東海第二発電所 審査資料
資料番号C-3-19 改 6
提出年月日
平成 30 年 2 月 8 日

東海第二発電所

新規制基準への適合性に係る主な変更点についての補足説明用資料（審査資料抜粋）（重大事故等対処設備）

平成 30 年 2 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。

目

次：本日ご説明

重大事故等対処設備の基本設計方針（SA43 条）
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（技術的能力 1.0.2）
重大事故等発生時の体制について（技術的能力 1.0.10）
緊急時対策所（SA61 条，技術的能力 1.18）
通信連絡を行うために必要な設備（SA62 条）

目次-1

SA43条本文−1
2.3

重大事故等対処設備の基本設計方針

2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等について【43条1−五，43条2−

二，三，43条3−三，五，七】【設置許可基準規則】（重大事故等対処設備）
第四十三条
五
２

重大事故等対処設備は、次に掲げるものでなければならない

工場等内の他の設備に対して悪影響を及ぼさないものであること。
重大事故等対処設備のうち常設のもの（重大事故等対処設備のうち可搬型のもの（以下「可搬型重大事故等対処設備」という。）と接続するものにあっては、当該可搬型重大事故等対処設備と接続するために必要な発電用原子炉施設内の常設の配管、弁、ケーブルその他の機器を含む。以下「常設重大事故等対処設備」という。）は、前項に定めるもののほか、次に掲げるものでなければならない。
二二以上の発電用原子炉施設において共用するものでないこと。ただし、二以上の発電用原子炉施設と共用することによって当該二以上の発電用原子炉施設の安全性が向上する場合であって、同一の工場等内の他の発電用原子炉施設に対して悪影響を及ぼさない場合は、この限りでない。

三常設重大事故防止設備は、共通要因によって設計基準事故対処設備の安全機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう、適切な措置を講じたものであること。

３

可搬型重大事故等対処設備に関しては、第一項に定めるもののほか、次に掲げるものでなければならない。
三

常設設備と接続するものにあっては、共通要因によって接続すること

2.3-1

1

SA43条本文−2
ができなくなることを防止するため、可搬型重大事故等対処設備（原子炉建屋の外から水又は電力を供給するものに限る。）の接続口をそれぞれ互いに異なる複数の場所に設けるものであること。
五

地震、津波その他の自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムによる影響、設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設
備の配置その他の条件を考慮した上で常設重大事故等対処設備と異なる保管場所に保管すること。

七

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

（解釈）
１

第1項から第3項までに規定する「想定される重大事故等」とは、本規程第37条において想定する事故シーケンスグループ（炉心の著しい損傷後の原子炉格納容器の機能に期待できるものにあっては、計画された対策が想定するもの。）、想定する格納容器破損モード、使用済燃料貯蔵槽内における想定事故及び想定する運転停止中事故シーケンスグループをいう。

３

第1項第5号に規定する「他の設備」とは、設計基準対象施設だけでなく、当該重大事故等対処設備以外の重大事故等対処設備も含む。

４

第2項第3号及び第3項第7号に規定する「適切な措置を講じたもの」とは、共通要因の特性を踏まえ、可能な限り多様性を考慮したものをいう。

６

第3項第3号について、複数の機能で一つの接続口を使用する場合は、それぞれの機能に必要な容量（同時に使用する可能性がある場合は、合計の

2.3-2

2

SA43条本文−3容量）を確保することができるように接続口を設けること。
７

第3項第5号について、可搬型重大事故等対処設備の保管場所は、故意による大型航空機の衝突も考慮すること。例えば原子炉建屋から100m以上離隔をとり、原子炉建屋と同時に影響を受けないこと。又は、故意による大型航空機の衝突に対して頑健性を有すること。

(1)

多様性，位置的分散
共通要因としては，環境条件，自然現象，発電所敷地又はその周辺において想定される発電用原子炉施設の安全性を損なわせる原因となるおそれがある事象であって人為によるもの（故意によるものを除く。）（以下「外部人為事象」という。），故意による大型航空機の衝突その他のテロリズ
ム，溢水，火災及びサポート系の故障を考慮する。
自然現象については，地震，津波（基準津波を超え敷地に遡上する津波（（以下「敷地に遡上する津波」という。）を含む。），洪水，風（台風），竜巻，凍結，降水，積雪，落雷，地滑り，火山の影響，生物学的事
象，森林火災及び高潮を考慮する。
自然現象による荷重の組合せについては，地震，津波（敷地に遡上する
津波を含む。），風（台風），積雪及び火山の影響による組合せを考慮する。
外部人為事象については，飛来物（航空機落下），ダムの崩壊，爆発，近隣工場等の火災，有毒ガス，船舶の衝突及び電磁的障害を考慮する。
故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムについては，可搬型重
大事故等対処設備による対策を講じることとする。
建屋等及び地中の配管トレンチについては，地震，津波（敷地に遡上する津波を含む。），火災及び外部からの衝撃による損傷を防止できる設計
2.3-3

3

SA43条本文−4とする。
サポート系の故障については，系統又は機器に供給される電力，空気，油，冷却水を考慮する。
重大事故緩和設備についても，共通要因の特性を踏まえ，可能な限り多様性を有し，位置的分散を図ることを考慮する。

ａ．常設重大事故等対処設備（第四十三条 第２項 第三号）
常設重大事故防止設備は，設計基準事故対処設備の安全機能又は使用済燃料プールの冷却機能若しくは注水機能と共通要因によって同時にその機能が損なわれるおそれがないように，共通要因の特性を踏まえ，可能な限り多様性及び独立性を有し，位置的分散を図ることを考慮して適切な措置を講じる設計とする。ただし，常設重大事故防止設備のうち，計装設備については，重要代替監視パラメータ（当該パラメータの他のチャンネルの計器を除く。）による推定を重要監視パラメータと異なる
物理量（水位，注水量等）又は測定原理とすることで，重要監視パラメータに対して可能な限り多様性を持った方法により計測できる設計とする。重要代替監視パラメータは，重要監視パラメータと可能な限り位置的分散を図る設計とする。
環境条件に対しては，想定される重大事故等が発生した場合（以下「重大事故等時」という。）における温度，放射線，荷重その他の使用条件において，常設重大事故防止設備がその機能を確実に発揮できる設計とする。重大事故等時の環境条件における健全性については，「2.3.3
環境条件等」に記載する。風（台風）及び竜巻のうち風荷重，凍結，降水，積雪，火山の影響並びに電磁的障害に対して常設重大事故防止設備
は，環境条件にて考慮し機能が損なわれない設計とする。
2.3-4

4

SA43条本文−5
地震に対して常設重大事故防止設備は，「2.1.1

発電用原子炉施設の位置」に基づく地盤上に設置するとともに，地震，津波（敷地に遡上する津波を含む。）及び火災に対しては，「2.1.2「2.1.3

耐津波設計の基本方針」及び「2.2

耐震設計の基本方針」，

火災による損傷の防止」に基づく設計とする。
溢水に対しては，可能な限り多様性を有し，位置的分散を図ることで，想定する溢水水位に対して同時に機能を損なうことのない設計とする。
地震，津波（敷地に遡上する津波を含む。），溢水及び火災に対して
常設重大事故防止設備は，設計基準事故対処設備並びに使用済燃料プー
ルの冷却設備及び注水設備（以下「設計基準事故対処設備等」という。）と同時に機能を損なうおそれがないように，可能な限り設計基準事故対
処設備等と位置的分散を図る。
風（台風），竜巻，落雷，生物学的事象，森林火災，爆発，近隣工場等の火災及び有毒ガスに対しては，外部からの衝撃による損傷の防止が図られた建屋等内に設置するか，又は設計基準事故対処設備等と同時にその機能が損なわれないように設計基準事故対処設備等と位置的分散を図り，屋外に設置する。
落雷に対して常設代替交流電源設備である常設代替高圧電源装置は，避雷設備又は接地設備により防護する設計とする。
生物学的事象のうちネズミ等の小動物に対して屋外の常設重大事故防止設備は，侵入防止対策により重大事故等に対処するための必要な機能が損なわれるおそれのない設計とする。生物学的事象のうちクラゲ等の海生生物からの影響を受けるおそれのある常設重大事故防止設備は，侵入防止対策により重大事故等に対処するための必要な機能が損なわれる
おそれのない設計とする。
2.3-5

5

SA43条本文−6
高潮に対して常設重大事故防止設備（非常用取水設備は除く。）は，
高潮の影響を受けない敷地高さに設置する。
飛来物（航空機落下）に対して常設重大事故防止設備は，設計基準事
故対処設備等と同時にその機能が損なわれないように，設計基準事故対
処設備等と位置的分散を図り設置する。
なお，自然現象のうち洪水及び地滑りについては，立地的要因により設計上考慮する必要はない。また，外部人為事象のうちダムの崩壊については，立地的要因により設計上考慮する必要はない。
常設重大事故緩和設備についても，共通要因の特性を踏まえ，可能な限り上記を考慮して多様性を有し，位置的分散を図る設計とする。
サポート系の故障に対して，常設重大事故防止設備は，設計基準事故
対処設備等と異なる駆動源又は冷却源を用いる設計とするか，駆動源又は冷却源が同じ場合は別の手段による対応が可能な設計とする。また，
常設重大事故防止設備は，設計基準事故対処設備等と可能な限り異なる水源をもつ設計とする。

ｂ．可搬型重大事故等対処設備（第四十三条 第３項 第五号及び第七号）
可搬型重大事故防止設備は，設計基準事故対処設備等又は常設重大事
故防止設備と共通要因によって同時にその機能が損なわれるおそれがないように，共通要因の特性を踏まえ，可能な限り多様性及び独立性を有し，位置的分散を図ることを考慮して適切な措置を講じた設計とする。
また，可搬型重大事故等対処設備は，地震，津波（敷地に遡上する津波を含む。）その他の自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムによる影響，設計基準事故対処設備等及び重大事故等対処
設備の配置その他の条件を考慮した上で常設重大事故等対処設備と異な
2.3-6

6

SA43条本文−7
る保管場所に保管する設計とする。
環境条件に対しては，重大事故等時の温度，放射線，荷重その他の使用条件において，可搬型重大事故等対処設備がその機能を確実に発揮できる設計とする。重大事故等時の環境条件における健全性については，「2.3.3

環境条件等」に記載する。風（台風）及び竜巻のうち風荷重，

凍結，降水，積雪，火山の影響並びに電磁的障害に対して可搬型重大事
故等対処設備は，環境条件にて考慮し機能が損なわれない設計とする。
地震に対して屋内の可搬型重大事故等対処設備は，「2.1.1

発電用

原子炉施設の位置」に基づく地盤上に設置された建屋内に保管する。屋外の可搬型重大事故等対処設備は，転倒しないことを確認する，又は必要により固縛等の処置をするとともに，地震により生じる敷地下斜面のすべり，液状化及び揺すり込みによる不等沈下，地盤支持力の不足，地中埋設構造物の損壊等の影響を受けない複数の保管場所に分散して保管する設計とする。
地震及び津波（敷地に遡上する津波を含む。）に対して可搬型重大事
故等対処設備は，「2.1.2

耐震設計の基本方針」，「2.1.3

耐津波設計の基本方針」にて考慮された設計とする。
火災に対して可搬型重大事故等対処設備は，「2.2

火災による損傷の防止」に基づく火災防護を行う。
溢水に対して可搬型重大事故等対処設備は，想定される溢水水位に対して機能を喪失しない位置に保管する。
地震，津波（敷地に遡上する津波を含む。），溢水及び火災に対して
可搬型重大事故等対処設備は，設計基準事故対処設備等及び常設重大事
故等対処設備と同時に機能を損なうおそれがないように，設計基準事故
対処設備等の配置も含めて常設重大事故等対処設備と位置的分散を図り，
2.3-7

7

SA43条本文−8
複数箇所に分散して保管する。
風（台風），竜巻，落雷，生物学的事象，森林火災，爆発，近隣工場等の火災，有毒ガス及び船舶の衝突に対しては，外部からの衝撃による損傷の防止が図られた建屋等内に保管するか，又は設計基準事故対処設
備等及び常設重大事故等対処設備と同時に機能を損なうおそれがないよ
うに，設計基準事故対処設備等の配置も含めて常設重大事故等対処設備と位置的分散を図り複数箇所に分散して保管する。クラゲ等の海生生物の影響を受けるおそれのある屋外の可搬型重大事故等対処設備は，複数の取水箇所を選定できる設計とする。
高潮に対して可搬型重大事故等対処設備は，高潮の影響を受けない敷地高さに保管する。
飛来物（航空機落下）及び故意による大型航空機の衝突その他のテロ
リズムに対して屋内の可搬型重大事故等対処設備は，可能な限り設計基準事故対処設備等の配置も含めて常設重大事故等対処設備と位置的分散を図り複数箇所に分散して保管する設計とする。
屋外の可搬型重大事故等対処設備は，設計基準事故対処設備等及び常設重大事故等対処設備が設置されている建屋等並びに屋外の設計基準事
故対処設備等又は常設重大事故等対処設備のそれぞれから 100m の離隔距離を確保した上で，複数箇所に分散して保管する設計とする。
なお，自然現象のうち洪水及び地滑りについては，立地的要因により設計上考慮する必要はない。また，外部人為事象のうちダムの崩壊については，立地的要因により設計上考慮する必要はない。
サポート系の故障に対しては，可搬型重大事故等対処設備は，設計基準事故対処設備等又は常設重大事故等対処設備と異なる駆動源又は冷却源を用いる設計とするか，駆動源又は冷却源が同じ場合は別の手段によ
2.3-8

8

SA43条本文−9る対応が可能な設計とする。また，可搬型重大事故等対処設備は，設計基準事故対処設備等又は常設重大事故等対処設備と可能な限り異なる水源をもつ設計とする。

ｃ．可搬型重大事故等対処設備と常設重大事故等対処設備の接続口（第四十三条 第３項 第三号）
可搬型重大事故等対処設備のうち，原子炉建屋の外から水又は電力を供給する設備と常設設備との接続口は，共通要因によって接続することができなくなることを防止するため，それぞれ互いに異なる複数の場所に設置する設計とする。
環境条件に対しては，重大事故等時の温度，放射線，荷重その他の使用条件において，その機能を確実に発揮できる設計とするとともに，建屋等内及び建屋等壁面の適切に離隔した隣接しない位置に複数箇所設置する。重大事 故等時 の環境条件に おける 健全性につい ては， 「2.3.3
環境条件等」に記載する。風（台風）及び竜巻のうち風荷重，凍結，降水，積雪，火山の影響並びに電磁的障害に対しては，環境条件にて考慮
し機能が損なわれない設計とする。
地震に対して接続口は，「2.1.1

発電用原子炉施設の位置」に基づく地盤上の建屋等内又は建屋等壁面に設置する設計とする。
地震，津波（敷地に遡上する津波を含む。）及び火災に対しては，「2.1.2

耐震設計の基本方針」，「2.1.3

耐津波設計の基本方針」及

び「2.2火災による損傷の防止」に基づく設計とする。

溢水に対しては，想定される溢水水位に対して機能を喪失しない位置に設置する。
地震，津波（敷地に遡上する津波を含む。），溢水及び火災に対して
2.3-9

9

SA43条本文−10
は，建屋等内及び建屋等壁面の適切に離隔した隣接しない位置に複数箇所設置する。
風（台風），竜巻，落雷，生物学的事象，森林火災，飛来物（航空機落下）爆発，近隣工場等の火災，有毒ガス，船舶の衝突及び故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムに対しては，建屋等内及び建屋等
壁面の適切に離隔した隣接しない位置に複数箇所設置する。
生物学的事象のうちネズミ等の小動物に対して屋外に設置する場合は，開口部の閉止により重大事故等に対処するための必要な機能が損なわれるおそれのない設計とする。
高潮に対して接続口は，高潮の影響を受けない位置に設置する。
なお，自然現象のうち洪水及び地滑りについては，立地的要因により設計上考慮する必要はない。また，外部人為事象のうちダムの崩壊については立地的要因により設計上考慮する必要はない。
また，一つの接続口で複数の複数の機能を兼用して使用する場合には，それぞれの機能に必要な容量が確保できる接続口を設け，状況に応じてそれぞれの系統に必要な流量を同時に供給できる設計とする。

(2)

悪影響防止（第四十三条 第１項 第五号）
重大事故等対処設備は，発電用原子炉施設内の他の設備（設計基準対象
施設及び当該重大事故等対処設備以外の重大事故等対処設備）に対して悪影響を及ぼさない設計とする。
他の設備への悪影響としては，重大事故等対処設備使用時及び通常待機
時の系統的な影響（電気的な影響を含む。）並びにタービンミサイル等の内部発生飛散物による影響を考慮する。
系統的な影響に対して重大事故等対処設備は，弁等の操作によって設計
2.3-1010

SA43条本文−11
基準対象施設として使用する系統構成から重大事故等対処設備としての系
統構成とすること，通常待機時の隔離若しくは分離された状態から弁等の操作や接続により重大事故等対処設備としての系統構成とすること，他の設備から独立して単独で使用可能なこと，又は設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用することにより，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
放水砲による建屋への放水により，放水砲の使用を想定する重大事故時において必要となる屋外の他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
内部発生飛散物による影響に対しては，内部発生エネルギーの高い流体を内蔵する弁及び配管の破断，高速回転機器の破損，ガス爆発並びに重量機器の落下を考慮し，これらにより重大事故等対処設備が悪影響を及ぼさない設計とする。

(3)

共用の禁止（第四十三条 第２項 第二号）
常設重大事故等対処設備は，二以上の発電用原子炉施設において共用しない設計とする。ただし，共用対象の施設ごとに要求される技術的要件（重大事故等に対処するための必要な機能）を満たしつつ，二以上の発電用原子炉施設と共用することによって，安全性が向上する場合であって，更に同一の発電所内又は隣接する発電所内の他の発電用原子炉施設に対して悪影響を及ぼさない場合は，共用できる設計とする。

2.3-11

11

SA43条本文−122.3.2

容量等【43条2−一，43条3−一】【設置許可基準規則】（重大事故等対処設備）
第四十三条
２

重大事故等対処設備のうち常設のもの（重大事故等対処設備のうち可搬型のもの（以下「可搬型重大事故等対処設備」という。）と接続するものにあっては、当該可搬型重大事故等対処設備と接続するために必要な発電用原子炉施設内の常設の配管、弁、ケーブルその他の機器を含む。以下「常設重大事故等対処設備」という。）は、前項に定めるもののほか、次に掲げるものでなければならない。
一３想定される重大事故等の収束に必要な容量を有するものであること。

可搬型重大事故等対処設備に関しては、第一項に定めるもののほか、次に掲げるものでなければならない。
一

想定される重大事故等の収束に必要な容量に加え、十分に余裕のある
容量を有するものであること。

（解釈）
１

第1項から第3項までに規定する「想定される重大事故等」とは、本規程第37条において想定する事故シーケンスグループ（炉心の著しい損傷後の原子炉格納容器の機能に期待できるものにあっては、計画された対策が想定するもの。）、想定する格納容器破損モード、使用済燃料貯蔵槽内における想定事故及び想定する運転停止中事故シーケンスグループをいう。

５

第3項第1号について、可搬型重大事故等対処設備の容量は、次によるこ

2.3-1212

SA43条本文−13と。
(a)

可搬型重大事故等対処設備のうち、可搬型代替電源設備及び可搬型注
水設備（原子炉建屋の外から水又は電力を供給するものに限る。）にあっては、必要な容量を賄うことができる可搬型重大事故等対処設備を1
基あたり2セット以上を持つこと。
これに加え、故障時のバックアップ及び保守点検による待機除外時のバックアップを工場等全体で確保すること。

(b)

可搬型重大事故等対処設備のうち、可搬型直流電源設備等であって負荷に直接接続するものにあっては、1負荷当たり1セットに、工場等全体で故障時のバックアップ及び保守点検による待機除外時のバックアップ
を加えた容量を持つこと。

(c)「必要な容量」とは、当該原子炉において想定する重大事故等において、炉心損傷防止及び格納容器破損防止等のために有効に必要な機能を果たすことができる容量をいう。

(1)

常設重大事故等対処設備（第四十三条 第２項 第一号）
常設重大事故等対処設備は，想定される重大事故等の収束において，想定する事象及びその事象の進展等を考慮し，重大事故等時に必要な目的を果たすために，事故対応手段として必要な容量等を有する系統設計を行う。
重大事故等の収束は，これらの系統の組合せにより達成する。
「容量等」とは，ポンプ流量，タンク容量，伝熱容量，弁吹出量，発電
機容量，蓄電池容量，計装設備の計測範囲，作動信号の設定値等とする。
常設重大事故等対処設備のうち設計基準対象施設の系統及び機器を使用するものについては，設計基準対象施設の容量等の仕様が，系統の目的に応じて必要となる容量等の仕様に対して十分であることを確認した上で，
2.3-1313

SA43条本文−14
設計基準対象施設の容量等の仕様と同仕様の設計とする。
常設重大事故等対処設備のうち設計基準対象施設の系統及び機器を使用するもので，重大事故等時に設計基準対象施設の容量等を補う必要がある
ものは，その後の事故対応手段と合わせて，系統の目的に応じて必要となる容量等を有する設計とする。
常設重大事故等対処設備のうち重大事故等への対処を本来の目的として設置する系統及び機器を使用するものについては，系統の目的に応じて必
要な容量等を有する設計とする。

(2)

可搬型重大事故等対処設備（第四十三条 第３項 第一号）
可搬型重大事故等対処設備は，想定される重大事故等の収束において，想定する事象及びその事象の進展を考慮し，事故対応手段として必要な容量等を有する系統設計を行う。重大事故等の収束は，これらの系統の組合
せにより達成する。
「容量等」とは，ポンプ流量，タンク容量，発電機容量，蓄電池容量，
ボンベ容量，計装設備の計測範囲等とする。
可搬型重大事故等対処設備は，系統の目的に応じて必要な容量等を有する設計とするとともに，設備の機能，信頼度を考慮し，予備を含めた保有数を確保することにより，必要な容量等に加え，十分に余裕のある容量等を有する設計とする。
可搬型重大事故等対処設備のうち複数の機能を兼用することで，設置の効率化，被ばく低減が図れるものは，同時に要求される可能性がある複数の機能に必要な容量等を合わせた容量等とし，兼用できる設計とする。
可搬型重大事故等対処設備のうち，原子炉建屋の外から水又は電力を供給する注水設備及び電源設備は，必要となる容量等を有する設備を 2 セッ
2.3-1414

SA43条本文−15ト持つことに加え，故障時及び保守点検による待機除外時の予備を発電所全体で確保する。
また，可搬型重大事故等対処設備のうち，負荷に直接接続する高圧窒素
ボンベ（非常用窒素供給系），逃がし安全弁用可搬型電池等は，必要となる容量等を有する設備を１負荷当たり 1 セット持つことに加え，故障時及び保守点検による待機除外時の予備を発電所全体で確保する。
ただし，保守点検が目視点検等であり保守点検中でも使用可能なもの
は，保守点検による待機除外時の予備は考慮せずに，故障時の予備を発電
所全体で確保する。
上記以外の可搬型重大事故等対処設備は，必要となる容量等を有する設
備を 1 セット持つことに加え，設備の信頼度等を考慮し，予備を確保する。

2.3-1515

SA43条本文−16
2.3.3

環境条件等【43条1−一，六，43条3−四】【設置許可基準規則】（重大事故等対処設備）
第四十三条
一

重大事故等対処設備は、次に掲げるものでなければならない。

想定される重大事故等が発生した場合における温度、放射線、荷重その他の使用条件において、重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮するものであること。

六想定される重大事故等が発生した場合において重大事故等対処設備の操作及び復旧作業を行うことができるよう、放射線量が高くなるおそれが少ない設置場所の選定、設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。

３

可搬型重大事故等対処設備に関しては、第一項に定めるもののほか、次に掲げるものでなければならない。
四想定される重大事故等が発生した場合において可搬型重大事故等対処設備を設置場所に据え付け、及び常設設備と接続することができるよう、放射線量が高くなるおそれが少ない設置場所の選定、設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。

（解釈）
１

第1項から第3項までに規定する「想定される重大事故等」とは、本規程第37条において想定する事故シーケンスグループ（炉心の著しい損傷後の原子炉格納容器の機能に期待できるものにあっては、計画された対策が想定するもの。）、想定する格納容器破損モード、使用済燃料貯蔵槽内における想定事故及び想定する運転停止中事故シーケンスグループをいう。

(1)

環境条件（第四十三条 第１項 第一号）
2.3-1616

SA43条本文−17
重大事故等対処設備は，重大事故等時の温度，放射線，荷重その他の使用条件において，その機能が有効に発揮できるように，その設置（使用）・保管場所に応じた耐環境性を有する設計とするとともに，操作が可能な設計とする。
重大事故等時の環境条件については，重大事故等時の温度（環境温度，
使用温度），放射線，荷重に加えて，その他の使用条件として，環境圧
力，湿度による影響，屋外の天候による影響（凍結及び降水），重大事故等時に海水を通水する系統への影響，電磁的障害及び周辺機器等からの悪影響について考慮する。
荷重としては，重大事故等時の機械的荷重に加えて，環境圧力，環境温度及び自然現象（地震，津波（敷地に遡上する津波を含む。），風（台風），竜巻，積雪，火山の影響）による荷重を考慮する。
自然現象による荷重の組合せについては，地震，津波（敷地に遡上する
津波を含む。），風（台風），積雪及び火山の影響を考慮する。
これらの環境条件のうち，重大事故等時の環境温度，環境圧力，湿度による影響，屋外の天候による影響（凍結及び降水），重大事故等時の放射線による影響及び荷重に対しては，重大事故等対処設備を設置（使用）・保管する場所に応じて，以下の設備分類ごとに必要な機能を有効に発揮できる設計とする。
原子炉格納容器内の重大事故等対処設備は，重大事故等時の原子炉格納容器内の環境条件を考慮した設計とする。操作は，中央制御室で可能な設計とする。また，地震による荷重を考慮して，機能を損なわない設計とする。
原子炉建屋原子炉棟内の重大事故等対処設備は，重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。操作は，中央制御室，異なる区画若しく
2.3-1717

SA43条本文−18
は離れた場所又は設置場所で可能な設計とする。また，地震による荷重を考慮して，機能を損なわない設計とするとともに，可搬型重大事故等対処
設備は，必要により当該設備の落下防止，転倒防止，固縛の措置をとる。
原子炉建屋付属棟内（中央制御室含む），緊急時対策所建屋，常設代替
高圧電源設備置場（地下階），格納容器圧力逃がし装置格納槽内，常設低圧代替注水系格納槽内，緊急用海水ポンプピット内及び立坑内の重大事故等対処設備は，重大事故等時におけるそれぞれの場所の環境条件を考慮した設計とする。操作は，中央制御室，異なる区画若しくは離れた場所又は設置場所で可能な設計とする。また，地震による荷重を考慮して，機能を損なわない設計とするとともに，可搬型重大事故等対処設備は，必要により当該設備の落下防止，転倒防止，固縛の措置をとる。
屋外及び常設代替高圧電源設備置場（地上階）の重大事故等対処設備
は，重大事故等時における屋外の環境条件を考慮した設計とする。操作は，中央制御室，離れた場所又は設置場所で可能な設計とする。
また，地震，津波（敷地に遡上する津波を含む。），積雪及び火山の影
響による荷重を考慮して機能を損なわない設計とするとともに，風（台風）及び竜巻による風荷重の影響に対しては，位置的分散を考慮した保管により，機能を損なわない設計とする。また，可搬型重大事故等対処設備については，必要により当該設備の落下防止，転倒防止，固縛等の措置をとる。
海水を通水する系統への影響に対しては，常時海水を通水する，海に設置する又は海で使用する重大事故等対処設備は耐腐食性材料を使用する。
常時海水を通水するコンクリート構造物については，腐食を考慮した設計とする。使用時に海水を通水する重大事故等対処設備は，海水の影響を考慮した設計とする。原則，淡水を通水するが，海水も通水する可能性のあ
2.3-1818

SA43条本文−19
る重大事故等対処設備は，可能な限り淡水を優先し海水通水を短期間とすることで，設備への海水の影響を考慮する。また，海から直接取水する際の異物の流入防止を考慮した設計とする。
電磁的障害に対しては，重大事故等対処設備は，重大事故等時においても電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。
重大事故等対処設備は，事故対応のために設置・配備している自主対策
設備や風（台風）及び竜巻等を考慮して当該設備に対し必要により講じた落下防止，転倒防止，固縛等の措置を含む周辺機器等からの悪影響により機能を失うおそれがない設計とする。周辺機器等からの悪影響としては，
地震，火災，溢水による波及的影響を考慮する。
溢水に対しては，重大事故等対処設備が溢水によりその機能を喪失しないように，想定される溢水水位に対して機能を喪失しない位置に設置又は保管する。
地震による荷重を含む耐震設計については，「2.1.2

耐震設計の基本方針」に，津波（敷地に遡上する津波を含む。）による荷重を含む耐津波設計については，「2.1.3ては「2.2(2)

耐津波設計の基本方針」に，火災防護につい火災による損傷の防止」に示す。

重大事故等対処設備の設置場所（第四十三条 第１項 第六号）
重大事故等対処設備の設置場所は，重大事故等時においても操作及び復旧作業に支障がないように，遮蔽の設置や線源からの離隔距離により放射線量が高くなるおそれの少ない場所を設置場所として選定した上で，設置場所から操作可能，放射線の影響を受けない異なる区画若しくは離れた場
所から遠隔で操作可能，又は中央制御室遮蔽区域内である中央制御室から操作可能な設計とする。
2.3-1919

SA43条本文−20(3)

可搬型重大事故等対処設備の設置場所（第四十三条 第３項 第四号）
可搬型重大事故等対処設備の設置場所は，重大事故等時においても設置及び常設設備との接続に支障がないように，遮蔽の設置や線源からの離隔距離により放射線量が高くなるおそれが少ない設置場所を選定することにより，当該設備の設置及び常設設備との接続が可能な設計とする。

2.3-2020

SA43条本文−21
2.3.4操作性及び試験・検査性について【43条1−二，三，四，43条3−二，六】【設置許可基準規則】（重大事故等対処設備）
第四十三条
二

重大事故等対処設備は、次に掲げるものでなければならない。

想定される重大事故等が発生した場合において確実に操作できるもの
であること。

三

健全性及び能力を確認するため、発電用原子炉の運転中又は停止中に試験又は検査ができるものであること。

四

本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設
備にあっては、通常時に使用する系統から速やかに切り替えられる機能を備えるものであること。

３

可搬型重大事故等対処設備に関しては、第一項に定めるもののほか、次に掲げるものでなければならない。
二

常設設備（発電用原子炉施設と接続されている設備又は短時間に発電用原子炉施設と接続することができる常設の設備をいう。以下同じ。）と接続するものにあっては、当該常設設備と容易かつ確実に接続することができ、かつ、二以上の系統又は発電用原子炉施設が相互に使用することができるよう、接続部の規格の統一その他の適切な措置を講じたものであること。

六想定される重大事故等が発生した場合において、可搬型重大事故等対処設備を運搬し、又は他の設備の被害状況を把握するため、工場等内の道路及び通路が確保できるよう、適切な措置を講じたものであること。

（解釈）

2.3-2121

SA43条本文−22１第1項から第3項までに規定する「想定される重大事故等」とは、本規程第37条において想定する事故シーケンスグループ（炉心の著しい損傷後の原子炉格納容器の機能に期待できるものにあっては、計画された対策が想定するもの。）、想定する格納容器破損モード、使用済燃料貯蔵槽内における想定事故及び想定する運転停止中事故シーケンスグループをいう。

２

第1項第3号の適用に当たっては、第12条第4項の解釈に準ずるものとする。

(1)

操作性の確保ａ．操作の確実性（第四十三条 第１項 第二号）
重大事故等対処設備は，重大事故等時においても操作を確実なものとするため，重大事故等時の環境条件に対し，操作が可能な設計とする（「2.3.3

環境条件等」）。

操作する全ての設備に対し，十分な操作空間を確保するとともに，確実な操作ができるよう，必要に応じて操作台を近傍に配置できる設計とする。また，防護具，照明等は重大事故等時に迅速に使用できる場所に配備する。
現場操作において工具を必要とする場合は，一般的に用いられる工具
又は専用の工具を用いて，確実に作業ができる設計とする。工具は，操作場所の近傍又はアクセスルートの近傍に保管できる設計とする。可搬型重大事故等対処設備は，運搬，設置が確実に行えるように，人力又は車両等による運搬，移動ができるとともに，設置場所にてアウトリガの設置又は固縛等が可能な設計とする。
現場のスイッチは，運転員等の操作性を考慮した設計とする。また，電源操作が必要な設備は，感電防止のため充電露出部への近接防止を考
2.3-2222

SA43条本文−23
慮した設計とする。
現場で操作を行う弁は，手動操作又は専用工具による操作が可能な設計とする。
現場での接続操作は，ボルト・ネジ接続，フランジ接続又は簡便な接続規格等，接続規格を統一することにより，確実に接続が可能な設計とする。
重大事故等に対処するために迅速な操作を必要とする機器は，必要な時間内に操作できるように中央制御室での操作が可能な設計とする。中央制御室の操作盤のスイッチは，運転員等の操作性を考慮した設計とする。
重大事故等時に操作する重大事故等対処設備のうち動的機器について
は，その作動状態の確認が可能な設計とする。

ｂ．系統の切替性（第四十三条 第１項 第四号）
重大事故等対処設備のうち，本来の用途以外の用途（本来の用途以外の用途とは，設置している設備の本来の機能とは異なる目的で使用する
場合に，本来の系統構成とは異なる系統構成を実施し設備を使用する場合をいう。ただし，本来の機能と同じ目的で使用するために設置している可搬型設備を使用する場合は除く。）として重大事故等に対処するために使用する設備はない。

ｃ．可搬型重大事故等対処設備の常設設備との接続性（第四十三条 第３項 第二号）
可搬型重大事故等対処設備を常設設備と接続するものについては，容易かつ確実に接続できるように，原則として，ケーブルは，ボルト，ネ
2.3-2323

SA43条本文−24
ジ又は簡便な接続規格を用い，配管は，フランジを用いる設計とする。
他の方法で容易かつ確実に接続できる場合は，専用の接続方法を用いる設計とする。また，フランジについては，口径を統一することにより，複数のポンプでの規格の統一を考慮する。

ｄ．発電所内の屋外道路及び屋内通路の確保（第四十三条 第３項 第六号）
重大事故等時において，可搬型重大事故等対処設備を運搬し，又は他の設備の被害状況を把握するため，発電所内の道路及び通路が確保できるよう，以下の設計とする。
アクセスルートは，自然現象，外部人為事象，故意による大型航空機の衝突その他のテロリズム，溢水及び火災を想定しても，運搬，移動に支障をきたすことのないように，別ルートも考慮した複数のアクセスル
ートを確保する。
なお，屋外アクセスルートは，基準地震動Ｓｓ及び敷地に遡上する津波の影響を受けないルートを確保する。
屋外及び屋内アクセスルートは，自然現象に対して地震，津波（敷地に遡上する津波を含む。），洪水，風（台風），竜巻，凍結，降水，積
雪，落雷，地滑り，火山の影響，生物学的事象，森林火災及び高潮を考慮し，外部人為事象に対して飛来物（航空機落下），ダムの崩壊，爆発，近隣工場等の火災，有毒ガス，船舶の衝突及び電磁的障害を考慮する。
なお，自然現象のうち洪水及び地滑りについては，立地的要因により設計上考慮する必要はない。
また，外部人為事象のうちダムの崩壊については，立地的要因により設計上考慮する必要はない。
電磁的障害に対しては，道路面が直接影響をうけることはないことか
2.3-2424

SA43条本文−25
らアクセスルートへの影響はない。
屋外アクセスルートに対する地震による影響（周辺構造物の倒壊，周辺斜面の崩壊及び道路面のすべり），その他自然現象による影響（風（台風）及び竜巻による飛来物，積雪，火山の影響）を想定し，複数のアクセスルートの中から，早期に復旧可能なアクセスル一トを確保する
ため，障害物を除去可能なホイールローダを 1 セット 2 台使用する。ホイールロ一ダの保有数は，1 セット 2 台，故障時及び保守点検による待機除外時の予備として 3 台の合計 5 台を分散して保管する設計とする。
また，降水及び地震による屋外タンクからの溢水に対しては，道路上への自然流下も考慮した上で，通行への影響を受けない箇所にアクセス
ルートを確保する設計とする。
津波の影響については，敷地に遡上する津波による遡上高さに対して十分余裕を見た高さに高所のアクセスルートを確保する設計とする。
また，高潮に対しては，通行への影響を受けない敷地高さにアクセス
ルートを確保する設計とする。
自然現象のうち凍結，森林火災，外部人為事象のうち飛来物（航空機落下），爆発，近隣工場等の火災，有毒ガス，船舶の衝突に対しては，
複数のアクセスルートを確保する設計とする。落雷に対しては，道路面が直接影響を受けることはないため，生物学的事象に対しては，容易に排除可能なため，アクセスルートへの影響はない。
屋外のアクセスルートは，地震の影響による周辺斜面の崩壊及び道路
面のすべりで崩壊土砂が広範囲に到達することを想定した上で，ホイー
ルローダによる崩壊箇所の復旧又は別ルートの通行を行うことで，通行性を確保できる設計とする。また，地震時に使用を想定するルートに不等沈下等に伴う段差の発生が想定される箇所においては，段差緩和対策
2.3-2525

SA43条本文−26等を行う設計とする。
屋外アクセスルートは，考慮すべき自然現象のうち凍結及び積雪に対しては，道路については融雪剤を配備し，車両についてはタイヤチェー
ン等を装着することにより通行性を確保できる設計とする。また，地震による薬品タンクからの漏えいに対しては，必要に応じて薬品防護具の着用により通行する。なお，融雪剤の配備等については，「『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処置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準』に係る適合状況説明資料（以下「技術的能力説明資料」という）1.0 重大事故等対策における共通事項」に示す。
故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムに対しては，速やかな消火活動等を実施する。なお，消火活動等の対応については，「技術的能力説明資料 2.0 大規模な自然災害又は故意による大型航空機の衝
突その他のテロリズムへの対応における事項」に示す。
屋外アクセスルートの地震発生時における，火災の発生防止策（可燃物収納容器の固縛による転倒防止）及び火災の拡大防止策（大量の可燃物を内包する変圧器の防油堤の設置）については，「火災防護計画」に定める。
屋内アクセスルートは，津波（敷地に遡上する津波を含む。），その他の自然現象による影響（風（台風）及び竜巻による飛来物，凍結，降水，積雪，落雷，火山の影響，生物学的事象及び森林火災）及び外部人為事象（飛来物（航空機落下），爆発，近隣工場等の火災，有毒ガス及び船舶の衝突）に対しては，外部からの衝撃による損傷の防止が図られた施設内に確保する設計とする。
屋内アクセスルートにおいては，溢水等に対してアクセスルートでの
2.3-2626

SA43条本文−27
被ばくを考慮した放射線防護具を着用する。
また，地震時に資機材の転倒により通行が阻害されないように火災の発生防止対策や，通行性確保対策として，アクセスルートへは通行可能な通路幅が確保できない資機材を設置しないこととするとともに，通行可能な通路幅が確保できる資機材についても必要に応じて落下防止，転倒防止，固縛等により通行に支障をきたさない措置を講じる。
屋外及び屋内アクセスルートにおいては，被ばくを考慮した放射線防護具の配備を行い，移動時及び作業時の状況に応じて着用する。また，
夜間及び停電時の確実な運搬や移動のため可搬型照明装置を配備する。
これらの運用については，「技術的能力説明資料 1.0 重大事故等対策における共通事項」に示す。

(2)

試験・検査性（第四十三条 第１項 第三号）
重大事故等対処設備は，健全性及び能力を確認するため，発電用原子炉の運転中又は停止中に必要な箇所の保守点検，試験又は検査を実施できる
ように，機能・性能の確認，漏えいの有無の確認，分解点検等ができる構造とする。また，接近性を考慮して必要な空間等を備え，構造上接近又は検査が困難である箇所を極力少なくする。
試験及び検査は，使用前検査，施設定期検査，定期安全管理検査及び溶接安全管理検査の法定検査に加え，保全プログラムに基づく点検が実施できる設計とする。
原子炉の運転中に待機状態にある重大事故等対処設備は，原子炉の運転に大きな影響を及ぼす場合を除き，運転中に定期的な試験又は検査ができる設計とする。また，多様性又は多重性を備えた系統及び機器にあっては，各々が独立して試験又は検査ができる設計とする。
2.3-2727

SA43条本文−28
重大事故等対処設備のうち電源は，電気系統の重要な部分として適切な定期試験及び検査が可能な設計とする。
構造・強度の確認又は内部構成部品の確認が必要な設備は，原則として
分解・開放（非破壊検査を含む。）が可能な設計とし，機能・性能確認，各部の経年劣化対策及び日常点検を考慮することにより，分解・開放が不要なものについては，外観の確認が可能な設計とする。

2.3-2828

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表

赤文字：設備、運用又は体制等の相違（設計方針の相違）
青文字：記載箇所又は記載内容等の相違（記載方針の相違）
緑文字：記載表現の修正、設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応【対象項目：第４３条】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

備考

東海第二発電所

処設備については耐震設計を行い、可搬型重大事故等対処設備については転倒しないことを確影響については，「1.1.7.3 環境条件」で認するか又は固縛等が可能な設計とする。(「1.1.7.3環境条件等」)また、可搬型重大事故等対考慮し，確認している。
（先行 BWR と同様）

処設備は、設置場所でのアウトリガの設置、車輪止め等による固定又は固縛が可能な設計とする。
常設重大事故等対処設備の耐震設計については「1.4.2重大事故等対処施設の耐震設計」に示す。
地震起因以外の火災による影響に対しては、重大事故等対処設備は、火災発生防止、感知、消火による火災防護を行う。
火災防護については「1.6.2重大事故等対処施設の火災防護に関する基本方針」に示す。
放水砲による建屋への放水により、放水砲の使用を想定する重大事故時において必要となる
屋外の他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

放水砲による建屋への放水により，放水砲の使用を想定する重大事故時において必要となる
屋外の他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

風(台風)及び竜巻による影響については、重大事故等対処設備は、外部からの衝撃による損傷の防止が図られた施設内に設置又は保管することで、他の設備に悪影響を及ぼさない設計とするか、又は風荷重を考慮し、必要により当該設備の落下防止、転倒防止、固縛等の措置をとることで、他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。(「1.1.7.3環境条件等」)
内部発生飛散物による影響に対しては、内部発生エネルギの高い流体を内蔵する弁及び配管

内部発生飛散物による影響に対しては，内部発生エネルギーの高い流体を内蔵する弁及び配の破断、高速回転機器の破損、ガス爆発並びに重量機器の落下を考慮し、これらにより重大事

管の破断，高速回転機器の破損，ガス爆発並びに重量機器の落下を考慮し，これらにより重大故等対処設備が悪影響を及ぼさない設計とする。

事故等対処設備が悪影響を及ぼさない設計とする。

(3) 共用の禁止
常設重大事故等対処設備は、2以上の発電用原子炉施設において共用しない設計とする。
ただし、共用対象の施設ごとに要求される技術的要件(重大事故等に対処するための必要な機(3) 共用の禁止
常設重大事故等対処設備は，二以上の発電用原子炉施設において共用しない設計とする。ただし，共用対象の施設ごとに要求される技術的要件（重大事故等に対処するための必要な機能)を満たしつつ、2以上の発電用原子炉施設と共用することによって、安全性が向上する場合

能）を満たしつつ，二以上の発電用原子炉施設と共用することによって，安全性が向上する場■設備の相違であって、更に同一の発電所内の他の発電用原子炉施設に対して悪影響を及ぼさない場合は、合であって，更に同一の発電所内又は隣接する発電所内の他の発電用原子炉施設に対して悪影・東海第二発電所は，東海発電所が隣接して立共用できる設計とする。

響を及ぼさない場合は，共用できる設計とする。

1.1.7.2 容量等

1.1.7.2 容量等(1) 常設重大事故等対処設備(1) 常設重大事故等対処設備

常設重大事故等対処設備は、想定される重大事故等の収束において、想定する事象及びその地している。

常設重大事故等対処設備は，想定される重大事故等の収束において，想定する事象及びその事 ■記載表現の相違（先行 BWR と同様）

SA43条−29

事象の進展等を考慮し、重大事故等時に必要な目的を果たすために、事故対応手段としての系

象の進展等を考慮し，重大事故等時に必要な目的を果たすために，事故対応手段として必要な容・弁吹出量は「逃がし安全弁」の容量を示す。

統設計を行う。重大事故等の収束は、これらの系統の組合せにより達成する。

量等を有する系統設計を行う。重大事故等の収束は，これらの系統の組合せにより達成する。

・「設定値等」の「等」とは，ポンプ揚程，「容量等」とは、ポンプ流量、タンク容量、伝熱容量、弁放出流量、発電機容量及び蓄電池
容量等並びに計装設備の計測範囲及び作動信号の設定値とする。

「容量等」とは，ポンプ流量，タンク容量，伝熱容量，弁吹出量，発電機容量，蓄電池容量，

遮蔽厚さ，送風機容量を示す

計装設備の計測範囲，作動信号の設定値等とする。
記載の並びを先行 PWR と整合

常設重大事故等対処設備のうち設計基準事故対処設備の系統及び機器を使用するものにつ常設重大事故等対処設備のうち設計基準対象施設の系統及び機器を使用するものについて■設備の相違29

12／22

アクセスルート−1
添付資料 1.0.2：本日ご説明資料

東海第二発電所

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30

アクセスルート−2
目

次

はじめに

1.0.2−11.

1.0.2−3

新規制基準への適合状況
1.1「実用発電用原子炉及びその附属設備の位置，構造及び設備の基準に関する規則」第四十三条（重大事故等対処設備）

1.2「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則」第五十四条（重大事故等対処設備）

2.

保管場所の設定及びアクセスルートの設定の考え方
概要

2.2

基本方針

2.3

東海第二発電所の特徴

2.4

保管場所の設定

2.5

屋外アクセスルートの設定

2.6

屋内アクセスルートの設定

2.7

東海発電所の廃止措置の影響

3.

2.1

保管場所及びアクセスルートの自然現象等に対する影響評価
自然現象

3.2

外部人為事象

3.3

屋内外作業に係る成立性評価の概要

4.

3.1

保管場所の影響評価
保管場所における主要可搬型設備等

4.2

地震，津波による保管場所への影響評価概要

4.3

地震による保管場所の影響評価

5.

4.1

屋外アクセスルートの評価

1.0.2−7

1.0.2−24

1.0.2−40

1.0.2−7731

アクセスルート−3
5.1

アクセスルートの概要

5.2

地震及び津波時におけるアクセスルートの復旧時間評価5.3

地震による被害想定の方針，対応方針

5.4

地震時の被害想定

5.5

地震時及び津波時におけるアクセスルートの復旧時間評価結果

5.6

屋外作業の成立性

6.

屋内アクセスルートの評価

6.1

影響評価対象

6.2

評価方法

6.3

現場確認による評価

6.4

屋内作業への影響について

6.5

作業の成立性

7.

発電所構外からの災害対策要員の参集
7.1

災害対策要員の参集の流れ

7.2

参集する災害対策要員

1.0.2−168

1.0.2−201

別紙(1)

外部事象の抽出について(2)

降水に対する影響評価について(3)

屋外アクセスルート 除雪時間評価について(4)

屋外アクセスルート 降灰除去時間評価について(5)

可搬型設備の小動物対策について(6)

森林火災時における保管場所及びアクセスルートへの影響について(7)

保管場所及びアクセスルートへの自然現象の重畳による影響について(8)

平成 23 年（2011 年）東北地方太平洋沖地震の被害状況について32

アクセスルート−4(9)

可搬型設備の接続口の配置及び仕様について(10)

淡水及び海水の取水場所について(11)

海水取水場所での取水が出来ない場合の代替手段について(12)

鉄塔基礎の安定性について(13)

崩壊土砂の到達距離について(14)

屋外アクセスルート 現場確認結果について(15)

屋外アクセスルート近傍の障害となり得る要因と影響評価について(16)

主要な変圧器等の火災について(17)

自衛消防隊による消火活動等について(18)

可搬型設備（車両）の走行について(19)

T.P.＋11m エリアの屋外タンク溢水時の影響等について(20)

屋外アクセスルート確保の検証について(21)

車両走行性能の検証について(22)

屋外アクセスルートにおける地震後の被害想定（一覧）について(23)

がれき及び土砂撤去時のホイールローダ作業量及び復旧時間について(24)

屋外アクセスルートの復旧計画について(25)

保管場所及び屋外アクセスルート等の点検について(26)

防潮堤内他施設等の同時被災時におけるアクセスルートへの影響について(27)

資機材設置後の作業成立性について(28)

アクセスルート通行時における照明及び通信連絡手段について(29)

屋外での通信機器通話状況の確認について(30)

屋内アクセスルートの設定について(31)

地震随伴火災源の影響評価について(32)

地震随伴内部溢水の影響評価について

33

アクセスルート−5(33)

屋内アクセスルート確認状況（地震時の影響）について(34)

発電所構外からの災害対策要員の参集について(35)

基準津波を超え敷地に遡上する津波に対する対応について(36)

薬品類の漏えい時に使用する防護具について(37)

使用済燃料乾式貯蔵建屋の西側斜面の安定性評価について(38)

敷地の地質・地質構造の特徴及び想定されるリスクについて(39)

有効応力解析について(40)

保管場所及びアクセスルートにおける相対密度の設定について(41)

敷地内の地下水位の設定について(42)

路盤補強（段差緩和対策）について

補足説明資料(1)

原子炉建屋内の可搬型重大事故等対処設備の配置について(2)

可搬型代替注水大型ポンプ等使用時におけるホースの配備長さ並びにホースコンテナ及びホース展張車の配備イメージについて(3)

アクセスルート復旧時間評価の妥当性について(4)

地震時における屋外アクセスルートへの放射線影響について(5)

竜巻対策固縛を解除する時間の考慮について(6)

重大事故対応時の中央制御室から原子炉棟入口までの移動時間評価(7)

路盤補強の対策箇所について

34

アクセスルート−6
別紙（30）
屋内アクセスルートの設定について

屋内アクセスルートは，重大事故等時において必要となる現場活動場所まで
外部事象を想定しても移動が可能であり，また，移動時間を考慮しても要求される時間までに必要な措置を完了させることが重要である。外部事象のうち一番厳しい事象は地震であり，地震起因による火災，溢水，全交流動力電源の喪失を考慮してもアクセスに与える影響がないことを確認し設定する。

1.

屋内アクセスルート設定における考慮事項
屋内での各階層におけるアクセスルートを選定する場合，地震随伴火災のおそれがある油内包機器又は水素内包機器 ※１ ，地震随伴内部溢水 ※２ を考慮しても移動可能なアクセスルートをあらかじめ設定する。
また，建屋屋上にアクセスする際は，地震津波以外の自然現象を考慮し，気象状況をあらかじめ確認し必要な措置を講じる。例えば積雪時においては，
事前に除雪を実施し，アクセス性を確保する。
以下に屋内アクセスルートの選定の考え方を示す。
・中央制御室から原子炉棟，廃棄物処理棟へ移動するルートは，原子炉建屋内に設定されるアクセスルートを優先して使用することを基本とする。
・火災発生時に優先ルートのアクセス性が阻害された場合は，別ルートを使用する。
・原子炉棟，廃棄物処理棟の各階層を移動するルートは，地震，火災等の被害により，アクセス性が阻害された場合は，影響の小さいルートを使用し操作場所までアクセスする。
・地震随伴内部溢水については，アクセスルートの最大溢水水位を評価した
1.0.2−別紙 30−1

35

アクセスルート−7
上で影響を受ける可能性があることを想定し，必要な措置を講じる。
※１：火災源となる機器については，別紙（31）「地震随伴火災源の影響評価について」参照※２：内部溢水については，別紙（32）「地震随伴内部溢水の影響評価について」参照

2.

屋内アクセスルートの成立性
技術的能力 1.1〜1.19 で整備した重大事故等発生時において期待する手順について，外部事象による影響を考慮しても屋内に設定したアクセスルートを通行できることを確認した。その結果を「技術的能力における対応手順と操作・作業場所一覧」に整理する。
また，移動経路は第 1 図に示す。また，第 1 図に記した「①〜⑧」は第 1
表の屋内アクセスルートに記載のある数字と関連づけがなされている。なお，
第 2 表に，第 1 図中の操作対象箇所における操作対象機器及び操作項目等を示す。

3.

屋外アクセスルートとの関係
重大事故等発生時は屋内での活動はもとより，可搬型重大事故等対処設備の屋外での設置作業との連携が重要である。そこで，重大事故等発生時の屋
内現場操作においては，災害対策本部（初動体制）の重大事故等対応要員（運転操作対応）が速やかに屋内へアクセスし，中央制御室に常駐する運転員とともに現場活動を行う必要がある。
上記の重大事故等対応要員（運転操作対応）は，確実かつ速やかに屋内へアクセスする必要があることから，原子炉建屋入口への入域方法等について以下に示す。
また，屋外から直接原子炉建屋入口へ入域するためのアクセスルートを第1.0.2−別紙 30−2

36

アクセスルート−82 図に示す。
運転操作要員は，平日，夜間及び休日（平日の勤務時間帯外）での重大事
故等発生時において，執務室（事務本館）又は緊急時対策室建屋から速やかに屋内へアクセスする。
停電時においても入域可能な原子炉建屋への入口を 4 箇所設定し，地震発
生時は原子炉建屋西側の 2 箇所から入域する。また，地震に対して多様性を確保するために設定する原子炉建屋南側から入域することも可能である。（第 3 表参照）
原子炉建屋西側からの入域時は，高所に設定する入口を優先して使用する。
原子炉建屋西側に設定される残りの入口を使用する場合は，電源盤が設置される電気室を通過する必要があるため，電気室での火災発生に伴う影響により，アクセスが困難と想定される場合は別ルートにて屋内へ入域する。
（第 3 表参照）
屋内への入域後，事故時の現場作業に備え敷地遡上津波の影響を受けない
中央制御室へ参集又は操作場所へ移動する。（第 3 表参照）
なお，夜間及び休日（平日の勤務時間帯外）において，発電所外から発電所に参集する災害対策要員は，参集先となる緊急時対策所から屋内へアクセスする。
その他，重大事故等対処設備を使用する場合には，重大事故等対応要員が緊急時対策所近隣の可搬型設備の保管場所に移動し，可搬型代替注水大型ポ
ンプやタンクローリを準備し各水源や接続口周りでの現場活動に当たることとなる。

1.0.2−別紙 30−337

アクセスルート−9
第1表

東海第二発電所

条文
1.1

1.2

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

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

技術的能力における対応手順と操作・作業場所一覧（1／13）
対応手段

中央

原子炉緊急停止（ 代替 制 御 棒挿 入 機 能 によ る 制
御棒緊急挿入）原 子炉 再 循 環ポ ン プ 停 止に よ る
原子炉出力抑制（ 原子 炉 再 循環 ポ ン プ 停止 に よる原子炉出力抑制）
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（ 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）
ほう酸水注入（ほう酸水注入）高 圧代 替 注 水系 に よ る 原子 炉 の冷却（ 高圧 代 替 注水 系 の 中 央制 御 室からの操作による原子炉の冷却）
高 圧代 替 注 水系 に よ る 原子 炉 の冷却（ 高圧 代 替 注水 系 の 現 場操 作 による原子炉の冷却）

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

現場での隔離操作※1

屋外アクセスルート

○

○

○

○

○

○

重大事故等の進展抑制（ ほう 酸 水 注入 系 に よ る進 展 抑制）
原 子炉 隔 離 時冷 却 系 に よる 原 子
炉注水
高 圧炉 心 ス プレ イ 系 に よる 原 子
炉注水
代替減圧（原子炉減圧の自動化）
代替減圧（手動による原子炉減圧）
常設直流電源系統喪失時の減圧（ 常設 代 替 直流 電 源 設 備に よ る
逃がし安全弁機能回復）
常設直流電源系統喪失時の減圧（ 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）
逃 がし 安 全 弁の 作 動 に 必要 な 窒
素喪失時の減圧（高圧窒素ガス供給系（非常用）による窒素確保）
インターフェ
中央制御室かイスシステムらの隔離操作
ＬＯＣＡ発生時の対応手順

操作・作業場所
屋内アクセスルート○（現場操作①）【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｆ⑧）→［⑧−5］→（⑧階段Ｆ⑦）→［⑦−6］→（⑦階段Ｇ⑧）→［⑧−6］→（⑧階段Ｇ⑦）→[⑦−7]】（現場操作②）【 中 央 制 御 室 → ※ 1 → (⑥ 階 段 Ｂ③ )→ [③ − 7]→ （ ③ 階 段 Ｂ ⑥ ） →（⑥階段Ｅ⑦）→[⑦−7]【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｄ⑤）→（⑤階段Ａ②）→［②−4］→［②−5］】

緊急時対策所→Ｃ／Ｓ4
階空調機械室入口扉（③−9）

緊急時対策所→Ｃ／Ｓ4
階空調機械室入口扉（③−
9）

○
○

○
○

○
【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｄ⑤ ） → （ ⑤ 階 段 Ａ ④ ） → ［ ④ − 6]→［④−7］→［④−6]→［④−8］→［④−9］→［④−8］】

緊急時対策所→Ｃ／Ｓ4
階空調機械室入口扉（③−9）○（残留熱除去系注入弁（Ａ）隔離の場合）【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｂ④）→［④−4］】

緊急時対策所→Ｃ／Ｓ4
階空調機械室入口扉（③−9）○（残留熱除去系注入弁（Ｂ）隔離の場合）【中央制御室→ ※1 →（⑥梯子Ａ④）→［④−2］】

緊急時対策所→Ｃ／Ｓ4
階空調機械室入口扉（③
−9）

○

○

中央制御室から付属棟電気室 1 階までの移動経路：｛（④階段Ｎ③）→（③階段Ｏ④）→（④階段Ｐ⑤）→（⑤ハッチ開放）→（⑤階段Ｑ⑥）｝

1.0.2−別紙 30−438

アクセスルート−10
第1表

東海第二発電所

条文
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

技術的能力における対応手順と操作・作業場所一覧（2／13）
対応手段

中央

原子炉運転中の低圧代替注水（低 圧 代替 注 水系 （常 設 ） に よる原子炉注水）原子炉運転中の低圧代替注水（低 圧 代替 注 水系 （可 搬 型 ） による原子炉注水（淡水／海水））

○

○

○

原子炉運転中の復旧（残 留 熱除 去 系（ 低圧 注 水 系 ）復旧後の原子炉注水）
原子炉運転中の復旧（低 圧 炉心 ス プレ イ系 復 旧 後 の原子炉注水）
溶融 炉 心が 原 子炉 圧力 容 器 内 に残存する場合の低圧代替注水（代 替 循環 冷 却系 によ る 残 存 溶
融炉心の冷却）
原子炉運転停止中の復旧（残 留 熱除 去 系（ 原子 炉 停 止 時
冷却系）復旧後の原子炉除熱）（ 残 留熱 除 去 系 （ Ｃ ） 配管 を 使 用
した場合）【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｄ⑤）→（⑤階段Ａ④）→［④−1］→（④階段Ａ③）→［③−1］→［③−2］】（ 低 圧炉 心 ス プ レ イ 系 配管 を 使 用
した場合）【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｂ④）→［④−3］→［④−5］】

・緊急時対策所→Ｃ／Ｓ4
階空調機械室入口扉（③−9）
・緊急時対策所→西側保管場所又は南側保管場所
・緊急時対策所→Ｃ／Ｓ4
階空調機械室入口扉（③−9）
・緊急時対策所→西側保管場所又は南側保管場所

○

○

○

○

○

○
残留 熱 除去 系 （低 圧注 水 系 ） による原子炉注水
低圧 炉 心ス プ レイ 系に 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・作業場所
屋内アクセスルート
屋外アクセスルート（原子炉保護系の復旧）【中央制御室→ ※1 →［⑥−20］→［⑥−1］→［⑥−5］→［⑥−4］→（⑥階段Ｉ⑦）→［⑦−4］→［⑦−5］→（⑦階段Ｉ⑥）→［⑥−2］→ ［⑥ − 3］ → ［ ⑥ −1］ →［ ⑥ −20］→［⑥−5］→［⑥−4］→（⑥
階段Ｉ⑦）→［⑦−4］→［⑦−5］→（⑦階段Ｉ⑥）→［⑥−2］→［⑥−1］→［⑥−2］→［⑥−3］→［⑥−20］→［⑥−3］】（残留熱除去系（Ａ）の場合）【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｆ⑧）→［⑧−4］】（残留熱除去系（Ｂ）の場合）【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｅ⑧）→［⑧−3］】

緊急時対策所→Ｃ／Ｓ4
階空調機械室入口扉（③−9）

緊急時対策所→Ｃ／Ｓ4
階空調機械室入口扉（③−9）
緊急時対策所→Ｃ／Ｓ4
階空調機械室入口扉（③
−9）

○
○

（原子炉保護系の復旧）【中央制御室→ ※1 →［⑥−20］→［⑥−1］→［⑥−5］→［⑥−4］→（⑥階段Ｉ⑦）→［⑦−4］→［⑦−5］→（⑦階段Ｉ⑥）→［⑥−2］ 緊 急 時 対 策 所 → Ｃ ／ Ｓ 4○→ ［⑥ − 3］ → ［ ⑥ −1］ →［ ⑥ −階空調機械室入口扉（③20］→［⑥−5］→［⑥−4］→（⑥−9）
階段Ｉ⑦）→［⑦−4］→［⑦−5］→（⑦階段Ｉ⑥）→［⑥−2］→［⑥−1］→［⑥−2］→［⑥−3］→［⑥−20］→［⑥−3］】（残留熱除去系（Ａ）の場合）
緊急時対策所→Ｃ／Ｓ4○【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｆ階空調機械室入口扉（③⑧）→［⑧−4］】−9）（残留熱除去系（Ｂ）の場合）
緊急時対策所→Ｃ／Ｓ4○【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｅ
階空調機械室入口扉（③⑧）→［⑧−3］】−9）※1 中央制御室から付属棟電気室 1 階までの移動経路：｛（④階段Ｎ③）→（③階段Ｏ④）→（④階段Ｐ⑤）→（⑤ハッチ開放）→（⑤階段Ｑ⑥）｝

1.0.2−別紙 30−539

アクセスルート−11
第1表

東海第二発電所

条文
1.5

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための手順等

技術的能力における対応手順と操作・作業場所一覧（3／13）
対応手段

中央

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（ 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）
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（ フィル タ 装 置スク ラ ビ ン グ 水補給）【水源が多目的タンクの場合】
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（ 格納容 器 内 の不活 性 ガ ス （ 窒素）置換）
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（フィルタ装置の不活性ガス（窒素）置換）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（ フィル タ 装 置スク ラ ビ ン グ 水移送）
耐 圧強化 ベ ン ト系に よ る 格 納 容
器内の減圧及び除熱
格 納容器 圧 力 逃がし 装 置 の 遠 隔
人力操作機構による現場操作

操作・作業場所
屋内アクセスルート
屋外アクセスルート○○

緊急時対策所→西側保管場所又は南側保管場所○

緊急時対策所→西側保管場所又は南側保管場所○

緊急時対策所→西側保管場所又は南側保管場所○【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｈ⑦）→[⑦−8]】

緊急時対策所→Ｃ／Ｓ4
階空調機械室入口扉（③−9）（Ｓ／Ｃ側ベントの場合）【中央制御室→ ※1 →[⑥−13]】（Ｄ／Ｗ側ベントの場合）【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｑ⑤ ） →（ ⑤ 階 段 Ｐ ④） → （ ④ 階 段
Ｏ③）→（③階段Ｊ②）→[②−6]】（Ｓ／Ｃ，Ｄ／Ｗベント共通）【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｈ⑤）→（⑤階段Ｇ④）→[④−10]】

緊急時対策所→Ｃ／Ｓ4
階空調機械室入口扉（③−9）○

緊急用海水系による除熱○
残留熱除去系海水系による除熱○※1 中央制御室から付属棟電気室 1 階までの移動経路：｛（④階段Ｎ③）→（③階段Ｏ④）→（④階段Ｐ⑤）→（⑤ハッチ開放）→（⑤階段Ｑ⑥）｝

1.0.2−別紙 30−640

アクセスルート−12
第1表

東海第二発電所

条文
1.6

原子炉格納容器内の冷却等のための手順等

技術的能力における対応手順と操作・作業場所一覧（4／13）
対応手段

中央

炉心の著しい損傷防止するための代替格納容器スプレイ（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）
炉心の著しい損傷防止するための代替格納容器スプレイ（代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器内の冷却（淡水／海水））操作・作業場所
屋内アクセスルート
屋外アクセスルート○○○（残留 熱除去 系（ Ａ）を 使用 した場合）【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｄ⑤）→ （⑤階 段Ａ ④）→ （④ 階段
Ａ③）→ ［③ −3］→ ［③−4］→［③−5］→［③−6］】（残留 熱除去 系（ Ｂ）を 使用 した場合）【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｂ⑤）→［⑤−2］→［⑤−1］→（⑤階段Ｂ ⑥）→ ［⑥ −11］→［ ⑥−10］】・緊急時 対策所 →Ｃ／ Ｓ4
階空調機械室入口扉（③−9）
・緊急時対策所→西側保管場所又は南側保管場所
・緊急時 対策所 →Ｃ／ Ｓ4
階空調機械室入口扉（③−9）
・緊急時対策所→西側保管場所又は南側保管場所

炉心の著しい損傷防止するための代替格納容器スプレイ○（代替循環冷却系による格納容
器除熱）
炉心の著しい損傷防止するための復旧（常設代替交流電源設備による○残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）の復旧）
炉心の著しい損傷防止するための復旧○（常設代替交流電源設備による残留熱除去系（サプレッ シ ョ ン ・
プール冷却系）の復旧）
残留熱除去系（格納容器スプレイ○
冷却系）による格納容器除熱
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・プール水除熱※1 中央制御室から付属棟電気室 1 階までの移動経路：｛（④階段Ｎ③）→（③階段Ｏ④）→（④階段Ｐ⑤）→（⑤ハッチ開放）→（⑤階段Ｑ⑥）｝

1.0.2−別紙 30−741

アクセスルート−13
第1表

東海第二発電所

条文
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

技術的能力における対応手順と操作・作業場所一覧（5／13）
対応手段

中央

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（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）
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（フ ィ ル タ 装 置 スク ラ ビ ン グ 水補給）【水源が多目的タンクの場合】
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（格 納 容 器 内 の 不活 性 ガ ス （ 窒素）置換）
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（フィルタ装置の不活性ガス（窒素）置換）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（フ ィ ル タ 装 置 スク ラ ビ ン グ 水
移送）【水源が多目的タンクの場合】
代替 循 環 冷 却 系 によ る 格 納 容 器
内の減圧及び除熱○

操作・作業場所
屋内アクセスルート
屋外アクセスルート※（Ｓ／Ｃ，Ｄ／Ｗベント共通）【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｈ⑤）→（⑤階段Ｇ④）→（④−10）】

緊急時対策所→Ｃ／Ｓ4
階空調機械室入口扉（③−9）○

緊急時対策所→西側保管場所又は南側保管場所○

緊急時対策所→西側保管場所又は南側保管場所○

緊急時対策所→西側保管場所又は南側保管場所○

緊急時対策所→西側保管場所又は南側保管場所○【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｈ⑦）→[⑦−8]】

・緊急時対策所→ Ｃ／Ｓ4
階空調機械室入口扉（③−9）
・緊急時対策所→西側保管場所又は南側保管場所○

格納 容 器 圧 力 逃 がし 装 置 の 遠 隔
人力操作機構による現場操作（Ｓ／Ｃ側ベントの場合）【中央制御室→ ※1 →[⑥−13]】（Ｄ／Ｗ側ベントの場合）
緊急時対策所→Ｃ／Ｓ4【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｑ
階空調機械室入口扉（③−○⑤）→（⑤階段Ｐ④）→（④階段Ｏ③）→（③階段Ｊ②）→[②−6]】 9）（Ｓ／Ｃ，Ｄ／Ｗベント共通）【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｈ⑤）→（⑤階段Ｇ④）→[④−10]】
二次 隔 離 弁 操 作 室空 気 ボ ン ベ ユ
二次隔離弁操作室空気ボンベユニ
ニッ ト に よ る 二 次隔 離 弁 操 作 室ットによる二次隔離弁操作室の正の正圧化
圧化【二次隔離弁操作要員の操作であり ,当 該 弁 の 近 傍 で行 う 作 業 の た
め，上欄の（S/C，D/W ベント共通）と同様】※1 中央制御室から付属棟電気室 1 階までの移動経路：｛（④階段Ｎ③）→（③階段Ｏ④）→（④階段Ｐ⑤）→（⑤ハッチ開放）→（⑤階段Ｑ⑥）｝

1.0.2−別紙 30−842

アクセスルート−14
第1表

東海第二発電所

条文
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

技術的能力における対応手順と操作・作業場所一覧（6／13）
対応手段

中央

ペデ スタル （ドラ イウ ェ ル 部 ）への注水（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）
ペデ スタル （ドラ イウ ェ ル 部 ）への注水（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）への注水（淡水／海水））
原子炉圧力容器への注水（原 子炉原 子炉隔 離時 冷 却 系 による原子炉圧力容器への注水）
原子炉圧力容器への注水（高 圧代替 注水系 によ る 原 子 炉
圧力容器への注水）
原子炉圧力容器への注水（低 圧代替 注水系 （常 設 ） に よる原子炉圧力容器への注水）
原子炉圧力容器への注水（低 圧代替 注水系 （可 搬 型 ） による原子炉圧力容器への注水）操作・作業場所
屋内アクセスルート
屋外アクセスルート※○○

緊急時対策所→西側保管場所又は南側保管場所○

緊急時対策所→西側保管場所又は南側保管場所

○

○

○

○

原子炉圧力容器への注水（代 替循環 冷却系 によ る 原 子 炉○
圧力容器への注水）
原子炉圧力容器への注水（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）
1.9
水素爆発によ格納 容器内 不活性 化に よ る 格 納
容器水素爆発防止る原子炉格納容器の破損を（原 子炉運 転中の 格納 容 器 内 の防止するため
不活性化）の手順等
炉心 の著し い損傷 が発 生 し た 場
合の格納容器水素暴発防止（Ｓ／Ｃ，Ｄ／Ｗベント共通）
緊急時対策所→Ｃ／Ｓ4（格 納容器 圧力逃 がし 装 置 に よ○【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｈ
階空調機械室入口扉（③る格 納容器 内の水 素及 び 酸 素 の⑤）→（⑤階段Ｇ④）→（④−10）】 −9）
排出）水素濃度及び酸素濃度の監視（格 納容器 内水素 濃度 （ Ｓ Ａ ）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 監
視）
水素 濃度制 御によ る原 子 炉 建 屋
1.10
水素爆発によ原子炉棟の損傷防止
る原子炉建屋（静 的触媒 式水素 再結 合 器 に よ等の破損を防る水素濃度抑制）止するための手順等
水素 濃度制 御によ る原 子 炉 建 屋
原子炉棟の損傷防止○（原 子炉建 屋原子 炉棟 内 の 水 素
濃度監視）※1 中央制御室から付属棟電気室 1 階までの移動経路：｛（④階段Ｎ③）→（③階段Ｏ④）→（④階段Ｐ⑤）→（⑤ハッチ開放）→（⑤階段Ｑ⑥）｝

1.0.2−別紙 30−943

アクセスルート−15
第1表

東海第二発電所

条文
1.11

使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための手順等

技術的能力における対応手順と操作・作業場所一覧（7／13）
対応手段

中央

燃料プール代替注水（ 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）
燃料プール代替注水（ 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（淡水／海水））

○

○

○

漏えい抑制
（ サイ フォ ン 現象 によ る 使 用 済
燃 料プ ール 水 漏え い発 生 時 の 漏
えい抑制）
燃料プールスプレイ（ 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）
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 （ 淡水／海水））
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 （ 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））操作・作業場所
屋内アクセスルート
屋外アクセスルート※（西側接続口による使用済燃料プール注水の場合）【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｄ⑤）→（⑤階段Ａ③）→［③−1］→（③階段Ａ①）→［①−1］】（東側接続口による使用済燃料プール注水の場合）【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｄ⑤）→（⑤階段Ａ①）→（①階段Ｃ②）→［②−8］→（②階段Ｃ①）→［①−2］】

緊急時対策所→西側保管場所又は南側保管場所

緊急時対策所→西側保管場所又は南側保管場所○○

緊急時対策所→西側保管場所又は南側保管場所○

緊急時対策所→西側保管場所又は南側保管場所○○（Ｒ／Ｗコントロール室脇入口扉を使用した場合）【 中 央 制 御 室 → ※ 1 → （ ⑥ − 17扉開放）→（⑥−15）→（⑥−14）→（⑥階段Ｄ⑤）→（⑤階段Ａ②）→（②−1）→（②階段Ａ①）→[①−1]→[① − 2]→[① − 3]→ （ ① 階段Ａ⑤）→（⑤階段Ｄ⑥）→（⑥−17）】（原子炉建屋大物搬入口扉を使用した場合）【 中 央 制 御 室 → ※ 1 → （ ⑥ − 19扉開放）→（⑥階段Ｄ⑤）→（⑤
階段Ａ①）→（①階段Ｃ②）→[②−3] →[②−2]→[②−7]→（②階段Ｃ①）→[①−1]→[①−2]→[①−3]→ （ ① 階 段 Ａ ⑤ ） → （ ⑤ 階 段
Ｄ⑥）→（⑥−19）】

・緊急時対策所→Ｒ／Ｗ
コントロール室脇入口扉（⑥−17）
・緊急時対策所→西側保管場所又は南側保管場所

・緊急時対策所→原子炉
建屋大物搬入口扉（⑥−19）
・緊急時対策所→西側保管場所又は南側保管場所

使用済燃料プールの監視○
代 替燃 料プ ー ル冷 却系 に よ る 使○
用済燃料プール除熱※1 中央制御室から付属棟電気室 1 階までの移動経路：｛（④階段Ｎ③）→（③階段Ｏ④）→（④階段Ｐ⑤）→（⑤ハッチ開放）→（⑤階段Ｑ⑥）｝

1.0.2−別紙 30−10

44

アクセスルート−16
第1表

東海第二発電所
条文

1.12

技術的能力における対応手順と操作・作業場所一覧（8／13）
対応手段

中央

操作・作業場所
屋内アクセスルート
屋外アクセスルート※

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

可搬型代替注水大型ポンプ及緊急時対策所→西側保管び放水砲による大気への拡散
場所又は南側保管場所
抑制
放射性物質吸着剤による海洋緊急時対策所→西側保管への拡散抑制場所又は南側保管場所
汚濁防止膜による海洋への拡緊急時対策所→西側保管
散抑制
場所又は南側保管場所
可搬型代替注水大型ポンプ，放水砲及び泡消火薬剤（ＳＡ）
緊急時対策所→西側保管による航空機燃料火災への泡場所又は南側保管場所
消火
1.13
重大事故等の収代替淡水貯槽を水源とした可緊急時対策所→西側保管束に必要となる
搬型代替注水大型ポンプによ場所又は南側保管場所
水の供給手順等
る送水代替淡水貯槽を水源とした原
子炉冷却材圧力バウンダリ低
緊急時対策所→西側保管圧時の原子炉圧力容器への注場所又は南側保管場所
水（可搬型代替注水大型ポン
プを使用する場合）
代替淡水貯槽を水源とした格納容器内の冷却（可搬型代替
緊急時対策所→西側保管
注水大型ポンプを使用する場
場所又は南側保管場所
合）
代替淡水貯槽を水源としたフ
緊急時対策所→西側保管
ィルタ装置スクラビング水補
場所又は南側保管場所
給代替淡水貯槽を水源とした格
緊急時対策所→西側保管
納容器下部への注水（可搬型場所又は南側保管場所
代替注水大型ポンプを使用する場合）
代替淡水貯槽を水源とした格
納容器頂部への注水（可搬型
緊急時対策所→西側保管
代替注水大型ポンプを使用す
場所又は南側保管場所
る場合）
代替淡水貯槽を水源とした使用済燃料プールへの注水／ス
緊急時対策所→西側保管
プレイ（可搬型代替注水大型場所又は南側保管場所
ポンプを使用する場合）
西側淡水貯水設備を水源とし緊急時対策所→西側保管
た可搬型代替注水大型ポンプ
場所又は南側保管場所
による送水
西側淡水貯水設備を水源とした原子炉冷却材圧力バウンダ
緊急時対策所→西側保管
リ低圧時の原子炉圧力容器へ場所又は南側保管場所の注水
西側淡水貯水設備を水源とし緊急時対策所→西側保管
た格納容器内の冷却場所又は南側保管場所
西側淡水貯水設備を水源とし緊急時対策所→西側保管
たフィルタ装置スクラビング
場所又は南側保管場所
水補給
西側淡水貯水設備を水源とし緊急時対策所→西側保管
た格納容器下部への注水場所又は南側保管場所
西側淡水貯水設備を水源とし緊急時対策所→西側保管
た格納容器頂部への注水場所又は南側保管場所
西側淡水貯水設備を水源とし緊急時対策所→西側保管
た使用済燃料プールへの注水場所又は南側保管場所／スプレイ
ろ過水貯蔵タンク又は多目的タンクを水源とした原子炉冷緊急時対策所→西側保管
却材圧力バウンダリ低圧時の場所又は南側保管場所
原子炉圧力容器への注水
ろ過水貯蔵タンク又は多目的
緊急時対策所→西側保管
タンクを水源とした格納容器
場所又は南側保管場所
内の冷却ろ過水貯蔵タンク又は多目的
緊急時対策所→西側保管
タンクを水源とした格納容器
場所又は南側保管場所
下部への注水※1 中央制御室から付属棟電気室 1 階までの移動経路：｛（④階段Ｎ③）→（③階段Ｏ④）→（④階段Ｐ⑤）→（⑤ハッチ開放）→（⑤階段Ｑ⑥）｝

1.0.2−別紙 30−1145

アクセスルート−17
第1表

東海第二発電所

条文
1.13

重大事故等の収束に必要となる
水の供給手順等

技術的能力における対応手順と操作・作業場所一覧（9／13）
対応手段

中央

復水貯蔵タンクを水源とした
原子炉冷却材圧力バウンダリ
高圧時の原子炉圧力容器への注水
復水貯蔵タンクを水源とした
原子炉冷却材圧力バウンダリ
低圧時の原子炉圧力容器への注水
復水貯蔵タンクを水源とした格納容器内の冷却復水貯蔵タンクを水源とした
格納容器下部への注水

復水貯蔵タンクを水源とした
使用済燃料プールへの注水

操作・作業場所
屋内アクセスルート
屋外アクセスルート※【（③−9）→（③階段Ｏ④）→（④
階段Ｐ⑤）→（⑤ハッチ開放）→（⑤階段Ｑ⑥）→（⑥階段Ｋ⑦）→[⑦−9]】【（③−9）→（③階段Ｏ④）→（④
階段Ｐ⑤）→（⑤ハッチ開放）→（⑤階段Ｑ⑥）→（⑥階段Ｋ⑦）→[⑦−9]】【（③−9）→（③階段Ｏ④）→（④
階段Ｐ⑤）→（⑤ハッチ開放）→（⑤階段Ｑ⑥）→（⑥階段Ｋ⑦）→[⑦−9]】【（③−9）→（③階段Ｏ④）→（④
階段Ｐ⑤）→（⑤ハッチ開放）→（⑤階段Ｑ⑥）→（⑥階段Ｋ⑦）→[⑦−9]】【（③−9）→（③階段Ｏ④）→（④
階段Ｐ⑤）→（⑤ハッチ開放）→（⑤階段Ｑ⑥）→（⑥階段Ｋ⑦）→[⑦−9]】

淡水タンクを水源としたフィ
ルタ装置スクラビング水補給
海を水源とした可搬型代替注
水大型ポンプによる送水
海を水源とした原子炉冷却材
圧力バウンダリ低圧時の原子
炉圧力容器への注水
海を水源とした格納容器内の冷却海を水源とした格納容器下部
への注水
海を水源とした格納容器頂部
への注水
海を水源とした使用済燃料プールへの注水／スプレイ
海を水源とした最終ヒートシンク（海洋）への代替熱輸送
海を水源とした非常用ディー
ゼル（高圧炉心スプレイ系を含む）発電機用海水系への代替海水送水
海を水源とした代替燃料プール冷却系による使用済燃料プール除熱
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）可搬型代替注水大型ポンプによる西側淡水貯水設備への補給（淡水／海水）
淡水から海水への切り替え

緊急時対策所→Ｃ／Ｓ4
階空調機械室入口扉（③−9）
緊急時対策所→Ｃ／Ｓ4
階空調機械室入口扉（③−9）
緊急時対策所→Ｃ／Ｓ4
階空調機械室入口扉（③−9）
緊急時対策所→Ｃ／Ｓ4
階空調機械室入口扉（③−9）
緊急時対策所→Ｃ／Ｓ4
階空調機械室入口扉（③−9）
緊急時対策所→西側保管場所又は南側保管場所
緊急時対策所→西側保管場所又は南側保管場所
緊急時対策所→西側保管場所又は南側保管場所
緊急時対策所→西側保管場所又は南側保管場所
緊急時対策所→西側保管場所又は南側保管場所
緊急時対策所→西側保管場所又は南側保管場所
緊急時対策所→西側保管場所又は南側保管場所
緊急時対策所→西側保管場所又は南側保管場所
緊急時対策所→西側保管場所又は南側保管場所
緊急時対策所→西側保管場所又は南側保管場所
緊急時対策所→西側保管場所又は南側保管場所
緊急時対策所→西側保管場所又は南側保管場所

緊急時対策所→淡水貯水池※1 中央制御室から付属棟電気室 1 階までの移動経路：｛（④階段Ｎ③）→（③階段Ｏ④）→（④階段Ｐ⑤）→（⑤ハッチ開放）→（⑤階段Ｑ⑥）｝

1.0.2−別紙 30−12

46

アクセスルート−18
第1表

東海第二発電所
条文

1.14

電源の確保に関する手順等

技術的能力における対応手順と操作・作業場所一覧（10／13）
対応手段

中央

代 替 交 流 電 源 設備 に よ る 非 常用所内電気設備への給電（ 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）
代 替 交 流 電 源 設備 に よ る 非 常用所内電気設備への給電（ 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）
代 替 直 流 電 源 設備 に よ る 非 常用所内電気設備への給電（ 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）
代 替 直 流 電 源 設備 に よ る 非 常用所内電気設備への給電（ 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）
常 設 直 流 電 源 喪失 時 の 遮 断 器
用制御電源の復旧

○

○

○

○

○

○

操作・作業場所
屋内アクセスルート
屋外アクセスルート※【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｉ⑧）→［⑧−1］→（⑧階段Ｉ⑦）→［⑦−1］→（⑦階段Ｉ⑥）→[⑥−7]→[⑥−8]】【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｉ⑧）→［⑧−2］→（⑧階段Ｉ⑦）→［⑦−2］→（⑦階段Ｉ⑥）→[⑥−7]→[⑥−8]】

緊急時対策所→Ｃ／Ｓ4
階空調機械室入口扉（③−9）
・緊急時対策所→Ｃ／Ｓ4
階空調機械室入口扉（③−9）
・緊急時対策所→西側保管場所又は南側保管場所【 中 央 制 御 室 → ※ 1 → [ ⑥ − 18]→[⑥ − 7]→ [⑥ −8]→[⑥ −18]→[⑥ − 9]→[⑥ − 7]→[⑥ − 6]→[⑥− 5] → [ ⑥ − 4] → [ ⑥ − 7] → [ ⑥ −8]】

緊急時対策所→Ｃ／Ｓ4
階空調機械室入口扉（③−9）

【 中 央 制 御 室 → ※ 1 →[⑥ − 7]→[⑥−8]→[⑥−7]→[⑥−8]】

・緊急時対策所→Ｃ／Ｓ4
階空調機械室入口扉（③−9）
・緊急時対策所→西側保管場所又は南側保管場所（常設直流電源喪失時の遮断器用
制御電源の復旧）【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｉ⑧）→［⑧−1］→［⑧−2］→（⑧階段Ｉ⑦）→［⑦−1］→［⑦−2］→ （ ⑦ 階 段 Ｉ ⑥ ） →[⑥ −7]→[⑥−8]】（可搬型代替低圧電源車による遮断器用制御電源の復旧）【中央制御室→ ※1 →（⑥階段Ｉ⑧）→［⑧−2］→（⑧階段Ｉ⑦）→［⑦−2］→（⑦階段Ｉ⑥）→[⑥−7]→[⑥−8]】

緊急時対策所→Ｃ／Ｓ4
階空調機械室入口扉（③−9）

緊急時対策所→Ｃ／Ｓ4
階空調機械室入口扉（③−9）

代 替 交 流 電 源 設備 に よ る 代 替
所内電気設備への給電【中央制御室→ ※1 →［⑥−12］ 緊 急 時 対 策 所 → Ｃ ／ Ｓ 4（ 常 設 代 替 交 流電 源 設 備 に よ○→［⑥−8］→［⑥−9］→［⑥−7］ 階 空 調 機 械 室 入 口 扉 （ ③る代替所内電気設備への給→［⑥−6］】−9）電）
代 替 交 流 電 源 設備 に よ る 代 替・緊急時対策所→Ｃ／Ｓ4
所内電気設備への給電
階空調機械室入口扉（③【中央制御室→ ※1 →［⑥−12］（ 可 搬 型 代 替 交流 電 源 設 備 に○−9）→[⑥−8]→[⑥−7]】
よ る 代 替 所 内 電気 設 備 へ の 給・緊急時対策所→西側保電）
管場所又は南側保管場所
代 替 直 流 電 源 設備 に よ る 代 替
不要な直流負荷切離し
所内電気設備への給電【 中 央 制 御 室 → ※ 1 → ［ ⑥ −7］
緊急時対策所→Ｃ／Ｓ4（ 常 設 代 替 直 流電 源 設 備 に よ○→［⑥−8］→［⑥−9］→［⑥−7］ 階 空 調 機 械 室 入 口 扉 （ ③る代替所内電気設備への給→［⑥−6］→［⑥−8］→［⑥−9］ −9）電）→［⑥−7］→［⑥−6］】
代 替 直 流 電 源 設備 に よ る 代 替・緊急時対策所→Ｃ／Ｓ4
所内電気設備への給電
階空調機械室入口扉（③（ 可 搬 型 代 替 直流 電 源 設 備 に【中央制御室→ ※1 →⑥−12］】−9）
よ る 代 替 所 内 電気 設 備 へ の 給・緊急時対策所→西側保電）
管場所又は南側保管場所
燃料補給設備による給油
緊急時対策所→西側保管（ 可 搬 型 設 備 用軽 油 タ ン ク か
場所又は南側保管場所
らタンクローリへの補給）
燃料補給設備による給油
緊急時対策所→西側保管（ タ ン ク ロ ー リか ら 各 機 器 へ
場所又は南側保管場所の給油）
燃料補給設備による給油
緊急時対策所→西側保管（ 燃 料 補 給 設 備に よ る 常 設 代
場所又は南側保管場所
替高圧電源装置への給油）※1 中央制御室から付属棟電気室 1 階までの移動経路：｛（④階段Ｎ③）→（③階段Ｏ④）→（④階段Ｐ⑤）→（⑤ハッチ開放）→（⑤階段Ｑ⑥）｝

1.0.2−別紙 30−1347

アクセスルート−19
第1表

東海第二発電所
条文

1.15

事故時の計装に関する手順等

技術的能力における対応手順と操作・作業場所一覧（11／13）
対応手段

中央

他 チ ャ ン ネ ル によ る 計 測 ， 代
替 パ ラ メ ー タ によ る 推 定 （ 計器の故障時）
代替パラメータによる推定（ 計 器 の 計 測 範囲 を 超 え た 場
合）
蓄 電 池 ， 代 替 電源 （ 交 流 ， 直流）からの給電
可 搬 型 計 測 器 によ る パ ラ メ ー
タの計測又は監視操作・作業場所
屋内アクセスルート
屋外アクセスルート※

○

○

○

○

【（ ③ − 9） → （ ③ 階 段Ｎ ④ ） → 中
央制御室（可搬型計測器保管場所→ＳＡ変換器盤）】

緊急時対策所→Ｃ／Ｓ4
階空調機械室入口扉（③−9）

パラメータ記録○
1.16

原子炉制御室の居住性等に関する手順等

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 運 転 手 順（ 交 流 動 力 電源が正常な場合）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 運 転 手 順（ 全 交 流 動 力
電源が喪失した場合）
中 央 制 御 室 の 酸素 及 び 二 酸 化
炭 素 の 濃 度 測 定と 濃 度 管 理 手順
中 央 制 御 室 の 照明 を 確 保 す る
手順
中 央 制 御 室 待 避室 の 照 明 を 確保する手順
デ ー タ 表 示 装 置（ 待 避 室 ） によ る プ ラ ン ト パラ メ ー タ の 監
視手順
中央制御室待避室の準備手順

○

○

○

○

○

○

○
中 央 制 御 室 待 避室 の 酸 素 及 び
二 酸 化 炭 素 の 濃度 測 定 と 濃 度
管理手順
そ の 他 の 放 射 線防 護 措 置 等 に関する手順等チ ェ ン ジ ン グ エリ ア の 設 置 及
び運用手順

○

○

緊急時対策所→Ｃ／Ｓ4
階空調機械室入口扉（③−9）※1 中央制御室から付属棟電気室 1 階までの移動経路：｛（④階段Ｎ③）→（③階段Ｏ④）→（④階段Ｐ⑤）→（⑤ハッチ開放）→（⑤階段Ｑ⑥）｝【（③−9）→［③−8］】

1.0.2−別紙 30−14

48

アクセスルート−20
第1表

東海第二発電所
条文

1.17

技術的能力における対応手順と操作・作業場所一覧（12／13）
対応手段

中央

操作・作業場所
屋内アクセスルート
屋外アクセスルート※

監視測定等に関する手順等

モニタリング・ポストによる放射線量の測定
可搬型モニタリング・ポスト
による放射線量の測定及び代替測定
放射能観測車による放射性物
緊急時対策所→予備機置
質の濃度の測定場
可搬型放射能測定装置による放射性物質の濃度の代替測定
可搬型放射能測定装置等によ緊急時対策所→西側保管る放射性物質の濃度及び放射場所又は南側保管場所
線量の測定
モニタリング・ポストのバッ
クグラウンド低減対策
可搬型モニタリング・ポストのバックグラウンド低減対策
放射性物質の濃度の測定時のバックグラウンド低減対策
気象観測設備による気象観測
項目の測定
可搬型気象観測設備による気象観測項目の代替測定
モニタリング・ポストの電源を代替電源設備から給電する
手順
1.18
緊急時対策所の緊急時対策所非常用換気空調
居住性等に関す
設備運転手順る手順等
緊急時対策所加圧設備による空気供給準備手順
緊急時対策所内の酸素濃度及び二酸化炭素濃度の測定手順
緊急時対策所エリアモニタ等の設置手順
緊急時対策所加圧設備への切替準備手順
緊急時対策所加圧設備への切替手順
緊急時対策所加圧設備の停止
手順
緊急時対策所のデータ伝送設
備によるプラントパラメータ
等の監視手順
重大事故等に対処するための対策の検討に必要な資料の整備通信連絡に関する手順※1 中央制御室から付属棟電気室 1 階までの移動経路：｛（④階段Ｎ③）→（③階段Ｏ④）→（④階段Ｐ⑤）→（⑤ハッチ開放）→（⑤階段Ｑ⑥）｝

1.0.2−別紙 30−15

49アクセスルート−21
第1表

東海第二発電所
条文

1.18

緊急時対策所の居住性等に関する手順等

技術的能力における対応手順と操作・作業場所一覧（13／13）
対応手段

中央

操作・作業場所
屋内アクセスルート
屋外アクセスルート※

放射線管理用資機材及びチェ
ンジングエリア用資機材の維
持管理
チェンジングエリアの設置及び運用手順
飲料水，食料等の維持管理

緊急時対策所用発電機による給電
緊 急 時対 策 所 用 発 電機 (予 備 )
起動手順
1.19

通信連絡に関する手順等

発電所内の通信連絡をする必（携行型優先通話装置）
要のある場所と通信連絡を行○
専用接続箱→各操作場所
うための対応手順
計測等を行った特に重要なパラメータを発電所内の必要な場所で共有する対応手順
代替電源設備から給電する対応手順※1 中央制御室から付属棟電気室 1 階までの移動経路：｛（④階段Ｎ③）→（③階段Ｏ④）→（④階段Ｐ⑤）→（⑤ハッチ開放）→（⑤階段Ｑ⑥）｝

1.0.2−別紙 30−16

50

アクセスルート−22

第1図①東海第二発電所

重大事故発生時

屋内アクセスルート（1／8）

1.0.2−別紙 30−1751

アクセスルート−23

第1図②東海第二発電所

重大事故発生時

屋内アクセスルート（2／8）

1.0.2−別紙 30−18

52アクセスルート−24

第1図③東海第二発電所

重大事故発生時

屋内アクセスルート（3／8）

1.0.2−別紙 30−1953アクセスルート−25

第1図④東海第二発電所

重大事故発生時

屋内アクセスルート（4／8）

1.0.2−別紙 30−20

54アクセスルート−26

第1図⑤東海第二発電所

重大事故発生時

屋内アクセスルート（5／8）

1.0.2−別紙 30−2155

アクセスルート−27

第1図⑥東海第二発電所

重大事故発生時

屋内アクセスルート（6／8）

1.0.2−別紙 30−22

56アクセスルート−28

第1図⑦東海第二発電所

重大事故発生時

屋内アクセスルート（7／8）

1.0.2−別紙 30−23

57アクセスルート−29

第1図⑧東海第二発電所

重大事故発生時

屋内アクセスルート（8／8）

1.0.2−別紙 30−24

58

アクセスルート−30
第2表①−1

SFP 注水・スプレイ銃設置①①−3

SFP 注水・スプレイ銃設置③

②−1
②−3
②−5

操作対象機器一覧①−2

SFP 注水・スプレイ銃設置②

SFP 注水・スプレイ装置保管箱③②−2SFP 注水・スプレイ装置保管箱①

SFP 注水・スプレイ装置保管箱②②−4

ほう酸水注入ポンプ

ほう酸水注入ポンプ②−6

格納容器ベント弁（D/W 側）②−7

SFP 注水・スプレイ用ホース敷設②−8

使用済燃料プール注水ライン流量調整弁③−1

低圧代替注水系注水弁①③−2

低圧代替注水系注水弁②③−3

残留熱除去系（A）スプレイ弁③−4

残留熱除去系（A）スプレイ弁③−5

代替格納容器スプレイ注水弁③−6

代替格納容器スプレイ流量調整弁③−7

原子炉隔離時冷却系注入弁③−8

チェンジングプレース③−9

Ｃ／Ｓ4 階空調機械室入口扉④−1

残留熱除去系(C)注入弁④−2

残留熱除去系（B）注入弁④−3

低圧炉心スプレイ系注入弁④−4

残留熱除去系（A）注入弁④−5

低圧代替注水系注水弁

④−6

窒素ボンベ

④−7

窒素ボンベ（予備）

④−8

窒素ボンベ

④−9

窒素ボンベ（予備）④−10

格納容器ベント弁（第 2 弁）操作④−11

ＳＡ変換器盤④−12

高圧炉心スプレイ系注入弁⑤−1

残留熱除去系（B）スプレイ弁⑤−2

残留熱除去系（B）スプレイ弁⑥−1

原子炉保護系（A）分電盤⑥−2

原子炉保護系（A）ＭＧセット制御盤⑥−3

原子炉保護系（B）ＭＧセット制御盤⑥−4

ＭＣＣ ２Ｄ−６

⑥−5

⑥−6

⑥−9

ＭＣＣ ２Ｃ−６
直流 125V 充電器 2A 及び 125V DC DIST CTR
2A125V DC DIST PNL 2B−1⑥−10

125V DC DIST PNL 2A−1
直流 125V 充電器 2B 及び 125V DC DIST CTR
2B
代替格納容器スプレイ流量調整弁⑥−11

代替格納容器スプレイ注水弁⑥−12

緊急用ＭＣＣ⑥−13

格納容器ベント弁（S/P 側）⑥−14

SFP 注水・スプレイ装置保管箱④⑥−15SFP 注水・スプレイ装置保管箱⑤⑥−16Ｃ／Ｓ電気室入口扉⑥−17

Ｒ／Ｗコントロール室脇入口扉⑥−18

直流 24V 充電器⑥−19

原子炉建屋大物搬入口扉⑥−20

原子炉保護系（B）分電盤⑦−1

Ｍ／Ｃ ２Ｄ⑦−2

Ｐ／Ｃ ２Ｄ⑦−3

ＲＳＳ制御盤⑦−4

ＭＣＣ ２Ｄ−４⑦−5⑦−6

原子炉隔離時冷却系計装パネル⑦−8

フィルタ装置スクラビング水移送弁⑦−9

ＭＣＣ ２Ｃ−４
高圧代替注水系蒸気供給弁及び原子炉隔離
時ＳＡ蒸気止め弁
復水移送配管閉止フランジ⑦−10

可搬型代替直流電源設備用電源切替盤⑧−1

Ｍ／Ｃ ２Ｃ⑧−2

Ｐ／Ｃ ２Ｃ⑧−3

残留熱除去系（B）系弁⑧−4

残留熱除去系（A）系弁⑧−5

原子炉隔離時冷却系ポンプ⑧−6

常設高圧代替注水弁

⑥−7

⑦−7

⑥−8

1.0.2−別紙 30−25

59アクセスルート−31

第2図

緊急時対策所，事務本館，緊急時対策室建屋から原子炉建屋への徒歩によるアクセスルート（1／2）

1.0.2−別紙 30−26

60

アクセスルート−32

第2図

緊急時対策所，事務本館，緊急時対策室建屋から原子炉建屋への徒歩によるアクセスルート（2／2）
1.0.2−別紙 30−27

61

アクセスルート−33
第3表

重大事故等対応要員（運転操作対応要員）の屋外から原子炉建屋入口へのアクセスルート影響評価

原子炉建屋西側①
項

目

地震時

津波時

その他

原子炉建屋西側②

原子炉建屋南側

・地震による構造物の損壊影響を受けない
・入域先のエリアは地震による火災の影響を受けない

・地震による構造物 ・地震による構造物の損壊影響を受けの損壊影響を受けない
ない
・入域先のエリアが ・入域先のエリアは地震による火災の地震による火災の影響を受ける可能影響を受けない性があることから，屋内への速やかなアクセスが困難な場合は別ルートを使用する・重大事故等発生後， ・重大事故等発生後，速やかに原子炉建速やかに水密化さ屋入口にアクセス
れた原子炉建屋入可能であることか
口にアクセス可能ら影響を受ける可であることから影響を受ける可能性
能性は小さい同 左・敷地遡上津波に対は小さい
して影響を受けない高所から原子炉
建屋入口に入域することから影響を受けない
・停電時でも入域可能であることから同 左
同 左
影響を受けない

原子炉建屋東側

・地震時は構造物の損壊による影響を受ける可能性があることから，屋内への速やかなアクセスが困難な場合
は別ルートを使用する。
・地震による火災の影響を受けない

原子炉建屋南側

同左

同

左

同左

同

左

同左

1.0.2−別紙 30−28

62アクセスルート−34
参考資料−1
屋内アクセスルートにおける狭隘な箇所

アクセスルートの通行幅は，原則 80 ㎝と設定しているが，原子炉建屋付属棟内のケーブル処理室は平常時における通行路ではなく，一部，60 ㎝未満となり通行姿勢の制限を受ける区域となる。
そのため，現場の状況確認を行い，通行が不可能となるような箇所がないことを確認した。

1.0.2−別紙 30−29

63アクセスルート−35

第1図

屋内アクセスルートにおける通行時に通行姿勢が制限される箇所(1／3)
1.0.2−別紙 30−30

64アクセスルート−36

第1図

屋内アクセスルートにおける通行時に通行姿勢が制限される箇所（2／3）

1.0.2−別紙 30−31

65

アクセスルート−37

第1図

屋内アクセスルートにおける通行時に通行姿勢が制限される箇所（3／3）

1.0.2−別紙 30−32

66

アクセスルート−38
参考資料−2
原子炉建屋付属棟内新設ルートについて

原子炉建屋付属棟における中央制御室を基点とした，上下階の行き来を可能とする新設アクセスルートを設定する。
なお，当該ルートの設定は，昇降設備として階段を設置すること，火災区域のバウンダリを確保すること，また，重大事故発生時に空調機械室に設営する
チェンジングプレースとの干渉等を念頭に実施する。
当該アクセスルートの概要を第 1 図に示す。

1.0.2−別紙 30−33

67

アクセスルート−39

第1図

原子炉建屋付属棟内新設アクセスルート概要図（1／2）
1.0.2−別紙 30−34

68アクセスルート−40

第1図

原子炉建屋付属棟内新設アクセスルート概要図（2／2）

1.0.2−別紙 30−35

69アクセスルート−41
参考資料−3
原子炉建屋付属棟 1 階電気室の耐火障壁設置による通行性及び作業性について

原子炉建屋付属棟 1 階電気室における，電気盤等の系統分離のための 1 時間
耐火障壁設置による，アクセスルートの通行性及び電気盤類の操作性等について，影響確認を行った。
第 1 図に当該電気室内の機器，耐火障壁の配置及び影響確認結果を示す。

1.0.2−別紙 30−3670

1.0.2−別紙 30−37
原子炉建屋付属棟電気室 1 階 耐火障壁設置による系統分離図

71

アクセスルート−42

第1図アクセスルート−43
参考資料−4
原子炉建屋付属棟内新設階段に設置するハッチの仕様及び運用について

1.

ハッチの概要(仕様)
火災区域のバウンダリを確保するために，火災区域境界として 3 時間耐火隔壁機能及びラッチ機構を有するハッチを設置する。(防火扉と同じ構造)
新設ハッチの概要を第 1 図，ハッチ部の仕様を第 2 表，寸法と重量を第 3 表に示す。
なお，ハッチ上部は耐火隔壁の機能維持を考慮して通行禁止とし、柵等による立ち入り制限を行う。

2.

ハッチ開閉作業について
人力によりハッチ開閉作業を行う。
ハッチ開閉に要する想定時間は第 1 表のとおり。

第1表

ハッチ開閉想定時間

動 作
ハッチ片側扉開
ハッチ片側扉開
落下防止チェーン取外し
落下防止チェーン取付け
ハッチ片側扉閉
ハッチ片側扉閉
余裕分
計

想定時間
30 秒
30 秒
30 秒
30 秒
30 秒
30 秒
120 秒
300 秒（5 分）

1.0.2−別紙 30−38

72

アクセスルート−44
第2表
名

称

ハッチ

性

ハッチ部仕様（概要）能備

3 時間耐火性能・8 条「火災による損傷の防止」審査資料の防火扉と同じ構造とする。
・寸法は開口部に合わせ第 2 表のとおり製作するが，耐火試験を行った防火扉（約 2.7m×約 2.8m）に比べ小さいことから歪み
量，合わせ面長さは少ないため，耐火性は同等

第3表
名

称

ハッチ

寸

考

寸法と重量

法

※１

重

縦 800mm×横 1,200mm×高さ 50mm
（鋼板厚さ 1.6mm）

量

開閉方式

約 38kg（片扉約 19kg※２ ）

両開き

1,200mm
50mm
800mm※１：詳細設計で確定※２：開閉時はヒンジ部も荷重を分担するため，人力での開閉時の重さは約 9.5kg

第1図

新設ハッチ概要図

1.0.2−別紙 30−3973アクセスルート−45
参考資料−5
屋内アクセスルートに波及的影響を与えるおそれがあるものについて

屋内アクセスルートに影響のある施設として ALC パネル ※ （別紙（15）参照），
原子炉建屋付属棟外壁の開口閉鎖部及び原子炉建屋付属棟内の間仕切壁（フレキシブルボード）を確認した。
※ALC： Autoclaved Lightweight aerated Concrete （高温高圧蒸気養生された軽量気泡コ
ンクリート）の頭文字をとって名付けられた建材で，板状に成形したもの

開口閉鎖部の損傷・落下により影響を受ける可能性のあるアクセスルートを第1 図，間仕切壁（フレキシブルボード）の損傷・落下により影響を受ける可能性のあるアクセスルートを第 2 図に示す。また，関係する各条文の基準適合のための必要事項及び必要事項への対応方針を第 1 表，基準適合への対応方針を踏まえた設計方針を第 2 表に示す。
抽出したパネル等については，基準地震動Ｓ Ｓ 及び設計竜巻によって脱落及び損傷しない外壁等に変更損することから，屋内アクセスルートに影響はない。
（屋外アクセスルートへの影響評価及び ALC パネルの配置については別紙（15）参照）

1.0.2−別紙 30−40

74

アクセスルート−46
第1表

基準適合のための必要事項及び対応方針

条文

要求事項

適合のための
必要事項

パネル
番号 ※

4条

S クラス施設への波及的影響評価

S クラス施設への波及的影響を防止③④⑤

外部事象によって安全
施設の安全機能を損なわない設計

屋内の安全施設に対して外殻となる
外壁で防護安全施設への波及的影
響評価

安全施設への波及的影響を防止常設耐震重要重大事故
防止設備及び常設重大事故緩和設備への波及
的影響評価

常設耐震重要重大事故防止設備及び
常設重大事故緩和
設備への波及的影
響を防止

43 条
1項1号

環境条件及び荷重条件

想定される環境条件に変化を生じさ
せないこと

①〜⑤⑧

43 条
3項3号

複数の接続口波及的影響を起因とする接続口の損
傷防止①②⑥

アクセスルートの確保

波及的影響を起因とするアクセス性
の阻害防止

①②⑥
⑦⑧⑨

6条

39 条

43 条
3項6号

基準適合への対応方針
基 準地 震動 Ｓ Ｓ によ っ て 脱
落及び損傷しない外壁等に
変更

③④⑤⑧

設計竜巻によって脱落及び損傷しない外壁等に変更①

基 準地 震動 Ｓ Ｓ によ っ て 脱
落及び損傷しない外壁等に変更①〜⑤⑦
基 準地 震動 Ｓ Ｓ 及び 設 計 竜
巻によって脱落及び損傷しない外壁等に変更⑧
設計竜巻によって脱落及び損傷しない外壁等に変更⑥⑨
連絡通路，間仕切壁（フレキシブルボード）は撤去※パネル番号①〜⑦の配置は別紙（15）参照

1.0.2−別紙 30−4175

アクセスルート−47
第2表
パネル
番号 ※

①〜⑤

⑥

基準適合への対応方針を踏まえた設計方針

基準適合への対応方針（部位ごとへの具体的な要求）

設計方針①〜④，⑦，⑧
取付ボルトの本数等を調整することで，脱落及び損傷
しない

竜巻の風荷重，設計飛来
物の衝撃荷重及び基準地
震動Ｓ Ｓ によって脱落及
び損傷しない外壁等に変更①〜④：鋼板壁⑤：コンクリート壁⑤
建屋と一体の構造とすること等により，断面強度を確保可能であり，脱落及び損
傷しない⑥
他の移動手段が確保できることから連絡通路を撤去可能

当該部の撤去【地震】
・基準地震動Ｓ Ｓ

⑦

⑧

⑨

成立性

【竜巻】
・風荷重（最大風速 100m/s） 壁板
竜巻の風荷重及び基準地 ・設計飛来物 ※ の衝撃荷重 及び震動Ｓ Ｓ によって脱落及
取付
び損傷しない外壁等に変 ※以下仕様の鋼製材
部の
更【鋼板壁】
・寸法 0.2m×0.3m×4.2m
強度・質量 135 ㎏
確保
・衝突速度
水平 51m/s
鉛直 34m/s
竜巻の風荷重及び設計飛来物の衝撃荷重によって脱落及び貫通しない壁に変更（内壁側への防護鋼板追設）⑨
騒音が発生しないスパージ
ング送風機に取り替える計画であり，騒音防止目的の間仕切壁（フレキシブルボード）は撤去可能。
＜竜巻飛来物による貫通の考慮＞
エリア①〜⑤，⑧では飛来物による貫通の阻止について考慮する。
下記の厚さにて設計飛来物※の貫通は防止可能・鋼板：16mm 程度
・コンクリート：26cm 程度＜竜巻飛来物によるコンク
リート壁裏面剥離の考慮＞
コンクリートの裏面剥離により，内部の防護対象設
備に影響が考えられる箇所については，裏面剥離を生じない厚さの確保，剥離発生の防止措置，又は剥離片に対する防護措置を講ずる。
下記の厚さにて設計飛来物
による裏面剥離は防止可能
・コンクリート：45cm 程度

当該部の撤去※パネル番号①〜⑦の配置は別紙（15）参照

1.0.2−別紙 30−4276

1.0.2−別紙 30−43
開口閉鎖部の損傷・落下により影響を受ける可能性のあるアクセスルート

77

アクセスルート−48

第1図1.0.2−別紙 30−44
間仕切壁（フレキシブルボード）の損傷・落下により影響を受ける可能性のあるアクセスルート

78

アクセスルート−49

第2図