東海第二発電所 審査資料
資料番号
SA 技-C-1 改 73
提出年月日
平成 29 年 9 月 15 日

東海第二発電所「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」への適合状況について

平成 29 年 9 月
日本原子力発電株式会社
本資料のうち，は商業機密又は核物質防護上の観点から公開できません。

下線部：今回提出資料
1.

重大事故等対策1.0

重大事故等対策における共通事項

1.1

緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための手順等

1.2

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手順等

1.3

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等

1.4

原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手
順等

1.5

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等

1.6

原子炉格納容器内の冷却等のための手順等

1.7

原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等

1.8

原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等

1.9

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手順等

1.10

水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための手順等

1.11

使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等

1.12

工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等

1.13

重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等

1.14

電源の確保に関する手順等

1.15

事故時の計装に関する手順等

1.16

原子炉制御室の居住性等に関する手順等

1.17

監視測定等に関する手順等

1.18

緊急時対策所の居住性等に関する手順等

1.19

通信連絡に関する手順等

目－1

2.

大規模な自然災害又は故意による大型航空機の衝突その他テロリズムへの対応における事項

2.1

可搬型設備等による対応

目－2

1.

重大事故等対策1.0

重大事故等対策における共通事項

目

1.0.1
(1)

次

重大事故等への対応に係る基本的な考え方

1.0 1

重大事故等対処設備に係る事項

1.0-1

ａ.

切り替えの容易性

1.0 1

ｂ.

アクセスルートの確保

1.0 1

復旧作業に係る事項

1.0-2

ａ.

予備品等の確保

1.0 2

ｂ.

保管場所

1.0 3

ｃ.

アクセスルートの確保

1.0 3

(2)

(3)

支援に係る事項

1.0-4

(4)

手順書の整備、教育及び訓練の実施並びに体制の整備

1.0-4

ａ.

手順書の整備

1.0 4ｂ.

教育及び訓練の実施

1.0 5

ｃ.

体制の整備

1.0 5

1.0.2
(1)

共通事項

1.0-7

重大事故等対処設備に係る事項

1.0-7

ａ.

切り替えの容易性

1.0 7

ｂ.

アクセスルートの確保

1.0 9

復旧作業に係る事項

1.0-13ａ.

予備品等の確保1.0 14ｂ.

保管場所

1.0 15(2)

ｃ.

アクセスルートの確保

1.0 15(3)

支援に係る事項

1.0-16(4)

手順書の整備、教育及び訓練の実施並びに体制の整備

1.0-19ａ.

手順書の整備

1.0 19ｂ.

教育及び訓練の実施

1.0 27ｃ.

体制の整備

1.0 34

添付資料

目次
下線部：今回提出資料

添 付 資 料 1.0.1

本来の用途以外の用途として使用する重大事故等に対処するための設備に係る切り替えの容易性について

添 付 資 料 1.0.2

可搬型重大事故等対処設備保管場所及びアクセスル
ートについて添 付 資 料 1.0.3

予備品等の確保及び保管場所について

添 付 資 料 1.0.4

復旧作業に必要な資機材及び外部からの支援について添 付 資 料 1.0.5

重大事故等対策に係る文書体系について

添 付 資 料 1.0.6

重大事故等対応に係る手順書の構成と概要について

添 付 資 料 1.0.7

有効性評価における重大事故時の対応手順について

添 付 資 料 1.0.8

大津波警報発令時の原子炉停止操作等について

添 付 資 料 1.0.9

重大事故等対策の対処に係る教育及び訓練について

添 付 資 料 1.0.10

重大事故等発生時の体制について

添 付 資 料 1.0.11

重大事故等発生時の発電用原子炉主任技術者の役割について

添 付 資 料 1.0.12

福島第一原子力発電所の事故教訓を踏まえた対応について

添 付 資 料 1.0.13

災害対策要員の作業時における装備について添 付 資 料 1.0.14

技術的能力対応手段と有効性評価
技術的能力対応手段と手順等

添 付 資 料 1.0.15

比較表

関連表

格納容器の長期にわたる状態維持に係わる体制の整
備について添 付 資 料 1.0.16

重大事故等発生時における東海発電所及び使用済燃料乾式貯蔵設備の影響について

添付資料 1.0.3

東海第二発電所

予備品等の確保及び保管場所について

1

＜目

次＞

１．重要安全施設

1.0.3-1

２．予備品等の確保

1.0.3-1

３．予備品等の保管場所

1.0.3-2

1.0.3-4

第 1.0.3-1 表

重要安全施設一覧

第 1.0.3-2 表

予備品及び予備品への取替えのために必要な機材 1.0.3-6

第 1.0.3-1 図

予備品等の保管場所

補足１

予備品の確保等の考え方

1.0.3-7

1.0.3-82

「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」のうち，「1.0 共通事項（2）復旧作業に係る要求事項 ①予備品等の確保」において，重要安全施設の適切な予備品等を確保することが規定されている。
「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」（以下「設置許可基準規則」という。）第二条において，「重要安全施設とは，安全施設のうち，安全機能の重要度が特に高い安全機能を有するものをいう。」とされている。
また，設置許可基準規則第十二条の解釈において「安全機能を有する系統のうち，安全機能の重要度が特に高い安全機能を有するもの」の機能が示されている。
ここでは，これら重要安全施設のうち，重要安全施設の取替え可能な機器及び部品等に対する予備品及び予備品への取替のために必要な機材等の選定及び保管場所について記載する。

１．重要安全施設
上記の設置許可基準規則第十二条の解釈の表に規定された安全機能の重要度が特に高い安全機能に対応する具体的な系統・設備を第 1.0.3-1 表に示す。

２．予備品等の確保
重大事故等発生後の事故対応については，重大事故等対処設備にて実施す
ることにより，事故収束を行う。
事故収束を継続させるためには，機能喪失した重要安全施設の機能回復を図ることが有効な手段であるため，以下の方針に基づき重要安全施設の取替
え可能な機器，部品等の復旧作業を優先的に実施することとし，そのために
1.0.3-1

3

必要な予備品を確保する。
・短期的には重大事故等対処設備で対応を行い，その後の事故収束対応の信頼性向上のため長期的に使用する設備を復旧する。
・単一の重要安全施設の機能を回復することによって，重要安全施設の多数の設備の機能を回復することができ，事故収束を実施する上で最も効果が大きいサポート系設備を復旧する。
・復旧作業の実施に当たっては，復旧が困難な設備についても，復旧するための対策を検討し実施することとするが，放射線の影響，その他の作業環境条件の観点を踏まえ，復旧作業の成立性が高い設備を復旧する。
上記の方針に適合する系統として海水ポンプ室に設置している設備である
残留熱除去系海水系，ディーゼル発電機海水系は自然災害の影響を受ける可能性があるため対象機器として選定し，予備品として保有することで復旧までの時間が短縮でき，成立性の高い作業で機能回復できる機器であり，機械的故障と電気的故障の要因が考えられる残留熱除去系海水系ポンプ電動機，ディーゼル発電機海水系ポンプ電動機を予備品として確保する。確保する予備品については，保全計画に基づく定期的な機能確認を行う。
なお，今後も多様な復旧手段の確保，復旧を想定する機器の拡大，その他の有効な復旧対策について継続的な検討を行うとともに，そのために必要な予備品の確保に努める。
また，予備品の取替え作業に必要な資機材として，がれき撤去のためのホイールローダ等，予備品取替時に使用する重機としてクレーン等，夜間の対応を想定した照明機器等及びその他作業環境を想定した資機材を確保する。
（第 1.0.3-2 表）

３．予備品等の保管場所
1.0.3-24

予備品等については，地震による周辺斜面の崩落，敷地下斜面のすべり，津波による浸水の外部事象の影響を受けにくい場所に重要安全施設との位置的分散を考慮し保管する。
保管場所については，可搬型重大事故等対処設備と同じであり，保管場所
及び屋外アクセスルートの対策概要については，添付 1.0.2 可搬型重大事故等対処設備保管場所及びアクセスルートについての「2.概要 2.1 保管場所及びアクセスルート」に記載する。
なお，予備品復旧場所へのアクセスルートについては，第 1.0.3-1 図に示すアクセスルートから複数のルートを確保してアクセスし，予備品の保管場所から復旧作業場所へ予備品を移動させて復旧する。
また，保管場所及びアクセスルートの点検管理については，「添付 1.0.2
可搬型重大事故等対処設備保管場所及びアクセスルートについて」で記載している「保管場所及びアクセスルート等の点検について」と同じ点検管理を実施する。

1.0.3-3

5

第 1.0.3-1 表
安全機能（設置許可基準規則第12条）
原子炉の緊急停止機能
未臨界維持機能

重要安全施設一覧
系統・設備

原子炉冷却材圧力バウンダリの過圧防止機能
原子炉停止後における除熱のため崩壊熱除去機能原子炉停止後における除熱のための原子炉が隔離された場合の注水機能
原子炉停止後における除熱のための原子炉が隔離された場合の圧力逃がし機能事故時の原子炉の状態に応じた炉心冷却のための原子炉内高圧時における注水機能

事故時の原子炉の状態に応じた炉心冷却のための原子炉内低圧時における注水機能
事故時の原子炉の状態に応じた炉心冷却のための原子炉内高圧時における減圧系を作動させる機能
格納容器内又は放射線物質が格納容
器内から漏れ出た場所の雰囲気中の放射性物質の濃度低減機能
格納容器の冷却機能
格納容器内の可燃性ガス制御機能
非常用交流電源から非常用の負荷に対し電力を供給する機能
非常用直流電源から非常用の負荷に対し電力を供給する機能
非常用の交流電源機能

制御棒及び制御棒駆動系
制御棒及び制御棒駆動系
ほう酸水注入系
逃がし安全弁（安全弁としての開機能）
残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）
原子炉隔離時冷却系
高圧炉心スプレイ系
逃がし安全弁（手動逃がし機能）
自動減圧系（手動逃がし機能）
残留熱除去系（サプレッション・プ
ール冷却モード）
原子炉隔離時冷却系
高圧炉心スプレイ系
逃がし安全弁（手動逃がし機能）
自動減圧系（手動逃がし機能）
高圧炉心スプレイ系
自動減圧系（逃がし安全弁）により原子炉を減圧し，低圧炉心スプレイ
系，残留熱除去系（低圧注水モード）により原子炉へ注水を行う
低圧炉心スプレイ系
残留熱除去系（低圧注水モード）
高圧炉心スプレイ系
自動減圧系（逃がし安全弁）

原子炉建屋ガス処理系（非常用ガス
再循環系，非常用ガス処理系）
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）
可燃性ガス濃度制御系
非常用電源系（交流）
非常用所内電源系（直流電源系統）
ディーゼル発電機設備

1.0.3-4

6

安全機能（設置許可基準規則第12条）
非常用の直流電源機能
非常用の計測制御用直流電源機能
補機冷却機能系統・設備

冷却用海水供給機能
原子炉制御室非常用換気空調機能
圧縮空気供給機能

原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する配管の隔離機能
原子炉格納容器バウンダリを構成す
る配管の隔離機能
原子炉停止系に対する作動信号（常用系として作動させるものを除く）の発生機能
工学的安全施設に分類される機器若
しくは系統に対する作動信号の発生
機能
事故時の原子炉の停止状態の把握機
能
事故時の炉心冷却状態の把握機能
事故時の放射能閉じ込め状態の把握
機能

事故時のプラント操作のための情報
の把握機能

※

直流電源設備
計測制御用電源設備
残留熱除去系海水系 ※ 及びディーゼル発電機海水系 ※残留熱除去系海水系 ※ 及びディーゼル発電機海水系 ※中央制御室換気系
逃がし安全弁及び自動減圧機能のア
キュムレータ並びに主蒸気隔離弁のアキュムレータ
原子炉冷却材圧力バウンダリ隔離弁
原子炉格納容器バウンダリ隔離弁
安全保護系（スクラム機能）

安全保護系（非常用炉心冷却系作動，
主蒸気隔離，原子炉格納容器隔離，
原子炉建屋ガス処理系作動）
起動領域計装原子炉スクラム用電磁接触器の状態
監視設備及び制御棒位置監視設備
原子炉水位計装（広帯域，燃料域）
原子炉圧力計装
原子炉格納容器圧力計装
サプレッション・プール水温度計装
原子炉格納容器エリア放射線量率計
装
原子炉圧力計装
原子炉水位計装（広帯域，燃料域）
原子炉格納容器圧力計装
サプレッション・プール水温度計装
原子炉格納容器水素濃度計装
原子炉格納容器酸素濃度計装
主排気筒放射線モニタ計装

予備品（第1.0.3-2表 １．予備品）を保管する系統

1.0.3-57

第1.0.3-2 表

予備品及び予備品への取替のために必要な機材

１．予備品
名称
残留熱除去系海水系ポンプ用電動機
非常用ディーゼル
発電機海水系
ポンプ用電動機仕様

数量 ※保管場所 ※

三相誘導電動機2台

南側保管場所（T.P.＋25m）

三相誘導電動機1台

南側保管場所（T.P.＋25m）

仕様

数量 ※

保管場所 ※

２．がれき撤去用重機
名称

ホイールローダ

バケット容量2.0ｍ ３

2台

ブルドーザ

けん引力
23t

2台

油圧ショベル

バケット容量0.16ｍ ３1台

南側保管場所（T.P.＋25m）
西側保管場所（T.P.＋23m）
南側保管場所（T.P.＋25m）
西側保管場所（T.P.＋23m）
南側保管場所（T.P.＋25m）

３．予備品取替時に使用する重機
数量 ※

名称

仕様

予備電動機交換用
クレーン
予備電動機運搬用
トレーラー

最大吊り上げ荷重
220t
積載荷重
20t

1台
1台

保管場所 ※
南側保管場所（T.P.＋25m）
南側保管場所（T.P.＋25m）

４．作業用照明名称

ヘッドライト
充電式ＬＥＤ
スティックライト
バッテリーライト（床置きタイプ）
※

仕

様

数

量※

乾電池式

10 個

充電式

4個

充電式

4個

保管場所 ※
緊急時対策所（T.P.＋23m）
緊急時対策所（T.P.＋23m）
緊急時対策所（T.P.＋23m）

数量，保管場所については，今後の検討により変更となる可能性がある。

1.0.3-6

8

第 1.0.3-1 図

予備品等の保管場所

1.0.3-79補足１

予備品の確保等の考え方

１．残留熱除去系及びディーゼル発電機の復旧に関する予備品の確保等について

東海第二発電所では，アクシデントマネジメント活動の一環として行われる復旧活動に際して，プラントの安全性確保に必要な機能を持つ系統・機器を復旧させる手順を「アクシデントマネジメント故障機器復旧手順ガイドラ
イン」にて整備している。本ガイドラインには，事故収束を安定的に継続するために有効である残留熱除去系（以下「ＲＨＲ系」という。）及びディー
ゼル発電機（以下「ＤＧ」という。）の復旧手順も盛り込まれており，ＲＨ
Ｒ

Ａ系，Ｂ系の全ての除熱能力が喪失あるいは低下したとき，またはＤＧ

全台の発電能力が喪失あるいは低下したとき，「ＲＨＲ系基本復旧手順フロ
ーチャート」及び「ＤＧ基本復旧手順フローチャート」により異常のある系統を判断し，「機器別故障原因特定マトリクス」にて故障個所の特定を行い，故障個所に応じた「復旧手順」にて復旧を行う構成としている。しかしながら，すべての系統・機器の故障モードを網羅して予備品を確保することは効率的ではないので，以下の方針に基づき重要安全施設の取替可能な機器，部品等の復旧作業を優先的に実施することとし，そのために必要な予備品を確保する。

・短期的には重大事故等対処設備で対応を行い，その後の事故収束対応の信頼性向上のため長期的に使用する設備を復旧する。
1.0.3-810

・単一の重要安全施設の機能を回復することによって，重要安全施設の多数の設備の機能を回復することができ，事故収束を実施する上で最も効果が大きいサポート系設備を復旧する。
・復旧作業の実施に当たっては，復旧が困難な設備についても，復旧するための対策を検討し実施することとするが，放射線の影響，その他の作業環境条件の観点を踏まえ，復旧作業の成立性が高い設備を復旧する。

上記の方針に適合する系統としてＲＨＲ系海水系及びＤＧ海水系を選定し，予備品を保有することで復旧までの時間が短縮でき成立性の高い作業で機能回復できる機器として，ＲＨＲ系海水ポンプ電動機及びＤＧ海水系ポンプ電動機を予備品として確保する。
確保する予備品については，保全計画に基づく定期的な機能確認を行う。

なお，ＲＨＲ系については，防潮堤等の津波対策及び原子炉建屋内の内部
溢水対策により区分分離されていること，更にＲＨＲ系は３系統あることから，東日本大震災のように複数のＲＨＲ系が同時浸水により機能喪失することはないと考えられるが，ある１系統のＲＨＲ系の電動機が浸水し，当該のＲＨＲ系が機能喪失に至った場合においても，他系統のＲＨＲ系の電動機を接続することにより復旧する手順を準備する。

２．予備品を用いた復旧作業について
重大事故等発生後の事故対応については，重大事故等対処設備にて対応することにより事故収束を行うことから，必要な作業については当社のみで実施できるようにしている。
一方，予備品を用いたＲＨＲ系海水ポンプ電動機及びＤＧ海水系ポンプ電1.0.3-911

動機の復旧作業は上記に該当せず，協力企業の支援による実施を考えている。
しかしながら，本復旧作業は事故収束後のプラントの安定状態を継続する上で有効であることから，当社社員のみで対応できるように訓練等を通じて復旧手順の整備や作業内容把握，総合研修センターにおいて予備品の類似機器を用いた分解点検や組立作業訓練等を通じて現場技能向上への取り組みを継続的に実施していく。

1.0.3-1012添付資料 1.0.4

東海第二発電所

復旧作業に必要な資機材及び外部からの支援について

13

＜目

次＞

１．事故収束対応を維持するために必要な燃料，資機材

1.0.4-1（１）重大事故発生後 7 日間の対応

1.0.4-1（２）重大事故等発生後 7 日間以降の対応

1.0.4-2

２．プラントメーカ及び協力会社による支援

1.0.4-2（１）プラントメーカによる支援

1.0.4-3
1.0.4-3

ａ．支援体制

1.0.4-4（２）協力会社による支援
ａ．放射線測定，管理業務等の支援体制

1.0.4-4

ｂ．緊急時に係る設備の修理・復旧等の支援体制

1.0.4-4

ｃ．要員等の輸送に係る支援体制

1.0.4-5ｄ．燃料調達に係る支援体制

1.0.4-5

ｅ．消火活動に係る支援体制

1.0.4-6

ｆ．注水活動に係る支援体制

1.0.4-6

３．原子力事業者による支援

1.0.4-6

４．その他組織による支援

1.0.4-8

５．原子力事業所災害対策支援拠点

1.0.4-10

第 1.0.4-1 表

発電所構内に確保している燃料（事象発生後７日間の対応）

1.0.4-13

第 1.0.4-2 表

放射線防護資機材等（緊急時対策所）

1.0.4-14

第 1.0.4-3 表

チェンジングエリア用資機材（緊急時対策所）

1.0.4-16

第 1.0.4-4 表

その他資機材等（緊急時対策所）

1.0.4-17

第 1.0.4-5 表

原子力災害対策活動で使用する資料（緊急時対策所）1.0.4-18

14

第 1.0.4-6 表

放射線防護資機材等（中央制御室）

1.0.4-19

第 1.0.4-7 表

チェンジングエリア用資機材（中央制御室）

1.0.4-22

第 1.0.4-8 表

事業者間協力協定に基づき貸与される
原子力防災資機材

1.0.4-24

第 1.0.4-9 表 原子力事業所災害対策支援拠点における必要な資機材，
通信機器の整備状況等

1.0.4-25

第 1.0.4-1 図飛行場外離着陸場の位置

第 1.0.4-2 図

原子力災害発生時における発電所外からの支援体制 1.0.4-27

第 1.0.4-3 図

防災組織全体図

第 1.0.4-4 図

原子力事業所災害対策支援拠点

別紙 1

原子力事業所災害対策支援拠点について

1.0.4-26

1.0.4-28
体制図

1.0.4-29
1.0.4-30

15

１．事故収束対応を維持するために必要な燃料，資機材（１）重大事故発生後 7 日間の対応
東海第二発電所では，重大事故等が発生した場合において，当該事故等に対処するためにあらかじめ用意された手段（重大事故等対処設備，予備品，燃料等）により，事故発生後7日間における事故収束対応を実施する。あらかじめ用意された手段のうち，重大事故等対処設備については，技術的能力1.1「緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための手段等」から1.19「通信連絡に関する手順等」にて示す。
発電所内に保有する燃料量については，第1.0.4-1表に示すとおり，保守的に事故発生後7日間連続して運用する条件で算出した重大事故等に対処するために必要となる燃料量を上回る。
放射線管理用資機材及びチェンジングエリア用資機材，その他資機材，原子力災害対策活動で使用する資料の数量とその考え方については，第1.0.4-2表～第1.0.4-7表に示すとおり，外部からの支援なしに事
故発生後7日間の活動に必要な資機材等を緊急時対策所等に配備している。重大事故等発生時において，現場作業では作業環境が悪化していることが予想され，災害対策要員は環境に応じた放射線防護具を着用する必要がある。災害対策要員は，添付資料1.0.13「災害対策要員の作業時における装備について」に示す着用基準に従い，これらの資機材の中から必要なものを装備し，作業を実施する。東海第二発電所では，第1.0.4-2表～第1.0.4-7表に示す緊急時対策所，中央制御室の資機材を，常時配備する。
重大事故等の対応に必要な水源については，北側淡水池及び高所淡水池，等の淡水源に加え最終的に海水に切り替えることにより水源が枯渇することがないよう手順を整備することとしている。具体的には，技術
1.0.4-1

16

的能力1.13「重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて示す。

（２）重大事故等発生後 7 日間以降の対応
重大事故等発生後 7 日間以降の事故収束対応を維持するため，重大事故等発生後 6 日間後までに，あらかじめ選定している候補施設の中から原子力事業所災害対策支援拠点（以下「支援拠点」という。）を選定し，発電所の事故収束対応を維持するために必要な燃料，資機材等を支援できる体制を整備している。また，発電所内に配備している重大事故等対処設備に不具合があった場合の代替手段，資機材及び燃料を支援できるよう，社内
で発電所外に保有している重大事故等対処設備と同種の設備（通信連絡設
備，放射線測定装置等），食糧その他の消耗品も含めた資機材，予備品及び燃料等について，継続的な重大事故等対策を実施できるよう事象発生後
6 日後までに支援できる体制を整備している。
さらに現在，他の電力事業者と，原子力災害発生時における設備及び資機材の融通に向けた検討を進めており，各社が保有する主な設備及び資機
材のデータベースを整備中である。

２．プラントメーカ及び協力会社による支援
重大事故等発生時における外部からの支援については，プラントメーカ，
協力会社等から重大事故等発生後に現場操作対応等を実施する要員の派遣や事故収束に向けた対策立案等の技術支援や要員の派遣等について，協議・合意の上，支援計画を定め，東海第二発電所の技術支援に関するプラントメー
カ及び協力会社との覚書を締結し，重大事故等発生後に必要な支援が受けられる体制を整備している。
1.0.4-217

また，プラントメーカ及び協力会社等からの支援については，作業現場の放射線量を考慮して支援を受けることとする。
なお，プラントメーカ及び協力会社から支援を受ける場合に必要となる資機材については，あらかじめ緊急時対策所に確保している資機材の余裕分を活用するのと合わせ，必要に応じて資機材の追加調達を本店総合災害対策本部に要請して調達する。

（１）プラントメーカによる支援
重大事故等発生時における当社が実施する事態収拾活動を円滑に実施するため，プラントの状況に応じた事故収束手段及び復旧対策に関する技術支援を迅速に得られるよう，プラントメーカ（日立ＧＥニュークリ
ア・エナジー株式会社）との間で支援体制を整備するとともに，平常時より必要な連絡体制を整備している。

ａ．支援体制（平時体制）
・緊急時の技術支援のため，本店とプラントメーカ社員（部長クラス）と平時より連絡体制を構築している。今後、通報訓練を適宜実施していく。
（緊急時体制）・原子力災害対策特別措置法（以下「原災法」という。）10条第1項又は15条第1項に定める事象（おそれとなる事象が発生した場合も含む）が発生した場合に技術支援を要請。
・緊急時に状況評価及び復旧対策に関する助言，電気・機械・計装設
備，その他の技術的情報の提供等により当社を支援。
1.0.4-318

・技術支援については，本店総合災害対策本部のみならず，必要に応じて発電所災害対策本部でも実施可能。
・中長期対応として，事故収束手段及び復旧対策に関する技術支援体
制の更なる拡充をメーカと協議する。

（２）協力会社による支援
重大事故等発生時における当社が実施する事態収拾活動を円滑に実施するため，事故収束及び復旧対策活動の協力が得られるよう，協力会社と支援内容に関する覚書等を締結し，支援体制を整備するとともに，平常時より必要な連絡体制を整備している。
協力会社の支援については，重大事故等発生時においても支援を要請できる体制であり，協力会社要員の人命及び身体の安全を最優先にした
放射線管理を行う。また，事故対応が長期に及んだ場合においても交代要員等の継続的な派遣を得られる体制とする。

ａ．放射線測定，管理業務等の支援体制
原子力災害発生時における放射線測定，管理業務の実施について，
協力会社と覚書を締結している。

ｂ．緊急時に係る設備の修理・復旧等の支援体制
原子力災害発生時における，以下に示す設備の修理・復旧等の作業に関する支援協力について協力会社と覚書を締結している。
（Ⅰ）電気設備，機械設備及び計装設備の応急復旧に関する事項（Ⅱ）事態収拾現場の照明等の作業環境確保に関する事項（Ⅲ）放射線測定，放射線作業管理に関する事項
1.0.4-4

19

（Ⅳ）水質分析に関する事項（Ⅴ）建物，構築物等の応急復旧に関する事項（Ⅵ）通信設備等の応急復旧に関する事項（Ⅶ）その他受託業務全般に関する事態収拾に必要な事項

ｃ．要員等の輸送に係る支援体制
東海第二発電所で原子力災害が発生した場合又は、発生のおそれがある場合，要員の運搬及び資機材の輸送について支援を迅速に得られるよう，協力会社と協定等を結んでいる。
支援拠点に集まった発電所の事故収束対応を維持するために必要な燃料、食糧その他の消耗品を含めた資機材，予備品について，継続的な重大事故等対策の実施を妨げないよう発電所に適宜輸送する。
ヘリコプターによる空輸を実施する場合には，東京ヘリポート（東京都江東区）（所要時間：約１時間）及びつくば市内のヘリポート（茨城県つくば市）（所要時間：約３０分）に常駐のヘリコプターを優先して使用する契約を締結しており，発電所構内の飛行場外離着陸
場間を往復する。災害時における発電所近隣の飛行場外離着陸場として東海村内の１か所（当社敷地内）と，発電所構内の飛行場外離着陸場の１か所について，協力会社から東京航空局へ飛行場外離着陸許可
申請書を提出し，許可を得ている。第1.0.4-1図に飛行場外離着陸場の位置を示す。

ｄ．燃料調達に係る支援体制
東海第二発電所に重大な災害が発生した場合又は発生のおそれがある場合における燃料調達手段として，当社と取引のある燃料供給会社
1.0.4-520

の油槽所等と燃料の優先調達の契約を締結する。
また，東海第二発電所の備蓄及び近隣からの調達を強化している。

ｅ．消火活動に係る支援体制
東海第二発電所の構内（建物内含む）で火災が発生した場合の消火活動に関する支援について協力会社と契約を結んでいる。
なお，消火活動としては平時より，東海第二発電所で訓練を実施す
るとともに，24時間交代勤務体制が取られているため，迅速な初動活動が可能である。

ｆ．注水活動に係る支援体制
東海第二発電所に重大な災害が発生した場合に，原子炉や使用済燃料プール注水活動の支援について協力会社と契約を結んでいる。
なお，可搬型代替注水ポンプ等の取扱いについては平時より，東海
第二発電所で訓練を実施するとともに，24時間交代勤務体制が取られているため，迅速な初動活動が可能である。

３．原子力事業者による支援
上記のプラントメーカや協力会社等からの支援のほか，原子力事業者で「原子力災害時における原子力事業者間協力協定」を締結し，他の原子力事業者による支援を受けられる体制を整備している。第 1.0.4-2 図に原子力災害発生時における発電所外からの支援体制を示す。

（目的）
国内原子力事業所（事業所外運搬を含む。）において，原子力災害が発
1.0.4-621

生した場合，協力事業者が発災事業者に対し，協力要員の派遣，資機材の貸与その他当該緊急事態応急対策の実施に必要な協力を円滑に実施
し，原子力災害の拡大防止及び復旧対策に努める。

（発災事業者による協力要請）
・各社の原子力事業者防災業務計画に定める警戒事象が発生した場合，発災事業者は速やかにその情報を他の原子力事業者に連絡する。
・発災事業者は，原災法10条に基づく通報を実施した場合，ただちに他の協定事業者に対し，協力要員の派遣及び資機材の貸与に係る協力要請を行う。
（協力の内容）協力事業者は，発災事業者からの協力要請に基づき，原子力事業所災害対策が的確かつ円滑に行われるようにするため，以下の措置を講ずる。
・環境放射線モニタリングに関する協力要員の派遣
・周辺地域の汚染検査及び汚染除去に関する協力要員の派遣
・第1.0.4-8表に示す資機材の貸与

他（支援本部の活動）
・幹事事業者
発災事業所の場所ごとに，あらかじめ支援本部幹事事業者，支援本
部副幹事事業者を設定している（当社東海第二発電所が発災した場合は，それぞれ東京電力株式会社，中部電力株式会社としている）。
幹事事業者は副幹事事業者と協力し，協力要員及び貸与された資機材の受入と協力に係る業務の基地となる原子力事業所支援本部（以下1.0.4-722

「支援本部」という。）を設置し，運営する。なお，幹事事業者が被災するなど業務の遂行が困難な場合は，副幹事事業者が幹事事業者の任に当たり，幹事事業者以外の事業者の中から副幹事事業者を選出することとしている。また支援期間が長期化する場合は，幹事事業者，副
幹事事業者を交代することができる。

・支援本部の運営について
発災事業者は，協力を要請する際に，候補地の中から支援本部の設
置場所を決定し伝える。当社は，あらかじめ支援本部候補地を6箇所程度設定している。
支援本部設置後は，緊急事態応急対策等拠点施設（オフサイトセン
ター）に設置される原子力災害合同対策協議会と連携を取りながら，
発災事業者との協議の上，協力事業者に対して具体的な業務の依頼を実施する。

４．その他組織による支援
原子力事業者は，福島第一原子力発電所の事故対応の教訓を踏まえ，原子力災害が発生した場合に多様かつ高度な災害対応を可能とする原子力緊急事
態支援組織を設立することとし，平成 25 年 1 月に，原子力緊急事態支援センター（以下「支援センター」という。）を共同で設置した。
支援センターは，平成 28 年 3 月に体制の強化及び資機材の更なる充実化を図り，平成 28 年 12 月より美浜原子力緊急事態支援センター（以下「美浜支援センター」という。）として本格的に運用を開始した。
美浜支援センターは，発災事業者からの原子力災害対策活動に係る要請を受けて以下の内容について支援する。
1.0.4-823

なお，美浜支援センターにおいて平時から実施している，遠隔操作による災害対策活動を行うロボット操作技術等の訓練には当社の災害対策要員も参加し，ロボット操作技術の習得による原子力災害対策活動能力の向上を図っている。

（発災事業者からの支援要請）
発災事業者は，原災法10条に基づく通報後，原子力緊急事態支援組織の支援を必要とするときは，美浜支援センターに原子力災害対策活動に係る支援を要請する。

（美浜支援センターによる支援の内容）
美浜支援センターは，発災事業者からの支援要請に基づき，美浜支援センター要員の安全が確保される範囲において以下の業務を実施することで，発災事業者の事故収束活動を積極的に支援する。
・美浜支援センターから原子力事業所災害対策支援拠点（以下「後方支援拠点」という。）までの，美浜支援センター要員の派遣や資機材の搬送。
・後方支援拠点から発災事業所の災害現場までの資機材の搬送。
・発災事業者の災害現場における放射線量をはじめとする環境情報収集の支援活動。
・発災事業者の災害現場における作業を行う上で必要となるアクセスル
ートの確保作業の支援活動。
・支援組織の活動に必要な範囲での，放射性物質の除去等の除染作業の支援活動。

1.0.4-924

美浜支援センターの支援体制は以下のとおり。
（事故時）
・原子力災害発生時，事故が発生した事業者からの出動要請を受け，要員及び資機材を美浜支援センターから迅速に搬送する。
・事故が発生した事業者の指揮の下，協働で遠隔操作可能なロボット等を用いて現場状況の偵察，空間線量率の測定，がれき等屋外障害物の除去によるアクセスルートの確保，屋内障害物の除去や機材の運搬等
を行う。
（平常時）
・緊急時の連絡体制（24時間体制）を確保し，出動計画を整備する。
・ロボット等の操作訓練や必要な資機材の調達・維持管理を行う。・訓練等で得られたノウハウや経験に基づく改良を行う。
（要員）
・21名
（資機材）
・遠隔操作資機材（小型・中型ロボット，無線重機，無線ヘリコプタ
ー）・現地活動用資機材（放射線防護用資機材，放射線管理・除染用資機材，作業用資機材，一般資機材）
・搬送用車両（ワゴン車，大型トラック，（重機搬送車両），中型トラッ
ク）

５．原子力事業所災害対策支援拠点
福島第一原子力発電所事故において，発電所外からの支援に係る対応拠点としてＪヴィレッジを活用したことを踏まえ，東海第二発電所においても同
1.0.4-1025

様な機能を配置する候補地点をあらかじめ選定し，必要な要員及び資機材を確保する。
候補地点の選定に当たっては，原子力災害発生時における風向及び放射性物質の放出範囲等を考慮し，東海第二発電所からの方位，距離（約 20km 圏内外）が異なる地点を複数選定する。
別紙 1 に，支援拠点の候補地を記した地図を示す。東海第二発電所原子力
事業者防災業務計画においては，日本原子力発電株式会社 地域共生部（茨城事務所）（茨城県水戸市），東京電力パワーグリッド株式会社 茨城総支社日立事務所別館（茨城県日立市），東京電力パワーグリッド株式会社 茨城総支
社別館（茨城県水戸市），東京電力パワーグリッド株式会社 常陸大宮事務所（茨城県常陸大宮市），株式会社日立製作所

電力システム社日立事業所（茨城県日立市），株式会社日立パワーソリューションズ

勝田事業所（茨城県

ひたちなか市）を支援拠点の候補地として定めている。
原災法 10 条に基づく通報の判断基準に該当する事象が発生した場合，本店対策本部長は，原子力事業所災害対策の実施を支援するための発電所周辺の拠点として支援拠点の設置を指示し，支援拠点の適任者を指名する。また，
本店対策本部長は，外部支援計画を策定して支援拠点の責任者に実行を指示するとともに，発電所の災害対応状況，要員及び資機材の確保状況等を踏まえて，効果的な支援ができるように適宜見直しを行う。
支援拠点の責任者は，外部支援計画に基づき，また，災害対応状況等を踏まえながら，支援拠点の設置場所及び活動場所を，放射性物質が放出された
場合の影響，周囲の道路状況等を踏まえた上で決定し，発電所，本店及び関係機関と連携をして，発電所における災害対策活動の支援を実施する。第
1.0.4-3 図に防災組織全体図を，第 1.0.4-4 図に支援拠点の体制図を示す。
また，支援拠点で使用する主な原子力関連資機材は地域共生部 茨城事務所
1.0.4-1126

等にて確保しており，定期的に保守点検を行い，常に使用可能な状態に整備している。第 1.0.4-9 表に原子力事業所災害対策支援拠点における必要な資機材，通信機器の整備状況等を示す。
なお，資機材の消耗品については，初動 6 日間の対応を可能とする量であり，7 日目以降は，原子力事業者間協力協定に基づく支援物資及び外部からの購入品等で対応する計画としている。

1.0.4-12

27

3
1
4
.
0
.
1

28

0.411kL/h(燃料消費率)×168h＝約 70kL

約 755.5kL(以下の合計)
・非常用ディーゼル発電機(2 台)
1,440.4L/h(燃料消費率)×168h(運転時間)×2 台(運転台数)＝約 484.0kL
・高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機(1 台)775.6L/h(燃料消費率)×168h(運転時間)×1 台(運転台数)＝約 130.3kL
・常設代替高圧電源装置(2 台)
420.0L/h(燃料消費率)×168h(運転時間)×2 台(運転台数)＝約 141.2kL
約 189.0kL(以下の合計)
・可搬型代替低圧電源車
0.110kL/h(燃料消費率)×168h(運転時間)×2 台(運転台数)＝約 37.0kL
・可搬型代替注水大型ポンプ(注水用)0.218kL/h(燃料消費率)×168h(運転時間)×2 台(運転台数)＝約 73.3kL
・可搬型代替注水大型ポンプ(放水用)0.218kL/h(燃料消費率)×168h(運転時間)×1 台(運転台数)＝約 36.6kL
・その他
約 42.1kL

必要量※・重大事故等対処時に，可搬型
代替低圧電源車，可搬型代替
注水大型ポンプ，可搬型窒素供給装置，重機，消防設備等を全て使用した場合の燃料消費量・重大事故等対策の有効性評価
で期待する設備を含めた必要量
約 210kL(約 30kL/基×7 基)

約 150kL(約 75kL/基×2 基)・重大事故等対策の有効性評価
で，最大の燃料消費量

備考

約 800kL(約 400kL/基×2 基)

容量

発電所構内に保有する燃料（事象発生後 7 日間の対応）※重大事故等の対応において，保守的に 7 日間運転した場合の燃料消費量

緊急時対策所用発電機
燃料油貯蔵タンク

可搬型設備用軽油タンク

軽油貯蔵タンク

燃料タンク

第 1.0.4-1 表

第 1.0.4-2 表

放射線防護資機材等（緊急時対策所）○放射線防護具類
配備数 ※1
品

名
緊急時対策所中央制御室 ※2

タイベック

1,155着 ※3

17 着 ※12

靴下2,310足 ※3

34 足 ※13帽子

1,155個 ※3

17 個 ※12

綿手袋

1,155双 ※3

17 双 ※12

ゴム手袋

2,310双 ※4

34 双 ※14

全面マスク

330個 ※5

17 個 ※12

チャコールフィルタ

2,310個 ※6

34 個 ※15

アノラック

462着 ※717 着 ※12

長靴

132足 ※8

9 足 ※16胴長靴

11足 ※99 足 ※16遮蔽ベスト

15着 ※10―

自給式呼吸用保護具

2式 ※119 式 ※16

※1
※2
※3
※4
※5
※6
※7
※8

今後，訓練等で見直しを行う。
運転員等は交代のために中央制御室に向かう際に，緊急時対策所より防護具類を持参する。
110名（要員数）×7日×2倍（二重にして着用）×1.5倍＝2,310足110名（要員数）×7日×2倍（二重にして着用）×1.5倍＝2,310双110名（要員数）×2日（3日目以降は除染にて対応）×1.5倍＝330個
110名（要員数）×7日×2個×1.5倍＝2,310個(2個を1セットで使用する)44名（現場の災害対策要員から自衛消防隊員を除いた数）×7日×1.5倍＝462着
44名（現場の災害対策要員から自衛消防隊員を除いた数）×2（現場での交代を考慮）×1.5倍（基本再使用，必要により除染）=132足※9 7名（重大事故等対応要員7名）×1.5倍（基本再使用，必要により除染）=10.5→11足※10 10名（重大事故等対応要員（庶務班）6名+（保修班）4名））×1.5倍（基本再使用，必要により除染）=15着※11 1名（重大事故等対応要員1名）×1.5倍=1.5→2式※12 11名(中央制御室要員数)×1.5倍=16.5→17※13 11名(中央制御室要員数)×2倍（二重にして着用）×1.5倍=33足→34足（2足をセットで使用する）※14 11名(中央制御室要員数)×2倍（二重にして着用）×1.5倍=33双→34双（2双をセットで使用する）※15 11名(中央制御室要員数)×2個×1.5倍=33個→34個(2個を1セットで使用する)※16 3名（運転員（現場））×1.5倍×2（現場での交代を考慮）=9

1.0.4-1429

放射線防護具類の配備数の妥当性の確認について【緊急時対策所】
全体体制（1日目），東海第二発電所の緊急時対策要員数は110名であり，緊急時対策所の災害対策本部本部員及び各作業班要員47名，現場要員55名（うち自衛消防隊11名を含む。）
及び発電所外での活動を行うオフサイトセンターへの派遣要員8名で構成されている。このう
ち，緊急時対策所の災害対策本部本部員及び各作業班員は，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はないが，全要員は12時間に1回交替するため，2回の交替分を考慮する。また，現場要員から自衛消防隊員を除いた44名は，1日に4回現場に行くことを想定する。
プルーム通過以降（2日目以降），東海第二の緊急時対策要員数は110名であり，緊急時対策所の災害対策本部本部員及び各作業班要員47名，現場要員55名（うち自衛消防隊11名を含む）及び発電所外での活動を行うオフサイトセンターへの派遣要員8名で構成されている。このうち，緊急時対策所の災害対策本部本部員及び各作業班員は，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はないが，全要員は7日目以降に1回交替するため，1回の交替分を考慮し，その後の交替に要する防護具類は外部からの支援を期待できるため考慮しない。また，現場要員から自衛消防隊員を除いた44名は，1日に2回現場に行くことを想定する。よって，以下のとおりタイベック等（靴下，帽子，綿手袋）の表に示す配備数は必要数を上回っており妥当である。
110名×2交替＋44名×4回＋110名＋44名×2回×6日＝1,034着 ＜ 1,155着
チャコールフィルタは2個装着して使用し，ゴム手袋は綿手袋の上に二重にして使用するため，以下のとおり表に示す配備数は必要数を上回っており妥当である。
(110名×2交替＋44名×4回＋110名＋44名×2回×6日)×2＝2,068個 ＜ 2,310
全面マスクは，再使用するため，交替を考慮して必要数は220個（要員数分×2）であり，表に示す配備数は必要数を上回っており妥当である。

○放射線計測器（被ばく管理・汚染管理）品

配備数 ※1

名

緊急時対策所

中央制御室

個人線量計

330台 ※333 台 ※8

ＧＭ汚染サーベイメータ

5台 ※4

3 台 ※9

電離箱サーベイメータ

5台 ※5

3 台 ※10

緊急時対策所エリアモニタ

2台 ※6

―

可搬型モニタリング・ポスト ※2

2台 ※6

―

ダストサンプラ2台 ※7

2 台 ※7

※1
※2
※3
※4
※5

今後，訓練等で見直しを行う
緊急時対策所の可搬型モニタリング・ポスト（加圧判断用）については「監視測定設備」の可搬型モニタリング・ポストと兼用する。
110名（要員数）×2台（交替時用）×1.5倍＝330台
身体の汚染検査用に3台＋2台（予備）＝5台
現場作業等用に4台＋1台（予備）＝5台※6

加圧判断用に1台＋１台（予備）＝2台※7

室内のモニタリング用に1台＋1台（予備）＝2台※8 11 名（中央制御室要員数 ） ×2 台（交替時用）×1.5 倍＝33 台※9 身体の汚染検査用に2台＋1台（予備）＝3台※10 現場作業等用に2台＋1台（予備 ） ＝3台

1.0.4-1530

第1.0.4-3表

チェンジングエリア用資機材（緊急時対策所）○チェンジングエリア用資機材
数量 ※１

名称
エリア設
営用

消耗品

バリア

8個 ※2

簡易シャワー

1式 ※3

簡易水槽

1個 ※3

バケツ

1個 ※3

水タンク

1式 ※3

可搬型空気浄化装置

3台 ※4

はさみ、カッター

各3本 ※5

筆記用具

2式 ※6

養生シート

4巻 ※7

粘着マット

3枚 ※8

脱衣収納袋

9個 ※9

難燃袋

525枚 ※10

難燃テープ

12巻 ※11

クリーンウェス

31缶 ※12吸水シート

924枚 ※13※1 今後，訓練等で見直しを行う。
※2 各エリア間の5個×1.5倍＝7.5個→8個※3 エリアの設営に必要な数量※4 2台×1.5倍＝3台※5 設置作業用、脱衣用、除染用の3本※6 サーベイエリア用、除染エリア用の2式※7 105.5 m2（床、壁の養生面積）×2（補修張替え等）÷90 m2／巻×1.5倍≒4巻※8 2枚(設置箇所数)×1.5倍＝3枚※9 9個(設置箇所数 修繕しながら使用)※10 50枚／日×7日×1.5倍＝525枚※11 57.54 m（養生エリアの外周距離）×2（シートの継ぎ接ぎ対応）×2（補修張替え等）
÷30m／巻×1.5倍＝11.5→12巻※12 110名（要員数）×7日×8枚（マスク、長靴、両手、身体の拭き取りに各2枚）÷300（枚／缶）×1.5倍＝30.8→31缶※13 簡易シャワーの排水をシートに吸水させることで固体廃棄物として処理する。
110名（要員数）×7日×4 (1回除染する際の排水量)÷5 (シート1枚の給水量)×1.5倍＝924枚

1.0.4-1631

第 1.0.4-4 表○緊急時対策所
名 称
酸素濃度計

二酸化炭素濃度計

大型モニタ
一般テレビ（回線，機器）
社内パソコン

その他資機材等（緊急時対策所）

仕様等
仕様等
・検知範囲：0.0～40.0vol％・表示精度：±0.1vol％・電源：乾電池（単四：2本）
測定可能時間：約3000時間 ※2・検知原理：ガルバニ電池式
・管理目標：19vol%以上（鉱山保安法施行規則を準拠）
仕様等
・検知範囲：0.0～5.0vol％・表示精度：±3.0％F.S
・電源：乾電池（単三：4本）
測定可能時間：約12時間 ※2・検知原理：NDIR（非分散型赤外線）・管理目標：1.0vol%以下（鉱山保安法施行規則を準拠）
要員が必要な情報を共有するため報道や気象情報を入手するため

保管数
2台 ※1

2台 ※1

1式
1式

社内情報共有に必要な資料・書類を作成す
1式
るため。
飲食料
プルーム通過中に災害対策本部から退出す
2,310食る必要がないよう，災対要員の1日分以上の 1,540本
食料及び飲料水を災害対策本部内に保管する。
・110名（災対要員数）×7日×3食
・110名（災対要員数）×7日×2本（1.5 /本） ※3
簡易トイレ
プルーム通過中に災害対策本部から退出す一式る必要がないように，連続使用可能な簡易トイレを配備する。
よう素剤
交代要員考慮し要員数の約2倍
1,760錠・110名（災対要員数）×（（初日：2錠＋2日目以降：1錠×6日）×2交代※１ 故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として予備1個も含め，2台を保有する。
※２ 乾電池切れの場合，予備を稼働させ，乾電池交換を実施する。
※３ 飲料水1.5 容器での保管の場合（要員1名当たり1日3 を目安に配備）

1.0.4-1732

第 1.0.4-5 表

原子力災害対策活動で使用する資料（緊急時対策所）

１． 組織 及 び体 制 に関す る資 料

資

料

名

（１）原子力発電所施設を含む防災業務関係機関の緊急時対応
組織資料① 東海第二発電所原子力事業者防災業務計画② 東海第二発電所原子炉施設保安規定③ 災害対策規程④ 東海第二発電所災害対策要領⑤ 東海発電所・東海第二発電所防火管理要領⑥ 東海第二発電所非常時運転手順書（２）緊急時通信連絡体制資料① 東海第二発電所災害対策要領② 東海・東海第二発電所災害・事故・故障・トラブル時の通報連絡要領２． 放射 能影響推 定に関する資料
３． 事業 所 外運 搬に関する資料（１）気象観測関係資料①気象観測データ（２）環境モニタリング資料① 空間線量モニタリング配置図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（３）発電所設備資料① 主要系統模式図② 原子炉設置（変更）許可申請書③ 系統図④ 施設配置図⑤ プラント関連プロセス及び放射線計測配置図⑥ 主要設備概要⑦ 原子炉安全保護系ロジック一覧表（４）周辺人口関連データ① 方位別人口分布図② 集落別人口分布図③ 周辺市町村人口表（５）周辺環境資料① 周辺航空写真② 周辺地図（2万5千分の１）③ 周辺地図（5万分の１）④ 市町村市街図（１）全国道路地図（２）海図（日本領海部分）（３）ＮＦＴ－３２Ｂ型核燃料輸送物設計承認書

1.0.4-1833

第 1.0.4-6 表

放射線防護資 機材等（中央制御室）○放射線防護具類
配備数 ※1
品

名
緊急時対策所中央制御室 ※2

タイベック

1,155着 ※3

17 着 ※12

靴下2,310足 ※4

34 足 ※13帽子

1,155個 ※3

17 個 ※12

綿手袋

1,155双 ※3

17 双 ※12

ゴム手袋

2,310双 ※4

34 双 ※14

全面マスク

330個 ※5

17 個 ※12

チャコールフィルタ

2,310個 ※6

34 個 ※15

アノラック

462着 ※717 着 ※12

長靴

132足 ※8

9 足 ※16胴長靴

11足 ※99 足 ※16遮蔽ベスト

15着 ※10―

自給式呼吸用保護具

2式 ※119 式 ※16

※1
※2
※3
※4
※5
※6
※7
※8

今後，訓練等で見直しを行う。
運転員等は交代のために中央制御室に向かう際に，緊急時対策所より防護具類を持参する。
110名（要員数）×7日×1.5倍＝1,155
110名（要員数）×7日×2倍（二重にして着用）×1.5倍＝2,310
110名（要員数）×2日（3日目以降は除染にて対応）×1.5倍＝330個
110名（要員数）×7日×2個×1.5倍＝2,310個(2個を1セットで使用する)44名（現場の災害対策要員から自衛消防隊員を除いた数）×7日間×1.5倍＝462着
44名（現場の災害対策要員から自衛消防隊員を除いた数）×2（現場での交代を考慮）
×1.5倍（基本再使用，必要により除染）=132足※9 7名（重大事故等対応要員7名）×1.5倍（基本再使用，必要により除染）=10.5→11足※10 10名（重大事故等対応要員（庶務班）6名+（保修班）4名））×1.5倍（基本再使用，必要により除染）=15着※11 1名（重大事故等対応要員1名）×1.5倍=1.5→2式※12 11名(中央制御室要員数)×1.5倍=16.5→17※13 11名(中央制御室要員数)×2倍（二重にして着用）×1.5倍=33足→34足（2足をセットで使用する）※14 11名(中央制御室要員数)×2倍（二重にして着用）×1.5倍=33双→34双（2双をセットで使用する）※15 11名(中央制御室要員数)×2個×1.5倍=33個→34個(2個を1セットで使用する)※16 3名（運転員（現場））×2（現場での交代を考慮）×1.5倍=91.0.4-1934

・放射線防護具類の配備数の妥当性の確認について【中央制御室】
要員数11名は，運転員等（中央制御室）4名と運転員（現場）3名，情報班員1名，重大事故等対対応要員3名で構成されている。このうち，運転員等（中央制御室）は中央制御室換気系
による閉回路循環運転により空気が浄化されるため，防護具類を着用する必要はない。ただし,初動対応を行った運転員等は交代時の退室に伴う着用を考慮し，その後の交代要員は中央制御室に向かう際に，緊急時対策所より防護具類を持参する。
運転員等（現場）は，現場作業時に防護具類を着用する（1回現場に行くことを想定）。
よって,以下のとおり，タイベック等（靴下，帽子，綿手袋，及びアノラック）の表に示す
配備数は必要数を上回っており妥当である。
11名×1回（交替時）＋3名×1回（現場）＝14着 ＜ 17着
全面マスク，安全靴，長靴及び胴長靴は，再使用するため，必要数は11（要員数分）であり，表に示す配備数は必要数を上回っており妥当である。
チャコールフィルタは，全面マスクに2個装着して使用するため，必要数は22個（全面マス
クの必要数11個×2）であり，表に示す配備数は必要数を上回っており妥当である。
ゴム手袋は，綿手袋の上に二重にして使用するため，必要数量は22双（綿手袋の配備数11双×2）であり，表に示す配備数は必要数量を上回っており妥当である。

○放射線計測器（被ばく管理・汚染管理）品

配備数 ※1

名

緊急時対策所

中央制御室

個人線量計

330台 ※333 台 ※8

ＧＭ汚染サーベイメータ

5台 ※4

3 台 ※9

電離箱サーベイメータ

5台 ※5

3 台 ※10

緊急時対策所エリアモニタ

2台 ※6

―

可搬型モニタリング・ポスト ※2

2台 ※6

―

ダストサンプラ2台 ※7

2 台 ※7

※１
※２
※３
※４
※５

今後，訓練等で見直しを行う
緊急時対策所の可搬型モニタリング・ポスト（加圧判断用）については「監視測定設備」の可搬型モニタリング・ポストと兼用する。
110名（要員数）×2台（交代時用）×1.5倍=330台
身体の汚染検査用に3台＋2台（予備）
現場作業等用に4台＋1台（予備）=5台※６

加圧判断用に1台+１台（予備）＝2台※７

室内のモニタリング用に1台+1台（予備）=2台

※８
※９
※10

11 名（中央制御室要員数 ） ×2 台（交代時用）×1.5 倍=33 台
身体の汚染検査用に2台＋1台（予備）=3台
現場作業等用に2台＋1台（予備 ） =3台

1.0.4-2035

○飲食料等品

配備数 ※1

名

飲食料等
・食料

231 食 ※2

・飲料水（1.5 リットル）

154 本 ※3

簡易トイレ

１式

ヨウ素剤

176 錠 ※4

※１

今後、訓練等で見直しを行う。

※２

11 名（中央制御室運転員 7 名＋情報連絡要員 1 名＋運転対応要員 3 名）×7 日
×3 食＝231 食※３

11 名（中央制御室運転員 7 名＋情報連絡要員 1 名＋運転対応要員 3 名）×7 日
×2 本＝154 本※４

11 名（中央制御室運転員 7 名＋情報連絡要員 1 名＋運転対応要員 3 名）×（初日 2 錠＋2 日目以降 1 錠／1 日×2 交代）＝154 錠

1.0.4-2136

第 1.0.4-7 表

チェンジングエリア用資機材（中央制御室）○チェンジングエリア用資機材
名
エリア設
営用

消耗品

称

数

量 ※1

テントハウス

6 張 ※2バリア

6 個 ※3

簡易シャワー

1 式 ※2簡易水槽

1 個 ※2バケツ

1 個 ※2水タンク

1 式 ※2

可搬型空気浄化装置

2 台 ※4

はさみ，カッター

各 3 本 ※5

筆記用具

2 式 ※6

養生シート

2 巻 ※7粘着マット

2 枚 ※8脱衣収納袋

8 個 ※9難燃袋

84 枚 ※10

難燃テープ

8 巻 ※11

クリーンウェス

5 缶 ※12吸水シート

93 枚 ※13※1 今後，訓練等で見直しを行う。
※2 エリアの設営に必要な数量※3 各エリア間の4個×1.5倍＝6個※4 1台×1.5倍＝1.5→2台※5 設置作業用、脱衣用、除染用の3本※6 サーベイエリア用、除染エリア用の2式※7 54.4 m2（床、壁の養生面積）×2（補修張替え等）÷90m2／巻×1.5倍＝1.8→2巻※8 1枚（設置箇所数）×1.5倍＝1.5→2枚※9 8個（設置箇所数 修繕しながら使用）※10 8枚／日×7日×1.5倍＝84枚※11 37.6 m（養生エリアの外周距離）×2（シートの継ぎ接ぎ対応）×2（補修張替え等）÷
30m／巻×1.5倍＝7.52→8巻※12 11名（中央制御室要員数 ） ×7日×2交替×8枚（マスク、長靴、両手、身体の拭き取りに各2枚）÷300枚／缶＝4.1→5缶※13 簡易シャワーの排水をシートに吸水させることで固体廃棄物として処理する。
11名（要員数）×7日×4 (1回除染する際の排水量)÷5 (シート1枚の給水量)×1.5倍＝92.4→93枚

1.0.4-22

37

○その他
名称
可搬型照明（ＳＡ）

数量 ※

根拠

4台（予備1台含む）

チェンジングエリアの運用に必要な数量※今後，訓練等で見直しを行う

1.0.4-2338

第 1.0.4-8 表

事業者間協力協定に基づき貸与される原子力防災資機材項

目

汚染密度測定用サーベイメータ
ＮａＩ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
ダストサンプラー
個人線量計（ポケット線量計）
高線量対応防護服
全面マスク
タイベックスーツ
ゴム手袋
遮へい材
放射能測定用車両
Ｇｅ半導体式試料放射能測定装置
ホールボディカウンタ
全α測定装置可搬型モニタリングポスト
原子力災害が発生した場合，又は発生するおそれがある場合には，発災事業者からの要請に基づき，必要数量が貸与される。

1.0.4-24

39

第 1.0.4-9 表

原子力事業所災害対策支援拠点における必要な資機材，
通信機器の整備状況等

原子力事業所災害対策支援拠点に配備する 原子力防災関連資機材は以下のとおり。
通常は，保管場所に記載されている箇所で保管しているが，原子力事業所災害対策支援拠点を開設する際，搬入することとしている 。
○非常用通信機器
資機材
数量
保管場所
携帯電話
5台
地域共生部（茨城事務所）
携帯電話（災害優先）5台
地域共生部（茨城事務所）
衛星携帯電話1台地域共生部（茨城事務所）
衛星ファクシミリ
1台
地域共生部（茨城事務所）
○計測器類
資機材
汚染密度測定用（β線）サーベイメータ
バックグラウンド線量当量率サーベイ
メータ
線量当量率サーベイメータ
電子式個人線量計

数量
5台
1台

保管場所
地域共生部（茨城事務所）
地域共生部（茨城事務所）

1台
126台

地域共生部（茨城事務所）
地域共生部（茨城事務所）

資機材
入構管理証発行機
放射線防護教育資料

数量
1式
100部

保管場所
地域共生部（茨城事務所）
地域共生部（茨城事務所）○放射線障害防護用器具
資機材
汚染防護服（タイベック等）
ダスト・マスクチャコールフィルタ

数量
756組
189個
1,512個

保管場所
地域共生部（茨城事務所）近傍倉庫
地域共生部（茨城事務所）
地域共生部（茨城事務所）

数量
1台

保管場所
地域共生部（茨城事務所）○出入管理○非常用電源資機材
移動式発電機○その他資機材
資機材

数量
保管場所
安定よう素剤
1,512錠
地域共生部（茨城事務所）
除染用機材（シャワー設備等） ※１
1式/数量2
地域共生部（茨城事務所）
養生シート
1式
地域共生部（茨城事務所）近傍倉庫
※２
非常用食料
－
－
資機材輸送用車両
1台
地域共生部（茨城事務所）
燃料（軽油） ※２
－
－
テント類
１式
地域共生部（茨城事務所）近傍倉庫
作業服
１式
地域共生部（茨城事務所）近傍倉庫
照明器具
１式
地域共生部（茨城事務所）近傍倉庫※１：原子力緊急事態支援組織による集中管理資機材として必要時に提供を受ける。
※２：最寄りの小売店より調達する。

1.0.4-2540

41

第 1.0.4-1 図

1.0.4-26

飛行場外離着陸場の位置

東海第二発電所
災害対策本部本店
総合災害対策本部

原子力事業所
協定，覚書に基づき速やかに要請

災害対策支援拠点
・出入り管理・放射線管理（個人線量管理，汚染管理・除染）等

協力会社による支援「環境モニタリング，要員輸送，燃料調達，復旧工事の実施」
プラントメーカーによる支援「機器の詳細情報の提供，復旧対策案の提供」

美浜原子力緊急事態支援センターによる支援「遠隔操作可能な資機材の搬送，要員の派遣
及びアクセスルート確保作業の支援等」

本図で示した組織以外の原子力関連の機関やその他の産業などにも支援要請を行い，支援を受ける。

他の原子力事業者による支援「原子力災害合同対策協議会と連携し発災事業者へ協力」

・空路（ヘリコプター）による要員輸送等の実施
・なお，事象発生後７日間は発電所構内に配備している資機材，
燃料等による事故対応が可能

第 1.0.4-2 図

原子力災害発生時における発電所外からの支援体制

1.0.4-27

42

本店

総合災害対策本部
報告
指示・支援

支援

原子力事業所
災害対策支援拠点

要請

資機材，要員等の支援
東海第二発電所

災害対策本部

第 1.0.4-3 図

防災組織全体図

1.0.4-28

43

本店対策本部長
（社長）

後方支援班
班長

統括管理

原子力事業所災害対策支援拠点の運営

後方支援班
副班長

後方支援班班長の補佐

後方支援 班

後方支援業務１．状況把握・拠点選定・運営
２．資機材調達・受入
３．輸送計画の作成
４．調達資機材の作成
５．要員の入退管理
６．要員・資機材の放射線管理
７．住民避難行動等状況把握
８．スクリーニング計画の作成
９．避難住居要請対応計画作成
１０．国、自治体と連携した汚染検査，除染計画作成

第 1.0.4-4 図

原子力事業所災害対策支援拠点

体制図

1.0.4-29

44

別紙１
原子力事業所災害対策支援拠点について
１．日本原子力発電（株）地域共生部
所在地
発電所からの方位，距離
施設構成
非常用電源
非常用通信機器その他

茨城事務所

茨城県水戸市笠原978-25
南西 約20km
商業ビル（鉄骨鉄筋コンクリート造7階建5階 執務室床面積
約350m２ ）非常用ディーゼル発電機（3.1kVA） 1台
・電話（携帯電話，衛星系）
・ＦＡＸ（衛星系）
・食料等の消耗品については，調達可能な小売店等から調達。

２．東京電力パワーグリッド（株）茨城総支社
所在地
発電所からの方位，距離
施設構成
非常用電源
非常用通信機器
その他

非常用電源
非常用通信機器
その他

非常用電源
非常用通信機器
その他

５．（株）日立製作所
所在地
発電所からの方位，距離
施設構成
非常用電源
非常用通信機器その他

別館

茨城県水戸市南町2-6-2
南西 約15km
事務所建屋（鉄筋コンクリート造4階建 執務室，会議スペース等，総床面積約2,400m２ ），駐車場
・資機材保管場所である地域共生部より運搬。
・食料等の消耗品については，調達可能な小売店等から調達。

４．東京電力パワーグリッド（株）茨城総支社
所在地
発電所からの方位，距離
施設構成

別館

茨城県日立市神峰町2-8-4
北北東 約15km
事務所建屋（鉄筋コンクリート造4階建 執務室，会議スペース等，総床面積約1,300m２ ），駐車場
・資機材保管場所である地域共生部より運搬。
・食料等の消耗品については，調達可能な小売店等から調達。

３．東京電力パワーグリッド（株）茨城総支社
所在地
発電所からの方位，距離
施設構成

日立事務所

常陸大宮事務所

茨城県常陸大宮市下町1456
西北西 約20km
事務所建屋（鉄筋コンクリート造3階建 執務室，会議スペース等，総床面積約2,900m２ ），駐車場
・資機材保管場所である地域共生部より運搬。
・食料等の消耗品については，達可能な小売店等から調達。

電力システム社日立事業所
茨城県日立市会瀬町4丁目2
北北東 約15km
体育館（約4,900m２ ），グランド施設（2面，約28,000m
２），駐車場
・資機材保管場所である地域共生部より運搬。
・食料等の消耗品については，調達可能な小売店等から調達。

1.0.4-30

45

６．（株）日立パワーソリューションズ
所在地
発電所からの方位，距離
施設構成
非常用電源
非常用通信機器その他

勝田事業所

茨城県ひたちなか市堀口832-2
南西 約10km
工場施設（上屋あり，約2,700m２ ），グランド施設（約16,000m２ ）・資機材保管場所である地域共生部より運搬。
・食料等の消耗品については，調達可能な小売店等から調達。

東京電力パワーグリット(株)茨城総支社 日立事務所別館

地図は国土地理院地図より引用(株)日立製作所
電力システム社日立事業所

東京電力パワーグリッド(株)茨城総支社 常陸大宮事務所

20km

10km

東京電力パワーグリッド(株)東海第二発電所(株)日立パワーソリューションズ
勝田事業所

日本原子力発電(株)地域共生部 茨城事務所

図

原子力事業所及び原子力事業所災害対策支援拠点の位置

1.0.4-3146

添付資料 1.0.8

東海第二発電所
大津波警報発令時の原子炉停止操作等について

47

＜目

次＞

１．津波発生時の対応

1.0.8-1（１）発電所近傍で大きな地震が発生した場合の対応

1.0.8-1（２）大津波警報発表時の対応

1.0.8-2

２．体制の整備

1.0.8-2

３．その他

1.0.8-3（１）海水ポンプ室の防護対策

1.0.8-3（２）建屋の浸水防止対策

1.0.8-3（３）引き波時の非常用の海水ポンプの機能保持対策

1.0.8-3（４）基準津波を超える津波に対する対策

1.0.8-4

第 1.0.8-1 図

気象庁が定める津波予報区

1.0.8-5

第 1.0.8-2 図

要員の移動経路図

1.0.8-6

第 1.0.8-1 表

津波警報・注意報の種類について

1.0.8-748

東海第二発電所では，自然災害等の影響によりプラントの原子炉安全に影響を及ぼす可能性がある事象（以下「前兆事象」という。）について，前兆事象として把握ができるか，重大事故等を引き起こす可能性があるかを考慮して，設備の安全機能の維持及び事故の未然防止対策をあらかじめ検討しておき，前兆事象を確認した時点で事前の対応ができる体制及び手順を整備する。
前兆事象として纏める自然災害は，津波，竜巻，凍結，降水，積雪，落雷，火山の影響，森林火災を想定する。
本資料では，前兆事象を確認した時点での事前対応の１例として「大津波警報」発表時の対応について整備する。

1.

津波発生時の対応について
東海第二発電所では，津波に対して防潮堤（T.P.+20.0m～T.P.+18.0m）を設置するなど安全対策を幾重にも講じるものの，津波の対応については，プラントが被災して機器・電源が使用不能になることを想定し，被災前にプラントを停止するとともに，燃料の崩壊熱を除去することで，炉心損傷に至るまでの時間を延長し，被災後の対応時間に余裕を持たせることが重要である。
津波の規模と発電所への影響として，引き波による除熱喪失のリスクがあること，また，発電所近くが震源の場合，発生した津波の波高等確認する時
間的余裕がないことや発電所遠方の津波では，波高等の予測精度が低下する
可能性があること等を考慮し，対応に必要な時間余裕の確保の観点から，以下の対応を実施する。

(1)

発電所近傍で大きな地震が発生した場合の対応
発電所近傍で大きな地震が発生した場合は，原子炉が自動で停止していることを確認し，発電所構内に避難指示を行うとともに，津波に関する情報収集並びに潮位計，取水ピット水位計及び津波監視カメラによる津波の1.0.8-149

監視を行う。

(2)

大津波警報発表時の対応
気象庁が定めている津波予報区のうち，第 1.0.8-1 図に示す発電所を含む区域である「茨城県」区域に対し，第 1.0.8-1 表に示す発表基準に従い気象庁から大津波警報が発表された場合の対応として，以下の対応を実施する。
・発電所構内に避難指示を行う。
・原子炉停止操作を開始する。
ただし以下の場合は除く。
ａ．大津波警報が誤報であった場合。
ｂ．発電所から遠方で発生した地震に伴う津波であって，津波が到達するまでの間に大津波警報が解除又は見直された場合。
なお，津波注意報及び津波警報発表時は，津波に関する情報収集並びに津波監視カメラ及び取水ピット水位計による津波の監視を行い，引き波により取水ピット水位が循環水ポンプの取水可能下限水位（T.P.-1.59m：設計値）まで低下した場合等，原子炉の運転継続に支障がある場合に，原子炉を手動停止する。

2.

体制の整備
大津波警報が発表された場合，警戒事態を発令し，災害対策本部要員を非常招集することにより，速やかに重大事故等対策を実施できる体制を整える。
また，発電所構内に常駐している災害対策要員のうち運転班の要員は，中央制御室に直接向かい，その他の要員は，緊急時対策所に向かう。
なお，移動経路は津波を考慮し，安全なルートを選定して移動する。移動
1.0.8-250

時間は最長でも約 15 分で移動ができる。主な移動経路を第 1.0.8-2 図に示す。

3.

そ の 他
東海第二発電所の設計基準上の津波遡上高さは T.P.+17.2m（防潮堤位置での最高水位）と評価しており，防潮堤（高さ T.P.+20.0m～T.P.+18.0m）を越波しないものの，津波に対し，以下の対策を講じる。

(1)

海水ポンプ室の防護対策
非常用ディーゼル発電機及び残留熱除去系の海水ポンプが設置されている海水ポンプ室は，取水ピットからの津波の流入を防止する観点で，海水ポンプのグランドドレン配管からの流入防止対策として当該配管に逆流弁を設置するとともに，貫通部の止水対策を実施する。

(2)

建屋の浸水防止対策
タービン建屋内で地震により循環水配管が破損し，津波が流入することを想定し，浸水防止設備（水密扉）の設置や境界部の配管貫通部の止水対策を実施することにより，浸水防護重点化範囲（原子炉建屋）への浸水を防止する。
なお，水密扉は原則閉運用とし，更に開放時に現場でブザー等による注
意喚起を行い閉止忘れ防止を図る。
また，水密扉の開閉状態が確認できる監視設備を設置し，開状態の水密扉があった場合，運転員（当直員）はその状況を速やかに認知し，閉止する。

(3)

引き波時の非常用の海水ポンプの機能保持対策
引き波時において，非常用の海水ポンプによる冷却に必要な海水を確保
1.0.8-351

するため，取水口前面に貯留堰を設置する。さらに，潮位計，取水ピット
水位計及び津波監視カメラによる津波の監視を継続する。

(4)

基準津波を超える津波に対する対策
基準津波を超える津波に対しては，緊急用海水系の設置による冷却機能を強化するとともに原子炉建屋等の水密化，重要区画の水密化，排水設備の設置等，更なる信頼性向上の観点から対策を実施する。

1.0.8-452

東海第二発電所

出典：気象庁ホームページ「津波予報区について」

第 1.0.8-1 図

気象庁が定める津波予報区

1.0.8-553

第 1.0.8-2 図

要員の移動経路図

1.0.8-6

54

第 1.0.8-1 表
種類

発表基準

津波警報・注意報の種類について発表される津波の高さ
数値での発表
巨大地震の（津波の高さ予想の区分） 場合の発表
１０ｍ超(10ｍ＜予想高さ)

大津波警報

予想される津波の高さが高いところで３ｍを超える場合。

１０ｍ(5ｍ＜予想高さ≦10ｍ)

巨大想定される被害と取るべき行動
木造家屋が全壊・流失
し、人は津波による流れに巻き込まれます。
沿岸部や川沿いにいる人
は、ただちに高台や避難ビルなど安全な場所へ避難してください。

５ｍ(3ｍ＜予想高さ≦5ｍ)

津波警報

予想される津波の高さが高いところで１ｍを超え、３ｍ以下の場合。

３ｍ(1ｍ＜予想高さ≦3ｍ)

高い

津波注意報

予想される津波の高さが高いところで０．２ｍ
以上、１ｍ以下の場合であって、津波による
災害のおそれがある場合。

１ｍ(0.2ｍ≦予想高さ≦1
ｍ)

（表記しな
い）

標高の低いところでは津波が襲い、浸水被害が発生します。人は津波による流れに巻き込まれます。
沿岸部や川沿いにいる人
は、ただちに高台や避難ビルなど安全な場所へ避難してください。
海の中では人は速い流れに巻き込まれ、また、養殖いかだが流失し小型船舶が転覆します。
海の中にいる人はただちに海から上がって、海岸から離れてください。

出典：気象庁ホームページ「津波警報・注意報、津波情報、津波予報について」

1.0.8-755

56

添付資料 1.0.9

東海第二発電所
重大事故等対策の対処に係る教育及び訓練について

57

＜目

次＞

1．基本となる教育・訓練

1.0.9－1

2．当直に対する教育及び訓練

1.0.9－7

3．当直を除く実施組織に対する教育及び訓練

1.0.9－8

4．支援組織に対する教育及び訓練

1.0.9－9

5．教育及び訓練計画の頻度の考え方

1.0.9－9

6．教育及び訓練の効果の確認についての整理

1.0.9－9

7．実務経験によるプラント設備への習熟

1.0.9－11

8．初期消火対応要員（当社社員以外）の教育訓練参加について

1.0.9－11

9．本店の総合災害対策本部要員の教育及び訓練について

1.0.9－12

第 1.0.9－1 表

重大事故等対策に関する教育（当直の主な教育内容）
第 1.0.9－2 表

重大事故等対策に関する教育（災害対策要員（当直を除く）の主な教育内容）
第 1.0.9－3 表

重大事故等対策に関する訓練

第 1.0.9－4 表

重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）
第 1.0.9－5 表

教育及び訓練計画の頻度の考え方について

第 1.0.9－6 表

重大事故等に係る発電所要員の力量管理

第 1.0.9－7 表

1.0.9－13

1.0.9－15
1.0.9－17

1.0.9－25
1.0.9－60

について

1.0.9－61

プラント設備への習熟のための保守点検活動

1.0.9－62

補足 1

要員の力量評価及び教育訓練の有効性評価について

1.0.9－63

補足 2

社外評価に対するフィードバックについて

1.0.9－65

58

災害対策要員は，常日頃から重大事故等時の対応のための教育及び訓練を実施することにより，事故対応に必要な力量の習得を行い，重大事故等時においても的確な判断のもと，平常心をもって適切な対応操作が行えるように準備している。また，教育及び訓練については，保安規定及び保安規定に基づく社内規程に基づいて実施しており，事故時操作の知識及び技術の向上に努めている。
福島第一原子力発電所事故以降は，事故の教訓を踏まえた緊急安全対策を整備し，全交流動力電源喪失時における初動活動に備え各種訓練を継続的に実施してきている。具体的には，電源確保及び給水確保の訓練，瓦礫撤去のための訓練等を必要な時間内に成立することの確認も含め，継続的に実施している。
これらの教育及び訓練は，必要な資機材の運搬，操作手順に従い行うことを基本とし，更に各機器の取扱いの習熟化を図っている。
新規制基準として新たに要求された重大事故等対策に係る教育及び訓練については，保安規定及び保安規定に基づく社内規程に適切に定め，知識・技能の向上を図るために定められた頻度，内容で実施し，必要に応じて手順等の改善を図り実効性を高めていくこととしており，教育及び訓練の状況は以下のとおりである。なお，教育及び訓練の結果を評価し，継続的改善を図っていくこととし，各項で参照する表に記載の教育及び訓練についても，今後必要な改善，見直しを行っていくものである。

1．

基本となる教育・訓練（第1.0.9－1～3表参照）
災害対策要員に対する教育及び訓練については，机上教育にて重大事故の現象に対する幅広い知識を付与するため，アクシデントマネジメントの概要について教育するとともに，役割に応じて重大事故等時の原子炉施設の挙動
1.0.9-1

59

等の教育を実施する。
これら基本となる教育を踏まえ，原子炉施設の冷却機能の回復のために必
要な電源確保及び可搬型設備を使用した給水確保等の対応操作を習得することを目的に，手順や資機材の取扱い方法等の要素訓練を年1回以上実施する。
また，実施組織及び支援組織の実効性等を総合的に確認するための発電所総合訓練を年1回以上実施する。

(1)

基本教育（第1.0.9－1表，第1.0.9－2表参照）

ａ．防災教育緊急事態応急対策等，原子力防災対策活動に関する知識を深めるための教育を実施している。
・「原子力防災体制，組織及び地域防災計画に関する知識」
災害対策要員に対して，原子力防災組織の構成，各班の職務を踏まえて，各自が実施すべき活動について教育する。
・「放射線防護に関する知識」
災害対策要員に対して，放射線の人体に及ぼす影響，放射線防護等に関する知識について教育する。
・「放射線及び放射性物質の測定機器並びに測定方法を含む防災対策上の諸設備に関する知識」
災害対策要員のうち広報班を除く要員に対して，測定機器の用途，
測定方法，機器の取扱いに関する知識について教育する。

ｂ．アクシデントマネジメント教育
アクシデントマネジメントに関する教育については，実施組織となる
当直への教育については勿論であるが，技術支援組織としてシビアアク
1.0.9-2

60

シデント時に中央制御室での対応をバックアップする災害対策要員及び実施組織として現場で活動する災害対策要員の知識レベルの向上を図る
ことも重要である。そのため，重大事故等時の原子炉施設の挙動に関する知識の向上を図るとともに，要員の役割に応じて定期的に知識ベ一スの理解向上を図る。具体的には，教育内容に応じて以下のとおり基礎的知識，応用的知識に分かれ，それぞれ対象者を設定している。
・基礎的知識：アクシデントマネジメントに関する基礎的知識
・応用的知識：事故時における原子炉施設の挙動，プラント状況に合致した機能別設備を活用したアクシデントマネジメン
トの専門的知識(2)

訓練
保安規定に定める非常事態に対処するための総合的な訓練として，発電所総合訓練を実施している。発電所総合訓練の具体的な要領は，原子力災害対策特別措置法に基づき定めている東海第二発電所原子力事業者防災業
務計画に従い実施している。
発電所総合訓練は，原子力防災管理者の指揮のもと，原子力防災組織が原子力災害発生時に有効に機能することを確認するために実施する。
また，訓練項目ごとに訓練対象者の力量向上のために実施する要素訓練，及び本店等と合同で行う原子力防災訓練があり，それぞれ計画に基づいて実施する。
訓練においては，重大事故等対策における中央制御室での操作，及び動作状況確認等の短時間で実施できる操作以外の作業や操作について，必要な要員数及び想定時間にて対応できるよう，教育及び訓練により効率的か
つ確実に実施できることを確認する。
1.0.9-361

なお，重大事故等対策に使用する資機材及び手順書については，担当箇所にて適切に管理しており，訓練の実施に当たっては，これらの資機材及び手順書を用いて実施し，訓練より得られた改善点等を適宜反映することとしている。
訓練の具体的な内容について，以下に示す。

ａ.要素訓練（第1.0.9－3，4表参照）
教育訓練項目と該当する手順書，対象者及び訓練名を第1.0.9－3表に整理する。
第1.0.9－3表に示す災害対策要員の教育訓練の詳細内容は，技術的能力と訓練の関係を示した第1.0.9－4表に示すとおりである。新規制基準で示される重大事故等対策における技術的能力審査基準に対応する各手
順に対する力量の維持，向上を図るために実施すべき事項を第1.0.9－4
表に整理している。
原子炉施設の冷却機能の回復のために必要な電源確保及び可搬型設備を使用した給水確保等の対応操作を習得することを目的に，実施組織の要員に対し，重大事故等対策に関する教育として手順の内容理解（作業の目的，事故シーケンスとの関係等）や資機材の取扱い方法等の習得を図るため要素訓練等を年1回以上実施する。
なお，現場作業にあたる災害対策要員が，作業に習熟し必要な作業を確実に完了できるよう，当直（中央制御室及び現場）と連携して一連の活動を行う訓練を計画的に取り入れる。
要素訓練は，現場対応の指揮，発電所災害対策本部との連絡等を行う
指揮者，現場対応者等のチームで行い，各人の事故対応能力の向上，役割分担の確認等を行う。また，力量評価者を置き，原子力災害発生時に1.0.9-462対応できるよう確実に力量が確保されていることを，定期的に評価する。
訓練は，訓練毎の訓練対象者全員が原則として実際の設備，活動場所で実施することとするが，実際の設備を使用するとプラントに影響を及ぼす場合（例:実際の充電中の電源盤への電源ケーブルの接続を実施すると，
電気事故又は感電が発生する）は，訓練設備を用いた訓練を実施する。
(a)

訓練内容は，様々な場合を想定し実施する。活動エリアの放射線量の上昇が予測される場合には放射線防護具（タイベック，全面マスク）を着用して活動を行うなど，悪条件（高線量下，夜間，悪天候（降雨，
降雪又は強風等）及び照明機能低下等）を想定し，必要な防護具等を着用した訓練も実施する。
これらの訓練内容を網羅的に盛り込んだ教育訓練内容を設定することにより，円滑かつ確実な災害対策活動が実施できる要員を継続的に確保する。
今後も悪条件（高線量下，夜間，悪天候（降雨，降雪又は強風等）
及び照明機能低下等）を想定し，必要な防護具等を着用した訓練を取り入れた上で計画的に訓練を行い，重大事故等対処に係る保安規定変更が施行され運用が開始されるまでには，必要な訓練対象者に対し訓練が実施され力量が確保されている状態に体制整備を実施する。
(b)

アクシデントマネジメント訓練により，アクシデントマネジメント

ガイドを使用して，事故状況の把握，事象進展防止及び影響緩和策の判断を実施し，発電所災害対策本部が中央制御室の当直を支援できることを確認している。また，災害対策本部対応訓練，原子力緊急事態
支援組織（以下「緊急事態支援組織」という。）対応訓練，通報訓練，
緊急被ばく医療訓練，モニタリング訓練，避難誘導訓練により，各要
素の活動が確実に実施できることを確認するとともに，これらを組み
1.0.9-563

合わせて実施する総合訓練において，重大事故等の発生を想定した場合においても発電所災害対策本部が総合的に機能することを確認している。

ｂ.発電所総合訓練
組織全体としての力量向上を図るために年1回以上の発電所総合訓練を実施する。各要素訓練を組み合わせ，組織内各班の情報連携や組織全体の運営が適切に行えるかどうかの検証を行う。

ｃ.原子力防災訓練
本店等と合同で行う原子力防災訓練においては，当社経営層も参加し，本店災害対策本部における活動の指揮命令及び情報収集等の活動訓練を実施することにより，原子力災害発生時における発電所と本店等のコミュニケーションの強化を図っている。
また，原子力防災訓練では，適宜，オフサイトセンターや自治体等への情報提供等の連携，原子力事業所災害対策支援拠点の立ち上げ，他の原子力事業者との連携（協力要請等），社外への情報提供（模擬記者会見訓練）等にも取り組んでいる。
具体的には，オフサイトセンターへ実際に対応要員を派遣し，発電所
災害対策本部との情報連携の訓練や，自治体関係者ヘの電話連絡及びファクシミリ装置を用いた文書の同時送信による情報提供を行う訓練，原子力事業所災害対策支援拠点へ実際に派遣される要員自らが拠点を立ち上げる訓練，他の原子力事業者への連携では発電所が発災した場合の支援本部幹事事業者である東京電力ホールディングス株式会社へ実際に協力要請を行う連携訓練，本店等において社外へのプラントの状況の説明
1.0.9-664

等を行う模擬記者会見訓練等を行っている。
発電所総合訓練及び原子力防災訓練に使用する事故シナリオは，炉心損傷等の重大事故を想定したシナリオを用いて発電所災害対策本部の各
活動との連携が確実に実施できていることを，全体を通して確認している。
また，東海発電所との同時被災等のシナリオも取り込み，発電所災害対策本部の各活動が輻輳しないことも確認している。
訓練に当たっては，事象進展に応じて訓練者が対応手段を判断していくシナリオ非提示型の訓練を実施し，対応能力を強化するとともに，これまでも地震及び津波による外部電源喪失だけでなく，様々な自然災害
や外部事象等に対応して実施しており，今後も計画的に実施する。

(3)

その他の教育及び訓練
緊急事態支援組織に対する協力要請等の対応訓練を年1回実施し，緊急事

態支援組織への出動要請，資機材の搬入及び資機材を使用した操作訓練を実際に行うことにより，対応及び操作の習熟を図る。更に緊急事態支援組
織に災害対策要員を定期的に派遣し，遠隔操作が可能なロボットの操作訓
練及び保修訓練等を行い操作の習熟を図る。

2．

当直に対する教育及び訓練（第1.0.9－1表，第1.0.9－3表参照）
当直に対する教育及び訓練については，机上教育にて重大事故の現象に対する幅広い知識を付与するため，重大事故等時の原子炉施設の挙動等の教育を実施する。また，知識の向上と実効性を確認するため，自社のシミュレー
タ又はＢＷＲ運転訓練センターにてシミュレーション可能な範囲において，対応操作訓練を実施する。
1.0.9-765

第1.0.9－1表に示すシミュレータ訓練は，従来からの設計基準事象ベース，
設計基準外事象ベースの訓練に加え，国内外で発生したトラブル対応訓練，
中越沖地震の教訓を反映した地震を起因とした複合事象の対応訓練，福島第一発電所事故の教訓から全交流動力電源喪失を想定した対応訓練等，原子力安全への達成には当直の技術的能力の向上が重要であるとの観点から随時拡充し，実施している。また，重大事故等が発生した時の対応力を養成するため，手順にしたがった監視，操作において判断に用いる監視計器の故障や動作すべき機器の不動作等，多岐にわたる機器の故障を模擬し，関連パラメー
タによる事象判断能力，代替手段による復旧対応能力等の運転操作の対応能力向上を図っている。今後も重大事故等時に適切に対応できるよう，シミュ
レータ訓練を計画的に実施していく。
また，同一直の当直全員で連携訓練を定期的に実施することで，事故時に当直発電長の指揮のもとに，チームワークを発揮して発電用原子炉施設（以下「原子炉施設」という。）の安全を確保できるように，指示，命令系統の徹
底，各人の事故対応能力の向上，役割分担の再確認等を行っている。

3．

当直を除く実施組織に対する教育及び訓練（第1.0.9－2表，第1.0.9－3

表参照）
災害対策要員のうち当直を除く実施組織の要員に対する教育及び訓練については，机上教育にて重大事故の現象に対する幅広い知識を付与するため，役割に応じてアクシデントマネジメントの概要について教育するとともに，重大事故等時の原子炉施設の挙動等の教育を実施する。
これら基本となる教育を踏まえ，原子炉施設の冷却機能の回復のために必
要な電源確保及び可搬型設備を使用した給水確保等の対応操作を習得することを目的に，手順や資機材の取り扱い方法等の個別訓練を年1回以上実施する。
1.0.9-866また，実施組織及び支援組織の実効性等を総合的に確認するための発電所総合訓練を年1回以上実施する。

4．

支援組織に対する教育及び訓練（第1.0.9－2表，第1.0.9－3表参照）
災害対策要員のうち支援組織の要員に対する教育及び訓練については，机上教育にて支援組織の位置付け，実施組織との連携及び資機材等に関する教
育に加え，役割に応じた要素訓練を実施する。また，実施組織及び支援組織の実効性等を総合的に確認するための総合訓練を年1回以上実施する。

5．

教育及び訓練計画の頻度の考え方（第1.0.9－5表参照）
各要員に対し必要な教育及び訓練を年1回以上実施し，教育及び訓練の有効性評価を行い，力量の維持及び向上が図れる実施頻度に見直す。
・各要員が力量の維持及び向上を図るためには，各要員の役割に応じた教育及び訓練を受ける必要がある。各要員の役割に応じた教育及び訓練を年1回以上，毎年繰り返すことにより，各手順及び操作を習熟し，力量の維持及び向上を図る。
・各要員の力量評価の結果に基づき教育及び訓練の有効性評価を行い，年1回の実施頻度では力量の維持が困難と判断される教育及び訓練について
は，年2回以上の実施頻度に見直す。

6．

教育及び訓練の効果の確認についての整理（第1.0.9－6表参照）
各要員が必要な教育及び訓練を計画的に実施し，力量の維持及び向上が図られていることを確認することにより，教育及び訓練内容が適切であることを確認する。力量を有していると確認された要員は，管理リストへの反映により管理する。
1.0.9-967

(1)

要員の力量管理並びに教育及び訓練の有効性評価
教育及び訓練の効果については，各要員が必要な教育及び訓練を計画的に実施し，力量の維持及び向上が図られていることをもって確認する。
・各要員が社内規程に従い，確実に教育及び訓練を実施していることの確認を行う。
・各要員の力量の評価は，教育の履歴及び訓練における対応操作の評価結果で行い，各要員の力量の維持及び向上が図られていることを確認する。合わせて，必要な力量を有した要員を確保できているか確認す
ることにより教育及び訓練の有効性評価を行う。
・教育及び訓練の有効性評価は，教育及び訓練計画書へ反映する。
なお，訓練により必要な力量を有していないと判断された場合，例えば所定の時間内に必要な操作を適切に完了できない場合等は，その要員を災害対策要員から外し，再度，必要な教育及び訓練を実施することにより，力量の確実な維持・向上を図ることとしている。

(2)

対応能力の向上総合訓練における評価の信頼性向上を図るため，ＷＡＮＯ（世界原子力発電事業者協会）の「達成目標と基準」の評価項目を取り入れた災害対策要員の訓練評価シートを整備する。訓練参加者以外の者を評価者として配置し，評価者が訓練評価シートを用いて訓練参加者の対応状況を確認し，評価する。総合訓練実施後は，訓練参加者及び評価者で訓練を振返り，反省点，課題等を集約する等，訓練の実施結果を確認し，その中から改善が必要な事項を抽出し，手順，資機材，教育及び訓練計画への反映を行う。
また，ＷＡＮＯピアレビュー等により，教育及び訓練を含む取り組みについて，社外の原子力発電所経験者から客観的な評価も取り入れている。
1.0.9-1068

7．

実務経験によるプラント設備への習熟（第1.0.9－7表参照）
当直及び保修室員は，計画的に実施する教育及び訓練の他，実務経験を通じてプラント設備への習熟を図っている。
当直は，通常時に実施する項目を定めた手順書に基づき，設備の巡視点検，定期試験及び運転に必要な操作を行うことにより，普段から設備についての習熟を図る。
保修室員は，設備の点検において，保守実施方法をまとめた社内規程に基づき，現場に立ち，巡視点検，分解機器の状況確認，組立状況確認及び試運転の立会確認を行うとともに，工事要領書の内容確認及び作業工程検討等の
保守点検活動を行うことにより，普段から設備についての習熟を図る。また，研修施設にてポンプ，弁設備の分解点検，調整，部品交換等の実習を社員自らが実施することにより技能及び知識の向上を図る。
なお，予備品を用いた残留熱除去系海水ポンプ用電動機及びディーゼル発電機海水ポンプ用電動機の復旧作業は，協力企業の支援による実施としているが，本復旧作業は事故収束後のプラント安定状態を継続する上で有効であることから，直営訓練等を通じて復旧手順の整備や作業内容把握，研修施設
において予備品の類似機器を用いた分解点検や組立作業訓練等を通じて現場技能向上への取り組みを継続的に実施する。

8．

初期消火対応要員（当社社員以外）の教育及び訓練参加について
初期消火対応要員のうち，当社社員以外の協力企業社員は，個別に締結している業務委託契約に基づいて必要な教育訓練を行うこととしている。このため，初期消火対応要員も当社が作成した教育訓練プログラムに従い，必要な教育を受け，当社が実施する要素訓練及び総合訓練に参加することにより，必要な力量の維持及び向上を図ることとしている。
1.0.9-1169

9．

本店の総合災害対策本部要員の教育及び訓練について
本店の総合災害対策本部要員に対しては，原子力防災対策活動及び重大事

故等の現象について理解するための教育を行う。また，発電所の災害対策本部への支援，社内外の情報収集及び災害状況の把握，情報発信，関係組織への連絡など本店の活動に関する訓練を役割に応じて行い，必要な力量の維持及び向上を図る。

1.0.9-1270

1.0.9-1371

異常時対応訓練（中央制御室内対応）

警報発生時及び異常事象時（設計基準外事象含む）対応の万全を図る。

警報発生時及び異常事象時（設計基準外事象含む）対応の万全を図る。

シミュレータ訓練Ⅱ

シミュレータ訓練Ⅲ※：福島第一原子力発電所事故の教訓を踏まえ，充実強化した内容

異常事象対応時（設計基準外事象含む）の連携措置の万全を図る。

シミュレータ訓練Ⅰ（ファミリー訓練）

・起動停止・異常時・警報発生時対応訓練
自社シミュレータ又はＢＷＲ運転訓練セン
ターにて行う訓練【重大事故等の対応を含む】※
・起動停止，異常時・警報発生時の対応・判断・指揮命令訓練
自社シミュレータ又はＢＷＲ運転訓練セン
ターにて行う訓練【重大事故等の対応を含む】※

・運転操作の連携訓練
自社シミュレータ又はＢＷＲ運転訓練セン
ターにて行う訓練【重大事故等の対応を含む】※

・原子炉の起動停止の概要
異常時に現場において適切な処置が・各設備の運転操作の概要（現場操作）とれるように，警報発生時の対応及び・警報発生時の対応操作（現場操作）
異常時操作の対応について理解する。
・異常時操作の対応（現場操作）

・原子炉の起動停止に関する操作と監視項目
・各設備の運転操作と監視項目
・警報発生時の対応操作（中央制御室）
・異常時操作の対応（中央制御室）

異常時に中央制御室において適切な処置がとれるように，警報発生時の対応及び異常時操作の対応について理解する。
役割に応じた活動に要する資機材等に関する知識の習得

異常時対応訓練（現場機器対応）・異常時操作の対応（判断，指揮命令含む）
・警報発生時の監視項目

異常時に指揮者として適切な指揮，状況判断が出来るよう，異常時操作の対応（判断・指揮命令）及び警報発生時の監視項目について理解する。

異常時対応訓練（指揮，状況判断）

教育名

対象者

頻度

3年間で9時間
以上

3年間で9時間以上･当直運転員（運転員Ⅰ）･当直発電長，･当直副発電長･当直発電長，･当直副発電長，3年間で15時間･当直運転員（運転員Ⅰ， 以上
運転員Ⅱ）･当直発電長，･当直副発電長，･当直運転員（運転員Ⅰ，
運転員Ⅱ）

3年間で30時間･当直発電長，以上･当直副発電長，（他項目も含･当直運転員（運転員Ⅰ）
む）･当直発電長，･当直副発電長

第 1.0.9－1 表 重大事故等対策に関する教育（当直の主な教育内容）
（1／2）
目的
内容

1.0.9-1472

・防災関係設備に関すること※：福島第一原子力発電所事故の教訓を踏まえ，充実強化した内容

発電所総合訓練・当直の活動・各作業班との連携・当直の意思決定【重大事故等を想定し，上記を実施】※

・代表的な事故シナリオの流れとプラント挙動・機能別の設備のプラント状況にあった優先順位

事故時における原子炉施設の挙動，プ
アクシデントマネジメ ラント状況に合致した機能別設備をント教育（応用的知識） 活用したアクシデントマネジメントの専門的知識の習得想定した原子力災害への対応，各作業班や組織間の連携等，組織があらかじめ定められた機能を発揮できることを確認する。

・アクシデントマネジメントの概要
・津波アクシデントマネジメントの概要※

アクシデントマネジメ アクシデントマネジメントに関するント教育（基礎的知識） 基礎的知識の習得

・機器の用途，測定方法，機器の取扱
い方法の理解

防災教育（放射線及び放射性物
質の測定機器並びに測定方法を含む防災対策
上の諸設備に関する知識）・原子力災害対策特別措置法及び関係法令の概要
・原子力事業者防災業務計画の概要
・防災体制，防災組織及び活動
・緊急時活動レベル（ＥＡＬ）
・放射線の人体に及ぼす影響に関すること
・線量限度等，被ばく管理に関すること・放射線防護に関すること・発電所員として必要な基礎知識の理解
・原子力災害に関する知識を習得し，原子力防災活動の円滑な実施に資
する。

防災教育
・放射線安全の観点から放射線の人体（放射線防護に関するに及ぼす影響，放射線防護等に関す知識）
る知識の理解

防災教育（原子力防災体制，組織及び地域防災計画に関する知識）

教育名･当直発電長，･当直副発電長，･当直運転員（運転員Ⅰ，
運転員Ⅱ）･当直発電長，･当直副発電長･当直発電長，･当直副発電長，･当直運転員（運転員Ⅰ，
運転員Ⅱ）･当直発電長，･当直副発電長，･当直運転員（運転員Ⅰ，
運転員Ⅱ）

1 回／年

1 回／年

1 回／年

1 回／年

1 回／年

･当直発電長，･当直副発電長，･当直運転員（運転員Ⅰ，
運転員Ⅱ）

頻度

1 回／年

対象者

･当直発電長，･当直副発電長，･当直運転員（運転員Ⅰ，
運転員Ⅱ）

第 1.0.9－1 表 重大事故等対策に関する教育（当直の主な教育内容）
（2／2）
目的
内容

1.0.9-1573・機器の用途，測定方法，機器の取扱い方法の理解※：福島第一原子力発電所事故の教訓を踏まえ，充実強化した内容

防災教育（放射線及び放射性物
質の測定機器並びに測定方法を含む防災対策
上の諸設備に関する知識）・放射線安全の観点から放射線の人体に及ぼす影響，放射線防護等に関する知識の理解

防災教育（放射線防護に関する知識）

・防災関係設備に関すること

・放射線の人体に及ぼす影響に関すること
・線量限度等，被ばく管理に関すること・放射線防護に関すること・発電所員として必要な基礎知識の・原子力災害対策特別措置法及び関係法令の理解
概要
・原子力災害に関する知識を習得し， ・原子力事業者防災業務計画の概要
原子力防災活動の円滑な実施に資・防災体制，防災組織及び活動する。
・緊急時活動レベル（ＥＡＬ）

防災教育（原子力防災体制，組織及び地域防災計画に関する知識）

教育名

1 回／年

1 回／年

1 回／年

・本部員
・運営支援組織・技術支援組織・実施組織・運営支援組織（広報班を除く班長及び班員）
・技術支援組織（班長,
班員及び重大事故等対応要員（放射線測定
対応））
・実施組織（班長，初期消火対応要員及び重大事故等対応要員（拡散抑制対応，アクセス
ルート確保対応,電源確保対応，給水確保対
応）
）

頻度

・本部員
・運営支援組織・技術支援組織
・実施組織（初期消火対応要員を除く）第 1.0.9－2 表 重大事故等対策に関する教育（災害対策要員（当直を除く）の主な教育内容）
（1／2）
目的
内容
対象者

1.0.9-16

74

その他訓練

※：福島第一原子力発電所事故の教訓を踏まえ，充実強化した内容

あらかじめ定められた機能を発揮できるようにするために資機材操作を含めて行い，機能毎の対応能力向上を図る。

発電所総合訓練

・運営支援組織（情報班）
・技術支援組織（放射線管理班）・運営支援組織（庶務班（総務））・運営支援組織（庶務班（保健安全）
・技術支援組織（放射線
管理班）

・通報訓練
・モニタリング訓練

・緊急時被ばく医療訓練

・避難誘導訓練

・災害対策要員

・本部長
・本部長代理・技術支援組織（本部員，班長，班員）

・本部員
・運営支援組織・技術支援組織
・実施組織（初期消火対応要員を除く）・各作業班の活動・各作業班の連携・本部の意思決定・本店本部との連携【重大事故等を想定し，上記を実施】※

・代表的な事故シナリオの流れとプラント挙動・機能別の設備のプラント状況にあった優先順位

事故時における原子炉施設の挙動，プ
ラント状況に合致した機能別設備を活用したアクシデントマネジメントの専門的知識の習得

アクシデントマネジメ
ント教育（応用的知識）想定した原子力災害への対応，各作業班や組織間の連携等，組織があらかじめ定められた機能を発揮できることを確認する。

・アクシデントマネジメントの概要
・津波アクシデントマネジメントの概要※

アクシデントマネジメントに関する基礎的知識の習得

アクシデントマネジメ
ント教育（基礎的知識）教育名

第 1.0.9－2 表 重大事故等対策に関する教育（災害対策要員（当直を除く）の主な教育内容）
（2／2）
目的
内容
対象者

1 回／年

1 回／年

1 回／年

1 回／年

頻度

1.0.9-1775○非常時運転手順書（事象ベース）
・ＨＰＣＳ Ｄ／ＧによるＭ／Ｃ ２Ｃ又は２Ｄ受電○重大事故等対策要領①タンクローリへの補給手順②タンクローリからの給油手順③燃料補給設備の確認手順

非常用高圧母線
電源融通

常設代替高圧電源装置，可搬型
代替低圧電源車
等への燃料補給○重大事故等対策要領
・可搬型代替低圧電源車起動手順○非常時運転手順書（事象ベース）①可搬型代替交流電源設備によるＰ／Ｃ ２Ｃ及び２Ｄ受電②可搬型代替交流電源設備による緊急用Ｐ／Ｃ，Ｍ
ＣＣ給電○重大事故等対策要領
・常設代替高圧電源装置起動手順○非常時運転手順書（事象ベース）
・常設代替交流電源設備による緊急用Ｍ／ＣからＭ／Ｃ ２Ｃ，２Ｄ受電

・常設代替高圧電源設備による非常用所内電気
設備への給電：1回／年

要素訓練名称及び頻度

・高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機による電源融通：1 回／年
重大事故等 ①可搬型設備用軽油貯蔵タンクからタンクロー
対応要員
リへの補給：1回／年（アクセス ②タンクローリから各機器への給油：1回／年
ルート確保 ③燃料補給設備による常設代替高圧電源装置へ対応）の給油：1回／年

当直

重大事故等
対応要員
・可搬型代替低圧電源車起動操作：1回／年
（電源確保
対応）

当直

①可搬型代替低圧電源車による非常用所内電気
設備への給電：1回／年②可搬型代替低圧電源車による代替所内電気設
備への給電：1回／年

重大事故等対応要員 ・常設代替高圧電源装置（現場起動）による給電
：1回／年
（電源確保
対応）

当直

※教育訓練に使用する手順書，要素訓練名称及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

電源確保

可搬型代替低圧
電源車による給電

常設代替高圧電源装置による給電

教育訓練項目

第 1.0.9－3 表 重大事故等対策に関する訓練（1／8）
教育訓練に使用する手順書
対象者

1.0.9-18

76

第 1.0.9－3 表 重大事故等対策に関する訓練（2／8）
教育訓練項目教育訓練に使用する手順書
対象者
要素訓練名称及び頻度○非常時運転手順書（事象ベース）
・Ｄ／Ｇ ２Ｃ，２Ｄ及びＨＰＣＳ Ｄ／Ｇ海水・Ｄ／Ｇ ２Ｃ，２Ｄ及びＨＰＣＳ Ｄ／Ｇ海水系
当直系への代替送水準備：1回／年への代替送水
非常用ディーゼ
ル発電機等冷却
重大事故等
・非常用ディーゼル発電機等冷却系海水系ホース
水確保○重大事故等対策要領
対応要員
接続：1回／年
・可搬型代替注水大型ポンプ手順（給水確保
・可搬型代替注水大型ポンプ設置送水：1回／年
対応）○非常時運転手順書（事象ベース）
蓄電池による給・所内常設直流電源設備による非常用直流母線へ
・125V Ａ系及びＢ系蓄電池による直流125V主母線
当直
電の給電：1回／年
盤２Ａ及び２Ｂ受電
電源確保○非常時運転手順書（事象ベース）①可搬型代替直流電源設備による直流125V主母①可搬型代替直流電源設備による直流125V主母線
線盤２Ａ及び２Ｂ受電：1回／年
盤２Ａ及び２Ｂ受電
当直②可搬型代替直流電源設備による緊急用直流②可搬型代替直流電源設備による緊急用直流125V
可搬型代替直流
125V主母線盤受電：1回／年
主母線盤受電電源設備による
給電
重大事故等○重大事故等対策要領
対応要員
・可搬型代替直流電源設備による給電：1回／年
・可搬型代替低圧電源車起動手順
（電源確保
対応）
○非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
原子炉の停止当直・現場操作による制御棒手動挿入：1回／年
・現場操作による制御棒挿入（手動）○非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）①高圧代替注水系現場起動による原子炉注水
高圧の原子炉へ①高圧代替注水系現場起動による原子炉注水
当直（可搬型計測器に関する取扱い含む）
：1回／年
の注入操作
②ＳＬＣによる原子炉注水：1回／年②ＳＬＣによる原子炉注水①代替逃がし安全弁駆動装置による原子炉減○非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
炉心損傷緩和圧：1回／年①代替減圧手段による原子炉の減圧
当直②ＳＲＶ駆動源確保（高圧窒素ガスボンベ切替，②ＳＲＶによる原子炉減圧（駆動源確保）
可搬型窒素供給装置（小型））：1回／年
原子炉の減圧
重大事故等○重大事故等対策要領
対応要員 ・可搬型窒素供給装置（小型）の起動操作：1回（給水確保
・可搬型窒素供給装置（小型）による送気／年
対応）※教育訓練に使用する手順書，要素訓練名称及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

1.0.9-19

77

第 1.0.9－3 表 重大事故等対策に関する訓練（3／8）
教育訓練項目教育訓練に使用する手順書
対象者○非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）①低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水
当直②消火系による原子炉注水③ＣＳＴ系による原子炉注水
低圧の原子炉への注入操作
重大事故等○非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
対応要員①低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水
（運転操作
対応）
重大事故等
○重大事故等対策要領
低圧の原子炉へ対応要員①可搬型代替注水大型ポンプによる送水
の注入操作
（給水確保
②連絡配管閉止フランジの付け替え
炉心損傷緩和
対応）
重大事故等
最終ヒート
○重大事故等対策要領
対応要員
シンクへの
・可搬型代替注水大型ポンプによる冷却水確保
（給水確保
熱輸送
対応）
○非常時運転手順書Ⅱ
当直・二次格納施設制御
インターフェイ
スシステムＬＯ
重大事故等
ＣＡ発生時の対○非常時運転手順書Ⅱ
対応要員
応・二次格納施設制御（運転操作対応）※教育訓練に使用する手順書，要素訓練名称及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

・現場手動操作による漏えい箇所隔離：1回／年・現場手動操作による漏えい箇所隔離：1回／年

・可搬型代替注水大型ポンプによる冷却水確保：1回／年①可搬型代替注水大型ポンプ設置：1回／年②連絡配管閉止フランジの付け替え①低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水：
1回／年

要素訓練名称及び頻度①低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水：
1回／年②消火系による原子炉注水：1回／年③ＣＳＴ系による原子炉注水：1回／年

1.0.9-20

78

第 1.0.9－3 表 重大事故等対策に関する訓練（4／8）
教育訓練項目教育訓練に使用する手順書
対象者○非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）①格納容器圧力逃がし装置（サプレッション・チェ
ンバ側）の現場操作による格納容器減圧②格納容器圧力逃がし装置（ドライウェル側）の現場操作による格納容器減圧
当直③フィルタ装置スクラビング水移送④フィルタ装置スクラビング水移送ライン洗浄⑤代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格
納容器スプレイ⑥消火系による格納容器スプレイ⑦ＣＳＴ系による格納容器スプレイ
格納容器内の
炉心損傷緩和○非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
減圧・除熱・冷（続き）①格納容器圧力逃がし装置（サプレッション・チェ
却
重大事故等ンバ側）の現場操作による格納容器減圧対応要員②格納容器圧力逃がし装置（ドライウェル側）の現（運転操作
場操作による格納容器減圧対応）③代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格
納容器スプレイ
重大事故等○重大事故等対策要領
対応要員①可搬型代替注水大型ポンプによる送水（給水確保②連絡配管閉止フランジの付け替え対応）③可搬式窒素供給装置による送気
（電源確保
対応）
※教育訓練に使用する手順書，要素訓練名称及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

①可搬型代替注水大型ポンプ設置送水：1回／年②連絡配管閉止フランジの付け替え：1回／年③可搬式窒素供給装置の起動操作：1回／年①②格納容器圧力逃がし装置の現場操作による格納容器減圧：1回／年③代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器スプレイ：1回／年①②格納容器圧力逃がし装置の現場操作による格納容器減圧：1回／年③フィルタ装置スクラビング水移送：1回／年④フィルタ装置スクラビング水移送ライン洗浄：1回／年⑤代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器スプレイ：1回／年⑥消火系による格納容器スプレイ：1回／年⑦ＣＳＴ水系による格納容器スプレイ：1回／年

要素訓練名称及び頻度

1.0.9-2179

原子炉圧力容器への注水○重大事故等対策要領①可搬型代替注水大型ポンプによる送水②連絡配管閉止フランジの付け替え○非常時運転手順書Ⅲ①消火系による原子炉圧力容器への注水②ＣＳＴ系による原子炉圧力容器への注水①消火系による原子炉圧力容器への注水：1回／年②ＣＳＴ系による原子炉圧力容器への注水：1回／年①②格納容器圧力逃がし装置による格納容器
ベント：1回／年③格納容器圧力逃がし装置第二弁操作室の準備及び運用：1回／年①可搬型代替注水大型ポンプ設置送水：1回／年②連絡配管閉止フランジの付け替え：1回／年③可搬式窒素供給装置の起動操作：1回／年①②格納容器圧力逃がし装置による格納容器
ベント：1回／年③消火系によるペデスタル（ドライウェル部）注
水：1回／年④ＣＳＴ系によるペデスタル（ドライウェル部）
注水：1回／年⑤フィルタ装置スクラビング水移送：1 回／年⑥フィルタ装置スクラビング水移送ライン洗浄：1回／年

要素訓練名称及び頻度

重大事故等対応要員 ①可搬型代替注水大型ポンプ設置：1回／年（給水確保 ②連絡配管閉止フランジの付け替え：1回／年
対応）

当直※教育訓練に使用する手順書，要素訓練名称及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

格納容器破損防止

格納容器内の減圧・除熱・冷却

教育訓練項目

第 1.0.9－3 表 重大事故等対策に関する訓練（5／8）
教育訓練に使用する手順書
対象者○非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）①格納容器圧力逃がし装置（サプレッション・チェ
ンバ側）の現場操作による格納容器減圧②格納容器圧力逃がし装置（ドライウェル側）の現場操作による格納容器減圧
当直③消火系によるペデスタル（ドライウェル部）注水④ＣＳＴ系によるペデスタル（ドライウェル部）注水⑤フィルタ装置スクラビング水移送⑥フィルタ装置スクラビング水移送ライン洗浄
重大事故等○重大事故等対策要領
対応要員
（給水確保
①可搬型代替注水大型ポンプによる送水対応）②連絡配管閉止フランジの付け替え③可搬式窒素供給装置による送気
（電源確保
対応）
○非常時運転手順書Ⅲ①格納容器圧力逃がし装置（サプレッション・チェ
重大事故等ンバ側）の現場操作による格納容器減圧対応要員②格納容器圧力逃がし装置（ドライウェル側）の現 （運転操作
場操作による格納容器減圧対応）③格納容器圧力逃がし装置第二弁操作室空気ボン
ベユニットによる第二弁操作室の正圧化

1.0.9-2280

第 1.0.9－3 表 重大事故等対策に関する訓練（6／8）
教育訓練項目教育訓練に使用する手順書
対象者
重大事故等
対応要員
水素爆発による
○重大事故等対策要領（給水確保
格納容器の破損・可搬式窒素供給装置による送気
対応）
防止
（電源確保
格納容器破損
対応）
防止
重大事故等
（続き）
○重大事故等対策要領
対応要員
水素爆発による①原子炉建屋原子炉棟トップベント設備による原（給水確保
原子炉建屋等の子炉建屋ベント対応）
損傷防止②可搬型代替注水大型ポンプによる送水
（電源確保
対応）
○非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）①可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プ
当直ール注水②消火系による使用済燃料プール注水
使用済燃料プー 使用済燃料③ＣＳＴ系による使用済燃料プール注水
ル水位維持及び プールへの注水○重大事故等対策要領
及びスプレイ
燃料損傷緩和①可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プー
重大事故等
ル注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使対応要員
用済燃料プールスプレイ
（給水確保
対応）
②可搬型代替注水大型ポンプによる送水③使用済燃料プール漏えい緩和○重大事故等対策要領
重大事故等
発電所外への
放射性物質放出①大気への放射性物質の拡散抑制
対応要員
放射性物質の緩和②海洋への放射性物質の拡散抑制
（拡散抑制
拡散抑制
対応）
※教育訓練に使用する手順書，要素訓練名称及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。
①放水砲による拡散抑制：1 回／年②汚濁防止膜による拡散抑制：1 回／年①可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水：1回／年②消火系による使用済燃料プール注水：1回／年③ＣＳＴ系による使用済燃料プール注水：1回／
年①可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールスプレイ：1 回／年②可搬型代替注水大型ポンプ設置送水：1回／年③使用済燃料プール漏えい緩和：1 回／年①原子炉建屋原子炉棟トップベント設備による
原子炉建屋ベント：1回／年②可搬型代替注水大型ポンプ設置：1回／年

・可搬式窒素供給装置の起動操作：1回／年

要素訓練名称及び頻度

1.0.9-2381

中央制御室の居住性の確保

事故時の計装アクセスルートの確保

送水○重大事故等対策要領
・チェンジングエリア設営手順○非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデント）
・中央制御室退避室正圧化

・中央制御室退避室の正圧化：1回／年

重大事故等 ・中央制御室チェンジングエリアの設置及び運用
対応要員
：1回／年
（放射線
測定対応）

当直

第 1.0.9－3 表 重大事故等対策に関する訓練（7／8）
教育訓練に使用する手順書
対象者
要素訓練名称及び頻度
重大事故等○重大事故等対策要領
対応要員
・可搬型代替注水大型ポンプ設置送水：1回／年（給水確保
・可搬型代替注水大型ポンプ手順
対応）
重大事故等
○重大事故等対策要領
対応要員
・可搬型代替注水大型ポンプ設置送水：1回／年（給水確保
・可搬型代替注水大型ポンプ手順
対応）○重大事故等対策要領①可搬型代替注水大型ポンプによる送水
重大事故等②代替淡水貯槽水源手順対応要員 ・可搬型代替注水大型ポンプ設置送水：1回／年③淡水貯水池水源手順（給水確保 ・ホース取扱訓練：1回／年④淡水タンク水源手順
対応）⑤海水源手順：1回／年○重大事故等対策要領
重大事故等 ・瓦礫撤去（ホイールローダ）
・瓦礫撤去
対応要員
（アクセスルート確保対応）○重大事故等対策要領
重大事故等 ①可搬型計測器によるパラメータ計測又は監視①可搬型計測器による測定手順
：1回／年
対応要員
②メディアへの保存手順（電源確保 ②メディア（記録媒体）への保存：1回／年
対応）○重大事故等対策要領
・ＳＰＤＳデータ表示装置監視：1回／年
情報班
・ＳＰＤＳ操作手順
班員※教育訓練に使用する手順書，要素訓練名称及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

その他対策

水源確保

淡水貯水池
への補給

代替淡水貯槽への補給

教育訓練項目

1.0.9-24

82

消火活動

気象条件の測定○重大事故等対策要領
・航空機燃料火災への泡消火○防火管理要領・消防自動車による消火手順○重大事故等対策要領
・可搬型気象観測設備取扱手順

環境モニタリング

重大事故等対応要員 ・可搬型気象観測設備による気象観測項目の（放射線代替測定：1 回／年
測定対応）
初期消火
・消防操法：1 回／年
対応要員
重大事故等
対応要員
・可搬型代替注水大型ポンプ設置送水：1 回／年
（拡散抑制
対応）

※教育訓練に使用する手順書，要素訓練名称及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

その他対策

放射線管理
・緊急時対策所エリアモニタ設置：1回／年
班 班員①緊急時対策所非常用換気設備運転操作：1回／年②③緊急時対策所加圧設備準備及び運転操作
庶務班④⑤：1回／年
班員⑥緊急時対策所の酸素濃度及び二酸化炭素濃度
測定手順：1回／年⑦緊急時対策所用発電機（予備）起動操作：1回／年○重大事故等対策要領
・緊急時対策所エリアモニタ設置手順○重大事故等対策要領①緊急時対策所非常用換気設備起動手順②緊急時対策所加圧設備準備手順③緊急時対策所加圧設備切替準備手順④緊急時対策所加圧操作手順⑤緊急時対策所加圧停止操作手順⑥酸素濃度及び二酸化炭素濃度測定手順⑦緊急時対策所用発電機（予備）起動手順①放射能観測車による放射能濃度測定：1回／年②可搬型放射能測定装置による放射性物質の重大事故等
濃度測定：1回／年対応要員③海上モニタリング：1回／年（放射線④可搬型モニタリングポストによる放射線量の測定対応）
測定及び代替測定：1回／年⑤⑥バックグラウンド低減対策：1回／年

放射線管理 ・緊急時対策所チェンジングエリアの設置及び運班 班員
用：1回／年

要素訓練名称及び頻度○重大事故等対策要領
・チェンジングエリア設置手順○重大事故等対策要領①放射能観測車取扱手順②可搬型放射能測定装置取扱手順③小型船舶取扱手順④可搬型モニタリング・ポスト設置手順⑤モニタリング・ポスト検出器保護カバー交換手順⑥可搬型モニタリング・ポスト養生シート交換手順

緊急時対策所等の居住性の確保

教育訓練項目

第 1.0.9－3 表 重大事故等対策に関する訓練（8／8）
教育訓練に使用する手順書
対象者

1.0.9-25

83

1.1.2.1(1)
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）原子炉
制御「スクラム」（原
子炉出力）

1.1
緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための手順等

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

1 回／年－

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

当直

当直

－

頻度※１

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

社内規定（手順等）

当直

対象者※1 「－」は，シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2 教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

1.1.2.1(2)
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）原子炉
制御「反応度制御」

手順

技術的能力審査基準

・代替制御棒挿入機能による制御
棒挿入操作（自動・手動）・選択制御棒挿入機構による原子炉出力抑制操作（自動・手動）・原子炉再循環ポンプ停止による原子炉出力抑制操作（自動・手動）・自動減圧系の起動阻止スイッチ
による原子炉出力急上昇防止操
作
・ほう酸水注入操作
・残留熱除去系（サプレッション・
プール冷却系）によるサプレッ
ション・プール冷却操作
・原子炉水位低下による原子炉出
力抑制操作
・制御棒手動挿入
・スクラム・パイロット弁継電
器用ヒューズ引き抜き操作
・中央制御室からの手動操作による制御棒挿入操作
・制御棒手動挿入
・スクラム・パイロット弁計器
用空気系の排気操作
・スクラム個別スイッチの操作
・制御棒駆動水圧系引抜配管ベント弁からの排水操作

・中央制御室操作による制御棒挿入（自動・手動）・中央制御室操作による反応度制
御（自動・手動）・ＳＬＣによる反応度制御
・ＲＨＲによるＳ／Ｐ冷却・現場操作による制御棒挿入（手動）・手動スクラム・スイッチによる原子炉手動スクラム操作
・原子炉モード・スイッチ「停止」
位置切替操作

主な活動内容・中央制御室操作による制御棒挿入（自動・手動）手順書項目

第 1.0.9－4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（1／35）

2名

2名

1名

必要
人数

1.0.9-26

84

1.2.2.1(1)原子炉隔離時冷却系
による原子炉注水
1.2.2.1(2)高圧炉心スプレイ系
による原子炉注水
1.2.2.2(1)ａ．
中央制御室からの高圧代替注水系起動

1.2
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手順等－・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

当直

－

1 回／年
－

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

当直

当直
当直
当直

－

1 回／年

当直

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
－

－

当直

当直

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）－・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

当直

1 回／年

－

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

当直

当直

－

頻度※１

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

社内規定（手順等）

当直

対象者※1 「－」は，シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2 教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

1.2.2.4(3)原子炉水位の制御

1.2.2.4(2)
常設高圧代替注水系
ポンプの作動状況確認1.2.2.3(1)ｂ．
現場手動操作による高圧代替注水系起動

1.2.2.3(1)ａ．
中央制御室からの高圧代替注水系起動

1.2.2.2(1)ｂ．
現場手動操作による高圧代替注水系起動

手順

技術的能力審査基準

・中央制御室からの高圧代替注水
系起動操作

・高圧代替注水系による原子炉注
水・高圧代替注水系による原子炉注
水・可搬型計測器に関する取扱い

・可搬型計測器に関する取扱い

・高圧代替注水系現場起動による原子炉注水・可搬型計測器に関する取扱い

・可搬型計測器に関する取扱い

・高圧代替注水系現場起動による原子炉注水
・高圧代替注水系による原子炉注
水・中央制御室での可搬型計測器を使用した原子炉水位確認・現場手動操作による高圧代替注
水系起動操作・可搬型計測器を使用した常設高
圧代替注水ポンプの運転状態確認（中央制御室の場合）・可搬型計測器を使用した常設高
圧代替注水ポンプの運転状態確認（現場の場合）・中央制御室からの高圧代替注水
系起動操作
・中央制御室での可搬型計測器を使用した原子炉水位確認

・中央制御室での可搬型計測器を使用した原子炉水位確認・現場手動操作による高圧代替注
水系起動操作・中央制御室からの高圧代替注水
系起動操作

・高圧炉心スプレイ系による原子
炉注水操作

・ＨＰＣＳによる原子炉注水・可搬型計測器に関する取扱い

・原子炉隔離時冷却系による原子炉注水操作

主な活動内容・ＲＣＩＣによる原子炉注水

手順書項目

第 1.0.9－4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（2／35）

1名

2名

1名

1名

4名

1名

2名

4名

1名

2名

1名

1名

必要
人数

1.0.9-27

85

1.3.2.2(1)ｃ．
逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁機能回復

1.3.2.2(1)ａ．
常設代替直流電源設
備による逃がし安全
弁機能回復
1.3.2.2(1)ｂ．
可搬型代替直流電源
設備による逃がし安
全弁機能回復1.3.2.1(1)ｂ．
代替逃がし安全弁駆動装置による原子炉
減圧1.3.2.1(1)ａ．
手動による原子炉減圧－・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

当直

当直

－

当直

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）－・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

当直

当直－

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

1 回／年

－

－

1 回／年

－

頻度※１

当直

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

社内規定（手順等）

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）・非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）

当直

当直

当直

対象者

※1 「－」は，シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2 教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

1.3
原子炉冷却材圧力バ
ウンダリを減圧するための手順等

1.2.2.5(1)ａ．
ほう酸水注入系による原子炉注水1.2
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手順等（続き）

1.2.2.5(1)ｂ．
制御棒駆動水圧系による原子炉注水手順

技術的能力審査基準

・逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁機能回復操作
・逃がし安全弁による減圧操作
・可搬型計測器を使用した原子炉
圧力確認

・ＳＲＶによる原子炉減圧（電源確保）

・ＳＲＶによる原子炉減圧（電源確保）

・ＳＲＶによる原子炉減圧（電源確保）

・代替減圧手段による原子炉の減圧
・代替減圧手段による原子炉の減圧・逃がし安全弁による原子炉減圧
操作
・原子炉隔離時冷却系の復水貯蔵
タンク循環運転による原子炉減
圧操作
・タービン・バイパス弁による原
子炉減圧操作・代替逃がし安全弁駆動装置による原子炉減圧状態の確認
・代替逃がし安全弁駆動装置による原子炉減圧準備・代替逃がし安全弁駆動装置による原子炉減圧操作
・常設代替直流電源設備による逃がし安全弁機能回復操作
・逃がし安全弁による原子炉減圧
操作・可搬型代替直流電源設備による逃がし安全弁機能回復操作
・逃がし安全弁による減圧操作

・ほう酸水注入系による原子炉注
水操作
・ほう酸水貯蔵タンク純水補給操
作・制御棒駆動水圧系による原子炉
注水操作

主な活動内容・代替減圧手段による原子炉の減圧・ＣＲＤによる原子炉注水

・ＳＬＣによる原子炉注水

・ＳＬＣによる原子炉注水

手順書項目

第 1.0.9－4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（3／35）

1名

1名

1名

2名

1名

1名

1名

2名

1名

必要
人数

1.0.9-28

86

1.3.2.4
インターフェイスシ
ステムＬＯＣＡ発生時の対応手順1.3.2.3
炉心損傷時における高圧溶融物放出／格
納容器雰囲気直接加熱を防止する手順

1 回／年

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

・重大事故等対策要領

当直
当直

重大事故等対応要員（給水確保対応）

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

当直

当直

－

－

1 回／年

1 回／年

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

当直

重大事故等対応要員（運転操作対応）－

・非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）
－

1 回／年

1 回／年

－

頻度※１

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

社内規定（手順等）

当直

対象者

1.4.2.1(1)
残留熱除去系（低圧注・非常時運転手順書Ⅱ
当直水系）による原子炉注（徴候ベース）
水
1.4.2.1(2)・非常時運転手順書Ⅱ
低圧炉心スプレイ系
当直（徴候ベース）による原子炉注水※1 「－」は，シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2 教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

1.4
原子炉冷却材圧力バ
ウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等

1.3.2.2(2)ａ．
高圧窒素ガス供給系（非常用）による窒素確保

1.3
原子炉冷却材圧力バ
ウンダリを減圧するための手順等（続き）

1.3.2.2(2)ｂ．
可搬型窒素供給装置（小型）による窒素確
保手順

技術的能力審査基準

・ＬＰＣＳによる原子炉注水

・ＲＨＲ（低圧注水系）による原
子炉注水

・二次格納施設制御

・二次格納施設制御

・二次格納施設制御

・代替減圧手段による原子炉の減圧・ＳＲＶによる原子炉減圧（駆動源確保）
・ＳＲＶによる原子炉減圧（駆動源確保）
・可搬型窒素供給装置（小型）による送気・ＳＲＶによる原子炉減圧（駆動
源確保）

手順書項目

主な活動内容・低圧炉心スプレイ系による原子
炉注水操作

・漏えい箇所隔離操作
・隔離不可時，原子炉スクラム等
操作
・原子炉減圧及び注水操作
・残留熱除去系（サプレッション・
プール冷却系）によるサプレッ
ション・プール冷却操作
・現場手動操作による漏えい箇所
隔離操作
・現場手動操作による漏えい箇所
隔離操作
・残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水操作

・不活性ガス系から高圧窒素ガス
供給系（非常用）への切替操作
・警報確認
・高圧窒素ガス供給系（非常用）
高圧窒素ガスボンベ切替操作
・可搬型窒素供給装置（小型）による窒素確保に伴う系統構成
・可搬型窒素供給装置（小型）の取扱い
・ホ－スの運搬・逃がし安全弁（自動減圧機能）の駆動源への窒素供給・逃がし安全弁による原子炉減圧操作

第 1.0.9－4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（4／35）

1名

1名

1名

3名

2名

1名

2名

2名

2名

1名

必要
人数

1.0.9-29

87

1.4.2.1(3)
残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による
原子炉除熱

1.4
原子炉冷却材圧力バ
ウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等
（続き）

－

1 回／年

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

・重大事故等対策要領

当直

当直
重大事故等対応要員（運転操作対応）

重大事故等対応要員（給水確保対応）

1 回／年－

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

当直
当直－

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

当直

1 回／年

1 回／年

－

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）－・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

当直

当直

－

頻度※１

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

社内規定（手順等）

当直

対象者※1 「－」は，シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2 教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

1.4.2.2(1)ａ．(d)消火系による原子炉
注水

1.4.2.2(1)ａ．(c)
代替循環冷却系による原子炉注水

1.4.2.2(1)ａ．(b)低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水（淡水／海水）

1.4.2.2(1)ａ．(a)低圧代替注水系（常設）による原子炉注水

手順

技術的能力審査基準

・低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水（淡水／海水）に伴う系統構成・低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水（淡水／海水）確認・低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水（淡水／海水）に伴う系統構成・低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水（淡水／海水）に伴う系統構成・可搬型代替注水大型ポンプの取扱い（ホース接続などの基本作
業）
・ホースの運搬・低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水（淡水／海水）操作
・代替循環冷却系による原子炉注
水操作・低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水・消火系による原子炉注水操作
・消火系による原子炉注水に伴う
系統構成

・消火系による原子炉注水・消火系による原子炉注水

・代替循環冷却系による原子炉注
水・可搬型代替注水大型ポンプによる送水・低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水・低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水・低圧代替注水系（常設）による
原子炉注水

・残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱操作
・残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱に伴う系統構成
・低圧代替注水系（常設）による原子炉注水操作主な活動内容・ＲＨＲ（原子炉停止時冷却系）
による原子炉除熱
・ＲＨＲ（原子炉停止時冷却系）
による原子炉除熱手順書項目

第 1.0.9－4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（5／35）

2名

1名

2名

8名

3名

3名

1名

2名

2名

1名

必要
人数

1.0.9-30

88

1.4.2.2(1)ａ．(e)補給水系による原子炉注水

1.4
原子炉冷却材圧力バ
ウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等（続き）－

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
・重大事故等対策要領

当直

重大事故等対応要員（給水確保対応）

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

当直

当直

・重大事故等対策要領－

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

重大事故等対応要員（給水確保対応）－

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

当直

－

1 回／年

－

－

当直

1 回／年

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

当直
1 回／年

頻度※１

社内規定（手順等）

対象者

1.4.2.2(3)ａ．(c)
代替循環冷却系によ・非常時運転手順書Ⅱ
当直る残存溶融炉心の冷（徴候ベース）
却※1 「－」は，シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2 教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

1.4.2.2(3)ａ．(b)低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉
心の冷却（淡水／海水）

1.4.2.2(2)ａ．(a)残留熱除去系（低圧注水系）復旧後の原子炉注水
1.4.2.2(2)ａ．(b)低圧炉心スプレイ系
復旧後の原子炉注水
1.4.2.2(3)ａ．(a)低圧代替注水系（常設）による残存溶融炉
心の冷却

手順

技術的能力審査基準

・代替循環冷却系による原子炉注
水・可搬型代替注水大型ポンプによる送水・低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水（淡水／海水）に伴う系統構成・低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水（淡水／海水）確認・可搬型代替注水大型ポンプの取扱い（ホース接続などの基本作
業）
・ホースの運搬・低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水（淡水／海水）操作
・代替循環冷却系による原子炉注
水操作・低圧代替注水系（常設）による原子炉注水操作・低圧代替注水系（常設）による
原子炉注水

・低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水・低圧炉心スプレイ系復旧後の原子炉注水操作・残留熱除去系（低圧注水系）復旧後の原子炉注水操作

・補給水系による原子炉注水に伴う系統構成
・連絡配管閉止フランジ付け替え

・補給水系による原子炉注水操作

主な活動内容・ＬＰＣＳによる原子炉注水・連絡配管閉止フランジの付け替
え・ＲＨＲ（低圧注水系）による原
子炉注水

・ＣＳＴ系による原子炉注水・ＣＳＴ系による原子炉注水

手順書項目

第 1.0.9－4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（6／35）

2名

8名

1名

2名

1名

1名

6名

2名

1名

必要
人数

1.0.9-31

89

1.4.2.2(3)ａ．(d)消火系による残存溶
融炉心の冷却

1.4
原子炉冷却材圧力バ
ウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等
（続き）

1 回／年
－

－

1 回／年

－

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

・重大事故等対策要領

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

当直

当直

当直
重大事故等対応要員（運転操作対応）

重大事故等対応要員（給水確保対応）

当直

1 回／年

1 回／年

1 回／年

－

1 回／年

・重大事故等対策要領

当直

当直

当直

重大事故等対応要員（給水確保対応）－

頻度※１

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

社内規定（手順等）

当直

対象者※1 「－」は，シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2 教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

1.4.2.3(1)原子炉運転停止中の
原子炉注水

1.4.2.2(3)ａ．(e)補給水系による残存
溶融炉心の冷却手順

技術的能力審査基準

・代替循環冷却系による原子炉注
水・可搬型代替注水大型ポンプによる送水・低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水・低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水・連絡配管閉止フランジの付け替
え・低圧代替注水系（常設）による
原子炉注水
・低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水・ＣＳＴ系による原子炉注水・低圧代替注水系（常設）による原子炉注水操作・低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水（淡水／海水）に伴う系統構成・低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水（淡水／海水）確認・低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水（淡水／海水）に伴う系統構成・低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水（淡水／海水）に伴う系統構成・可搬型代替注水大型ポンプの取扱い（ホース接続などの基本作
業）
・ホースの運搬・低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水（淡水／海水）操作
・代替循環冷却系による原子炉注
水操作・補給水系による原子炉注水に伴う系統構成
・連絡配管閉止フランジ付け替え

・消火系による原子炉注水に伴う
系統構成
・補給水系による原子炉注水操作

・消火系による原子炉注水・ＣＳＴ系による原子炉注水・消火系による原子炉注水操作

主な活動内容・消火系による原子炉注水

手順書項目

第 1.0.9－4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（7／35）

2名

8名

3名

3名

1名

2名

6名

2名

1名

2名

1名

必要
人数

1.0.9-32

90－－

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

当直
当直

当直

当直

重大事故等対応要員（給水確保対応）

1.5.2.2(1)ａ．(a)格納容器圧力逃がし装置による格納容器
内の減圧及び除熱

1.5.2.2(1)ａ．(b)フィルタ装置スクラ
ビング水補給・重大事故等対策要領

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

1 回／年

1 回／年

－

－

1 回／年

－

1 回／年

・重大事故等対策要領

当直

当直

当直

重大事故等対応要員（給水確保対応）－

頻度※１

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

社内規定（手順等）

当直

対象者

1.5.2.1(1)
残留熱除去系海水系
による冷却水（海水）の確保

1.4.2.3(2)ａ．(a)残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）復旧後の原子炉除熱1.4.2.3(1)原子炉運転停止中の
原子炉注水
（続き）

手順

※1 「－」は，シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2 教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

1.5
最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等

1.4
原子炉冷却材圧力バ
ウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等（続き）

技術的能力審査基準

・格納容器圧力逃がし装置（サプ
レッション・チェンバ側）による格納容器減圧・格納容器圧力逃がし装置（ドライウェル側）による格納容器減圧・可搬型代替注水大型ポンプによる送水・ＲＨＲＳによる冷却水確保

・連絡配管閉止フランジの付け替
え・ＲＨＲ（原子炉停止時冷却系）
による原子炉除熱
・ＲＨＲ（原子炉停止時冷却系）
による原子炉除熱・ＣＳＴ系による原子炉注水

1名

8名

・可搬型代替注水大型ポンプの取扱い（ホース接続などの基本作
業）
・ホースの運搬・フィルタ装置スクラビング水補
給操作

1名

2名

1名

6名

2名

1名

2名

1名

必要
人数

・格納容器圧力逃がし装置による格納容器内の減圧及び除熱準備
操作
・格納容器圧力逃がし装置による格納容器内の減圧及び除熱操作

・残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）復旧後の原子炉注水操作
・残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱に伴う系統構成
・残留熱除去系海水系による冷却水（海水）の確保操作

・補給水系による原子炉注水に伴う系統構成
・連絡配管閉止フランジ付け替え

・消火系による原子炉注水に伴う
系統構成
・補給水系による原子炉注水操作

・消火系による原子炉注水・ＣＳＴ系による原子炉注水・消火系による原子炉注水操作

主な活動内容・消火系による原子炉注水

手順書項目

第 1.0.9－4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（8／35）

1.0.9-33

91

・重大事故等対策要領

重大事故等対応要員（給水確保対応）

当直・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

1 回／年

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

当直

－

1 回／年

※1 「－」は，シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2 教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

1.5.2.2(1)ｂ．
耐圧強化ベント系による格納容器内の減圧及び除熱

1.5.2.2(1)ａ．(f)フィルタ装置スクラ
ビング水移送ライン
洗浄－・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

1 回／年

当直

当直

－

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

当直

1.5.2.2(1)ａ．(e)フィルタ装置スクラ
ビング水移送

1 回／年

頻度※１

1 回／年

重大事故等対応要員（給水確保対応）（電源確保対応）

1.5.2.2(1)ａ．(d)フィルタ装置内の不活性ガス（窒素）置換

・重大事故等対策要領

社内規定（手順等）

・重大事故等対策要領

重大事故等対応要員（給水確保対応）（電源確保対応）

1.5.2.2(1)ａ．(c)
格納容器内の不活性ガス（窒素）置換

1.5
最終ヒートシンクへ熱を輸送するための
手順等
（続き）

対象者

手順

技術的能力審査基準

・耐圧強化ベント系（サプレッション・チェンバ側）による格納
容器減圧・耐圧強化ベント系（ドライウェ
ル側）による格納容器減圧・フィルタ装置スクラビング水移送ライン洗浄・可搬型代替注水大型ポンプによる送水・フィルタ装置スクラビング水移
送・フィルタ装置スクラビング水移
送・フィルタ装置スクラビング水移送ライン洗浄・可搬式窒素供給装置による送気・可搬式窒素供給装置による送気

手順書項目

主な活動内容・可搬型窒素供給装置用電源車の取扱い・可搬型窒素供給装置の取扱い
・ホースの運搬・格納容器内の不活性ガス（窒素）置換操作・可搬型窒素供給装置用電源車の取扱い・可搬型窒素供給装置の取扱い
・ホースの運搬・フィルタ装置内の不活性ガス（窒素）置換操作・フィルタ装置スクラビング水移
送操作・フィルタ装置スクラビング水移送に伴う系統構成
・フィルタ装置スクラビング水移送ライン洗浄に伴う系統構成
・フィルタ装置スクラビング水移送ライン洗浄操作
・フィルタ装置スクラビング水移送ライン洗浄に伴う系統構成
・可搬型代替注水大型ポンプの取扱い（ホース接続などの基本作
業）
・ホースの運搬・フィルタ装置スクラビング水移送ライン洗浄に伴う系統構成
・耐圧強化ベント系による格納容器内の減圧及び除熱操作

第 1.0.9－4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（9／35）

1名

8名

2名

1名

2名

1名

4名

4名

必要
人数

1.0.9-34

92

重大事故等対応要員（給水確保対応）（電源確保対応）

当直

1.5.2.2(2)ａ．(d)フィルタ装置内の不活性ガス（窒素）置換

1.5.2.2(2)ａ．(e)フィルタ装置スクラ
ビング水移送当直

重大事故等対応要員（給水確保対応）（電源確保対応）

1.5.2.2(2)ａ．(c)
格納容器内の不活性ガス（窒素）置換－

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

1 回／年

1 回／年

1 回／年

1 回／年

1 回／年

1 回／年

頻度※１

・重大事故等対策要領

・重大事故等対策要領

・重大事故等対策要領

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

重大事故等対応要員（運転操作対応）

重大事故等対応要員（給水確保対応）

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

社内規定（手順等）

当直

対象者

1.5.2.2(2)ａ．(b)フィルタ装置スクラ
ビング水補給1.5.2.2(2)ａ．(a)格納容器圧力逃がし装置による格納容器
内の減圧及び除熱（現
場操作）

手順

※1 「－」は，シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2 教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

1.5
最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等（続き）

技術的能力審査基準

・フィルタ装置スクラビング水移
送・フィルタ装置スクラビング水移
送・可搬式窒素供給装置による送気・可搬式窒素供給装置による送気・格納容器圧力逃がし装置（サプ
レッション・チェンバ側）の現場操作による格納容器減圧・格納容器圧力逃がし装置（ドライウェル側）の現場操作による格納容器減圧・格納容器圧力逃がし装置（サプ
レッション・チェンバ側）の現場操作による格納容器減圧・格納容器圧力逃がし装置（ドライウェル側）の現場操作による格納容器減圧・可搬型代替注水大型ポンプによ
る送水

手順書項目

主な活動内容・可搬型代替注水大型ポンプの取扱い（ホース接続などの基本作
業）
・ホースの運搬・フィルタ装置スクラビング水補
給操作・可搬型窒素供給装置用電源車の取扱い・可搬型窒素供給装置の取扱い
・ホースの運搬・格納容器内の不活性ガス（窒素）置換操作・可搬型窒素供給装置用電源車の取扱い・可搬型窒素供給装置の取扱い
・ホースの運搬・フィルタ装置内の不活性ガス（窒素）置換操作・フィルタ装置スクラビング水移
送操作・フィルタ装置スクラビング水移送に伴う系統構成

・格納容器圧力逃がし装置による格納容器内の減圧及び除熱操作（遠隔人力操作機構使用）

・格納容器圧力逃がし装置による格納容器内の減圧及び除熱準備操作（遠隔人力操作機構使用）

第 1.0.9－4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（10／35）

2名

1名

4名

4名

8名

3名

3名

必要
人数

1.0.9-35

93

1.5.2.3(1)ｂ．
代替残留熱除去系海水系による冷却水（海水）の確保

1.5.2.3(1)ａ．
緊急用海水系による冷却水（海水）の確保

1.5.2.2(2)ａ．(f)フィルタ装置スクラ
ビング水移送ライン
洗浄

手順

・重大事故等対策要領

重大事故等対応要員（給水確保対応）－

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
・重大事故等対策要領

当直
重大事故等対応要員（給水確保対応）

－

－

－

1 回／年

－

1 回／年

1 回／年

－

頻度※１

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

当直・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

社内規定（手順等）

当直

当直

対象者

1.6.2.1(1)
残留熱除去系（格納容・非常時運転手順書Ⅱ
器スプレイ冷却系）に当直（徴候ベース）
よる格納容器内の除熱1.6.2.1(2)
残留熱除去系（サプレ・非常時運転手順書Ⅱッション・プール冷却
当直（徴候ベース）系）によるサプレッション・プール水の除熱
1.6.2.2(1)ａ．(a)代替格納容器スプレ
・非常時運転手順書Ⅱ
当直
イ冷却系（常設）によ（徴候ベース）る格納容器内の冷却※1 「－」は，シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2 教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

1.6
原子炉格納容器内等の冷却のための手順
等

1.5
最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等（続き）

技術的能力審査基準
・フィルタ装置スクラビング水移送ライン洗浄に伴う系統構成
・フィルタ装置スクラビング水移送ライン洗浄操作
・フィルタ装置スクラビング水移送ライン洗浄に伴う系統構成
・可搬型代替注水大型ポンプの取扱い（ホース接続などの基本作
業）
・ホースの運搬・フィルタ装置スクラビング水移送ライン洗浄に伴う系統構成
・緊急用海水系による冷却水（海水）の確保操作・フィルタ装置スクラビング水移送ライン洗浄・残留熱除去系（サプレッション・
プール冷却系）によるサプレッ
ション・プール水の除熱操作

・代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器内の冷却操
作・ＲＨＲによるＳ／Ｐ冷却・代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器スプレイ

・ＲＨＲ（格納容器スプレイ冷却系）による格納容器スプレイ

・代替残留熱除去系海水系による冷却水（海水）の確保操作
・可搬型代替注水大型ポンプの取扱い（ホース接続などの基本作
業）
・ホースの運搬・残留熱除去系（格納容器スプレ
イ冷却系）による格納容器内の除熱操作

・代替残留熱除去系海水系による冷却水確保
・可搬型代替注水大型ポンプによる冷却水確保・緊急用海水系による冷却水確保

・フィルタ装置スクラビング水移送ライン洗浄・可搬型代替注水大型ポンプによる送水

主な活動内容手順書項目

第 1.0.9－4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（11／35）

1名

1名

1名

8名

2名

2名

8名

2名

1名

必要
人数

1.0.9-36

94

1.6.2.2(1)ａ．(e)補給水系による格納
容器内の冷却

1.6.2.2(1)ａ．(d)消火系による格納容器内の冷却

1.6.2.2(1)ａ．(c)
代替循環冷却系による格納容器内の除熱

1.6.2.2(1)ａ．(b)代替格納容器スプレ
イ冷却系（可搬型）による格納容器内の冷却（淡水／海水）

手順

1 回／年

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

・重大事故等対策要領

当直
重大事故等対応要員（運転操作対応）

重大事故等対応要員（給水確保対応）

当直

当直

1 回／年

－

1 回／年

－

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

当直
当直－

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

当直

1 回／年

1 回／年

－

頻度※１

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

社内規定（手順等）

当直

対象者

重大事故等対応要員
・重大事故等対策要領
1 回／年（給水確保対応）※1 「－」は，シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2 教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

1.6
原子炉格納容器内等の冷却のための手順
等（続き）

技術的能力審査基準

・ＣＳＴ系による格納容器スプレ
イ・ＣＳＴ系による格納容器スプレ
イ・連絡配管閉止フランジの付け替
え・消火系による格納容器スプレイ

・消火系による格納容器スプレイ

・代替循環冷却系による格納容器
スプレイ

・可搬型代替注水大型ポンプによる送水・代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器スプレイ

・代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器スプレイ

・代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器スプレイ

手順書項目

主な活動内容・消火系による格納容器内の冷却
操作
・消火系による格納容器内の冷却に伴う系統構成・補給水系による格納容器内の冷却操作
・補給水系による格納容器内の冷却に伴う系統構成
・連絡配管閉止フランジ付け替え
操作

・代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器内の冷却（淡水／海水）に伴う系統構成
・代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器内の冷却（淡水／海水）確認
・代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器内の冷却（淡水／海水）に伴う系統構成
・代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器内の冷却（淡水／海水）に伴う系統構成
・可搬型代替注水大型ポンプの取扱い（ホース接続などの基本作
業）
・ホースの運搬・代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器内の冷却（淡水／海水）操作
・代替循環冷却系による格納容器
内の除熱操作

第 1.0.9－4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（12／35）

6名

2名

1名

2名

1名

2名

8名

3名

3名

1名

必要
人数

1.0.9-37

95

1.6.2.2(1)ｂ．
ドライウェル内ガス
冷却装置による格納
容器内の除熱1.6.2.2(2)ａ．(a)残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）復旧後の格納容器内の除熱
1.6.2.2(2)ａ．(b)
残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）復旧後のサプレッ
ション・プール水の除熱
1.6.2.3(1)ａ．(a)代替格納容器スプレ
イ冷却系（常設）による格納容器内の冷却1.6
原子炉格納容器内等の冷却のための手順
等（続き）

・重大事故等対策要領

1 回／年

－

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

当直

重大事故等対応要員（給水確保対応）－－

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

当直

当直－

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

当直・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

－

頻度※１

当直

社内規定（手順等）
・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

対象者※1 「－」は，シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2 教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

1.6.2.3(1)ａ．(b)代替格納容器スプレ
イ冷却系（可搬型）による格納容器内の冷却（淡水／海水）手順

技術的能力審査基準

・残留熱除去系（格納容器スプレ
イ冷却系）復旧後の格納容器内の除熱操作

・残留熱除去系（サプレッション・
プール冷却系）復旧後のサプレッション・プール水の除熱操作

・代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器内の冷却操
作・代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器内の冷却（淡水／海水）に伴う系統構成
・代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器内の冷却（淡水／海水）確認
・可搬型代替注水大型ポンプの取扱い（ホース接続などの基本作
業）
・ホースの運搬・代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器内の冷却（淡水／海水）操作

・ＲＨＲ（格納容器スプレイ冷却系）による格納容器スプレイ

・ＲＨＲによるＳ／Ｐ冷却・代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器スプレイ

・代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器スプレイ

・可搬型代替注水大型ポンプによる送水・ドライウェル内ガス冷却装置による格納容器内の除熱操作

主な活動内容・ドライウェル内ガス冷却装置による格納容器冷却手順書項目

第 1.0.9－4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（13／35）

8名

1名

1名

1名

1名

1名

必要
人数

1.0.9-38

96

1.7.2.1(1)ａ．(a)格納容器圧力逃がし装置による格納容器
内の減圧及び除熱

1.6.2.3(1)ｂ．
ドライウェル内ガス
冷却装置による格納
容器内の除熱1.6.2.3(2)ａ．(a)残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）復旧後の格納容器内の除熱
1.6.2.3(2)ａ．(b)
残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）復旧後のサプレッ
ション・プール水の除熱

1.6.2.3(1)ａ．(e)補給水系による格納
容器内の冷却・重大事故等対策要領

重大事故等対応要員（給水確保対応）－

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

当直・非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）－・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

当直

当直－

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
－

1 回／年

1 回／年

－

当直

当直

当直

1 回／年

－

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

当直
当直

－

頻度※１

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

社内規定（手順等）

当直

対象者※1 「－」は，シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2 教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

1.7
原子炉格納容器の過圧破損を防止するための手順等

1.6.2.3(1)ａ．(c)
代替循環冷却系による格納容器内の除熱

1.6
原子炉格納容器内等の冷却のための手順
等（続き）

1.6.2.3(1)ａ．(d)消火系による格納容
器内の冷却

手順

技術的能力審査基準

・残留熱除去系（格納容器スプレ
イ冷却系）復旧後の格納容器内の除熱操作

・残留熱除去系（サプレッション・
プール冷却系）復旧後のサプレッション・プール水の除熱操作

・格納容器圧力逃がし装置による格納容器内の減圧及び除熱準備
操作
・格納容器圧力逃がし装置による格納容器内の減圧及び除熱操作

・ＲＨＲによるＳ／Ｐ冷却・格納容器圧力逃がし装置（サプ
レッション・チェンバ側）による格納容器減圧・格納容器圧力逃がし装置（ドライウェル側）による格納容器減圧・消火系による格納容器内の冷却
操作
・消火系による格納容器内の冷却に伴う系統構成・補給水系による格納容器内の冷却操作
・補給水系による格納容器内の冷却に伴う系統構成
・連絡配管閉止フランジ付け替え
操作・ドライウェル内ガス冷却装置による格納容器内の除熱操作

・代替循環冷却系による格納容器
内の除熱操作

主な活動内容・ＲＨＲ（格納容器スプレイ冷却系）による格納容器スプレイ

・ＣＳＴ系による格納容器スプレ
イ・ＣＳＴ系による格納容器スプレ
イ・連絡配管閉止フランジの付け替
え・ドライウェル内ガス冷却装置による格納容器冷却・消火系による格納容器スプレイ

・消火系による格納容器スプレイ

・代替循環冷却系による格納容器
スプレイ

手順書項目

第 1.0.9－4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（14／35）

1名

1名

1名

1名

6名

2名

1名

2名

1名

2名

必要
人数

1.0.9-39

97

当直

1.7.2.1(1)ａ．(e)フィルタ装置スクラ
ビング水移送・非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）・非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）・重大事故等対策要領

・重大事故等対策要領

・重大事故等対策要領

社内規定（手順等）

頻度※１

1 回／年

－

1 回／年

1 回／年

1 回／年

※1 「－」は，シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2 教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

当直

重大事故等対応要員（給水確保対応）（電源確保対応）

重大事故等対応要員（給水確保対応）（電源確保対応）

1.7.2.1(1)ａ．(c)
格納容器内の不活性ガス（窒素）置換

1.7.2.1(1)ａ．(d)フィルタ装置内の不活性ガス（窒素）置換

重大事故等対応要員（給水確保対応）

1.7.2.1(1)ａ．(b)フィルタ装置スクラ
ビング水補給1.7
原子炉格納容器の過圧破損を防止するた
めの手順等
（続き）

対象者

手順

技術的能力審査基準

・フィルタ装置スクラビング水移送に伴う系統構成

・フィルタ装置スクラビング水移
送・可搬式窒素供給装置による送気・可搬式窒素供給装置による送気・フィルタ装置スクラビング水移送

主な活動内容・可搬型代替注水大型ポンプの取扱い（ホース接続などの基本作
業）
・ホースの運搬・フィルタ装置スクラビング水補給に伴う系統構成
・フィルタ装置スクラビング水補
給操作・可搬型窒素供給装置用電源車の取扱い・可搬型窒素供給装置の取扱い
・ホースの運搬・格納容器内の不活性ガス（窒素）置換に伴う系統構成
・格納容器内の不活性ガス（窒素）置換操作・可搬型窒素供給装置用電源車の取扱い・可搬型窒素供給装置の取扱い
・ホースの運搬・フィルタ装置内の不活性ガス（窒素）置換に伴う系統構成
・フィルタ装置内の不活性ガス（窒素）置換操作・フィルタ装置スクラビング水移
送操作

・可搬型代替注水大型ポンプによ
る送水

手順書項目

第 1.0.9－4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（15／35）

2名

1名

4名

4名

8名

必要
人数

1.0.9-40

98

1.7.2.1(2)ａ．(a)格納容器圧力逃がし装置による格納容器
内の減圧及び除熱（現場操作）

1.7.2.1(1)ｂ．
代替循環冷却系による格納容器内の減圧及び除熱
1.7.2.1(1)ｃ．
サプレッション・プー
ル水ｐＨ制御装置による薬液注入1.7.2.1(1)ａ．(f)フィルタ装置スクラ
ビング水移送ライン
洗浄

手順

・重大事故等対策要領

重大事故等対応要員（給水確保対応）

1 回／年

・非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）・非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）・重大事故等対策要領

当直

当直

重大事故等対応要員（運転操作対応）

1 回／年－

・非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）

当直

－

1 回／年

1 回／年

・非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）

当直

頻度※１

－

社内規定（手順等）
・非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）

当直

対象者

※1 「－」は，シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2 教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

1.7
原子炉格納容器の過圧破損を防止するた
めの手順等
（続き）

技術的能力審査基準

・可搬型代替注水大型ポンプの取扱い（ホース接続などの基本作
業）
・ホースの運搬・フィルタ装置スクラビング水移送に伴う系統構成
・代替循環冷却系による格納容器
内の減圧及び除熱操作

・可搬型代替注水大型ポンプによ
る送水

3名

3名

・格納容器圧力逃がし装置による格納容器内の減圧及び除熱（現場操作）準備操作

・格納容器圧力逃がし装置（サプ
レッション・チェンバ側）の現場操作による格納容器減圧・格納容器圧力逃がし装置（ドライウェル側）の現場操作による格納容器減圧・格納容器圧力逃がし装置（サプ
レッション・チェンバ側）の現場操作による格納容器減圧・格納容器圧力逃がし装置（ドライウェル側）の現場操作による格納容器減圧・格納容器圧力逃がし装置による格納容器内の減圧及び除熱（現場操作）操作

1名

・サプレッション・プール水ｐＨ制御装置による薬液注入操作

2名

8名

2名

1名

必要
人数

・Ｓ／Ｐ水ｐＨ制御装置による薬液注入

・代替循環冷却系による格納容器
除熱・フィルタ装置スクラビング水移送ライン洗浄・フィルタ装置スクラビング水移送ライン洗浄に伴う系統構成
・フィルタ装置スクラビング水移送ライン洗浄操作
・フィルタ装置スクラビング水移送に伴う系統構成

主な活動内容・フィルタ装置スクラビング水移送ライン洗浄手順書項目

第 1.0.9－4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（16／35）

1.0.9-41

99

当直

1.7.2.1(2)ａ．(e)フィルタ装置スクラ
ビング水移送・非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）・非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）・重大事故等対策要領

・重大事故等対策要領

・重大事故等対策要領

社内規定（手順等）

頻度※１

1 回／年

－

1 回／年

1 回／年

1 回／年

※1 「－」は，シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2 教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

当直

重大事故等対応要員（給水確保対応）（電源確保対応）

重大事故等対応要員（給水確保対応）（電源確保対応）

1.7.2.1(2)ａ．(c)
格納容器内の不活性ガス（窒素）置換

1.7.2.1(2)ａ．(d)フィルタ装置内の不活性ガス（窒素）置換

重大事故等対応要員（給水確保対応）

1.7.2.1(2)ａ．(b)フィルタ装置スクラ
ビング水補給1.7
原子炉格納容器の過圧破損を防止するた
めの手順等
（続き）

対象者

手順

技術的能力審査基準

・フィルタ装置スクラビング水移送に伴う系統構成

・フィルタ装置スクラビング水移
送・可搬式窒素供給装置による送気・可搬式窒素供給装置による送気・フィルタ装置スクラビング水移送

主な活動内容・可搬型代替注水大型ポンプの取扱い（ホース接続などの基本作
業）
・ホースの運搬・フィルタ装置スクラビング水補給に伴う系統構成
・フィルタ装置スクラビング水補
給操作・可搬型窒素供給装置用電源車の取扱い・可搬型窒素供給装置の取扱い
・ホースの運搬・格納容器内の不活性ガス（窒素）置換に伴う系統構成
・格納容器内の不活性ガス（窒素）置換操作・可搬型窒素供給装置用電源車の取扱い・可搬型窒素供給装置の取扱い
・ホースの運搬・フィルタ装置内の不活性ガス（窒素）置換に伴う系統構成
・フィルタ装置内の不活性ガス（窒素）置換操作・フィルタ装置スクラビング水移
送操作

・可搬型代替注水大型ポンプによ
る送水

手順書項目

第 1.0.9－4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（17／35）

2名

1名

4名

4名

8名

必要
人数

1.0.9-42100

1.8.2.1(1)ｂ．
格納容器下部注水系（可搬型）によるペデスタル（ドライウェル部）への注水（淡水／海水）

1.7.2.1(3)ａ．
第二弁操作室空気ボ
ンベユニットによる第二弁操作室の正圧化
1.8.2.1(1)ａ．
格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（ドライウェル部）への注水

1.7.2.1(2)ａ．(f)フィルタ装置スクラ
ビング水移送ライン
洗浄

手順

当直

当直

重大事故等対応要員（運転操作対応）

・非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）・非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）・重大事故等対策要領

・重大事故等対策要領

重大事故等対応要員（給水確保対応）

－

－

1 回／年

1 回／年

1 回／年

・非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）

当直

頻度※１

－

社内規定（手順等）
・非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）

当直

対象者

※1 「－」は，シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2 教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

1.8
原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等

1.7
原子炉格納容器の過圧破損を防止するた
めの手順等
（続き）

技術的能力審査基準

・可搬型代替注水大型ポンプの取扱い（ホース接続などの基本作
業）
・ホースの運搬・フィルタ装置スクラビング水移送に伴う系統構成
・第二弁操作室空気ボンベユニッ
トによる第二弁操作室の正圧化
操作

・可搬型代替注水大型ポンプによる送水・格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（ドライウェル部）への注水操作

・格納容器下部注水系（可搬型）によるペデスタル（ドライウェ
ル部）への注水（淡水／海水）に伴う系統構成
・格納容器下部注水系（可搬型）によるペデスタル（ドライウェ
ル部）への注水（淡水／海水）
確認・格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（ドライウェル部）注水・格納容器下部注水系（可搬型）によるペデスタル（ドライウェ
ル部）注水

・第二弁操作室空気ボンベユニッ
トによる第二弁操作室の正圧化
操作

・フィルタ装置スクラビング水移送ライン洗浄・フィルタ装置スクラビング水移送ライン洗浄に伴う系統構成
・フィルタ装置スクラビング水移送ライン洗浄操作
・フィルタ装置スクラビング水移送に伴う系統構成

主な活動内容・フィルタ装置スクラビング水移送ライン洗浄手順書項目

第 1.0.9－4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（18／35）

1名

2名

3名

8名

2名

1名

必要
人数

1.0.9-43

101

1.8.2.1(1)ｂ．
格納容器下部注水系（可搬型）によるペデスタル（ドライウェル部）への注水（淡水／
海水）
（続き）

1.8
原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等（続き）

重大事故等対応要員（給水確保対応）

当直

当直

当直

当直

重大事故等対応要員（給水確保対応）

対象者

・重大事故等対策要領

・非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）・非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）・非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）・非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）・重大事故等対策要領

社内規定（手順等）

頻度※１

－

－

1 回／年

1 回／年

－

1 回／年

－

1 回／年

1.8.2.2(1)ａ．
・非常時運転手順書Ⅲ
原子炉隔離時冷却系
当直（シビアアクシデン
による原子炉圧力容
ト）
器への注水
1.8.2.2(1)ｂ．
・非常時運転手順書Ⅲ
高圧代替注水系によ当直（シビアアクシデン
る原子炉圧力容器へ
ト）の注水※1 「－」は，シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2 教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

1.8.2.1(1)ｄ．
補給水系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水

1.8.2.1(1)ｃ．
消火系によるペデス
タル（ドライウェル部）への注水手順

技術的能力審査基準

・原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水操作

・高圧代替注水系による原子炉圧
力容器への注水操作

・高圧代替注水系による原子炉注
水・補給水系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水に伴う系統構成
・連絡配管閉止フランジ付け替え

・消火系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水に伴う系
統構成
・補給水系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水操作

・可搬型代替注水大型ポンプの取扱い（ホース接続などの基本作
業）
・ホースの運搬・格納容器下部注水系（可搬型）による・ペデスタル（ドライウェル部）
への注水（淡水／海水）操作
・消火系によるペデスタル（ドライウェル部）への注水操作

主な活動内容・ＲＣＩＣによる原子炉注水・連絡配管閉止フランジ付け替え

・ＣＳＴ系によるペデスタル（ドライウェル部）注水・ＣＳＴ系によるペデスタル（ドライウェル部）注水・消火系によるペデスタル（ドライウェル部）注水・消火系によるペデスタル（ドライウェル部）注水・可搬型代替注水大型ポンプによ
る送水

手順書項目

第 1.0.9－4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（19／35）

1名

1名

6名

2名

1名

2名

1名

8名

必要
人数

1.0.9-44

102

1.8.2.2(1)ｃ．
低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水

1.8
原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための手順等（続き）

重大事故等対応要員（給水確保対応）

当直

当直

当直

当直

・重大事故等対策要領

・非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）・非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）・非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）・非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）・非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）・重大事故等対策要領

重大事故等対応要員（給水確保対応）

当直－・非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）

当直

－

1 回／年

1 回／年

－

1 回／年

－

－

1 回／年

－

頻度※１

当直

社内規定（手順等）
・非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）

対象者

1.8.2.2(1)ｈ．
・非常時運転手順書Ⅲ
ほう酸水注入系によ当直（シビアアクシデン
る原子炉圧力容器へ
ト）のほう酸水注入
※1 「－」は，シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2 教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

1.8.2.2(1)ｇ．
補給水系による原子炉圧力容器への注水

1.8.2.2(1)ｆ．
消火系による原子炉
圧力容器への注水

1.8.2.2(1)ｅ．
代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水

1.8.2.2(1)ｄ．
低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水（淡水／海水）

手順

技術的能力審査基準

・補給水系による原子炉圧力容器への注水操作・ＣＳＴ系による原子炉注水

・ＳＬＣによる原子炉注水・連絡配管閉止フランジ付け替え

・ほう酸水注入系による原子炉圧
力容器へのほう酸水注入操作

・連絡配管閉止フランジ付け替え

・補給水系による原子炉圧力容器への注水に伴う系統構成

・消火系による原子炉圧力容器への注水に伴う系統構成

・消火系による原子炉注水・ＣＳＴ系による原子炉注水・消火系による原子炉圧力容器への注水操作

・低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水（淡水／海水）に伴う系統構成
・可搬型代替注水大型ポンプの取扱（ホース接続などの基本作業）
・ホースの運搬・低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水（淡水／海水）に伴う系統構成
・代替循環冷却系による原子炉圧
力容器への注水操作

・低圧代替注水系（常設）による
原子炉圧力容器への注水操作

主な活動内容・消火系による原子炉注水

・代替循環冷却系による原子炉注
水・可搬型代替注水大型ポンプによる送水・低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水・低圧代替注水系（常設）による
原子炉注水

手順書項目

第 1.0.9－4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（20／35）

1名

6名

2名

1名

2名

1名

2名

8名

1名

2名

必要
人数

1.0.9-45

103

当直

－

－

・非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）

1.10
1.10.2.1(1)ａ．
・非常時運転手順書Ⅲ
水素爆発による原子
当直（シビアアクシデン
原子炉建屋原子炉棟
炉建屋等の損傷を防内の水素濃度監視ト）止するための手順等※1 「－」は，シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2 教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

－

・非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）

当直

－

－

1 回／年

頻度※１

当直

・非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）・重大事故等対策要領

社内規定（手順等）

・非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）

当直

1.9.2.1(2)ａ．
格納容器圧力逃がし装置による格納容器
内の水素及び酸素の排出1.9.2.1(2)ｂ．
可燃性ガス濃度制御
系による格納容器内の水素濃度制御1.9.2.1(3)ａ．
格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器
内酸素濃度（ＳＡ）による格納容器内の水素濃度及び酸素濃度
監視1.9.2.1(3)ｂ．
格納容器雰囲気モニタによる格納容器内の水素濃度及び酸素濃度監視

重大事故等対応要員（給水確保対応）（電源確保対応）

1.9.2.1(1)ｂ．
可搬型窒素供給装置
による格納容器内の不活性化

1.9
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手順
等

対象者

手順

技術的能力審査基準

・原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度監視・格納容器雰囲気モニタによる格納容器内の水素濃度及び酸素濃度監視・ＣＡＭＳによる水素濃度及び酸
素濃度計測

・原子炉建屋水素濃度計測

・格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）
による格納容器内の水素濃度及び酸素濃度監視・可搬型窒素供給装置用電源車の取扱い・可搬型窒素供給装置の取扱い
・ホースの運搬・可搬型窒素供給装置による格納
容器内の不活性化に伴う系統構
成・格納容器圧力逃がし装置による格納容器内の水素及び酸素の排出準備操作
・格納容器圧力逃がし装置による格納容器内の水素及び酸素の排出操作
・可燃性ガス濃度制御系による格納容器内の水素濃度制御

主な活動内容・代替格納容器内雰囲気モニタ系
による水素濃度及び酸素濃度計
測・FCS による水素濃度制御

・格納容器圧力逃がし装置による格納容器水素ガス・酸素ガスの排出・可搬式窒素供給装置による送気手順書項目

第 1.0.9－4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（21／35）

1名

1名

1名

1名

1名

4名

必要
人数

1.0.9-46

104

1.10.2.1(2)ａ．
格納容器頂部注水系（常設）による原子炉
ウェルへの注水

1.10
水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための手順等（続き）－

・非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）・重大事故等対策要領

当直

重大事故等対応要員（給水確保対応）
1 回／年

－

頻度※１

当直

社内規定（手順等）
・非常時運転手順書Ⅲ（シビアアクシデン
ト）

対象者

1.10.2.1(3)ａ．
重大事故等対応要員
原子炉建屋原子炉棟（給水確保対応）（電 ・重大事故等対策要領
1 回／年
トップベント設備に源確保対応）
よる水素の排出1.11
1.11.2.1(1)ａ．
使用済燃料貯蔵槽の 常設低圧代替注水系
冷却等のための手順 ポンプによる代替燃
・非常時運転手順書Ⅱ
当直－等
料プール注水系（注水（徴候ベース）ライン）を使用した使用済燃料プール注水※1 「－」は，シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2 教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

1.10.2.1(2)ｂ．
格納容器頂部注水系（可搬型）による原子炉ウェルへの注水（淡
水／海水）

手順

技術的能力審査基準

・格納容器頂部注水系（可搬型）による原子炉ウェルへの注水（淡水／海水）に伴う系統構成
・格納容器頂部注水系（可搬型）による原子炉ウェルへの注水（淡水／海水）確認
・可搬型代替注水大型ポンプの取扱い（ホース接続などの基本作
業）
・ホースの運搬・格納容器頂部注水系（可搬型）による原子炉ウェルへの注水（淡水／海水）操作
・原子炉建屋原子炉棟トップベン
ト設備による原子炉建屋ベント

・常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料
プール注水操作・格納容器頂部注水系（可搬型）による格納容器頂部注水・常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料
プール注水

・原子炉建屋原子炉棟トップベン
ト設備による原子炉建屋ベント

・可搬型代替注水大型ポンプによる送水・格納容器頂部注水系（常設）による原子炉ウェルへの注水操作

主な活動内容・格納容器頂部注水系（常設）による格納容器頂部注水

手順書項目

第 1.0.9－4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（22／35）

1名

4名

8名

1名

1名

必要
人数

1.0.9-47

105

1.11.2.1(1)ｃ．
補給水系による使用済燃料プール注水

1.11.2.1(1)ｂ．
可搬型代替注水大型
ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水（淡水／海水）（続き）

1.11.2.1(1)ｂ．
可搬型代替注水大型
ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水（淡水／海水）

手順

1 回／年

－

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

当直
当直

1 回／年

・重大事故等対策要領

1 回／年

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

当直

重大事故等対応要員（給水確保対応）－

頻度※１

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

社内規定（手順等）

当直

対象者

1.11.2.1(1)ｄ．
当直－
消火系による使用済
燃料プール注水・非常時運転手順書Ⅱ【消火栓を使用した
当直
1 回／年（徴候ベース）場合】※1 「－」は，シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2 教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

1.11
使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順
等（続き）

技術的能力審査基準

・ＣＳＴ系による使用済燃料プール注水
・ＣＳＴ系による使用済燃料プー
ル注水
・消火系による使用済燃料プール
注水
・消火系による使用済燃料プール
注水

・可搬型代替注水大型ポンプによる送水・可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料
プール注水

・可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料
プール注水

手順書項目

主な活動内容・可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料
プール注水（淡水／海水）に伴う系統構成
・可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料
プール注水（淡水／海水）確認
・可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料
プール注水（淡水／海水）に伴う系統構成
・可搬型代替注水大型ポンプの取扱い（ホース接続などの基本作
業）
・ホースの運搬・可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料
プール注水（淡水／海水）操作
・補給水系による使用済燃料プー
ル注水操作
・補給水系による使用済燃料プール注水に伴う系統構成
・消火系による使用済燃料プール
注水操作
・消火系による使用済燃料プール
注水に伴う系統構成

第 1.0.9－4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（23／35）

4名

1名

2名

1名

8名

2名

1名

必要
人数

1.0.9-48

106

1.11.2.1(1)ｄ．
消火系による使用済
燃料プール注水【残留熱除去系ラインを使用した場合】
1.11.2.2(1)ａ．
常設低圧代替注水系
ポンプによる代替燃料プール注水系（常設
スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイ1.11
使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順
等（続き）

・重大事故等対策要領

重大事故等対応要員（給水確保対応）

1 回／年

－

－

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

当直・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

1 回／年

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

当直

当直

－

頻度※１

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

社内規定（手順等）

当直

対象者※1 「－」は，シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2 教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

1.11.2.2(1)ｂ．
可搬型代替注水大型
ポンプによる代替燃料プール注水系（常設
スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイ（淡水／海水）

手順

技術的能力審査基準

・常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設
スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイ操作

・可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設
スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイ（淡水／海水）に伴う系統構成
・可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設
スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイ（淡水／海水）確認・可搬型代替注水大型ポンプの取扱い（ホース接続などの基本作
業）
・ホースの運搬・可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設
スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイ（淡水／海水）操作・常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設
スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイ

・可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設
スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイ

・可搬型代替注水大型ポンプによる送水・消火系による使用済燃料プール
注水操作
・消火系による使用済燃料プール
注水に伴う系統構成

主な活動内容・消火系による使用済燃料プール
注水
・消火系による使用済燃料プール
注水

手順書項目

第 1.0.9－4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（24／35）

8名

1名

1名

2名

1名

必要
人数

1.0.9-49

107

1.11.2.2(2)
使用済燃料プール漏
えい緩和

1.11.2.2(1)ｃ．
可搬型代替注水大型
ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料
プールスプレイ（淡水
／海水）

手順

－

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）
・重大事故等対策要領

当直
重大事故等対応要員（給水確保対応）
1 回／年

1 回／年

・重大事故等対策要領

重大事故等対応要員（給水確保対応）－

頻度※１

・非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）

社内規定（手順等）

当直

対象者

1.11.2.3(1)ａ．
使用済燃料プール監・非常時運転手順書Ⅱ
当直－
視カメラ用空冷装置（徴候ベース）
起動
1.11.2.4(1)ａ．
代替燃料プール冷却・非常時運転手順書Ⅱ
当直－系による使用済燃料（徴候ベース）
プール冷却1.12.2.1(1)ａ．
1.12
工場等外への放射性 可搬型代替注水大型物質の拡散を抑制す ポンプ（放水用）及び 重大事故等対応要員
・重大事故等対策要領
1 回／年（拡散抑制対応）
放水砲による大気へるための手順等の放射性物質の拡散抑制
1.12.2.1(2)ａ．
汚濁防止膜による海 重大事故等対応要員
・重大事故等対策要領
1 回／年
洋への放射性物質の（拡散抑制対応）
拡散抑制※1 「－」は，シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2 教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

1.11
使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順
等（続き）

技術的能力審査基準
・可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した
使用済燃料プールスプレイ（淡水／海水）確認・可搬型代替注水大型ポンプの取扱い（ホース接続などの基本作
業）
・ホースの運搬・建屋内ホース敷設・可搬型スプレイノズル設置
・使用済燃料プールの監視・可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した
使用済燃料プールスプレイ

・代替燃料プール冷却系による使用済燃料プール冷却操作

・可搬型代替注水大型ポンプの取扱い（送水作業）・ホース取扱い（運搬，敷設）・放水砲の取扱い・汚濁防止膜の運搬，設置

・代替燃料プール冷却系による使用済燃料プール冷却・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

・使用済燃料プール監視・使用済燃料プール漏えい緩和操作・使用済燃料プール監視カメラ用
空冷装置起動操作

・使用済燃料プール漏えい緩和

・使用済燃料プール監視・可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した
使用済燃料プールスプレイ

主な活動内容手順書項目

第 1.0.9－4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（25／35）

9名

8名

1名

1名

4名

1名

8名

1名

必要
人数

1.0.9-50

108

手順

対象者

社内規定（手順等）

頻度※１

1.12.2.2(1)ａ．
化学消防自動車，水槽付消防ポンプ自動車
初期消火対応要員
・防火管理要領
1 回／年
及び泡消火薬剤容器（消防車用）による延焼防止処置
1.12.2.2(2)ａ．
可搬型代替注水大型ポンプ（放水用），放重大事故等対応要員
水砲，泡混合器及び泡・重大事故等対策要領
1 回／年（拡散抑制対応）
消火薬剤容器（大型ポンプ用）による航空機
燃料火災への泡消火
1.13
1.13.2.1(2)ａ．
重大事故等の収束に 代替淡水貯槽を水源必要となる水の供給 とした可搬型代替注
手順等
水大型ポンプによる 重大事故等対応要員
・重大事故等対策要領
1 回／年
送水（給水確保対応）（可搬型代替注水大型ポンプを使用する
場合）
1.13.2.1(4)ａ．
淡水貯水池を水源と重大事故等対応要員
した可搬型代替注水・重大事故等対策要領
1 回／年（給水確保対応）
大型ポンプによる送水
1.13.2.1(7)ａ．
淡水タンクを水源と重大事故等対応要員
した可搬型代替注水・重大事故等対策要領
1 回／年（給水確保対応）
大型ポンプによる注水1.13.2.1(8)ａ．
海を水源とした可搬 重大事故等対応要員
・重大事故等対策要領
1 回／年
型代替注水大型ポン（給水確保対応）
プによる送水
※1 「－」は，シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2 教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

1.12
工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための手順等（続き）

技術的能力審査基準
・化学消防自動車，水槽付消防ポ
ンプ自動車の取扱い（消火活動）
・泡消火薬剤の補給

・可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）の取扱い（送水作業）・ホース取扱い（運搬，敷設・放水砲の取扱い
・泡消火薬剤の混合・可搬型代替注水大型ポンプの取扱い（送水作業）・ホース取扱い（運搬，敷設，接続）・可搬型代替注水大型ポンプの取扱い（送水作業）・ホース取扱い（運搬，敷設，接続）・可搬型代替注水大型ポンプの取扱い（送水作業）・ホース取扱い（運搬，敷設，接続）・可搬型代替注水大型ポンプの取扱い（送水作業）・ホース取扱い（運搬，敷設，接続）・航空機燃料火災への泡消火・代替淡水貯槽水源手順
・可搬型代替注水大型ポンプ手順

・淡水貯水池水源手順
・可搬型代替注水大型ポンプ手順

・淡水タンク水源手順
・可搬型代替注水大型ポンプ手順

・海水源手順・可搬型代替注水大型ポンプ手順

主な活動内容・消防自動車による消火手順

手順書項目

第 1.0.9－4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（26／35）

8名

8名

8名

8名

8名

9名

必要
人数

1.0.9-51

109

1.14.2.1(1)ａ．
常設代替交流電源設
備による非常用所内
電気設備への給電・重大事故等対策要領

・重大事故等対策要領

・重大事故等対策要領

・重大事故等対策要領

重大事故等対応要員（給水確保対応）

重大事故等対応要員（給水確保対応）

重大事故等対応要員（給水確保対応）
当直・非常時運転手順書（事象ベース）

・非常時運転手順書（事
象ベース）

当直

当直

・重大事故等対策要領

・重大事故等対策要領

当直

重大事故等対応要員（給水確保対応）

社内規定（手順等）

対象者

1 回／年

－

1 回／年

1 回／年

1 回／年

1 回／年

1 回／年

1 回／年

頻度※１

重大事故等対応要員
・重大事故等対策要領
1 回／年（電源確保対応）※1 「－」は，シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2 教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

1.14
電源の確保に関する
手順等

1.13.2.2(1)ａ．
可搬型代替注水大型
ポンプによる代替淡水貯槽への補給（淡水／海水）1.13.2.2(2)ａ．
淡水貯水池 B（A）から淡水貯水池 A（B）
への補給
1.13.2.2(2)ｂ．
可搬型代替注水大型
ポンプによる淡水貯水池への補給（淡水／
海水）

1.13
重大事故等の収束に必要となる水の供給
手順等（続き）

1.13.2.3(2)淡水から海水への切替

手順

技術的能力審査基準

・常設代替交流電源設備起動・常設代替交流電源設備による緊
急用Ｍ／Ｃ受電
・常設代替交流電源設備による緊
急用Ｍ／ＣからＭ／Ｃ ２Ｃ又は２Ｄ受電・常設代替交流電源設備による緊
急用Ｍ／ＣからＭ／Ｃ ２Ｃ又は２Ｄ受電・常設代替高圧電源装置起動手順

・可搬型代替注水大型ポンプ手順
・可搬型代替注水大型ポンプ手順

・可搬型代替注水大型ポンプ手順

・可搬型代替注水大型ポンプ手順

・可搬型代替注水大型ポンプ手順
・可搬型代替注水大型ポンプ手順

手順書項目

主な活動内容・常設代替高圧電源装置の現場操
作・非常用Ｍ／Ｃ受電準備及び受電確認

・中央制御室での監視・可搬型代替注水大型ポンプの取扱い（送水作業）・ホース取扱い（運搬，敷設，接続）・常設代替高圧電源装置の起動
・緊急用Ｍ／Ｃ受電・非常用Ｍ／Ｃ受電・中央制御室での監視・可搬型代替注水大型ポンプの取扱い（送水作業）・ホース取扱い（運搬，敷設，接続）・可搬型代替注水大型ポンプの取扱い（送水作業）・ホース取扱い（運搬，敷設，接続）・可搬型代替注水大型ポンプの取扱い（送水作業）・ホース取扱い（運搬，敷設，接続）

第 1.0.9－4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（27／35）

2名

2名

2名

8名

2名

8名

2名

8名

必要
人数
2名

1.0.9-52

110

1.14.2.2(1)ａ．
所内常設直流電源設
備による非常用所内
電気設備への給電

1.14.2.1(3)
非常用及び高圧炉心
スプレイ系ディーゼ
ル冷却系海水系への代替送水による非常用及び高圧炉心スプ
レイ系ディーゼル発
電機の電源供給機能の復旧

1.14.2.1(2)高圧炉心スプレイ系
ディーゼル発電機（常用Ｍ／Ｃ ２Ｅ経由）
によるＭ／Ｃ ２Ｃ・２Ｄへの給電1.14.2.1(1)ｂ．
可搬型代替交流電源
設備による非常用所
内電気設備への給電

手順

・重大事故等対策要領

重大事故等対応要員（電源確保対応）

1 回／年

・非常時運転手順書（事
象ベース）

当直

1 回／年

－

1 回／年

・非常時運転手順書（事象ベース）

・重大事故等対策要領

・非常時運転手順書（事象ベース）
・非常時運転手順書（事
象ベース）

当直

重大事故等対応要員（給水確保対応）

当直

当直

1 回／年

－

・非常時運転手順書（事
象ベース）

1 回／年

1 回／年

－

頻度※１

当直

当直

・非常時運転手順書（事象ベース）
・非常時運転手順書（事象ベース）

社内規定（手順等）

当直

対象者※1 「－」は，シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2 教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

1.14
電源の確保に関する
手順等（続き）

技術的能力審査基準

・125VＡ系及びＢ系蓄電池による
直流 125V 主母線盤２Ａ及び２
Ｂ受電確認
・直流 125V 主母線盤２Ａ及び２Ｂ
不要負荷切り離し・125VＡ系及びＢ系蓄電池による
直流 125V 主母線盤２Ａ及び２
Ｂ受電
・125VＡ系及びＢ系蓄電池による
直流 125V 主母線盤２Ａ及び２Ｂ受電

・可搬型代替注水大型ポンプ手順

・Ｄ／Ｇ ２Ｃ，２Ｄ及びＨＰＣ
Ｓ Ｄ／Ｇ海水系への代替送水

・ＨＰＣＳ Ｄ／ＧによるＭ／Ｃ
２Ｃ又は２Ｄ受電・ＨＰＣＳ Ｄ／ＧによるＭ／Ｃ
２Ｃ又は２Ｄ受電

・Ｐ／Ｃ ２Ｃ及び２Ｄ受電準備
・Ｐ／Ｃ ２Ｃ及び２Ｄ受電・Ｐ／Ｃ ２Ｃ及び２Ｄ受電準備
及び受電確認・可搬型代替低圧電源車の取扱い
・給電ケーブルの取扱い
・ＨＰＣＳ Ｄ／ＧによるＭ／Ｃ
２Ｃ又は２Ｄ受電準備
・ＨＰＣＳ Ｄ／Ｇの起動
・ＨＰＣＳ Ｄ／ＧによるＭ／Ｃ
２Ｃ又は２Ｄ受電・ＨＰＣＳ Ｄ／ＧによるＭ／Ｃ
２Ｃ又は２Ｄへの受電準備及び受電確認
・Ｄ／Ｇ ２Ｃ，２Ｄ及びＨＰＣ
Ｓ Ｄ／Ｇ海水系への代替送水
準備・可搬型代替注水大型ポンプの取扱い（送水作業）・ホース取扱い（運搬，敷設，接続）

主な活動内容・可搬型代替交流電源設備による
Ｐ／Ｃ ２Ｃ及び２Ｄ受電・可搬型代替交流電源設備による
Ｐ／Ｃ ２Ｃ及び２Ｄ受電・可搬型代替低圧電源車起動手順

手順書項目

第 1.0.9－4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（28／35）

2名

2名

8名

2名

2名

2名

6名

2名

2名

必要
人数

1.0.9-53

111

1.14.2.2(2)常設直流電源喪失時の遮断器用制御電源の復旧（続き）

1.14.2.2(2)常設直流電源喪失時の遮断器用制御電源の復旧

1.14.2.2(1)ｂ．
可搬型代替直流電源
設備による非常用所
内電気設備への給電

手順

・非常時運転手順書（事象ベース）

・重大事故等対策要領

当直

重大事故等対応要員（電源確保対応）

・非常時運転手順書（事象ベース）

・重大事故等対策要領

重大事故等対応要員（電源確保対応）

当直・非常時運転手順書（事象ベース）

社内規定（手順等）

当直

対象者

頻度※１

1 回／年

1 回／年

－

1 回／年

1 回／年

※1 「－」は，シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2 教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

1.14
電源の確保に関する
手順等（続き）

技術的能力審査基準

・常設代替高圧電源装置起動手順
・可搬型代替低圧電源車起動手順

・常設代替交流電源設備起動・常設代替交流電源設備による緊
急用Ｍ／Ｃ受電
・常設代替交流電源設備による緊
急用Ｍ／ＣからＭ／Ｃ ２Ｃ又は２Ｄ受電・可搬型代替交流電源設備による
Ｐ／Ｃ ２Ｃ及び２Ｄ受電
・常設代替交流電源設備による緊
急用Ｍ／ＣからＭ／Ｃ ２Ｃ又は２Ｄ受電・可搬型代替交流電源設備による
Ｐ／Ｃ ２Ｃ及び２Ｄ受電・可搬型代替直流電源設備による直流 125V 主母線盤２Ａ及び２Ｂ受電
・可搬型代替低圧電源車起動手順

手順書項目

主な活動内容・非常用Ｍ／Ｃ受電準備及び受電
確認・Ｐ／Ｃ ２Ｃ及び２Ｄ受電準備
・Ｐ／Ｃ ２Ｃ及び２Ｄ受電・直流 125V 主母線盤２Ａ及び２Ｂ
受電準備及び受電確認
・常設代替高圧電源装置の現場操
作・可搬型代替低圧電源車の取扱い
・給電ケーブルの取扱い

・可搬型代替直流電源設備による直流 125V 主母線盤２Ａ及び２Ｂ受電準備及び受電確認
・可搬型代替低圧電源車の取扱い
・可搬型整流器の取扱い
・給電ケーブルの取扱い
・常設代替高圧電源装置の起動
・緊急用Ｍ／Ｃ受電・非常用Ｍ／Ｃ受電・Ｐ／Ｃ ２Ｃ及び２Ｄ受電準備
・Ｐ／Ｃ ２Ｃ及び２Ｄ受電

第 1.0.9－4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（29／35）

6名

2名

2名

6名

2名

必要
人数

1.0.9-54

112

1.14.2.3(2)ａ．
常設代替直流電源設
備による代替所内電気設備への給電

1.14.2.3(1)ｂ．
可搬型代替交流電源
設備による代替所内
電気設備への給電

1.14.2.3(1)ａ．
常設代替交流電源設
備による代替所内電気設備への給電

手順

1 回／年
－

・重大事故等対策要領
・非常時運転手順書（事象ベース）

重大事故等対応要員（電源確保対応）
当直

1 回／年
－

1 回／年

・非常時運転手順書（事象ベース）

・重大事故等対策要領
・非常時運転手順書（事象ベース）
・非常時運転手順書（事
象ベース）

当直

重大事故等対応要員（電源確保対応）
当直

当直

1 回／年

1 回／年

・非常時運転手順書（事
象ベース）

当直

－

頻度※１

・非常時運転手順書（事象ベース）

社内規定（手順等）

当直

対象者※1 「－」は，シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2 教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

1.14
電源の確保に関する
手順等（続き）

技術的能力審査基準

・緊急用直流 125V 主母線盤による直流 125V 主母線盤２Ａ及び２
Ｂ受電

・常設代替直流電源設備による緊
急用直流 125V 主母線盤受電・可搬型代替交流電源設備による
緊急用Ｐ／Ｃ，ＭＣＣ受電・可搬型代替交流電源設備による
緊急用Ｐ／Ｃ，ＭＣＣ受電・緊急用直流 125V 主母線盤による直流 125V 主母線盤２Ａ及び２Ｂ受電
・可搬型代替低圧電源車起動手順

・常設代替高圧電源装置の起動
・緊急用Ｍ／Ｃ，Ｐ／Ｃ，ＭＣＣ
受電

・常設代替交流電源設備起動・常設代替交流電源設備による緊
急用Ｍ／Ｃ受電
・常設代替交流電源設備による緊
急用Ｍ／Ｃ，Ｐ／Ｃ，ＭＣＣ受
電・緊急用直流 125V 主母線盤による直流 125V 主母線盤２Ａ及び２
Ｂ受電
・緊急用直流 125V 主母線盤による直流 125V 主母線盤２Ａ及び２
Ｂ受電
・常設代替高圧電源装置起動手順
・緊急用直流 125V 主母線盤による直流 125V 主母線盤２Ａ及び２Ｂ受電及び受電確認
・常設代替高圧電源装置の現場操
作・可搬型代替交流電源設備による
緊急用Ｐ／Ｃ，ＭＣＣ受電・可搬型代替交流電源設備による
緊急用Ｐ／Ｃ，ＭＣＣ受電確認
・緊急用直流 125V 主母線盤による直流 125V 主母線盤２Ａ及び２Ｂ受電及び受電確認
・可搬型代替低圧電源車の取扱い
・給電ケーブルの取扱い
・常設代替直流電源設備による緊
急用直流 125V 主母線盤受電確
認・緊急用直流 125V 主母線盤による直流 125V 主母線盤２Ａ及び２Ｂ受電及び受電確認

主な活動内容手順書項目

第 1.0.9－4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（30／35）

2名

2名

6名

2名

2名

6名

2名

2名

必要
人数

1.0.9-55

113

1.14.2.3(2)ｂ．
可搬型代替直流電源
設備による代替所内
電気設備への給電

手順

・非常時運転手順書（事象ベース）

・重大事故等対策要領

重大事故等対応要員（電源確保対応）

社内規定（手順等）

当直

対象者

1 回／年

1 回／年

頻度※１

1.14.2.4(1)
重大事故等対応要員
可搬型設備用軽油タ（アクセスルート・重大事故等対策要領
1 回／年
ンクからタンクロー
確保対応）
リへの補給
1.14.2.4(2)
重大事故等対応要員
タンクローリから各（アクセスルート・重大事故等対策要領
1 回／年
機器への給油確保対応）
1.14.2.4(3)
重大事故等対応要員
燃料補給設備による
・重大事故等対策要領
1 回／年（アクセスルート
常設代替高圧電源装
確保対応）
置への給油
1.15
1.15.2.1(1)
当直・重大事故等対策要領－
事故時の計装に関す 計器故障時の手順
る手順等
1.15.2.1(2)
計器の計測範囲（把握
当直・重大事故等対策要領－
能力）を超えた場合の手順
1.15.2.2(1)ｄ．
計測に必要な電源が重大事故等対応要員
喪失した場合の可搬・重大事故等対策要領
1 回／年（電源確保対応）型計測器によるパラメータ計測又は監視
1.15.2.3
重大事故等時のパラ 重大事故等対応要員
・重大事故等対策要領
1 回／年
メータを記録する手（電源確保対応）順※1 「－」は，シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2 教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

1.14
電源の確保に関する
手順等（続き）

技術的能力審査基準

・タンクローリの取扱い（補給作業）

・タンクローリからの給油手順

・他チャンネルによる計測
・代替パラメータによる推定
・代替パラメータによる推定

・計器故障時の手順

・可搬型計測器の取扱い

・メディア（記録媒体）への保存
・可搬型計測器での計測値の記録
用紙への記録・可搬型計測器による測定手順

・メディアへの保存手順

・計器の計測範囲を超えた場合の手順

・燃料補給設備確認

・燃料補給設備の確認手順

・タンクローリへの補給手順

・可搬型代替低圧電源車起動手順

・可搬型代替直流電源設備による
緊急用直流 125V 主母線盤受電及び受電確認・緊急用直流 125V 主母線盤による直流 125V 主母線盤２Ａ及び２Ｂ受電及び受電確認
・可搬型代替低圧電源車の取扱い
・可搬型整流器の取扱い
・給電ケーブルの取扱い
・タンクローリの取扱い（軽油積
み込み作業）

主な活動内容・可搬型代替直流電源設備による
緊急用直流 125V 主母線盤受電・緊急用直流 125V 主母線盤による直流 125V 主母線盤２Ａ及び２
Ｂ受電

手順書項目

第 1.0.9－4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（31／35）

2名

2名

1名

1名

2名

2名

2名

6名

2名

必要
人数

1.0.9-56

114

手順

対象者

社内規定（手順等）

頻度※１

1.16
原子炉制御室の居住性等に関する手順等

1.16.2.1(1)ａ．
中央制御室換気系，非常用ガス処理系及び当直・非常時運転手順書Ⅲ－
非常用ガス再循環系の運転手順等（交流動
力電源が正常な場合）
1.16.2.1(1)ｂ．
中央制御室換気系，非常用ガス処理系及び非常用ガス再循環系
当直・非常時運転手順書Ⅲ
－の運転手順等（全交流
動力電源が喪失した
場合）
1.16.2.1(2)中央制御室の酸素及当直・非常時運転手順書Ⅲ－
び二酸化炭素の濃度
測定と濃度管理手順
1.16.2.1(3)中央制御室の照明を当直
・非常時運転手順書Ⅲ－確保する手順1.16.2.1(4)中央制御室待避室の
当直
・非常時運転手順書Ⅲ－
照明を確保する手順
1.16.2.1(5)
データ表示装置（待避当直・非常時運転手順書Ⅲ－室）によるプラントパ
ラメータの監視手順
1.16.2.1(6)中央制御室待避室の
当直
・非常時運転手順書Ⅲ
1 回／年
準備手順
※1 「－」は，シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2 教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

技術的能力審査基準

1名

1名

・中央制御室換気系，非常用ガス処理系及び非常用ガス再循環系の起動及び動作状況確認
・通常建屋換気系の隔離状態確認

・中央制御室の酸素及び二酸化炭
素測定
・中央制御室換気系外気取入れ運
転・中央制御室への可搬型照明設置

・中央制御室退避室への可搬型照
明設置
・中央制御室退避室へのデータ表
示装置（退避室）設置

・中央制御室退避室の正圧化・中央制御室換気系起動（閉回路
循環運転）
・非常用ガス処理系及び非常用ガス再循環系起動・中央制御室酸素及び二酸化炭素
測定手順
・中央制御室換気系起動（外気取入れ運転）・中央制御室用可搬型照明設置手順・中央制御室退避室用可搬型照明
設置手順・データ表示装置（退避室）設置
手順

・中央制御室退避室正圧化

1名

1名

2名

2名

2名

・中央制御室換気系，非常用ガス処理系及び非常用ガス再循環系の起動及び動作状況確認
・通常建屋換気系の隔離状態確認

・中央制御室換気系起動（閉回路
循環運転）
・非常用ガス処理系及び非常用ガス再循環系起動

必要人数

主な活動内容手順書項目

第 1.0.9－4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（32／35）

1.0.9-57

115

手順

対象者

社内規定（手順等）

頻度※１

1.16.2.1(7)中央制御室待避室の
当直
・非常時運転手順書Ⅲ－
酸素及び二酸化炭素の濃度測定と濃度管
理手順
1.16.2.1(8)
衛星電話設備（可搬当直・非常時運転手順書Ⅲ－型）（待避室）による通信連絡手順1.16.2.1(9)その他の放射線防護
当直・非常時運転手順書Ⅲ－措置等に関する手順
等
1.16.2.3
重大事故等対応要員
チェンジングエリア
・重大事故等対策要領
1 回／年（放射線測定対応）の設置及び運用手順
1.17
1.17.2.1(2)
監視測定等に関する 可 搬 型 モ ニ タ リ ン
重大事故等対応要員
手順等
グ・ポストによる放射・重大事故等対策要領
1 回／年（放射線測定対応）
線量の測定及び代替測定
1.17.2.1(3)
放射能観測車による 重大事故等対応要員
・重大事故等対策要領
1 回／年
放射性物質の濃度の （放射線測定対応）
測定
1.17.2.1(4)可搬型放射能測定装 重大事故等対応要員
・重大事故等対策要領
1 回／年
置による放射性物質 （放射線測定対応）の濃度の代替測定
1.17.2.1(5)ａ．～ｃ．
可搬型放射能測定装重大事故等対応要員置等による放射性物
・重大事故等対策要領
1 回／年（放射線測定対応）
質の濃度及び放射線量の測定※1 「－」は，シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2 教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

1.16
原子炉制御室の居住性等に関する手順等（続き）

技術的能力審査基準
・中央制御室の酸素及び二酸化炭
素測定
・中央制御室退避室の酸素及び二酸化炭素濃度管理

主な活動内容・可搬型モニタリング・ポストの取扱い

・放射能観測車の取扱い

・可搬型放射能測定装置の取扱い

・可搬型放射能測定装置の取扱い

・放射能観測車取扱手順

・可搬型放射能測定装置取扱手順

・可搬型放射能測定装置取扱手順

・チェンジングエリア設営

・チェンジングエリア設営手順

・可搬型モニタリング・ポスト設
置手順

・全面マスクの着用

・放射線防護具着用手順

・衛星電話設備（可搬型）（退避室） ・中央制御室退避室への衛星電話
設置手順
設備（可搬型）（退避室）の設置

・中央制御室退避室酸素及び二酸
化炭素測定手順・中央制御室退避室酸素及び二酸
化炭素濃度管理手順

手順書項目

第 1.0.9－4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（33／35）

2名

2名

2名

2名

2名

－

1名

1名

必要
人数

1.0.9-58

116

手順

対象者

社内規定（手順等）

頻度※１

1.17.2.1(5)ｄ．
可搬型放射能測定装置等による放射性物 重大事故等対応要員
・重大事故等対策要領
1 回／年
質の濃度及び放射線 （放射線測定対応）
量の測定のうち海上
モニタリング
1.17.2.1(6)モニタリング・ポスト 重大事故等対応要員
・重大事故等対策要領
1 回／年のバックグラウンド（電源確保対応）低減
1.17.2.1(7)可 搬 型 モ ニ タ リ ン 重大事故等対応要員
・重大事故等対策要領
1 回／年
グ・ポストのバックグ （放射線測定対応）
ラウンド低減対策
1.17.2.1(8)放射性物質の濃度の 重大事故等対応要員
・重大事故等対策要領
1 回／年
測定時のバックグラ （放射線測定対応）
ウンド低減対策
1.17.2.2(2)
可搬型気象観測設備 重大事故等対応要員
・重大事故等対策要領
1 回／年
による気象観測項目 （放射線測定対応）
の代替測定
1.18
1.18.2.1(1)ａ．
緊急時対策所の居住 緊急時対策所非常用
庶務班 班員・重大事故等対策要領
1 回／年
性等に関する手順等
換気空調設備運転手
順
1.18.2.1(1)ｂ．
緊急時対策所加圧設庶務班 班員・重大事故等対策要領
1 回／年
備による空気供給準
備手順
1.18.2.1(1)ｃ．
緊急時対策所内の酸庶務班 班員・重大事故等対策要領
1 回／年
素濃度及び二酸化炭
素濃度の測定手順※1 「－」は，シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2 教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

1.17
監視測定等に関する
手順等（続き）

技術的能力審査基準

・緊急時対策所非常用換気設備起動・ボンベ出口圧力確認
・警報バイパス・酸素濃度及び二酸化炭素濃度の測定

・緊急時対策所加圧設備準備手順

・酸素濃度及び二酸化炭素濃度測
定手順

・可搬型放射能測定装置遮蔽・可搬型放射能測定装置遮蔽手順

・緊急時対策所非常用換気設備起動手順

・可搬型モニタリング・ポスト養生シート交換・可搬型モニタリング・ポスト養生シート交換手順

・可搬型気象観測装置設置

・モニタリング・ポストの検出器
保護用カバー交換

・モニタリング・ポスト検出器保護用カバー交換手順

・可搬型気象観測装置取扱手順

・小型船舶の取扱い
・可搬型放射能測定装置の取扱い

主な活動内容・小型船舶取扱手順
・可搬型放射能測定装置取扱手順

手順書項目

第 1.0.9－4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（34／35）

1名

2名

1名

2名

2名

2名

2名

4名

必要
人数

1.0.9-59

117

手順

対象者

社内規定（手順等）

頻度※１
手順書項目

1.18.2.1(2)ａ．
・緊急時対策所エリアモニタ設置
緊急時対策所エリア
放射線管理班 班員
・重大事故等対策要領
1 回／年
手順
モニタ設置手順
1.18.2.1(3)ａ．
・緊急時対策所加圧設備切替準備
放射線管理班 班員
緊急時対策所加圧設・重大事故等対策要領
1 回／年
手順
庶務班 班員備への切替準備手順
1.18.2.1(3)ｂ．
・緊急時対策所加圧操作手順
緊急時対策所加圧設庶務班 班員・重大事故等対策要領
1 回／年備への切替手順
1.18.2.1(3)ｃ．
・酸素濃度及び二酸化炭素濃度測
緊急時対策所加圧設
定手順
備運転中の酸素濃度
庶務班 班員・重大事故等対策要領
1 回／年
及び二酸化炭素濃度の測定手順
1.18.2.1(3)ｄ．
・緊急時対策所加圧停止操作手順
緊急時対策所加圧設庶務班 班員・重大事故等対策要領
1 回／年
備の停止手順1.18.2.2(1)・ＳＰＤＳ操作手順
ＳＰＤＳによるプラ
情報班 班員・重大事故等対策要領
1 回／年
ントパラメータ等の監視手順
1.18.2.3(2)ｂ．
・チェンジングエリア設置手順
チェンジングエリア
放射線管理班 班員
・重大事故等対策要領
1 回／年の設置及び運用手順
1.18.2.4
・緊急時対策所用発電機（予備）
緊急時対策所用発電
庶務班 班員・重大事故等対策要領
1 回／年への切替手順機（予備）起動手順※1 「－」は，シミュレータ訓練と合せて実施する項目を示す。
※2 教育訓練に使用する手順書及び頻度等は，今後の検討等により変更となる可能性があります。

1.18
緊急時対策所の居住性等に関する手順等（続き）

技術的能力審査基準

主な活動内容・緊急時対策所用発電機（予備）起動・チェンジングエリアの設置

・ＳＰＤＳデータ表示装置監視・緊急時対策所加圧停止操作

・酸素濃度及び二酸化炭素濃度の測定・可搬型モニタリング・ポストの監視強化
・加圧設備の操作要員配置
・緊急時対策所加圧操作

・緊急時対策所エリアモニタ設置

第 1.0.9－4 表 重大事故等対策に係る教育訓練（技術的能力と教育訓練の関係）（35／35）

2名

2名

1名

2名

1名

1名

各
1名

1名

必要
人数

1.0.9-60

118

1回／年以上1回／年以上発電所総合訓練

1 回／年

頻度

要素訓練

教育・訓練の計
画

項目

・重大事故等対策に関する知識向上のための教
育・訓練等

教育・訓練の内容

・想定した原子力災害への対応，各機能や組織間の連携等，組織があらかじめ定められた機能を発揮できることを総合的に確認する訓練を年1回以上実施し，評価することにより，災害対策要員の実効性等を確認する。

・災害対策要員の実効性等を総合的に確認。

・各要員に対し必要な教育及び訓練項目を年1回以上実施し，評価することにより，力量が維持されていることを確認する。
・各要員が力量の維持及び向上を図るためには，各要員の役割に応じた教育及び訓練を受ける必要がある。各要員の役・給水活動及び電源復旧活動等の各項目の教育・割に応じた教育及び訓練を年1回以上，毎年繰り返すことに訓練
より，各手順を習熟し，力量の維持及び向上を図る。
・各要員の力量評価の結果に基づき教育及び訓練の有効性評
価を行い，年1回の実施頻度では力量の維持が困難と判断される教育又は訓練については，年2回以上の実施頻度に見直す。

・原子炉施設保安規定に基づく手順書で計画の策定方針を規定する。

第 1.0.9－5 表 教育及び訓練計画の頻度の考え方について教育・訓練の方針

1.0.9-61

119○事故状況の把握○対応判断○適確な指揮○各班との連携○所掌内容の理解○対策本部との情報共
有○各班との連携○確実なプラント状況把握○運転操作○事故対応手順の理解○個別手順の理解○資機材の取扱い○配置場所の把握○事故状況の把握○各班との情報共有○個別手順の理解○資機材の取扱い○発電所における災害対策活動の実施○発電所における災害対策活動の実施（統括／班長指示による）○関係箇所への情報提供○各班要員の活動状況把握○事故状況の把握○事故拡大防止に必要な運転上の措置○除熱機能等確保に伴う措置○復旧対策の実施
・資機材の移動，電源車による給電，原子炉への注水，使用済燃料プールへの注水等○消火活動○事故拡大防止対策の検討○資材の調達及び輸送○放射線・放射能の状況把握○社外関係機関への通報・連絡

災害対策要員・本部長，本部長代理，本部員

災害対策要員・上記以外の要員

当直

実施組織

支援組織

要員

○アクシデントマネジメント教育
○防災教育
○総合訓練
○各班機能に応じた要素訓練○アクシデントマネジメント教育
○防災教育
○総合訓練
○各班機能に応じた要素訓練○アクシデントマネジメント教育
○防災教育
○総合訓練
○シミュレータ訓練○アクシデントマネジメント教育
○防災教育
○総合訓練

第 1.0.9－6 表 重大事故等に係る発電所要員の力量管理について
必要な作業
必要な力量
主要な教育・訓練○防災教育の実施状況，要素訓
練の結果から効果（力量）の確認を行う。

○必要な活動ができることを各
班機能に応じた要素訓練の結果，総合訓練の結果，防災教育の実施状況から効果（力量）の確認を行う。

○事故を収束できること，適切に操作を実施できることをシミ
ュレータ訓練の結果，防災教育等の実施状況から効果（力量）の確認を行う。

○防災教育の実施状況，総合訓練の結果から効果（力量）の確認を行う。

主要な効果（力量）の確認方法

1.0.9-62

120

保修室員

当直

入社１年目
原子力技術系社
員（全員）対象者

・各設備の定期的な保守点検工事あるいは修繕工事等において，当社立会のホールドポイントを定めて，設備毎の担当者が分解 保守管理業務要項
点検等の現場に立会い，設備の健全性確認を行うとともに，作 力量設定管理要項
業の安全管理等を実施。
・保修部門配属後，研修施設において，基本的な設備（制御弁，ポンプ，モータ，手動弁，遮断器，検出器，伝送器，制御器等）の分解点検や組み立て及び点検調整等の実習トレーニングを
力量設定管理要項
行い，現場技能を習得している。
・ＯＪＴを主体に専門知識の習得を図ることで，技術に堪能な人
材を早期に育成している。

保守管理

工事管理
（調達管理）

教育訓練

保守管理業務要項

運転管理業務要項

・設備ごとに担当者を定め，プラント運転中の定期的な巡視，及びプラント起動停止時や試運転時に立会い，異常有無等の状態を確認。
・設備不具合時等に設備の状況を把握し，原因の特定及び復旧方針を策定。

・プラント起動又は停止時の運転操作及び機器の状態確認
・非常用炉心冷却設備等の定期的な起動試験に係る運転操作
及び機器の状態確認。

運転管理業務要項

・巡視点検を1回以上／直で実施。
・必要により簡易な保守を実施。

巡視点検

運転操作

力量設定管理要項

・入社後、原子力発電所の仕組みや放射線の基礎等の知識を学んだ後、発電所の運転業務（直業務）の研修を受け、系統設備の概略や現場パトロール（機器配置）を習熟する。

現場実習

主な活動

第 1.0.9－7 表 プラント設備への習熟のための保守点検活動
保守点検活動の内容（例）
社内規程

補足 1
要員の力量評価及び教育訓練の有効性評価について

1.

要員の力量評価（表 1，表 2，表 3 参照）
各要員の評価は，社内規程にて力量基準を設定し，力量評価を行うこととする。

力量評価の方法は，訓練毎に設定した判定基準を満たした訓練を有効なものとし，その訓練における各要員の対応状況を評価する。評価は，当該訓練で既に力量を有している者を評価者として配置し，評価者が評価対象の要員の対応状況を確認し，表3に示す力量水準に照らして力量レベルを判定していくこととする。
2.

教育訓練の有効性評価
教育訓練の有効性は，要素訓練毎に必要人数を満たしているか否かを確認する
ことで評価を行うこととする。有効性の評価方法は，各要員の力量評価を訓練毎に集約し，必要な力量を有した要員を確保できているか確認することにより行い，その結果，必要な力量を有した要員が確保できていない場合には，教育訓練の実
施頻度，内容等を見直すこととする。

1.0.9-63121

1.0.9-64

122

表1

要素訓練評価の例

表2

表3

評価水準の例

訓練担当と力量水準の例

補足 2
社外評価に対するフィードバックについて

原子力安全に対する発電所における種々の訓練及び活動の有効性を評価する第三者機関として，ＷＡＮＯ（世界原子力発電事業者協会）及びＪＡＮＳＩ（原子力安全推進協会）がある。
ＷＡＮＯは，種々の訓練及び活動について，世界中の原子力発電所の経験を踏まえ，各分野の世界最高水準（エクセレント）の振る舞いを事業者に提供している。
各発電所は４年毎にピアレビューを受け，種々の訓練及び活動と世界最高水準との差（ギャップ）をＡＦＩ（Area For Improvement；改善提言）として受け，計画的に改善活動を行う。
東海第二発電所では，2014 年 2 月 19 日～2014 年 3 月 5 日に，ＷＡＮＯピアレビュ ー を 受 け た 。 こ の 時 に 受 け た Ａ Ｆ Ｉ に つ い て ， Ｗ Ａ Ｎ Ｏ Performance
Improvement Guideline 等を参考に改善を進め，その後，当社が公表している自主的かつ継続的安全性向上の取組みと合わせて計画的に改善に取組んでいる。2016
年 6 月 13 日～2016 年 6 月 17 日には，ＷＡＮＯフォローアップピアレビューを受け，当社の改善の方向性及び進捗状況について確認を受けた。
一方，ＪＡＮＳＩについても，ＷＡＮＯと同様の考え方で１０分野（運転，保修，放射線防護，火災防護，緊急時対応，組織・管理体制等）について，定期的な発電所のピアレビューを行っており，ＡＦＩを提示することで，各発電所の種々の訓練
及び活動の改善を促している。
東海第二発電所では，これまでにＪＡＮＳＩピアレビューは受けていないが，他発電所と同様に，再稼働前及び再稼働以降も定期的にＷＡＮＯ及びＪＡＮＳＩのピ
アレビューを受けることで，継続的に種々の訓練及び活動の改善を行っていく。
1.0.9-65

123

124

添付資料 1.0.11

東海第二発電所
重大事故等発生時の発電用原子炉主任技術者の役割について

125

＜目

次＞

１．発電用原子炉主任技術者の選任

1.0.11-1

２．発電用原子炉主任技術者の職務等

1.0.11-1

３．重大事故等対策における発電用原子炉主任技術者の役割

1.0.11-2

126１．発電用原子炉主任技術者の選任(1) 社長は，発電用原子炉主任技術者及び代行者を，発電用原子炉主任技術者免状を有する者であって，以下のa.からd.のいずれかの業務に通算して３年以上従事した経験を有する者の中から選任する。
a. 原子炉施設の工事又は保守管理に関する業務
b. 原子炉の運転に関する業務
c. 原子炉施設の設計に係る安全性の解析及び評価に関する業務
d. 原子炉に使用する燃料体の設計又は管理に関する業務(2) 発電用原子炉主任技術者は，原子炉毎に選任する。
(3) 発電用原子炉主任技術者は，管理職（能力等級特３級以上又は役割ラン
ク３号以上）に格付けされた者から選任する。
(4) 代行者は，管理職（能力等級特４級以上又は役割ランク４号以上）に格付けされた者から選任する。
(5) 発電用原子炉主任技術者は，本店発電管理室に所属し，発電所に駐在して，発電用原子炉主任技術者の職務を専任する。
(6) 発電用原子炉主任技術者が職務を遂行できない場合は，代行者と交代する。ただし，職務を遂行できない期間が長期にわたる場合は，(1)項から(3)項に基づき，発電用原子炉主任技術者を選任し直す。
(7) これらの体制を整備していても，万一，発電用原子炉主任技術者及び代行者が不在となった場合は，原子炉主任技術者の資格を有している者を常に把握していることから，速やかに発電用原子炉主任技術者を選任し，選任後30日以内に原子力規制委員会へ届け出る。

２．発電用原子炉主任技術者の職務等(1) 発電用原子炉主任技術者は，原子炉施設の運転に関し保安の監督を誠実
1.0.11-1

127

に行うことを任務とし，次の職務を遂行する。
a. 原子炉施設の運転に関し保安上必要な場合は，運転に従事する者（所長を含む。）へ助言する。
b. 保安規定に定める事項を，所長の承認に先立ち確認する。
c. 保安規定に定める各職位からの報告内容等を確認する。
d. 保安規定に定める記録の内容を確認する。
e. 保安規定に定める報告（第１２１条第１項）を受け事態を確認し，その確認した正確な情報を自らの責任において社長に直接報告する。
f. 保安の監督状況を定期的及び必要に応じて社長に直接報告する。
g. 原子炉施設保安委員会及び原子炉施設保安運営委員会に必ず出席する。
h. その他，原子炉施設の運転に関する保安の監督に必要な職務を行う。
(2) 原子炉施設の運転に従事する者（所長を含む。）は，発電用原子炉主任
技術者がその保安のためにする助言に従う。
(3) 発電用原子炉主任技術者は，自らの原子炉施設の保安活動を効果的に実施するため，所内会議（原子炉施設保安運営委員会，発電所上層部によるミーティング等）への参加，現場パトロールを通じて，発電所の情報収集を行う。また，電気主任技術者及びボイラー・タービン主任技術者と相互の職務について情報を共有し，意思疎通を図る。

３．重大事故等対策における発電用原子炉主任技術者の役割(1) 発電用原子炉主任技術者は，平常時のみでなく，重大事故等が発生した
場合においても，原子炉施設の運転に関し保安の監督を誠実，かつ，最優先に行うことを任務とする。
a. 重大事故等が発生した場合の災害対策本部において，発電用原子炉主1.0.11-2

128

任技術者の職務に支障をきたすことがないよう，独立性を確保して配置する。
b. 発電用原子炉主任技術者は，重大事故等が発生した場合において，原
子炉施設の運転に関し保安上必要な場合は，運転に従事する者（所長を含む。）へ助言し，災害対策本部の本部長（所長）は，その助言等を踏
まえ方針を決定する。
（a） 発電用原子炉主任技術者は，災害対策本部等から得られた情報に基づき重大事故等の拡大防止又は事象緩和に関し，保安上必要な場合
は，運転に従事する者（所長を含む。）へ助言する。
（b） 発電用原子炉主任技術者は，保安上必要な場合の助言を行うに当って，災害対策本部の要員及び本店対策本部の要員等から意見を求めることができる。
(2) 発電用原子炉主任技術者は，重大事故等対策に係る手順書の整備（制定・改正）に当たって，保安上必要な事項について確認を行う。
a. 発電用原子炉主任技術者が，重大事故等対策に係る手順書の整備（制定・改正）における保安上必要な事項等について確認を行っている。このため，運転員及び災害対策本部の実施組織の要員等が手順書どおりに
重大事故等対策の対応を行う場合には，発電用原子炉主任技術者からの助言等を受けることなく対応可能である。
(3) 発電用原子炉主任技術者は，夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）に
重大事故等が発生した場合，発生連絡を受けた後，災害対策本部に参集し，原子炉施設の運転に関する保安の監督を誠実に行う。
a. 発電用原子炉主任技術者が，夜間及び休日（平日の勤務時間帯以外）において，重大事故等の発生連絡を受けた後，発電所に非常招集できる体制，運用を整備する。
1.0.11-3

129

(a) 重大事故等の発生連絡を受けた後，速やかに災害対策本部に駆けつけられるよう，早期に非常召集が可能なエリア（東海村又は隣接市町村）に発電用原子炉主任技術者又は代行者を配置する。
b. 発電用原子炉主任技術者は，参集途上であっても通信連絡設備（衛星電話設備（携帯型）等）を携行することにより，災害対策本部からプラントの状況，対策の状況等の情報連絡が受けられるとともに自ら確認することができる。
なお，通信連絡設備（衛星電話設備（携帯型）等の整備は，技術の進
歩に応じて，都度改善を行う。
c. 発電用原子炉主任技術者は，重大事故等対策に係る手順書の整備（制定・改正）における保安上必要な事項等について予め確認していることから，定められた手順書と異なった対応が必要となった場合であっても，必要の都度，プラントの状況等を把握し，原子炉施設の運転に関し保安上必要な助言等を行うことができる。

1.0.11-4130添付資料 1.0.12

東海第二発電所
福島第一原子力発電所の事故教訓を踏まえた対応について

131

目

次

1.

はじめに

2.

東京電力福島第一原子力発電所における事故対応の

3.

1.0.12-1

運用面の問題点及び対策

1.0.12-1

その他の取り組み

1.0.12-7132

1. はじめに
東日本大震災における福島第一原子力発電所事故については，全交流電源の喪失，常設直流原電の喪失とともに安全系の機器又は計測制御機器の多重故障
等のこれまでに経験したことがない事象が発生した。過酷環境において原子炉を冷却するために種々の対応が行われ，この対応において得られた様々な知見や国内外の各機関が指摘した問題点及び教訓が，東京電力をはじめ，国内外の各機関によって整理・指摘され，対策が提言されている。
これらの指摘及び提言は，重大事故等対処設備の整備強化等の設備面の対策だけでなく，重大事故等対処設備の活用のための手順書の整備，教育・訓練の充実及び運転操作を補助する資機材の充実についても挙げられている。
上記内容とは別に，東海第二発電所（以下「東二」という）については，東日本大震災時において原子炉を安全に停止したが，その対応の中からも様々な知見及び教訓が得られており，今後の対策計画に反映すべき事項がある。
本項では，これらの指摘及び提言を踏まえ，重大事故等対処設備の活用に関する運用面の課題を整理し，東二での対策及び取組について述べる。今後も，福島第一原子力発電所事故により得られる新たな知見や対策が得られ次第，適宜，対策実施可否について検討し，対応必要な課題については対策を講じていく。

2．東京電力福島第一原子力発電所における事故対応の運用面の問題点及び対策(1)課題の抽出要領
重大事故等対処設備の運用面の課題の抽出に当たっては，以下の報告書に記載された指摘又は提言から，東二において対応すべき対策を抽出した。

1.0.12-1

133

第 1.0.12-1 表

重大事故等対処設備の運用面の課題を抽出した報告書

報告書名称
1

2

3

4

5

東京電力株式会社福島第一原子力発
電所事故調査委員会報告書
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

最終報告書

福島原発事故独立検証委員会

調査・検証報告書
福島原子力事故調査委員会

最終報

告書
福島第一原子力発電所における原子力事故から得た教訓

機関

報告年月

国会事故調

２０１２年６月

政府事故調

２０１２年７月

民間事故調

２０１２年２月

東京電力

２０１２年６月

ＩＮＰＯ（原子力発電運転協会）

２０１２年８月

上記の各報告書には、内容が同様あるいは類似の指摘及び提言があるため，抽出された指摘及び提言を分類化し，東二におけるこれまでの対応を踏まえて、対応すべき課題を選定した。
各報告書の指摘及び提言には，深層防護の考え方に基づく重大事故等対処設
備の多重化や多様化等の設備対応の強化が含まれているが，これらのハード対策は，他の説明資料にて対策方針が示されているため本資料には記載しない。
本資料では，他資料に記載していない運用面に関する課題を抽出した。
抽出した課題は「手順書の整備」「訓練の充実」「資機材の充実」に分類化することができ，その対策と合わせて以下に整理した。

(2)抽出された課題と対策抽出された課題と東二における対策について，「手順書の整備」「訓練の充実」「運転操作を補助する資機材の充実」の観点に整理した。その対策と合わせて以下に示す。

1.0.12-2

134

ａ．手順書の整備
第 1.0.12-2 表

手順書の整備に関する課題と対策

課題

対策

1 ・全電源喪失状態となった場合の ・全電源喪失時の手順を整備し，非常用復水器（ＩＣ）の操作や，重大事故等にも対応できる手順

その後の確認作業についてのマニを整備する。

ュアルがなかった。
このため，系統確認や運転操作に対し迅速に対応できていなかった。
2 ・事故時の運転手順書は，電源があ ・電源機能が喪失した場合でも，ることを前提としていた。

重要なパラメータについては確

このため，事故時の徴候ベース認できるよう可搬型の計測器をの手順書からシビアアクシデント

使用したパラメータの確認手順

手順書への移行も，電源があるこを整備する。

とを前提とした計器パラメータ管理であった。
故に，シビアアクシデント手順
書は，全電源喪失等の事態では機能できない実効性に欠いたものであった。

1.0.12-3

135

b．訓練の充実
第 1.0.12-3 表

訓練の充実に関する課題と対策

課題

対策

1 ・運転訓練センターにおける重大 ・運転訓練センター及び社内総合
事故等対応の運転員の教育・訓研修センターにおける運転員の練は，直流電源が確保され中央訓練においては，シミュレータ

制御室の制御盤が使える前提でを用いて全交流動力電源の喪あった。このため，常設直流電源

失，常設直流電源の喪失等でのが喪失した条件での重大事故等

重大事故等の状態を想定し，重は対象としていなかった。

大事故等対処設備を使用した訓練を実施することにより，実効

2 ・運転訓練センターにおける運転性のある訓練を行う。

員の教育訓練は重大事故等対応の内容を「説明できる」ことが目標の机上教育に留まっており，実効性のある訓練となっていなかった。
3 ・防災訓練を１年に１回の頻度で ・訓練参加者に対して，事前に訓練しか実施していなかった。

シナリオを伝えない訓練を実施

このため，防災訓練の経験者することにより，実効的な緊急の増加が僅かであり，チームと時対応能力の向上に努める。

しての対処能力の向上には至っ ・福島第一原子力発電所事故から得られた知見，その他の各種知ていなかった。

見を基にした新規制基準の適合申請において想定した事故シナ
リオ及び対処策を用いて，定期的な訓練を計画・実施する。
・高頻度に防災訓練及び要素訓練を行うことより，訓練経験者を拡大し，交替要員を含めたチー
ム全体の対処能力の向上を図る。

1.0.12-4136

【実施状況】a) 運転訓練センターにおける運転員の訓練実績（平成２４年４月～平成２９年８月）
・社内総合研修センター（シミュレータ）における運転班の訓練：６９回（累計の参加人数５４１名）
・社外施設（シミュレータ）における運転
操作員の訓練：５７回（累計の参加人数
９７名）（上記２つの訓練は，いずれも電源機能等喪失，重大事故等の発生を想定し，シミュレータを用いて対処操作を検討・評価する。
）
シミュレータを用いた運転操作訓練の状況（写真は社外施設での実施状況，電源喪失時を想定）
b) 発電所における訓練実績（平成２４年９月～平成２９年１月の累計）
・総合防災訓練：５回（災害対策本部を設置し訓練を実施，現場の実模擬操作と連動した訓練）
・災害対策本部対応訓練：１２回（平成２７年度下期から実施）
・個別訓練 ：８２０回（累計の参加人数４，３８２名）（可搬型代替注水大型ポンプの操作及びホース接続，消防車及び可搬式動力ポンプの操作，代替高圧電源装置及び移動式低圧電
源車の操作とケーブル敷設，ホイールローダ運転操作 他）

総合防災訓練の状況
移動式高圧電源車の訓練の状況（写真は発電所災害対策本部，災害対策 （写真は過酷環境を想定した服装による，電源ケーブルを接続作業）
本部対応訓練においても同様の状況）

可搬型代替注水大型ポンプの訓練の状況（写真はホースを接続するクランプ部の接続作業）
1.0.12-5137

c．運転操作を補助する資機材の充実
第 1.0.12-4 表

運転操作を補助する資機材の充実に関する課題と対策
課題

対策

1 ・電源喪失によって，中央制御室で ・電源喪失時により，中央制御室の計装設備の監視及び制御であの既存の計装設備への交流電る中央制御室の機能，発電所内の源が停止した場合にも，速やか

照明，ホットライン以外の通信手に直流電源を供給し，監視を継段を失った。

続及び制御が可能な構成とす

このため，有効なツールや手順書る。また，重大事故等対応に必がない中で，現場の運転員たちに要な新規に設置する計装設備

よる臨機の判断，対応に依拠せざは直流電源による給電とする。

るを得ず，手探りの状態での事故 ・電源喪失時でも，現場及び災害対応となった。

対策本部との通信機能を確保するため，無線連絡設備や衛星電話設備等による通信手段を確保する。
・電源喪失時でも，中央制御室で実効的な活動ができるように，
ヘッドライト，ランタン，ＬＥＤライト等の照明設備を配備する。
・発電所内の通信手段を確保するため，携行型有線通話装置，送受話器，無線連絡設備，衛星電話設備等を配備する。

1.0.12-6

138

3．その他の取り組み
2．項で述べた東京電力福島第一原子力発電所事故における事故対応の運用面の問題点及び対策のほかに，東日本大震災時における東二での対応から得られた知見及びこれまでの運転経験を踏まえて，重大事故等の発生時に適切な対処を講じるために，以下について取り組む。

(1)東日本大震災時における東二での対応から得られた知見と今後の取組み
東二は，東日本大震災の発生時（平成２３年３月１１日１４時４６分）には，定格熱出力一定運転中（第２５運転サイクル）であったが，地震による
蒸気タービンに係る警報（同日１４時４８分，タービン軸振動高）の発報によって原子炉自動スクラム（全制御棒全挿入）となった。
地震により全ての外部電源（275kV 系２回線，154kV 系１回線）が喪失したことにより，非常用ディーゼル発電機３台が自動起動した。その後の津波の来襲によって，非常用ディーゼル発電機２Ｃは海水ポンプの水没により使用不可となったが，被水対策を講じていた海水ポンプを用いて，非常用ディーゼル発電機２Ｄ及び高圧炉心冷却系非常用ディーゼル発電機より所内各設備への給電を継続した。
原子炉冷却は，主蒸気逃がし安全弁を間欠に手動で開操作しながら，原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心注入系を用いて，原子炉水位を維持しながら実施した。原子炉温度は順調に低下し，地震の約３日後に外部電源の一部が復旧（154 系１回線）した後は，残留熱除去系による原子炉冷却に切り替えて原子炉冷却を継続し，平成２３年３月１５日０時４０分に原子炉は冷温停止状態となった。
この期間の対応について関係者に聞き取りした結果を整理し，得られた知見と，今後，取組むべき事項を以下に整理した。
1.0.12-7

139

第 1.0.12-5-1 表

東二の対応から得られた知見と今後の取組み（中央制御室）得られた知見取組み（対策）1 ・常用電源の喪失によりＩＴＶが使 ・津波監視及び使用済燃料プー用できず，建屋内外の状況確認に時ル監視のためのＩＴＶ電源は間を要した。

非常用電源からの供給とする。

2 ・プラント状況に応じた迅速な運転 ・平時より，情報連絡要員を中央操作・対応を行うため，プラント状

制御室に待機させ，重大事故等

況の把握のための，災対本部と発電発生時には，初動対応時からプ長の間の連絡は極力短時間とすべ

ラントや中央制御室の状況をき。

災害対策本部に報告させることにより，必要な情報を迅速に共有する。

第 1.0.12-5-2 表

東二の対応から得られた知見と今後の取組み（現場操作･作業）得られた知見取組み（対策）1 ・電源関連のトラブルが発生した場 ・種々の不具合を想定して，災害
合には，ＭＣＲにおける監視や遠隔対策本部及び運転助成員に包操作が不可能となるため，屋外巡視

括的な要員を確保する。

や現場操作に多くの人数を配置する必要が生じる。
2 ・現場作業が複数進行すると連絡が ・現場から制御室に連絡する場
合には，連絡相手を名指しして交錯した。

連絡するとともに，３way コミュニケーションを徹底する（訓練を重ねて体得する）。

1.0.12-8140

3 ・地震直後に複数の箇所で溢水が発 ・手書きできるタグを非常時用生したため，隔離のため弁を閉としに準備しておく。

たが，弁開閉状態を現場掲示するタ
グが不足し，一部の弁については開閉状態の現場管理ができなかった。
（運転操作が落ち着いた後に，操作者への聞き取りにより弁隔離状況を整理した）
・タグ管理を行うシステムが停電し使用できなかった。

第 1.0.12-5-3 表

東二の対応から得られた知見と今後の取組み（訓練強化等）得られた知見取組み（対策）1 ・地震時対応訓練，火災対応訓練を ・今後も地震時対応訓練及び火行っていたため，巡視のポイント

災対応訓練を継続的に実施す（スロッシングの発生源となり得ることで，運転対応要員の共通る箇所，上階からの巡視，電源盤の認識を維持・向上させる。

確認等），対応措置や安否確認の作業・報告がスムーズに行えた。

(2)手順書の整備
a)手順書の整備によるヒューマンエラー防止対策の取組み
従来から，当社は手順書を整備し，運転操作ミス（誤操作）の防止に取り組んでいる。重大事故等発生時における対処に係る運転操作に当たって，運転操作ミスの防止に係る重要性がさらに高まることから，今後は，重大事故等対処設備の運転操作に関わる事項の整備に当たっては，第 1.0.12-6 表に記載した事項について考慮する。

1.0.12-9141

第 1.0.12-6 表ヒューマンエラー防止のための対策

1 設計基準事故を超える事故に対し，的確かつ柔軟に対処できるよう，必要な手順書類を整備する。
2 適切な判断を行うために必要となる情報の種類，入手方法及び判断基準を整備する。
3 事象の進展状況に応じて手順書類がいくつかの種類に分けられる場
合には，別の手順書に移行する判断基準を明確にし，手順書間の関係を明確にする。
4 運転員が操作する際には，操作指示者が確認した上で了解し実施する。また，必要なステップ毎に適切な職位がダブルチェックする。

b)その他
上記 a)のほかに，重大事故等時における手順書について，第 1.0.12-7 表の観点も追加して整備する。
第 1.0.12-7 表

その他考慮する事項

1 炉心損傷及び格納容器破損を防ぐために最優先すべき操作等（ホウ酸注入，海水注入，格納容器ベント）の判断基準をあらかじめ明確化し，発電長の判断により迅速な操作ができるようにする。
2 重大事故等時に運転操作する設備，監視する計器及び通信連絡設備等については，その他の設備等と識別化しておく。

(3) 運用面での改善
従来，東二では重大事故等の発生時に迅速・的確な事故対応ができるように，原子力防災訓練等の事故対応の教育・訓練を実施している。また，発電所員の事故対応意識の向上のため，安全文化醸成活動を継続的に実施している。このような，運用面での取り組みについて，第 1.0.12-8 表に関する事項について今後に改善を行う。
1.0.12-10142

第 1.0.12-8 表
1

運用面における今後の改善

原子力防災訓練においては，シナリオ非提示型の訓練の実施，社内関係箇所とのＴＶ会議システム等を用いた情報連携等を取り入れ，より実践的な訓練を実施する。

2

フルスコープシミュレータを用いた運転員と災害対策本部員との連携訓練を行う。また，災害対策本部員の図上訓練として災害対策
本部対応訓練を高頻度で繰り返し実施する。

3

休日・夜間に非常招集可能な体制の整備等，重大事故等対策に要する体制の構築，整備を行う。

4

淡水による原子炉圧力容器への注水等ができない場合に海水を使用する手順を社内規程に定めておくなど，原子力災害発生時において発電長が躊躇なく判断できる社内規程を整備する。

5

地震の揺れに対する防護のため，中央制御室盤に地震時対応用手摺りの取付けなど，地震を念頭においた対策を実施する。

6

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ホイルローダ等をあらかじめ配備し，運転操作を習得する。また，事故時に要求される特殊技量（重機の操作等）を有した要員を確保するために，大型自動車，重機等の免許等について社員の資格取得を進める。

7

マスク着用等，様々な環境を想定した現場の対応訓練を実施する。

8

本部長，班長について，複数名の人員を配置することで，事故対応が長期間に及んでも交代で対応することができ，常により最適な判断が下せるようにする。

9

放射線管理上の強化として，可搬型モニタリングポスト等の設置に必要な災害対策要員の確保，社員に対して放射線計測器の取扱研修を行いモニタリング要員の育成，緊急時対策所への電子式個人線量計の配備を実施する。
緊急時対策所入口にチェンジングプレースを設置し，外部から放射性物質を持ち込まない環境を整備するとともに，総合訓練時に設置訓練を行う。

10 原子力緊急事態支援組織との連携を図る訓練を行い，資機材（ロボット等）の迅速な輸送に関する訓練を適宜実施する。

1.0.12-11

143

144

添付資料 1.0.13

東海第二発電所
災害対策要員の作業時における装備について

145

＜目

次＞

1.

初動対応時における放射線防護具類の選定 ................... 1.0.13-1

2.

初動対応時における装備 ................................... 1.0.13-3

3.

放射線防護具類の着用等による個別操作時間への影響について . 1.0.13-7（１） 操作場所までの移動経路について ...................... 1.0.13-7（２） 操作場所での状況設定について ........................ 1.0.13-7（３） 作業環境による個別操作時間への影響評価 .............. 1.0.13-7

146初動対応時における災害対策要員の現場作業における放射線防護具類について
は，以下のとおり整備する。また，初動対応時における適切な放射線防護具類の選定については，発電長又は放射線管理班長が判断し，着用を指示する。
１．初動対応時における放射線防護具類の選定
重大事故等発生時は事故対応に緊急性を要すること，通常運転時とは異なる区域の汚染が懸念されることから，通常の防護具類の着用基準ではなく，以下のフローのように作業環境，緊急性等に応じて合理的かつ効果的な放射線防護具類を使用することで，災害対策要員の被ばく線量を低減する。
（第 1.0.13-1 図参照）

1.0.13-1

147

事故発生

災害対策要員（現場作業を行う要員）
参集

個人線量計の着用

アクセス及び作業場
所で身体汚染の可能性があるか※１：以下のいずれかの事項となった場合を示す①格納容器雰囲気放射線モニタ（ＣＡＭＳ）のγ線線量率が設計基準事故の追加放出量相当の 10 倍以上
又は
ＣＡＭＳが使用できない場合は原子炉圧力容器
温度計が 300℃以上②モニタリング・ポスト≧5μSv/h③敷地境界 5μSv/h 相当の排気筒濃度検出④災害対策本部からの情報

Ｎｏ

現状の装備を継続

Ｙｅｓ
全面マスク，綿手袋，ゴム手袋，タイベックを着用

Ｙｅｓ
炉心損傷の兆候 ※１
があるか

Ｎｏ

現状の装備を継続

Ｙｅｓ

緊急を要する作業かＮｏ

Ｙｅｓ
全面マスク，綿手袋，ゴム手袋を着用 ※２

現状の装備を継続※２：炉心損傷の進展防止及び格納容器破損防止のための以下の操作を実施する場合に限り，放射線管理班長の指示の下で，タイベックを着用する前に操作を行う。
①原子炉への注水操作②格納容器スプレイ操作及びペデスタル（ドライウェル部）への注水操作

・湿潤状況下で作業を行う場合は，長靴又は胴長靴及びアノラックを追加で着用するとともに，高湿度環境下で作業を行う場合は，全面マスクの代わりに自給式呼吸用保護具等を着用する。
・主な装備の着用時間は以下の通り。（訓練で確認済み）【全面マスク、綿手袋、ゴム手袋、タイベック、アノラック、胴長靴】を装着：約 12 分
【自給式呼吸用保護具、綿手袋、ゴム手袋、タイベック、アノラック、長靴】を装着：約 21 分
・作業後及び操作後は，放射線管理班長の指示に従って，更衣及び除染を実施する。

第 1.0.13-1 図

放射線防護具の選定方法

1.0.13-2148

２．初動対応時における装備
・発電長又は放射線管理班長は，プラント状態，作業環境及び作業内容を考慮して，必要な放射線防護具を判断し，災害対策要員のうち現場作業を行う要員に適宜指示する。必要な放射線防護具は，常時，中央制御室
及び緊急時対策所に保管される。
・現場作業を行う要員は，初動対応時から個人線量計を着用し，外部被ばく線量を適切に管理する。なお，現場作業を行う要員は，作業現場に向かう際には，放射線防護具類を携行する。
・現場作業場所及びアクセスルートを通行する際に身体汚染の恐れがある
場合，また，炉心損傷の兆候がある場合には，全面マスク，綿手袋，ゴム手袋，タイベックを着用する。
・ただし，炉心損傷の進展防止及び格納容器破損防止のために，原子炉への注水操作，格納容器スプレイ操作及びペデスタルへの注水操作を行う
場合に，炉心汚染防護服（タイベック）を着用する時間がない緊急を要する作業を実施する場合に限っては，発電長又は放射線管理班長の指示の下で，全面マスクと綿手袋及びゴム手袋を着用して操作を実施する。
また，中央制御室において，炉心損傷の進展防止及び格納容器破損の防止のために早急な対応操作が必要な場合には，一時的に操作を優先し，操作後に全面マスクと綿手袋及びゴム手袋を着用する。
・作業後及び操作後は，放射線管理班長の指示に従って更衣及び除染を実施する。
・遮蔽ベストは，移動を伴う作業においては作業時間が増加し被ばく線量が増加する可能性があるため原則着用せず，移動を伴わない高線量作業時に着用する。
・湿潤状況下（管理区域内で内部溢水が起こっている場所）で作業を行う
1.0.13-3149

場合には，アノラック，長靴又は胴長靴を追加で着用するとともに，高湿度環境下では全面マスクに装着するチャコールフィルターの劣化が早くなる恐れがあるため，自給式呼吸用保護具等を着用する。
（第 1.0.13-1 表，第 1.0.13-2 図参照）

1.0.13-4

150

第 1.0.13-1 表

災害対策要員の初動対応時における装備
着用基準
①

名

称

②

炉心損傷の徴候が無く、身体汚染の恐れ 緊急を要すがある場合又 る作業の場
は炉心損傷の 合徴候が有る場合(②③除く)

個人線量計 ※１
全面マスク

自給式呼吸用保護具

③

中央制御室
※３
におい
て，事象進
展を緩和す
るための早
急な対応操
作の場合

着用

備考

―

―
原則全面マスクを着用
湿潤作業時は自給式呼吸用 作 業 後 に 着
使用可能
保護具を着用用 ※２
時間 240 分

綿手袋・ゴム手袋
タイベック
アノラック
長靴・胴長靴着用
着用
湿潤作業時に着用
湿潤作業時に着用

遮蔽ベスト

移動を伴わない高線量作業時に着用

―
―
―
―
質量
約 20kg※１

個人線量計は事故発生時に必ず着用する。

※２

身体汚染が発生した場合には，作業後に更衣及び除染を実施する。

※３

中央制御室内は，中央制御室換気系による閉回路循環運転を行うこと
で，希ガス以外の放射性物質の流入防止対策を行っているため，防護具着用は原則不要とするが，中央制御室換気系または原子炉建屋ガス処理系が機能喪失した場合は中央制御室内で防護具を着用する。

1.0.13-5151

個人線量計

タイベック

アノラック

長靴

胴長靴

遮蔽ベスト

全面マスク

自給式呼吸用保護具
第 1.0.13-2 図

放射線防護具類

1.0.13-6152

３．放射線防護具類の着用等による個別操作時間への影響について
災害対策要員の個別操作時間については，訓練実績等に基づく現場への移動時間と現場での操作時間により算出する。
移動時間については，重大事故等を考慮して設定されたアクセスルートによる現場への移動時間を測定し，操作時間については，重大事故等を考慮した操作場所の状況（現場の状態，温度，湿度，照度及び放射線量）を仮定し，放射線防護具類の着用時間を考慮の上，操作時間を算出する。
ここでは，放射線防護具類着用等の作業環境による個別操作時間への影響について評価する。
（１）操作場所までの移動経路について
ａ．アクセスルートとして設定したルートを移動する。
ｂ．全交流動力電源喪失等により，建屋照明等が使用できず，建屋
内が暗い状況を考慮する。
ｃ．炉心損傷の徴候がある場合には，放射線防護具類を着用して現場に移動することを考慮する。
（２）操作場所での状況設定について
ａ．地震等を想定しても操作スペースは確保可能とする。
ｂ．作業場所は照明の無い暗い状況での作業を考慮する。
ｃ．炉心損傷の徴候がある場合には，放射線防護具類を着用して現場に移動することを考慮する。
（３）作業環境による個別操作時間への影響評価
操作時間に影響を与える作業環境を考慮し，「 放射線防護具類を着用した状態での作業」，「暗所での作業」，「通信環境」について評価した結果，作業環境による個別操作時間への有意な影響がないことを確認した。
1.0.13-7

153

ａ．放射線防護具類を着用した状態での作業評価
炉心損傷の徴候がある場合には，放射線防護具類を着用して現場操作を実施することから，放射線防護具類を着用した状態での作業について評価を実施した。
（ａ）評価条件
イ．初動作業時における放射線防護具類は「２．初動対応時
における装備」に基づき，放射線防護具類（全面マスク，
汚染防護服等）を着用する。
ロ．通常との作業性を比較するため，有意差が発生する可能性がある屋外での作業を選定する。
（ｂ）評価結果
通常装備での作業と比較すると，全面マスクにより視界が若干狭くなること及び全面マスクにより作業報告等を伝達する際には少し大きな声を出す必要があることが確認されたが，放射線防護具類を着用した状態であっても個別操作時間に有意な影響がないことを確認した。（第 1.0.13-3 図参照）

第 1.0.13-3 図

放射線防護具類を着用した状態での作業状況

1.0.13-8154

ｂ．暗所作業の評価
全交流動力電源喪失により，建屋内照明等が使用できない状況を想定し，暗所における作業性について評価を実施した。
（ａ）評価条件
イ．暗所作業時に使用する可搬型照明として，ＬＥＤライト，
ランタン，ヘッドライトを中央制御室等に配備する。（第1.0.13-2 表，第 1.0.13-4 図参照）
ロ．暗所作業の成立性を確認するため，可搬型照明（ヘッドライト）を使用して操作を実施する。
（ 第 1.0.13-5 図参照）

第 1.0.13-2 表
名

称ＬＥＤライト

仕

可搬型照明

様

数

乾電池式

ランタン

乾電池式

ヘッドライト

乾電池式

量※

保管場所 ※

14 個

中央制御室

5個

廃棄物処理操作室

20 個

緊急時対策所

20 個

中央制御室

20 個

緊急時対策所

14 個

中央制御室

20 個

緊急時対策所※数量，保管場所については，今後の検討により変更となる可能性がある。

ＬＥＤライトランタン

第 1.0.13-4 図

ヘッドライト

可搬型照明

1.0.13-9155

（通常状態）（可搬型照明を使用した状態での作業）（暗所環境下での作業状況の例）
第 1.0.13-5 図

可搬型照明を使用した状態での作業状況（ｂ）評価結果
ヘッドライトを使用することにより，操作を行うために必要な明るさは十分確保されるため，個別操作時間に有意な影
響がないことを確認した。
なお，より容易に操作が可能となるよう，建屋内の作業エリア，アクセスルートには，蓄電池内蔵型照明が設置されている。（第 1.0.13-6 図参照）

1.0.13-10

156

第 1.0.13-6 図

蓄電池内蔵型照明の例

ｃ．通信環境の評価（ａ）評価条件
中央制御室，緊急時対策所等及び現場間での通信手段として，運転指令装置，電力保安通信用電話設備，衛星電話設備，
無線連絡設備，携行型有線通話装置等の通信手段を整備する。
（第 1.0.13-7 図参照）（ｂ）評価結果
重大事故等が発生した場合であっても，整備している通信手段により，通常時と同等の通信環境が保持可能であり，個別操作時間に有意な影響はないと評価する。また，炉心損傷の徴候がある場合には，放射線防護具類（全面マスク）を着用し，作業状況報告のための通話を実施するが，着用しない状況より大きな声を出す必要があるものの通話可能であり，個別操作時間に有意な影響がないことを確認している。

1.0.13-11157

運転指令装置

衛星電話設備（携帯型）

電力保安通信用
電話設備（携帯型）

無線連絡設備（携帯型）
第 1.0.13-7 図

携行型有線通話装置

通信連絡設備

1.0.13-12

158