非 常 用 高 圧 母 線 ，代 替 交 流 電 源 設 備 ※ 3

衛星電話設備（常設）9台

非 常 用 高 圧 母 線 ，代 替 交 流 電 源 設 備 ※ 3

衛星電話設備（可搬型）

15 台

充電式電池（本体内蔵）

1式

非 常 用 高 圧 母 線 ，代 替 交 流 電 源 設 備 ※ 3

ハンドセット2台

非常用高圧母線，充電器

スピーカー

2台

非常用高圧母線，充電器

無線連絡設備（常設）4台

非 常 用 高 圧 母 線 ，代 替 交 流 電 源 設 備 ※ 3

無線連絡設備（可搬型）

78 台

充電式電池（本体内蔵）

携帯型音声呼出電話機

2台

単 二 乾 電 池 4 本（ 連続 約 4 日 間 使 用 可
能）※4

1式

非 常 用 高 圧 母 線 ，代 替 交 流 電 源 設 備 ※ 3

IP-電 話 機 （ 地 上 系 ）4台

非 常 用 高 圧 母 線 ，代 替 交 流 電 源 設 備 ※ 3

IP-電 話 機 （ 衛 星 系 ）2台

非 常 用 高 圧 母 線 ，代 替 交 流 電 源 設 備 ※ 3

IP-FAX（ 地 上 系 ）1台

非 常 用 高 圧 母 線 ，代 替 交 流 電 源 設 備 ※ 3

IP-FAX（ 衛 星 系 ）1台

非 常 用 高 圧 母 線 ，代 替 交 流 電 源 設 備 ※ 37台

乾電池，手動発電

衛星電話設備テレビ会議

テレビ会議システム

システム(社 内 向 )

発電所内
送受話器

無線連絡設備携帯型音声呼出電話設備

テレビ会議システム

発電所外（ 衛 星 系・地 上 系 共 用 ）
統合原子力
防災ネット
ワークを用いた通信連絡設備

専用電話設備

専用電話設備（自治体他向）※1：局線加入電話設備に接続されており，発電所外への連絡も可能※2：予備を含む（今後，訓練等で見直しを行う）※3：5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備を指す※4：予備の乾電池を保有することで 7 日間以上継続しての通話が可能

61-9-5-21

（２）放射線防護資機材品名と配備数○防護具
配 備 数 （6／ 7 号 炉 共 用 ） ※ ７

品名

5 号炉原子炉建屋内

中央制御室

構 内 （ 参 考）

緊急時対策所
不織布カバーオール

1,890 着 ※ １

420 着 ※ ８

約 5,000 着

靴下

1,890 足 ※ １

420 足 ※ ８

約 5,000 足

帽子

1,890 着 ※ １

420 着 ※ ８

約 5,000 着

綿手袋

1,890 双 ※ １

420 双 ※ ８

約 5,000 双

ゴム手袋

3,780 双 ※ ２840 双 ※ ９

約 15,000 双

全面マスク

810 個 ※ ３

180 個 ※ 10

約 2,000 個

チャコールフィルタ

3,780 個 ※ ２840 個 ※ ９

約 5,000 個

アノラック

945 着 ※ ４

210 着 ※ 11

約 3,000 着

汚染区域用靴40 足 ※ ５

10 足 ※ 12

約 300 足タングステンベスト

14 着 ※ ６―

10 着

セ ル フ エ ア セ ッ ト ※ 13

4台

4台

約 100 台酸 素 呼 吸 器 ※ 14―

5台

約 20 台※ 1： 180 名 （ 1～ 7 号 炉 対 応 の 緊 急 時 対 策 要 員 164 名 ＋ 自 衛 消 防 隊 10 名 ＋ 余 裕 。 以 下 同 様 ） ×7 日 ×1.5 倍※ 2： ※ 1×2※ 3： 180 名 ×3 日 （ 除 染 に よ る 再 使 用 を 考 慮 ） ×1.5 倍※ 4： 180 名 ×7 日 ×1.5 倍 ×50%（ 年 間 降 水 日 数 を 考 慮 ）※ 5： 80 名 （ 1～ 7 号 炉 対 応 の 現 場 復 旧 班 要 員 65 名 ＋ 保 安 班 要 員 15 名 ） ×0.5（ 現 場 要 員 の 半 数 ）※ 6： 14 名 （ プ ル ー ム 通 過 時 現 場 復 旧 班 要 員 14 名 ）※ 7： 予 備 を 含 む （ 今 後 ， 訓 練 等 で 見 直 し を 行 う ）※ 8： 20 名 （ 6／ 7 号 炉 運 転 員 18 名 ＋ 余 裕 ） ×2 交 代 ×7 日 ×1.5 倍※ 9： ※ 8×2※ 10： 20 名 （ 6／ 7 号 炉 運 転 員 18 名 ＋ 余 裕 ） ×2 交 代 ×3 日 （ 除 染 に よ る 再 使 用 を 考 慮 ） ×1.5 倍※ 11： 20 名 （ 6／ 7 号 炉 運 転 員 18 名 ＋ 余 裕 ） ×2 交 代 ×7 日 ×1.5 倍 ×50％ （ 年 間 降 水 日 数 を 考 慮 ）※ 12： 20 名 （ 6／ 7 号 炉 運 転 員 18 名 ＋ 余 裕 ） ×0.5（ 現 場 要 員 の 半 数 ）※ 13： 初 期 対 応 用 3 台 +予 備 1 台※ 14： イ ン タ ー フ ェ イ ス シ ス テ ム LOCA 等 対 応 用 4 台 +予 備 1 台

・1.5 倍 の 妥 当 性 の 確 認 に つ い て【緊急時対策所】
初 動 態 勢 時 （ 1 日 目）， 1～ 7 号 炉 対 応 の 緊 急 時 対 策 要 員 数 は 164 名 ＋ 自 衛 消 防 隊 10 名で あ り ， 機
能 班 要 員 84 名 ，現 場 要 員 80 名 及 び 自 衛 消 防 隊 10 名 で 構 成 さ れ て い る 。こ の う ち ，本 部 要 員 は ，緊急 時 対 策 所 を 陽 圧 化 す る こ と に よ り ，防 護 具 類 を 着 用 す る 必 要 が な い が ，全 要 員 は 12 時 間 に 1 回 交
代 す る た め ， 2 回 の 交 代 分 を 考 慮 す る 。 ま た ， 現 場 要 員 80 名 は， 1 日 に 6 回 現 場 に 行 く こ と を 想 定
す る 。自 衛 消 防 隊 は 火 災 現 場 に は 消 防 服 で 出 向 し ，防 護 具 類 を 着 用 す る 必 要 が な い た め 考 慮 し な い 。
プ ル ー ム 通 過 以 降（2 日 目 以 降），1～7 号 炉 対 応 の 緊 急 時 対 策 要 員 数 は 71 名 で あ り ，機 能 班 要 員
54 名 ， 現 場 要 員 17 名 及 び 自 衛 消 防 隊 10 名 で 構 成さ れ て い る 。 こ の う ち ， 本 部 要 員 は ， 緊 急 時 対策 所 を 陽 圧 化 す る こ と に よ り ，防 護 具 類 を 着 用 す る 必 要 が な い が ，全 要 員 は 7 日 目 以 降 に 1 回 交 代
す る た め ，1 回 の 交 代 分 を 考 慮 す る 。 ま た， 現 場 要 員 は 1 日 に 6 回 現 場 に 行 く こ と を 想 定 す る 。 自61-9-5-22

衛消防隊は火災現場には消防服で出向し，防護具類を着用する必要がないため考慮しない。
174 名×2 交 代 ＋ 80 名×6 回 ＋71 名 ＋10 名 ＋ 17 名×6 回×6 日 ＝ 1,521 着 ＜1,890 着【中央制御室】
要 員 数 18 名 は ， 運 転 員 （ 中 操 ）7 名 と 運 転 員 （ 現 場 ）11 名 で 構 成 さ れ て い る 。 こ の う ち ， 運 転
員 （ 中 操 ） は ， 中 央 制 御 室 内 を 陽 圧 化 す る こ と に よ り ， 防 護 具 類 を 着 用 す る 必 要 が な い 。 た だ し，
運 転 員 は 2 交 代 を 考 慮 し ， 交 代 時 の 1 回 着 用 を 想 定 す る 。 ま た ， 運 転 員 （ 現 場 ） は ，1 日 に 1 回 現場に行くことを想定している。
18 名×1 回×2 交 代×7 日 ＋ 11 名×1 回×2 交 代 ×７ 日 ＝406 着 ＜ 420 着
上 記 想 定 に よ り ，重 大 事 故 等 発 生 時 に ，交 代 等 で 中 央 制 御 室 に 複 数 の 班 が い る 場 合 を 考 慮 し て も，
初動対応として十分な数量を確保している。

なお，いずれの場合も防護具類が不足する場合は，構内より適宜運搬することにより補充する。

○計測器（被ばく管理，汚染管理）
品名

配備台数 （6／7 号炉共 用） ※ ７
5 号炉原子炉建屋 内

中央制御 室緊急時対 策所
電子式線 量計

180 台 ※ １

70 台 ※ ２

ガラスバ ッチ

180 台 ※ １

70 台 ※ ２

GM 汚染サー ベイメ ータ

5 台※３

3 台※３

電離箱サ ーベイ メータ

8 台※４

2 台※４

可搬型エ リアモ ニタ

3 台※５

3 台※6

個人線量 計※１：180 名（1～7 号炉対応の緊 急時対 策要員 164 名＋自衛 消防隊 10 名 ＋余裕）
※２：18 名（6／7 号炉 運転員 18 名）＋46 名（ 引継班， 日勤班 ，作業管 理班）＋ 余裕※３：チ ェンジ ングエリ アにて使 用※４：現 場作業 時に使用
※５：緊 急時対 策所の居 住性（線 量率） を確認す るための 重大事 故等対処 設備として 2 台（予備 1 台）を緊 急時対 策所内に 保管す る。5 号炉原子炉 建屋内 緊急時対 対策所の 対策本部及 び待機 場所に 1 台ずつ設 置する 。
設置のタ イミン グは ，チ ェンジン グエリ ア設営判 断と同時（原 子力災 害対 策特別措 置
法第 10 条特定事象）※６：設置のタイミングは，チェンジングエリア設営判断と同時（原子力災害対策特別措置法第 10 条特定事象 ）※７：予 備を含 む（今後 ，訓練等 で見直 しを行う ）61-9-5-23

（３）原子力災害対策活動で使用する資料
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所に以下の資料を配備する。
資料

１．発電所周辺地図①

発電所周辺地域地図（1/25,000）②

発電所周辺地域地図（1/50,000）

２．発電所周辺航空写真パネル
３．発電所気象観測データ①

統計処理データ②

毎時観測データ

４．発電所周辺環境モニタリング関連データ①

空間線量モニタリング設備配置図②

環境試料サンプリング位置図③

環境モニタリング測定データ

５．発電所周辺人口関連データ①

方位別人口分布図②

集落の人口分布図③

市町村人口表６．主要系統模式図（各号炉）
７．原子炉設置（変更）許可申請書（各号炉）
８．系統図及びプラント配置図
①

系統図

②

プラント配置図

９．プラント関係プロセス及び放射線計測配置図（各号炉）
10．プラント主要設備概要（各号炉）
11．原子炉安全保護系ロジック一覧表（各号炉）
12．規定類①

原子力施設保安規定②

原子力事業者防災業務計画

13．事故時操作基準

61-9-5-24

名

（４）その他資機材等
a.

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所
名称

酸素濃度計

仕様等
・測定範囲：0～100％

容量
2 台※1

・測定精度：±0.5％(0～25.0％)±3.0％(25.1％以上)
・電源：単 3 形乾電池 4 本

・検知原理：ガルバニ電池式
・管理目標：18％以上（酸素欠乏症防止規則を準拠）
二酸化炭素濃度計

・測定範囲：0～10,000ppm

2 台※1

・測定精度：±3％FS・電源：単 3 形乾電池 4 本

・検知原理：非分散形赤外線式（NDIR）
・管理目標：0.5％以下（事務所衛生基準規則を準拠）
一般テレビ（回線，機器）
社内パソコン（回線，機器）
飲食料

報道や気象情報等を入手するため，一般テレビ（回線，機器）を配備する。

1式

社内情報共有必要な資料・書類等を作成するため，
社 内 用 パ ソ コ ン を 配 備 す る と も に ,必 要 な イ ン フ ラ（社内回線）を整備する。

1式

プルーム通過中に 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所から退出する必要がないように，余裕数を見込んで
１日分以上の食料及び飲料水を待避室内に保管する。

3,780 食 ※ 2
2,520 本 ※ 3(1.5 ﾘｯﾄﾙ)

残りの数量については，5 号炉原子炉建屋に保管することで，必要に応じて取りに行くことが可能であ
る。
簡易トイレ

プルーム通過中に緊急時対策所から退出する必要がないよう，また，本設のトイレが使用できない場合に備え，簡易トイレを配備する。

1式

ヨウ素剤

初日に 2 錠，二日目以降は 1 錠／一日服用する。

1,440 錠 ※ 4※1：予備を 含む。
※2：180 名（1～7 号炉 対応の緊 急時対 策要員 164 名＋自衛 消防隊 10 名＋余裕）×7 日
×3 食※3：180 名（1～7 号炉 対応の緊 急時対 策要員 164 名＋自衛 消防隊 10 名＋余裕）×7 日
×2 本(1.5 ﾘｯﾄﾙ／本)※4：180 名（1～7 号炉対 応の緊急 時対策 要員 164 名＋自衛 消防隊 10 名＋ 余裕）× （初日 2 錠＋2 日目以降 1 錠 ／1 日×6 日）

61-9-5-25

5.3 通信連絡設備の必要な容量及びデータ回線容量について（１）5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の通信連絡設備の必要な容量について
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所に配備している通信連絡設備の容量及び事故時に想定される必要な容量は表 5.3-1 の通りである。
表 5.3-1 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の通信連絡設備の必要容量
通信種別

数量※２

主要設備

発電所内外
固定電話機

最低必要

15 台

本部 2 台，計画班 2 台，（回線）

保安班 2 台，号機班 6 台，
25 台

電力保安通信用
電話設備

※１

30 台

PHS 端末（回線）

復旧班 4 台，通報班 2 台，
立地・広報班 2 台，
資材班 2 台，総務班 3 台

（回線）

FAX

最低必要数量※３の根拠

数量※３

1台

1台

（回線）

（回線）

［社内外連絡用］
号機班 3 台衛星電話設備衛星電話設備（常設）9台

5台(6,7 号炉中央制御室連絡用 2 台，停止号炉中央制御室連絡用 1 台），
通報班 1 台，共用 1 台

衛星電話設備（可搬型）

発電所内

19 台

3台

1式

［1 式］

ハンドセット

2台

［1 台］

スピーカー

2台

［1 台］

無線連絡設備（常設）4台

4台

復旧班現場連絡用 4 台

無線連絡設備（可搬型）

80 台

18 台

現場連絡用 18 台

携帯型音声呼出電話機

4台

4台

中継ドラム

2台

2台

1式

1式

テレビ会議

テレビ会議システム

システム

（社内向）

送受話器

無線連絡設備携帯型音声呼出
電話設備

発電所外

テレビ会議システム
統 合 原 子 力 （衛星系・有線系 共用）
防災ネット

IP-電話機（有線系）

4台

［2 台］

ワークを用

IP-電話機（衛星系）

2台

2台

いた通信連

IP-FAX（有線系）

1台

［1 台］

IP-FAX（衛星系）

1台

1台

7台

－

絡設備

専用電話設備（自治体他向）共用（モニタリングカー等）［社内会議用］［所内連絡用］

対策本部 2 台
待機場所 2 台
対策本部-待機場所間の通信連絡用 1
台
社内外会議用［政府関係者用 1 台，当社用 1 台］
政府関係者用 1 台，当社用 1 台［発電所内外連絡用
発電所内外連絡用

共用］
共用

他の発電所外用通信連絡設備にて代用が可能※１：局線加入電話設備に接続されており，発電所外への連絡も可能※２：予備を含む（今後，訓練等で見直しを行う）※３：今後，訓練等で見直しを行う。［
十分な容量を記載している。

］内は設計基準事故対処設備であり，参考として多様性も考慮した

61-9-5-26

（３）事故時に必要なデータ伝送に関する必要回線容量について
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所には，発電所外用として緊急時対策支援システム（ERSS）
へ必要なデータを伝送できる設備を配備し，専用であって多様性を確保した統合原子力防災ネットワークに接続しており，表 5.3-2 のように事故時に必要なデータ（必要回線容量）を伝送できる回線容量を有している。
表 5.3-2 事故時に必要なデータ伝送に関する必要回線容量について

通信回線種別

回線容量

必要回線容量

データ伝送

通信連絡

（緊急時対策支援（統合原子力防災ネットワーク

システム伝送装置）
有線系
統合原子力

回線

5Mbps

1.3Mbps6kbps（1～7 号炉分）

を用いた通信連絡設備）
1.3Mbps（テレビ会議システム，IP-電話機，
IP-FAX）

防災ネット
ワーク

衛星系
回線

384kbps

248kbps6kbps（１～7 号炉分）

61-9-5-27

242kbps（テレビ会議システム，IP-電話機，
IP-FAX）

5.4

SPDS の デ ー タ 伝 送 概 要 と パ ラ メ ー タ に つ い て
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所に設置する緊急時対策支援システム伝送装置は，6 号炉及び 7 号炉のコントロール建屋に設置するデータ伝送装
置 か ら デ ー タ を 収 集 し ， SPDS 表 示 装 置 に て 確 認 で き る 設 計 と す る 。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所に設置する緊急時対策支援システム伝送 装 置 に 入 力 さ れ る パ ラ メ ー タ （ SPDS パ ラ メ ー タ ） は ， 5 号 炉 原 子 炉 建 屋
内緊急時対策所において，データを確認することができる。
通常のデータ伝送ラインである有線系回線が使用できない場合，5 号炉
原子炉建屋内緊急時対策所に設置する緊急時対策支援システム伝送装置は，
主 な ERSS 伝 送 パ ラ メ ー タ ※ を バ ッ ク ア ッ プ 伝 送 ラ イ ン で あ る 無 線 系 回 線 により 6 号炉及び 7 号炉のコントロール建屋に設置するデータ伝送装置から
デ ー タ を 収 集 し ， SPDS 表 示 装 置 に て 確 認 で き る 設 計 と す る 。
各パラメータは，緊急時対策支援システム伝送装置に 2 週間分（1 分周期 ） の デ ー タ が 保 存 さ れ ， SPDS 表 示 装 置 に て 過 去 デ ー タ （ 2 週 間 分 ） が 確
認できる設計とする。
※ 一 部 の「 環 境 の 情 報 確 認 」に 関 す る パ ラ メ ー タ は ，バ ッ ク ア ッ プ 伝 送 ラ イ ン を 経 由 せ ず ，SPDS
表示装置で確認できる。

SPDS パ ラ メ ー タ に つ い て は ，緊 急 時 対 策 所 に お い て 必 要 な 指 示 を 行 う ことが出来るよう，プラント・系統全体の安定・変化傾向を把握し，それによって事故の様相の把握とその復旧方策，代替措置の計画・立案・指揮・助言を行うために必要な情報を選定する。すなわち，以下に示す対応活動が可能となるように必要なパラメータが表示・把握できる設計とする。
① 各 号 炉 の 中 央 制 御 室（ 運 転 員 ）を 支 援 す る 観 点 か ら「 炉 心 反 応 度 の 状
態 」，「 炉 心 冷 却 の 状 態 」，「 格 納 容 器 の 状 態 」，「 放 射 能 隔 離 の 状 態 」，
「 非 常 用 炉 心 冷 却 系 （ Ｅ Ｃ Ｃ Ｓ ） の 状 態 等 」 の 確 認 に 加 え ，「 使 用 済
み燃料プールの状態」の把握，並びに「環境の情報」の把握。
② 上 記 ① を 元 に し た 設 備・系 統 の 機 能 が 維 持 で き て い る か ，性 能 を 発 揮できているか等プラント状況・挙動の把握。
上記①②が可能となるパラメータを確認することで，中央制御室でのバルブ開閉等の操作の結果として予測されるプラント状況・挙動との比較を行うことができ，前述の計画・立案・指揮・助言を行うことができること
61-9-5-28

か ら ，弁 の 開 閉 状 態 等 に つ い て は 一 部 を 除 き SPDS パ ラ メ ー タ と し て 選 定 しない。弁の開閉状態等についての情報が必要な場合には，通信連絡設備を用いて中央制御室（運転員）に確認する。
（ 例：中 央 制 御 室 に て 低 圧 代 替 注 水 操 作 を 行 っ た 場 合 ，緊 急 時 対 策 所 に お いて は ，原 子 炉 水 位・復 水 補 給 水 系 流 量（ 原 子 炉 圧 力 容 器 ）を 確 認 す る
こ と で 操 作 成 功 時 の 予 測 と の 比 較 を 行 う こ と が で き る 。）

バックアップ伝送ラインでは，これらパラメータ以外にも，「水素爆発による格納容器の破損防止」「 水 素 爆 発 に よ る 原 子 炉 建 屋 の 損 傷 防 止 」に 必
要なパラメータ（バックアップ対象パラメータ）を収集し，緊急時対策所に 設 置 す る SPDS 表 示 装 置 に お い て 確 認 で き る 設 計 と す る 。
SPDS 表 示 装 置 で 確 認 で き る パ ラ メ ー タ（ 6 号 炉 ，7 号 炉 ）を 表 5.4-1,5.4-2に 示 す 。ま た ，表 5.4-3 に 設 置 許 可 基 準 規 則 第 58 条 に お け る 計 装 設 備 と バ
ックアップ対象パラメータの整理を示す。
な お ，ERSS 伝 送 パ ラ メ ー タ 以 外 の バ ッ ク ア ッ プ 対 象 パ ラ メ ー タ に つ い ては，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所に設置する衛星電話設備，統合原子力 防 災 ネ ッ ト ワ ー ク を 用 い た 通 信 連 絡 設 備 （ テ レ ビ 会 議 シ ス テ ム ， IP－ 電
話 機 ，IP－ FAX）を 使 用 し 国 等 の 関 係 各 所 と 情 報 共 有 す る こ と は 可 能 で あ る 。

61-9-5-29

屋外監視カメラ（津波監視含む）

無線

６号炉
コントロール建屋※１

免震重要棟
事務本館

(c)

緊急時対策支援システム伝送装置※6

(a)

光ファイバ
通信伝送装置

ERSS
第一データセンター※２（原子力規制庁）

通信事業者回線（統合原子力防災
ネットワーク）
（有線系）

光ファイバ
通信伝送装置※３
光ファイバ
通信伝送装置国

通信事業者回線（統合原子力防災
ネットワーク）（衛星系）

柏崎刈羽原子力発電所

光ファイバ
通信伝送装置※３光ファイバ※7
通信伝送装置
通信伝送装置※５

ERSS
第二データセンター※２（原子力規制庁）

光ファイバ
通信伝送装置(2回線)

可搬型モニタ 可搬型気象
リングポスト 観測装置

(d)

マイクロ波
※7
無線装置
無線装置※５(e)

電力保安通信用回線（有線系・無線系） ５
※

有線

(b)
データ
伝送装置

プロセス
計算機

５号炉原子炉建屋内緊急時対策所

(e)

※４

本社
衛星無線
通信装置

光ファイバ
※7
通信伝送装置
通信伝送装置※５

※５

SPDS
表示装置

中央制御室等 制御盤

マイクロ波
※7
無線装置
無線装置※５

衛星無線通信装置※３

衛星無線
通信装置

光ファイバ
通信伝送装置

緊急時対策支援システム伝送装置※6

光ファイバ
通信伝送装置※３(c)(b)

通信事業者回線（衛星無線通信回線）（衛星系）

1～4号炉建屋

(a)

SPDS
表示装置

［凡例］

(d)

： 有線系
： 無線又は衛星系： 通常伝送ライン： バックアップ伝送ライン※１：７号炉も同様※１:７号炉も同様※５：屋外監視カメラ監視装置（有線又は無線系による伝送）※２：国の緊急時対策支援システム。
※６：免震重要棟の緊急時対策支援システム伝送装置から本社経由で第二データセンターへ，※２：国の緊急時対策支援システム。
※３：通信事業者所掌の統合原子力防災ネットワークを超えた範囲から国所掌のERSSとなる。
５号炉原子炉建屋の緊急時対策支援システム伝送装置から第一データセンターへ伝送する。
※３：通信事業者所掌の統合原子力防災ネットワークを超えた範囲から国所掌のERSSとなる。
※４：免震重要棟の緊急時対策支援システム伝送装置から本社経由で第二データセンターへ，５号炉原子炉建屋の緊急時対策支援システム伝送装置から第一データセンターへ伝送する。
※７：電力保安通信用回線及び回線に接続される装置は，一般送配電事業会社所掌となる。
※４：可搬型モニタリングポスト等データ表示装置※５：電力保安通信用回線及び回線に接続される装置は，一般送配電事業会社所掌となる。

図 5.4-1

必 要 な 情 報 を 把 握 で き る 設 備（ 安 全 パ ラ メ ー タ 表 示 シ ス テ ム (SPDS)）等のデータ伝送概要

61-9-5-30

表 5.4-1

SPDS 表 示 装 置 で 確 認 で き る パ ラ メ ー タ

6 号 炉 （ 1／ 9）

SPDS
パラメータ

ERSS 伝 送
パラメータ

バック
アップ対象
パラメータ

ＡＰＲＭ平均値○○○

ＡＰＲＭ（Ａ）○－○

ＡＰＲＭ（Ｂ）○－○

ＡＰＲＭ（Ｃ）○－○

ＡＰＲＭ（Ｄ）

○

－

○

目的

対象パラメータ

ＳＲＮＭ（Ａ）

対数計数率出力

○

○

○

ＳＲＮＭ

（Ｂ）

対数計数率出力

○

○

○

ＳＲＮＭ

（Ｃ）

対数計数率出力

○

○

○

ＳＲＮＭ

（Ｄ）

対数計数率出力

○

○

○

ＳＲＮＭ

（Ｅ）

対数計数率出力

○

○

○

ＳＲＮＭ

（Ｆ）

対数計数率出力

○

○

○

ＳＲＮＭ

（Ｇ）

対数計数率出力

○

○

○

ＳＲＮＭ

（Ｈ）

対数計数率出力

○

○

○

ＳＲＮＭ

（Ｊ）

対数計数率出力

○

○

○

ＳＲＮＭ

（Ｌ）

対数計数率出力

○

○

○

ＳＲＮＭ

（Ａ）

計数率高高

○

○

○

ＳＲＮＭ

（Ｂ）

計数率高高

○

○

○

ＳＲＮＭ

（Ｃ）

計数率高高

○

○

○

ＳＲＮＭ

（Ｄ）

計数率高高

○

○

○

ＳＲＮＭ

（Ｅ）

計数率高高

○

○

○

ＳＲＮＭ

（Ｆ）

計数率高高

○

○

○

ＳＲＮＭ

（Ｇ）

計数率高高

○

○

○

ＳＲＮＭ

（Ｈ）

計数率高高

○

○

○

ＳＲＮＭ

（Ｊ）

計数率高高

○

○

○

ＳＲＮＭ

（Ｌ）

計数率高高

○

○

○

○

○

○

原子炉圧力（Ａ）○－○

原子炉圧力（Ｂ）○－○

原子炉圧力（Ｃ）○－○

原子炉圧力（ＳＡ）○－○

原子炉水位（広帯域）ＰＢＶ

○

○

○

原子炉水位（広帯域）（Ａ）

○

－

○

炉心冷却の

原子炉水位（広帯域）（Ｃ）

○

－

○

状態確認

原子炉水位（広帯域）（Ｆ）

○

－

○

原子炉水位（燃料域）ＰＢＶ

○

○

○

原子炉水位（燃料域）（Ａ）

○

－

○

原子炉水位（燃料域）（Ｂ）

○

－

○

原 子 炉 水 位 （ Ｓ Ａ ）（ ワ イ ド ）

○

－

○

原 子 炉 水 位 （ Ｓ Ａ ）（ ナ ロ ー ）

○

－

○

炉水温度

ＰＢＶ

○

○

○

逃し安全弁

開

○

○

○

炉心反応度
の状態確認

原子炉圧力

（広帯域）（ＢＶ）

61-9-5-31

6 号 炉 （ 2／ 9）
SPDS
パラメータ

ERSS 伝 送
パラメータ

バック
アップ対象
パラメータ

ＨＰＣＦ（Ｂ）系統流量

○

○

○

ＨＰＣＦ（Ｃ）系統流量

○

○

○

ＲＣＩＣ系統流量○○○

高圧代替注水系系統流量

○

－

○

ＲＨＲ（Ａ）系統流量

○

○

○

ＲＨＲ（Ｂ）系統流量

○

○

○

ＲＨＲ（Ｃ）系統流量

○

○

○

残留熱除去系熱交換器（Ａ）入口温度

○

－

○

残留熱除去系熱交換器（Ｂ）入口温度

○

－

○

残留熱除去系熱交換器（Ｃ）入口温度

○

－

○

残留熱除去系熱交換器（Ａ）出口温度

○

－

○

残留熱除去系熱交換器（Ｂ）出口温度

○

－

○

残留熱除去系熱交換器（Ｃ）出口温度

○

－

○

残留熱除去系熱交換器（Ａ）入口冷却水流量

○

－

○

残留熱除去系熱交換器（Ｂ）入口冷却水流量

○

－

○

残留熱除去系熱交換器（Ｃ）入口冷却水流量

○

－

○

原子炉補機冷却水系（Ａ）系統流量

○

－

○

原子炉補機冷却水系（Ｂ）系統流量

○

－

○

原子炉補機冷却水系（Ｃ）系統流量

○

－

○

６．９ｋＶ

６Ａ１母線電圧

○

○

○

６．９ｋＶ

６Ａ２母線電圧

○

○

○

６．９ｋＶ

６Ｂ１母線電圧

○

○

○

６．９ｋＶ

６Ｂ２母線電圧

○

○

○

６．９ｋＶ

６ＳＡ１母線電圧

○

○

○

６．９ｋＶ

６ＳＡ２母線電圧

○

○

○

６．９ｋＶ

６ＳＢ１母線電圧

○

○

○

６．９ｋＶ

６ＳＢ２母線電圧

○

○

○

６．９ｋＶ

６Ｃ母線電圧

○

○

○

６．９ｋＶ

６Ｄ母線電圧

○

○

○

６．９ｋＶ

６Ｅ母線電圧

○

○

○

目的

炉心冷却の
状態確認

対象パラメータ

Ｄ／Ｇ

６Ａ

遮断器

投入

○

○

○

Ｄ／Ｇ

６Ｂ

遮断器

投入

○

○

○

Ｄ／Ｇ

６Ｃ

遮断器

投入

○

○

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

原子炉圧力容器温度（原子炉圧力容器下鏡上部温度）
復水補給水系流量（原子炉圧力容器）（ＲＰＶ注水流量）
復水貯蔵槽水位（ＳＡ）

61-9-5-32

6 号 炉 （ 3／ 9）
SPDS
パラメータ

ERSS 伝 送
パラメータ

バック
アップ対象
パラメータ

ＣＡＭＳ（Ａ）Ｄ／Ｗ放射能

○

○

○

ＣＡＭＳ（Ｂ）Ｄ／Ｗ放射能

○

○

○

ＣＡＭＳ（Ａ）Ｓ／Ｃ放射能

○

○

○

ＣＡＭＳ（Ｂ）Ｓ／Ｃ放射能

○

○

○

ドライウェル圧力（広帯域）（最大）

○

○

○

格納容器内圧力（Ｄ／Ｗ）

○

－

○

サプレッションチェンバ圧力（最大）

○

○

○

格納容器内圧力（Ｓ／Ｃ）

○

－

○

ＲＰＶベロシール部周辺温度（最大）

○

○

○

サプレッションプール水位

○

○

○

目的

対象パラメータ

ＢＶ

サプレッション・チェンバ・プール水位

○

－

○

サプレッション・チェンバ気体温度

○

－

○

Ｓ／Ｐ水温度（最大）

○

○

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

サプレッション・チェンバ・プール水温度（中間上部）
サプレッション・チェンバ・プール水温度（中間下部）
サプレッション・チェンバ・プール水温度
（下部）
格納容器内
の状態確認

ＣＡＭＳ（Ａ）

水素濃度

○

○

○

ＣＡＭＳ（Ｂ）

水素濃度

○

○

○

格納容器内水素濃度（ＳＡ）（Ｄ／Ｗ）

○

－

○

格納容器内水素濃度（ＳＡ）（Ｓ／Ｃ）

○

－

○

ＣＡＭＳ（Ａ）

酸素濃度

○

○

○

ＣＡＭＳ（Ｂ）

酸素濃度

○

○

○

ＣＡＭＳ（Ａ）サンプル切替（Ｄ／Ｗ）

○

○

○

ＣＡＭＳ（Ｂ）サンプル切替（Ｄ／Ｗ）

○

○

○

ＲＨＲ（Ａ）系統流量

○

○

○

ＲＨＲ（Ｂ）系統流量

○

○

○

ＲＨＲ（Ｃ）系統流量

○

○

○

ＲＨＲ格納容器冷却ライン隔離弁Ｂ 全閉以外

○

○

○

ＲＨＲ格納容器冷却ライン隔離弁Ｃ 全閉以外

○

○

○

残留熱除去系ポンプ（Ａ）吐出圧力

○

－

○

残留熱除去系ポンプ（Ｂ）吐出圧力

○

－

○

残留熱除去系ポンプ（Ｃ）吐出圧力

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

ド ラ イ ウ ェ ル 雰 囲 気 温 度 (上 部 ド ラ イ ウ ェ ル フ
ランジ部雰囲気温度）
ド ラ イ ウ ェ ル 雰 囲 気 温 度 (下 部 ド ラ イ ウ ェ ル リ
ターンライン上部雰囲気温度）
復水補給水系流量（原子炉格納容器）(ド ラ イ ウ ェ ル 注 水 流 量 ）

61-9-5-33

6 号 炉 （ 4／ 9）
SPDS
パラメータ

ERSS 伝 送
パラメータ

バック
アップ対象
パラメータ

復水移送ポンプ（Ａ）吐出圧力

○

－

○

復水移送ポンプ（Ｂ）吐出圧力

○

－

○

復水移送ポンプ（Ｃ）吐出圧力

○

－

○

復水補給水系温度（代替循環冷却）

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

排気筒排気放射能（ＩＣ）（最大）

○

○

○

排気筒排気（ＳＣＩＮ）放射能（Ａ）

○

○

○

排気筒排気（ＳＣＩＮ）放射能（Ｂ）

○

○

○

主蒸気管放射能高（スクラム）区分（１）

○

○

○

主蒸気管放射能高（スクラム）区分（２）

○

○

○

主蒸気管放射能高（スクラム）区分（３）

○

○

○

主蒸気管放射能高（スクラム）区分（４）

○

○

○

ＰＣＩＳ隔離

内側

○

○

○

ＰＣＩＳ隔離

外側

○

○

○

○

○

○

目的

対象パラメータ

格納容器下部水位
格納容器内(ペ デ ス タ ル 水 位 高 （ 3m )）の状態確認

格納容器下部水位(ペ デ ス タ ル 水 位 高 （ 2m )）格納容器下部水位(ペ デ ス タ ル 水 位 高 （ 1m )）復水補給水系流量（原子炉格納容器）(ペ デ ス タ ル 注 水 流 量 ）

放射能隔離
の状態確認

ＭＳＩＶ（内側）

閉

主蒸気内側隔離弁（Ａ）

全閉以外

○

○

○

主蒸気内側隔離弁（Ｂ）

全閉以外

○

○

○

主蒸気内側隔離弁（Ｃ）

全閉以外

○

○

○

主蒸気内側隔離弁（Ｄ）

全閉以外

○

○

○

○

○

○

ＭＳＩＶ（外側）

閉

主蒸気外側隔離弁（Ａ）

全閉以外

○

○

○

主蒸気外側隔離弁（Ｂ）

全閉以外

○

○

○

主蒸気外側隔離弁（Ｃ）

全閉以外

○

○

○

主蒸気外側隔離弁（Ｄ）

全閉以外

○

○

○

ＳＧＴＳ

（Ａ）

作動（１系）

○

○

○

ＳＧＴＳ

（Ｂ）

作動（１系）

○

○

○

環境の情報

ＳＧＴＳ排ガス放射能（ＩＣ）（最大）

○

○

○

確認

ＳＧＴＳ排ガス（ＳＣＩＮ）放射能（Ａ）

○

○

○

ＳＧＴＳ排ガス（ＳＣＩＮ）放射能（Ｂ）

○

○

○

６号機

○

○

－※

海水モニタ（指数タイプ）※

バ ッ ク ア ッ プ 伝 送 ラ イ ン を 経 由 せ ず 、 SP DS 表 示 装 置 に て 確 認 で き る 。

61-9-5-34

6 号 炉 （ 5／ 9）
目的

対象パラメータ

SPDS
パラメータ

ERSS 伝 送
パラメータ

バック
アップ対象
パラメータ

モニタリングポストＮｏ．１

高線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．２

高線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．３

高線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．４

高線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．５

高線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．６

高線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．７

高線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．８

高線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．９

高線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．１

低線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．２

低線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．３

低線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．４

低線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．５

低線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．６

低線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．７

低線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．８

低線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．９

低線量率

○

○

－※

風向２０ｍ

○

○

－※

環境の情報

風向８５ｍ

○

○

－※

確認

風向１６０ｍ

○

○

－※

風速２０ｍ

○

○

－※

風速８５ｍ

○

○

－※

風速１６０ｍ

○

○

－※

大気安定度

○

○

－※

可 搬 型 モ ニ タ リ ン グ ポ ス ト Ｎ ｏ ．１ 高 線 量 率

○

－

－※

可 搬 型 モ ニ タ リ ン グ ポ ス ト Ｎ ｏ ．２ 高 線 量 率

○

－

－※

可 搬 型 モ ニ タ リ ン グ ポ ス ト Ｎ ｏ ．３ 高 線 量 率

○

－

－※

可 搬 型 モ ニ タ リ ン グ ポ ス ト Ｎ ｏ ．４ 高 線 量 率

○

－

－※

可 搬 型 モ ニ タ リ ン グ ポ ス ト Ｎ ｏ ．５ 高 線 量 率

○

－

－※

可 搬 型 モ ニ タ リ ン グ ポ ス ト Ｎ ｏ ．６ 高 線 量 率

○

－

－※

可 搬 型 モ ニ タ リ ン グ ポ ス ト Ｎ ｏ ．７ 高 線 量 率

○

－

－※

可 搬 型 モ ニ タ リ ン グ ポ ス ト Ｎ ｏ ．８ 高 線 量 率

○

－

－※

可 搬 型 モ ニ タ リ ン グ ポ ス ト Ｎ ｏ ．９ 高 線 量 率

○

－

－※

可 搬 型 モ ニ タ リ ン グ ポ ス ト Ｎ ｏ ．１ 低 線 量 率

○

－

－※

可 搬 型 モ ニ タ リ ン グ ポ ス ト Ｎ ｏ ．２ 低 線 量 率

○

－

－※

可 搬 型 モ ニ タ リ ン グ ポ ス ト Ｎ ｏ ．３ 低 線 量 率

○

－

－※

可 搬 型 モ ニ タ リ ン グ ポ ス ト Ｎ ｏ ．４ 低 線 量 率

○

－

－※

可 搬 型 モ ニ タ リ ン グ ポ ス ト Ｎ ｏ ．５ 低 線 量 率

○

－

－※

可 搬 型 モ ニ タ リ ン グ ポ ス ト Ｎ ｏ ．６ 低 線 量 率

○

－

－※

※

バ ッ ク ア ッ プ 伝 送 ラ イ ン を 経 由 せ ず 、 SP DS 表 示 装 置 に て 確 認 で き る 。

61-9-5-35

6 号 炉 （ 6／ 9）
可 搬 型 モ ニ タ リ ン グ ポ ス ト Ｎ ｏ ．７ 低 線 量 率

○

－

－※

可 搬 型 モ ニ タ リ ン グ ポ ス ト Ｎ ｏ ．８ 低 線 量 率

○

－

－※

環境の情報

可 搬 型 モ ニ タ リ ン グ ポ ス ト Ｎ ｏ ．９ 低 線 量 率

○

－

－※

確認

風向（可搬型）○－－※

風速（可搬型）○－－※

大気安定度（可搬型）

○

－

－※

ＡＤＳ

Ａ

作動

○

○

○

ＡＤＳ

Ｂ

作動

○

○

○

○

○

○

ＲＣＩＣ

作動

ＨＰＣＦポンプ（Ｂ）

起動

○

○

○

ＨＰＣＦポンプ（Ｃ）

起動

○

○

○

非常用炉心冷ＲＨＲポンプ（Ａ）

起動

○

○

○

却系（ＥＣＣ

ＲＨＲポンプ（Ｂ）

起動

○

○

○

Ｓ）の状態等

ＲＨＲポンプ（Ｃ）

起動

○

○

○

ＲＨＲ注入弁（Ａ）全閉以外

○

○

○

ＲＨＲ注入弁（Ｂ）全閉以外

○

○

○

ＲＨＲ注入弁（Ｃ）全閉以外

○

○

○

全制御棒全挿入

○

○

○

総給水流量

○

○

○

※

バ ッ ク ア ッ プ 伝 送 ラ イ ン を 経 由 せ ず 、 SP DS 表 示 装 置 に て 確 認 で き る 。

61-9-5-36

6 号 炉 （ 7／ 9）
目的

対象パラメータ

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル エ リ ア 雰 囲 気 温 度 ）

SPDS
パラメータ

ERSS 伝 送
パラメータ

バック
アップ対象
パラメータ

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度(燃 料 ラ ッ ク 上 端 +6 000m m))
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度(燃 料 ラ ッ ク 上 端 +5 000m m))
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度(燃 料 ラ ッ ク 上 端 +4 000m m))
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度
使用済燃料
プールの状
態確認

(燃 料 ラ ッ ク 上 端 +3 000m m))
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度(燃 料 ラ ッ ク 上 端 +2 000m m))
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度(燃 料 ラ ッ ク 上 端 +1 000m m))
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度(燃 料 ラ ッ ク 上 端 ))使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度(燃 料 ラ ッ ク 上 端 - 1000 mm))
使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（低レンジ）
使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ）

61-9-5-37

6 号 炉 （ 8／ 9）
目的

対象パラメータ

使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 水 位 ・温 度（ Ｓ Ａ 広 域 ）(使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル エ リ ア 雰 囲 気 温 度 ）

SPDS
パラメータ

ERSS 伝 送
パラメータ

バック
アップ対象
パラメータ

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 水 位 ・温 度（ Ｓ Ａ 広 域 ）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃 料 ラ ッ ク 上 端 + 6750 mm) ）使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 水 位 ・温 度（ Ｓ Ａ 広 域 ）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃 料 ラ ッ ク 上 端 + 6500 mm) ）使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 水 位 ・温 度（ Ｓ Ａ 広 域 ）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃 料 ラ ッ ク 上 端 + 6000 mm) ）使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 水 位 ・温 度（ Ｓ Ａ 広 域 ）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃 料 ラ ッ ク 上 端 + 5500 mm) ）使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 水 位 ・温 度（ Ｓ Ａ 広 域 ）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃 料 ラ ッ ク 上 端 + 5000 mm) ）使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 水 位 ・温 度（ Ｓ Ａ 広 域 ）（使用済燃料貯蔵プール温度
使用済燃料(燃 料 ラ ッ ク 上 端 + 4000 mm) ）プールの状

使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 水 位 ・温 度（ Ｓ Ａ 広 域 ）態確認（使用済燃料貯蔵プール温度(燃 料 ラ ッ ク 上 端 + 3000 mm) ）使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 水 位 ・温 度（ Ｓ Ａ 広 域 ）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃 料 ラ ッ ク 上 端 + 2000 mm) ）使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 水 位 ・温 度（ Ｓ Ａ 広 域 ）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃 料 ラ ッ ク 上 端 + 1000 mm) ）使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 水 位 ・温 度（ Ｓ Ａ 広 域 ）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃 料 ラ ッ ク 上 端 ) ）使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 水 位 ・温 度（ Ｓ Ａ 広 域 ）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃 料 ラ ッ ク 上 端 - 1000 mm) ）使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 水 位 ・温 度（ Ｓ Ａ 広 域 ）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃 料 ラ ッ ク 上 端 - 3000 mm) ）使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 水 位 ・温 度（ Ｓ Ａ 広 域 ）（使用済燃料貯蔵プール温度(プ ー ル 底 部 付 近 ）61-9-5-38

6 号 炉 （ 9／ 9）
目的

SPDS
パラメータ

ERSS 伝 送
パラメータ

バック
アップ対象
パラメータ

○

－

○

○

－

○

フィルタ装置出口放射線モニタ（Ａ）

○

－

○

フィルタ装置出口放射線モニタ（Ｂ）

○

－

○

フィルタ装置入口圧力

○

－

○

フィルタ装置水位（Ａ）

○

－

○

フィルタ装置水位（Ｂ）

○

－

○

フィルタ装置スクラバ水ｐＨ

○

－

○

フィルタ装置金属フィルタ差圧

○

－

○

耐圧強化ベント系放射線モニタ（Ａ）

○

－

○

耐圧強化ベント系放射線モニタ（Ｂ）

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

対象パラメータ

フィルタ装置水素濃度（格納容器圧力逃がし装置水素濃度）
フィルタ装置水素濃度（フィルタベント装置出口水素濃度）
水素爆発に
よる格納容
器の破損防
止確認

原子炉建屋水素濃度（Ｒ／Ｂオペフロ水素濃度Ａ）
原子炉建屋水素濃度（Ｒ／Ｂオペフロ水素濃度Ｂ）
原子炉建屋水素濃度（上部ドライウェル所員用エアロック）
原子炉建屋水素濃度（上部ドライウェル機器搬入用ハッチ）
原子炉建屋水素濃度
水素爆発に（サプレッション・チェンバ出入口）

よる原子炉

原子炉建屋水素濃度

建屋の損傷（下部ドライウェル所員用エアロック）

防止確認

原子炉建屋水素濃度（下部ドライウェル機器搬入用ハッチ）
静的触媒式水素再結合器

動作監視装置（北側ＰＡＲ吸気温度）
静的触媒式水素再結合器

動作監視装置（北側ＰＡＲ排気温度）
静的触媒式水素再結合器

動作監視装置（南側ＰＡＲ吸気温度）
静的触媒式水素再結合器

動作監視装置（南側ＰＡＲ排気温度）

61-9-5-39

表 5.4-2

SPDS 表 示 装 置 で 確 認 で き る パ ラ メ ー タ
SPDS
パラメータ

ERSS 伝 送
パラメータ

バック
アップ対象
パラメータ

ＡＰＲＭ（平均値）○○○

ＡＰＲＭ（Ａ）○－○

ＡＰＲＭ（Ｂ）○－○

ＡＰＲＭ（Ｃ）

○

－

○

目的

対象パラメータＡＰＲＭ（Ｄ）

炉心反応度
の状態確認

7 号 炉 （ 1／ 9）

○

－

○

ＳＲＮＭ

（Ａ）

計数率

○

○

○

ＳＲＮＭ

（Ｂ）

計数率

○

○

○

ＳＲＮＭ

（Ｃ）

計数率

○

○

○

ＳＲＮＭ

（Ｄ）

計数率

○

○

○

ＳＲＮＭ

（Ｅ）

計数率

○

○

○

ＳＲＮＭ

（Ｆ）

計数率

○

○

○

ＳＲＮＭ

（Ｇ）

計数率

○

○

○

ＳＲＮＭ

（Ｈ）

計数率

○

○

○

ＳＲＮＭ

（Ｊ）

計数率

○

○

○

ＳＲＮＭ

（Ｌ）

計数率

○

○

○

ＳＲＮＭ

Ａ

計数率高高

○

○

○

ＳＲＮＭ

Ｂ

計数率高高

○

○

○

ＳＲＮＭ

Ｃ

計数率高高

○

○

○

ＳＲＮＭ

Ｄ

計数率高高

○

○

○

ＳＲＮＭ

Ｅ

計数率高高

○

○

○

ＳＲＮＭ

Ｆ

計数率高高

○

○

○

ＳＲＮＭ

Ｇ

計数率高高

○

○

○

ＳＲＮＭ

Ｈ

計数率高高

○

○

○

ＳＲＮＭ

Ｊ

計数率高高

○

○

○

ＳＲＮＭ

Ｌ

計数率高高

○

○

○

原子炉圧力

○

○

○

原子炉圧力（Ａ）

Ａ

○

－

○

原子炉圧力（Ｂ）○－○

原子炉圧力（Ｃ）○－○

原子炉圧力（ＳＡ）○－○

原子炉水位（Ｗ）Ａ○○○

原子炉水位（広帯域）（Ａ）

○

－

○

炉心冷却の

原子炉水位（広帯域）（Ｃ）

○

－

○

状態確認

原子炉水位（広帯域）（Ｆ）

○

－

○

原子炉水位（Ｆ）○○○

原子炉水位（燃料域）（Ａ）

○

－

○

原子炉水位（燃料域）（Ｂ）

○

－

○

原 子 炉 水 位 （ Ｓ Ａ ）（ ワ イ ド ）

○

－

○

原 子 炉 水 位 （ Ｓ Ａ ）（ ナ ロ ー ）

○

－

○

ＣＵＷ再生熱交換器入口温度

○

○

○

ＳＲＶ開（ＣＲＴ）○○○

61-9-5-40

7 号 炉 （ 2／ 9）
SPDS
パラメータ

ERSS 伝 送
パラメータ

バック
アップ対象
パラメータ

ＨＰＣＦ（Ｂ）系統流量

○

○

○

ＨＰＣＦ（Ｃ）系統流量

○

○

○

ＲＣＩＣ系統流量○○○

高圧代替注水系系統流量

○

－

○

ＲＨＲ（Ａ）系統流量

○

○

○

ＲＨＲ（Ｂ）系統流量

○

○

○

ＲＨＲ（Ｃ）系統流量

○

○

○

残留熱除去系熱交換器（Ａ）入口温度

○

－

○

残留熱除去系熱交換器（Ｂ）入口温度

○

－

○

残留熱除去系熱交換器（Ｃ）入口温度

○

－

○

残留熱除去系熱交換器（Ａ）出口温度

○

－

○

残留熱除去系熱交換器（Ｂ）出口温度

○

－

○

残留熱除去系熱交換器（Ｃ）出口温度

○

－

○

残留熱除去系熱交換器（Ａ）入口冷却水流量

○

－

○

残留熱除去系熱交換器（Ｂ）入口冷却水流量

○

－

○

残留熱除去系熱交換器（Ｃ）入口冷却水流量

○

－

○

原子炉補機冷却水系（Ａ）系統流量

○

－

○

目的

対象パラメータ

原子炉補機冷却水系（Ｂ）系統流量

○

－

○

炉心冷却の

原子炉補機冷却水系（Ｃ）系統流量

○

－

○

状態確認

６．９ｋＶ

７Ａ１母線電圧

○

○

○

６．９ｋＶ

７Ａ２母線電圧

○

○

○

６．９ｋＶ

７Ｂ１母線電圧

○

○

○

６．９ｋＶ

７Ｂ２母線電圧

○

○

○

６．９ｋＶ

６ＳＡ１母線電圧

○

○

○

６．９ｋＶ

６ＳＡ２母線電圧

○

○

○

６．９ｋＶ

６ＳＢ１母線電圧

○

○

○

６．９ｋＶ

６ＳＢ２母線電圧

○

○

○

６．９ｋＶ

７Ｃ母線電圧

○

○

○

６．９ｋＶ

７Ｄ母線電圧

○

○

○

６．９ｋＶ

７Ｅ母線電圧

○

○

○

Ｍ／Ｃ

７Ｃ

Ｄ／Ｇ受電遮断器閉

○

○

○

Ｍ／Ｃ

７Ｄ

Ｄ／Ｇ受電遮断器閉

○

○

○

Ｍ／Ｃ

７Ｅ

Ｄ／Ｇ受電遮断器閉

○

○

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

原子炉圧力容器温度（ＲＰＶ下鏡上部温度）
復水補給水系流量（原子炉圧力容器）（ＲＨＲ（Ａ）注入配管流量）
復水貯蔵槽水位（ＳＡ）

61-9-5-41

7 号 炉 （ 3／ 9）
対象パラメータ

SPDS
パラメータ

ERSS 伝 送
パラメータ

バック
アップ対象
パラメータ

格納容器内雰囲気放射線モニタ（Ａ）Ｄ／Ｗ

○

○

○

格納容器内雰囲気放射線モニタ（Ｂ）Ｄ／Ｗ

○

○

○

格納容器内雰囲気放射線モニタ（Ａ）Ｓ／Ｃ

○

○

○

格納容器内雰囲気放射線モニタ（Ｂ）Ｓ／Ｃ

○

○

○

ドライウェル圧力（Ｗ）

○

○

○

格納容器内圧力（Ｄ／Ｗ）

○

－

○

Ｓ／Ｃ圧力（最大値）

○

○

○

格納容器内圧力（Ｓ／Ｃ）

○

－

○

Ｄ／Ｗ温度（最大値）

○

○

○

Ｓ／Ｐ水温度最大値○○○

Ｓ／Ｐ水位（Ｗ）（最大値）

○

○

○

サプレッション・チェンバ・プール水位

○

－

○

サプレッション・チェンバ気体温度

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

格納容器内水素濃度（Ａ）

○

○

○

格納容器内水素濃度（Ｂ）

○

○

○

格納容器内水素濃度（ＳＡ）（Ｄ／Ｗ）

○

－

○

格納容器内水素濃度（ＳＡ）（Ｓ／Ｃ）

○

－

○

格納容器内酸素濃度（Ａ）

○

○

○

格納容器内酸素濃度（Ｂ）

○

○

○

ＣＡＭＳ（Ａ）Ｄ／Ｗ測定中

○

○

○

ＣＡＭＳ（Ｂ）Ｄ／Ｗ測定中

○

○

○

ＣＡＭＳ（Ａ）Ｓ／Ｃ測定中

○

○

○

ＣＡＭＳ（Ｂ）Ｓ／Ｃ測定中

○

○

○

ＲＨＲ（Ａ）系統流量

○

○

○

ＲＨＲ（Ｂ）系統流量

○

○

○

ＲＨＲ（Ｃ）系統流量

○

○

○

目的

サプレッション・チェンバ・プール水温度（中間上部）
サプレッション・チェンバ・プール水温度（中間下部）
サプレッション・チェンバ・プール水温度（下部）
格納容器内の
状態確認

ＰＣＶスプレイ弁（Ｂ）

全閉

○

○

○

ＰＣＶスプレイ弁（Ｃ）

全閉

○

○

○

残留熱除去系ポンプ（Ａ）吐出圧力

○

－

○

残留熱除去系ポンプ（Ｂ）吐出圧力

○

－

○

残留熱除去系ポンプ（Ｃ）吐出圧力

○

－

○

○

－

○

○

－

○

ドライウェル雰囲気温度（上部Ｄ／Ｗ内雰囲気温度）
ドライウェル雰囲気温度（下部Ｄ／Ｗ内雰囲気温度）

61-9-5-42

7 号 炉 （ 4／ 9）
SPDS
パラメータ

ERSS 伝 送
パラメータ

バック
アップ対象
パラメータ

○

－

○

復水移送ポンプ（Ａ）吐出圧力

○

－

○

復水移送ポンプ（Ｂ）吐出圧力

○

－

○

復水移送ポンプ（Ｃ）吐出圧力

○

－

○

復水補給水系温度（代替循環冷却）

○

－

○

格 納 容 器 下 部 水 位 （ Ｄ ／ Ｗ 下 部 水 位 （ 3m )）

○

－

○

格 納 容 器 下 部 水 位 （ Ｄ ／ Ｗ 下 部 水 位 （ 2m )）

○

－

○

格 納 容 器 下 部 水 位 （ Ｄ ／ Ｗ 下 部 水 位 （ 1m )）

○

－

○

○

－

○

排気筒放射線モニタ（ＩＣ）最大値

○

○

○

排気筒放射線モニタ（ＳＣＩＮ）Ａ

○

○

○

排気筒放射線モニタ（ＳＣＩＮ）Ｂ

○

○

○

区分Ⅰ主蒸気管放射能高高

○

○

○

区分Ⅱ主蒸気管放射能高高

○

○

○

区分Ⅲ主蒸気管放射能高高

○

○

○

区分Ⅳ主蒸気管放射能高高

○

○

○

ＰＣＩＳ隔離

内側

○

○

○

ＰＣＩＳ隔離外側

目的

対象パラメータ

復水補給水系流量（原子炉格納容器）（ＲＨＲ（Ｂ）注入配管流量）

格納容器内の状態確認

復水補給水系流量（原子炉格納容器）（下部Ｄ／Ｗ注水流量）

放射能隔離の
状態確認

○

○

○

全弁全閉

○

○

○

主蒸気内側隔離弁（Ａ）全閉

○

○

○

主蒸気内側隔離弁（Ｂ）全閉

○

○

○

主蒸気内側隔離弁（Ｃ）全閉

○

○

○

主蒸気内側隔離弁（Ｄ）全閉

○

○

○

主蒸気外側隔離弁

主蒸気内側隔離弁

全弁全閉

○

○

○

主蒸気外側隔離弁（Ａ）全閉

○

○

○

主蒸気外側隔離弁（Ｂ）全閉

○

○

○

主蒸気外側隔離弁（Ｃ）全閉

○

○

○

主蒸気外側隔離弁（Ｄ）全閉

○

○

○

ＳＧＴＳ

（Ａ）

作動

○

○

○

ＳＧＴＳ

（Ｂ）

作動

○

○

○

ＳＧＴＳ放射線モニタ（ＩＣ）最大値

○

○

○

ＳＧＴＳ排ガス放射線モニタ（ＳＣＩＮ）Ａ

○

○

○

ＳＧＴＳ排ガス放射線モニタ（ＳＣＩＮ）Ｂ

○

○

○

環境の情報

７号機

○

○

－※

確認

モニタリングポストＮｏ．１

高線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．２

高線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．３

高線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．４

高線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．５

高線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．６

高線量率

○

○

－※

海水モニタ（指数タイプ）※

バ ッ ク ア ッ プ 伝 送 ラ イ ン を 経 由 せ ず 、 SP DS 表 示 装 置 に て 確 認 で き る 。

61-9-5-43

7 号 炉 （ 5／ 9）
目的

環境の情報
確認

対象パラメータ

SPDS
パラメータ

ERSS 伝 送
パラメータ

バック
アップ対象
パラメータ

モニタリングポストＮｏ．７

高線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．８

高線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．９

高線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．１

低線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．２

低線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．３

低線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．４

低線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．５

低線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．６

低線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．７

低線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．８

低線量率

○

○

－※

モニタリングポストＮｏ．９

低線量率

○

○

－※

風向２０ｍ

○

○

－※

風向８５ｍ

○

○

－※

風向１６０ｍ

○

○

－※

風速２０ｍ

○

○

－※

風速８５ｍ

○

○

－※

風速１６０ｍ

○

○

－※

大気安定度

○

○

－※

可 搬 型 モ ニ タ リ ン グ ポ ス ト Ｎ ｏ ．１ 高 線 量 率

○

－

－※

可 搬 型 モ ニ タ リ ン グ ポ ス ト Ｎ ｏ ．２ 高 線 量 率

○

－

－※

可 搬 型 モ ニ タ リ ン グ ポ ス ト Ｎ ｏ ．３ 高 線 量 率

○

－

－※

可 搬 型 モ ニ タ リ ン グ ポ ス ト Ｎ ｏ ．４ 高 線 量 率

○

－

－※

可 搬 型 モ ニ タ リ ン グ ポ ス ト Ｎ ｏ ．５ 高 線 量 率

○

－

－※

可 搬 型 モ ニ タ リ ン グ ポ ス ト Ｎ ｏ ．６ 高 線 量 率

○

－

－※

可 搬 型 モ ニ タ リ ン グ ポ ス ト Ｎ ｏ ．７ 高 線 量 率

○

－

－※

可 搬 型 モ ニ タ リ ン グ ポ ス ト Ｎ ｏ ．８ 高 線 量 率

○

－

－※

可 搬 型 モ ニ タ リ ン グ ポ ス ト Ｎ ｏ ．９ 高 線 量 率

○

－

－※

可 搬 型 モ ニ タ リ ン グ ポ ス ト Ｎ ｏ ．１ 低 線 量 率

○

－

－※

可 搬 型 モ ニ タ リ ン グ ポ ス ト Ｎ ｏ ．２ 低 線 量 率

○

－

－※

可 搬 型 モ ニ タ リ ン グ ポ ス ト Ｎ ｏ ．３ 低 線 量 率

○

－

－※

可 搬 型 モ ニ タ リ ン グ ポ ス ト Ｎ ｏ ．４ 低 線 量 率

○

－

－※

可 搬 型 モ ニ タ リ ン グ ポ ス ト Ｎ ｏ ．５ 低 線 量 率

○

－

－※

可 搬 型 モ ニ タ リ ン グ ポ ス ト Ｎ ｏ ．６ 低 線 量 率

○

－

－※

可 搬 型 モ ニ タ リ ン グ ポ ス ト Ｎ ｏ ．７ 低 線 量 率

○

－

－※

可 搬 型 モ ニ タ リ ン グ ポ ス ト Ｎ ｏ ．８ 低 線 量 率

○

－

－※

可 搬 型 モ ニ タ リ ン グ ポ ス ト Ｎ ｏ ．９ 低 線 量 率

○

－

－※

風向（可搬型）○－－※

風速（可搬型）○－－※

大気安定度（可搬型）

○

－

－※

※

バ ッ ク ア ッ プ 伝 送 ラ イ ン を 経 由 せ ず 、 SP DS 表 示 装 置 に て 確 認 で き る 。

61-9-5-44

7 号 炉 （ 6／ 9）
ＡＤＳ

Ａ

作動

○

○

○

ＡＤＳ

Ｂ

作動

○

○

○

ＲＣＩＣ起動状態（ＣＲＴ）

○

○

○

ＨＰＣＦポンプ（Ｂ）起動

○

○

○

ＨＰＣＦポンプ（Ｃ）起動

○

○

○

非常用炉心冷ＲＨＲポンプ（Ａ）起動

○

○

○

却系（ＥＣＣ

ＲＨＲポンプ（Ｂ）起動

○

○

○

Ｓ）の状態等

ＲＨＲポンプ（Ｃ）起動

○

○

○

ＲＨＲ注入弁（Ａ）全閉

○

○

○

ＲＨＲ注入弁（Ｂ）全閉

○

○

○

ＲＨＲ注入弁（Ｃ）全閉

○

○

○

全制御棒全挿入

○

○

○

全給水流量

○

○

○

61-9-5-45

7 号 炉 （ 7／ 9）
目的

対象パラメータ

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）（使用済燃料貯蔵プールエリア雰囲気温度）

SPDS
パラメータ

ERSS 伝 送
パラメータ

バック
アップ対象
パラメータ

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度（ 燃 料 ラ ッ ク 上 端 + 6000 mm))
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度（ 燃 料 ラ ッ ク 上 端 + 5000 mm))
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度（ 燃 料 ラ ッ ク 上 端 + 4000 mm))
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度
使用済燃料
プールの状
態確認

（ 燃 料 ラ ッ ク 上 端 + 3000 mm))
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度（ 燃 料 ラ ッ ク 上 端 + 2000 mm))
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度（ 燃 料 ラ ッ ク 上 端 + 1000 mm))
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度（ 燃 料 ラ ッ ク 上 端 ))使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ＳＡ）(使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 温 度（ 燃 料 ラ ッ ク 上 端 - 1000 mm))
使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（低レンジ）
使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ）

61-9-5-46

7 号 炉 （ 8／ 9）
目的

対象パラメータ

使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 水 位 ・温 度（ Ｓ Ａ 広 域 ）(使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル エ リ ア 雰 囲 気 温 度 ）

SPDS
パラメータ

ERSS 伝 送
パラメータ

バック
アップ対象
パラメータ

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 水 位 ・温 度（ Ｓ Ａ 広 域 ）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃 料 ラ ッ ク 上 端 + 6750 mm) ）使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 水 位 ・温 度（ Ｓ Ａ 広 域 ）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃 料 ラ ッ ク 上 端 + 6500 mm) ）使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 水 位 ・温度（ Ｓ Ａ 広 域 ）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃 料 ラ ッ ク 上 端 + 6000 mm) ）使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 水 位 ・温 度（ Ｓ Ａ 広 域 ）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃 料 ラ ッ ク 上 端 + 5500 mm) ）使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 水 位 ・温 度（ Ｓ Ａ 広 域 ）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃 料 ラ ッ ク 上 端 + 5000 mm) ）使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 水 位 ・温 度（ Ｓ Ａ 広 域 ）（使用済燃料貯蔵プール温度
使用済燃料(燃 料 ラ ッ ク 上 端 + 4000 mm) ）プールの状

使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 水 位 ・温 度（ Ｓ Ａ 広 域 ）態確認（使用済燃料貯蔵プール温度(燃 料 ラ ッ ク 上 端 + 3000 mm) ）使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 水 位 ・温 度（ Ｓ Ａ 広 域 ）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃 料 ラ ッ ク 上 端 + 2000 mm) ）使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 水 位 ・温 度（ Ｓ Ａ 広 域 ）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃 料 ラ ッ ク 上 端 + 1000 mm) ）使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 水 位 ・温 度（ Ｓ Ａ 広 域 ）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃 料 ラ ッ ク 上 端 ) ）使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 水 位 ・温 度（ Ｓ Ａ 広 域 ）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃 料 ラ ッ ク 上 端 - 1000 mm) ）使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 水 位 ・温 度（ Ｓ Ａ 広 域 ）（使用済燃料貯蔵プール温度(燃 料 ラ ッ ク 上 端 - 3000 mm) ）使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 水 位 ・温 度（ Ｓ Ａ 広 域 ）（使用済燃料貯蔵プール温度(プ ー ル 底 部 付 近 ）61-9-5-47

7 号 炉 （ 9／ 9）
目的

SPDS
パラメータ

ERSS 伝 送
パラメータ

バック
アップ対象
パラメータ

○

－

○

○

－

○

フィルタ装置出口放射線モニタ（Ａ）

○

－

○

フィルタ装置出口放射線モニタ（Ｂ）

○

－

○

フィルタ装置入口圧力

○

－

○

フィルタ装置水位（Ａ）

○

－

○

フィルタ装置水位（Ｂ）

○

－

○

フィルタ装置スクラバ水ｐＨ

○

－

○

フィルタ装置金属フィルタ差圧

○

－

○

耐圧強化ベント系放射線モニタ（Ａ）

○

－

○

耐圧強化ベント系放射線モニタ（Ｂ）

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

対象パラメータ

フィルタ装置水素濃度（格納容器圧力逃がし装置水素濃度）
フィルタ装置水素濃度（フィルタベント装置出口水素濃度）

水素爆発による格納容器の破損防止確認

原子炉建屋水素濃度（Ｒ／Ｂオペフロ水素濃度Ａ）
原子炉建屋水素濃度（Ｒ／Ｂオペフロ水素濃度Ｂ）
原子炉建屋水素濃度（上部ドライウェル所員用エアロック）
原子炉建屋水素濃度（上部ドライウェル機器搬入用ハッチ）
水素爆発によ原子炉建屋水素濃度（サプレッション・チェンバ出入口）

る原子炉建屋 原子炉建屋水素濃度の損傷防止確 （下部ドライウェル所員用エアロック）
原子炉建屋水素濃度認（下部ドライウェル機器搬入用ハッチ）
静的触媒式水素再結合器

動作監視装置（北側ＰＡＲ吸気温度）
静的触媒式水素再結合器

動作監視装置（北側ＰＡＲ排気温度）
静的触媒式水素再結合器

動作監視装置（南側ＰＡＲ吸気温度）
静的触媒式水素再結合器

動作監視装置（南側ＰＡＲ排気温度）

61-9-5-48

表 5.4-3 設 置 許 可 基 準 規 則 第 58 条 に お け る 計 装 設 備 と SPDS バ ッ ク ア ッ プ 対 象 パ ラ メ ー タ の 整 理
主要設備
原子炉圧力容器温度
原子炉圧力
原子炉圧力（SA）
原子炉水位（広帯域）（燃料域）
原子炉水位（SA）
高圧代替注水系系統流量
復水補給水系流量（RHR A系代替注水流量）
復水補給水系流量（RHR B系代替注水流量）
復水補給水系流量（格納容器下部注水流量）
ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・チェンバ気体温度
サプレッション・チェンバ・プール水温度
格納容器内圧力（D/W）
格納容器内圧力（S/C）
サプレッション・チェンバ・プール水位
格納容器下部水位
格納容器内水素濃度
格納容器内水素濃度（SA）
格納容器内雰囲気放射線レベル（D/W）
格納容器内雰囲気放射線レベル（S/C）
起動領域モニタ
平均出力領域モニタ
復水補給水系温度（代替循環冷却）
フィルタ装置水位
フィルタ装置入口圧力
フィルタ装置出口放射線モニタ
フィルタ装置水素濃度
フィルタ装置金属フィルタ差圧
フィルタ装置スクラバ水pH
耐圧強化ベント系放射線モニタ
復水貯蔵槽水位（SA）
復水移送ポンプ吐出圧力原子炉建屋水素濃度
静的触媒式水素再結合器 動作監視装置
格納容器内酸素濃度
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA広域）
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA）
使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
使用済燃料貯蔵プール監視カメラ
原子炉隔離時冷却系系統流量
高圧炉心注水系系統流量
残留熱除去系系統流量
残留熱除去系ポンプ吐出圧力
残留熱除去系熱交換器入口温度
残留熱除去系熱交換器出口温度
原子炉補機冷却水系系統流量
残留熱除去系熱交換器入口冷却水流量

設置許可基準規則※1
44

45

46

47

○
○
○
○
○

○
○
○
○ ○

48

○
○
○
○
○
○

49

50

51

○
○ ○
○ ○
○ ○ ○
○ ○
○
○ ○
○ ○
○
○

52

53

有効性評価※2※3
54

55

56

○
○
○
○
○
◎
◎

○
○
○
○
○
○
○
○
○

○
○
○
○
○
○
○

○
○
◎
◎
○
○
○
○

○

○ ○ ○
◎
○
○
◎
◎
◎
◎

◯
◯
◯
◯

◯
◯
◯
◯

58
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○

◯
◯
◯ ◯

57

◯
◯
◯
◯
◯

2.1

2.2

2.3

2.4

◯
◯
◯
◯

◯
◯
◯
◯

◯
◯
◯
◯

◯
◯

◯
◯
◯
◯
◯
◯
◯

◯
◯
◯

◯
◯
◯
◯
◯
◯

◯

◯
◯
◯
◯

2.5

2.6

2.7

3.1

◯
◯
◯
◯

◯
◯

◯
◯

◯
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3.2
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3.3

3.4

SPDS等
3.5

4.1

4.2

5.1
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5.3

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※1：「◎」は各設置許可基準規則で設置要求のある計装設備※2：有効性評価の3.3及び3.5は3.2のシナリオに包絡※3：有効性評価の3.4は3.1のシナリオに包絡※4：●：SPDS等伝送・表示対象，▲：SPDS等伝送・表示対象とする方針※5：使用済燃料貯蔵プール監視カメラはSPDSの伝送・表示対象とせず，緊急時対策所に設置する専用の表示装置で監視

61-9-5-49

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5.4

※5

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※4

伝送・表示
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5.5 緊急時対策所の要員数とその運用について（１）重大事故時に必要な指示を行う要員
プルーム通過中においても，重大事故等に対処するために緊急時対策所にとどまる必要のある要員は，交代要員も考慮して，①重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員 52 名（6 号炉及び 7 号炉対応要員）と 1～5 号炉対応要員 2 名をあわせた 54 名と，②原子炉格納容器の破損等による発電所外への放射性物資の拡散を抑制するために必要な要員 75 名のうち,中央制御室待避所にとどまる運転員 18 名を除く 57 名の合計 111 名を想定している。
要員

考え方

人数

合計

本部長・統括他

緊急時対策本部を指揮 ・統括する本部長（所

11 名

54 名

長），本部長を補佐する計画・情報統括，6 号統括，7 号統括，対外対応統括，総務統括,原子炉主任技術者 2 名，本部付 2 名及び 1～5 号統括
は，重大事故等において，指揮をとる要員として緊急時対策所にとどまる。
各班長・班員各班については，本部長からの指揮を受け，重16 名

大事故等に対処するため，最低限必要な要員を残して，緊急時対策所にとどまる。
その際，各班長の業務を必要に応じその上司である統括が兼務する。
交代要員

上記，本部長（所長），各統括，原子炉主任技術者及び本部付の交代要員については 11 名，
班長，班員クラスの交代要員については 16 名を確保する。

61-9-5-50

27 名

（２）格納容器破損時に所外への拡散を抑制する要員
プルーム通過後に実施する作業は，重大事故等対策の有効性評価の重要事故シーケンスのうち，格納容器破損防止（雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破壊），水素燃焼）を参考とし，重大事故対応に加えて，放射性物質拡散防止のための放水操作等が可能な要員数を確保する。また，設備故障等の不測事態への対応を考慮する。
交代要員については，順次，構外に待機している要員を当てる。
要員
運転員
（当直）
復旧班要員

保安班要員

作業項目
プルーム通過時には，運転員については中央制御室待避室に待避する。
事 故 後 の 6 号及び 7 号炉ガスター
設 備 監 ビン発電機の運転監視
視 ， 給 油 消防車による復水貯蔵槽
作業等への注水監視燃料補給（燃料タンクからタンクローリへの軽油移し替え，消防車への燃料補給）
放射性物質拡散抑制対応（放射性物質の拡散を抑制するための原子炉建屋への放水操作の再開）
格納容器圧力逃がし装置
対応
フィルタ装置排水ポン
プ水張り
フィルタ装置の排水フィルタ装置への薬液注入
フィルタ装置の排水ラ
インの窒素パージ
設 備 故 障 消防車の予備機への交換
等 の 不 測 （1 台故障を想定）
事 態 へ の 代替原子炉補機冷却系の対応
予備機への交換（1 台故障を想定）
ガスタービン発電機の予備機への交換作業（1 台故障を想定）
作業現場の放射線モニタリング

作業に必要な人数

人数

合計

－

18 名

18 名

2名

32 名

2 名／
(6 号及び 7 号炉）
2 名／(6 号及び 7 号炉）

2名

4 名／
(6 号及び 7 号炉）

4名

4 名／
(6 号及び 7 号炉）

4名

2 名／
(6 号及び 7 号炉）※2

2名

4 名／
(6 号及び 7 号炉）※2
12 名／(6 号及び 7 号炉）
4 名／(6 号及び 7 号炉）

12 名

3 名／台

3名

13 名／台

13 名

6 名／台

6名

3名

3名

2名

4名
22 名

3名

※1 要員数については，今後の訓練等の結果より人数を見直す可能性がある。
※2 フィルタ装置排水ポンプ水張り(作業 A)は格納容器ベント実施前の作業で，フィルタ装置の排水(作業 B)は格納容器ベント実施後の作業であるため，各号炉単位で同時に発生することがない。
加えてこれら二つの作業は作業時間帯に十分な間隔があるため，作業 A 完了後に作業 B を実施することとし，作業 A と作業 B 合計で対策本部内に 4 名の現場要員を確保するものとした。

重大事故等に柔軟に対処できるよう，整備した設備等の手順書を制定するとともに，訓練により必要な力量を習得する。訓練は継続的に実施し，必要の都度運用の改善を図っていく。

61-9-5-51

5.6

原子力警戒態勢，緊急時態勢について

柏崎刈羽原子力発電所原子力事業者防災業務計画では，原子力災害が発生するおそれがある場合又は発生した場合に，事故原因の除去，原子力災害（原子力災害が生ずる蓋然性を含む。）の拡大の防止その他必要な活動を迅速かつ円滑に行うため，次表に定める原子力災害の情勢に応じて態勢を区分している。

表 5.6-1

態勢の区分

発生事象の情勢

態勢の区分

別表 2-1 の事象が発生したときから，第 1 次緊急時態勢が発令されるまでの間，又は別表 2-2 の事象に該当しない状態となり，事象が

原子力警戒
態勢

収束し原子力警戒態勢を取る必要が無くなったときまでの間
別表 2-2 の事象が発生し，原子力防災管理者が原子力災害対策特別措置法第 10 条第１項に基づく通報を行ったとき，若しくは新潟県地域 防 災 計 画 等に 基 づ く 災 害 対 策 本 部を 設 置 し た 旨 の 連 絡を 受 け た ときから，第 2 次緊急時態勢を発令するまでの間，又は別表 2-2 の事
象に該当しない状態となり，事象が収束し第 1 次緊急時態勢を取る

第 1 次緊急時
態勢

必 要 が 無 く なっ た と き ， か つ 新 潟 県地 域 防 災 計 画 等 に 基づ く 災 害 対策本部を廃止した旨の連絡を受けたときまでの間
別表 2-3 の事象が発生し，その旨を関係箇所に報告したとき，又は内閣総理大臣による原子力災害対策特別措置法第 15 条第 2 項に基づく 原 子 力 緊 急事 態 宣 言 が 行 わ れ た とき か ら ， 内 閣 総 理 大臣 に よ る 原子力災害対策特別措置法第 15 条第４項に基づく原子力緊急事態解除

第 2 次緊急時

宣 言 が 行 わ れ， さ ら に 新 潟 県 地 域 防災 計 画 等 に 基 づ く 災害 対 策 本 部

態勢を廃止した旨の連絡を受けたとき，かつ別表 2-2 及び別表 2-3 の事
象 に 該 当 し ない 状 態 と な り ， 事 象 が収 束 し 緊 急 時 態 勢 を取 る 必 要 が無くなったときまでの間
注）原子力災害対策特別措置法第 15 条第 4 項の原子力緊急事態解除宣言が行われた後においても，発電所対策本部長の判断により緊急時態勢を継続することができる。
（柏崎刈羽原子力発電所原子力事業者防災業務計画

61-9-5-52

平成 27 年 3 月より抜粋）

表 5.6-2

原子力災害対策指針に基づく警戒事態を判断する基準（柏崎刈 羽原子 力発電所 原子力事 業者防 災業務計 画 平成 27 年 3 月
別表 2-1 原子 力災害 対 策指針に 基づく 警戒事態 を判断す る基準 ）

略称
①AL11
原子炉停止機能の異常②AL21
原子炉冷却材の漏
えい③AL22
原子炉給水機能の喪失④AL23
原子炉除熱機能の一部喪失⑤AL25
全電源喪失のおそれ⑥AL29
停止中の原子炉冷却機能の一部喪失⑦AL30
使用済燃料貯蔵槽の冷却機能喪失のおそれ⑧AL42
単一障壁の喪失又は喪失可能性⑨AL51
原子炉制御室他の機能喪失のおそれ⑩AL52
所内外通信連絡機
能の一部喪失⑪AL53
重要区域での火災・溢水による安
全機能の一部喪失
のおそれ
⑫
地震
⑬
津波
⑭
外部事象

警戒事態を判断する基準
原子炉の運転中に原子炉保護回路の 1 チャン ネルから原子炉停止
信号が発信され，その状態が一定時間継続された場合において，当
該原子炉停止信号が発信された原因を特定できないこと。
原子炉の運転中に保安規定で定められた数値を超える原子炉冷却材の漏えいが起こり，定められた時間内に定められた措置を実施できないこと。
原子炉の運転中に当該原子炉への全ての給水機能が喪失すること。

原子炉の運転中に主復水器による当該原子炉から熱を除去する機能が喪失した場合において，当該原子炉から残留熱を除去する機能の一部が喪失すること。
全ての非常用交流母線からの電気の供給が 1 系統のみとなった場合で当該母線への電気の供給が 1 つの電源のみとなり，その状態が15 分以上継続すること，又は外部電源喪失が 3 時間以上継続すること。
原子炉の停止中に原子炉容器内の水位が水位低設定値まで低下すること。
使用済燃料貯蔵槽の水位が一定の水位まで低下すること。

燃料被覆管障壁もしくは原子炉冷却系障壁が喪失するおそれがあること，又は，燃料被覆管障壁もしくは原子炉冷却系障壁が喪失すること。
原子炉制御室その他の箇所からの原子炉の運転や制御に影響を及ぼす可能性が生じること。
原子力事業所内の通信のための設備又は原子力事業所内と原子力事業所外との通信のための設備の一部の機能が喪失すること。
重要区域において，火災又は溢水が発生し，防災業務計画等命令第2 条第 2 項第 8 号に規定する安全上重要な構築物，系統又は機器（以下「安全機器等」という。）の機能の一部が喪失するおそれがあること。
当該原子炉施設等立地道府県において，震度 6 弱以上の地震が発生した場合。
当該原子炉施設等立地道府県において，大津波警報が発令された場合。
当該原子炉施設において新規制基準で定める設計基準を超える外部事象が発生した場合（竜巻，洪水，台風，火山等）。

61-9-5-53

表 5.6-3

原子力災害対策指針に基づく警戒事態を判断する基準（柏崎刈 羽原子 力発電所 原子力事 業者防 災業務計 画 平成 27 年 3 月
別表 2-2 原子 力災害 対 策特別措 置法第 10 条第 １項に基 づく通 報基準（ 1/3））

略称
①SE01
敷 地 境界 付 近 の放射線量の上昇②SE02
通 常 放出 経 路 での気 体 放射 性 物 質の放出
③SE03
通 常 放出 経 路 での液 体 放射 性 物 質の放出
④SE04
火 災 爆発 等 に よる
管 理 区域 外 で の放
射線の放出

法令
(1)放射線測定設備について，単位時間（2分以内のものに限る。）
ごとのガンマ線の放射線量を測定し1時間あたりの数値に換算して得た数値が5μSv/h以上の放射線量を検出すること。ただし，次の各号のいずれかに該当する場合は，当該数値は検出されなかったこととする。
(a)排気筒及び指定エリアモニタに示す測定設備により検出された数値に異常が認められないものとして，原子力規制委員会に報告した場合(b)当該数値が落雷の時に検出された場合(2)放射線測定設備のすべてについて5μSv/hを下回っている場合
において，当該放射線測定設備の数値が1μSv/h以上であるときは，当該放射線測定設備における放射線量と原子炉の運転等のための施設の周辺において，中性子線が検出されないことが明らかになるまでの間，中性子線測定用可般式測定器により測定した中性子の放射線量とを合計して得た数値が，5μSv/h以上のものとなっているとき。
当該原子力事業所における原子炉の運転等のための施設の排気筒
その他これらに類する場所において，当該原子力事業所の区域の境界付近に達した場合におけるその放射能水準が5μSv/hに相当する
以上の気体放射性物質が検出されたこと。（10分間以上継続）
当該原子力事業所における原子炉の運転等のための施設の排水口
その他これらに類する場所において，当該原子力事業所の区域の境界付近に達した場合におけるその放射能水準が5μSv/hに相当する
以上の液体放射性物質が検出されたこと。（10分間以上継続）
当該原子力事業所の区域内の場所のうち原子炉の運転等のための施設の内部に設定された管理区域外の場所において，火災，爆発その他これらに類する事象の発生の際に，50μSv/h以上の放射線量の水準が10分間以上継続して検出されたこと，又は，火災，爆発その他これらに類する事象の状況により放射線量の測定が困難である
場合であって，その状況にかんがみ，放射線量が検出される蓋然性が高いこと。

61-9-5-54

表 5.6-3

原子力災害対策指針に基づく警戒事態を判断する基準（柏崎刈 羽原子 力発電所 原子力事 業者防 災業務計 画 平成 27 年 3 月
別表 2-2 原子 力災害 対 策特別措 置法第 10 条第 １項に基 づく通 報基準（ 2/3））

略称
⑤SE05
火 災 爆発 等 に よる
管 理 区域 外 で の放射性物質の放出⑥SE06
施設 内(原子 炉 外)臨界事故のおそれ⑦SE21
原 子 炉冷 却 材 漏え
い に よる 非 常 用炉
心冷却装置作動⑧SE22
原 子 炉注 水 機 能喪
失のおそれ
⑨SE23
残 留 熱除 去 機 能喪
失⑩SE25
全 交 流 電 源 30 分
以上喪失

法令
当該原子力事業所の区域内の場所のうち原子炉の運転等のための施設の内部に設定された管理区域外の場所において，火災，爆発その他これらに類する事象の発生の際に，当該場所における放射能水
準が5μSv/hに相当するものとして空気中の放射性物質について次に掲げる放射能水準以上の放射性物質が検出されたこと，又は，火災，爆発その他これらに類する事象の状況により放射性物質の濃度の測定が困難である場合であって，その状況にかんがみ，次に掲げる放射性物質が検出される蓋然性が高いこと。
(a)検出された放射性物質の種類が明らかで，かつ，一種類である
場合にあっては，放射性物質の種類又は区分に応じた空気中濃度
限度に50を乗じて得た値(b)検出された放射性物質の種類が明らかで，かつ，二種類以上の放射性物質がある場合にあっては，それらの放射性物質の濃度のそれぞれその放射性物質についての前号の規定により得られた値に対する割合の和が一となるようなそれらの放射性物質の濃度の値(c)検出された放射性物質の種類が明らかでない場合にあっては，
空気中濃度限度（当該空気中に含まれていないことが明らかである放射性物質の種類に係るものを除く。）のうち，最も低いものに50を乗じて得た値
原子炉の運転等のための施設の内部（原子炉の内部を除く。）において，核燃料物質の形状による管理，質量による管理その他の方法による管理が損なわれる状態その他の臨界状態の発生の蓋然性が高い状態にあること。
原子炉の運転中に非常用炉心冷却装置の作動を必要とする原子炉
冷却材の漏えいが発生すること。

原子炉の運転中に当該原子炉への全ての給水機能が喪失した場合
において，全ての非常用の炉心冷却装置（当該原子炉へ高圧で注水する系に限る。）による注水ができないこと。
原子炉の運転中に主復水器による当該原子炉から熱を除去する機能が喪失した場合において，当該原子炉から残留熱を除去する全ての機能が喪失すること。
全ての交流母線からの電気の供給が停止し，かつ，その状態が 30分以上継続すること。

61-9-5-55

表 5.6-3

原子力災害対策指針に基づく警戒事態を判断する基準（柏崎刈 羽原子 力発電所 原子力事 業者防 災業務計 画 平成 27 年 3 月
別表 2-2 原子 力災害 対 策特別措 置法第 10 条第 １項に基 づく通 報基準（ 3/3））

略称
⑪SE27
直 流 電源 の 部 分喪失⑫SE29
停 止 中の 原 子 炉冷却機能の喪失⑬SE30
使 用 済燃 料 貯 蔵槽の冷却機能喪失⑭SE41
格 納 容器 健 全 性喪
失のおそれ
⑮SE42
２ つ の障 壁 の 喪失又は喪失可能性⑯SE43
原 子 炉格 納 容 器圧
力 逃 がし 装 置 の使用
⑰SE51
原 子 炉制 御 室 の一部 の 機能 喪 失 ・警
報喪失
⑱SE52
所 内 外通 信 連 絡機
能のすべての喪失⑲SE53
火 災 ・溢 水 に よる
安 全 機能 の 一 部喪失⑳SE55
防 護 措置 の 準 備及
び 一 部実 施 が 必要な事象の発生㉑XSE61
事 業 所外 運 搬 での放射線量の上昇㉒XSE62
事 業 所外 運 搬 での放射性物質漏えい

法令
非常用直流母線が一となった場合において，当該直流母線に電気を供給する電源が一となる状態が 5 分以上継続すること。
原子炉の停止中に原子炉容器内の水位が非常用炉心冷却装置（当該
原子炉へ低圧で注水する系に限る。）が作動する水位まで低下すること。
使用済燃料貯蔵槽の水位を維持できないこと又は当該貯蔵槽の水位を維持できていないおそれがある場合において，当該貯蔵槽の水位を測定できないこと。
原子炉格納容器内の圧力又は温度の上昇率が一定時間にわたって
通常の運転及び停止中において想定される上昇率を超えること。
燃料被覆管の障壁が喪失した場合において原子炉冷却系の障壁が喪失するおそれがあること，燃料被覆管の障壁及び原子炉冷却系の障壁が喪失するおそれがあること，又は燃料被覆管の障壁もしくは原子炉冷却系の障壁が喪失するおそれがある場合において原子炉
格納容器の障壁が喪失すること。
原子炉の炉心の損傷が発生していない場合において，炉心の損傷を防止するために原子炉格納容器圧力逃がし装置を使用すること。

原子炉制御室の環境が悪化し，原子炉の制御に支障が生じること，又は原子炉若しくは使用済燃料貯蔵槽に異常が発生した場合において，原子炉制御室に設置する原子炉施設の状態を表示する装置も
しくは原子炉施設の異常を表示する警報装置の機能の一部が喪失すること。
原子力事業所内の通信のための設備又は原子力事業所内と原子力事業所外との通信のための設備の全ての機能が喪失すること。
火災又は溢水が発生し，安全機器等の機能の一部が喪失すること。

その他原子炉施設以外に起因する事象が原子炉施設に影響を及ぼすおそれがあること等放射性物質又は放射線が原子力事業所外へ放出され，又は放出されるおそれがあり，原子力事業所周辺において，緊急事態に備えた防護措置の準備及び防護措置の一部の実施を開始する必要がある事象が発生すること。
事業所外運搬に使用する容器から1m離れた場所において，100μSv/h以上の放射線量が主務省令で定めるところにより検出されたこと。
事業所外運搬の場合にあって，火災，爆発その他これらに類する事
象の発生の際に，当該事象に起因して，当該運搬に使用する容器か
ら放射性物質が漏えいすること又は当該漏えいの蓋然性が高い状態にあること。

61-9-5-56

表 5.6-4

原子力災害対策指針に基づく警戒事態を判断する基準（柏崎刈 羽原子 力発電所 原子力事 業者防 災業務計 画

平成 27 年 3 月

別表 2-3 原子力災害対策特別措置法第 15 条第１項の原子力緊急事態宣言発令の基準（1/3）
）
略称
①GE01
敷 地 境界 付 近 の放射線量の上昇②GE02
通 常 放出 経 路 での気 体 放射 性 物 質の検出
③GE03
通 常 放出 経 路 での液 体 放射 性 物 質の検出
④GE04
火 災 爆発 等 に よる
管 理 区域 外 で の放射線の異常放出

法令(1)放射線測定設備について，単位時間（2分以内のものに限る。）
ごとのガンマ線の放射線量を測定し1時間あたりの数値に換算して得た数値が5μSv/h以上（これらの放射線量が2地点以上において検出された場合又は10分間以上継続して検出された場合に限る。）の放射線量を検出すること。ただし，次の各号のいずれかに該当する場合は，当該数値は検出されなかったこととする。
(a)排気筒及び指定エリアモニタに示す測定設備により検出された数値に異常が認められないものとして，原子力規制委員会に報告した場合(b)当該数値が落雷の時に検出された場合(2)放射線測定設備のすべてについて5μSv/hを下回っている場合
において，当該放射線測定設備の数値が1μSv/h以上であるときは，当該放射線測定設備における放射線量と原子炉の運転等のための施設の周辺において，中性子線が検出されないことが明らかになるまでの間，中性子線測定用可般式測定器により測定した中性子の放射線量とを合計して得た数値が，5μSv/h以上のものとなっているとき。
当該原子力事業所における原子炉の運転等のための施設の排気筒
その他これに類する場所において，当該原子力事業所の区域の境界付近に達した場合におけるその放射能水準が5μSv/hに相当する以上の気体放射性物質が検出されたこと。（10分間以上継続）
当該原子力事業所における原子炉の運転等のための施設の排水口
その他これに類する場所において，当該原子力事業所の区域の境界付近に達した場合におけるその放射能水準が5μSv/hに相当する以上の液体放射性物質が検出されたこと。（10分間以上継続）
当該原子力事業所の区域内の場所のうち原子炉の運転等のための施設の内部に設定された管理区域外の場所において，火災，爆発その他これらに類する事象の発生の際に，当該場所における放射線量の水準として5mSv/hが検出されたこと，又は，火災，爆発その他これらに類する事象の状況により放射線量の測定が困難である場合
であって，その状況にかんがみ，放射線量が検出される蓋然性が高いこと。

61-9-5-57

表 5.6-4

原子力災害対策指針に基づく警戒事態を判断する基準（柏崎刈 羽原子 力発電所 原子力事 業者防 災業務計 画

平成 27 年 3 月

別表 2-3 原子力災害対策特別措置法第 15 条第１項の原子力緊急事態宣言発令の基準（2/3）
）
略称

法令
⑤GE05
当該原子力事業所の区域内の場所のうち原子炉の運転等のための
火 災 爆発 等 に よる 施設の内部に設定された管理区域外の場所において，火災，爆発そ
管 理 区域 外 で の放 の他これらに類する事象の発生の際に，当該場所におけるその放射
射 性 物質 の 異 常放 能水準が1時間当たり500μSv/hに相当するものとして空気中の放出
射性物質について次に掲げる放射能水準以上の放射性物質が検出されたこと又は，火災，爆発その他これらに類する事象の状況により放射性物質の濃度の測定が困難である場合であって，その状況にかんがみ，次に掲げる放射性物質が検出される蓋然性が高いこと。
(a)検出された放射性物質の種類が明らかで，かつ，一種類である
場合にあっては，放射性物質の種類又は区分に応じた空気中濃度
限度に5,000を乗じて得た値(b)検出された放射性物質の種類が明らかで，かつ，二種類以上の放射性物質がある場合にあっては，それらの放射性物質の濃度のそれぞれその放射性物質についての前号の規定により得られた値に対する割合の和が一となるようなそれらの放射性物質の濃度の値(c)検出された放射性物質の種類が明らかでない場合にあっては，
空気中濃度限度（当該空気中に含まれていないことが明らかである放射性物質の種類に係るものを除く。）のうち，最も低いものに5,000を乗じて得た値⑥GE06
原子炉の運転等のための施設の内部（原子炉の内部を除く。）にお施設内（原子炉外） いて，核燃料物質が臨界状態にあること。
での臨界事故⑦GE11
原子炉の非常停止が必要な場合において，制御棒の挿入により原子
原 子 炉停 止 機 能の 炉 を 停 止 す る こ と が で き な い こ と 又 は 停 止 し た こ と を 確 認 す る こ
異常とができないこと。
⑧GE21
原子炉の運転中に非常用炉心冷却装置の作動を必要とする原子炉
原 子 炉冷 却 材 漏え 冷却材の漏えいが発生した場合において，全ての非常用の炉心冷却
い 時 にお け る 非常 装置による当該原子炉への注水ができないこと。
用 炉 心冷 却 装 置による注水不能⑨GE22
原子炉の運転中に当該原子炉への全ての給水機能が喪失した場合
原 子 炉注 水 機 能の において，全ての非常用の炉心冷却装置による当該原子炉への注水喪失ができないこと。
⑩GE23
原子炉の運転中に主復水器による当該原子炉から熱を除去する機
残 留 熱除 去 機 能喪 能が喪失した場合において，当該原子炉から残留熱を除去する全て
失 後 の圧 力 抑 制機 の機能が喪失したときに，原子炉格納容器の圧力抑制機能が喪失す
能喪失
ること。
⑪GE25
全ての交流母線からの電気の供給が停止し，かつ，その状態が１時
全交流電源の 1 時 間以上継続すること。
間以上喪失

61-9-5-58

表 5.6-4

原子力災害対策指針に基づく警戒事態を判断する基準（柏崎刈 羽原子 力発電所 原子力事 業者防 災業務計 画

平成 27 年 3 月

別表 2-3 原子力災害対策特別措置法第 15 条第１項の原子力緊急事態宣言発令の基準（3/3）
）
略称
⑫GE27
全直流電源の 5 分
以上喪失
⑬GE28
炉心損傷の検出⑭GE29
停 止 中の 原 子 炉冷却機能の完全喪失⑮GE30
使 用 済燃 料 貯 蔵槽の 冷 却機 能 喪 失・
放射線検出
⑯GE41
格 納 容器 圧 力 の異
常上昇
⑰GE42
２ つ の障 壁 喪 失及び １ つの 障 壁 の喪
失又は喪失可能性⑱GE51
原子炉制御室の機能喪失・警報喪失⑲GE55
住 民 の避 難 を 開始
す る 必要 が あ る事
象発生
⑳XGE61
事 業 所外 運 搬 での放 射 線量 率 の 異常上昇

㉑XGE62
事 業 所外 運 搬 での放 射 性物 質 の 異常
漏えい

法令
全ての非常用直流母線からの電気の供給が停止し，かつ，その状態
が 5 分以上継続すること。
炉心の損傷の発生を示す原子炉格納容器内の放射線量を検知すること。
原子炉の停止中に原子炉容器内の水位が非常用炉心冷却装置（当該
原子炉へ低圧で注水する系に限る。）が作動する水位まで低下し，
当該非常用炉心冷却装置が作動しないこと。
使用済燃料貯蔵槽の水位が照射済燃料集合体の頂部から上方 2 メートルの水位まで低下すること，又は当該水位まで低下しているおそれがある場合において，当該貯蔵槽の水位を測定できないこと。
原子炉格納容器内の圧力又は温度が当該格納容器の設計上の最高
使用圧力又は最高使用温度に達すること。
燃料被覆管の障壁及び原子炉冷却系の障壁が喪失した場合において，原子炉格納容器の障壁が喪失するおそれがあること。

原子炉制御室が使用できなくなることにより，原子炉制御室からの原子炉を停止する機能及び冷温停止状態を維持する機能が喪失すること又は原子炉施設に異常が発生した場合において，原子炉制御室に設置する原子炉施設の状態を表示する装置若しくは原子炉施設の異常を表示する警報装置の全ての機能が喪失すること。
その他原子炉施設以外に起因する事象が原子炉施設に影響を及ぼすおそれがあること等放射性物質又は放射線が異常な水準で原子力事業所外へ放出され，又は放出されるおそれがあり，原子力事業
所周辺の住民の避難を開始する必要がある事象が発生すること。
事業所外運搬に使用する容器から1m離れた場所において，10mSv/h以上の放射線量が主務省令で定めるところにより検出されたこと。
主務省令で定めるところとは「通報すべき事業所外運搬に係る事象等に関する省令第2条第1項」令第4条第4項第4号の規定による放射線量の検出は，火災，爆発その他これらに類する事象の発生の際に検出することとする。
事業所外運搬の場合にあって，火災，爆発その他これらに類する事
象の発生の際に，当該事象に起因して，当該運搬に使用する容器から原子力災害対策特別措置法に基づき原子力防災管理者が通報すべき事業所外運搬に係る事象等に関する省令第4条に定められた量の放射性物質が漏えいすること又は当該漏えいの蓋然性が高い状態にあること。

61-9-5-59

5.7 緊急時対策本部内における各機能班との情報共有について
緊急時対 策本部 内にお ける各機 能班， 本社緊 急時対策 本部間 との基 本的な情 報共有
方法は以下のとおりである。今後の訓練等で有効性を確認し適宜見直していく。

ａ．プラント状況，重大事故等への対応状況の情報共有①号機班が通信連絡設備を用い当直長からプラント状況を逐次入手し，ホワイトボー
ド等に記載するとともに，主要な情報について緊急時対策本部中央の幹部席に向かって発話する。
②計画班は，SPDS 表示装置等によりプラントパラメータを監視し，状況把握，今後の進展予測，中期的な対応・戦略を検討する。
③各機能班は，適宜，入手したプラント状況，周辺状況，重大事故等への対応状況を
ホワイトボード等に記載するとともに，適宜 OA 機器（パーソナルコンピュータ等）
内の共通様式に入力することで，緊急時対策本部内の全要員，本社緊急時対策本部との情報共有を図る。
④6 号統括，7 号統括は，ユニット責任者として配下の各機能班の発話，情報共有記
録を下に全体の状況把握，今後の進展予測・戦略検討に努めると共に，定期的に配下の各機能班長を召集して，プラント状況，今後の対応方針について説明し，状況認識，対応方針の共有化を図る。
⑤本部長は定期的に各統括を召集して，対外対応を含む対応戦略等を協議し，その結果を本部幹部席で緊急時対策本部内の全要員に向けて発話し，全体 の共有 を図 る 。

ｂ．指示・命令，報告①各機能班は各々の責任と権限が予め定められており，幹部席での発話や他の機能班
から直接聴取，OA 機器内の共通様式からの情報に基づき，自律的に自班の業務に関する検討・対応を行うと共に，その対応状況をホワイトボード等への記載，並びに OA 機器内の共通様式に入力することで，緊急時対策本部内の情報共有を図る。
また，重要な情報について上司である統括へ報告するが，無用な発話，統括への報告・連絡・相談で緊急時対策本部内の情報共有を阻害しないように 配慮し てい る 。
②各統括は，配下の各機能班長ら報告を受け，各班長に指示・命令を行うとともに，重要な情報について，適宜本部幹部席で発話することで情報共有する。
③本部長は，各統括からの発話，報告を受け，適宜指示・命令を出す。

61-9-5-60

ｃ．本社緊急時対策本部との情報共有
緊急時対策本部と本社緊急時対策本部間の情報共有は，テレビ会議システム，社内情報共有ツールと合わせて，同じミッションを持つ総括，班長どうしで通信連絡設備を使用し，連絡，共有を行う。

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）

発話

伝令

伝令

伝令

OA 機器

伝令

通信連絡設備6，7 号炉
中央制御室

通信連絡設備
本社
緊急時対策本部
図 5.7-1

通信連絡設備5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）緊急時対策本部における各機
能班，本社緊急時対策本部との情報共有イメージ

61-9-5-61

5.8

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所と 5 号炉のプラント管理について
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）は，5 号炉原子炉建屋内の 2 階中央制御室の上部にあたる 3 階高気密室に設置する。そのため，緊急時対策所設備の設置及び運用に際しては，5 号炉プラントの停止管理業務と干渉が生じることがないよう，換気設備
および電源設備を独立させている他，以下事項について留意した設計とする。
① 5 号炉プラントの事故を想定し，その対応の妨げにならないこと② 事故を想定した 5 号炉プラントから，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の対応
業務への影響が生じないこと② 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所からの発災で，5 号炉プラントの通常停止管理業務への影響が生じないこと（１）5 号炉プラントの事故を想定し，その対応の妨げにならないこと
5 号炉原子炉施設は，平成 24 年 1 月 25 日以降，停止状態を安定継続しており，全ての燃料は使用済燃料プールに取り出されている（平成 28 年 12 月現在）。そのため，5 号炉プラントの運転員業務はプールに保管中の使用済燃料の冷却に関する監視・操作が中心となり，5 号炉で事故として考え得る影響は使用済燃料プールに関するものが中心となると考える。
具体的には，「使用済燃料プール注水停止」，「使用済燃料プール使用済燃料プール冷却停止」，「使用済燃料プール水位低下」事象の発生が考えられる。また以下では「全交流電源喪失」事象を伴うものとして検討を行った。
「使用済燃料プール注水停止」，「使用済燃料プール水位低下」事象に対しては，5 号炉
タービン建屋脇の消火栓配管に消防車を接続し送水することで，使用済燃料プールへの
注水，水位維持対応を可能としている。
また 5 号炉原子炉建屋脇に設置する電源車接続口を経由して受電する代替交流電源からの電源供給により，恒設の注水系を活用できるように設計する。
なお「使用済燃料プール使用済燃料プール冷却停止」事象に対しては，上記代替交流
電源からの電源供給による恒設の冷却系と可搬式熱交換機器による冷却機能維持対応が可能となるように設計する。
上記対応業務に必要な設備及び電源構成は 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所設備と分離されているほか，5 号炉中央制御室での監視・操作，現場での対応操作，現場へのアクセスルートについて干渉が発生することのない様配慮した設計とする。図 5.8-1 に 5 号
炉中央制御室及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の配置を示す。

61-9-5-62

図 5.8-1

5 号炉中央制御室及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の配置

61-9-5-63

（２）事故を想定した 5 号炉プラントから，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の対応業務への影響が生じないこと（１）以外に 5 号炉で発生する可能性のある事象として，「地震」，「津波」，「内部溢水（使用済燃料プールのスロッシングを含む）」，「内部火災」，「外部火災」を想定し必要な措置を行うこととする。このうち，「地震」，「津波」については，規則解釈第６１条１のａに適合するため，基準地震動及び基準津波発生時に機能を喪失しない設計とすることから，「内部溢水」「内部火災」「外部火災」に対する措置を以下に示す。
ａ．5 号炉の内部溢水影響に対する措置
5 号炉で発生する内部溢水に関連し，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所活動エリ
ア，換気設備，電源設備，必要な情報を把握できる設備，通信連絡設備等緊急時対策所設備と設置場所，アクセスルートについて，溢水防護区画として設定し溢水を想定のうえ評価を行い，必要措置を施すこととする。
具体的には，止水措置や耐震 B,C クラス機器の耐震性の確保等，必要な溢水防護対策を実施することにより，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所機能を維持する。
（緊急時対策所は重大事故等対処施設でもあることから，詳細は，「重大事故等対処設備について（補足説明資料）

共通

共-8

重大事故等対処設備の内部溢水に対する防護方針について」に記載）
ｂ．5 号炉の内部火災影響に対する措置
5 号炉で発生する内部火災に関連し，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所活動エリ
ア，換気設備，電源設備，必要な情報を把握できる設備，通信連絡設備等緊急時対策所設備と設置場所，アクセスルートについて，火災防護区画として設定し，不燃性材料又は難燃性材料の使用により，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所機能を維持する。また，5 号炉原子炉建屋 1 階屋内東側に設置している冷却材再循環ポン
プＭＧセットについて，危険物である第四類第四石油類（潤滑油）を抜き取り，危険物を貯蔵しない設備に変更する対策を取ることにより，5 号炉原子炉建屋内緊
急時対策所のアクセスルートを維持する。
万一 5 号炉に火災が発生した場合においても，消防法に準拠した火災感知器，消火設備を設置しており，当該機器等に発生した火災を速やかに感知し消火することによって，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所に設置する機器等の損傷を最小限に抑えることができる。
（緊急時対策所は重大事故等対処施設でもあることから，詳細は，41 条補足説明
資料 41-2「火災による損傷の防止を行う重大事故等対処施設の分類について」に記載）
ｃ．5 号炉の外部火災影響に対する措置
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所へのアクセスルートは，5 号炉原子炉建屋南側に設置している 5 号炉変圧器設備及び 5 号炉軽油タンク設備との離隔をとること
により，火災発生時の熱影響が対策要員のアクセスに影響しない様配慮した設計とする。また，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備は，5 号炉原子61-9-5-64

炉建屋南側に設置している 5 号炉軽油タンク設備との離隔をとることにより，タンク火災発生時の熱影響が対策要員の 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型
電源設備の機能に影響しない様配慮した設計とする。
（詳細は，「第６条：外部からの衝撃による損傷の防止」別添資料 4-1「外部火災影響評価について」添付資料 6「敷地内における危険物タンクの火災について」に記載）（３）5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所からの発災で，5 号炉プラントの通常停止管理業務への影響が生じないこと
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所で何らかの影響が生じたとして，5 号炉の停止管理業
務が妨げられないよう配慮する設計とする。
ａ．5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所で発生する内部溢水に対する措置
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所設備としては，破損等により内部溢水を引き起こす系統，機器を設置していない。そのため，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所が原因で 5 号炉に内部溢水が発生することはなく，5 号炉プラントの監視操作にも影響はないと評価できる。
ｂ．5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所で発生する火災防護に対する措置
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所で発生する火災に関しては，5 号炉原子炉建屋
内緊急時対策所設備への不燃性材料又は難燃性材料の使用により，5 号炉中央制御室エリアに火災影響が及ぶことが無きよう設計する。
万一，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（緊急時対策所周辺に設置する関連設備，及びそれらへのアクセスルートを含む）に火災が発生した場合においても，消防法に準拠した火災感知器，消火設備を設置しており，当該機器等に発生した火災を速やかに感知し消火することによって，5 号炉中央制御室に設置する機器等の損傷を最小限に抑えることができる。
（４）プロセス計算機停止時において，プラントの通常停止管理業務への影響が生じない
こと
緊急時対策所の設置に際しては，5 号炉における原子炉内の燃料を全て使用済み燃料プールに移動した上で，5 号炉プロセス計算機を一時的に移設することにより必要スペースを確保する。プロセス計算機は，運転員の補助機能（制御棒位置の記録や事故順序記録等）やプラント運転中に使用する機能（原子炉出力の計算や制御棒価値ミ
ニマイザ機能等）であり，プラント停止時は中央制御室の盤面器具（指示計，記録計，表示器）によりプラント監視や操作は可能であることから，プロセス計算機が停止してもプラント停止時の通常監視に支障はないと評価する。

61-9-5-65

5.9 設置許可基準規則第 6 条（外部からの衝撃による損傷の防止）への適合方針について
緊急時対策所に関する追加要求事項のうち，設置許可基準規則第 6 条（外部からの衝撃による損傷の防止）への適合方針は以下の通りである。
（1）風（台風）
設計基準風速は保守的に最も風速が大きい新潟市の観測記録史上 1 位である
40.1m/s とする。想定される影響としては，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の建物
及び緊急時対策所機能として設置する換気設備，電源設備，必要な情報を把握できる設備，通信連絡設備（以下，建物等）に対して，風荷重を考慮し，柏崎刈羽原子力発電所の緊急時対策所機能が喪失しない設計とする。
なお，風（台風）による飛来物の影響は，強い上昇気流を伴い風速も大きい竜巻の方が飛来物の影響が大きいことから，竜巻評価に包絡する。
（2）竜巻
設計竜巻の最大瞬間風速は，基準竜巻の最大瞬間風速（76m/s）に将来的な気候変動の不確実性を踏まえ，Ｆ3 の風速範囲の上限値である 92m/s とする。
想定される影響としては，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の建物等に対して，
風荷重，気圧差荷重及び飛来物衝突の際の衝撃荷重を適切に組み合わせた荷重について，柏崎刈羽原子力発電所の緊急時対策所機能が喪失しない設計とする。
また，竜巻襲来による影響として，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備が 2 台同時に損傷するケースへの対応としては，大湊側高台保管場所に配備する予備機と接続替えすることで，電源設備の機能を修復することが可能な設計とする。
（3）低温（凍結）
低温の設計基準については，規格基準類，観測記録（気象庁アメダス）及び年超過確率評価を踏まえ，最低気温が最も小さくなる値を設計基準として定めた。評価の結果，統計的な処理による最低気温の年超過確率 10 -4 /年の値は-15.2℃となる。
また，低温の継続時間については，過去の最低気温を記録した当日の気温推移に鑑み，保守的に 24 時間と設定した。また，基準温度より高い温度（-2.6℃）が長期間（173.4 時間）継続した場合について考慮する。
低温の影響モードとして凍結を想定するが，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の61-9-5-66

建物等に対して，設計基準対象施設として低温の影響を受けないことで，柏崎刈羽原子力発電所の緊急時対策所機能が喪失しない設計とする。
（4）降水
基準降水量については，規格基準類，観測記録（気象庁アメダス）及び年超過確率
評 価を踏 まえ， 降水量が 最も大 きくな る値を設 計基準 として 定めた。 評価の 結果，
統計的な処理による柏崎市の最大降水量の年超過確率 10 -4 /年の値は 101.3mm/h となる。
降水による浸水については，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の建物等は，構内
排水路による排水等により，柏崎刈羽原子力発電所の緊急時対策所機能が喪失しない設計とする。
降水による荷重については，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の建物等は，排水口による排水等により影響を受けない設計とすることで，柏崎刈羽原子力発電所の緊急時対策所機能が喪失しない設計とする。

（5）積雪
基準積雪量は，最深積雪量の平均値 31.1cm に，統計処理による 1 日あたりの積雪
量の年超過頻度 10 － 4 ／年値 135.9cm を加えた 167cm とする。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の建物に対して，積雪による静的荷重について，
柏崎刈羽原子力発電所の緊急時対策所機能が喪失しない設計とする。

（6）落雷
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所は，5 号炉主排気筒頂部に設置されている避雷針の遮へい効果により，落雷頻度が著しく低く，雷が直撃する可能性は十分小さいと考えられることから緊急時対策所の機能として設置する換気設備，電源設備，必要な情報を把握できる設備，通信連絡設備を維持できる。
また，必要な情報を把握できる設備，通信連絡設備（発電所内）について，発電所建屋内の通信連絡設備及び地下布設の専用通信回線（有線系）は，建屋の壁等により落雷の影響を受けにくい設計とする。万が一，PHS 基地局及びデータ伝送に係る光ファイバ通信伝送装置が損傷した場合は，予備品を用いて復旧し，必要な機能を維持できる設計とする。
61-9-5-67なお，データ伝送設備，通信連絡設備（発電所外）については，5 号炉原子炉建屋に配備すると共に，通信連絡設備（専用通信回線（有線系））を送電鉄塔に，通信連絡設備（専用通信回線（無線系））をマイクロ波無線鉄塔に配備し，互いに独立しつつ分散することで同時に機能喪失しない設計とする。

（7）地滑り5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の建物等は，斜面からの離隔距離を確保し地滑りの おそれ がない 位置に設 置する ことに より，柏 崎刈羽 原子力 発電所の 緊急時 対策所機能が喪失しない設計とする。

（8）火山
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所へ影響を及ぼし得る火山のうち，将来の活動可
能性が否定できない 32 火山について，設計対応が不可能な火山事象は，地質調査結果によれば，発電所敷地及び周辺で，痕跡が認められないことから，到達する可能性は十分小さいものと判断される。
その他の 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の機能に影響を与える可能性のある火山事象を抽出した結果，降下火砕物が抽出された。
降下火砕物の堆積量については，文献調査結果や国内外の噴火実績等による評価を実施した結果，保守性を考慮した 35cm を設計基準に設定する。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の建物に対して，降灰による静的荷重について，
柏崎刈羽原子力発電所の緊急時対策所機能が喪失しない設計とする。
また，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所について，火山と積雪との重畳により，積雪単独事象より緊急時対策所を設置する建屋への荷重影響が増長されるが，除灰及び除雪を行うなど適切な対応を行い，緊急時対策所の機能を喪失しない設計とする。
（9）生物学的事象
生物学的事象として，海生生物であるクラゲ等の発生，陸上では小動物の侵入を考慮する。
クラゲ等の発生については，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の建物等には，海水取水を必要としない設備とすることで，柏崎刈羽原子力発電所の緊急時対策所機
61-9-5-68

能が喪失しない設計とする。
小動物の侵入については，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の建物等のうち，屋内
設 備は建 屋貫通 部への止 水処置 等によ り，屋外 設備は 設備開 口部への 貫通部 シール
処 理等に より影 響を受け ない設 計とす ることで ，柏崎 刈羽原 子力発電 所の緊 急時対策所機能が喪失しない設計とする。

（10）火災，爆発（森林火災，近隣の産業施設の火災・爆発，航空機落下火災）
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所へ影響を及ぼし得る外部火災としては，森林火災，近隣の産業施設の火災・爆発，航空機墜落による火災が考えられる。
森林火災としては，発電所構内の森林の全面的な火災を想定する。影響としては
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の外壁に対する森林火災時の火炎からの輻射熱による温度上昇を確認し，機能に影響のない設計とする。
外壁以外の 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の機能として設置する換気設備，電源設備，必要な情報を把握できる設備，通信連絡設備については，各建屋内側に設置されていることから影響はないものと考える。
また，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の電源設備のうち代替交流電源設備については，森林火災時の火炎からの輻射熱による温度上昇を確認し，機能に影響のない設計とする。
近隣の産業施設の火災・爆発としては，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所設置場
所周辺の危険物の影響を想定し，柏崎刈羽原子力発電所の緊急時対策所機能を喪失しない設計とする。
航空機墜落による火災としては，偶発的な航空機墜落に対して，5 号炉原子炉建
屋内緊急時対策所と原子炉制御室を互いに独立して分散配置し，共通要因により同時に機能喪失しない設計とする。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所は，森林火災に伴い発生する有毒ガスに対しては，防火帯林縁からの離隔（約 151m）を確保することにより影響を受けない設計とする。また近隣の産業施設の火災に伴い発生する有毒ガスに対しては，外気取入口（5 号炉原子炉建屋 3 階北側に設置）への伝播経路が原子炉建屋等の構造物により遮られることにより，外気取入口に到達しないことから，影響を受けない設計とする。
航空機墜落による火災に伴い発生する有毒ガスに対しては，5 号炉原子炉建屋内
61-9-5-69

緊急時対策所は，柏崎刈羽原子力発電所の緊急時対策所機能が喪失しない設計とする。

（11）有毒ガス
外部火災以外の有毒ガスについては，敷地外有毒ガスについては離隔距離を確保していること及び敷地内屋内貯蔵有毒物質が影響を及ぼすことはなく，敷地内屋外設備からの有毒ガス，窒素ガスの濃度は外気取入口において判定基準以下となる設
置位置であるため問題ない。
また，敷地内外からの有毒ガスが発生した場合においても，要員が必要な対応ができるようセルフエアセット等防護具を利用することが出来る設計とする。

（12）船舶の衝突
船舶の衝突に対し，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の建物等には，海水取水を必要 としな い設備 とするこ とで， 柏崎刈 羽原子力 発電所 の緊急 時対策所 機能が 喪失しない設計とする。

（13）電磁的障害
電磁的障害による擾乱に対し，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の建物等のうち，
必 要な情 報を把 握できる 設備， 通信連 絡設備等 は，フ ィルタ 等の設置 により 影響を
受 けない 設計と すること で，柏 崎刈羽 原子力発 電所の 緊急時 対策所機 能が喪 失しな
い設計とする。

61-9-5-70

5.10 福島第一原子力発電所事故を踏まえた原子力防災組織の見直しについて(1)福島第一原子力発電所事故対応の課題と必要要件
ａ．福島第一原子力発電所事故対応の課題
当社福島第一原子力発電所事故対応では発電所対策本部の指揮命令が混乱し，迅速・的確な意思決定ができなかったが，緊急時活動や体制面における課題及び，それぞれの課題に対する必要要件を表 5.10-1 に示す。
表 5.10-1 福島第一原子力発電所事故対応の課題と必要要件
課 題※
自然災害と同時に起こりえる複数原子炉施設の同時被災を想定した備えが十分でなかった。
事故の状況や進展が個別の号炉毎に異なるにもかかわらず，従前の機能班単位で活動した。
中央制御室と発電所対策本部の間，発電所対策本部と本社対策本部間において機器の動作状況を共有し，正しく共有できなかった。

必要要件①複数施設の同時被災，中長期的な対応を考慮した要員体制を構築する。
②号機班を設け号炉単位に連絡体制を密にする。
③中央制御室と発電所対策本部間の通信連絡設備を強化する。
④情報共有ツールの活用により情報共有を図る。
発電所長が全ての班（12 班）を管理するフラット ⑤発電所長が直接監督する人数を減な体制で緊急時対応を行なっていたため，あらゆらす。
（監督限界の設定）
る情報が発電所対策本部の本部長（発電所長）に ④情報共有ツールを活用し，情報共有
報告され，情報が輻輳し混乱した。
することにより，本部における発話を制限する。
発電所長からの権限委譲が適切でなく，ほとんど ⑥発電所長の権限を下部組織に委譲の判断を発電所長が行う体制となっていた。
する。
本来復旧活動を最優先で実施しなくてはならな ⑦対外対応を専属化し，発電所長の対い発電所の要員が，対外的な広報や通報の最終的外発信や広報の権限を委譲する。
な確認者となり，復旧活動と対外情報発信活動の ⑧対外対応活動を本社対策本部に一両立を求められた。
元化する。
公表の遅延，情報の齟齬，関係者間での情報共有 ④情報共有ツールの活用により情報の不足等が生じ，事故時の対外公表・情報伝達が共有を図る。
不十分だった。
⑦対外対応を専属化し，発電所長の対外発信や広報の権限を委譲する。
本社対策本部が，発電所対策本部に事故対応に対 ⑨現場決定権は発電所対策本部に与する細かい指示や命令，コメントを出し，発電所
え本社対策本部は支援に徹する。
長の判断を超えて外部の意見を優先したことで， ⑩指揮命令系統を明確化し，それ以外
発電所対策本部の指揮命令系統を混乱させた。
の者からの指示には従わない。
官邸から発電所長へ直接連絡が入り，発電所対策 ⑪外部からの問合せ対応は本社対策本部を混乱させた。
本部が行い，外部からの発電所への直接介入を防止する。
緊急時対応に必要な作業を当社社員が自ら持つ ⑫外部からの支援に頼らずに当社社
べき技術として設定していなかったことから，作員が自ら対応できるように消防車
業を自ら迅速に実行できなかった。
やホイールローダ等を予め配備し，運転操作を習得する。

61-9-5-71

課 題※
必要要件
地震・津波による発電所内外の被害と放射性物質 ⑬後方支援拠点となる原子力事業所
による屋外の汚染により，事故収束対応のための災害対策支援拠をすみやかに立ち
資機材の迅速な輸送，受け渡しができなかった。
上げられるよう，拠点を整備し，予め派遣する人員を決める。
⑬汚染エリアでの輸送にも従事できるよう，輸送部隊に放射線教育を実施する。
本社は，資材の迅速な準備，輸送，受け渡しで十 ⑬本社は，災害発生後，発電所が必要
分な支援ができなかった。
としている資機材を迅速に送ることができるよう，調達・輸送面に関する運用を手順化する。
通常の管理区域以上の状態が屋外にまで拡大し ⑫社員に対して放射線放射線計測器
たため，放射線管理員が不足した。
の取扱研修を行い，放射線管理補助員を育成する。
※ 当社の「社内事故調報告書（福島原子力事故調査報告書）」や，「福島原子力事故の総括および原子力安全改革プラン」以外にも，以下に示すような報告書が公表されており，これらの中には当社が取り組むべき有益な提言が含まれていると認識している。
・ 東京電力福島原子力発電所における事故調査・検証委員会 最終報告（政府事故調）
・ 東京電力福島原子力発電所事故調査委員会報告書（国会事故調）
・ 東京電力株式会社福島第一原子力発電所事故の技術的知見について（原子力安全・保安院）
・ 「福島第一」事故検証プロジェクト最終報告書（大前研一）
・ Lessons Learned from the Nuclear Accident at the Fukushima Daiichi Nuclear Power Station（INPO）
・ 福島原発事故独立検証委員会 調査・検証報告書（民間事故調）

61-9-5-72

ｂ．原子力防災組織に必要な要件の整理
柏崎刈羽原子力発電所及び本社の原子力防災組織は，福島第一原子力発電所での課題を踏まえ，発電所の複数の原子炉施設で同時に重大事故等が発生した場合及び重大事故等の中期的な対応が必要となる場合でも対応できるようにするため，当社の原子力防災組織へ反映すべき必要要件及び要件適用の考え方を表 5.10-2 に整理した。
表 5.10-2 当社原子力防災組織へ反映すべき必要要件及び要件適用の考え方
必要要件※

当社の原子力防災組織への要件適用の考え方

組織構造上の要件
組織運営上の要件①複数施設同時被災，中長 ・発電所対策本部要員を増強。
期的な対応ができる体制 ・交替して中長期的な対応を実施。
の構築
・号機班の設置。
②中央制御室毎の連絡体 （プラント状況の様相・規模に応じて縮小・拡張する）
制の構築
・指示命令が混乱しないよう，現場指揮官を頂点に，直属の部下は最大７名以下に収まる構造を大原則とする。
⑤監督限界の設定
・原子力防災組織に必要な機能を以下の５つに定義し，統括を新規に設置。
1.意思決定・指揮
2.対外対応3.情報収集と計画立案⑦対外対応の専属化
4.現場対応5.ロジスティック，リソース管理
・対外対応に関する責任者や専属の対応者の配置。
⑨現場決定権を発電所長 ・最終的な対応責任は現場指揮官に与え，現場第一線で活動すに与える。
る者以外は，たとえ上位職位・上位職者であっても現場のサポ⑥発電所長の権限を下部 ートに徹する役割とする。
・必要な役割や対応について，予め本部長の権限を統括に委譲
組織に委譲することで，自発的な対応を行えるようにする。
⑩指揮命令系統の明確化
・本社から発電所への介入は行わない。
⑧対外対応活動を本社対 ・本社対策本部に対外対応に関する責任者と専属の対応者を配置し，広報，情報発信を一本化する。
策本部に一本化⑪外部からの対応の本社 ・外部からの問合せは全て本社が行い，発電所への直接介入を
防止する。
一元化

④情報共有ツールの活用⑫現場力の強化⑬発電所支援体制の構築

・縦割りの指示命令系統による情報伝達に齟齬がでないよう，
全組織で同一の情報を共有するための情報伝達・収集様式（テンプレート）の統一や情報共有のツールを活用する。
・これに伴い，本部における発話を制限する。（情報錯綜の防止）・外部からの支援に頼らずに当社社員が自ら対応できるように消防車やホイールローダ等を予め配備し，運転操作を習得。
・放射線管理補助員を育成する。
・後方支援拠点となる原子力事業所災害対策支援拠をすみやかに立ち上げられるよう，拠点を整備し，予め派遣する人員を決める。
・輸送を行う協力企業に放射線教育を実施する。
・本社は，災害発生後，発電所が必要としている資機材を迅速に送ることができるよう，調達・輸送面に関する運用を手順化する。

表 5.10-2 における対応策③は設備対策のため，本表には記載せず。

61-9-5-73

なお，当社の原子力防災組織へ反映すべき必要な要件の整理に当たり，弾力性をもった運用が可能である，米国の消防，警察，軍等の災害現場・事件現場等における標準化された現場指揮に関するマネジメントシステム［ICS1（Incident Command System）］を参考にしている。ＩＣ
Ｓの主な特徴を表 5.10-3 に示す。
表 5.10-3 ＩＣＳの主な特徴
特 徴

対応す
る要件
※

•災害規模に応じて拡大・縮小可能な組織構造
基本的な機能として，Command（指揮），Operation(現場対応)，Planning（情報収集と計画立案），Logistics（リソース管理），Finance／Administration（経理，総務）がある。可能であれば現場指揮官が全てを実施しても構わないが，対応規模等，必要に応じ独立した班を組織する。規模の拡大に応じ，組織階層構造を深くする形で組織を拡張する。

①②⑤•監督限界の設定（３～７名程度まで）
Incident Commander（現場指揮官）を頂点に，直属の部下は 3～7 名の範囲で収まる構造を大原則とする。本構造の持つ意味は，一人の人間が緊急時に直接指揮命令を下せる範囲は経験的に 7 名まで（望ましくは 5 名まで）であることに由来している。

⑤•直属の上司の命令のみに従う指揮命令系統の明確化
自分の直属の組織長からブリーフィングを受けて各組織のミッションと自分の役割を確実に理解する。善意であっても，誰の指示も受けず勝手に動いてはならない。反対に，指揮命令系統上にいない人物からの指示で動くこともしてはならない。

⑩•決定権を現場指揮官に与える役割分担の明確化
最終的な対応責任は現場指揮官にあたえ，たとえ上位組織・上位職者であっても周辺は
そのサポートに徹する役割を分担する（米国の場合，たとえ大統領であっても現場指揮官に命令することはできない）。

⑥⑨•全組織レベルでの情報共有を効率的に行うための様式やツールの活用
縦割りの指揮命令系統による情報伝達の齟齬を補うために，全組織で同一の情報を共有するための情報伝達・収集様式の統一や情報共有のためのツールを活用する。

④•技量や要件の明確化と維持のための教育・訓練の徹底
日本の組織体制では，役職や年次による役割分担が一般的だが，ICS では各役割のミッ⑫
ションを明確にし，そこにつく者の技量や要件を明示，それを満たすための教育／訓練を課すことで「その職務を果たすことができる者」がその役職に就く運用となっている。
・現場指揮官をサポートする指揮専属スタッフの配置
現場指揮官の意思決定をサポートする役割を持つ指揮専属スタッフを設けることが出来る。
（指揮専属スタッフは，現場指揮官に変わって意思決定は行わない立場であるが，与え－られた役割に対し部門横断的な活動を行うことができる点で現場指揮官と各機能班の指揮命令系統とは異なった特徴を有している。
）※ 対応する要件のうち，③は設備対策のため，⑦，⑧，⑪，⑬は，ICS の特徴に整理できないた
め，上表に記載していない。なお，⑦，⑧，⑪は対外対応機能を分離し，本社広報，情報発信を一本化することで対応。
⑬については本社に発電所支援機能を独立させ強化することで対応。
（詳
細は次ページ以降参照）
1

参考文献：
・「 3.11 以 降 の 日 本 の 危 機 管 理 を 問 う 」（ 神 奈 川 大 学 法 学 研 究 所 叢 書 27） 務 台 俊 介 編 著 ， レ オ ・ ボ ス ナ ー ／ 小 池 貞
利 ／ 熊 丸 由 布 治 著 発 行 所 ：（ 株 ） 晃 洋 書 房 2013.1.30 初 版
・ 21st Century FEMA Study Course:-Introduction to Incident Command System,ICS-100,National IncidentManagement System(NIMS),Command and Management(ICS-100.b)／ FEMA／ 2011.6
・「 緊 急 時 総 合 調 整 シ ス テ ム Incident Command System（ ICS） 基 本 ガ イ ド ブ ッ ク 」
永田高志／石井正三／長谷川学／寺谷俊康／水野浩利／深見真希／レオ・ボスナー著
発 行 元 ： 公 益 社 団 法 人 日 本 医 師 会 2014.6.20 初 版

61-9-5-74

ICS は上記の特徴から，たとえ想定を超えるような事態を迎えても，柔軟に対応し事態を収拾することを目的とした弾力性を持ったシステムであり，当社の原子力防災組織へ反映すべき必要な要件に概ね合致していると考えている。

（２）具体的な改善策
当社の原子力防災組織の具体的な改善策について以下に記す。
ａ．組織構造上の特徴○基本的な機能として 5 つの役割にグルーピング。
○指揮命令が混乱しないよう，また，監督限界を考慮し，指揮官（本部長）の直属の部
下（統括）を 7 名以下，統括の直属の部下（各班の班長）も 7 名以下となるよう組織を構成（発電所 図 5.10-1，本社 図 5.10-2）。班員についても役割に応じたチーム
編成とすることで， 班長以下の指揮命令系統にも監督限界を配慮（例：総務班の場合
は，厚生チーム，警備チーム，医療チーム，総務チーム等，役割毎に分類）。
○号機班は，プラント状況の様相・規模に応じて縮小，拡張可能なよう号炉毎に配置。
（図 5.10-1）○ロジスティック機能を計画立案，現場対応機能から分離。
○対外対応に関する責任者として対外対応統括を配置。
○社外対応を行う要所となるポジションにはリスクコミュニケーターを配置。
○現場指揮官の意思決定をサポートする役割を持つ指揮専属スタッフとして安全監督担
当を配置。現場の安全性について，指揮官（本部長）に助言を行うともに，現場作業員の安全性を確保するために協働し，緊急時対策要員の安全確保に努める役割を担う。
安全監督担当は，部門横断的な活動を行うことができる点で本部長，統括と各機能班
長の指揮命令系統とは異なった位置づけとなっており，現場作業員の安全性確保に関し，各統括・班長に対して是正を促すことができる。
ｂ．組織運営上の特徴○指揮命令系統上にいない人物からの指示で動くことがないようにする。
○最終的な対応責任は発電所対策本部にあり，重大事故等発生時における本社対策本部の役割は，事故の収束に向けた発電所対策本部の活動の支援に徹すること，現地の発電所長からの支援要請に基づいて活動することを原則とし，事故対応に対する細かい指示や命令，コメントの発信を行わない。
○必要な役割や対応について，予め本部長の権限を委譲することで，各統括や班長が自発的な対応を行えるようにする。
○発電所の被災状況や，プラントの状況を共有する社内情報共有ツール（チャット，COP（Common Operational Picture））を整備することにより，発電所や本社等の関係者に
電話や紙による情報共有に加え，より円滑に情報を共有出来るような環境を整備する。
（図 5.10-3）

61-9-5-75

○テレビ会議システムで共有すべき情報は，全員で共有すべき情報に限定する等，発話内容を制限することで，適切な意思決定，指揮命令を行える環境を整備する。
○発電所対策本部と本社対策本部間の情報共有は，テレビ会議システム，社内情報共有
ツールと合わせて，
同じミッションを持つ総括，班長どうしで通信連絡設備を使用し，連絡，情報共有を行う。
○外部からの支援に頼らずに当社社員が自ら対応できるように消防車やホイールローダ
等を予め配備し，運転操作を習得。
○本社は，後方支援拠点となる原子力事業所災害対策支援拠点をすみやかに立ち上げられるよう，拠点を整備し，予め派遣する人員を選定。
○本社は，災害発生後，発電所が必要としている資機材を迅速に送ることが出来るよう，調達・輸送面に関する運用を予め手順化。

61-9-5-76

機 能 毎 に 統 括 を 置 き ，本 部 長（ 発 電 所 長 ）の 監 督 人 数 を 削
発電所本部長防災管理者（発電所長）

広報班
通報班

意思決定
・指揮

発電所本部長原子炉主任技術者

防災管理者

安全監督担 当（発電所長）

情報班
技術班

1～５号計画班

情報収集・
計画立案

計画・情報統括

６，7号計画班
保安班

復旧班

発電班

号機班(１～ ５号)

1～５号統括保安班

現場対応

復旧班(１～ ５号)
号機班(６号)

６号統括

資材班

復旧班(６号)号機班(７号)

7号統 括

復旧班(７号)
厚生班
医療班

対外対応

対外 対応統括

立地 ・広報班
通報班

総務班
警備誘導班

ロジ・
リソース管理

総務統括

総務班
資材班

図 5.10-1 柏崎刈羽原子力発電所の原子力防災組織の改善

号機班は，号機毎に配置

本店本部長
（社長）

情報班

本部長付

官庁連絡班

本部長
スタッフ

広報班

意思決定
・指揮
情報収集・
計画立案

本部長付

本部長
スタッフ

計画・情報統括
計画班
情報班
保安班

現場対応
給電班

保安班

本社本部長
（社長）

復旧統括
対外対応統括
広報班

対外対応
官庁連絡班

立地班

技術・復旧班

支援統括

支援調整

後方支援拠点班
支援受入調整班

資材班
電力支援受入班

厚生班

総務統括

ロジ・
リソース管理

総務班

通信班
総務班
厚生班

図 5.10-2 本社の原子力防災組織の改善

61-9-5-77

資材班

社内情報共有ツール（チャット）※

社内情報共有ツール（COP）

緊 急 時 組 織 の 運 用 に つ い て は ，訓 練 を 通 じ て 改 善 を 図 っ て い る こ と か ら ，今 後 変 更 と な る 可 能 性がある。

図 5.10-3 社内情報共有ツール（３）改善後の効果について
原子力防災組織を改善したことにより，以下の効果があると考えている。
○指示命令系統が機能毎に明確になる。
○管理スパンが設定されたことにより，指揮者（特に本部長）の負担が低減され，指揮者は，
プラント状況等を客観的に俯瞰し，指示が出せるようになる。
○本部長から各統括に権限が委譲され，各統括の指示の下，各機能班が自律的に自班の業務に対する検討・対応を行うことができるようになる。
○運用や情報共有ツール等を改善することにより，発電所対策本部，各機能班のみならず，
本社との情報共有がスムーズに行えるようになる。
訓練シナリオを様々に変えながら訓練を繰り返すことで，技量の維持・向上を図るとともに，原子力災害は初期段階における状況把握と即応性が重要であることから，それらを中心に更なる改善を加えることにより，実践力を高めることが可能になると考えている。また,
複数プラント同時事故に対応するブラインド訓練（訓練員に事前にシナリオを知らせない訓練）を継続することにより,重大事故時のマネジメント力と組織力が向上していくものと考えている。

発電所緊急時対策本部（本部長：発電所長）

図 5.10-4

柏崎刈羽原子力発電所の原子力防災訓練の様子

61-9-5-78

5.11 柏崎刈羽原子力発電所の緊急時対策本部体制と指揮命令及び情報の流れについて
当社は福島第一原子力発電所の事故から得られた教訓を踏まえ，事故以降，緊急時体制の見直しを進めてきている。具体的には，緊急時訓練を繰り返し実施して見直しを重ね，実効的な組織を目指して継続的な改善を行っているところである。
こうした取り組みを経て現在柏崎刈羽原子力発電所において組織している緊急時体制について，以下に説明する。
1.基本的な考え方
柏崎刈羽原子力発電所の緊急時体制を図 5.11-1 に示す。
緊急時体制の構築に伴う基本的な考え方は以下のとおり。
・機能毎の整理
まず基本的な機能を以下の 4 つに整理し，機能毎に責任者として「統括」を配置する。さらに「統括」の下に機能班を配置する。
① 情報収集・計画立案② 現場対応③ 対外対応④ ロジスティック・リソース管理
これらの統括の上に，組織全体を統括し，意思決定，指揮を行う「本部長(所長)」を置く。
このように役割，機能を明確に整理するとともに，階層化によって管理スパンを適正な範囲に制限する。
・権限委譲と自律的活動
予め定める要領等に記載された手順の範囲内において，本部長の権限は各統括，班長に委譲されており，各統括，班長は上位職の指示を待つことなく，自律的に活動する。
・戦略の策定と対応方針の確認
計画・情報統括は，本部長のブレーンとして事故対応の戦略を立案し，本部長に進言する。また，こうした視点から対応実施組織が行う事故対応の方向性の妥当性を常に確認し，必要に応じて是正を提言する。
・申請号炉と長期停止号炉の分離
プラント毎に行う現場対応については，申請号炉である 6，7 号炉と長期停止号炉である 1～5 号炉に対応する組織を分離する。
・申請号炉の復旧操作対応
申請号炉である 6，7 号炉については，万一の両プラント同時被災の場合の錯綜する状況にも適切に対応できるようにするため，各号炉を統括する者をそれぞれに置き(「6 号統括」と「7 号統括」)，統括以下，号炉毎に独立した組織とすることで，要員が担当号炉に専念できる体制とする。
61-9-5-79

・本部長の管理スパン
以上のように統括を配置すると，本部長は 1～7 号炉の現場の対応について，1～5
号統括，6 号統括，7 号統括の 3 名を管理することになる。
本部長は各統括に基本的な役割を委譲していることから，3 名の統括を通じて全号炉の管理をするが，プラントが事前の想定を超えた状況になり、2 基を超えるプラン
トで本部長が統括に対して直接の指示を行う必要が生じた場合には，本部長の判断により，本部長が指名した者と本部長が役割を分割し，それぞれの担当号炉を分けて管理する。(図 5.11-2)
・発電所全体に亘る活動
発電所全体を所管する自衛消防隊は，火災の発生箇所，状況に応じて，1～5 号統括，6 号統括，7 号統括のいずれかの指揮下で活動する。
また，発電所全体を所管する保安班は，計画・情報統括配下に配置する。
2.役割・機能(ミッション)
緊急体制における各職位の役割・機能(ミッション)を，表 5.11-１に示す。
この中で，特に緊急時にプラントの復旧操作を担当する号機班と復旧班，及び号機統括の役割・機能について，以下の通り補足する。
○号機班：

プラント設備に関する運転操作について，運転員による実際の対応を確認する。この運転操作には，常設設備を用いた対応まで含む。
これらの運転操作の実施については，本部長から当直副長にその実施権限が委譲されているため，号機班から特段の指示が無くても，運転員が手順に従って自律的に実施し，号機班へは実施の報告が上がって来ることになる。万一，運転員の対応に疑義がある場合には，号機班長は運転員に助言する。

○復旧班： 設備や機能の復旧や，可搬型設備を用いた対応を実施する。
これらの対応の実施については，復旧班にその実施権限が委譲されているため，復旧班が手順に従って自律的に準備し，号機統括へ状況の報告を行う。
○号機統括：運転員及び号機班と復旧班の実施するプラント復旧操作に関する報告を踏まえて，担当号炉における復旧活動の責任者として当該活動を統括する。
なお，あらかじめ決められた範囲での復旧操作については運転員及び復旧班にその実施権限が委譲されているため，号機統括は万一対応に疑義がある場合に是正の指示を行う。
また，当該号炉の火災の場合には，自衛消防隊の指揮を行う。

61-9-5-80

3.指揮命令及び情報の流れについて
緊急時組織において，指揮命令は基本的に本部長を頭に，階層構造の上位から下位に向かってなされる。一方，下位から上位へは，実施事項等が報告される。これとは別に，常に横方向の情報共有が行われ，例えば同じ号炉の号機班と復旧班など，連携が必要な班の間には常に綿密な情報の共有がなされる。
なお，予め定めた手順の範囲内において，本部長の権限は各統括，班長に委譲されているため，その範囲であれば特に本部長や統括からの指示は要しない。複数号炉にまたがる対応や，あらかじめ定めた手順を超えるような場合には，本部長や統括が判断を行い，各班に実施の指示を行うことになる。
以上のような指揮命令及び情報の流れについて，具合例として以下の 2 つのケースの場合を示す。
(ケース 1)消防車による 6 号炉への注水(定められた手順で対応が可能な場合の例：図5.11-3)・復旧班長(6 号炉)の指示の下，6 号復旧班が自律的に消防車による送水を準備，開始
する・復旧班長(6 号炉)は，6 号統括に状況を報告すると共に号機班(6 号炉)にも情報を共有する。
・6 号炉当直副長の指示の下，運転員が自律的に原子炉への注水ラインを構成する。
・号機班長(6 号炉)は，6 号統括に状況を報告すると共に復旧班(6 号炉)にも情報を共有する。
・号機班長(6 号炉)は復旧班から共有された情報をもとに，原子炉注水の準備ができた
ことを運転員に連絡する。
・運転員は原子炉への注水を開始する。
・号機班長(6 号炉)は 6 号統括に，原子炉への注水開始を報告する。
(ケース 2)複数個所の火災発生(自衛消防隊の指揮権が委譲される場合の例：図 5.11-4)・6 号炉での火災消火のため，6 号統括が自分の指揮下に入るよう自衛消防隊に命じ出動を指示する。
・自衛消防隊が 6 号炉で活動中に 1 号炉で火災発生。1 号炉当直副長は初期消火班にて対応する。
・両火災の対応の優先度について 1～5 号統括と 6 号統括を中心に本部にて協議し，本部長の判断にて「6 号炉での消火活動の継続」を決定する。
・6 号炉消火後，6 号統括は，自衛消防隊に 1 号炉へ移動するよう指示し，自衛消防隊の指揮権を 1～5 号統括に委譲する。
・自衛消防隊は 1～5 号統括の指揮の下，1 号炉の消火活動を実施する。
61-9-5-81

4.その他(1)夜間・休日の体制
夜間・休日については，上述した緊急時体制をベースに，特に初動対応に必要な要員を中心に宿直体制をとり，常に必要な要員数を確保することによって事故に対処できるようにする。その後に順次参集する要員によって徐々に体制を拡大していくこととなる。
(2)要員が負傷した際の代行の考え方
特に夜間・休日において万一何らかの理由で要員が負傷するなどにより役割が実行できなくなった場合には，平日昼間のように十分なバックアップ要員がいないことが考えられる。
このような場合には，同じ機能を担務する下位の職位の要員が代行するか，または上位の職位の要員が下位の職位の要員の職務を兼務する(例：復旧班長が負傷した
場合は復旧班副班長が代行するか，または統括が兼務する)。
具体的な代行者の選定については，上位職の者(例えば班長の代行者については統括)が決定する。

61-9-5-82

表 5.11-1 各職位のミッション
職

位

本部長

ミッション
・防災態勢の発令，変更の決定
・緊急時対策本部(以下，「対策本部」という)の指揮・統括
・重要な事項の意思決定

原子炉主任技術者
安全監督担当計画・情報統括・原子炉安全に関する保安の監督，本部長への提言
・人身安全に関する安全の監督，本部長への提言
・事故対応方針(緊急時行動計画)の作成、対策本部への提示
・資源の利用・運用に関する対策本部への提言
・事故対応状況の把握に関する本部長のサポート

計画班

・事故対応に必要な情報(パラメータ，常設設備の状況・可搬型設備の準備状況等)の収集，プラント状態の進展予測・評価
・プラント状態の進展予測・評価結果の事故対応方針への反映
・アクシデントマネジメントの専門知識に関する計画・情報統括のサポート

保安班

・発電所内外の放射線・放射能の状況把握，影響範囲の評価
・被ばく管理，汚染拡大防止措置に関する緊急時対策要員への指示
・影響範囲の評価に基づく対応方針に関する計画・情報統括への提言
・放射線の影響の専門知識に関する計画・情報統括のサポート

号機統括

・対象号機に関する事故の影響緩和・拡大防止に関わるプラント設備の運転操作，可搬型設備を用いた対応，不具合設備の復旧の統括

号機班

・運転員からの重要パラメータ及び常設設備の状況の入手，対策本部へインプット・事故対応手段の選定に関する運転員のサポート
・運転員からの支援要請に関する号機統括への提言

運転員（当直)・重要パラメータ及び常設設備の状況把握と操作
・中操制御室内監視・操作の実施
・事故の影響緩和，拡大防止に関わるプラントの運転操作

復旧班

・事故の影響緩和・拡大防止に関わる可搬型設備の準備と操作・可搬型設備の準備状況の把握，号機統括へインプット・不具合設備の復旧の実施

自衛消防隊
対外対応統括通報班

・初期消火活動(消防車隊)

立地・広報班・対外対応情報の収集，本部長へインプット・対外対応活動の統括
・社外関係機関への通報連絡・自治体派遣者の活動状況把握とサポート
・マスコミ対応者への支援

総務統括
資材班

・発電所対策本部の運営支援の統括
・資材の調達及び輸送に関する一元管理
・原子力緊急事態支援組織からの資機材受入調整

総務班

・要員の呼集，参集状況の把握，対策本部へインプット
・食料・被服の調達
・宿泊関係の手配
・医療活動
・所内の警備指示
・一般入所者の避難指示
・物的防護施設の運用指示
・他の班に属さない事項

61-9-5-83

重大事故等に対処する要員
緊急時対策要員
①
４ ※１

本部長

1号炉
2号炉
3号炉
4号炉
5号炉
6号炉
7号炉

原
子
炉
主
任
技
術
者

１
１
１
１
１
１
１

安全監督担当１

計画班長（１～５号炉）１

中央制御室運転員②
計画・情報統括１

１
計画班長（６，７号炉）

保安班長

１

計画班員
（１～５号炉）１

６
計画班員（６，７号炉）

保安班員

１２ ※２

１５ ※２

保安班現場要員
２１③
１～５号統括１

１号機班長（１～５号炉）１号機班員（１～５号炉）１
復旧班長（１～５号炉）１
復旧班員（１～５号炉）復旧班現場要員

２

1号炉運転員
2号炉運転員
3号炉運転員
4号炉運転員
5号炉運転員１８※Ａ

6，7号炉中央制御室

6号炉運転員
１

６号統括

号機班長
（６号炉）

１

号機班員
（６号炉）

２

復旧班長
（６号炉）

１

復旧班員
（６号炉）

２

復旧班現場要員

３２ ※２※３7号炉運転員
(連携)
１

７号統括

号機班長
（７号炉）

１

号機班員
（７号炉）

２

復旧班長
（７号炉）

１

復旧班員
（７号炉）

２

復旧班現場要員

３１ ※２
※３

④
対外対応統括１

通報班長
立地・広報班長

１
１

通報班員
立地・広報班員

５
４

⑤
総務統括

１

資材班長

１

資材班員

１

総務班長

自衛消防隊
（初期消火対応）

※Ａ

消防隊長

５

１０ ※２

総務班員

１

６号及び７号炉の重大事故等に対処するために事象発生１０時間を目途として参集す
る緊急時対策要員：１０６名

初期消火班 ６
（消防車隊）
警備員
消火班
（専任）

は人数を示す：１～５号炉対応要員：６号又は７号炉対応要員：１～７号炉共通対応要員①：意思決定・指揮②：情報収集・計画立案③：現場対応④：対外対応⑤：ロジスティック・リソース管理

３

18 ※４

合計：２３１名※１※２※３

本部付含む。
班員については役割に応じたチームを編成する。
復旧班現場要員は、6号及び7号炉の共用設備の対応を行う現場対応要員も含まれおり，いずれかに所属させていることから※４

人数が異なっている。
消火班は，火災の規模に応じ召集する。

図 5.11-1 柏崎刈羽原子力発電所 緊急時対策本部，自衛消防隊及び中央制御室の体制(第 2 次緊急時態勢・参集要員召集後 6，7 号炉共運転中の場合)
61-9-5-84基本的な緊急時体制
6号統括

本部長

号機班(6号炉)復旧班(6号炉)

7号統括

号機班(7号炉)復旧班(7号炉)

1～5号統括号機班(1～5号炉)復旧班(1～5号炉)

計画・情報統括
対外対応統括
総務統括

プラントが事前の想定を超え、２基を超えるプラントで本部長が統括に対して直接の指示を行う必要が生じた場合の体制
6号統括

復旧班(6号炉)本部長(6,7号)
共有本部長(1～5号)※

号機班(6号炉)

7号統括

号機班(7号炉)復旧班(7号炉)

1～5号統括

※本部長が指名した者

号機班(1～5号炉)復旧班(1～5号炉)

計画・情報統括
対外対応統括：１～５号炉対応要員：６号又は７号炉対応要員

総務統括：１～７号炉共通対応要員

図 5.11-2 柏崎刈羽原子力発電所 緊急時対策本部体制(概要)

61-9-5-85

指示・命令の流れ(例：消防車による 6 号炉への注水が必要となった場合)

図 5.11-3 消防車による 6 号炉への注水が必要になった場合の情報の流れ(例)61-9-5-86

指示・命令の流れ(例：6 号炉で火災が発生し，その後 1 号炉で火災が発生した場合)

図 5.11-4 火災発生時(2 ヶ所の場合)の対応と情報の流れ(例)61-9-5-87

5.12 停止中の 1～5 号炉のパラメータ監視性について停止中の 1～5 号炉プラントの事故・異常状況への対処を行うのは，基本的には運転員であることから，6 号炉，7 号炉いずれかの格納容器ベント時には 6 号及び 7 号炉に加え，1～5 号炉の運転員が中央制御室にとどまることが出来るよう放射線防護資機材等の配備を行うこととし，更に 5 号炉については緊急時対策所を設置する設計とし，人による監視を継続して行うことで事態への対処を行うこととする。

一方，6 号炉，7 号炉が重大事故に伴い格納容器破損に至った際には，放出される放射性物質により中央制御室内の居住性環境がさらに悪化することが予想される。その際には，各号炉の中央制御室からは一旦緊急時対策所に運転員を待避させる。
なお，プラントパラメータの遠隔監視に関して，6 号炉，7 号炉ではプラント計測制御設
備からプロセス信号を取り込み，伝送するためのデータ伝送装置と，中央制御室内待避室
において表示するためのデータ表示装置を設置することで，重大事故等時においても継続してプラント監視が可能な設計としている一方で，申請前号炉である 1～5 号炉には上記のようなデータ伝送装置や表示装置をはじめとするプラント情報を監視するための設備について工事計画途上である。
そのため停止中の 1～5 号炉が 6 号炉，7 号炉と同時被災し全交流動力電源喪失に至った
際には，プラントパラメータを把握し，伝送･表示するための措置として 6 号炉，7 号炉のような専用の設備には期待することが出来ない。
したがって，プラント状況を把握するための設備について設置が完了するまで自主対策の措置としては，各号炉の既設の計測制御設備と，可搬の計測資機材類を組み合わせることで，6 号炉，7 号炉の格納容器ベント時に 1～4 号炉中央制御室及び 5 号炉原子炉建屋内
緊急時対策所において各号炉の運転員が自号炉の使用済み燃料プール内の燃料健全性確認に必要な監視を行うことが可能なようにする。以下にその概略を示す。

(1)監視対象
6 号炉，7 号炉申請時点で，申請前かつプラント停止中の 1～5 号炉においては，いずれも使用済み燃料プールに使用済み燃料が保管・冷却されているため，使用済み燃料プールの冷却状態の把握が必要である。なお 1～5 号炉においては，いずれも使用済み燃料の崩壊熱は低くなっているため,対応操作に対する時間余裕も充分ある状況である（スロッシン
グによる漏えいを考慮し，65℃から 100℃に達するまでに約 30 時間）。
61-9-5-88

(2)使用済み燃料プールの冷却状態の把握方法
1～5 号炉の使用済燃料貯蔵プール水位・水温は，9 箇所に設置した熱電対のうち，気相に露出している熱電対と，水中にある熱電対を用いて電気信号として検出し，中央制御室に指示・記録する設計としている（水中にある各検出点温度と気相部の温度を比較することにより，間接的に水位を監視する）。使用済燃料ラック上端付近から使用済燃料プール上端付近を計測範囲としている。

：熱電対

使用済燃料

図 5.12-1 使用済燃料貯蔵プール水位・水温計 概要図(3)伝送方法① 5 号炉中央制御室～5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所他所内必要拠点
5 号炉中央制御室のデジタル記録計に 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所付近に設置する仮設電源より給電を行いつつ，デジタル記録計の信号出力を仮設の LAN ケーブ
ルにより，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所他所内必要拠点に伝送することで，遠隔でプラントの状態を把握できる。なお，ケーブル敷設等作業は事故後に参集した要員により，6 号炉，7 号炉のベント実施前に作業を完了させることが可能となる様，必要な資機材類の配備や手順の整備，要員の確保，タイムラインの明確化に努める。
② 1～4 号炉中央制御室～5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所他所内必要拠点
1～4 号炉中央制御室のデジタル記録計に仮設電源による電源供給を行いつつ，デジ

61-9-5-89

タル記録計の信号出力を仮設の伝送装置や光ケーブル等により 5 号炉原子炉建屋内緊
急時対策所他所内必要拠点に伝送することで，遠隔でプラントの状態を把握できる。
なお，ケーブル敷設等作業は上記①と同様。

荒浜側

大湊側

１号炉※２

２号炉※２

６号炉※１

中央制御室

中央制御室

中央制御室

５号炉

５号炉原子炉建屋内
緊急時対策所
データ
伝送装置

ＳＦＰ
水位・水温計

ＳＦＰ
水位・水温計

デジタル
記録計

光通信
伝送装置

光通信
伝送装置

ＳＦＰ
水位・水温計

衛星
モデム

緊急時対策
支援システム
伝送装置

ＳＦＰ
水位・水温計

デジタル
記録計

デジタル
記録計

中央制御室

デジタル
記録計
SPDS表示端末

中央制御室待避室
監視装置（PC）
電工ドラム

電工ドラム
第一ガスタービン発電機等

仮設電源

【凡例】
有線（電源ケーブル）
有線（計測用ケーブル）

監視装置（PC）

デジタル
記録計
仮設電源

※１：７号炉も同様※２：３号及び４号炉も同様

有線（LANケーブル）
有線（光ケーブル）
無線系回線
衛星系回線

設置場所又は方法については，今後，訓練を通して見直しを行う可能性がある。

図 5.12-2 デジタル記録計と伝送装置とを組み合わせた使用済燃料プールパラメータの緊急時対策所からの遠隔監視 概要図61-9-5-905.14 移動式待機場所について(1)移動式現場要員待機場所の役割と要件について
当社柏崎刈羽原子力発電所は発電所構内が広い特徴を有することから，事故発生後の敷地内の放射線量率分布やアクセス性等に様々な事故後環境が考えられ，かつ，複数号機被災対応における事象進展も号炉によって様々となることもあり得る。
このため，固定施設としての緊急時対策所を設置するほかに，移動式の現場要員待機場所を設けることが，事故対応の多様性と対応要員の放射線安全，労働安全に寄与することが期待できる。ひいては事故対応の長期的，安定的取り組みへとつながるものと考える。

(2)移動式待機場所の居住性要件
居住性に対する要件については，後述する被ばく評価の基本想定シナリオにおいて以下を満足することとした。
・プルーム通過時間（格納容器ベント実施後 10 時間）経過後に，1mSv/h 以下の線量率となること。※1
・事故発生後 7 日（168 時間）時点で 0.2mSv/h 以下の線量率となること※2※1 設備の故障等の不測の事態にも対応できるよう 1 交替当たり 8 時間待機するものと想定し，1 回の待機に伴う合計被ばく量が 10mSv 以下となるよう 1mSv/h 以下と設定。

※2 1 日あたり 8 時間の勤務時間を想定した場合，そのうち 2 時間現場要員待機場所を使用すると考えられる（発電所外ブリーフィング 1 時間→現場作業 1 時間→休憩 30 分→現場作業 1 時間→休憩 1 時間→現場作業 1 時間→休憩 30 分→現場作業 1 時間→発電所外
ブリーフィング 1 時間）。従って，発生後 8 日目から 30 日目までの 23 日間作業をした
場合に合計 46 時間≒50 時間滞在すると想定し，休憩中の合計被ばく量が 10mSv 以下となるよう 0.2mSv/h 以下と設定。

（被ばく評価の基本想定シナリオ）
・6 号または 7 号炉のいずれか 1 つが「大破断 LOCA 時に非常用炉心冷却系の機能及び全交流動力電源が喪失するシーケンス」（以下，「大 LCOA＋ECCS 全喪失＋SBO シナリオ」）
で格納容器圧力逃がし装置を用いた格納容器ベントを行う。
・6 号炉または 7 号炉の残る 1 つが「大 LCOA＋ECCS 全喪失＋SBO シナリオ」で代替循環
冷却系による事象収束を行う。

61-9-5-100

(3)移動式待機場所の居住性以外の要件
居住性以外の要件については，(1)現場要員待機場所の役割，で記載の通り，要員が安全にとどまることができること，また現場作業に迅速，かつ確実に出向できることができる
設計とする。

【現場要員待機場所の設備設計方針】
ａ．機能
・現場要員がとどまるための必要空間が確保できること
・遮蔽，気密及び換気設備による居住性の確保ができること（待機中の負担軽減のため，マスクを外して滞在出来ること）（空気の取り込みを一時停止した場合においても，影響がないことを確認するための酸素濃度計，及び二酸化炭素濃度計の配備）
・現場要員と対策本部とが通信連絡を行うための設備を設置すること
・必要負荷設備へ代替電源設備から給電できること
・汚染の持ち込みを防止するためのモニタリング及び作業服の着替え等を行う区画を設置すること・放射線防護装備資機材（マスク・着替え等），水・食料を配備すること

ｂ．設計条件
・地震により機能喪失しない，また津波による影響を受けない
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）と移動式待機場所の設備概要について，表3 に示す。移動式待機場所の設備の設計方針は，移動可能な車両形態であることを除き，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）と同等の機能を備えるよう設計する。

61-9-5-101

表 5.14-1

現場要員待機場所に対する設備設計方針比較

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）

移動式待機場所

現場要員待機場所の設置・保管場所及び設
置高さ

5 号炉原子炉建屋屋内地上 3 階
中央制御室空調機械室
T.M.S.L.+27.8m

荒浜側高台保管場所
T.M.S.L.+36m

構造

原子炉建屋 室内
（常設）

車両
（可搬）

現場要員待機場所の面積と収容可能要員数

約 131 ㎡
約 90 名約 10 ㎡×4 台
約 10 名×4

居住性設備

・無窓，コンクリート遮蔽，鉛遮蔽
・無窓，鉛遮蔽・可搬型陽圧化空調機によるろ過空気・可搬型陽圧化空調機によるろ過空気
陽圧化，空気ボンベ陽圧化装置によ
陽圧化る清浄空気陽圧化
・酸素濃度計，二酸化炭素濃度計，差・酸素濃度計，二酸化炭素濃度計，差
圧計の配備
圧計の配備

通信連絡設備・対策本部～待機場所間連絡（携帯型音声呼出電話設備）

・対策本部～待機場所間連絡（無線連絡設備等）

放射線管理設備

可搬型エリアモニタ

可搬型エリアモニタ

電源設備

・5 号炉の共通用高圧母線，及び6 号炉もしくは 7 号炉の非常用高圧母線
・5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用
可搬型電源設備

可搬型電源設備（車載）資機材

収容要員の一日分を室内保管収容要員の一日分を室内保管

地震

Ss 機能維持

Ss 機能維持（転倒防止）

津波

設置場所は津波影響を受けない（T.M.S.L.+27.8m）

津波影響を受けない場所で保管（T.M.S.L.+36m）

61-9-5-102

2.移動式待機場所の概要
移動式待機場所の外観を図 5.14-1 に，収容スペース詳細を図 5.14-2 に示す。

図 5.14-1

図 5.14-2

移動式待機場所

移動式待機場所

外観図

要員収容スペース概略図

61-9-5-103

また，移動式待機場所の保管場所及び使用場所は荒浜側高台保管場所とする。なお，移動式待機場所は車両構造を有していることから，その特徴を生かし，被災後に健全性が確認でき，かつ放射線量率が低い場所があればその場所に移動して運用することも可能とする。保管・使用場所と，移動して使う際の想定候補地を図 5.14-3 に示す。

図 5.14-3

移動式待機場所の保管及び使用場所

61-9-5-104

5.15 大湊側緊急時対策所の設置計画について
本申請において，柏崎刈羽原子力発電所の緊急時対策所として，5号炉原子炉建屋内に「5号炉原子炉建屋内緊急時対策所」を設置することとするが，より確実な災害対応を行うため，新たに「大湊側緊急時対策所」を新設し，平成32年7月に竣工を予定している。
以下に，大湊側緊急時対策所の設置計画について概略を記す。
（１）大湊側緊急時対策所の特徴
柏崎刈羽原子力発電所の緊急時対策所として，耐震構造の建屋内に「5 号炉原子炉建屋
内緊急時対策所」を設置することとしており，6 号及び 7 号炉に係る重大事故等への対処は可能であると考えている。
一方，柏崎刈羽原子力発電所は，7 プラントを有すると共に敷地も広大であることから，将来的には荒浜側に設置している 1～4 号炉に係る重大事故等が発生した場合の対処なども考慮し，大湊側の高台に大湊側緊急時対策所を新設することで，事故対応への柔軟性を向上させる設計とする。
大湊側緊急時対策所は，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の機能を最大限生かしつつ以下の特徴を有するものとする。
・ 建屋を耐震構造とする。
・ 配置場所を耐津波対策も考慮し大湊側高台とする。
（設置高さ T.M.S.L.+15m 以上とする。）
・ 放射線被ばく上有利となるよう，緊急時対策室（指揮所）を地下に設ける。
2 拠点の緊急時対策所の設置場所及び特徴を，図 5.15-1 及び表 5.15-1 に示す。

61-9-5-105

図 5.15-1 緊急時対策所の設置場所
表 5.15-1 緊急時対策所の多様性の特徴

荒浜側
プラント
との距離

（1 号炉）
大湊側（7 号炉）

建屋構造
代替電源設備※1
初動対応の容易性
活動拠点の確保

5 号炉原子炉建屋内
緊急時対策所※2

大湊側緊急時対策所（大湊側）

約１７００ｍ

約１４００ｍ

約２６０ｍ

約４５０ｍ

耐震構造

耐震構造

（Ss 機能維持）（Ss 機能維持）

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備
移動が必要

ガスタービン発電機
移動が必要

緊急時対策所の機能を維持しつつ，現場状況に応じて，対策要員の待機場所や事故収束に向けた復旧活動拠点への活用が可能。
※１：共通要因による電源喪失しないよう常用電源を別系統とし，かつ，異なる代替電源方式とする。
※２：5 号炉起動時においては，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所は 5 号炉中央制御室機能との干渉により使用出来ないため, 基本的な考え方を保持しつつ，大湊側での拠点の拡充等について，引き続き検討していく。

61-9-5-106

（２）大湊側緊急時対策所の概要
大湊側緊急時対策所は，鉄筋コンクリート造の地上 2 階地下 2 階の耐震構造の建屋とし，緊急時対策所の機能を内包させ，屋外に非常用発電機，軽油タンク等を配置する。
以下に，大湊側緊急時対策所の各フロアの構成について示す。また，大湊側緊急時対策所の建屋概要を図 5.15-2～5 に示す。
地上 2 階：空調機，フィルタ室等の設備機械フロア
地上 1 階：電気品室，出入管理等を行う放射線管理フロア等
地下 1 階：電気品室，通信機械室等の通信機械フロア
地下 2 階：緊急時対策所，会議室等の緊急時対策所フロア

図 5.15-2 大湊側緊急時対策所建屋概要（断面図）

61-9-5-107

図 5.15-3 大湊側緊急時対策所の建屋概要（2 階・屋上平面図）

61-9-5-108

図 5.15-4 大湊側緊急時対策所の建屋概要（1 階・地下 1 階平面図）

61-9-5-109

図 5.15-5 大湊側緊急時対策所の建屋概要（地下 2 階・地下ピット平面図）

61-9-5-110

〔参考〕各拠点の緊急時対策所の仕様について
各拠点の緊急時対策所の仕様について比較したものを表 5.15-3 に示す。
大湊側緊急時対策所は，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の機能を最大限生かしつつ多様性を確保する観点から，以下のとおり設備を設置する予定である。
表 5.15-3 各拠点の緊急時対策所の仕様について
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（大湊側）

大湊側緊急時対策所
（大湊側）

設置高さ

T.M.S.L.+27.8m

T.M.S.L.+30m

建屋構造

耐震構造
（地上 3 階既設活用）（Ss 機能維持）

耐震構造（地上２階地下２階）（Ss 機能維持）

延べ床面積

既設建屋活用約７２８０㎡

緊急時対策室面積

約２００㎡

約１５５０㎡

緊急時対策室の場所

地上３階

地下２階

緊対要員数

１８０名程度

電源設備

所内電源（大湊側）
非常用電源系統
可搬型電源設備

換気設備

可搬型空調方式
空気ボンベ設置

通信・情報設備

自
然
災
害
に
よ
る
影
響

３００名程度（最大収容８００名）
所内電源（大湊側）
非常用電源系統
ガスタービン発電機
空気ボンベ設置
全号機の同時被災を想定した被ばく評価

無線，有線，衛星通信設備,テレビ会議システム，中央制御室との通信設備，緊急時対策支援システム伝送装置・表示装置他

放射線管理設備

可搬型出入管理装置
可搬型エリアモニタ

常設出入管理装置
常設エリアモニタ

放射線防護設備

無窓，放射性ﾌｨﾙﾀ付

無窓，放射性ﾌｨﾙﾀ付

地震
津波

火災・竜巻
落雷他

Ss 機能維持
T.M.S.L.+27.8m

緊急時対策所間の距離が確保されているため，複数拠点が同時に発災する可能性は低く，１拠点が使用不能となっても他拠点の緊急時対策所から対処することが可能。

緊急時対策所間の距離が確保されているため，複数拠点が同時に発災する可能性は低く，１拠点が使用不能となっても他拠点の緊急時対策所から対処することが可能。
同左
基準地震動を含むすべての重大
機械室等の非居室もその他特徴
事故時等に対応可能
放射線フィルタ設置（汚染取込防止）
大湊側緊急時対策所は詳細設計中であり，変更となる可能性がある。

故意による大型航空機の衝突※

T.M.S.L.+30m

61-9-5-11161-10

緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価について

61-10-1-1

目

次

1. 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所

61-10-1-3

1.1

新規制基準への適合状況

61-10-1-3

1.2

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価につい 61-10-1-5て・添付資料 15 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の居住性に係 61-10-1-13
る被ばく評価条件

・添付資料 2

居住性に係る被ばく評価に用いた気象資料の代表性につい 61-10-1-27て・添付資料 3

被ばく評価に用いる大気拡散評価について

61-10-1-32

・添付資料 4

地表面への沈着速度の設定について

61-10-1-36

・添付資料 5

エアロゾルの乾性沈着速度について

61-10-1-39

・添付資料 6

原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線による被ばくの 61-10-1-47
評価方法について・添付資料 7放射性雲中の放射性物質からのガンマ線による被ばくの評 61-10-1-52
価方法について・添付資料 8

地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による被ばく 61-10-1-58の評価方法について

・添付資料 9外気から取り込まれた放射性物質による被ばくについて

61-10-1-66

・添付資料 10 陽圧化装置による陽圧化開始が遅延することによる影響に 61-10-1-69
ついて・添付資料 11 可搬型陽圧化空調機のフィルタの除去効率の設定について

61-10-1-78

・添付資料 12 使用済燃料プール等の燃料等による影響について

61-10-1-82

・添付資料 13 施工誤差の影響について

61-10-1-92

・添付資料 14 審査ガイド※1への適合状況

（※1） 実用発電用原子炉に係る重大事故時の制御室及び緊急時対策
所の居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド

61-10-1-2

61-10-1-97

1. 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所
1.1 新規制基準への適合状況
実用発電用原子炉及びその附属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則第六十一条（緊急時対策所），実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則第七十六条（緊急時対策所）～抜粋～
新規制基準の項目
1

適合状況

第三十四条の規定により設置される緊重大事故等が発生した場合において急時対策所は、重大事故等が発生した場

も，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所に合においても当該重大事故等に対処するより，当該重大事故等に対処するためのための適切な措置が講じられるよう、次

適切な措置を講じることができるように掲げるものでなければならない。

にしている。

一

重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員がとどまることができるよう、適切な措置を講じたものであること。

二重大事故等に対処するために必要な指示ができるよう、重大事故等に対処するために必要な情報を把握できる設備を設けたものであること。

三

発電用原子炉施設の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けたものであること。

2

緊急時対策所は、重大事故等に対処するために必要な数の要員を収容することができるものでなければならない。

61-10-1-3－

実用発電用原子炉及びその附属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則第六十一条（緊急時対策所），実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則第七十六条（緊急時対策所）～抜粋～
新規制基準の項目
1,2

適合状況

【解釈】
１

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所

第１項及び第２項の要件を満たす緊急の居住性については，「実用発電用原時対策所とは、以下に掲げる措置又はこ子炉に係る重大事故時の制御室及びれらと同等以上の効果を有する措置を行

緊急時対策所の居住性に係る被ばく

うための設備を備えたものをいう。

評価に関する審査ガイド」に基づき

ｅ） 緊急時対策所の居住性については、 評価し，対策要員の実効線量が 7 日間
次の要件を満たすものであること。

で 100mSv を超えないことを確認して①想定する放射性物質の放出量等はいる（約 56mSv/7 日間）。なお，想定東京電力株式会社福島第一原子力発する放射性物質の放出量等は東京電電所事故と同等とすること。

力株式会社福島第一原子力発電所事②

プルーム通過時等に特別な防護措故と同等と想定し，マスク着用なし，置を講じる場合を除き、対策要員は交替要員なし及び安定よう素剤の服

緊急時対策所内でのマスクの着用な用なしとして評価した。

しとして評価すること。
③

交代要員体制、安定ヨウ素剤の服用、仮設設備等を考慮してもよい。ただし、その場合は、実施のための体制を整備すること。

④

判断基準は、対策要員の実効線量が７日間で 100mSv を超えないこと。

61-10-1-4

1.2 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価について
設計基準事故を超える事故時の 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価に当たっては，「実用発電用原子炉に係る重大事故時の制御室及び緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド」（以下，「審査ガイド」という）に基づき評価を行った。なお，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）と 5 号炉原子炉建屋内
緊急時対策所（待機場所）は同等の遮蔽性能及び空調設備を有しているため，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）を代表として評価を行った。
（実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則の解釈 第 76 条抜粋）
緊急時対策所の居住性については、次の要件を満たすものであること。
① 想定する放射性物質の放出量等は東京電力株式会社福島第一原子力発電所事故と同等とすること。
② プルーム通過時等に特別な防護措置を講じる場合を除き、対策要員は緊急時対策
所内でのマスクの着用なしとして評価すること。
③ 交代要員体制、安定ヨウ素剤の服用、仮設設備等を考慮してもよい。ただし、その場合は、実施のための体制を整備すること。
④ 判断基準は、対策要員の実効線量が７日間で 100mSv を超えないこと。

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の対策要員の被ばく評価の結果，実効線
量は 7 日間で約 56mSv であり，対策要員の実効線量が 7 日間で 100mSv を超えないことを確認した。
（1） 想定する事象
想定する事象は，「東京電力株式会社福島第一原子力発電所事故と同等」とした。なお，
想定する放射性物質等に関しては審査ガイドに基づき評価を行った。
（2） 大気中への放出量
大気中へ放出される放射性物質の量は，柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉の発災を想定し評価した。なお，放出時期及び放射性物質の放出割合は審査ガイドに従った。評価に用いた放出放射能量を表 1-1 に示す。

61-10-1-5

表 1-1 大気中への放出放射能量（gross 値）
放出放射能量[Bq]核種類6 号及び 7 号炉の和

希ガス類

約 1.8×1019

よう素類

約 6.3×1017

Cs 類

約 5.6×1016

Te 類

約 1.6×1017

Ba 類

約 6.1×1015

Ru 類

約 2.8×1010

Ce 類

約 1.9×1014

La 類

約 2.8×1013（3） 大気拡散の評価
被ばく評価に用いる相対濃度と相対線量は，大気拡散の評価に従い実効放出継続時間を基に計算した値を年間について小さいほうから順に並べて整理し，累積出現頻度 97%に当たる値を用いた。評価においては，柏崎刈羽原子力発電所敷地内において観測した 1985
年 10 月～1986 年 9 月の 1 年間における気象データを使用した。
相対濃度及び相対線量の評価結果は，表 1-2 に示すとおりである。
表 1-2 相対濃度及び相対線量
評価対象

放出号炉

5 号炉原子炉建屋内

相対濃度

相対線量

3

χ/Q[s/m ]D/Q[Gy/Bq]

6 号炉

3.6×10-4

1.7×10-18

7 号炉

9.8×10-5

8.1×10-19

緊急時対策所（対策本部）（4） 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の居住性に係る被ばく評価
被ばく評価に当たっては，対策要員は 7 日間 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）に滞在するものとして実効線量を評価した。考慮した被ばく経路と被ばく経路のイメージを図 1-1 及び図 1-2 に示す。また，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の居住性に係る被ばく評価の主要条件を表 1-4 に，被ばく評価に係る換気空調設備の概略図を図 1-3 に示す。

61-10-1-6

a.原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線による 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）内での被ばく（経路①）
事故期間中に原子炉建屋内に存在する放射性物質からの直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線による 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）内での外部被ばくは，原子炉建屋内の放射性物質の積算線源強度，施設の位置，遮蔽構造，地形条件等を踏まえて評価した。
直接ガンマ線については QAD-CGGP2R コードを用い，スカイシャインガンマ線については ANISN コード及び G33-GP2R コードを用いて評価した。
b.放射性雲中の放射性物質からのガンマ線による 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）内での被ばく（経路②）放射性雲中の放射性物質からのガンマ線による 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）内での外部被ばくは，事故期間中の大気中への放射性物質の放出量を基に，大気拡散効果と建屋によるガンマ線の遮蔽効果を踏まえて評価した。なお，遮蔽厚さとして，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）を囲む 6 面（天井面，床面，側面）のうちで最も薄い遮蔽壁厚さを参照した。これにより，本被ばく経路の評価結果は，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）に隣接する区画内に浮遊する放射性物質からの影響を包含する。
c.外気から取り込まれた放射性物質による 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）
内での被ばく（経路③）
外気から 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）内に取り込まれた放射性物質による被ばくは，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）内の放射性物質濃度を基に，放射性物質からのガンマ線による外部被ばく及び放射性物質の吸入摂取による
内部被ばくの和として評価した。なお，内部被ばくの評価に当たっては，マスクの着用
及び安定よう素剤の服用はないものとして評価した。また，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）内の放射性物質濃度の計算に当たっては，以下の(a).及び(b).の効
果を考慮した。
(a). 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）可搬型陽圧化空調機による 5 号炉
原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の陽圧化
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）を 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）可搬型陽圧化空調機（以下，可搬型陽圧化空調機という）により陽圧化することで，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）へのフィルタを経
由しない外気の侵入を防止する効果を考慮した。

61-10-1-7

(b). 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）陽圧化装置による 5 号炉原子炉建
屋内緊急時対策所（対策本部）の陽圧化
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）を 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）陽圧化装置（以下，陽圧化装置という）により陽圧化することで，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）への外気の侵入を防止する効果を考慮した。
d.地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）内での被ばく（経路④）
地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）内での外部被ばくは，事故期間中の大気中への放射性物質の放出量を基に，大気拡散効果，地表面沈着効果及び建屋によるガンマ線の遮蔽効果を踏まえて評価した。

（5） 被ばく評価結果
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の対策要員の被ばく評価結果を表 1-3 に示す。対策要員の 7 日間の実効線量は約 56mSv となった。また，遮蔽モデル上のコンクリート厚を施工誤差分だけ薄くした場合は，対策要員の 7 日間の実効線量は約 64mSv となった。
したがって，評価結果は判断基準の「対策要員の実効線量が 7 日間で 100mSv を超えないこと」を満足している。

61-10-1-8

表 1-3 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の居住性に係る被ばく評価結果
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）
7 日間での実効線量[mSv]

被ばく経路
※1

6 号炉

7 号炉※1

合計※1

らのガンマ線による 5 号炉原

約 4.5×10-1

0.1 以下

約 5.2×10-1

子炉建屋内緊急時対策所（対(約 6.0×10-1)(0.1 以下)(約 6.9×10-1)のガンマ線による 5 号炉原子約 2.7×101

約 1.3×101

約 4.1×101

炉建屋内緊急時対策所（対策(約 3.1×101)(約 1.5×101)(約 4.6×101)

物質による 5 号炉原子炉建屋

0.1 以下0.1 以下0.1 以下室内内緊急時対策所（対策本部）内(0.1 以下)(0.1 以下)(0.1 以下)

作業時

での被ばく
0.1 以下0.1 以下0.1 以下(0.1 以下)(0.1 以下)(0.1 以下)

0.1 以下0.1 以下0.1 以下(0.1 以下)(0.1 以下)(0.1 以下)からのガンマ線による 5 号炉

約 1.2×101

約 3.1×100

約 1.5×101

原子炉建屋内緊急時対策所(約 1.4×101)(約 3.7×100)(約 1.7×101)

約 4.0×101

約 1.6×101

約 56

1

1

①原子炉建屋内の放射性物質か

策本部）内での被ばく②放射性雲中の放射性物質から本部）内での被ばく③外気から取り込まれた放射性（内訳）内部被ばく
外部被ばく④地表面に沈着した放射性物質（対策本部）内での被ばく合計（①＋②＋③＋④）(約 4.5×10 )(約 1.9×10 )(約 64)※1 括弧内：遮蔽モデル上のコンクリート厚を施工誤差分だけ薄くした場合の被ばく量

61-10-1-9

線
源

被
ば
く
経
路

被
ば
く
部
位

原子炉建屋内放射性物質

地表面放射性物質

大気中放射性物質

直接ガンマ線，

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）

放射性雲中の内に取り込まれる放射性物質による被ばく

放射性物質

スカイシャインガンマ線
ガンマ線

①

③

②

④

吸入摂取

からのガンマ線③

ガンマ線による

吸入摂取による

外部被ばく

内部被ばく

室内作業時

図 1-1 被ばく経路（5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部））

61-10-1-10

地表面放射性物質
からのガンマ線

① 原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線による 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）内での被ばく（直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線による外部被ばく）② 放射性雲中の放射性物質からのガンマ線による 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）内での被ばく
室内
作業時（クラウドシャインガンマ線による外部被ばく）③ 外気から取り込まれた放射性物質による 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）内での被ばく（放射性物質の吸入摂取による内部被ばく，室内に浮遊している放射性物質による外部被ばく）④ 地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）内での被ばく（グランドシャインガンマ線による外部被ばく）

図 1-2 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の対策要員の被ばく経路イメージ図
61-10-1-11

表 1-4 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の居住性に係る被ばく評価の主要条件
項目
放出量評価

大気拡散条件

評価条件
発災プラント6 号及び 7 号炉

ソースターム

福島第一原子力発電所事故と同等

放出継続時間

10 時間

放出源高さ

地上放出

気象データ

1985.10～1986.9 の 1 年間の気象データ
6 号炉：4 方位（NNW,N,NNE,NE）

着目方位

7 号炉：2 方位(N,NNE)

建屋巻き込み巻込みを考慮

累積出現頻度小さい方から 97%

重ね合わせ

号炉ごとに評価し被ばく量を足し合わせる

時間[h]
可搬型陽圧化空調機
による陽圧化
防護措置

結果

陽圧化装置
による陽圧化

0～24

24～34

34～168

加圧

－

加圧

－

加圧

－

マスクの着用

考慮しない

安定よう素剤の服用

考慮しない

要員の交替

考慮しない

合計線量（7 日間）

約 56mSv(約 64mSv)※1※1 括弧内：遮蔽モデル上のコンクリート厚を施工誤差分だけ薄くした場合の被ばく量

図 1-3 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の被ばく評価に係る換気空調設備の概略図（陽圧化装置による陽圧化時）

61-10-1-12

添付資料１5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の居住性に係る被ばく評価条件
表添 1-1-1 大気中への放出放射能量評価条件（1/2）
項目

評価条件

選定理由

審査ガイドでの記載
4.1(2)a. 緊 急 時 制 御室又は緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価では、放射性物
質の大気中への放出

評価事象

東京電力株式会社福島第一原子力発電所事故と同等

審査ガイドに示されたとおり設定

割合が東京電力株式会社福島第一原子力発電所事故と同等と仮定した事故に対して、放射性物質の大気中への放出割合及び炉心内蔵量から大気中への放射性物質放出量を計算する。

炉心熱出力

3926MW

定格熱出力

1 サイクル：10000h (約 416 日)
2 サイクル：20000h
運転時間

1 サイクル 13 ヶ月(395 日）を考
慮して，燃料の3 サイクル：30000h

最高取出燃焼度

4 サイクル：40000h－－に余裕を持たせ

5 サイクル：50000h

長めに設定

1 サイクル：0.229（200 体）
取替炉心の燃料装荷割合2 サイクル：0.229（200 体）

取替炉心の燃料

3 サイクル：0.229（200 体）

装荷割合に基づ

4 サイクル：0.229（200 体）

き設定

5 サイクル：0.084（72 体）

61-10-1-13－

表添 1-1-1 大気中への放出放射能量評価条件（2/2）
項目

評価条件

選定理由

審査ガイドでの記載
4.4（1）a.事故直前の炉心内蔵量に対する放射性物質の大気中への放出割合は、原子炉格納容器が破損したと考えられる
福島第一原子力発電所事故並

希ガス類：97%

みを想定する。

よう素類：2.78%

希ガス類：97%

Cs 類：2.13%
放射性物質のTe 類：1.47%

大気中への放出割合

Ba 類：0.0264%

審査ガイドに示されたとおRu 類：7.53×10-8%

り設定

-4

Ce 類：1.51×10 %ヨウ素類：2.78%（CsI：95%、
無機ヨウ素：4.85%、
有機ヨウ素：0.15%)(NUREG-1465 を参考に設定）

La 類：3.87×10-5%Cs 類：2.13%
Te 類：1.47%
Ba 類：0.0264%
Ru 類：7.53×10-8%Ce 類：1.51×10-4%La 類：3.87×10-5%

粒子状よう素：95%
よう素の形態

無機よう素：4.85%

同上

同上

有機よう素：0.15%

放出開始時刻事故発生から
24 時間後審査ガイドに示されたとおり設定

4.4(4)a.放射性物質の大気中への放出開始時刻は、事故（原子炉スクラム）発生 24 時間後と仮定する。
4.4(4)a.放射性物質の大気中

放出継続時間10 時間

同上への放出継続時間は、保守的な結果となるように 10 時間と仮定する。
3.判断基準は、対策要員の実効

事故の評価期間

7日

同上

線量が 7 日間で 100mSv を超えないこと。

61-10-1-14

表添 1-1-2 大気中への放出放射能量
核種類

放出放射能量[Bq]（gross 値）
6 号炉

7 号炉
18

約 1.8×1019

希ガス類

約 8.8×10

よう素類

約 3.2×1017

約 3.2×1017

約 6.3×1017

Cs 類

約 2.8×1016

約 2.8×1016

約 5.6×1016

Te 類

約 7.8×1016

約 7.8×1016

約 1.6×1017

Ba 類

約 3.1×1015

約 3.1×1015

約 6.1×1015

Ru 類

約 1.4×1010

約 1.4×1010

約 2.8×1010

Ce 類

約 9.7×1013

約 9.7×1013

約 1.9×1014

La 類

約 1.4×1013

約 1.4×1013

約 2.8×1013

61-10-1-15

約 8.8×10

合計18

表添 1-1-3 大気拡散評価条件（1/3）
項目

評価条件

選定理由

審査ガイドでの記載
4.2(2)a.放射性物質の空気中濃度は、放出源
高さ及び気象条件に応

大気拡散
評価モデル

審査ガイドに示された

ガウスプルームモデル

とおり設定

じて、空間濃度分布が水平方向及び鉛直方向
ともに正規分布になると仮定したガウスプル
ームモデルを適用して計算する。

建屋影響を受ける大気拡散評価を行うため保守的に地

気象データ

柏崎刈羽原子力発電所に上風（地上約 10m）の気象デ

おける 1 年間の気象データ

ータを使用(1985 年 10 月～1986 年 9

審査ガイドに示されたとお月) （地上約 10m）

り，発電所において観測された 1 年間の気象データを使用

4.2(2)a.風向、風速、大気安定度及び降雨の観測項目を、現地において少なくとも 1 年間観測して得られた気象資料を大気拡散式に用いる。
4.2(2)c.相対濃度は、
短時間放出又は長時間

実効放出
継続時間

10 時間

審査ガイドに示された放出に応じて、毎時刻

とおり設定の気象項目と実効的な放出継続時間を基に評価点ごとに計算する。

61-10-1-16

表添 1-1-3 大気拡散評価条件（2/3）
項目

評価条件

選定理由

審査ガイドでの記載

放出源：
6 号炉原子炉建屋
及び
放出源及び
放出源高さ

4.4(4)b.放出源高さは、

7 号炉原子炉建屋
放出源高さ：地上 0m

審査ガイドに地上放出を仮定する。放

示されたとお出エネルギーは、保守的り設定な結果となるように考慮しないと仮定する。

放出エネルギーによる影響：
未考慮
4.2(2)c.評価点の相対濃度又は相対線量は、毎時
累積出現頻度小さい方から
累積して 97%

刻の相対濃度又は相対線
同上

量を年間について小さい方から累積した場合、その累積出現頻度が 97%に当たる値とする。
4.2(2)a.原子炉制御室／

放出点から近距離の建屋の建屋巻き込み影響を受ける

考慮する

ため，建屋による巻き込み現象を考慮

緊急時制御室／緊急時対策所の居住性評価で特徴的な放出点から近距離の建屋の影響を受ける場合には、建屋による巻き込み現象を考慮した大気拡
散による拡散パラメータを用いる。

61-10-1-17

表添 1-1-3 大気拡散評価条件（3/3）
項目

評価条件

選定理由

審査ガイドでの記載
4.2(2)b.巻き込みを生じる建屋として、原子炉格納容器、原子炉建屋、原子炉補
助建屋、タービン建屋、コントロール建

巻き込みを

6 号炉原子炉建屋

放出源であり，巻き込屋及び燃料取り扱い建屋等、原則として

生じる

及び

みの影響が最も大き放出源の近隣に存在するすべての建屋

代表建屋

7 号炉原子炉建屋

い建屋として設定が対象となるが、巻き込みの影響が最も大きいと考えられる一つの建屋を代表建屋とすることは、保守的な結果を与え
る。

放射性物質
濃度の評価点5 号炉原子炉建屋
内緊急時対策所（対策本部）中心

4.2(2)b.屋上面を代表とする場合、例え審査ガイドに示されば原子炉制御室／緊急時制御室／緊急たとおり設定時対策所の中心点を評価点とするのは妥当である。
4.2(2)a.原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所の居住性に係る披ばく評価では、建屋の風下後流側での広範囲

6 号炉：4 方位（NNW,N,NNE,NE）
着目方位
7 号炉：2 方位に及ぶ乱流混合域が顕著であることか
審査ガイドに示されら、放射性物質濃度を計算する当該着目た評価方法に基づき方位としては、放出源と評価点とを結ぶ

設定

ラインが含まれる 1 方位のみを対象とす(N,NNE)

るのではなく、図 5 に示すように、建屋の後流側の拡がりの影響が評価点に及ぶ可能性のある複数の方位を対象とする。
審査ガイドに示され建屋投影面積1931m

2

たとおり設定4.2(2)b.風向に垂直な代表建屋の投影

風向に垂直な投影面面積を求め、放射性物質の濃度を求める

積のうち最も小さい

ために大気拡散式の入力とする。

もの「原子力発電所中央
制御室の居住性に係
形状係数

1/2

る被ばく評価手法について（内規）」に示されたとおり設定

61-10-1-18

4.2(2)a.放射性物質の大気拡散の詳細
は、「原子力発電所中央制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）」による。

表添 1-1-4 相対濃度（χ/Q）及び相対線量（D/Q）
評価点

放出点

放出点から

相対濃度

相対線量

評価点までの距離[km]χ/Q[s/m3]

D/Q[Gy/Bq]

0.146

3.6×10-4

1.7×10-18

0.278

9.8×10-5

8.1×10-19

6 号炉
5 号炉原子炉建屋内
緊急時対策所（対策本部）中心

原子炉建屋
中心
7 号炉
原子炉建屋
中心

61-10-1-19

表添 1-1-5 直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線の評価条件
項目

評価条件

選定理由

4.4(5)a. 原 子 炉 建 屋

放出された放射性物
線

原子炉建屋（二次質が自由空間容積に源格納施設）内線源

均一に分布すると

強

強度分布

し，事故後 7 日間の内の放射性物質は、自審査ガイドに示された

由空間容積に均一にとおり設定分布するものとして、事故後 7 日間の積算線

積算線源強度を計算

度
事故の評価期間

源強度を計算する。

7日

同上

原子炉建屋
遮蔽厚さ
計
算
モ
デ
ル

審査ガイドでの記載

同上
4.4(5)a. 原 子 炉 建 屋
内の放射性物質から

図添 1-1-1 のとおりのスカイシャインガ

5 号炉原 子炉建（評価点高さ）

審査ガイドに示された

屋内緊急時対策

スカイシャインガン

評価方法に基づき設定

所（対策本部）遮マ線：天井高さ

く線量は、積算線源強い構造及び地形条件

直接ガンマ線：
評価点

マ線による外部被ば
度、施設の位置、遮へ蔽厚さ
床面上 1.5m

ンマ線及び直接ガンから計算する。
線源となる建屋に近い壁側を選定―

直接ガンマ線の線量評価に用いる QAD-CGGP2R は三次元形状を，スカイシャインガンマ線の線量評価に用いる ANISN 及び G33GP2R はそれぞれ一次元，三次元
評

直接ガンマ線：価

QAD-CGGP2R

コ|ド

スカイシャインガンマ線：
ANISN，G33-GP2R形状を扱う遮蔽解析コードであり，ガンマ線の線量を計算することができる。計算に必要な主な条件は，線源条件，遮蔽体条件
であり，これらの条件が与えられれば線量評価は可能である。
したがって，設計基準事故を超える事故における線量評価に適
用 可 能 で あ る 。 QAD-CGGP2R ，
ANISN 及び G33-GP2R はそれぞれ許認可での使用実績がある。

61-10-1-20―

表添1-1-6 直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線の評価に用いる原子炉建屋内の積算線源強度
エネルギー(MeV)
下限－
1.00×10-2
2.00×10-2
3.00×10-2
4.50×10-2
6.00×10-2
7.00×10-2
7.50×10-2
1.00×10-1
1.50×10-1
2.00×10-1
3.00×10-1
4.00×10-1
4.50×10-1
5.10×10-1
5.12×10-1
6.00×10-1
7.00×10-1
8.00×10-1
1.00×100
1.33×100
1.34×100
1.50×100
1.66×100
2.00×100
2.50×100
3.00×100
3.50×100
4.00×100
4.50×100
5.00×100
5.50×100
6.00×100
6.50×100
7.00×100
7.50×100
8.00×100
1.00×101
1.20×101
1.40×101
2.00×101
3.00×101

上限（代表エネルギー）
1.00×10-2
2.00×10-2
3.00×10-2
4.50×10-2
6.00×10-2
7.00×10-2
7.50×10-2
1.00×10-1
1.50×10-1
2.00×10-1
3.00×10-1
4.00×10-1
4.50×10-1
5.10×10-1
5.12×10-1
6.00×10-1
7.00×10-1
8.00×10-1
1.00×100
1.33×100
1.34×100
1.50×100
1.66×100
2.00×100
2.50×100
3.00×100
3.50×100
4.00×100
4.50×100
5.00×100
5.50×100
6.00×100
6.50×100
7.00×100
7.50×100
8.00×100
1.00×101
1.20×101
1.40×101
2.00×101
3.00×101
5.00×101

61-10-1-21

積算線源強度（photons）（単一号炉当たり）（168 時間後時点）
約 2.4×1022
約 2.4×1022
約 1.1×1023
約 5.7×1022
約 1.1×1022
約 7.4×1021
約 6.6×1021
約 3.3×1022
約 1.9×1022
約 4.9×1022
約 9.8×1022
約 1.5×1023
約 7.4×1022
約 1.0×1023
約 3.4×1021
約 1.5×1023
約 1.7×1023
約 7.4×1022
約 1.5×1023
約 3.3×1022
約 9.9×1020
約 1.6×1022
約 1.6×1021
約 3.5×1021
約 2.4×1021
約 1.2×1020
約 2.7×1017
約 2.7×1017
約 5.5×1011
約 5.5×1011
約 5.5×1011
約 5.5×1011
約 6.3×1010
約 6.3×1010
約 6.3×1010
約 6.3×1010
約 1.9×1010
約 9.7×109
約 0.0×100
約 0.0×100
約 0.0×100
約 0.0×100

図添 1-1-1 直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線の評価モデル(1/2)

61-10-1-22

図添 1-1-1 直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線の評価モデル(2/2)

61-10-1-23

表添 1-1-7 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の防護措置の評価条件（1/2）
項目

評価条件

選定理由

審査ガイドでの記載
4.2(2)e.原子炉制御室／緊急時制御室／緊急

陽圧化装置の
空気供給量

時対策所内への外気取

0～24h ：0m3/h
24～34h ：52m3/h

運用を基に設定

34～168h ：0m3/h

入による放射性物質の取り込みについては、
非常用換気空調設備の設計及び運転条件に従って計算する。

可搬型陽圧化空調機の風量0～24h ：600m3/h
24～34h ：0m3/h

同上

同上

34～168h ：600m3/h
4.2(1) a.ヨウ素類及びエアロゾルのフィルタ

可搬型陽圧化空

希ガス：0%

調機の高性能粒

無機よう素：0%子フィルタの除有機よう素：0%

去効率

効率は、使用条件での設計値を基に設定

放射性微粒子：99.9%

設計値を基に設定する。なお、フィルタ効率の設定に際し、ヨウ素類の性状を適切に考慮する。

可搬型陽圧化空

希ガス：0%

調機のチャコー

無機よう素：99.9%

ル・フィルタの除有機よう素：99.9%

去効率

同上

同上

放射性微粒子：0%
重大事故等時には，陽圧化装置又は可搬型陽圧化空

5 号炉原子炉建屋
内緊急時対策所（対策本部）への外気の直接流入量0～168h：0m3/h

調機により 5 号炉原子炉建4.2(l)b.既設の場合で屋内緊急時対策所（対策本は、空気流入率は、空気部）を陽圧化し，フィルタ

流入率測定試験結果をを経由しない外気の流入基に設定する。

を防止できる設定としている。

61-10-1-24

表添 1-1-7 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の防護措置の評価条件（2/2）
項目

評価条件

選定理由

審査ガイドでの記載
4.2(2)e.原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内に

5 号炉原子炉建屋
内緊急時対策所（対策本部）の空

取り込まれる放射性物質の空3610m

設計値を基に設定

気流入量は、空気流入率及び原子炉制御室／緊急時制御室

調バウンダリ体積／緊急時対策所バウンダリ体
積（容積）を用いて計算する。

ガンマ線による全身に対する外部被ばく線量評価時の

610m3

同上

同上

自由体積
3.プルーム通過時等に特別な防 護 措 置を 講じ る 場合を 除
マスクの着用考慮しない

保守的に考慮しないものとした

き、対策要員は緊急時対策所
内でのマスクの着用なしとして評価すること。
3.交代要員体制、安定ヨウ素

安定よう素剤の服用

剤の服用、仮設設備等を考慮
考慮しない

保守的に考慮しないものとしたしてもよい。ただしその場合
は、実施のための体制を整備
すること。

要員の交替

考慮しない

運用を基に設定

61-10-1-25

同上表添 1-1-8 線量換算係数及び地表面への沈着速度の条件
項目

評価条件

選定理由

審査ガイドでの記載

成 人 実 効 線量 換 算係 数使 用
(主な核種を以下に示す)
I-131：2.0×10-8Sv/Bq
I-132：3.1×10-10Sv/Bq
I-133：4.0×10-9Sv/Bq
線量換
算係数

I-134：1.5×10-10Sv/Bq

ICRP Publication71

I-135：9.2×10-10Sv/Bq

及び-8

Cs-134：2.0×10 Sv/Bq

ICRP Publication72

Cs-136：2.8×10-9Sv/Bq

に基づく

－

-8

Cs-137：3.9×10 Sv/Bq
上記以外の核種は
ICRP Publication71 及びICRP Publication72に基づく

ICRP Publication71 に基づ
呼吸率

3

1.2m /hく成人活動時の呼吸率を設－

定
線量目標値評価指針（降水時における沈着率は乾燥時
地表面
への沈
着速度

4.2.(2)d.放射性物質のエアロゾル：1.2cm/sの 2～3 倍大きい）を参考に， 地表面への沈着評価で無機よう素：1.2cm/s

湿性沈着を考慮して乾性沈は、地表面への乾性沈着

有機よう素：沈着なし

着速度(0.3cm/s)の 4 倍を設及び降雨による湿性沈

希ガス：沈着なし

定 。 乾 性 沈 着 速 度 は着を考慮して地表面沈

NUREG/CR-4551Vol.2※1 よ り

着濃度を計算する。

設定※1 NUREG/CR-4551 Vol.2 “Evaluation of Severe Accident Risks: Quantification ofMajor Input Parameters”

61-10-1-26

添付資料 2

居住性に係る被ばく評価に用いた気象資料の代表性について

柏崎刈羽原子力発電所敷地内において観測した 1985 年 10 月から 1986 年 9 月までの１
年間の気象データを用いて評価を行うに当たり，当該１年間の気象データが長期間の気象状態を代表しているかどうかの検討をＦ分布検定により実施した。
以下に検定方法及び検討結果を示す。
1. 検定方法(1) 検定に用いた観測データ
気象資料の代表性を確認するに当たっては，通常は被ばく評価上重要な排気筒高風を用いて検定するものの，被ばく評価では保守的に地上風を使用することもあることから，排気筒高さ付近を代表する標高 85ｍの観測データに加え，参考として標高 20ｍの観測データを用いて検定を行った。
(2) データ統計期間
統計年：2004 年 04 月～2013 年 03 月
検定年：1985 年 10 月～1986 年 09 月
(3) 検定方法
不良標本の棄却検定に関するＦ分布検定の手順に従って検定を行った。
2. 検定結果
検定の結果，排気筒高さ付近を代表する標高 85ｍの観測データについては，有意水準5%で棄却されたのは 3 項目（風向：E，SSE，風速階級：5.5～6.4m/s）であった。
棄却された 3 項目のうち，風向（E，SSE）についてはいずれも海側に向かう風である
こと及び風速（5.5～6.4m/s）については，棄却限界をわずかに超えた程度であることか
ら，評価に使用している気象データは，長期間の気象状態を代表しているものと判断した。
なお，標高 20ｍの観測データについては，有意水準 5%で棄却されたのは 11 項目であったものの，排気筒高さ付近を代表する標高 85ｍの観測データにより代表性は確認できていることから，当該データの使用には特段の問題はないものと判断した。
検定結果を表添 1-2-1 から表添 1-2-4 に示す。

61-10-1-27

表添 1-2-1 棄却検定表（風向）検 定 年：敷地内Ｃ点（標高 85ｍ，地上高 51ｍ）1985 年 10 月～1986 年 9 月
統計期間：敷地内Ａ点（標高 85ｍ，地上高 75ｍ）2004 年 4 月～2013 年 3 月
（%）
統計年
2004

2005

2006

2007

2008

2009

2010

2011

2012

平均値

風向

検定年

棄却限界

判定
○採択

1985

上限

下限

×棄却

N

5.69

5.93

6.42

6.24

6.96

7.84

4.80

5.14

6.46

6.16

5.73

8.40

3.93

○

NNE

2.37

2.67

2.64

2.52

2.71

2.71

1.81

2.64

2.59

2.52

2.05

3.21

1.82

○

NE

3.72

3.22

2.93

2.63

2.78

3.67

2.67

2.58

1.80

2.89

1.91

4.33

1.44

○

ENE

4.01

3.08

3.35

3.21

3.41

3.89

2.26

3.21

2.67

3.23

2.80

4.55

1.91

○

E

5.00

4.09

4.96

4.36

4.91

4.24

4.05

4.77

3.46

4.43

5.73

5.70

3.15

×

ESE

9.57

7.00

8.17

7.24

7.57

6.22

5.91

6.72

6.61

7.22

9.16

9.93

4.52

○

SE

12.55

11.46

15.22

14.10

16.82

14.55

14.59

16.25

16.02

14.62

15.18

18.86

10.38

○

SSE

9.61

10.11

11.19

11.20

10.09

12.53

13.86

12.30

11.71

11.40

7.24

14.71

8.08

×

S

3.94

5.28

4.47

4.64

3.53

4.94

5.03

4.38

4.19

4.49

4.26

5.84

3.14

○

SSW

2.77

3.13

2.26

2.75

2.23

2.74

2.40

2.33

2.10

2.52

2.09

3.34

1.70

○

SW

6.53

5.31

2.40

3.02

2.64

2.71

3.47

2.66

2.59

3.48

3.00

7.00

0.00

○

WSW

7.34

6.87

5.49

6.14

4.57

4.82

5.57

5.09

4.89

5.64

6.90

7.98

3.31

○

W

6.83

6.61

7.40

7.14

7.03

6.69

7.91

6.47

6.30

6.93

6.96

8.15

5.71

○

WNW

7.98

7.58

9.82

9.34

9.38

7.14

8.94

7.54

9.23

8.55

9.82

10.95

6.15

○

NW

7.25

11.76

8.16

9.98

10.21

8.06

10.81

11.02

12.59

9.98

10.97

14.38

5.58

○

NNW

4.37

5.38

4.54

4.59

4.37

4.94

5.46

6.03

5.81

5.05

5.30

6.60

3.51

○

CALM

0.47

0.53

0.58

0.89

0.80

2.31

0.47

0.86

1.00

0.88

0.91

2.26

0.00

○

61-10-1-28

表添 1-2-2 棄却検定表（風速）
検 定 年：敷地内Ｃ点（標高 85ｍ，地上高 51ｍ）1985 年 10 月～1986 年 9 月
統計期間：敷地内Ａ点（標高 85ｍ，地上高 75ｍ）2004 年 4 月～2013 年 3 月
（%）
統計年
風速

2004

2005

2006

2007

2008

2009

2010

2011

2012

平均値

(m/s)

検定年

棄却限界

判定
○採択

1985

上限

下限

×棄却

0.0～0.4

0.47

0.53

0.58

0.89

0.80

2.31

0.47

0.86

1.00

0.88

0.91

2.26

0.00

○

0.5～1.4

4.75

5.71

6.03

7.32

7.90

6.85

7.07

6.46

7.24

6.59

6.92

8.94

4.24

○

1.5～2.4

11.41

11.40

12.47

13.01

12.69

12.88

12.03

12.79

12.87

12.40

11.37

13.93

10.86

○

2.5～3.4

13.48

14.54

16.18

15.98

15.91

15.58

14.65

14.25

13.59

14.91

15.33

17.43

12.38

○

3.5～4.4

13.37

13.96

14.49

14.81

13.94

13.26

14.43

14.30

12.81

13.93

14.83

15.53

12.33

○

4.5～5.4

13.08

11.42

13.71

12.68

11.37

11.06

12.54

12.17

10.20

12.03

11.51

14.71

9.35

○

5.5～6.4

9.70

9.33

9.65

9.03

9.22

9.13

8.88

9.14

8.85

9.22

8.38

9.95

8.48

×

6.5～7.4

6.83

6.47

5.78

5.13

6.33

7.48

6.02

6.47

6.48

6.33

6.12

7.93

4.73

○

7.5～8.4

3.93

4.15

3.58

3.49

4.32

4.47

4.07

4.43

4.40

4.09

4.41

4.98

3.21

○

8.5～9.4

2.88

2.99

2.67

2.53

2.62

3.73

2.25

2.94

3.35

2.88

3.16

3.97

1.80

○

9.5 以上

20.11

19.50

14.87

15.12

14.90

13.26

17.59

16.18

19.20

16.75

17.07

22.68

10.81

○

61-10-1-29

表添 1-2-3 棄却検定表（風向）検 定 年：敷地内Ａ点（標高 20ｍ，地上高 10ｍ）1985 年 10 月～1986 年 9 月
統計期間：敷地内Ａ点（標高 20ｍ，地上高 10ｍ）2004 年 4 月～2013 年 3 月
（%）
統計年
2004

2005

2006

2007

2008

2009

2010

2011

2012

平均値

風向

検定年

棄却限界

判定
○採択

1985

上限

下限

×棄却

N

6.69

6.51

7.04

7.31

7.68

7.57

4.58

6.12

6.88

6.71

7.29

9.00

4.42

○

NNE

1.16

1.25

1.61

1.52

1.46

2.26

1.08

1.82

1.37

1.50

1.83

2.39

0.62

○

NE

2.05

2.04

2.54

2.44

2.71

2.92

2.23

2.69

1.85

2.38

1.76

3.27

1.50

○

ENE

2.23

1.98

2.39

1.87

2.22

2.69

2.21

2.87

2.03

2.28

3.37

3.07

1.48

×

E

7.67

7.29

8.01

7.76

9.52

10.10

9.25

9.08

9.49

8.68

5.30

11.13

6.24

×

ESE

11.24

9.56

9.53

8.74

8.87

8.91

9.27

9.60

10.55

9.59

12.40

11.60

7.58

×

SE

16.89

17.03

19.17

18.62

16.29

14.20

16.10

13.36

12.51

16.02

14.47

21.54

10.49

○

SSE

2.90

2.67

2.73

2.69

2.52

1.89

2.46

2.57

1.89

2.48

5.59

3.35

1.61

×

S

2.80

2.94

3.00

2.92

2.33

2.22

2.56

2.82

2.54

2.68

2.56

3.37

2.00

○

SSW

1.25

1.43

1.12

1.48

1.12

1.12

1.54

1.66

1.21

1.33

1.85

1.82

0.83

×

SW

2.56

3.19

2.76

3.57

2.81

2.86

3.23

3.19

2.97

3.02

2.93

3.76

2.27

○

WSW

7.22

6.41

5.70

5.69

5.24

5.80

5.88

5.30

5.25

5.83

6.56

7.39

4.28

○

W

8.17

9.30

10.30

9.31

9.11

8.53

10.63

7.79

8.87

9.11

8.66

11.35

6.87

○

WNW

8.14

9.96

7.98

7.75

8.04

7.21

8.33

7.40

9.02

8.20

9.11

10.25

6.15

○

NW

8.73

9.09

6.53

8.78

8.31

7.85

8.26

9.57

10.52

8.63

8.56

11.34

5.92

○

NNW

3.74

3.60

2.70

2.37

2.60

3.72

4.27

3.76

3.60

3.38

4.31

4.95

1.80

○

CALM

6.55

5.75

6.88

7.16

9.17

10.14

8.11

10.41

9.43

8.18

3.45

12.27

4.09

×

61-10-1-30

表添 1-2-4 棄却検定表（風速）
検 定 年：敷地内Ａ点（標高 20ｍ，地上高 10ｍ）1985 年 10 月～1986 年 9 月
統計期間：敷地内Ａ点（標高 20ｍ，地上高 10ｍ）2004 年 4 月～2013 年 3 月
（%）
統計年
風速

2004

2005

2006

2007

2008

2009

2010

2011

2012

平均値

(m/s)

検定年

棄却限界

判定
○採択

1985

上限

下限

×棄却

0.0～0.4

6.55

5.75

6.88

7.16

9.17

10.14

8.11

10.41

9.43

8.18

3.45

12.27

4.09

×

0.5～1.4

44.91

45.66

49.32

47.96

47.40

47.44

48.83

49.05

46.74

47.48

28.26

51.17

43.80

×

1.5～2.4

16.53

15.25

16.39

15.74

16.31

15.49

15.64

13.87

14.91

15.57

30.49

17.60

13.53

×

2.5～3.4

7.82

8.12

7.90

8.26

8.39

8.26

7.15

8.02

7.74

7.96

10.11

8.87

7.05

×

3.5～4.4

4.93

6.14

4.78

4.98

4.44

5.04

4.55

5.68

5.27

5.09

6.12

6.41

3.77

○

4.5～5.4

4.74

4.30

3.34

3.96

3.60

3.55

3.80

4.39

4.43

4.01

4.34

5.17

2.86

○

5.5～6.4

3.65

3.58

2.93

3.55

2.77

2.77

3.57

3.31

3.27

3.27

4.00

4.14

2.40

○

6.5～7.4

3.67

3.67

2.75

3.29

2.27

1.99

2.90

2.54

2.86

2.88

3.16

4.30

1.47

○

7.5～8.4

3.06

3.08

1.95

2.40

2.13

1.89

2.45

1.51

2.30

2.31

3.21

3.57

1.04

○

8.5～9.4

1.85

1.97

1.17

1.39

1.75

1.43

1.52

0.66

1.36

1.46

2.39

2.41

0.50

○

9.5 以上

2.28

2.47

2.59

1.32

1.75

2.00

1.48

0.56

1.69

1.79

4.47

3.34

0.25

×

61-10-1-31

添付資料 3

被ばく評価に用いる大気拡散評価について

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の居住性に係る被ばく評価で用いる相対濃度及び相対線量は，実効放出継続時間を基に計算した値を年間について小さい値から順に並べて整理し，累積出現頻度 97%に当たる値としている。
着目方位と評価結果を図添 1-3-1 及び図添 1-3-2 並びに表添 1-3-1 に示す。

図添 1-3-1 着目方位
（放出点：6 号炉原子炉建屋中心，
評価点：5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）中心）

61-10-1-32

図添 1-3-2 着目方位
（放出点：7 号炉原子炉建屋中心，
評価点：5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）中心）

61-10-1-33

表添 1-3-1 着目方位並びに相対濃度及び相対線量
評価点

放出点
6 号炉原子炉建屋

5 号炉原子炉建屋内

中心

着目方位

相対濃度
3

相対線量

[s/m ][Gy/Bq]

NNW,N,NNE,NE

3.6×10-4

1.7×10-18

N,NNE

9.8×10-5

8.1×10-19

緊急時対策所（対策本部）中心

7 号炉原子炉建屋
中心61-10-1-34相対濃度及び相対線量の評価に当たっては，年間を通じて 1 時間ごとの気象条件に対して，相対濃度及び相対線量を算出し，小さい値から順に並べて整理した。
評価結果を表添 1-3-2 及び表添 1-3-3 に示す。

表添 1-3-2 相対濃度及び相対線量の値（6 号炉）
相対濃度
放出点

6 号炉原
子炉建屋
中心

評価点

5 号炉原子炉建
屋内緊急時対策所（対策本部）
中心

累積出現

相対線量
値
3

頻度[%]

[s/m ]

･･･

･･･

累積出現

値

頻度[%]

[Gy/Bq]

･･･

･･･

97.02

-4

3.6×1097.06

1.7×10-18

97.01

3.6×10-4

97.01

1.7×10-18

96.99

3.6×10-4

96.98

1.7×10-18

･･･

･･･

･･･

･･･

表添 1-3-3 相対濃度及び相対線量の値（7 号炉）
相対濃度
放出点

7 号炉原
子炉建屋
中心

評価点

5 号炉原子炉建
屋内緊急時対策所（対策本部）
中心

累積出現

相対線量
値
3

頻度[%]

[s/m ]

･･･

･･･

累積出現

値

頻度[%]

[Gy/Bq]

･･･

･･･

97.02

-5

9.9×1097.06

8.2×10-19

97.01

9.8×10-5

97.01

8.1×10-19

96.96

9.7×10-5

96.99

8.0×10-19

･･･

･･･

･･･

･･･

61-10-1-35

添付資料 4

地表面への沈着速度の設定について

5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の居住性に係る被ばく評価において，地表面への沈着速度として，乾性沈着速度0.3cm/s※1の4倍である1.2cm/sを用いている。
「発電用軽水型原子炉施設周辺の線量目標値に対する評価指針」（昭和51年9月28日 原子力委員会決定，一部改訂 平成13年3月29日）の解説において，葉菜上の放射性よう素の沈着率を考慮するときに，「降水時における沈着率は，乾燥時の2～3倍大きい値となる」と示されている。これを踏まえ，湿性沈着を考慮した沈着速度は，乾性沈着による沈着も含めて乾性沈着速度の4倍と設定した。
湿性沈着を考慮した沈着速度を，乾性沈着速度の4倍として設定した妥当性の検討結果を以下に示す。
※1 乾性沈着速度の設定根拠については添付資料5を参照
1.検討手法
湿性沈着を考慮した沈着速度の妥当性は，乾性沈着率と湿性沈着率を合計した沈着率の累積出現頻度97%と，乾性沈着率の累積出現頻度97%値の比が4倍を超えていないことによって示す。乾性沈着率及び湿性沈着率は以下のように定義される。
(1)乾性沈着率
乾性沈着率は，「日本原子力学会標準 原子力発電所の確率論的安全評価に関する実施基準（レベル3PSA編）：2008」（社団法人 日本原子力学会）（以下，学会標準）解説4.7
を参考に評価した。「学会標準」解説4.7では，使用する相対濃度は地表面高さ付近としているが，ここでは「原子力発電所中央制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）」（原子力安全・保安院 平成21年8月12日）[【解説5.3】(1)]に従い，居住性に係る被ばく評価を保守的に評価するために放出点高さの相対濃度を用いた。
(χ/Q)D (x, y, z)i = Vd ・χ/Q(x, y, z)i・・・・・①(χ/Q)D (x, y, z)i ：時刻iでの乾性沈着率[1/m2]
χ/Q(x, y, z)i：時刻iでの相対濃度[s/m3]

Vd：沈着速度[m/s]（0.003 NUREG/CR-4551 Vol.2より）

61-10-1-36

(2)湿性沈着率
降雨時には，評価点上空の放射性核種の地表への沈着は，降雨による影響を受ける。湿性沈着率(χ/Q)w (𝑥, 𝑦)𝑖 は「学会標準」解説4.11より以下のように表される。
∞

π

h2

2

2Σzi

(χ/Q)w (x, y)i = Λ i ・ ∫0 χ/Q(x, y, z)i dz = χ/Q(x, y, 0)i ・Λi √ Σzi exp[(χ/Q)w (x, y)i：時刻iでの湿性沈着率[1/m2]

χ/Q(x, y, 0)i：時刻iでの地表面高さでの相対濃度[s/m3]

Λi：時刻iでのウォッシュアウト係数[1/s]（ = 9.5 × 10−6 × Pri0.8]・・・・・②

学会標準より）

Pri：時刻iでの降水強度[mm/h]Σzi：時刻iでの建屋影響を考慮した放射性雲の鉛直方向の拡散幅[m]h：放出高さ[m]乾性沈着率と湿性沈着率を合計した沈着率の累積出現頻度97%値と，乾性沈着率の累積
出現頻度97%値の比は以下で定義される。
乾性沈着率と湿性沈着率を合計した沈着率の累積出現頻度97%値
乾性沈着率の累積出現頻度97%値=

πh2(Vd ∙ χ/Q(x, y, z)i + χ/Q(x, y, 0)i ∙ Λ i √ Σzi exp[
])
2
2Σzi

97%

(Vd ∙ χ/Q(x, y, z)i )97%

61-10-1-37

・・・・・③

2.評価結果
表添1-4-1に5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の評価点における評価結果を示す。
乾性沈着率に放出点と同じ高さの相対濃度を用いたとき，乾性沈着率と湿性沈着率を合計した沈着率の累積出現頻度97%値と，乾性沈着率の累積出現頻度97%値の比は1.1程度となった。
以上より，湿性沈着を考慮した沈着速度を乾性沈着速度の4倍と設定することは保守的であるといえる。
表添1-4-1 沈着率評価結果
評価点

放出点

5 号炉原子炉6 号炉原子炉

建屋内緊急時

建屋中心

対策所（対策

7 号炉原子炉

本部）中心

建屋中心

相対濃度

①乾性沈着率32②乾性沈着率+湿性沈着率比[s/m ][1/m ]

3.6×10-4

1.1×10-6

1.2×10-6

1.1

9.8×10-5

3.0×10-7

3.3×10-7

1.1

61-10-1-38[1/m2]（②/①）

添付資料 5

エアロゾルの乾性沈着速度について

5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の居住性に係る被ばく評価では，地表面への沈着速度を乾性沈着速度の4倍と想定しており，乾性沈着速度として0.3cm/sを用いている。以下に，乾性沈着速度の設定の考え方を示す。
エアロゾルの乾性沈着速度は，NUREG/CR-4551※１に基づき 0.3cm/s と設定した。NUREG/CR4551 では郊外を対象としており，郊外とは道路，芝生及び木々で構成されるとしている。
原子力発電所内は舗装面が多く，建屋屋上はコンクリートであるため，この沈着速度が適用できると考えられる。また，NUREG/CR-4551 では 0.5µm～5µm の粒径に対して検討されているが，原子炉格納容器内の除去過程で，相対的に粒子径の大きなエアロゾルは原子炉格納容
器内に十分捕集されるため，粒径の大きなエアロゾルの放出はされにくいと考えられる。
また，W.G.N.Slinn の検討※2 によると，草や水，小石といった様々な材質に対する粒径に応じた乾性の沈着速度を整理しており，これによると 0.1µm～5µm の粒径では沈着速度は0.3cm/s 程度（図添 1-5-1）である。以上のことから，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の居住性に係る被ばく評価におけるエアロゾルの乾性の沈着速度として 0.3cm/s を適用できると判断した。

61-10-1-39

図添 1-5-1 様々な粒径における乾性沈着速度（Nuclear Safety Vol.19※2）※1

J.L. Sprung 等：Evaluation of severe accident risks: quantification of major
input parameters, NUREG/CR-4551 Vol.2 Rev.1 Part 7, 1990

※2

W.G.N. Slinn: Environmental Effects, Parameterizations for Resuspension andfor Wet and Dry Deposition of Particles and Gases for Use in Radiation Dose
Calculations, Nuclear Safety Vol.19 No.2, 1978

61-10-1-40

（参考）シビアアクシデント時のエアロゾルの粒径について

シビアアクシデント時に原子炉格納容器内で発生する放射性物質を含むエアロゾルの粒径分布として本評価で設定している「0.1μm 以上」は，粒径分布に関して実施されている研究を基に設定している。
シビアアクシデント時には原子炉格納容器内にスプレイ等による注水が実施されることから，シビアアクシデント時の粒径分布を想定し，「原子炉格納容器内でのエアロゾルの挙動」及び「原子炉格納容器内の水の存在の考慮」といった観点で実施された別表添 1-1 の②，⑤に示す試験等を調査した。さらに，シビアアクシデント時のエアロゾルの粒径に対する共通的な知見とされている情報を得るために，海外の規制機関（NRC 等）や各国の合同で実施されているシビアアクシデント時のエアロゾルの挙動の試験等（別表添 1-1 の①，③，④）を調査した。以上の調査結果を別表添 1-1 に示す。
この表で整理した試験等は，想定するエアロゾル発生源，挙動範囲（原子炉格納容器，1
次冷却材配管等），水の存在等に違いがあるが，エアロゾル粒径の範囲に大きな違いはなく，
原子炉格納容器内環境でのエアロゾル粒径はこれらのエアロゾル粒径と同等な分布範囲を持つものと推定できる。
したがって，過去の種々の調査・研究により示されている範囲をカバーする値として，0.1μm 以上のエアロゾルを想定することは妥当である。

61-10-1-41

別表添 1-1 シビアアクシデント時のエアロゾル粒径についての文献調査結果
番号

試験名又は報告書名等

エアロゾル粒径

備考(μm)

シビアアクシデント時の評価に使用
LACE LA2※1①

約 0.5～5

されるコードでの原子炉格納容器閉(別図添 1-1 参照)

じ込め機能喪失を想定した条件とした比較試験
原子炉格納容器内に水が存在し，溶NUREG/CR-5901※2②

0.25～2.5

融炉心を覆っている場合のスクラビ(参考 1-1)

ング効果のモデル化を紹介したレポート③

AECL が実施した実験

PBF-SFD※3④※3

0.1～3.0(参考 1-2)
0.29～0.56(参考 1-2)

シビアアクシデント時の炉心損傷を考慮した 1 次系内のエアロゾル挙動に着目した実験
シビアアクシデント時の炉心損傷を考慮した 1 次系内のエアロゾル挙動に着目した実験
シビアアクシデント時の FP 挙動の実PHÉBUS FP※3⑤

0.5～0.65

験（左記のエアロゾル粒径は PHÉBUS(参考 1-2)

FP 実験の原子炉格納容器内のエアロ
ゾル挙動に着目した実験の結果）

参考文献※1：J. H. Wilson and P. C. Arwood, Summary of Pretest Aerosol Code Calculations
for LWR Aerosol Containment Experiments (LACE) Test LA2, ORNL A. L. Wright,
J. H. Wilson and P. C. Arwood, PRETEST AEROSOL CODE COMPARISONS FOR LWR
AEROSOL CONTAINMENT TESTS LA1 AND LA2※2：D. A. Powers and J. L. Sprung, NUREG/CR-5901, A Simplified Model of Aerosol
Scrubbing by a Water Pool Overlying Core Debris Interacting With Concrete※3：STATE-OF-THE-ART REPORT ON NUCLEAR AEROSOLS, NEA/CSNI/R(2009)5

61-10-1-42

別図添 1-1 LACE LA2 でのコード比較試験で得られたエアロゾル粒径の時間変化グラフ

61-10-1-43

参考 1-1 NUREG/CR-5901 の抜粋

61-10-1-44

61-10-1-45

参考 1-2 STATE-OF-THE-ART REPORT ON NUCLEAR AEROSOLS,
NEA/CSNI/R(2009)5 の抜粋及び試験の概要

試験名又は報告書名等
AECL が実施した実験

試験の概要
CANDU のジルカロイ被覆管燃料を使用した，１次系での核分裂生成物の挙動についての試験
米国アイダホ国立工学環境研究所で実施された炉心損傷状態

PBF-SFD

での燃料棒及び炉心のふるまい並びに核分裂生成物及び水素の放出についての試験
フランスカダラッシュ研究所の PHÉBUS 研究炉で実施された，

PHÉBUS FP

シビアアクシデント条件下での炉心燃料から 1 次系を経て原子炉格納容器に至るまでの核分裂生成物の挙動を調べる実機
燃料を用いた総合試験

61-10-1-46

添付資料 6

原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線による被ばくの評価方法について

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の居住性に係る被ばく評価における，原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線（直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線）による被ばくは，原子炉建屋内の放射性物質の積算線源強度，施設の位置，遮蔽構造，地形条件等から評価する。具体的な評価方法を以下に示す。
(1)原子炉建屋内の積算線源強度
原子炉格納容器から原子炉建屋内に漏えいした放射性物質の積算線源強度[photons]
は，核種毎の積算崩壊数[Bq・s]に核種毎エネルギー毎の放出率[photons/(Bq・s)]を乗ずることで評価した。なお，放射性物質は自由空間内（86000m3）に均一に分布するものとした。

Sγ = ∑ Q k ∙ skγ
kSγ：エネルギーγの photon の積算線源強度[photons]
Qk ：核種 k の積算崩壊数[Bq・s]skγ：核種 k のエネルギーγの photon の放出率[photons/(Bq・s)]
核種毎の積算崩壊数は以下の式により評価した。ここで，核種の原子炉建屋への放出量
は，審査ガイドに記載の移行割合に基づき評価した。

Qk = qk ∙1∙ (1 − exp(−λk (T − t 0 )))λk

Qk：核種 k の積算崩壊数[Bq・s]qk：核種 k の原子炉建屋への放出量[Bq]λk ：核種 k の崩壊定数[1/s]T：評価期間[s]t0：原子炉建屋への放出時刻[s]61-10-1-47

核種毎エネルギー毎の放出率[photons/(Bq・s)]は，制動放射（H2O）を考慮した ORIGEN2
ライブラリ（gxh2obrm.lib）値を参照した。また，エネルギー群を ORIGEN2 のガンマ線ライブラリの群構造（18 群）から MATXSLIB-J33（42 群）に変換した。変換方法は「日本原子力学会標準 低レベル放射性廃棄物輸送容器の安全設計及び検査基準：2008」（2009 年9 月（社団法人）日本原子力学会）の附属書 H に記載されている変換方法を用いた。
（図
添 1-6-1）以上の条件に基づき評価した原子炉建屋内の積算線源強度は表添 1-1-6 のとおり。

審査ガイドの記載（５）線量評価
a.原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線による緊急時制御室又は緊急時対策所内での外部被ばく
・福島第一原子力発電所事故並みを想定する。例えば、次のような仮定を行う
ことができる。


NUREG-1465 の炉心内蔵量に対する原子炉格納容器内への放出割合（被覆管破損放出～晩期圧力容器内放出）を基に原子炉建屋内に放出された放射性物質を設定する。
PWR

BWR

希ガス類：

100%

100%

ヨウ素類：

66%

61%

Cs 類：

66%

61%

Te 類：

31%

31%

Ba 類：

12%

12%

Ru 類：

0.5%

0.5%

Ce 類：

0.55%

0.55%

La 類：

0.52%

0.52%

BWR については、MELCOR 解析結果から想定して、原子炉格納容器から原子炉建屋へ移行する際の低減率は 0.3 倍と仮定する。
また、希ガス類は、大気中への放出分を考慮してもよい。

61-10-1-48

図添 1-6-1 エネルギー群の変換方法

61-10-1-49

(2)評価体系
直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線の評価体系は図添 1-1-1 のとおり。5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）周りの遮蔽としては，5 号炉原子炉建屋の外壁の厚さと 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）を囲む遮蔽壁の厚さを加えた厚さのう
ちで最も薄い遮蔽厚さを採用した（コンクリート：1000mm）。さらに，本評価モデルでは，
原子炉格納容器による遮蔽効果を含め，5 号炉原子炉建屋内の上記以外の内壁による遮蔽効果には期待しておらず，保守的な遮蔽モデルとなっている。
評価点は，線源となる原子炉建屋に最も近くなる点（南西角）を選定した。また，評価
点高さは，スカイシャインガンマ線の評価に当たっては保守的に天井高さとし，直接ガンマ線の評価に当たっては 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の床面から 1.5mとした。
なお，直接ガンマ線の評価に当たっては，原子炉建屋の地下階の自由空間中の放射性物質からのガンマ線は地下階の外壁及び土壌により十分に遮蔽されると考えられることから，1 階から最上階（5 階）までの自由空間中の放射性物質からのガンマ線のみを考慮するものとした。また，スカイシャインガンマ線の評価に当たっては，下層階の自由空間中の放射性物質からのガンマ線は原子炉建屋の床面により十分に遮蔽されると考えられることから，原子炉建屋 4 階から最上階（5 階）までの自由空間中の放射性物質からのガンマ線のみを考慮するものとした。
(3)評価コード
直接ガンマ線による被ばく評価には，QAD-CGGP2R コード※1 を用いた。また，スカイシャインガンマ線による被ばく評価には，ANISN コード及び G33-GP2R コード※1 を用いた。
※1 ビルドアップ係数は GP 法を用いて計算した。
(4)評価結果
直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線による被ばくの評価結果を表添 1-6-1 及び
表添 1-6-2 に示す。

61-10-1-50

表添 1-6-1 直接ガンマ線による被ばくの評価結果
評価位置

積算日数

実効線量[mSv]
6 号炉

7 号炉

合計

約 4.5×10-1

約 7.0×10-2

約 5.2×10-1

5 号炉原子炉建屋内
緊急時対策所

7日（対策本部）

表添 1-6-2 スカイシャインガンマ線による被ばくの評価結果
評価位置

積算日数

実効線量[mSv]
6 号炉

7 号炉

合計

約 3.0×10-3

約 1.1×10-3

約 4.1×10-3

5 号炉原子炉建屋内
緊急時対策所

7日（対策本部）

61-10-1-51

添付資料 7放射性雲中の放射性物質からのガンマ線による被ばくの評価方法について

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の居住性に係る被ばく評価における，放射性雲中の放射性物質からのガンマ線（クラウドシャインガンマ線）による被ばくは，放射性物質の放出量，大気拡散の効果及び建屋によるガンマ線の遮蔽効果を考慮し評価する。なお，
クラウドシャインガンマ線に対する遮蔽厚さとして，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）を囲む 6 面（天井面，床面，側面）のうちで最も薄い遮蔽壁厚さを参照した。これ
により，クラウドシャインガンマ線による被ばく量の評価結果は，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）に隣接する区画内に浮遊する放射性物質からの影響を包含することができる。具体的な評価方法を以下に示す。
(1)放出量及び大気拡散
大気中に放出される放射能量は表添 1-1-2 の値を用いた。また，相対線量は表添 1-1-4の値を用いた。
(2)評価体系
評価モデルを図添 1-7-1 に示す。また，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）を囲む 6 面の遮蔽壁の厚さを表添 1-7-1 に示す。
放射性雲中の放射性物質は 5 号炉原子炉建屋外に存在し，当該放射性物質からのガンマ線は 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）を囲む 6 面の遮蔽壁に加え，それ以外の 5 号炉原子炉建屋内の外壁及び内壁等により遮蔽される（図添 1-7-2）。クラウド
シャインガンマ線の評価に当たっては，これらの遮蔽のうち 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）を囲む 6 面の遮蔽壁の遮蔽効果のみを考慮し，それ以外の外壁及び内壁による遮蔽効果には期待しないものとした。
また，クラウドシャインガンマ線による被ばくは，相対線量を基に評価した線量に対して遮蔽効果を考慮することで評価しており，相対線量は審査ガイドに基づき放射性雲が評価点周りにも存在しているものとして評価している（図添 1-7-3）。
これは，クラウドシャインガンマ線の線源となる放射性雲が，5 号炉原子炉建屋外だ
けではなく，隣接区画及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）内に進入しているものと想定していることに相当する（図添 1-7-4）。

61-10-1-52

本クラウドシャインガンマ線の評価では，①5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）を囲む 6 面の遮蔽壁の遮蔽効果のみを考慮していること，②相対線量（放射性雲が評価点周りにも存在しているものとして評価）を基に評価していることから，その評価結果は，隣接区画内に浮遊する放射性物質からのガンマ線による影響を包含するものと考えられる。なお，本評価では，クラウドシャインガンマ線に対する遮蔽厚さとして，
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）を囲む 6 面の遮蔽壁のうちで最も薄い遮
蔽厚さ（コンクリート：500mm）を参照しており，保守的な遮蔽モデルとなっている。

表添 1-7-1 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）を囲む 6 面の遮蔽壁の厚さ
遮蔽壁の厚さ
東面

500mm

西面

1000mm

南面

500mm

北面

700mm

天井面

1000mm

床面

500mm

コンクリート(2.15g/cm3)

図添 1-7-1 クラウドシャインガンマ線に対する遮蔽モデル

61-10-1-53

クラウドシャインガンマ線の線源

隣接区画内に浮遊する線源

図添 1-7-2 線源との位置関係イメージ図

クラウドシャインガンマ線の線源
放出点

図添 1-7-3 相対線量評価イメージ図

61-10-1-54

遮蔽効果に期待する壁

クラウドシャインガンマ線の線源
遮蔽

遮蔽効果に期待しない壁
評価点（遮蔽壁で覆われていると想定）

図添 1-7-4 評価上考慮したクラウドシャインガンマ線の線源イメージ図

61-10-1-55

(3)評価コード
クラウドシャインガンマ線による被ばくは，評価コードを使用せず以下に示す式を用いて評価した。

H = ∑ HγγT

Hγ = ∑ ∫ K ∙ (D/Q) ∙ q k (t) ∙ pkγ ∙ Bγ ∙ exp(−μγ ∙ X) dt
k0H：クラウドシャインガンマ線による実効線量[Sv]Hγ：クラウドシャインガンマ線のうち，エネルギーγ のガンマ線による実効線量[Sv]K：空気カーマから実効線量への換算係数(1)[Sv/Gy]

D/Q：相対線量[Gy/Bq]qk(t) ：時刻 t における核種 k の大気中への放出率[Bq/s]（0.5MeV 換算）
pkγ：核種 k が放出する photon のうち，エネルギーγの photon の割合[-]Bγ：エネルギーγの photon におけるビルドアップ係数[-]μγ：エネルギーγの photon における遮蔽体に対する線減衰係数[1/m]X：遮蔽体厚さ[m]T：評価期間[s]ビルドアップ係数は「放射線施設のしゃへい計算実務マニュアル 2007」（公益財団法人 原子力安全技術センター）に記載されている値を log-log 内挿することにより求めた。また，遮蔽効果を考慮する際のガンマ線エネルギー群は，ORIGEN2 のガンマ線ライブ
ラリの群構造（18 群）から MATXSLIB-J33（42 群）に変換した。変換方法は，直接ガンマ
線及びスカイシャインガンマ線による被ばくの評価時と同様，「日本原子力学会標準 低レベル放射性廃棄物輸送容器の安全設計及び検査基準：2008」（2009 年 9 月 社団法人
日本原子力学会）の附属書 H に記載されている変換方法を用いた。

61-10-1-56

(4)評価結果
クラウドシャインガンマ線による被ばくの評価結果を表添 1-7-2 に示す。

表添 1-7-2 クラウドシャインガンマ線による被ばくの評価結果
評価位置

積算日数

実効線量[mSv]
6 号炉

7 号炉

合計

約 2.7×101

約 1.3×101

約 4.1×101

5 号炉原子炉建屋内
緊急時対策所

7日（対策本部）

61-10-1-57

添付資料 8

地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による被ばくの評価方法について

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の居住性に係る被ばく評価における地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線（グランドシャインガンマ線）による被ばくは，放射性物質の放出量，大気拡散の効果及び沈着速度並びに建屋によるガンマ線の遮蔽効果を考慮し評価した。
なお，放射性物質は，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の中心位置における相対濃度を用いて求めた濃度で，5 号炉原子炉建屋の屋上及び 5 号炉原子炉建屋周りの地表面に一様に沈着しているものと仮定した。具体的な評価方法を以下に示す。
(1)地表面の単位面積当たりの積算線源強度
地表面の単位面積当たりの積算線源強度[photons/m2]は，核種毎の単位面積当たりの積
算崩壊数[Bq・s/m2]に核種毎エネルギー毎の放出率[photons/(Bq・s)]を乗ずることで評価した。なお，5 号炉原子炉建屋の屋上面の単位面積当たりの積算線源強度は地表面と同じとした。

Sγ = ∑ Q k ∙ skγ
kSγ：単位面積当たりのエネルギーγの photon の積算線源強度[photons/m2]
Qk：核種 k の単位面積当たりの積算崩壊数[Bq・s/m2]
skγ：核種 k のエネルギーγの photon の放出率[photons/(Bq・s)]

ここで，核種 k の単位面積当たりの積算崩壊数[Bq・s/m2]は以下の式により評価した。
T

Q k = ∫ (χ/Q) ∙ q k (t) ∙ Vg ∙
0

Qk

f1
∙ (1 − exp(−λk ∙ (T − t))) dtλk：核種 k の単位面積当たりの積算崩壊数[Bq・s/m2]

χ/Q ：相対濃度[s/m3]
qk(t) ：時刻 t における核種 k の大気中への放出率[Bq/s]
Vg：地表面への沈着速度[m/s]61-10-1-58

f1：沈着した放射性物質のうち残存する割合(1)[-]λk：核種 k の崩壊定数[1/s]T：評価期間[s]核種の大気中への放出率[Bq/s]は表添 1-1-1 に基づき評価した。また，相対濃度は表添
1-1-4 の値を用いた。
地表面への沈着速度は表添 1-1-8 のとおり 1.2[cm/s]（乾性沈着速度の 4 倍）とした。
核種毎エネルギー毎の放出率[photons/(Bq・s)]は，制動放射（H2O）を考慮した ORIGEN2
ライブラリ（gxh2obrm.lib）値から求めた。また，遮蔽効果を考慮する際のガンマ線エネ
ルギー群は，ORIGEN2 のガンマ線ライブラリの群構造（18 群）から MATXSLIB-J33（42 群）に変換した。変換方法は，直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線による被ばくの評価
時と同様，「日本原子力学会標準 低レベル放射性廃棄物輸送容器の安全設計及び検査基
準：2008」（2009 年 9 月 社団法人 日本原子力学会）の附属書 H に記載されている変換
方法を用いた。
以上の条件に基づき評価した地表面の単位面積当たりの積算線源強度を表添 1-8-1 に示す。

61-10-1-59

表添 1-8-1 グランドシャインガンマ線の評価に用いる単位面積当たりの積算線源強度
エネルギー(MeV)
単位面積当たりの積算線源強度（photons/m2）（168 時間後時点）
上限
下限（代表エネルギー）
6 号炉
7 号炉
－
1.00×10-2
約 4.4×1015
約 1.2×1015
1.00×10-2
2.00×10-2
約 4.4×1015
約 1.2×1015-2-2
16
2.00×103.00×10
約 6.2×10
約 1.7×1016
3.00×10-2
4.50×10-2
約 1.4×1016
約 3.8×1015-2-2
15
4.50×106.00×10
約 6.9×10
約 1.9×1015
6.00×10-2
7.00×10-2
約 4.6×1015
約 1.2×1015-2-2
14
7.00×10
7.50×10
約 8.7×10
約 2.4×1014
7.50×10-2
1.00×10-1
約 4.4×1015
約 1.2×1015-1-115
1.00×10
1.50×10
約 4.0×10
約 1.1×1015
1.50×10-1
2.00×10-1
約 3.0×1016
約 8.1×1015-1-1
16
2.00×103.00×10
約 5.9×10
約 1.6×1016
3.00×10-1
4.00×10-1
約 9.3×1016
約 2.5×1016-1-1
16
4.00×10
4.50×10
約 4.6×10
約 1.3×1016
4.50×10-1
5.10×10-1
約 6.1×1016
約 1.7×1016
5.10×10-1
5.12×10-1
約 2.0×1015
約 5.5×1014-1-1
16
5.12×106.00×10
約 8.9×10
約 2.4×1016
6.00×10-1
7.00×10-1
約 1.0×1017
約 2.8×1016-1-1
16
7.00×108.00×10
約 4.4×10
約 1.2×1016
8.00×10-1
1.00×100
約 8.8×1016
約 2.4×1016
00
16
1.00×10
1.33×10
約 2.0×10
約 5.5×1015
1.33×100
1.34×100
約 6.2×1014
約 1.7×1014
0015
1.34×10
1.50×10
約 9.9×10
約 2.7×1015
1.50×100
1.66×100
約 7.4×1014
約 2.0×1014
0015
1.66×102.00×10
約 1.6×10
約 4.3×1014
2.00×100
2.50×100
約 1.6×1015
約 4.3×1014
0013
2.50×103.00×10
約 3.5×10
約 9.5×1012
3.00×100
3.50×100
約 2.9×108
約 7.8×107
008
3.50×104.00×10
約 2.9×10
約 7.8×107
4.00×100
4.50×100
約 6.0×102
約 1.6×102
002
4.50×105.00×10
約 6.0×10
約 1.6×102
5.00×100
5.50×100
約 6.0×102
約 1.6×102
002
5.50×106.00×10
約 6.0×10
約 1.6×102
6.00×100
6.50×100
約 6.8×101
約 1.9×101
6.50×100
7.00×100
約 6.8×101
約 1.9×101
00
1
7.00×10
7.50×10
約 6.8×10
約 1.9×101
7.50×100
8.00×100
約 6.8×101
約 1.9×101
0
1
1
8.00×101.00×10
約 2.1×10
約 5.7×100
1.00×101
1.20×101
約 1.0×101
約 2.9×100
11
0
1.20×10
1.40×10
約 0.0×10
約 0.0×100
1.40×101
2.00×101
約 0.0×100
約 0.0×100
1
1
0
2.00×103.00×10
約 0.0×10
約 0.0×100
3.00×101
5.00×101
約 0.0×100
約 0.0×100

61-10-1-60

(2)評価体系(a)線源領域a.5 号炉原子炉建屋の屋上に沈着した放射性物質
5 号炉原子炉建屋の屋上には，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の中心位置における相対濃度を用いて求めた濃度で放射性物質が一様に沈着しているものとした。
また，
図添 1-1-1 に示したとおり 5 号炉原子炉建屋の屋上面は凸型となっているが，本評価では 5 号炉原子炉建屋の屋上面が平坦であるものとし線源領域を設定した。屋
上面の標高は，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）が位置する場所の屋上面の標高（TMSL 33000）を参照した。屋上面の線源の評価モデルを図添 1-8-3 に示す。
なお，5 号炉原子炉建屋の凸部分の屋上面の標高（TMSL 51360）は 5 号炉原子炉建屋
内緊急時対策所（対策本部）が位置する場所の屋上面の標高（TMSL 33000）よりも高く，凸部分の屋上面に沈着した放射性物質からのガンマ線は，当該凸部分の躯体（屋上面の躯体や原子炉建屋 5 階の床面等）
により遮蔽され影響は小さくなるものと考えられる。
5 号炉原子炉建屋の屋上面を平坦であると設定することは，この遮蔽効果に期待しないことに相当するため保守的な設定となる。
線源領域の面積は，5 号炉原子炉建屋の屋上面の面積（6889m2 = 83m×83m）と同一とした。
b.5 号炉原子炉建屋周りの地表面に沈着した放射性物質
5 号炉原子炉建屋周りには，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の中心位
置における相対濃度を用いて求めた濃度で放射性物質が一様に沈着しているものとした。
5 号炉原子炉建屋周りの地表の高さは場所により異なるが，本評価では 5 号炉原子炉
建屋周りの線源の高さを保守的に評価点高さと同一として評価した。また，放射性物質の地表面への沈着が広範囲に渡ることを考慮し，地表面からの影響がほぼ飽和する半径 500m 以内を線源領域とした。なお，この領域に含まれる海面及び斜面も平坦な地表面とみなし，他の領域と同様に線源とした。地表面の線源の評価モデルを図添 1-8-1 に示す。
(b)遮蔽及び評価点
グランドシャインガンマ線の評価においては，5 号炉原子炉建屋の外壁及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）を囲む遮蔽による低減効果を考慮した。本遮蔽モデル
では，原子炉格納容器による遮蔽効果を含め 5 号炉原子炉建屋内の上記以外の壁による遮蔽効果には期待しておらず，保守的な遮蔽モデルとなっている。遮蔽モデル図を図添 18-2 及び図添 1-8-3 に示す。

61-10-1-61

評価点は，地表面の線源からのグランドシャインガンマ線と，5 号炉原子炉建屋の屋上の線源からのグランドシャインガンマ線の評価結果の和が最も大きくなる点（南西角）を選定した。なお，評価点高さは 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の床面から1.5m とした。評価点を図添 1-8-2 及び図添 1-8-3 に示す。

(3)評価コードQAD-CGGP2R コード※1 を用いた。
※1 ビルドアップ係数は GP 法を用いて計算した。
(4)評価結果
グランドシャインガンマ線による被ばくの評価結果を表添 1-8-2 に示す。
表添 1-8-2 グランドシャインガンマ線による被ばくの評価結果
評価位置

5 号炉原子炉建
屋内緊急時対策所（対策本部）

線源

積算日数

地表面沈着分

実効線量[mSv]
6 号炉

7 号炉

合計

7日

約 1.1×101

約 3.1×100

約 1.5×101

屋上沈着分

7日

約 9.7×10-2

約 2.6×10-2

約 1.2×10-1

合計

7日

約 1.2×101

約 3.1×100

約 1.5×101

61-10-1-62図添1-8-1 線源領域（灰色及び橙色，半径500m）

61-10-1-63

図添1-8-2 グランドシャインガンマ線の評価モデル（平面図）

61-10-1-64

図添1-8-3 グランドシャインガンマ線の評価モデル（断面図）

61-10-1-65

添付資料 9外気から取り込まれた放射性物質による被ばくについて

室内に外気から取り込まれた放射性物質による被ばくは，図添 1-9-1 に示すタイムチャートを基に整理した以下のフェーズごとに評価した。各フェーズの換気設備の運用イメー
ジを図添 1-9-2 に示す。
フェーズⅠ： 放射性雲の通過前
フェーズⅡ： 陽圧化装置による陽圧化期間（放射性雲の通過中）
フェーズⅢ： 吸気位置を屋外とした可搬型陽圧化空調機による陽圧化期間（通路部のパージを実施している期間）
フェーズⅣ： 吸気位置を通路部とした可搬型陽圧化空調機による陽圧化期間（通路部のパージ終了後）経過時間（時間）
０

▽事象発生

場所

フェーズ

34

24

35

44

45

47

46

48

▽通路のパージ開始(可搬型外気取入送風機)▽プルーム放出開始▽通路のパージ完了(可搬型外気取入送風機)▽陽圧化開始(可搬型空調機)▽陽圧化開始(空気ボンベ)▽空気ボンベから可搬型空調機へ切替
フェーズⅠ

フェーズⅢ

フェーズⅡ

フェーズⅣ

可搬型陽圧化空調機運転(1台：陽圧化)
5号炉原子炉建屋内
緊急時対策所(対策本部)

空気ボンベ加圧（陽圧化）(a)

可搬型外気取入送風機運転(1台：外気取入)

(b)

(c)

高気密室

可搬型陽圧化空調機運転(1台：陽圧化)(c)
5号炉原子炉建屋内
地上3階北西側通路

可搬型外気取入送風機運転(1台：パージ用)(ｄ)
可搬型陽圧化空調機運転(2台：陽圧化)

5号炉原子炉建屋内
緊急時対策所(待機場所)(a)

空気ボンベ加圧（陽圧化）
可搬型陽圧化空調機運転(2台：陽圧化)

(b)
(c)

図添 1-9-1 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所における換気設備のタイムチャート（「61-9 緊急時対策所について（被ばく評価除く）」から抜粋）

61-10-1-66

図添 1-9-2 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所における換気設備の運用イメージ（「61-9 緊急時対策所について（被ばく評価除く）」から抜粋）

61-10-1-67

1.評価方法及び評価結果
各期間における評価方法及び評価結果について，以下 a.～b.及び表添 1-9-1 に示す。
a.放射性雲の通過前
放射性物質の放出開始以前においては室内への放射性物質の取り込みはない。
b.陽圧化装置による陽圧化期間（放射性雲の通過中）
陽圧化装置により室内を陽圧化し，室内への外気の流入を遮断することから，室内への放射性物質の取り込みはない。
c.吸気位置を屋外とした可搬型陽圧化空調機による陽圧化期間（通路部のパージを実施
している期間）
本期間は放射性雲の通過後であることから，吸気位置を“屋外”とした可搬型陽圧化
空調機による室内への放射性物質の取り込みはない。
d.吸気位置を通路部とした可搬型陽圧化空調機による陽圧化期間（通路部のパージ終了
後）本期間における被ばくは，可搬型陽圧化空調機の効果及び吸気位置（通路部）の放射性物質濃度を踏まえて評価した。
なお，通路部の放射性物質濃度は，通路部のパージの効果を考慮し求めた。パージ時
間は 10 時間とし，パージ開始前の通路部の放射性物質濃度は，放射性雲通過中の外気濃度と同じとした。
表添 1-9-1 外気から取り込まれた放射性物質による被ばくの評価結果
評価位置

吸入摂取による

5 号炉原子炉建屋内

内部被ばく

緊急時対策所（対策本部）

外部被ばく

実効線量[mSv]

積算

被ばく経路

5 号炉原子炉建屋内
緊急時対策所（対策本部）

61-10-1-68

日数

6 号炉

7 号炉

合計

7日

0.1 以下0.1 以下0.1 以下7日

0.1 以下0.1 以下0.1 以下添付資料 10

陽圧化装置による陽圧化開始が遅延することによる影響について

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）では，陽圧化装置による陽圧化開始の遅れ
時間は最長でも 2 分以内※となるよう設計している。
陽圧化装置による陽圧化開始が遅延した場合，陽圧化装置による陽圧化が開始されるまでの間，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）には可搬型陽圧化空調機により外気が取り込まれる。また，可搬型陽圧化空調機のフィルタには放射性物質が取り込まれ線源となる。ここでは，陽圧化装置による陽圧化の開始が遅延することによる被ばくへの影響を評価した。
評価の結果，陽圧化装置による陽圧化が 2 分間遅延した場合，7 日間の積算被ばく量は遅延しない場合と比べ約 23mSv 上昇すると評価された。このことから，遅延時間を設計上の最長時間（2 分間）と想定した場合に，他の被ばく経路からの被ばく量（約 56mSv）と合算しても，対策要員の実効線量は 7 日間で 100mSv を超えないことを確認した。
※「61-9 緊急時対策所について（被ばく評価除く）」の「3.2 事象発生後の要員の動きについて」の「(6)5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所における換気設備等について」を参照。
1. 影響を受ける被ばく経路
陽圧化装置による陽圧化の開始が遅延することにより影響を受ける被ばく経路は以下のとおり。
-

室内に取り込まれた放射性物質による被ばく-

可搬型陽圧化空調機のフィルタに取り込まれた放射性物質による被ばく

2. 各被ばく経路からの被ばく量(1)室内に取り込まれた放射性物質による被ばく
室内に取り込まれた放射性物質による被ばくの評価方法及び評価結果を以下に示す。
a.放射性物質の濃度
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）内の放射性物質の濃度は，可搬型陽
圧化空調機及び陽圧化装置の効果を考慮し以下の式で評価した。

mk (t) =Mk (t)
V

61-10-1-69

【可搬型陽圧化空調機で陽圧化する場合】

dMk (t)G1
Ek= −λk ∙ Mk (t) − ∙ Mk (t) + (1 −) ∙ G1 ∙ Sk (t)dtV100
Sk (t) = (χ/Q) ∙ Q k (t)【陽圧化装置で陽圧化する場合】

dMk (t)G2= −λk ∙ Mk (t) − ∙ Mk (t)
dt
V

mk(t)

：時刻 t における核種 k の室内の放射能濃度[Bq/m3]

Mk(t)：時刻 t における核種 k の室内の放射能量[Bq]V：空調バウンダリ内容積[m3]λk：核種 k の崩壊定数[1/s]G1：可搬型陽圧化空調機の風量[m3/s]

G2：陽圧化装置の空気供給量[m3/h]

Ek：可搬型陽圧化空調機のフィルタの除去効率[%]Sk(t)：時刻 t における核種 k の外気の放射能濃度[Bq/m3]

χ/Q：相対濃度[s/m3]

Qk(t)：時刻 t における核種 k の放出率[Bq/s]

大気中への放出率[Bq/s]は表添 1-1-1 に基づき評価した。また，相対濃度は表添
1-1-4 の値を用いた。

b.評価体系
室内に外気から取り込まれた放射性物質による被ばくの評価に当たり想定した評
価体系を図添 1-10-1 に示す。なお，線源領域は 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）内の空間部とし，室内の放射能濃度は一様とした。

61-10-1-70

R ：室内容積と同じ容積をもつ半球の半径[m]R
室内濃度：一様

図添 1-10-1 室内に外気から取り込まれた放射性物質による被ばくの評価モデル図

c.評価コード
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）内の放射性物質の吸入摂取による内部被ばく及び室内に浮遊している放射性物質からのガンマ線による外部被ばくの評価に当たっては，評価コードを使用せず，以下の式を用いて評価した。
【吸入摂取による内部被ばく】T

H = ∑ ∫ R ∙ Hk∞ ∙ Ck (t)dtk0H：放射性物質の吸入摂取による内部被ばくの実効線量[Sv]R：呼吸率(1.2/3600)※1[m3/s]

Hk∞：核種 k の吸入摂取時の実効線量への換算係数※2[Sv/Bq]

Ck(t) ：時刻 t における核種 k の室内の放射能濃度[Bq/m3]
T：評価期間[s]※1 ICRP Publication71 に基づく成人活動時の呼吸率を設定※2 ICRP Publication71 及び ICRP Publication72 に基づき設定【外部被ばく】T

H = ∫ 6.2 × 10−14 ∙ Eγ ∙ (1 − e−μR ) ∙ Cγ (t)dt
061-10-1-71

H：ガンマ線による外部被ばくの実効線量 [Sv]Eγ

：ガンマ線の実効エネルギー(0.5)[MeV]μ：空気に対するガンマ線の線エネルギー吸収係数[1/m]R：室内容積と同じ容積をもつ半球の半径[m]Cγ(t) ：時刻 t における室内の放射能濃度[Bq/m3]（ガンマ線 0.5MeV 換算）
T：評価期間[s]d.評価結果室内に外気から取り込まれた放射性物質による被ばくの評価結果を表添 1-10-1 に示す。

表添 1-10-1 室内に外気から取り込まれた放射性物質による被ばくの評価結果（陽圧化装置による陽圧化が 2 分間遅延した場合）
評価位置

被ばく経路

積算日数

内部被ばく

実効線量[mSv]
6 号炉

7 号炉

合計

7日

約 9.5×100

約 2.6×100

約 1.2×101

外部被ばく

7日

約 8.8×100

約 2.4×100

約 1.1×101

合計

7日

約 1.8×101

約 5.0×100

約 2.3×101

5 号炉原子炉建屋
内緊急時対策所（対策本部）

61-10-1-72

(2)可搬型陽圧化空調機のフィルタに取り込まれた放射性物質による被ばく
可搬型陽圧化空調機のフィルタに取り込まれた放射性物質からのガンマ線による被ばくの評価方法を以下に示す。
a.積算線源強度
フィルタ内の積算線源強度[photons]は，核種毎の積算崩壊数[Bq・s]に核種毎エネ
ルギー毎の放出率[photons/(Bq・s)]を乗ずることで評価した。積算線源強度の評価
結果を表添 1-10-3 及び表添 1-10-4 に示す。
なお，陽圧化装置による陽圧化開始が 2 分間遅れた場合の積算崩壊数は，陽圧化開
始が 10 時間遅れた場合の積算崩壊数に 600 分の 2（= 2 分/(10×60 分)）を乗ずることにより求めた。

Sγ = ∑ Q k ∙ skγ
kSγ：エネルギーγの photon の積算線源強度[photons]

Qk：核種 k の積算崩壊数[Bq・s]skγ：核種 k のエネルギーγの photon の放出率[photons/(Bq・s)]

ここで，可搬型陽圧化空調機のフィルタに取り込まれた放射性物質の積算線源強度は以下の式により評価した。なお，本評価においては，希ガス以外に対するフィル
タの除去効率を保守的に 100%とした。

T

Q k = ∫ (χ/Q) ∙ q k (t) ∙0

QkG∙ (1 − exp(−λk ∙ (T − t))) dtλk：核種 k の積算崩壊数[Bq・s]

χ/Q ：相対濃度[s/m3]
qk(t) ：時刻 t における核種 k の大気中への放出率[Bq/s]
G：換気空調系による取込の体積風量[m3/s]

λk：核種 k の崩壊定数[1/s]T：評価期間[s]61-10-1-73

核種の大気中への放出率[Bq/s]は表添 1-1-1 に基づき評価した。また，相対濃度は
表添 1-1-4 の値を用いた。
核種毎エネルギー毎の放出率[photons/(Bq・s)]は，制動放射（H2O）を考慮した
ORIGEN2 ライブラリ（gxh2obrm.lib）値から求めた。また，遮蔽効果を考慮する際のガンマ線エネルギー群は，ORIGEN2 のガンマ線ライブラリの群構造（18 群）から
MATXSLIB-J33（42 群）に変換した。変換方法は，直接ガンマ線及びスカイシャイン
ガンマ線による被ばくの評価時と同様，「日本原子力学会標準 低レベル放射性廃棄物輸送容器の安全設計及び検査基準：2008」（2009 年 9 月（社団法人 日本原子力学会））の附属書 H に記載されている変換方法を用いた。

61-10-1-74

b.評価体系
可搬型陽圧化空調機のフィルタに取り込まれた放射性物質からのガンマ線による被ばくの評価に当たり，想定した評価体系を図添 1-10-2 に示す。線源（フィルタ）と評価点の距離は 7000mm，遮蔽厚さはコンクリートで 700mm と仮定した。なお，可搬型陽圧化空調機のフィルタと 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の最近
接距離は 7000mm 以上であること，及び可搬型陽圧化空調機のフィルタと 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の間には 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の壁（コンクリートで 700mm）に加え，遮蔽効果が見込めるその他の内壁（コンクリート）が存在することから，本評価体系は保守的な結果を与える。

7000mm線源

コンクリート（2.15g/cm3）

700mm

評価点

空気
（1.2×10-3g/cm3）

図添 1-10-2 可搬型陽圧化空調機のフィルタからのガンマ線による被ばくの評価モデル
c.評価コード
QAD-CGGP2R コード※1 を用いた。
※1 ビルドアップ係数は GP 法を用いて計算した。
d.評価結果
可搬型陽圧化空調機のフィルタに取り込まれた放射性物質からのガンマ線による被ばくの評価結果を表添 1-10-2 に示す。表添 1-10-2 より，遅延時間が 2 分間の場
合の実効線量は無視できる程度に小さいことが分かる。
表添 1-10-2 可搬型陽圧化空調機のフィルタに取り込まれた放射性物質からのガンマ線による被ばくの評価結果
評価位置

遅延時間

5 号炉原子炉建屋内

実効線量[mSv]

積算
日数

6 号炉

7 号炉

合計

10 時間

7日

約 4.3×100

約 1.2×100

約 5.5×100

2 分間

7日

約 1.4×10-2

約 3.9×10-3

約 1.8×10-2

緊急時対策所（対策本部）

61-10-1-75

表添 1-10-3 フィルタ内の積算線源強度（陽圧化開始が 10 時間遅れた場合）
エネルギー(MeV)
下限－
1.00×10-2
2.00×10-2
3.00×10-2
4.50×10-2
6.00×10-2
7.00×10-2
7.50×10-2
1.00×10-1
1.50×10-1
2.00×10-1
3.00×10-1
4.00×10-1
4.50×10-1
5.10×10-1
5.12×10-1
6.00×10-1
7.00×10-1
8.00×10-1
1.00×100
1.33×100
1.34×100
1.50×100
1.66×100
2.00×100
2.50×100
3.00×100
3.50×100
4.00×100
4.50×100
5.00×100
5.50×100
6.00×100
6.50×100
7.00×100
7.50×100
8.00×100
1.00×101
1.20×101
1.40×101
2.00×101
3.00×101

上限（代表エネルギー）
1.00×10-2
2.00×10-2
3.00×10-2
4.50×10-2
6.00×10-2
7.00×10-2
7.50×10-2
1.00×10-1
1.50×10-1
2.00×10-1
3.00×10-1
4.00×10-1
4.50×10-1
5.10×10-1
5.12×10-1
6.00×10-1
7.00×10-1
8.00×10-1
1.00×100
1.33×100
1.34×100
1.50×100
1.66×100
2.00×100
2.50×100
3.00×100
3.50×100
4.00×100
4.50×100
5.00×100
5.50×100
6.00×100
6.50×100
7.00×100
7.50×100
8.00×100
1.00×101
1.20×101
1.40×101
2.00×101
3.00×101
5.00×101

61-10-1-76

積算線源強度（photons）（168 時間後時点）
6 号炉
7 号炉
約 6.1×1016
約 1.6×1016
約 6.1×1016
約 1.6×1016
17
約 8.6×10
約 2.4×1017
約 1.9×1017
約 5.2×1016
16
約 9.5×10
約 2.6×1016
約 6.4×1016
約 1.7×1016
16
約 1.2×10
約 3.3×1015
約 6.1×1016
約 1.7×1016
16
約 5.5×10
約 1.5×1016
約 4.1×1017
約 1.1×1017
17
約 8.3×10
約 2.2×1017
約 1.3×1018
約 3.5×1017
約 6.4×1017
約 1.8×1017
17
約 8.4×10
約 2.3×1017
約 2.8×1016
約 7.7×1015
18
約 1.2×10
約 3.4×1017
約 1.4×1018
約 3.8×1017
17
約 6.1×10
約 1.7×1017
約 1.2×1018
約 3.3×1017
17
約 2.8×10
約 7.7×1016
約 8.6×1015
約 2.3×1015
17
約 1.4×10
約 3.7×1016
約 1.0×1016
約 2.8×1015
16
約 2.2×10
約 5.9×1015
約 2.2×1016
約 6.0×1015
14
約 4.8×10
約 1.3×1014
約 4.0×109
約 1.1×1099
約 4.0×10
約 1.1×109
約 8.2×103
約 2.2×103
約 8.2×103
約 2.2×1033
約 8.2×10
約 2.2×103
約 8.2×103
約 2.2×1032
約 9.5×10
約 2.6×102
約 9.5×102
約 2.6×102
2
約 9.5×10
約 2.6×102
約 9.5×102
約 2.6×102
2
約 2.9×10
約 7.9×101
約 1.5×102
約 4.0×1010
約 0.0×10
約 0.0×100
約 0.0×100
約 0.0×1000
約 0.0×10
約 0.0×100
約 0.0×100
約 0.0×100

表添 1-10-4 フィルタ内の積算線源強度（陽圧化開始が 2 分間遅れた場合）
エネルギー(MeV)
下限－
1.00×10-2
2.00×10-2
3.00×10-2
4.50×10-2
6.00×10-2
7.00×10-2
7.50×10-2
1.00×10-1
1.50×10-1
2.00×10-1
3.00×10-1
4.00×10-1
4.50×10-1
5.10×10-1
5.12×10-1
6.00×10-1
7.00×10-1
8.00×10-1
1.00×100
1.33×100
1.34×100
1.50×100
1.66×100
2.00×100
2.50×100
3.00×100
3.50×100
4.00×100
4.50×100
5.00×100
5.50×100
6.00×100
6.50×100
7.00×100
7.50×100
8.00×100
1.00×101
1.20×101
1.40×101
2.00×101
3.00×101

上限（代表エネルギー）
1.00×10-2
2.00×10-2
3.00×10-2
4.50×10-2
6.00×10-2
7.00×10-2
7.50×10-2
1.00×10-1
1.50×10-1
2.00×10-1
3.00×10-1
4.00×10-1
4.50×10-1
5.10×10-1
5.12×10-1
6.00×10-1
7.00×10-1
8.00×10-1
1.00×100
1.33×100
1.34×100
1.50×100
1.66×100
2.00×100
2.50×100
3.00×100
3.50×100
4.00×100
4.50×100
5.00×100
5.50×100
6.00×100
6.50×100
7.00×100
7.50×100
8.00×100
1.00×101
1.20×101
1.40×101
2.00×101
3.00×101
5.00×101

61-10-1-77

積算線源強度（photons）（168 時間後時点）
6 号炉
7 号炉
約 2.0×1014
約 5.5×1013
約 2.0×1014
約 5.5×1013
15
約 2.9×10
約 7.8×1014
約 6.4×1014
約 1.7×1014
14
約 3.2×10
約 8.7×1013
約 2.1×1014
約 5.8×1013
13
約 4.1×10
約 1.1×1013
約 2.0×1014
約 5.5×1013
14
約 1.8×10
約 5.0×1013
約 1.4×1015
約 3.7×1014
15
約 2.8×10
約 7.5×1014
約 4.3×1015
約 1.2×1015
約 2.1×1015
約 5.8×1014
15
約 2.8×10
約 7.7×1014
約 9.4×1013
約 2.6×1013
15
約 4.1×10
約 1.1×1015
約 4.7×1015
約 1.3×1015
15
約 2.0×10
約 5.6×1014
約 4.1×1015
約 1.1×1015
14
約 9.4×10
約 2.6×1014
約 2.9×1013
約 7.8×1012
14
約 4.6×10
約 1.2×1014
約 3.4×1013
約 9.3×1012
13
約 7.3×10
約 2.0×1013
約 7.3×1013
約 2.0×1013
12
約 1.6×10
約 4.4×1011
約 1.3×107
約 3.6×1067
約 1.3×10
約 3.6×106
約 2.7×101
約 7.5×100
約 2.7×101
約 7.5×100
1
約 2.7×10
約 7.5×100
約 2.7×101
約 7.5×1000
約 3.2×10
約 8.6×10-1
約 3.2×100
約 8.6×10-1
0
約 3.2×10
約 8.6×10-1
約 3.2×100
約 8.6×10-1-1
約 9.7×10
約 2.6×10-1
約 4.9×10-1
約 1.3×10-10
約 0.0×10
約 0.0×100
約 0.0×100
約 0.0×1000
約 0.0×10
約 0.0×100
約 0.0×100
約 0.0×100

添付資料 11

可搬型陽圧化空調機のフィルタの除去効率の設定について

可搬型陽圧化空調機は，放射性微粒子の捕集が可能な高性能粒子フィルタ及び無機よう
素と有機よう素の捕集が可能なチャコール・フィルタを有している。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の居住性に係る被ばく評価においては，可搬型陽圧化空調機の各フィルタの除去効率を，設計値を基に 99.9%としている。以下に，温度及び湿度条件並びにフィルタの保持容量の観点から，被ばく評価におけるフィルタ除去
効率の設定の妥当性について示す。
1．温度及び湿度条件について
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）は，6 号及び 7 号炉の原子炉建屋から離れた建屋内（5 号炉原子炉建屋内）に設置されているため，温度や湿度が通常時に比べて大きく変わることはなく，フィルタの性能が低下するような環境にはならない。したがって，温度及び湿度条件の観点において，高性能粒子フィルタ及びチャコール・フィルタの除去効率を 99.9%と設定することは妥当である。
2．保持容量について
各フィルタの保持容量と事故期間中でのフィルタの捕集量を比較し，フィルタの保持
容量が捕集量に対し十分大きいことから，被ばく評価におけるフィルタ除去効率の設定が妥当であることを示す。
(1) フィルタの捕集量の評価方法
フィルタの捕集量は，安定核種を考慮した炉心内蔵量及び審査ガイドに定められる核種毎の大気中への放出割合並びに大気拡散の効果，可搬型陽圧化空調機の風量から算出した。なお，各フィルタが捕集可能な物質は全てフィルタ内に捕集されるものとした。また，評価に当たっては，放射性雲が通過する期間（事故発生 24 時間後から 34 時
間後までの 10 時間）において，可搬型陽圧化空調機が 600m3/h の風量で運転している
ものと仮定した。
図添 1-11-1 及び図添 1-11-2 に，フィルタの捕集量評価過程について示す。
(2) 評価結果
表添 1-11-1 に，各フィルタの保持容量及び捕集量を示す。各フィルタの保持容量
は，捕集量に対し十分大きい。したがって，フィルタの保持容量の観点において，高61-10-1-78

性能粒子フィルタ及びチャコール・フィルタの除去効率を 99.9%と設定することは妥当である。

表添 1-11-1 可搬型陽圧化空調機の各フィルタの捕集量及び保持容量
フィルタ種類

高性能粒子フィルタ

チャコール・フィルタ

捕集量

約 1g

約 6mg

保持容量

約 400g/台

約 50g/台61-10-1-79

微粒子として放出される物質の炉心内蔵量※1(審査ガイドに基づく環境への放出割合)(大気拡散の効果※2)
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の外気の微粒子の濃度(フィルタを経由した微粒子が全量捕集)
高性能粒子フィルタ捕集量※1 炉心内蔵量は表添 1-11-2 の値を使用※2 相対濃度は表添 1-1-4 の値を使用
図添 1-11-1 高性能粒子フィルタの捕集量評価の過程

よう素の炉心内蔵量※1(審査ガイドに基づく環境への放出割合)(大気拡散の効果※2)
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の外気のよう素の濃度(フィルタを経由した無機よう素及び有機よう素が全量捕集)
チャコール・フィルタ捕集量※1 炉心内蔵量は表添 1-11-2 の値を使用※2 相対濃度は表添 1-1-4 の値を使用
図添 1-11-2 チャコール・フィルタの捕集量評価の過程

61-10-1-80

表添 1-11-2 炉心内蔵量（安定核種を含む）
核種グループ

核種類

炉心内蔵量[kg]

CsI

I類

約 57

TeO2，Te2

Te 類

約 74

SrO

Ba 類

約 160

MoO2

Ru 類

約 600

CsOH

Cs 類

約 470

BaO

Ba 類

約 220

La2O3

La 類

約 1200

CeO2

Ce 類

約 470

Sb

Te 類

約 2.2

UO2

Ce 類

約 180000

61-10-1-81

添付資料 12

使用済燃料プール等の燃料等による影響について
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の居住性に係る被ばく評価に当たっては，
柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉において「東京電力株式会社福島第一原子力発電所事故と同等」の事故が発生した場合を想定している。
一方，5 号炉については停止状態にあるものの，使用済燃料プール（以下，SFP という）には使用済燃料や制御棒等を貯蔵している。さらに，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）に隣接する 5 号炉蒸気乾燥器・気水分離器ピット（以下，DSP という）には，蒸気乾燥器及び気水分離器等を保管している。
これらの燃料等からの放射線については，SFP 等の水位が十分確保されている場合は水の遮蔽効果により 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の居住性に与える影響は無視できると考えられるが，ここでは，仮に水位を十分確保できない場合を想定して，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の居住性に与える影響について評価した。なお，1 号
炉から 4 号炉については，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）と各 SFP 等との距
離が 1km 以上離れていることから，その影響は十分に小さいと考えられる。また，6 号及び7 号炉については，SFP の重大事故時における注水手段を整備していることから，水位の低下による影響は考えないものとした。なお，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）と 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）は同等の遮蔽性能を有しているため，5 号
炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）を代表として影響を評価した。
本評価の結果，5 号炉の SFP 等の燃料等からのガンマ線による対策要員の実効線量は 7 日間で 0.1mSv 以下となり，6 号及び 7 号炉の炉心内燃料からの寄与（7 日間で約 56mSv）に比べ，十分小さいことを確認した。
このことから，SFP 等の水位が十分確保されない場合を想定しても，5 号炉原子炉建屋内
緊急時対策所（対策本部）の対策要員の実効線量は 7 日間で 100mSv を超えないと考えられる。
1.SFP について
SFP 内の燃料等はプール水により遮蔽されているため，SFP の水位を十分確保できている
場合は，燃料等に起因する放射線が 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の居住性に与える影響は無視できると考えられる。また，SFP は耐震重要度 S クラスの設備でありSFP 水の補給も可能であることから，スロッシング等の要因による水位低下は長期間にわたることは無いと考えられる。
ここでは，SFP の水位が一時的に低下した場合を想定し，燃料等が 5 号炉原子炉建屋内緊
急時対策所（対策本部）の居住性に与える影響を評価した。

61-10-1-82

(1)評価条件
a.線源
線源として SFP 内の使用済燃料，燃料上部構造物，制御棒を考慮する。なお，制御棒については原子炉出力運転時において高さ方向の照射条件及び構造材質が異なるため，高さ方向に 3 領域に分割してそれぞれについて線源強度を設定した。線源強度を表添
1-12-1 から表添 1-12-2 に，線源強度の主要な評価条件を表添 1-12-3 に示す。また，
線源モデルを図添 1-12-1 から図添 1-12-4 に示す。
表添 1-12-1 線源強度(使用済燃料及び制御棒)
エネルギー[MeV]

使用済燃料

制御棒上部

制御棒中間

制御棒下部

下限

上限

平均

線源強度※1

線源強度※1

部線源強度※1

線源強度※1

0.00×100

2.00×10-2

1.00×10-2

約 1.2×1010

約 6.2×107

約 2.9×107

約 1.4×108

2.00×10-2

3.00×10-2

2.50×10-2

約 2.8×109

約 6.9×106

約 2.5×106

約 1.5×107

3.00×10-2

4.50×10-2

3.75×10-2

約 2.9×109

約 3.9×106

約 1.6×106

約 8.7×106

4.50×10-2

7.00×10-2

5.75×10-2

約 2.4×109

約 4.4×106

約 2.3×107

約 9.7×106

7.00×10-2

1.00×10-1

8.50×10-2

約 1.7×109

約 1.7×106

約 2.6×106

約 3.8×106

1.00×10-1

1.50×10-1

1.25×10-1

約 1.8×109

約 6.6×105

約 4.6×106

約 1.5×106

1.50×10-1

3.00×10-1

2.25×10-1

約 1.4×109

約 2.2×105

約 6.4×106

約 4.9×105

3.00×10-1

4.50×10-1

3.75×10-1

約 8.2×108

約 6.1×104

約 3.9×104

約 1.4×105

4.50×10-1

7.00×10-1

5.75×10-1

約 1.7×1010

約 5.0×104

約 5.9×104

約 1.1×105

7.00×10-1

1.00×100

8.50×10-1

約 6.2×109

約 1.6×108

約 6.9×107

約 3.7×108

1.00×100

1.50×100

1.25×100

約 9.4×108

約 1.5×109

約 4.8×108

約 3.3×109

1.50×100

2.00×100

1.75×100

約 4.2×107

約 8.5×102

約 4.0×102

約 1.9×103

2.00×100

2.50×100

2.25×100

約 3.7×107

約 7.9×103

約 2.5×103

約 1.7×104

2.50×100

3.00×100

2.75×100

約 1.0×106

約 2.4×101

約 9.0×100

約 5.4×101

3.00×100

4.00×100

3.50×100

約 1.3×105

約 8.3×10-12

約 1.9×10-1

約 1.9×10-11

4.00×100

6.00×100

5.00×100

約 1.0×102

約 0.0×100

約 1.2×10-5

約 0.0×100

6.00×100

8.00×100

7.00×100

約 1.2×101

約 0.0×100

約 1.4×10-6

約 0.0×100

8.00×100

1.10×101

9.50×100

約 1.4×100

約 0.0×100

約 1.6×10-7

約 0.0×100※1 単位：photons・cm-3・s-1
表添 1-12-2 線源強度(燃料上部構造物)
ガンマ線エネルギー[MeV]

燃料上部構造物[photons・s-1]

1.17×100

約 2.8×1016

1.33×100

約 2.8×1016

61-10-1-83

表添 1-12-3 線源強度の主要な評価条件（1/2）
線源

使用済
燃料

項目

評価条件

選定理由

燃料タイプ

9×9 燃料（A 型）

－

燃料体数

3444 体燃焼度

50GWd/tU

1～7 号炉の使用済燃料プールの最大貯蔵体数
燃料の管理値
1～5 号炉の使用済燃料プールにおいて，冷却期間1000 日現在保管されている使用済燃料の冷却期間を包絡する冷却期間

線源形状

制御棒タイプ直方体として線源
分布は均一と想定

簡易的に配置の偏りは考慮しない

フラットチューブ

ボロンカーバイト型とハフニウム型の型ハフニウム制御

内，総合的な線源強度が大きなハフニウ

棒

ム型を採用
1 本あたりの各領域の大きさ及び線源強

制御棒

制御棒体数

580 体

度を算出し，保守的に制御棒貯蔵ハンガ／ラックの収納エリアの全てに制御棒が満たされた状態を仮定

冷却期間
線源形状

1000 日

使用済燃料の冷却期間の想定と同様

直方体として，高原子炉の出力運転時において高さ方向

さ方向に 3 領域にの照射条件が異なるため，線源強度が高分割

さ方向で異なることを考慮

61-10-1-84

表添 1-12-3 線源強度の主要な評価条件（2/2）
線源

項目

評価条件

選定理由

SUS
約 7.8t
材料の重量Inc
約 1.1t

燃料集合体構造を考慮し設定

Zr
約 18t
SUS
0.25%

燃料上
部構造

材料中の

物※1

コバルト割合

Inc

同上

0.40%
Zr
2.0×10-3%

照射期間
冷却期間
線源形状

1915 日（50GWd/tU
相当）
1000 日燃料の管理値
使用済燃料の冷却期間の想定と同様

直方体として線源
分布は均一と想定

簡易的に配置の偏りは考慮しない※1 グリッド，上部端栓等

61-10-1-85

A
評価点

46000

空気（密度 1.2×10-3g/cm3）

5 号炉原子炉建屋外壁，
SFP 躯体：普通コンクリート（密度 2.15g/cm3）

A

燃料上部構造物，
使用済燃料

図添 1-12-1 線源モデル（使用済燃料・燃料上部構造物）（平面図）

5 号炉原子炉建屋屋上：軽量コンクリート（密度 1.7g/cm3）

底部：土（密度 1.7g/cm3）

図添 1-12-2 線源モデル（使用済燃料・燃料上部構造物）（A-A 断面図）

61-10-1-86

A
評価点

46000

空気（密度 1.2×10-3g/cm3）

5 号炉原子炉建屋外壁，
SFP 躯体：普通コンクリート（密度 2.15g/cm3）

A

制御棒

図添 1-12-3 線源モデル（制御棒）（平面図）

原子炉建屋屋上：軽量コンクリート（密度 1.7g/cm3）

制御棒

底部：土
（密度 1.7g/cm3）

図添 1-12-4 線源モデル（制御棒）（A-A 断面図）

61-10-1-87

b.遮蔽(a)線源周りの遮蔽
線源周りの遮蔽としては，原子炉建屋外壁及び原子炉建屋屋上並びに SFP 躯体を考慮した。線源周りの遮蔽モデルを図添 1-12-1 から図添 1-12-4 に示す。
なお，本評価では SFP の水位が十分確保できない場合の影響を評価するため，保守的にプール水による遮蔽効果には期待しないものとした。
(b)評価点周りの遮蔽
評価点周りの遮蔽としては，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の躯体を考慮し，評価点が厚さ 1000mm の普通コンクリート（密度 2.15g/cm3）に覆われているものとした。
c.線源と評価点との位置関係
線源と評価点との位置関係を図添 1-12-1 から図添 1-12-4 に示す。
水平方向については，線源周りの遮蔽厚が最も小さくなるよう，線源の平面中心位置を通る直線上において，線源から 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）までの水平距離として 46000mm を用いた。
垂直方向については，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）内の床から+1.5m
高さとして，SFP 上端から 3700mm 低い位置とした。
(2)評価コードa.MCNP5 コード
MCNP5 コードでは，評価点周りに遮蔽がない場合の，評価点におけるガンマ線量率及びそのエネルギースペクトルを評価した。なお，本コードによる評価では，底面は平坦であるとし，底面や各遮蔽壁による散乱の効果を考慮している。
また，検出器には点検出器を用い，統計誤差の判断基準は 5%未満とした。
b.QAD-CGGP2R コード
QAD-CGGP2R コードでは，MCNP5 コードにて評価したガンマ線量率及びそのエネルギー
スペクトルを用いて，本コードにより評価点周りの遮蔽体の遮蔽効果を評価した。
(3)評価結果
単位時間当たりの実効線量は 2.0×10-4mSv/h 以下となり，7 日間の積算線量に換算した場合 0.1mSv 以下となった。

61-10-1-88

2.DSP について
DSP 内に保管される蒸気乾燥器及び気水分離器については，他号炉を含め，これまでの点検実績を踏まえると，当該構造物の表面おけるガンマ線量率は最大でも 200mSv/h 程度である。このため，DSP の水位を十分確保できている場合は，プール水の遮蔽効果により，当該構造物等に起因する放射線が 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の居住性に与える影響は無視できると考えられるが，水位が十分確保できない場合において，当該構造物が5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の居住性に与える影響について，以下の通り評価した。
なお，蒸気乾燥器及び気水分離器からの直接ガンマ線については，図添 1-12-5 に示すよ
うに，どちらも 2000mm の普通コンクリートに遮蔽されるため，その影響は SFP 内の燃料等による被ばく線量と比べても，十分小さいとして評価の対象外とし，スカイシャインガンマ
線を評価の対象とした。

図添 1-12-5

DSP と 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の位置関係(1)評価条件
a.線源
線源として気水分離器を考慮し，気水分離器と同等の点線源（核種：60Co，放射角度：
約 165°）を用いた。
なお，蒸気乾燥器については，当該の表面線量率が，気水分離器と同程度かそれ以下であり，さらに，これらが DSP 内に配置された際の位置関係は図添 1-12-5 に示されるように，蒸気乾燥器によるスカイシャインガンマ線の散乱角が，気水分離器のスカイシャイン
ガンマ線の散乱角より大きくなるよう配置される。
このため，蒸気乾燥器による被ばく線量は，気水分離器による被ばく線量より小さくなると考え，合計の線量の評価に当たっては，気水分離器による評価結果を 2 倍することで評価した。

61-10-1-89

b.遮蔽
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所周辺の躯体を考慮し，評価点が厚さ 1000mm の普通コ
ンクリートに覆われているものとした。
c.線源と評価点との位置関係
線源と評価点との位置関係を，図添 1-12-6 及び図添 1-12-7 に示す。
なお，評価高さは，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の床から+1.5m 高さとした。

図添 1-12-6 線源と評価点との位置関係（平面図）

図添 1-12-7 線源と評価点との位置関係（A-A 断面）(2)評価コードa.QAD-CGGP2R コード
QAD-CGGP2R コードは，気水分離器と同等となる点線源の評価に用いた。

61-10-1-90

b.G33-GP2R コード
G33-GP2R コードは，QAD-CGGP2R で評価した点線源による 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）内の評価点におけるスカイシャインガンマ線の評価に用いた。
(3)評価結果
気水分離器及び蒸気乾燥器の両方を考えた場合でも，スカイシャインガンマ線量率
は 2.0×10-7mSv/h 以下であり，直接ガンマ線と同様に，スカイシャインガンマ線についても，SFP 内の燃料等による被ばく線量に比べ十分に小さい。

61-10-1-91

添付資料 13
施工誤差の影響について
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の居住性に係る被ばく評価では，審査ガイ
ドに基づき最適評価手法を採用しており，コンクリート厚として公称値を参照している。また，各被ばく経路の遮蔽モデルは原子炉格納容器の遮蔽効果や大部分の内壁の遮蔽効果に期待しない等保守性を確保したモデルとなっており，仮にコンクリートの実際の厚さが公称値よりも施工誤差分だけ薄い場合であっても，施工誤差の影響は遮蔽モデルの持つ保守性に包含されるものと考えられる。以下では，コンクリート厚の施工誤差が居住性評価に与える影響を検討した。
検討の結果，コンクリート厚の施工誤差の影響は遮蔽モデルの持つ保守性に包含されると考えられ，仮に遮蔽モデル上の各コンクリート厚を施工誤差分だけ薄くした場合においても，被ばく量に与える影響は最大でも約 8mSv となり，公称値を参照した評価結果（約56mSv）と合算しても判断基準「対策要員の実効線量が 7 日間で 100mSv を超えないこと」を満足することを確認した。
1.想定する施工誤差について
5 号炉原子炉建屋のコンクリート工事は，「建築工事標準仕様書・同解説 JASS 5N 原子力発電所施設における鉄筋コンクリート工事」に準拠して実施されており，同仕様書においてコンクリートの柱・梁・壁・スラブの断面寸法の許容差の標準値（mm）は-5～+15 と定められている。
以下では，施工誤差の影響を保守的に考慮するため，想定する施工誤差を-5mm とした。
2.施工誤差による遮蔽効果への影響について
遮蔽壁によるガンマ線の遮蔽効果はガンマ線のエネルギースペクトルにより異なることから，施工誤差（-5mm）の影響は被ばく経路ごとに評価するものとした。また，本検討においては，単位厚さ当たりの線量透過率が最も小さくなる（誤差の影響が最も大きい）
コンクリート厚区間※1 における，単位厚さ当たりの線量透過率を用いた。
なお，直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線並びにグランドシャインガンマ線についてはコンクリート厚さ 40cm から 50cm 間，クラウドシャインガンマ線についてはコ
ンクリート厚さ 20cm から 30cm 間での単位厚さ当たりの線量透過率が最も小さくなる。
施工誤差分の厚さのコンクリートの線量透過率の評価結果を表添 1-13-2 に示す。施工
誤差分の厚さ（-5mm）のコンクリートの線量透過率は約 9.4×10-1 から約 9.5×10-1 となった。
※1 コンクリート厚 0cm から 100cm 間について 10cm 間隔で算出した線量透過率から評価（表添 1-13-1 参照）

61-10-1-92

表添 1-13-1 各被ばく経路及びコンクリート厚に対する線量透過率
被ばく経路
コンクリート厚※1[cm]

直接ガンマ線
スカイシャインガンマ線[-]

グランドシャイン

クラウドシャイン

ガンマ線[-]

ガンマ線[-]

0

1

1

1

10

約 5.81×10-1

約 5.85×10-1

約 4.16×10-1

20

約 2.25×10-1

約 2.27×10-1

約 1.28×10-1

30

約 7.70×10-2

約 7.73×10-2

約 3.86×10-240

約 2.52×10-2

約 2.52×10-2

約 1.19×10-2

50

約 8.20×10-3

約 8.19×10-3

約 3.84×10-3

60

約 2.70×10-3

約 2.69×10-3

約 1.29×10-370

約 9.05×10-4

約 9.00×10-4

約 4.49×10-480

約 3.12×10-4

約 3.09×10-4

約 1.63×10-490

約 1.11×10-4

約 1.09×10-4

約 6.10×10-5100

約 4.04×10-5

約 3.99×10-5

約 2.36×10-5※1 コンクリート密度：2.15g/cm3
表添 1-13-2 施工誤差分の厚さのコンクリートに対する線量透過率
コンクリート厚の施工誤差
被ばく経路

-10mm

-15mm

-25mm

（-5mm×（-5mm×（-5mm×遮蔽 2 枚※1）

遮蔽 3 枚※1）

遮蔽 5 枚※1）

約 9.5×10-1

約 8.9×10-1

約 8.5×10-1

約 7.6×10-1

約 9.4×10-1

約 8.9×10-1

約 8.4×10-1

約 7.4×10-1

約 9.5×10-1

約 8.9×10-1

約 8.4×10-1

約 7.6×10-1-5mm

直接ガンマ線，
スカイシャインガンマ線
クラウドシャイ
ンガンマ線
グランドシャイ
ンガンマ線※1 遮蔽壁が複数枚重なる場合は，各遮蔽壁に対し施工誤差（-5mm）を考慮

61-10-1-93

3.居住性評価結果への影響について
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の居住性に係る被ばく評価においては，被ばく経路ごとに遮蔽モデルを設定している。各遮蔽モデルは原子炉格納容器の遮蔽効
果や大部分の内壁の遮蔽効果に期待しない等，保守性を確保したモデルとなっており，仮にコンクリートの実際の厚さが公称値よりも施工誤差分だけ薄い場合であっても，施工誤差の影響は遮蔽モデルの持つ保守性に包含されるものと考えられる。
例えば，被ばく経路のうち最も影響が大きいクラウドシャインガンマ線については，遮蔽モデル上の遮蔽厚さとしてコンクリート厚 500mm を採用しているが，5 号炉原子炉建屋
内緊急時対策所（対策本部）を囲む 6 面（天井面，床面，側面）のうち，3 面は 500mm よりも厚くなっており（天井面，西面：1000mm，北面：コンクリート厚 700mm），当該方向から入射するガンマ線からの影響は他の方向（東面，南面，床面）から入射するガンマ線からの影響に対し桁落ちすると考えられる。
このことから，クラウドシャインガンマ線に対する遮蔽モデルについて遮蔽の厚さをより精緻に設定した場合，その評価結果は全面を 500mm とした場合の評価結果に比べ大幅に低減されるものと考えられ，その低減効果は施工誤差による影響を上回るものと考えられる。
以下では，上述の状況に係らず，遮蔽モデル上の各コンクリート厚を施工誤差分だけ薄くした場合の被ばく量に与える影響を評価した。
評価結果を表添 1-13-3 に示す。遮蔽モデル上の各コンクリート厚を施工誤差分だけ薄くした場合，被ばく量の上昇分は最大でも約 8mSv となった。このことから，仮に遮蔽モ
デル上の各コンクリート厚を施工誤差分だけ薄くした場合においても，判断基準の「対策要員の実効線量が 7 日間で 100mSv を超えないこと」を満足することを確認した。

61-10-1-94

表添 1-13-3 遮蔽モデル上で各コンクリート厚を施工誤差分だけ薄くすることによる被ばく量に与える影響
評価モデル上で参照

施工誤差としているコンクリー

して考慮す

ト遮蔽の実際の枚数

る厚さ

被ばく量の
上昇率

被ばく量に与える影響（括弧内は公称値を使用した場合の評価結果）

合計 5 枚以下

直接ガンマ線
スカイシャイン
ガンマ線【6 号原子炉建屋，
7 号炉原子炉建屋】-25mm

約 32%上昇

3 枚以下

-15mm

約 18%上昇

2 枚以下

-10mm

約 13%上昇

－

－

－

2 枚以下

約 1.7×10-1mSv 上昇（約 5.2×10-1mSv）【5 号炉原子炉建屋】
3 枚以下
グランドシャイ
ンガンマ線
クラウドシャイ
ンガンマ線
合計

61-10-1-95

約 2.7mSv 上昇（約 15mSv）
約 5.2mSv 上昇（約 41mSv）
約 8.0mSv 上昇（約 56mSv）

（参考）原子炉運転時の炉心熱出力を定格熱出力に余裕を見た出力とした場合の影響について
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の居住性に係る被ばく評価では，審査ガイ
ドに基づき最適評価手法を採用しており，原子炉運転時の炉心熱出力として定格熱出力を参照している。以下では，原子炉運転時の炉心熱出力を，設計基準事故解析と同様に，定格熱出力に余裕を見た出力（定格熱出力の 102%）とした場合の影響を検討した。
検討の結果，
被ばく量は約 57mSv となり，判断基準「対策要員の実効線量が 7 日間で 100mSv
を超えないこと」を満足することを確認した。以下，検討結果を示す。
1.検討
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の居住性に係る被ばく評価において考慮した各被ばく経路からの被ばく量は，線源となる放射性物質の量に比例する。また，線源となる放射性物質の量は，停止時炉内内蔵量に比例する。
なお，停止時炉内内蔵量は，以下の式より評価している。
停止時炉内内蔵量[Bq]＝単位出力当たりの停止時炉内内蔵量※[Bq/MW]×炉心熱出力[MW]※電力共通研究「立地審査指針改定に伴うソースタームに関する研究（ＢＷＲ）」において評価したがって，各被ばく経路からの被ばく量は炉心熱出力に比例することになり，炉心熱
出力を定格熱出力の 102%とした場合における被ばく量は，定格熱出力を用いて評価した結果を，1.02 倍することによって求められる。
定格熱出力を用いた場合における各被ばく経路からの合計値（約 56mSv）を 1.02 倍す
ると，評価結果は約 57mSv になり，判断基準「対策要員の実効線量が 7 日間で 100mSv を
超えないこと」を満足している。

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添付資料 14実用発電用原子炉に係る重大事故時の制御室及び緊急時対策所の審査ガイドへの適合状況
居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド
３．制御室及び緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価(解釈より抜粋)
第７６条（緊急時対策所）
１

第１項及び第２項の要件を満たす緊急時対策所とは、以下に掲げる措置
又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備を備えたものをいう。
ｅ）緊急時対策所の居住性については、次の要件を満たすものであること。
①

想定する放射性物質の放出量等は東京電力株式会社福島第一原子

1e) →
①

力発電所事故と同等とすること。
②

審査ガイドの趣旨に基づき評価

東京電力株式会社福島第一原子力発電所事故相当の放射性物質の放出を仮定している。放射性物質の放出割合は 4.4(1)の通り。

プルーム通過時等に特別な防護措置を講じる場合を除き、対策要②

対策要員はマスクの着用なしとして評価している。

③

交替要員体制：評価期間中の交替は考慮しない。

員は緊急時対策所内でのマスクの着用なしとして評価すること。
③

交代要員体制、安定ヨウ素剤の服用、仮設設備等を考慮してもよい。ただしその場合は、実施のための体制を整備すること。

安定よう素剤の服用：考慮しない。
仮設設備：可搬型陽圧化空調機又は陽圧化装置による 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の陽圧化を考慮している。また，実施のための体制を整備している。

④

判断基準は、対策要員の実効線量が 7 日間で 100mSv を超えない④

対策要員の実効線量が 7 日間で 100mSv を超えないことを確認している。

こと。

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実用発電用原子炉に係る重大事故時の制御室及び緊急時対策所の審査ガイドへの適合状況
居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド
４．居住性に係る被ばく評価の標準評価手法
４．１①

居住性に係る被ばく評価の手法及び範囲

4.1 →審査ガイド通り

居住性に係る被ばく評価にあたっては最適評価手法を適用し、「4.2 居住性に①

最適評価手法を適用し，「4.2 居住性に係る被ばく評価の共通解析条件」に基づ係る被ばく評価の共通解析条件」を適用する。ただし、保守的な仮定及び条件

き評価している。

の適用を否定するものではない。
②

実験等を基に検証され、適用範囲が適切なモデルを用いる。

②③

不確かさが大きいモデルを使用する場合や検証されたモデルの適用範囲を超実験等に基づき検証されたコードやこれまでの許認可で使用したモデルに基づき評価している。

える場合には、感度解析結果等を基にその影響を適切に考慮する。
（１）被ばく経路

4.1(1) →審査ガイド通り

原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価では、次・5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の居住性に係る被ばくは，図 2 の①の被ばく経路による被ばく線量を評価する。図 1 に、原子炉制御室の居住性に係る～③の被ばく経路に対して評価している。評価期間中の対策要員の交替は考慮しな被ばく経路を、図 2 に、緊急時制御室又は緊急時対策所の居住性に係る被ばく経路

いため，④⑤の経路は評価しない。

をそれぞれ示す。
ただし、合理的な理由がある場合は、この経路によらないことができる。

61-10-1-98

実用発電用原子炉に係る重大事故時の制御室及び緊急時対策所の審査ガイドへの適合状況
居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド①

原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線による原子炉制御室／緊急時制御

4.1(1）①→審査ガイド通り室／緊急時対策所内での被ばく
原子炉建屋（二次格納施設（BWR 型原子炉施設）又は原子炉格納容器及びア
ニュラス部（PWR 型原子炉施設））内の放射性物質から放射されるガンマ線による原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内での被ばく線量を、次の二つの経路を対象に計算する。
一

原子炉建屋内の放射性物質からのスカイシャインガンマ線による外部被ばく

二・原子炉建屋（二次格納施設）内の放射性物質からのスカイシャインガンマ線による
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）での外部被ばく線量を評価している。

原子炉建屋内の放射性物質からの直接ガンマ線による外部被ばく

・原子炉建屋（二次格納施設）内の放射性物質からの直接ガンマ線による 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）での外部被ばく線量を評価している。

②

大気中へ放出された放射性物質による原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時

4.1(1）②→審査ガイド通り対策所内での被ばく
大気中へ放出された放射性物質から放射されるガンマ線による外部被ばく
線量を、次の二つの経路を対象に計算する。
一

放射性雲中の放射性物質からのガンマ線による外部被ばく（クラウドシャイン）・大気中へ放出された放射性物質からのガンマ線による 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）内での外部被ばく（クラウドシャイン）は，事故期間中の大気中への放射性物質の放出量を基に，大気拡散効果と建屋によるガンマ線の遮蔽効果を踏まえて評価している。

二

地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による外部被ばく（グランドシャイン）

・地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による外部被ばく（グランドシャイン）
についても評価している。

61-10-1-99

実用発電用原子炉に係る重大事故時の制御室及び緊急時対策所の審査ガイドへの適合状況
居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド③

外気から取り込まれた放射性物質による原子炉制御室／緊急時制御室／緊急

4.1(1)③→審査ガイド通り時対策所内での被ばく
原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内に取り込まれた放射性物質による被ばく線量を、次の二つの被ばく経路を対象にして計算する。
なお、原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内に取り込まれた放射・5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）に取り込まれた放射性物質は，5 号炉

性物質は、室内に沈着せずに浮遊しているものと仮定して評価する。

原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）内に沈着せずに浮遊しているものと仮定し一て評価している。

原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内へ外気から取り込まれた
放射性物質の吸入摂取による内部被ばく

二

原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内へ外気から取り込まれた
放射性物質からのガンマ線による外部被ばく

・5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）に取り込まれた放射性物質の吸入摂取による内部被ばく及び室内に浮遊している放射性物質からのガンマ線による外部被ばくの和として実効線量を評価している。

④

原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線による入退域での被ばく

4.1(1）④→評価期間中の対策要員の交替は考慮しない

原子炉建屋内の放射性物質から放射されるガンマ線による入退域での被ばく線量を、次の二つの経路を対象に計算する。
一

原子炉建屋内の放射性物質からのスカイシャインガンマ線による外部被ばく

二

原子炉建屋内の放射性物質からの直接ガンマ線による外部被ばく

61-10-1-100

実用発電用原子炉に係る重大事故時の制御室及び緊急時対策所の審査ガイドへの適合状況
居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド⑤

大気中へ放出された放射性物質による入退域での被ばく

4.1(1）⑤→評価期間中の対策要員の交替は考慮しない

大気中へ放出された放射性物質による被ばく線量を、次の三つの経路を対象に計算する。
一

放射性雲中の放射性物質からのガンマ線による外部被ばく（クラウドシ
ャイン）二

地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による外部被ばく（グランドシャイン）

三

放射性物質の吸入摂取による内部被ばく

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実用発電用原子炉に係る重大事故時の制御室及び緊急時対策所の審査ガイドへの適合状況
居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド（２）評価の手順

4.1(2) →審査ガイド通り

原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価の手順を図 3 に示す。

・5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の居住性に係る被ばくは図 3 の手順に基づき評価している。
ただし，評価期間中の対策要員の交替は考慮しない。

a． 原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価に用

4.1(2)a. →審査ガイド通り

いるソースタームを設定する。
・原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価では、格納容器破損防止対策の有効性評価（参 2）で想定する格納容器破損モードのうち、原子炉制御室の運転員又は対策要員の被ばくの観点から結果が最も厳しくなる事故収束に成功
した事故シーケンス（この場合、格納容器破損防止対策が有効に働くため、格納容器は健全である）のソースターム解析を基に、大気中への放射性物
質放出量及び原子炉施設内の放射性物質存在量分布を設定する。
・緊急時制御室又は緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価では、放射性物

・5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の居住性に係る被ばく評価は，放射質の大気中への放出割合が東京電力株式会社福島第一原子力発電所事故と性物質の大気中への放出割合が東京電力株式会社福島第一原子力発電所事故と同同等と仮定した事故に対して、放射性物質の大気中への放出割合及び炉心等と仮定した事故に対して，放射性物質の大気中への放出割合及び炉心内蔵量から内蔵量から大気中への放射性物質放出量を計算する。

大気中への放射性物質放出量を計算している。

また、放射性物質の原子炉格納容器内への放出割合及び炉心内蔵量から原子炉施設内の放射性物質存在量分布を設定する。

また，放射性物質の原子炉格納容器内への放出割合及び炉心内蔵量から原子炉建
屋内の放射性物質存在量分布を設定している。

61-10-1-102

実用発電用原子炉に係る重大事故時の制御室及び緊急時対策所の審査ガイドへの適合状況
居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド
b． 原子炉施設敷地内の年間の実気象データを用いて、大気拡散を計算して相対濃度及び相対線量を計算する。

4.1(2)b. →審査ガイド通り
・被ばく評価に用いる相対濃度及び相対線量は，大気拡散の評価に従い実効放出継続時間を基に計算した値を年間について小さい方から順に並べた累積出現頻度 97%に当たる値を用いている。評価においては，柏崎刈羽原子力発電所敷地内において観測した 1985 年 10 月から 1986 年 9 月の 1 年間における気象データを使用している。

c． 原子炉施設内の放射性物質存在量分布から原子炉建屋内の線源強度を計算する。

4.1(2)c. →審査ガイド通り
・直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線による外部被ばく線量を評価するために，原子炉施設内の放射性物質存在量分布から原子炉建屋内の線源強度を計算している。

d． 原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内での運転員又は対策要員の被4.1(2)d. →審査ガイド通り

ばく線量を計算する。
・上記 c の結果を用いて、原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線（スカイシャインガンマ線、直接ガンマ線）による被ばく線量を計算する。
・上記 a 及び b の結果を用いて、大気中へ放出された放射性物質及び地表面に沈着した放射性物質のガンマ線による外部被ばく線量を計算する。

・上記 c の結果を用いて，原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線による被ばく線量を計算している。
・上記 a 及び b の結果を用いて，大気中へ放出された放射性物質及び地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による外部被ばく線量を計算している。

・上記 a 及び b の結果を用いて、原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策

・上記 a 及び b の結果を用いて，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）内に所内に外気から取り込まれた放射性物質による被ばく線量（ガンマ線によ

外気から取り込まれた放射性物質による被ばく線量（ガンマ線による外部被ばく及る外部被ばく及び吸入摂取による内部被ばく）を計算する。

び吸入摂取による内部被ばく）を計算している。

e． 上記 d で計算した線量の合計値が、判断基準を満たしているかどうかを確認する。

4.1(2)e. →審査ガイド通り
・上記 d で計算した線量の合計値が，判断基準（対策要員の実効線量が 7 日間で 100mSv
を超えないこと）を満足することを確認している。

61-10-1-103

実用発電用原子炉に係る重大事故時の制御室及び緊急時対策所の審査ガイドへの適合状況
居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド
４．２

居住性に係る被ばく評価の共通解析条件（１）沈着・除去等
a． 原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所の非常用換気空調設備フィルタ

4.2(1)a. →審査ガイド通り

効率
ヨウ素類及びエアロゾルのフィルタ効率は、使用条件での設計値を基に設定する。

・可搬型陽圧化空調機はフィルタを有しており，フィルタを介した外気を 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）へ送気する。可搬型陽圧化空調機のフィルタ効

なお、フィルタ効率の設定に際し、ヨウ素類の性状を適切に考慮する。

率は，設計上期待できる値（よう素については性状を考慮）として，よう素及び放射性微粒子については 99.9%として評価している。

b． 空気流入率

4.2(l)b. →審査ガイド通り

既設の場合では、空気流入率は、空気流入率測定試験結果を基に設定する。 ・5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）は，可搬型陽圧化空調機又は陽圧化新設の場合では、空気流入率は、設計値を基に設定する。
（なお、原子炉制装置により陽圧を維持するため，外気の直接流入は防止される。

御室／緊急時制御室／緊急時対策所設置後、設定値の妥当性を空気流入率測定試験によって確認する。
）

61-10-1-104

実用発電用原子炉に係る重大事故時の制御室及び緊急時対策所の審査ガイドへの適合状況
居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド（２）大気拡散a． 放射性物質の大気拡散

4.2(2)a. →審査ガイド通り

・放射性物質の空気中濃度は、放出源高さ及び気象条件に応じて、空間濃度・放射性物質の空気中濃度は，ガウスプルームモデルを適用して計算している。

分布が水平方向及び鉛直方向ともに正規分布になると仮定したガウスプル
ームモデルを適用して計算する。
なお、三次元拡散シミュレーションモデルを用いてもよい。
・風向、風速、大気安定度及び降雨の観測項目を、現地において少なくとも 1
年間観測して得られた気象資料を大気拡散式に用いる。

・柏崎刈羽原子力発電所敷地内において観測した 1985 年 10 月から 1986 年 9 月の 1
年間の気象資料を大気拡散式に用いている。

・ガウスプルームモデルを適用して計算する場合には、水平及び垂直方向の（参 3）

拡散パラメータは、風下距離及び大気安定度に応じて、気象指針にお・水平及び垂直方向の拡散パラメータは，風下距離及び大気安定度に応じて，気象指針における相関式を用いて計算している。

ける相関式を用いて計算する。
・原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所の居住性評価で特徴的な放出点から近距離の建屋の影響を受ける場合には、建屋による巻き込み現象を・建屋による巻き込みを考慮し，建屋の影響がある場合の拡散パラメータを用いている。

考慮した大気拡散による拡散パラメータを用いる。

61-10-1-105

実用発電用原子炉に係る重大事故時の制御室及び緊急時対策所の審査ガイドへの適合状況
居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド
・原子炉建屋の建屋後流での巻き込みが生じる場合の条件については、放出
点と巻き込みが生じる建屋及び評価点との位置関係について、次に示す条

・一～三のすべての条件に該当するため，建屋による巻き込みを考慮して評価している。

件すべてに該当した場合、放出点から放出された放射性物質は建屋の風下側で巻き込みの影響を受け拡散し、評価点に到達するものとする。
一

放出点の高さが建屋の高さの 2.5 倍に満たない場合

・放出点が地上であるため建屋高さの 2.5 倍に満たない。

二

放出点と評価点を結んだ直線と平行で放出点を風下とした風向 n につ・放出点（地上）の位置は図 4 の領域 An の中にある。

いて、放出点の位置が風向 n と建屋の投影形状に応じて定まる一定の範囲（図 4 の領域 An）の中にある場合
三評価点が、巻き込みを生じる建屋の風下側にある場合・評価点（5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部））は，巻き込みを生じる建屋

上記の三つの条件のうちの一つでも該当しない場合には、建屋の影響は（原子炉建屋）の風下側にある。

ないものとして大気拡散評価を行うものとする（参 4）。
・原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価では、建屋の風下後流側での広範囲に及ぶ乱流混合域が顕著であることから、・建屋による巻き込みを考慮し，図 5 に示されたように，建屋の後流側の広がりの影
響が評価点に及ぶ可能性のある複数の方位を対象としている。

放射性物質濃度を計算する当該着目方位としては、放出源と評価点とを結ぶラインが含まれる１方位のみを対象とするのではなく、図 5 に示すように、建屋の後流側の拡がりの影響が評価点に及ぶ可能性のある複数の方位を対象とする。
・放射性物質の大気拡散の詳細は、「原子力発電所中央制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）」（参 1）による。

・放射性物質の大気拡散については，「原子力発電所中央制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）」に基づき評価している。

61-10-1-106

実用発電用原子炉に係る重大事故時の制御室及び緊急時対策所の審査ガイドへの適合状況
居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド
b． 建屋による巻き込みの評価条件

4.2(2)b. →審査ガイド通り

・巻き込みを生じる代表建屋
1)

原子炉建屋の近辺では、隣接する複数の建屋の風下側で広く巻き込み・建屋の巻き込みによる拡散を考慮している。

による拡散が生じているものとする。
2)

巻き込みを生じる建屋として、原子炉格納容器、原子炉建屋、原子炉

・6 号炉原子炉建屋及び 7 号炉原子炉建屋を代表建屋としている。

補助建屋、タービン建屋、コントロ－ル建屋及び燃料取り扱い建屋等、原則として放出源の近隣に存在するすべての建屋が対象となるが、巻
き込みの影響が最も大きいと考えられる一つの建屋を代表建屋とすることは、保守的な結果を与える。
・放射性物質濃度の評価点
1)

原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所が属する建屋の代表面の選定

・5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）は，事故時において，可搬型陽圧化
空調機によりフィルタを介した外気を取り入れるとして評価している。なお，5 号

原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内には、次の i)又はii)によって、原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所が属する

炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）は，可搬型陽圧化空調機又は陽圧化装置
により陽圧を維持するため，外気の直接流入は防止される。

建屋の表面から放射性物質が侵入するとする。
i)

事故時に外気取入を行う場合は、主に給気口を介しての外気取入及び室内への直接流入ii) 事故時に外気の取入れを遮断する場合は、室内への直接流
入61-10-1-107

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居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド
2)

建屋による巻き込みの影響が生じる場合、原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所が属する建屋の近辺ではほぼ全般にわたり、代表建屋による巻き込みによる拡散の効果が及んでいると考えられる。
このため、原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所換気空調設
備の非常時の運転モードに応じて、次の i)又は ii)によって、原子炉
制御室／緊急時制御室／緊急時対策所が属する建屋の表面の濃度を
計算する。
i)

評価期間中も給気口から外気を取入れることを前提とする・評価期間中に可搬型陽圧化空調機によるフィルタを経由した外気取り入れを実施す

場合は、給気口が設置されている原子炉制御室／緊急時制る。可搬型陽圧化空調機の吸気口は 5 号炉原子炉建屋内に存在することから，5 号

御室／緊急時対策所が属する建屋の表面とする。

炉原子炉建屋の屋上面を代表面として選定している。

ii) 評価期間中は外気を遮断することを前提とする場合は、原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所が属する建屋の・陽圧化装置により 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）を陽圧化している
期間は，外気の流入は防止される。

各表面（屋上面又は側面）のうちの代表面（代表評価面）を選定する。

61-10-1-108

実用発電用原子炉に係る重大事故時の制御室及び緊急時対策所の審査ガイドへの適合状況
居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド
3)

代表面における評価点
i)

建屋の巻き込みの影響を受ける場合には、原子炉制御室／

・代表面として 5 号炉原子炉建屋の屋上面を選定している。評価点は 5 号炉原子炉建緊急時制御室／緊急時対策所の属する建屋表面での濃度は

屋内緊急時対策所（対策本部）の中心とし，高さは保守的に放出点と同じ高さ（地風下距離の依存性は小さくほぼ一様と考えられるので、評上）としている。

価点は厳密に定める必要はない。
屋上面を代表とする場合、例えば原子炉制御室／緊急時
制御室／緊急時対策所の中心点を評価点とするのは妥当である。
ii) 代表評価面を、原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策

・代表面として 5 号炉原子炉建屋の屋上面を選定している。評価点は 5 号炉原子炉建所が属する建屋の屋上面とすることは適切な選定である。

屋内緊急時対策所（対策本部）の中心とし，高さは保守的に放出点と同じ高さ（地また、原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所が屋上）としている。

上面から離れている場合は、原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所が属する建屋の側面を代表評価面として、それに対応する高さでの濃度を対で適用することも適切である。
iii) 屋上面を代表面とする場合は、評価点として原子炉制御室

・代表面として 5 号炉原子炉建屋の屋上面を選定している。評価点は 5 号炉原子炉建／緊急時制御室／緊急時対策所の中心点を選定し、対応す

屋内緊急時対策所（対策本部）の中心とし，高さは保守的に放出点と同じ高さ（地る風下距離から拡散パラメ－タを算出してもよい。

上）としており，その間の水平直線距離に基づき拡散パラメータを算出している。

またσy＝0 及びσz＝0 として、σy0、σz0 の値を適用してもよい。

61-10-1-109

実用発電用原子炉に係る重大事故時の制御室及び緊急時対策所の審査ガイドへの適合状況
居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド
・着目方位
1)

原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所の被ばく評価の計算で・建屋による巻き込みを考慮し，i）～iii）の条件に該当する方位を選定し，建屋のは、代表建屋の風下後流側での広範囲に及ぶ乱流混合域が顕著である

後流側の拡がりの影響が評価点に及ぶ可能性のある複数の方位を対象としている。

ことから、放射性物質濃度を計算する当該着目方位としては、放出源と評価点とを結ぶラインが含まれる１方位のみを対象とするのではなく、図 5 に示すように、代表建屋の後流側の拡がりの影響が評価点に及ぶ可能性のある複数の方位を対象とする。
評価対象とする方位は、放出された放射性物質が建屋の影響を受けて拡散すること及び建屋の影響を受けて拡散された放射性物質が評価点に届くことの両方に該当する方位とする。
具体的には、全 16 方位について以下の三つの条件に該当する方位を選定し、すべての条件に該当する方位を評価対象とする。
i)

放出点が評価点の風上にあること

・放出点が評価点の風上にある方位を対象としている。

ii) 放出点から放出された放射性物質が、建屋の風下側に巻き込まれるような範囲に、評価点が存在すること。この条件に・放出点から放出された放射性物質が，建屋の風下側に巻き込まれ評価点に達する複数の方位を対象としている。

該当する風向の方位ｍ１の選定には、図 6 のような方法を用いることができる。図 6 の対象となる二つの風向の方位の範囲ｍ１Ａ、ｍ１Ｂのうち、放出点が評価点の風上となるどち
らか一方の範囲が評価の対象となる。放出点が建屋に接近し、0.5Ｌの拡散領域(図 6 のハッチング部分)の内部にある
場合は、風向の方位ｍ １ は放出点が評価点の風上となる
180°が対象となる。

61-10-1-110

実用発電用原子炉に係る重大事故時の制御室及び緊急時対策所の審査ガイドへの適合状況
居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイドiii) 建屋の風下側で巻き込まれた大気が評価点に到達すること。この条件に該当する風向の方位ｍ２の選定には、図 7 に・図 7 に示された方法により，建屋の後流側の拡がりの影響が評価点に及ぶ可能性のある複数の方位を評価対象方位として選定している。

示す方法を用いることができる。評価点が建屋に接近し、0.5Ｌの拡散領域(図 7 のハッチング部分)の内部にある場合
は、風向の方位ｍ２は放出点が評価点の風上となる 180°が対象となる。
図 6 及び図 7 は、断面が円筒形状の建屋を例として示しているが、断面形状が矩形の建屋についても、同じ要領で評価対象の方位を決定することができる。
建屋の影響がある場合の評価対象方位選定手順を、図 8 に示す。
2)

具体的には、図 9 のとおり、原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対・「着目方位 1)」の方法により，評価対象の方位を選定している。

策所が属する建屋表面において定めた評価点から、原子炉施設の代表
建屋の水平断面を見込む範囲にあるすべての方位を定める。
幾何学的に建屋群を見込む範囲に対して、気象評価上の方位とのずれによって、評価すべき方位の数が増加することが考えられるが、この場合、幾何学的な見込み範囲に相当する適切な見込み方位の設定を行ってもよい。

61-10-1-111

実用発電用原子炉に係る重大事故時の制御室及び緊急時対策所の審査ガイドへの適合状況
居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド
・建屋投影面積1)

図 10 に示すとおり、風向に垂直な代表建屋の投影面積を求め、放射・原子炉建屋の垂直な投影面積を大気拡散式の入力としている。

性物質の濃度を求めるために大気拡散式の入力とする。
2)

建屋の影響がある場合の多くは複数の風向を対象に計算する必要が・原子炉建屋の最小投影面積を用いている。

あるので、風向の方位ごとに垂直な投影面積を求める。ただし、対象となる複数の方位の投影面積の中で、最小面積を、すべての方位の計算の入力として共通に適用することは、合理的であり保守的である。
3)

風下側の地表面から上側の投影面積を求め大気拡散式の入力とする。

・原子炉建屋の地表面から上面の投影面積を用いている。

方位によって風下側の地表面の高さが異なる場合は、方位ごとに地表面高さから上側の面積を求める。また、方位によって、代表建屋とは別の建屋が重なっている場合でも、原則地表面から上側の代表建屋の投影面積を用いる。

61-10-1-112

実用発電用原子炉に係る重大事故時の制御室及び緊急時対策所の審査ガイドへの適合状況
居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド
c． 相対濃度及び相対線量4.2(2)c. →審査ガイドの趣旨に基づき評価

・相対濃度は、短時間放出又は長時間放出に応じて、毎時刻の気象項目と実効的な放出継続時間を基に評価点ごとに計算する。

・相対濃度は，毎時刻の気象項目（風向，風速，大気安定度）及び実効放出継続時間
を基に，長時間放出の場合の評価方法に従って評価している。

・相対線量は、放射性物質の空間濃度分布を算出し、これをガンマ線量計算
モデルに適用して評価点ごとに計算する。

・相対線量は，放射性物質の空間濃度分布を算出し，これをガンマ線量計算モデルに適用している。

・評価点の相対濃度又は相対線量は、毎時刻の相対濃度又は相対線量を年間・相対濃度及び相対線量は，大気拡散の評価に従い実効放出継続時間を基に計算したについて小さい方から累積した場合、その累積出現頻度が 97%に当たる値

値を年間について小さい方から順に並べた累積出現頻度 97%に当たる値を用いてい

とする。

る。

・相対濃度及び相対線量の詳細は、「原子力発電所中央制御室の居住性に係る（参 1）

被ばく評価手法について（内規）」による。

・相対濃度及び相対線量は，「原子力発電所中央制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）」に基づき評価している。

d． 地表面への沈着

4.2(2)d. →審査ガイド通り

放射性物質の地表面への沈着評価では、地表面への乾性沈着及び降雨による湿性沈着を考慮して地表面沈着濃度を計算する。

・地表面への乾性沈着及び降雨による湿性沈着を考慮して地表面沈着速度を設定し，地表面沈着濃度を評価している。

e． 原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内の放射性物質濃度4.2(2)e. →審査ガイドの趣旨に基づき評価

・原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所の建屋の表面空気中から、次の二つの経路で放射性物質が外気から取り込まれることを仮定する。
一

原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所の非常用換気空調設備
によって室内に取り入れること（外気取入）

二ルタを介した外気を取り入れるものとしている。

原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内に直接流入すること（空気流入）

・5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）は，可搬型陽圧化空調機によりフィ・5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）は，可搬型陽圧化空調機又は陽圧化装置により陽圧を維持するため，外気の直接流入は防止される。

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実用発電用原子炉に係る重大事故時の制御室及び緊急時対策所の審査ガイドへの適合状況
居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド
・原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内の雰囲気中で放射性物質
は、一様混合すると仮定する。

・5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）内では放射性物質は一様に混合するとし，室内での放射性物質は沈着せず浮遊しているものと仮定している。

なお、原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内に取り込まれた放射性物質は、室内に沈着せずに浮遊しているものと仮定する。
・原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内への外気取入による放射性物質の取り込みについては、非常用換気空調設備の設計及び運転条件に従・外気取入による放射性物質の取り込みは，可搬型陽圧化空調機の運転流量，フィルタの除去効率に従って計算している。

って計算する。
・原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内に取り込まれる放射性物質の空気流入量は、空気流入率及び原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対・5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）は，可搬型陽圧化空調機又は陽圧化装置により陽圧を維持するため，外気の直接流入が防止される。

策所バウンダリ体積（容積）を用いて計算する。
（３）線量評価
a． 放射性雲中の放射性物質からのガンマ線による原子炉制御室／緊急時制御室

4.2(3)a. →審査ガイド通り／緊急時対策所内での外部被ばく（クラウドシャイン）
・放射性雲中の放射性物質からのガンマ線による外部被ばく線量は、空気中
時間積分濃度及びクラウドシャインに対する外部被ばく線量換算係数の積・クラウドシャインによる外部被ばく線量については，空気中濃度から評価された相対線量及び遮蔽効果等を考慮し計算している。

で計算する。
・原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内にいる運転員又は対策要員
に対しては、原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所の建屋によって・5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の壁及び天井によるガンマ線の遮蔽効果を考慮している。

放射線が遮へいされる低減効果を考慮する。

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実用発電用原子炉に係る重大事故時の制御室及び緊急時対策所の審査ガイドへの適合状況
居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド
b． 地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による原子炉制御室／緊急時制

4.2(3)b. →審査ガイド通り

御室／緊急時対策所内での外部被ばく（グランドシャイン）
・地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による外部被ばく線量は、地表面沈着濃度及びグランドシャインに対する外部被ばく線量換算係数の積・グランドシャインによる外部被ばく線量については，地表面沈着濃度及び遮蔽効果を考慮し計算している。

で計算する。
・原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内にいる運転員又は対策要員

・建屋によるガンマ線の遮蔽効果を考慮している。

に対しては、原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所の建屋によって放射線が遮へいされる低減効果を考慮する。
c． 原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内へ外気から取り込まれた放射4.2(3)c. →審査ガイド通り性物質の吸入摂取による原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内での内部被ばく
・原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内へ外気から取り込まれた放・5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）における内部被ばく線量については，

射性物質の吸入摂取による内部被ばく線量は、室内の空気中時間積分濃度、

室内の放射性物質の濃度，呼吸率及び内部被ばく換算係数の積を積算して計算して呼吸率及び吸入による内部被ばく線量換算係数の積で計算する。

いる。

・なお、原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内に取り込まれた放射性物質は、室内に沈着せずに浮遊しているものと仮定する。

・5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）内では，放射性物質は沈着せずに浮遊しているものと仮定している。

・原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内でマスク着用を考慮する。

・マスクを着用しないものとして評価している。

その場合は、マスク着用を考慮しない場合の評価結果も提出を求める。

61-10-1-115

実用発電用原子炉に係る重大事故時の制御室及び緊急時対策所の審査ガイドへの適合状況
居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド
d． 原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内へ外気から取り込まれた放射4.2(3)d. →審査ガイド通り性物質のガンマ線による外部被ばく
・原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内へ外気から取り込まれた放・5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）内に取り込まれた放射性物質からの射性物質からのガンマ線による外部被ばく線量は、室内の空気中時間積分

ガンマ線による外部被ばく線量については，室内の放射性物質濃度等を考慮し計算

濃度及びクラウドシャインに対する外部被ばく線量換算係数の積で計算す

している。

る。
・なお、原子炉制御室／緊急時制御室／緊急時対策所内に取り込まれた放射性物質は、c 項の内部被ばく同様、室内に沈着せずに浮遊しているものと仮・5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）では，室内に取り込まれた放射性物
質は沈着せずに浮遊しているものと仮定している。

定する。
e． 放射性雲中の放射性物質からのガンマ線による入退域での外部被ばく（クラ4.2(3)e. →評価期間中の対策要員の交替は考慮しない

ウドシャイン）
・放射性雲中の放射性物質からのガンマ線による外部被ばく線量は、空気中
時間積分濃度及びクラウドシャインに対する外部被ばく線量換算係数の積で計算する。
f． 地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による入退域での外部被ばく

4.2(3)f. →評価期間中の対策要員の交替は考慮しない（グランドシャイン）
・地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による外部被ばく線量は、地表面沈着濃度及びグランドシャインに対する外部被ばく線量換算係数の積で計算する。

61-10-1-116

実用発電用原子炉に係る重大事故時の制御室及び緊急時対策所の審査ガイドへの適合状況
居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド
g． 放射性物質の吸入摂取による入退域での内部被ばく

4.2(3)g. →評価期間中の対策要員の交替は考慮しない

・放射性物質の吸入摂取による内部被ばく線量は、入退域での空気中時間積
分濃度、呼吸率及び吸入による内部被ばく線量換算係数の積で計算する。
・入退域での放射線防護による被ばく低減効果を考慮してもよい。
h． 被ばく線量の重ね合わせ

4.2(3)h. →審査ガイド通り

・同じ敷地内に複数の原子炉施設が設置されている場合、全原子炉施設について同時に事故が起きたと想定して評価を行うが、各原子炉施設から被ば・6 号炉及び 7 号炉からの寄与を被ばく経路毎に個別に評価を実施し，その結果を合算している。

く経路別に個別に評価を実施して、その結果を合算することは保守的な結果を与える。原子炉施設敷地内の地形や、原子炉施設と評価対象位置の関係等を考慮した、より現実的な被ばく線量の重ね合わせ評価を実施する場
合はその妥当性を説明した資料の提出を求める。

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実用発電用原子炉に係る重大事故時の制御室及び緊急時対策所の審査ガイドへの適合状況
居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド
４．４

緊急時制御室又は緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価の主要解析条件等（１）ソースターム

4.4(1) →審査ガイド通り

a． 大気中への放出割合
・事故直前の炉心内蔵量に対する放射性物質の大気中への放出割合は、原子・事故直前の炉心内蔵量に対する放射性物質の大気中への放出割合は，原子炉格納容

炉格納容器が破損したと考えられる福島第一原子力発電所事故並みを想定器が破損したと考えられる福島第一原子力発電所事故並みを想定している。なお，

する

（参 5）

。

核種の崩壊及び娘核種の生成を考慮している。

希ガス類：97%
ヨウ素類：2.78%（CsI：95%、無機ヨウ素：4.85%、有機ヨウ素：0.15%）（NUREG-1465（参 6）を参考に設定）
Cs 類：2.13%
Te 類：1.47%
Ba 類：0.0264%
Ru 類：7.53×10-8%Ce 類：1.51×10-4%La 類：3.87×10-5%（２）非常用電源

4.4(2）

緊急時制御室又は緊急時対策所の独自の非常用電源又は代替交流電源からの給電を考慮する。

→審査ガイド通り・5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の非常用電源の給電は考慮するものの放出開始時間が事故発生 24 時間後のため，放出開始までに電源は復旧している。

ただし、代替交流電源からの給電を考慮する場合は、給電までに要する余裕時間を見込むこと。

61-10-1-118

実用発電用原子炉に係る重大事故時の制御室及び緊急時対策所の審査ガイドへの適合状況
居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド（３）沈着・除去等

4.4(3) →審査ガイド通り

a． 緊急時制御室又は緊急時対策所の非常用換気空調設備

・放射性物質の放出開始までに 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の可搬

緊急時制御室又は緊急時対策所の非常用換気空調設備は、上記(2)の非常用型陽圧化空調機の電源供給は復旧している。

電源によって作動すると仮定する。
（４）大気拡散a． 放出開始時刻及び放出継続時間

4.4(4)a. →審査ガイドの趣旨に基づき設定

・放射性物質の大気中への放出開始時刻は、事故（原子炉スクラム）発生 24
時間後と仮定する・放射性物質の大気中への放出開始時間は，事故発生 24 時間後と仮定している。

（参 5）（福島第一原子力発電所事故で最初に放出した 1 号炉の放出開始時刻を参考に設定）。
・放射性物質の大気中への放出継続時間は、保守的な結果となるように 10 時

・放射性物質の大気中への放出継続時間は 10 時間としている。

間と仮定する（参 5）（福島第一原子力発電所 2 号炉の放出継続時間を参考に
設定）。
b． 放出源高さ
放出源高さは、地上放出を仮定する

4.4(4)b. →審査ガイド通り（参 5）。放出エネルギーは、保守的な結・放出源高さは，地上放出を仮定している。

果となるように考慮しないと仮定する（参 5）。

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実用発電用原子炉に係る重大事故時の制御室及び緊急時対策所の審査ガイドへの適合状況
居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド（５）線量評価a． 原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線による緊急時制御室又は緊急時対

4.4(5)a. →審査ガイド通り

策所内での外部被ばく
・福島第一原子力発電所事故並みを想定する。例えば、次のような仮定を行・福島第一原子力発電所事故並みを想定し，NUREG-1465 の炉心内蔵量に対する原子炉うことができる。

格納容器内への放出割合を基に原子炉建屋内に放出された放射性物質を設定して➢いる。

NUREG-1465 の炉心内蔵量に対する原子炉格納容器内への放出割合（被（参 6）
覆管破損放出～晩期圧力容器内放出）を基に原子炉建屋内に放出された放射性物質を設定する。
PWR BWR
希ガス類：100%100%

ヨウ素類： 66%

61%

Cs 類：

66%

61%

Te 類：

31%

31%

Ba 類：

12%

12%

Ru 類：

0.5%

0.5%

Ce 類：

0.55%

0.55%

La 類：

0.52%

0.52%

BWR については、MELCOR 解析結果（参 7）から想定して、原子炉格納容器から原子炉建屋へ移行する際の低減率は 0.3 倍と仮定する。

・原子炉格納容器から原子炉建屋への低減率は 0.3 倍と仮定している。また，希ガス
は大気中への放出分を考慮している。

また、希ガス類は、大気中への放出分を考慮してもよい。

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実用発電用原子炉に係る重大事故時の制御室及び緊急時対策所の審査ガイドへの適合状況
居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド➢

電源喪失を想定した雰囲気圧力・温度による静的負荷の格納容器破損
モードのうち、格納容器破損に至る事故シーケンスを選定する。
選定した事故シーケンスのソースターム解析結果を基に、原子炉建屋内に放出された放射性物質を設定する。

・この原子炉建屋内の放射性物質をスカイシャインガンマ線及び直接ガンマ・審査ガイド通り。

線の線源とする。
・原子炉建屋内の放射性物質は、自由空間容積に均一に分布するものとして、 ・審査ガイド通り。
事故後 7 日間の積算線源強度を計算する。
・原子炉建屋内の放射性物質からのスカイシャインガンマ線及び直接ガンマ・審査ガイド通り。

線による外部被ばく線量は、積算線源強度、施設の位置、遮へい構造及び地形条件から計算する。
b． 原子炉建屋内の放射性物質からのガンマ線による入退域での外部被ばく

4.4(5)b. →評価期間中の対策要員の交替は考慮しない

・スカイシャインガンマ線及び直接ガンマ線の線源は、上記 a と同様に設定する。
・積算線源強度、原子炉建屋内の放射性物質からのスカイシャインガンマ線
及び直接ガンマ線による外部被ばく線量は、上記 a と同様の条件で計算する。

61-10-1-121

実用発電用原子炉に係る重大事故時の制御室及び緊急時対策所の審査ガイドへの適合状況
居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド
図 2 →審査ガイドの趣旨に基づき設定
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）に関しては，対策要員の交替を考慮しないため，経路④，⑤の評価は実施しない。

61-10-1-122

実用発電用原子炉に係る重大事故時の制御室及び緊急時対策所の審査ガイドへの適合状況
居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド
図 3 →審査ガイドの趣旨に基づき設定
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）に関しては，対策要員の交替を考慮しないため，入退域での評価は実施しない。

61-10-1-123

実用発電用原子炉に係る重大事故時の制御室及び緊急時対策所の審査ガイドへの適合状況
居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド
図 4 →審査ガイド通り

図 5 →審査ガイド通り

61-10-1-124

実用発電用原子炉に係る重大事故時の制御室及び緊急時対策所の審査ガイドへの適合状況
居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド
図 6 →審査ガイド通り

図 7 →審査ガイド通り

61-10-1-125

実用発電用原子炉に係る重大事故時の制御室及び緊急時対策所の審査ガイドへの適合状況
居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド
図 8 →審査ガイド通り

61-10-1-126

実用発電用原子炉に係る重大事故時の制御室及び緊急時対策所の審査ガイドへの適合状況
居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド
図 9 →審査ガイド通り

図 10 →審査ガイド通り

61-10-1-127

62 条 通信連絡を行うために必要な設備（補足説明資料）
目次
62-1
62-2
62-3
62-4
62-5
62-6
62-7
62-8
62-9

SA 設備基準適合性一覧表
単線結線図
配置図
系統図
試験及び検査容量設定根拠アクセスルート図
設備操作及び切替に関する説明書
その他設備

-目次-

62-3
配置図

設置箇所：常設設備の配置及び可搬型設備を使用時に設置する場所
保管場所：可搬型設備を保管している場所：設計基準対処施設を示す。
：重大事故等対処設備を示す。

62-3-1

図 62-3-2
・写真については、イメージ，例を含む。
・配備又は保管場所については，今後，訓練等を通して見直しを行う。

コントロール建屋地上２階
62-3-2中央制御室

図 62-3-13

5 号炉原子炉建屋地上 3 階 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（常設設備）

・写真については、イメージ，例を含む。
・配備又は保管場所については，今後，訓練等を通して見直しを行う。

62-3-3

図 62-3-14

5 号炉原子炉建屋地上 3 階 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（可搬型設備）

・写真については、イメージ，例を含む。
・配備又は保管場所については，今後，訓練等を通して見直しを行う。

62-3-4

62-8
設備操作及び切替に関する説明書

62-8-1

図 62-8-1
操作概要図 携帯型音声呼出電話設備（コントロール建屋地上２階 中央制御室）

・写真については、イメージ，例を含む。
・配備又は保管場所については，今後，訓練等を通して見直しを行う。

62-8-2

図 62-8-2

操作概要図 無線連絡設備（常設）及び衛星電話設備（常設）（コントロール建屋地上２階 中央制御室）

・写真については、イメージ，例を含む。
・配備又は保管場所については，今後，訓練等を通して見直しを行う。

62-8-3