資料番号：SA技-3-2 改0

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】

2018年3月22日
日本原子力発電株式会社

柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
第 1.2.1 表 機能喪失を想定する設計基準事故対処設備と整備する手順
対応手段，対処設備，手順書一覧（1/6）（重大事故等対処設備（設計基準拡張））
機能喪失を想定する
分類

設計基準事故対処設備

対処設備

事故時運転操作手順書（徴候ベース）

原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁「水位確保」等（設計基準事故対処設備が健全であれば重大事故等対処設備として使用する原子炉注水）（設計基準拡張）ではなく重大

高圧炉心注水系配管・弁

復水貯蔵槽
対処設備

−
高圧炉心注水系ポンプ

原子炉補機冷却系
非常用交流電源設備 ※1

事故等対処設備として位置付ける。
同様）

原子炉隔離時冷却系ポンプ
逃がし安全弁（安全弁機能）※４
サプレッション・チェンバ※１
原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁
主蒸気系配管・弁
原子炉隔離時冷却系（注水系）配管・弁・ストレーナ
原子炉圧力容器所内常設直流電源設備※２
非常用交流電源設備※２
燃料給油設備※２

東二は有効性評価の条件とし非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等て，逃がし安全弁（安全弁機能）
を原子炉冷却材圧力バウンダ
リ高圧時の注水確保のためのＡＭ設備別操作手順書

圧力上昇抑制に期待しており，
重大事故等対処設備と位置付ける。
東二は，重大事故等時の対処に用いる場合の水源はサプレッ
ション・チェンバを用いる。

※1：手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。

高圧炉心スプレイ系ポンプ
逃がし安全弁（安全弁機能）※４
サプレッション・チェンバ※１
高圧炉心スプレイ系配管・弁・ス
トレーナ・スパージャ
原子炉圧力容器
非常用交流電源設備※２
燃料給油設備※２

重大事故等対処設備

対処 設備

サプレッション・チェンバ
原子炉圧力容器

手順書

−

重大事故等

復水貯蔵槽

「水位確保」等

高圧炉心スプレイ系による原子炉注水

高圧炉心注水系による発電用原子炉の冷却復水補給水系配管（設計基準拡張）パージャ

事故時運転操作手順書（徴候ベース）
重大事故等対処設備

高圧炉心注水系配管・弁・ストレーナ・ス

設計基準事故対処設備

直流 125V 蓄電池 A
直流 125V 充電器 A

重大事故等

原子炉圧力容器

対処設備（以下，第 1.2−1 表において

給水系配管・弁・スパージャ
非常用交流電源設備 ※1

サプレッション・チェンバ対応
手段

重大事故等対処設備

復水補給水系配管

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

原子炉隔離時冷却系による原子炉注水

発電用原子炉の冷却重大事故等対処設備（設計基準拡張）

原子炉隔離時冷却系によるストレーナ（設計基準拡張）

原子炉隔離時冷却系（注水系）配管・弁・東二は設計基準事故対処設備

重大事故等対処設備

主蒸気系配管・弁第1.2−1表 機能喪失を想定する設計基準事故対処設備と整備する手順

に対し，重大事故等対処設備

手順書

原子炉隔離時冷却系ポンプ

備考

対応手段，対処設備，手順書一覧（1／6）

分類

対応
手段

東海第二

※1：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.15 事故時の計装に関する手順等」にて整備する。
※4：運転員等による操作不要の設備である。

1

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等
非常時運転手順書Ⅱ（停止時徴候ベース）「停止時原子炉水位制
御」等
ＡＭ設備別操作手順書

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

対応手段，対処設備，手順書一覧（2/6）

対応手段，対処設備，手順書一覧（2／6）

東二は有効性評価の条件とし（フロントライン系故障時）（フロントライン系故障時）て，逃がし安全弁（安全弁機能）機能喪失を想定する
分類

設計基準事故対処設備

分類

対応
手段

対処設備

手順書

原子炉隔離時冷却系

高圧代替注水系ポンプ

事故時運転操作手順書（徴候ベース）

高圧炉心注水系

復水貯蔵槽「水位確保」等

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

対応
手段

対処設備

手順書

を原子炉冷却材圧力バウンダ
リ高圧時の注水確保のための
圧力上昇抑制に期待しており，
重大事故等対処設備と位置付

高圧代替注水系（蒸気系）配管・弁ける。

主蒸気系配管・弁
原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁

高圧炉心注水系配管・弁残留熱除去系配管・弁（7 号炉のみ）
給水系配管・弁・スパージャ

東二は，重大事故等時の対処に

常設代替直流電源設備
常設代替交流電源設備 ※1
可搬型代替交流電源設備 ※1
第二代替交流電源設備 ※1
自主対策設備

高圧代替注水系ポンプ

事故時運転操作手順書（徴候ベース）

復水貯蔵槽「水位確保」等

原子炉隔離時冷却系ポンプ
高圧炉心スプレイ系ポンプ

AM 設備別操作手順書

主蒸気系配管・弁
原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁
高圧代替注水系（注水系）配管・弁
復水補給水系配管
高圧炉心注水系配管・弁残留熱除去系配管・弁（7 号炉のみ）
給水系配管・弁・スパージャ
原子炉圧力容器重大事故等対処設備

高圧代替注水系の現場操作による発電用原子炉の冷却

高圧代替注水系（蒸気系）配管・弁
「HPAC 現場起動」

常設高圧代替注水系ポンプ
逃がし安全弁（安全弁機能）※４
サプレッション・チェンバ※１
高圧代替注水系（蒸気系）配管・
弁
主蒸気系配管・弁
原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁
高圧代替注水系（注水系）配管・
弁
高圧炉心スプレイ系配管・弁・ス
トレーナ
原子炉隔離時冷却系（注水系）配管・弁
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備※２
可搬型代替交流電源設備※２
常設代替直流電源設備※２
可搬型代替直流電源設備※２
燃料給油設備※２用いる場合の水源はサプレッ
ション・チェンバを用いる。

重大事故等対処設備

可搬型直流電源設備 ※1

中央制御室からの高圧代替注水系起動

原子炉圧力容器

フロントライン系故障

フロントライン系故障時

高圧代替注水系の中央制御室からの操作による発電用原子炉の冷却復水補給水系配管

重大事故等対処設備

高圧代替注水系（注水系）配管・弁

東二は，常設代替交流電源設備
非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等

を常設代替高圧電源装置 5 台でＡＭ設備別操作手順書

し，1 台予備を確保している。

定格とし，故障や点検を想定
よって，柏崎で記載している自重大事故等対策要領

主対策設備は設置していない。
（以下，第 1.2−1 表において同様）
条文要求である現場操作は全交流動力電源喪失及び常設直流電源系統喪失を想定した場合の手段であるため，東二は「現場での人力操作による高※1：手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。

※1：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.15 事故時の計装に関する手順等」にて整備する。
※4：運転員等による操作不要の設備である。

2

圧代替注水系起動」手順をサポート系故障時のみに整備する。

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柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

対応手段，対処設備，手順書一覧（3/6）

対応手段，対処設備，手順書一覧（3／6）

東二は，サポート系故障時の手（サポート系故障時）（サポート系故障時）段として，基準規則の条文要求

機能喪失を想定する
分類

設計基準事故対処設備

対応
手段

対処設備

全交流動力電源
常設直流電源系統

事故時運転操作手順書（徴候ベース）

原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁「水位確保」等

復水補給水系配管

原子炉隔離時冷却系ポンプ

復水補給水系配管
高圧炉心注水系配管・弁常設代替交流電源設備 ※1
可搬型代替交流電源設備 ※1
第二代替交流電源設備 ※1
設 自
備 主
対
策

（設計基準拡張）

復水貯蔵槽
サプレッション・チェンバ
原子炉圧力容器
所内蓄電式直流電源設備 ※1
可搬型直流電源設備 ※1

重大事故等対処設備

可搬型直流電源設備による原子炉隔離時冷却系への給電

原子炉隔離時冷却系ポンプ
原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁主蒸気系配管・弁
原子炉隔離時冷却系（注水系）配管・弁・
ストレーナ
復水補給水系配管
高圧炉心注水系配管・弁給水系配管・弁・スパージャ

重
対 大
処
事
設
備 故
等

である十分な期間の運転継続を満足する手段として，高圧代

常設高圧代替注水系ポンプ
逃がし安全弁（安全弁機能）※４
サプレッション・チェンバ※１
高圧代替注水系（蒸気系）配管・
弁
主蒸気系配管・弁
原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁
高圧代替注水系（注水系）配管・
弁
高圧炉心スプレイ系配管・弁・ス
トレーナ
原子炉隔離時冷却系（注水系）配管・弁
原子炉圧力容器
常設代替直流電源設備※２
可搬型代替直流電源設備※２
燃料給油設備※２

替注水系を用いた手段を整備している。

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等
ＡＭ設備別操作手順書
重大事故等対策要領

東二は有効性評価の条件として，逃がし安全弁（安全弁機能）
を原子炉冷却材圧力バウンダ
リ高圧時の注水確保のための
圧力上昇抑制に期待しており，
重大事故等対処設備と位置付ける。

ション・チェンバを用いる。
常設高圧代替注水系ポンプ
高圧代替注水系タービン止め弁
逃がし安全弁（安全弁機能）※４
サプレッション・チェンバ※１
高圧代替注水系（蒸気系）配管・
弁
主蒸気系配管・弁
原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁
高圧代替注水系（注水系）配管・
弁
高圧炉心スプレイ系配管・弁・ス
トレーナ
原子炉隔離時冷却系（注水系）配管・弁
原子炉圧力容器重大事故等対処設備

所内蓄電式直流電源設備 ※1

対処設備

原子炉圧力容器

手順書

用いる場合の水源はサプレッ
所内常設直流電源設備（常設直流電源系統）

復水貯蔵槽
サプレッション・チェンバ

対処設備

東二は，重大事故等時の対処に

現場での人力操作による高圧代替注水系起動

給水系配管・弁・スパージャ

サポート系故障

ストレーナ

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機（全交流動力
電源）

重大事故等

代替交流電源設備によるサポート系故障時

原子炉隔離時冷却系への給電

原子炉隔離時冷却系（注水系）配管・弁・（設計基準拡張）

主蒸気系配管・弁− ※1
重大事故等対処設備

原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁

多様なハザード対応手順

自主対
策
設備

水中ポンプ
ホース
仮設発電機
燃料補給設備 ※1「RCIC 現場起動」

重大事故
等
対処設備

サプレッション・チェンバ
原子炉圧力容器対応
手段

AM 設備別操作手順書「RCIC 現場起動（排水処理）」

給水系配管・弁・スパージャ

復水貯蔵槽

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

重大事故等対処設備

高圧炉心注水系配管・弁分類

中央制御室からの高圧代替注水系起動

ストレーナ（設計基準拡張）による発電用原子炉の冷却

原子炉隔離時冷却系の現場操作

原子炉隔離時冷却系（注水系）配管・弁・重大事故等対処設備

原子炉隔離時冷却系ポンプ

主蒸気系配管・弁

全交流動力電源手順書※1：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.15 事故時の計装に関する手順等」にて整備する。
※4：運転員等による操作不要の設備である。

※1：手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。

3

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等
ＡＭ設備別操作手順書

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

対応手段，対処設備，手順書一覧（4/6）

対応手段，対処設備，手順書一覧（4／6）

柏崎は代替電源による給電に（サポート系故障時）（サポート系故障時）係る記載を比較表ページ 3〜4

分類
分類

機能喪失を想定する対応
手段

全交流動力電源

対処設備

− ※1

復水貯蔵槽
サプレッション・チェンバ

復水補給水系配管
高圧炉心注水系配管・弁給水系配管・弁・スパージャ
原子炉圧力容器
所内蓄電式直流電源設備 ※1
直流給電車及び電源車 ※1

外部電源系及び非常用ディーゼル発電機（全交流動力
電源）

に記載。
東二は有効性評価の条件として，逃がし安全弁（安全弁機能）

原子炉隔離時冷却系ポンプ
逃がし安全弁（安全弁機能）※４
サプレッション・チェンバ※１
原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁
主蒸気系配管・弁
原子炉隔離時冷却系（注水系）配管・弁・ストレーナ
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備※２
可搬型代替交流電源設備※２
燃料給油設備※２を原子炉冷却材圧力バウンダ

ＡＭ設備別操作手順書

リ高圧時の注水確保のための
圧力上昇抑制に期待しており，
重大事故等対処設備と位置付ける。
東二は，重大事故等時の対処に用いる場合の水源はサプレッ
ション・チェンバを用いる。

原子炉隔離時冷却系ポンプ
逃がし安全弁（安全弁機能）※４
サプレッション・チェンバ※１
原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁
主蒸気系配管・弁
原子炉隔離時冷却系（注水系）配管・弁・ストレーナ
原子炉圧力容器
可搬型代替直流電源設備※２
燃料給油設備※２※1：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.15 事故時の計装に関する手順等」にて整備する。
※4：運転員等による操作不要の設備である。

4

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等

重大事故等対策要領

重大事故等対処設備

代替直流電源設備による原子炉隔離時冷却系への給電サポート系故障※1：手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。

手順書

重大事故等対処設備

主蒸気系配管・弁自主対策設 備

サポート系故障 時直流給電車による原子炉隔離時冷却系への給電

原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁

ストレーナ

対処設備

手順書

原子炉隔離時冷却系ポンプ

原子炉隔離時冷却系（注水系）配管・弁・対応
手段

代替交流電源設備による原子炉隔離時冷却系への給電設計基準事故対処設備

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等
ＡＭ設備別操作手順書
重大事故等対策要領

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

対応手段，対処設備，手順書一覧（5/6）

対応手段，対処設備，手順書一覧（5／6）

「監視及び制御」の手段につい（監視及び制御）（監視及び制御）て，東二は基準規則の要求事項

機能喪失を想定する
分類

設計基準事故対処設備

分類

対応
手段

対処設備

「水位確保」等

の監視計器

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）
高圧代替注水系系統流量
復水貯蔵槽水位（SA）

AM 設備別操作手順書「HPAC 現場起動」※３

監視及び制御の監視計器監視及び制御−原子炉水位（狭帯域）
可搬式原子炉水位計
高圧代替注水系ポンプ吐出圧力
高圧代替注水系タービン入口圧力高圧代替注水系タービン排気圧力
高圧代替注水系ポンプ吸込圧力

AM 設備別操作手順書「RCIC 現場起動」※1：手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。

自主対策設備原子炉隔離時冷却系タービン入口圧力
原子炉隔離時冷却系ポンプ吸込圧力
可搬型回転計

原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
可搬型計測器

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等
ＡＭ設備別操作手順書
重大事故等対策要領

原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
原子炉圧力
原子炉圧力（ＳＡ）
高圧代替注水系系統流量
サプレッション・プール水位
可搬型計測器
常設高圧代替注水系ポンプ吐出圧
力
常設高圧代替注水系ポンプ入口圧
力
高圧代替注水系タービン入口圧力高圧代替注水系タービン排気圧力

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等
ＡＭ設備別操作手順書
重大事故等対策要領

原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
高圧代替注水系系統流量
可搬型計測器
常設高圧代替注水系ポンプ吐出圧
力※1：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.15 事故時の計装に関する手順等」にて整備する。
※4：運転員等による操作不要の設備である。

5に沿った手段名としている。ただし，対処設備の選定は柏崎と重大事故等対処設備

原子炉水位の制御「水位確保」等

原子炉水位（狭帯域）
可搬式原子炉水位計

手順書

事故時運転操作手順書（徴候ベース）
重大 事故等
対処設備の監視計器

原子炉隔離時冷却系（現場起動時）

原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA）

自主対策設備

高圧代替注水系（現場起動時）

重大事故等
対処設備

「水位確保」等

対処設備

重大事故等対処設備

事故時運転操作手順書（徴候ベース）

常設高圧代替注水系ポンプの作動状況確認

原子炉水位（狭帯域）
復水貯蔵槽水位

自主対策設備

高圧代替注水系（中央制御室起動時）

原子炉水位（SA）

対応
手段

重大事故等対処設備

原子炉水位（燃料域）

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

原子炉水位の監視又は推定

事故時運転操作手順書（徴候ベース）
重大事故等対処設備

原子炉水位（広帯域）

原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA）−

手順書

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等
ＡＭ設備別操作手順書
重大事故等対策要領同様である。
東二は，重大事故等時の対処に用いる場合の水源はサプレッ
ション・チェンバを用いる。

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

対応手段，対処設備，手順書一覧（6/6）

対応手段，対処設備，手順書一覧（6／6）

柏崎は複数の補給手段を選定（重大事故等の進展抑制）（重大事故等の進展抑制）

しているが，東二は純水系の機能喪失を想定する
分類

設計基準事故対処設備

分類

対応
手段

対処設備

手順書

高圧炉心注水系配管・弁・スパージャ
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備 ※1「水位確保」等
AM 設備別操作手順書「SLC ポンプによる原子炉注水」

可搬型代替交流電源設備 ※1

自主対策
設備

第二代替交流電源設備 ※1

対処設備

ほう酸水注入ポンプ
逃がし安全弁（安全弁機能）※４
ほう酸水貯蔵タンク※１
ほう酸水注入系配管・弁
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備※２
可搬型代替交流電源設備※２
燃料給油設備※２

手順書

重大事故等対処設備

ほう酸水注入系による進展抑制（ほう酸水注入）

ほう酸水注入系配管・弁事故時運転操作手順書（徴候ベース）
重大事故等対処設備

ほう酸水注入系貯蔵タンク

対応
手段

ほう酸水注入系による原子炉注水（ほう酸水注入）

ほう酸水注入系ポンプ

機能喪失を想定する設計基準事故対処設備

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等
非常時運転手順書Ⅱ（停止時徴候ベース）「停止時原子炉水位制
御」等
ＡＭ設備別操作手順書
重大事故等対策要領

ほう酸水注入系貯蔵タンク

ほう酸水注入系配管・弁

復水補給水系
消火系
純水補給水系
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備 ※1−−

第二代替交流電源設備 ※1
可搬型代替交流電源設備 ※1

ほう酸水注入ポンプ
逃がし安全弁（安全弁機能）※４
ほう酸水貯蔵タンク※１
ほう酸水注入系配管・弁
純水系
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備※２
可搬型代替交流電源設備※２
燃料給油設備※２

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等

自主対策設備高圧炉心注水系配管・弁・スパージャ

自主対策設備

ほう酸水注入系による進展抑制（注水）

重大事故等の進展抑制

重大事故等の進展抑制

ほう酸水注入系テストタンク

ほう酸水注入系による原子炉注水（継続注水）

ほう酸水注入系ポンプ

非常時運転手順書Ⅱ（停止時徴候ベース）「停止時原子炉水位制
御」等
ＡＭ設備別操作手順書
重大事故等対策要領

復水貯蔵槽「水位確保」等

制御棒駆動系配管・弁
復水補給水系配管・弁AM 設備別操作手順書「CRD による原子炉注水」

原子炉補機冷却系
常設代替交流電源設備※1
第二代替交流電源設備※1
事故時運転操作手順書（徴候ベース）

復水貯蔵槽「水位確保」等

高圧炉心注水系配管・弁・スパージャ
復水補給水系配管
原子炉圧力容器
常設代替交流電源設備 ※1
第二代替交流電源設備 ※1

自主対策設備による進展抑制

高圧炉心注水系緊急注水

高圧炉心注水系ポンプ

AM 設備別操作手順書「HPCF 緊急注水」

制御棒駆動水ポンプ
逃がし安全弁（安全弁機能）※４
復水貯蔵タンク※１
制御棒駆動水圧系配管・弁補給水系配管・弁
原子炉圧力容器
非常用交流電源設備※２
燃料給油設備※２

自主対策設備原子炉圧力容器

制御棒駆動水圧系による原子炉注水

事故時運転操作手順書（徴候ベース）
自主対策設備進 展抑 制制御棒駆動系による制御棒駆動水ポンプ※1：手順については「1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給手順等」にて整備する。
※2：手順については「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。
※3：手順については「1.15 事故時の計装に関する手順等」にて整備する。
※4：運転員等による操作不要の設備である。

※1：手順は「1.14 電源の確保に関する手順等」にて整備する。

6

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等
非常時運転手順書Ⅱ（停止時徴候ベース）「停止時原子炉水位制
御」等
ＡＭ設備別操作手順書

みでの補給となる。
東二は電源容量及び高圧炉心
スプレイ系ポンプ保護の観点から，緊急注水手順は整備しない。

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

第 1.2.2 表 重大事故等対処に係る監視計器

第1.2−2表 重大事故等対処に係る監視計器

柏崎の設計基準拡張設備に係監視計器一覧（1/5）

監視計器一覧（1／9）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）1.2.2.1 フロントライン系故障時の対応手順「水位確保」等

判
断基
準

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「水位確保」等
AM 設備別操作手順書

判
断
基
準

電源

AM 用直流 125V 充電器盤蓄電池電圧

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA）

監視パラメータ（計器）

水源の確保

復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位（SA）

原子炉圧力容器内の水位

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

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力(SA)

原子炉圧力容器への注水量

高圧代替注水系系統流量

水源の確保

復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位（SA）

電源

AM 用直流 125V 充電器盤蓄電池電圧

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA）

水源の確保

復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位（SA）

原子炉圧力容器内の水位

可搬式原子炉水位計「HPAC 現場起動」

東二は，重大事故等時の対処に

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）

原子炉圧力容器への注水量

給水流量

水源の確保

サプレッション・プール水位

補機監視機能給水系ポンプ吐出ヘッダ圧力

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（ＳＡ）

原子炉圧力容器への注水量

原子炉隔離時冷却系系統流量

水源の確保

サプレッション・プール水位

ＡＭ設備別操作手順書

原子炉隔離時冷却系タービン入口圧力操
作

高圧代替注水系ポンプ吐出圧力
高圧代替注水系タービン入口圧力高圧代替注水系タービン排気圧力
高圧代替注水系ポンプ吸込圧力操作

補機監視機能1.2.2.2 サポート系故障時の対応手順(1)全交流動力電源喪失及び常設直流電源系統喪失時の原子炉圧力容器への注水事故時運転操作手順書（徴候ベース）

直流 125V 主母線盤 A 電圧
電源

「水位確保」等
AM 設備別操作手順書「RCIC 現場起動」

判
断
基
準

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA）

水源の確保

復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位（SA）

原子炉圧力容器内の水位

可搬式原子炉水位計

多様なハザード対応手順「RCIC 現場起動（排水処理）」

直流 125V 充電器盤 A-2 蓄電池電圧
AM 用直流 125V 充電器盤蓄電池電圧

原子炉圧力容器内の水位

操作

可搬型回転計補機監視機能に記載。

用いる場合の水源はサプレッ

判断基準

操
作

重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

1.2.2.1 設計基準事故対処設備を使用した対応手順(1) 原子炉隔離時冷却系による原子炉注水(1)高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水事故時運転操作手順書（徴候ベース）

る監視計器は，比較表ページ 10

原子炉隔離時冷却系タービン入口圧力
原子炉隔離時冷却系ポンプ吸込圧力

7

ション・チェンバを用いる。

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
監視計器一覧（2/5）

東海第二

備考

監視計器一覧（2／9）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）柏崎の設計基準拡張設備に係重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）11 に記載。

1.2.2.3 重大事故等の進展抑制時の対応手順(1)重大事故等の進展抑制
事故時運転操作手順書（徴候ベース）

M/C C 電圧

「水位確保」等

1.2.2.1 設計基準事故対処設備を使用した対応手順(2) 高圧炉心スプレイ系による原子炉注水

東二は，重大事故等時の対処に

M/C D 電圧電源

AM 設備別操作手順書

P/C

C−1 電圧P/C D−1 電圧
直流 125V 主母線盤 A 電圧
直流 125V 主母線盤 B 電圧

「SLC ポンプによる原子炉注水」
判断基準
原子炉圧力容器内の水位

判断基準

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA）

操作

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）

補機監視機能ほう酸水注入系ポンプ出口圧力
復水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力
復水移送ポンプ(A)吐出圧力
復水移送ポンプ(B)吐出圧力
復水移送ポンプ(C)吐出圧力

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等
非常時運転手順書Ⅱ（停止時徴候ベース）「停止時原子炉水位制御」
等

M/C C 電圧

「水位確保」等

電源

AM 設備別操作手順書
原子炉圧力容器内の水位

P/C C−1 電圧
直流 125V 主母線盤 A 電圧

原子炉圧力容器への注水量

給水流量
原子炉隔離時冷却系系統流量

水源の確保

サプレッション・プール水位

補機監視機能原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力給水系ポンプ吐出ヘッダ圧力

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（ＳＡ）

原子炉圧力容器への注水量

高圧炉心スプレイ系系統流量

水源の確保

サプレッション・プール水位

ＡＭ設備別操作手順書

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA）

原子炉補機冷却水系(A)系統流量

水源の確保

復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位（SA）

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA）

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）

原子炉圧力容器への注水量

制御棒駆動系系統流量

補機監視機能制御棒駆動系充てん水ライン圧力

水源の確保

復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位（SA）

操作

補機監視機能操作

判 断基 準「CRD による原子炉注水」

復水貯蔵槽水位（SA）
ろ過水タンク水位
純水タンク水位

原子炉圧力容器内の圧力

事故時運転操作手順書（徴候ベース）

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA）
復水貯蔵槽水位

水源の確保

る監視計器は，比較表ページ

8用いる場合の水源はサプレッ
ション・チェンバを用いる。

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
監視計器一覧（3/5）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

監視パラメータ（計器）1.2.2.3 重大事故等の進展抑制時の対応手順(1)重大事故等の進展抑制
M/C D 電圧

事故時運転操作手順書（徴候ベース）「水位確保」等「HPCF 緊急注水」

備考

監視計器一覧（3／9）

手順書

AM 設備別操作手順書

東海第二

電源
判
断
基
準

原子炉圧力容器内の水位

原子炉圧力容器内の水位

操作

重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

P/C D−1 電圧
直流 125V 主母線盤 B 電圧

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA）
復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位（SA）
原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA）

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）

原子炉圧力容器への注水流量

高圧炉心注水系(B)系統流量

補機監視機能高圧炉心注水系ポンプ(B)吐出圧力

水源の確保

復水貯蔵槽水位
復水貯蔵槽水位（SA）

監視パラメータ（計器）

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）

原子炉圧力容器への注水流量

原子炉隔離時冷却系系統流量
高圧炉心スプレイ系系統流量

水源の確保

サプレッション・プール水位

補機監視機能原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力
高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（ＳＡ）

原子炉圧力容器への注水量

高圧代替注水系系統流量

水源の確保

サプレッション・プール水位

ＡＭ設備別操作手順書

操作9

用いる場合の水源はサプレッ
ション・チェンバを用いる。

1.2.2.2 フロントライン系故障時の対応手順(1) 高圧代替注水系による原子炉注水
ａ．中央制御室からの高圧代替注水系起動

判断基準

水源の確保

東二は，重大事故等時の対処に

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
監視計器一覧（4/5）

東海第二

備考

監視計器一覧（4／9）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）1.2.2.4 重大事故等対処設備（設計基準拡張）による対応手順(1)原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水事故時運転操作手順書（徴候ベース）

電源

直流 125V 主母線盤 A 電圧

柏崎の中央制御室からの高圧
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）器は，比較表ページ 7 に記載。

1.2.2.3 サポート系故障時の対応手順(1) 全交流動力電源喪失及び常設直流電源系統喪失時の原子炉注水
ａ．中央制御室からの高圧代替注水系起動

東二は，重大事故等時の対処に「水位確保」等

判
断
基
準

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA）

復水貯蔵槽水位
水源の確保

復水貯蔵槽水位（SA）

電源

275kV 東海原子力線１Ｌ，２Ｌ電圧
154kV 系原子力１号線電圧
メタルクラッド開閉装置（以下「メタルクラッド開閉装置」を「Ｍ／Ｃ」という。
）
２Ｃ電圧
パワーセンタ（以下「パワーセンタ」を「Ｐ／Ｃ」という。
） ２Ｃ電圧Ｍ／Ｃ ２Ｄ電圧
Ｐ／Ｃ ２Ｄ電圧
直流 125V 主母線盤２Ａ電圧
直流 125V 主母線盤２Ｂ電圧

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）

原子炉圧力容器への注水流量

原子炉隔離時冷却系系統流量
高圧炉心スプレイ系系統流量

水源の確保

サプレッション・プール水位

補機監視機能原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力
高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（ＳＡ）

原子炉圧力容器への注水量

高圧代替注水系系統流量

水源の確保

サプレッション・プール水位

サプレッション・チェンバ・プール水位

原子炉圧力容器内の水位

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）

原子炉格納容器内の温度

サプレッション・チェンバ・プール水温度

原子炉圧力容器への注水量

原子炉隔離時冷却系系統流量

判断基準

操
作

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA）

原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力
補機監視機能原子炉隔離時冷却系タービン入口圧力
原子炉隔離時冷却系タービン排気圧力
原子炉隔離時冷却系タービン回転速度
復水貯蔵槽水位

水源の確保

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等

復水貯蔵槽水位（SA）
サプレッション・チェンバ・プール水位

ＡＭ設備別操作手順書

操作10

代替注水系起動に係る監視計用いる場合の水源はサプレッ
ション・チェンバを用いる。

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）
監視計器一覧(5/5)

東海第二

備考

監視計器一覧（5／9）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）1.2.2.4 重大事故等対処設備（設計基準拡張）による対応手順(2)高圧炉心注水系による原子炉圧力容器への注水事故時運転操作手順書（徴候ベース）

M/C D 電圧

「水位確保」等

M/C E 電圧電源

柏崎の現場からの高圧代替注
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

電源

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）（可搬型計測器）
原子炉水位（狭帯域）

原子炉圧力容器への注水流量

原子炉隔離時冷却系系統流量
高圧炉心スプレイ系系統流量
高圧代替注水系系統流量（可搬型計測器）

水源の確保

サプレッション・プール水位

補機監視機能原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力
高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力
常設高圧代替注水系ポンプ吐出圧力

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）（可搬型計測器）
原子炉水位（狭帯域）

原子炉圧力容器への注水流量

高圧代替注水系系統流量（可搬型計測器）

補機監視機能常設高圧代替注水系ポンプ吐出圧力
常設高圧代替注水系ポンプ入口圧力高圧代替注水系タービン入口圧力高圧代替注水系タービン排気圧力

直流 125V 主母線盤 B 電圧
直流 125V 主母線盤 C 電圧

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA）
復水貯蔵槽水位

水源の確保

復水貯蔵槽水位（SA）
サプレッション・チェンバ・プール水位

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（SA）

原子炉格納容器内の温度

サプレッション・チェンバ・プール水温度

原子炉圧力容器への注水量

高圧炉心注水系(B)系統流量
高圧炉心注水系(C)系統流量

補機監視機能高圧炉心注水系ポンプ(B)吐出圧力
高圧炉心注水系ポンプ(C)吐出圧力

判断基準

操
作

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（SA）

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等
ＡＭ設備別操作手順書

復水貯蔵槽水位
水源の確保

東二は，重大事故等時の対処に
275kV 東海原子力線１Ｌ，２Ｌ電圧
154kV 系原子力１号線電圧
Ｍ／Ｃ ２Ｃ電圧
Ｐ／Ｃ ２Ｃ電圧
Ｍ／Ｃ ２Ｄ電圧
Ｐ／Ｃ ２Ｄ電圧
直流 125V 主母線盤２Ａ電圧
直流 125V 主母線盤２Ｂ電圧

P/C D−1 電圧

復水貯蔵槽水位（SA）
サプレッション・チェンバ・プール水位操作

11水系起動に係る監視計器は，比較表ページ 7 に記載。

1.2.2.3 サポート系故障時の対応手順(1) 全交流動力電源喪失及び常設直流電源系統喪失時の原子炉注水
ｂ．現場での人力操作による高圧代替注水系起動

P/C E−1 電圧

判
断
基
準

監視パラメータ（計器）用いる場合の水源はサプレッ
ション・チェンバを用いる。

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

監視計器一覧（6／9）

東二は条文要求に基づく章立
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）る。

1.2.2.4 監視及び制御(2) 常設高圧代替注水系ポンプの作動状況確認

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）（可搬型計測器）

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）（可搬型計測器）
原子炉水位（狭帯域）

原子炉圧力容器への注水流量

高圧代替注水系系統流量（可搬型計測器）

補機監視機能常設高圧代替注水系ポンプ吐出圧力
常設高圧代替注水系ポンプ入口圧力高圧代替注水系タービン入口圧力高圧代替注水系タービン排気圧力

判断基準

電源

275kV 東海原子力線１Ｌ，２Ｌ電圧
154kV 系原子力１号線電圧
Ｍ／Ｃ ２Ｃ電圧
Ｐ／Ｃ ２Ｃ電圧
Ｍ／Ｃ ２Ｄ電圧
Ｐ／Ｃ ２Ｄ電圧
直流 125V 主母線盤２Ａ電圧
直流 125V 主母線盤２Ｂ電圧

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等
ＡＭ設備別操作手順書

操作12てを行い，手順として整理す柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

監視計器一覧（7／9）
重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）てを行い，手順として整理す

1.2.2.4 監視及び制御(3) 原子炉水位の制御る。

電源275kV 東海原子力線１Ｌ，２Ｌ電圧
154kV 系原子力１号線電圧
Ｍ／Ｃ ２Ｃ電圧
Ｐ／Ｃ ２Ｃ電圧
Ｍ／Ｃ ２Ｄ電圧
Ｐ／Ｃ ２Ｄ電圧
直流 125V 主母線盤２Ａ電圧
直流 125V 主母線盤２Ｂ電圧

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）（可搬型計測器）

原子炉圧力容器への注水流量

高圧代替注水系系統流量（可搬型計測器）

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）（可搬型計測器）
原子炉水位（狭帯域）

原子炉圧力容器への注水流量

高圧代替注水系系統流量（可搬型計測器）

補機監視機能常設高圧代替注水系ポンプ吐出圧力
常設高圧代替注水系ポンプ入口圧力高圧代替注水系タービン入口圧力高圧代替注水系タービン排気圧力

判断基準

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等
ＡＭ設備別操作手順書

操作13

東二は条文要求に基づく章立柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

監視計器一覧（8／9）

柏崎のほう酸水注入系による重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）

監視計器は，比較表ページ 8 に

1.2.2.5 重大事故等の進展抑制時の対応手順(1) 重大事故等の進展抑制
ａ．ほう酸水注入系による原子炉注水

原子炉圧力容器内の圧力

記載。

原子炉圧力
原子炉圧力（ＳＡ）

原子炉圧力容器への注水流量

原子炉隔離時冷却系系統流量
高圧炉心スプレイ系系統流量
高圧代替注水系系統流量

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等

電源

275kV 東海原子力線１Ｌ，２Ｌ電圧
154kV 系原子力１号線電圧
Ｍ／Ｃ ２Ｃ電圧
Ｍ／Ｃ ２Ｄ電圧
Ｐ／Ｃ ２Ｃ電圧
Ｐ／Ｃ ２Ｄ電圧

非常時運転手順書Ⅱ（停止時徴候ベース）「停止時原子炉水位制御」
等

補機監視機能原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力
高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力
常設高圧代替注水系ポンプ吐出圧力

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（ＳＡ）

補機監視機能純水移送ポンプ吐出ヘッダ圧力

原子炉圧力容器への注水量

ほう酸水貯蔵タンク液位
ほう酸水注入ポンプ吐出圧力

判断基準

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）

ＡＭ設備別操作手順書

操作14

重大事故等の進展抑制に係る柏崎は複数の補給手段を選定しているが，東二は純水系のみでの補給となる。

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 技術的能力比較表【対象項目：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】
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機 設置変更許可申請書 再補正（平成 29 年 12 月 18 日）

東海第二

備考

監視計器一覧（9／9）

柏崎の制御棒駆動水圧系によ重大事故等の対応に必要となる監視項目

手順書

監視パラメータ（計器）る監視計器は，比較表ページ 8

1.2.2.5 重大事故等の進展抑制時の対応手順(1) 重大事故等の進展抑制
ｂ．制御棒駆動水圧系による原子炉注水

非常時運転手順書Ⅱ（停止時徴候ベース）「停止時原子炉水位制御」
等に記載。

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（ＳＡ）

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）

原子炉圧力容器への注水流量

原子炉隔離時冷却系系統流量
高圧炉心スプレイ系系統流量
高圧代替注水系系統流量

水源の確保

復水貯蔵タンク水位

補機監視機能原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力
高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力
常設高圧代替注水系ポンプ吐出圧力

原子炉圧力容器内の水位

原子炉水位（狭帯域）
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）

原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力
原子炉圧力（ＳＡ）

原子炉圧力容器への注水量

制御棒駆動水圧系系統流量

水源の確保

復水貯蔵タンク水位

補機監視機能制御棒駆動系冷却水ライン流量

判断基準

非常時運転手順書Ⅱ（徴候ベース）「水位確保」等

ＡＭ設備別操作手順書

操作15

る重大事故等の進展抑制に係